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

＜

1.1.1

目

次

＞

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 原 子 炉 緊 急 停 止(b) 原 子 炉 冷 却 材 再 循 環 ポ ン プ 停 止 に よ る 原 子 炉 出 力 抑 制(c) 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(d) ほ う 酸 水 注 入(e) 制 御 棒 挿 入(f) 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 低 下 操 作 に よ る 原 子 炉 出 力 抑 制(g) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
b．
1.1.2
1.1.2.1

手順等
重大事故等時の手順
フロントライン系故障時の対応手順(1) EOP「 ス ク ラ ム 」 （ 原 子 炉 出 力 ）(2) EOP「 反 応 度 制 御 」(3) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
1.1.2.2

その他の手順項目について考慮する手順

1.1-1

添 付 資 料 1.1.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.1.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.1.3

原子炉自動スクラム設定値リスト

添 付 資 料 1.1.4

解釈一覧
1.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
2.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.1-2

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【要求事項】
発電用原子炉設置者において、運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原
子炉格納容器の健全性を維持するとともに、発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」とは、発電用原子炉を緊急停止していなければならない状況にもかかわらず、原子炉出力又は原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合のことをいう。
２ 「発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（ １ ） 沸 騰 水 型 原 子 炉 (BWR)及 び 加 圧 水 型 原 子 炉 (PWR)共 通
ａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、手動による原子炉の緊急停止操作を実施すること。

1.1-3

（ ２ ） BWRａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、原子炉出力を制御するため、原子炉冷却材再循環ポンプが自動停止しない場合は、手動で停止操作を実施すること。
ｂ ） 十 分 な 反 応 度 制 御 能 力 を 有 す る ほ う 酸 水 注 入 設 備 （ SLCS ） を起動する判断基準を明確に定めること。
ｃ）発電用原子炉を緊急停止することができない事象の発生時に不安定な出力振動が検知された場合には、ほう酸水注入設備（ SLCS） を 作 動 さ せ る こ と 。
（ ３ ） PWRａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、原子炉出力を抑制するため、補助給水系ポンプが自動起動しない場合又はタービンが自動停止しない場合は、手動操作により実施すること。
ｂ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、化学体積制御設備又は非常用炉心冷却設備による十分な量のほう酸水注入を実施すること。

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉を停止させるための設計基準事故対処設備は，原子炉緊急停止系である。
この設備が機能喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界にするための対処設
1.1-4

備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.1-5

1.1.1

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
運転時の異常な過渡変化により発電用原子炉の緊急停止が必
要な状況における設計基準事故対処設備として，原子炉緊急停止系を設置している。
この設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設
備 を 選 定 す る （ 第 1.1.1 図 ） 。

重大事故等対処設備のほかに，設計基準事故対処設備による対応手段並びに柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則
第四十四条及び技術基準規則第五十九条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，設計基準事故対処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。
1.1-6

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
機能喪失原因対策分析の結果，運転時の異常な過度変化時にフロントライン系故障として，原子炉緊急停止系の故障を想定する。サポート系故障（電源喪失）は，原子炉緊急停止系の電源が喪失することにより制御棒が挿入されることから想定しない。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備，設計
基準事故対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備，設計基準事故対処設備及び自主対策 設 備 と 整 備 す る 手 順 に つ い て の 関 係 を 第 1.1.1 表 に 整 理 する。

a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 原 子 炉 緊 急 停 止
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を 緊 急 に 停 止 す る こ と が で き な い 事 象 （ 以 下 「 ATWS 」 と い
う 。 ） が 発 生 す る お そ れ が あ る 場 合 又 は ATWS が 発 生 し た 場
合に，原子炉手動スクラム又は代替制御棒挿入機能による制御棒の緊急挿入により，発電用原子炉を緊急停止する手段がある。

ⅰ. 原子炉手動スクラム
1.1-7

中央制御室からの原子炉手動スクラム操作により発電用原子炉を緊急停止する。
原子炉手動スクラム操作により発電用原子炉を緊急停止する設備は以下のとおり。
・手動スクラムボタン
・原子炉モードスイッチ「停止」
・制御棒
・制御棒駆動機構（水圧駆動）
・制御棒駆動系配管
・制御棒駆動系水圧制御ユニット

ⅱ. 代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入
代替制御棒挿入機能は，原子炉圧力高又は原子炉水位
低 （ レ ベ ル 2） の 信 号 に よ り 作 動 し ， 自 動 で 制 御 棒 を 緊 急挿入する。また，上記「ⅰ. 原子炉手動スクラム」の対応手段を実施しても全制御棒全挿入が確認できない場合
は，中央制御室からの手動操作により代替制御棒挿入機
能を作動させて制御棒を緊急挿入する。
代替制御棒挿入機能により制御棒を緊急挿入する設備
は以下のとおり。
・ ATWS 緩 和 設 備 （ 代 替 制 御 棒 挿 入 機 能 ）・制御棒・制御棒駆動機構（水圧駆動）
・制御棒駆動系配管
・制御棒駆動系水圧制御ユニット
1.1-8

・非常用交流電源設備(b) 原 子 炉 冷 却 材 再 循 環 ポ ン プ 停 止 に よ る 原 子 炉 出 力 抑 制
ATWS が 発 生 し た 場 合 に ， 代 替 冷 却 材 再 循 環 ポ ン プ ・ ト リ
ップ機能又は原子炉冷却材再循環ポンプの手動停止操作により，原子炉出力を抑制する手段がある。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，原子炉圧力高 又 は 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） の 信 号 に よ り 4 台 ， 原 子 炉
水 位 低 （ レ ベ ル 2） の 信 号 に よ り 残 り 6 台 の 原 子 炉 冷 却 材 再循環ポンプを自動で停止させて原子炉出力を抑制する。原
子炉冷却材再循環ポンプが自動で停止しない場合は，中央制御室からの手動操作により原子炉冷却材再循環ポンプを停止し，原子炉出力を抑制する。
原子炉冷却材再循環ポンプの停止により原子炉出力を抑制する設備は以下のとおり。
・ ATWS 緩 和 設 備 （ 代 替 冷 却 材 再 循 環 ポ ン プ ・ ト リ ッ プ
機能）・非常用交流電源設備(c) 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
ATWS が 発 生 し た 場 合 に ， 自 動 減 圧 系 の 起 動 阻 止 ス イ ッ チ
により自動減圧系及び代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）による自動減圧を阻止し，発電用原子炉の自動減圧による原子炉圧力容器への冷水注水量の増加に伴う原子1.1-9

炉出力の急上昇を防止する手段がある。
自動減圧系の起動阻止スイッチにより原子炉出力の急上昇を防止する設備は以下のとおり。
・自動減圧系の起動阻止スイッチ
・非常用交流電源設備(d) ほ う 酸 水 注 入
ATWS が 発 生 し た 場 合 に ， ほ う 酸 水 を 注 入 す る こ と に よ り
発電用原子炉を未臨界にする手段がある。
上 記 「 (b) 原 子 炉 冷 却 材 再 循 環 ポ ン プ 停 止 に よ る 原 子 炉
出力抑制」の対応手段により原子炉出力を抑制した後，中央制御室からの手動操作により十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入系を起動し，ほう酸水を注入することで発電用原子炉を未臨界にする。
ほ う 酸 水 注 入 系 を 起 動 さ せ る 判 断 基 準 は ， ATWS 発 生 直 後に行う原子炉冷却材再循環ポンプの停止操作及び自動減圧
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の
実 施 後 と す る 。 こ れ に よ り ， ATWS 発 生 時 は ， 不 安 定 な 出 力
振動の発生の有無にかかわらずほう酸水注入系を起動させることとしている。
ほう酸水注入により発電用原子炉を未臨界にする設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系ポンプ
・ほう酸水注入系貯蔵タンク
・ほう酸水注入系配管・弁1.1-10・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備(e) 制 御 棒 挿 入
ATWS が 発 生 し た 場 合 に ， 上 記 「 (a) 原 子 炉 緊 急 停 止 」 の対応手段を実施しても全制御棒全挿入が確認できない場合
は，自動又は手動操作により制御棒を挿入する手段がある。

ⅰ. 制御棒自動挿入
原子炉スクラム信号又は代替制御棒挿入機能作動信号が発信されたにもかかわらず全制御棒が緊急挿入しなかっ た 場 合 に お い て も ,電 動 駆 動 に て 全 制 御 棒 を 自 動 で 全 挿入する。
電動駆動にて制御棒を自動で挿入する設備は以下のとおり。
・ ATWS 緩 和 設 備 （ 代 替 制 御 棒 挿 入 機 能 ）・制御棒操作監視系
・制御棒
・制御棒駆動機構（電動駆動）
・非常用交流電源設備

ⅱ. 制御棒手動挿入
中央制御室でのスクラムテストスイッチ及び原子炉緊
1.1-11

急停止系電源スイッチの操作，中央制御室からの手動操作による制御棒電動挿入により制御棒を挿入する。
水圧駆動にて制御棒を手動で挿入する設備は以下のとおり。
・スクラムテストスイッチ
・原子炉緊急停止系電源スイッチ
・制御棒
・制御棒駆動機構（水圧駆動）
・制御棒駆動系配管
・制御棒駆動系水圧制御ユニット

制御棒を手動で電動挿入する設備は以下のとおり。
・制御棒操作監視系
・制御棒
・制御棒駆動機構（電動駆動）
・非常用交流電源設備(f) 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 低 下 操 作 に よ る 原 子 炉 出 力 抑 制
ATWS が 発 生 し た 場 合 に ， 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 低 下させることにより原子炉出力を抑制する手段がある。
上 記 「 (b)原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制」の対応手段を実施しても，原子炉出力が高い場
合又は発電用原子炉が隔離状態である場合は，中央制御室からの手動操作にて原子炉圧力容器内の水位（原子炉冷却材の自然循環に必要な水頭圧）を低下させることにより，
1.1-12

原子炉冷却材の自然循環量を減少させ，発電用原子炉内のボイド率を上昇させて原子炉出力を抑制する。
原子炉圧力容器内の水位低下操作により原子炉出力を抑制する設備は以下のとおり。
・給水制御系
・給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ）
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心注水系(g) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
原 子 炉 緊 急 停 止 で 使 用 す る 設 備 の う ち ， ATWS 緩 和 設 備（ 代 替 制 御 棒 挿 入 機 能 ）， 制 御 棒 ， 制 御 棒 駆 動 機 構 （ 水 圧 駆動 ）， 制 御 棒 駆 動 系 配 管 及 び 制 御 棒 駆 動 系 水 圧 制 御 ユ ニ ッ トは重大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制で使 用 す る 設 備 の う ち ， ATWS 緩 和 設 備 （ 代 替 冷 却 材 再 循 環 ポ
ンプ・トリップ機能）は重大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
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で使用する設備のうち，自動減圧系の起動阻止スイッ
チは重大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用
交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）とし1.1-13

て位置付ける。
ほう酸水注入で使用する設備のうち，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク，ほう酸水注入系配管・弁，高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ及び原子炉圧力容器は重大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設
備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.1.1）
以上の重大事故等対処設備により，発電用原子炉を緊急に停止できない場合においても原子炉出力を抑制し，発電用原子炉を未臨界にすることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に
有 効 な 設 備 で あ る た め ,自 主 対 策 設 備 と し て 位 置 付 け る 。 あ
わせて，その理由を示す。
・手動スクラムボタン，原子炉モードスイッチ「停止」
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタ
ンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，主スクラム回路を共有しているため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
1.1-14

・スクラムテストスイッチ
全制御棒全挿入が完了するまでに時間を要するものの，当該スイッチを操作することで制御棒の緊急挿入が可能であることから，制御棒を挿入する手段として有効である。
・原子炉緊急停止系電源スイッチ
原子炉緊急停止系の監視及び操作はできなくなるものの，当該電源スイッチを操作し，スクラムパイロッ
ト弁電磁コイルの電源を遮断することで，制御棒の緊急挿入が可能であることから，制御棒を挿入する手段として有効である。
・制御棒駆動機構（電動駆動），制御棒操作監視系
全制御棒全挿入が完了するまでに時間を要するものの，スクラムテストスイッチ若しくは原子炉緊急停止
系電源スイッチの操作により制御棒を水圧駆動で挿入完了するまでの間，又はこれらの操作が実施できない
場合に，電動駆動で制御棒を挿入する手段として有効である。なお，電動駆動で制御棒を挿入する手段には原子炉スクラム信号又は代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入及び制御棒操作監視系にて選択した制御棒の手動挿入がある。
・原子炉圧力容器内の水位低下操作で使用する設備
耐震性がないものの，常用電源が健全であれば給水
系（電動駆動原子炉給水ポンプ）による原子炉圧力容器への給水量の調整により原子炉圧力容器内の水位を1.1-15低下できることから，原子炉出力を抑制する手段として有効である。なお，原子炉隔離時冷却系又は高圧炉
心注水系による原子炉圧力容器への注水が行われている場合は，これらによる原子炉圧力容器内の水位制御を優先する。

b.

手順等
上 記 「 a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備」

により選定した対応手段に係る手順を整備する。
こ れ ら の 手 順 は ， ATWS 時 に お け る 運 転 員 に よ る 一 連 の 対 応と し て 事 故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ 徴 候 ベ ー ス ） （ 以 下 「 EOP」 とい う 。 ） に 定 め る （ 第 1.1.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器についても整
理 す る （ 第 1.1.2 表 ） 。

1.1-16

1.1.2

重大事故等時の手順

1.1.2.1

フロントライン系故障時の対応手順(1) EOP「 ス ク ラ ム 」 （ 原 子 炉 出 力 ）運転時の異常な過渡変化時において，原子炉自動スクラム信号が発信した場合又は原子炉手動スクラム操作を実施した場合
は，原子炉スクラムの成否を確認するとともに，原子炉モード
スイッチを「停止」位置に切り替えることにより原子炉スクラ
ムを確実にする。

a.

手順着手の判断基準
原子炉自動スクラム信号が発信した場合又は原子炉手動ス

クラム操作をした場合。

b.

操作手順
EOP「 ス ク ラ ム 」（ 原 子 炉 出 力 ） に お け る 操 作 手 順 の 概 要 は

以下のとおり。各手順の成功は，全制御棒全挿入ランプの点灯及び原子炉出力の低下により確認する。手順の対応フロー
を 第 1.1.2 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.1.3 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に原子炉スクラム状況の確認を指示する。原子炉スクラムが成功していない場合は，原子炉手動ス
クラム操作及び手動による代替制御棒挿入操作を指示する。
②中央制御室運転員 A は，スクラム警報の発生の有無，
制御棒の挿入状態及び原子炉出力の低下の状況を状態
1.1-17

表示にて確認する。
③中央制御室運転員 A は，原子炉スクラムが成功していない場合は，原子炉手動スクラム操作及び手動による代替制御棒挿入操作を実施する。
④中央制御室運転員 A は，原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える。
⑤当直副長は，上記④の操作を実施しても全制御棒全挿入とならず，未挿入の制御棒がペアロッド 1 組又は制
御 棒 1 本 よ り も 多 い 場 合 は ， ATWS と 判 断 し ， 中 央 制 御室 運 転 員 に EOP「 反 応 度 制 御 」 へ の 移 行 を 指 示 す る 。

c.

操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名にて 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開 始 を 判 断 し て か ら EOP「 反 応度制御」への移行まで 1 分以内で可能である。

(2) EOP「 反 応 度 制 御 」
ATWS 発 生 時 に ， 発 電 用 原 子 炉 を 安 全 に 停 止 さ せ る 。

a.

手順着手の判断基準
EOP「 ス ク ラ ム 」（ 原 子 炉 出 力 ） の 操 作 を 実 施 し て も ， ペ ア

ロッド 1 組又は制御棒 1 本よりも多くの制御棒が未挿入の場合。
なお，制御棒操作監視系の故障により，制御棒の位置が確
認 で き な い 場 合 も ATWS と 判 断 す る 。
1.1-18

b.

操作手順
EOP「 反 応 度 制 御 」 に お け る 操 作 手 順 の 概 要 は 以 下 の と おり。各手順の成功は，全制御棒全挿入ランプの点灯及び原子炉 出 力 の 低 下 に よ り 確 認 す る 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.1.4
図 に ， 概 要 図 を 第 1.1.5 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.1.6 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力の抑制操作，並びに自動減圧系及び代替自動減圧系の自動起動阻止操作を指示する。
②中央制御室運転員 A は，代替冷却材再循環ポンプ・ト
リップ機能による原子炉冷却材再循環ポンプの自動停止状況を状態表示にて確認する。代替冷却材再循環ポ
ンプ・トリップ機能が作動していない場合又は原子炉
冷却材再循環ポンプが部分台数のみ停止している場合
は，手動操作により停止していない原子炉冷却材再循環ポンプを停止する。
③中央制御室運転員 A は，自動減圧系及び代替自動減圧
系の自動起動阻止操作を実施する。
④当直副長は，原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力の抑制操作，並びに自動減圧系及び代替自動
減圧系の自動起動阻止操作が完了したことを確認し，中央制御室運転員にほう酸水注入系の起動操作，原子炉圧力容器内の水位低下操作及び制御棒の挿入操作を
1.1-19

同時に行うことを指示する。同時に行うことが不可能な場合は，ほう酸水注入系の起動操作，原子炉圧力容
器内の水位低下操作，制御棒の挿入操作の順で優先させる。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A は ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン プ (A)又 は(B)の 起 動 操 作 （ ほ う 酸 水 注 入 系 起 動 用 キ ー ・ ス イ ッ チ
を 「 ポ ン プ A」 位 置 （ B 系 を 起 動 す る 場 合 は 「 ポ ン プ
B」 位 置 ） に す る こ と で ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン プ 吸 込 弁
及びほう酸水注入系注入弁が全開となり，ほう酸水注
入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始される。）を実施し，併せて，ほう酸水注入
系タンク液位指示値の低下，平均出力領域モニタ指示値及び起動領域モニタ指示値の低下を確認する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A は ， 原 子 炉 出 力 が 60%以 上 の 場 合 又は発電用原子炉が隔離状態である場合は，給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水量を減少させ，原子炉圧力容器内の水位を低下させることで原 子 炉 出 力 を 3%以 下 に 維 持 す る 。
原 子 炉 出 力 を 3%以 下 に 維 持 で き な い 場 合 は ， 原 子 炉 圧
力 容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1.5） 以 上 に 維持するよう原子炉圧力容器内の水位低下操作を実施する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，以下の操作により制御棒を挿入する。
1.1-20・原子炉手動スクラム操作
・手動操作による代替制御棒挿入機能の作動
・スクラムテストスイッチの操作
・原子炉緊急停止系電源スイッチの操作
・ 制 御 棒 手 動 挿 入 操 作 (制 御 棒 自 動 挿 入 が 作 動 し な い 場
合)⑧当直副長は，上記⑦の操作を実施中に制御棒をペアロッド１組以下まで挿入完了した場合又は未挿入の制御
棒 を 16 ス テ ッ プ 以 下 （ 0 ス テ ッ プ が 全 挿 入 位 置 ， 200
ステップが全引抜き位置）まで挿入完了した場合は，中央制御室運転員にほう酸水注入系の停止を指示する。
制御棒を挿入できなかった場合は，ほう酸水の全量注入完了を確認し，中央制御室運転員にほう酸水注入系の停止を指示する。

c.

操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからの各操作の所要時間は以下のとおり。
・原子炉冷却材再循環ポンプ手動停止：1 分以内・自動減圧系，代替自動減圧系の自動起動阻止：1 分以内
・ほう酸水注入開始：1 分以内・原子炉圧力容器内の水位低下操作開始：1 分以内・制御棒挿入操作開始：2 分以内
1.1-21

・スクラムテストスイッチ操作完了：約 7 分・原子炉緊急停止系電源スイッチ操作完了： 約 10 分(3) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.1.7 図 に 示 す 。
運転時の異常な過渡変化時において，発電用原子炉の運転を
緊急に停止すべき状況にもかかわらず，全制御棒が発電用原子炉 へ 全 挿 入 さ れ な い 場 合 ， EOP「 ス ク ラ ム 」 （ 原 子 炉 出 力 ） に 従い，中央制御室から速やかに操作が可能である手動スクラムボ
タンの操作，手動による代替制御棒挿入操作及び原子炉モード
スイッチの「停止」位置への切替え操作により，発電用原子炉を緊急停止させる。
手動スクラムボタンの操作，手動による代替制御棒挿入操作
及び原子炉モードスイッチの「停止」位置への切替え操作を実施しても発電用原子炉の緊急停止ができない場合は，原子炉停止 機 能 喪 失 と 判 断 す る 。 EOP「 反 応 度 制 御 」 に 従 い ， 原 子 炉 冷 却
材再循環ポンプ停止による原子炉出力の抑制操作，並びに自動減圧系及び代替自動減圧系の自動起動阻止操作を行うとともに，発電用原子炉を未臨界にするため，ほう酸水注入系を速やかに起動させる。
また，原子炉出力を抑制するため，原子炉圧力容器内の水位低下操作を行う。
さらに，制御棒挿入により発電用原子炉を未臨界にするため，スクラム弁の開閉状態に合わせた操作により全制御棒挿入
1.1-22

操作を行う。

1.1.2.2

その他の手順項目について考慮する手順

操 作 の 判 断 ， 確 認 に 係 る 計 装 設 備 に 関 す る 手 順 は 「 1.15時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.1-23

事故

第 1.1.1 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（1/2）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段
手動スクラムボタン

手順書

※1

スクラム

原子炉手動

自主対策設備原子炉緊急停止系

対処設備

原子炉モードスイッチ「停止」 ※1
制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）

制御棒駆動系配管
制御棒駆動系水圧制御ユニット
重大事故等対処設備※2

制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）
制御棒駆動系配管
制御棒駆動系水圧制御ユニット（設計基準拡張）
対処設備

重大事故等

（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

非常用交流電源設備

重大事故等対処設備

非常用交流電源設備

対処設備

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

※2

重大事故等

原子炉出力抑制自動減圧系の起動阻止スイッチ

機能）（設計基準拡張）

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ

重大事故等対処設備

非常用交流電源設備

原子炉冷却材再循環ポンプ停止によるフロントライン系故障時

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」※1：発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御
棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※2：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※3：代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入機能がある。
※4：制御棒自動挿入は，運転員による操作不要の制御棒挿入機能である。

1.1-24

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/2）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

手順書

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
ほう酸水注入（設計基準拡張）

ほう酸水注入系配管・弁重大事故等対処設備

ほう酸水注入系貯蔵タンク

対処設備

ほう酸水注入系ポンプ

重大事故等

原子炉緊急停止系

対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」原子炉圧力容器
非常用交流電源設備

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）※2，※3
制御棒
制御棒駆動機構（電動駆動）
非常用交流電源設備－

制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）
制御棒駆動系配管

事故時運転操作手順書（徴候ベー
自主対策設備（水圧挿入）

制御棒手動挿入フロントライン系故障時

スクラムテストスイッチ
原子炉緊急停止系電源スイッチ※4

自主対策設備（電動挿入）

制御棒自動挿入

制御棒操作監視系

ス）「反応度制御」制御棒駆動系水圧制御ユニット

制御棒
制御棒駆動機構（電動駆動）
非常用交流電源設備

自主対策設備（電動挿入）

制御棒手動挿入

制御棒操作監視系

給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ）
原子炉隔離時冷却系
自主対策設備による原子炉出力抑制

原子炉圧力容器内の水位低下操作

給水制御系

高圧炉心注水系※1：発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御
棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※2：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※3：代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入機能がある。
※4：制御棒自動挿入は，運転員による操作不要の制御棒挿入機能である。

1.1-25

第 1.1.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/2）
重大事故等の対応に対応手段
1.1.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(1)EOP「スクラム」（原子炉出力）
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）
判断基準

原子炉手動スクラム

スクラム発生の有無

スクラム警報スクラム要素原子炉自動スクラムに至るパラメータの変化 ※1
全制御棒全挿入ランプ

プラント停止状態

制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域モニタ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

制御棒操作監視系

操作

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急

全制御棒全挿入ランプ

プラント停止状態「スクラム」（原子炉出力）

平均出力領域モニタ挿入（手動）
原子炉出力
起動領域モニタ※1：原子炉自動スクラム信号の設定値については，添付資料 1.1.3 参照。

1.1-26

監視計器一覧（2/2）
重大事故等の対応に対応手段
1.1.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(2)EOP「反応度制御」「反応度制御」判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

全制御棒全挿入ランプ

プラント停止状態

制御棒操作監視系

原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制（手動）操作

RIP－ASD 受電遮断器開放状態

RIP－ASD 受電遮断器表示灯

原子炉冷却材再循環ポンプ運転状態

原子炉冷却材再循環ポンプ表示灯
平均出力領域モニタ

原子炉出力「反応度制御」判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

起動領域モニタ

全制御棒全挿入ランプ

プラント停止状態

制御棒操作監視系

自動減圧系の起動阻止スイッチによる操作

原子炉出力急上昇防止

ADS 及び SA－ADS 起動阻止状態

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

平均出力領域モニタ操作「反応度制御」ADS 及び SA－ADS 起動阻止状態表示灯

未臨界の維持又は監視

ほう酸水注入起動領域モニタ
ほう酸水注入系ポンプ出口圧力
ほう酸水注入系タンク液位

原子炉冷却材浄化系運転状態
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉冷却材浄化系隔離弁表示灯
平均出力領域モニタ「反応度制御」原子炉出力

原子炉圧力容器内の水位低下操作によ

原子炉隔離状態の有無

起動領域モニタる原子炉出力抑制

主蒸気隔離弁開閉表示灯
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA）

操作

給水流量
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
高圧炉心注水系(B)系統流量
高圧炉心注水系(C)系統流量
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
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

補機監視機能原子炉隔離時冷却系タービン回転速度
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

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
操作「反応度制御」代替制御棒挿入機能による制御棒緊

全制御棒全挿入ランプ

プラント停止状態

制御棒操作監視系
平均出力領域モニタ

原子炉出力

急挿入（手動）起動領域モニタ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

スクラム弁開閉表示「反応度制御」操作

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

制御棒手動挿入
平均出力領域モニタ

原子炉出力

起動領域モニタ※1：原子炉自動スクラム信号の設定値については，添付資料 1.1.3 参照。

1.1-27

原子炉緊急停止失敗

凡例③，④，⑤，⑩：AND条件：フロントライン系の対応：OR条件

運転時の異常な過渡変化
⑥，⑨

サポート系

②
フロントライン系

駆動源喪失（DC電源）※1

ｽｸﾗﾑ電気系故障

ｽｸﾗﾑ機械系故障

ｽｸﾗﾑ機械系故障（スタック）
主母線盤故障

遮断器故障

①，⑦，⑧

1.1-28

自動ｽｸﾗﾑ
信号喪失

ｽｸﾗﾑﾊﾟｲﾛｯﾄ
電磁弁故障

配管故障

HCU充てん水
圧力低下

CRDポンプ
故障

※1

計器故障

AC電源
喪失

充電器盤故障

RPS盤
故障

核計装盤
故障

駆動源喪失
（DC電源）

ｽｸﾗﾑ弁
故障

蓄電池機能喪失

駆動源喪失（DC電源）

計器故障

HCU
配管故障

HCU
弁故障

ﾌﾟﾛｾｽ計装盤故障※1

注：APRM高（中性子束），APRM高（熱流束相当），原子炉周期短，炉心流量急減については，核計装盤でスクラム信号を発信する。
また，それら以外のスクラム信号はRPS盤でスクラム信号を発信する。

第 1.1.1 図

機能喪失原因対策分析

フロントライン系故障時の対応手段①：原子炉手動スクラム②：代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入③：原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制④：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⑤：ほう酸水注入⑥：制御棒自動挿入（電動挿入）⑦：制御棒手動挿入（スクラムテストスイッチ）⑧：制御棒手動挿入（原子炉緊急停止系電源スイッチ）⑨：制御棒手動挿入（電動挿入）⑩：原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制

凡例：

フロントライン系

サポート系

故障を想定

対応手段あり

故障要因5

故障要因6

故障要因7

故障要因8

フロントライン系，サポート系の整理，故障の想定・対応手段
故障想定機器

故障要因1

故障要因2

故障要因3

故障要因4

運転時の異常な過渡変化
スクラム機械系故障（スタック）
配管故障

スクラム弁故障

スクラム機械系故障

HCU弁故障HCU機能喪失

原子炉緊急停止失敗

HCU充てん水圧力低HCU配管故障
下CRによる原子炉停止
機能喪失

CRDポンプ故障
スクラムパイロット電
磁弁故障
プロセス計装盤故障
RPS盤故障スクラム電気系故障
自動スクラム信号喪失

計器故障
駆動源喪失(DC電源）
計器故障

核計装盤故障※駆動源喪失(DC電源）

本 資 料 は ，「 機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 」 を も と に ， 設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 の 機 能 が 喪 失 に 至 る 原 因 を 順 次 右 側 へ 展 開している。すなわち，機器の機能が喪失することにより，当該機器の左側に記載される機能が喪失する関係にある
こ と を 示 し て い る 。 た だ し ， AND 条 件 ， OR 条 件 に つ い て は 表 現 し て い な い た め ， 必 要 に 応 じ て 「 機 能 喪 失 原 因 対 策
分析」を確認することとする。

第 1.1.1 図

機能喪失原因対策分析（補足）1.1-29

1.1-30
第 1.1.2 図EOP「 ス ク ラ ム 」 に お け る 発 電 用 原 子 炉 の 緊 急 停 止 対 応 フ ロ ー経過時間（分）
1

手順の項目

要員（数）

2

3

60秒 EOP 「反応度制御」へ移行

事象発生
スクラ ム成否の確認

手動スクラ ム，手動によ る 代替制御棒挿入
原子炉モードスイ ッチ「停止」位置切替え

ＥＯＰ 「スクラム」

中央制御室運転員A

1

全制御棒全挿入状況確認
制御棒挿入状況確認（制御棒１本又はペアロ ッド1組よ りも多くの制御棒が未挿入）
EOP 原子炉制御「反応度制御」へ移行

第 1.1.3 図EOP「 ス ク ラ ム 」 に お け る 発 電 用 原 子 炉 の 緊 急 停 止 対 応

タイムチャート

備考

1.1-31

1.1-32
第 1.1.4 図

EOP「 反 応 度 制 御 」 に お け る 発 電 用 原 子 炉 の 緊 急 停 止 対 応 フ ロ ー

ＭＵＷＰ
RCCV

D/W

NO
ＲＰＶ

MO

1.1-33

HPCF(B)系

MO

⑤※2

S/C

MO

⑤※1

SLCﾎﾟﾝﾌﾟ(A)MO
MO
SLCﾎﾟﾝﾌﾟ(B)

操作手順

弁名称

⑤※1

ほう酸水注入系ポンプ吸込弁⑤※2

ほう酸水注入系注入弁

第 1.1.5 図

ほう酸水注入系ポンプによるほう酸水注入

概要図

ＳＬＣ
タンク

経過時間（分）
1

手順の項目

要員（数）

2

6

7

8

9

10

EOP 「スクラム」より導入
原子炉冷却材再循環ポン プ 停止
自動減圧系，代替自動減圧系の自動起動阻止
ほう酸水注入系起動（制御棒を ペアロ ッド１組以下まで若しくは未挿入の制御棒を １６ステップ 以下まで挿入完了，又はほう酸水全量注入完了まで運転継続）

中央制御室運転員Ａ

1

ＥＯＰ 「反応度制御」

原子炉圧力容器内の水位低下操作（出力３％以下を 維持する 。維持できない場合は，原子炉水位低（レベル1.5）以上に維持）
原子炉手動スクラ ム
手動によ る 代替制御棒挿入
制御棒電動挿入（制御棒を ペアロ ッド１組以下まで若しくは１６ステップ 以下まで挿入完了する まで継続）

スクラ ムテストスイ ッチによ る 制御棒手動挿入

1.1-34中央制御室運転員Ｂ

第 1.1.6 図

1

原子炉緊急停止系電源スイ ッチによ る 制御棒手動挿入

EOP「 反 応 度 制 御 」 に お け る 発 電 用 原 子 炉 の 緊 急 停 止 対 応

タイムチャート

備考(1)フロントライン系故障時の対応手段の選択【凡例】：プラント状態：操作，確認：判断：重大事故等対処設備

異常な過渡変化時において原子炉自動スクラム失敗（全制御棒全挿入ならず）※事象に応じインターロックで動作
代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入
自動動作※

手動スクラムボタンによる原子炉手動スクラム
動作していない場合は，手動で対応
代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入（手動操作）※事象に応じインターロックで動作

代替冷却材再循環ポンプ
・トリップ機能自動動作※

原子炉モードスイッチ「停止」

スクラム成功No

動作していない場合は，手動で対応

原子炉停止機能喪失①

Yes

原子炉冷却材再循環
ポンプ手動停止

自動減圧系，代替自動減圧系の自動起動阻止「ほう酸水注入系起動操作」，「水位低下操作」，「制御棒挿入操作」を同時並行で実施するが，同時に実行不可の場合は，「ほう酸水注入系起動操作」→「水位低下操作」→「制御棒挿入操作」の優先順とする。

ほう酸水注入

ほう酸水注入系起動

ほう酸水全量
注入完了

水位

制御棒

原子炉圧力容器内の水位低下操作による
原子炉出力抑制

スクラム弁閉No

Yes

下記の順番で制御棒の挿入を行う。
・手動スクラムボタンによる原子炉手動スクラム・代替制御棒挿入機能（手動操作）②

・制御棒手動挿入（電動挿入）・スクラムテストスイッチ「スクラム」
・原子炉緊急停止系電源スイッチ「切」①

下記の順番で制御棒の挿入を行う。
・制御棒手動挿入（電動挿入）
・代替制御棒挿入機能リセット・スクラムリセット
・制御棒駆動系水圧制御ユニット再充 てん
・手動スクラムボタンによる原子炉手動スクラム・代替制御棒挿入機能（手動操作）①

ほう酸水注入系停止

ペアロッド１組以下まで制御棒挿入完了
全制御棒が１６ステップ以下まで挿入 完了②
原子炉未臨界第 1.1.7 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート

1.1-35

添付資料 1.1.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/3）
技術的能力審査 基準（1.1）
【 本 文】
発 電 用原 子炉 設 置者 にお い て、 運転 時 の異 常 な過 渡
変 化 時に おい て 発電 用原 子 炉の 運転 を 緊急 に 停止 す
る こ とが でき な い事 象が 発 生す るお そ れが あ る場 合
又 は 当該 事象 が 発生 した 場 合に おい て も炉 心 の著 しい 損 傷を 防止 す るた め、 原 子炉 冷却 材 圧力 バ ウン ダ
リ 及 び原 子炉 格 納容 器の 健 全性 を維 持 する と ともに 、 発電 用原 子 炉を 未臨 界 に移 行す る ため に 必要 な
手 順 等が 適切 に 整備 され て いる か、 又 は整 備 され る
方 針 が適 切に 示 され てい る こと 。

【 解 釈】
１ 「発 電 用原 子炉 の 運転 を緊 急 に停 止す る こと がで き ない 事象 の おそ れが あ る場 合」 と は、 発 電用 原
子 炉 を緊 急停 止 して いな け れば なら な い状 況 にも かか わ らず 、原 子 炉出 力又 は 原子 炉圧 力 等の パ ラメ ー
タ の 変化 から 緊 急停 止し て いな いこ と が推 定 され る
場 合 のこ とを い う。
２ 「発 電 用原 子炉 を 未臨 界に 移 行す るた め に必 要
な 手 順等 」と は 、以 下に 掲 げる 措置 又 はこ れ らと 同
等 以 上の 効果 を 有す る措 置 を行 うた め の手 順 等を いう。

（ １ ）沸 騰水 型 原子 炉(BWR)及 び 加圧 水型 原 子炉
(PWR)共 通ａ ） 上記 １の 「 発電 用原 子 炉の 運転 を 緊急 に 停止 す
る こ とが でき な い事 象の お それ があ る 場合 」 に、 手
動 に よる 原子 炉 の緊 急停 止 操作 を実 施 する こ と。

（ ２ ）BWRａ ） 上記 １の 「 発電 用原 子 炉の 運転 を 緊急 に 停止 す
る こ とが でき な い事 象の お それ があ る 場合 」 に、 原子 炉 出力 を制 御 する ため 、 原子 炉冷 却 材再 循 環ポ ン
プ が 自動 停止 し ない 場合 は 、手 動で 停 止操 作 を実 施
す る こと 。

ｂ ） 十分 な反 応 度制 御能 力 を有 する ほ う酸 水 注入 設
備 （ SLCS）を 起 動す る判 断 基準 を明 確 に定 め ること。
ｃ ） 発電 用原 子 炉を 緊急 停 止す るこ と がで き ない 事
象 の 発生 時に 不 安定 な出 力 振動 が検 知 され た 場合 には 、 ほう 酸水 注 入設 備（ SLCS） を作 動 させ る こと 。

（ ３ ）PWRａ ） 上記 １の 「 発電 用原 子 炉の 運転 を 緊急 に 停止 す
る こ とが でき な い事 象の お それ があ る 場合 」 に、 原子 炉 出力 を抑 制 する ため 、 補助 給水 系 ポン プ が自 動
起 動 しな い場 合 又は ター ビ ンが 自動 停 止し な い場 合は 、 手動 操作 に より 実施 す るこ と。

ｂ ） 上記 １の 「 発電 用原 子 炉の 運転 を 緊急 に 停止 す
る こ とが でき な い事 象の お それ があ る 場合 」 に、 化
学 体 積制 御設 備 又は 非常 用 炉心 冷却 設 備に よ る十 分
な 量 のほ う酸 水 注入 を実 施 する こと 。

※1

設置許可基準規則 （44条）

技術基 準規則（59条）【 本文 】
発 電用 原 子炉 施設 に は、 運転 時 の異 常な 過 渡変
化 時に お いて 発電 用 原子 炉の 運 転を 緊急 に 停止
す るこ と がで きな い 事象 が発 生 する おそ れ がある 場合 又 は当 該事 象 が発 生し た 場合 にお い ても
炉 心の 著 しい 損傷 を 防止 する た め、 原子 炉 冷却材 圧力 バ ウン ダリ 及 び原 子炉 格 納容 器の 健 全性を 維持 す ると とも に 、発 電用 原 子炉 を未 臨 界に移 行す る ため に必 要 な設 備を 設 けな けれ ば ならな い。

【 本文 】
発 電用 原子 炉 施設 に は、 運転 時 の異 常な 過
渡 変化 時に お いて 発 電用 原子 炉 の運 転を 緊
急 に停 止す る こと が でき ない 事 象が 発生 する おそ れが あ る場 合 又は 当該 事 象が 発生 した 場合 にお い ても 炉 心の 著し い 損傷 を防 止
す るた め、 原 子炉 冷 却材 圧力 バ ウン ダリ 及
び 原子 炉格 納 容器 の 健全 性を 維 持す ると とも に、 発電 用 原子 炉 を未 臨界 に 移行 する た
め に必 要な 設 備を 施 設し なけ れ ばな らない。

【 解釈 】
１ 第４ ４条 に 規定 する 「 発電 用原 子 炉の 運 転を
緊 急に 停 止す るこ と がで きな い 事象 が発 生 する
お それ が ある 場合 」 とは 、発 電 用原 子炉 が 緊急
停 止し て いな けれ ば なら ない 状 況に もか か わら
ず 、原 子 炉出 力又 は 原子 炉圧 力 等の パラ メ ータの 変化 か ら緊 急停 止 して いな い こと が推 定 される 場合 の こと をい う 。
２ 第４ ４条 に 規定 する 「 発電 用原 子 炉を 未 臨界に 移行 す るた めに 必 要な 設備 」 とは 、以 下 に掲
げ る措 置 又は これ ら と同 等以 上 の効 果を 有 する
措 置を 行 うた めの 設 備を いう 。

【 解釈 】
１ 第 ５ ９条 に規 定 する 「 発電 用原 子 炉の運 転を 緊急 に 停止 す るこ とが で きな い事 象が 発生 する お それ が ある 場合 」 とは 、発 電用 原子 炉が 緊 急停 止 して いな け れば なら な
い 状況 にも か かわ ら ず、 原子 炉 出力 又は 原子 炉圧 力等 の パラ メ ータ の変 化 から 緊急 停
止 して いな い こと が 推定 され る 場合 のこ とを いう 。
２ 第 ５ ９条 に規 定 する 「 発電 用原 子 炉を
未 臨界 に移 行 する た めに 必要 な 設備 」とは 、以 下に 掲 げる 措 置又 はこ れ らと 同等 以
上 の効 果を 有 する 措 置を 行う た めの 設備 を
い う。
（ １） BWRａ ）セ ンサ ー 出力 か ら最 終的 な 作動 装置 の入 力ま での 原 子炉 ス クラ ム系 統 から 独立 した 代替 反応 度 制御 棒 挿入 回路 （ ARI） を整備 する こと 。

番号

①

－

②

（ １） BWRａ ）セ ン サー 出力 か ら最 終的 な 作動 装置 の 入力
ま での 原 子炉 スク ラ ム系 統か ら 独立 した 代 替反
応 度制 御 棒挿 入回 路 （ARI）を 整備 す るこ と 。

ｂ ）上 記 １の 「発 電 用原 子炉 の 運転 を緊 急 に停止 する こ とが でき な い事 象が 発 生す るお そ れが
あ る場 合 」に 、原 子 炉出 力を 制 御す るた め 、原子 炉冷 却 材再 循環 ポ ンプ を自 動 で停 止さ せ る装置 を整 備 する こと 。

ｂ ）上 記１ の 「発 電 用原 子炉 の 運転 を緊 急に 停止 する こ とが で きな い事 象 が発 生す る
お それ があ る 場合 」 に、 原子 炉 出力 を制 御す るた め、 原 子炉 冷 却材 再循 環 ポン プを 自
動 で停 止さ せ る装 置 を整 備す る こと 。

ｃ ）十 分 な反 応度 制 御能 力を 有 する ほう 酸 水注
入 設備 （ SLCS）を 整 備す るこ と 。

ｃ ）十 分な 反 応度 制 御能 力を 有 する ほう 酸
水 注入 設備 （ SLCS） を整 備す る こと 。

（ ２） PWRａ ）上 記 １の 「発 電 用原 子炉 の 運転 を緊 急 に停止 する こ とが でき な い事 象が 発 生す るお そ れが
あ る場 合 」に 、原 子 炉出 力を 抑 制す るた め 、補助 給水 系 ポン プを 自 動的 に起 動 させ る設 備 及び
蒸 気タ ー ビン を自 動 で停 止さ せ る設 備を 整 備する こと 。

（ ２） PWRａ ）上 記１ の 「発 電 用原 子炉 の 運転 を緊 急に 停止 する こ とが で きな い事 象 が発 生す る
お それ があ る 場合 」 に、 原子 炉 出力 を抑 制
す るた め、 補 助給 水 系ポ ンプ を 自動 的に 起動 させ る設 備 及び 蒸 気タ ービ ン を自 動で 停止 させ る設 備 を整 備 する こと 。

ｂ ）上 記 １の 「発 電 用原 子炉 の 運転 を緊 急 に停止 する こ とが でき な い事 象が 発 生す るお そ れが
あ る場 合 」に は、 化 学体 積制 御 設備 又は 非 常用炉 心冷 却 設備 によ る 十分 な量 の ほう 酸水 注 入を実 施す る 設備 を整 備 する こと 。

ｂ ）上 記１ の 「発 電 用原 子炉 の 運転 を緊 急に 停止 する こ とが で きな い事 象 が発 生す る
お それ があ る 場合 」 には 、化 学 体積 制御 設
備 又は 非常 用 炉心 冷 却設 備に よ る十 分な 量の ほう 酸水 注 入を 実 施す る設 備 を整 備す る
こ と。

番号

⑥

－

⑦

⑧

③

④

⑤

－

－

発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。

※2

自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。

※3

代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入機能がある。

1.1-36⑨－－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/3）：重大事故等対処設備
重大事故等対 処設備を使用した 手段
審査基 準の要求に適合 するための手段
機器名称

既設
新設

ATWS緩和設備（ 代替制
御棒挿入機能） ※2

既設

制御棒

既設

機能

制御棒駆動機構 （水圧駆動）

既設

制御棒駆動系水 圧制御
ユニット

既設

非常用交流電源 設備

自主対策

解釈
対応番号

機能

原
ス
子
ク
炉
ラ
手
ム
動

既設

制御棒駆動系配 管

既設

（

制
御
電
棒
動
自
挿
動
入
挿
入

常設

制 御棒駆動系配管

常設

自主対 策とする理由 は本文参照－

自主対 策とする理由 は本文参照

7分

1名

自主対 策とする理由 は本文
参照

10分

1名

自主対 策とする理由 は本文参照

1名

自主対 策とする理由 は本文参照

制 御棒操作監視系

常設

制 御棒

－
常設 (自動で作動)

常設
常設

制 御棒

常設

制 御棒駆動機構（ 水圧
駆 動）

常設

制 御棒駆動系配管

常設

制 御棒駆動系水圧 制御
ユ ニット
原 子炉緊急停止系 電源
ス イッチ

）

1名

常設

ス クラムテストス イッ
チ

（

1分以内

常設

非 常用交流電源設 備

制
御
水
棒
圧
手
挿
動
入
挿
入

備考

常設

制 御棒駆動機構（ 水圧駆 動）

制 御棒駆動系水圧 制御
ユ ニット
ATWS緩和設備（代 替制
御 棒挿入機能） ※2，※3

対 応 可能 な人 数
で 使用 可 能か

常設

常設

制
御
電
棒
動
手
挿
動
入
挿
入

※1

制 御棒

必要 時間 内 に使 用 可能 か常設）－

手 動スクラムボタ ン※1
原 子炉モードスイ ッチ「 停止」 ※1

常設
可搬制 御棒駆動機構（ 電動
駆 動）

①
②
⑥
⑦

－

機器名称

（

）

代
替
制
御
棒
挿
入
機
能
に
よ
る
制
御
棒
緊
急
挿
入

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

常設
常設

制 御棒

常設

制 御棒駆動機構（ 水圧
駆 動）

常設

制 御棒駆動系配管

常設

制 御棒駆動系水圧 制御
ユ ニット

常設

制 御棒操作監視系

常設

制 御棒

常設

制 御棒駆動機構（ 電動駆 動）
非 常用交流電源設 備－(2分以内 に開常設 始し ，継続)
常設

発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。

※2

自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。

※3

代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入機能がある。

1.1-37

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/3）：重大事故等対処設備
重大事故等対 処設備を使用した 手段
審査基 準の要求に適合 するための手段
機能

機器名称

既設
新設

原
ポ
原
子
ン
子
炉
プ
炉
冷
停
出
却
止
力
材
に
抑
再
よ
制
循
る
環

ATWS緩和設備（ 代替冷却材再循環ポン プ・ト
リップ機能） ※2

既設

非常用交流電源 設備

既設－

ほう酸水注入系 ポンプ

既設

ッ

既設
新設

ほ
う
酸
水
注
入

※1

ほう酸水注入系 貯蔵タ
ンク
ほう酸水注入系 配管・弁
高圧炉心注水系 配管・弁・スパージャ

自主対策

解釈
対応番号

機能

①
③
⑥
⑧

水原
原位子
子低炉
炉下圧
出操力
力作容
抑に器
制よ内
るの

－

ス 自 自動減圧系の起 動阻止
イ 動 スイッチ
出
減力
非常用交流電源 設備
チ圧
急
に系
上
よの
昇
る起
防
－
原動
止
子阻
炉止

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

機器名称

常設
可搬

給 水制御系

常設

給 水系（電動駆動 原子炉 給水ポンプ）

常設

原 子炉隔離時冷却 系
高 圧炉心注水系

必要 時間 内 に使 用 可能 か

対 応 可能 な人 数
で 使用 可 能か

備考

1名

自主対 策とする理由 は本文参照－
常設 (1分以内 に開始し ，継続)
常設

－

－

既設
①
⑥

－

－

－

－

－

－

①
④
⑤
⑥
⑨

－

－

－

－

－

－

－

既設
既設
既設

原子炉圧力容器

既設

非常用交流電源 設備

既設

発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。

※2

自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。

※3

代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入機能がある。

1.1-38

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.1.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.1-39

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

MCC 6C系(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

動力
変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

M

電源
車

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

6 号及び 7 号炉

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7BP/C 7C-1

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

緊急用
電源切替箱
接続装置7A

動力
変圧器

MCC 6D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

【略語】

M/C 7CP/C 6D-1

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）【凡例】：非常用ディーゼル発電機

D/G

号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

：接続装置

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

M

D/G

(6A)

(6B)
M/C 6C：電動切替装置：動力変圧器M/C 6DM/C 6E【略語】
D/G ：非常用ディーゼル発電機

電源
車

電源
車

M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

1.1-40MCC
6E-1-4

計測用（
Ｃ）
系電源

バイタルＣＶＣＦ ６Ｃ

電源構成図（交流電源）

MCC
6E-1-3

計測用（
Ｃ）
系電源

計測用（
Ｂ）
系電源

計測用（
Ｂ）
系電源

バイタルＣＶＣＦ ６Ｂ

6 号炉

ＳＬＣポンプ（
Ｂ）

第2図

ＳＬＣポンプ（Ｂ）潤滑油ポンプ

AM用MCC 6B

ＳＬＣ（
Ｂ）
系電動弁

バイタルＣＶＣＦ ６Ｄ

計測用（
Ｄ）
系電源

計測用（
Ａ）
系電源

バイタルＣＶＣＦ ６Ａ

計測用（
Ａ）
系電源

ＳＬＣポンプ（
Ａ）

ＳＬＣポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプ

ＳＬＣ（
Ａ）
系電動弁

M

MCC
6D-1-8ＦＭＣＲＤ分電盤（
モータ・
ブレーキ）

MCC
6D-1-7MCC
6D-1-4ＦＭＣＲＤ分電盤（
モータ・
ブレーキ）

MCC
6C-1-8ＦＭＣＲＤ分電盤（
モータ・
ブレーキ）

MCC
6C-1-7MCC
6C-1-4

P/C 6E-1

P/C 6D-1

P/C 6C-1

A M用 MCC
MCC 6B 6C-1-5

MCC
MCC
6C-1-8 6D-1-8

MCC
6E -1-3

MCC
6D -1-7

MCC
6C-1-7【凡例】
A M用蓄電池
充電器

蓄電池6A-2

蓄電池6A

充
電
器

蓄電池6B

充
電
器

蓄電池6C

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器

充
電
器

【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ

A M用直流
125V主母線盤

ＡＴＷＳ Ｒ
Ｃ系 )―ＰＴ（

バイタル分電盤
ＲＰＳ電源

Ｃ系計装電源

ＲＰＳ電源

電源構成図（直流電源）

Ｃ系バイタル電源装置

バイタル分電盤
Ｂ系計装電源

6 号炉

ＲＰＳ電源

Ａ系計装電源第3図

ＡＴＷＳ Ｒ
Ｂ系 )―ＰＴ（

バイタル分電盤

Ｂ系ＡＲＩ

直流125V
分電盤6B-1

直流125V
主母線盤6C

Ｂ系バイタル電源装置

直流125V
分電盤6A-1

直流125V
主母線盤6B
ＡＴＷＳ Ｒ
Ａ系 )―ＰＴ（

直流125V原子炉建屋
MCC 6A

直流125V RCIC
制御切替盤

Ａ系ＡＲＩ

直流125V RCIC
動力切替盤

Ａ系バイタル電源装置

1.1-41直流125V
H PA C MCC

直流125V
主母線盤6A

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）

【凡例】
D/G

号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

：接続装置
D/G

(7A)

M

(7B)
M/C 7C：電動切替装置：動力変圧器M/C 7DM/C 7E
【略語】

電源
車

電源
車

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

1.1-42MCC
7C-1-3MCC
7D-1-3MCC
7C-1-7MCC
7C-1-6

P/C 7E-1

P/C 7D-1

P/C 7C-1
MCC
7D-1-6MCC
7E-1-3MCC
7D-1-7MCC
7E-1-1A

MCC
7E-1-1BM

ＦＭＣＲＤ分電盤（
モータ・
ブレーキ）

計測用（
Ｃ）
系電源

バイタルＣＶＣＦ ７Ｃ

電源構成図（交流電源）

バイタルＣＶＣＦ ７Ｂ

計測用（
Ｂ）
系電源

計測用（
Ｂ）
系電源

ＳＬＣポンプ（Ｂ）

ＳＬＣポンプ（Ｂ）
潤滑油ポンプ

7 号炉

ＦＭＣＲＤ分電盤（
モータ・
ブレーキ）

第4図

ＳＬＣ（
Ｂ）
系電動弁

バイタルＣＶＣＦ ７Ａ

計測用（
Ａ）
系電源

計測用（
Ｄ）
系電源

バイタルＣＶＣＦ ７Ｄ

ＳＬＣポンプ（
Ａ）

ＳＬＣポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプＦＭＣＲＤ分電盤（
モータ・
ブレーキ）

ＳＬＣ（
Ａ）
系電動弁

AM用MCC 7B

AM用MCC
MCC 7B 7C-1-4

MCC
7D-1-7MCC
7C-1-6MCC
7D-1-7MCC
7E-1-3【凡例】

AM用蓄電池充
電器

MCC
7C-1-7蓄電池7A-2

蓄電池7B

蓄電池7A

充
電
器

蓄電池7C

充
電
器

充
電
器

：蓄電池

充
電
器

：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
直流125V
主母線盤7B

直流125V
主母線盤7A

Ｃ系バイタル電源装置

Ｂ系バイタル電源装置
Ｃ系計装電源

ＲＰＳ電源

ＲＰＳ電源

電源構成図（直流電源）

バイタル分電盤
Ｂ系計装電源

7 号炉

バイタル分電盤
直流125V
分電盤7B-1-2A

ＲＰＳ電源

Ａ系計装電源第5図ＡＲＩ（Ｂ）系

バイタル分電盤)

直流125V
原子炉建屋
MCC 7A

直流125V
分電7B-1-1

直流125V
分電盤7B-2-2
ＡＴＷＳ Ｒ―ＰＴ（Ｂ系

直流125V
分電盤7A-1-1

ＡＴＷＳ Ｒ―ＰＴ（Ａ系 )125V同時投入防止用
切替盤

ＡＲＩ（Ａ）系

1.1-43直流125V
HPAC MCC

Ａ系バイタル電源装置

直流125V
分電盤7A-2-2

直流125V
主母線盤7C

添付資料 1.1.3
原子炉自動スクラム設定値リスト

1.1-44

添付資料 1.1.4－1
解釈一覧
操作手順の解釈一覧
手順
1.1.2.1 フロントライ (2)EOP「反応度制御」ン系故障時の対応手順

操作手順記載内容
ほう酸水注入系タンク液位指示値の低下
ほう酸水の全量注入完了

解釈
ほう酸水注入系タンク液位指示値が容量換算でほう酸水注入系タンク液位指示値が容量換算で以下

1.1-45

添付資料 1.1.4－2
各号炉の弁番号及び弁名称一覧
統一名称
ほう酸水注入系ポンプ吸込弁
ほう酸水注入系注入弁

7号炉

6号炉
弁番号
C41-MO-F001A/B
C41-MO-F006A/B

弁名称
SLCポンプ吸込弁(A)/(B)
ほう酸水注入弁(A)/(B)

弁番号
C41-MO-F001A/B
C41-MO-F006A/B

弁名称
SLCポンプ吸込弁(A)/(B)
SLCほう酸水注入弁(A)/(B)

1.1-46

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

＜

1.2.1

目

次

＞

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 発 電 用 原 子 炉 の 冷 却(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備b.

サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 及 び 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 発 電用原子炉の冷却(b) 復 旧(c) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
c.

監視及び制御(a) 監 視 及 び 制 御(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
d.

重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備(a) 重 大 事 故 等 の 進 展 抑 制(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
e.
1.2.2
1.2.2.1

手順等
重大事故等時の手順
フロントライン系故障時の対応手順
1.2-1

(1) 高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水a.

中央制御室からの高圧代替注水系起動b.

現場手動操作による高圧代替注水系起動(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
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a.

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動(2) 復 旧a.

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電b.

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

c.

直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電(3) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
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a.

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及
び注水b.

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水c.

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
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(2) 高 圧 炉 心 注 水 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
1.2.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

1.2-2

添 付 資 料 1.2.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.2.2

対応手順として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.2.3

重大事故対策の成立性
1.現 場 手 動 操 作 に よ る 高 圧 代 替 注 水 系 起 動
2.現 場 手 動 操 作 に よ る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 起 動
3. 現 場 手 動 操 作 に よ る 高 圧 代 替 注 水 系 又 は 原 子 炉
隔離時冷却系起動における可搬式原子炉水位計
接続
4. ほ う 酸 水 注 入 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の ほ う
酸水注入及び注水

添 付 資 料 1.2.4

解釈一覧
1.判 断 基 準 の 解 釈 一 覧
2.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.2-3

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【要求事項】
発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 「発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）全交流動力電源喪失・常設直流電源系統喪失を想定し、原子炉 隔 離 時 冷 却 系 （ RCIC） 若 し く は 非 常 用 復 水 器 （ BWR の 場 合 ） 又
は タ ー ビ ン 動 補 助 給 水 ポ ン プ （ PWR の 場 合 ） （ 以 下 「 RCIC 等 」 という。）により発電用原子炉を冷却するため、以下に掲げる措
置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等を整備すること。
ａ）可搬型重大事故防止設備
ⅰ）現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒
素 ボ ン ベ 等 ） を 用 い た 弁 の 操 作 に よ り 、 RCIC 等 の 起 動 及 び 十分な期間※の運転継続を行う手順等（手順及び装備等）を整備すること。ただし、下記（１）ｂ）ⅰ）の人力による措置が容易に行える場合を除く。
1.2-4ｂ）現場操作ⅰ ） 現 場 で の 人 力 に よ る 弁 の 操 作 に よ り 、 RCIC 等 の 起 動 及 び 十分な期間※の運転継続を行う手順等（手順及び装備等）を整備すること。
※：原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間のこと。
ｃ）監視及び制御ⅰ ） 原 子 炉 水 位 （ BWR 及 び PWR） 及 び 蒸 気 発 生 器 水 位 （ PWR の 場合）を推定する手順等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅱ ） RCIC 等 の 安 全 上 重 要 な 設 備 の 作 動 状 況 を 確 認 す る 手 順 等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅲ）原子炉水位又は蒸気発生器水位を制御する手順等（手順及び装備等）を整備すること。
（２）復旧
ａ）原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において、注水（循環を含む。）すること及び原子炉を冷却できる設備に電源を接続することにより、起動及び十分な期間の運転継続ができる こ と 。 （ BWR の 場 合 ）ｂ）電動補助給水ポンプに代替交流電源を接続することにより、起 動 及 び 十 分 な 期 間 の 運 転 継 続 が で き る こ と 。 （ PWR の 場 合 ）

1.2-5

（３）重大事故等の進展抑制
ａ ） 重 大 事 故 等 の 進 展 を 抑 制 す る た め 、 ほ う 酸 水 注 入 系 （ SLCS）
又 は 制 御 棒 駆 動 機 構 （ CRD） 等 か ら 注 水 す る 手 順 等 を 整 備 す る こと 。 （ BWR の 場 合 ）原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による冷却機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却する対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.2-6

1.2.1

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，発電用原子炉を冷却し炉心の著しい損傷を防止するための設計基準事
故対処設備として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系を設置している。
これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，これらを重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付け重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故
等 対 処 設 備 を 選 定 す る （ 第 1.2.1 図 ） 。
また，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を監視及び制御する対応手段及び重大事故等対処設備，重大事故等の進展を抑制するための対応手段及び重大事故等対処設
備を選定する。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

1.2-7

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則
第四十五条及び技術基準規則第六十条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系又は高圧炉心注水系が健全であれば重大事故等の対処に用いる。
原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ
・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
・原子炉圧力容器
・ 直 流 125V 蓄 電 池 A
・ 直 流 125V 充 電 器 A

1.2-8

ま た ， 上 記 直 流 125V 充 電 器 A へ の 継 続 的 な 給 電 で 使 用 す る 設
備は以下のとおり。
・非常用交流電源設備

高圧炉心注水系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・高圧炉心注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ・高圧炉心注水系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
・復水補給水系配管
・原子炉圧力容器
・原子炉補機冷却系
・非常用交流電源設備

機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流動力電源及び常設直流電源系統の喪失を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順に
1.2-9

つ い て の 関 係 を 第 1.2.1 表 に 整 理 す る 。

a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 発 電 用 原 子 炉 の 冷 却
設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高
圧炉心注水系の故障により発電用原子炉の冷却ができない
場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し発電用原子炉を冷却する手段がある。
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替
注水系を起動し発電用原子炉を冷却する手段がある。
これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続する。

ⅰ. 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
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・高圧代替注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・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
1.2-10・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
・常設代替直流電源設備
・可搬型直流電源設備

また，上記常設代替直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

なお，6 号炉の注水配管は直接給水系に接続するが，7 号炉の注水配管は残留熱除去系配管を経由して給水系に接続する。

ⅱ. 高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・高圧代替注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁
1.2-11

・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

なお，6 号炉の注水配管は直接給水系に接続するが，7 号炉の注水配管は残留熱除去系配管を経由して給水系に接続する。

(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
高圧代替注水系の中央制御室からの操作及び現場操作による発電用原子炉の冷却で使用する設備のうち，高圧代替
注水系ポンプ，復水貯蔵槽，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，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，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設
備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は
重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設
1.2-12

備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.2.1）
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。
あわせて，その理由を示す。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

b.

サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 及 び 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 発 電用原子炉の冷却全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心注水系による発電用原子炉の冷却ができない場合は，
上 記 「 a.(a) 高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 発 電 用 原 子 炉 の 冷 却 」の手段に加え，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し発電用原子炉を冷却する手段があ
1.2-13

る。
この対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。

ⅰ. 原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却
現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ
・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
・原子炉圧力容器

また，上記原子炉隔離時冷却系を現場での人力による弁の操作で起動したことにより発生する排水を処理する
1.2-14

手段がある。
排水設備による排水で使用する設備は以下のとおり。
・水中ポンプ・ホース
・仮設発電機・燃料補給設備(b) 復 旧
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に代替交流電源設備，可搬型直流電源設備
及び直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必
要な直流電源を確保する手段がある。

ⅰ. 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器を受電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ
・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁1.2-15

・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
・原子炉圧力容器
・所内蓄電式直流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

なお，代替交流電源設備へ燃料を補給し，復水貯蔵槽
へ水を補給することにより，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

ⅱ. 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
可搬型直流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して発電用原子炉を冷却す
る設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ1.2-16

・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
・原子炉圧力容器
・所内蓄電式直流電源設備
・可搬型直流電源設備

なお，可搬型直流電源設備へ燃料を補給し，復水貯蔵
槽へ水を補給することにより，原子炉冷却材圧力バウン
ダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

ⅲ. 直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電
直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必
要な直流電源を確保して発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ
・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
1.2-17

・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
・原子炉圧力容器
・所内蓄電式直流電源設備
・直流給電車及び電源車

なお，直流給電車へ接続する電源車へ燃料を補給し，復水貯蔵槽へ水を補給することにより，原子炉冷却材圧
力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダ
リ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

(c) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却で使用する設備のうち，復水貯蔵槽，サプレッション・
チェンバ及び原子炉圧力容器は重大事故等対処設備として位置付ける。また，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・弁及び給水系配管・弁・スパージャは重大事故等対処設備（設計基準拡張）と1.2-18

して位置付ける。
復旧にて使用する設備のうち，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，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。また，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・弁及び給水系配管・弁・スパー
ジャは重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設
備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.2.1）
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源が喪失した場合，又は全交流動力電源の喪失に加えて常設直流電源系統が喪失した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。
あわせて，その理由を示す。
・排水設備
排水を行わなかった場合においても，原子炉冷却材
圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウ
1.2-19ンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することができるが，排水が可能であれば原子炉隔離時冷却系の運転継続時
間を延長できることから，原子炉隔離時冷却系の機能を維持する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・直流給電車
給電開始までに時間を要するが，給電が可能であれ
ば原子炉隔離時冷却系の運転に必要となる直流電源を確保できることから，発電用原子炉を冷却するための直流電源を確保する手段として有効である。

c.

監視及び制御(a) 監 視 及 び 制 御上 記 「 a.(a)高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却 」 及 び 「 b.(a) 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 及 び 常 設 直 流 電 源 系
統喪失時の発電用原子炉の冷却」により発電用原子炉を冷却する際は，発電用原子炉を冷却するための原子炉圧力容
器内の水位を監視する手段がある。
また，原子炉圧力容器へ注水するための高圧代替注水系
及び原子炉隔離時冷却系の作動状況を確認する手段があ
1.2-20る。
さらに，発電用原子炉を冷却するための原子炉圧力容器
内の水位を制御する手段がある。
監視及び制御に使用する設備（監視計器）は以下のとおり。
高圧代替注水系（中央制御室起動時）の監視計器
・ 原 子 炉 水 位 （ 狭 帯 域 ， 広 帯 域 ， 燃 料 域 ， SA）
・原子炉圧力・ 原 子 炉 圧 力 （ SA）
・高圧代替注水系系統流量・復水貯蔵槽水位・ 復 水 貯 蔵 槽 水 位 （ SA）

高圧代替注水系（現場起動時）の監視計器
・ 原 子 炉 水 位 （ 狭 帯 域 ， 広 帯 域 ， 燃 料 域 ， SA）
・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

原子炉隔離時冷却系（現場起動時）の監視計器
・ 原 子 炉 水 位 （ 狭 帯 域 ， 広 帯 域 ， 燃 料 域 ， SA）
・可搬式原子炉水位計
・原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力1.2-21

・原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力
・可搬型回転計(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
監視及び制御にて使用する設備のうち，原子炉水位（広帯 域 ） ， 原 子 炉 水 位 （ 燃 料 域 ） ， 原 子 炉 水 位 （ SA ） ， 原 子
炉 圧 力 ， 原 子 炉 圧 力 （ SA ） ， 高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 及 び
復 水 貯 蔵 槽 水 位 （ SA ） は 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と し て 位 置 付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.2.1）
以上の重大事故等対処設備を用いて原子炉圧力容器内の水位及び高圧代替注水系の作動状況を監視することにより，発電用原子炉を冷却するために必要な監視及び制御ができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。
あわせて，その理由を示す。
・原子炉水位（狭帯域），復水貯蔵槽水位，高圧代替注
水系及び原子炉隔離時冷却系の現場起動時に使用する現場監視計器
高圧代替注水系の操作盤は中央制御室裏盤に設置されており，高圧代替注水系を中央制御室裏盤から起動した際は，中央制御室表盤に設置されている原子炉水1.2-22

位（狭帯域）及び復水貯蔵槽水位は監視に適さないが，複数の計器で監視する手段としては有効である。
なお，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の現場起動時に使用する現場監視計器は，中央制御室での監視はできないため重大事故等対処設備としては位置付
けていないが，耐震性は有しており，現場起動時に原子炉圧力容器内の水位の監視及び制御を行う手段として有効である。

d.

重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備(a) 重 大 事 故 等 の 進 展 抑 制
高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧
力容器への注水により原子炉圧力容器内の水位が維持できない場合は，重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水注入系，制御棒駆動系及び高圧炉心注水系により原子炉圧
力容器へ注水する手段がある。

ⅰ. ほう酸水注入系による進展抑制
ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入
系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を実施する。
さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系
貯蔵タンクに水を補給することで，ほう酸水注入系貯蔵
タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水を継続する。
また，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系テ
1.2-23

ストタンクに水を補給することで，ほう酸水注入系テス
トタンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水も可能である。
ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へほう酸水を注入する設備及び注水する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系ポンプ
・ほう酸水注入系貯蔵タンク
・ほう酸水注入系テストタンク
・ほう酸水注入系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・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
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

ⅱ. 制御棒駆動系による進展抑制
復水貯蔵槽を水源とした制御棒駆動系による原子炉圧
力容器への注水を実施する。
制御棒駆動系により原子炉圧力容器へ注水する設備は以下のとおり。
・制御棒駆動水ポンプ
・復水貯蔵槽1.2-24

・制御棒駆動系配管・弁・復水補給水系配管・弁・原子炉圧力容器
・原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

ⅲ. 高圧炉心注水系緊急注水による進展抑制
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用高圧母線へ電源を供給することで高圧炉心注
水系を一定時間運転し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉
圧力容器への緊急注水を実施する。
高圧炉心注水系により原子炉圧力容器へ緊急注水する設備は以下のとおり。
・高圧炉心注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・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
・第二代替交流電源設備(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
ほう酸水注入系による進展抑制で使用する設備のうち，
ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク，ほう
1.2-25

酸水注入系配管・弁，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及び可搬型代
替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.2.1）
以上の重大事故等対処設備により，原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ高圧時における注水機能が喪失した場合においても，重大事故等の進展を抑制することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。
あわせて，その理由を示す。
・ほう酸水注入系（原子炉圧力容器へ注水する場合）
発電用原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，加えてほう酸水注入系貯蔵タンク及びほう酸
水注入系テストタンクへの補給ラインの耐震性が確保
されていないが，復水補給水系等を水源としてほう酸
水注入系貯蔵タンク又はほう酸水注入系テストタンクに水を補給することができれば，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水が可能となることから，原
子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制する手段として有効である。
・制御棒駆動系
発電用原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，加えて耐震性が確保されていないが，原子炉
1.2-26

冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制する手段として有効である。
・高圧炉心注水系
モータの冷却水がない状態での運転となるため運転時間に制限があり，十分な期間の運転継続はできない
が，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

e.

手順等
上 記 「 a. フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備 」 ，「 b. サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備 」 ， 「 c. 監 視 及び 制 御 」 及 び 「 d. 重 大 事 故 等 の 進 展 抑 制 時 の 対 応 手 段 及 び 設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として
事 故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ 徴 候 ベ ー ス ） （ 以 下 「 EOP 」 と い
う 。 ） ， AM 設 備 別 操 作 手 順 書 及 び 多 様 な ハ ザ ー ド 対 応 手 順 に
定 め る （ 第 1.2.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必
要 と な る 設 備 に つ い て も 整 備 す る （ 第 1.2.2 表 ， 第 1.2.3
表）。

（ 添 付 資 料 1.2.2）
1.2-27

1.2.2

重大事故等時の手順

1.2.2.1

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 圧 力 容 器 へ の 注 水a.

中央制御室からの高圧代替注水系起動
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原

子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系が故障により使用できない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル
8） の 間 で 維 持 す る よ う に 原 子 炉 水 位 （ 狭 帯 域 ， 広 帯 域 ， 燃
料 域 ， SA） に よ り 監 視 す る 。 ま た ， こ れ ら の 計 測 機 器 が 故 障
又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については「 1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系
による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器
内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い場合。

(b) 操 作 手 順
中央制御室からの高圧代替注水系起動手順の概要は以下

1.2-28

の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.2.2図 及 び 第 1.2.3図に ， 概 要 図 を 第 1.2.4図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.2.5図 に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に中央制御室からの高圧代替注水系起動の準備開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 中 央 制 御 室 か ら の 高 圧 代
替注水系起動に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
③ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 中 央 制 御 室 か ら の 高 圧 代
替注水系起動の系統構成として，高圧代替注水系注入
弁の全開操作を実施し，当直副長に中央制御室からの高圧代替注水系起動の準備完了を報告する。
なお，高圧代替注水系の駆動蒸気を確保するため原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気ラインを隔離する必要がある場合は，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を全閉とする。
④当直副長は，中央制御室運転員に中央制御室からの高圧代替注水系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 高 圧 代 替 注 水 系 タ ー ビ ン
止め弁を全開操作することにより高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器への注水を開始する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水が開始されたことを高圧代替注水系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副

1.2-29長に報告するとともに，原子炉圧力容器内の水位を原
子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8）の間で維持する。
⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上 記 の 操 作 は ， 1ユ ニ ッ ト 当 た り 中 央 制 御 室 運 転 員 2名
（操作者及び確認者）にて操作を実施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注 水 開 始 ま で 15分 以 内 で 可 能 で あ る 。

b.

現場手動操作による高圧代替注水系起動
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原

子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系が故障により使用できない場合において，中央制御室からの操作により高圧代替注
水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル
8） の 間 で 維 持 す る よ う に 原 子 炉 水 位 （ 狭 帯 域 ， 広 帯 域 ， 燃
料 域 ， SA） 及 び 可 搬 式 原 子 炉 水 位 計 に よ り 監 視 す る 。 ま た ，
これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた
場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については

1.2-30「 1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系
による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器
内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い場合で，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合。

(b) 操 作 手 順
現場手動操作による高圧代替注水系起動手順の概要は以下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.2.2図 及 び 第 1.2.3図に ， 概 要 図 を 第 1.2.4図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.2.6図 に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に現場手動操作による高圧代替注水系起動の準備開始を指示する。
② 現 場 運 転 員 E及 び Fは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 確 認
す る た め ， 原 子 炉 建 屋 地 上 1階 北 西 通 路 （ 管 理 区 域 ）の可搬式原子炉水位計の接続を実施し，当直副長に原子炉圧力容器内の水位を報告する。
③ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 高 圧 代 替 注 水 系 の 駆 動 蒸 気 圧 力が 確 保 さ れ て い る こ と を 原 子 炉 建 屋 地 下 3階 原 子 炉 隔
離時冷却系ポンプ室（管理区域）の原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力指示値が規定値以上であることにより確認する。

1.2-31

④ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 現 場 手 動 操 作 に よ る 高 圧 代 替 注
水系起動の系統構成として，高圧代替注水系注入弁を現場操作用のハンドルにて全開操作し，当直副長に高圧代替注水系現場起動による原子炉圧力容器への注水の準備完了を報告する。
なお，高圧代替注水系の駆動蒸気を確保するため原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気ラインを隔離する必要がある場合は，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を全閉とする。
⑤当直副長は，現場運転員に現場手動操作による高圧代
替注水系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。また，中央制御室運転員に原子炉圧力容器内の水位の監視を指示する。
⑥ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 高 圧 代 替 注 水 系 タ ー ビ ン 止 め 弁を現場操作用のハンドルにて全開操作することにより高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器への注水を開 始 す る 。 ま た ， 原 子 炉 建 屋 地 下 2階 高 圧 代 替 注 水 系
ポンプ室（管理区域）の現場監視計器により高圧代替
注 水 系 の 作 動 状 況 を 確 認 し ， 現 場 運 転 員 E及 び Fに 作 動
状況に異常がないことを報告する。
⑦ 現 場 運 転 員 E及 び Fは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 開 始さ れ た こ と を 原 子 炉 建 屋 地 上 1階 北 西 通 路 （ 管 理 区域）の可搬式原子炉水位計指示値の上昇により確認
し，作動状況に異常がないことを当直副長に報告するとともに，高圧代替注水系タービン止め弁を現場操作用のハンドルにて操作することにより原子炉水位低1.2-32（ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 原 子
炉圧力容器内の水位を制御する。なお，可搬式原子炉
水位計による監視ができない場合は，中央制御室運転
員の指示に基づき，原子炉圧力容器内の水位を制御する。
⑧ 中 央 制 御 室 運 転 員 Aは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上 記 の 操 作 は ， 1ユ ニ ッ ト 当 た り 中 央 制 御 室 運 転 員 1名 及び 現 場 運 転 員 4名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開 始 を 判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
開 始 ま で 約 40分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.2.3－ 1， 1.2.3－ 3）(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.2.18図 に 示 す 。
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子1.2-33炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系が故障により使用できない
場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない
場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。
これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続する。

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a.

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，原

子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，中央制御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動できない場合，
又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子炉隔
離時冷却系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル
8） の 間 で 維 持 す る よ う に 原 子 炉 水 位 （ 狭 帯 域 ， 広 帯 域 ， 燃
料 域 ， SA） 及 び 可 搬 式 原 子 炉 水 位 計 に よ り 監 視 す る 。 ま た ，

1.2-34

これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた
場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については「 1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

また，現場手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動した
場合は，潤滑油冷却器の冷却水を確保するため，真空タンク
ドレン弁等を開操作することにより，原子炉隔離時冷却系ポンプ室に排水が滞留することとなるが，この排水を処理しなかった場合においても，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系を水没させずに継続して運転できる。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により中央制御室からの操作による原子炉隔離時冷却系及び高圧炉
心注水系での原子炉圧力容器への注水ができない場合において，中央制御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動できない場合，又は高圧
代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場 合 。

(b) 操 作 手 順
現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動手順の概要
は 以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.2.2 図 及 び 第1.2.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.2.7 図 ， 第 1.2.8 図 に ， タ イ ム

1.2-35チ ャ ー ト を 第 1.2.9 図 に 示 す 。
［現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動（運転員操作）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長の依頼に基づき，緊急時対策本部に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動にて発生する排水の処理を依頼する。
③ 現 場 運 転 員 E及 び Fは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 確 認
す る た め ， 原 子 炉 建 屋 地 下 1階 北 西 通 路 （ 管 理 区 域 ）の可搬式原子炉水位計の接続を実施し，当直副長に原子炉圧力容器内の水位を報告する。
④ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 駆 動 蒸 気
圧 力 が 確 保 さ れ て い る こ と を 原 子 炉 建 屋 地 下 3階 原 子
炉隔離時冷却系ポンプ室（管理区域）の原子炉隔離時
冷却系タービン入口圧力指示値が規定値以上であることにより確認する。
⑤ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 タ ー ビ ン 及
びポンプに使用している潤滑油冷却器の冷却水を確保するため，原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁，
原子炉隔離時冷却系真空タンクドレン弁，原子炉隔離
時冷却系真空タンク水位検出配管ドレン弁及び原子炉
隔離時冷却系セパレータドレン弁の全開操作を実施
し，当直副長に原子炉隔離時冷却系の冷却水確保完了を報告する。

1.2-36

⑥ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 現 場 手 動 操 作 に よ る 原 子 炉 隔 離時冷却系起動の系統構成として，原子炉隔離時冷却系
注入弁を現場操作用のハンドルにて全開操作するとともに，原子炉隔離時冷却系タービングランド部からの蒸気漏えいに備え防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を装 着 （ 現 場 運 転 員 E及 び Fは こ れ を 補 助 す る ） し ， 当 直
副長に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動の準備完了を報告する。
⑦当直副長は，現場運転員に現場手動操作による原子炉
隔離時冷却系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。また，中央制御室運転員に原子炉圧力容器
内の水位の監視を指示する。
⑧ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 タ ー ビ ン 止め弁を現場操作用のハンドルにて徐々に開操作することにより原子炉隔離時冷却系を起動し，原子炉隔離時
冷却系タービンの回転数を可搬型回転計にて確認しな
がら規定回転数に調整する。また，原子炉建屋地下3階原子炉隔離時冷却系ポンプ室（管理区域）の現場監
視計器により原子炉隔離時冷却系の作動状況を確認
し ， 現 場 運 転 員 E及 び Fに 作 動 状 況 に 異 常 が な い こ と を報告する。
⑨ 現 場 運 転 員 E及 び Fは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 開 始さ れ た こ と を 原 子 炉 建 屋 地 下 1階 北 西 通 路 （ 管 理 区域）の可搬式原子炉水位計指示値の上昇により確認
し，作動状況に異常がないことを当直副長に報告するとともに，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁

1.2-37

を現場操作用のハンドルにて操作することにより原子炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8） の間で原子炉圧力容器内の水位を制御する。なお，可搬式原子炉水位計による監視ができない場合は，中央制
御室運転員の指示に基づき，原子炉圧力容器内の水位を制御する。
⑩ 中 央 制 御 室 運 転 員 Aは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

［原子炉隔離時冷却系排水処理（緊急時対策要員操作）］①緊急時対策本部は，緊急時対策要員に排水処理を指示する。
②緊急時対策要員は，排水処理に必要な発電機，制御
盤，水中ポンプ，電源ケーブル，ホース及びホース用
吐 出 弁 （ 吊 り 具 含 む ） の 準 備 を 行 い ， 6号 及 び 7号 炉 サ
ービス建屋屋外入口まで移動する。
③緊急時対策要員は，防護扉を開放する。
④ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 防 護 扉 手 前 に 発 電 機 を 設 置 ， 6号
及 び 7号 炉 廃 棄 物 処 理 建 屋 地 上 1階 （ 管 理 区 域 ） に 制 御盤 を 設 置 ， 原 子 炉 建 屋 地 下 3階 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ 室(A)内 （ 管 理 区 域 ） の 高 電 導 度 廃 液 系 サ ン プ (A)に 水 中
ポ ン プ を 設 置 ， 6号 及 び 7号 炉 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 地 上 1

1.2-38

階（管理区域）に電源ケーブル及びホースを搬入する。
⑤緊急時対策要員は，発電機－制御盤間及び制御盤－水中ポンプ間の電源ケーブルを敷設し，制御盤及び水中ポンプ各端子へ電源ケーブルを接続する。
⑥ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 原 子 炉 建 屋 地 下 3階 残 留 熱 除 去 系(A)ポ ン プ 室 水 密 扉 及 び 高 電 導 度 廃 液 系 サ ン プ (D)室 扉を開放し固縛する。
⑦緊急時対策要員は，水中ポンプの吐出側にホースを接続 し ， 接 続 し た ホ ー ス を 原 子 炉 建 屋 地 下 3階 高 電 導 度
廃 液 系 サ ン プ (D)室 内 （ 管 理 区 域 ） の 高 電 導 度 廃 液 系
サ ン プ (D)ま で 敷 設 す る 。 ま た ， 吐 出 口 に ホ ー ス 用 吐
出弁を取付け固縛する。
⑧緊急時対策要員は，発電機を起動させるため，発電機
本体から起動操作を行い発電機を起動させる。
⑨緊急時対策要員は，水中ポンプを起動させるため，制御盤から起動操作を行い水中ポンプを起動させ，高電導 度 廃 液 系 サ ン プ (D)へ 送 水 を 開 始 す る 。
⑩緊急時対策要員は，水中ポンプの運転状態を制御盤の状態表示にて確認する。
⑪緊急時対策要員は，排水処理を開始したことを緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上 記 の 操 作 は ， 1ユ ニ ッ ト 当 た り 中 央 制 御 室 運 転 員 1名 ，

1.2-39

現 場 運 転 員 4名 及 び 緊 急 時 対 策 要 員 4名 に て 作 業 を 実 施 し た
場合，作業開始を判断してから原子炉隔離時冷却系による
原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 約 90分 ， 緊 急 時 対 策 要 員に よ る 排 水 処 理 開 始 ま で 約 180分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服），照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
原子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時冷却系起動時のみとし，その後速やかに退室する手順とする。したがって，原子炉隔離時冷却系ター
ビングランド部からの蒸気漏えいに伴う環境温度の上昇による運転員への影響はないものと考えており，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着することにより本操作が可能である。
（ 添 付 資 料 1.2.3－ 2， 1.2.3－ 3）(2) 復 旧a.

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池（直流 125V蓄 電 池 A， 直 流 125V蓄 電 池 A-2及 び AM用 直 流 125V蓄 電池）が枯渇する前に常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器を受電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して

1.2-40原子炉圧力容器へ注水する。
なお，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水が必要な間は原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽とする。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動又は運 転 継 続 に 必 要 な 直 流 125V蓄 電 池 A， 直 流 125V蓄 電 池 A-2及
び AM用 直 流 125V蓄 電 池 が 枯 渇 に よ り 機 能 が 喪 失 す る と 予 測される場合で，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源
設備又は可搬型代替交流電源設備が使用可能な場合。

(b) 操 作 手 順
代 替 交 流 電 源 設 備 に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

(c) 操 作 の 成 立 性
代 替 交 流 電 源 設 備 に 関 す る 操 作 の 成 立 性 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整理する。

b.

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
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池（直1.2-41

流 125V蓄 電 池 A， 直 流 125V蓄 電 池 A-2及 び AM用 直 流 125V蓄 電池）が枯渇する前に可搬型直流電源設備により原子炉隔離時
冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。
なお，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水が必要な間は原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽とする。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動又は運 転 継 続 に 必 要 な 直 流 125V蓄 電 池 A， 直 流 125V蓄 電 池 A-2及
び AM用 直 流 125V蓄 電 池 が 枯 渇 に よ り 機 能 が 喪 失 す る と 予 測される場合で，代替交流電源設備により直流電源を確保できない場合。

(b) 操 作 手 順
可 搬 型 直 流 電 源 設 備 に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

(c) 操 作 の 成 立 性
可 搬 型 直 流 電 源 設 備 に 関 す る 操 作 の 成 立 性 は 「 1.14
源の確保に関する手順等」にて整理する。

c.

直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電

1.2-42電全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池（直流 125V蓄 電 池 A， 直 流 125V蓄 電 池 A-2及 び AM用 直 流 125V蓄 電池）が枯渇する前に直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。
なお，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水が必要な間は原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽とする。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動又は運 転 継 続 に 必 要 な 直 流 125V蓄 電 池 A， 直 流 125V蓄 電 池 A-2及
び AM用 直 流 125V蓄 電 池 が 枯 渇 に よ り 機 能 が 喪 失 す る と 予 測される場合で，代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備
により直流電源を確保できない場合。

(b) 操 作 手 順
直 流 給 電 車 に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

(c) 操 作 の 成 立 性
直 流 給 電 車 に 関 す る 操 作 の 成 立 性 は 「 1.14

1.2-43

電源の確保

に関する手順等」にて整理する。

(3) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.2.18図 に 示 す 。
a.

全交流動力電源及び常設直流電源系統が喪失した場合の対応
全交流動力電源及び常設直流電源系統の喪失により，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，中央制御室からの操作により高圧
代替注水系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水
系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。
いずれの操作によっても高圧代替注水系を起動できない場
合，又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子
炉隔離時冷却系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。
これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。

b.

全交流動力電源のみ喪失した場合の対応
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内蓄電式直流電源設備により

1.2-44給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器を受電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧
力容器へ注水する。
代替交流電源設備による給電ができない場合は，可搬型直
流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。
代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備による給電ができない場合は，直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。
これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。

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a.

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
及び注水
高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子
炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持できない場合は，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした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を実施

1.2-45する。
さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵
タンクに補給することで，ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水を継続する。
また，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系テス
トタンクに補給することで，ほう酸水注入系テストタンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水も可能である。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であり，高圧
代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器
内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い
場合で，ほう酸水注入系が使用可能な場合。

(b) 操 作 手 順
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
及 び 注 水 手 順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.2.10図に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.2.11図 に 示 す 。
［ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に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の準備開始を指示する。
② 現 場 運 転 員 E及 び Fは ， ほ う 酸 水 注 入 系 に よ る 原 子 炉 圧

1.2-46

力容器へのほう酸水注入に必要なポンプ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 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に必要なポンプ及び電動弁の電源が確保されたこと並びに監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，ほう酸水注
入系が使用可能か確認する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン プ の吸込圧力を確保するため，復水移送ポンプが運転中であり，復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン プ(A)又 は (B)の 起 動 操 作 （ ほ う 酸 水 注 入 系 起 動 用 キ ー ・
ス イ ッ チ を 「 ポ ン プ A」 位 置 （ B系 を 起 動 す る 場 合 は「 ポ ン プ B」 位 置 ） に す る こ と で ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ
ンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁が全開となり，
ほう酸水注入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始される。）を実施する。
⑦ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 原 子 炉 建 屋 地 上 3階 ほ う 酸 水 注
入系貯蔵タンク室（管理区域）にて，原子炉圧力容器
へのほう酸水注入が開始されたことをほう酸水タンク
液位指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。

1.2-47

［ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水］⑧当直副長は，原子炉圧力容器への継続注水が必要と判断した場合は，運転員にほう酸水注入系による原子炉
圧力容器への継続注水の準備開始を指示する。
※［ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧
力容器へのほう酸水注入］の準備と併せて実施する。
⑨ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， ほ う 酸 水 注 入 系 貯 蔵 タ ン ク を 使用した原子炉圧力容器への継続注水の系統構成として，ホースを接続（復水補給水系～純水補給水系の間）し，復水補給水系積算計出口ドレン弁，復水補給
水系積算計出口ベントライン接続口止め弁，純水補給
水系ほう酸水注入系ポンプエリア床除染用ホースコネ
ク シ ョ ン 止 め 弁 及 び 純 水 補 給 水 系 MSIV/SRVラ ッ ピ ン グ
室床除染用ホースコネクション止め弁の全開操作を実施する。
⑩ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， ほ う 酸 水 注 入 系 封 水 供 給 弁 及 び
ほう酸水注入系テストタンク純水供給元弁の全閉並びにほう酸水注入系ほう酸水貯蔵タンク補給水元弁の全開操作実施後，当直副長にほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水の準備完了を報告する。
⑪当直副長は，運転員にほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水の開始を指示する。

1.2-48

⑫ 現 場 操 作 員 C及 び Dは ， ほ う 酸 水 注 入 系 貯 蔵 タ ン ク 補 給
水入口弁を調整開とし，ほう酸水注入系貯蔵タンクに補給する。
⑬ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 復 水 移 送 ポ ン プ の 水 源 確 保 と して，復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補
給 水 系 常 /非 常 用 連 絡 1次 ， 2次 止 め 弁 の 全 開 操 作 ） を実施する。
⑭当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

［ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
② 現 場 運 転 員 E及 び Fは ， ほ う 酸 水 注 入 系 テ ス ト タ ン ク を使用した原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， ほ う 酸 水 注 入 系 テ ス ト タンクを使用した原子炉圧力容器への注水に必要なポン
プ及び電動弁の電源が確保されたこと並びに監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，ほう酸水注

1.2-49入系が使用可能か確認する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン プ 吸
込圧力確保のため，復水移送ポンプが運転中であり，
復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。
⑥ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， ほ う 酸 水 注 入 系 テ ス ト タ ン ク を使用した原子炉圧力容器への注水の系統構成として，ホースを接続（復水補給水系～純水補給水系の間）し，復水補給水系積算計出口ドレン弁，復水補給水系
積算計出口ベントライン接続口止め弁，純水補給水系
ほう酸水注入系ポンプエリア床除染用ホースコネクシ
ョ ン 止 め 弁 及 び 純 水 補 給 水 系 MSIV/SRVラ ッ ピ ン グ 室 床
除染用ホースコネクション止め弁の全開操作を実施する。
⑦ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， ほ う 酸 水 注 入 系 封 水 供 給 弁 及 び
ほう酸水注入系テストタンク純水供給元弁の全閉並びにほう酸水注入系テストタンク出口弁の全開操作完了
後，当直副長にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の準備完了を報告する。
⑧当直副長は，運転員にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑨ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， ほ う 酸 水 注 入 系 注 入 弁 (A)又 は(B)の 全 開 操 作 を 実 施 し た 後 ， ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ (A)
又 は (B)を 起 動 す る 。 原 子 炉 建 屋 地 上 3階 ほ う 酸 水 注 入系 貯 蔵 タ ン ク 室 （ 管 理 区 域 ） に て ,ほ う 酸 水 注 入 ポ ン
プ出口圧力指示値の上昇を確認後，速やかにほう酸水

1.2-50注入系テストタンク純水供給元弁を調整開とし，ほう酸水注入系テストタンクに補給する。
⑩ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水が開始されたことを原子炉水位指示値及び復水貯蔵槽
水位指示値により確認し，当直副長に報告する。
⑪ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 復 水 移 送 ポ ン プ の 水 源 確 保 と して，復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補
給 水 系 常 /非 常 用 連 絡 1次 ， 2次 止 め 弁 の 全 開 操 作 ） を実施する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作のうち，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とし た 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の ほ う 酸 水 注 入 は ， 1ユ ニ ッ ト 当 た
り 中 央 制 御 室 運 転 員 2名 （ 操 作 者 及 び 確 認 者 ） 及 び 現 場 運
転 員 2名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開 始 を 判 断 し て から 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の ほ う 酸 水 注 入 開 始 ま で 約 20分 で 可 能である。
さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンクに補給し，原子炉圧力容器へ継続注水する場合
は ， 1ユ ニ ッ ト 当 た り 現 場 運 転 員 2名 に て 作 業 を 実 施 し た 場
合，作業開始を判断してから原子炉圧力容器への継続注水
準 備 完 了 ま で 約 65分 で 可 能 で あ る 。
また，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系テス
トタンクに補給し，原子炉圧力容器へ注水する場合は，1

1.2-51

ユ ニ ッ ト 当 た り 中 央 制 御 室 運 転 員 2名 （ 操 作 者 及 び 確 認者 ） 及 び 現 場 運 転 員 4名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開
始 を 判 断 し て か ら 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 約 75分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.2.3－ 4）b.

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子
炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持できない場合は，原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵槽を水源とした制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水を実施する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧代
替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場
合で，制御棒駆動系が使用可能な場合。

(b) 操 作 手 順
制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水手順の概要
は 以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.2.2図 及 び 第1.2-52

1.2.3図 に ， 概 要 図 を 第 1.2.12図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.2.13図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 制 御 棒 駆 動 系 の 起 動 に 必
要なポンプ，監視計器の電源及び冷却水が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン
発電機の負荷容量確認を依頼し，制御棒駆動系が使用可能か確認する。
④当直副長は，中央制御室運転員に制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 制 御 棒 駆 動 水 ポ ン プ (A)の 起 動 操 作 を 実 施 し ， 制 御 棒 駆 動 水 ポ ン プ (A)が 起 動したことを確認する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水が開始されたことを制御棒駆動系系統流量指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。
⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上 記 の 操 作 は ， 1ユ ニ ッ ト 当 た り 中 央 制 御 室 運 転 員 2名
（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始

1.2-53

を判断してから制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注
水 開 始 ま で 約 20分 で 可 能 で あ る 。

c.

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位
低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場 合 は ， 常 設 代 替 交 流 電
源設備又は第二代替交流電源設備により高圧炉心注水系の電源を確保することで高圧炉心注水系を冷却水がない状態で一定時間運転し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への緊急注水を実施する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧代
替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場
合で，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備に
よ る 非 常 用 高 圧 母 線 D系 へ の 給 電 が 可 能 と な っ た 場 合 。

(b) 操 作 手 順
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水手順の 概 要 は 以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.2.2図 及び 第 1.2.3図 に ， 概 要 図 を 第 1.2.14図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト
を 第 1.2.15図 に 示 す 。
※高圧炉心注水系ポンプを冷却水がない状態で運転する
場合の許容時間が定められており，高圧炉心注水系ポ

1.2-54

ンプ起動から運転許容時間を経過する前に停止し，高圧炉心注水系の機能を温存させる。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水の準備開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 高 圧 炉 心 注 水 系 に よ る 原
子炉圧力容器への緊急注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン
発電機の負荷容量確認を依頼し，高圧炉心注水系が使用可能か確認する。
④ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 高 圧 炉 心 注 水 系 ポ ン プ(B)の 起 動 操 作 を 実 施 し ， 高 圧 炉 心 注 水 系 ポ ン プ (B)吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認するとともに，当直副長に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水の準備完了を報告する。
⑤当直副長は，中央制御室運転員に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水の開始を指示する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 弁(B)を 全 開 と し て 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 緊 急 注 水 を 開 始する。
⑦ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 緊 急
注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇及び高 圧 炉 心 注 水 系 (B)系 統 流 量 指 示 値 の 上 昇 に よ り 確 認

1.2-55

し，当直副長に報告する。
⑧当直副長は，高圧炉心注水系ポンプの運転許可時間を経過する前に，中央制御室運転員に高圧炉心注水系ポン プ (B)を 停 止 す る よ う 指 示 す る 。
⑨ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 弁(B)を 全 閉 と し ， 高 圧 炉 心 注 水 系 ポ ン プ (B)を 停 止 する。
⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上 記 の 操 作 は ， 1ユ ニ ッ ト 当 た り 中 央 制 御 室 運 転 員 2名
（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊 急 注 水 開 始 ま で 約 25分 で 可 能 で あ る 。

(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.2.18図 に 示 す 。
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で，高圧代替注水
系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原
子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場 合 は ， 常 設 代 替
交流電源設備等により非常用高圧母線の電源を確保し，高圧炉
心注水系が健全であれば，高圧炉心注水系を冷却水がない状態
で一定時間運転（緊急注水）することで重大事故等の進展を抑制する。高圧炉心注水系が使用できない場合は，原子炉補機冷

1.2-56

却系により冷却水を確保できれば制御棒駆動系による原子炉圧
力容器への注水を実施する。原子炉補機冷却系により冷却水を確保できない場合，又は常設代替交流電源等により非常用高圧
母線の電源が確保できず，可搬型代替交流電源設備により電源を確保した場合は，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及び注水を実施する。制御棒駆動系及びほう酸水
注入系は発電用原子炉を冷却するには十分な注水量を確保できないが，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期
間，重大事故等の進展抑制として使用する。
なお，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へ注水する際の水源は，通常時の補給にて使用する純水補給水系が使用できな
い場合は，復水補給水系又は消火系から補給する。

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
原子炉隔離時冷却系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉
水 位 低 （ レ ベ ル 2 若 し く は レ ベ ル 1.5） 又 は ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動し，復水貯蔵槽又はサプレッション・チェ
ンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 第 一 水 源 は 復 水 貯 蔵 槽 で あ り ， LOCA信
号 （ 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1.5） 又 は ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 ） かつサプレッション・チェンバ・プールの水位高信号の入力により第二水源であるサプレッション・チェンバに自動で切り替わる。残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却1.2-57モード）が機能喪失している場合，サプレッション・チェン
バ・プール水の温度が上昇することを考慮し，原子炉隔離時冷却系の確実な運転継続を確保する観点から，原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽に手動で切り替える。
いずれの切替えにおいても，運転中の原子炉隔離時冷却系を停止することなく水源切替えが可能である。
なお，事前にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系の設計温度を超えると想定された場合は，
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 水 源 切 替 ス イ ッ チ を 「 CSP」 位 置 に す る
ことで，原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽に保持する。

a.

手順着手の判断基準
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維持できない場合。

b.

操作手順
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水手順の概 要 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.2.16 図 に 示 す 。
［原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 中 央 制 御 室 か ら の 手 動 起
動操作，又は自動起動信号（原子炉水位低（レベル2
若 し く は レ ベ ル 1.5） 又 は ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 ） に よ

1.2-58

り原子炉隔離時冷却系タービン止め弁，原子炉隔離時
冷却系注入弁及び原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁が全開し，原子炉隔離時冷却系が起動したことを確認する。
③ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水が開始されたことを原子炉隔離時冷却系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告するとともに，原子炉圧力容器内の水位を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベル 8） の 間 で 維 持 す る 。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

［原子炉隔離時冷却系の水源切替え（サプレッション・チ
ェンバから復水貯蔵槽の場合）］①当直副長は，中央制御室運転員にサプレッション・チ
ェンバ・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系の設計
温度を超える前に原子炉隔離時冷却系の水源をサプレッション・チェンバから復水貯蔵槽へ切り替え，その後の原子炉隔離時冷却系の運転状態に異常がないことを確認するよう指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 水
源 切 替 ス イ ッ チ を 「 CSP」 位 置 に す る こ と で ， 原 子 炉
隔離時冷却系復水貯蔵槽側吸込弁が全開，その後，原子炉隔離時冷却系サプレッション・チェンバ・プール
側吸込隔離弁が全閉し，水源がサプレッション・チェ

1.2-59ンバから復水貯蔵槽へ切り替わることを確認する。また，水源切替え後における原子炉隔離時冷却系の運転状態に異常がないことを確認する。

c.

操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

(2) 高 圧 炉 心 注 水 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
高圧炉心注水系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位
低 （ レ ベ ル 1.5） 又 は ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 ） に よ る 作 動 ， 又 は中央制御室からの手動操作により高圧炉心注水系を起動し，復水貯蔵槽又はサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧
力容器への注水を実施する。
高圧炉心注水系の第一水源は復水貯蔵槽であり，サプレッション・チェンバ・プールの水位高信号の入力により第二水源であるサプレッション・チェンバに自動で切り替わる。残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，サプレッション・チェンバ・プール水の温度が上昇することを考慮し，高圧炉心注水系の確実な運転継続を確保する観点から，高圧炉心注水系の水源を復水貯蔵槽に手動で切り替える。
いずれの切替えにおいても，運転中の高圧炉心注水系を停止することなく水源切替えが可能である。

1.2-60なお，事前にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が高圧炉心注水系の設計温度を超えると想定された場合は，高圧
炉 心 注 水 系 の 水 源 切 替 ス イ ッ チ を 「 CSP」 位 置 に す る こ と で ，
高圧炉心注水系の水源を復水貯蔵槽に保持する。

a.

手順着手の判断基準
給水・復水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位
低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場 合 。

b.

操作手順
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水手順の概要

は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.2.17 図 に 示 す 。
［高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 中 央 制 御 室 か ら の 手 動 起
動操作，又は自動起動信号（原子炉水位低（レベル1.5） 又 は ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 ） に よ り 高 圧 炉 心 注 水系ポンプが起動し，高圧炉心注水系注入弁が全開となったことを確認する。
③ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水が開始されたことを高圧炉心注水系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告するとともに，原子炉圧力容器内の水位を原

1.2-61

子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8）の間で維持する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

［高圧炉心注水系の水源切替え（サプレッション・チェン
バから復水貯蔵槽の場合）］①当直副長は，中央制御室運転員にサプレッション・チ
ェンバ・プール水の温度が高圧炉心注水系の設計温度を超える前に高圧炉心注水系の水源をサプレッショ
ン・チェンバから復水貯蔵槽へ切り替え，その後の高圧炉心注水系の運転状態に異常がないことを確認する
よう指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 高 圧 炉 心 注 水 系 の 水 源 切
替 ス イ ッ チ を 「 CSP」 位 置 に す る こ と で ， 高 圧 炉 心 注
水系復水貯蔵槽側吸込弁が全開，その後，高圧炉心注
水系サプレッション・チェンバ・プール側吸込隔離弁が全閉し，水源がサプレッション・チェンバから復水貯蔵槽へ切り替わることを確認する。また，水源切替
え後における高圧炉心注水系の運転状態に異常がない
ことを確認する。

c.

操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチに

1.2-62

よる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

1.2.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系ポン
プ，ほう酸水注入系ポンプ，制御棒駆動水ポンプ，電動弁及び中央制御室監視計器類への電源供給手順並びに常設代替交流電源設
備，第二代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型
直 流 電 源 設 備 へ の 燃 料 補 給 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。
復 水 貯 蔵 槽 へ の 水 の 補 給 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。
原子炉水位の監視又は推定に係る計装設備に関する手順について は 「 1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.2-63

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））
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

原子炉隔離時冷却系ポンプ

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

高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
非常用交流電源設備

対処設備

復水補給水系配管

重大事故等

発電用原子炉の冷却

※1

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器
直流 125V 蓄電池 A
直流 125V 充電器 A－

高圧炉心注水系ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉補機冷却系
非常用交流電源設備

※1

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器※1：手順は「1.14

対処設備

発電用原子炉の冷却

高圧炉心注水系による復水補給水系配管

重大事故等

パージャ

（設計基準拡張）

高圧炉心注水系配管・弁・ストレーナ・ス

重大事故等対処設備

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・重大事故等対処設備

主蒸気系配管・弁電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-64「水位確保」等

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/6）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

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

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・弁操作による発電用原子炉の冷却

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
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備※1

常設代替交流電源設備※1

可搬型代替交流電源設備

第二代替交流電源設備※1※1

自主対策設備

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

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

高圧代替注水系（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※1：手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-65

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

主蒸気系配管・弁AM 設備別操作手順書「HPAC 現場起動」

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/6）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

原子炉隔離時冷却系ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

常設直流電源系統

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁「水位確保」等

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・
復水補給水系配管
高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ

水中ポンプ
ホース

設備

原子炉圧力容器

自主対策

サプレッション・チェンバ

対処設備

復水貯蔵槽

仮設発電機
燃料補給設備全交流動力電源「RCIC 現場起動」
多様なハザード対応手順※1

原子炉隔離時冷却系ポンプ－

設備（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

対処設備

重大事故等

高圧炉心注水系配管・弁自主対策

代替交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時

復水補給水系配管

対処設備

ストレーナ

重大事故等

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・弁重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁給水系配管・弁・スパージャ

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

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

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
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（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

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
可搬型直流電源設備※1：手順は「1.14AM 設備別操作手順書「RCIC 現場起動（排水処理）」

重大事故等

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

ストレーナ（設計基準拡張）

主蒸気系配管・弁重大事故等対処設備

全交流動力電源※1※1

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-66※1

対応手段，対処設備，手順書一覧（4/6）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

全交流動力電源

対処設備

手順書

原子炉隔離時冷却系ポンプ

－

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
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
原子炉圧力容器
所内蓄電式直流電源設備
直流給電車及び電源車※1：手順は「1.14※1※1電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-67

自主対策設備

直流給電車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（蒸気系）配管・弁※1

対応手段，対処設備，手順書一覧（5/6）（監視及び制御）分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

原子炉水位（広帯域）

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（燃料域）

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）「水位確保」等

原子炉水位（狭帯域）
自主対策設備

高圧代替注水系（中央制御室起動時）

復水貯蔵槽水位事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（燃料域）「水位確保」等

原子炉水位（SA）

対処設備

原子炉水位（広帯域）
重大事故等

の監視計器

AM 設備別操作手順書「HPAC 現場起動」

原子炉水位（狭帯域）
自主対策設備

高圧代替注水系（現場起動時）

監視及び制御－原子炉水位（SA）

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「水位確保」等

原子炉水位（SA）

対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（燃料域）

重大事故等

の監視計器

原子炉水位（狭帯域）
可搬式原子炉水位計
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
可搬型回転計電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-68

自主対策設備原子炉隔離時冷却系（現場起動時）※1：手順は「1.14原子炉水位（広帯域）

AM 設備別操作手順書「RCIC 現場起動」

対応手段，対処設備，手順書一覧（6/6）（重大事故等の進展抑制）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

ほう酸水注入系ポンプ

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
ほう酸水注入系による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

可搬型代替交流電源設備

第二代替交流電源設備※1※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」

設備

自主対策

進展抑制（ほう酸水注入）

ほう酸水注入系配管・弁

ほう酸水注入系ポンプ
ほう酸水注入系貯蔵タンク
ほう酸水注入系テストタンク

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

制御棒駆動水ポンプ

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

制御棒駆動系配管・弁
復水補給水系配管・弁
原子炉圧力容器
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

自主対策設備

進展抑制

制御棒駆動系によるAM 設備別操作手順書「CRD による原子炉注水」

高圧炉心注水系ポンプ

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

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

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-69

自主対策設備による進展抑制

高圧炉心注水系緊急注水※1：手順は「1.14高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ

自主対策設備進展抑制（注水）

ほう酸水注入系による重大事故等の進展抑制－

ほう酸水注入系配管・弁AM 設備別操作手順書「HPCF 緊急注水」

第 1.2.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/5）
重大事故等の対応に

手順書
1.2.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

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
判断基準

「水位確保」等

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
原子炉水位（狭帯域）

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）

水源の確保

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器への注水量

水源の確保
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

AM 設備別操作手順書

判断基準「水位確保」等

電源

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
復水貯蔵槽水位（SA）
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器内の水位「HPAC 現場起動」

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

原子炉圧力容器内の水位

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
可搬式原子炉水位計

操作

原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
補機監視機能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

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

「水位確保」等「RCIC 現場起動」

判断基準

AM 設備別操作手順書

電源

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
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器内の水位

多様なハザード対応手順

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「RCIC 現場起動（排水処理）」
水源の確保

操作

原子炉圧力容器内の水位

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
可搬式原子炉水位計
可搬型回転計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ポンプ吸込圧力

1.2-70

監視計器一覧（2/5）
重大事故等の対応に

手順書
1.2.2.3

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

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

M/C

D 電圧

P/C

C－1 電圧P/C

D－1 電圧電源

AM 設備別操作手順書「SLC ポンプによる原子炉注水」

直流 125V 主母線盤 A 電圧
判断基準

直流 125V 主母線盤 B 電圧
原子炉水位（狭帯域）
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）
復水貯蔵槽水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
純水タンク水位
原子炉水位（狭帯域）

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
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

補機監視機能復水移送ポンプ(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

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

電源

C 電圧

P/C

C－1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧

AM 設備別操作手順書
判断基準「CRD による原子炉注水」

M/C

原子炉水位（狭帯域）
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）

補機監視機能

水源の確保

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
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）

操作

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

1.2-71

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（3/5）
重大事故等の対応に

手順書
1.2.2.3

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

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）「水位確保」等「HPCF 緊急注水」

M/C

D 電圧

P/C

D－1 電圧

直流 125V 主母線盤 B 電圧

判断基準

AM 設備別操作手順書

電源

原子炉水位（狭帯域）
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）

水源の確保

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）

操作

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

1.2-72

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（4/5）
重大事故等の対応に

手順書
1.2.2.4

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

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

「水位確保」等
原子炉水位（狭帯域）
判断基準

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）
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
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

操作

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
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

復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水位

1.2-73

監視計器一覧(5/5)
重大事故等の対応に

手順書
1.2.2.4

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

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

P/C

D－1 電圧P/C

E－1 電圧電源

直流 125V 主母線盤 B 電圧
判断基準

直流 125V 主母線盤 C 電圧
原子炉水位（狭帯域）
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）
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
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉圧力容器内の圧力操作

原子炉格納容器内の温度
原子炉圧力容器への注水量

補機監視機能原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水温度
高圧炉心注水系(B)系統流量
高圧炉心注水系(C)系統流量
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
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

1.2-74

第 1.2.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文
【1.2】

給電元

供給対象設備
高圧代替注水系弁

給電母線
常設代替直流電源設備

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧

可搬型直流電源設備

時に発電用原子炉を冷却するため

常設代替交流電源設備の手順等

可搬型代替交流電源設備
AM 用直流 125V
原子炉隔離時冷却系弁

所内蓄電式直流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
可搬型直流電源設備
直流 125V A 系
直流 125V A－2 系
AM 用直流 125V

ほう酸水注入系ポンプ・弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系
計測用 B 系

1.2-75

原子炉高圧時の冷却機能喪失

凡例

②

①

RCIC機能喪失

サポート系

HPCF C機能喪失：フロントライン系の対応：OR条件：サポート系の対応

補機冷却系
故障

※1
HPCF B機能喪失：AND条件

駆動源喪失（AC電源）

※3

※4

※2

※2

RCW機能喪失

フロントライン系

HPCFポンプ
故障

配管

弁故障

※4

1.2-76配管

RCWポンプ

駆動源喪失（AC電源）
※4

S/C

⑤
駆動源喪失
（AC,DC電源）

P/C故障

M/C故障
④

補機冷却系
故障
※3

ｽﾄﾚｰﾅ

RSW機能喪失

CSP

駆動源喪失（DC電源）

弁

RSWポンプ

※5

弁

静的機器

静的機器

RCW Hx

配管

配管

ｽﾄﾚｰﾅ

D/G機能
喪失

外部電源
喪失

駆動源喪失
（DC電源）※5※5
RCIC機能喪失⑦
フロントライン系故障時の対応手段①：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②：高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却※1
フロントライン系

主母線盤故障遮断器故障③
RCICポンプ
故障

配管

弁故障

駆動源喪失
（DC電源）
※5

ｽﾄﾚｰﾅ

S/C

配管

サポート系故障時の対応手段③：原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却④：常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電⑤：可搬型代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電⑥：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⑦：直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電蓄電池機能喪失
⑥

AC電源
喪失
※4

CSP

第 1.2.1 図

機能喪失原因対策分析

充電器盤故障凡例：

フロントライン系

サポート系

故障を想定

対応手段あり

故障要因5

故障要因6

故障要因7

故障要因8

フロントライン系，サポート系の整理，故障の想定・対応手段
故障想定機器

故障要因1

故障要因2
HPCFポンプB故障
弁故障

故障要因3

故障要因4

配管
静的機器故障

CSP水源
水源
S/C水源

CSP
配管
S/C
ストレーナ

RCWポンプ
RCW機能喪失

弁
静的機器故障RSW機能喪失RCW Hx
配管

RSWポンプ
弁
静的機器故障

配管
ストレーナ

P/C故障

補機冷却系故障
HPCF B機能喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障駆動源喪失（AC,DC電源）

遮断器故障
蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

駆動源喪失（AC電源）

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失

P/C故障
M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
駆動源喪失（DC電源）

蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失HPCFポンプC故障
弁故障
配管
静的機器故障

CSP水源
水源
S/C水源

原子炉高圧時の冷却
機能喪失

CSP
配管
S/C
ストレーナ

RCWポンプ
RCW機能喪失

弁
静的機器故障RSW機能喪失RCW Hx
配管

RSWポンプ
弁
静的機器故障

配管
ストレーナ

P/C故障

補機冷却系故障

M/C故障

HPCF C機能喪失

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障駆動源喪失（AC,DC電源）

遮断器故障
蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

駆動源喪失（AC電源）

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失

P/C故障
M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
駆動源喪失（DC電源）

蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失RCICポンプ故障
弁故障
配管
静的機器故障

CSP水源
水源
S/C水源

RCIC機能喪失

CSP
配管
S/C
ストレーナ

主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
駆動源喪失(DC電源）※

直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失本資料は，「機能喪失原因対策分析」をもとに，設計基準事故対処設備の機能が喪失に至る原因を順次右側へ展開している。すなわち，機器の機能が喪失することにより，当該機器の左側に記載される機能が喪失する関係にあることを示している。ただし，AND 条件，OR 条件については表現していな
いため，必要に応じて「機能喪失原因対策分析」を確認することとする。

第 1.2.1 図

機能喪失原因対策分析（補足）1.2-77

第 1.2.2 図EOP「水位確保」における対応フロー

1.2-78

第 1.2.3 図

EOP「水位回復」における対応フロー

1.2-79

1.2-80
第 1.2.4 図

中央制御室からの高圧代替注水系起動，現場手動操作による高圧代替注水系起動概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

備考

140

備考

15分 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始

要員（数）

電源確認

中央制御室からの高圧代替注水系起動

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

第 1.2.5 図

2系統構成，起動，注水開始

中央制御室からの高圧代替注水系起動

タイムチャート

経過時間（分）1.2-81

20

手順の項目

60

80

100

120

40分 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

401

通信連絡設備準備
原子炉水位監視
移動，系統構成

現場手動操作による高圧代替注水系起動

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

起動，注水開始

移動，原子炉水位計接続

現場運転員 Ｅ，Ｆ

第 1.2.6 図

2

原子炉水位監視（可搬式原子炉水位計）及び原子炉水位制御

現場手動操作による高圧代替注水系起動

タイムチャート1.2-82
操作手順

第 1.2.7 図

弁名称

⑤※1

原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁⑤※2

原子炉隔離時冷却系真空タンクドレン弁⑤※3

原子炉隔離時冷却系真空タンク水位検出配管ドレン弁⑤※4

原子炉隔離時冷却系セパレータドレン弁⑥

原子炉隔離時冷却系注入弁⑧

原子炉隔離時冷却系タービン止め弁⑨

原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動

概要図

1.2-83
第 1.2.8 図

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動（排水処理）概要図

経過時間（分）

20

手順の項目

40

80

100

120

140

原子炉隔離時冷却系による 90分
原子炉圧力容器への注水開始

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

60

1

160

180

排水処理開始180分

通信連絡設備準備
原子炉水位監視
移動，系統構成

現場運転員 Ｃ，Ｄ

防護具装着

2

起動，注水開始

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動及び排水処理移動，原子炉水位計接続

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

防護具装着補助原子炉水位監視（可搬式原子炉水位計）及び原子炉水位制御
移動，資機材搬入
電源ケーブ ル敷設，接続

緊急時対策要員

4

ホース敷設，接続

1.2-84

発電機，水中ポン プ 起動

第 1.2.9 図

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動及び排水処理

タイムチャート

備考1.2-85
第 1.2.10 図

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及び注水（ほう酸水注入系貯蔵タンク使用）

概 要 図 （ 1/2）

1.2-86
第 1.2.10 図

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水（ほう酸水注入系テストタンク使用）

概 要 図 （ 2/2）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

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開始
20分

要員（数）

50

60

80

70

90

備考

90

備考

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への継続注水準備完了
65分

通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ
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及び注水(ほう酸水注入系
貯蔵タンク使用）2ポン プ 起動，ほう酸水注入開始

移動，ホース接続

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

系統構成

移動，電源確保

1.2-87

経過時間（分）
10

手順の項目

20

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水(ほう酸水注入系
テストタンク使用）

第 1.2.11 図

40

50

60

80

70

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水開始 75分

要員（数）中央制御室運転員 Ａ，Ｂ30

2

通信連絡設備準備，電源確認

移動，ホース接続

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

系統構成
ポン プ 起動，注水開始

移動，電源確保

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及び注水

タイムチャート

RCCV

D/W

CSP
MO
FDWﾗｲﾝ

ＲＰＶ

復水系
ﾘﾀｰﾝﾗｲﾝMO

1.2-88RCW系による冷却（中央制御室）

S/C

FI
FT

駆動水ﾌｨﾙﾀ(A)CRDﾎﾟﾝﾌﾟ(A)ｻｸｼｮﾝﾌｨﾙﾀ(A)ﾊﾟｰｼﾞ水ﾗｲﾝ

駆動水ﾌｨﾙﾀ(B)CRDﾎﾟﾝﾌﾟ(B)

充てん水ﾗｲﾝ

第 1.2.12 図

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

概要図

ｻｸｼｮﾝﾌｨﾙﾀ(B)経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

20分 制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水開始要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

第 1.2.13 図

2

冷却水確保確認ポン プ 起動，注水開始

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

タイムチャート80

備考

1.2-89

1.2-90

操作手順⑥⑨
第 1.2.14 図

弁名称
高圧炉心注水系注入弁(B)

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

25分 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水開始

要員（数）※高圧炉心注水系ポンプ起動後，運転許容時間を経過する前に停止する。

通信連絡設備準備，電源確認

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への
緊急注水

系統構成

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

第 1.2.15 図

備考

2

ポン プ 起動 ※注水開始

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

タイムチャート

1.2-91

1.2-92
操作手順

第 1.2.16 図

弁名称

②※1

原子炉隔離時冷却系タービン止め弁②※2

原子炉隔離時冷却系注入弁②※3

原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

概 要 図 （ 1/2）

（原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水）

1.2-93

操作手順

弁名称

②※1

原子炉隔離時冷却系復水貯蔵槽側吸込弁②※2

原子炉隔離時冷却系サプレッション・チェンバ・プール側吸込隔離弁

第 1.2.16 図

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

概 要 図 （ 2/2）

（ 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 水 源 切 替 え （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ か ら 復 水 貯 蔵 槽 ））

1.2-94

操作手順②
第 1.2.17 図

弁名称
高圧炉心注水系注入弁

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水

概 要 図 （ 1/2）

（高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水）

1.2-95

操作手順

弁名称

②※1

高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込弁②※2

高圧炉心注水系サプレッション・チェンバ・プール側吸込隔離弁

第 1.2.17 図

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水

概 要 図 （ 2/2）

（ 高 圧 炉 心 注 水 系 の 水 源 切 替 え （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ か ら 復 水 貯 蔵 槽 ））（1）フロントライン系故障時の対応手段の選択
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水不可
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系故障【凡例】：プラント状態：操作，確認：判断

中央制御室からの高圧代替注水系
起動操作可能No：重大事故等対処設備

Yes

中央制御室からの高圧代替注水系起動

現場手動操作による高圧代替注水系起動（2）サポート系故障時の対応手段の選択
全交流動力電源喪失

常設直流電源系統
喪失

No

Yes

中央制御室からの操作による高圧代替注水系
起動可能

No

所内蓄電式直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

No

現場手動操作による高圧代替注水系
起動可能

※1
Yes

Yes

中央制御室からの高圧代替注水系起動

高圧代替注水系により
原子炉水位（レベル3）
以上に維持不可

現場手動操作による高圧代替注水系起動

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系

復旧へ

No

原子炉水位低（レベル3）から原子炉水位高（レベル8）の
間で維持

Yes
※1

復旧

No
代替交流電源設備
使用可能

Yes

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

第 1.2.18 図

No
可搬型直流電源設備
使用可能

Yes

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

直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1/2）
1.2-96

（3）重大事故等の進展抑制時の対応手段の選択【凡例】

高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉水位低（レベル3）
以上に維持不可：プラント状態：操作，確認：判断：重大事故等対処設備

交流電源あり又は常設代替交流電源
設備等による非常用高圧
母線への給電可能No

Yes

高圧炉心注水系
使用可能

No

可搬型代替交流電源設備
による電源確保Yes

No

原子炉補機冷却系による冷却水確保

Yes

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

制御棒駆動系による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

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水※※ 純水補給水系を水源としてほう酸水注入系 貯蔵タン ク又は テストタン クに補給をしながら注水を行う。なお，純水補給水 系が使用できない 場合は，復水補給水系又は消火系を水源として 補給を行 う。

第 1.2.18 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2/2）

1.2-97

添付資料 1.2.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/6）
技 術的能 力審 査基準 （1.2）
【 本 文】
発 電 用原 子 炉 設 置 者に お い て 、 原子 炉 冷 却 材 圧力 バ
ウ ン ダリ が 高 圧 の 状態 で あ っ て 、設 計 基 準 事 故対 処
設 備 が有 す る 発 電 用原 子 炉 の 冷 却機 能 が 喪 失 した 場
合 に おい て も 炉 心 の著 し い 損 傷 を防 止 す る た め、 発
電 用 原子 炉 を 冷 却 する た め に 必 要な 手 順 等 が 適切 に
整 備 され て い る か 、又 は 整 備 さ れる 方 針 が 適 切に 示
さ れ てい る こ と 。

【 解 釈】
１ 「 発 電 用 原子 炉 を 冷 却 する た め に 必 要な 手 順
等 」 とは 、 以 下 に 掲げ る 措 置 又 はこ れ ら と 同 等以 上の 効 果を 有 す る 措 置を 行 う た め の手 順 等 を い う。

（ １ ）全 交 流 動 力 電源 喪 失 ・ 常 設直 流 電 源 系 統喪 失を 想 定し 、 原 子 炉 隔離 時 冷 却 系 (RCIC)若 し く は非 常用 復 水器 （ BWR の 場合 ） 又 は タ ービ ン 動 補 助 給水 ポ
ン プ （PWRの 場合 ） （ 以 下 「RCIC 等 」 と い う 。） に
よ り 発電 用 原 子 炉 を冷 却 す る た め、 以 下 に 掲 げる 措
置 又 はこ れ ら と 同 等以 上 の 効 果 を有 す る 措 置 を行 う
た め の手 順 等 を 整 備す る こ と 。

ａ ） 可搬 型 重 大 事 故防 止 設 備ⅰ ） 現場 で の 可 搬 型重 大 事 故 防 止設 備 （ 可 搬 型バ ッテ リ 又は 窒 素 ボ ン ベ等 ） を 用 い た弁 の 操 作 に より 、
RCIC等の 起 動 及 び 十分 な 期 間 ※ の運 転 継 続 を 行う 手
順 等 （手 順 及 び 装 備等 ） を 整 備 する こ と 。 た だし 、
下 記 （１ ） ｂ ） ⅰ ）の 人 力 に よ る措 置 が 容 易 に行 え
る 場 合を 除 く 。

ｂ ） 現場 操 作ⅰ ） 現場 で の 人 力 によ る 弁 の 操 作に よ り 、 RCIC 等の 起 動及 び 十 分 な 期間 ※ の 運 転 継続 を 行 う 手 順等
（ 手 順及 び 装 備 等 ）を 整 備 す る こと 。
※ ： 原子 炉 冷 却 材 圧力 バ ウ ン ダ リの 減 圧 対 策 及び 原子 炉 冷却 材 圧 力 バ ウン ダ リ 低 圧 時の 冷 却 対 策 の準 備が 整 うま で の 期 間 のこ と 。

ｃ ） 監視 及 び 制 御ⅰ ） 原子 炉 水 位 （ BWR 及 び PWR） 及 び 蒸 気発 生 器 水
位 （ PWR の 場 合 ） を推 定 す る 手 順等 （ 手 順 、 計測 機
器 及 び装 備 等 ） を 整備 す る こ と 。

ⅱ ） RCIC 等 の安 全 上 重 要 な設 備 の 作 動 状況 を 確 認
す る 手順 等 （ 手 順 、計 測 機 器 及 び装 備 等 ） を 整備 す
る こ と。
ⅲ ） 原子 炉 水 位 又 は蒸 気 発 生 器 水位 を 制 御 す る手 順
等 （ 手順 及 び 装 備 等） を 整 備 す るこ と 。

（ ２ ）復 旧ａ ） 原子 炉 冷 却 材 圧力 バ ウ ン ダ リが 高 圧 の 状 態に お
い て 、注 水 （ 循 環 を含 む 。 ） す るこ と 及 び 原 子炉 を
冷 却 でき る 設 備 に 電源 を 接 続 す るこ と に よ り 、起 動
及 び 十分 な 期 間 の 運転 継 続 が で きる こ と 。 （ BWR の場合）ｂ ） 電動 補 助 給 水 ポン プ に 代 替 交流 電 源 を 接 続す る
こ と によ り 、 起 動 及び 十 分 な 期 間の 運 転 継 続 がで き
る こ と。 （ PWR の 場合 ）（ ３ ）重 大 事 故 等 の進 展 抑 制ａ ） 重大 事 故 等 の 進展 を 抑 制 す るた め 、 ほ う 酸水 注
入 系 （SLCS） 又 は 制御 棒 駆 動 機 構（ CRD）等 か ら 注
水 す る手 順 等 を 整 備す る こ と 。 （BWR の 場 合 ）※1：手順は「1.14

番号

①

－

②

－

③

設置 許可 基準規 則（ 45条）

技 術基準 規則 （60条 ）【 本文 】
発 電用 原 子 炉 施 設に は 、 原 子 炉冷 却 材 圧 力 バウ
ン ダリ が 高 圧 の 状態 で あ っ て 、設 計 基 準 事 故対処 設備 が 有 す る 発電 用 原 子 炉 の冷 却 機 能 が 喪失
し た場 合 に お い ても 炉 心 の 著 しい 損 傷 を 防 止す
る ため 、 発 電 用 原子 炉 を 冷 却 する た め に 必 要な設 備を 設 け な け れば な ら な い 。

【本 文 】
発電 用 原 子 炉 施 設に は 、 原 子 炉冷 却 材 圧 力
バウ ン ダ リ が 高 圧の 状 態 で あ って 、 設 計 基
準事 故 対 処 設 備 が有 す る 発 電 用原 子 炉 の 冷却機 能 が 喪 失 し た場 合 に お い ても 炉 心 の 著
しい 損 傷 を 防 止 する た め 、 発 電用 原 子 炉 を
冷却 す る た め に 必要 な 設 備 を 施設 し な け れ
ばな ら な い 。

【 解釈 】
１ 第 ４ ５条 に 規 定 す る 「発 電 用 原 子 炉を 冷 却 す
る ため に 必 要 な 設備 」 と は 、 以下 に 掲 げ る 措置
又 はこ れ ら と 同 等以 上 の 効 果 を有 す る 措 置 を行う ため の 設 備 を いう 。

【解 釈 】
１ 第 ６ ０条 に 規 定 す る「 発 電 用 原 子炉 を
冷却 す る た め に 必要 な 設 備 」 とは 、 以 下 に掲げ る 措 置 又 は これ ら と 同 等 以上 の 効 果 を有す る 措 置 を 行 うた め の 設 備 をい う 。

（ １） 全 交 流 動 力電 源 喪 失 ・ 常設 直 流 電 源 系統
喪 失を 想 定 し 、 原子 炉 隔 離 時 冷却 系 (RCIC)若し
く は非 常 用 復 水 器（ BWR の 場 合） 又 は タ ー ビン
動 補助 給 水 ポ ン プ（ PWR の 場 合） （ 以 下 「 RCIC
等 」と い う 。 ） によ り 発 電 用 原子 炉 を 冷 却 する
た め、 以 下 に 掲 げる 措 置 又 は これ ら と 同 等 以上の 効果 を 有 す る 措置 を 行 う た めの 設 備 を 整 備する こと 。

（１ ） 全 交 流 動 力電 源 喪 失 ・ 常設 直 流 電 源系統 喪 失 を 想 定 し、 原 子 炉 隔 離時 冷 却 系(RCIC)若 し く は 非常 用 復 水 器 （BWR の 場合） 又 は タ ー ビ ン動 補 助 給 水 ポン プ （ PWRの場 合 ） （ 以 下 「RCIC 等 」 と い う 。） により 発 電 用 原 子 炉を 冷 却 す る ため 、 以 下 に掲げ る 措 置 又 は これ ら と 同 等 以上 の 効 果 を有す る 措 置 を 行 うた め の 設 備 を整 備 す る こと。

ａ ）可 搬 型 重 大 事故 防 止 設 備ⅰ ）現 場 で の 可 搬型 重 大 事 故 防止 設 備 （ 可 搬型
バ ッテ リ 又 は 窒 素ボ ン ベ 等 ） を用 い た 弁 の 操作に より 、 RCIC 等 の 起 動 及び 十 分 な 期 間※ の 運 転
継 続を 行 う 可 搬 型重 大 事 故 防 止設 備 等 を 整 備する こと 。 た だ し 、下 記 （ １ ） ｂ） ⅰ ） の 人 力によ る措 置 が 容 易 に行 え る 場 合 を除 く 。

ａ） 可 搬 型 重 大 事故 防 止 設 備ⅰ） 現 場 で の 可 搬型 重 大 事 故 防止 設 備 （ 可
搬型 バ ッ テ リ 又 は窒 素 ボ ン ベ 等） を 用 い た
弁の 操 作 に よ り 、RCIC 等 の 起 動 及 び十 分
な期 間 ※ の 運 転 継続 を 行 う 可 搬型 重 大 事 故防止 設 備 等 を 整 備す る こ と 。 ただ し 、 下 記（１ ） ｂ ） ⅰ ） の人 力 に よ る 措置 が 容 易 に行え る 場 合 を 除 く。

ｂ ）現 場 操 作ⅰ ）現 場 で の 人 力に よ る 弁 の 操作 に よ り 、 RCIC
等 の起 動 及 び 十 分な 期 間 ※ の 運転 継 続 を 行 うた
め に必 要 な 設 備 を整 備 す る こ と。
※ ：原 子 炉 冷 却 材圧 力 バ ウ ン ダリ の 減 圧 対 策及び 原子 炉 冷 却 材 圧力 バ ウ ン ダ リ低 圧 時 の 冷 却対
策 の準 備 が 整 う まで の 期 間 の こと 。

ｂ） 現 場 操 作ⅰ） 現 場 で の 人 力に よ る 弁 の 操作 に よ り 、RCIC 等 の起 動 及 び 十 分な 期 間 ※ の 運転 継
続を 行 う た め に 必要 な 設 備 を 整備 す る こと。
※： 原 子 炉 冷 却 材圧 力 バ ウ ン ダリ の 減 圧 対策及 び 原 子 炉 冷 却材 圧 力 バ ウ ンダ リ 低 圧 時の冷 却 対 策 の 準 備が 整 う ま で の期 間 の こ
と。

④

⑤

⑥

⑦

－

⑧

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-98

番号

⑨

－

⑩

－

⑪

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/6）：重大事故等対処設備
重 大事 故等対 処設 備を使 用し た手段
審査基 準の 要求に 適合 する ための 手段
機能

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
に
よ
る
発
電
用
原
子
炉
の
冷
却

高
発
圧
電
炉
用
心
原
注
子
水
炉
系
の
に
冷
よ
却
る

機 器名称

既設
新設

原子 炉隔 離時冷 却系 ポ
ンプ

既設

復水 貯蔵 槽

既設

サプ レッ ション ・チ ェンバ
原子 炉隔 離時冷 却系（蒸 気系 ）配管 ・弁

既設
既設

復水 補給 水系配 管

既設

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使 用可 能 か

対 応可 能 な 人 数で 使 用 可 能か

備考

①
⑨

－

－

－

－

－

－

①
⑨

－

－

－

－

－

－

既設
既設

原子 炉圧 力容器

既設

直流 125V蓄電池 A

既設

直流 125V充電器 A

既設

非常 用交 流電源 設備

既設

高圧 炉心 注水系 ポン プ

既設

復水 貯蔵 槽既設
既設
既設

復水 補給 水系配 管

既設

原子 炉圧 力容器

既設

原子 炉補 機冷却 系

既設

非常 用交 流電源 設備

既設※1：手順は「1.14機能既設

原子 炉隔 離時冷 却系（注 水系 ）配管 ・弁 ・
スト レー ナ

サプ レッ ション ・チ ェンバ
高圧 炉心 注水系 配管 ・弁・ スト レーナ ・ス
パー ジャ

自主 対策

解釈
対 応番号

既設

主蒸 気系 配管・ 弁

高圧 炉心 注水系 配管 ・弁
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-99

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/6）：重大事故等対処設備
重 大事 故等対 処設 備を使 用し た手段
審査基 準の 要求に 適合 する ための 手段
機 器名称

既設
新設

高圧 代替 注水系 ポン プ

新設

復水 貯蔵 槽既設

高圧 代替 注水系 （蒸 気系） 配管 ・弁新設

主蒸 気系 配管・ 弁

既設

機能

高
操圧
作代
に替
よ注
る水
発系
電の
用中
原央
子制
炉御
の室
冷か
却ら
の

高
圧
代
発替
電注
用水
原系
子の
炉現
の場
冷操
却作
に
よ
る

原
子
炉
隔
発離
電時
用冷
原却
子系
炉の
の現
冷場
却操
作
に
よ
る

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

既設
既設

新設
新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

第二 代替 交流電 源設 備

新設

可搬 型代 替交流 電源 設
備新設

高圧 代替 注水系 ポン プ

新設

復水 貯蔵 槽既設

高圧 代替 注水系 （蒸 気系） 配管 ・弁新設

主蒸 気系 配管・ 弁

既設
既設
新設
既設

備考

－

－

－

－

－

－

①
②
③
⑨
⑩
⑪

－

－

－

－

－

－

①
②
③
⑨
⑩
⑪

－

－

－

－

－

－

既設
既設
既設

原子 炉隔 離時冷 却系 ポ
ンプ

既設

復水 貯蔵 槽既設
既設
既設

主蒸 気系 配管・ 弁

既設

原子 炉隔 離時冷 却系（注 水系 ）配管 ・弁 ・
スト レー ナ

既設

復水 補給 水系配 管

既設
既設
既設

原子 炉圧 力容器

既設

水中 ポン プ

新設

ホー ス

新設

仮設 発電 機新設

燃料 補給 設備

既設
新設

※1：手順は「1.14対 応可 能 な 人 数で 使 用 可 能か

既設

原子 炉圧 力容器

高圧 炉心 注水系 配管 ・弁
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ

必要時間内に使 用可 能 か

既設

可搬 型直 流電源 設備

サプ レッ ション ・チ ェンバ
原子 炉隔 離時冷 却系（蒸 気系 ）配管 ・弁

①
②
⑨
⑩

機器 名称

既設

既設

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

機能

常設
可搬

新設

常設 代替 直流電 源設 備

復水 補給 水系配 管

自主 対策

解釈
対 応番号

既設

原子 炉圧 力容器

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：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-100

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4/6）：重大事故等対処設備
重 大事 故等対 処設 備を使 用し た手段
審査基 準の 要求に 適合 する ための 手段
機能

機 器名称

（

原子 炉隔 離時冷 却系 ポ
ンプ
復水 貯蔵 槽主蒸 気系 配管・ 弁

既設
既設
既設
既設

復水 補給 水系配 管

既設

既設
既設

所内 蓄電 式直流 電源 設
備

既設
新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

復水 貯蔵 槽①⑦⑨

既設

原子 炉圧 力容器

主蒸 気系 配管・ 弁

常設
可搬

原子 炉隔離 時冷 却系ポンプ

常設

復水 貯蔵槽常設

サプ レッシ ョン ・チェ
ンバ
原子 炉隔離 時冷 却系（蒸 気系） 配管 ・弁

常設

原子 炉隔離 時冷 却系（注 水系） 配管 ・弁・
スト レーナ常設

復水 補給水 系配 管

常設

常設

所内 蓄電式 直流 電源設
備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

－

－
常設

復水 貯蔵槽

常設

既設
既設
既設
既設

復水 補給 水系配 管

既設
既設
既設

原子 炉圧 力容器

既設

所内 蓄電 式直流 電源 設
備

既設
新設

可搬 型直 流電源 設備

新設

①
⑦
⑨

常設
常設

復水 補給水 系配 管

常設
常設
常設

原子 炉圧力 容器

常設

所内 蓄電式 直流 電源設
備

常設

直流 給電車 及び 電源車

可搬

1.2-101

自 主対 策とする 理由 は本文
参照

※1

※1

自 主対 策とする 理由 は本文参照

常設

原子 炉隔離 時冷 却系（注 水系） 配管 ・弁・
スト レーナ

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※1

常設

主蒸 気系配 管・ 弁

高圧 炉心注 水系 配管・弁
給水 系配管 ・弁 ・ス
パー ジャ

※1

常設

原子 炉圧力 容器

サプ レッシ ョン ・チェ
ンバ
原子 炉隔離 時冷 却系（蒸 気系） 配管 ・弁

備考

常設

原子 炉隔離 時冷 却系ポ
ンプ
直
流
給
電
車
に
よ
る
原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
へ
の
給
電

対 応可 能 な 人 数で 使 用 可 能か常設

主蒸 気系配 管・ 弁

高圧 炉心注 水系 配管・弁
給水 系配管 ・弁 ・ス
パー ジャ

必要時間内に使 用可 能 か常設

既設

原子 炉隔 離時冷 却系（注 水系 ）配管 ・弁 ・
スト レー ナ

高圧 炉心 注水系 配管 ・弁
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ

機器 名称

新設

既設

サプ レッ ション ・チ ェンバ
原子 炉隔 離時冷 却系（蒸 気系 ）配管 ・弁

代
替
交
流
電
源
設
第備
二に
代よ
替る
交原
流子
電炉
源隔
設離
備時
冷
却
系
へ
の
給
電
）

高圧 炉心 注水系 配管 ・弁
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ

機能

既設

原子 炉隔 離時冷 却系（注 水系 ）配管 ・弁 ・
スト レー ナ

※1：手順は「1.14

解釈
対 応番号

既設

サプ レッ ション ・チ ェンバ
原子 炉隔 離時冷 却系（蒸 気系 ）配管 ・弁

可搬 型代 替交流 電源 設
備
原子 炉隔 離時冷 却系 ポ
ンプ

原
可
子
搬
炉
型
隔
直
離
流
時
電
冷
源
却
設
系
備
へ
に
の
よ
給
る
電

自主 対策

（

）

代
常替
設交
代流
替電
交源
流設
電備
源に
設よ
備る
・原
可子
搬炉
型隔
代離
替時
交冷
流却
電系
源へ
設の
備給
電

既設
新設

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5/6）：重大事故等対処設備
重 大事 故等対 処設 備を使 用し た手段
審査基 準の 要求に 適合 する ための 手段
機 器名称

既設
新設

高
圧
代
替
注
水
監
の系
視
監
及
視中
び
計央
制
器制
御
御

原子 炉水 位（狭 帯域 ）既設

原子 炉水 位（広 帯域 ）既設

原子 炉水 位（燃 料域 ）既設

原子 炉水 位（SA）

新設

原子 炉圧 力既設

原子 炉圧 力（SA）

新設

高圧 代替 注水系 系統 流量新設

復水 貯蔵 槽水位

既設

復水 貯蔵 槽水位 （SA）

新設

原子 炉水 位（狭 帯域 ）既設

原子 炉水 位（広 帯域 ）既設

原子 炉水 位（燃 料域 ）既設

原子 炉水 位（SA）

新設

可搬 式原 子炉水 位計

新設

（

機能

解釈
対 応番号

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使 用可 能 か

対 応可 能 な 人 数で 使 用 可 能か

備考

①
④
⑤
⑥
⑨

－

－

－

－

－

－

）

室
起
動
時

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
自主 対策

（

高
圧
代
替
注監
の
水視
監
系及
視
び
計
現制
器
場御
起
動
時

）
（

原
子
炉
隔
離
時監
の
冷視
監
却及
視
系び
計
制
器
現御
場
起
動
時

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

新設
新設
新設
新設

原子 炉水 位（狭 帯域 ）既設

原子 炉水 位（広 帯域 ）既設

原子 炉水 位（燃 料域 ）既設

原子 炉水 位（SA）

新設

可搬 式原 子炉水 位計

新設

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

※1：手順は「1.14

既設
既設
新設

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-102

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（6/6）：重大事故等対処設備
重 大事 故等対 処設 備を使 用し た手段
審査基 準の 要求に 適合 する ための 手段
機能

機 器名称

既設
新設

ほう 酸水 注入系 ポン プ

既設

ほう 酸水 注入系 貯蔵 タンク
ほう 酸水 注入系 配管 ・弁
高圧 炉心 注水系 配管 ・弁・ スパ ージャ

既設
既設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

第二 代替 交流電 源設 備

新設

可搬 型代 替交流 電源 設
備

新設

（
）

注
水

①
⑧
⑨

（
－

－

）

制
御
棒
駆
動
系
に
よ
る
進
展
抑
制

高
圧
炉
心
注
進水
展系
抑緊
制急
注
水
に
よ
る

※1：手順は「1.14

機器 名称

常設
可搬

ほう 酸水注 入系 ポンプ

常設

機能

ほ
う
酸
水
注
入
系
に
よ
る
進
展
抑
制

既設

ほ
う
酸
水
注
入
系
に
よ
る
進
展
抑
制
ほ
う
酸
水
注
入

自主 対策

解釈
対 応番号

既設

原子 炉圧 力容器

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

ほう 酸水注 入系 貯蔵タ
ンク
ほう 酸水注 入系 テスト
タン ク
ほう 酸水注 入系 配管・弁
高圧 炉心注 水系 配管・弁・ スパー ジャ

必要時間内に使 用可 能 か

対 応可 能 な 人 数で 使 用 可 能か

備考

常設
常設

常設 代替交 流電 源設備(ほ う酸水 注 (ほ う酸水 注
入系貯 蔵タ ン 入系貯 蔵タ ン
常 設 クを使 用し た クを使 用し た
原子炉 圧力 容 原子炉 圧力 容常 設 器への 継続 注 器への 継続 注
水準 備)
水準 備)
65分
2名
自 主対 策とす
常設
る 理由 は本文
常 設 (ほ う酸水 注 (ほ う酸水 注 参 照
入系テ スト タ 入系テ スト タ
常 設 ンクを 使用 し ンクを 使用 した原子 炉圧 力 た原子 炉圧 力
容 器への 注
常 設 容 器へ の注
水)
水)
75分
6名
常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

可搬 型代替 交流 電源設
備

可搬

制御 棒駆動 水ポ ンプ

常設

復水 貯蔵槽常設

制御 棒駆動 系配 管・弁常設

復水 補給水 系配 管・弁

常設

原子 炉圧力 容器

常設

原子 炉補機 冷却 系

常設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

高圧 炉心注 水系 ポンプ

常設

復水 貯蔵槽常設

高圧 炉心注 水系 配管・弁・ スパー ジャ常設

復水 補給水 系配 管

常設

原子 炉圧力 容器

常設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

復水 補給水 系
消火 系
純水 補給水 系
原子 炉圧力 容器

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-10320分

2名

自 主対 策とする 理由 は本文
参照

25分

2名

自 主対 策とする 理由 は本文参照

対応手順として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.2.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.2-104

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第二ガスタービン発電機（自主） 第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）
号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）

緊急用電源切替箱
断路器

【凡例】
D/G

：非常用ディーゼル発電機
：遮断器

D/G

：断路器

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

緊急用
電源切替箱
接続装置6A：配線用遮断器

D/G

(6A)

：接続装置

(6B)
M/C 6CM

M/C 6D：電動切替装置：動力変圧器1.2-105

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）

ＣＲＤポンプ（Ａ）

電源
車

電源
車

【略語】
D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 6D-1

P/C 6C-1
MCC
6C-1-7MCC
6D-1-8直流１２５Ｖ充電器６Ａー２

MCC
6D-1-7直流１２５Ｖ充電器６Ｂ

ＳＬＣ注入ポンプ（Ｂ）

ＳＬＣポンプ（Ｂ）潤滑油ポンプ

電源構成図（交流電源）

ＳＬＣ（Ｂ）系 電動弁

AM用MCC 6B

ＨＰＣＦ（Ｂ）
系 電動弁

6 号炉

M

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

直流１２５Ｖ充電器６Ａー２

Ａ系計測電源直流１２５Ｖ充電器６Ａ

Ａ系計測電源

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

ＳＬＣ注入ポンプ（Ａ）

ＳＬＣポンプ（Ａ）潤滑油ポンプ

ＳＬＣ（
Ａ）
系 電動弁

ＣＲＤポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプ

ＣＲＤ系 電動弁

第2図

MCC
6D-1-4MCC
6D-1-1MCC
6C-1-8Ｂ系計測電源MCC
6C-1-5

Ｂ系計測電源MCC
6C-1-4MCC
6C-1-2

1.2-106
第 3 図 6 号炉 電源構成図（直流電源）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）【凡例】

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）：非常用ディーゼル発電機

D/G

号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器

D/G

：接続装置

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

緊急用
電源切替箱
接続装置7A

M

D/G

(7A)

(7B)

：電動切替装置：動力変圧器M/C 7CM/C 7DＣＲＤポンプ（Ａ）

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）

【略語】
電源
車

電源
車

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

1.2-107

P/C 7C-1
MCC
7C-1-3MCC
7C-1-1MCC
7C-1-4

P/C 7D-1

MCC
7C-1-6MCC
7C-1-7M

AM用MCC 7B

MCC
7D-1-7直流１２５Ｖ充電器７Ｂ

Ｂ系計測電源直流１２５Ｖ充電器７Ａ ２―

Ｂ系計測電源ＳＬＣ注入ポンプ（Ｂ）

電源構成図（交流電源）

ＳＬＣポンプ（Ｂ）
潤滑油ポンプ

ＳＬＣ（
Ｂ）
系 電動弁

7 号炉

ＨＰＣＦ（Ｂ）系 電動弁

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

直流１２５Ｖ充電器７Ａ

Ａ系計測電源直流１２５Ｖ充電器７Ａー２

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

ＳＬＣ注入ポンプ（Ａ）

ＳＬＣポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプＳＬＣ（Ａ）
系 電動弁

ＣＲＤポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプ

第4図

MCC
7D-1-6MCC
7D-1-3MCC
7D-1-1

1.2-108
第 5 図 7 号炉 電源構成図（直流電源）

添付資料 1.2.3－1
重大事故対策の成立性
1.現場手動操作による高圧代替注水系起動(1)高圧代替注水系現場起動
a.操作概要給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉隔離時
冷却系及び高圧炉心注水系が故障により使用できない場合において，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 1 階，地下 1 階，地下 2 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
高圧代替注水系現場起動のうち，現場での高圧代替注水系の系統構成
及びタービン起動操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :40 分（実績時間:35 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人
線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制

1.2-109

御室に連絡する。

系統構成

高圧代替注水系
起動操作

1.2-110

添付資料 1.2.3－2
2.現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動(1)原子炉隔離時冷却系現場起動
a.操作概要全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，原子炉隔離時
冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，中央制御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注
水系を起動できない場合，又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子
炉隔離時冷却系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 1 階，地下 1 階，地下 3 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
原子炉隔離時冷却系現場起動のうち，現場での原子炉隔離時冷却系系
統構成及びタービン起動操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :90 分（実績時間:80 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，懐中電灯をバックアップとして携行している。
直流電源喪失時に原子炉隔離時冷却系を運転するとタービン
グランド部から蒸気が漏えいするため，原子炉隔離時冷却系
ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時冷却系起動時のみとし，その後速やかに退室する手順とする。したがって，原子炉隔離時冷却系ポンプ室入室時の蒸気漏えいに伴う環境温度の上昇による運転員への影響はないものと考えており，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着することにより本操作が可能である。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。

1.2-111

アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

原子炉隔離時冷却系
起動操作

回転数確認

1.2-112原子炉水位確認

(2)原子炉隔離時冷却系現場起動時の排水処理
a.操作概要原子炉隔離時冷却系の現場起動にて発生する水は，原子炉隔離時冷却系ポンプ室の機器ファンネルを経由して残留熱除去系ポンプ室(A)にある
高電導度廃液系サンプ(A)に排出される。しかし，全交流動力電源喪失時
は高電導度廃液系サンプ(A)の常設ポンプが運転できないため，仮設の水中ポンプを用いて排水を汲み上げることで，原子炉隔離時冷却系ポンプ
本体が水没することを防止する。
b.作業場所
サービス建屋 屋外
廃棄物処理建屋 地上１階（管理区域）
原子炉建屋 地下 3 階（管理区域）
c.必要要員数及び時間
原子炉隔離時冷却系現場起動時における排水処理に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（緊急時対策要員 4 名）
想定時間 :180 分（実績時間:166 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人
線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :廃棄物処理建屋地上１階に配置する制御盤からの起動操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.2-113

e.排水が滞留することの影響について
常設直流電源系統が健全である場合は，原子炉隔離時冷却系タービン
及びポンプの潤滑油を冷却するため，原子炉隔離時冷却系ポンプの吐出側より冷却水を潤滑油冷却器に供給し，復水ポンプによりこの冷却水を原子炉隔離時冷却系ポンプの吸込側に戻している。常設直流電源系統喪失時は復水ポンプの電源が喪失しているため，原子炉隔離時冷却系を現場にて起動する場合は，真空タンクドレン弁等を開操作し，潤滑油冷却器の冷却水を高電導度廃液系サンプ(A)に排水しながら原子炉隔離時冷却系を運転する必要がある。この排水を仮設の水中ポンプで処理しなかった場合，原子炉隔離時冷却系ポンプ室に排水が滞留し，原子炉隔離時冷却系が水没することになる。
したがって，排水の発生量，高電導度廃液系サンプ(A)の体積，原子炉隔離時冷却系ポンプ室及び残留熱除去系ポンプ室(A)の面積等から保守的に一般的な機器が影響を受けないとされる機器のベースまで排水が滞留する時間を評価した。機器のベースまでの空間体積が小さい 6 号炉の評価結果を以下に示す。
【条件】
・バロメトリックコンデンサ冷却水流量:6000[kg/h]
・原子炉隔離時冷却系タービングランドシールからの漏えい
量:28.9[kg/h]
・高電導度廃液系サンプ(A)ピット上部空間体積（サンプタンクの体積は除く。）:13[m3]・原子炉隔離時冷却系ポンプ室床面積:80[m2]・残留熱除去系ポンプ室(A)床面積:124[m2]・原子炉隔離時冷却系の機器のベース高さ:0.85[m]・SA 環境最高温度 66℃における飽和水比容積:0.00102042[m3/kg]
原子炉隔離時冷却系の機器のベース高さまでの空間体積
13[m3]＋(80[m2]＋124[m2])×0.85[m]=186.4[m3]
流入量（体積流量）(6000[kg/h]＋28.9[kg/h])×0.00102042[m3/kg]≒6.15[m3/h]
原子炉隔離時冷却系ベース高さ到達時間
186.4[m3]÷6.15[m3/h]≒30.31[h] → 約 30 時間
以上のことから，原子炉隔離時冷却系を現場で起動してから約 30 時間

1.2-114までは排水の影響を受けることがなく，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間（24 時間）に対して十分に運転を継続することが可能である。

発電機設置状況

制御盤設置状況

1.2-115水中ポンプ設置状況

添付資料 1.2.3－3
3.現場手動操作による高圧代替注水系又は原子炉隔離時冷却系起動における可搬式原子炉水位計接続(1)可搬式原子炉水位計接続
a.操作概要現場手動操作による高圧代替注水系又は原子炉隔離時冷却系の起動操
作において，現場での原子炉圧力容器内の水位監視のため可搬式原子炉
水位計を接続する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 1 階，地下 1 階，地下 3 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
現場手動操作による高圧代替注水系又は原子炉隔離時冷却系起動のうち，可搬式原子炉水位計の接続に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :40 分（実績時間:37 分）（実績時間は，原子炉建屋地下 3 階の可搬式原子炉水位計使用時の実績時間である。原子炉建屋地上 1 階及び地下 1 階の可搬式原子炉水位計は設置工事中のため実績時間なし。）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人
線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :一般的な端子操作とコネクタ接続であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.2-116水位計接続水位計接続

1.2-117

添付資料 1.2.3－4
4.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及び注水(1)現場での系統構成，注水操作
a.操作概要高圧炉心注水系の機能喪失又は全交流動力電源喪失時において，高圧
代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原
子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合は，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及び注水が行えるよう，系統構成（ほう酸水注入系テストタンク使用の場合は現場での注水操作を含む）
を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 3 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
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及び注水のうち，現場での系統構成，注水操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水の場合 65 分（実績時間：62 分）
ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の場合 75 分（実績時間：72 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人
線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施

1.2-118

している。
ホース接続はカプラ接続であり容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

ホース接続

1.2-119

(2)受電操作
a．操作概要
ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水を行う際，注水に必要なポンプ及び電動弁の電源を確保する。
b．作業場所
原子炉建屋

地下 1 階（非管理区域）

c．必要要員数及び時間
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及び注水のうち，現場での受電操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :15 分（実績時間:12 分）
d．操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.2-120

受電操作

受電確認

1.2-121

添付資料 1.2.4－1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧

1.2-122

手順
判断基準記載内容
1.2.2.1 フロントライ (1)高圧代替注水系によ a.中央制御室からの高圧 原子炉水位低（レベル3）
ン系故障時の対応手順 る原子炉圧力容器への注 代替注水系起動
水b.現場手動操作による高 原子炉水位低（レベル3）
圧代替注水系起動
1.2.2.2 サポート系故 (1)全交流動力電源喪失 a.現場手動操作による原 原子炉水位低（レベル3）
障時の対応手順及び常設直流電源系統喪 子炉隔離時冷却系起動
失時の原子炉圧力容器への注水
1.2.2.3 重大事故等の (1)重大事故等の進展抑 a.ほう酸水注入系による 原子炉水位低（レベル3）
進展抑制時の対応手順 制
原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水b.制御棒駆動系による原 原子炉水位低（レベル3）
子炉圧力容器への注水
c.高圧炉心注水系による 原子炉水位低（レベル3）
原子炉圧力容器への緊急注水
1.2.2.4 重大事故等対 (1)原子炉隔離時冷却系
原子炉水位低（レベル3）
処設備（設計基準拡張） による原子炉圧力容器へによる対応手順の注水(2)高圧炉心注水系によ原子炉水位低（レベル3）
る原子炉圧力容器への注水解釈
原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）
原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）
原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）

原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）

原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）
原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）

原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）

原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）

添付資料 1.2.4－2
操作手順の解釈一覧
手順
操作手順記載内容
1.2.2.1 フロントライ (1)高圧代替注水系によ a.中央制御室からの高圧 高圧代替注水系系統流量指示値の上昇
ン系故障時の対応手順 る原子炉圧力容器への注 代替注水系起動
水b.現場手動操作による高 原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力指示値が規定値
圧代替注水系起動

以上

1.2-123

1.2.2.2 サポート系故 (1)全交流動力電源喪失 a.現場手動操作による原 原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力指示値が規定値
障時の対応手順及び常設直流電源系統喪 子炉隔離時冷却系起動 以上
失時の原子炉圧力容器へ
原子炉隔離時冷却系タービンの回転数を可搬型回転計の注水にて確認しながら規定回転数に調整
防護扉
1.2.2.3 重大事故等の (1)重大事故等の進展抑 a.ほう酸水注入系による 復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上
進展抑制時の対応手順 制
原子炉圧力容器へのほう ホースを接続（復水補給水系～純水補給水系の間）
酸水注入及び注水b.制御棒駆動系による原 制御棒駆動系系統流量指示値の上昇
子炉圧力容器への注水
c.高圧炉心注水系による 高圧炉心注水系ポンプを冷却水がない状態で運転する
原子炉圧力容器への緊急 場合の許容時間が定められており，高圧炉心注水系ポ
注水
ンプ起動から運転許容時間を経過する前に停止し，高圧炉心注水系の機能を温存させる。
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力指示値が規定値以上
高圧炉心注水系(B)系統流量指示値の上昇
高圧炉心注水系ポンプの運転許容時間を経過する前に，中央制御室運転員に高圧炉心注水系ポンプ(B)を停止するよう指示する。
1.2.2.4 重大事故等対 (1)原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系系統流量指示値の上昇
処設備（設計基準拡張） による原子炉圧力容器へによる対応手順の注水(2)高圧炉心注水系によ
高圧炉心注水系系統流量指示値の上昇
る原子炉圧力容器への注
水解釈
高圧代替注水系系統流量指示値が182m 3/h程度まで上昇
原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力指示値が以上
原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力指示値が以上
原子炉隔離時冷却系タービンの回転数を可搬型回転計
にて確認しながらに調整
防護扉（）
復水移送ポンプ吐出圧力指示値が以上
ホースを接続（P13-F571～P11-F126間及びP13-F570～
P11-F134間）
制御棒駆動系系統流量指示値がに上昇
高圧炉心注水系ポンプを冷却水がない状態で運転する
場合の許容時間は起動からと定められており，高圧炉心注水系ポンプ起動からを経過する前に停止
し，高圧炉心注水系の機能を温存させる。
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力指示値が以上
高圧炉心注水系(B)系統流量指示値が上昇（～727m 3/h）
高圧炉心注水系ポンプ起動からを経過する前に，
中央制御室運転員に高圧炉心注水系ポンプ(B)を停止するよう指示する。
原子炉隔離時冷却系系統流量指示値が182m 3/h程度まで上昇
高圧炉心注水系系統流量指示値が上昇(～727m3/h)

添付資料 1.2.4－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧
7号炉

6号炉

統一名称

弁番号

弁名称

操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（管理区域）-

弁番号

高圧代替注水系注入弁

E61-MO-F003

HPAC系注入弁

高圧代替注水系タービン止め弁

E51-MO-F080

HPACタービン止め弁

原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁

E51-MO-F071

RCIC系重大事故時蒸気止め弁

原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁

E51-MO-F012

RCIC系冷却水ライン止め弁

原子炉隔離時冷却系真空タンクドレン弁
原子炉隔離時冷却系真空タンク水位検出配管ドレン弁
原子炉隔離時冷却系セパレータドレン弁

E51-F518
E51-F511
E51-F519

RCIC真空タンクドレン弁
RCIC潤滑油冷却器出口ドレン弁
RCIC真空ポンプ吐出セパレータドレン弁

原子炉隔離時冷却系注入弁

E51-MO-F004

RCIC系注入弁

ほう酸水注入系ポンプ吸込弁

C41-MO-F001A/B

SLCポンプ吸込弁(A)/(B)

ほう酸水注入系注入弁

C41-MO-F006A/B

ほう酸水注入弁(A)/(B)

復水補給水系積算計出口ドレン弁
復水補給水系積算計出口ベントライン接続口止め弁
純水補給水系ほう酸水注入系ポンプエリア床除染用ホースコネクション止め弁
純水補給水系MSIV/SRVラッピング室床除染用ホースコ
ネクション止め弁
ほう酸水注入系封水供給弁
ほう酸水注入系テストタンク純水供給元弁
ほう酸水注入系ほう酸水貯蔵タンク補給水元弁
ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水入口弁

P13-F064-

使用済燃料貯蔵プール入口管接続口止弁-

P11-F131

ほう酸水貯蔵タンク純水入口管接続口止弁 原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）

P11-F126---

P11-F134

C41-F017
C41-F016
C41-F018
C41-F019

原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

1.2-124

復水補給水系常/非常用連絡1次，2次止め弁

P13-F011
P13-F012

ほう酸水注入系テストタンク出口弁

C41-F009

SLC系封水弁
SLC系テストタンク純水供給元弁
SLCタンク水張り入口第一弁
SLCタンク水張り入口第二弁
復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第一止め弁
復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第二止め弁
SLC系テストタンク出口弁

高圧炉心注水系注入弁(B)E22-MO-F003B

HPCF系注入隔離弁(B)

原子炉隔離時冷却系復水貯蔵槽側吸込弁

E51-MO-F001

RCIC系CSP側吸込弁

原子炉隔離時冷却系サプレッション・チェンバ・プー
ル側吸込隔離弁E51-MO-F006

RCIC系S/P側吸込隔離弁

原子炉隔離時冷却系タービン止め弁

E51-MO-F037

RCIC系タービン止め弁

高圧炉心注水系注入弁

E22-MO-F003B/C

HPCF系注入隔離弁(B)/(C)

高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込弁

E22-MO-F001B/C

HPCF系CSP側吸込弁(B)/(C)

高圧炉心注水系サプレッション・チェンバ・プール側
吸込隔離弁

E22-MO-F006B/C

HPCF系S/P側吸込隔離弁(B)/(C)

弁名称

操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下1階西側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（管理区域）

E61-MO-F004

HPAC 注入弁

E51-MO-F065

RCIC HPACタービン止め弁

E51-MO-F034

RCIC 過酷事故時蒸気止め弁

E51-F012

RCIC冷却水ライン止め弁

E51-F652
E51-F653
E51-F655

RCIC 真空タンクドレン弁
RCIC 真空タンク水位検出配管ドレン
RCIC セパレータドレン弁

E51-MO-F004

RCIC注入弁

C41-MO-F001A/B

SLCポンプ吸込弁(A)/(B)C41-MO-F006A/B

SLCほう酸水注入弁(A)/(B)P13-F571
P13-F570

C41-F017
C41-F016
C41-F018
C41-F019

MUWC FQ-023出口ドレンライン接続口止め弁
MUWC FQ-023出口ベントライン接続口止め弁
MUWP SLCポンプエリア床除染用ホースコネクショ
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
ン止め弁
MUWP MSIV/SRVラッピング室床除染用ホースコネ
原子炉建屋3階MSIV･SRVラッピング室（管理区域）
クション止め弁
SLC封水供給弁
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
SLC補給水止め弁
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
SLCほう酸水貯蔵タンク補給水元弁
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
SLC貯蔵タンク補給水入口弁
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）

P13-F019
P13-F020

MUWC常/非常用連絡管1次止め弁
MUWC常/非常用連絡管2次止め弁

原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
C41-F009
中央制御室
E22-MO-F003B
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
E51-MO-F001
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
E51-MO-F006
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
E51-MO-F037
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
E22-MO-F003B/C
原子炉建屋1階RHR(B)弁室/(C)弁室（管理区域）
中央制御室
E22-MO-F001B/C
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室/(C)ポンプ（管理区域）
中央制御室
E22-MO-F006B/C
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室/(C)ポンプ室（管理区域）

SLCテストタンク出口弁
HPCF注入隔離弁(B)RCIC系CSP側吸込弁
RCIC系S/P側吸込隔離弁
RCIC系タービン止め弁
HPCF系注入隔離弁(B)/(C)
HPCF系CSP側吸込弁(B)/(C)
HPCF系S/P側吸込隔離弁(B)/(C)

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室/(C)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室/(C)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室/(C)ポンプ室（管理区域）

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

＜

1.3.1

目

次

＞

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 代 替 減 圧(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備b.

サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 減 圧(b) 逃 が し 安 全 弁 の 作 動 に 必 要 な 窒 素 ガ ス 喪 失 時 の 減 圧(c) 逃 が し 安 全 弁 が 作 動 可 能 な 環 境 条 件(d) 復 旧(e) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
c.

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) 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
加熱の防止(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
d.

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備(a) イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
e.
1.3.2

手順等
重大事故等時の手順
1.3-1

1.3.2.1

フロントライン系故障時の対応手順(1) 代 替 減 圧a.

手動操作による減圧(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
1.3.2.2

サポート系故障時の対応手順(1) 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 減 圧a.

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能な
し）開放

b.

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放c.

代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放(2) 逃 が し 安 全 弁 の 作 動 に 必 要 な 窒 素 ガ ス 喪 失 時 の 減 圧
a.

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保(3) 復 旧a.

代替直流電源設備による復旧

b.

代替交流電源設備による復旧(4) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
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

1.3.2.4

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応 手 順(1) EOP「 原 子 炉 建 屋 制 御 」
1.3.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

1.3-2

添 付 資 料 1.3.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.3.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.3.3

重大事故対策の成立性
1. 可 搬 型 直 流 電 源 設 備 に よ る 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動
減圧機能なし）開放2. 逃 が し 安 全 弁 用 可 搬 型 蓄 電 池 に よ る 逃 が し 安 全
弁（自動減圧機能付き）開放
3. 代 替 逃 が し 安 全 弁 駆 動 装 置 に よ る 逃 が し 安 全 弁（自動減圧機能なし）開放4. 高 圧 窒 素 ガ ス ボ ン ベ に よ る 逃 が し 安 全 弁 駆 動 源
確保
5.イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 漏 え い
停止操作（高圧炉心注水系の場合）

添 付 資 料 1.3.4

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 概 要 図

添 付 資 料 1.3.5

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 破 断 面 積
及び現場環境等について

添 付 資 料 1.3.6

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 検 知 手 段
について

添 付 資 料 1.3.7

低圧代替注水系（常設）のポンプ１台又は代替注
水系１系注水準備完了にて発電用原子炉を急速減圧する条件及び理由について

添 付 資 料 1.3.8

解釈一覧
1.判 断 基 準 の 解 釈 一 覧
2.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧
1.3-3

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【要求事項】
発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを減圧するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措
置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）可搬型重大事故防止設備ａ）常設直流電源系統喪失時において、減圧用の弁（逃がし安全
弁 （ BWR の 場 合 ） 又 は 、 主 蒸 気 逃 が し 弁 及 び 加 圧 器 逃 が し 弁（ PWR の 場 合 ） ） を 作 動 さ せ 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ の 減 圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること。
ｂ）減圧用の弁が空気作動弁である場合、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベを整備すること。
ｃ）減圧用の弁が作動可能な環境条件を明確にすること。
（２）復旧
ａ）常設直流電源喪失時においても、減圧用の弁を作動させ原子1.3-4

炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、代替電源による復旧手順等が整備されていること。
（ ３ ） 蒸 気 発 生 器 伝 熱 管 破 損 （ SGTR）
ａ ） SGTR 発 生 時 に お い て 、 破 損 し た 蒸 気 発 生 器 を 隔 離 す る こ と 。
隔離できない場合、加圧器逃がし弁を作動させること等により原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順等
が 整 備 さ れ て い る こ と 。 （ PWR の 場 合 ）（ ４ ） イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA（ ISLOCA）
ａ ） ISLOCA 発 生 時 に お い て 、 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ の 損 傷箇所を隔離すること。隔離できない場合、原子炉を減圧し、原子 炉 冷 却 材 の 漏 え い を 抑 制 す る た め に 、 逃 が し 安 全 弁 （ BWR の 場合 ） 又 は 主 蒸 気 逃 が し 弁 及 び 加 圧 器 逃 が し 弁 （ PWR の 場 合 ） を 作
動させること等により原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること。

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）による自動減圧機能（以下「自動減圧系」という。）である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する対処設備を整備しており，ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 は ， 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ
ンダリの損傷箇所を隔離することで原子炉冷却材の漏えいを抑制す
1.3-5

る。なお，損傷箇所の隔離ができない場合は，逃がし安全弁による減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制することとしており，これらの手順等について説明する。

1.3-6

1.3.1

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウン
ダリが高圧の状態にある場合は，発電用原子炉の減圧が必要である。発電用原子炉の減圧をするための設計基準事故対処設備
として自動減圧系を設置している。
この設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設
備 を 選 定 す る （ 第 1.3.1 図 ） 。
ま た ， 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接 加 熱 に よ る 原 子 炉
格 納 容 器 の 破 損 の 防 止 及 び イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA の 対
応手段と重大事故等対処設備を選定する。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則
第四十六条及び技術基準規則第六十一条（以下「基準規則」と1.3-7

いう。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，自動減圧系の故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流動力電源喪失又は直流電源（常設直流電源若しくは常設直流電源系統）喪失を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順に
つ い て の 関 係 を 第 1.3.1 表 に 整 理 す る 。

a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 代 替 減 圧
設計基準事故対処設備である自動減圧系の故障により発電用原子炉の減圧ができない場合は，減圧の自動化又は中央制御室からの手動操作により発電用原子炉を減圧する手段がある。

ⅰ. 減圧の自動化
原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1） 到 達 10 分 後 及 び 残 留 熱 除 去
1.3-8

系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，代替自動減圧機能により発電用原子炉を自動で減圧する。なお，「 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 」 に お け る EOP「 反 応 度 制 御 」 対 応 操 作 中 は ，発電用原子炉の自動減圧による原子炉圧力容器への冷水
注水量の増加に伴う原子炉出力の急上昇を防止するため，以下に記す「自動減圧系の起動阻止スイッチ」により自動減圧系及び代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）による自動減圧を阻止する。
代替自動減圧機能による減圧の自動化で使用する設備
は以下のとおり。
・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）
・自動減圧系の起動阻止スイッチ
・ 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動 減 圧 機 能 付 き C,H,N,T の 4 個 ）・主蒸気系配管・クエンチャ・自動減圧機能用アキュムレータ
・非常用交流電源設備

ⅱ. 手動操作による減圧
中央制御室からの手動操作により逃がし弁機能用電磁弁又は自動減圧機能用電磁弁を作動させ，アキュムレー
タに蓄圧された窒素ガスを逃がし安全弁に供給することにより逃がし安全弁を開放し，発電用原子炉を減圧する。また，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，復水器の真空状態が維持できていれば，中1.3-9

央制御室からの手動操作によりタービンバイパス弁を開操作し，発電用原子炉を減圧する。
逃がし安全弁の手動操作による減圧で使用する設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁・主蒸気系配管・クエンチャ
・逃がし弁機能用アキュムレータ
・自動減圧機能用アキュムレータ
・所内蓄電式直流電源設備
・可搬型直流電源設備

また，上記所内蓄電式直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

タービンバイパス弁の手動操作による減圧で使用する設備は以下のとおり。
・タービンバイパス弁
・タービン制御系(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
代替減圧で使用する設備のうち，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能），自動減圧系の起動阻止スイッチ，
1.3-10逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，自動減圧機能用アキュムレータ，逃がし弁機能用アキュムレータ，所内
蓄電式直流電源設備，可搬型直流電源設備，常設代替交流
電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設
備として位置付ける。また，非常用交流電源設備は重大事
故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設
備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.3.1）
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である自動減圧系が故障した場合においても，発電用原子炉を減圧することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に
有 効 な 設 備 で あ る た め ,自 主 対 策 設 備 と し て 位 置 付 け る 。 あ
わせて，その理由を示す。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・タービンバイパス弁，タービン制御系
炉心損傷前において，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，復水器の真空状態が維持できていれば，逃がし安全弁の代替手段として有効で1.3-11

ある。

b.

サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 減 圧
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が喪失し，発電用原子炉の減圧ができない場合
は，可搬型直流電源設備又は逃がし安全弁用可搬型蓄電池
により逃がし安全弁の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する手段がある。
また，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が確保できない場合においても，代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁を作動させて発電用原子炉を減圧する手段がある。

ⅰ. 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
可搬型直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。なお，可搬型直流電源設備による直流電源の供給準備が整うまでの期間は，常設代替直流電源設
備にて逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。
可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復で使用する設備は以下のとおり。
1.3-12

・可搬型直流電源設備
・ AM 用 切 替 装 置 （ SRV）
・常設代替直流電源設備
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）
・主蒸気系配管・クエンチャ
・逃がし弁機能用アキュムレータ

ⅱ. 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（自動減圧機能付き）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。
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で使用する設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池
・逃がし安全弁（自動減圧機能付き）
・主蒸気系配管・クエンチャ・自動減圧機能用アキュムレータ

ⅲ. 代替逃がし安全弁駆動装置による減圧
代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の電磁弁排気ポートへ窒素ガスを供給
し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して発電用原子炉を減圧する。
1.3-13

代替逃がし安全弁駆動装置による減圧で使用する設備
は以下のとおり。
・高圧窒素ガス供給系（代替逃がし安全弁駆動装置）
・ 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動 減 圧 機 能 な し D,E,K,U の 4 個 ）・主蒸気系配管・クエンチャ(b) 逃 が し 安 全 弁 の 作 動 に 必 要 な 窒 素 ガ ス 喪 失 時 の 減 圧
逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの供給圧力が喪失した場合は，高圧窒素ガス供給系により逃がし安全弁の駆動源を確保し，逃がし安全弁の機能を回復させて発電用原
子炉を減圧する手段がある。

ⅰ. 高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保
逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供給源を不活性ガス系から高圧窒素ガス供給系に切り替えることで窒素ガスを確保し，発電用原子炉を減圧する。また，逃がし安全弁の駆動源を高圧窒素ガス供給系から供給している期間において，逃がし安全弁の作動に伴い窒素ガスの圧力が低下した場合は，予備の高圧窒素ガスボンベに切り替えることで窒素ガスを確保し，発電用原子炉を減圧する。
高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保で使用する設備は以下のとおり。
・高圧窒素ガスボンベ
1.3-14

・高圧窒素ガス供給系配管・弁・自動減圧機能用アキュムレータ
・逃がし弁機能用アキュムレータ

(c) 逃 が し 安 全 弁 が 作 動 可 能 な 環 境 条 件想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供給圧力を調整可能な設計としている。

ⅰ. 逃がし安全弁の背圧対策想定される重大事故等時の環境条件を考慮して，原子炉 格 納 容 器 内 の 圧 力 が 設 計 圧 力 の

2 倍 の 状 態

（ 620kPa[gage] ） と な っ た 場 合 に お い て も 確 実 に 逃 が し安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給
圧力を設定する。
逃がし安全弁の背圧対策として，窒素ガスの供給圧力を調整するために使用する設備は以下のとおり。
・高圧窒素ガスボンベ
・高圧窒素ガス供給系配管・弁(d) 復 旧
全交流動力電源喪失又は常設直流電源喪失により逃がし
安全弁の減圧機能が喪失した場合は，代替電源により逃がし安全弁の機能を復旧させて発電用原子炉を減圧する手段
1.3-15

がある。

ⅰ. 代替直流電源設備による復旧
代替直流電源設備（可搬型直流電源設備又は直流給電車）により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保
して逃がし安全弁の機能を復旧する。
代替直流電源設備による復旧で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型直流電源設備
・直流給電車及び電源車

ⅱ. 代替交流電源設備による復旧
常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器を受電し，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。
代替交流電源設備による復旧で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備(e) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
常設直流電源系統喪失時の減圧で使用する設備のうち，
可 搬 型 直 流 電 源 設 備 ， AM 用 切 替 装 置 （ SRV） ， 常 設 代 替 直 流
1.3-16

電源設備，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，逃がし弁機能用アキュムレータ，逃がし安全弁用可搬型蓄電
池及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設
備として位置付ける。
逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧で使用する設備のうち，高圧窒素ガスボンベ，高圧窒素ガス供給系配管・弁，自動減圧機能用アキュムレータ及び逃がし
弁機能用アキュムレータは重大事故等対処設備として位置付ける。
逃がし安全弁が作動可能な環境条件で使用する設備のうち，高圧窒素ガスボンベ及び高圧窒素ガス供給系配管・弁は重大事故等対処設備として位置付ける。
復旧で使用する設備のうち，可搬型直流電源設備，常設
代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設
備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.3.1）
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失
又は直流電源喪失が発生した場合においても，発電用原子炉を減圧することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に
有 効 な 設 備 で あ る た め ,自 主 対 策 設 備 と し て 位 置 付 け る 。 あ
わせて，その理由を示す。
1.3-17

・高圧窒素ガス供給系（代替逃がし安全弁駆動装置）
現状の設備では系統構成（フランジ取外し，ホース取付け）を原子炉建屋原子炉区域で実施しなければな
らず，事象の進展によってはアクセス困難となる可能性があるが，逃がし安全弁を作動させる手段として有効である。
・直流給電車
給電開始までに時間を要するが，給電が可能であれば逃がし安全弁の作動に必要となる直流電源を確保できることから，発電用原子炉を減圧するための直流電源を確保する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

c.

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) 炉 心 損 傷 時 に お け る 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接加熱の防止
炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態
で あ る 場 合 に お い て ， 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし
安全弁の手動操作により発電用原子炉を減圧する手段がある。
1.3-18

高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接 加 熱 の 防 止 で 使 用 す
る設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁・主蒸気系配管・クエンチャ
・逃がし弁機能用アキュムレータ
・自動減圧機能用アキュムレータ(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
原子炉格納容器の破損の防止で使用する設備のうち，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，逃がし弁機能用
アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設備として位置付ける。
以上の重大事故等対処設備により，炉心損傷時に原子炉
冷却材圧力バウンダリが高圧の状態である場合においても ， 発 電 用 原 子 炉 を 減 圧 す る こ と で ， 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納
容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止することができる。

d.

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備(a) イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 に ， 漏 え い 箇 所 の隔離操作を実施するものの隔離できない場合，原子炉冷却材が原子炉格納容器外へ漏えいする。原子炉格納容器外への漏えいを抑制するため，逃がし安全弁及びタービンバイ
パス弁により発電用原子炉を減圧するとともに，弁の隔離
1.3-19操作により原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離する手段がある。
また，原子炉冷却材が原子炉格納容器外へ漏えいし原子
炉建屋原子炉区域内の圧力が上昇した場合において，原子炉建屋ブローアウトパネルが開放することで，原子炉建屋
原子炉区域内の圧力及び温度の上昇を抑制し，環境を改善する手段がある。
なお，原子炉建屋ブローアウトパネルは開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による開放操作は必要としない。
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 に お け る 発 電 用 原
子炉の減圧で使用する設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁・主蒸気系配管・クエンチャ
・逃がし弁機能用アキュムレータ
・自動減圧機能用アキュムレータ
・タービンバイパス弁
・タービン制御系

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 に お け る 原 子 炉 冷却材の漏えい箇所の隔離で使用する設備は以下のとおり。
・高圧炉心注水系注入隔離弁

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 に お け る 原 子 炉 建屋原子炉区域内の圧力及び温度の上昇抑制並びに環境改善
1.3-20で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋ブローアウトパネル(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 に お け る 発 電 用 原
子炉の減圧で使用する設備のうち，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設備として位置付ける。
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 に お け る 原 子 炉 冷却材の漏えい箇所の隔離で使用する高圧炉心注水系注入隔
離弁は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 に お け る 原 子 炉 建屋原子炉区域内の圧力及び温度の上昇抑制並びに環境改善で使用する原子炉建屋ブローアウトパネルは重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.3.1）
以上の重大事故等対処設備により，インターフェイスシ
ス テ ム LOCA が 発 生 し た 場 合 に お い て も ， 発 電 用 原 子 炉 を 減圧することで，原子炉冷却材の原子炉格納容器外への漏えいを抑制することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に
1.3-21

有 効 な 設 備 で あ る た め ,自 主 対 策 設 備 と し て 位 置 付 け る 。 あ
わせて，その理由を示す。
・タービンバイパス弁，タービン制御系
主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健
全で，復水器の真空状態が維持できていれば，発電用原子炉を減圧する手段として有効である。

e.

手順等
上 記 「 a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設

備 」 ， 「 b.

サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備 」 ， 「 c.

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備」
及 び 「 d.

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応 手 段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員の対応として事故時運転操作手順
書 （ 徴 候 ベ ー ス ） （ 以 下 「 EOP」 と い う 。 ） ， 事 故 時 運 転 操 作
手 順 書 （ シ ビ ア ア ク シ デ ン ト ） （ 以 下 「 SOP」 と い う 。 ） 及 び
AM 設 備 別 操 作 手 順 書 に 定 め る （ 第 1.3.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必
要 と な る 設 備 に つ い て も 整 理 す る （ 第 1.3.2 表 ， 第 1.3.3
表）。
（ 添 付 資 料 1.3.2）

1.3-22

1.3.2

重大事故等時の手順

1.3.2.1

フロントライン系故障時の対応手順(1) 代 替 減 圧a.

手動操作による減圧
発電用原子炉の冷温停止への移行又は低圧注水系を使用した注水への移行を目的として，逃がし安全弁又はタービンバ
イパス弁を使用した中央制御室からの手動操作による発電用
原子炉の減圧を行う。
ま た ， 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接 加 熱 に よ る 原 子
炉格納容器の破損防止を目的として，逃がし安全弁を使用した中央制御室からの手動操作による発電用原子炉の減圧を行う。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
ⅰ. 発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場
合・復水器が使用可能であり，タービンバイパス弁の開操作が可能な場合
・復水器が使用不可能であるが，逃がし安全弁の開操作が可能な場合ⅱ. 急速減圧の場合・低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポ
ンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動※1 により原子炉圧力容器への注水手段が確保され，逃がし
1.3-23

安全弁の開操作が可能な場合・逃がし安全弁が使用できない場合は，復水器が使用可
能で，タービンバイパス弁の開操作が可能な場合

ⅲ. 炉心損傷後の減圧の場合［低圧注水手段がある場合］
・高圧注水系は使用できないが，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場合で，逃がし安全弁の開操作が可
能な場合［注水手段がない場合］
・原子炉圧力容器への注水手段が確保できず，原子炉圧
力容器内の水位が規定水位（有効燃料棒底部から有効
燃 料 棒 の 長 さ の 10%上 の 位 置 ） に 到 達 し た 場 合 で ， 逃 がし安全弁の開操作が可能な場合※ 1:「 低 圧 注 水 系 1 系 以 上 又 は 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1
系以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，若しくは低圧代替注水系（常設），消火系及び低圧代
替注水系（可搬型）のうち 2 系以上起動することをいう。
1.3-24

なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容
器内の水位が規定値に到達した場合は，低圧代替注
水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみの起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。
（ 添 付 資 料 1.3.7）※ 2:「 低 圧 注 水 系 1 系 」 と は ， 残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水モード），給水・復水系，低圧代替注水系（常設），消火系又は低圧代替注水系（可搬型）のいず
れか 1 系をいう。

(b) 操 作 手 順
逃がし安全弁又はタービンバイパス弁を使用した手動操
作による減圧手順の概要は以下のとおり。手順の対応フロ
ー を 第 1.3.2 図 ， 第 1.3.3 図 及 び 第 1.3.4 図 に 示 す 。
［タービンバイパス弁による減圧］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員にタービンバイパス弁を手動で開操作し，発電用原子炉を減圧するよう指示する。
②a 判断基準ⅰ：発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合
中央制御室運転員 A は，原子炉冷却材温度変化率が55℃ /h を 超 え な い よ う に タ ー ビ ン バ イ パ ス 弁 を 手 動 で開閉操作し，発電用原子炉を減圧する。
②b 判断基準ⅱ：急速減圧の場合
中央制御室運転員 A は，タービンバイパス弁を手動で1.3-25

開操作し，発電用原子炉の急速減圧を行う。

［逃がし安全弁による減圧］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に逃がし安全弁を手動で開操作し，発電用原子炉を減圧するよう指示する。
②a 判断基準ⅰ：発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合
中央制御室運転員 A は，原子炉冷却材温度変化率が55℃ /h を 超 え な い よ う に 逃 が し 安 全 弁 を 手 動 で 開 閉 操
作し，発電用原子炉を減圧する。
②b 判断基準ⅱ：急速減圧の場合
中央制御室運転員 A は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）8 個を手動で開操作し，発電用原子炉の急速減圧を行う。
逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を 8 個開放できな
い場合は，自動減圧機能を有する逃がし安全弁とそれ以外の逃がし安全弁を合わせて 8 個開放する。
②c 判断基準ⅲ：炉心損傷後の減圧の場合
中央制御室運転員 A は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き又は逃がし弁機能）2 個を手動で開操作し，発電用原子炉を減圧する。
③中央制御室運転員 A は，サプレッション・チェンバ・
プール水の温度上昇防止のため，残留熱除去系（サプ
レッション・チェンバ・プール水冷却モード）による
1.3-26

サプレッション・チェンバ・プール水の除熱を行う。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，中央制御室運転員 1 名で対応が可能である。
作業開始を判断してから手動操作による減圧を開始するまでの所要時間は下記のとおり。
・タービンバイパス弁による減圧：1 分以内
・逃がし安全弁による減圧：1 分以内(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.3.16 図 に 示 す 。
自動減圧系機能喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，
低圧注水系，低圧代替注水系（常設）又は代替注水系による原子炉圧力容器への注水準備が完了し，復水器が使用可能であれ
ばタービンバイパス弁により発電用原子炉を減圧する。復水器が使用不可能であれば逃がし安全弁により発電用原子炉を減圧す る 。 ま た ， 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1） 到 達 10 分 後 及 び 残 留 熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合は，代替自動減圧機能が自動で作動し発電用原子炉を減圧する。

1.3-27

1.3.2.2

サポート系故障時の対応手順(1) 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 減 圧a.

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，可搬型直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して発電用原子炉を減圧する。なお，可搬型直流電源設備による直流電源の供給準備が整うまでの期間は，常設代替直流電源設備にて逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して発電用原子炉を減圧する。
発電用原子炉の減圧状況の確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，以下の条件が全て成立した場合。

・炉心損傷前の発電用原子炉の減圧は，低圧注水系 1 系
以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動※1 により原子炉圧力
1.3-28

容器への注水手段が確保されている場合。炉心損傷後の発電用原子炉の減圧は，高圧注水系が使用できない
場合で，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場
合，又は原子炉圧力容器内の水位が規定水位（有効燃
料 棒 底 部 か ら 有 効 燃 料 棒 の 長 さ の 10%上 の 位 置 ） に 到 達
した場合。
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）作動用の窒素ガスが確保されている場合。
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を常設代替直流電源設備から給電可能な場合。

※ 1:「 低 圧 注 水 系 1 系 以 上 又 は 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1
系以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，若しくは低圧代替注水系（常設），消火系及び低圧代
替注水系（可搬型）のうち 2 系以上起動することをいう。
なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容
器内の水位が規定値に到達した場合は，低圧代替注
水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみの起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。
1.3-29（ 添 付 資 料 1.3.7）※ 2:「 低 圧 注 水 系 1 系 」 と は ， 残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水モード），給水・復水系，低圧代替注水系（常設），消火系又は低圧代替注水系（可搬型）のいず
れか 1 系をいう。

(b) 操 作 手 順
可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放手順の概要は以下のとおり。手順の対応フロー
を 第 1.3.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.3.5 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト
を 第 1.3.6 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に可搬型直流電源設備による直流電源の復旧を依頼する。
③当直副長は，可搬型直流電源設備による直流電源の復旧が完了するまでの間，逃がし安全弁により発電用原
子炉を減圧するため，運転員に常設代替直流電源設備に よ る 逃 が し 安 全 弁 (自 動 減 圧 機 能 な し )開 放 の 準 備 開始を指示する。

［逃がし安全弁の駆動源（電源）確保及び開放操作］④ a［ 中 央 制 御 室 に て 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 圧 力 を 確 認 す る
1.3-30場合］
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 中 央 制 御 室 の ATWS/RPT
盤に原子炉圧力（可搬計測器）を接続し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）にて原子
炉圧力容器内の圧力を確認する。
⑤ a 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 中 央 制 御 室 の AM 用 切
替 装 置 （ SRV） で ， 125V DC 分 電 盤 側 の 逃 が し 安 全 弁 用
供 給 電 源 NFB を 開 放 し ， 125V AM 分 電 盤 側 の 逃 が し 安 全
弁 用 供 給 電 源 NFB を 投 入 し ， 当 直 副 長 に 常 設 代 替 直 流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の準備完了を報告する。
⑥a 当直副長は，中央制御室運転員に常設代替直流電源設
備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放を指示する。
⑦a 当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運転員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に発電用原子炉の減圧状況の確認を指示する。
⑧a 中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を手動で開操作し，発電用原子炉の減圧を開始する。
⑨ a［ 中 央 制 御 室 に て 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 圧 力 を 確 認 す る
1.3-31

場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉の減圧が開 始 さ れ た こ と を 中 央 制 御 室 の ATWS/RPT 盤 に 接 続 し た
原子炉圧力（可搬計測器）指示値の低下により確認
し ， 当 直 副 長 並 び に 現 場 運 転 員 C， D， E 及 び F に 報 告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全
弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
⑩ a 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B， 又 は 現 場 運 転 員 C 及 び Dは，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長に発電用原子炉の減圧が完了したことを報告する。

［逃がし安全弁の開保持用の駆動源（高圧窒素ガス）確
保操作］④b 現場運転員 C 及び D は，常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施する。
1.3-32

なお，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の操作場所は原子炉建屋原子炉区域であり，事象の進展によりアクセス困難となった場合は，全閉操作は実施しない。
⑤b 現場運転員 E 及び F は，常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の系統構成とし て ， 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 常 用 ･非 常 用 窒 素 ガ ス 連 絡 弁(A)， (B)の 全 開 操 作 及 び 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 非 常 用 窒
素 ガ ス (A)， (B)供 給 弁 の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑥b 現場運転員 E 及び F は，原子炉建屋地上 4 階北西通路，南西通路にて，窒素ガスボンベ出口圧力指示値が規定値以上であることを確認し，高圧窒素ガス供給系
非 常 用 窒 素 ガ ス (A)， (B)供 給 弁 の 全 閉 操 作 を 実 施 する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設代替直流電源設備に
よ る 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動 減 圧 機 能 な し ） 開 放 ま で 約 35 分 で可能である。
また，可搬型直流電源設備に関する操作の成立性は「 1.14電源の確保に関する手順等」にて整理する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が1.3-33

開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.3.3－ 1）b.

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，現場多重伝送盤にて逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を開放して発電用原
子炉を減圧する。
発電用原子炉の減圧状況の確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，以下の条件が全て成立した場合。

・炉心損傷前の発電用原子炉の減圧は，低圧注水系 1 系
以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動※1 により原子炉圧力容器への注水手段が確保されている場合。炉心損傷後の発電用原子炉の減圧は，高圧注水系が使用できない
1.3-34場合で，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場
合，又は原子炉圧力容器内の水位が規定水位（有効燃
料 棒 底 部 か ら 有 効 燃 料 棒 の 長 さ の 10%上 の 位 置 ） に 到 達
した場合。
・逃がし安全弁（自動減圧機能付き）作動用の窒素ガスが確保されている場合。

※ 1:「 低 圧 注 水 系 1 系 以 上 又 は 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1
系以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，若しくは低圧代替注水系（常設），消火系及び低圧代
替注水系（可搬型）のうち 2 系以上起動することをいう。
なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容
器内の水位が規定値に到達した場合は，低圧代替注
水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系 1 系のみの起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。
（ 添 付 資 料 1.3.7）※ 2:「 低 圧 注 水 系 1 系 」 と は ， 残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水モード），給水・復水系，低圧代替注水系（常設），消火系又は低圧代替注水系（可搬型）のいず
1.3-35

れか 1 系をいう。

(b) 操 作 手 順
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放手順の概要は以下のとおり。手順の対
応 フ ロ ー を 第 1.3.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.3.7 図 に ， タ イ ム
チ ャ ー ト を 第 1.3.8 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の準備開始を指示する。
②［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する
場合］
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 中 央 制 御 室 の ATWS/RPT
盤に原子炉圧力（可搬計測器）を接続し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）にて原子
炉圧力容器内の圧力を確認する。
③現場運転員 C 及び D は，逃がし安全弁用可搬型蓄電池
による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施する。
なお，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の操作場所は原子炉建屋原子炉区域であり，事象の進展
1.3-36

によりアクセス困難となった場合は，全閉操作は実施しない。
④現場運転員 E 及び F は，逃がし安全弁用可搬型蓄電池
による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の系統
構 成 と し て ， 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 常 用 ･非 常 用 窒 素 ガ ス
連 絡 弁 (A)， (B)の 全 開 操 作 及 び 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 非
常 用 窒 素 ガ ス (A)， (B)供 給 弁 の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑤現場運転員 E 及び F は，原子炉建屋地上 4 階北西通路，南西通路にて，窒素ガスボンベ出口圧力指示値が規定値以上であり，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の駆動源が確保されていることを確認する。
⑥現場運転員 E 及び F は，多重伝送現場盤内の逃がし安全弁（自動減圧機能付き）作動回路に，逃がし安全弁
用可搬型蓄電池及び仮設ケーブルを接続し，当直副長に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の準備完了を報告する。
⑦当直副長は，現場運転員に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の開放を指示する。
⑧当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運転員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に発電用原子炉の減圧状況の確認を指示する。
⑨現場運転員 E 及び F は，多重伝送現場盤に接続した逃がし安全弁用可搬型蓄電池の操作により逃がし安全弁
1.3-37

（自動減圧機能付き）を開放し，発電用原子炉の減圧を開始する。
⑩［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する
場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉の減圧が開 始 さ れ た こ と を 中 央 制 御 室 の ATWS/RPT 盤 に 接 続 し た
原子炉圧力（可搬計測器）指示値の低下により確認
し ， 当 直 副 長 並 び に 現 場 運 転 員 C， D， E 及 び F に 報 告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全
弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
⑪現場運転員 E 及び F は，原子炉建屋地上 4 階北西通路，南西通路にて，窒素ガスボンベ出口圧力指示値が規定値以上であることを確認し，高圧窒素ガス供給系
非 常 用 窒 素 ガ ス (A)， (B)供 給 弁 の 全 閉 操 作 を 実 施 する。
⑫ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B， 又 は 現 場 運 転 員 C 及 び Dは，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長に発電用
1.3-38

原子炉の減圧が完了したことを報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放まで約55 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.3.3－ 2）c.

代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（ 自 動 減 圧 機 能 な し D,E,K 又 は U） の 電 磁 弁 排 気 ポ ー ト へ 窒
素 ガ ス を 供 給 し ， 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動 減 圧 機 能 な し D,E,K 又は U） を 開 放 し て 発 電 用 原 子 炉 を 減 圧 す る 。
発電用原子炉の減圧状況の確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

1.3-39(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，以下の条件が全て成立した場合。

・低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポ
ンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動※1 により原子炉圧力容器への注水手段が確保されている場合。
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）作動用の窒素ガスが確保されている場合。

※ 1:「 低 圧 注 水 系 1 系 以 上 又 は 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1
系以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，若しくは低圧代替注水系（常設），消火系及び低圧代
替注水系（可搬型）のうち 2 系以上起動することをいう。
なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容
器内の水位が規定値に到達した場合は，低圧代替注
水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみ
1.3-40

の起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。
（ 添 付 資 料 1.3.7）(b) 操 作 手 順 （ A 系 使 用 の 例 ）代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放手順の概要は以下のとおり。手順の対応
フ ロ ー を 第 1.3.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.3.9 図 に ， タ イ ム チ
ャ ー ト を 第 1.3.10 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の準備開始を指示する。
②［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する
場合］
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 中 央 制 御 室 の ATWS/RPT
盤に原子炉圧力（可搬計測器）を接続し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）にて原子
炉圧力容器内の圧力を確認する。
③現場運転員 C 及び D は，代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の系統構成として，代替逃がし安全弁駆動装置のホース接続用
フランジへ仮設ホースを接続し，高圧窒素ガス供給系
重 大 事 故 時 用 窒 素 ガ ス 供 給 弁 後 弁 (A)， 高 圧 窒 素 ガ ス 供
1.3-41

給 系 重 大 事 故 時 用 窒 素 ガ ス PCV 第 一 隔 離 弁 (A)及 び 高 圧
窒 素 ガ ス 供 給 系 重 大 事 故 時 用 窒 素 ガ ス PCV 第 二 隔 離 弁(A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
④現場運転員 E 及び F は，代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス
排 気 止 め 弁 (A)の 全 閉 操 作 を 実 施 し ， 当 直 副 長 に 代 替 逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の準備完了を報告する。
⑤当直副長は，現場運転員に代替逃がし安全弁駆動装置
による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の開放を指示する。
⑥当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運転員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に発電用原子炉の減圧状況の確認を指示する。
⑦現場運転員 E 及び F は，高圧窒素ガス供給系重大事故
時 用 窒 素 ガ ス (A)供 給 弁 を 開 操 作 し ， 発 電 用 原 子 炉 の 減圧を開始する。
⑧［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する
場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉の減圧が開 始 さ れ た こ と を 中 央 制 御 室 の ATWS/RPT 盤 に 接 続 し た
原子炉圧力（可搬計測器）指示値の低下により確認
し ， 当 直 副 長 並 び に 現 場 運 転 員 C， D， E 及 び F に 報 告1.3-42

するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全
弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
⑨ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B， 又 は 現 場 運 転 員 C 及 び Dは，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長に発電用原子炉の減圧が完了したことを報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替逃がし安全弁駆動装
置 に よ る 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動 減 圧 機 能 な し ） 開 放 ま で 約 40分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.3.3－ 3）

1.3-43

(2) 逃 が し 安 全 弁 の 作 動 に 必 要 な 窒 素 ガ ス 喪 失 時 の 減 圧
a.

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
不活性ガス系からの窒素ガスの供給が喪失し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供給圧力が低下した場合，供給源を高圧窒素ガスボンベに切り替えて逃がし安全弁の駆動源を確保する。
また，高圧窒素ガスボンベから供給している期間において，高圧窒素ガス供給系出口のボンベ圧力が低下した場合，
高圧窒素ガスボンベ（待機側）へ切り替え，使用済みの高圧
窒素ガスボンベを予備の高圧窒素ガスボンベと取り替える。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準［不活性ガス系から高圧窒素ガス供給系への切替え］
高圧窒素ガス供給系ドライウェル入口圧力低警報が発生した場合。
［高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替え］
高圧窒素ガスボンベから逃がし安全弁作動用の窒素ガスを供給している期間において，高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報が発生した場合。

(b) 操 作 手 順
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保手順の 概 要 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.3.11 図 に ， タ イ ム チ
ャ ー ト を 第 1.3.12 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に
1.3-44

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保の開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，高圧窒素ガス供給系非常 用 窒 素 ガ ス (A)， (B)供 給 弁 の 操 作 ス イ ッ チ を 全 閉 位
置から全開位置とし，高圧窒素ガスボンベによる供給に 切 り 替 わ る こ と を 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 常 用 ･非 常 用 窒
素 ガ ス 連 絡 弁 (A)， (B)の 全 閉 及 び 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系
非 常 用 窒 素 ガ ス (A)， (B)供 給 弁 の 全 開 に よ り 確 認 する 。 あ わ せ て ， 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 ADS 入 口 圧 力 指 示
値が規定値以上であることを確認し，高圧窒素ガス供給 系 常 用 ･非 常 用 窒 素 ガ ス 連 絡 弁 (A)， (B)の 操 作 ス イ ッ
チを自動位置から全開位置とし当直副長に報告する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D
は，手動操作にて高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施し，高圧窒素ガス供給系常用 ･非 常 用 窒 素 ガ ス 連 絡 弁 (A)， (B)及 び 高 圧 窒 素 ガ ス 供
給 系 非 常 用 窒 素 ガ ス (A)， (B)供 給 弁 の 全 開 操 作 を 実 施する。
③当直副長は，高圧窒素ガスボンベから逃がし安全弁作
動用の窒素ガスを供給している期間において，高圧窒
素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報が発生した場合，現場運転員に高圧窒素ガスボンベ（待機側）
への切替え及び使用済みの高圧窒素ガスボンベの取替えを指示する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
1.3-45

本部に新たに高圧窒素ガスボンベの確保を依頼する。
⑤ 現 場 運 転 員 C， D， E 及 び F は ， 高 圧 窒 素 ガ ス ボ ン ベ を使用側から待機側へ切り替える。
⑥ 現 場 運 転 員 C， D， E 及 び F は ， 予 備 ボ ン ベ ラ ッ ク に 配備している高圧窒素ガスボンベと使用済みの高圧窒素
ガスボンベを取り替える。
⑦現場運転員 C 及び D は，高圧窒素ガスボンベを取り替
え後，高圧窒素ガス供給ラインのリークチェックを実施し，当直副長に高圧窒素ガスボンベによる逃がし安
全弁駆動源確保が完了したことを報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
作業開始を判断してから，高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保完了までの必要な要員及び所要時間は以下のとおり。
・高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運
転 員 2 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 は 約 20 分 で 可 能 で ある。
・高圧窒素ガスボンベ（待機側）への切替え及び使用済
み高圧窒 素ガス ボ ンベの取 替えに よ る逃がし安全弁駆動
源確保
現 場 運 転 員 4 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 は 約 60 分 で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
1.3-46

照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.3.3－ 4）(3) 復 旧a.

代替直流電源設備による復旧
常設直流電源喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，代替直流電源設備により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
常 設 直 流 電 源 喪 失 に よ り ， 直 流 125V 主 母 線 (A)系 及 び (B)
系の電圧喪失を確認した場合において，可搬型直流電源設
備又は直流給電車いずれかの設備からの給電が可能な場合。

(b) 操 作 手 順
代 替 直 流 電 源 設 備 に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応する。

(c) 操 作 の 成 立 性
代 替 直 流 電 源 設 備 に 関 す る 操 作 の 成 立 性 は 「 1.14の確保に関する手順等」にて整理する。
1.3-47

電源

また，逃がし安全弁による発電用原子炉の減圧操作は，1ユニット当たり中央制御室運転員 1 名にて作業を実施した
場合，可搬型直流電源設備又は直流給電車いずれかの設備による直流電源の復旧が完了してから逃がし安全弁の開放まで約 1 分で可能である。

b.

代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，代替交流電源設備により充電器を受電し，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，直流 125V 主 母 線 (A)系 及 び (B)系 の 電 圧 喪 失 を 確 認 し た 場 合 において，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備いずれかの設備からの給電が可能な場合。

(b) 操 作 手 順
代 替 交 流 電 源 設 備 に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応する。

1.3-48(c) 操 作 の 成 立 性
代 替 交 流 電 源 設 備 に 関 す る 操 作 の 成 立 性 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整理する。
また，逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，1 ユニッ
ト当たり中央制御室運転員 1 名にて作業を実施した場合，代替交流電源設備による直流電源の復旧が完了してから逃がし安全弁の開放まで約 1 分で可能である。

(4) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.3.16 図 に 示 す 。
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁が作動しない場
合，可搬型直流電源設備（給電準備が完了するまでの間は常設
代替直流電源設備を使用）若しくは逃がし安全弁用可搬型蓄電池により直流電源を確保して逃がし安全弁を作動させるか，又は代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁を作動させて発電用原子炉を減圧する。
常設直流電源喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，可搬型直流電源設備又は直流給電車により直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失した場合，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替
交流電源設備により充電器を充電し，直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。
逃がし安全弁作動用窒素ガスの喪失により逃がし安全弁が作
1.3-49動しない場合，高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベにより窒素ガスを確保し，逃がし安全弁を作動させて発電用原子炉を減圧する。
なお，逃がし安全弁の背圧対策として，想定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ窒素ガスの供給圧力を調整している。

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

炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場
合 に お い て ， 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接 加 熱 に よ る 原
子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁を使用した中央制御室からの手動操作による発電用原子炉の減圧を行う。
原子炉格納容器の破損を防止するための手動操作による発電用
原 子 炉 の 減 圧 手 順 に つ い て は 「 1.3.2.1(1)a.

手動操作による減圧」にて整備する。

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) EOP「 原 子 炉 建 屋 制 御 」
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 は ， 原 子 炉 冷 却 材 圧 力
バウンダリ機能が喪失し，原子炉格納容器外へ原子炉冷却材の漏えいが生じる。したがって，原子炉格納容器外への漏えいを停止するための破断箇所の隔離，保有水を確保するための原子
炉圧力容器への注水が必要となる。
1.3-50破断箇所の特定又は隔離ができない場合は，逃がし安全弁及びタービンバイパス弁により発電用原子炉を減圧することで，原子炉建屋への原子炉冷却材の漏えいを抑制し，破断箇所の隔
離を行う。

a.

手順着手の判断基準
非常用炉心冷却系の吐出圧力上昇，原子炉建屋内の温度上

昇若しくはエリア放射線モニタの指示値上昇等漏えいが予測されるパラメータの変化，又は漏えい関連警報の発生により
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA の 発 生 を 判 断 し た 場 合 。

b.

操作手順
EOP「 原 子 炉 建 屋 制 御 」 に お け る 操 作 手 順 の 概 要 は 以 下 の とお り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.3.13 図 及 び 第 1.3.14 図 に ，タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.3.15 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，インターフ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA の 発 生 を 判 断 し ， 中 央 制 御 室 運
転員に原子炉手動スクラムの実施並びに破断箇所の特定及び隔離を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉手動スクラムを実施する。また，発生した警報及びパラメータの変化から，破断箇所の特定及び中央制御室からの遠隔操作による隔離を実施する。
③当直副長は，破断箇所の特定及び中央制御室からの遠隔操作による隔離を実施できない場合は，中央制御室
1.3-51

運転員に 非常用 ガ ス処理系 の起動 操 作， 及び低圧注水系
2 系以上又は代替注水系の起動操作を指示する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，非常用ガス処理系の起動操作，及び低圧注水系 2 系以上又は代替注水系の起動操作を実施する。
⑤当直副長は，非常用ガス処理系の起動，及び低圧注水系 2 系以上又は代替注水系の起動後，運転員に発電用原子炉の減圧操作，原子炉水位低下操作及び原子炉建屋環境悪化（建屋温度，建屋圧力，建屋放射線量）抑
制操作の開始を指示する。
⑥a 復水器使用可能の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁及びター
ビンバイパス弁により発電用原子炉の急速減圧を行い，大気圧まで減圧することで，原子炉建屋への原子炉冷却材漏えい量を抑制する。
⑥b 復水器使用不可能の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁により発電用原子炉の急速減圧を行い，減圧完了圧力まで減圧することで，原子炉建屋への原子炉冷却材漏えい量を抑制する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，低圧注水系 2 系以上又は代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉
水 位 低 （ レ ベ ル 1） か ら 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1.5） の間で維持する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉区域換気空調系
1.3-52

排気放射線モニタ指示値及び燃料取替エリア排気放射線 モ ニ タ 指 示 値 が 制 限 値 以 下 の 場 合 ， 原 子 炉 区 域 ･タ ービン区域換気空調系の起動操作を実施し，原子炉建屋
環境（建屋温度，建屋圧力，建屋放射線量）の悪化を抑制する。
⑨現場運転員 C 及び D は，中央制御室からの遠隔操作により破断箇所を隔離できない場合は，蒸気漏えいに備え防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を装着し（現場運
転員 E 及び F は装着補助を行う），原子炉建屋（管理区域）にて隔離弁を全閉することで原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいを停止する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，各種監視パラメータの変化から破断箇所の隔離が成功していることを確認し，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑪中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を起動し，発電用原子炉からの除
熱を行う。

c.

操作の成立性
上記の操作のうち，中央制御室からの隔離操作は，1 ユニ

ット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて
作 業 を 実 施 し た 場 合 ， イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 から 破 断 箇 所 の 隔 離 完 了 ま で 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
中央制御室からの隔離操作を実施ができない場合の現場で1.3-53

の隔離操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施した場
合 ， イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 か ら 破 断 箇 所 の 隔 離
完 了 ま で 約 240 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服），照明及び通信連絡設備を整備する。

［中央制御室からの遠隔隔離操作の成立性］
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA が 発 生 す る 可 能 性 の あ る
操作は，定例試験として実施する非常用炉心冷却系電動弁
手動開閉試験における原子炉注入弁の手動開閉操作である。
上記試験を行う際は，系統圧力を監視し上昇傾向にならないことを確認しながら操作し，系統圧力が上昇傾向になった場合は速やかに原子炉注入弁の閉操作を実施することとしている。しかし，隔離弁の隔離失敗等により系統圧力が異常に上昇し，低圧設計部分の過圧を示す警報及び漏えい関連警報が発生した場合は，同試験を実施していた非常用 炉 心 冷 却 系 で イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA が 発 生 し ていると判断することで漏えい箇所及び隔離すべき遠隔操作
弁の特定が容易となり，中央制御室からの遠隔隔離操作を速やかに行うことが可能である。

［現場での隔離操作の成立性］
隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートの環
1.3-54

境を考慮しても，現場での隔離操作は可能である。

［溢水の影響］隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートは，
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA に よ り 漏 え い が 発 生 す る 機
器よりも上層階に位置し，溢水の影響を受けない。

［ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA の 検 知 に つ い て ］
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 は ， 原 子 炉 格 納 容
器内外のパラメータ等によりインターフェイスシステム
LOCA と 判 断 す る 。 非 常 用 炉 心 冷 却 系 ポ ン プ 設 置 室 は 原 子 炉
建屋内において各部屋が分離されているため，床漏えい検出器，監視カメラ及び火災報知器により，漏えい箇所を特定するための参考情報の入手並びに原子炉建屋の状況確認が可能である。
（ 添 付 資 料 1.3.3－ 5， 1.3.4， 1.3.5， 1.3.6）

1.3.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

逃がし安全弁，中央制御室監視計器類への電源供給手順及び可搬型代替直流電源設備，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備への燃料補給手順について
は ， 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.3-55

第 1.3.1 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（1/4）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

自動減圧系

対処設備

手順書

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）

－

※1，※2

自動減圧系の起動阻止スイッチ（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

主蒸気系配管・クエンチャ

対処設備

C,H,N,T の 4 個）

重大事故等

逃がし安全弁（自動減圧機能付き

自動減圧機能用アキュムレータ
減圧の自動化

非常用交流電源設備

事故時運転操作手順書

主蒸気系配管・クエンチャ（徴候ベース）（逃がし安全弁）手動操作による減圧

自動減圧機能用アキュムレータ
所内蓄電式直流電源設備
可搬型直流電源設備

※3

対処設備

逃がし弁機能用アキュムレータ

重大事故等

フロントライン系故障時

逃がし安全弁

※3

常設代替交流電源設備「RPV 制御」

※3
※3
設備

自主対策

第二代替交流電源設備

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）※3

可搬型代替交流電源設備「減圧冷却」

タービンバイパス弁

事故時運転操作手順書

タービン制御系（徴候ベース）

自主対策設備

手動操作による減圧（タービンバイパス弁）「減圧冷却」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1※3:手順は「1.14

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」にて整備する。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5:原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

1.3-56

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/4）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段
可搬型直流電源設備

手順書※3

事故時運転操作手順書

AM 用切替装置（SRV）（徴候ベース）

常設代替直流電源設備
主蒸気系配管・クエンチャ
逃がし弁機能用アキュムレータ

対処設備

逃がし安全弁（自動減圧機能なし）

重大事故等

逃がし安全弁機能回復

AM 設備別操作手順書「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開放」

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

事故時運転操作手順書

逃がし安全弁（自動減圧機能付き）（徴候ベース）

主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ
対処設備

重大事故等

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

AM 設備別操作手順書「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開放」

高圧窒素ガス供給系(代替逃がし安全弁駆動装

事故時運転操作手順書

置）(徴候ベース）

逃がし安全弁（自動減圧機能なし
D,E,K,U の 4 個）
主蒸気系配管・クエンチャ

自主対策設備

代替逃がし安全弁

駆動装置による減圧

サポート系故障時

AM 設備別操作手順書「代替 SRV 駆動装置による SRV 開
放」高圧窒素ガスボンベ

事故時運転操作手順書

高圧窒素ガス供給系配管・弁(徴候ベース）

自動減圧機能用アキュムレータ
逃がし弁機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備

窒素ガス確保

高圧窒素ガス供給系による－可搬型直流電源設備による常設直流電源系統

対処設備

AM 設備別操作手順書「SRV 駆動源確保」※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1※3:手順は「1.14

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」にて整備する。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5:原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

1.3-57

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/4）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

高圧窒素ガスボンベ

設備

自主対策

による復旧

代替交流電源設備

第二代替交流電源設備

※3

対処設備

※3

可搬型代替交流電源設備

重大事故等

常設代替交流電源設備

設備

※3

自主対策

による復旧

代替直流電源設備

サポート系故障時

直流給電車及び電源車

対処設備

※3

常設直流電源

重大事故等

可搬型直流電源設備

対処設備

全交流動力電源

※3

－

※4

－

※3

重大事故等

背圧対策

逃がし安全弁の－高圧窒素ガス供給系配管・弁※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1※3:手順は「1.14

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」にて整備する。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5:原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

1.3-58

対応手段，対処設備，手順書一覧（4/4）（原子炉格納容器の破損防止，インターフェイスシステム LOCA 発生時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

手順書

事故時運転操作手順書

主蒸気系配管・クエンチャ（シビアアクシデント）

逃がし弁機能用アキュムレータ

「RPV 制御」

自動減圧機能用アキュムレータ

/重大事故等対処設備

逃がし安全弁

格納容器

雰囲気直接加熱の防止

高圧溶融物放出

原子炉格納容器の破損防止

－

対処設備

自動減圧機能用アキュムレータ

事故時運転操作手順書(徴候ベース）「原子炉建屋制御」等
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

タービン制御系

自主対策設備

タービンバイパス弁「R/B 制御」

高圧炉心注水系注入隔離弁（設計基準拡張）

原子炉建屋原子炉区域内の重大事故等対処設備

圧力上昇抑制及び環境改善

発生時

原子炉冷却材の

－

L
O
C
A

漏えい箇所の隔離

インターフェイスシステム

発電用原子炉の減圧逃がし弁機能用アキュムレータ

対処設備

主蒸気系配管・クエンチャ

重大事故等

逃がし安全弁

原子炉建屋ブローアウトパネル ※5
重大事故等対処設備※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1※3:手順は「1.14

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」にて整備する。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5:原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

1.3-59

第 1.3.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/6）
重大事故等の対応に

手順書
1.3.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(1)代替減圧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力「減圧冷却」

高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
判断基準

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
補機監視機能残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
RFP 吐出ヘッダ圧力
復水器器内圧力

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉水位（狭帯域）操作

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）

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

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

補機監視機能復水器器内圧力

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力「急速減圧」

高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
判断基準

残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
補機監視機能RFP 吐出ヘッダ圧力
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
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力
復水器器内圧力

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉水位（狭帯域）操作

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）

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

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

補機監視機能復水器器内圧力

1.3-60

監視計器一覧（2/6）
重大事故等の対応に

手順書
1.3.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(1)代替減圧
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力「RPV 制御」

残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
判断基準

補機監視機能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
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位
原子炉圧力容器内の圧力

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

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）

操作

原子炉水位（SA）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

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

原子炉圧力容器内の温度

1.3-61

原子炉圧力容器温度

監視計器一覧（3/6）
重大事故等の対応に

手順書
1.3.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

サポート系故障時の対応手順(1)常設直流電源系統喪失時の減圧
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

直流 125V 主母線盤 B 電圧

AM 設備別操作手順書

直流 125V 充電器盤 A－2 蓄電池電圧「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開

高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力放」

高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
判断基準

高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
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
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力
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（可搬計測器）

操作

原子炉圧力（現場計器）
高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力
補機監視機能高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力

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

AM 設備別操作手順書

直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 充電器盤 A－2 蓄電池電圧「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開

高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力

放」
判断基準

高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
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
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力
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（可搬計測器）

操作

原子炉圧力（現場計器）
高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力
補機監視機能高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力

1.3-62

監視計器一覧（4/6）
重大事故等の対応に

手順書
1.3.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

サポート系故障時の対応手順(1)常設直流電源系統喪失時の減圧
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

直流 125V 主母線盤 B 電圧

AM 設備別操作手順書

直流 125V 充電器盤 A－2 蓄電池電圧「代替 SRV 駆動装置による SRV 開放」

SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(A)出口圧力
SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(B)出口圧力
判断基準

SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(A)圧力SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(B)圧力
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
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
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力
原子炉圧力

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力（SA）

操作

原子炉圧力（可搬計測器）
原子炉圧力（現場計器）
SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(A)出口圧力

補機監視機能SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(B)出口圧力
SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(A)圧力SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(B)圧力

1.3.2.2

サポート系故障時の対応手順(2)逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧

AM 設備別操作手順書

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

補機監視機能高圧窒素ガス供給系 ドライウェル入口圧力低警報
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ出口圧力低警報「SRV 駆動源確保」
操作

高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力
補機監視機能高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力

1.3-63

監視計器一覧（5/6）
重大事故等の対応に

手順書
1.3.2.4

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手順

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（狭帯域）「原子炉建屋制御」等

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA）

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉圧力「R/B 制御」

原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）
ドライウェル雰囲気温度
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
格納容器バイパスの監視

残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
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

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
RHR ポンプ室雰囲気温度
RCIC ポンプ室雰囲気温度
RCIC 機器室雰囲気温度
エリア放射線モニタ
補機監視機能ドライウェルサンプ水位
RHR ポンプ(A)室床漏えい
RHR ポンプ(B)室床漏えい
RHR ポンプ(C)室床漏えい
HPCF(B)ポンプ室床漏えい

漏えい関連警報

HPCF(C)ポンプ室床漏えい
RCIC ポンプ室床漏えい
RCIC 蒸気管圧力低RCIC 蒸気管流量大CUW 差流量大
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力操作

残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
格納容器バイパスの監視

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
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
RHR ポンプ室雰囲気温度
RCIC ポンプ室雰囲気温度
RCIC 機器室雰囲気温度
エリア放射線モニタ
プロセス放射線モニタ
・原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射線モニタ

1.3-64

監視計器一覧（6/6）
重大事故等の対応に

手順書
1.3.2.4

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手順

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

残留熱除去系(A)系統流量「原子炉建屋制御」等

残留熱除去系(B)系統流量
原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系(C)系統流量

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

高圧炉心注水系(B)系統流量「R/B 制御」

高圧炉心注水系(C)系統流量
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
補機監視機能残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
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
サプレッション･チェンバ･プール水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（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
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(C)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度操作

残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系熱交換器(C)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
最終ヒートシンクの確保

原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(C)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(C)出口冷却水温度
原子炉補機冷却海水系ポンプ(A)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(B)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(C)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(D)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(E)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(F)吐出圧力

補機監視機能1.3-65復水器器内圧力第 1.3.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文

【1.3】

給電元

供給対象設備

逃がし安全弁原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

給電母線
所内蓄電式直流電源設備
可搬型直流電源設備
逃がし安全弁用可搬型蓄電池
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
直流 125V A 系
直流 125V A－2 系
直流 125V B 系
AM 用直流 125V

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

1.3-66

凡例

SR弁による原子炉減圧機能喪失③：AND条件：フロントライン系の対応：OR条件：サポート系の対応

SR弁 A（ADS機能付き）による減圧機能喪失SR弁（ADS機能付き）による減圧機能喪失注：ADS機能付きSR弁は，
A,C,F,H,L,N,R,Tの8個SR弁（ADS機能なし）による減圧機能喪失注：ADS機能なしSR弁は，
B,D,E,G,J,K,M,P,S,Uの10個

SR弁 A
弁体故障

SR弁 A
ADS機能喪失

SR弁 A
逃がし弁機能喪失※1

1.3-67

フロントライン系故障時の対応手段①：減圧の自動化②：手動操作による減圧（逃がし安全弁）③：手動操作による減圧（タービンバイパス弁）

フロントライン系

SR弁 A
ADS機能用
駆動源喪失

サポート系故障時の対応手段④：可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復⑤：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⑥：代替逃がし安全弁駆動装置による減圧⑦：高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保⑧：可搬型直流電源設備による復旧⑨：直流給電車による復旧⑩：常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備による復旧⑪：可搬型代替交流電源設備による復旧

SR弁 A
ADS A系機能喪失

※4

SR弁 A
ADS B系機能喪失※2 ①

注：③の対策は，MSIV開時のみ有効④の対策は，ADS機能なしSR弁が対象⑤の対策は，直流125V A系負荷であるADS機能付きSR弁が対象⑥の対策は，ADS機能なしSR弁D，E，K，Uの4個が対象⑧⑨⑩⑪の対策は，直流125V A系負荷であるADS機能付きSR弁及びADS機能なしSR弁が対象

第 1.3.1 図⑤
ADS A系
作動回路
故障

SR弁 A
ADS A系
SV故障

駆動源喪失（DC電源）
※6

自動信号

手動

機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 （ 1/2）

SR弁 A
ADS B系
回路故障
※2

※3

凡例

サポート系

SR弁 D（ADS機能なし）による減圧機能喪失：サポート系の対応

SR弁
逃がし弁用
駆動源喪失
（窒素ガス）※4※5

アキュムレータ

SR弁 D
逃がし弁機能喪失

1.3-68※3：フロントライン系の対応

：OR条件

SR弁
ADS機能用
駆動源喪失（窒素ガス）

⑥
SR弁 D
弁体故障

：AND条件

アキュムレータ

⑦
N2ボンベ

AC系

配管

AC系

配管

フロントライン系
駆動源喪失（DC電源）
SR弁 D
逃がし弁用
駆動源喪失

AC電源
喪失

※6

※7
⑨

※5
逃がし弁
作動回路
故障

SR弁 D
逃がし弁
SV故障

主母線盤故障遮断器故障

蓄電池機能喪失

駆動源喪失（DC電源）
⑧

自動信号

手動

②

AC電源
喪失

※7

第 1.3.1 図

M/C故障
⑩

④

※6

⑪
P/C故障

機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 （ 2/2）

充電器盤故障

D/G機能
喪失

外部電源
喪失

凡例：

フロントライン系

サポート系

故障を想定

対応手段あり

故障要因5

故障要因6

故障要因7

故障要因8

フロントライン系，サポート系の整理，故障の想定・対応手段
故障想定機器

故障要因1

故障要因2

故障要因3

故障要因4

故障要因9

SR弁弁本体故障
ADS A系作動回路故 ADS A系自動信号
障ADS A系手動ADS A系電磁弁故障
主母線盤故障遮断器故障

ADS A系機能喪失

蓄電池機能喪失ADS A系駆動電源喪失（DC電源）直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失外部電源喪失ADS B系作動回路故 ADS B系自動信号
障
ADS B系手動
ADS機能喪失ADS B系電磁弁故障
主母線盤故障遮断器故障

ADS B系機能喪失
SR弁（ADS機能付き）
による減圧機能喪失

蓄電池機能喪失ADS B系駆動電源喪失（DC電源）充電器盤故障直流電源供給機能喪失充電器機能喪失P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失外部電源喪失アキュムレータ
SR弁による原子炉減
圧機能喪失

ADS機能用駆動源喪窒素ガスボンベ
HPIN（非常用）機能喪失（窒素ガス）
AC系
失配管
逃がし弁作動回路故 自動信号
障手動
逃がし弁電磁弁故障
主母線盤故障遮断器故障
逃がし弁機能喪失

蓄電池機能喪失
逃がし弁駆動電源喪失（DC電源）直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失アキュムレータ

逃がし弁用駆動源喪AC系
失（窒素ガス）HPIN（常用）機能喪失
配管
SR弁弁本体故障
逃がし弁作動回路故 自動信号
障手動
逃がし弁電磁弁故障

SR弁（ADS機能なし）
による減圧機能喪失 逃がし弁機能喪失

主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
逃がし弁駆動電源喪失（DC電源）直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失アキュムレータ

逃がし弁用駆動源喪AC系
失（窒素ガス）HPIN（常用）機能喪失
配管※

本資料は，「機能喪失原因対策分析」をもとに，設計基準事故対処設備の機能が喪失に至る原因を順次右側へ展開している。すなわち，機器の機能が喪失することにより，当該機器の左側に記載される機能が喪失する関係にあることを示している。ただし，AND 条件，OR 条件については表現していな
いため，必要に応じて「機能喪失原因対策分析」を確認することとする。

第 1.3.1 図

機能喪失原因対策分析（補足）1.3-69

第 1.3.2 図

EOP「減圧冷却」における対応フロー

1.3-70第 1.3.3 図

EOP「急速減圧」における対応フロー

1.3-71

第 1.3.4 図

SOP「RPV 制御」，SOP「R/B 制御」における対応フロー

1.3-72

1.3-73
操作手順

第 1.3.5 図

弁名称④b

高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁⑤b※1

高圧窒素ガス供給系常用・非常用窒素ガス連絡弁（A）⑤b※2

高圧窒素ガス供給系常用・非常用窒素ガス連絡弁（B）⑤b※3⑥b

高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス（A）供給弁⑤b※4⑥b

高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス（B）供給弁

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放概要図

経過時間（時間）
10分

手順の項目

20分

30分

40分

50分

1

2

3

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁開放
35分

要員（数）

4

5

6

7

8

9

10

11

12

備考

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁開放
455分

通信連絡設備準備

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

可搬計測器接続

通信連絡設備準備

AM用MCC受電

電源切替
減圧操作，減圧確認
移動，系統構成

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

移動，電路構成

移動，受電確認
移動，電源ケーブ ル接続前準備

減圧確認

AM直流125V充電器盤受電及び換気設備運転

移動，系統構成

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

発電用原子炉の減圧確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下１階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

電源車からの給電

1.3-74

緊急時対策要員

第 1.3.6 図

6電源ケーブ ル接続

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放

タイムチャート凡例
PI

設計基準対象施設から追加した箇所（中央制御室）

PS

可搬
計測器

PT

RCCV

多重伝送現場盤

端子接続
D/W

ＳＲＶ用
蓄電池 sw
NO
ＲＰＶ

主蒸気ﾗｲﾝMO

ADS用SRV(A,C,F,H,L,N,R,T)

MO

③
AC系より

MO

MO

PIS

④※1,2

MO

④※3,4 ⑪

1.3-75

予備側
ＡＤＳ用
アキュムレータ

使用側

ＳＲＶ用
アキュムレータ

S/C
ﾎﾞﾝﾍﾞ元弁

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

操作手順

第 1.3.7 図

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

弁名称③

高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁④※1

高圧窒素ガス供給系常用・非常用窒素ガス連絡弁（A）④※2

高圧窒素ガス供給系常用・非常用窒素ガス連絡弁（B）④※3⑪

高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス（A）供給弁④※4⑪

高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス（B）供給弁

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

備考

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁開放 55分

要員（数）電源確認，通信連絡設備準備

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

可搬計測器接続
減圧確認

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放

現場運転員 Ｃ，Ｄ

減圧確認
移動，系統構成

現場運転員 Ｅ，Ｆ

1.3-76

第 1.3.8 図

2

移動，系統構成

2

可搬型蓄電池，ケーブ ル接続
減圧操作開始逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放

発電用原子炉の減圧確認については，中央制御室又は原子炉建屋地
下１階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能である
ため，いずれかの計器で確認する。

タイムチャート1.3-77
操作手順

第 1.3.9 図

弁名称

③※1

高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス供給弁後弁(A)③※2

高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガスPCV第二隔離弁(A)③※3

高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガスPCV第一隔離弁(A)④高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス排気止め弁(A)⑦高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス(A)供給弁

代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

要員（数）

40

50

60

70

備考

80

４０分 代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁開放
通信連絡設備準備

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

可搬計測器接続
減圧確認

代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放移動

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

仮設ホース取付け，系統構成
減圧確認
移動

現場運転員 Ｅ，Ｆ

1.3-78

第 1.3.10 図

2

発電用原子炉の減圧確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下１階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

系統構成，減圧操作開始

代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放

タイムチャート

R/B

Y/D

RCCV

D/W

NO
MO

MO
ＲＰＶ

主蒸気ﾗｲﾝ
SRV

②※2,3
MO

MO

逃がし弁
機能用
ｱｷｭﾑﾚｰﾀ

②※1

N2ｶﾞｽ
供給装置

MO

②※4,5

PIS

1.3-79

待機側

使用側

ＡＤＳ用
アキュムレータ

予備ボンベ

予備ボンベ

ﾎﾞﾝﾍﾞ元弁
S/C

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

操作手順

弁名称

②※1

高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁②※2

高圧窒素ガス供給系常用・非常用窒素ガス連絡弁（A）②※3

高圧窒素ガス供給系常用・非常用窒素ガス連絡弁（B）②※4

高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス（A）供給弁②※5

高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス（B）供給弁

第 1.3.11 図

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

備考

70

備考

ドライウェル入口圧力低警報 発生
20分
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

要員（数）通信連絡設備準備

高圧窒素ガスボンベによる 中央制御室運転員 Ａ，Ｂ
逃がし安全弁駆動源確保（不活性ガス系から高圧窒素
ガス供給系への切替え）
現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

窒素ガス供給確認

移動，ラ イ ン 切替

2

経過時間（分）

1.3-80

10

手順の項目

要員（数）

20

30

窒素ガスボンベ出口圧力低警報 発生

0

40

50

60

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
60分

移動，ボン ベ切替え

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保（高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替え）

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

第 1.3.12 図

ボン ベ取替え
リークチェ ック

移動，ボン ベ切替え

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

ボン ベ取替えタイムチャート第 1.3.13 図EOP「スクラム」におけるインターフェイスシステム LOCA
発生時の対応フロー1.3-81

1.3-82
第 1.3.14 図

EOP「 原 子 炉 建 屋 制 御 」 に お け る イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応 フ ロ ー経過時間（時）
10分

手順の項目

20分

30分

2

3

インターフェイスシステムＬＯＣＡ事象発生
インターフェイスシステムＬＯＣＡ事象判断
減圧完了，Ｓ／Ｐ冷却開始
15分 遠隔隔離

要員（数）

5

4

6

7

240分 現場隔離 ※警報確認，パラ メータ確認，通信連絡設備準備
手動スクラ ム並びに破断箇所特定及び遠隔隔離操作
ＳＧＴＳ起動並びに低圧注水系若しくは代替注水系起動
発電用原子炉の減圧操作

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

原子炉水位調整 隔離成功までL-1～L-1.5水位を 維持
原子炉水位 隔離成功後L-3～L-8水位を 維持

インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ

ＲＨＲ（サプ レッショ ン ・チェ ン バ・プ ール水冷却モード）起動
ＲＨＲ（原子炉停止時冷却モード）起動

1.3-83

R/A，T/A送・排風機起動
移動，防護具装着

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

移動，現場隔離操作

移動，防護具装着補助※ 破断の規模によっては，現場での隔離操作の所要時間は240分以内となる。

第 1.3.15 図

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応

タイムチャート（中央制御室からの遠隔操作による破断箇所の隔離ができない場合）

8

備考

（１）フロントライン系故障時の対応手段の選択
逃がし安全弁
背圧対策 ※【凡例】※ あらかじめ窒素ガスの供給圧 力を設定

：プラント状態：操作、確認

自動減圧系機能喪失：判断：重大事故等対処設備

低圧注水系，低圧代替注水系（常設）又は代替注水系注水準備完了

復水器使用可能No

原子炉水位低（Ｌ－１）到達１０分後＋残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モ ード）

Yes

優先①
手動操作による減圧（タービンバイパス弁）

第 1.3.16 図

優先②手動操作による減圧（逃がし安全弁）

優先③
代替自動減圧機能による減圧

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1/2）

1.3-84

（２）サポート系故障時の対応手段の選択(1/3)
常設直流電源系統喪失による減圧機能喪失【凡例】：プラント状態：操作、確認

常設代替直流電源
設備使用可能No：判断：重大事故等対処設備
逃がし安全弁用
可搬型蓄電池
使用可能

Yes

No

Yes
常設代替直流電源設備
による直流電源確保
・逃がし安全弁開放
逃がし安全弁用可搬型
蓄電池による電源確保
・逃がし安全弁開放

代替逃がし安全弁
駆動装置による
逃がし安全弁開放

可搬型直流電源設備
による直流電源確保
・逃がし安全弁開放（２）サポート系故障時の対応手段の選択(2/3)
常設直流電源喪失による減圧機能喪失

常設直流電源のみ喪失

No

常設代替交流電源設備
使用可能

Yes

可搬型直流電源
設備使用可能No

Yes

第二代替交流電源設備
使用可能

No

Yes

Yes

可搬型直流電源設備
による直流電源確保
・逃がし安全弁復旧

No

直流給電車による直流電源確保・逃がし安全弁復旧

常設代替交流電源設備
による直流電源確保
・逃がし安全弁復旧

第二代替交流電源設備
による直流電源確保
・逃がし安全弁復旧

可搬型代替交流電源設備
による直流電源確保
・逃がし安全弁復旧（２）サポート系故障時の対応手段の選択(3/3)
逃がし安全弁作動用
窒素ガス喪失による減圧機能喪失

高圧窒素ガスボンベ
による窒素ガス確保
・逃がし安全弁開放第 1.3.16 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2/2）

1.3-85

添付資料 1.3.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/3）
技術 的能 力審査 基準（ 1.3）
【本文】
発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バ
ウンダリが高圧の状態であって、設計基準事故対処
設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場
合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダ
リを減圧するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されてい
ること。

【解釈】
１ 「 炉 心の 著 し い 損 傷 」 を 「 防 止 す る た め 、 原 子
炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

（１）可搬型重大事故防止設備ａ）常設直流電源系統喪失時において、減圧用の弁（ 逃 が し 安 全 弁 （ BWR の 場 合 ） 又 は 、 主 蒸 気 逃 が し
弁 及 び 加 圧 器 逃 が し 弁 （ PWR の 場 合 ） ） を 作 動 さ せ
原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよ
う、手順等が整備されていること。

ｂ）減圧用の弁が空気作動弁である場合、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう可搬型コンプレッサー又は窒素ボン
ベを整備すること。

ｃ）減圧用の弁が作動可能な環境条件を明確にする
こと。

（２）復旧
ａ）常設直流電源喪失時においても、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、代替電源による復旧手順等が整備されていること。
（ ３ ） 蒸 気 発 生 器 伝 熱 管 破 損 （ SGTR）
ａ ） SGTR 発 生 時 に お い て 、 破 損 し た 蒸 気 発 生 器 を隔離すること。隔離できない場合、加圧器逃がし弁を作動させること等により原子炉冷却材圧力バウン
ダリの減圧操作が行えるよう、手順等が整備されて
い る こ と 。 （ PWR の 場 合 ）（ ４ ） イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA（ ISLOCA）
ａ ） ISLOCA 発 生 時 に お い て 、 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ
ウンダリの損傷箇所を隔離すること。隔離できない
場合、原子炉を減圧し、原子炉冷却材の漏えいを抑制 す る た め に 、 逃 が し 安 全 弁 （ BWR の 場 合 ） 又 は 主
蒸 気 逃 が し 弁 及 び 加 圧 器 逃 が し 弁 （ PWR の 場 合 ） を作動させること等により原子炉冷却材圧力バウンダ
リの減圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること。

※1：手順は「1.14

番号

①

－

②

③

④

設置 許可 基準規 則（46条）

技術基 準規 則（61条）【本文】
発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バウ
ン ダ リ が 高 圧 の 状 態 で あ っ て 、 設 計 基 準 事 故対処 設 備 が 有 す る 発 電 用 原 子 炉 の 減 圧 機 能 が 喪失
し た 場 合 に お い て も 炉 心 の 著 し い 損 傷 及 び 原子炉 格 納 容 器 の 破 損 を 防 止 す る た め 、 原 子 炉 冷却材 圧 力 バ ウ ン ダ リ を 減 圧 す る た め に 必 要 な 設備を設けなければならない。

【本文】
発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、 原 子 炉 冷却 材 圧 力
バ ウ ン ダ リ が 高 圧 の 状 態 で あ っ て、 設 計 基
準 事 故 対 処 設 備 が 有 す る 発 電 用 原子 炉 の 減
圧 機 能 が 喪 失 し た 場 合 に お い て も炉 心 の 著
し い 損 傷 及 び 原 子 炉 格 納 容 器 の 破損 を 防 止
す る た め 、 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウン ダ リ を
減 圧 す る た め に 必 要 な 設 備 を 施 設し な け ればならない。

【解釈】
１ 第４６条に規定する「炉心の著しい損傷」を「 防 止 す る た め 、 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダリ
を 減 圧 す る た め に 必 要 な 設 備 」 と は 、 以 下 に掲
げ る 措 置 又 は こ れ ら と 同 等 以 上 の 効 果 を 有 する措置を行うための設備をいう。

【解釈】
１ 第６１条に規定する「炉心の著しい損傷 」 を 「 防 止 す る た め 、 原 子 炉 冷却 材 圧 力
バ ウ ン ダ リ を 減 圧 す る た め に 必 要な 設 備 」と は 、 以 下 に 掲 げ る 措 置 又 は こ れら と 同 等
以 上 の 効 果 を 有 す る 措 置 を 行 う ため の 設 備をいう。

（１）ロジックの追加
ａ ） 原 子 炉 水 位 低 か つ 低 圧 注 水 系 が 利 用 可 能な状 態 で 、 逃 が し 安 全 弁 を 作 動 さ せ る 減 圧 自 動化
ロ ジ ッ ク を 設 け る こ と （ BWR の 場 合 ） 。

（１）ロジックの追加
ａ ） 原 子 炉 水 位 低 か つ 低 圧 注 水 系が 利 用 可
能 な 状 態 で 、 逃 が し 安 全 弁 を 作 動さ せ る 減
圧 自 動 化 ロ ジ ッ ク を 設 け る こ と （BWR の 場
合）。

（２）可搬型重大事故防止設備ａ ） 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 に お い て も 、 減圧用 の 弁 （ 逃 が し 安 全 弁 （ BWR の 場 合 ） 又 は 主蒸
気 逃 が し 弁 及 び 加 圧 器 逃 が し 弁 （ PWR の 場合 ） ） を 作 動 さ せ 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダリの 減 圧 操 作 が 行 え る よ う 、 手 動 設 備 又 は 可 搬型
代替直流電源設備を配備すること。

（２）可搬型重大事故防止設備ａ ） 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 に おい て も 、
減 圧 用 の 弁 （ 逃 が し 安 全 弁 （ BWR の 場 合 ）又 は 主 蒸 気 逃 が し 弁 及 び 加 圧 器 逃が し 弁（ PWR の 場 合 ） ） を 作 動 さ せ 原 子炉 冷 却 材
圧 力 バ ウ ン ダ リ の 減 圧 操 作 が 行 える よ う 、
手 動 設 備 又 は 可 搬 型 代 替 直 流 電 源設 備 を 配備すること。

ｂ ） 減 圧 用 の 弁 が 空 気 作 動 弁 で あ る 場 合 、 減圧用 の 弁 を 作 動 さ せ 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダリの減圧操作が行えるよう、可搬型コンプレッ
サー又は窒素ボンベを配備すること。

ｂ ） 減 圧 用 の 弁 が 空 気 作 動 弁 で ある 場 合 、
減 圧 用 の 弁 を 作 動 さ せ 原 子 炉 冷 却材 圧 力 バ
ウ ン ダ リ の 減 圧 操 作 が 行 え る よ う、 可 搬 型
コ ン プ レ ッ サ ー 又 は 窒 素 ボ ン ベ を配 備 す る
こと。

ｃ ） 減 圧 用 の 弁 は 、 想 定 さ れ る 重 大 事 故 等 が発
生 し た 場 合 の 環 境 条 件 に お い て 確 実 に 作 動 すること。

ｃ ） 減 圧 用 の 弁 は 、 想 定 さ れ る 重大 事 故 等
が 発 生 し た 場 合 の 環 境 条 件 に お いて 確 実 に作動すること。

⑤－⑥

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.3-86

番号

⑦

－

⑧

⑨

⑩

⑪

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/3）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

減
圧
の
自
動
化

代替 自動 減圧ロ ジック（代 替自 動減圧 機能）
自動 減圧 系の起 動阻止
スイ ッチ
逃が し安 全弁（ 自動減圧機 能付 きC,H,N,Tの 4個）
主蒸 気系 配管・ クエン
チャ
自動 減圧 機能用 アキュ
ムレ ータ

既設
新設

自主 対策

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

①
⑦
⑧

－

－

－

－

－

－

1分

1名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

40分

6名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

－

－

－

新設
既設
新設
既設
既設
既設

非常 用交 流電源 設備

既設

逃が し安 全弁

既設

ター ビンバ イパ ス弁

常設

既設

ター ビン制 御系

常設

主蒸 気系 配管・ クエン
チャ
逃が し弁 機能用 アキュ
ムレ ータ
自動 減圧 機能用 アキュ
ムレ ータ
所内 蓄電 式直流 電源設
備

( ー

(

手
動
逃
操
が
作
し
に
安
よ
全
る
弁
減
圧

機器 名称

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

既設
既設
既設
新設
新設

常設 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

可搬 型直 流電源 設備

新設

AM用 切替 装置（ SRV）

新設

常設 代替 直流電 源設備新設)

可搬 型直 流電源 設備

①
⑦

タ手
動
ビ操
ン作
バに
イよ
パる
ス減
弁圧

－

高圧 窒素ガ ス供 給系（代 替逃が し安 全弁駆
動装 置）

常設

逃が し安全 弁（ 自動減圧機 能なし D,E,K,Uの4個）

常設

主蒸 気系配 管・ クエン
チャ

常設

)

－

可
逃搬
が型
し直
安流
全電
弁源
機設
能備
回に
復よ
る
逃
蓄
が
安電
し
全池
安
弁に
全
機よ
弁
能る
用
回逃
可
復が
搬
し
型
窒供高
素給圧
ガ系窒
スに素
確よガ
保るス

逃が し安 全弁（ 自動減圧機 能な し）主蒸 気系 配管・ クエン
チャ
逃が し弁 機能用 アキュ
ムレ ータ
逃が し安 全弁用 可搬型
蓄電 池
逃が し安 全弁（ 自動減圧機 能付 き）主蒸 気系 配管・ クエン
チャ
自動 減圧 機能用 アキュ
ムレ ータ
－

既設
既設
新設
既設
既設
既設

①
②
⑦
⑨

－

－

高圧 窒素 ガスボ ンベ
高圧 窒素 ガス供 給系配管・ 弁
自動 減圧 機能用 アキュ
ムレ ータ
逃が し弁 機能用 アキュ
ムレ ータ※1：手順は「1.14

既設

①
②
⑦
⑨

代
替
逃
が
し
安
全
弁
駆
動
装
置
に
よ
る
減
圧

既設
新設
既設
既設

①
③
⑦
⑩

－

－

既設

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.3-87－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/3）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能
背安
逃
圧全
が
対弁
し
策の
代
設
替
備
復
直
に
旧
流
よ
電
る
源

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

高圧 窒素 ガスボ ンベ

既設新設

高圧 窒素 ガス供 給系配
管・ 弁

－

－

－

－

－

－

既設

①
④
⑦
⑪

可搬 型直 流電源 設備

新設

に直
よ流
る給
復電
旧車

直流 給電車 及び 電源車

可搬

①
⑤
⑦

※1

※1

①
⑤
⑦

代
設
第二 代替交 流電 源設備
替
備
復
交
に
旧
流
よ
－
電
る
源

※1

※1

－

－

－

1分

1名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

－

－

ー

‐

‐

逃が し安 全弁

新設
新設
－

－

－

常設

－

自 主対策 とする 理由は 本文参照

自 主対策 とする 理由は 本文参照

既設

主蒸 気系 配管・ クエン
チャ
逃が し弁 機能用 アキュ
ムレ ータ
自動 減圧 機能用 アキュ
ムレ ータ
逃が し安 全弁

既設
既設

①
⑦

既設
既設
既設

既設
－

高圧 炉心 注水系 注入隔
離弁

既設

テ
ター ビンバ イパ ス弁
イ発
ム
ン電
L
ター ビン制 御系
タ用
O
原
C
フ子
A
炉
発
イの
－
生
ス減
時
シ圧
ス

①
⑥
⑦

常設
常設

－

）

）

－

－

ェ

ェ

既設

－

ー

ー

主蒸 気系 配管・ クエン
チャ
逃が し弁 機能用 アキュ
ムレ ータ
自動 減圧 機能用 アキュ
ムレ ータ

－

（

（

テ
イ発
ム
ン電
L
タ用
O
原
C
フ子
A
炉
発
イの
生
ス減
時
シ圧
ス
シの原
ス隔子
テ離炉
ム
冷
L イ却
O ン材
C タの
A
漏
発フえ
生
い
時イ箇
ス所

自主 対策

既設
新設

機器 名称

代
設
常設 代替 交流電 源設備替
備
復
交 可搬 型代 替交流 電源設
に
旧
流 備
よ
電
る
－
源
格高
接納圧
加容溶
熱器融
の雰物
防囲放
止気出
直／

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

（
ー

－

－

①
⑥
⑦

ェ

）

原 原子 炉建 屋ブロ ーアウの子 トパ ネル
上
炉
昇
イ
建
抑
ス
屋
制
シ
原
並
ス
子
び
テ
炉
に
ム
区
環
L
域
境
－
O
内
改
C
の
善
A
圧
発
力
イ
生
及
ン
時
び
タ
温
度
ェ

フ

既設
－

－

－

①
⑥
⑦

（

ー
）

※1：手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.3-88－

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.3.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.3-89

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）
号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）

緊急用電源切替箱
断路器
【凡例】
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

：遮断器

D/G

(6A)

(6B)
M/C 6C：非常用ディーゼル発電機：断路器

M/C 6DM/C 6E：配線用遮断器
：接続装置
M

電源
車

電源
車

：電動切替装置：動力変圧器1.3-90【略語】
P/C 6C-1
MCC
6C-1-5MCC
6C-1-8MCC
6C-1-7

P/C 6D-1

M

AM用MCC 6B

MCC
6D-1-8電源構成図（交流電源）

P/C 6E-1
MCC
6E-1-3直流１２５Ｖ充電器６Ｃ

直流１２５Ｖ充電器６Ａ ２―

6 号炉

直流１２５Ｖ充電器６Ｂ

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

直流１２５Ｖ充電器６Ａ ２―

直流１２５Ｖ充電器６Ａ

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

第2図

MCC
6D-1-7

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

1.3-91
第 3 図 6 号炉 電源構成図（直流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）
号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）

緊急用電源切替箱
断路器
【凡例】
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G：非常用ディーゼル発電機

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

：遮断器

D/G

(7A)

：断路器

(7B)
M/C 7CM/C 7D：配線用遮断器

M/C 7E

：接続装置
電源
車

M

電源
車

：電動切替装置

1.3-92：動力変圧器【略語】
P/C 7D-1

P/C 7C-1

P/C 7E-1

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置

MCC
7C-1-4MCC
7C-1-6MCC
7C-1-7MCC
7D-1-7M

AM用MCC 7B

電源構成図（交流電源）

直流１２５Ｖ充電器７Ｃ

直流１２５Ｖ充電器７Ａ ２―

7 号炉

直流１２５Ｖ充電器７Ｂ

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

直流１２５Ｖ充電器７Ａ

直流１２５Ｖ充電器７Ａ ２―ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

第4図

MCC
7E-1-3

P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

1.3-93
第 5 図 7 号炉 電源構成図（直流電源）

添付資料 1.3.3－1
重大事故対策の成立性
1.可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放
a.操作概要常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，可搬型直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必
要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して発電用原子炉を減圧する。なお，可搬型直流電源設備による直流電源の供給準備が整うまでの期間は，常設代替直流電源設備にて逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 4 階，地下 1 階（非管理区域）
地下 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放に必
要な要員数，時間については「1.14 電源の確保に関する手順等」に整理する。
また，常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）
開放（現場での減圧状況の確認を含む）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :35 分（実績時間:28 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性がある
ことから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装
備又は携行して作業を行う。管理区域においては汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックア

1.3-94

ップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

減圧状況の確認（現場）系統構成

1.3-95

添付資料 1.3.3－2
2．逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放a.操作概要常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，現場多重伝送盤にて逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の機能を回復させて逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を開放する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 4 階，地下 1 階（非管理区域）
地下 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）
開放（現場での減圧状況の確認を含む）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :55 分（実績時間:44 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性がある
ことから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装
備又は携行して作業を行う。管理区域においては汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池接続においても，通常の端子操作であり，容易に接続が可能である。

1.3-96

操作に必要な資機材（逃がし安全弁用可搬型蓄電池，仮設ケーブル）は減圧操作場所近傍に配備している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

系統構成

減圧状況の確認（現場）逃がし安全弁用可搬型蓄電池運搬

1.3-97

逃がし安全弁用可搬型蓄電池接続

添付資料 1.3.3－3
3.代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放
a.操作概要常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（自動減圧機能なし D,E,K
又は U）の電磁弁排気ポートへ窒素ガスを供給し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし D,E,K 又は U）を開放する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

地下 1 階（非管理区域）
地上 1 階，地下 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放（現場での減圧状況の確認を含む）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :40 分（実績時間:38 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。管理区域においては汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
操作に必要な資機材（仮設ホース，ガスケット）は系統構成操作場所近傍に配備している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音

1.3-98

声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

仮設ホース

仮設ホース接続

1.3-99

添付資料 1.3.3－4
4.高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保(1)高圧窒素ガスボンベによる窒素ガス供給のためのライン切替え
a.操作概要高圧窒素ガス供給系ドライウェル入口圧力低警報が発生し，逃がし安全弁の駆動源を確保する必要がある場合において，電動弁の電源が確保できず中央制御室の操作スイッチにて窒素ガスの供給ラインを高圧窒素
ガスボンベ側へ切り替えることができない場合，現場での弁の手動操作にて窒素ガスの供給ラインを切り替える。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 4 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保のうち，高圧窒素
ガスボンベによる供給のためのライン切替えに必要な要員数，時間は以
下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :20 分（実績時間:13 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.3-100

(2)高圧窒素ガスボンベ（待機側）への切替え及び使用済み高圧窒素ガスボン
ベの取替え
a.操作概要発電用原子炉の減圧操作中及び減圧完了後の逃がし安全弁開保持期間
中に，逃がし安全弁作動用の高圧窒素ガス供給系出口のボンベ圧力低警報が発生した場合，高圧窒素ガスボンベ（待機側）への切替え及び使用済みボンベの取替えを実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 4 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保のうち，高圧窒素
ガスボンベ（待機側）への切替え及び使用済み高圧窒素ガスボンベの取替えに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :60 分（実績時間:59 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常のボンベ切替え･取替え操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制

1.3-101

御室に連絡する。

窒素ガスボンベ取替え

窒素ガスボンベ運搬

1.3-102

添付資料 1.3.3－5
5.インターフェイスシステム LOCA 発生時の漏えい停止操作（高圧炉心注水系の場合）
a.操作概要
インターフェイスシステム LOCA 発生時は，原子炉格納容器外への漏えいを停止するための破断箇所の隔離が必要となる。破断箇所の特定又は隔離ができない場合は，逃がし安全弁及びタービンバイパス弁により発電用原
子炉を減圧し，原子炉建屋への原子炉冷却材の漏えいを抑制する。その後は発電用原子炉を冷温停止状態に移行させ，破断箇所の隔離操作を行う。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
インターフェイスシステム LOCA 発生時の高圧炉心注水系からの漏えい停止操作のうち，防護具装着，原子炉建屋内における隔離操作に必要な要員
数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :90 分（実績時間:60 分）
d.操作の成立性について
作業環境:現場環境（温度，湿度，圧力）が改善された状態での操作であり，酸素呼吸器及び耐熱服を確実に装着することにより事故環境下においても作業可能である。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.3-103

現場手動弁隔離操作（防護具着用）

酸素呼吸器

耐熱服

防護具装着状態

1.3-104

添付資料 1.3.4
インターフェイスシステム LOCA 発生時の概要図
原子炉建屋

外部電源

原子炉建屋ブローアウトパネル

非常用ディーゼル
発電機

原子炉格納容器

ブローアウトパネル

軽油タンク
軽油タンク

Gen

※3
逃がし安全弁主タービン系へ
給水系
より
復水貯蔵槽

開固着

※2

※4

※1

高圧炉心注水系ポンプ

※2

※1
誤開放

原子炉圧力容器C

高圧代替注水系ポンプ

破断箇所

※3

B
高圧炉心注水系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

※4

第 1 図

A

C

残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系ポンプ「格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）」の重大事故等対策の概要図（1/3）（原子炉急速減圧及び原子炉注水）

非常用ディーゼル
発電機

原子炉格納容器
復水貯蔵槽

Gen

※3

軽油タンク
軽油タンク

外部電源

逃がし安全弁

ブローアウトパネル

主タービン系へ

給水系
より
開固着

※2
※1
※2

※1
誤開放

C

原子炉圧力容器
高圧代替注水系ポンプ

高圧炉心注水系ポンプ
破断箇所

※3

B

※4

第 2 図

高圧炉心注水系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

AC

残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系ポンプ※4「格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）」の重大事故等対策の概要図（2/3）（原子炉注水及び原子炉格納容器除熱）

1.3-105非常用ディーゼル
発電機

原子炉格納容器
復水貯蔵槽
隔離操作弁

外部電源

Gen

逃がし安全弁

ブローアウトパネル

主タービン系へ

給水系
より

軽油タンク
軽油タンク

開固着

原子炉圧力容器

破断箇所

B
高圧炉心注水系ポンプ

CC

高圧炉心注水系ポンプ

A

残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系ポンプ

第 3 図「格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）」の重大事故等対策の概要図（3/3）（原子炉注水，原子炉格納容器除熱及び原子炉
冷却）1.3-106

添付資料 1.3.5
インターフェイスシステム LOCA 発生時の破断面積及び現場環境等について
インターフェイスシステム LOCA 発生時の破断箇所は，運転中に弁の開閉試験を実施する系統のうち，インターフェイスシステム LOCA が発生する可能性が最も高い高圧炉心注水系の吸込配管としている。ここでは，高圧炉心注水系の低圧設計部となっている配管，弁及び計装設備の耐圧バウンダリとなる箇所に対して，各構造の実耐力を踏まえた評価を行い，破断面積の評価及びインターフェイスシステム LOCA 発生時の現場環境への影響について評価する。
(1)インターフェイスシステム LOCA における破断面積の設定
高圧炉心注水系の電動弁開閉試験にて，原子炉注入逆止弁が故障により開固着し，原子炉注入電動弁が誤操作又は誤動作した場合，高圧炉心注水系の低圧設計のポンプ吸込配管の過圧を想定しても，その漏えい面積は 1cm2 を超えることはない。
そこで，インターフェイスシステム LOCA における破断面積は，保守的な想定とはなるがフランジ部の漏えい面積として保守的に約 10cm2 を想定することとする。
(2)現場の想定
・評価の想定と事故進展解析
ここでは，破断面積 10cm2 のインターフェイスシステム LOCA 発生時の現場環境（原子炉建屋内）に着眼し評価を行った。評価条件を第 1 表に示す。また，評価に使用する原子炉建屋のノード分割モデルを第 1 図に示す。
事象進展解析（MAAP）の実施に際して主要な仮定を以下に示す。
前提条件：事象発生と同時に外部電源喪失し原子炉スクラム，
インターフェイスシステム LOCA 時破断面積 10cm2，
健全側高圧炉心注水系による注入
事象進展：弁誤開又はサーベイランス時における全開誤操作（連続開）（この時内側テスタブルチェッキも同時に機能喪失（全開））・状況判断の開始（弁の開閉状態確認，HPCF 室漏えい検出，ポン
プ吐出圧力，エリアモニタ指示値上昇）
原子炉水位 L2 到達：原子炉隔離時冷却系の自動起動
事象発生約 15 分後：急速減圧
原子炉水位 L1.5 到達：高圧炉心注水系の自動起動
事象発生約 4 時間後：インターフェイスシステム LOCA 発生箇所隔離1.3-107

・評価の結果○温度・湿度・圧力の想定
主要なパラメータの時間変化を第 2 図から第 4 図に示す。
原子炉建物内の温度は，事象発生直後は上昇するものの 15 分後に原子炉減圧した後は低下する。また，弁隔離操作のためにアクセスする弁室の温度も同様に，原子炉減圧操作後に低下した後，約 38℃程度で推移する。湿度については破断箇所からの漏えいが継続するため高い値で維持されるものの，原
子炉減圧及び破断箇所隔離操作を実施することで，事象発生約 4 時間以降低下する傾向にある。圧力については破断直後に上昇するもののブローアウト
パネルが開放され，その後は大気圧相当となる。
○冷却材漏えいによる影響
破断面積約 10cm2 のインターフェイスシステム LOCA に伴う原子炉建屋内への原子炉内及び復水貯蔵槽からの漏えい量は，原子炉圧力容器及び復水貯蔵槽からの流出量を考慮しても最大で約 200m3/h であり，高圧炉心注入ポンプ
吸込弁または復水貯蔵槽側吸込弁の閉止や原子炉水位を漏えい配管の高さ付近で維持することでさらに漏えい量を少なくすることができる。
破断した系統の区分と他区分の非常用炉心冷却系が機能喪失に至る約1,800m3（浸水高さ約 2.5m）に到達するには 9 時間以上の十分な時間余裕がある。
○現場の線量率の想定について・評価の想定原子炉格納容器バウンダリが喪失することで，原子炉圧力容器から直接的に放射性物質が原子炉建屋原子炉区域内に放出される。
漏えいした冷却材中から気相へと移行される放射性物質及び燃料から追加放出される放射性物質が原子炉建屋から漏えいしないという条件で現場の線量率について評価した。
評価上考慮する核種は現行許認可と同じものを想定し（詳細は第 2 表，第 3表参照），全希ガス漏えい率（f 値）については，近年の運転実績データの最大値である 3.7×108Bq/s を採用して評価する。なお，現行許認可ベースの f
値はこの値にさらに一桁余裕を見た 10 倍の値である。これに伴い，原子炉建屋内へ放出される放射性物質量は，許認可評価の MSLBA（主蒸気管破断事故）時に追加放出される放射性物質量の 1/10 となる。なお，冷却材中に存在する放射性物質量は，追加放出量の数％程度であり大きな影響はない。また，現場作業の被ばくにおいては，防護具（酸素呼吸器等）を装備することにより内部被ばくの影響が無視できるため，外部被ばくのみを対象とした。

1.3-108

・評価の方法
原子炉建屋内の空間線量率は，以下のサブマージョンモデルにより計算する。
D = 6.2 × 10

ここで，
D

∙

/

∙

∙

∙

∙ 3600：放射線量率（Gy/h）

6.2 × 10：サブマージョンモデルによる換算係数

∙

∙

∙

∙

：原子炉区域内放射能量（Bq：γ 線実効エネルギ 0.5MeV換算値）：原子炉区域内気相部容積（86,000m3）：γ線エネルギ（0.5MeV/dis）/：空気に対する γ 線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3/m）：評価対象部屋の空間容積と等価な半球の半径（m）：評価対象エリア（原子炉建屋地上 1 階）の容積（2,500m3）

R
R=

∙

∙

・評価の結果評価結果を第 5 図に示す。外部被ばくは最大でも約 15mSv/h 程度であり，時間減衰によってその線量率も低下するため，線量率の上昇が現場操作や期待している機器の機能維持を妨げることはない。
なお，事故時には原子炉建屋内に漏えいした放射性物質の一部がブローア
ウトパネルを通じて環境へ放出されるが，中央制御室換気空調系の換気口の位置はプルームの広がりを取り込みにくい箇所にあり，中央制御室内に放射性物質を大量に取り込むことはないと考えられる（第 6 図）。さらに，これらの事故時においては原子炉区域排気放射能高の信号により中央制御室換気空調系が非常時運転モード（循環運転）となるため，中操にいる運転員は過度な被ばくの影響を受けることはない。
(3)現場の隔離操作
現場での高圧炉心注水隔離弁の隔離操作が必要となった場合，運転員は床漏えい検知器やサンプポンプの起動頻度増加等により現場状態を把握するとともに，換気空調系による換気や破断からの蒸気の漏えいの低減（原子炉減圧や原子炉停止時冷却（実施可能な際において））等を行うことで現場環境の1.3-109

改善を行う。
現場の温度は 3 時間程度で約 38℃程度まで低下することから，酸素呼吸器
及び耐熱服等の防護装備の着用を実施することで現場での隔離操作は実施可能である。
(4)まとめ(2)，(3)で示した評価結果より，破断面積 10cm2 のインターフェイスシステ
ム LOCA 発生による現場の温度上昇は小さく（3 時間程度で約 38℃程度）,また，現場線量率についても 15mSv/h 以下であることから現場操作の妨げとはならず，また設備の機能も維持される。
したがって，炉心損傷防止対策として期待している原子炉隔離時冷却系による炉心冷却，残留熱除去系による原子炉格納容器除熱等の機能も維持可能である。

1.3-110

第1表

破断面積 10cm2 のインターフェイスシステム LOCA 時における評価条件

項目

内容

根拠
外部電源なしの場合は給復水系による給水がなく，原子炉水位の低下が早くなることから設定
漏えいを想定した高圧炉心注水系の低圧設計部（計装設備やフランジ部等）
の設置場所

外部電源

外部電源なし漏えい箇所

高圧炉心注水（B）ポンプ室

漏えい面積

高圧炉心冷却系配管：10cm2（1.0×10-3m2）

圧力応答評価に基づき評価された漏えい面積に十分に余裕をとった値

原子炉水位 L2 到達時点で，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水開始

インターロック設定値

事象発生 15 分後に手動減圧（逃がし安全弁
8 個）
事故シナリオ中央制御室における破断箇所の隔離操
作失敗の判断時間及び逃がし安全弁の操作時間を考慮して事象発生 15 分後を設定
漏えい量低減のために実施する操作を想定
減圧実施によるサプレッション・チェ
ンバのプール水の温度上昇を抑えるた
めの操作を想定
運転員の現場移動時間及び操作時間等を踏まえて設定

原子炉建屋への流出経路条
件
評価コード

水位回復後は崩壊熱除去相当の注水を実施
し破断配管の高さにて水位制御
サプレッション・チェンバ・プール水冷却
モード運転は急速減圧後に実施（事象発生
20 分後）
事象発生約 4 時間後にインターフェイスシ
ステム LOCA 発生箇所隔離
原子炉格納容器及び原子炉建屋からの漏え
いなし
MAAP 4

原子炉建屋モデル

分割モデル

現実的な伝播経路を想定

原子炉建屋壁からの放熱

考慮しない

保守的に考慮しない

原子炉スクラム

事象発生とともにスクラム

主蒸気隔離弁

原子炉水位 L1.5 にて自動閉

高圧炉心注水系の水源

復水貯蔵槽
0～12 時間：50℃
12～24 時間：45℃
24 時間以降：40℃

高圧炉心注水系設計条件

3.4kPa[gage]

ブローアウトパネル設定値

復水貯蔵槽の水温
ブローアウトパネル
開放圧力

第2表

保守的に考慮しない－

事象発生とともに外部電源喪失し，原子炉スクラムすることを想定
インターロック設定値

復水移送ポンプ吐出温度を参考に設定

評価条件（f 値，追加放出量）

項目

評価ケース

現行許認可ベース（参考）

f値

3.7×108Bq/s（現行許認可の 1/10）

3.7×109Bq/s

追加放出量（Bq）（γ 線 0.5MeV 換算値）

2.28×1014

2.28×1015

1.3-111

第3表
核種

1.3-112

I-131
I-132
I-133
I-134
I-135
Br-83
Br-84
Mo-99
Tc-99mハロゲン等
合計
Kr-83m
Kr-85m
Kr-85
Kr-87
Kr-88
Xe-131m
Xe-133m
Xe-133
Xe-135m
Xe-135
Xe-138
希ガス
合計
ハロゲン等
＋希ガス

インターフェイスシステム LOCA 時の追加放出量

収率
（%）
2.84
4.21
6.77
7.61
6.41
0.53
0.97
6.13
5.40

崩壊定数
（d-1）
8.60E-02
7.30
8.00E-01
1.90E+01
2.52
6.96
3.14E+01
2.49E-012.76

γ 線実効エネルギ
（MeV）
0.381
2.253
0.608
2.75
1.645
0.0075
1.742
0.16
0.13

3.70E+12
5.48E+12
8.82E+12
9.91E+12
8.35E+12
6.90E+11
1.26E+12
7.99E+12
7.04E+12

追加放出量（Bq）（γ 線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
2.82E+12
2.47E+13
1.07E+13
5.45E+13
2.75E+13
1.04E+10
4.40E+12
2.56E+12
1.83E+12－－－

5.32E+13

1.29E+14

0.53
1.31
0.29
2.54
3.58
0.04
0.19
6.77
1.06
6.63
6.28

9.09
3.71
1.77E-04
1.31E+01
5.94
5.82E-02
3.08E-01
1.31E-01
6.38E+01
1.83
7.04E+01

0.00250.159
0.0022
0.793
1.95
0.02
0.042
0.045
0.432
0.25
1.183

1.38E+12
3.41E+12
2.25E+11
6.62E+12
9.33E+12
1.04E+11
4.95E+11
1.76E+13
2.76E+12
1.73E+13
1.64E+13

6.90E+09
1.09E+12
9.91E+08
1.05E+13
3.64E+13
4.17E+09
4.16E+10
1.59E+12
2.39E+12
8.64E+12
3.87E+13－－－

7.56E+13

9.93E+13－－－

1.29E+14

2.28E+14

追加放出量（Bq）

第1図

インターフェイスシステム LOCA における
原子炉建屋ノード分割モデル

1.3-113

120
110
TGRB(5)
原子炉棟その他

100

原子炉建屋内温度(℃)

原子炉建屋内の温度(℃)

TGRB(10)
弁室(B)90

原子炉急速減圧（15 分後）により原
子炉圧力容器内から原子炉建屋へ漏えいする蒸気量は低下する。

8070

HPCF(B)ポンプ室
TGRB(17)

60
50
40
30
20
10
0
0

10

20

30

時間(h)

第2図

原子炉建屋内の湿度

(％)

40

50

60

JOB No.MA404K-7AE--UGAR000

原子炉建屋内の温度の時間変化（インターフェイスシステム LOCA）

原子炉急速減圧や破断位置以下での水位調整により，蒸気等の溢水量を低減させる。また，残留熱除去系（サプレッショ
ン・チェンバ・プール水冷却モード）により，格納容器圧力の上昇を抑制することで原子炉圧力容器内から発生した蒸気の多くはサプレッション・チェンバへと移行するため，さらに現場の環境が改善される。

原子炉棟その他弁室(B)
HPCF(B)ポンプ室

時間(h)

第3図

原子炉建屋内の湿度の時間変化（インターフェイスシステム LOCA）

1.3-114

原子炉棟その他

原子炉建屋内の圧力弁室(B)HPCF(B)ポンプ室

破断発生に伴う原子炉建屋内の圧力上昇はブローアウトパネルの開放により緩和されるため,原子炉建屋内の圧力はほぼ大気圧程度で維持される。

(kPa[abs])

時間(h)

第4図

原子炉建屋内の圧力の時間変化（インターフェイスシステム LOCA）

原子炉建屋内空間線量率（mSv/h)10

原子炉建屋内立入り開始時間（h)第5図

原子炉建屋内立入り開始時間と線量率の関係（インターフェイスシステム LOCA）

1.3-115

(a)平面図(b)断面図第6図

原子炉建屋/中央制御室の配置と換気口・ブローアウトパネルの位置関係（インターフェイスシステム LOCA）

1.3-116

添付資料 1.3.6
インターフェイスシステム LOCA 発生時の検知手段について(1)インターフェイスシステム LOCA 発生時の判断方法について
第 1 表にインターフェイスシステム LOCA と原子炉格納容器内での LOCA に
よるパラメータの挙動を示す。インターフェイスシステム LOCA と原子炉格納容器内での LOCA は，どちらも原子炉冷却材の漏えい事象であるが，漏えい箇所が原子炉格納容器の内側か外側かという点で異なる。このため，原子炉圧力，原子炉水位といった原子炉冷却材一次バウンダリ内のパラメータは同様の挙動を示すが，プロセス放射線モニタや格納容器圧力といった原子炉格納容器内外のパラメータに相違が表れるので，容易にインターフェイスシステ
ム LOCA と判別することができる。
第1表

インターフェイスシステム LOCA と原子炉格納容器内での LOCA 発生時のパラメータの比較
各パラメータインターフェイスシステム

原子炉格納容器内

LOCA

での LOCA

原子炉圧力容器

原子炉水位

変動※1

変動※1

パラメータ

原子炉圧力

変動※1

変動※1

格納容器圧力変化なし※2上昇

格納容器温度

変化なし※2上昇

D/W サンプ液位

変化なし

上昇

低下

変化なし

増加※1

変化なし

上昇

変動なし

原子炉格納容器パラメータ

非常用炉心冷却系系統圧力
原子炉格納容器外パラメータ

原子炉建屋サンプポンプ運転回数
原子炉建屋放射線モニタ※1：漏えい量により変動しない場合がある。

※2：原子炉隔離時冷却系の動作，ドライウェル冷却系の停止等，インターフェイスシステム LOCA 以外の要因で変動する可能性がある。

1.3-117

(2)インターフェイスシステム LOCA 発生時の漏えい場所（エリア）の特定方法について
高圧炉心注水系を例として関連機器の設置場所を第 1 図に示す。インターフェイスシステム LOCA 発生時は，各部屋が分離されていることから，床漏えい検出器及び火災報知器により漏えい場所（エリア）の特定が可能である。また，監視カメラの情報も漏えい場所（エリア）特定の参考とすることが可能である。

第 1 図 高圧炉心注水系関連の機器が設置されている部屋の概要図（7 号炉の例）

1.3-118

添付資料 1.3.7
低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系注水準備完了にて発電用原子炉を急速減圧する条件及び理由について
発電用原子炉を急速減圧する際は，低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台又は代替注水系 2 系による原子炉圧力容器への注水準備完了を基本とするが，以下のケースにおいては原子炉圧力容器への注水準備が完了している系統が低圧
代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみであっても発電用原
子炉の急速減圧操作を実施する。
なお，注水設備については，低圧代替注水系（常設）の場合，起動しているポンプの台数を基準としているが，代替注水系の場合，低圧代替注水系（常設）と比較して信頼性の点で劣ることから注水可能な系統数を基準としている。
（1）原子炉水位が規定値に到達した場合【判断基準】
高圧注水系の不調等により原子炉圧力容器内の水位が規定値（レベル 1）まで低下した場合は，炉心損傷の防止又は著しい炉心損傷の抑制を目的として，原子炉圧力容器への注水準備が完了している系統が低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみであっても急速減圧操作を実施する。
【理由】
有効性評価においては，給水・復水系の全喪失，並びに高圧及び低圧注水機能の喪失により原子炉水位が低下した場合において，原子炉圧力容器内の水位が規定値（レベル 1）に到達した段階で急速減圧を実施しているが，急速減圧に先立ち，注水可能な設備として低圧代替注水系（常設）のポンプ 2台が準備できた場合を想定している。
この場合，低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台で原子炉圧力容器への注水を開始することにより，炉心損傷を防止できることが確認されている。
一方，急速減圧に先立ち，注水可能な設備として低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台のみが準備できた場合や低圧代替注水系（常設）以外の代替注
水系の 1 系のみが準備できた場合において，原子炉圧力容器内の水位が規定値（レベル 1）に到達した段階で急速減圧を実施した場合，炉心損傷の防止はできないが，著しい炉心損傷の抑制が期待できる。
特に発電用原子炉の停止からの経過時間が長くなるほど，崩壊熱が小さ
く，原子炉圧力容器内の水位を維持するために必要となる注水量が少なくな

1.3-119

ることから，著しい炉心損傷の抑制効果は大きい。
（2）原子炉格納容器パラメータが規定値に到達した場合
・S/C 圧力制限に到達した場合【判断基準】
S/C 圧力が設計限界圧力（310kPa[gage]）に接近した場合は，原子炉圧力容器への注水準備が完了している系統が低圧代替注水系（常設）のポンプ 1台又は代替注水系１系のみであっても急速減圧操作を実施する。
【理由】
LOCA 発生時においても，ブローダウン経路が健全であれば，原子炉エネル
ギ（蒸気）はベント管を介して直接 S/P へ放出され，そのエネルギが S/P で凝縮されることにより S/C 圧力制限値（180kPa[gage]）以下に収まる設計である。しかし，真空破壊弁等にバイパスリークが生じている場合は，原子炉
エネルギが S/P で凝縮されずに原子炉格納容器内へ直接放出されるため，原子炉格納容器内の圧力が S/C 圧力制限値以上に上昇する。さらに S/C 圧力が
設計限界圧力（310kPa[gage]）を超えた場合，原子炉格納容器が損傷するおそれがある。
したがって，急速減圧操作を実施することで，逃がし安全弁を通して原子炉エネルギを直接 S/P へ導き，S/P でそのエネルギを凝縮させることにより，
S/C 圧力の上昇を抑制する。
・格納容器空間部温度制限に到達した場合【判断基準】
格納容器空間部温度が制限（171℃）に接近した場合は，原子炉格納容器の損傷を防止することを目的として，原子炉圧力容器への注水準備が完了している系統が低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみであっても急速減圧操作を実施する。
【理由】
LOCA が発生すると，原子炉エネルギ（高温水，蒸気）が原子炉圧力容器から原子炉格納容器内へ放出され，格納容器空間部温度が上昇する。格納容器
空間部温度が上昇して高温となった場合，D/W スプレイ操作等にて原子炉格
納容器の減圧及び温度上昇の抑制を試みるが，それでもなお格納容器空間部
温度が上昇して設計温度（171℃)を超えた場合，原子炉格納容器が損傷する
おそれがある。

1.3-120

したがって，急速減圧操作を実施することで，逃がし安全弁を通して原子炉エネルギを直接 S/P へ導き，S/P でそのエネルギを凝縮させることにより，格納容器空間部温度の上昇を抑制するとともに，原子炉圧力容器へ注水を促し，炉心の冷却を行う。

1.3-121

添付資料 1.3.8－1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧
手順
1.3.2.1 フロントライ (1)代替減圧
ン系故障時の対応手順

判断基準記載内容
a.手動操作による減圧復水器が使用可能
タービンバイパス弁の開操作が可能
復水器が使用不可能

逃がし安全弁の開操作が可能

1.3-122

1.3.2.2 サポート系故 (1)常設直流電源系統喪 a.可搬型直流電源設備に 逃がし安全弁(自動減圧機能なし)作動用の窒素ガスが障時の対応手順
失時の減圧
よる逃がし安全弁(自動 確保されている場合
減圧機能なし)開放b.逃がし安全弁用可搬型 逃がし安全弁(自動減圧機能付き)作動用の窒素ガスが蓄電池による逃がし安全 確保されている場合
弁(自動減圧機能付き)開放
c.代替逃がし安全弁駆動 逃がし安全弁(自動減圧機能なし)作動用の窒素ガスが装置による逃がし安全弁 確保されている場合(自動減圧機能なし)開放(2)逃がし安全弁作動窒 a.高圧窒素ガスボンベに 高圧窒素ガス供給系ドライウェル入口圧力低警報が発
素ガス喪失時の減圧
よる逃がし安全弁駆動源 生した場合確保
高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報が発生した場合解釈
復水器真空度がMSIV閉設定値(復水器器内圧力にて)以下に維持可能な状態
タービン制御油圧力が確立(主タービン高圧制御油圧力にて圧力低警報以上)している状態
MSIV開不能又はタービンバイパス弁が動作不能，又は復水器真空度がMSIV閉設定値(復水器器内圧力にて)以下に維持不可能な状態
逃がし安全弁作動用窒素ガスが確保(高圧窒素ガス供給
系ADS入口圧力にて圧力低警報以上)され，かつ作動電磁弁が正常(電磁弁電源断警報なし)な状態
高圧窒素ガス供給系出口のボンベ圧力が低警報設定値（）以上確保されている場合
高圧窒素ガス供給系出口のボンベ圧力が低警報設定値（）以上確保されている場合

SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ出口圧力が（）以上確保されている場合
高圧窒素ガス供給系ドライウェル入口圧力低警報(以下)が発生した場合
高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報（以下）が発生した場合

添付資料 1.3.8－2
操作手順の解釈一覧
手順
操作手順記載内容
1.3.2.2 サポート系故 (1)常設直流電源系統喪 a.可搬型直流電源設備に ATWS/RPT盤
障時の対応手順
失時の減圧
よる逃がし安全弁(自動 原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完
減圧機能なし)開放
了圧力となるまで
窒素ガスボンベ出口圧力指示値が規定値以上
b.逃がし安全弁用可搬型 ATWS/RPT盤
蓄電池による逃がし安全 窒素ガスボンベ出口圧力指示値が規定値以上
弁(自動減圧機能付き)開 多重伝送現場盤
放原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完
了圧力となるまで
c.代替逃がし安全弁駆動 ATWS/RPT盤
装置による逃がし安全弁 原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完(自動減圧機能なし)開放 了圧力となるまで(2)逃がし安全弁作動窒 a.高圧窒素ガスボンベに 高圧窒素ガス供給系ADS入口圧力指示値が規定値
素ガス喪失時の減圧
よる逃がし安全弁駆動源 高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報
確保
1.3.2.4 インターフェ (1)EOP「原子炉建屋制
減圧完了圧力まで減圧することでイスシステムLOCA発生時 御」
の対応手順

解釈
H11-P654
原子炉圧力容器内の圧力が0.34MPaに到達するまで
窒素ガスボンベ出口圧力指示値が以上
H11-P654
窒素ガスボンベ出口圧力指示値が以上
H23-P001A-2
原子炉圧力容器内の圧力が0.34MPaに到達するまで
H11-P654
原子炉圧力容器内の圧力が0.34MPaに到達するまで
高圧窒素ガス供給系ADS入口圧力指示値が以上
高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報(
以下)
0.34MPaまで減圧することで1.3-123

添付資料 1.3.8－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧
統一名称

6号炉
弁番号

高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁

P54-MO-F003

高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B)P54-MO-F027A/B

高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁

P54-MO-F018A/B

高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス供給弁後弁(A)
高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガスPCV第一隔離弁(A)
高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガスPCV第二隔離弁(A)
高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス排気止め弁(A)
高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス(A)供給弁

P54-F036A
P54-F038A
P54-F037A
P54-F042A
P54-F034A

弁名称

操作場所
中央制御室
原子炉建屋4階北西通路（非管理区域）
中央制御室
HPIN常用非常用窒素ガス連絡弁(A)/(B)
原子炉建屋4階北西通路/南西通路（非管理区域）
中央制御室
HPIN非常用窒素ガス供給元弁(A)/(B)
原子炉建屋4階北西通路/南西通路（非管理区域）
HPIN緊急時代替供給ライン 窒素ガス供給弁後弁(A) 原子炉建屋2階北側通路（管理区域）
HPIN緊急時代替供給ライン 第一隔離弁(A)原子炉建屋2階北側通路（管理区域）
HPIN緊急時代替供給ライン 第二隔離弁(A)原子炉建屋2階北側通路（管理区域）
HPIN緊急時代替供給ライン 窒素ガス排気出口弁(A) 原子炉建屋2階北側通路（非管理区域）
HPIN緊急時代替供給ライン 圧力調整弁後弁(A)
原子炉建屋2階北側通路（非管理区域）
HPIN常用N2供給元弁

7号炉
弁番号P54-MO-F203
P54-MO-F012A/B
P54-MO-F003A/B
P54-F405A
P54-F407A
P54-F406A
P54-F410A
P54-F403A

弁名称

操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下1階北東通路（管理区域）
中央制御室
HPIN常用非常用窒素ガス連絡弁(A)/(B)
原子炉建屋4階北西通路/南西通路（非管理区域）
中央制御室
HPIN非常用窒素ガス(A)/(B)供給弁
原子炉建屋4階北西通路/南西通路（非管理区域）
HPIN 重大事故時用窒素ガス供給弁後弁(A)
原子炉建屋1階北西電気ペネ室（管理区域）
HPIN 重大事故時用窒素ガスPCV第一隔離弁(A) 原子炉建屋1階北西電気ペネ室（管理区域）
HPIN 重大事故時用窒素ガスPCV第二隔離弁(A) 原子炉建屋1階北西電気ペネ室（管理区域）
HPIN 重大事故時用窒素ガス排気止め弁(A)
原子炉建屋地下1階北側通路（非管理区域）
HPIN 重大事故時用窒素ガス(A)供給弁
原子炉建屋地下1階北側通路（非管理区域）
HPIN常用窒素ガス供給止弁

1.3-124

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

＜

1.4.1

目

次

＞

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
a.

発電用原子炉運転中の対応手段及び設備(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 低圧代替注水
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 復旧
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備(c) 溶 融 炉 心 が 原 子 炉 圧 力 容 器 内 に 残 存 す る 場 合 の 対 応 手 段
及び設備
ⅰ. 低圧代替注水
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備b.

発電用原子炉停止中の対応手段及び設備(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 低圧代替注水(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 復旧
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
1.4-1

c.

手順等

1.4.2

重大事故等時の手順

1.4.2.1

発電用原子炉運転中における対応手順(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

低圧代替注水(a) 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水(b) 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 ）(c) 消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水b. 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択(2)

サポート系故障時の対応手順a.

復旧(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水b.

重大事故等時の対応手段の選択(3) 溶 融 炉 心 が 原 子 炉 圧 力 容 器 内 に 残 存 す る 場 合 の 対 応 手 順a.

低圧代替注水(a) 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却(b) 消 火 系 に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却(c)

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 ）b.
1.4.2.2

重大事故等時の対応手段の選択
発電用原子炉停止中における対応手順(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順(2) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 順
a.

復旧
1.4-2

(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 発 電 用 原 子 炉 か ら の 除 熱b.

重大事故等時の対応手段の選択

1.4.2.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1) 残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水 モ ー ド ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の注水(2)

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱1.4.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

1.4-3

添 付 資 料 1.4.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.4.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.4.3

重大事故対策の成立性
1. 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容
器への注水
2. 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 ）3.残 留 熱 除 去 系 (C) 注 入 配 管 使 用 に よ る 原 子 炉 圧
力容器への注水
4.高 圧 炉 心 注 水 系 (C) 注 入 配 管 使 用 に よ る 原 子 炉
圧力容器への注水
5.消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
6. 残 留 熱 除 去 系 （ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド ） による発電用原子炉からの除熱
7. 残 留 熱 除 去 系 注 入 配 管 使 用 に よ る 原 子 炉 圧 力
容器への注水（全交流動力電源喪失時）
8. 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 配 管 使 用 に よ る 原 子 炉 圧
力容器への注水（全交流動力電源喪失時）

添 付 資 料 1.4.4

解釈一覧
1.判 断 基 準 の 解 釈 一 覧
2.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.4-4

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【要求事項】
発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって、設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却ａ）可搬型重大事故防止設備の運搬、接続及び操作に関する手順等を整備すること。
（２）復旧
ａ）設計基準事故対処設備に代替電源を接続することにより起動及び十分な期間の運転継続ができること。

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（低圧注水モード）による冷却機能である。
また，発電用原子炉停止中において，設計基準事故対処設備が有1.4-5

する発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による崩壊熱除去機能である。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却する対処
設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.4-6

1.4.1

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，発電用原子炉を冷却し炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設計基準事故対処設備として残留熱除去系（低圧注水モード）を設置している。
発電用原子炉停止中において，発電用原子炉内の崩壊熱を除去するための設計基準事故対処設備として残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を設置している。
これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，これらを重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付け重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故
等 対 処 設 備 を 選 定 す る （ 第 1.4.1 図 ） 。
また，炉心の著しい損傷，溶融が発生し，溶融炉心が原子炉
圧力容器内に残存した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況に
1.4-7

よっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則
第四十七条及び技術基準規則第六十二条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
重大事故等対処設備（設計基準拡張）である残留熱除去系（低圧注水モード又は原子炉停止時冷却モード）が健全であれ
ば重大事故等の対処に用いる。
残留熱除去系（低圧注水モード）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・原子炉補機冷却系
・非常用交流電源設備

なお，残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。
1.4-8

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子
炉からの除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
・原子炉圧力容器
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉補機冷却系
・非常用交流電源設備

機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，残留熱除去系（低圧注水モード及び原子炉停止時冷却モード）の故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流
動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障を想定する。
さらに，炉心溶融後，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順に
つ い て の 関 係 を 第 1.4.1 表 に 整 理 す る 。

a.

発電用原子炉運転中の対応手段及び設備
1.4-9

(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 低圧代替注水
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）の故障により発電用原子炉の冷却ができない場
合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により発電用原子炉を冷却する手段がある。

(ⅰ )低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 発 電 用 原 子 炉 の 冷 却
低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備(ⅱ )低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 発 電 用 原 子 炉 の 冷
1.4-10却
低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）・防火水槽
・淡水貯水池・ホース・接続口・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備

なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水
貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池
を水源として利用する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構
1.4-11

成する。
また，低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子
炉の冷却は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでな
く，海水も利用できる。

(ⅲ )消 火 系 に よ る 発 電 用 原 子 炉 の 冷 却
消火系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・ディーゼル駆動消火ポンプ
・ろ過水タンク
・消火系配管・弁・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
低圧代替注水で使用する設備のうち，復水移送ポン
1.4-12

プ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・弁，残留熱除去系(B) 配 管 ・ 弁 ・ ス パ ー ジ ャ ， 残 留 熱 除 去 系 (A) 配 管 ・ 弁 ，給水系配管・弁・スパージャ，高圧炉心注水系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代
替交流電源設備，代替所内電気設備，可搬型代替注水ポン プ （ A－ 2 級 ） ， ホ ー ス ・ 接 続 口 及 び 燃 料 補 給 設 備 は 重
大事故等対処設備として位置付ける。防火水槽及び淡水貯 水 池 は 「 1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供

給 手 順 等 」 【 解 釈 】 1 b) 項 を 満 足 す る た め の 代 替 淡 水 源（措置）として位置付ける。非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.4.1）
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）が故障した
場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系
配管・弁
耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び1.4-13

可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） と 同 等 の 機 能 （ 流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合
において，発電用原子炉を冷却する手段として有効である。
・ 残 留 熱 除 去 系 (C)配 管 ・ 弁 ・ ス パ ー ジ ャ ， 高 圧 炉 心 注
水 系 (B)及 び (C)配 管 ・ 弁 ・ ス パ ー ジ ャ ※ 1
当該配管を用いた注水手段は使用に制限（原子炉圧
力容器への注水流量が少ない，注水流量の監視ができない，現場での系統構成が必要）があるが，残留熱除
去 系 (A) 及 び (B) 配 管 か ら 注 水 が で き な い 場 合 に お いて，発電用原子炉を冷却する手段として有効である。
※ 1： 高 圧 炉 心 注 水 系 配 管 ・ 弁 ・ ス パ ー ジ ャ の う
ち，復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁は重大事
故等対処設備であるが，原子炉圧力容器への注水ラインの配管・弁・スパージャは自主対策設備として位置付ける。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
1.4-14

ⅰ. 復旧
全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）による発電用原子炉の冷却ができない場合
は ， 「 (a) ⅰ .

低圧代替注水」の手段に加え，常設代替

交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用
所内電気設備へ電源を供給し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで残留熱除去系（低圧注水モード）を復旧し，発電用原子炉を冷却する手段がある。
常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却系へ燃料を補給し，電源の供給を継続することにより，残留熱除去系（低圧注水モード）を十分な期間，運転継続することが可能である。
また，発電用原子炉停止後は発電用原子炉からの除熱を長期的に行うため，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）に移行する。残留熱除去系（原子炉停止時冷却
モ ー ド ） に つ い て は ， 「 b.(b) ⅰ .

復旧」にて整理する。

(ⅰ )代 替 交 流 電 源 設 備 に よ る 残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水 モード）の復旧代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
1.4-15

・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・原子炉補機冷却系
・代替原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

なお，残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

ⅱ.

重大事故等対処設備と自主対策設備
復旧で使用する設備のうち，サプレッション・チェン

バ，原子炉圧力容器，代替原子炉補機冷却系及び常設代
替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。また，残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ，給水系配管・弁・スパー
ジャ及び原子炉補機冷却系は重大事故等対処設備（設計
基準拡張）として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.4.1）
1.4-16

以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

(c) 溶 融 炉 心 が 原 子 炉 圧 力 容 器 内 に 残 存 す る 場 合 の 対 応 手 段
及び設備
ⅰ. 低圧代替注水
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原
子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合は，低圧代替
注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により残存した溶融炉心を冷却する手段がある。

(ⅰ )低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却
低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽1.4-17

・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備(ⅱ )低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷
却
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）・防火水槽
・淡水貯水池・ホース・接続口・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
1.4-18

・代替所内電気設備
・燃料補給設備

なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水
貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池
を水源として利用する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。
また，低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉
心の冷却は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでな
く，海水も利用できる。

(ⅲ )消 火 系 に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却
消火系による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・ディーゼル駆動消火ポンプ
・ろ過水タンク
・消火系配管・弁・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
1.4-19・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
低圧代替注水で使用する設備のうち，復水移送ポン
プ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・弁，残留熱除去系(B) 配 管 ・ 弁 ・ ス パ ー ジ ャ ， 残 留 熱 除 去 系 (A) 配 管 ・ 弁 ，給水系配管・弁・スパージャ，高圧炉心注水系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代
替交流電源設備，代替所内電気設備，可搬型代替注水ポン プ （ A－ 2 級 ） ， ホ ー ス ・ 接 続 口 及 び 燃 料 補 給 設 備 は 重
大事故等対処設備として位置付ける。防火水槽及び淡水貯 水 池 は 「 1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供

給 手 順 等 」 【 解 釈 】 1 b) 項 を 満 足 す る た め の 代 替 淡 水 源（措置）として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.4.1）
以上の重大事故等対処設備により，溶融炉心が原子炉
圧力容器内に残存する場合においても，残存した溶融炉心を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付け
1.4-20る。あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系
配管・弁
耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） と 同 等 の 機 能 （ 流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合
において，残存した溶融炉心を冷却する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

b.

発電用原子炉停止中の対応手段及び設備(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 低圧代替注水
発電用原子炉停止中において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の故障により発電用原子炉からの除熱ができない場合は，低圧
代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により発電用原子炉を冷却する手段がある。
こ れ ら の 対 応 手 段 で 使 用 す る 設 備 は ， 「 a.(a) ⅰ .
圧代替注水」で選定した設備と同様である。
1.4-21低以上の設備により，発電用原子炉停止中において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時
冷却モード）が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。

(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 復旧
発電用原子炉停止中において，全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による 発 電 用 原 子 炉 か ら の 除 熱 が で き な い 場 合 は ， 「 (a) ⅰ .
低圧代替注水」の手段に加え，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を復旧し，発電用原子炉からの除熱を行う手段がある。
常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却系へ燃料を補給し，電源の供給を継続することにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を十分な期間，運転継続することが可能である。

(ⅰ )代 替 交 流 電 源 設 備 に よ る 残 留 熱 除 去 系 （ 原 子 炉 停 止時冷却モード）の復旧
代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止
1.4-22

時冷却モード）の復旧で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
・原子炉圧力容器
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉補機冷却系
・代替原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
復旧で使用する設備のうち，原子炉圧力容器，代替原
子炉補機冷却系及び常設代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。また，残留熱除去系ポン
プ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系配管・弁・ス
パージャ，給水系配管・弁・スパージャ及び原子炉補機
冷却系は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.4.1）
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪
1.4-23

失又は原子炉補機冷却系が故障した場合においても，発電用原子炉からの除熱を行うことができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

c.

手順等
上 記 「 a.

「 b.

発電用原子炉運転中の対応手段及び設備」及び発電用原子炉停止中の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として
事 故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ 徴 候 ベ ー ス ） （ 以 下 「 EOP 」 と いう。），事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）（以下 「 SOP」 と い う 。 ） ， 事 故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ 停 止 時 徴 候 ベー ス ） （ 以 下 「 停 止 時 EOP」 と い う 。 ） ， AM 設 備 別 操 作 手 順
書 及 び 多 様 な ハ ザ ー ド 対 応 手 順 に 定 め る （ 第 1.4.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必
要 と な る 設 備 に つ い て も 整 理 す る （ 第 1.4.2 表 ， 第 1.4.3
表）。
（ 添 付 資 料 1.4.2）
1.4-24

1.4.2

重大事故等時の手順

1.4.2.1

発電用原子炉運転中における対応手順(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

低圧代替注水
給水・復水系，高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，残留熱除去系（低圧注水モード）が故障により使用できない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替
注水系（可搬型）及び消火系による原子炉圧力容器への代替注水を同時並行で準備する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合は，上記代替注
水手段のうちポンプ 1 台以上を起動し，注水のための系統構成が完了した時点で，その手段による原子炉圧力容器への注水を開始する。
また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，低圧
代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上又は上記代替注水手段のうち 2 系以上を起動し，注水のための系統構成が完了した時点で，逃がし安全弁による発電用原子炉の減圧を実施し，原子炉圧力容器への注水を開始する。原子炉圧力容器への注水に使用する手段は，準備が完了した代替注水手段のうち，
低圧代替注水系（常設），消火系，低圧代替注水系（可搬型）の順で選択する。
なお，原子炉圧力容器内の水位が不明になる等，発電用原子炉を満水にする必要がある場合は，上記注水手段及び代替
注水手段のうち使用できる手段にて原子炉圧力容器へ注水する。
1.4-25(a) 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
ⅰ. 手順着手の判断基準
給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子
炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場 合 に お い て ，
低圧代替注水系（常設）及び注入配管が使用可能な場合※1。

※ 1: 設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ 復 水 貯 蔵 槽 ）が確保されている場合。

ⅱ. 操作手順
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注
水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.4.2 図 及 び 第 1.4.4 図 に ， 概 要 図 を 第 1.4.7 図 に ， タ イ
ム チ ャ ー ト を 第 1.4.8 図 か ら 第 1.4.11 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表
示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
1.4-26

本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，低圧代替注
水系（常設）が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプ（2 台）の起動操作を実施し，復水移送ポンプ吐出圧力指示値
が規定値以上であることを確認する。
⑥ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の全開操作を実施する。
⑥ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (A)の全開操作を実施する。
⑥ c 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は
残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (C)の 現 場 で の 手 動 全 開 操 作 を 実 施する。
⑥ d 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑥ e 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合1.4-27

中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D
は ， 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 弁 (C)の 現 場 で の 手 動 全 開 操 作を実施する。
⑦当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が復水移送ポン
プの吐出圧力以下であることを確認後，運転員に低圧
代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑧ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑧ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑧ c 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (C)の 全
開操作を実施する。
⑧ d 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑧ e 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め 弁 (C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑨ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合1.4-28

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉格納容器内にスプ
レ イ す る 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)を 全 閉 後 ，
残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 流 量 調 節 弁 (B)及 び 残 留 熱
除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B) を 全 開 し て ス プ
レイを実施する。
⑨ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑨ c 残 留 熱 除 去 系 (C)， 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)又 は 高 圧 炉 心 注
水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高
1.4-29（ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑩現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保として復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補給
水 系 常 /非 常 用 連 絡 1 次 ， 2 次 止 め 弁 の 全 開 操 作 ） を 実施する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

ⅲ. 操作の成立性
残 留 熱 除 去 系 (B) 又 は 残 留 熱 除 去 系 (A) の 注 入 配 管 を 使用した低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉
圧力容器への注水開始までの所要時間は以下のとおり。
残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合 :12 分 以 内
残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合 :12 分 以 内
残 留 熱 除 去 系 (C) ， 高 圧 炉 心 注 水 系 (B) 又 は 高 圧 炉 心 注
水 系 (C)の 注 入 配 管 を 使 用 し た 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は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員
2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始までの所要時間は以下のとおり。
残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
1.4-30:約 40 分高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合 :約 25 分
高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合 :約 30 分
その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保
操 作 を 実 施 し た 場 合 ， 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1名にて作業を実施する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 1， 1.4.3－ 3， 1.4.3－ 4）(b) 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 ）ⅰ. 手順着手の判断基準
給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子
炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場 合 に お い て ，
低圧代替注水系（可搬型）及び注入配管が使用可能な場
合 ※ 1。

※ 1: 設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ 防 火 水 槽 又 は
淡水貯水池）が確保されている場合。

ⅱ. 操作手順
1.4-31

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.4.2 図 及 び 第 1.4.4 図 に ， 概 要 図 を 第 1.4.12 図 及 び 第1.4.18 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.4.13 図 か ら 第 1.4.17
図 及 び 第 1.4.19 図 に 示 す 。
［交流電源が確保されている場合］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器 へ の 注 水 準 備 の た め ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）の配備，ホース接続及び起動操作を依頼する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑤ 現 場 運 転 員 C 及 び D は ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)又 は
MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (A)の ど ち ら か を 選 択 し 全 開 操 作を実施する（当該弁は遠隔手動弁操作設備のためリンク機構を取り外し，弁操作を行う）。
なお，上記の送水ライン以外にも，原子炉建屋原子炉
1.4-32

区域にて接続口から復水補給水系配管までホースを敷設し送水するラインがある。
⑥ a 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は
残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (C)の 現 場 で の 手 動 全 開 操 作 を 実 施する。
⑥ b 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑥ c 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D
は ， 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 弁 (C)の 現 場 で の 手 動 全 開 操 作を実施する。
⑦ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の全開操作及び原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポン プ （ A－ 2 級 ） の 吐 出 圧 力 以 下 で あ る こ と を 確 認 後 ，
残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (A)の全開操作及び原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポ
1.4-33

ン プ （ A－ 2 級 ） の 吐 出 圧 力 以 下 で あ る こ と を 確 認 後 ，
残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ c 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 吐 出 圧 力 以 下 で あ る ことを確認後，現場運転員 C 及び D は残留熱除去系洗浄水
弁 (C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ d 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 吐 出 圧 力 以 下 で あ る ことを確認後，現場運転員 C 及び D は高圧炉心注水系洗浄
用 補 給 水 止 め 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ e 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 吐 出 圧 力 以 下 で あ る ことを確認後，現場運転員 C 及び D は高圧炉心注水系洗浄
用 補 給 水 止 め 弁 (C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）の配備，ホース接続及び起動操作を行い，可搬型代替
注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 準 備 完 了 を 緊 急 時 対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，運転員が選択 し た 送 水 ラ イ ン か ら の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼する。
1.4-34

⑩当直副長は，中央制御室運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の確認を指示する。
⑪緊急時対策要員は，運転員が選択した送水ラインから
送 水 す る た め ， MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(B)， 2(B)又 は
MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(A)， 2(A)の ど ち ら か の 全 開 操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑫ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉格納容器内にスプ
レ イ す る 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B) を 全 閉
後 ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 流 量 調 節 弁 (B) 及 び
残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B) を 全 開
してスプレイを実施する。
⑫ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇に
1.4-35

より確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑫ c 残 留 熱 除 去 系 (C)， 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)又 は 高 圧 炉 心 注
水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高（ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，低圧代替注
水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

［全交流動力電源が喪失している場合］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器 へ の 注 水 準 備 の た め ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）の配備，ホース接続及び起動操作を依頼する。
③中央制御室運転員 A は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水に必要な監視計器の電源が確保されていることを確認する。
1.4-36

④現場運転員 C 及び D は，復水補給水系バイパス流防止として復水補給水系原子炉建屋復水積算計バイパス弁の全閉操作を実施する。
⑤ 現 場 運 転 員 C 及 び D は ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)又 は
MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (A)の ど ち ら か を 選 択 し 全 開 操 作を実施する（当該弁は遠隔手動弁操作設備のためリンク機構を取り外し，弁操作を行う）。
なお，上記の送水ライン以外にも，原子炉建屋原子炉区域にて接続口から復水補給水系配管までホースを敷設し送水するラインがある。
⑥ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)及 び 残
留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑥ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (A)及 び 残
留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑥ c 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (C)及 び 残
留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑥ d 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 弁 (B)及 び
高 圧 炉 心 注 水 系 洗 浄 用 補 給 水 止 め 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実施する。
⑥ e 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 弁 (C)及 び
1.4-37

高 圧 炉 心 注 水 系 洗 浄 用 補 給 水 止 め 弁 (C)の 全 開 操 作 を 実施する。
⑦ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）の配備，ホース接続及び起動操作を行い，可搬型代替
注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 準 備 完 了 を 緊 急 時 対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が可搬型代替注
水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 吐 出 圧 力 以 下 で あ る こ と を 確 認
後，中央制御室運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の確認を指示する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，運転員が選択 し た 送 水 ラ イ ン か ら の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑩緊急時対策要員は，運転員が選択した送水ラインから
送 水 す る た め ， MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(B)， 2(B)又 は
MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(A)， 2(A)の ど ち ら か の 全 開 操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑪ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始
さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注 水 流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。現場運転員 C 及び D は，中央制御室運転員の指示に基づき原子炉圧力容器内の1.4-38

水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑪ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始
さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注 水 流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。現場運転員 C 及び D は，中央制御室運転員の指示に基づき原子炉圧力容器内の水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑪ c 残 留 熱 除 去 系 (C)及 び 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)， (C)注 入 配 管
使用の場合
中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。現場運転員 C 及び D は，中央制御
室運転員の指示に基づき原子炉圧力容器内の水位を原
子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8）の間で維持する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，低圧代替注
水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
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のうち，運転員が実施する原子炉建屋での1.4-39

各注入配管の系統構成を，交流電源が確保されている
場合は 1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて，全交流動力電源が喪失している場合は 1 ユニット当たり中央制御室運転
員 1 名及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合の所
要時間は以下のとおり。
［交流電源が確保されている場合］
残 留 熱 除 去 系 (A)(B)注 入 配 管 使 用 の 場 合： 約 25 分

残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合： 約 65 分

高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合： 約 30 分

高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合： 約 55 分［全交流動力電源が喪失している場合］
残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合： 約 135 分

残 留 熱 除 去 系 (B)(C)注 入 配 管 使 用 の 場 合： 約 85 分

高 圧 炉 心 注 水 系 (B)(C)注 入 配 管 使 用 の 場 合 ： 約 75 分

また，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のうち，緊急時対策要員が実施する屋 外 で の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送 水操作に必要な 1 ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊 急 時 対 策 要 員 3 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
1.4-40緊 急 時 対 策 要 員 4 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 6 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 330 分

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は，作業開始を判断してから低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水開始まで
約 330 分 で 可 能 で あ る 。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注
水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） か ら の ホ ー ス の 接 続 は ， 汎 用 の 結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 2， 1.4.3－ 3， 1.4.3－ 4，
1.4.3－ 7， 1.4.3－ 8）(c) 消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
ⅰ. 手順着手の判断基準
給水・復水系，非常用炉心冷却系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができず，原子1.4-41

炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維持できない場合において，消火系及び注入配管が使用可
能 な 場 合 ※1。 た だ し ， 重 大 事 故 等 へ 対 処 す る た め に 消 火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

※ 1: 設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ ろ 過 水 タ ンク）が確保されている場合。

ⅱ. 操作手順
消火系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.4.2 図 及 び 第 1.4.4
図 に ， 概 要 図 を 第 1.4.20 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.4.21 図 か ら 第 1.4.24 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に消火系による原子炉圧力容器への注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。
③ a 残 留 熱 除 去 系 (B)又 は 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の場合
現場運転員 C 及び D は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
③ b 残 留 熱 除 去 系 (C)， 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)又 は 高 圧 炉 心 注
水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
1.4-42

現場運転員 E 及び F は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示
にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，復水補給水系消火系
第 1， 第 2 連 絡 弁 の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の全開操作を実施する。
⑦ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (A)の全開操作を実施する。
⑦ c 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D
は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (C) の 現 場 で の 手 動 全 開 操 作 を実施する。
⑦ d 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
1.4-43

中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ e 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D
は ， 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 弁 (C)の 現 場 で の 手 動 全 開 操 作を実施する。
⑧5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了
を緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部
は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水開始を緊急時対策本部に報告する。
⑩当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力がディーゼル駆動消火ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，運転員に消火系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑪ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑪ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑪ c 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
1.4-44

現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (C)の 全
開操作を実施する。
⑪ d 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑪ e 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め 弁 (C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑫ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉格納容器内にスプ
レ イ す る 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B) を 全 閉
後 ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 流 量 調 節 弁 (B) 及 び
残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B) を 全 開
してスプレイを実施する。
⑫ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇に
1.4-45

より確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑫ c 残 留 熱 除 去 系 (C)， 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)又 は 高 圧 炉 心 注
水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高（ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
残 留 熱 除 去 系 (B) 又 は 残 留 熱 除 去 系 (A) の 注 入 配 管 を 使用した消火系による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユ
ニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 約 30 分 で 可 能 で あ る 。
残 留 熱 除 去 系 (C) の 注 入 配 管 を 使 用 し た 消 火 系 に よ る 原
子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名及び5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判
1.4-46

断してから消火系による原子炉圧力容器への注水開始まで 約 40 分 で 可 能 で あ る 。
高 圧 炉 心 注 水 系 (B) 又 は 高 圧 炉 心 注 水 系 (C) の 注 入 配 管を使用した消火系による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による
原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 約 30 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 3， 1.4.3－ 4， 1.4.3－ 5）b.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.4.32 図 に 示 す 。
外部電源，代替交流電源設備等により交流電源が確保できた場合，復水貯蔵槽が使用可能であれば低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水する。復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は低圧代替注水系（可搬型）により原
子炉圧力容器へ注水する。
交流電源が確保できない場合，現場での手動操作により系統構成を実施し，消火系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。
なお，消火系による原子炉圧力容器への注水は，発電所構
1.4-47

内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可能が確認できた場合に実施する。
低圧代替注水を実施する際の注入配管の選択は，中央制御室からの操作が可能であって，注水流量が多いものを優先して使用する。優先順位は以下のとおり。
優 先 ① ： 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 （ 中 央 制 御 室 か ら の 操 作
が可能）
優 先 ② ： 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 （ 中 央 制 御 室 か ら の 操 作
が可能）
優 先 ③ ： 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管
優 先 ④ ： 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管
優 先 ⑤ ： 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管(2) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

復旧(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧
し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで，残留熱除去系（低圧注水モード）
にて原子炉圧力容器へ注水する。
なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備
1.4-48

に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 C 系又は D 系の受電が完了し，残留熱除去系（低圧注水モード）が使用可能な状態※1 に復旧された場合。

※ 1: 設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 ， 補 機 冷 却 水 及 び 水 源（サプレッション・チェンバ）が確保されている状態。

ⅱ. 操作手順
残 留 熱 除 去 系 (B) （ 低 圧 注 水 モ ー ド ） 電 源 復 旧 後 の 原 子
炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり（残留熱除 去 系 (A)（ 低 圧 注 水 モ ー ド ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の
注 水 手 順 も 同 様 )。 概 要 図 を 第 1.4.25 図 に ， タ イ ム チ ャ ー
ト を 第 1.4.26 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室 運 転 員 に 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 低 圧 注 水 モ ー ド ） に よ る
原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 低 圧
注水モード）の起動に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに補機冷却水
1.4-49

が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン
発 電 機 の 負 荷 容 量 確 認 を 依 頼 し ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 低
圧注水モード）が使用可能か確認する。
④ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (B)の 起 動 操 作 を 実 施 し ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (B)吐 出 圧 力
指示値が規定値以上であることを確認後，当直副長に残 留 熱 除 去 系 (B) （ 低 圧 注 水 モ ー ド ） に よ る 原 子 炉 圧 力
容器への注水準備完了を報告する。
⑤当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が残留熱除去系
ポ ン プ (B)の 吐 出 圧 力 以 下 で あ る こ と を 確 認 後 ， 中 央 制
御室運転員に，残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)を全開として原子炉圧力容器への注水を開始する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 残 留 熱 除 去 系 (B)系 統 流 量 指 示 値 の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原
子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8）の間で維持する。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉格納容器内にスプ
レ イ す る 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)を 全 閉 後 ，
1.4-50残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 流 量 調 節 弁 (B)及 び 残 留 熱
除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B) を 全 開 し て ス プ
レイを実施する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系（低圧注水モード）による 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 15 分 以 内 で 可 能 で ある。
なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1名にて作業を実施する。

b.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.4.32 図 に 示 す 。
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により交流電源が確保できた場合，原子炉補機冷却系の運転が可能であれば残留熱除去系（低圧注水モード）により原子炉圧力容器へ注水する。原子炉補機冷却系の運転ができない場合，代替原子炉補機冷却系を設置し，残留熱除去系（低圧注水モード）により原子炉圧力容器へ注水するが，代替原子炉補機冷却系の設置に時間を要することから，低圧代替注水系（常設）等による原子炉圧力容器への注水を並行して実施する。
1.4-51

発電用原子炉停止後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱を実施する。

(3) 溶 融 炉 心 が 原 子 炉 圧 力 容 器 内 に 残 存 す る 場 合 の 対 応 手 順
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子炉圧力容器を破損し原子炉格納容器下部へ落下した場
合，格納容器下部注水系により原子炉格納容器下部へ注水することで落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低圧代替注水により原子炉圧力容器へ注水することで残存した溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱を抑制する。

a.

低圧代替注水(a) 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却
ⅰ. 手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧
代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水が可
能 な 場 合 ※ 2。

※ 1: ｢ 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 に よ る パ ラ メ ー タ の 変 化 ｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。
※ 2: 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 及 び 原 子 炉 格 納 容
1.4-52

器 下 部 へ の 注 水 に 必 要 な 流 量 （ 140m 3 /h ， 35 ～ 70
m 3 /h） が 確 保 さ れ ， 更 に 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） によ り 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 に 必要 な 流 量（ 30m 3 /h） が 確 保 で き る 場 合 。
なお，十分な注水流量が確保できない場合には溶
融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。

ⅱ. 操作手順低 圧 代 替 注 水 系 (常 設 )に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却 に つ
い て は ， 「 (1)a.(a)低圧代替注水系（常設）による原

子炉圧力容器への注水」の操作手順のうち，残留熱除去
系 (B) 注 入 配 管 及 び 残 留 熱 除 去 系 (A) 注 入 配 管 を 使 用 し た
手順と同様である。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.4.6 図 に 示 す 。 ま た ， 概
要 図 は 第 1.4.7 図 ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.4.8 図 と 同 様 である。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉
圧力容器への注水開始までの所要時間は以下のとおり。
残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合 :12 分 以 内
残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合 :12 分 以 内
1.4-53

その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保
操 作 を 実 施 し た 場 合 ， 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 1）(b) 消 火 系 に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却
ⅰ. 手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧
代替注水系（常設）が使用できず，消火系による原子炉
圧 力 容 器 へ の 注 水 が 可 能 な 場 合 ※ 2。 た だ し ， 重 大 事 故 等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

※ 1: ｢ 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 に よ る パ ラ メ ー タ の 変 化 ｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。
※ 2: 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 及 び 原 子 炉 格 納 容
器 下 部 へ の 注 水 に 必 要 な 流 量 （ 140m 3 /h ， 35 ～ 70
m 3 /h） が 確 保 さ れ ， 更 に 消 火 系 に よ り 原 子 炉 圧 力 容
器 へ の 注 水 に 必 要 な 流 量 （ 30m 3 /h） が 確 保 で き る 場
合。
なお，十分な注水流量が確保できない場合は溶融炉
1.4-54

心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。

ⅱ. 操作手順
消火系による残存溶融炉心の冷却については，「 (1)a.(c)

消火系による原子炉圧力容器への注水」の

操 作 手 順 の う ち ， 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 又 は 残 留 熱 除
去 系 (A)注 入 配 管 を 使 用 し た 手 順 と 同 様 で あ る 。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.4.6 図 に 示 す 。 ま た ， 概
要 図 は 第 1.4.20 図 ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.4.21 図 と 同 様である。

ⅲ. 操作の成立性
残 留 熱 除 去 系 (B) 又 は 残 留 熱 除 去 系 (A) の 注 入 配 管 を 使用した消火系による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユ
ニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 約 30 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 5）(c) 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 ）1.4-55

ⅰ. 手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧
代替注水系（常設）及び消火系が使用できず，低圧代替
注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が可能
な 場 合 ※ 2。

※ 1: ｢ 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 に よ る パ ラ メ ー タ の 変 化 ｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。
※ 2: 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 及 び 原 子 炉 格 納 容
器 下 部 へ の 注 水 に 必 要 な 流 量 （ 140m 3 /h ， 35 ～ 70
m 3 /h） が 確 保 さ れ ， 更 に 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ）により原子炉圧力容器への注水に必要な流量（ 30m 3 /h） が 確 保 で き る 場 合 。
なお，十分な注水流量が確保できない場合は溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。

ⅱ. 操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却に つ い て は ， 「 (1)a.(b)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 ） 」 の 操 作 手 順（交流電源が確保されている場合）のうち，残留熱除去
系 (B) 注 入 配 管 又 は 残 留 熱 除 去 系 (A) 注 入 配 管 を 使 用 し た
1.4-56

手 順 と 同 様 。 た だ し ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 の 操 作 に つ
い て は ， リ ン ク 機 構 を 取 り 外 さ ず ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離
弁 (B)の 場 合 は 屋 外 （ 緊 急 時 対 策 要 員 ） に て ， MUWC 接 続 口
内 側 隔 離 弁 (A)の 場 合 は 非 管 理 区 域 （ 運 転 員 ） に て 遠 隔 手
動弁操作設備を使用して行う。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.4.6 図 に 示 す 。 ま た ， 概
要 図 は 第 1.4.12 図 ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.4.17 図 及 び 第1.4.27 図 に 示 す 。

ⅲ. 操作の成立性
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作のうち，運転員が実施する原子炉建屋での各注入配管の系統構成を 1 ユニット当たり中央制御室運転員
2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合の所要時間は以下のとおり。
残 留 熱 除 去 系 (A)(B)注 入 配 管 使 用 の 場 合 ： 約 20 分

また，低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉
心の冷却操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋外
での低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作に必要な 1 ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊 急 時 対 策 要 員 3 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあ
1.4-57

るホースが使用できる場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 4 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 6 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 330 分

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作は，作業開始を判断してから低圧代替注水系（ 可 搬 型 ） に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却 開 始 ま で 約 330 分で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注
水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） か ら の ホ ー ス の 接 続 は ， 汎 用 の 結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 2）b.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.4.32 図 に 示 す 。
代替交流電源設備等により交流電源が確保できた場合，復1.4-58

水貯蔵槽が使用可能であれば低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水し，残存した溶融炉心を冷却する。復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水し，残存した溶融炉心を冷却する。
なお，消火系による原子炉圧力容器へ注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可能が確認できた場合に実施する。
低圧代替注水を実施する際の注入配管の選択は，注水流量が多いものを優先して使用する。優先順位は以下のとおり。
優 先 ① ： 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管
優 先 ② ： 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管

1.4.2.2

発電用原子炉停止中における対応手順(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順
発電用原子炉停止中に低圧注水系が機能喪失した場合の対応
手 順 に つ い て は 「 1.4.2.1(1)a.(a)低圧代替注水系（常設）によ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 」 ， 「 1.4.2.1(1)a.(b)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 ） 」 及 び 「 1.4.2.1(1)a.(c)

消火系による原子炉圧力容器への注水」の対応手順と同様である。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.4.5 図 に 示 す 。

(2) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 順
1.4-59a.

復旧(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 発 電 用 原 子 炉 か ら の 除 熱
全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱ができない場合は，常設代替交流電源
設備又は第二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで，残留熱除去系（原子炉停止
時冷却モード）にて発電用原子炉からの除熱を実施する。
なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 C 系又は D 系の受電が完了し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）が使用可能な状態※1 に復旧された場合。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 補 機 冷 却 水 が 確 保 されており，原子炉水位指示値が原子炉水位低（レベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持され，かつ原子炉圧力指示値が規定値以下の状
態。

1.4-60

ⅱ. 操作手順
残 留 熱 除 去 系 (B) （ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド ） 電 源 復 旧後の発電用原子炉からの除熱手順の概要は以下のとおり（ 残 留 熱 除 去 系 (A)（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド ） に よ る 発
電 用 原 子 炉 か ら の 除 熱 手 順 も 同 様 ） 。 概 要 図 を 第 1.4.28
図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.4.29 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に
残 留 熱 除 去 系 (B)（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド ） に よ る 発
電用原子炉からの除熱準備開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 原 子
炉停止時冷却モード）の起動に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源並びに補機冷却水が確保されている こ と ， 原 子 炉 水 位 指 示 値 が 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3）
か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 さ れ て い る こと，原子炉圧力指示値が原子炉停止時冷却モードイン
ターロック解除の設定値以下であることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン
発 電 機 の 負 荷 容 量 確 認 を 依 頼 し ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 原
子炉停止時冷却モード）が使用可能か確認する。
④ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 原 子
炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱の 系 統 構 成 と し て ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ S/P 水 吸 込 隔 離
弁 (B) ， 残 留 熱 除 去 系 最 小 流 量 バ イ パ ス 弁 (B) を 全 閉 、
1.4-61

残 留 熱 除 去 系 停 止 時 冷 却 内 側 ， 外 側 隔 離 弁 (B)， 残 留 熱
除 去 系 ポ ン プ 炉 水 吸 込 弁 (B) ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の全開操作を実施する。
⑤ 現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 封 水 ポ ン プ (B)吸込 弁 ， 残 留 熱 除 去 系 封 水 ポ ン プ (B) 吐 出 弁 ， 残 留 熱 除 去系 封 水 ポ ン プ (B) 最 小 流 量 吐 出 弁 の 全 閉 操 作 を 実 施 する。
⑥ 現 場 運 転 員 E 及 び F は ， 残 留 熱 除 去 系 封 水 ポ ン プ (B)及び 残 留 熱 除 去 系 最 小 流 量 バ イ パ ス 弁 (B)の MCC 電 源 ｢切 ｣操作を実施する。
⑦ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 原 子
炉停止時冷却モード）運転の準備完了を当直副長に報告する。
⑧ 当 直 副 長 は ， 中 央 制 御 室 運 転 員 に 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 原
子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱開始を指示する。
⑨ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (B)の 起 動 操 作 を 実 施 し ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (B)の 吐 出 圧
力 が 上 昇 し た こ と を 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (B)吐 出 圧 力 にて 確 認 後 ， 残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 出 口 弁 (B) を 調 整 開
し，発電用原子炉からの除熱を開始する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉からの除熱が 開 始 さ れ た こ と を 残 留 熱 除 去 系 (B)系 統 流 量 指 示 値 の
上 昇 及 び 残 留 熱 除 去 系 (B)熱 交 換 器 入 口 温 度 指 示 値 の 低下により確認し，当直副長に報告する。
1.4-62

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱開始 ま で 20 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1名にて作業を実施する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 6）b.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.4.32 図 に 示 す 。
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により交流電源が確保できた場合，原子炉補機冷却系の運転が可能であれば残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）により発電用原子炉からの除熱を実施する。原子炉補機冷却系の運転ができない場合，代替原子炉補機冷却系を設置し，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却モード）により発電用原子炉からの除熱を実施するが，代替原子炉補機冷却系の設置に時間を要す
1.4-63

ることから，低圧代替注水系（常設）等による原子炉圧力容器への注水を並行して実施する。

1.4.2.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1) 残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水 モ ー ド ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の注水
残留熱除去系が健全な場合は，自動起動（原子炉水位低（レベ ル 1） 又 は ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 ） に よ る 作 動 ， 又 は 中 央 制 御室からの手動操作により残留熱除去系（低圧注水モード）を起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

a.

手順着手の判断基準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場 合 。

b.

操作手順
残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への 注 水 手 順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.4.30 図 に 示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に残留熱除去系（低圧注水モード）による原
子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動起1.4-64

動 操 作 ， 又 は 自 動 起 動 信 号 （ 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1）
又はドライウェル圧力高）により残留熱除去系ポンプが起動し，残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上となったことを確認後，当直副長に残留熱除去
系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水準備完了を報告する。
③当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が規定圧力以下となったことを確認後，中央制御室運転員に残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動操
作 ， 又 は 自 動 起 動 信 号 （ 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1） 及 び
原子炉圧力低，又はドライウェル圧力高及び原子炉圧
力低）により残留熱除去系注入弁が全開となったことを確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量指示値の上
昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子
炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8） の間で維持する。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉格納容器内にスプレイする場合は，残留熱除去系注入弁を全閉後，残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁及び残留熱除去
1.4-65

系格納容器冷却ライン隔離弁を全開してスプレイを
実施する。

c.

操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる
中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

(2) 残 留 熱 除 去 系 （ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド ） に よ る 発 電 用 原 子
炉からの除熱残留熱除去系が健全な場合は，中央制御室からの手動操作により残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を起動し，発電用原子炉からの除熱を実施する。

a.

手順着手の判断基準
原 子 炉 水 位 指 示 値 が 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水

位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 さ れ ， か つ 原 子 炉 圧 力 指 示 値 が 規定値以下の場合。

b.

操作手順
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.4.31 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に
1.4-66

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉水位指示値が原子炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8） の間で維持されていること，原子炉圧力指示値が原子炉停止時冷却モードインターロック解除の設定値以下であることを確認する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱の系
統 構 成 と し て ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ S/P 水 吸 込 隔 離 弁 ，残留熱除去系最小流量バイパス弁を全閉、残留熱除去
系停止時冷却内側，外側隔離弁，残留熱除去系ポンプ
炉水吸込弁，残留熱除去系注入弁の全開操作を実施する。
④現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系封水ポンプ吸込
弁，残留熱除去系封水ポンプ吐出弁，残留熱除去系封水ポンプ最小流量吐出弁の全閉操作を実施する。
⑤現場運転員 E 及び F は，残留熱除去系封水ポンプ及び残留 熱 除 去 系 最 小 流 量 バ イ パ ス 弁 の MCC 電 源 ｢切 ｣操 作 を 実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）運転の準備完了を当直副長に報告する。
⑦当直副長は，中央制御室運転員に残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱
1.4-67

開始を指示する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプの起動操作を実施し，残留熱除去ポンプ吐出圧力指示値が上昇したことを確認後，残留熱除去系熱交換器出口弁を調整開し，発電用原子炉からの除熱を開始する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉からの除熱が開始されたことを残留熱除去系系統流量指示値の上昇及び残留熱除去系熱交換器入口温度指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。

c.

操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて操作を実施した場
合，操作開始を判断してから残留熱除去系（原子炉停止時冷却 モ ー ド ） に よ る 発 電 用 原 子 炉 か ら の 除 熱 開 始 ま で 20 分 以 内
で可能である。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 6）

1.4.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

残留熱除去系への代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
手 順 は ， 「 1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順

等」にて整備する。
復水貯蔵槽，防火水槽及びろ過水タンクへの水の補給手順並びに 水 源 か ら 接 続 口 ま で の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る
送 水 手 順 に つ い て は ， 「 1.13

重大事故等の収束に必要となる水

1.4-68

の供給手順等」にて整備する。
復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプ，電動弁及び中央制御室
監視計器類への電源供給手順並びに第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機，電源車，ディーゼル駆動消火ポンプ，可搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） へ の 燃 料 補 給 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。

1.4-69

第 1.4.1 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 （ 1/8）
（ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 （ 設 計 基 準 拡 張 ））分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

残留熱除去系ポンプ

非常用交流電源設備 ※2

対処設備

原子炉補機冷却系 ※3

重大事故等

給水系配管・弁・スパージャ（設計基準拡張）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水モード）

サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器

ス）「水位確保」等

給水系配管・弁・スパージャ
原子炉補機冷却系 ※3
非常用交流電源設備 ※2

対処設備

ス）

残留熱除去系配管・弁・スパージャ

重大事故等

事故時運転操作手順書（徴候ベー

残留熱除去系熱交換器（設計基準拡張）

残留熱除去系ポンプ
重大事故等対処設備

による発電用原子炉からの除熱

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

重大事故等対処設備（設計基準拡張）※1:手順は「1.13－※6

事故時運転操作手順書（徴候ベー
重大事故等対処設備

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ「減圧冷却」等
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

原子炉圧力容器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:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-70対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 2/8）
（発電用原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

復水移送ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベーモード）

復水貯蔵槽 ※1

ス)

復水補給水系配管・弁「水位確保」等

重大事故等対処設備

残留熱除去系（低圧注水

残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却給水系配管・弁・スパージャ

残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
フロントライン系故障時

高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（徴候ベーホース・接続口ス）

復水補給水系配管・弁「水位確保」等

重大事故等対処設備

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」
多様なハザード対応手順

可搬型代替交流電源設備 ※2「消防車による送水（原子炉注

代替所内電気設備水）」※1

燃料補給設備 ※2
非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却給水系配管・弁・スパージャ

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2※1:手順は「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:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-71

対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 3/8）
（発電用原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

残留熱除去系（低圧注水ディーゼル駆動消火ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベーモード）

ろ過水タンク ※1ス）

消火系配管・弁「水位確保」等

残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ

AM 設備別操作手順書

残留熱除去系(A)配管・弁「消火ポンプによる原子炉注水」

給水系配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ

自主対策設備

フロントライン系故障時

消火系による発電用原子炉の冷却復水補給水系配管・弁

原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2※1:手順は「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:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-72

対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 4/8）
（発電用原子炉運転中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

原子炉圧力容器代替原子炉補機冷却系※3

常設代替交流電源設備※2

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等「RHR(A)による原子炉注水」
残留熱除去系ポンプ「RHR(B)による原子炉注水」

原子炉補機冷却系※3

設備

給水系配管・弁・スパージャ

自主対策

※6

（設計基準拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ

重大事故等対処設備（低圧注水モード）の復旧

サポート系故障時

代替交流電源設備による残留熱除去系

AM 設備別操作手順書

第二代替交流電源設備※1:手順は「1.13

対処設備

サプレッション・チェンバ

原子炉補機冷却系

重大事故等

全交流動力電源手順書※2

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:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-73

対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 5/8）
（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

事故時運転操作手順書（シビアア

復水貯蔵槽 ※1

クシデント）

復水補給水系配管・弁「RPV 制御」

残存溶融炉心の冷却

低圧代替注水系（常設）による重大事故等対処設備

復水移送ポンプ

残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器「MUWC による原子炉注水」

常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

設備

自主対策

第二代替交流電源設備 ※2

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

事故時運転操作手順書（シビアア

ホース・接続口

クシデント）

復水補給水系配管・弁「RPV 制御」

重大事故等対処設備

残存溶融炉心の冷却

低圧代替注水系（可搬型）による残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」
多様なハザード対応手順

可搬型代替交流電源設備 ※2「消防車による送水（原子炉注

代替所内電気設備水）」※1

燃料補給設備 ※2
防火水槽 ※1，※5
第二代替交流電源設備 ※2

設備

淡水貯水池 ※1，※5

自主対策

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合－

AM 設備別操作手順書

ディーゼル駆動消火ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアア

ろ過水タンク ※1

クシデント）

消火系配管・弁「RPV 制御」

残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器自主対策設備消火系による

残存溶融炉心の冷却復水補給水系配管・弁AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2※1:手順は「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:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-74

対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 6/8）
（発電用原子炉停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

残留熱除去系（原子炉停

復水移送ポンプ

事故時運転操作手順書（停止時徴止時冷却モード）

復水貯蔵槽 ※1

候ベース）
重大事故等対処設備

復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却給水系配管・弁・スパージャ「SFP 原子炉水位・温度制御」

残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
フロントライン系故障時

高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

事故時運転操作手順書（停止時徴ホース・接続口

候ベース）
重大事故等対処設備

復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」
多様なハザード対応手順

可搬型代替交流電源設備 ※2「消防車による送水（原子炉注

代替所内電気設備水）」※1

燃料補給設備 ※2
非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却給水系配管・弁・スパージャ「SFP 原子炉水位・温度制御」

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2※1:手順は「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:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-75

対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 7/8）
（発電用原子炉停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

残留熱除去系（原子炉停ディーゼル駆動消火ポンプ

事故時運転操作手順書（停止時徴止時冷却モード）

ろ過水タンク ※1

候ベース）

消火系配管・弁「SFP 原子炉水位・温度制御」

残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ

AM 設備別操作手順書

残留熱除去系(A)配管・弁「消火ポンプによる原子炉注水」

給水系配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ

自主対策設備

フロントライン系故障時

消火系による発電用原子炉の冷却復水補給水系配管・弁

原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2※1:手順は「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:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-76

対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 8/8）
（発電用原子炉停止中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

代替原子炉補機冷却系※3

常設代替交流電源設備※2

事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」「RHR(A)による原子炉除熱」
残留熱除去系ポンプ

原子炉補機冷却系※3

設備

給水系配管・弁・スパージャ

自主対策

残留熱除去系配管・弁・スパージャ（設計基準拡張）

残留熱除去系熱交換器

重大事故等対処設備（原子炉停止時冷却モード）の復旧

サポート系故障時

代替交流電源設備による残留熱除去系

AM 設備別操作手順書

第二代替交流電源設備※1:手順は「1.13

対処設備

原子炉圧力容器

原子炉補機冷却系

重大事故等

全交流動力電源手順書※2「RHR(B)による原子炉除熱」

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:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-77

第 1.4.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/9）
重大事故等の対応に

手順書

1.4.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

発電用原子炉運転中における対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（狭帯域）「水位確保」等

原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

判断基準「MUWC による原子炉注水」

原子炉水位（広帯域）

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
水源の確保

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）

原子炉圧力容器内の圧力
操作
原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ(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

水源の確保
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）「水位確保」等

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）「消防車による原子炉注水」

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C－1 電圧P/C

D－1 電圧

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注水）」

判断基準

AM 設備別操作手順書

電源

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池
原子炉水位（狭帯域）

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器への注水量
補機監視機能水源の確保

1.4-78

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
可搬型代替注水ポンプ吐出圧力
防火水槽
淡水貯水池

監視計器一覧（2/9）
重大事故等の対応に

手順書
1.4.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

発電用原子炉運転中における対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（狭帯域）「水位確保」等

原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「消火ポンプによる原子炉注水」
判断基準

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
原子炉水位（狭帯域）

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位

1.4-79

監視計器一覧（3/9）
重大事故等の対応に

手順書
1.4.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

発電用原子炉運転中における対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（狭帯域）「水位確保」等

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）

AM 設備別操作手順書

原子炉水位（SA）「RHR(A)による原子炉注水」

原子炉補機冷却水系(A)系統流量「RHR(B)による原子炉注水」

補機監視機能原子炉補機冷却水系(B)系統流量

判断基準

残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位
原子炉水位（狭帯域）

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器への注水量

補機監視機能水源の確保

1.4-80

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
サプレッション・チェンバ・プール水位

監視計器一覧（4/9）
重大事故等の対応に

手順書
1.4.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉水位（狭帯域）「RPV 制御」

原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「MUWC による原子炉注水」
原子炉圧力容器内の圧力判断基準

原子炉格納容器内の圧力
原子炉格納容器内の温度

電源

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
水源の確保

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）

原子炉圧力容器内の圧力
操作
原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ吐出圧力(A)
復水移送ポンプ吐出圧力(B)
復水移送ポンプ吐出圧力(C)

水源の確保

1.4-81

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（5/9）
重大事故等の対応に

手順書
1.4.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉水位（狭帯域）「RPV 制御」

原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「消火ポンプによる原子炉注水」
原子炉圧力容器内の圧力判断基準

原子炉格納容器内の圧力
原子炉格納容器内の温度

電源

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
原子炉水位（狭帯域）

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位

1.4-82

監視計器一覧（6/9）
重大事故等の対応に

手順書
1.4.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉水位（狭帯域）「RPV 制御」

原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「消防車による原子炉注水」

原子炉圧力容器内の圧力

多様なハザード対応手順
原子炉格納容器内の圧力「消防車による送水（原子炉注水）」
判断基準

原子炉格納容器内の温度

電源

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池
原子炉水位（狭帯域）

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器への注水量
補機監視機能水源の確保

1.4-83

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
可搬型代替注水ポンプ吐出圧力
防火水槽
淡水貯水池

監視計器一覧（7/9）
重大事故等の対応に

手順書

1.4.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

発電用原子炉停止中における対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）

原子炉水位（狭帯域）「SFP 原子炉水位・温度制御」

原子炉水位（広帯域）
原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「RHR(A)による原子炉除熱」

原子炉水位（停止域）「RHR(B)による原子炉除熱」

原子炉水位（定検時水張用）
原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

判断基準

原子炉圧力容器温度
原子炉圧力容器内の温度

残留熱除去系(A)熱交換器入口温度
残留熱除去系(B)熱交換器入口温度
原子炉補機冷却水系(A)系統流量

補機監視機能原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

原子炉圧力容器内の圧力

操作

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器温度

残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

1.4-84

監視計器一覧（8/9）
重大事故等の対応に

手順書
1.4.2.3

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)残留熱除去系（低圧注水モード）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）

原子炉水位（狭帯域）「水位確保」等

原子炉水位（広帯域）
原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量

補機監視機能原子炉補機冷却水系(C)系統流量

判断基準

残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(C)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

M/C

E 電圧

P/C

C－1 電圧P/C

D－1 電圧P/C

E－1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 主母線盤 C 電圧
水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
残留熱除去系(A)系統流量

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力

水源の確保

1.4-85

サプレッション・チェンバ・プール水位

監視計器一覧（9/9）
重大事故等の対応に

手順書

1.4.2.3

監視パラメータ(計器)必要となる監視項目

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（狭帯域）「減圧冷却」等

原子炉水位（広帯域）

事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）

原子炉圧力容器内の水位「SFP 原子炉水位・温度制御」

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の温度

残留熱除去系(A)熱交換器入口温度
残留熱除去系(B)熱交換器入口温度

判断基準

残留熱除去系(C)熱交換器入口温度
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
補機監視機能原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(C)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

M/C

E 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧P/C

E-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 主母線盤 C 電圧
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力容器温度
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度操作

残留熱除去系熱交換器(C)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系熱交換器(C)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(C)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(C)熱交換器入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(C)出口冷却水温度

1.4-86

第 1.4.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文
【1.4】

給電元

供給対象設備
復水移送ポンプ

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉

給電母線
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備を冷却するための手順等
MCC C 系
AM 用 MCC
復水補給水系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系（6 号炉のみ）
AM 用 MCC

残留熱除去系ポンプ

常設代替交流電源設備
M/C C 系
M/C D 系

残留熱除去系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

1.4-87

凡例

原子炉低圧時の冷却機能喪失：AND条件：フロントライン系の対応：OR条件：サポート系の対応

①，②，③

サポート系

RHR A機能喪失

RHR B機能喪失

補機冷却系
故障

駆動源喪失
（AC電源）

※2

※3

※1

※1

RCW機能喪失

フロントライン系

RSW機能喪失RHR C機能喪失

駆動源喪失（AC,DC電源）

P/C故障

④，⑤
弁故障

RHRポンプ故障

1.4-88※2
RHR Hx

配管

※1

補機冷却系
故障

※3
ｽﾄﾚｰﾅ

※3
RCWポンプ

駆動源喪失（AC電源）

弁

静的機器
駆動源喪失
（DC電源）

S/C

M/C故障

④，⑤

RSWポンプ

※4

弁
D/G機能
喪失

静的機器

RCW Hx

配管

配管

ｽﾄﾚｰﾅ

外部電源
喪失

駆動源喪失
（DC電源）※4※4
フロントライン系故障時の対応手段①：低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却（発電用原子炉運転中，発電用原子炉停止中）②：低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却（発電用原子炉運転中，発電用原子炉停止中）③：消火系による発電用原子炉の冷却（発電用原子炉運転中，発電用原子炉停止中）

主母線盤故障遮断器故障

サポート系故障時の対応手段④：代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧⑤：代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧
注：RHR C系は、④，⑤の対応手段は対象外

蓄電池機能喪失

AC電源
喪失
※3

第 1.4.1 図機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 （ 1/2）

充電器盤故障

凡例
対応手段①
選択不可

MUWC
ポンプ故障

CSP
枯渇

対応手段②
選択不可

駆動源喪失
（AC電源）

弁・配管
故障

※3

※5

可搬型代替注水
ポンプ(A-2級)故障

防火水槽
淡水貯水池
枯渇

対応手段③
選択不可

弁・配管
故障

D/D FP
故障

ろ過水タンク枯渇※5：AND条件：フロントライン系の対応：OR条件：サポート系の対応

弁・配管
故障
※5

弁・配管
故障
※5

1.4-89RHR B 注入ライン
選択不可

RHR B
注入弁
故障

RHR B
注入配管
故障

RHR A 注入ライン
選択不可

RHR B
洗浄弁
故障

RHR B
洗浄配管
故障

手動開

RHR A
注入弁
故障

RHR A
注入配管
故障

手動開

RHR C 注入ライン
選択不可

RHR A
洗浄弁
故障

RHR A
洗浄配管
故障

手動開

RHR C
注入弁
故障

RHR C
注入配管
故障

手動開

駆動源
喪失
（AC電源）

駆動源
喪失（AC電源）

駆動源
喪失（AC電源）

駆動源
喪失（AC電源）

※3

※3

※3

※3

※3

第 1.4.1 図

RHR C
洗浄弁
故障

HPCF B
注入弁
故障

HPCF B
注入配管
故障

HPCF B
洗浄弁
故障

HPCF C
注入弁
故障

HPCF C
注入配管
故障

手動開

手動開

駆動源
喪失
（AC電源）

HPCF C 注入ライン
選択不可

HPCF B 注入ライン
選択不可

RHR C
洗浄配管
故障

駆動源
喪失
（AC電源）※3機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 （ 2/2）

HPCF C
洗浄弁
故障

手動開
HPCF B
洗浄配管
故障

駆動源
喪失
（AC電源）※3

HPCF C
洗浄配管
故障

凡例：

フロントライン系

サポート系

故障を想定

対応手段あり

故障要因5

故障要因6

故障要因7

故障要因8

フロントライン系，サポート系の整理，故障の想定・対応手段
故障想定機器

故障要因1

故障要因2

故障要因3

故障要因4

RHRポンプ故障
弁故障
RHR Hx配管

静的機器故障

S/C
ストレーナ

水源

RCW機能喪失

RCWポンプ
弁
静的機器故障補機冷却系故障

RSW機能喪失※2

静的機器故障RHR A機能喪失※1

駆動源喪失（AC，DC
電源）

低圧注水系機能喪失
駆動源喪失（AC電源）※3

RCW Hx
配管

RSWポンプ
弁
配管
ストレーナ

※3同様
※4同様

P/C故障
M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
駆動源喪失（DC電源）※4※

RHR B機能喪失※1同様

RHR C機能喪失※1同様

蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障AC電源喪失※3同様

本資料は，「機能喪失原因対策分析」をもとに，設計基準事故対処設備の機能が喪失に至る原因を順次右側へ展開している。すなわち，機器の機能が喪失することにより，当該機器の左側に記載される機能が喪失する関係にあることを示している。ただし，AND 条件，OR 条件については表現していな
いため，必要に応じて「機能喪失原因対策分析」を確認することとする。

第 1.4.1 図

機能喪失原因対策分析（補足）1.4-90第 1.4.2 図

EOP「水位確保」における対応フロー

1.4-91

第 1.4.3 図

EOP「減圧冷却」における対応フロー

1.4-92

第 1.4.4 図

EOP「水位回復」における対応フロー

1.4-93

第 1.4.5 図

停止時 EOP「SFP

原子炉水位・温度制御」における対応フロー

1.4-94

第 1.4.6 図

SOP「RPV 制御」における対応フロー

1.4-95

1.4-96
凡例

注入配管
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.4.7 図

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

概要図

経過時間（分）
5

手順の項目

10

20

15

25

備考

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水 12分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止処置，ポンプ起動

低圧代替注水系（常設）による
原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系(A)又は(B)
注入配管使用）1.4-97

第 1.4.8 図

系統構成

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

注水開始，注水状況確認

移動，ＣＳＰ水源確保

低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 残 留 熱 除 去 系 (A)又 は (B)注 入 配 管 使 用 ）タイムチャート経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

50

40

60

70

80

備考

40分 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系（Ｃ）
注入配管使用）中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

バイ パス流防止処置，ポン プ 起動
注水状況確認移動，系統構成
注水弁開操作

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2
移動，ＣＳＰ水源確保

1.4-98

第 1.4.9 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 ）タイムチャート経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

25分 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（高圧炉心注水系（Ｂ）
注入配管使用）中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

バイ パス流防止処置，ポン プ 起動

2

系統構成
注水状況確認移動
注水弁開操作

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2
移動，ＣＳＰ水源確保

1.4-99

第 1.4.10 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 ）タイムチャート経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

30分 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（高圧炉心注水系（Ｃ）
注入配管使用）中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

バイ パス流防止処置，ポン プ 起動
注水状況確認移動，系統構成
注入隔離弁開操作

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2
移動，ＣＳＰ水源確保

1.4-100

第 1.4.11 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 ）タイムチャート1.4-101
凡例

注入配管
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.4.12 図

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 ）（交流電源が確保されている場合）

概要図

経過時間（分）10
手順の項目によ る 原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系（Ａ）又は（Ｂ）

30

40

50

60

70

80

90

系統構成完了 25分

要員（数）低圧代替注水系（可搬型）20

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止措置，系統構成

注入配管使用）

移動，遠隔手動弁操作設備リンク機構の取外し，系統構成（管理区域）[交流電源が確保されている 場合]

第 1.4.13 図

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 ）1.4-102（ 残 留 熱 除 去 系 (A)又 は (B)注 入 配 管 使 用 ） （ 系 統 構 成 ） タ イ ム チ ャ ー ト（交流電源が確保されている場合）

備考経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

系統構成完了 65分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

低圧代替注水系（可搬型）によ る 原子炉圧力容器への注水

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

バイパス流防止措置，系統構成（残留熱除去系（C）
注入配管使用）[交流電源が確保されている 場合]

第 1.4.14 図

移動，遠隔手動弁操作設備リンク機構の取外し，系統構成（管理区域）
系統構成（注入弁，洗浄水弁開操作含む）

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 ）1.4-103（ 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 ） （ 系 統 構 成 ） タ イ ム チ ャ ー ト（交流電源が確保されている場合）

備考経過時間（分）10
手順の項目によ る 原子炉圧力容器への注水（高圧炉心注水系（Ｂ）

30

40

50

60

70

80

90

系統構成完了 30分

要員（数）低圧代替注水系（可搬型）20

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止措置，系統構成

注入配管使用）[交流電源が確保されている 場合]

第 1.4.15 図

移動，遠隔手動弁操作設備リンク機構の取外し，系統構成（管理区域）
系統構成

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 ）1.4-104（ 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 ） （ 系 統 構 成 ） タ イ ム チ ャ ー ト（交流電源が確保されている場合）

備考経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

50

60

70

80

90

系統構成完了 55分

要員（数）低圧代替注水系（可搬型）によ る 原子炉圧力容器への注水40

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止措置，系統構成（高圧炉心注水系（C）
注入配管使用）[交流電源が確保されている 場合]

第 1.4.16 図

移動，遠隔手動弁操作設備リンク機構の取外し，系統構成（管理区域）
系統構成（注入弁，洗浄水弁開操作含む）

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 ）1.4-105（ 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 ） （ 系 統 構 成 ） タ イ ム チ ャ ー ト（交流電源が確保されている場合）

備考経過時間（分）10
手順の項目

可搬型代替注水ポンプ
による送水

20

30

40

50

60

80

90

100

110

3

130

備考

125分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台保管場所移動 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2級)3台移動～配置
送水準備

※1

[防火水槽を水源とした場合]

※1
※2

120

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水要員（数）緊急時対策要員70

送水

5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，緊急時対策要員2名で105分以内で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

経過時間（分）10

1.4-106

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水

要員（数）

140
140分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～淡水貯水池移動
貯水池出口弁「開」
緊急時対策要員2

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置，送水ライン水張り及び健全性確認
送水ホース及び消防ホース接続継手接続

可搬型代替注水ポンプ
による送水

送水

[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）]

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
緊急時対策要員2

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）2台移動～配置
送水準備
送水※1 5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，約120分で可能である。
※2 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

第 1.4.17 図

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 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 1/2）

備考

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

90

80

100

120

110

200

210

220

230

250

240

260

270

290

280

300

310

320

330

340

350

備考

要員（数）
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水 330分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
送水準備
可搬型代替注水ポンプによる送水[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）]

屋外～5号炉東側第二保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員 6 ※1

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名のうち4名で
対応する。

送水準備
送水

[緊急時対策要員6名で対応した場合]送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で対応する。

※1 緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。
経過時間（分）10

1.4-107

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

140

150

160

170

180

190

200

210

220

要員（数）
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水

230

240

備考

225分

企業棟～5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ4台移動～配置
6号炉及び7号炉送水準備

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～5号炉東側第二保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

可搬型代替注水ポンプによる送水

6号炉送水準備[緊急時対策要員10名で対応した場合]緊急時対策要員2名で対応する。

6号炉接続口～高台送水ホース接続作業箇所へ移動[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設して緊急時対策要員 10あるホースが使用できない場合）]

6号及び7号炉送水準備
送水（6号炉）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～5号炉東側第二保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
7号炉送水準備

緊急時対策要員2名で対応する。

7号炉接続口～高台送水ホース接続作業箇所へ移動
6号及び7号炉送水準備
送水（7号炉）第 1.4.17 図

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 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 2/2）

1.4-108
凡例

注入配管
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.4.18 図

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 ）（全交流動力電源が喪失している場合）

概要図

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

系統構成完了 135分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

低圧代替注水系（可搬型）

中央制御室運転員 Ａ

1

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2によ る 原子炉圧力容器への注水[全交流動力電源が喪失している 場合]※1

移動，遠隔手動弁操作設備リンク機構の取外し，系統構成（管理区域）
バイパス流防止措置
系統構成（注入弁，洗浄水弁開操作含む） ※1

各注水配管の系統構成（注入弁，洗浄水弁開操作含む）に要する時間は以下のとおり。
・残留熱除去系(A)注入配管を使用する場合は，約90分で可能である。
・残留熱除去系(B)(C)注入配管を使用する場合は，約40分で可能である。
・高圧炉心注水系(B)(C)注入配管を使用する場合は，約30分で可能である。

1.4-109

第 1.4.19 図

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 ）（系統構成）タイムチャート（全交流動力電源が喪失している場合）

備考

1.4-110
凡例

注入配管
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.4.20 図

消火系による原子炉圧力容器への注水

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

30分 消火系による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確保確認
系統構成，バイ パス流防止処置

消火系による原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系（Ａ）又は（Ｂ）
注入配管使用）中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

25号炉運転員2

第 1.4.21 図

注水開始，注水状況確認

電源確保

消火ポン プ 起動

消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 残 留 熱 除 去 系 (A)又 は (B)注 入 配 管 使 用 ）1.4-111

タイムチャート

備考経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

50

40

60

70

80

備考

40分 消火系による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確保確認

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

消火系による原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系（Ｃ）
注入配管使用）1.4-112
第 1.4.22 図

バイ パス流防止処置，系統構成

2

注水状況確認移動系統構成注水開始

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

25号炉運転員2

電源確保

消火ポン プ 起動

消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 ）タイムチャート経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

30分 消火系による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確保確認

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

消火系による原子炉圧力容器への注水（高圧炉心注水系（Ｂ）
注入配管使用）1.4-113

第 1.4.23 図

バイ パス流防止処置，系統構成

2

注水状況確認

移動現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

25号炉運転員

2

注水開始

電源確保

消火ポン プ 起動

消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 ）タイムチャート経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

30分 消火系による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確保確認

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

1.4-114

消火系による原子炉圧力容器への注水（高圧炉心注水系（Ｃ）
注入配管使用）第 1.4.24 図

バイ パス流防止処置，系統構成

2

注水状況確認移動，系統構成
注水開始

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

25号炉運転員2

電源確保

消火ポン プ 起動

消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 ）タイムチャート

MO
MUWC系
RCCV
MO
FPC系
D/W

MO

MO
MO
FCS系

NO

FI

ＲＰＶ
MO

MO

MO

⑥

（中央制御室）

FT

MO

MO

SPH系

MO

SAM系
MO

1.4-115

MO

MO

S/C

RHR熱交換器(B)MO

封水ﾎﾟﾝﾌﾟ

RHRﾎﾟﾝﾌﾟ(B)RCW系，代替Hx
による冷却

RCW系，代替Hxによる冷却

第 1.4.25 図

残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

概要図

第 1.4.26 図

残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

タイムチャート

1.4-116

経過時間（分）

10
手順の項目

30

40

50

60

70

80

系統構成完了 20分

要員（数）低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（残留熱除去系（A）又は（Ｂ）
注入配管使用）20

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止措置，系統構成

移動，遠隔手動弁操作設備による系統構成（非管理区域）

第 1.4.27 図

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 ）（ 残 留 熱 除 去 系 (A)又 は (B)注 入 配 管 使 用 ） （ 系 統 構 成 ） タ イ ム チ ャ ー ト90

備考

1.4-117

MO
MUWC系
RCCV
MO
FPC系
D/W

MO

MO
MO
FCS系

NO

FI

ＲＰＶ

MO

MO

⑨

MO

MO

MO

④※4

SPH系

MO

④※5

MO

⑤

MO

S/C

MO

④※6

④※3

（中央制御室）

FT

MO

MO

※2
④※2

SAM系

⑤ 封水ﾎﾟﾝﾌﾟ
※1

1.4-118

RHR熱交換器(B)
MO

④※1

⑤
※3
RHRﾎﾟﾝﾌﾟ(B)RCW系，代替Hx
による冷却

RCW系，代替Hxによる冷却

第 1.4.28 図

残留熱除去系電源復旧後の発電用原子炉からの除熱

概要図

第 1.4.29 図

残留熱除去系電源復旧後の発電用原子炉からの除熱

タイムチャート

1.4-119

MO
MUWC系
RCCV
MO
FPC系
D/W

MO

MO
MO
FCS系

NO
ＲＰＶ

FI

④

（中央制御室）FT

MO

1.4-120

MO

MO

MO

MO

SPH系

MO

MO

MO
SAM系

MO

S/C

RHR熱交換器MO

封水ﾎﾟﾝﾌﾟ
RCW系による冷却
RHRﾎﾟﾝﾌﾟ
RCW系による冷却第 1.4.30 図

残留熱除去系（低圧注水モード）よる原子炉圧力容器への注水

MO
MUWC系
RCCV
MO
FPC系
D/W

MO

MO
MO
FCS系

NO

FI

ＲＰＶ

MO

MO

⑧

MO

MO

MO

③※4

MO

③※6

③※3

（中央制御室）

FT

MO

SPH系

※2

MO

④
MO

MO
SAM系

③※5

MO

1.4-121

S/C③※2
封水ﾎﾟﾝﾌﾟ④※1

RHR熱交換器

④

MO

③※1

※3

RCW系による冷却

RHRﾎﾟﾝﾌﾟ
RCW系による冷却第 1.4.31 図

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱

(1)フロントライン系故障時の対応手段の選択
低圧注水系機能喪失【凡例】：プラント状態：操作、確認

交流電源
あり

No

：判断
：重大事故等対処設備

Yes

代替交流電源
設備等による交流電源確保可能No※1 注入配管優先順位

Yes

※2

優先①残留熱除去系(B)注入配管
優先②残留熱除去系(A)注入配管
優先③残留熱除去系(C)注入配管
優先④高圧炉心注水系(B)注入配管
優先⑤高圧炉心注水系(C)注入配管

電動弁を手動操作
にて系統構成実施

復水貯蔵槽
水源使用可能No

重大事故等へ対処するために消火系による消火が 必要 な火災の発生なし

Yes

No

Yes

ろ過水タンク
水源使用可能No

Yes
優先①
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水 ※ 1

優先②
消火系による原子炉
圧力容器への注水※1

優先③
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水 ※ 1(2)サポート系故障時の対応手段の選択
全交流動力電源喪失による
低圧注水系機能喪失

常設代替交流電源設備等
による交流電源確保

原子炉
補機冷却系
運転可能

No

Yes

※2

代替原子炉補機
冷却系設置・起動

残留熱除去系復旧
注水又は除熱第 1.4.32 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1/2）

1.4-122

(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段の選択
低圧注水系機能喪失【凡例】：プラント状態：操作、確認

交流電源
あり

No

：判断
：重大事故等対処設備

Yes

代替交流電源設備等による交流電源確保※1 注入配管優先順位
優先①残留熱除去系(B)注入配管
優先②残留熱除去系(A)注入配管

※2

復水貯蔵槽
水源使用可能No

Yes

重大事故等へ対処するために消火系による消火が 必要 な火災の発生なし

No

Yes

ろ過水タンク
水源使用可能No

Yes
優先①
低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却 ※ 1

第 1.4.32 図

優先②
消火系による
残存溶融炉心の冷却※1

優先③
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却 ※ 1

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2/2）

1.4-123

添付資料 1.4.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/5）
技術 的能 力審査 基準（ 1.4）

設置 許可 基準規 則（47条）

技術基 準規 則（62条）【本文】
発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バウ
ン ダ リ が 低 圧 の 状 態 で あ っ て 、 設 計 基 準 事 故対処 設 備 が 有 す る 発 電 用 原 子 炉 の 冷 却 機 能 が 喪失
し た 場 合 に お い て も 炉 心 の 著 し い 損 傷 及 び 原子炉 格 納 容 器 の 破 損 を 防 止 す る た め 、 発 電 用 原子
炉 を 冷 却 す る た め に 必 要 な 設 備 を 設 け な け れば
ならない。

【本文】
発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、 原 子 炉 冷却 材 圧 力
バ ウ ン ダ リ が 低 圧 の 状 態 で あ っ て、 設 計 基
準 事 故 対 処 設 備 が 有 す る 発 電 用 原子 炉 の 冷
却 機 能 が 喪 失 し た 場 合 に お い て も炉 心 の 著
し い 損 傷 及 び 原 子 炉 格 納 容 器 の 破損 を 防 止
す る た め 、 発 電 用 原 子 炉 を 冷 却 する た め に
必 要 な 設 備 を 施 設 し な け れ ば な らな い 。

【解釈】
１ 第４７条に規定する「炉心の著しい損傷」を「 防 止 す る た め 、 発 電 用 原 子 炉 を 冷 却 す る ために 必 要 な 設 備 」 と は 、 以 下 に 掲 げ る 措 置 又 はこ
れ ら と 同 等 以 上 の 効 果 を 有 す る 措 置 を 行 う ための設備をいう。

【解釈】
１ 第６２条に規定する「炉心の著しい損傷 」 を 「 防 止 す る た め 、 発 電 用 原子 炉 を 冷
却 す る た め に 必 要 な 設 備 」 と は 、以 下 に 掲
げ る 措 置 又 は こ れ ら と 同 等 以 上 の効 果 を 有
す る 措 置 を 行 う た め の 設 備 を い う。

（１）重大事故防止設備ａ ） 可 搬 型 重 大 事 故 防 止 設 備 を 配 備 す る こ と。

（１）重大事故防止設備ａ ） 可 搬 型 重 大 事 故 防 止 設 備 を 配備 す る こと。

⑤

ｂ ） 炉 心 の 著 し い 損 傷 に 至 る ま で の 時 間 的 余裕の な い 場 合 に 対 応 す る た め 、 常 設 重 大 事 故 防止設備を設置すること。

ｂ ） 炉 心 の 著 し い 損 傷 に 至 る ま での 時 間 的
余 裕 の な い 場 合 に 対 応 す る た め 、常 設 重 大事故防止設備を設置すること。

⑥

ｃ ） 上 記 ａ ） 及 び ｂ ） の 重 大 事 故 防 止 設 備 は、設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 に 対 し て 、 多 様 性 及 び独立性を有し、位置的分散を図ること。

ｃ ） 上 記 ａ ） 及 び ｂ ） の 重 大 事 故防 止 設 備
は 、 設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 に 対 して 、 多 様
性 及 び 独 立 性 を 有 し 、 位 置 的 分 散を 図 る こ
と。

⑦

番号

【本文】
発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バ
ウンダリが低圧の状態であって、設計基準事故対処
設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場
合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。
【解釈】
１ 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

（１）原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却ａ）可搬型重大事故防止設備の運搬、接続及び操作に関する手順等を整備すること。

（２）復旧
ａ）設計基準事故対処設備に代替電源を接続することにより起動及び十分な期間の運転継続ができるこ
と。

①

－

②

③

：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

（

残
留
に
熱
よ
除
る
去
発
系
電
用
低
原
圧
子
注
炉
水
の
モ
冷
却
ド

機器 名称

既設
新設

残留 熱除 去系ポ ンプ

既設

サプ レッ ション ・チェ
ンバ

既設

残留 熱除 去系配 管・弁・ スト レーナ ・ス
パー ジャ ※3
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ

④

－

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
自主 対策

ー
）

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

①
④

－

－

－

－

－

－

既設
既設

原子 炉圧 力容器

既設

原子 炉補 機冷却 系

既設

非常 用交 流電源 設備

既設ー

残 残留 熱除 去系ポ ンプ
冷留却
熱 原子 炉圧 力容器
原モ
除子
去 残留 熱除 去系熱 交換器
炉ド系
か
残留 熱除 去系配 管・らに弁・ スパ ージャ原のよ子 給水 系配 管・弁 ・ス
冷る
炉 パー ジャ却発
停 原子 炉補 機冷却 系
電
止用
時 非常 用交 流電源 設備

番号

既設
既設

（
）

既設
既設
既設
既設
既設

※1：復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※2:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※3:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-124

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/5）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

機器 名称

既設
新設

復水 移送 ポンプ

既設

復水 貯蔵 槽既設

復水 補給 水系配 管・弁

既設
新設

解釈
対 応番 号

機能

低
圧
代
替
注
水
系

既設
既設

常
設

既設

）

低
圧
代
替
注
水
系

自主 対策

（

残留 熱除 去系(B)配管 ・弁・ スパ ージャ
残留 熱除 去系(A)配管 ・弁
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ
高圧 炉心 注水系 配管・
弁 ※1

に
よ
る
発
電
用
原
子
炉
の
冷
却

既設

原子 炉圧 力容器

既設

非常 用交 流電源 設備

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

代替 所内 電気設 備

既設
新設

(
常
設

)
に
よ
る
発
電
用
原
子
炉
の
冷
却

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

①
④
⑥
⑦

消
火
系
に
よ
る
発
電
用
原
子
炉
の
冷
却

機器 名称

常設
可搬

復水 移送ポ ンプ

常設

復水 貯蔵槽常設

復水 補給水 系配 管・弁常設

残留 熱除去 系(C)配管・
弁・ スパー ジャ
高圧 炉心注 水系 (B)配管・ 弁・ス パー ジャ
高圧 炉心注 水系 (C)配管・ 弁・ス パー ジャ
高圧 炉心注 水系 配管・
弁 ※1

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

－

－

常設

40分

4名

常設

25分

4名

常設

30分

4名

－

－

－

－

30分

6名

30分

6名

常設

40分

8名

常設

30分

8名

常設

30分

8名

－

－

自 主対策 とする 理由は 本文参照

常設

原子 炉圧力 容器

常設

非常 用交流 電源 設備

常設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

可搬 型代替 交流 電源設
備

可搬

代替 所内電 気設 備

常設ディ ーゼル 駆動 消火ポ
ンプ

常設

ろ過 水タン ク

常設

消火 系配管 ・弁常設

復水 補給水 系配 管・弁常設

残留 熱除去 系(B)配管・
弁・ スパー ジャ残留 熱除去 系(A)配管・
弁
給水 系配管 ・弁 ・ス
パー ジャ
残留 熱除去 系(C)配管・
弁・ スパー ジャ
高圧 炉心注 水系 (B)配管・ 弁・ス パー ジャ
高圧 炉心注 水系 (C)配管・ 弁・ス パー ジャ

備考

常設
常設
常設

原子 炉圧力 容器

常設

非常 用交流 電源 設備

常設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

可搬 型代替 交流 電源設
備

可搬

代替 所内電 気設 備

常設

燃料 補給設 備

常設
可搬

自 主対策 とする 理由は 本文参照

※1：復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※2:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※3:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-125

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/5）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

に
よ
る
発
電
用
原
子
炉
の
冷
却

可搬 型代 替注水 ポンプ（A-2級）
防火 水槽※2

淡水 貯水 池

機器 名称

常設
可搬

新設

可搬 型代替 注水 ポンプ（A-2級）

可搬

新設

防火 水槽

常設

淡水 貯水池常設

ホー ス・接 続口

可搬

復水 補給水 系配 管・弁常設

残留 熱除去 系(C)配管・
弁・ スパー ジャ

常設

※2

新設

ホー ス・ 接続口

新設

復水 補給 水系配 管・弁

既設
新設

残留 熱除 去系(A)配管 ・既設
弁
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ

既設

原子 炉圧 力容器

既設

非常 用交 流電源 設備

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備

燃料 補給 設備
残留 熱除 去系ポ ンプ

①
②
④
⑤
⑦

可
搬
型
に
よ
る
発
電
用
原
子
炉
の
冷
却

新設
既設
新設
既設
新設
既設
既設
既設
既設
既設

原子 炉補 機冷却 系

既設

代替 原子 炉補機 冷却系

新設

常設 代替 交流電 源設備

新設

)

)

原子 炉圧 力容器

①
③
④

ー

ー

除
代
去
替
系
交
流
低
電
圧
源
注
設
水
備
モ
に
よ
ド
る
残
の
留
復
熱
旧

(

(

サプ レッ ション ・チェ
ンバ
残留 熱除 去系配 管・弁・ スト レーナ ・ス
パー ジャ ※3
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ

機能

低
圧
代
替
注
水
系

残留 熱除 去系(B)配管 ・
既設
弁・ スパ ージャ

代替 所内 電気設 備

除
代
去
替
系
交
流
低
電
圧
源
注
設
水
備
モ
に
よ
ド
る
残
の
留
復
熱
旧

解釈
対 応番 号

）

）

可
搬
型

既設
新設

自主 対策

（

（

低
圧
代
替
注
水
系

機器 名称

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

高圧 炉心注 水系 (B)配管・ 弁・ス パー ジャ

常設

原子 炉圧力 容器

常設

備考（防 火水槽 を （防火 水槽を水源 とし た水源と した場 合）
場合 ）交流 電源 が確保 され てい る場合
125分

交流電 源が確保さ れている 場合
7名

る 理由は 本文参照

淡水 貯水池 を 淡水貯 水池を水源 とした 場 水源と した場
合の 時間は 本 合の人 数は本
常設
文参 照
文参照

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

可搬 型代替 交流 電源設
備

可搬

代替 所内電 気設 備

常設

燃料 補給設 備

常設
可搬

残留 熱除去 系ポ ンプ常設

サプ レッシ ョン ・チェ
ンバ
残留 熱除去 系配 管・弁・ ストレ ーナ ・ス
パー ジャ ※3
給水 系配管 ・弁 ・ス
パー ジャ

対応可能な人数で使用可能か

全交 流動 力全交流 動力電源 が喪 失電源が 喪失常設 して いる場 合 してい る場合
125分
6名
自 主対策 とす

高圧 炉心注 水系 (C)配管・ 弁・ス パー ジャ

非常 用交流 電源 設備

必要時間内に
使用可能か

常設
常設
常設

原子 炉圧力 容器

常設

原子 炉補機 冷却 系

常設

代替 原子炉 補機 冷却系

可搬

第二 代替交 流電 源設備

常設

15分

2名

自 主対策 とする 理由は 本文参照

※1：復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※2:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※3:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-126

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4/5）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

機器 名称

既設
新設

低
圧
代
替
注
水
系

復水 移送 ポンプ

(
常
設

)
に
よ
る
残
存
溶
融
炉
心
の
冷
却

自主 対策

解釈
対 応番 号

機器 名称

常設
可搬

既設

ディ ーゼル 駆動 消火ポ
ンプ

常設

復水 貯蔵 槽

既設

ろ過 水タン ク

常設

復水 補給 水系配 管・弁

既設
新設

消火 系配管 ・弁

常設

既設

復水 補給水 系配 管・弁常設

残留 熱除 去系(B)配管 ・弁・ スパ ージャ
残留 熱除 去系(A)配管 ・弁
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ
高圧 炉心 注水系 配管・
弁 ※1

機能

残留 熱除去 系(B)配管・
弁・ スパー ジャ残留 熱除去 系(A)配管・
弁
給水 系配管 ・弁 ・ス
パー ジャ

既設
既設
既設

①
④

常設

原子 炉圧力 容器

常設

常設 代替 交流電 源設備

新設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替交 流電 源設備

常設

可搬 型代替 交流 電源設
備

可搬

代替 所内電 気設 備

常設

燃料 補給設 備

常設
可搬

新設

代替 所内 電気設 備

既設
新設

可搬 型代 替注水 ポンプ（A-2級）

新設

低
圧
代
替
注
水
系

防火 水槽

新設

※2

新設

ホー ス・ 接続口

新設

復水 補給 水系配 管・弁

既設
新設

可
搬
型

残留 熱除 去系(B)配管 ・
既設
弁・ スパ ージャ
残留 熱除 去系(A)配管 ・既設
弁
給水 系配 管・弁 ・ス
既設
パー ジャ

）

※2

（

淡水 貯水 池原子 炉圧 力容器

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

代替 所内 電気設 備
燃料 補給 設備①④

対応可能な人数で使用可能か

－

－

30分

6名

30分

6名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

－

－

備考

常設

既設

消
火
系
に
よ
る
残
存
溶
融
炉
心
の
冷
却

必要時間内に使用可能か常設

原子 炉圧 力容器

可搬 型代 替交流 電源設
備

に
よ
る
残
存
溶
融
炉
心
の
冷
却

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

－

－

既設
新設
既設
新設

※1：復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※2:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※3:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-127

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5/5）：重大事故等対処設備
重大事 故等 対処設 備を使 用した 手段
審査基 準の要 求に適 合す るため の手段
機能

機器 名称
残留 熱除去 系ポ ンプ

①
③
④

残
留代
冷熱替
却除交
モ去流
系電
ド
源
原設
の子備
復炉に
旧停よ
止る
時

既設

残留 熱除去 系熱 交換器

既設
既設
既設

原子 炉補機 冷却 系

既設

代替 原子炉 補機 冷却系

新設

常設 代替交 流電 源設備

新設

)

)

機能

(

(

解釈
対 応番号

既設

原子 炉圧力 容器

残留 熱除去 系配 管・弁・ スパー ジャ
給水 系配管 ・弁 ・ス
パー ジャ

自 主対策

ー

ー

残
留代
冷熱替
却除交
モ去流
系電
ド
源
原設
の子備
復炉に
旧停よ
止る
時

既設
新設

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

機 器名称

常設
可搬

残 留熱 除去系 ポンプ

常設

原 子炉 圧力容 器

常設

残 留熱 除去系 熱交換 器

常設

残 留熱 除去系 配管・
弁 ・ス パージ ャ
給 水系 配管・ 弁・ス
パ ージ ャ

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

20分

6名

自 主対策 とする 理由は 本文参照

常設
常設

原 子炉 補機冷 却系

常設

代 替原 子炉補 機冷却 系

可搬

第 二代 替交流 電源設 備

常設※1：復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※2:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※3:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-128

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.4.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.4-129

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

代替所内
電気設備

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）

【凡例】
D/G

号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

：接続装置

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

M：電動切替装置

D/G(6A)：動力変圧器(6B)
M/C 6CM/C 6DM/C 6E【略語】
D/G ：非常用ディーゼル発電機

1.4-130

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

ＲＨＲポンプ（
Ａ）

電源
車

電源
車

M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 6D-1

P/C 6C-1

MCC
6E-1-1

ＨＰＣＦ（
Ｃ）
系 電動弁

ＲＨＲ（
Ｃ）
系 電動弁

電源構成図（交流電源）

MCC
6D-1-8計測用（Ｂ）系電源

ＭＵＷＣ系 電動弁

6 号炉

MCC
6D-1-7

ＨＰＣＦ（
Ｂ）
系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ｃ）

ＭＵＷＣポンプ（Ｂ）

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＲＨＲ（Ｂ）系 電動弁

第2図

MCC
6D-1-1

計測用（
Ｂ）
系電源

AM用MCC 6B

ＲＨＲ（Ｂ）
系 電動弁

M

ＲＨＲ（
Ａ）系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ａ）

MCC
6C-1-8計測用（Ａ）系電源

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

MCC
6C-1-7ＭＵＷＣ系 電動弁

MCC
6C-1-2

計測用（Ａ）
系電源

MCC
6C-1-1

P/C 6E-1

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）

【凡例】
D/G

号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

(7A)

：接続装置
M

：電動切替装置

D/G：動力変圧器(7B)
M/C 7CM/C 7DM/C 7E【略語】
D/G ：非常用ディーゼル発電機

1.4-131

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

ＲＨＲポンプ（
Ａ）

電源
車

電源
車

M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

MCC
7D-1-6MCC
7D-1-7MCC
7E-1-1A,B

計測用（
Ｂ）
系電源

計測用（
Ｂ）系電源

AM用MCC 7B

ＨＰＣＦ（
Ｂ）
系 電動弁

7 号炉

MCC
7D-1-1

ＲＨＲ（Ｂ）系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ｃ）

ＭＵＷＣポンプ（
Ｂ）

第3図

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＲＨＲ（Ｂ）系 電動弁

計測用（Ａ）系電源

M

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

ＭＵＷＣ系 電動弁

MCC
7C-1-7ＭＵＷＣポンプ（Ａ）

MCC
7C-1-1

電源構成図（交流電源）

ＨＰＣＦ（
Ｃ）
系 電動弁

P/C 7E-1

ＲＨＲ（
Ｃ）
系 電動弁

P/C 7D-1

P/C 7C-1

添付資料 1.4.3－1
重大事故対策の成立性
1.低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水(1)復水貯蔵槽水源確保
a.操作概要復水貯蔵槽を水源として復水移送ポンプにより原子炉圧力容器へ注水する際に，ポンプの吸込ラインを通常のラインから復水貯蔵槽下部からのラインに切り替えることにより水源を確保する。
b.作業場所
廃棄物処理建屋

地下 3 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
復水貯蔵槽水源確保に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :15 分（実績時間:14 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。 操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個
人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.4-132

復水移送ポンプ吸込ライン切替え

反射テープ

1.4-133

添付資料 1.4.3－2
2.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）(1)遠隔手動弁操作設備を使用しない場合の系統構成
a.操作概要低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する際の系統構成として MUWC 接続口内側隔離弁(B)又は MUWC 接続口内側隔離弁(A)を全開するため，管理区域にて遠隔手動弁操作設備のリンク機構を取り外し，弁操作を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 2 階，地上 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
遠隔手動弁操作設備の取外し及び取外し後の弁操作に必要な要員数，
時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :25 分（実績時間:10 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :一般工具を使用した簡易な操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.4-134

遠隔手動弁操作設備のリンク機構

リンク機構の取外し操作（系統構成）
リンク機構の取外し後に，ハンドルを取り付け，弁操作

1.4-135(2)遠隔手動弁操作設備を使用する場合の系統構成
a.操作概要低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する際の系統構成として MUWC 接続口内側隔離弁(A)を全開するため，非管理区域にて遠隔手動弁操作設備を使用して弁操作を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 2 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
遠隔手動弁操作設備を使用した弁操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :20 分（実績時間:15 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :一般工具を使用した簡易な操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.4-136(3)可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備及び送水
a.操作概要緊急時対策本部は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が必要な状況において，接続口（ホース接続箇所）及び水源を選定し，送水ルートを決定する。
現場では，指示された送水ルートを確保した上で，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）により送水する。
b.作業場所
屋外（原子炉建屋周辺，防火水槽周辺，淡水貯水池周辺）
c.必要要員数及び時間
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水のうち，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:｢防火水槽を水源とした場合｣3 名（緊急時対策要員 3 名）
｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）｣
4 名（緊急時対策要員 4 名）
｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）｣6 名（緊急時対策要員 6 名）
想定時間 :｢防火水槽を水源とした場合｣
125 分（実績時間なし）｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）｣
140 分（実績時間なし）｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）｣
330 分（実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:車両の作業用照明・ヘッドライト，懐中電灯及び LED 多機能
ライトにより，夜間における作業性を確保している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト，懐中電灯及びLED 多機能ライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場合でも安全に移動できる経路を移動する。

1.4-137

操作性:可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能である。また，作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

[淡水貯水池を水源とした場合]
ホースと可搬型代替注水ポンプ
吸管との接続[防火水槽を水源とした場合]防火水槽への吸管投入ホースを建屋接続口まで敷設

1.4-138

添付資料 1.4.3－3
3.残留熱除去系(C)注入配管使用による原子炉圧力容器への注水(1)現場での系統構成
a.操作概要低圧代替注水系（常設）等による注水が行えるよう，手動にて残留熱除去系注入弁(C)及び残留熱除去系洗浄水弁(C)を全開し，系統構成を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（残留熱除去
系(C)注入配管使用）のうち，現場での系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :40 分（実績時間:37 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.4-139

系統構成

現場での注水操作

1.4-140

添付資料 1.4.3－4
4.高圧炉心注水系(C)注入配管使用による原子炉圧力容器への注水(1)現場での系統構成，注水操作
a.操作概要低圧代替注水系（常設）等による注水が行えるよう，手動にて高圧炉
心注水系注入弁(C)及び高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(C)を全開し，系統構成及び注水操作を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水のうち，現場での系統構成及び注水操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :30 分（実績時間:26 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.4-141

現場での注水操作

系統構成

1.4-142

添付資料 1.4.3－5
5．消火系による原子炉圧力容器への注水(1)受電操作a.操作概要消火系による原子炉圧力容器への注水の系統構成のために電源を確保する。
b.作業場所
原子炉建屋 地下 1 階（非管理区域）
コントロール建屋 地下 1 階（非管理区域）
c.必要要員数及び時間
消火系による原子炉圧力容器への注水のうち，現場での受電操作に必
要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :20 分（実績時間:18 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.4-143

受電操作

受電確認

1.4-144

添付資料 1.4.3－6
6．残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱
a.操作概要残留熱除去系の原子炉停止時冷却モードにて発電用原子炉からの除熱を実施するため，残留熱除去系の原子炉停止時冷却モードの現場での系統構
成及びそれに必要な電源開放操作を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

地下 3 階（管理区域）
地下 1 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱のうち，現場での系統構成及び電源開放操作に必要な要員数，時間は以
下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :系統構成 15 分（実績時間:14 分）
電源開放 15 分（実績時間:12 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。管理区域においては汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

1.4-145

電源開放操作においても通常操作であるため，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

系統構成

1.4-146

添付資料 1.4.3－7
7.残留熱除去系注入配管使用による原子炉圧力容器への注水（全交流動力電源
喪失時）(1)系統構成
a.操作概要全交流動力電源喪失時において，低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉圧力容器への注水が行えるよう，手動にて復水補給水系原子炉建屋
復水積算計バイパス弁を全閉（復水補給水系バイパス流防止措置），残留熱除去系注入弁及び残留熱除去系洗浄水弁を全開し，系統構成を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 1 階（管理区域）
地下 2 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
低圧代替注水系（可搬型）による残留熱除去系注入配管を使用した原子炉圧力容器への注水のうち，現場での系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :「残留熱除去系(A)注入配管使用の場合」
135 分（実績時間:92 分※）※:残留熱除去系注入弁(A)は耐火材の設置工事中のため，耐火材取外し作業を除いた実績時間を示す。
「残留熱除去系(B)注入配管使用の場合」
85 分（実績時間:82 分）「残留熱除去系(C)注入配管使用の場合」
85 分（実績時間:82 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。

1.4-147

移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
残留熱除去系注入弁(A)を現場で手動操作する際は耐火材を取り外す必要があるが，取外し作業に特殊な工具は不要であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

復水補給水系バイパス流防止措置

系統構成

現場での注水操作（残留熱除去系(A)，(B)注入配管使用の場合）

現場での注水操作（残留熱除去
系(C)注入配管使用の場合）

1.4-148

添付資料 1.4.3－88.高圧炉心注水系注入配管使用による原子炉圧力容器への注水（全交流動力電
源喪失時）(1)系統構成
a.操作概要全交流動力電源喪失時において，低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉圧力容器への注水が行えるよう，手動にて復水補給水系原子炉建屋
復水積算計バイパス弁を全閉（復水補給水系バイパス流防止措置），高圧炉心注水系注入弁及び高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁を全開し，系統構成を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 1 階（管理区域）
地下 2 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
低圧代替注水系（可搬型）による高圧炉心注水系注入配管を使用した
原子炉圧力容器への注水のうち，現場での系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :75 分（実績時間:66 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

1.4-149

連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

復水補給水系バイパス流防止措置

現場での注水操作

1.4-150

系統構成

添付資料 1.4.4－1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧
手順
判断基準記載内容
1.4.2.1 発電用原子炉 (1)フロントライン系故 (a)低圧代替注水系(常 原子炉水位低(レベル3)
運転中における対応手順 障時の対応手順設)による原子炉圧力容a.低圧代替注水器への注水(b)低圧代替注水系(可搬 原子炉水位低(レベル3)
型)による原子炉圧力容器への注水(淡水/海水)(c)消火系による原子炉 原子炉水位低(レベル3)
圧力容器への注水(3)溶融炉心が原子炉圧 (a)低圧代替注水系(常 溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する
力容器内に残存する場合 設)による残存溶融炉心
の対応手順
の冷却
a.低圧代替注水

1.4-151(b)消火系による残存溶 溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する
融炉心の冷却(c)低圧代替注水系(可搬 溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する型)による残存溶融炉心の冷却1.4.2.2 発電用原子炉 (2)サポート系故障時の (a)残留熱除去系電源復 原子炉圧力指示値が規定値以下
停止中における対応手順 対応手順
旧後の発電用原子炉からa.復旧の除熱
1.4.2.3 重大事故等対 (1)残留熱除去系(低圧注原子炉水位低(レベル3)
処設備（設計基準拡張） 水モード)による原子炉による対応手順
圧力容器への注水(2)残留熱除去系(原子炉
原子炉圧力指示値が規定値以下
停止時冷却モード)による発電用原子炉からの除熱解釈
原子炉水位(狭帯域)にて原子炉水位低(レベル3)

原子炉水位(狭帯域)にて原子炉水位低(レベル3)

原子炉水位(狭帯域)にて原子炉水位低(レベル3)
原子炉格納容器下部への初期水張りが完了している場
合は，原子炉圧力容器への注水により原子炉圧力容器内に残存した溶融炉心を冷却するとともに，注水した水が破損口から原子炉格納容器下部へ落下することにより原子炉格納容器下部の溶融炉心も冷却できる。
原子炉格納容器下部の溶融炉心の冷却が不十分と確認された場合は原子炉格納容器下部への注水により原子炉格納容器下部の溶融炉心の冷却を優先する。
原子炉格納容器下部への初期水張りが完了している場
合は，原子炉圧力容器への注水により原子炉圧力容器内に残存した溶融炉心を冷却するとともに，注水した水が破損口から原子炉格納容器下部へ落下することにより原子炉格納容器下部の溶融炉心も冷却できる。
原子炉格納容器下部の溶融炉心の冷却が不十分と確認された場合は原子炉格納容器下部への注水により原子炉格納容器下部の溶融炉心の冷却を優先する。
原子炉格納容器下部への初期水張りが完了している場
合は，原子炉圧力容器への注水により原子炉圧力容器内に残存した溶融炉心を冷却するとともに，注水した水が破損口から原子炉格納容器下部へ落下することにより原子炉格納容器下部の溶融炉心も冷却できる。
原子炉格納容器下部の溶融炉心の冷却が不十分と確認された場合は原子炉格納容器下部への注水により原子炉格納容器下部の溶融炉心の冷却を優先する。
原子炉圧力指示値が以下

原子炉水位(狭帯域)にて原子炉水位低(レベル3)

原子炉圧力指示値が以下

添付資料 1.4.4－2
操作手順の解釈一覧
手順
操作手順記載内容
解釈
1.4.2.1 発電用原子炉 (1)フロントライン系故 (a)低圧代替注水系(常 復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上
復水移送ポンプ吐出圧力指示値が以上
運転中における対応手順 障時の対応手順設)による原子炉圧力容 原子炉圧力容器内の圧力が復水移送ポンプの吐出圧力 原子炉圧力容器内の圧力が以下であることa.低圧代替注水器への注水
以下であること
復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値が300m³/h程度まで上昇
復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値が程度まで上昇(b)低圧代替注水系(可搬 原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力 原子炉圧力指示値が以下であること型)による原子炉圧力容 以下であること
器への注水(淡水/海水)(c)消火系による原子炉 原子炉圧力容器内の圧力がディーゼル駆動消火ポンプ
圧力容器への注水の吐出圧力以下であること

原子炉圧力容器内の圧力が以下であること

1.4-152

復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値が程度まで上昇復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値が程度まで上昇(2)サポート系故障時の (a)残留熱除去系電源復 残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力指示値が規定値以上で 残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力指示値が以上
対応手順
旧後の原子炉圧力容器へ あること
であること
a.復旧
の注水
原子炉圧力容器内の圧力が残留熱除去系ポンプ(B)の吐 原子炉圧力容器内の圧力が以下であること
出圧力以下であること
残留熱除去系(B)系統流量指示値の上昇
残留熱除去系(B)系統流量指示値が954m³/h程度まで上
昇1.4.2.2 発電用原子炉 (2)サポート系故障時の (a)残留熱除去系電源復 原子炉圧力指示値が原子炉停止時冷却モードインター
停止中における対応手順 対応手順
旧後の発電用原子炉から ロック解除の設定値以下
a.復旧の除熱
残留熱除去系(B)系統流量指示値の上昇

原子炉圧力指示値が1.4.2.3 重大事故等対 (1)残留熱除去系(低圧注
処設備（設計基準拡張） 水モード)による原子炉による対応手順
圧力容器への注水

残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が
以上と
なったこと
原子炉圧力容器内の圧力が以下となったこと残留熱除去系系統流量指示値が954m³/h程度まで上昇
原子炉圧力指示値が以下(2)残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)による発電用原子炉からの除熱

残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上となったこと
原子炉圧力容器内の圧力が規定圧力以下となったこと
残留熱除去系系統流量指示値の上昇
原子炉圧力指示値が原子炉停止時冷却モードインター
ロック解除の設定値以下
残留熱除去系系統流量指示値の上昇以下

残留熱除去系(B)系統流量指示値が954m³/h程度まで上
昇

残留熱除去系系統流量指示値が954m³/h程度まで上昇

添付資料 1.4.4－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧（1/2）
統一名称

7号炉

6号炉
弁番号

弁名称

操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下2階配管スペース（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(C)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(C)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
原子炉建屋1階北側通路（管理区域）
原子炉建屋2階南側通路（管理区域）
原子炉建屋2階北側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）

タービン建屋負荷遮断弁

P13-MO-F150

T/B負荷遮断弁

残留熱除去系注入弁(B)E11-MO-F005B

RHR注入弁(B)

残留熱除去系注入弁(A)E11-MO-F005A

RHR注入弁(A)

残留熱除去系注入弁(C)E11-MO-F005C

RHR注入弁(C)

高圧炉心注水系注入弁(B)E22-MO-F003B

HPCF系注入隔離弁(B)

高圧炉心注水系注入弁(C)E22-MO-F003C

HPCF系注入隔離弁(C)

残留熱除去系洗浄水弁(B)E11-MO-F032B

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(B)

残留熱除去系洗浄水弁(A)E11-MO-F032A

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(A)

残留熱除去系洗浄水弁(C)
高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(B)
高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(C)E11-F032C
E22-F016B
E22-F016C

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(C)HPCF系洗浄弁(B)HPCF系洗浄弁(C)

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)E11-MO-F017B

RHR系格納容器冷却流量調節弁(B)

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)E11-MO-F018B

RHR系格納容器冷却ライン隔離弁(B)

復水補給水系常/非常用連絡1次，2次止め弁

P13-F011
P13-F012

復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第一止め弁
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第二止め弁

1.4-153

MUWC接続口内側隔離弁(B)P13-F135MUWC接続口内側隔離弁(A)P13-F131

RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第二止め弁
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第二止め弁

原子炉建屋2階南側通路（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋1階FCS室（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:屋外

弁番号

弁名称

P13-MO-F029

MUWC T/B負荷遮断弁

E11-MO-F005B

RHR注入隔離弁(B)E11-MO-F005A

RHR注入弁(A)E11-MO-F005C

RHR注入隔離弁(C)E22-MO-F003B

HPCF注入隔離弁(B)E22-MO-F003C

HPCF注入隔離弁(C)E11-MO-F032B

RHR注入ライン洗浄水止め弁(B)E11-MO-F032A

RHR注入ライン洗浄水止め弁(A)E11-F032C
E22-F016B
E22-F016C

RHR注入ライン洗浄水止め弁(C)HPCF洗浄用補給水止め弁(B)
HPCF洗浄用補給水止め弁(C)E11-MO-F017B

RHR格納容器冷却流量調節弁(B)E11-MO-F018B

RHR格納容器冷却ライン隔離弁(B)P13-F019
P13-F020

MUWC常/非常用連絡管1次止め弁
MUWC常/非常用連絡管2次止め弁

P13-F137

MUWC 建屋内南側外部送水ライン止め弁1

P13-F133

操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下3階南側配管スペース（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(C)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(C)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
原子炉建屋1階北側通路（管理区域）
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
原子炉建屋1階RHR(C)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

原子炉建屋1階南側通路（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:屋外
原子炉建屋2階北側通路（管理区域）
MUWC 建屋内北側外部送水ライン止め弁１
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階北側通路（非管理区域）

MUWC接続口外側隔離弁1(B)，2(B)P13-F134
P13-F139

RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第一止め弁(1)
屋外
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第一止め弁(2)MUWC接続口外側隔離弁1(A)，2(A)P13-F130
P13-F138

RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第一止め弁(1)
屋外
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第一止め弁(2)

P13-F132
P13-F140MUWC 建屋外北側外部送水ライン止め弁１
屋外
MUWC 建屋外北側外部送水ライン止め弁２

復水補給水系消火系第1，第2連絡弁

P13-MO-F066
P13-MO-F067

FP系第1連絡弁
FP系第2連絡弁

P13-MO-F090
P13-MO-F091

MUWC FP系第一連絡弁
MUWC FP系第二連絡弁

残留熱除去系ポンプS/P水吸込隔離弁(B)E11-MO-F001B

RHRポンプS/P水吸込隔離弁(B)E11-MO-F001B

RHRポンプS/P水吸込隔離弁(B)

残留熱除去系最小流量バイパス弁(B)E11-MO-F021B

RHR系最小流量バイパス弁(B)E11-MO-F021B

RHR最小流量バイパス弁(B)

残留熱除去系停止時冷却内側，外側隔離弁(B)E11-MO-F010B
E11-MO-F011B

RHR系停止時冷却内側隔離弁(B)RHR系停止時冷却外側隔離弁(B)E11-MO-F010B
E11-MO-F011B

RHR停止時冷却内側隔離弁(B)RHR停止時冷却外側隔離弁(B)

残留熱除去系ポンプ炉水吸込弁(B)E11-MO-F012B

RHRポンプ炉水吸込弁(B)E11-MO-F012B

RHRポンプ炉水吸込弁(B)

残留熱除去系封水ポンプ(B)吸込弁
残留熱除去系封水ポンプ(B)吐出弁
残留熱除去系封水ポンプ(B)最小流量吐出弁

E11-F022B
E11-F024B
E11-F025B

RHR系封水ポンプ吸込弁(B)
RHR系封水入口弁(B)RHR系封水ポンプ最小流量バイパス弁(B)E11-F022B
E11-F024B
E11-F025B

RHR封水ポンプ(B)吸込弁
RHR封水ポンプ(B)吐出弁
RHR封水ポンプ(B)最小流量吐出弁

残留熱除去系熱交換器出口弁(B)E11-MO-F004B

RHR系熱交換器出口弁(B)E11-MO-F004B

RHR熱交換器出口弁(B)

中央制御室
原子炉建屋地下2階西側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
中央制御室/原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）

P13-F136
P13-F141

MUWC 建屋外南側外部送水ライン止め弁１
屋外
MUWC 建屋外南側外部送水ライン止め弁２

中央制御室
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
中央制御室/原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）

各号炉の弁番号及び弁名称一覧（2/2）
統一名称

7号炉

6号炉
弁番号

弁名称

残留熱除去系注入弁

E11-MO-F005A/B/C RHR注入弁(A)/(B)/(C)

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁

E11-MO-F017B/C

RHR系格納容器冷却流量調節弁(B)/(C)

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁

E11-MO-F018B/C

RHR系格納容器冷却ライン隔離弁(B)/(C)

残留熱除去系ポンプS/P水吸込隔離弁

E11-MO-F001A/B/C RHRポンプS/P水吸込隔離弁(A)/(B)/(C)

残留熱除去系最小流量バイパス弁

E11-MO-F021A/B/C RHR系最小流量バイパス弁(A)/(B)/(C)

残留熱除去系停止時冷却内側，外側隔離弁

E11-MO-F010A/B/C RHR系停止時冷却内側隔離弁(A)/(B)/(C)E11-MO-F011A/B/C RHR系停止時冷却外側隔離弁(A)/(B)/(C)

残留熱除去系ポンプ炉水吸込弁

E11-MO-F012A/B/C RHRポンプ炉水吸込弁(A)/(B)/(C)

残留熱除去系封水ポンプ吸込弁
残留熱除去系封水ポンプ吐出弁

E11-F022A/B/C
E11-F024A/B/C

残留熱除去系封水ポンプ最小流量吐出弁

E11-F025A/B/C

残留熱除去系熱交換器出口弁

E11-MO-F004A/B/C RHR系熱交換器出口弁(A)/(B)/(C)

復水補給水系原子炉建屋復水積算計バイパス弁

P13-F053

RHR系封水ポンプ吸込弁(A)/(B)/(C)RHR系封水入口弁(A)/(B)/(C)RHR系封水ポンプ最小流量バイパス弁(A)/(B)/(C)R/B復水積算流量計バイパス弁

操作場所
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室/RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
中央制御室/原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）

弁番号

弁名称

E11-MO-F005A/B/C RHR注入弁(A)/RHR注入隔離弁(B)/(C)E11-MO-F017B/C

RHR格納容器冷却流量調節弁(B)/(C)E11-MO-F018B/C

RHR格納容器冷却ライン隔離弁(B)/(C)E11-MO-F001A/B/C RHRポンプS/P水吸込隔離弁(A)/(B)/(C)E11-MO-F021A/B/C RHR最小流量バイパス弁(A)/(B)/(C)E11-MO-F010A/B/C RHR停止時冷却内側隔離弁(A)/(B)/(C)E11-MO-F011A/B/C RHR停止時冷却外側隔離弁(A)/(B)/(C)E11-MO-F012A/B/C RHRポンプ炉水吸込弁(A)/(B)/(C)

操作場所
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室/RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
中央制御室/原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）

E11-F022A/B/C
E11-F024A/B/C

RHR封水ポンプ(A)/(B)/(C)吸込弁
RHR封水ポンプ(A)/(B)/(C)吐出弁

E11-F025A/B/C

RHR封水ポンプ(A)/(B)/(C)最小流量吐出弁 原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）

E11-MO-F004A/B/C RHR熱交換器出口弁(A)/(B)/(C)P13-F062

MUWC FQT-021バイパス弁

中央制御室
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）

1.4-154

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

＜

1.5.1

目

次

＞

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 大 気 ） へ の 代 替 熱 輸 送(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備b.

サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 海 ） へ の 代 替 熱 輸 送(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
c.

手順等

1.5.2

重大事故等時の手順

1.5.2.1

フロントライン系故障時の対応手順(1) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 大 気 ） へ の 代 替 熱 輸 送 （ 交 流 電 源 が 健 全 で
ある場合）
a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

b.

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(2) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 大 気 ） へ の 代 替 熱 輸 送 （ 全 交 流 動 力 電 源 喪
失時の場合）
a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
1.5-1

b.

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）(3) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
1.5.2.2

サポート系故障時の対応手順(1) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 海 ） へ の 代 替 熱 輸 送a.

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保b.

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
1.5.2.3

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 補 機 冷 却 系 に よ る 補 機 冷 却 水 確 保
1.5.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

1.5-2

添 付 資 料 1.5.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.5.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.5.3

重大事故対策の成立性
1.格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器
内の減圧及び除熱2.原 子 炉 格 納 容 器 ベ ン ト 弁 駆 動 源 確 保 （ 予 備 ボ ン
ベ）3.フ ィ ル タ 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り
4.フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ）5.フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 抜 き ）6.格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ージ
7.フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整
8.ド レ ン 移 送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ
9.ド レ ン タ ン ク 水 抜 き
10.耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減
圧及び除熱
11.代 替 原 子 炉 補 機 冷 却 系 に よ る 補 機 冷 却 水 確 保
12.熱 交 換 器 ユ ニ ッ ト に よ る 補 機 冷 却 水 確 保
13.大 容 量 送 水 車 （ 熱 交 換 器 ユ ニ ッ ト 用 ） 又 は 代 替
原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保

添 付 資 料 1.5.4

解釈一覧
1.判 断 基 準 の 解 釈 一 覧
2.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
1.5-3

3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.5-4

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、設計基準事故対処設備が有する最終
ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため、最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 「最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）炉心損傷防止ａ）取水機能の喪失により最終ヒートシンクが喪失することを想定し た 上 で 、 BWR に お い て は 、 サ プ レ ッ シ ョ ン プ ー ル へ の 熱 の 蓄 積により、原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に、十分な余裕 を 持 っ て 所 内 車 載 代 替 の 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ UHS） の 繋 ぎ 込 み 及
び最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。加えて、残留 熱 除 去 系 (RHR)の 使 用 が 不 可 能 な 場 合 に つ い て 考 慮 す る こ と 。
ま た 、 PWR に お い て は 、 タ ー ビ ン 動 補 助 給 水 ポ ン プ 及 び 主 蒸 気 逃がし弁による２次冷却系からの除熱により、最終的な熱の逃がし
場への熱の輸送ができること。

1.5-5

設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機
能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チ
ェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード），原
子炉補機冷却系による冷却機能である。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するための対処
設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.5-6

1.5.1

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送する必要がある。最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設計基準事故対処設備として，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール水冷
却モード及び格納容器スプレイ冷却モード），原子炉補機冷却系を設置している。
これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，これらを重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付け重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定 す る （ 第 1.5.1 図 ） 。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対
応手段と自主対策設備※１を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以1.5-7下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第四十八条及び技術基準規則第六十三条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
重大事故等対処設備（設計基準拡張）である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール水冷
却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）が健全であれば重大事故等の対処に用いる。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

こ の 対 応 手 段 及 び 設 備 は ， 「 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」における「残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱」にて整理する。

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
1.5-8

こ れ ら の 対 応 手 段 及 び 設 備 は ， 「 1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」における「残留熱除去系（サプレッショ
ン・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッション・チ
ェンバ・プールの除熱」及び「残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイ」にて整理する。

重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉補機冷却系が健全であれば重大事故等の対処に用いる。
原子炉補機冷却系による除熱で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉補機冷却海水ポンプ
・原子炉補機冷却水ポンプ
・原子炉補機冷却系配管・弁・海水ストレーナ
・原子炉補機冷却系サージタンク
・原子炉補機冷却水系熱交換器
・海水貯留堰・スクリーン室
・取水路
・補機冷却用海水取水路
・補機冷却用海水取水槽
・非常用交流電源設備

機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チェ
1.5-9

ンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）の故障を想定する。また，サポート系故障として，原子炉補機冷却系の故障又は全交流動力電源喪失を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策
設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順について の 関 係 を 第 1.5.1 表 に 整 理 す る 。

a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 大 気 ） へ の 代 替 熱 輸 送
ⅰ. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止
時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）が故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合は，格納容器圧
力逃がし装置により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する手段がある。
こ の 対 応 手 段 及 び 設 備 は ， 「 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」における「格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
1.5-10格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器圧力逃がし装置

ⅱ. 耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止
時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）が故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合は，耐圧強化ベント系により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する手段がある。
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備は以下のとおり。
・ 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W） 配 管 ・ 弁
・ 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ D/W） 配 管 ・ 弁・遠隔手動弁操作設備
・遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）
・不活性ガス系配管・弁・非常用ガス処理系配管・弁・主排気筒（内筒）
・常設代替交流電源設備
1.5-11

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・常設代替直流電源設備
・可搬型直流電源設備

格納容器ベントを実施する際の設備とラインの優先順位
は以下のとおりとする。
優先①：格納容器圧力逃がし装置によるウェットウェル
ベ ン ト （ 以 下 「 W/W ベ ン ト 」 と い う 。 ）優先②：格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベ
ン ト （ 以 下 「 D/W ベ ン ト 」 と い う 。 ）優 先 ③ ： 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る W/W ベ ン ト
優 先 ④ ： 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る D/W ベ ン トⅲ. 現場操作
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の隔離弁（空気駆動弁，電動駆動弁）の駆動源や制御電源が喪失した場合，隔離弁を遠隔で手動操作することで最終ヒートシ
ンク（大気）へ熱を輸送する手段がある。なお，隔離弁を遠隔で手動操作するエリアは原子炉建屋内の原子炉区域外とする。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の現場操作で使用する設備は以下のとおり。
・遠隔手動弁操作設備
1.5-12

・遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備のうち，格納容器圧力逃がし装置
は重大事故等対処設備として位置付ける。
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱 で 使 用 す る 設 備 の う ち ， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W） 配 管 ・弁 ， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ D/W） 配 管 ・ 弁 ， 遠 隔 手 動 弁 操 作 設
備，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ，遠隔空気駆動弁操作設
備配管・弁，原子炉格納容器（サプレッション・チェン
バ，真空破壊弁を含む），不活性ガス系配管・弁，非常用
ガス処理系配管・弁，主排気筒（内筒），常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備，常設代替直流電源設備及び可搬型直流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
現場操作で使用する設備のうち，遠隔手動弁操作設備，
遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備
配管・弁は重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設
備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.5.1）
以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（原子1.5-13

炉停止時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール
水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）の使用が不可能な場合においても最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送できる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に
有 効 な 設 備 で あ る た め ,自 主 対 策 設 備 と し て 位 置 付 け る 。 あ
わせて，その理由を示す。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

b.

サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 海 ） へ の 代 替 熱 輸 送
ⅰ. 代替原子炉補機冷却系による除熱
設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系が故障等
又は全交流動力電源喪失により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合は，代替原子炉補機冷却系により最終ヒー
トシンク（海）へ熱を輸送する手段がある。
代替原子炉補機冷却系による除熱で使用する設備は以下のとおり。
・熱交換器ユニット・大容量送水車（熱交換器ユニット用）
・代替原子炉補機冷却海水ストレーナ
1.5-14

・ホース
・原子炉補機冷却系配管・弁・サージタンク
・残留熱除去系熱交換器
・海水貯留堰・スクリーン室・取水路
・可搬型代替交流電源設備
・燃料補給設備

代替原子炉補機冷却系と併せて設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレ
イ冷却モード）により最終ヒートシンク（海）へ熱を輸送する。
なお，全交流動力電源喪失により残留熱除去系が起動できない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用高圧母線へ電源を供給することで残留熱除去系を復旧する。
残留熱除去系による除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
・残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水
冷却モード）
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
・常設代替交流電源設備
1.5-15

・第二代替交流電源設備

ⅱ. 大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる除熱
上 記 「 1.5.1(2)b.(a)ⅰ . 代 替 原 子 炉 補 機 冷 却 系 に よ る 除熱」の代替原子炉補機冷却系が故障等により最終ヒートシ
ンクへ熱を輸送できない場合は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプにより原子炉補機冷却系へ直接海水を送水する手段がある。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる除熱で使用する設備は以下のとおり。
・大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉
補機冷却海水ポンプ
・代替原子炉補機冷却海水ストレーナ・ホース・原子炉補機冷却系配管・弁・残留熱除去系熱交換器
・海水貯留堰・スクリーン室・取水路
・可搬型代替交流電源設備
・移動式変圧器
・燃料補給設備

1.5-16大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプと併せて設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・
チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）により最終ヒートシンク（海）へ熱を輸送する。
なお，全交流動力電源喪失により残留熱除去系が起動できない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用高圧母線へ電源を供給することで残留熱除去系を復旧する。
残留熱除去系による除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
・残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水
冷却モード）
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
代替原子炉補機冷却系による除熱で使用する設備のうち，
熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用），
代替原子炉補機冷却海水ストレーナ，ホース，原子炉補機冷
却系配管・弁・サージタンク，残留熱除去系熱交換器，海水貯留堰，スクリーン室，取水路，可搬型代替交流電源設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
1.5-17代替原子炉補機冷却系と併せて使用する設備のうち，常設
代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ
冷 却 モ ー ド ） は 重 大 事 故 等 対 処 設 備 (設 計 基 準 拡 張 )と し て 位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備
は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.5.1）
以上の重大事故等対処設備により，最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効 な 設 備 で あ る た め ,自 主 対 策 設 備 と し て 位 置 付 け る 。 あ わ せて，その理由を示す。
・大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプ（移動式変圧器を含む）
原子炉補機冷却系の淡水側に直接海水を送水することから，熱交換器の破損や配管の腐食が発生する可能性があるが，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプ
レッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）と併せて使用することで最終ヒートシンク（海）へ熱を輸送する手段として有効である。
1.5-18

・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場
合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

c.

手順等
上 記 「 a.

び 「 b.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備」及サポート系故障時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事
故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ 徴 候 ベ ー ス ） （ 以 下 「 EOP 」 と い
う 。 ） ， AM 設 備 別 操 作 手 順 書 及 び 多 様 な ハ ザ ー ド 対 応 手 順 に 定
め る （ 第 1.5.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要と な る 設 備 に つ い て も 整 理 す る （ 第 1.5.2 表 ， 第 1.5.3 表 ） 。
（ 添 付 資 料 1.5.2）

1.5-19

1.5.2

重大事故等時の手順

1.5.2.1

フロントライン系故障時の対応手順(1) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 大 気 ） へ の 代 替 熱 輸 送 （ 交 流 電 源 が 健 全 で
ある場合）
a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，格納容器圧力逃がし装置により最終
ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。
また，格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復
し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。なお，二次隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。

(a) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及び除熱
ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷※1 前において，原子炉格納容器内の冷却を実施
しても，原子炉格納容器内の圧力を規定圧力（ 279kPa[gage]） 以 下 に 維 持 で き な い 場 合 。

※ 1:｢炉 心 損 傷 ｣は ， 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル
1.5-20（ CAMS） で 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ガ ン マ 線 線 量 率 が ，設 計 基 準 事 故 相 当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た
場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS）
が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃
以上を確認した場合。

ⅱ. 操作手順
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の手順は以下のとおり。手順対応フローを第1.5.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.5.4 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.5.5 図 及 び 第 1.5.6 図 に 示 す 。
［ W/W ベ ン ト の 場 合 （ D/W ベ ン ト の 場 合 ， 手 順 ⑧ 以 外 は 同様）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位
外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る こ と を確認し，格納容器圧力逃がし装置によるウェットウェル（ 以 下 「 W/W」 と い う 。 ） 側 か ら の 格 納 容 器 ベ ン ト の 準 備を開始するよう運転員に指示する（原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位外部水源
注 水 制 限 を 越 え て い る 場 合 は ド ラ イ ウ ェ ル （ 以 下 「 D/W」という。）側からの格納容器ベントの準備を開始するよう 指 示 す る ）。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準1.5-21

備開始を報告する。
③現場運転員 C 及び D は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントに必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状
態表示にて確認する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値が通常水位範囲内であること及びフィル
タ装置ドレン移送ポンプの水張りが完了していることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の確認と し て ， 不 活 性 ガ ス 系 （ 以 下 「 AC 系 」 と い う 。 ） 隔 離 信
号 が 発 生 し て い る 場 合 は ， 格 納 容 器 補 助 盤 に て ， AC 系 隔
離信号の除外操作を実施する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，非常用ガス処理系が運転中であれば非常用
ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ装置出
口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全
閉操作，並びに耐圧強化ベント弁，非常用ガス処理系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁，非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系第二隔離弁の全閉，及びフィルタ装置入口弁の全開を確認する。
⑧ ａ W/W ベ ン ト の 場 合
1.5-22

中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（サプレッション・チ
ェンバ側）の全開操作を実施する。
⑧ ｂ D/W ベ ン ト の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（ドライウェ
ル側）操作用空気供給弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作を実施する。
⑨現場運転員 C 及び D は，格納容器ベント前の系統構成として，フィルタベント大気放出ラインドレン弁を全閉とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備
完了を当直副長に報告する。
⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑪当直副長は，原子炉格納容器内の圧力に関する情報収集を 適 宜 行 い ,当 直 長 に 報 告 す る 。 ま た ， 当 直 長 は 原 子 炉 格
納容器内の圧力に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの開始を緊急時対策本部に報告する。
⑬ 当 直 副 長 は ， 格 納 容 器 ベ ン ト 開 始 圧 力 （ 310kPa[gage]）に到達する時間，原子炉格納容器内の圧力上昇率を考慮
1.5-23

し，中央制御室運転員に格納容器ベント開始を指示する。
⑭中央制御室運転員 A 及び B は，二次隔離弁を調整開（流路 面 積 約 70%開 ） と し ， 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る
格納容器ベントを開始する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を調整開（流路面積約 70%開 ） と し ， 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 格 納 容器ベントを開始する。
なお，原子炉格納容器内の圧力に低下傾向が確認されなかった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の増開操作を実施する。
⑮中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントが開始されたことを格納容器内圧
力指示値の低下及びフィルタ装置入口圧力指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑯当直副長は，現場運転員に水素バイパスライン止め弁を全開するよう指示する。
⑰現場運転員 C 及び D は，水素バイパスライン止め弁の全開操作を実施する。
⑱ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値を確認し，水位調整が必要な場合は当直副長に報告する。また，当直長は，フィルタ装置の水位調整を実施するよう緊急時対策本部に依頼する。
1.5-24

⑲中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器
内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作を実施し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを停止する。一次隔離弁を全閉後，原子炉格
納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バ
イパス弁の全閉操作を実施する。

ⅲ .操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 開 始 ま で 約 40 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 1）(b) 原 子 炉 格 納 容 器 ベ ン ト 弁 駆 動 源 確 保 （ 予 備 ボ ン ベ ）残留熱除去系の機能が喪失し，格納容器圧力逃がし装置により大気を最終ヒートシンクとして熱を輸送する場合，空気1.5-25駆動弁である一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）を全開とし，格納容器ベントラインを構成する必要があり，通常の駆動空気供給源である計装用圧縮空気系が喪失した状況下では遠隔空気駆動弁操作用ボンベが駆動源となる。常設ボンベの圧力が低下した場合に，常設ボン
ベと予備ボンベを交換することで，一次隔離弁の駆動圧力を確保する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
格納容器圧力逃がし装置の系統構成及び格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施
中，各隔離弁の駆動源である遠隔空気駆動弁操作用ボンベの圧力が規定値以下となった場合。

ⅱ. 操作手順
原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の手
順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.5.7 図 に ， タ イ ム
チ ャ ー ト を 第 1.5.8 図 に 示 す 。

［一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）遠隔空気駆
動弁操作用ボンベ交換］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，現場運転員に一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）遠隔空気駆動弁操作用ボンベを，使用済みボンベから予備ボンベへの交換を指示する。
1.5-26

②現場運転員 C 及び D は，予備ボンベを予備ボンベラック
から運搬する。
③現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）操作用空気ボンベ出口弁及びボンベ本体の弁を全閉とし，使用中ボンベを取り外し，予備ボンベを接続する。
④現場運転員 C 及び D は，ボンベ本体の弁を全開とし，ボンベ接続部から一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気ボンベ出口弁までのリークチェックを実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）操作用空気ボンベ出口弁を全開にする。
⑥現場運転員 C 及び D は，使用済みボンベをボンベラックへ収納する。
⑦現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）遠隔空気駆動弁操作用ボンベの交換完了を
当直副長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，予備ボンベの確保を緊急時対策本部に依頼する。

［一次隔離弁（ドライウェル側）遠隔空気駆動弁操作用ボンベ交換］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，現場運転員に一次隔離弁（ドライウェル側）遠隔空気駆動弁操作用ボンベを，使用済みボンベから予備ボンベへの交換を指1.5-27

示する。
②現場運転員 C 及び D は，予備ボンベを予備ボンベラック
から運搬する。
③現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウェル側）
操作用空気ボンベ出口弁及びボンベ本体の弁を全閉とし，使用中ボンベを取り外し，予備ボンベを接続する。
④現場運転員 C 及び D は，ボンベ本体の弁を全開とし，ボンベ接続部から一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気ボンベ出口弁までのリークチェックを実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウェル側）
操作用空気ボンベ出口弁を全開にする。
⑥現場運転員 C 及び D は，使用済みボンベをボンベラックへ収納する。
⑦現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウェル側）
遠隔空気駆動弁操作用ボンベの交換完了を当直副長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，予備ボンベの確保を緊急時対策本部に依頼する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからボンベ交換終了まで約
45 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
1.5-28

照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 2）(c) フ ィ ル タ 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り
格納容器ベント中に想定されるフィルタ装置の水位調整準備として，乾燥状態で保管されているドレン移送ポンプへ水張りを実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
残留熱除去系の機能が喪失した場合。

ⅱ. 操作手順
フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張りの手順は以下のとお り 。 概 要 図 を 第 1.5.9 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.5.10
図に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へドレン移送ポンプ水張りを指示する。
② 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送
ポ ン プ 入 口 弁 を 全 開 操 作 し ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 遮
蔽壁内側ドレン弁を遠隔手動弁操作設備にて全開した
後 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 移 送 ポ ン プ テ ス ト ラ イ ン 止め弁を開操作することで系統内のエア抜きを実施し，エ
1.5-29

ア 抜 き 完 了 後 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 移 送 ポ ン プ テ ス
トライン止め弁を全閉操作する。
③緊急時対策要員は，ドレン移送ポンプ水張りの完了を緊
急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り の 完 了 ま で 45 分 以 内 で 可 能 である。なお，屋外における本操作は，格納容器ベント実施
前の操作であることから，作業エリアの環境による作業性への影響はない。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 3）(d) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ）フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達する前に，フィルタ装置補給水ラインからフィルタ装置へ水張りを実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置の水位が通常水位を下回ると判断した場合。

1.5-30

ⅱ. 操作手順
フィルタ装置水位調整（水張り）手順の概要は以下のとお り 。 概 要 図 を 第 1.5.11 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.5.12 図 に 示 す 。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水張り）の準備開始を指示する。
② a 防 火 水 槽 か ら 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） を 展 開した水張りの場合又は淡水貯水池から可搬型代替注水ポン プ （ A－ 2 級 ） を 展 開 し た 水 張 り の 場 合 （ 淡 水 貯 水 池 を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できる
場合）
緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） を 配 備 し ， 防 火
水 槽 又 は 淡 水 貯 水 池 か ら 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級 ） へ ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） か ら フ ィ ル タ
装置補給水接続口へそれぞれ送水ホースを接続し，フィルタ装置水位調整（水張り）の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
②b 事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポン
プ （ A－ 2 級 ） を 使 用 し た 水 張 り の 場 合 （ 淡 水 貯 水 池 を 水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない
場合）
緊急時対策要員は，事前に他の対応手段により設置した
1.5-31

可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） か ら フ ィ ル タ ベ ン ト 装置補給水接続口へ送水ホースを接続し，フィルタ装置水
位調整（水張り）の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員にフィルタ装置水位調整（水張り）の開始を指示する。
④ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） 起
動 と FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 給 水 ラ イ ン 元 弁 の 全 開 操 作を実施し，フィルタ装置への給水が開始されたことを，
フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 の FCVS 計 器 ラ ッ ク に て ， フ ィ
ルタ装置水位指示値の上昇により確認し，給水開始を緊
急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策要員は，フィルタ装置水位指示値が規定水位に 到 達 し た こ と を 確 認 し ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級 ） 停 止 操 作 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 給 水 ラ イ ン 元 弁の全閉操作及びフィルタ装置補給水接続口送水ホースの取外し操作を実施する。
⑥緊急時対策要員は，緊急時対策本部へフィルタ装置水位調整（水張り）の完了を報告する。

ⅲ. 操作の成立性
防 火 水 槽 か ら 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） を 展 開 したフィルタ装置水位調整（水張り）操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定～可搬型代替注
1.5-32

水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 配 備 ～ 送 水 準 備 ～ フ ィ ル タ 装 置 補 給用 接 続 口 使 用 に よ る 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よる 注 水 開 始 ま で 約 65 分 ， フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ）完 了 ま で 約 125 分 で 可 能 で あ る 。
淡 水 貯 水 池 か ら 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） を 展 開したフィルタ装置水位調整（水張り）（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定～可搬型代替注水
ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 配 備 ～ 送 水 準 備 ～ フ ィ ル タ 装 置 補 給 用
接 続 口 使 用 に よ る 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る
注 水 開 始 ま で 約 65 分 ， フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ） 完
了 ま で 約 125 分 で 可 能 で あ る 。
また，事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注
水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） を 使 用 し た フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水張り）（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり，
緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を
判 断 し て か ら 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 位 置 （ A－ 2 級 ） と 送 水ルートの確認～送水準備～フィルタ装置補給用接続口使用に よ る 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 注 水 開 始 ま
で 約 95 分 ， フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ） 完 了 ま で 約
155 分 で 可 能 で あ る 。
なお，炉心損傷がない状況下での格納容器ベントである
ことから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低
1.5-33

く，作業は可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 4）(e) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 抜 き ）格納容器ベントにより原子炉格納容器内から排気されたガスが格納容器圧力逃がし装置の配管内及びフィルタ装置内で凝縮し，その凝縮水がフィルタ装置に溜まることでフィルタ
装置の水位が上限水位に到達すると判断した場合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合はフィルタ装置機能維持のためフィルタ装置の排水を実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断した場
合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合。

ⅱ. 操作手順
フィルタ装置水位調整（水抜き）手順の概要は以下のとお り 。 概 要 図 を 第 1.5.13 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.5.14 図 に 示 す 。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急
1.5-34

時対策要員へフィルタ装置水位調整（水抜き）の準備開始を指示する。
② 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送
ポ ン プ 吐 出 側 第 二 止 め 弁 及 び FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ドレンライン二次格納施設外側止め弁を全開操作した後，
FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側 第 一 止め弁を微開操作する。また，フィルタベント遮蔽壁附室
にて，ドレン移送ポンプの電源が確保されていることを
FCVS 現 場 制 御 盤 の ド レ ン 移 送 ポ ン プ 運 転 状 態 ラ ン プ に より確認する。
③緊急時対策要員は，フィルタ装置水位調整（水抜き）の系統構成完了を緊急時対策本部に報告する。
④緊急時対策本部は，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水抜き）の開始を指示する。
⑤緊急時対策要員は，ドレン移送ポンプ A 又は B の起動操
作 を 実 施 し ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ
吐出側第一止め弁の増開操作により，ポンプ吐出側流量
を必要流量に調整する。また，フィルタ装置からの排水が 開 始 さ れ た こ と を フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 FCVS 計 器
ラックのフィルタ装置水位指示値の低下により確認し，
フィルタ装置水位調整（水抜き）が開始されたことを緊
急時対策本部に報告する。
⑥緊急時対策要員は，フィルタ装置水位指示値が通常水位に到達したことを確認後，ドレン移送ポンプを停止し，
FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側 第 一 止
1.5-35

め 弁 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側
第 二 止 め 弁 及 び FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ ン 二次格納施設外側止め弁を全閉操作する。
⑦緊急時対策要員は，緊急時対策本部へフィルタ装置水位調整（水抜き）の完了を報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装 置 水 位 調 整 （ 水 抜 き ） 完 了 ま で 約 150 分 で 可 能 で あ る 。
なお，炉心損傷がない状況下での格納容器ベントであることから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低
く，作業は可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 5）(f) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ー ジ
格納容器ベント停止後において，スクラバ水に貯留された放射性物質による水の放射線分解にて発生する水素ガス及び酸素ガスを排出する。また，フィルタ装置上流側の残留蒸気凝縮によりフィルタ装置上流側配管内が負圧となることにより，スクラバ水が上流側配管に吸い上げられることを防止するため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
1.5-36

ⅰ. 手順着手の判断基準
格納容器圧力逃がし装置を停止した場合。

ⅱ. 操作手順
格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ手順の概 要 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.5.15 図 に ， タ イ ム チ ャー ト を 第 1.5.16 図 に 示 す 。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断に基づき，当直長に格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統
構成を開始するよう依頼するとともに，緊急時対策要員に格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの準備の開始を指示する。
②当直副長は，中央制御室運転員に格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統構成開始を指示する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
停止後の窒素ガスパージの系統構成として，一次隔離弁（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 側 ）， 一 次 隔 離 弁 （ ド ラ イ ウ
ェル側）及び耐圧強化ベント弁の全閉確認，並びにフィルタ装置入口弁の全開確認後，二次隔離弁を全開操作
し，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統構成完了を当直副長に報告する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を全開操作する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，
1.5-37

遠隔手動弁操作設備にて二次隔離弁又は二次隔離弁バイ
パス弁を全開する手段がある。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統構成完了を緊
急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策要員は，原子炉建屋外壁南側（屋外）へ可搬型窒素供給装置を配備し送気ホースを接続口へ取り付
け，窒素ガスパージの準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑥緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスパージの開始を指示する。
⑦ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS PCV ベ ン ト ラ イ ン フ ィ ル タ ベ ン
ト 側 N2 パ ー ジ 用 元 弁 の 開 操 作 に よ り 窒 素 ガ ス の 供 給 を 開始するとともに，緊急時対策本部に窒素ガスパージの開始を報告する。
⑧緊急時対策本部は，窒素ガスパージの開始を当直長に報告するとともに，緊急時対策要員に水素濃度測定のためのサンプリングポンプの起動を指示する。
⑨緊急時対策要員は，原子炉建屋非管理区域内サンプリン
グラックにて，系統構成，工具準備及びサンプリングポ
ンプの起動を実施するとともに，緊急時対策本部にサンプリングポンプの起動完了を報告する。
⑩緊急時対策本部は，サンプリングポンプの起動完了を当直長に報告するとともに，フィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の監視を依頼する。
1.5-38

⑪当直副長は，中央制御室運転員にフィルタ装置の入口圧
力及び水素濃度を監視するよう指示する。
⑫ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置入口圧力によりフィルタ装置入口配管内の圧力が正圧であることを確認する。また，フィルタ装置水素濃度により水素濃度が許容濃度以下まで低下したことを確認し，窒素ガスパージ完了を当直副長に報告する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ窒素ガスパージ完了を報告する。
⑭緊急時対策本部は，緊急時対策要員へ窒素ガス供給の停止操作を指示するとともに，当直長にフィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の継続監視を依頼する。
⑮ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS PCV ベ ン ト ラ イ ン フ ィ ル タ ベ ン
ト 側 N2 パ ー ジ 用 元 弁 の 全 閉 操 作 を 実 施 し ， 緊 急 時 対 策 本
部に窒素ガス供給の停止を報告する。
⑯当直副長は，中央制御室運転員にフィルタ装置の入口圧
力及び水素濃度の継続監視を指示する。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガス供給停止後のフィルタ装置入口圧力指示値及びフィルタ装置水素濃度指示値が，窒素ガスパージ完了時の指示値と差異が発生しないことを継続的に監視する。
⑱当直長は，当直副長からの依頼に基づき，フィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の継続監視をもって格納容器圧
力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの完了を緊急時対策本部に報告する。
1.5-39⑲当直副長は，窒素ガスパージ完了後の系統構成を開始す
るよう運転員に指示する。
⑳中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガスパージ完了後の系統構成として，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁を全閉とし，系統構成完了を当直副長に報告する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動
弁操作設備にて二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁を全閉する手段がある。
㉑現場運転員 C 及び D は，窒素ガスパージ完了後の系統構
成として，水素バイパスライン止め弁を全閉とし，系統構成完了を当直副長に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ー ジ 完 了 ま で 約 270 分 で 可 能 である。その後，中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて窒素ガスパージ完了後の系統
構 成 を 実 施 し た 場 合 ， 約 15 分 で 可 能 で あ る 。
なお，炉心損傷がない状況下での格納容器ベントである
ことから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低
く，作業は可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
1.5-40（ 添 付 資 料 1.5.3－ 6）(g) フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整
フィルタ装置水位調整（水抜き）によりスクラバ水に含ま
れ る 薬 液 が 排 水 さ れ る こ と で ス ク ラ バ 水 の pH が 規 定 値 よ り も低くなることを防止するため薬液を補給する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
排気ガスの凝縮水により，フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断し，排水を行った場合。

ⅱ. 操作手順フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整 の 手 順 は 以 下 の と お り 。
概 要 図 を 第 1.5.17 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.5.18 図 に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時 対 策 要 員 へ ス ク ラ バ 水 の pH 測 定 及 び 薬 液 補 給 の 準 備 開始を指示する。
② 緊 急 時 対 策 要 員 は ， pH 測 定 の 系 統 構 成 と し て ， フ ィ ル タ
ベ ン ト 装 置 pH 入 口 止 め 弁 及 び フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 pH 出
口 止 め 弁 を 全 開 操 作 し た 後 ， pH 計 サ ン プ リ ン グ ポ ン プ を起動させ，サンプリングポンプの起動完了を緊急時対策本部に報告する。また，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）へ薬液補給用として可搬型窒素供給装置，ホース，
1.5-41

補給用ポンプ及び薬液を配備するとともに，系統構成を行い，緊急時対策本部に薬液補給の準備完了を報告する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員にフィルタ装置への薬液補給の開始を指示する。
④ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 薬 液 補 給 の た め ホ ー ス 接 続 及 び FCVS
フィルタベント装置給水ライン元弁を全開操作し，補給用ポンプを起動，所定量の薬液を補給するとともに，補給用ポンプの起動完了を緊急時対策本部に報告する。
⑤ 緊 急 時 対 策 本 部 は ， 当 直 長 に ス ク ラ バ 水 の pH 値 及 び 水 位を確認するよう依頼する。
⑥ 当 直 副 長 は ， ス ク ラ バ 水 の pH 値 及 び 水 位 を 確 認 す る よ う
中央制御室運転員に指示する。
⑦ 中 央 制 御 室 運 転 員 A は ， FCVS 制 御 盤 の フ ィ ル タ 装 置 ス ク
ラ バ 水 pH 及 び フ ィ ル タ 装 置 水 位 に よ り ス ク ラ バ 水 の pH
値及び水位を確認するとともに，フィルタ装置スクラバ
水 pH 指 示 値 が 規 定 値 で あ る こ と を 当 直 副 長 に 報 告 す る 。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，スクラバ水のpH 値 及 び 水 位 ， 並 び に フ ィ ル タ 装 置 へ の 薬 液 補 給 の 完 了を緊急時対策本部に報告する。
⑨緊急時対策本部は，緊急時対策要員に薬液補給の停止及び pH 測 定 の 停 止 を 指 示 す る 。
⑩緊急時対策要員は，薬液補給を停止するため，補給用ポン プ を 停 止 し ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 給 水 ラ イ ン 元 弁
を 全 閉 操 作 す る 。 ま た ， pH 測 定 を 停 止 す る た め ， pH 計 サ
1.5-42

ン プ リ ン グ ポ ン プ を 停 止 ， フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 pH 入 口 止
め 弁 及 び フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 pH 出 口 止 め 弁 を 全 閉 操 作
し ， 緊 急 時 対 策 本 部 へ フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整 の完了を報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名
及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始 の 判 断 を し て か ら フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整 完 了 ま
で 約 85 分 で 可 能 で あ る 。 な お ， 炉 心 損 傷 が な い 状 況 下 で の格納容器ベントであることから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低く，作業は可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 7）(h) ド レ ン 移 送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ
フィルタ装置水位調整（水抜き）後，フィルタ装置排水ラ
インの水の放射線分解により発生する水素ガスの蓄積を防止するため，窒素ガスによるパージを実施し，排水ラインの残留水をサプレッション・チェンバに排水する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置水位調整（水抜き）完了後又はドレンタン
ク水抜き完了後。
1.5-43

ⅱ. 操作手順
ドレン移送ライン窒素ガスパージの概要は以下のとおり 。 概 要 図 を 第 1.5.19 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.5.20
図に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へドレン移送ライン窒素ガスパージの準備開始を指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）にて，可搬型窒素供給装置を配備し，排水ライン接続口に可搬型窒素供給装置からの送気ホースを接続する。
ま た ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側
第 二 止 め 弁 及 び FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ ン 二次格納施設外側止め弁を全開操作し，ドレン移送ライン
窒素ガスパージの準備完了を緊急時対策本部に報告する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの供給開始を指示する。
④ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ
ン N2 パ ー ジ 用 元 弁 を 全 開 操 作 し ， 窒 素 ガ ス の 供 給 を 開 始するとともに，緊急時対策本部にドレン移送ライン窒素
ガスパージの開始を報告する。
⑤緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの供給停止を指示する。
1.5-44

⑥ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ
ン N2 パ ー ジ 用 元 弁 を 全 閉 操 作 し ， 窒 素 ガ ス の 供 給 を 停 止
す る 。 ま た ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ
吐 出 側 第 二 止 め 弁 及 び FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ
イン二次格納施設外側止め弁を全閉操作し，ドレン移送
ポンプ出口ライン配管内が正圧で維持されていることをドレン移送ライン圧力により確認し，ドレン移送ライン
窒素ガスパージが完了したことを緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからドレン移
送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ 完 了 ま で 約 135 分 で 可 能 で あ る 。
なお，炉心損傷がない状況下での格納容器ベントであることから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低
く，作業は可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 8）(i) ド レ ン タ ン ク 水 抜 き
ドレンタンクが水位高に到達した場合は，よう素フィルタの機能維持のため排水を実施する。

1.5-45

ⅰ. 手順着手の判断基準
ドレンタンクが水位高に到達すると判断した場合。

ⅱ. 操作手順
ドレンタンク水抜きの概要は以下のとおり。概要図を第1.5.21 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.5.22 図 に 示 す 。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員にドレンタンク水抜きを指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁附室にてドレン 移 送 ポ ン プ の 電 源 が 確 保 さ れ て い る こ と を FCVS 現 場 制
御盤ドレン移送ポンプ運転状態ランプにより確認する。
ま た ， ド レ ン タ ン ク 水 抜 き の 系 統 構 成 と し て FCVS フ ィ ル
タベント装置遮蔽壁内側ドレン弁を遠隔手動弁操作設備に て 全 閉 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン タ ン ク 出 口 止
め 弁 を 遠 隔 手 動 弁 操 作 設 備 に て 全 開 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン
ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側 第 二 止 め 弁 及 び FCVS フ ィ
ルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁を
全 開 操 作 し た 後 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ
ンプ吐出側第一止め弁を微開操作し，ドレン移送ポンプ
A 又 は B を 起 動 す る 。 そ の 後 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置
ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁の増開操作によりポンプ吐出側流量を必要流量に調整し，ドレンタンク内の水をサプレッション・チェンバへ排水開始したことを緊
急時対策本部に報告する。
1.5-46

③ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 FCVS 計 器
ラックのドレンタンク水位にて排水による水位の低下を確 認 し ， ド レ ン 移 送 ポ ン プ を 停 止 し た 後 ， FCVS フ ィ ル タ
ベント装置ドレンタンク出口止め弁を遠隔手動弁操作設
備 に て 全 閉 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ
吐 出 側 第 一 止 め 弁 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送
ポ ン プ 吐 出 側 第 二 止 め 弁 及 び FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド
レ ン ラ イ ン 二 次 格 納 施 設 外 側 止 め 弁 を 全 閉 ， FCVS フ ィ ル
タベント装置遮蔽壁内側ドレン弁を遠隔手動弁操作設備
にて全開操作し，ドレンタンク水抜きの完了を緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからドレンタ
ン ク 水 抜 き 完 了 ま で 約 80 分 で 可 能 で あ る 。 な お ， 炉 心 損 傷がない状況下での格納容器ベントであることから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低く，作業は可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 9）b.

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送
1.5-47

する機能が喪失した場合，耐圧強化ベント系により最終ヒート
シンク（大気）へ熱を輸送する。
また，格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復
し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。なお，二次隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。

(a) 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷※1 前において，原子炉格納容器内の冷却を実施
しても，原子炉格納容器内の圧力を規定圧力（ 279kPa[gage]） 以 下 に 維 持 で き な い 場 合 で ， 格 納 容 器 圧
力逃がし装置が機能喪失※2 した場合。

※ 1:｢炉 心 損 傷 ｣は ， 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル（ CAMS） で 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ガ ン マ 線 線 量 率 が ，設 計 基 準 事 故 相 当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た
場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS）
が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃
以上を確認した場合。
※ 2:「 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 が 機 能 喪 失 」 と は ， 設 備に故障が発生した場合。
1.5-48

ⅱ. 操作手順
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.5.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.5.23 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.5.24 図 及 び 第 1.5.25 図 に 示 す 。

［ W/W ベ ン ト の 場 合 （ D/W ベ ン ト の 場 合 ， 手 順 ⑪ 以 外 は 同様）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位
外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る こ と を
確 認 し ， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る W/W 側 か ら の 格 納 容 器
ベントの準備を開始するよう運転員に指示する（原子炉
格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール
水 位 外 部 水 源 注 水 制 限 を 越 え て い る 場 合 は D/W 側 か ら の格 納 容 器 ベ ン ト の 準 備 を 開 始 す る よ う 指 示 す る ）。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による除熱準備開始を緊急時対策本部に報告する。
③現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントに必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態表
示にて確認する。
1.5-49

⑤中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の確認と し て ， AC 系 隔 離 信 号 が 発 生 し て い る 場 合 は ， 格 納 容 器
補 助 盤 に て ， AC 系 隔 離 信 号 の 除 外 操 作 を 実 施 す る 。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，非常用ガス処理系が運転中であれば非常用
ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ装置出
口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全
閉操作，並びに非常用ガス処理系第一隔離弁，換気空調
系第一隔離弁，非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系第二隔離弁の全閉確認を実施する。
⑦現場運転員 C 及び D は，フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁を全開とすることで，フィルタ装置入口弁の駆動源を確保し，当直副長に報告する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，フィルタ装置入口弁の全閉操作を実施する。
現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備によりフィルタ装置入口弁の全閉操作を実施する。
⑨現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント弁操作用空気ボ
ンベ出口弁を全開とすることで，耐圧強化ベント弁の駆動源を確保し，当直副長に報告する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，耐圧強化ベント弁の全開操作を実施する。
⑪ ａ W/W ベ ン ト の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
1.5-50構成として，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁を全開とし駆動源を確保すること
で，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全開操作を実施する。
⑪ ｂ D/W ベ ン ト の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁を全開とし駆動源を確保することで，一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作を実施する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベントの準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑭当直副長は，原子炉格納容器内の圧力に関する情報収集を適宜行い，当直長に報告する。また，当直長は，原子炉格納容器内の圧力に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑮当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベント開始を緊急時対策本部に報告する。
⑯ 当 直 副 長 は ， 格 納 容 器 ベ ン ト 開 始 圧 力 （ 310kPa[gage]）に到達する時間，原子炉格納容器内の圧力上昇率を考慮し，中央制御室運転員に耐圧強化ベント系による格納容器ベント開始を指示する。
1.5-51

⑰中央制御室運転員 A 及び B は，二次隔離弁を調整開（流路 面 積 約 70%開 ） と し ， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る 格 納 容器ベントを開始する。二次隔離弁の開操作ができない場
合 は ， 二 次 隔 離 弁 バ イ パ ス 弁 を 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 70%開）とし，耐圧強化ベント系による格納容器ベントを開始する。
なお，原子炉格納容器内の圧力に低下傾向が確認されなかった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の増開操作を実施する。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを格納容器内圧力指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑲当直副長は，現場運転員に水素バイパスライン止め弁を全開するよう指示する。
⑳現場運転員 C 及び D は，水素バイパスライン止め弁の全開操作を実施する。
㉑中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器
内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作を実施し，耐圧強化ベント系による格納容器ベントを停止する。一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器
1.5-52

内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス
弁の全閉操作を実施する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから耐圧強化ベント系による 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 開 始 ま で 約 55 分 で 可 能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 10）(b) 原 子 炉 格 納 容 器 ベ ン ト 弁 駆 動 源 確 保 （ 予 備 ボ ン ベ ）残留熱除去系の機能が喪失し，耐圧強化ベント系により大気を最終ヒートシンクとして熱を輸送する場合，空気駆動弁である一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）及び耐圧強化ベント弁を全開とし，格納容器ベン
トラインを構成する必要があり，通常の駆動空気供給源である計装用圧縮空気系が喪失した状況下では遠隔空気駆動弁操作用ボンベが駆動源となる。常設ボンベの圧力が低下した場
合に，常設ボンベと予備ボンベを交換することで，一次隔離
弁及び耐圧強化ベント弁の駆動圧力を確保する。
1.5-53

ⅰ. 手順着手の判断基準
耐圧強化ベント系の系統構成及び耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施中，各隔離弁の駆動源である遠隔空気駆動弁操作用ボンベの圧力が規定値以下となった場合。

ⅱ. 操作手順
原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の手
順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.5.7 図 に ， タ イ ム
チ ャ ー ト を 第 1.5.8 図 に 示 す 。

［一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）遠隔空気駆
動弁操作用ボンベ交換］
操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(b)原子炉格

納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）」の操作手順と同様である。

［一次隔離弁（ドライウェル側）遠隔空気駆動弁操作用ボ
ンベ交換］
操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(b)原子炉格

納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）」の操作手順と同様である。

［耐圧強化ベント弁遠隔空気駆動弁操作用ボンベ交換］
1.5-54

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，現場運転員に耐圧強化ベント弁遠隔空気駆動弁操作用ボンベを，使用済みボンベから予備ボンベへの交換を指示する。
②現場運転員 C 及び D は，予備ボンベを予備ボンベラック
から運搬する。
③現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント弁操作用空気ボ
ンベ出口弁及びボンベ本体の弁を全閉とし，使用中のボンベを取り外し，予備ボンベを接続する。
④現場運転員 C 及び D は，ボンベ本体の弁を全開とし，ボンベ接続部から耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口
弁までのリークチェックを実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント弁操作用空気ボ
ンベ出口弁を全開にする。
⑥現場運転員 C 及び D は，使用済みボンベをボンベラックへ収納する。
⑦現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント弁遠隔空気駆動
弁操作用ボンベの交換終了を当直副長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，予備ボンベの確保を緊急時対策本部に依頼する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからボンベ交換終了まで約
45 分 で 可 能 で あ る 。
1.5-55

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 2）(2) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 大 気 ） へ の 代 替 熱 輸 送 （ 全 交 流 動 力 電 源 喪
失時の場合）
a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，格納容器圧力逃がし装置により最終
ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。
また，格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復
し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。なお，二次隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。
全交流動力電源喪失時は，現場手動にて系統構成を行うとともに原子炉建屋原子炉区域の系統構成は事前に着手する。

(a) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及び除熱（現場操作）
1.5-56

ⅰ. 手順着手の判断基準［原子炉建屋原子炉区域の系統構成］
全交流動力電源喪失時に，早期の電源復旧が見込めない場合。
［格納容器ベント準備］
炉心損傷※1 前において，原子炉格納容器内の冷却を実施
しても，原子炉格納容器内の圧力を規定圧力（ 279kPa[gage]） 以 下 に 維 持 で き な い 場 合 。

※ 1:｢炉 心 損 傷 ｣は ， 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル（ CAMS） で 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ガ ン マ 線 線 量 率 が ，設 計 基 準 事 故 相 当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た
場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS）
が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃
以上を確認した場合。

ⅱ. 操作手順
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の手順は以下のとおり。手順対応フローを第1.5.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.5.26 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.5.27 図 及 び 第 1.5.28 図 に 示 す 。
［ W/W ベ ン ト の 場 合 （ D/W ベ ン ト の 場 合 ， 手 順 ⑨ 以 外 は 同様）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉建屋
原子炉区域の系統構成を現場運転員に指示する。
1.5-57

②現場運転員 E 及び F は，非常用ガス処理系フィルタ装置
出口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全閉操作を実施する。
③当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位
外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る こ と を
確 認 し ， 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る W/W 側 か ら の 格
納容器ベントの準備を開始するよう運転員に指示する（原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェン
バ・プール水位外部水源注水制限を越えている場合はD/W 側 か ら の 格 納 容 器 ベ ン ト の 準 備 を 開 始 す る よ う 指 示す る ）。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備開始を報告する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントに必要な監視計器の電源が確保されていることを確認する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値が通常水位範囲内であること及びフィル
タ装置ドレン移送ポンプの水張りが完了していることを確認する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，耐圧強化ベント弁，非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系第二隔離弁の全閉，並びにフィル
1.5-58

タ装置入口弁の全開を確認する。
⑧現場運転員 E 及び F は，格納容器ベント前の系統構成として，非常用ガス処理系第一隔離弁及び換気空調系第一隔離弁の全閉を確認する。
⑨ ａ W/W ベ ン ト の 場 合
現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）を遠隔手動弁操作設備による操作で全開とする。また，遠隔手動弁操作設備による操作以外の手段として，直流電源が健全である場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁を現場で手動開し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）
を中央制御室の操作にて全開する手段がある。更に一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（サプレッション・チェ
ンバ側）操作用空気供給弁及び一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を全開する手段がある。
⑨ ｂ D/W ベ ン ト の 場 合
現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウェル側）
を遠隔手動弁操作設備による操作で全開とする。また，遠隔手動弁操作設備による操作以外の手段として，直流電源が健全である場合は，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁を現場で手動開し，一次隔離弁
1.5-59（ドライウェル側）を中央制御室の操作にて全開する手段がある。更に一次隔離弁（ドライウェル側）逆操作用
空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁及び一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（ドライウェ
ル側）を全開する手段がある。
⑩現場運転員 C 及び D は，フィルタベント大気放出ライン
ドレン弁を全閉とし，格納容器圧力逃がし装置による格
納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑫当直副長は，原子炉格納容器内の圧力に関する情報収集を 適 宜 行 い ,当 直 長 に 報 告 す る 。 ま た ， 当 直 長 は 原 子 炉 格
納容器内の圧力に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの開始を緊急時対策本部に報告する。
⑭ 当 直 副 長 は ， 格 納 容 器 ベ ン ト 開 始 圧 力 （ 310kPa[gage]）に到達する時間，弁操作に必要な時間，原子炉格納容器
内の圧力上昇率を考慮し，運転員に格納容器ベント開始を指示する。
⑮現場運転員 C 及び D は，二次隔離弁を遠隔手動弁操作設
1.5-60備 に て 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 70%開 ） と し ， 格 納 容 器 圧 力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。二次隔離
弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を遠 隔 手 動 弁 操 作 設 備 に て 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 70%開 ） とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。
なお，原子炉格納容器内の圧力に低下傾向が確認されなかった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の増開操作を実施する。
⑯中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントが開始されたことを格納容器内圧
力指示値の低下及びフィルタ装置入口圧力指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑰当直副長は，現場運転員に水素バイパスライン止め弁を全開するよう指示する。
⑱現場運転員 C 及び D は，水素バイパスライン止め弁の全開操作を実施する。
⑲ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値を確認し，水位調整が必要な場合は当直副長に報告する。また，当直長は，フィルタ装置の水位調整を実施するよう緊急時対策本部に依頼する。
⑳中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器
1.5-61

内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）を全閉するよう現場運転員に指示する。
㉑現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備により一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作を実施する。
㉒中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁を全閉するよう現場運転員に指示する。
㉓現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備により二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 開 始 ま で 約 70 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
遠隔手動弁操作設備の操作については，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能
1.5-62

である。
ま た ， 作 業 エ リ ア に は バ ッ テ リ ー 内 蔵 型 LED 照 明 を 配 備しており，建屋内常用照明消灯時における作業性を確保して い る が ， ヘ ッ ド ラ イ ト 及び 懐 中 電 灯 を バ ッ ク ア ッ プ と して 携 行す る 。
室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 1）(b) フ ィ ル タ 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り
格納容器ベント中に想定されるフィルタ装置の水位調整準備として，乾燥状態で保管されているドレン移送ポンプへ水張りを実施する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(c)フィルタ

装置ドレン移送ポンプ水張り」の操作手順と同様である。

(c) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ）フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達する前に，フィルタ装置補給水ラインからフィルタ装置へ水張りを実施する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(d)フィルタ

装置水位調整（水張り）」の操作手順と同様である。

(d) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 抜 き ）格納容器ベントにより原子炉格納容器内から排気されたガスが格納容器圧力逃がし装置の配管内及びフィルタ装置内で1.5-63

凝縮し，その凝縮水がフィルタ装置に溜まることでフィルタ
装置の水位が上限水位に到達すると判断した場合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合はフィルタ装置機能維持のためフィルタ装置の排水を実施する。ドレン移送ポンプの電源は，代替交流電源設
備から受電可能である。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(e)フィルタ

装置水位調整（水抜き）」の操作手順と同様である。

(e) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ー ジ
格納容器ベント停止後において，スクラバ水に貯留された放射性物質による水の放射線分解にて発生する水素ガス及び酸素ガスを排出する。また，フィルタ装置上流側の残留蒸気凝縮によりフィルタ装置上流側配管内が負圧となることにより，スクラバ水が上流側配管に吸い上げられることを防止するため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(f)

格納容器

圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ」の操作手順と同様である。

(f) フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整
フィルタ装置水位調整（水抜き）によりスクラバ水に含ま
れ る 薬 液 が 排 水 さ れ る こ と で ス ク ラ バ 水 の pH が 規 定 値 よ り も低くなることを防止するため薬液を補給する。
1.5-64

な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(g)フィルタ

装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整 」 の 操 作 手 順 と 同 様 で あ る 。

(g) ド レ ン 移 送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ
フィルタ装置水位調整（水抜き）後，フィルタ装置排水ラ
インの水の放射線分解により発生する水素ガスの蓄積を防止するため，窒素ガスによるパージを実施し，排水ラインの残留水をサプレッション・チェンバに排水する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(h)ドレン移送ライン窒素ガスパージ」の操作手順と同様である。

(h) ド レ ン タ ン ク 水 抜 き
ドレンタンクが水位高に到達した場合は，よう素フィルタの機能維持のため排水を実施する。ドレン移送ポンプの電源
は，代替交流電源設備から受電可能である。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(i)ドレンタ

ンク水抜き」の操作手順と同様である。

b.

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，耐圧強化ベント系により最終ヒート
シンク（大気）へ熱を輸送する。
また，格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復
1.5-65し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。なお，二次隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。
全交流動力電源喪失時は，現場手動にて系統構成を行うとともに原子炉建屋原子炉区域の系統構成は事前に着手する。

(a) 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱（現場操作）
ⅰ. 手順着手の判断基準［原子炉建屋原子炉区域の系統構成］
全交流動力電源喪失時に，早期の電源復旧が見込めない場合。
［格納容器ベント準備］
炉心損傷※1 前において，原子炉格納容器内の冷却を実施
しても，原子炉格納容器内の圧力を規定圧力（ 279kPa[gage]） 以 下 に 維 持 で き な い 場 合 で ， 格 納 容 器 圧
力逃がし装置が機能喪失※2 した場合。

※ 1:｢炉 心 損 傷 ｣は ， 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル（ CAMS） で 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ガ ン マ 線 線 量 率 が ，設 計 基 準 事 故 相 当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た
場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS）
が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃
1.5-66

以上を確認した場合。
※ 2:「 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 が 機 能 喪 失 」 と は ， 設 備に故障が発生した場合。

ⅱ. 操作手順
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.5.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.5.29 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.5.30 図 及 び 第 1.5.31 図 に 示 す 。

［ W/W ベ ン ト の 場 合 （ D/W ベ ン ト の 場 合 ， 手 順 ⑩ 以 外 は 同様）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉建屋
原子炉区域の系統構成を現場運転員に指示する。
②現場運転員 E 及び F は，非常用ガス処理系フィルタ装置
出口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全閉操作を実施する。
③当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位
外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る こ と を
確 認 し ， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る W/W 側 か ら の 格 納 容 器
ベントの準備を開始するよう運転員に指示する（原子炉
格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール
水 位 外 部 水 源 注 水 制 限 を 越 え て い る 場 合 は D/W 側 か ら の格 納 容 器 ベ ン ト の 準 備 を 開 始 す る よ う 指 示 す る ）。
1.5-67

④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による除熱準備開始を緊急時対策本部に報告する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントに必要な監視計器の電源が確保されていることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系
第二隔離弁の全閉を確認する。
⑦現場運転員 E 及び F は，格納容器ベント前の系統構成として，非常用ガス処理系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁の全閉を確認する。
⑧現場運転員 C 及び D は，格納容器ベント前の系統構成として，フィルタ装置入口弁を遠隔手動弁操作設備による操作で全閉とする。また，遠隔手動弁操作設備による操作以外の手段として，直流電源が健全である場合は，フィルタ装置入口弁の駆動空気を確保し，フィルタ装置入口弁を中央制御室の操作により全閉する手段がある。更にフィルタ装置入口弁逆操作用空気排気側止め弁を全閉，フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁及びフィルタ装置入口弁操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，フィルタ装置入口弁を全閉する手段がある。
⑨現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント弁を遠隔手動弁
操作設備による操作で全開とする。また，遠隔手動弁操作設備による操作以外の手段として，直流電源が健全で1.5-68ある場合は，耐圧強化ベント弁の駆動空気を確保し，耐圧強化ベント弁を中央制御室の操作により全開する手段がある。更に耐圧強化ベント弁逆操作用空気排気側止め
弁を全閉，耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁及び耐圧強化ベント弁操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，耐圧強化
ベント弁を全開する手段がある。
⑩ ａ W/W ベ ン ト の 場 合
現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）を遠隔手動弁操作設備による操作で全開とする。また，遠隔手動弁操作設備による操作以外の手段として，直流電源が健全である場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁を現場で手動開し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）
を中央制御室の操作にて全開する手段がある。更に一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（サプレッション・チェ
ンバ側）操作用空気供給弁及び一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を全開する手段がある。
⑩ ｂ D/W ベ ン ト の 場 合
現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウェル側）
を遠隔手動弁操作設備による操作で全開とする。また，
1.5-69遠隔手動弁操作設備による操作以外の手段として，直流電源が健全である場合は，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁を現場で手動開し，一次隔離弁（ドライウェル側）を中央制御室の操作にて全開する手段がある。更に一次隔離弁（ドライウェル側）逆操作用
空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁及び一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を全開する手段がある。
⑪中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベントの準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑬当直副長は，原子炉格納容器内の圧力に関する情報収集を適宜行い，当直長に報告する。また，当直長は，原子炉格納容器内の圧力に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑭当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベント開始を緊急時対策本部に報告する。
⑮ 当 直 副 長 は ， 格 納 容 器 ベ ン ト 開 始 圧 力 （ 310kPa[gage]）に到達する時間，弁操作に必要な時間，原子炉格納容器
内の圧力上昇率を考慮し，運転員に耐圧強化ベント系に
1.5-70よる格納容器ベント開始を指示する。
⑯現場運転員 C 及び D は，二次隔離弁を遠隔手動弁操作設
備 に て 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 70%開 ） と し ， 耐 圧 強 化 ベ ント系による格納容器ベントを開始する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を遠隔手
動 弁 操 作 設 備 に て 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 70%開 ） と し ， 耐
圧強化ベント系による格納容器ベントを開始する。
なお，原子炉格納容器内の圧力に低下傾向が確認されなかった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の増開操作を実施する。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを格納容器内圧力指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑱当直副長は，現場運転員に水素バイパスライン止め弁を全開するよう指示する。
⑲現場運転員 C 及び D は，水素バイパスライン止め弁の全開操作を実施する。
⑳中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器
内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）を全閉するよう現場運転員に指示する。
1.5-71

㉑現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備により一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作を実施する。
㉒中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁を全閉するよう現場運転員に指示する。
㉓現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備により二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから耐圧強化ベント系による 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 開 始 ま で 約 135 分 で 可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 10）(3) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.5.37 図 に 示 す 。
1.5-72

残留熱除去系が機能喪失した場合は，格納容器圧力逃がし装置
による原子炉格納容器内の除熱を実施する。格納容器圧力逃がし装置が機能喪失した場合は耐圧強化ベント系により原子炉格納容
器内の除熱を実施する。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系による格納容器
ベントは，弁の駆動電源及び空気源がない場合，現場での手動操作を行う。
なお，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系を用いて，格納容器ベントを実施する際には，スクラビングによる放射性 物 質 の 排 出 抑 制 を 期 待 で き る W/W を 経 由 す る 経 路 を 第 一 優 先 とす る 。 W/W ベ ン ト ラ イ ン が 水 没 等 の 理 由 で 使 用 で き な い 場 合 は ，D/W を 経 由 し て フ ィ ル タ 装 置 を 通 る 経 路 を 第 二 優 先 と す る 。

1.5.2.2

サポート系故障時の対応手順(1) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 海 ） へ の 代 替 熱 輸 送a.

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
原子炉補機冷却系の機能が喪失した場合，残留熱除去系を使用した発電用原子炉からの除熱，原子炉格納容器内の除熱及び使用済燃料プールの除熱ができなくなるため，代替原子炉補機
冷却系を用いた補機冷却水確保のため，原子炉補機冷却系の系
統構成を行い，代替原子炉補機冷却系により補機冷却水を供給する。
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源が確保されている場合に，冷却水通水確認後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チ
1.5-73ェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）を起動し，最終ヒートシンク（海）へ熱を輸送する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
原子炉補機冷却系の故障又は全交流動力電源の喪失により原子炉補機冷却系を使用できない場合。

(b) 操 作 手 順
代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保手順の概要は以下のとおり。
手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.5.2 図 に ， 概 要 図 を 第 1.5.32 図に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.5.33 図 に 示 す 。

ⅰ. 運転員操作（本手順は A 系使用の場合であり，B 系使用時については
手順⑥を除いて同様である。）①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保の準備のため，熱交換器ユニットの配備及び主配管（可搬型）の接続を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保に必要な電動弁の電源の受電操作を実施す
1.5-74る。
④中央制御室運転員 A 及び B は，代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保に必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態
表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保の中央制御室側系統構成を実施し，当 直 副 長 に 報 告 す る 。（ 第 1.5.32 図 参 照 ）⑥現場運転員 C 及び D は，代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保の非管理区域側系統構成を実施し，当直副長 に 報 告 す る 。（ 第 1.5.32 図 参 照 ）B 系使用時は，熱交換器ユニットの繋ぎ込み箇所が，原子 炉 補 機 冷 却 水 系 熱 交 換 器 （ B/E） 冷 却 水 出 口 弁 の 後 に なる た め ， 原 子 炉 補 機 冷 却 水 系 熱 交 換 器 （ B/E） 冷 却 水 出 口
弁 に つ い て は 系 統 構 成 対 象 外 と す る 。（ A 系 使 用 時 は ， 原子 炉 補 機 冷 却 水 系 熱 交 換 器 （ A/D） 冷 却 水 出 口 弁 の 前 に 繋
ぎこむ）⑦現場運転員 C 及び D は，代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保の管理区域側系統構成を実施し，当直副長に 報 告 す る 。（ 第 1.5.32 図 参 照 ）⑧緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却系による補機冷
却水確保のための熱交換器ユニットの配備及び主配管（可搬型）の接続完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替原子炉補1.5-75

機冷却系による補機冷却水供給開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑩緊急時対策要員は，熱交換器ユニット内の代替原子炉補機冷却水ポンプを起動し，代替原子炉補機冷却系による補機冷却水供給開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

ⅱ. 緊急時対策要員操作（補機冷却水供給）①緊急時対策要員は，緊急時対策本部から荒浜側又は大湊
側高台資機材置場へ移動する。
②緊急時対策要員は，熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用）等の健全性確認を行う。
③緊急時対策要員は，熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用）等を荒浜側又は大湊側高台資機
材置場からタービン建屋近傍屋外に移動させる。
④緊急時対策要員は，可搬型の主配管（淡水用ホース及び海水用ホース）の敷設及び接続を行う。
⑤緊急時対策要員は，電源ケーブルの敷設及び接続を行う。
⑥緊急時対策要員は，熱交換器ユニット等の淡水側の水張りに向け系統構成のための弁の開閉操作を行う。
⑦緊急時対策要員は，中央制御室運転員 A 及び B と連絡を密にし，熱交換器ユニット等の淡水側の水張りのため代替冷却水供給止め弁の開操作を行う。
⑧緊急時対策要員は，熱交換器ユニット等の淡水側の水張
1.5-76

り範囲内におけるベント弁の開操作及び代替冷却水戻り止め弁の開操作を行い，配管内の空気抜きを実施する。
⑨緊急時対策要員は，淡水側の水張り範囲内において漏え
いのないことを確認する。
⑩緊急時対策要員は，可搬型代替交流電源設備の起動操作を行う。
⑪緊急時対策要員は，熱交換器ユニット等の海水側の水張りに向け系統構成のための弁の開閉操作を行う。
⑫緊急時対策要員は，熱交換器ユニット等の海水側の水張りのため大容量送水車（熱交換器ユニット用）を起動させる。
⑬緊急時対策要員は，海水側の水張り範囲内におけるベント弁の開操作を行い，配管内の空気抜きを実施する。
⑭緊急時対策要員は，海水側の水張り範囲内において漏え
いのないことを確認する。
⑮緊急時対策要員は，緊急時対策本部及び当直長に熱交換器ユニットによる補機冷却水確保の準備が完了したことを報告する。
⑯緊急時対策要員は，中央制御室運転員 A 及び B と連絡を密にし，熱交換器ユニット内の代替原子炉補機冷却水ポンプを起動し，補機冷却水の供給を行う。
⑰緊急時対策要員は，熱交換器ユニット出口流量調整弁の開 操 作 を 行 い ， 代 替 RCW ポ ン プ 吐 出 圧 力 指 示 値 が 規 定 値となるよう開度を調整する。
⑱緊急時対策要員は，熱交換器ユニット及び大容量送水車
1.5-77

（熱交換器ユニット用）の運転状態を継続して監視する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名，
現 場 運 転 員 2 名 及 び 緊 急 時 対 策 要 員 13 名 に て 作 業 を 実 施 し た
場合，作業開始を判断してから運転員操作の系統構成完了まで 約 255 分 ， 緊 急 時 対 策 要 員 操 作 の 補 機 冷 却 水 供 給 開 始 ま で
約 540 分 で 可 能 で あ る 。
なお，炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原子炉補機冷却系を設置する場合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を 2 班体制とし，交替して対応する。
プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対
応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 11， 1.5.3－ 12）b.

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保
原子炉補機冷却系の機能が喪失した場合，残留熱除去系を使
1.5-78

用した除熱戦略ができなくなるため，代替原子炉補機冷却系に
より補機冷却水を確保するが，代替原子炉補機冷却系熱交換器
ユニットが機能喪失した場合は，原子炉補機冷却系の系統構成を行い，大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉
補機冷却海水ポンプにより，原子炉補機冷却系に海水を注入することで補機冷却水を供給する。
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源が確保されている場合に，冷却水通水確認後，目的に応じた運転モードで残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格
納容器スプレイ冷却モード）を起動し，最終ヒートシンク（海）へ熱を輸送する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準［大容量送水車（熱交換器ユニット用）使用の場合］
代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットが機能喪失した
場合。
［代替原子炉補機冷却海水ポンプ使用の場合］
代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットが機能喪失した
場合で，大容量送水車（熱交換器ユニット用）が故障等により使用できない場合。

(b) 操 作 手 順
大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機
冷却海水ポンプによる補機冷却水確保手順の概要は以下のと
1.5-79

お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.5.2 図 に ， 概 要 図 を 第 1.5.34
図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.5.35 図 に 示 す 。

ⅰ. 運転員操作［大容量送水車（熱交換器ユニット用）使用の場合］（本手順は A 系使用の場合であり，B 系使用時については
手順⑥を除いて同様である。また，代替原子炉補機冷却海水ポンプを使用した場合においても操作手順は同様である。）①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確
保の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷
却水確保の準備として，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の配備，ホースの接続を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保に必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保の中央制御室側系統
1.5-80構 成 を 実 施 し ， 当 直 副 長 に 報 告 す る 。（ 第 1.5.34 図 参照）⑥現場運転員 C 及び D は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保の非管理区域側系統構成を
実 施 し ， 当 直 副 長 に 報 告 す る 。（ 第 1.5.34 図 参 照 ）B 系使用時は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の繋 ぎ 込 み 箇 所 が ， 原 子 炉 補 機 冷 却 水 系 熱 交 換 器 （ B/E） 冷
却水出口弁の後になるため，原子炉補機冷却水系熱交換器 （ B/E） 冷 却 水 出 口 弁 に つ い て は 系 統 構 成 対 象 外 と する 。（ A 系 使 用 時 は ， 原 子 炉 補 機 冷 却 水 系 熱 交 換 器（ A/D） 冷 却 水 出 口 弁 の 前 に 繋 ぎ こ む ）⑦現場運転員 C 及び D は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保の管理区域側系統構成を実
施 し ， 当 直 副 長 に 報 告 す る 。（ 第 1.5.34 図 参 照 ）⑧緊急時対策要員は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保のための大容量送水車（熱交換器ユニット用）の配備，主配管（可搬型）の接続完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策
本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水供給開始を緊
急時対策本部に依頼する。
⑩緊急時対策要員は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水供給開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告す
1.5-81

る。

ⅱ. 緊急時対策要員操作［大容量送水車（熱交換器ユニット用）使用の場合］①緊急時対策要員は，緊急時対策本部から荒浜側又は大湊
側高台資機材置場へ移動する。
②緊急時対策要員は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）等の健全性確認を行う。
③緊急時対策要員は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）を荒浜側又は大湊側高台資機材置場からタービン建屋近傍屋外に移動させる。
④緊急時対策要員は，ホースの敷設及び接続を行う。
⑤緊急時対策要員は，緊急時対策本部及び当直長に大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保の準備が完了したことを報告する。
⑥緊急時対策要員は，中央制御室運転員 A 及び B と連絡を密にし，大容量送水車（熱交換器ユニット用）を起動
し，補機冷却水の供給を行う。
⑦緊急時対策要員は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の吐出圧力にて必要流量が確保されていることを確認する。
⑧緊急時対策要員は，ホース等の海水通水範囲について漏
えいのないことを確認する。
⑨緊急時対策要員は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の運転状態を継続して監視する。
1.5-82

［代替原子炉補機冷却海水ポンプ使用の場合］①緊急時対策要員は，緊急時対策本部から荒浜側又は大湊
側高台資機材置場へ移動する。
②緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却海水ポンプ等の健全性確認を行う。
③緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却海水ポンプ等を荒浜側又は大湊側高台資機材置場からタービン建屋近傍
屋外に移動させる。
④緊急時対策要員は，ホースの敷設及び接続を行う。
⑤緊急時対策要員は，電源ケーブルの敷設及び接続を行う。
⑥緊急時対策要員は，可搬型代替交流電源設備の起動操作を行う。
⑦緊急時対策要員は，緊急時対策本部及び当直長に代替原
子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保の準備が完了したことを報告する。
⑧緊急時対策要員は，中央制御室運転員 A 及び B と連絡を密にし，代替原子炉補機冷却海水ポンプを起動し，補機冷却水の供給を行う。
⑨緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却海水ポンプの吐出圧力にて必要流量が確保されていることを確認する。
⑩緊急時対策要員は，ホース等の海水通水範囲について漏
えいのないことを確認する。
⑪緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却海水ポンプの運1.5-83

転状態を継続して監視する。

(c) 操 作 の 成 立 性［大容量送水車（熱交換器ユニット用）使用の場合］
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員
8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから運転
員 に よ る 系 統 構 成 完 了 ま で 約 255 分 ， 緊 急 時 対 策 要 員 に よ る
大容量送水車（熱交換器ユニット用）を使用した補機冷却水
供 給 開 始 ま で 約 300 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 13）［代替原子炉補機冷却海水ポンプ使用の場合］
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員
11 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開 始 を 判 断 し て か ら 運 転
員 に よ る 系 統 構 成 完 了 ま で 約 255 分 ， 緊 急 時 対 策 要 員 に よ る
代替原子炉補機冷却海水ポンプ）を使用した補機冷却水供給
開 始 ま で 約 420 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始
1.5-84

できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 13）(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.5.37 図 に 示 す 。
原子炉補機冷却系が機能喪失した場合は，代替原子炉補機冷却系により海へ熱を輸送する手段を確保し，残留熱除去系を使用して原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内の除熱を行う。
代替原子炉補機冷却系が故障等により熱を輸送できない場合
は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプにより原子炉補機冷却系へ直接海水を送水し，残留熱除去系を使用して原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内の除熱を行う。

1.5.2.3

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 補 機 冷 却 系 に よ る 補 機 冷 却 水 確 保
原子炉補機冷却系が健全な場合は，自動起動信号による作動，又は中央制御室からの手動操作により原子炉補機冷却系を起動
し，原子炉補機冷却系による補機冷却水確保を行う。

a.

手順着手の判断基準
残留熱除去系を使用した原子炉圧力容器内及び原子炉格納容

器内の除熱が必要な場合。

1.5-85

b.

操作手順
原子炉補機冷却系による補機冷却水確保手順の概要は以下のと お り 。 概 要 図 を 第 1.5.36 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室
運転員に原子炉補機冷却系による補機冷却水確保開始を
指 示 する 。
②中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動起
動 操 作 ， 又 は 自 動 起 動 信 号 （ 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1）
又はドライウェル圧力高）により待機中の原子炉補機冷却海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプの起動，並びに原子炉補機冷却系熱交換器冷却水出口弁及び残留熱除去系熱交換器冷却水出口弁の全開を確認する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉補機冷却系による補機冷却水確保が開始されたことを原子炉補機冷却系系
統流量指示値の上昇及び残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量指示値の上昇により確認し当直副長に報告する。

c.

操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

1.5.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

格納容器圧力逃がし装置を用いた原子炉格納容器内の除熱手順
は ， 「 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」
1.5-86

にて整備する。
残留熱除去系ポンプ，電動弁，中央制御室監視計器類への電源供
給 手 順 及 び 電 源 車 へ の 燃 料 補 給 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。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）手順については，「 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」にて整備する。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード
及 び 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド ） 手 順 に つ い て は ， 「 1.6
炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

1.5-87原子第 1.5.1 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（1/5）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）※1

ス）
重大事故等対処設備（設計基準拡張）による発電用原子炉からの除熱

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）「S/P 温度制御」等

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プ

事故時運転操作手順書（徴候ベーール水冷却モード）※2

ス）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）「S/P 温度制御」※2「PCV 圧力制御」等

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内の除熱

重大事故等対処設備（設計基準拡張）－

事故時運転操作手順書（徴候ベー※1:手順は「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」にて整備する。

※2:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.5-88

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/5）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベー

原子炉補機冷却水ポンプ

ス）

補機冷却用海水取水路
補機冷却用海水取水槽
非常用交流電源設備（設計基準拡張）

原子炉補機冷却水系熱交換器「S/P 温度制御」等

※3

海水貯留堰
重大事故等対処設備

原子炉補機冷却系による除熱

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

原子炉補機冷却系サージタンク

重大事故等対処設備

原子炉補機冷却海水ポンプ
原子炉補機冷却系配管・弁・海水ストレーナ－

手順書

スクリーン室取水路※1:手順は「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」にて整備する。

※2:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.5-89

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/5）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

残留熱除去系（原子炉停止時

対処設備

手順書

格納容器圧力逃がし装置

事故時運転操作手順書（徴候ベー

冷 却モード， サプレ ッショ

ス）

ン・チェンバ・プール水冷却「PCV 圧力制御」

モード及び格納容器スプレイ
冷却モード）

AM 設備別操作手順書「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用（S/C））」
格納容器圧力逃がし装置によるタベント使用（D/W））」
重大事故等対処設備

原子炉格納容器内の減圧及び除熱「炉心損傷前 PCV ベント（フィル「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボンベ]」
多様なハザード対応手順「フィルタ装置ドレン移送ポンプ
水張り」「フィルタベント水位調整（水張り）」「フィルタベント水位調整（水抜フロントライン系故障時き）」「フィルタベント停止後の N2 パージ」「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」
「ドレン移送ライン N2 パージ」
「ドレンタンク水抜き」
耐圧強化ベント系（W/W）配管・弁事故時運転操作手順書（徴候ベー

耐圧強化ベント系（D/W）配管・弁

ス）

遠隔手動弁操作設備「PCV 圧力制御」

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

原子炉格納容器（ サプレッ ション ・チ ェンバ，真空破壊弁を含む）
不活性ガス系配管・弁
非常用ガス処理系配管・弁
主排気筒（内筒）重大事故等対処設備

遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁常設代替交流電源設備※3

AM 設備別操作手順書「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（D/W））」「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボンベ]」

可搬型代替交流電源設備※3
代替所内電気設備※3
常設代替直流電源設備※3
可搬型直流電源設備※3

設備

自主対策

第二代替交流電源設備※3※1:手順は「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」にて整備する。

※2:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.5-90対応手段，対処設備，手順書一覧（4/5）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

残留熱除去系（原子炉停止時

遠隔手動弁操作設備

事故時運転操作手順書（徴候ベー

冷却モード，サプレッショ

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

ス）

ン・チェンバ・プール水冷却

遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁「PCV 圧力制御」

モード及び格納容器スプレイ
冷却モード）

AM 設備別操作手順書

全交流動力電源「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用（D/W））」「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強重大事故等対処設備

現場操作

フロントライン系故障時

化ライン使用（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（D/W））」「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボンベ]」
多様なハザード対応手順「フィルタ装置ドレン移送ポンプ
水張り」「フィルタベント水位調整（水張り）」「フィルタベント水位調整（水抜き）」「フィルタベント停止後の N2 パージ」「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」
「ドレン移送ライン N2 パージ」
「ドレンタンク水抜き」※1:手順は「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」にて整備する。

※2:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.5-91

対応手段，対処設備，手順書一覧（5/5）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

原子炉補機冷却系

熱交換器ユニット

事故時運転操作手順書（徴候ベー

全交流動力電源

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

ス）

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ「S/P 温度制御」等

ホース
残留熱除去系熱交換器
海水貯留堰
スクリーン室取水路

AM 設備別操作手順書「代替 Hx による補機冷却水（A）確保」「代替 Hx による補機冷却水（B）確保」

可搬型代替交流電源設備※3

多様なハザード対応手順

燃料補給設備※3「熱交換器ユニットによる補機冷
却水確保」

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）※1ド）※2

サポート系故障時

設備

残留 熱除 去系（格 納容 器スプレイ冷 却モー

自主対策

プール水冷却モード）※2（設計基準拡張）

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・

重大事故等対処設備

代替原子炉補機冷却系による除熱

常設代替交流電源設備※3

重大事故等対処設備

原子炉補機冷却系配管・弁・サージタンク

第二代替交流電源設備※3

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代事故時運転操作手順書（徴候ベー

替原子炉補機冷却海水ポンプ

ス）

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ「S/P 温度制御」等

ホース
AM 設備別操作手順書

残留熱除去系熱交換器「代替 Hx による補機冷却水（A）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）※1

確保」

残留熱除去系（サプレション・チェンバ・プ

「代替 Hx による補機冷却水（B）

ール水冷却モード）※2

確保」

残留 熱除 去系（格 納容 器スプレイ冷 却モー
ド）※2
海水貯留堰
スクリーン室

自主対策設備

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる除熱

原子炉補機冷却系配管・弁多様なハザード対応手順「代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保」

取水路「大容量送水車による補機冷却水

常設代替交流電源設備※3

確保」

第二代替交流電源設備※3
可搬型代替交流電源設備※3
移動式変圧器
燃料補給設備※3※1:手順は「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」にて整備する。

※2:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.5-92

第 1.5.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/8）
重大事故等の対応に

手順書
1.5.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(1)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（交流電源が健全である場合）
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 圧力制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）

AM 設備別操作手順書

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用
原子炉格納容器内の圧力（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度（D/W））」

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

判断基準

格納容器内水素濃度(A)
原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧

電源

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
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

操作

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
フィルタ装置水位

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ「PCV 圧力制御」

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

AM 設備別操作手順書
操作「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボンベ]」

1.5-93

監視計器一覧（2/8）
重大事故等の対応に

手順書
1.5.2.1必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）フロントライン系故障時の対応手順(1)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（交流電源が健全である場合）
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
多様なハザード対応手順

残留熱除去系(A)系統流量「フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」

残留熱除去系(B)系統流量
判断基準

残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量

操作「フィルタベント水位調整（水張り）」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント停止後の N2 パージ」

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能補機監視機能判断基準

多様なハザード対応手順

フィルタ装置水位

操作「フィルタベント水位調整（水抜き）」－

補機監視機能判断基準

多様なハザード対応手順－

フィルタ装置水位
フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量

－

－

操作

フィルタ装置水素濃度
補機監視機能・フィルタ装置入口水素濃度
・フィルタ装置出口水素濃度
フィルタ装置入口圧力「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレン移送ライン N2 パージ」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレンタンク水抜き」

判断基準

多様なハザード対応手順－

補機監視機能－フィルタ装置スクラバ水 pH
フィルタ装置水位－－

補機監視機能ドレン移送ライン圧力

補機監視機能ドレンタンク水位操作

補機監視機能1.5-94

ドレンタンク水位
フィルタ装置ドレン移送流量

監視計器一覧（3/8）
重大事故等の対応に

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目
1.5.2.1

フロントライン系故障時の対応手順(1)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（交流電源が健全である場合）
b.耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 圧力制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）

AM 設備別操作手順書

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（S/C））」

原子炉格納容器内の圧力「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（D/W））」

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

判断基準

格納容器内水素濃度(A)
原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

操作

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度「PCV 圧力制御」

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

最終ヒートシンクの確保

耐圧強化ベント系放射線モニタ

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

AM 設備別操作手順書
操作「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボンベ]」

1.5-95

監視計器一覧（4/8）
重大事故等の対応に

手順書
1.5.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(2)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（全交流動力電源喪失時の場合）
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 圧力制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）

AM 設備別操作手順書

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用
原子炉格納容器内の圧力（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度（D/W））」

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

判断基準

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧

電源

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
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

操作
原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

フィルタ装置水位
最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

1.5-96

監視計器一覧（5/8）
重大事故等の対応に

手順書
1.5.2.1必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）フロントライン系故障時の対応手順(2)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（全交流動力電源喪失時の場合）
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
多様なハザード対応手順

残留熱除去系(A)系統流量「フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」

残留熱除去系(B)系統流量
判断基準

残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量

操作「フィルタベント水位調整（水張り）」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント停止後の N₂パージ」

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能補機監視機能判断基準

多様なハザード対応手順

フィルタ装置水位

操作「フィルタベント水位調整（水抜き）」－

補機監視機能判断基準

多様なハザード対応手順－

フィルタ装置水位
フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量

－

－

操作

フィルタ装置水素濃度
補機監視機能・フィルタ装置入口水素濃度
・フィルタ装置出口水素濃度
フィルタ装置入口圧力「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレン移送ライン N2 パージ」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレンタンク水抜き」

判断基準

多様なハザード対応手順－

補機監視機能－フィルタ装置スクラバ水 pH
フィルタ装置水位－－

補機監視機能ドレン移送ライン圧力

補機監視機能ドレンタンク水位操作

補機監視機能1.5-97

ドレンタンク水位
フィルタ装置ドレン移送流量

監視計器一覧（6/8）
重大事故等の対応に

手順書
1.5.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(2)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（全交流動力電源喪失時の場合）
b.耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
事故時運転操作手順書（徴候ベース）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 圧力制御」
AM 設備別操作手順書

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

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

「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（D/W））」

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

判断基準

格納容器内水素濃度(A)
原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）
格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

操作

原子炉格納容器内の酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

1.5-98耐圧強化ベント系放射線モニタ

監視計器一覧（7/8）
重大事故等の対応に

手順書
1.5.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

サポート系故障時の対応手順(1)最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送
a.代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
b.大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保
事故時運転操作手順書（徴候ベース）
ドライウェル雰囲気温度「S/P 温度制御」等
原子炉格納容器内の温度
AM 設備別操作手順書

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度「代替 Hx による補機冷却水（A）確保」「代替 Hx による補機冷却水（B）確保」「熱交換器ユニットによる補機冷却水確保」

判断基準

多様なハザード対応手順

原子炉格納容器内の圧力電源

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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

水源の確保

RCW サージタンク水位(A)水位
RCW サージタンク水位(B)水位
原子炉補機冷却水系(A)系統流量

最終ヒートシンクの確保

原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量

操作

代替 RCW ユニット入口温度
代替 RCW ポンプ(A)吸込圧力
代替 RCW ポンプ(B)吸込圧力
補機監視機能代替 RCW ポンプ(A)吐出圧力
代替 RCW ポンプ(B)吐出圧力
代替 RSW ポンプ出口圧力
大容量送水車吐出圧力

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
ドライウェル雰囲気温度「S/P 温度制御」等
原子炉格納容器内の温度
AM 設備別操作手順書

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度「代替 Hx による補機冷却水（A）確保」

多様なハザード対応手順

判断基準「代替 Hx による補機冷却水（B）確保」

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

「代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷
却水確保」「大容量送水車による補機冷却水確保」
電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
原子炉補機冷却水系(A)系統流量操作

最終ヒートシンクの確保

原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量

補機監視機能1.5-99大容量送水車吐出圧力監視計器一覧（8/8）
重大事故等の対応に

手順書
1.5.2.3必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等
原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

ドライウェル雰囲気温度
判断基準

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
RCW サージタンク水位(A)水位

水源の確保

RCW サージタンク水位(B)水位
RCW サージタンク水位(C)水位

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
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(C)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系熱交換器(C)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量操作

残留熱除去系(B)系統流量
最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(C)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(C)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(C)出口冷却水温度

1.5-100

第 1.5.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文
【1.5】

給電元

供給対象設備
格納容器圧力逃がし装置

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

給電母線
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
AM 用 MCC
AM 用直流 125V

不活性ガス系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
MCC C 系
AM 用 MCC
直流 125V B 系
AM 用直流 125V

非常用ガス処理系弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系

代替原子炉補機冷却系（熱交換器ユニッ

可搬型代替交流電源設備

ト）
代替原子炉補機冷却系（熱交換器ユニッ
ト）
原子炉補機冷却系弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

1.5-101

最終ヒートシンク喪失

RHR A機能喪失

凡例①，②

RHR B機能喪失

サポート系

フロントライン系

RHR C機能喪失：フロントライン系の対応：OR条件：サポート系の対応

補機冷却系
故障

※1

※1

：AND条件

駆動源喪失（AC電源）

※2

※3

③，④
弁故障

RHRポンプ
故障※2
RHR Hx

配管

※1

補機冷却系
故障

RSW機能喪失

駆動源喪失（AC電源）

1.5-102※3
ｽﾄﾚｰﾅ

RCW機能喪失

駆動源喪失（AC,DC電源）※3

駆動源喪失（DC電源）S/C

RCWポンプ

弁

RSWポンプ

静的機器
※4

M/C故障

※4

弁
D/G機能
喪失

静的機器

RCW Hx

配管

配管

ｽﾄﾚｰﾅ

フロントライン系故障時の対応手段①：格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱②：耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

P/C故障

外部電源
喪失

駆動源喪失
（DC電源）※4

サポート系故障時の対応手段③：代替原子炉補機冷却系による除熱④：大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる除熱

主母線盤故障遮断器故障

蓄電池機能喪失
注：RHR C系は、③，④の手段は対象外
AC電源
喪失
※3

第 1.5.1 図

機能喪失原因対策分析

充電器盤故障凡例：

フロントライン系

サポート系

故障を想定

対応手段あり

故障要因5

故障要因6

故障要因7

故障要因8

フロントライン系，サポート系の整理，故障の想定・対応手段
故障想定機器

故障要因1

故障要因2

故障要因3

故障要因4

RHRポンプA故障
弁故障

静的機器故障RHR Hx(A)
配管
水源

RCW機能喪失

S/C
ストレーナ
RCWポンプ
弁
静的機器故障RSW機能喪失RCW Hx
配管

RSWポンプ
弁
静的機器故障

配管
ストレーナ

P/C故障

補機冷却系故障

M/C故障
RHR A機能喪失
駆動源喪失（AC,DC電源）

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

駆動源喪失（AC電源）

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失

P/C故障
M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
駆動源喪失(DC電源）

直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失RHRポンプB故障
弁故障

最終ヒートシンク喪失

RHR Hx(B)
配管
静的機器故障S/C
水源

RCW機能喪失

ストレーナ
RCWポンプ
弁
静的機器故障RSW機能喪失RCW Hx
配管

RSWポンプ
弁
静的機器故障

配管
ストレーナ

P/C故障

補機冷却系故障

M/C故障

RHR B機能喪失
駆動源喪失（AC,DC電源）

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

駆動源喪失（AC電源）

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失

P/C故障
M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
駆動源喪失(DC電源）

直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失RHRポンプC故障
弁故障

静的機器故障RHR Hx(C)
配管
水源

RCW機能喪失

S/C
ストレーナ
RCWポンプ
弁
静的機器故障RSW機能喪失RCW Hx
配管

RSWポンプ
弁
静的機器故障

配管
ストレーナ

P/C故障

補機冷却系故障

M/C故障
最終ヒートシンク喪失 RHR C機能喪失
駆動源喪失（AC,DC電源）

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

駆動源喪失（AC電源）

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失

P/C故障
M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
駆動源喪失(DC電源）※

直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失本資料 は，「機能喪 失原因対策分析」をもとに， 設計基準事故 対処 設備の機能 が喪失に至る原 因を順次 右側へ展 開して いる。すな わち，機 器の機能が喪失することにより，当該機器の左 側に記載される機能が喪失する関係にあることを示している。ただし，AND 条件，OR 条件については表現していないため，必要に応じて「機能喪 失原因対策分析」を確認することとする。

第 1.5.1 図

機能喪失原因対策分析（補足）1.5-103

1.5-104
第 1.5.2 図EOP「 S/P 温 度 制 御 」 に お け る 対 応 フ ロ ー

1.5-105
第 1.5.3 図EOP「 PCV 圧 力 制 御 」 に お け る 対 応 フ ロ ー

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

主排気筒

6号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ

配管遮蔽⑨

雨水排水ラインラプチャーディスク
H2 E

オリフィス

スクラバ水pH制御設備

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

可搬 式窒素 供給装 置車等

PI

コン プ レ ッサー
水中 ポン プ等

発電 機

給水 ラ イン

補給 薬液

RE

フィルタ装置
入口圧力Ｎ2供給ラインフィルタ装置出口圧力 PT

1.5-106

フィルタ装置水位 LT

⑦※７
⑦※４

MO

フィルタ
装置

ド
レ
ン
タ
ン
ク

〔Ｆ ．Ｃ〕

⑦※６

⑰

・

・
AO

〔Ｆ ．Ｏ〕

ドライウェル

AO

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

格納容器圧力(D/W)
PT
PT

原子炉
建屋

AO

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備〔Ｆ．Ｏ〕

格納容器圧力(S/C)

ドレンタンク水位

ボンベ

⑦※８

AO

原子炉区域運転階より

原
子
炉
圧
力
容
器
LＳ

遠隔手動弁操作設備

AO

・

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置 DP
金属フィルタ差圧

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

よう素
フィルタ

オリフィス

MO

AO

〔Ｆ．Ｏ〕
H2E

ラプチャーディスク⑦※５
パージ用排風機MO

フィルタ装置
出口放射線モニタ

フィルタ装置水素濃度⑦※２

原子炉区域よりPT

フィルタ装置出口配管圧力7号炉

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

サプレッション・
チェンバ

⑧ｂ※２
⑲※２

⑦※３ 〔Ｆ．Ｃ〕

MO

遠隔手動弁操作設備⑭※１⑲※３MO

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備⑭※２⑲※４

ボンベ
MO

⑧ｂ※１

・

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕
pH

ドレンポンプ
設備
FE

FE

MO

⑧ａ※２
⑲※１

フィルタ装置スクラバ水pH

MO
⑦※１

⑧ａ※１

非常用ガス処理系
排風機よりドレンポンプ
流量⑦※１ MO

MO MO

二次格納施設

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

凡例

原子炉建屋

Ｎ2供給ライン設計基準対象施設
から追加した箇所

第 1.5.4 図

Ｎ2 供給ライン

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

可搬型窒素供給装置

概 要 図 （ 1/2）

1.5-107
第 1.5.4 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

概 要 図 （ 2/2）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 40分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成

2

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（W/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

第 1.5.5 図

移動，系統構成

2

移動，系統構成

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

タイムチャート

1.5-108（ W/W ベ ン ト の 場 合 ）経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 40分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成

2

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（D/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

第 1.5.6 図

2

移動，系統構成
移動，系統構成

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（ D/W ベ ン ト の 場 合 ）タイムチャート

主排気筒

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

6号炉

RE

配管遮蔽

フィルタ装置
出口放射線モニタ

ラプチャーディスク
オリフィス

H2 E

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

スクラバ水pH制御設備
可搬 式窒素 供給装 置車等

PI
水中 ポン プ等

フィルタ装置出口配管圧力給水 ラ イン

7号炉
補給 薬液

RE

フィルタ装置入口圧力

ラプチャーディスクフィルタ装置出口圧力 PT

1.5-109

フィルタ装置水位 LT

フィルタ
装置

ド
レ
ン
タ
ン
ク

遠隔手動弁操作設備
AO〔Ｆ ．Ｃ〕

予備ボンベ
遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ．Ｏ〕

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

MO

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備
MO

格納容器圧力(D/W)
PT
PT

原子炉
建屋

AO

原子炉区域運転階より格納容器圧力(S/C)

ドレンタンク水位

③※３
⑤※３

AO

ドライウェル

原
子
炉
圧
力
容
器
LＳ

ボ
ン
ベ

MO

・

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置 DP
金属フィルタ差圧

非常用ガス処理系
排風機へ

よう素
フィルタ

オリフィス

AO

耐圧強化ベント系
放射線モニタ

〔Ｆ．Ｃ〕

〔Ｆ．Ｏ〕

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ライン

RE

MO

MO

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2E

7号炉

原子炉区域よりパージ用排風機PT

コン プ レ ッサー
発電 機

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

サプレッション・
チェンバ③※２ 予備ボンベ⑤※２

・

遠隔手動弁操作設備

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

予備

pH

ドレンポンプ
設備
FE

FE③※１ ボンベ⑤※１

MO

フィルタ装置スクラバ水pH

非常用ガス処理系
排風機より
MO

ドレンポンプ
流量

MO MO
可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より二次格納施設凡例

原子炉建屋

Ｎ2供給ライン設計基準対象施設
から追加した箇所

操作手順

第 1.5.7 図

Ｎ2 供給ライン

可搬型窒素供給装置

弁名称③※１⑤※１

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気ボンベ出口弁③※2⑤※2

一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気ボンベ出口弁③※3⑤※3

耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁

原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

30

40

原子炉格納容器ベント弁駆動源確保

要員（数）中央制御室運転員Ａ，Ｂ

20

2

原子炉格納容器ベント弁
駆動源確保

50

60

70

80

90

45分

系統構成

移動，ボン ベ交換

現場運転員C，D2

備考※時間は1弁のボン ベ交換
時間

リークチェ ック

３弁すべてを 連続で交換した場合，135分

第 1.5.8 図

原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）

タイムチャート

1.5-110可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所
スクラバ水pH制御設備
可搬 式窒素 供給装 置車等
コン プ レ ッサー
水中 ポン プ等

発電 機

給水 ラ インフィルタ装置出口配管圧力
補給 薬液

7号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2 E

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインラプチャーディスク

よう素
フィルタ

オリフィス
Ｎ2ベントライン
フィルタ装置出口圧力PT

フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位

②※１

DP

フィルタ
装置

LT

ド
レ
ン
タ
ン
ク

LＳ

ドレンタンク水位

原子炉
建屋

②※３
pH

②※２

フィルタ装置スクラバ水 pH

ドレンポンプ設備

ＰＩ
FE

ＰＩ
FE

ドレンポンプ
流量

②※４

操作手順

弁名称

②※1

FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁A②※2

FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁B②※3

FCVSフィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁②※4

FCVSフィルタベント装置移送ポンプテストライン止め弁

第 1.5.9 図

フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り

1.5-111

概要図

第 1.5.10 図

フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り

タイムチャート

1.5-112防火水槽，淡水貯水池

凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

7号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2 E

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインラプチャーディスク

よう素
フィルタ

オリフィス
Ｎ2ベントライン④⑤
フィルタ装置出口圧力PT

フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位

DP

フィルタ
装置

LT

ド
レ
ン
タ
ン
ク

LＳ

ドレンタンク水位

原子炉
建屋

pH

フィルタ装置スクラバ水 pH

ドレンポンプ設備

ＰＩ
FE

ＰＩ
FE

ドレンポンプ
流量

操作手順
④⑤

弁名称
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁

第 1.5.11 図

フィルタ装置水位調整（水張り）1.5-113

概要図

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

フィルタ装置水位調整（水張り）開始

要員（数）

70

80

65分

90

100

110

120

130

140

150

160

170

フィルタ装置水位調整（水張り）完了 125分 ※1（水位計指示[1000～1500mm]）

現場移動※2可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台の健全性確認
フィルタ装置
水位調整(水張り)

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置
緊急時対策要員

送水準備，送水開始操作

2[防火水槽を水源とした場合]

フィルタ装置水位監視

フィルタ装置水位調整（水張り）開始

水張り完了
停止操作
フィルタ装置水位調整（水張り）完了※1 5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用する場合は，約105分で可能である。
※2 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

第 1.5.12 図

フィルタ装置水位調整（水張り）タ イ ム チ ャ ー ト （ 1/3）

備考

1.5-114

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

フィルタ装置水位調整（水張り）開始

要員（数）

70

80

65分

90

100

110

120

130

140

150

160

170

フィルタ装置水位調整（水張り）完了 125分
（水位計指示[1000～1500mm]）

現場移動
貯水池出口弁「開」
4

送水ライン水張り，健全性確認，送水ホース及び消防ホース接続継手接続
送水開始操作
フィルタ装置
水位調整(水張り)[淡水貯水池を水源とした場合]（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）

現場移動※
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台の健全性確認

緊急時対策要員

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置
送水準備

2

フィルタ装置水位監視

フィルタ装置水位調整（水張り）開始

水張り完了
停止操作
フィルタ装置水位調整（水張り）完了※ 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

1.5-115

第 1.5.12 図

フィルタ装置水位調整（水張り）タ イ ム チ ャ ー ト （ 2/3）

備考

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

フィルタ装置水位調整（水張り）開始

要員（数）

90

100

110

120

130

140

150

フィルタベント装置水位調整（水張り）完了（水位計指示[1000～1500mm]）

95分

160

170

155分

現場移動
資機材健全性確認
現場移動
送水準備・弁開操作

4
フィルタ装置
水位調整(水張り) ※1[淡水貯水池を水源とした場合]（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

フィルタ装置水位監視
停止操作

緊急時対策要員

水張り完了
現場移動
送水準備
2

送水開始操作
フィルタ装置水位調整（水張り）開始

1.5-116※1 フィルタ装置水位調整（水張り）は，事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用するため，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）からフィルタ装置までのホースの敷設のみを行う。

第 1.5.12 図

フィルタ装置水位調整（水張り）タ イ ム チ ャ ー ト （ 3/3）

備考

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所
スクラバ水pH制御設備
可搬 式窒素 供給装 置車等
コン プ レ ッサー
水中 ポン プ等

発電 機

給水 ラ イン

補給 薬液

7号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2 E

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインよう素
フィルタ

ラプチャーディスク
オリフィス
Ｎ2ベントライン
フィルタ装置出口圧力PT

フィルタ装置水位

フィルタ
装置

DP

フィルタ装置金属フィルタ差圧

LT

ド
レ
ン
タ
ン
ク

LＳ

ドレンタンク水位

原子炉
建屋

pH

フィルタ装置スクラバ水 pH

ドレンポンプ設備
ＰＩ
FE

ＰＩ
FE

ドレンポンプ
流量

②※２
⑥※２

②※３
⑥※３

②※１
⑤⑥※１

操作手順

弁名称

②※1⑤⑥※1

FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁②※2⑥※2FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁②※3⑥※3

FCVSフィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁

第 1.5.13 図

フィルタ装置水位調整（水抜き）1.5-117

概要図

第 1.5.14 図

フィルタ装置水位調整（水抜き）

タイムチャート

1.5-118

主排気筒

配管遮蔽

ラプチャーディスク
H2 E

オリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン
PI

RE

フィルタ装置
入口圧力

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインMO

遠隔手動弁操作設備
AO〔Ｆ．Ｃ〕

原子炉区域運転階より

1.5-119

フィルタ装置出口圧力 PT
フィルタ
装置

ド
レ
ン
タ
ン
ク

㉑

原
子
炉
圧
力
容
器

③※5

FE

③※3

〔Ｆ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

〔Ｆ．Ｃ〕

MO

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備③※2

格納容器圧力(D/W)

③※6
MO
⑳※2

遠隔手動弁操作設備
ボンベ
MO

PT

格納容器圧力(S/C)

LＳ

PT
ドレンタンク水位

原子炉
建屋

サプレッション・
チェンバ

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

③※１

MO

pH

FE

AO

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

ドレンポンプ
設備

・

・

〔Ｆ．Ｏ〕

AO

⑳※1

Ｎ2ベントライン

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル

ボンベ

③※4

AO

よう素
フィルタ

オリフィス

フィルタ装置水位 LT

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

〔Ｆ．Ｏ〕
H2E

フィルタ装置 DP
金属フィルタ差圧

MO
AO

MO

フィルタ装置
出口放射線モニタ

ラプチャーディスク

原子炉区域よりパージ用排風機

PT

フィルタ装置出口配管圧力7号炉

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ ．Ｃ〕

MO

フィルタ装置スクラバ水pH

非常用ガス処理系
排風機より
MO

ドレンポンプ
流量

MO MO

二次格納施設⑦⑮

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

凡例

原子炉建屋

Ｎ2供給ラインＮ2供給ライン設計基準対象施設
から追加した箇所
可搬型窒素供給装置

第 1.5.15 図

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

概 要 図 （ 1/2）

1.5-120
第 1.5.15 図

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

概 要 図 （ 2/2）

1.5-121
第 1.5.16 図

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

タイムチャート凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所

7号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2 E

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインラプチャーディスク

よう素
フィルタ

オリフィス
Ｎ2ベントライン④⑩※１
フィルタ装置出口圧力PT

フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位

フィルタ
装置

DP

ド
レ
ン
タ
ン
ク

LＳ

LT

ドレンタンク水位

②※１
⑩※２

原子炉
建屋

pH

②※２

ＰＩ
FE

第 1.5.17 図

フィルタ装置⑩※３ スクラバ水 pH

ドレンポンプ設備

ＰＩ
FE

ドレンポンプ流量

フィルタ装置スクラバ水 pH 調整

1.5-122

概要図

1.5-123

第 1.5.18 図

フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整

タイムチャート凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所

7号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2 E

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインよう素
フィルタ

ラプチャーディスク
オリフィス
Ｎ2ベントライン

フィルタ装置出口圧力PT

フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位

フィルタ
装置

DP

LT

ド
レ
ン
タ
ン
ク

LＳ

ドレンタンク水位

原子炉
建屋

pH

フィルタ装置スクラバ水 pH

ドレンポンプ設備
ＰＩＰＩFE

F E ドレンポンプ

流量

②※２
⑥※3

ＰＩ

②※１
⑥※2
④⑥※1
可搬型窒素供給装置

第 1.5.19 図

ドレン移送ライン窒素ガスパージ

1.5-124

概要図

第 1.5.20 図

ドレン移送ライン窒素ガスパージ

タイムチャート

1.5-125

凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所

7号炉

フィルタ装置
入口圧力

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2 E

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインよう素
フィルタ

ラプチャーディスク
オリフィス
Ｎ2ベントライン

フィルタ装置出口圧力

PT

フィルタ
装置

DP

フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位

ド
レ
ン
タ
ン
ク

LT

LＳ

ドレンタンク水位

②※４

原子炉
建屋

③※４
pH

フィルタ装置スクラバ水 pH

ドレンポンプ設備
ＰＩFE②※５③※５

ＰＩ
FE

ＰＩ

ドレン
ポンプ流量

②※３
③※３

②※２
③※２

②※１
③※１

操作手順

弁名称

②※1③※1FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁②※2③※2FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁②※3③※3

FCVSフィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁②※4③※4FCVSフィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁②※5③※5FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口止め弁

第 1.5.21 図 ドレンタンク水抜き

1.5-126

概要図

第 1.5.22 図 ド レ ン タ ン ク 水 抜 き

タイムチャート

1.5-127

主排気筒

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

6号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ

配管遮蔽

ラプチャーディスク
H2 E

オリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

スクラバ水pH制御設備
可搬 式窒素 供給装 置車等

PI
水中 ポン プ等

フィルタ装置出口配管圧力給水 ラ イン

7号炉
補給 薬液

RE

フィルタ装置入口圧力

ラプチャーディスクフィルタ装置出口圧力 PT

1.5-128

フィルタ装置水位 LT

フィルタ
装置

ド
レ
ン
タ
ン
ク

⑥※５

原子炉区域運転階より

LＳ

原子炉
建屋

⑳

・

AO

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

⑪ｂ※２
格納容器圧力(D/W)
㉑※２

サプレッショ
ン・
チェンバ

AO

AO

⑩

MO

⑨

・

〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェルボンベ⑧〔Ｆ ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備〔Ｆ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備⑰※１㉑※３MO

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備⑰※２㉑※４

ボンベ
MOPT

格納容器圧力(S/C)

ドレンタンク水位⑦
遠隔手動弁操作設備

AO

・

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置 DP
金属フィルタ差圧

ボンベ

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

PT

⑪ｂ※１

・

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

⑪ａ※２
㉑※１

pH

ドレンポンプ
設備
FE

FE

フィルタ装置スクラバ水pHMO⑥※１ MO⑪ａ※１

非常用ガス処理系
排風機よりドレンポンプ
流量⑥※１ MO

MO MO

二次格納施設

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

凡例

原子炉建屋

Ｎ2 供給ライン

Ｎ2供給ライン設計基準対象施設
から追加した箇所

第 1.5.23 図

耐圧強化ベント系
放射線モニタ

AO

⑥※６
⑥※３

MO

よう素
フィルタ

オリフィス

RE

MO

〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

〔Ｆ．Ｏ〕

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ライン⑥※４

MO

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2E

7号炉

⑥※２

原子炉区域よりパージ用排風機PT

コン プ レ ッサー
発電 機

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

可搬型窒素供給装置

概要図（1/2）

1.5-129
第 1.5.23 図

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

概要図（2/2）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

備考

減圧及び除熱開始 55分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成

2

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

耐圧強化ベント系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱（W/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

第 1.5.24 図

移動，系統構成

2

移動，系統構成

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

タイムチャート

1.5-130（ W/W ベ ン ト の 場 合 ）経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

備考

減圧及び除熱開始 55分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成

2

電源を 復旧しながら格納容器ベン ト開始

耐圧強化ベント系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱（D/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

第 1.5.25 図

移動，系統構成

2

移動，系統構成

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（ D/W ベ ン ト の 場 合 ）タイムチャート

系統構成を 行う。

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

主排気筒

6号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ

配管遮蔽⑩

雨水排水ラインラプチャーディスクオリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

スクラバ水pH制御設備
可搬 式窒素 供給装 置車等

H2 E

PI
水中 ポン プ等

フィルタ装置出口配管圧力給水 ラ イン

7号炉
補給 薬液

RE

フィルタ装置
入口圧力Ｎ2供給ライン1.5-131

フィルタ装置水位 LT

フィルタ
装置

遠隔手動弁操作設備

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

⑦※２

⑱

AO

ド
レ
ン
タ
ン
ク

・

AO

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

格納容器圧力(D/W)
PT

⑨ｂ※１
㉑※2

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備⑦※１ 〔Ｆ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備⑮※１㉓※１

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

MO⑮※２㉓※２

⑨ｂ※３

MO

PT
ドレンタンク水位

原子炉
建屋

サプレッション・
チェンバボンベ⑨ｂ※４ ⑨ｂ※２

格納容器圧力(S/C)

LＳ

・
AO

〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル

ボンベ

⑦※４

AO

原子炉区域運転階より

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置金属フィルタ差圧

⑦※３
⑧※１

MO

MO

オリフィス

DP

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

よう素
フィルタ

フィルタ装置出口圧力 PT

MO

AO

〔Ｆ．Ｏ〕
H2 E

ラプチャーディスク⑧※２
パージ用排風機MO

フィルタ装置
出口放射線モニタ

フィルタ装置水素濃度②※２

原子炉区域よりPT

コン プ レ ッサー
発電 機

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備

AO

⑨ａ※３

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

ドレンポンプ
設備
FE

FE

MO

⑨ａ※１
㉑※１

pH

フィルタ装置スクラバ水pHMO②※１⑨ａ※４ ⑨ａ※２

非常用ガス処理系
排風機よりドレンポンプ
流量②※１ MO

MO MO

二次格納施設

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

凡例

原子炉建屋

Ｎ2供給ライン設計基準対象施設
から追加した箇所

第 1.5.26 図

Ｎ2 供給ライン

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

可搬型窒素供給装置

概 要 図 （ 1/2）

1.5-132
第 1.5.26 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

概 要 図 （ 2/2）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

30

40

50

35分 系統構成完了

要員（数）

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 70分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（W/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

移動，系統構成

移動，系統構成

現場運転員Ｅ，Ｆ

第 1.5.27 図

格納容器ベン ト開始

移動，系統構成

2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

タイムチャート

1.5-133（ W/W ベ ン ト の 場 合 ）経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

30

40

35分 系統構成完了

要員（数）

50

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 70分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（D/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

移動，系統構成

移動，系統構成

現場運転員Ｅ，Ｆ

第 1.5.28 図

格納容器ベン ト開始

2移動，系統構成

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）（ D/W ベ ン ト の 場 合 ）タイムチャート

主排気筒

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

6号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ

配管遮蔽

ラプチャーディスク
H2 E

オリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

スクラバ水pH制御設備
可搬 式窒素 供給装 置車等

PI
水中 ポン プ等

フィルタ装置出口配管圧力給水 ラ イン

7号炉
補給 薬液

RE

フィルタ装置
入口圧力Ｎ2供給ライン1.5-134

フィルタ装置 DP
金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位 LT

フィルタ
装置

⑧※２

⑥※２
⑦※１

MO

遠隔手動弁操作設備
⑨※３ ボ

⑥※１

原子炉区域運転階より⑲

ドライウェル

⑨※２

AO
〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ ．Ｃ〕

AO

ド
レ
ン
タ
ン
ク

ドレンタンク水位

原子炉
建屋

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備⑯※１㉓※１

遠隔手動弁操作設備

〔Ｆ．Ｃ〕

⑩ｂ※１
※2
格納容器圧力(D/W) ㉑

遠隔手動弁操作設備
MO⑯※２㉓※２

サプレッショ
ン・
チェンバ

ボンベ
MO

PT

⑩ｂ※３ ⑩ｂ※２⑩ｂ※４

格納容器圧力(S/C)

LＳ

AO

⑨※１

MO
AO

PT

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

⑩ａ※１
㉑※1

pH

ドレンポンプ
設備
FE

FE

フィルタ装置スクラバ水pHMO②※１ MO
非常用ガス処理系
排風機よりドレンポンプ
流量⑩ａ※３ ⑩ａ※２⑩ａ※４②※１ MO

MO MO

二次格納施設

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

凡例

原子炉建屋

Ｎ2供給ラインＮ2供給ライン設計基準対象施設
から追加した箇所

第 1.5.29 図

ン
ベ

⑨※４

⑧※１

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

耐圧強化ベント系
放射線モニタ

ボ
ン
ベ

⑧※３
⑧※４

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン
フィルタ装置出口圧力 PT

MO

〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

よう素
フィルタ

オリフィス

RE

AO

〔Ｆ．Ｏ〕
H2E

ラプチャーディスク⑦※２
パージ用排風機MO

フィルタ装置
出口放射線モニタ

フィルタ装置
水素濃度

7号炉

②※２

原子炉区域よりPT

コン プ レ ッサー
発電 機

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

可搬型窒素供給装置

概 要 図 （ 1/2）

1.5-135
第 1.5.29 図

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

概 要 図 （ 2/2）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

35分 系統構成完了

要員（数）

120

130

140

150

備考

減圧及び除熱開始 135分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

耐圧強化ベント系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱(現場操作)（W/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

移動，系統構成
格納容器ベン ト開始
移動，系統構成

現場運転員Ｅ，Ｆ

第 1.5.30 図

移動，系統構成

2

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

タイムチャート（ W/W ベ ン ト の 場 合 ）1.5-136

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

35分 系統構成完了

要員（数）

120

130

140

150

減圧及び除熱開始 135分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

耐圧強化ベント系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱(現場操作)（D/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

移動，系統構成
格納容器ベン ト開始
移動，系統構成

現場運転員Ｅ，Ｆ

第 1.5.31 図

2

移動，系統構成

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）（ D/W ベ ン ト の 場 合 ）タイムチャート

備考1.5-137
第 1.5.32 図

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

概 要 図 （ 1/2）

操作手順

弁名称

⑤※1

常用冷却水供給側分離弁(A)⑤※2

常用冷却水戻り側分離弁(A)⑤※3

残留熱除去系熱交換器(A)冷却水出口弁⑤※4

非常用ディーゼル発電機(A)冷却水出口弁(A)⑤※5

非常用ディーゼル発電機(A)冷却水出口弁(D)⑥※1

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁⑥※2

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁⑥※3

原子炉補機冷却水系ポンプ(A)吸込弁⑥※4

原子炉補機冷却水系ポンプ(D)吸込弁⑥※5

原子炉補機冷却水系熱交換器(A)冷却水出口弁⑥※6

原子炉補機冷却水系熱交換器(D)冷却水出口弁⑥※7

原子炉補機冷却海水ポンプ(A)電動機軸受出口弁⑥※8

原子炉補機冷却海水ポンプ(D)電動機軸受出口弁⑦※1

原子炉補機冷却水系サージタンク(A)出口弁⑦※2

サージタンク(A)換気空調補機非常用冷却水系側出口弁⑦※3

燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)入口弁⑦※4

燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁⑦※5

可燃性ガス濃度制御系室空調機(A)出口弁⑦※6

燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)出口弁⑦※7

燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)入口弁⑦※8

非常用ガス処理系室空調機(A)出口弁⑦※9

サプレッションプール浄化系ポンプ室空調機出口弁⑦※10

原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機出口弁⑦※11

格納容器雰囲気モニタラック(A)入口弁⑦※12

格納容器雰囲気モニタラック(A)出口弁⑦※13

残留熱除去系ポンプ(A)冷却水入口弁⑦※14

残留熱除去系ポンフﾟ(A)冷却水出口弁⑦※15

残留熱除去系熱交換器(A)冷却水入口弁⑦※16

残留熱除去系ポンプ室空調機(A)入口弁⑦※17

残留熱除去系ポンプ室空調機(A)出口弁

第 1.5.32 図

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保 概要図（2/2）

1.5-138経過時間（時）
1

手順の項目

2

3

4

5

系統構成完了 255分

要員（数）

6

7

8

9

10

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保 540分

通信連絡設備準備，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

移動，電源確保

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

系統構成

大容量送水車（熱交換器ユニット用），熱交換器ユニット他移動

緊急時対策要員

1.5-139※1

主配管（可搬型）等の接続

13 ※1

補機冷却水の供給，流量調整

炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原子炉補機冷却系を設置する場合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，
緊急時対策要員を2班体制とし，交替して対応する。

第 1.5.33 図

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

タイムチャート

備考1.5-140
第 1.5.34 図

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保

概 要 図 （ 1/2）

操作手順

弁名称

⑤※1

常用冷却水供給側分離弁(A)⑤※2

常用冷却水戻り側分離弁(A)⑤※3

残留熱除去系熱交換器(A)冷却水出口弁⑤※4

非常用ディーゼル発電機(A)冷却水出口弁(A)⑤※5

非常用ディーゼル発電機(A)冷却水出口弁(D)⑥※1

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁⑥※2

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁⑥※3

原子炉補機冷却水系ポンプ(A)吸込弁⑥※4

原子炉補機冷却水系ポンプ(D)吸込弁⑥※5

原子炉補機冷却水系熱交換器(A)冷却水出口弁⑥※6

原子炉補機冷却水系熱交換器(D)冷却水出口弁⑥※7

原子炉補機冷却海水ポンプ(A)電動機軸受出口弁⑥※8

原子炉補機冷却海水ポンプ(D)電動機軸受出口弁⑦※1

原子炉補機冷却水系サージタンク(A)出口弁⑦※2

サージタンク(A)換気空調補機非常用冷却水系側出口弁⑦※3

燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)入口弁⑦※4

燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁⑦※5

可燃性ガス濃度制御系室空調機(A)出口弁⑦※6

燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)出口弁⑦※7

燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)入口弁⑦※8

非常用ガス処理系室空調機(A)出口弁⑦※9

サプレッションプール浄化系ポンプ室空調機出口弁⑦※10

原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機出口弁⑦※11

格納容器雰囲気モニタラック(A)入口弁⑦※12

格納容器雰囲気モニタラック(A)出口弁⑦※13

残留熱除去系ポンプ(A)冷却水入口弁⑦※14

残留熱除去系ポンフﾟ(A)冷却水出口弁⑦※15

残留熱除去系熱交換器(A)冷却水入口弁⑦※16

残留熱除去系ポンプ室空調機(A)入口弁⑦※17

残留熱除去系ポンプ室空調機(A)出口弁

第 1.5.34 図

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機
冷却海水ポンプによる補機冷却水確保概要図（2/2）

1.5-141経過時間（時）
2

1

手順の項目

3

4

5

6

7

8

9

10

備考

7

8

9

10

備考

大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保 300分

要員（数）通信連絡設備準備，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保

2

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

系統構成

2（大容量送水車（熱交換器ユニット用）の場合）

大容量送水車（熱交換器ユニット用）他移動

緊急時対策要員

ホース接続

8

補機冷却水の供給，流量調整

1.5-142

経過時間（時）
1

手順の項目

2

3

4

5

6

代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保 420分

要員（数）通信連絡設備準備，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保

2

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

系統構成

2（代替原子炉補機冷却海水ポンプの場合）

代替原子炉補機冷却海水ポン プ 他移動

緊急時対策要員

第 1.5.35 図

ホース接続

11

補機冷却水の供給，流量調整

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保

タイムチャート1.5-143
第 1.5.36 図

原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

概要図

(1)フロントライン系故障時の対応手段の選択
最終ヒートシンク喪失（残留熱除去系機能喪失）【凡例】：プラント状態：操作、確認

格納容器圧力逃がし装置
使用可能

：判断

No

：重大事故等対処設備

Yes

ＡＭ用Ｓ／Ｐ水位計
ベントライン-1m以下

No

ＡＭ用Ｓ／Ｐ水位計
ベントライン-1m以下

Yes

No

Yes

優先①※
格納容器圧力逃がし装置によるＷ／Ｗ側
原子炉格納容器ベント（現場操作含む）

優先②※
格納容器圧力逃がし装置
によるＤ／Ｗ側
原子炉格納容器ベント（現場操作含む）

不活性ガスによる
系統内の置換不活性ガスによる
系統内の置換優先③※
耐圧強化ベント系
によるＷ／Ｗ側
原子炉格納容器ベント（現場操作含む）

優先④※
耐圧強化ベント系
によるＤ／Ｗ側
原子炉格納容器ベント（現場操作含む）※優先順位は①→②→③→④の順とする(2)サポート系故障時の対応手段の選択
最終ヒートシンク喪失（原子炉補機冷却系機能喪失）

代替原子炉補機
冷却系熱交換器ユニット
使用可能

No

Yes
大容量送水車（熱交換器ユニット用）運転又は代替原子炉補機冷却海水ポンプ運転

代替原子炉補機
冷却系運転

残留熱除去系による原子炉圧力容器内及び原子炉格 納容器 内の除熱

第 1.5.37 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート

1.5-144

添付資料 1.5.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/4）
技術的能力審査 基準（1.5）
【 本 文】
発 電 用原 子炉 設 置者 にお い て、 設計 基 準事 故 対処 設
備 が 有す る最 終 ヒー トシ ン クへ 熱を 輸 送す る 機能 が
喪 失 した 場合 に おい て炉 心 の著 しい 損 傷及 び 原子 炉
格 納 容器 の破 損 （炉 心の 著 しい 損傷 が 発生 す る前 に
生 ず るも のに 限 る。 ）を 防 止す るた め 、最 終 ヒー ト
シ ン クへ 熱を 輸 送す るた め に必 要な 手 順等 が 適切 に
整 備 され てい る か、 又は 整 備さ れる 方 針が 適 切に 示
さ れ てい るこ と 。
【 解 釈】
１ 「最 終 ヒー トシ ン クへ 熱を 輸 送す るた め に必 要
な 手 順等 」と は 、以 下に 掲 げる 措置 又 はこ れ と同 等
以 上 の効 果を 有 する 措置 を 行う ため の 手順 等 をいう。
（ １ ）炉 心損 傷 防止ａ ） 取水 機能 の 喪失 によ り 最終 ヒー ト シン ク が喪 失
す る こと を想 定 した 上で 、 BWRに おい ては 、 サプ
レ ッ ショ ンプ ー ルへ の熱 の 蓄積 によ り 、原 子 炉冷 却
機 能 が確 保で き る一 定の 期 間内 に、 十 分な 余 裕を持 っ て所 内車 載 代替 の最 終 ヒー トシ ン ク（ UHS） の
繋 ぎ 込み 及び 最 終的 な熱 の 逃が し場 へ の熱 の 輸送 がで き るこ と。 加 えて 、残 留 熱除 去系 (RHR)の 使用 が不 可 能な 場合 に つい て考 慮 する こと 。
ま た 、PWR に お いて は、 タ ービ ン動 補 助給 水 ポン プ
及 び 主蒸 気逃 が し弁 によ る ２次 冷却 系 から の 除熱 に
よ り 、最 終的 な 熱の 逃が し 場へ の熱 の 輸送 が でき る
こと。

番号

①

－

②

設置許可基準規則 （48条）

技術基 準規則（63条）【 本文 】
発 電用 原 子炉 施設 に は、 設計 基 準事 故対 処 設備
が 有す る 最終 ヒー ト シン クへ 熱 を輸 送す る 機能が 喪失 し た場 合に お いて 炉心 の 著し い損 傷 及び原 子炉 格 納容 器の 破 損（ 炉心 の 著し い損 傷 が発生 する 前 に生 ずる も のに 限る 。 ）を 防止 す るた
め 、最 終 ヒー トシ ン クへ 熱を 輸 送す るた め に必要 な設 備 を設 けな け れば なら な い。

【 本文 】
発 電用 原子 炉 施設 に は、 設計 基 準事 故対 処設 備が 有す る 最終 ヒ ート シン ク へ熱 を輸 送
す る機 能が 喪 失し た 場合 にお い て炉 心の 著
し い損 傷及 び 原子 炉 格納 容器 の 破損 （炉 心の 著し い損 傷 が発 生 する 前に 生 ずる もの に限 る。 ）を 防 止す る ため 、最 終 ヒー トシ ン
ク へ熱 を輸 送 する た めに 必要 な 設備 を施 設
し なけ れば な らな い 。

【 解釈 】
１ 第４ ８条 に 規定 する 「 最終 ヒー ト シン ク へ熱を 輸送 す るた めに 必 要な 設備 」 とは 、以 下 に掲
げ る措 置 又は これ ら と同 等以 上 の効 果を 有 する
措 置を 行 うた めの 設 備を いう 。
ａ ）炉 心 の著 しい 損 傷等 を防 止 する ため 、 重大
事 故防 止 設備 を整 備 する こと 。

【 解釈 】
１ 第 ６ ３条 に規 定 する 「 最終 ヒー ト シン
ク へ熱 を輸 送 する た めに 必要 な 設備 」とは 、以 下に 掲 げる 措 置又 はこ れ らと 同等 以
上 の効 果を 有 する 措 置を 行う た めの 設備 を
い う。
ａ ）炉 心の 著 しい 損 傷等 を防 止 する ため 、
重 大事 故防 止 設備 を 整備 する こ と。

ｂ ）重 大 事故 防止 設 備は 、設 計 基準 事故 対 処設
備 に対 し て、 多重 性 又は 多様 性 及び 独立 性 を有し 、位 置 的分 散を 図 るこ と。

ｂ ）重 大事 故 防止 設 備は 、設 計 基準 事故 対処 設備 に対 し て、 多 重性 又は 多 様性 及び 独立 性を 有し 、 位置 的 分散 を図 る こと 。

ｃ ）取 水 機能 の喪 失 によ り最 終 ヒー トシ ン クが喪 失す る こと を想 定 した 上で 、 BWR にお い ては 、サ プ レッ ショ ン プー ルへ の 熱の 蓄積 に より 、原 子 炉冷 却機 能 が確 保で き る一 定の 期 間内に 、十 分 な余 裕を 持 って 所内 車 載代 替の 最 終
ヒ ート シ ンク シス テ ム（ UHSS） の繋 ぎ込 み 及び
最 終的 な 熱の 逃が し 場へ の熱 の 輸送 がで き ること 。加 え て、 残留 熱 除去 系(RHR)の 使 用が 不 可能
な 場合 に つい て考 慮 する こと 。
ま た、 PWR に おい て は、 ター ビ ン動 補助 給 水ポ
ン プ及 び 主蒸 気逃 が し弁 によ る ２次 冷却 系 からの 除熱 に より 、最 終 的な 熱の 逃 がし 場へ の 熱の輸 送が で きる こと 。

ｃ ）取 水機 能 の喪 失 によ り最 終 ヒー トシ ン
ク が喪 失す る こと を 想定 した 上 で、 BWR に
お いて は、 サ プレ ッ ショ ンプ ー ルへ の熱 の蓄 積に より 、 原子 炉 冷却 機能 が 確保 でき る
一 定の 期間 内 に、 十 分な 余裕 を 持っ て所 内
車 載代 替の 最 終ヒ ー トシ ンク シ ステ ム
(UHSS)の繋 ぎ 込み 及 び最 終的 な 熱の 逃が し場 への 熱の 輸 送が で きる こと 。 加え て、 残
留 熱除 去系 (RHR)の 使用 が 不可 能な 場 合につ いて 考慮 す るこ と 。
ま た、 PWR に おい て は、 ター ビ ン動 補助 給水 ポン プ及 び 主蒸 気 逃が し弁 に よる ２次 冷
却 系か らの 除 熱に よ り、 最終 的 な熱 の逃 がし 場へ の熱 の 輸送 が でき るこ と 。
ｄ ）格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 を 整備 する 場 合ｄ ）格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 を 整備 する 場
は 、本 規 程第 ５０ 条 １ｂ )に準 ずる こ と。 ま た、 合 は、 本規 程 第６ ５ 条１ ｂ)に 準ず る こ
そ の使 用 に際 して は 、敷 地境 界 での 線量 評 価を と 。ま た、 そ の使 用 に際 して は 、敷 地境 界
行 うこ と 。
で の線 量評 価 を行 う こと 。

1.5-145

番号

③

－

④

⑤

⑥

⑦

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/4）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

機器 名称

既設
新設

残
留
熱
に
除
よ
去
る
系
発
電
原
用
子
原
炉
子
停
炉
止
か
時
ら
冷
の
却
除
モ
熱

残留 熱除 去系（ 原子炉停止 時冷 却モー ド）

既設プ

残留 熱除 去系(サプレ
ショ ン・ チェン バ・
プー ル水 冷却モ ード)
残留 熱除 去系（ 格納容器ス プレ イ冷却 モー
ド）

）

ド

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
自主 対策

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

①
③

－

－

－

－

－

－

①
③

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

（

解釈
対 応番 号

－

－

ー

ー

残
留
ル
熱
水
ド
除
冷
去
却
に
系
モ
よ
る
サ
ド
原
プ
及
子
レ
び
炉
格
格
シ
納
納
容
容
ン
器
器
・
ス
内
チ
プ
の
レ
除
ン
イ
熱
バ
冷
・
却

ー

モ

既設

）

既設

（
ー
ッ
ョ

－

－

ェ

原
子
炉
補
機
冷
却
系
に
よ
る
除
熱

原子 炉補 機冷却 海水ポ
ンプ
原子 炉補 機冷却 水ポン
プ
原子 炉補 機冷却 系配管・ 弁・ 海水ス トレー
ナ
原子 炉補 機冷却 系サー
ジタ ンク
原子 炉補 機冷却 水系熱
交換 器

既設
既設
既設
既設
既設

補機 冷却 用海水 取水路

既設

補機 冷却 用海水 取水槽

既設

非常 用交 流電源 設備

既設

海水 貯留 堰新設

スク リー ン室

既設

取水 路

既設

①
③

1.5-146

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/4）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

機器 名称

既設
新設

原
格
子
納
炉
容
格
器
納
圧
容
力
器
逃
内
が
の
し
減
装
圧
置
及
に
び
よ
除
る
熱

格納 容器 圧力逃 がし装
置

新設

耐
圧
強
化
ベ
ン
ト
系
に
よ
る
原
子
炉
格
納
容
器
内
の
減
圧
及
び
除
熱

現
場
操
作

－

－

耐圧 強化 ベント 系（W/W）配 管・ 弁
耐圧 強化 ベント 系（D/W）配 管・ 弁

既設
新設
既設
新設

遠隔 手動 弁操作 設備

新設

遠隔 空気 駆動弁 操作用
ボン ベ
遠隔 空気 駆動弁 操作設
備配 管・ 弁原子 炉格 納容器 （サプレッ ショ ン・チ ェンバ， 真空 破壊弁 を含
む）

既設
新設
既設
新設

不活 性ガ ス系配 管・弁

既設

非常 用ガ ス処理 系配
管・ 弁

既設

主排 気筒 （内筒 ）既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

代替 所内 電気設 備

既設
新設

常設 代替 直流電 源設備新設

可搬 型直 流電源 設備新設

遠隔 手動 弁操作 設備

新設

遠隔 空気 駆動弁 操作用
ボン ベ
遠隔 空気 駆動弁 操作設
備配 管・ 弁

既設
新設
既設
新設

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
自主 対策

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

－

－

－

－

－

－

①
②
③
④
⑤
⑥
⑦

既設
①
②
③
④
⑤
⑥
⑦

①②
③④
⑤⑥
⑦

1.5-147

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4/4）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

機器 名称

熱交 換器 ユニッ ト
大容 量送 水車（ 熱交換器ユ ニッ ト用）
代替 原子 炉補機 冷却海
水ス トレ ーナ

自主 対策

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称
大容 量送水 車（ 熱交換器ユ ニット 用） 又は代
替原 子炉補 機冷 却海水
ポン プ
代替 原子炉 補機 冷却海
水ス トレー ナ

新設

新設

常設
可搬

可搬

ホー ス

新設

原子 炉補機 冷却 系配
管・ 弁

常設

原子 炉補 機冷却 系配管・ 弁・ サージ タンク

既設

残留 熱除去 系熱 交換器

常設

残留 熱除 去系熱 交換器

既設

海水 貯留堰

常設

海水 貯留 堰新設

スク リー ン室

既設

取水 路

既設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

燃料 補給 設備

既設新設

残留 熱除 去系（ 原子炉停止 時冷 却モー ド）

既設

ッ
）

残留 熱除 去系(サプレ
ショ ン・ チェン バ・
プー ル水 冷却モ ード)
残留 熱除 去系（ 格納容器ス プレ イ冷却 モー
ド）

①
②
③
④
⑤
⑥

既設

既設

スク リーン 室
取水 路
可搬 型代替 交流 電源設
備
移動 式変圧 器
燃料 補給設 備
残留 熱除去 系（ 原子炉停止 時冷却 モー ド）
残留 熱除去 系(サ プレショ ン・チ ェン バ・
プー ル水冷 却モ ード)
残留 熱除去 系（ 格納容器ス プレイ 冷却 モード）

備考

大容 量送水 車 大容量 送水車
常設 （熱 交換器 ユ （熱交 換器ユ
ニッ ト用） の ニット 用）の常設
場合
場合
自 主対策 とす
300分
12名
る 理由は 本文
可搬参照
代替 原子炉 補 代替原 子炉補
可搬 機冷 却海水 ポ 機冷却 海水ポ
ンプ の場 合ンプの 場合
常設
420分
15名
可搬
常設

常設

常設

常設 代替 交流電 源設備

新設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替交 流電 源設備

常設

1.5-148

対応可能な人数で使用可能か

可搬

ホー ス

代大
替容
原量
子送
炉水
補車
機
冷熱
却交
海換
水器
ポユ
ンニ
プ
にト
よ用
る
除又
熱は

必要時間内に
使用可能か

可搬

新設

（

代
替
原
子
炉
補
機
冷
却
系
に
よ
る
除
熱

既設
新設

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.5.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.5-149

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第１図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）【凡例】
号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

：接続装置
D/G

(6A)

M

：電動切替装置(6B)：動力変圧器M/C 6CM/C 6D
【略語】
電源
車

電源
車

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置

1.5-150

P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 6C-1

電源構成図（交流電源）

MCC
6D-1-8

計測用（
Ｂ）系電源

MCC
6D-1-7

ＳＧＴＳ（Ｂ）系 電動弁

格納容器圧力逃がし装置（補機系）

6 号炉

ＡＣ系 電動弁

第2図

MCC
6D-1-3

計測用（Ｂ）系電源

AM用MCC 6B

ＲＣＷ（Ｂ）系 電動弁

M

ＲＣＷ（Ｂ）系 電動弁

MCC
6C-1-8計測用（Ａ）系電源

ＡＣ系 電動弁

ＳＧＴＳ（Ａ）系 電動弁

ＲＣＷ（Ａ）系 電動弁

MCC
6C-1-7計測用（Ａ）系電源

MCC
6C-1-3

P/C 6D-1

A M用
MCC
MCC 6B 6C-1-5

M CC
M CC
6C-1-8 6D -1-8

A M用蓄電池
充電器

MCC
6D-1-7MCC
6C-1-7蓄電池6A-2

蓄電池6A

充
電
器

蓄電池6B

充
電
器

【凡例】

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
A M用直流
125V主母線盤

直流125V原子炉建屋
MCC 6A

直流125V RCIC
制御切替盤

直流125V
分電盤6A-1

直流125V
主母線盤6B
直流125V
分電盤6B-1

バイタル分電盤

Ｂ系バイタル電源装置

フ ィ ルタベント
分電盤

直流125V RCIC
動力切替盤

Ａ系バイタル電源装置

1.5-151

直流125V
H PA C MCC

直流125V
主母線盤6A

バイタル分電盤

Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源

フィルタベント
無停電電源装置

ＡＣ系空気作動弁

第3図

6 号炉

電源構成図（直流電源）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）【凡例】：非常用ディーゼル発電機

D/G

号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G

：接続装置

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M

D/G

(7B)

(7A)
M/C 7C：電動切替装置：動力変圧器M/C 7D【略語】

電源車

D/G ：非常用ディーゼル発電機

電源車

M/C ：メタルクラッド開閉装置

1.5-152

P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 7C-1

ＳＧＴＳ（
Ｂ）
系 電動弁

7 号炉

ＲＣＷ（
Ｂ）
系 電動弁

格納容器圧力逃がし装置（
補機系）

ＲＣＷ（
Ｂ）系 電動弁

第4図

MCC
7D-1-3MCC
7D-1-2

電源構成図（交流電源）

MCC
7D-1-6MCC
7D-1-7

計測用（
Ｂ）
系電源

AM用MCC 7B

計測用（Ｂ）系電源

M

ＡＣ系 電動弁

MCC
7C-1-7

計測用（
Ａ）系電源

ＳＧＴＳ（
Ａ）
系 電動弁

ＲＣＷ（
Ａ）
系 電動弁

MCC
7C-1-3ＡＣ系 電動弁

MCC
7C-1-2

P/C 7D-1

AM用
MCC
MCC 7B 7C-1-4

MCC
7C-1-6MCC
7D-1-7AM用蓄電池MCC
7C-1-7蓄電池7A-2

蓄電池7B

蓄電池7A

充
電
器

充
電
器

MCC
7D-1-7

【凡例】

充
電
器

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
直流125V
主母線盤7B

直流125V
主母線盤7A

125V同時投入防止用
切替盤
フ ィルタベント
分電盤
直流125V
原子炉建屋
MCC 7A

直流125V
分電7B-1-1

直流125V
分電盤7B-1-2A

バイタル分電盤

バイタル分電盤

Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源

フィルタベント
無停電電源装置

直流125V
分電盤7A-1-1

直流125V
分電盤7B-2-2

Ｂ系バイタル電源装置

1.5-153直流125V
HPAC MCC

Ａ系バイタル電源装置

直流125V
分電盤7A-2-2

ＡＣ系空気作動弁

第5図

7 号炉

電源構成図（直流電源）

添付資料 1.5.3－1
重大事故対策の成立性
1.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(1)交流電源確立時
a.操作概要格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作に必要な電動弁の電源確保及び系統構成を行う。
b.作業場所
電源確保
系統構成
系統構成

原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋

地下 1 階(非管理区域)
低層階屋上(非管理区域)
地上中 3 階(非管理区域)

c.必要要員数及び時間
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱のうち，電源確保及び系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名(現場運転員 2 名)
想定時間 :電源確保 20 分(実績時間:18 分)
系統構成(格納容器ベント開始前)15 分(実績時間:12 分)
系統構成（格納容器ベント開始後）5 分
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，放射線防護具(全面マスク，個人線量計，ゴム手袋)を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作及び受電操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

1.5-154

連絡手段:通信連絡設備(送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備)のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

受電操作

受電確認

系統構成

1.5-155

(2)全交流動力電源喪失時
a.操作概要格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作を現場にて行う。全交流動力電源喪失時は遠隔手動弁操作設備の操作に
より系統構成を行う。
b.作業場所
系統構成
系統構成
W/W ベントD/W ベント

原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 4 階，地上 3 階（管理区域）
低層階屋上，地上中 3 階（非管理区域）
地下１階（非管理区域）
地上 2 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱のうち，現場での系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :系統構成（原子炉建屋原子炉区域）
35 分（原子炉建屋内の原子炉区域外）
65 分※※遠隔手動弁操作設備による操作の実績時間は以下の通りである。
（実績時間：一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全開操作を実施する場合 21 分）（実績時間：一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作を実施する場合 17 分）
遠隔手動弁操作設備による格納容器ベント操作 5 分（実績時間：二次隔離弁の全開 2 分）
系統構成（格納容器ベント開始後）5 分
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手

1.5-156

袋）を装備又は携行して作業を行う。管理区域においては汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
現場運転員の放射線防護を考慮し，遠隔手動弁操作設備エリ
アは，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置している。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。遠隔手動弁操
作設備の操作についても，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.5-157

系統構成（遠隔手動弁操作設備）

格納容器ベント操作（遠隔手動弁操作設備）

1.5-158

系統構成

添付資料 1.5.3－22.原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）
a.操作概要格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系により大気を最終ヒート
シンクとして熱を輸送する場合，空気駆動弁である一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）及び耐圧強化ベント弁を全開とし，格納容器ベントラインを構成する必要があり，通常の駆動空気供給源
である計装用圧縮空気系が喪失した状況下では遠隔空気駆動弁操作用ボン
ベが駆動源となる。常設ボンベの残量が減少した場合に，常設ボンベと予備ボンベを交換することで，一次隔離弁及び耐圧強化ベント弁の駆動圧力を確保する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 3 階，地上 2 階，地下 1 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :45 分（実績時間:32 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常のボンベ切替え・交換操作であり，容易に実施可能である。

1.5-159

連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

予備ボンベ交換

ボンベ取り付け

1.5-160

添付資料 1.5.3－3
3.フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り
a.操作概要格納容器ベント操作中におけるフィルタ装置の水位調整のため，フィル
タ装置ドレン移送ポンプ水張りを実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）c.必要要員数及び時間
フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張りに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（緊急時対策要員 2 名）
想定時間 :45 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）

d.操作の成立性について
作業環境:ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :通常の弁操作であり，操作に必要な工具はなく，容易に実施可能である。
また，遠隔手動弁操作設備による弁操作についても，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.5-161

添付資料 1.5.3－4
4.フィルタ装置水位調整（水張り）a.操作概要格納容器ベント操作時又は格納容器ベント停止時に想定されるフィルタ
装置の水位変動に対し，フィルタ装置機能維持のため，フィルタ装置の水張りによるフィルタ装置の水位調整を行う。
b.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）c.必要要員数及び時間
フィルタ装置水位調整（水張り）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:｢防火水槽から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開した
水張りの場合｣2 名（緊急時対策要員 2 名）｢淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開した水張りの場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」6 名（緊急時対策要員 6 名）
｢他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A－2級）を使用した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）」6 名（緊急時対策要員 6 名）
想定時間 :｢防火水槽から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開した
水張りの場合｣125 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）｢淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開した水張りの場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」125 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）｢他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A－2級）を使用した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）」155 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:車両の作業用照明・ヘッドライト，懐中電灯及び LED 多機能ラ

1.5-162

イトにより，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基
本的には個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手
袋，靴下，汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラッ
ク，全面マスク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト，懐中電灯及び LED
多機能ライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :送水ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能であり，必要な工具はない。
また，弁の開閉操作についても，必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。作業エリア周辺には，支障となる設備はな
く，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.5-163

添付資料 1.5.3－5
5.フィルタ装置水位調整（水抜き）a.操作概要格納容器ベント操作時又は格納容器ベント停止時に想定されるフィルタ
装置の水位変動に対し，フィルタ装置機能維持のため水抜きによる水位調整を行う。
b.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）c.必要要員数及び時間
フィルタ装置水位調整（水抜き）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（緊急時対策要員 2 名）
想定時間 :150 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）

d.操作の成立性について
作業環境:ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マスク，チャコールフィルタ，セ
ルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :通常の弁操作，ならびに通常のポンプ起動・停止操作であるため，容易に実施可能である。また，作業に必要な工具はない。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.5-164

添付資料 1.5.3－6
6.格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ
a.操作概要格納容器ベント停止後は，配管内に残留する水素ガスによる燃焼防止と，残留蒸気凝縮による配管内の負圧防止のため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
窒素ガスの供給は可搬型窒素供給装置にて行い，当該装置を格納容器圧
力逃がし装置にホースで接続し，窒素供給弁を操作することでパージを行う。
また、格納容器ベントライン水素サンプリングラックのサンプリングポ
ンプを起動させ，窒素ガスパージ中の配管内の水素濃度を測定する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

南東側（屋外）地上 3 階 南側通路（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:6 名（緊急時対策要員 6 名）
想定時間 :270 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には
個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，
汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区
域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マ
スク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :送気ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，

1.5-165

容易に実施可能であり，操作に必要な工具はない。
また，弁の開閉操作についても，必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

窒素ガスパージ操作

1.5-166

添付資料 1.5.3－7
7.フィルタ装置スクラバ水 pH 調整
a.操作概要フィルタ装置水位調整（水抜き）によりスクラバ水に含まれる薬液が排水されることでスクラバ水の pH が規定値よりも低くなることを防止するた
め薬液を補給する。
薬液補給は可搬型薬液補給装置にて行い，当該装置を格納容器圧力逃がし装置にホースで接続し，補給を行う。
また，サンプリングポンプを起動させ，スクラバ水の pH 値を確認する。
b.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）c.必要要員数及び時間
フィルタ装置スクラバ水 pH 調整に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:6 名（緊急時対策要員 6 名）
想定時間 :85 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には
個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，
汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区
域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マ
スク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能である。作業エリア周辺には，支障となる設備はな
く，十分な作業スペースがある。本操作で必要となる工具は，コンプレッサー，補給ポンプ等とともに作業エリア近傍（フィルタベント遮蔽壁内（附室））に配備する。

1.5-167

連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.5-168

添付資料 1.5.3－8
8.ドレン移送ライン窒素ガスパージ
a.操作概要フィルタ装置水位調整（水抜き）及びドレンタンク水抜き後は，フィル
タ装置排水ラインの水の放射線分解により発生する水素ガスの蓄積を防止するため，フィルタ装置排水ラインの窒素ガスによるパージを実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）c.必要要員数及び時間
ドレン移送ラインの窒素ガスパージに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（緊急時対策要員 2 名）
想定時間 :135 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には
個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，
汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区
域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マ
スク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :送気ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能であり，操作に必要な工具はない。
また，弁の開閉操作についても，必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話

1.5-169

設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.5-170

添付資料 1.5.3－9
9.ドレンタンク水抜き
a.操作概要ドレンタンクが水位高に達した場合，よう素フィルタの機能維持のため，ドレン移送ポンプを使用してドレンタンク内の凝縮水を排水する。
b.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）c.必要要員数及び時間
ドレンタンク水抜きに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（緊急時対策要員 2 名）
想定時間 :80 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マスク，チャコールフィルタ，セ
ルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :通常の弁操作，ならびに通常のポンプ起動・停止操作であるため，容易に実施可能である。また，操作に必要な工具はない。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.5-171

添付資料 1.5.3－1010.耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(1)交流電源確立時
a.操作概要耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に必要な電動弁の電源確保及び現場での系統構成を行う。
b.作業場所
電源確保
系統構成

原子炉建屋 地下 1 階（非管理区域）
原子炉建屋 地上 3 階，地上中 3 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱のうち，電源確保及び系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :電源確保 20 分(実績時間:18 分)
系統構成(格納容器ベント開始前)30 分(実績時間:23 分)
系統構成(格納容器ベント開始後)5 分
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における操作性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
現場運転員の放射線防護を考慮し，遠隔手動弁操作設備エリ
アは，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置している。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作及び受電操作であり，容易に実施可能である。
遠隔手動弁操作設備の操作についても，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能であ

1.5-172

る。操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

受電操作

受電確認

系統構成

1.5-173

(2)全交流動力電源喪失時
a.操作概要耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の系統構成
を全交流動力電源喪失時は遠隔手動弁操作設備の操作により行う。
なお，空気駆動弁の操作手段として，ボンベからの駆動空気を電磁弁
排気ポートへ供給することで空気駆動弁を操作することができる。
b.作業場所
系統構成
W/W ベントD/W ベント

原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 4 階，地上 3 階（管理区域）
地上中 3 階，地上 3 階（非管理区域）
地下 1 階（非管理区域）
地上 2 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱のうち，現場系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :系統構成（原子炉建屋原子炉区域） 35 分
（原子炉建屋内の原子炉区域外）
120 分（40 分/1 弁）※
遠隔手動弁操作設備による格納容器ベント操作 5 分（実績時間：二次隔離弁の全開 2 分）
※遠隔手動弁操作設備による操作の実績時間は以下の通りである。
（実績時間：一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全開操作を実施する場合 21 分）（実績時間：一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作を実施する場合 17 分）（フィルタ装置入口弁の全閉:設備設置工事中のため実績時間なし）（耐圧強化ベント弁の全開:設備設置工事中のため実績時間なし）
系統構成(格納容器ベント開始後)5 分
d.操作の成立性について

1.5-174

作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における操作性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。管理区域においては汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
現場運転員の放射線防護を考慮し，遠隔手動弁操作設備エリ
アは，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置している。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
遠隔手動弁操作設備の操作についても，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

格納容器ベント操作（遠隔手動弁操作設備）

系統構成（遠隔手動弁操作設備）

1.5-175

添付資料 1.5.3－11
11.代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
a.操作概要代替原子炉補機冷却系を用いた冷却水確保のため，現場にて原子炉補機
冷却系の系統構成を行う。
また，本操作は管理区域及び非管理区域での操作を同要員が行う想定としている。
b.作業場所
原子炉建屋（管理及び非管理区域）
タービン建屋海水熱交換器エリア（非管理区域）
コントロール建屋（非管理区域）
c.必要要員数及び時間
代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保（系統構成）に必要な要員
数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :255 分（実績時間:240 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。管理区域においては汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音1.5-176

声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

冷却水確保（系統構成）

1.5-177

冷却水確保（系統構成）

添付資料 1.5.3－12
12.熱交換器ユニットによる補機冷却水確保
a.操作概要代替原子炉補機冷却系（熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用），電源車等）を用いて冷却水供給を行う。
b.作業場所
タービン建屋近傍（屋外）c.必要要員数及び時間
熱交換器ユニットに よる補機冷却水確保に必要な要員数，時間は以
下のとおり。
必要要員数: 13 名（緊急時対策要員）
想定時間 : 540 分（実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明及びヘッドライトにより，夜間における作業性を確保している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，バッテリー内蔵型 LED 照明及びヘッドライトを携行しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :各種ホースの接続は，汎用の結合金具であり，容易に実施可能である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部に連絡する。

1.5-178熱交換器ユニット設置作業

熱交換器ユニット設置

1.5-179

添付資料 1.5.3－13
13.大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保
a.操作概要大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポン
プによる補機冷却水の供給を行う。
b.作業場所
タービン建屋近傍（屋外）c.必要要員数及び時間
大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポン
プによる補機冷却水確保に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:｢大容量送水車（熱交換器ユニット用）を使用する場合｣
8 名（緊急時対策要員）｢代替原子炉補機冷却海水ポンプを使用する場合｣
11 名（緊急時対策要員）
想定時間:｢大容量送水車（熱交換器ユニット用）を使用する場合｣
300 分（実績時間なし）｢代替原子炉補機冷却海水ポンプを使用する場合｣｣
420 分（実績時間なし）

d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明及びヘッドライトにより，夜間における作業性を確保している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，バッテリー内蔵型 LED 照明及びヘッドライトを携行しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :各種ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能である。作業エリア周辺には，支障となる設備
はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時

1.5-180

対策本部に連絡する。

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

1.5-181

添付資料 1.5.4－1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧
手順
判断基準記載内容
1.5.2.1 フロントライ a.格納容器圧力逃がし装 (b) 原子炉格納容器ベン 遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口の圧力が規定値以下
ン系故障時の対応手順 置による原子炉格納容器 ト弁駆動源確保（予備ボ となった場合(1)最終ヒートシンク(大 内の減圧及び除熱
ンベ）気)への代替熱輸送（交(d) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が通常水位を下回ると判断した場
流電源が健全である場
整（水張り）合合）(e) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断した
整（水抜き）
場合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合(g) フィルタ装置スクラ フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断し，
バ水pH調整排水を行った場合(h) ドレン移送ライン窒 ドレンタンク水抜き完了後
素ガスパージ(i) ドレンタンク水抜き ドレンタンクが水位高に到達すると判断した場合

1.5-182b.耐圧強化ベント系によ (b) 原子炉格納容器ベン 遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口の圧力が規定値以下る原子炉格納容器内の減 ト弁駆動源確保（予備ボ となった場合
圧及び除熱
ンベ）

解釈
遠隔空気駆動弁操作用ボンベの圧力が
なった場合

以下と

フィルタ装置の水位が1000mm(通常水位)を下回ると判断した場合
フィルタ装置の水位が 2200㎜に到達すると判断した場
合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧がに到達すると判断した場合
フィルタ装置の水位が2200mmに到達すると判断し，排水を行った場合
FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁の「全閉」操作完了後
ドレンタンクの水位が 3000㎜に到達すると判断した場
合遠隔空気駆動弁操作用ボンベの圧力が
以下と
なった場合

添付資料 1.5.4－2
操作手順の解釈一覧

1.5-183

手順
操作手順記載内容
1.5.2.1 フロントライ a.格納容器圧力逃がし装 (a) 格納容器圧力逃がし フィルタ装置水位指示値が通常水位範囲内
ン系故障時の対応手順 置による原子炉格納容器 装置による原子炉格納容(1)最終ヒートシンク(大 内の減圧及び除熱
器内の減圧及び除熱気)への代替熱輸送（交(d) フィルタ装置水位調 規定水位
流電源が健全である場
整（水張り）合）(e) フィルタ装置水位調 ポンプ吐出側流量を必要流量に調整
整（水抜き）
通常水位に到達したこと(f) 格納容器圧力逃がし 水素濃度が許容濃度以下
装置停止後の窒素ガス
パージ(g) フィルタ装置スクラ 所定量の薬液
バ水pH調整pH指示値が規定値(i) ドレンタンク水抜き ポンプ吐出側流量を必要流量に調整

解釈
フィルタ装置水位指示値が1000～1500mm

1.5.2.1 フロントライ a.格納容器圧力逃がし装 (a) 格納容器圧力逃がし フィルタ装置水位指示値が通常水位範囲内
ン系故障時の対応手順 置による原子炉格納容器 装置による原子炉格納容(2)最終ヒートシンク(大 内の減圧及び除熱(現場 器内の減圧及び除熱（現気)への代替熱輸送（全 操作)
場操作
交流動力電源喪失時の場(c) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到合）整（水張り）
達する前(d) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が上限水位に到達
整（水抜き）
フィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到
達(f) フィルタ装置スクラ pHが規定値
バ水pH調整1.5.2.2 サポート系故 a.代替原子炉補機冷却系 ⅱ.緊急時対策要員操作 代替RCWポンプ吐出圧力指示値が規定値となるよう開度
障時の対応手順による補機冷却水確保 (補機冷却水供給)を調整する(1)最終ヒートシンク(海)への代替熱輸送
1.5.2.3 重大事故等対原子炉補機冷却系系統流量指示値の上昇
処設備（設計基準拡張）
残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量指示値の上昇による対応手順(1)原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

フィルタ装置水位指示値が1000～1500mm

通常水位範囲内である1000mm～1500mm
ポンプ吐出側流量を約10m3/hに調整
1000mmに到達したこと
水素濃度が2%以下

ポンプ吐出側流量を約10m3/hに調整

フィルタ装置の水位が1000mmを下回り500mmに到達する
前フィルタ装置の水位が2200mmに到達
フィルタ装置金属フィルタの差圧がに到達

代替RCWポンプの流量－揚程曲線から規定流量となるよ
う調整する

原子炉補機冷却系系統流量指示値が程度まで
残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量指示値が程度まで

添付資料 1.5.4－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧（1/3）
統一名称

弁番号

弁名称

非常用ガス処理系第二隔離弁

T22-F040

SGTS側PCVベント用隔離弁後弁

換気空調系第二隔離弁

U41-F050

HVAC側PCVベント用隔離弁後弁

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁

T22-MO-F004A/B

SGTSフィルタ装置出口弁(A)/(B)

非常用ガス処理系出口Uシール隔離弁

T22-MO-F511

SGTS出口ドレン弁

耐圧強化ベント弁

T61-AO-F002

耐圧強化ベント系PCVベントライン排気筒
側隔離弁

非常用ガス処理系第一隔離弁

T31-AO-F020

SGTS側PCVベント用隔離弁

換気空調系第一隔離弁

T31-AO-F021

HVAC側PCVベント用隔離弁

フィルタ装置入口弁

T61-AO-F001

耐圧強化ベント系PCVベントラインフィル
タベント容器側隔離弁

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁

T31-MO-F047

S/Cベント弁操作用空気供給弁

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）

T31-AO-F022

S/Cベント用出口隔離弁

一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁

T31-MO-F045

D/Wベント弁操作用空気供給弁

一次隔離弁（ドライウェル側）

T31-AO-F019

D/Wベント用出口隔離弁

二次隔離弁

T31-MO-F070

PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁

T31-F052

S/Cベント弁操作用空気供給ボンベ元弁

T31-F050

D/Wベント弁操作用空気供給ボンベ元弁

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気ボンベ出口弁
一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気ボンベ出口
弁

1.5-184

フィルタベント大気放出ライン ドレン弁

T61-F503

水素バイパスライン止め弁

T31-F600

FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁

T61-F502A/B

FCVSフィルタベント装置 遮蔽壁内側ドレン弁

T61-F501FCVSフィルタベント装置移送ポンプテストライン止め弁
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレンライン二次格納施設外
側止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレン移送ポンプ吐出側第一
止め弁
FCVS PCVベントラインフィルタベント側 N 2パージ用元弁フィルタベント装置pH入口止め弁
フィルタベント装置pH出口止め弁
FCVSフィルタベント装置ドレンラインN 2パージ用元弁

T61-F212
T61-F102
T61-F210
T61-F211
T61-F209
T61-F205
T61-F715
T61-F716
T61-F213

6号炉
操作場所
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階南側通路（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階南側通路（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋地下1階B系非常用電気品室（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階DG(B)制御盤室(非管理区域)
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)

弁名称

7号炉
操作場所
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋4階SGTS配管室（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋地下1階NSDサンプ(B)室(非管理区域)
中央制御室
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階DG(B)制御盤室(非管理区域)
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋中3階DG(B)/Z送風機室(非管理区域)

T22-F040

SGTS側PCVベント用隔離弁後弁

U41-F050

HVAC側PCVベント用隔離弁後弁

T22-MO-F004A/B

SGTSフィルタ装置出口弁(A)/(B)T22-MO-F511

SGTS出口Uシール元弁

T61-AO-F002

耐圧強化ベント系PCVベントライン排気筒
側隔離弁

T31-AO-F020

AC SGTS側PCVベント用隔離弁

T31-AO-F021

AC HVAC側PCVベント用隔離弁

T61-AO-F001

耐圧強化ベント系PCVベントラインフィル
タベント容器側隔離弁

T31-MO-F092

AC S/Cベント弁操作用空気供給弁

T31-AO-F022

AC S/Cベント用出口隔離弁

T31-MO-F082

AC D/Wベント弁操作用空気供給弁

T31-AO-F019

AC D/Wベント用出口隔離弁

T31-MO-F070

AC PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F090

AC S/Cベント弁操作用空気ボンベ出口弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F080

AC D/Wベント弁操作用空気ボンベ出口弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

FCVSフィルタベント大気放出ライン ドレ
原子炉建屋屋上階南側（非管理区域）
ン弁
SGTS側PCVベント用水素ガスベント止め弁 遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階南側通路（非管理区域）
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）入口弁(A)/(B)FCVSフィルタベント装置 遮へい壁内側ドフィルタベント遮蔽壁附室
レン弁
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
テストライン止め弁
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
吐出側第二止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレンライン二次格納施設外側止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレン移送ポン
プ吐出側第一止め弁
FCVS PCVベントラインフィルタベント側
N 2パージ用元弁
FCVSフィルタベント装置pH計入口止め弁
FCVSフィルタベント装置pH計出口止め弁
FCVSフィルタベント装置ドレンラインN 2
パージ用元弁

弁番号

T61-F503
T31-F600
T61-F502A/B
T61-F501
T61-F212
T61-F102
T61-F210

原子炉建屋外壁東側（屋外）T61-F211

フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）T61-F209

原子炉建屋外壁東側（屋外）T61-F205

フィルタベント遮蔽壁附室
フィルタベント遮蔽壁附室

T61-F715
T61-F716

フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）T61-F213

FCVSフィルタベント大気放出ライン ドレ
原子炉建屋屋上階南側（非管理区域）
ン弁
SGTS側PCVベント用水素ガスベント止め弁 遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋中3階DG(B)/Z送風機室(非管理区域)
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）入口弁(A)/(B)FCVSフィルタベント装置 遮へい壁内側ドフィルタベント遮蔽壁附室
レン弁
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
テストライン止め弁
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
吐出側第二止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレンライン二次格納施設外側止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレン移送ポン
プ吐出側第一止め弁
FCVS PCVベントラインフィルタベント側
N 2パージ用元弁
FCVSフィルタベント装置pH計入口止め弁
FCVSフィルタベント装置pH計出口止め弁
FCVSフィルタベント装置ドレンラインN 2
パージ用元弁

原子炉建屋外壁東側（屋外）
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
原子炉建屋外壁南側（屋外）
フィルタベント遮蔽壁附室
フィルタベント遮蔽壁附室
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）各号炉の弁番号及び弁名称一覧（2/3）
統一名称

弁番号

FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口止め弁

T61-F521

フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁

T61-F060

フィルタ装置入口弁逆操作用空気排気側止め弁

T61-F712

フィルタ装置入口弁操作用空気排気側止め弁

T61-F068

耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁

T61-F064

耐圧強化ベント弁逆操作用空気排気側止め弁

T61-F713

耐圧強化ベント弁操作用空気排気側止め弁

T61-F069

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁
一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気排気側止め弁
一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用
空気排気側止め弁
一次隔離弁（ドライウェル側）逆操作用空気排気側止め弁

T61-F521
T61-F060
T61-F712
T61-F068

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

T61-F064

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

T61-F713

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

T61-F069

7号炉
弁名称
操作場所
FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口
フィルタベント遮蔽壁附室
止め弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
操作用空気ボンベ出口弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
逆操作用空気排気側止め弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
操作用空気排気側止め弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空気ボンベ出口弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁逆操作用
空気排気側止め弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

1.5-185

S/Cベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F099

S/Cベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F061

D/Wベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F098

D/Wベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F803

S/Cベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F779

S/Cベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F802

D/Wベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F778

D/Wベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-MO-F072

AC PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁バ 中央制御室
イパス弁
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）

P21-F144

RCW代替冷却水供給止め弁(A)タービン建屋1階レイダウン西側（非管理区域）

P21-F143
P27-F1002

RCW代替冷却水戻り止め弁(A)代替RCWユニット出口流量調整弁

P21-MO-F007B/E

RCW熱交換器(B)/(E)冷却水出口弁

P21-MO-F007A/D

RCW熱交換器(A)/(D)冷却水出口弁

P21-MO-F007A/D

RCW熱交換器(A)/(D)冷却水出口弁

P21-MO-F007B/E

RCW熱交換器(B)/(E)冷却水出口弁

P21-MO-F007C/F

RCW熱交換器(C)/(F)冷却水出口弁

P21-MO-F042A

RCW RHR熱交換器(A)冷却水出口弁

P21-MO-F042B

RCW RHR熱交換器(B)冷却水出口弁

P21-MO-F042C

RCW RHR熱交換器(C)冷却水出口弁

タービン建屋1階レイダウン西側（非管理区域）
熱交換器ユニット内
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下2階RCW(C)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階北側通路（管理区域）

T31-MO-F072

代替冷却水供給止め弁

P21-F266

代替冷却水戻り止め弁
熱交換器ユニット出口流量調整弁

P21-F267
P27-F1002

原子炉補機冷却系熱交換器(B/E)冷却水出口弁

P21-MO-F004B/E

A系使用時は，原子炉補機冷却系熱交換器(A/D)冷却水
出口弁

P21-MO-F004A/D
P21-MO-F004A/D
P21-MO-F004B/E
P21-MO-F004C/F
P21-MO-F013A

残留熱除去系熱交換器冷却水出口弁

PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空気ボンベ出口弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁逆操作用
空気排気側止め弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空気排気側止め弁

弁番号T31-F062

二次隔離弁バイパス弁

原子炉補機冷却系熱交換器冷却水出口弁

6号炉
弁名称
操作場所
FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口
フィルタベント遮蔽壁附室
止め弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
操作用空気ボンベ出口弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
逆操作用空気排気側止め弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
操作用空気排気側止め弁

P21-MO-F013B
P21-MO-F013C

PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁バイ 中央制御室
パス弁
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
RCW代替冷却系供給ライン北側接続口隔離
タービン建屋1階レイダウン西側（非管理区域）
弁(A)RCW代替冷却系戻りライン北側接続口隔離弁(A)タービン建屋1階レイダウン西側（非管理区域）
代替RCWユニット出口流量調整弁
熱交換器ユニット内
中央制御室
RCW熱交換器(B)/(E)冷却水出口弁
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
RCW熱交換器(A)/(D)冷却水出口弁
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
RCW熱交換器(A)/(D)冷却水出口弁
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
RCW熱交換器(B)/(E)冷却水出口弁
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
RCW熱交換器(C)/(F)冷却水出口弁
タービン建屋地下2階RCW(C)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
RHR熱交換器(A)冷却水出口弁
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
中央制御室
RHR熱交換器(B)冷却水出口弁
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
RHR熱交換器(C)冷却水出口弁
原子炉建屋地下2階北側通路（管理区域）

各号炉の弁番号及び弁名称一覧（3/3）
統一名称

弁番号

弁名称

常用冷却水供給側分離弁(A)P21-MO-F074A

RCW常用冷却水供給側分離弁(A)

常用冷却水戻り側分離弁(A)P21-MO-F082A

RCW常用冷却水戻り側分離弁(A)

残留熱除去系熱交換器(A)冷却水出口弁

P21-MO-F013A

RHR熱交換器(A)冷却水出口弁

非常用ディーゼル発電機(A)冷却水出口弁(A)P21-MO-F055A

非常用D/G(A)冷却水出口弁(A)

非常用ディーゼル発電機(A)冷却水出口弁(D)P21-MO-F055D

非常用D/G(A)冷却水出口弁(D)P21-F028A

HECW冷凍機(A)冷却水出口弁

P21-F028C

6号炉
操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階北側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階北側通路（管理区域）

弁番号

弁名称

7号炉
操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階北側通路（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階北側通路（非管理区域）

P21-MO-F016A

RCW常用冷却水供給側分離弁(A)P21-MO-F037A

RCW常用冷却水戻り側分離弁(A)P21-MO-F042A

RCW RHR熱交換器冷却水出口弁(A)P21-MO-F048A

RCW非常用D/G(A)冷却水出口弁(A)P21-MO-F048D

RCW非常用D/G(A)冷却水出口弁(D)コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

P21-F055A

RCW HECW冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁 コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

HECW冷凍機(C)冷却水出口弁

コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

P21-F055C

RCW HECW冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁 コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

P21-F015A
P21-F015D

RCWポンプ(A)吸込弁
RCWポンプ(D)吸込弁

P21-F001A
P21-F001D

RCWポンプ(A)吸込弁
RCWポンプ(D)吸込弁

原子炉補機冷却水系熱交換器(A)冷却水出口弁

P21-MO-F004A

RCW熱交換器(A)冷却水出口弁

P21-MO-F007A

RCW熱交換器(A)冷却水出口弁

原子炉補機冷却水系熱交換器(D)冷却水出口弁

P21-MO-F004D

RCW熱交換器(D)冷却水出口弁

P21-MO-F007DRCW熱交換器(D)冷却水出口弁

原子炉補機冷却海水ポンプ(A)電動機軸受出口弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(D)電動機軸受出口弁
原子炉補機冷却水系サージタンク(A)出口弁
サージタンク(A)換気空調補機非常用冷却水系側出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)入口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁
可燃性ガス濃度制御系室空調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)入口弁
非常用ガス処理系室空調機(A)出口弁
サプレッションプール浄化系ポンプ室空調機出口弁
原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機出口弁

P21-F016A
P21-F053A
P21-F029A
P21-F030A
P21-F038A
P21-F032A
P21-F031A
P21-F036A
P21-F070
P21-F046

RCWサージタンク(A)出口弁
HECW降水管(A)タイライン止め弁
FPC熱交換器(A)冷却水入口弁
FPC熱交換器(A)冷却水出口弁
FCS(A)室空調機冷却水出口弁
FPCポンプ(A)室空調機冷却水出口弁
FPCポンプ(A)室空調機冷却水入口弁
SGTS室(A)空調機冷却水出口弁
SPCUポンプ室空調機冷却水出口弁
RCICポンプ室空調機冷却水出口弁

タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
原子炉建屋4階北側通路（非管理区域）
原子炉建屋4階北側通路（非管理区域）
原子炉建屋2階FPC熱交換器室（管理区域）
原子炉建屋2階FPC熱交換器室（管理区域）
原子炉建屋1階FCS室（管理区域）
原子炉建屋2階南西通路（管理区域）
原子炉建屋2階南西通路（管理区域）
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
原子炉建屋地下3階SPCUポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）

P21-F222A
P21-F222D
P21-F066A
P21-F067A
P21-F050A
P21-F051A
P21-F058A
P21-F060A
P21-F059A
P21-062A
P21-F110
P21-F112

格納容器雰囲気モニタラック(A)入口弁

P21-F033A

CAMS冷却器(A)冷却水入口弁

原子炉建屋中3階CAMS(A)室（管理区域）

P21-F131A

格納容器雰囲気モニタラック(A)出口弁

P21-F034A

CAMS冷却器(A)冷却水出口弁

原子炉建屋中3階CAMS(A)室（管理区域）

P21-F132A

RCW RSWポンプ(A)電動機軸受出口弁
RCW RSWポンプ(D)電動機軸受出口弁
RCWサージタンク(A)出口弁
RCWサージタンク(A)HECW側出口弁
RCW FPC熱交換器(A)入口弁
RCW FPC熱交換器(A)出口弁
RCW FCS室空調機(A)出口弁
RCW FPCポンプ室空調機(A)出口弁
RCW FPCポンプ室空調機(A)入口弁
RCW SGTS室空調機(A)出口弁
RCW SPCUポンプ室空調機出口弁
RCW RCICポンプ室空調機出口弁
RCW 格納容器雰囲気モニタラック(A)入口
原子炉建屋中3階CAMS(A)室（管理区域）
弁
RCW 格納容器雰囲気モニタラック(A)出口
原子炉建屋中3階CAMS(A)室（管理区域）
弁

残留熱除去系ポンプ(A)冷却水入口弁

P21-F041A

残留熱除去系ポンプ(A)冷却水出口弁

P21-F042A

残留熱除去系熱交換器(A)冷却水入口弁

P21-F012A

残留熱除去系ポンプ室空調機(A)入口弁

P21-F039A

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(A)冷却水温度調節
弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(C)冷却水温度調節
弁後弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(A)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(D)吸込弁

1.5-186

RHRポンプ(A)モータ軸受冷却器冷却水入口
原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）
弁
RHRポンプ(A)モータ軸受冷却器冷却水出口
原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）
弁
中央制御室
RHR熱交換器(A)冷却水入口弁
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
RHRポンプ(A)室空調機冷却水入口弁
原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）

タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
原子炉建屋1階北側通路（管理区域）
原子炉建屋2階北西通路（管理区域）
原子炉建屋2階南西通路（管理区域）
原子炉建屋2階南西通路（管理区域）
原子炉建屋1階FCS室（管理区域）
原子炉建屋2階南西通路（管理区域）
原子炉建屋2階南西通路（管理区域）
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
原子炉建屋地下3階SPCUポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）

P21-F201A

RCW RHRポンプ(A)冷却水入口弁

原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）

P21-F202A

RCW RHRポンプ(A)冷却水出口弁

原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）

P21-F041A

RCW RHR熱交換器(A)入口弁

P21-F044A

RCW RHRポンプ室空調機(A)入口弁

中央制御室
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

＜

1.6.1

目

次

＞

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
a.

炉心の著しい損傷防止のための対応手段及び設備(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 代替格納容器スプレイ
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 復旧
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備b.

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 代替格納容器スプレイ
ⅱ. 格納容器代替除熱ⅲ. 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 復旧
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
c.
1.6.2
1.6.2.1

手順等
重大事故等時の手順
炉心の著しい損傷防止のための対応手順
1.6-1

(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

代替格納容器スプレイ(a) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイ(b) 消 火 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ(c) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格
納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）b.

重大事故等時の対応手段の選択(2) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

復旧(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レイ(b) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・プールの除熱b.
1.6.2.2

重大事故等時の対応手段の選択
原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

代替格納容器スプレイ(a) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイ(b) 消 火 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ(c) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格
納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）b.

格納容器代替除熱(a) ド ラ イ ウ ェ ル 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 代 替 除 熱
1.6-2

c.

重大事故等時の対応手段の選択(2) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

復旧(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レイ(b) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・プールの除熱b.

重大事故等時の対応手段の選択

1.6.2.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1) 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド ） に よ る 原 子 炉
格納容器内へのスプレイ(2) 残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ー ル 水 冷 却 モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱
1.6.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

1.6-3

添 付 資 料 1.6.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.6.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.6.3

重大事故対策の成立性
1. 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 常 設 ） に よ る
原子炉格納容器内へのスプレイ
2.消 火 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ
3. 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よる 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海水）
4. ド ラ イ ウ ェ ル 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内の代替除熱
5.残 留 熱 除 去 系 (B) 配 管 使 用 に よ る 原 子 炉 格 納 容器内へのスプレイ（全交流動力電源喪失時）

添 付 資 料 1.6.4

解釈一覧
1.判 断 基 準 の 解 釈 一 覧
2.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.6-4

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等【要求事項】
１ 発電用原子炉設置者において、設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。
２ 発電用原子炉設置者は、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等」及び第２項に規定する「原子炉格納容
器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器の冷却等ａ）設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、格納容器スプレイ代替注水設備により、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等を整備すること。
（２）原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器の冷
1.6-5

却等
ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、格納容器スプレイ代替注水設備により、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等を整備すること。

設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・
チェンバ・プール水冷却モード）による冷却機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処設備を整備している。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合においても原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる対処設備を整備している。
ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明す
る。

1.6-6

1.6.1

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる必要がある。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる必要がある。原子炉格納容器内を冷却するための設計
基準事故対処設備として，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）を設置している。
これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，これらを重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付け重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故
等 対 処 設 備 を 選 定 す る （ 第 1.6.1 図 ） 。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※1 を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

1.6-7

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則
第四十九条及び技術基準規則第六十四条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
重大事故等対処設備（設計基準拡張）である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード又はサプレッション・チェン
バ・プール水冷却モード）が健全であれば重大事故等の対処に用いる。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉
格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
・格納容器スプレイ・ヘッダ
・原子炉格納容器
・原子炉補機冷却系
・非常用交流電源設備

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱で使用する設備は以下のとおり。
1.6-8

・残留熱除去系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
・原子炉格納容器
・原子炉補機冷却系
・非常用交流電源設備

機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッ
ション・チェンバ・プール水冷却モード）の故障を想定する。
また，サポート系故障として，全交流動力電源喪失又は原子炉
補機冷却系の故障を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順に
つ い て の 関 係 を 第 1.6.1 表 に 整 理 す る 。

a.

炉心の著しい損傷防止のための対応手段及び設備(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 代替格納容器スプレイ
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器ス
1.6-9

プレイ冷却モード）の故障により原子炉格納容器内の除熱ができない場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），消火系及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手段がある。

(ⅰ )代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉
格納容器内の冷却
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉
格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・格納容器スプレイ・ヘッダ
・高圧炉心注水系配管・弁・原子炉格納容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備(ⅱ )消 火 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 冷 却
消火系による原子炉格納容器内の冷却で使用する設
1.6-10備は以下のとおり。
・ディーゼル駆動消火ポンプ
・ろ過水タンク
・消火系配管・弁・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・格納容器スプレイ・ヘッダ
・原子炉格納容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備(ⅲ )代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子
炉格納容器内の冷却
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）・防火水槽
・淡水貯水池・ホース・接続口・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁1.6-11

・格納容器スプレイ・ヘッダ
・原子炉格納容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備

なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水
貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池
を水源として利用する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
代替格納容器スプレイで使用する設備のうち，復水移送ポンプ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・弁，残留熱除去系配管・弁，格納容器スプレイ・ヘッダ，高圧炉心
注水系配管・弁，原子炉格納容器，常設代替交流電源設
1.6-12

備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備，可搬型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） ， ホ ー ス ・ 接 続 口 及 び 燃 料
補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。防火
水 槽 及 び 淡 水 貯 水 池 は 「 1.13

重大事故等の収束に必要と な る 水 の 供 給 手 順 等 」 【 解 釈 】 1 b) 項 を 満 足 す る た めの代替淡水源（措置）として位置付ける。非常用交流電
源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.6.1）
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障した場合においても，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系
配管・弁
耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプと同等の機能（流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合において，原子炉格納容器内を冷却する
1.6-13

手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 復旧
全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）による原子炉格納容器内の除熱がで き な い 場 合 は ， 「 (a) ⅰ .

代替格納容器スプレイ」の手段に加え，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）を復旧し，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手段がある。

(ⅰ )代 替 交 流 電 源 設 備 に よ る 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス
プレイ冷却モード）の復旧
代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器ス
1.6-14

プレイ冷却モード）の復旧で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
・格納容器スプレイ・ヘッダ
・原子炉格納容器
・原子炉補機冷却系
・代替原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備(ⅱ )代 替 交 流 電 源 設 備 に よ る 残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ ション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧
代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
・原子炉格納容器
・原子炉補機冷却系
・代替原子炉補機冷却系
1.6-15

・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

ⅱ .重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
復旧で使用する設備のうち，サプレッション・チェン
バ，格納容器スプレイ・ヘッダ，原子炉格納容器，代替
原子炉補機冷却系及び常設代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。また，残留熱除去系ポン
プ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系配管・弁・ス
トレーナ及び原子炉補機冷却系は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.6.1）
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系が故障した場合においても，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認でき
1.6-16

た場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

b.

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 代替格納容器スプレイ
炉心の著しい損傷が発生した場合において，設計基準
事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却モード）の故障により原子炉格納容器内の除熱ができない場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），消火系及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる手段がある。
なお，原子炉圧力容器の破損前に代替格納容器スプレ
イを実施することで，原子炉格納容器内の温度上昇を抑制し，逃がし安全弁の環境条件を緩和することができる。ただし，本操作を実施しない場合であっても，評価上，原子炉圧力容器底部が破損に至るまでの間，逃がし
安全弁は発電用原子炉の減圧機能を維持できる。
こ れ ら の 対 応 手 段 で 使 用 す る 設 備 は ， 「 a.(a) ⅰ .

代

替格納容器スプレイ」で選定した設備と同様である。

ⅱ.

格納容器代替除熱常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給することで原子炉
1.6-17

補機冷却系を復旧し，ドライウェル冷却系により原子炉格納容器内の除熱を行う手段がある。

(ⅰ )ド ラ イ ウ ェ ル 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 代 替
除熱
ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱で使用する設備は以下のとおり。
・ドライウェル冷却系送風機・ドライウェル冷却系冷却器
・原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

ⅲ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
代替格納容器スプレイで使用する設備において，重大事 故 等 対 処 設 備 の 位 置 付 け は ， 「 a.(a) ⅱ .

重大事故等対処設備と自主対策設備」と同様である。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.6.1）
以上の重大事故等対処設備により，炉心の著しい損傷が発生した場合において，設計基準事故対処設備である
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障した場合においても，原子炉格納容器内の圧力及び温度並
1.6-18

びに放射性物質の濃度を低下させることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系
配管・弁
耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプと同等の機能（流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合において，原子炉格納容器内を冷却する手段として有効である。
・ドライウェル冷却系
耐震性は確保されておらず，除熱量は小さいが，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により原子炉補機冷却系を復旧し，原子炉格納容器内への冷却水通水及びドライウェル冷却系送風機の起動が可能である場合，原子炉格納容器内を除熱する手段として有効である。
また，ドライウェル冷却系送風機が停止している場
合においても，冷却水の通水を継続することにより，ドライウェル冷却系冷却器のコイル表面で蒸気を凝縮し，原子炉格納容器内の圧力上昇を緩和することが可能である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
1.6-19備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備ⅰ.

復旧
全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・
プ ー ル 水 冷 却 モ ー ド ） が 使 用 で き な い 場 合 は ， 「 (a) ⅰ .
代替格納容器スプレイ」の手段に加え，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・
チェンバ・プール水冷却モード）を復旧し，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる手段がある。
こ れ ら の 対 応 手 段 で 使 用 す る 設 備 は ， 「 a.(b) ⅰ .

復旧」で選定した設備と同様である。

ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
復旧で使用する設備において，重大事故等対処設備，重大事故等対処設備（設計基準拡張）及び自主対策設備の 位 置 付 け は ， 「 a.(b) ⅱ .
1.6-20

重大事故等対処設備と自主対策設備」と同様である。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.6.1）
以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェン
バ・プール水冷却モード）が全交流動力電源喪失又は原
子炉補機冷却系の故障により使用できない場合においても，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）を復旧し，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる。

c.

手順等
上 記 「 a.

炉心の著しい損傷防止のための対応手段及び設

備 」 及 び 「 b.

原子炉格納容器の破損を防止するための対応

手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として
事 故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ 徴 候 ベ ー ス ） （ 以 下 「 EOP 」 と いう。），事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）（以下 「 SOP」 と い う 。 ） ， AM 設 備 別 操 作 手 順 書 及 び 多 様 な ハ ザ ー
ド 対 応 手 順 に 定 め る （ 第 1.6.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必
1.6-21

要 と な る 設 備 に つ い て も 整 理 す る （ 第 1.6.2 表 ， 第 1.6.3
表）。
（ 添 付 資 料 1.6.2）

1.6-22

1.6.2

重大事故等時の手順

1.6.2.1

炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

代替格納容器スプレイ(a) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイ
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障により使用できない場合は，復水貯蔵槽を水源とした代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器内にスプレイする。
スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならな い よ う に ， ス プ レ イ 流 量 の 調 整 又 は ス プ レ イ の 起 動 /停 止を行う。

ⅰ .手 順 着 手 の 判 断 基 準残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイができない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用可能な場合※1 で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基
準 に 到 達 し た 場 合 ※ 2。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ 復 水 貯 蔵 槽 ）が確保されている場合。
※ 2: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器
1.6-23

内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 ， サ プ レッション・チェンバ気体温度又はサプレッショ
ン・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納
容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ）に達した場合。

ⅱ. 操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格
納容器内へのスプレイ手順の概要は以下のとおり。手順の 対 応 フ ロ ー を 第 1.6.2 図 か ら 第 1.6.5 図 に ， 概 要 図 を 第1.6.7 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.6.8 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイに必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実
1.6-24

施する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプの起動操作を実施し，復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。
⑥ 当 直 副 長 は ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ス プ レ イ 先 を 第 1.6.4
表に基づきドライウェル又はサプレッション・チェン
バ・プールを選択し，中央制御室運転員に系統構成開始を指示する。
⑦ a ド ラ イ ウ ェ ル ス プ レ イ （ 以 下 「 D/W ス プ レ イ 」 と いう。）の場合中央制御室運転員 A 及び B は，代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイの系統構成として，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B)の全開操作を実施し，当直副長に代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレ
イの準備完了を報告する。
⑦b サプレッション・チェンバ・プールスプレイ（以下「 S/P ス プ レ イ 」 と い う 。 ） の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイの系 統 構 成 と し て ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ イ 注 入 隔 離 弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 当 直 副 長 に 代 替 格 納 容 器 ス プ
レイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプ
レイの準備完了を報告する。
1.6-25

⑧当直副長は，運転員に代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ開始を指示する。
⑨ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR
B 系 代 替 注 水 流 量 ） 指 示 値 が 140m³/h と な る よ う 残 留 熱
除 去 系 洗 浄 水 弁 (B)を 調 整 開 と し ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 へのスプレイを開始する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下並びに原子炉格納容器内の水位の上昇により確認し，当直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C ） ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール
水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ停止の
判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 到 達 し た 場 合 は ， 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイを停止する。その後，格納容器内
圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル
雰囲気温度，サプレッション・チェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4
表）に再度到達した場合は，原子炉格納容器内へのスプレイを再開する。
※ S/P ス プ レ イ か ら D/W ス プ レ イ へ の 切 替 え が 必 要 となった場合は，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁
1.6-26

(B)の 全 開 操 作 を 実 施 後 ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ
イ 注 入 隔 離 弁 (B)の 全 閉 操 作 を 実 施 す る 。
※ D/W ス プ レ イ 実 施 中 に 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 必
要 と な っ た 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B) の 全 開操作を実施後，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁(B) の 全 閉 操 作 を 実 施 し ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ 注 水 する。
⑪現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保として，復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水
補 給 水 系 常 /非 常 用 連 絡 1 次 ， 2 次 止 め 弁 の 全 開 操 作 ）を実施する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 25 分 以 内
で可能である。その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポン
プ の 水 源 確 保 を 実 施 し た 場 合 ， 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
1.6-27

（ 添 付 資 料 1.6.3－ 1）(b) 消 火 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障により使用できず，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器内にスプレイできない場合は，ろ過水
タンクを水源とした消火系により原子炉格納容器内にスプレイする。
スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならな い よ う に ， ス プ レ イ 流 量 の 調 整 又 は ス プ レ イ の 起 動 /停 止を行う。

ⅰ. 手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容
器内へのスプレイができず，消火系が使用可能な場合※1
で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達 し た 場 合 ※2。 た だ し ， 重 大 事 故 等 へ 対 処 す る た め に 消
火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ ろ 過 水 タ ンク）が確保されている場合。
※ 2: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器
内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 ， サ プ レ
1.6-28

ッション・チェンバ気体温度又はサプレッショ
ン・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納
容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ）に達した場合。

ⅱ. 操作手順
消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ手順の概
要 は 以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.6.2 図 か ら 第1.6.5 図 に ， 概 要 図 を 第 1.6.9 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.6.10 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉格納容器内へのスプレイの準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に消火系による原子炉格納容器内へのスプレイの準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，消火系による原子炉格納容器
内へのスプレイに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉格
納容器内へのスプレイに必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス
1.6-29流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥ 当 直 副 長 は ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ス プ レ イ 先 を 第 1.6.4
表に基づきドライウェル又はサプレッション・チェン
バ・プールを選択し，中央制御室運転員に系統構成開始を指示する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉格
納容器内へのスプレイの系統構成として，復水補給水
系 消 火 系 第 1， 第 2 連 絡 弁 の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑧ a D/W ス プ レ イ の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系格納容器冷却 流 量 調 節 弁 (B)及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン
隔 離 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 当 直 副 長 に 消 火 系 に よる原子炉格納容器内へのスプレイの準備完了を報告する。
⑧ b S/P ス プ レ イ の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ
イ 注 入 隔 離 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 当 直 副 長 に 消 火系による原子炉格納容器内へのスプレイの準備完了を報告する。
⑨5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ開始を緊急時対策本
1.6-30

部に報告する。
⑪当直副長は，中央制御室運転員に消火系による原子炉
格納容器内へのスプレイ開始を指示する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)を 全 開 と し ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ を 開 始する。
⑬中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを原子炉格納容器への注水量の上昇，原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下並
びに原子炉格納容器内の水位の上昇により確認し，当直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C ） ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール
水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ停止の
判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 到 達 し た 場 合 は ， 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイを停止する。その後，格納容器内
圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル
雰囲気温度，サプレッション・チェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4
表）に再度到達した場合は，原子炉格納容器内へのスプレイを再開する。
※ S/P ス プ レ イ か ら D/W ス プ レ イ へ の 切 替 え が 必 要 となった場合は，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁
1.6-31

(B)の 全 開 操 作 を 実 施 後 ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ
イ 注 入 隔 離 弁 (B)の 全 閉 操 作 を 実 施 す る 。
※ D/W ス プ レ イ 実 施 中 に 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 必
要 と な っ た 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B) の 全 開操作を実施後，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁(B) の 全 閉 操 作 を 実 施 し ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ 注 水 する。
⑭当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを
緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員
2 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから消火系に
よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 約 30 分 で 可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.6.3－ 2）(c) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格
納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）1.6-32

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障により使用できず，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系により原子炉格納容器内にスプレイできない場合
は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内にスプレイする。
スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならな い よ う に ， ス プ レ イ 流 量 の 調 整 又 は ス プ レ イ の 起 動 /停 止を行う。
なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により可搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 接 続 先 を 複 数 あ る 接 続 口から任意に選択できる構成としている。

ⅰ. 手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード），代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系による原子炉格納容器内へのスプレイができない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※1で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に

到 達 し た 場 合 ※ 2。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ 防 火 水 槽 又 は
淡水貯水池）が確保されている場合。
※ 2: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器
内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 ， サ プ レ
1.6-33

ッション・チェンバ気体温度又はサプレッショ
ン・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納
容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ）に達した場合。

ⅱ. 操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉
格納容器内へのスプレイ手順の概要は以下のとおり。手順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.6.2 図 か ら 第 1.6.5 図 に ， 概 要 図 を
第 1.6.11 図 及 び 第 1.6.14 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.6.12 図 ， 第 1.6.13 図 及 び 第 1.6.15 図 に 示 す 。
［交流電源が確保されている場合］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉
格納容器内へのスプレイの準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備のため，可搬型
代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 配 備 ， ホ ー ス 接 続 及 び 起動操作を依頼する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレ
イに必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス
1.6-34

流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの系
統 構 成 と し て ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)又 は MUWC 接
続 口 内 側 隔 離 弁 (A)の ど ち ら か を 選 択 し 全 開 操 作 を 実 施
す る （ 当 該 弁は遠 隔 手 動 弁 操 作 設 備 のためリンク機構を取り外し，弁操作を行う）。
なお，上記の送水ライン以外にも，原子炉建屋原子炉区域にて接続口から復水補給水系配管までホースを敷設し送水するラインがある。
⑥ 当 直 副 長 は ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ス プ レ イ 先 を 第 1.6.4
表に基づきドライウェル又はサプレッション・チェン
バ・プールを選択し，中央制御室運転員に系統構成開始を指示する。
⑦ a D/W ス プ レ イ の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの系統構成として，残留熱除去系格納容器冷却流量調
節 弁 (B) ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B)及 び 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 当
直副長に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備完了を報告する。
⑦ b S/P ス プ レ イ の 場 合
1.6-35

中央制御室運転員 A 及び B は，代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの 系 統 構 成 と し て ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ イ 注 入 隔 離
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (B) の 全 開 操 作 を 実 施する。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）の配備，ホース接続及び起動操作を行い，可搬型代替
注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 準 備 完 了 を 緊 急 時 対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，運転員が選択 し た 送 水 ラ イ ン か ら の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑩当直副長は，中央制御室運転員に代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプ
レイの確認を指示する。
⑪緊急時対策要員は，運転員が選択した送水ラインから
送 水 す る た め ， MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(B)， 2(B)又 は
MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(A)， 2(A)の ど ち ら か の 全 開 操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを原子炉格納容器への注水量の上昇，原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下並
びに原子炉格納容器内の水位の上昇により確認し，当1.6-36

直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C ） ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール
水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ停止の
判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 到 達 し た 場 合 は ， 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイを停止する。その後，格納容器内
圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル
雰囲気温度，サプレッション・チェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4
表）に再度到達した場合は，原子炉格納容器内へのスプレイを再開する。
※ S/P ス プ レ イ か ら D/W ス プ レ イ へ の 切 替 え が 必 要 となった場合は，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 後 ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ
イ 注 入 隔 離 弁 (B)の 全 閉 操 作 を 実 施 す る 。
※ D/W ス プ レ イ 実 施 中 に 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 必
要 と な っ た 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B) の 全 開操作を実施後，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁(B) の 全 閉 操 作 を 実 施 し ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ 注 水 する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）よる原子炉格納容器内へ
1.6-37

のスプレイが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

［全交流動力電源が喪失している場合］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉
格納容器内へのスプレイの準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備のため，可搬型
代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 配 備 ， ホ ー ス 接 続 及 び 起動操作を依頼する。
③中央制御室運転員 A は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイに必要な監視計器の電源が確保されていることを確認する。
④ 当 直 副 長 は ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ス プ レ イ 先 を 第 1.6.4
表に基づきドライウェル又はサプレッション・チェン
バ・プールを選択し，現場運転員に系統構成開始を指示する。
⑤現場運転員 C 及び D は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの系
統 構 成 と し て ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)又 は MUWC 接
続 口 内 側 隔 離 弁 (A)の ど ち ら か を 選 択 し 全 開 操 作 を 実 施
す る （ 当 該 弁は遠 隔 手 動 弁 操 作 設 備 のためリンク機構を
1.6-38

取り外し，弁操作を行う）。
なお，上記の送水ライン以外にも，原子炉建屋原子炉区域にて接続口から復水補給水系配管までホースを敷設し送水するラインがある。
⑥現場運転員 C 及び D は，復水補給水系バイパス流防止として復水補給水系原子炉建屋復水積算計バイパス弁の全閉操作を実施する。
⑦ a D/W ス プ レ イ の 場 合
現場運転員 C 及び D は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの系
統構成として，残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B) ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B) 及 び
残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 当 直 副長に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原
子炉格納容器内へのスプレイの準備完了を報告する。
⑦ b S/P ス プ レ イ の 場 合
現場運転員 C 及び D は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの系
統 構 成 と し て ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ イ 注 入 隔 離 弁(B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (B) の 全 開 操 作 を 実 施
し，当直副長に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備完了を報告する。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）の配備，ホース接続及び起動操作を行い，可搬型代替
1.6-39

注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 準 備 完 了 を 緊 急 時 対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，運転員が選択 し た 送 水 ラ イ ン か ら 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑩当直副長は，中央制御室運転員に代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプ
レイの確認を指示する。
⑪緊急時対策要員は，運転員が選択した送水ラインから
送 水 す る た め ， MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(B)， 2(B)又 は
MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(A)， 2(A)の ど ち ら か の 全 開 操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑫中央制御室運転員 A は，原子炉格納容器内へのスプレ
イが開始されたことを原子炉格納容器への注水量の上昇，原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下並びに原子炉格納容器内の水位の上昇により確認し，当直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C ） ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール
水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ停止の
判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 到 達 し た 場 合 は ， 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイを停止するよう現場運転員に指示
す る 。 そ の 後 ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器 内 圧
1.6-40力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 ， サ プ レ ッ シ ョン・チェンバ気体温度又はサプレッション・チェン
バ・プール水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプ
レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 再 度 到 達 し た 場 合
は，原子炉格納容器内へのスプレイを再開する。
※ S/P ス プ レ イ か ら D/W ス プ レ イ へ の 切 替 え が 必 要 となった場合は，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 後 ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ
イ 注 入 隔 離 弁 (B)の 全 閉 操 作 を 実 施 す る 。
※ D/W ス プ レ イ 実 施 中 に 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 必
要 と な っ た 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B) の 全 開操作を実施後，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁(B) の 全 閉 操 作 を 実 施 し ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ 注 水 する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ操作のうち，運転員が実施する原子炉建屋での系統構成を，交流電源が確保され1.6-41

ている場合は 1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて，全交流
動力電源が喪失している場合は 1 ユニット当たり中央制
御室運転員 1 名及び現場運転員 2 名にて作業を実施した
場合の所要時間は以下のとおり。
交流電源が確保されている場合： 約 25 分

全 交 流 動 力 電 源 が 喪 失 し て い る 場 合 ： 約 100 分

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋外での可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水操作に必要な 1 ユニット当たりの要
員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊 急 時 対 策 要 員 3 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 4 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 6 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 330 分

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ操作は，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による
1.6-42

原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 約 330 分 で 可 能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水
ポ ン プ （ A－ 2 級 ） か ら の ホ ー ス の 接 続 は ， 汎 用 の 結 合 金具であり，十分な作業スペースを確保していることか
ら，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.6.3－ 3， 1.6.3－ 5）b.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.6.26 図 に 示 す 。
外部電源，代替交流電源設備等により交流電源が確保できた場合，復水貯蔵槽が使用可能であれば代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）により原子炉格納容器内にスプレイする。
復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内にスプレイする。
交流電源が確保できない場合，現場での手動操作により系統構成を実施し，消火系又は代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内にスプレイする。
1.6-43

なお，消火系による原子炉格納容器内へのスプレイは，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可能が確認できた場合に実施する。

(2) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

復旧(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レイ
全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイができない場合は，常設代
替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）にて原子炉格納容器内にスプレイする。
スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならな い よ う に ， ス プ レ イ 流 量 の 調 整 又 は ス プ レ イ の 起 動 /停 止を行う。
なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
1.6-44

常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 D 系の受電が完了し，残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却モード）が使用可能な状態※1 に復旧された場合で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判
断 基 準 に 到 達 し た 場 合 ※ 2。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 ， 補 機 冷 却 水 及 び 水 源（サプレッション・チェンバ）が確保されている状態。
※ 2: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器
内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 ， サ プ レッション・チェンバ気体温度又はサプレッショ
ン・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納
容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ）に達した場合。

ⅱ. 操作手順
残 留 熱 除 去 系 (B) （ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド ） 電 源
復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ手順の概要は以下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.6.2 図 か ら 第 1.6.5
図 に ， 概 要 図 を 第 1.6.16 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.6.17 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室 運 転 員 に 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ
1.6-45ード）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 格 納
容器スプレイ冷却モード）の起動に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに補機冷却水が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン
発 電 機 の 負 荷 容 量 確 認 を 依 頼 し ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 格
納容器スプレイ冷却モード）が使用可能か確認する。
④ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (B)の 起 動 操 作 を 実 施 し ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (B)吐 出 圧 力
指示値が規定値以上であることを確認後，当直副長に残 留 熱 除 去 系 (B)（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド ） に よる原子炉格納容器内へのスプレイの準備完了を報告する。
⑤当直副長は，原子炉格納容器内へのスプレイ起動・停止 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 基 づ き 原 子 炉 格 納 容 器
内のスプレイ先を選択し，中央制御室運転員に残留熱除 去 系 (B)（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド ） に よ る 原 子
炉格納容器内へのスプレイの開始を指示する。
⑥ a D/W ス プ レ イ の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系格納容器冷却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 残 留 熱 除 去 系
1.6-46

格 納 容 器 冷 却 流 量 調 節 弁 (B) を 調 整 開 と し て 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイを開始する。
⑥ b S/P ス プ レ イ の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ
イ 注 入 隔 離 弁 (B) を 全 開 と し て 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス
プレイを開始する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを原子炉格納容器への注水量の上昇並びに原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下により確認し，当直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C ） ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール
水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ停止の
判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 到 達 し た 場 合 は ， 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイを停止する。その後，格納容器内
圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル
雰囲気温度，サプレッション・チェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4
表）に再度到達した場合は，原子炉格納容器内へのスプレイを再開する。
※原子炉格納容器内へのスプレイ実施中に原子炉圧力容器への注水が必要となった場合は，残留熱除去系
格 納 容 器 冷 却 流 量 調 節 弁 (B) ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容
器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B)及 び 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ
1.6-47

レ イ 注 入 隔 離 弁 (B) の 全 閉 操 作 を 実 施 後 ， 残 留 熱 除
去 系 注 入 隔 離 弁 (B) の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 原 子 炉 圧
力容器へ注水する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施し，作業開始を判
断 し て か ら 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ード ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 15 分以内で可能である。

(b) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・プールの除熱全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水
冷 却 モ ー ド ） （ 以 下 「 残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） 」という。）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替
交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉
補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保
す る こ と で ， 残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） に て サ プ レッション・チェンバ・プールの除熱を実施する。
なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。
1.6-48

ⅰ. 手順着手の判断基準
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 C 系又は D 系の受電が完了し，残留熱
除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） が 使 用 可 能 な 状 態 ※ 1 に 復 旧 された場合。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 ， 補 機 冷 却 水 及 び 水 源（サプレッション・チェンバ）が確保されている状態。

ⅱ. 操作手順
残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェン
バ・プールの除熱手順の概要は以下のとおり。手順の対
応 フ ロ ー を 第 1.6.4 図 に ， 概 要 図 を 第 1.6.18 図 に ， タ イ
ム チ ャ ー ト を 第 1.6.19 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室 運 転 員 に 残 留 熱 除 去 系 (A)（ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る
サプレッション・チェンバ・プールの除熱の準備開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 (A)（ S/P
冷却モード）の起動に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに補機冷却水が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
1.6-49

本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン
発電機の負荷容量確認を依頼し，残留熱除去系ポンプ(A)及 び 残 留 熱 除 去 系 封 水 ポ ン プ (A)が 使 用 可 能 か 確 認する。
④ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (A)の起動操作を実施する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，当直副長に残留熱除去
系 (A)（ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
ンバ・プールの除熱の準備完了を報告する。
⑥ 当 直 副 長 は ， 中 央 制 御 室 運 転 員 に 残 留 熱 除 去 系 (A)（ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・プールの除熱開始を指示する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系試験用調節 弁 (A)を 調 整 開 と し ， 原 子 炉 格 納 容 器 へ の 注 水 量 の 上昇及びサプレッション・チェンバ・プール水の温度の低下によりサプレッション・チェンバ・プールの除熱が開始されたことを確認する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，１ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施し，作業開始を判
断 し て か ら 残 留 熱 除 去 系 (A)（ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る サ
プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ー ル の 除 熱 開 始 ま で 15 分 以
内で可能である。

1.6-50b.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.6.26 図 に 示 す 。
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により交流電源が確保できた場合，原子炉補機冷却系の運転が可能で
あ れ ば 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド 及 び S/P
冷却モード）により原子炉格納容器内の除熱を実施する。原
子炉補機冷却系の運転ができない場合，代替原子炉補機冷却系を設置し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及び S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ り 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 除 熱 を 実 施 するが，代替原子炉補機冷却系の設置に時間を要することから，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）等による原子炉格
納容器内へのスプレイを並行して実施する。

1.6.2.2

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

代替格納容器スプレイ(a) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイ
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障により使用できない場合は，復水貯蔵槽を水源とした代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）により原子炉格納容器内にスプレイする。

1.6-51

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による格納容器スプレ
イができず，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用可能な場合※2 で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の 判 断 基 準 に 到 達 し た 場 合 ※ 3。

※ 1: 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） で 原 子 炉
格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納
容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い
場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た場合。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ 復 水 貯 蔵 槽 ）が確保されている場合。
※ 3: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器
内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 又 は 原 子
炉圧力容器下鏡部温度指示値が，原子炉格納容器
内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5 表 ） に 達
した場合。

ⅱ. 操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格
納 容 器 内 へ の ス プ レ イ に つ い て は ， 「 1.6.2.1(1)a.(a)1.6-52

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ」の操作手順と同様である。ただし，スプレイの停止，再開及び流量は，原子炉格納容器
内 へ の ス プ レ イ 起 動 ・ 停 止 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5 表 ） に 従い実施する。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.6.6 図 に 示 す 。 ま た ， 概
要 図 は 第 1.6.7 図 ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.6.8 図 と 同 様 である。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 25 分 以 内
で可能である。その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポン
プ の 水 源 確 保 を 実 施 し た 場 合 ， 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

(b) 消 火 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障により使用できず，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格
納容器内にスプレイできない場合は，ろ過水タンクを水源
1.6-53

とした消火系により原子炉格納容器内にスプレイする。

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレ
イができず，消火系が使用可能な場合※2 で，原子炉格納
容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 に 到 達 し た 場 合 ※3。
ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

※ 1: 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） で 原 子 炉
格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相
当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格
納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） が 使 用 で き
な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認した場合。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ ろ 過 水 タ ンク）が確保されている場合。
※ 3: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器
内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 又 は 原 子
炉圧力容器下鏡部温度指示値が，原子炉格納容器
内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5 表 ） に 達した場合。
1.6-54

ⅱ. 操作手順
消火系による原子炉格納容器内へのスプレイについて
は ， 「 1.6.2.1(1)a.(b)

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ」の操作手順と同様である。ただし，スプ
レイの停止，再開及び流量は，原子炉格納容器内へのス
プ レ イ 起 動 ・ 停 止 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5 表 ） に 従 い 実 施 する。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.6.6 図 に 示 す 。 ま た ， 概
要 図 は 第 1.6.9 図 ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.6.10 図 と 同 様である。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員
2 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから消火系に
よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 約 30 分 で 可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

(c) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格
納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去
1.6-55系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障により使用できず，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系により原子炉格納容器内にスプレイできない場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内にスプレイする。
なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により可搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 接 続 先 を 複 数 あ る 接 続 口から任意に選択できる構成としている。

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード），代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）及び消火系による原子炉格納容器内へのスプレイができず，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※2 で，原子炉格納容器内へのス
プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 に 到 達 し た 場 合 ※ 3。

※ 1: 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） で 原 子 炉
格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相
当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格
納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） が 使 用 で き
な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認した場合。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ 防 火 水 槽 又 は
淡水貯水池）が確保されている場合。
1.6-56

※ 3: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器
内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 又 は 原 子
炉圧力容器下鏡部温度指示値が，原子炉格納容器
内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5 表 ） に 達
した場合。

ⅱ. 操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ に つ い て は ， 「 1.6.2.1(1)a.(c)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格
納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ） 」 の 操 作 手 順 の う
ち，［交流電源が確保されている場合］の操作手順と同様 で あ る 。 た だ し ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 の 操 作 に つ いて は ， リ ン ク 機 構 を 取 り 外 さ ず ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁(B)の 場 合 は 屋 外 （ 緊 急 時 対 策 要 員 ） に て ， MUWC 接 続 口 内
側 隔 離 弁 (A)の 場 合 は 非 管 理 区 域 （ 運 転 員 ） に て 遠 隔 手 動
弁操作設備を使用して行う。また，スプレイの停止，再開及び流量は，原子炉格納容器内へのスプレイ起動・停止 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5 表 ） に 従 い 実 施 す る 。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.6.6 図 に ， 概 要 図 は 第1.6.11 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.6.13 図 及 び 第 1.6.20
図に示す。

ⅲ. 操作の成立性
1.6-57

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ操作のうち，運転員が実施する原子炉建屋での系統構成を 1 ユニット当たり中央制
御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2
名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 の 所 要 時 間 は 約 20 分 で ある。

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋外での代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ操作に必要な 1 ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊 急 時 対 策 要 員 3 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 4 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 6 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 330 分

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ操作は，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による
1.6-58

原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 約 330 分 で 可 能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注
水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） か ら の ホ ー ス の 接 続 は ， 汎 用 の 結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.6.3－ 3）b.

格納容器代替除熱(a) ド ラ イ ウ ェ ル 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 代 替 除 熱代替格納容器スプレイ冷却系（常設）等による原子炉格
納容器内へのスプレイ及び残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却モード）の復旧ができず，原子炉格納容器からの除熱手段がない場合に，常設代替交流電源設備又は第二代替
交流電源設備により原子炉補機冷却系の電源を復旧し，原子炉格納容器内へ冷却水通水後，ドライウェル冷却系送風機を起動して原子炉格納容器内の除熱を行う。
ドライウェル冷却系送風機を停止状態としても，原子炉格納容器内の冷却水の通水を継続することで，ドライウェ
ル冷却系冷却器コイル表面で蒸気を凝縮し，原子炉格納容
1.6-59

器内の圧力の上昇を緩和する。
なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
発電用原子炉の注水機能が喪失し，代替格納容器スプ
レイ及び残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱ができず，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設
備により原子炉補機冷却系が復旧可能である場合。

ⅱ. 操作手順
ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.6.6 図 に ， 概 要 図 を 第 1.6.21 図 及 び 第 1.6.22 図 に ， タ
イ ム チ ャ ー ト を 第 1.6.23 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱の準備開始を指示する。
②現場運転員 C 及び D は，ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱に必要な送風機，電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱に必要な送風機，電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確
1.6-60保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン
発電機の負荷容量確認を依頼し，ドライウェル冷却系が使用可能か確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱の系統構成前準備とし て ， ESF 盤 区 分 Ⅰ 及 び 区 分 Ⅱ に て 隔 離 信 号 の 除 外 操 作を実施する。
⑥当直副長は，中央制御室運転員にドライウェル冷却系の冷却水通水開始を指示する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱の系統構成（冷却水
通水操作）として，原子炉補機冷却系格納容器外側供
給 隔 離 弁 (A)， (B)， 外 側 戻 り 隔 離 弁 (A)， (B)及 び 内 側
戻 り 隔 離 弁 (A)， (B)の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 原 子 炉 補 機
冷却水系系統流量指示値の上昇を確認し，当直副長に報告する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，ドライウェル冷却系送
風機起動前準備として，常用換気空調系盤にてリレー
引抜きにより，起動阻止隔離信号を除外する。
⑨当直副長は，中央制御室運転員にドライウェル冷却系
による原子炉格納容器内の代替除熱の開始を指示する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，ドライウェル冷却系送
1.6-61

風 機 (A)， (B)及 び (C)の 起 動 操 作 を 実 施 し ， 原 子 炉 格 納
容器内の圧力の上昇率が緩和することを確認する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからドライウェル冷却系に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 代 替 除 熱 開 始 ま で 約 45 分 で 可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
(添 付 資 料 1.6.3－ 4)c.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.6.26 図 に 示 す 。
外部電源，代替交流電源設備等により交流電源が確保できた場合，復水貯蔵槽が使用可能であれば代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）により原子炉格納容器内にスプレイする。
復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内にスプレイする。
なお，消火系による原子炉格納容器内へのスプレイは，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系に
1.6-62

よる消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可能が確認できた場合に実施する。
外部電源，常設代替交流電源設備等により交流電源が確保できた場合，原子炉補機冷却系を復旧し，原子炉格納容器内への冷却水通水及びドライウェル冷却系送風機の起動による原子炉格納容器内の除熱を実施する。

(2) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

復旧(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ
イ
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力
電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器
内へのスプレイができない場合は，常設代替交流電源設備
又は第二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで，残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却モード）にて原子炉格納容器内にスプレイする。
なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，常設代替交流電
1.6-63

源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 D系の受電が完了し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却モード）が使用可能な状態※2 に復旧された場合で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した
場 合 ※ 3。

※ 1: 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） で 原 子 炉
格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相
当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格
納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） が 使 用 で き
な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認した場合。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 ， 補 機 冷 却 水 及 び 水 源（サプレッション・チェンバ）が確保されている状態。
※ 3: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） 又 は 格 納 容
器 内 圧 力 （ S/C ） 指 示 値 が ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ のス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5 表 ） に 達 し た 場合。

ⅱ. 操作手順
残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱につ い て は ， 「 1.6.2.1(2)a.(a)残留熱除去系電源復旧

後の原子炉格納容器内へのスプレイ」の操作手順と同様
1.6-64

である。ただし，スプレイの停止及び再開は，原子炉格
納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 ・ 停 止 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5
表）に到達した場合に行う。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.6.6 図 に 示 す 。 ま た ， 概
要 図 は 第 1.6.16 図 ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.6.17 図 と 同 様である。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施し，作業開始を判
断 し て か ら 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ード ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 15 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

(b) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・プールの除熱全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により ， 残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る サ プ レ ッ シ ョン・チェンバ・プールの除熱ができない場合は，常設代替
交流電源設備又は第二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機
冷 却 系 に よ り 冷 却 水 を 確 保 す る こ と で ， 残 留 熱 除 去 系 （ S/P
冷却モード）にてサプレッション・チェンバ・プールの除
1.6-65

熱を実施する。
なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 C
系 又 は D 系 の 受 電 が 完 了 し ， 残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ード）が使用可能な状態※2 に復旧された場合。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉
格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相
当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格
納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き
な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認した場合。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 ， 補 機 冷 却 水 及 び 水 源（サプレッション・チェンバ）が確保されている状態。

ⅱ. 操作手順
残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェン
バ ・ プ ー ル の 除 熱 に つ い て は ， 「 1.6.2.1(2)a.(b)残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プー
1.6-66

ルの除熱」の操作手順と同様である。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.6.6 図 に 示 す 。 ま た ，
概 要 図 は 第 1.6.18 図 ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.6.19 図 と同様である。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，１ユニット当たり中央制御室運転員 2名（操作者及び確認者）にて作業を実施し，作業開始を
判 断 し て か ら 残 留 熱 除 去 系 (A)（ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ー ル の 除 熱 開 始 ま で 15 分以内で可能である。

b.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.6.26 図 に 示 す 。
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により交流電源が確保できた場合，原子炉補機冷却系の運転が可能で
あ れ ば 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド 及 び S/P
冷却モード）により原子炉格納容器内の除熱を実施する。原
子炉補機冷却系の運転ができない場合，代替原子炉補機冷却系を設置し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及び S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ り 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 除 熱 を 実 施 するが，代替原子炉補機冷却系の設置に時間を要することから，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）等による原子炉格
納容器内へのスプレイを並行して実施する。
1.6-67

1.6.2.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1) 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド ） に よ る 原 子 炉
格納容器内へのスプレイ
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が健全な場合
は，中央制御室からの手動操作により残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却モード）を起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならない
よ う に ， ス プ レ イ 流 量 の 調 整 又 は ス プ レ イ の 起 動 /停 止 を 行 う 。

a.

手順着手の判断基準
原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した

場 合 ※ 1。

※ 1: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 に 到
達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器 内 圧 力（ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・
チェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プー
ル水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 達 し た 場 合 。

b.

操作手順
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイ手順の概要は以下のとおり。概要
1.6-68図 を 第 1.6.24 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプの起動操作を実施し，残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示
値が規定値以上であることを確認後，当直副長に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備完了を報告する。
③当直副長は，原子炉格納容器内へのスプレイ起動・停止 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 基 づ き 原 子 炉 格 納 容 器
内のスプレイ先を選択し，中央制御室運転員に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉
格納容器内へのスプレイの開始を指示する。
④ a D/W ス プ レ イ の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系格納容器
冷却ライン隔離弁の全開操作を実施し，残留熱除去系
格納容器冷却流量調節弁を調整開として原子炉格納容
器内へのスプレイを開始する。
④ b S/P ス プ レ イ の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ
レイ注入隔離弁を全開として原子炉格納容器内へのスプレイを開始する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器内への1.6-69

スプレイが開始されたことを原子炉格納容器への注水量の上昇並びに原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下により確認し，当直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W） ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール
水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ停止の
判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 到 達 し た 場 合 は ， 原 子 炉 格
納容器内へのスプレイを停止する。その後，格納容器
内 圧 力 （ D/W） ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C） ， ド ラ イ ウ ェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準（第1.6.4 表 ） に 再 度 到 達 し た 場 合 は ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 へのスプレイを再開する。
※原子炉格納容器内へのスプレイ実施中に原子炉圧力容器への注水が必要となった場合は，残留熱除去系
格納容器冷却流量調節弁，残留熱除去系格納容器冷却 ラ イ ン 隔 離 弁 及 び 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ イ 注 入
隔離弁の全閉操作を実施後，残留熱除去系注入弁の全開操作を実施し，原子炉圧力容器へ注水する。

c.

操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
1.6-70(2) 残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ー ル 水 冷 却 モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱
残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） が 健 全 な 場 合 は ， 中 央 制 御室 か ら の 手 動 操 作 に よ り 残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） を 起
動し，サプレッション・チェンバ・プールの除熱を実施する。

a.

手順着手の判断基準
下記のいずれかの状態に該当した場合。
・逃がし安全弁開固着
・サプレッション・チェンバ・プール水の温度が規定温度
以上
・サプレッション・チェンバの気体温度が規定温度以上

b.

操作手順
残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チェンバ・プールの除熱手順の概要は以下のとおり。概要図を
第 1.6.25 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室 運 転 員 に 残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る サ プ
レッション・チェンバ・プールの除熱の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプの起動操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，当直副長に残留熱除去
1.6-71

系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン
バ・プールの除熱の準備完了を報告する。
④ 当 直 副 長 は ， 中 央 制 御 室 運 転 員 に 残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷却モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱の開始を指示する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系試験用調節弁を調整開とし，原子炉格納容器への注水量の上昇
及びサプレッション・チェンバ・プール水の温度の低下によりサプレッション・チェンバ・プールの除熱が開始されたことを確認する。

c.

操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

1.6.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

残留熱除去系への代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
手 順 は ， 「 1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順

等」にて整備する。
復水貯蔵槽，防火水槽及びろ過水タンクへの水の補給手順並びに 水 源 か ら 接 続 口 ま で の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る
送 水 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。
復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプ，電動弁及び中央制御室
1.6-72

監視計器類への電源供給手順並びに第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機，電源車，ディーゼル駆動消火ポンプ及び可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） へ の 燃 料 補 給 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。

1.6-73

第 1.6.1 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（1/7）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

手順書

事 故時 運転 操 作手 順書 （ 徴 候ベ ー

残留熱除去系熱交換器

ス）

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ「PCV 圧力制御」等

原子炉補機冷却系 ※1
非常用交流電源設備 ※2

重大事故対処設備

残留熱除去系ポンプ（設計基準拡張）

サプレッション・チェンバ
格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器重大事故等対処設備

による原子炉格納容器内の除熱

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

残留熱除去系ポンプ

事 故時 運転 操 作手 順書 （ 徴 候ベ ー

残留熱除去系熱交換器

ス）

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ「S/P 温度制御」等

原子炉補機冷却系 ※1
重大事故対処設備

非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

サプレッション・チェンバ
原子炉格納容器重大事故等対処設備

によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

－

対処設備

※1:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「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。

※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.6-74

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/7）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

復水移送ポンプ

事 故時 運転 操 作手 順書 （ 徴候ベ ー

スプレイ冷却モード）

復水貯蔵槽 ※3ス）

復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器「PCV 圧力制御」等
AM 設備別操作手順書「MUWC による PCV スプレイ」

常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

原子炉格納容器内の冷却

フロントライン系故障時

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による高圧炉心注水系配管・弁重大事故等対処設備

残留熱除去系（格納容器

第二代替交流電源設備 ※2

事 故時 運転 操 作手 順書 （ 徴候ベ ー

ろ過水タンク ※3ス）

消火系配管・弁「PCV 圧力制御」等

復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備 ※2

自主対策設備消火系による

原子炉格納容器内の冷却ディーゼル駆動消火ポンプ

常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2※1:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「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。

※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.6-75

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる PCV スプレイ」

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/7）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

事 故時 運転 操 作手 順書 （ 徴候ベ ー

スプレイ冷却モード）

ホース・接続口ス）

復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※2「PCV 圧力制御」等
AM 設備別操作手順書「消防車による PCV スプレイ」

可搬型代替交流電源設備 ※2

多様なハザード対応手順

代替所内電気設備「消防車による送水（格納容器スプ

燃料補給設備 ※2レイ）」※1

非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

原子炉格納容器内の冷却

フロントライン系故障時

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・ヘッダ

重大事故等対処設備

残留熱除去系（格納容器

防火水槽 ※3，※4
淡水貯水池 ※3，※4
第二代替交流電源設備 ※2※1:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「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。

※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.6-76

対応手段，対処設備，手順書一覧（4/7）（炉心損傷前のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※2

事 故時 運転 操 作手 順書 （ 徴候ベ ース）「PCV 圧力制御」等
AM 設備別操作手順書「RHR(B)による PCV スプレイ」

残留熱除去系ポンプ

設備

原子炉補機冷却系 ※1

自主対策

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ（設計基準拡張）

残留熱除去系熱交換器

重大事故等対処設備

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モード）の復旧

代替原子炉補機冷却系 ※1

対処設備

サプレッション・チェンバ

原子炉補機冷却系

重大事故等

全交流動力電源手順書

第二代替交流電源設備 ※2

事 故時 運転 操 作手 順書 （ 徴候ベ ー

原子炉格納容器ス）

常設代替交流電源設備 ※2

対処設備

代替原子炉補機冷却系 ※1

重大事故等「S/P 温度制御」等
AM 設備別操作手順書「RHR(A)による S/P 除熱」「RHR(B)による S/P 除熱」

残留熱除去系ポンプ

設備

原子炉補機冷却系 ※1

自主対策

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ（設計基準拡張）

残留熱除去系熱交換器

重大事故等対処設備

・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧

代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション

サポート系故障時

サプレッション・チェンバ

第二代替交流電源設備 ※2※1:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「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。

※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.6-77

対応手段，対処設備，手順書一覧（5/7）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

復水移送ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

スプレイ冷却モード）

復水貯蔵槽 ※3

シデント）

復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器「RPV 制御」「PCV 制御」
AM 設備別操作手順書「MUWC による PCV スプレイ」

常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

原子炉格納容器内の冷却

フロントライン系故障時

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による高圧炉心注水系配管・弁重大事故等対処設備

残留熱除去系（格納容器

第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（シビアアク

ろ過水タンク ※3

シデント）

消火系配管・弁「RPV 制御」

復水補給水系配管・弁「PCV 制御」

残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備 ※2

自主対策設備消火系による

原子炉格納容器内の冷却ディーゼル駆動消火ポンプ

常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2※1:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「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。

※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.6-78AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる PCV スプレイ」

対応手段，対処設備，手順書一覧（6/7）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

事故時運転操作手順書（シビアアク

スプレイ冷却モード）

ホース・接続口

シデント）

復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
常設代替交流電源設備 ※2「RPV 制御」「PCV 制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による PCV スプレイ」

可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

多様なハザード対応手順

燃料補給設備 ※2「消防車による送水（格納容器スプ非常用交流電源設備 ※2レイ）」※1（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

による原子炉格納容器内の冷却

フロントライン系故障時

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

原子炉格納容器重大事故等対処設備

残留熱除去系（格納容器

防火水槽 ※3，※4
淡水貯水池 ※3，※4
第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（シビアアク

ドライウェル冷却系冷却器

シデント）

原子炉補機冷却系 ※1「RPV 制御」

常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2

自主対策設備

ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱

ドライウェル冷却系送風機「PCV 制御」
AM 設備別操作手順書「DW クーラ代替除熱（RCW－A 系）」「DW クーラ代替除熱（RCW－B 系)」※1:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「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。

※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.6-79

対応手段，対処設備，手順書一覧（7/7）（炉心損傷後のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器事故時運転操作手順書（シビアアク
シデント）「RPV 制御」「PCV 制御」

常設代替交流電源設備 ※2
AM 設備別操作手順書
残留熱除去系ポンプ

設備

原子炉補機冷却系 ※1

自主対策

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ（設計基準拡張）

残留熱除去系熱交換器

重大事故等対処設備

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モード）の復旧

代替原子炉補機冷却系 ※1

対処設備

サプレッション・チェンバ

原子炉補機冷却系

重大事故等

全交流動力電源手順書

第二代替交流電源設備 ※2「RHR(B)による PCV スプレイ」

事故時運転操作手順書（シビアアク

原子炉格納容器シデント）

常設代替交流電源設備 ※2

対処設備

代替原子炉補機冷却系 ※1

重大事故等

AM 設備別操作手順書「RHR(A)による S/P 除熱」「RHR(B)による S/P 除熱」

残留熱除去系ポンプ

設備

原子炉補機冷却系 ※1

自主対策

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ（設計基準拡張）

残留熱除去系熱交換器

重大事故等対処設備

・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧

代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション

サポート系故障時

サプレッション・チェンバ

第二代替交流電源設備 ※2※1:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「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。

※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.6-80第 1.6.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ
事故時運転操作手順書（徴候ベース）
原子炉圧力容器内の温度「PCV 圧力制御」等
AM 設備別操作手順書

原子炉格納容器内の圧力「MUWC による PCV スプレイ」

原子炉格納容器内の温度判断基準

原子炉格納容器内の水位

電源

原子炉圧力容器温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
水源の確保

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

操作

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ(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

水源の確保

1.6-81

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（2/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ
事故時運転操作手順書（徴候ベース）
原子炉圧力容器内の温度「PCV 圧力制御」等
AM 設備別操作手順書

原子炉格納容器内の圧力「消火ポンプによる PCV スプレイ」

原子炉格納容器内の温度判断基準

原子炉格納容器内の水位

電源

原子炉圧力容器温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

原子炉格納容器内の圧力操作

原子炉格納容器内の温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位

1.6-82

監視計器一覧（3/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ
事故時運転操作手順書（徴候ベース）
原子炉圧力容器内の温度「PCV 圧力制御」等
AM 設備別操作手順書

原子炉格納容器内の圧力「消防車による PCV スプレイ」
多様なハザード対応手順

原子炉格納容器内の温度「消防車による送水（格納容器スプレイ）」

判断基準

原子炉格納容器内の水位

電源

原子炉圧力容器温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度操作

サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

1.6-83防火水槽
淡水貯水池

監視計器一覧（4/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

炉心の著しい損傷防止のための対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

原子炉圧力容器内の温度

AM 設備別操作手順書「RHR(B)による PCV スプレイ」

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度判断基準

原子炉格納容器内の水位

補機監視機能電源

原子炉圧力容器温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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

原子炉格納容器内の圧力操作

原子炉格納容器内の温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系(B)系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

1.6-84

監視計器一覧（5/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

炉心の著しい損傷防止のための対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

ドライウェル雰囲気温度「S/P 温度制御」等

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

AM 設備別操作手順書「RHR(A)による S/P 除熱」「RHR(B)による S/P 除熱」
電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
判断基準

残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

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
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量操作

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

原子炉格納容器内の水位

1.6-85

サプレッション・チェンバ・プール水位

監視計器一覧（6/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

「PCV 制御」

率

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

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の温度「MUWC による PCV スプレイ」

原子炉格納容器内の圧力判断基準

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の水位

電源

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
水源の確保

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

操作

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ(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

水源の確保

1.6-86

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（7/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

「PCV 制御」

率

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

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の温度「消火ポンプによる PCV スプレイ」

原子炉格納容器内の圧力判断基準

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の水位

電源

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

原子炉格納容器内の圧力操作

原子炉格納容器内の温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位

1.6-87

監視計器一覧(8/14)
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

「PCV 制御」

率

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

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の温度「消防車による PCV スプレイ」
多様なハザード対応手順

原子炉格納容器内の圧力「消防車による送水（格納容器スプレイ）」

判断基準

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の水位

電源

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度操作

サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

1.6-88防火水槽
淡水貯水池

監視計器一覧（9/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
b.格納容器代替除熱
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」「PCV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

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

AM 設備別操作手順書「DW クーラ代替除熱（RCW－A 系)」「DW クーラ代替除熱（RCW－B 系)」
原子炉圧力容器内の温度

電源

原子炉圧力容器温度

判断基準

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

補機監視機能原子炉格納容器内の圧力操作

原子炉格納容器内の温度

補機監視機能1.6-89

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量

監視計器一覧（10/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

「PCV 制御」

率

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

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の温度「RHR(B)による PCV スプレイ」

原子炉格納容器内の圧力判断基準

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の水位

補機監視機能電源

原子炉圧力容器温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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

原子炉格納容器内の圧力操作

原子炉格納容器内の温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系(B)系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

1.6-90

監視計器一覧（11/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

AM 設備別操作手順書

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度「RHR(A)による S/P 除熱」「RHR(B)による S/P 除熱」
電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
判断基準

残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

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

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度操作

残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

原子炉格納容器内の水位

1.6-91

サプレッション・チェンバ・プール水位

監視計器一覧（12/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.3

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイ
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の水位

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

判断基準

原子炉補機冷却水系(B)系統流量
補機監視機能原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(C)入口冷却水流量

電源

M/C

D 電圧

M/C

E 電圧

P/C

D-1 電圧P/C

E-1 電圧

直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 主母線盤 C 電圧

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度
操作
原子炉格納容器への注水量

補機監視機能原子炉格納容器内の水位

1.6-92

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
サプレッション・チェンバ・プール水位

監視計器一覧（13/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.3

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱事故時運転操作手順書（徴候ベース）

ドライウェル雰囲気温度「S/P 温度制御」等

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

M/C

E 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧P/C

E-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 主母線盤 C 電圧
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
判断基準

残留熱除去系熱交換器(C)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系熱交換器(C)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(C)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(C)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(C)出口冷却水温度

原子炉格納容器内の水位

1.6-93

サプレッション・チェンバ・プール水位

監視計器一覧（14/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.3必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉格納容器内の温度「S/P 温度制御」等

サプレッション・チェンバ・プール水温度
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(C)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系熱交換器(C)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量操作

残留熱除去系(B)系統流量
最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(C)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(C)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(C)出口冷却水温度

原子炉格納容器内の水位

1.6-94

サプレッション・チェンバ・プール水位

第 1.6.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文
【1.6】

給電元

供給対象設備
復水移送ポンプ

給電母線
常設代替交流電源設備

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
AM 用 MCC
復水補給水系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系（6 号炉のみ）
AM 用 MCC

残留熱除去系ポンプ

常設代替交流電源設備
M/C C 系
M/C D 系

残留熱除去系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

1.6-95

第 1.6.4 表

原子炉格納容器内へのスプレイ起動，停止の判断基準（炉心の著しい損傷を防止するための対応）
代替格納容器スプレイ

RHRによるスプレイ

格納容器内圧力(D/W)指示値が13.7kPa[gage]以上で，原子炉水位
指示値が-2880mm以下を経験した場合

D/W
S/P

D/W
S/P

格納容器内圧力(S/C)指示値が13.7kPa[gage]以上の場合－

S/P

スプレイ起動の判断基準

炉
心
の
著
し
い
損
傷
を
防
止
す
る
た
め
の
対
応

P
C
V
圧
力
制
御

S D
/ /
P W
温温
度度
制制
御御

水
S
位
/
制
P
御
※1

格納容器内圧力(S/C)指示値が以上の場合

D/W ※3
S/P ※3

D/W
S/P

ドライウェル雰囲気温度指示値がに到達し，格納容器内圧力(D/W)
指示値が13.7kPa[gage]以上の場合

D/W ※4

D/W

サプレッション・チェンバ気体温
度指示値が
以上の場合

S/P

※5

S/P

サプレッション・チェンバ・プール
水位指示値が7.2m※ 2 以上で，格納容器内圧力(D/W)指示値が13.7kPa[gage]以上の場合

D/W ※6

D/W

スプレイ停止の判断基準

圧
力
制
御
・
温
度
制
御
・
水
位
制
御

以下のいずれかの条件でスプレイを停止する。
・格納容器内圧力(S/C)指示値
が13.7kPa[gage]以下まで低下した場合・サプレッション・チェンバ
気体温度指示値が以下まで低下した場合
・サプレッション・チェンバ・
プール水位指示値が14.0m ※ 2 以上の場合※1：LOCA時，真空破壊弁の機能喪失前に格納容器圧力を低下させ，D/WとS/Pの圧力を平衡にする。
※2：S/P底面からの水位。
※3：原子炉格納容器外からの注水によるS/P水位上昇を抑制するため，代替格納容器スプレイの場合は180kPa[gage]で実施する。
※4：原子炉格納容器外からの注水によるS/P水位上昇を抑制するため，代替格納容器スプレイの場合は171℃で実施する。
※5：原子炉格納容器外からの注水によるS/P水位上昇を抑制するため，代替格納容器スプレイの場合は104℃で実施する。
※6：原子炉格納容器外からの注水によるS/P水位上昇を抑制するため，代替格納容器スプレイの場合は

1.6-96で実施する。

第 1.6.5 表

原子炉格納容器内へのスプレイ起動，停止の判断基準（原子炉格納容器の破損を防止するための対応）
スプレイ起動の判断基準

原
防子
止炉
す格
る納
た容
め器
のの
対破
応損
を

原
抑子
制炉
す格
る納
た容
め器
のの
対過
応温
を

P
C
V
制
御

P
C
V
制
御

代
ス替
プ格
レ納
イ容
器

格納容器内圧力(D/W)
又は格納容器内圧力(S/C)
指示値が465kPa[gage]
以上の場合

圧力容器
破損前

圧力容器
破損後

①S/P
②D/W

①D/W
②S/P

スプレイ停止の判断基準※2

ドライウェル雰囲気温度
指示値が190℃以上の場合

R
ス H
プ R
レに
イよ
る

格納容器内圧力(D/W)
又は格納容器内圧力(S/C)
指示値が180kPa[gage]
以上の場合

代
ス替
プ格
レ納
イ容
器

原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が300℃に到達した
場合

①S/P
②D/W

①S/P
②D/W

D/W

①D/W
②S/P

P
C
V
制
御

①D/W
②S/P

－

P
C
V
制
御

代
ス替
プ格
レ納
イ容
器

格納容器内圧力(D/W)
又は格納容器内圧力(S/C)
指示値が390kPa[gage]
以下の場合

スプレイ流量（m³/h）

140※2

サプレッション・チェン
バ・プール水位指示値が※3に到達した場合

140

R
ス H
プ R
レに
イよ
る

格納容器内圧力(D/W)
又は格納容器内圧力(S/C)
指示値が 13.7kPa[gage]
以下の場合

140

代
ス替
プ格
レ納
イ容
器

－

70

※1

①，②は優先順位を示す。
※1：原子炉圧力容器破損前に本操作を実施することで，格納容器温度の上昇を抑制し，逃がし安全弁の環境条件を緩和することができる。
ただし，本操作をしない場合であっても，評価上，原子炉圧力容器底部が破損に至るまでの間，逃がし安全弁は発電用原子炉の減圧機能を維持できる。
※2：外部からの注水を抑制する観点から間欠スプレイとする。
※3：S/P底面からの水位。

1.6-97

凡例

原子炉格納容器除熱機能喪失①，②，③，④

RHR B機能喪失

RHR A機能喪失

サポート系

RHR C機能喪失

フロントライン系⑤，⑥
弁故障

RHRポンプ故障：フロントライン系の対応：OR条件：サポート系の対応

補機冷却系
故障

※1

※1

：AND条件

駆動源喪失（AC電源）※2※3※1
RCW機能喪失

補機冷却系
故障

RSW機能喪失

駆動源喪失（AC,DC電源）

P/C故障

M/C故障

⑤，⑥
※2
RHR Hx配管

駆動源喪失（AC電源）※3

1.6-98

ｽﾄﾚｰﾅ※3
RCWポンプ

駆動源喪失（DC電源）

S/C

弁

静的機器
※4

RSWポンプ

※4

弁
D/G機能
喪失

静的機器

RCW Hx

配管

配管

ｽﾄﾚｰﾅ

外部電源
喪失

駆動源喪失
（DC電源）※4

フロントライン系故障時の対応手段①：代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却②：消火系による原子炉格納容器内の冷却③：代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却④：ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱

主母線盤故障遮断器故障

蓄電池機能喪失

サポート系故障時の対応手段⑤：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モード）の復旧⑥：代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧
AC電源喪失

注：RHR C系は、⑤，⑥の手段は対象外
RHR A系は、⑤の手段は対象外※3

第 1.6.1 図機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 （ 1/2）

充電器盤故障

凡例

対応手段①
選択不可

MUWCポンプ
故障

CSP
枯渇

対応手段②
選択不可

配管
故障

弁故障

D/D FP故障

駆動源喪失（AC電源）

ろ過水
タンク枯渇：AND条件：フロントライン系の対応：OR条件：サポート系の対応

対応手段③
選択不可

配管
故障

可搬型代替
注水ポンプ
(A-2級)故障

弁故障

防火水槽
淡水貯水池
枯渇

配管
故障

弁故障

※3

1.6-99

RHR系
配管故障

MUWC系
配管故障

RHR系
配管故障

MUWC系
配管故障

FP系
配管故障

RHR系
配管故障

手動開
RHR系
弁故障

MUWC系
弁故障

駆動源喪失
（AC電源）

MUWC系
配管故障

手動開

手動開
RHR系
弁故障

MUWC系
弁故障

※3

FP系
弁故障

駆動源喪失
（AC電源）

RHR系
弁故障

※3

第 1.6.1 図機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 （ 2/2）

MUWC系
弁故障

駆動源喪失
（AC電源）※3

凡例：

フロントライン系

サポート系

故障を想定

対応手段あり

故障要因5

故障要因6

故障要因7

故障要因8

フロントライン系，サポート系の整理，故障の想定・対応手段
故障想定機器

故障要因1

故障要因2

故障要因3

故障要因4

RHRポンプ故障
弁故障※5 RHR A系については格納容器スプレイモ ード対象外

RHR Hx配管

静的機器故障

S/C
ストレーナ

水源

RCW機能喪失

RCWポンプ
弁
静的機器故障補機冷却系故障

RSW機能喪失※2

静的機器故障RHR A機能喪失(※5)※1

駆動源喪失（AC，DC
電源）

原子炉格納容器除熱機能喪失
駆動源喪失（AC電源）※3

RCW Hx
配管

RSWポンプ
弁
配管
ストレーナ

※3同様
※4同様

P/C故障
D/G機能喪失

M/C故障

外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
駆動源喪失(DC電源）※4※

RHR B機能喪失※1同様

RHR C機能喪失※1同様

直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障AC電源喪失※3同様

本資料は，「機能喪失原因対策分析」をもとに，設計基準事故対処設備の機能が喪失に至る原因を順次右側へ展開している。すなわち，機器の機能が喪失することにより，当該機器の左側に記載される機能が喪失する関係にあることを示している。ただし，AND 条件，OR 条件については表現していないため，必要に応じて「機能喪失原因対策分析」を確認することとする。

第 1.6.1 図

機能喪失原因対策分析（補足）1.6-100

1.6-101
第 1.6.2 図EOP「 PCV 圧 力 制 御 」 に お け る 対 応 フ ロ ー

1.6-102
第 1.6.3 図EOP「 D/W 温 度 制 御 」 に お け る 対 応 フ ロ ー

1.6-103
第 1.6.4 図

EOP「 S/P 温 度 制 御 」 に お け る 対 応 フ ロ ー

1.6-104
第 1.6.5 図

EOP「 S/P 水 位 制 御 」 に お け る 対 応 フ ロ ー

第 1.6.6 図

SOP「 RPV 制 御 」 ， SOP「 PCV 制 御 」 に お け る 対 応 フ ロ ー

1.6-105

1.6-106
操作手順④

タービン建屋負荷遮断弁

⑦

a※1

※1

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)

⑦

a※2

※2

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)

⑩
⑩

b

※3

⑦⑩
⑨

第 1.6.7 図

弁名称

残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)
残留熱除去系洗浄水弁(B)⑪※1

復水補給水系常/非常用連絡1次止め弁⑪※2

復水補給水系常/非常用連絡2次止め弁

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

25分

要員（数）

40

50

60

70

80

備考

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ

通信連絡設備準備，電源確認
バイ パス流防止処置，ポン プ 起動

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
原子炉格納容器内へのスプレイ

中央制御室運転員 A，B

系統構成
スプ レイ 開始

現場運転員 C，D

第 1.6.8 図

22

移動，ＣＳＰ水源確保

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ

タイムチャート

1.6-1071.6-108
第 1.6.9 図

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

50

60

70

30分 消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

要員（数）通信連絡設備準備， 電源確保確認

消火系による原子炉
格納容器内へのスプレイ

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 C，D

25号炉運転員2

第 1.6.10 図

バイ パス流防止処置，系統構成
スプ レイ 開始

電源確保

消火ポン プ 起動

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

タイムチャート80

備考

1.6-109

1.6-110
第 1.6.11 図

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）概要図（交流電源が確保されている場合）

経過時間（分）

10
手順の項目

30

40

50

60

70

80

90

備考

系統構成完了 25分

要員（数）代替格納容器スプレイ冷却系(可搬型)による原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水/海水）

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2[交流電源が確保されている場合]

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

第 1.6.12 図

20

通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止措置，系統構成

移動，遠隔手動弁操作設備リンク機構の取外し，系統構成（管理区域）

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 )（系統構成）タイムチャート

1.6-111（交流電源が確保されている場合）

経過時間（分）10
手順の項目

可搬型代替注水ポンプ
による送水

20

30

40

50

60

要員（数）

緊急時対策要員

3

70

80

90

100

110

120

130

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水

125分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台保管場所移動 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2級)3台移動～配置
送水準備

※1

[防火水槽を水源とした場合]

※1
※2

備考

送水

5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，緊急時対策要員2名で105分以内で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

経過時間（分）10

1.6-112

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水

要員（数）

140

備考

140分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～淡水貯水池移動
貯水池出口弁「開」
緊急時対策要員2

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置，送水ライン水張り及び健全性確認
送水ホース及び消防ホース接続継手接続

可搬型代替注水ポンプ
による送水

送水

[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）]

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
緊急時対策要員2

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）2台移動～配置
送水準備
送水※1 5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，約120分で可能である。
※2 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

第 1.6.13 図

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 1/2）

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

90

80

100

120

110

200

210

220

230

250

240

260

270

290

280

300

310

320

330

340

350

備考

要員（数）
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水 330分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
送水準備
可搬型代替注水ポンプによる送水[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）]

屋外～5号炉東側第二保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員 6 ※1

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名のうち4名で
対応する。

送水準備
送水

[緊急時対策要員6名で対応した場合]送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で対応する。

※1 緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。
経過時間（分）10

1.6-113

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

140

150

160

170

180

190

200

210

220

要員（数）
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水

230

240

備考

225分

企業棟～5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ4台移動～配置
6号炉及び7号炉送水準備

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～5号炉東側第二保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
可搬型代替注水ポンプによる送水

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
6号炉送水準備[緊急時対策要員10名で対応した場合]緊急時対策要員2名で対応する。

6号炉接続口～高台送水ホース接続作業箇所へ移動[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設して緊急時対策要員 10あるホースが使用できない場合）]

6号及び7号炉送水準備
送水（6号炉）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～5号炉東側第二保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
7号炉送水準備

緊急時対策要員2名で対応する。

7号炉接続口～高台送水ホース接続作業箇所へ移動
6号及び7号炉送水準備
送水（7号炉）第 1.6.13 図

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 2/2）

1.6-114
第 1.6.14 図

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）概要図（全交流動力電源が喪失している場合）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備考

系統構成完了 100分要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

代替格納容器スプレイ冷却系(可搬型)による原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水/海水）[全交流動力電源が喪失している場合]

第 1.6.15 図

中央制御室運転員 Ａ

1
移動，遠隔手動弁操作設備リンク機構の取外し，系統構成（管理区域）

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

バイパス流防止措置
系統構成（スプレイ隔離弁，洗浄水弁開操作含む）

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 (可 搬 型 )に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）（系統構成）タイムチャート

1.6-115（全交流動力電源が喪失している場合）

1.6-116
第 1.6.16 図

残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

15分 残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ

要員（数）電源確保確認

残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ

第 1.6.17 図

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

ポン プ 起動，系統構成

残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ

タイムチャート

備考

1.6-117

MO
MUWC系
RCCV
MO
FPC系

D/W
MO

FCS系
中央制御室

FDW(A)ﾗｲﾝ

ＲＰＶ

FI
AO

FE

MO

MO
PASS系

MO

MO
MO

1.6-118

MO

MO
SAM系

MO

⑦

MO

MO

SPH系

MO

S/C
中央制御室
TE

TI

RHR熱交換器(A)MO

封水ﾎﾟﾝﾌﾟ(A)RHRﾎﾟﾝﾌﾟ(A)RCW系，代替Hx
による冷却

RCW系，代替Hx
による冷却

操作手順
⑦

第 1.6.18 図

弁名称
残留熱除去系試験用調節弁(A)

残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除熱

概要図

経過時間（分）10

手順の項目
残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除熱第 1.6.19 図

20

30

40

50

60

70

80

備考

15分 残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除熱要員（数）電源確保確認

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2系統構成，ポン プ 起動

残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除熱

タイムチャート

1.6-119

経過時間（分）

10
手順の項目

30

40

50

60

70

80

90

備考

系統構成完了 20分

要員（数）代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容
器内へのスプレイ（淡水/海水)

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2[炉心の著しい損傷が発生した
場合]

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

第 1.6.20 図

20

通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止措置，系統構成

移動，遠隔手動弁操作設備による系統構成（非管理区域）

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 )（系統構成）タイムチャート

1.6-120（炉心の著しい損傷が発生した場合）

還気（中央制御室）

FI

RCCV

FT

MO
D/W
ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
冷却器(A)

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
冷却器(B)

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
冷却器(C)⑦※1
原子炉補機冷却水系(A)系から

原子炉補機
冷却水系(B)から

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
送風機(A)

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
送風機(B)

MO

MO

⑦※2

⑦※3

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
送風機(C)

1.6-121（中央制御室）
PT

送気

PI

S/C

操作手順

第 1.6.21 図

弁名称

⑦※1

原子炉補機冷却系格納容器外側供給隔離弁(A)⑦※2

原子炉補機冷却系格納容器内側戻り隔離弁(A)⑦※3

原子炉補機冷却系格納容器外側戻り隔離弁(A)ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱概要図（ 原 子 炉 補 機 冷 却 (A)）

還気
FI

RCCV

D/W
ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
冷却器(A)⑦※1

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
冷却器(C)

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
冷却器(B)（中央制御室）FT

MO

原子炉補機冷却水系(B)系から
原子炉補機
冷却水系(A)から

原子炉補機
冷却水系(A)から

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
送風機(A)

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
送風機(B)

MO

MO

⑦※2

⑦※3

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
送風機(C)

1.6-122（中央制御室）

送気

PT

PI

S/C

操作手順

第 1.6.22 図

弁名称

⑦※1

原子炉補機冷却系格納容器外側供給隔離弁(B)⑦※2

原子炉補機冷却系格納容器内側戻り隔離弁(B)⑦※3

原子炉補機冷却系格納容器外側戻り隔離弁(B)ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱概要図（ 原 子 炉 補 機 冷 却 (B)）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱 45分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確保確認

ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱

中央制御室運転員A，B

2

現場運転員 C，D

2

第 1.6.23 図

隔離信号除外［RCW(A)及び(B)使用］
ドラ イ ウェ ル送風機(A)(B)(C)起動

電源確保

ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱

タイムチャート

備考

1.6-123

MO
MUWC系
RCCV
MO
FPC系
D/W
MO

MO
MO

NO

④a※2

④a※1

FCS系

FI

ＲＰＶ

（中央制御室）

FT

MO

④b

MO

MO

MO

MO

SPH系

MO

1.6-124

MO

MO
SAM系

MO

S/C

RHR熱交換器MO

封水ﾎﾟﾝﾌﾟ
RCW系による冷却
RHRﾎﾟﾝﾌﾟ
RCW系による冷却第 1.6.24 図

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイ

概要図1.6-125
第 1.6.25 図

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱

概要図

炉心の著しい損傷防止のための対応手段（1）フロントライン故障時の対応手段の選択【凡例】

残留熱除去系(格納容器
スプレイ冷却モード)
機能喪失：プラント状態：操作、確認：判断：重大事故等対処設備

No

交流電源
あり

代替交流電源
設備等による交流電源確保可能

Yes

No

Yes

電動弁を手動操作
にて系統構成実施

※1

No

復水貯蔵槽
水源使用可能重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要 な火災の発生なし

Yes

No

Yes

ろ過水タンク
水源使用可能No

Yes
優先②
消火系による
原子炉格納容器内への
スプレイ

優先①
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器
内へのスプレイ

優先③
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器
内へのスプレイ（2）サポート系故障時の対応手段の選択
全交流動力電源喪失による残留熱除去系(格納容器スプレイ
冷却モード)機能喪失

常設代替交流電源設備等
による交流電源確保

原子炉
補機冷却系
運転可能

No

※1

Yes
代替原子炉補機
冷却系設置・起動

残留熱除去系復旧
原子炉格納容器内の除熱

第 1.6.26 図

重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト （ 1/3）
1.6-126

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段（1）フロントライン故障時の対応手段の選択(1/2)
【凡例】
残留熱除去系(格納容器
スプレイ冷却モード)
機能喪失：プラント状態：操作、確認：判断：重大事故等対処設備
No

交流電源
あり

Yes

代替交流電源設備等による交流電源確保

※2

復水貯蔵槽
水源使用可

No

重大事故等へ対処するために消火系による消火が 必要 な火災の発生なし

Yes

No

Yes

ろ過水タンク
水源使用可

No

Yes
優先①
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器
内へのスプレイ優先②
消火系による
原子炉格納容器内への
スプレイ

優先③
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器
内へのスプレイ（1）フロントライン故障時の対応手段の選択(2/2)

残留熱除去系(格納容器
スプレイ冷却モード)
機能喪失

交流電源
あり

Yes

No

常設代替交流電源設備等
による交流電源確保

原子炉補機冷却系による冷却水確保

ドライウェ ル冷却系による原子炉格納容器
内の代替除熱第 1.6.26 図

重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト （ 2/3）
1.6-127

（2）サポート系故障時の対応手段の選択【凡例】

全交流動力電源喪失による残留熱除去系(格納容器スプレイ
冷却モード)機能喪失：プラント状態：操作、確認：判断：重大事故等対処設備

常設代替交流電源設備等
による交流電源確保

原子炉
補機冷却系
運転可能

※2

代替原子炉補機
冷却系設置・起動

残留熱除去系復旧
原子炉格納容器内の除熱

第 1.6.26 図

重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト （ 3/3）

1.6-128

添付資料 1.6.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/4）
技 術的能 力審 査基 準（1.6）
【本文】
１ 発電用原子炉設置者において、設計基準事故対
処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。
２ 発電用原子炉設置者は、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並
びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

（１）炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格
納容器の冷却等ａ）設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、格納容器スプレイ代替注水設
備により、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等を整備すること。

（２）原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器の冷却等
ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、格納容器スプレ
イ代替注水設備により、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等を整備すること。

番号

①

－

②

③

設 置許 可基準 規則 （49条）

技術 基準 規則（ 64条 ）【本文】
発電用原子炉施設には、設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
２ 発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。

【本文】
発電用原子炉施設には、設計基準事故対処
設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を施設しなければならない。
２ 発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉格納容器
内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を施設しなければならない。

【解釈】
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

【解釈】
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

（１）重大事故等対処設備ａ）設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ
注水設備（ポンプ又は水源）が機能喪失しているものとして、格納容器スプレイ代替注水設備を配備すること。

（１）重大事故等対処設備ａ）設計基準事故対処設備の格納容器スプ
レイ注水設備（ポンプ又は水源）が機能喪失しているものとして、格納容器スプレイ
代替注水設備を配備すること。

ｂ）上記ａ）の格納容器スプレイ代替注水設備
は、設計基準事故対処設備に対して、多様性及び独立性を有し、位置的分散を図ること。

ｂ）上記ａ）の格納容器スプレイ代替注水
設備は、設計基準事故対処設備に対して、多様性及び独立性を有し、位置的分散を図
ること。

（２）兼用
ａ）第１項の炉心損傷防止目的の設備と第２項の格納容器破損防止目的の設備は、同一設備であってもよい。

（２）兼用ａ）第１項の炉心損傷防止目的の設備と第２項の格納容器破損防止目的の設備は、同一設備であってもよい。

番号

④

－

⑤

⑥

－

※1:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.6-129

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/4）：重大事故等対処設備
重大事 故等 対処設 備を使 用した 手段
審査基 準の要 求に適 合す るため の手段
機能

機器 名称

既設
新設

残留 熱除去 系ポ ンプ

既設

サプ レッシ ョン ・チェ
ンバ

既設

残留 熱除去 系熱 交換器

既設

残
レバ
留
・
熱
シプ
除
去
ンル
系
・水
チ冷
サ
却
プ
ンモ
レ
バ
・ド
シ
プ
に
ン
ルよ
・
のる
チ
除サ
熱プ
ン

（
ー

残
留
原
熱
子冷除
炉却去
格モ系
納
容ド格
器
納
内に容
のよ器
除るス
熱
プ
レ
イ
）

残留 熱除去 系配 管・弁・ ストレ ーナ
格納 容器ス プレ イ・
ヘッ ダ

既設
既設
既設

原子 炉補機 冷却 系

既設

非常 用交流 電源 設備

既設

ッ残留 熱除去 系ポ ンプ

既設

ー
ョ

サプ レッシ ョン ・チェ
ンバ

既設

残留 熱除去 系熱 交換器

既設

残留 熱除去 系配 管・弁・ ストレ ーナ

既設

原子 炉格納 容器

既設

原子 炉補機 冷却 系

既設

非常 用交流 電源 設備

既設（

原子 炉格納 容器

ェ

ッ
ョ
ー
）
ー
ェ

－

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
自 主対策

解釈
対 応番号

機能

機 器名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

－

－

－

－

－

－

①
④

①
④

－

※1:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.6-130

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/4）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

既設
新設

自主 対策

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称

常設
可搬
常設

復水 移送 ポンプ既設

ディ ーゼル 駆動 消火ポ
ンプ

復水 貯蔵 槽

既設

ろ過 水タン ク

常設

復水 補給 水系配 管・弁

既設
新設

消火 系配管 ・弁常設

残留 熱除 去系配 管・弁

既設

復水 補給水 系配 管・弁常設

残留 熱除去 系配 管・弁

常設

格納 容器ス プレ イ・
ヘッ ダ

常設

原子 炉格納 容器

常設

非常 用交流 電源 設備

常設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

可搬 型代替 交流 電源設
備

可搬

代替 所内電 気設 備

常設

燃料 補給設 備

常設
可搬

格納 容器 スプレ イ・
ヘッ ダ
高圧 炉心 注水系 配管・
弁

既設
既設

原子 炉格 納容器

既設

非常 用交 流電源 設備

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

①
②
③
④
⑤
⑥

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

30分

6名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

45分

4名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

（

代
替
に
格
よ
納
る
容
原
器
子
ス
炉
プ
格
レ
納
イ
容
冷
器
却
内
系
の
冷
常
却
設

機器 名称

：重大事故等対処設備（設計基準拡張））

第二 代替 交流電 源設備

新設

代替 所内 電気設 備

既設
新設

可搬 型代 替注水 ポンプ（A-2級）

新設

防火 水槽

新設

淡水 貯水 池

（

代
替
に格
よ納
る容
原器
子ス
炉プ
格レ
納イ
容冷
器却
内系
の
冷可
却搬
型

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備

※1

）

※1

新設

ホー ス・ 接続口

新設

復水 補給 水系配 管・弁

既設
新設

残留 熱除 去系配 管・弁

既設

格納 容器 スプレ イ・
ヘッ ダ

既設

原子 炉格 納容器

既設

非常 用交 流電源 設備

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

代替 所内 電気設 備
燃料 補給 設備

消
火
系
に
よ
る
原
子
炉
格
納
容
器
内
の
冷
却
①
②
③
④
⑤
⑥

－

既設
新設
既設
新設
ド
容に
ラ
器よ
イ
内る
ウ
の原
代子
ル
替炉
冷
除格
却
熱納
系

ェ

－

－

－

－

－

ドラ イウェ ル冷 却系送
風機
ドラ イウェ ル冷 却系冷
却器

常設
常設

原子 炉補機 冷却 系

常設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設※1:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.6-131

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4/4）：重大事故等対処設備
重大事 故等 対処設 備を使 用した 手段
審査基 準の要 求に適 合す るため の手段
機能

機器 名称
残留 熱除去 系ポ ンプ

機能

①
④

残
留
熱代
冷除替
却去交
モ系流
電
ド格源
納設
の容備
復器に
旧スよ
プる
レ
イ

既設

残留 熱除去 系熱 交換器

既設
既設
既設

既設

代替 原子炉 補機 冷却系

新設

常設 代替交 流電 源設備

新設

残留 熱除去 系ポ ンプ

既設

原子 炉格納 容器

既設

原子 炉補機 冷却 系

既設

代替 原子炉 補機 冷却系

新設

常設 代替交 流電 源設備

新設

常設

残 留熱 除去系 配管・
弁 ・ス トレー ナ
格 納容 器スプ レイ・
ヘ ッダ

常設

）

可搬

第 二代 替交流 電源設 備

常設

残 留熱 除去系 ポンプ

常設

サ プレ ッショ ン・チ ェ
ンバ常設

残 留熱 除去系 熱交換 器

常設

残 留熱 除去系 配管・
弁 ・ス トレー ナ

常設

原 子炉 格納容 器

常設

原 子炉 補機冷 却系

常設

代 替原 子炉補 機冷却 系

可搬

第 二代 替交流 電源設 備

常設

ェ

ェ

代 替原 子炉補 機冷却 系

代
替
交
サ
流
ルプ
電
水レ
源
冷
設
却シ
備
モ
に
ン
よ
ド・
る
チ
残
の
留
復ン
熱
旧バ
除
・
去

対応可能な人数で使用可能か

備考

15分

2名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

15分

2名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

常設

常設

系

①
④

残 留熱 除去系 熱交換 器

必要時間内に
使用可能か

）

既設

常設

原 子炉 補機冷 却系ーョ

残留 熱除去 系配 管・弁・ ストレ ーナ

ー

ッ

既設

残留 熱除去 系熱 交換器

常設

サ プレ ッショ ン・チ ェ
ンバ

常設

ー

ー

既設

残 留熱 除去系 ポンプ

原 子炉 格納容 器

プ

サプ レッシ ョン ・チェ
ンバ

常設
可搬

ョ

原子 炉補機 冷却 系

機 器名称

ッ

既設

（

（

原子 炉格納 容器

）

）

代
替
交
サ
流
ルプ
電
水レ
源
冷
設
却シ
備
モ
に
ン
よ
ド・
る
チ
残
の
留
復ン
熱
旧バ
除
・
去
系

プ

解釈
対 応番号

既設

サプ レッシ ョン ・チェ
ンバ

残留 熱除去 系配 管・弁・ ストレ ーナ
格納 容器ス プレ イ・
ヘッ ダ

自 主対策

（
ー

（
ー

残
留
熱代
冷除替
却去交
モ系流
電
ド格源
納設
の容備
復器に
旧スよ
プる
レ
イ

既設
新設

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）※1:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.6-132

添付資料 1.6.2

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.6-133

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）

【凡例】
D/G

号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
：接続装置
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

M：電動切替装置

D/G(6A)：動力変圧器(6B)
M/C 6CM/C 6D【略語】

1.6-134

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

ＲＨＲポンプ（Ａ）

電源車

D/G ：非常用ディーゼル発電機

電源車

M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 6D-1

P/C 6C-1
MCC
6C-1-3M

AM用MCC 6B

MCC
6D-1-3MCC
6D-1-7MCC
6D-1-8

計測用（
Ｂ）
系電源

電源構成図（交流電源）

ＭＵＷＣ系 電動弁

計測用（
Ｂ）
系電源

ＲＣＷ系 電動弁

ドライウェル冷却系送風機（
Ｃ）

6 号炉

MCC
6D-1-1

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ｃ）

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ｂ）

第2図

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

ＲＨＲ（
Ａ）
系 電動弁

MCC
6C-1-8計測用（Ａ）
系電源

ＲＣＷ系 電動弁

ドライウェル冷却系送風機（Ｂ）

ＭＵＷＣポンプ（Ａ）

ドライウェル冷却系送風機（
Ａ）

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

MCC
6C-1-7計測用（Ａ）
系電源

MCC
6C-1-2ＭＵＷＣ系 電動弁

MCC
6C-1-1

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）

【凡例】
D/G

号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
：接続装置
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M：電動切替装置

D/G(7A)：動力変圧器(7B)
M/C 7CM/C 7D【略語】
D/G ：非常用ディーゼル発電機

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

ＲＨＲポンプ（Ａ）

1.6-135

電源
車

電源
車

M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 7D-1

P/C 7C-1
MCC
7D-1-2ＲＣＷ系 電動弁

ドライウェル冷却系送風機（
Ｃ）

７号炉

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ｃ）

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（
Ｂ）

ＲＨＲ（Ｂ）系 電動弁

第3図

MCC
7D-1-1MCC
7D-1-6MCC
7D-1-7

計測用（Ｂ）
系電源

AM用MCC 7B

計測用（
Ｂ）
系電源

M

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

ＭＵＷＣ系 電動弁

計測用（
Ａ）
系電源

ドライウェル冷却系送風機（Ａ）

MCC
7C-1-7

ＲＣＷ系 電動弁

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

ドライウェル冷却系送風機（
Ｂ）

MCC
7C-1-2ＭＵＷＣポンプ（Ａ）

MCC
7C-1-1

電源構成図（交流電源）

添付資料 1.6.3－1
重大事故対策の成立性
1.代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレ
イ(1)復水貯蔵槽水源確保
a.操作概要復水貯蔵槽を水源として復水移送ポンプにより原子炉格納容器内へス
プレイを行う際に，ポンプの吸込ラインを通常のラインから復水貯蔵槽
下部からのラインに切り替えることにより水源を確保する。
b.作業場所
廃棄物処理建屋

地下 3 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
復水貯蔵槽水源確保に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :15 分（実績時間:14 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.6-136

反射テープ

復水移送ポンプ吸込ライン切替え

1.6-137

添付資料 1.6.3－2
2.消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ(1)受電操作a.操作概要消火系による原子炉格納容器内へのスプレイの系統構成のために電源を確保する。
b.作業場所
原子炉建屋 地下 1 階 (非管理区域)
コントロール建屋 地下 1 階（非管理区域）
c.必要要員数及び時間
消火系による原子炉格納容器内へのスプレイのうち，系統構成のための受電操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :20 分（実績時間:18 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，
建屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。放射性物質が放出される可能性があることか
ら，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.6-138

受電操作

受電確認

1.6-139

添付資料 1.6.3－3
3.代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水/海水）(1)遠隔手動弁操作設備を使用しない場合の系統構成
a.操作概要代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内へスプレイする際の系統構成として MUWC 接続口内側隔離弁(B)又は MUWC 接続
口内側隔離弁(A)を全開するため，管理区域にて遠隔手動弁操作設備のリンク機構を取り外し，弁操作を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 2 階，地上 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
遠隔手動弁操作設備の取外し及び取外し後の弁操作に必要な要員数，
時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :25 分（実績時間:10 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :一般工具を使用した簡易な操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.6-140遠隔手動弁操作設備のリンク機構

リンク機構の取外し操作（系統構成）
リンク機構の取外し後に，ハンドルを取り付け，弁操作

1.6-141

(2)遠隔手動弁操作設備を使用する場合の系統構成
a.操作概要代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内へスプレイする際の系統構成として MUWC 接続口内側隔離弁(A)を全開するため，非管理区域にて遠隔手動弁操作設備を使用して弁操作を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 2 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
遠隔手動弁操作設備を使用した弁操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :20 分（実績時間:15 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :一般工具を使用した簡易な操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.6-142(3)可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備及び送水
a.操作概要緊急時対策本部は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原
子炉格納容器内へのスプレイが必要な状況において，接続口（ホース接続箇所）及び水源を選定し，送水ルートを決定する。
現場では，指示された送水ルートを確保した上で，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）により送水する。
b.作業場所
屋外（原子炉建屋周辺，防火水槽周辺，淡水貯水池周辺）
c.必要要員数及び時間
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイのうち，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水操作に必
要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:｢防火水槽を水源とした場合｣3 名（緊急時対策要員 3 名）
｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）｣
4 名（緊急時対策要員 4 名）
｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）｣6 名（緊急時対策要員 6 名）
想定時間 :｢防火水槽を水源とした場合｣
3 名の場合 125 分（実績時間なし）｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）｣
140 分（実績時間なし）｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）｣
330 分（実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:車両の作業用照明・ヘッドライト，懐中電灯及び LED 多機能
ライトにより，夜間における作業性を確保している。放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト，懐中電灯及びLED 多機能ライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能で
1.6-143

ある。また，作業エリア周辺には，支障となる設備はな
く，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

［防火水槽を水源とした場合］防火水槽への吸管投入ホースを建屋接続口まで敷設

1.6-144［淡水貯水池を水源とした場合］
ホースと可搬型代替注水ポンプ
吸管との接続添付資料 1.6.3－4
4.ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱(1)受電操作a.操作概要原子炉格納容器内へ冷却水通水後，ドライウェル冷却系送風機を起動
して原子炉格納容器内を除熱するために必要となる電源を確保する。
b.作業場所
原子炉建屋

地下 1 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱のうち，原子炉格納容器内への冷却水通水，ドライウェル冷却系送風機起動のための受電操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :30 分（実績時間:24 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内照明消灯時における操作性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.6-145

受電操作

受電確認

1.6-146

添付資料 1.6.3－5
5.残留熱除去系(B)配管使用による原子炉格納容器内へのスプレイ（全交流動
力電源喪失時）(1)系統構成
a.操作概要全交流動力電源喪失時において，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）又は消火系による原子炉格納容器内へのスプレイが行えるよう，手動にて復水補給水系原子炉建屋復水積算計バイパス弁を全閉（復水補給水系バ
イパス流防止措置），残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)及び残留熱除去系洗浄水弁(B)を全開とし，系統構成を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 1 階（管理区域）
地下 2 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイのうち，現場での系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :100 分（実績時間:95 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線
量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯1.6-147

型音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

系統構成

復水補給水系バイパス流防止措置

系統構成

1.6-148

添付資料 1.6.4－1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧
手順
1.6.2.3 重大事故等対 (2)残留熱除去系（サプ
処設備（設計基準拡張） レッション・チェンバ・による対応手順
プール水冷却モード）によるプレッション・チェ
ンバ・プールの除熱

判断基準記載内容
サプレッション・チェンバ・プール水の温度が規定温
度以上
サプレッション・チェンバの気体温度が規定温度以上

解釈
サプレッション・チェンバ・プール水の温度が35℃以
上
サプレッション・チェンバの気体温度が49℃以上

1.6-149

添付資料 1.6.4－2
操作手順の解釈一覧
手順
操作手順記載内容
1.6.2.1 炉心の著しい (1)フロントライン系故 (a)代替格納容器スプレ 復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上損傷防止のための対応手 障時の対応手順
イ冷却系（常設）による順
a.代替格納容器スプレイ 原子炉格納容器内へのス
プレイ(2)サポート系故障時の (a)残留熱除去系ポンプ 残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力指示値が規定値以上
対応手順
電源復旧後の原子炉格納
a.復旧
容器内へのスプレイ(b)残留熱除去系ポンプ 原子炉格納容器への注水量の上昇
電源復旧後のサプレッ
ション・チェンバ・プー
ルの除熱
1.6.2.2 原子炉格納容 (1)フロントライン系故 (a)ドライウェル冷却系 ESF盤区分Ⅰ及び区分Ⅱ
器破損を防止するための 障時の対応手順
による原子炉格納容器内
対応手順
b.格納容器代替除熱の代替除熱
原子炉補機冷却水系系統流量指示値の上昇

1.6-150

1.6.2.3 重大事故等対 (1)残留熱除去系（格納処設備（設計基準拡張） 容器スプレイ冷却モーによる対応手順ド）による原子炉格納容
器内へのスプレイ

常用換気空調系盤
残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上

解釈
復水移送ポンプ吐出圧力指示値が以上

残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力指示値が残留熱除去系(A)系統流量指示値が昇（区分Ⅰ）H11-P662-1（区分Ⅱ）H11-P662-2
原子炉補機冷却水系系統流量指示値が最大上昇
H11-P678-1
残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が

以上

程度まで上

まで

以上

添付資料 1.6.4－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧
統一名称

6号炉
弁番号

弁名称

タービン建屋負荷遮断弁

P13-MO-F150

T/B負荷遮断弁

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)E11-MO-F017B

RHR系格納容器冷却流量調節弁(B)

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)E11-MO-F018B

RHR系格納容器冷却ライン隔離弁(B)

残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)E11-MO-F019B

RHR系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)

残留熱除去系洗浄水弁(B)E11-MO-F032B

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(B)

残留熱除去系注入弁(B)E11-MO-F005B

RHR注入弁(B)

復水補給水系常/非常用連絡1次，2次止め弁

P13-F011
P13-F012

復水補給水系消火系第1，第2連絡弁

P13-MO-F066
P13-MO-F067

MUWC接続口内側隔離弁(B)P13-F135MUWC接続口内側隔離弁(A)P13-F131MUWC接続口外側隔離弁1(B)，2(B)P13-F134
P13-F139MUWC接続口外側隔離弁1(A)，2(A)P13-F130
P13-F138

復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第一止め弁
復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第二止め弁
FP系第1連絡弁
FP系第2連絡弁
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第二止め弁
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第二止め弁
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第一止め弁(1)
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第一止め弁(2)
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第一止め弁(1)
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第一止め弁(2)

1.6-151

残留熱除去系試験用調節弁(A)E11-MO-F008A

RHR系試験用調節弁(A)

原子炉補機冷却系格納容器外側供給隔離弁(A)，(B)P21-MO-F075A/B

RCW PCV入口外側隔離弁(A)/(B)

外側戻り隔離弁(A)，(B)P21-MO-F081A/B

RCW PCV出口外側隔離弁(A)/(B)

内側戻り隔離弁(A)，(B)P21-MO-F080A/B

RCW PCV内側戻り隔離弁(A)/(B)

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁

E11-MO-F018B/C

RHR系格納容器冷却ライン隔離弁(B)/(C)

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁

E11-MO-F017B/C

RHR系格納容器冷却流量調節弁(B)/(C)

残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁

E11-MO-F019B/C

RHR系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)/(C)

残留熱除去系注入弁

E11-MO-F005A/B/C RHR注入弁(A)/(B)/(C)

残留熱除去系試験用調節弁

E11-MO-F008A/B/C RHR系試験用調節弁(A)/(B)/(C)

復水補給水系原子炉建屋復水積算計バイパス弁

P13-F053

R/B復水積算流量計バイパス弁

操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下2階配管スペース（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）

7号炉
弁番号

弁名称

操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下3階南側配管スペース（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）

P13-MO-F029

MUWC T/B負荷遮断弁

E11-MO-F017B

RHR格納容器冷却流量調節弁(B)E11-MO-F018B

RHR格納容器冷却ライン隔離弁(B)E11-MO-F019B

RHRS/Pスプレイ注入隔離弁(B)E11-MO-F032B

RHR注入ライン洗浄水止め弁(B)E11-MO-F005B

RHR注入隔離弁(B)P13-F019
P13-F020

MUWC常/非常用連絡管1次止め弁
MUWC常/非常用連絡管2次止め弁

P13-MO-F090
P13-MO-F091

MUWC FP系第一連絡弁
MUWC FP系第二連絡弁

P13-F137

MUWC 建屋内南側外部送水ライン止め弁1

P13-F133

MUWC 建屋内北側外部送水ライン止め弁１

屋外

P13-F136
P13-F141

MUWC 建屋外南側外部送水ライン止め弁１
MUWC 建屋外南側外部送水ライン止め弁２

屋外

屋外

P13-F132
P13-F140MUWC 建屋外北側外部送水ライン止め弁１
MUWC 建屋外北側外部送水ライン止め弁２

屋外

E11-MO-F008A

RHR試験用調節弁(A)P21-MO-F029A/B

RCWPCV外側供給隔離弁(A)/(B)P21-MO-F036A/B

RCWPCV外側戻り隔離弁(A)/(B)P21-MO-F035A/B

RCWPCV内側戻り隔離弁(A)/(B)E11-MO-F018B/C

RHR系格納容器冷却ライン隔離弁(B)/(C)E11-MO-F017B/C

RHR系格納容器冷却流量調節弁(B)/(C)E11-MO-F019B/C

RHR系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)/(C)

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階西側通路（管理区域）
原子炉建屋2階南側通路（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋1階FCS室（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:屋外

中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室 A:原子炉建屋1階北西ペネ室（管理区域）
B:原子炉建屋1階南東側通路（管理区域）
中央制御室 A:原子炉建屋1階北西ペネ室（管理区域）
B:原子炉建屋1階南東側通路（管理区域）
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室/RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR弁室（管理区域）
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）

E11-MO-F005A/B/C RHR注入弁(A)/RHR注入隔離弁(B)/(C)E11-MO-F008A/B/C RHR系試験用調節弁(A)/(B)/(C)P13-F062

MUWC FQT-021バイパス弁

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
原子炉建屋1階南側通路（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:屋外
原子炉建屋2階北側通路（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階北側通路（非管理区域）

中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室 A:原子炉建屋1階北西ペネ室（管理区域）
B:原子炉建屋1階南東側通路（管理区域）
中央制御室 A:原子炉建屋1階北西ペネ室（管理区域）
B:原子炉建屋1階南東側通路（管理区域）
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室/RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR弁室（管理区域）
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）

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

＜

1.7.1

目

次

＞

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
a.

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手段及び設備(a) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及び除熱(b) 代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱(c) 格 納 容 器 内 pH 制 御(d) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
b.
1.7.2
1.7.2.1

手順等
重大事故等時の手順
原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 交 流 電 源 が 健 全 で あ る 場 合 の 対 応 手 順a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

b.

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱c.

格 納 容 器 内 pH 制 御d.

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給(2) 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 の 対 応 手 順a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び1.7-1

除熱（現場操作）
1.7.2.2

その他の手順項目について考慮する手順

1.7.2.3

重大事故等時の対応手段の選択

1.7-2

添 付 資 料 1.7.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.7.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.7.3

重大事故対策の成立性
1.格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内の減圧及び除熱2.フ ィ ル タ 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り
3.フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ）4.フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 抜 き ）5.格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ー ジ
6.フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整
7.ド レ ン 移 送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ
8.ド レ ン タ ン ク 水 抜 き
9.代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及び除熱10.格 納 容 器 内 pH 制 御添 付 資 料 1.7.4

解釈一覧
1.判 断 基 準 の 解 釈 一 覧
2.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.7-3

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【要求事項】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）原子炉格納容器の過圧破損の防止
ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、格納容器圧力逃がし装置又は格納容器再循環
ユニットにより、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等を整備すること。
（２）悪影響防止ａ）格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては、必要に応じて、原子炉格納容器の負圧破損を防止する手順等を整備すること。
（３）現場操作等
ａ）格納容器圧力逃がし装置の隔離弁は、人力により容易かつ確実に開閉操作ができること。
ｂ）炉心の著しい損傷時においても、現場において、人力で格納容器圧力逃がし装置の隔離弁の操作ができるよう、遮蔽又は離隔等の放射線防護対策がなされていること。
1.7-4ｃ）隔離弁の駆動源が喪失した場合においても、格納容器圧力逃がし装置の隔離弁を操作できるよう、必要な資機材を近傍に配備する等の措置を講じること。
（４）放射線防護ａ）使用後に高線量となるフィルター等からの被ばくを低減するための遮蔽等の放射線防護対策がなされていること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処
設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.7-5

1.7.1

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内へ流出した高温の冷却材及び溶融炉心の崩壊熱により発生する水蒸気により，原子炉格納容器内の圧力及び温度が上昇し，原子炉
格納容器の過圧破損に至るおそれがある。
原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
なお，設備の選定に当たっては，様々な条件下での事故対処を想定し，全交流動力電源の喪失を考慮する。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対
応手段と自主対策設備※１を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第五十条及び技術基準規則第六十五条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

1.7-6

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
全交流動力電源が喪失した場合に使用可能な対応手段と設備を選定する。ただし，全交流動力電源が喪失した場合は代替交流電源設備により給電する。
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整 備 す る 手 順 に つ い て の 関 係 を 第 1.7.1 表 に 整 理 す る 。

a.

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手段及び設備(a) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧
及び除熱
ⅰ. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手段がある。
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備は以下のとおり。
・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・ラプチャーディスク
・ドレン移送ポンプ
1.7-7

・ドレンタンク・遠隔手動弁操作設備
・遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
・可搬型窒素供給装置
・ ス ク ラ バ 水 pH 制 御 設 備・フィルタベント遮蔽壁
・配管遮蔽・不活性ガス系配管・弁・耐圧強化ベント系配管・弁・格納容器圧力逃がし装置配管・弁・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁・ホース・接続口
・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A-2 級 ）・防火水槽
・淡水貯水池・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・常設代替直流電源設備
・可搬型直流電源設備

格納容器ベントを実施する際の設備とラインの優先順位は
1.7-8

以下のとおりとする。
優先①：格納容器圧力逃がし装置によるウェットウェル
ベ ン ト （ 以 下 「 W/W ベ ン ト 」 と い う 。 ）優先②：格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベ
ン ト （ 以 下 「 D/W ベ ン ト 」 と い う 。 ）なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。
ま た ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A-2 級 ） に よ る フ ィ ル タ 装
置への水の補給は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水を利用する。

ⅱ. 現場操作
格納容器圧力逃がし装置の隔離弁（空気駆動弁，電動駆
動弁）の駆動源や制御電源が喪失した場合，隔離弁を遠隔で手動操作することで原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる手段がある。放射線防護対策として，隔離弁を遠隔で手動操作するエリアは原子炉建屋内の原子炉区域外とする。
格納容器圧力逃がし装置の現場操作で使用する設備は以下のとおり。
1.7-9

・遠隔手動弁操作設備
・遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁ⅲ. 不活性ガス（窒素ガス）による系統内の置換
排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，格
納容器圧力逃がし装置の系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換する手段がある。
不活性ガス（窒素ガス）による系統内の置換で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型窒素供給装置
・ホース・接続口

ⅳ. 原子炉格納容器負圧破損の防止
格納容器圧力逃がし装置の使用後に格納容器スプレイを行う場合は，原子炉格納容器の負圧破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力を監視し，規定の圧力に到達した時点で格納容器スプレイを停止する手順を定めている。格納 容 器 ス プ レ イ に つ い て は ， 「 1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整理する。

また，中長期的に原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による原子炉格納容器の負圧破損を防止するとともに原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減するため，可搬型格納容器
窒素供給設備により原子炉格納容器へ窒素ガスを供給する
1.7-10手段がある。
可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器の負圧破損の防止で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型大容量窒素供給装置
・ホース
・可燃性ガス濃度制御系配管・弁(b) 代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替循環冷却系により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手段がある。放射線防護対策として，現場での系統構成は代替循環冷却系の運転開始前に行い，代替循環冷却系の起動及びその後の流量調整等の操作については中央制御室から操作を行う。
なお，代替循環冷却系運転後長期における系統廻りの線量低減対策として，可搬型代替注水ポンプを使用した外部注水により系統水を入れ替えることでフラッシングが可能である。

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・代替原子炉補機冷却系
・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A-2 級 ）・サプレッション・チェンバ1.7-11

・防火水槽・淡水貯水池・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ポンプ
・高圧炉心注水系配管・弁・復水補給水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・格納容器スプレイ・ヘッダ
・ホース
・原子炉圧力容器
・原子炉格納容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備(c) 格 納 容 器 内 pH 制 御格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 を 使 用 す る 際 ， 格 納 容 器 pH 制 御 設
備による薬液注入により原子炉格納容器内が酸性化することを防止し，サプレッション・チェンバのプール水中によう素を保持することで，よう素の放出量を低減する手段がある。
格 納 容 器 pH 制 御 設 備 に よ る 薬 液 注 入 で 使 用 す る 設 備 は 以 下のとおり。
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器下部注水系（常設）
1.7-12

・ 格 納 容 器 pH 制 御 設 備(d) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備のうち，フィルタ装置，よう素フィル
タ，ラプチャーディスク，ドレン移送ポンプ，ドレンタン
ク，遠隔手動弁操作設備，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ，可搬 型 窒 素 供 給 装 置 ， ス ク ラ バ 水 pH 制 御 設 備 ， フ ィ ル タ ベ ン ト
遮蔽壁，配管遮蔽，不活性ガス系配管・弁，耐圧強化ベント
系配管・弁，格納容器圧力逃がし装置配管・弁，遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁，ホース・接続口，原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む），可搬型
代 替 注 水 ポ ン プ （ A-2 級 ） ， 常 設 代 替 交 流 電 源 設 備 ， 可 搬 型
代替交流電源設備，代替所内電気設備，常設代替直流電源設
備及び可搬型直流電源設備は重大事故等対処設備として位置
付 け る 。 防 火 水 槽 及 び 淡 水 貯 水 池 は 「 1.13 重 大 事 故 等 の 収 束に 必 要 と な る 水 の 供 給 手 順 等 」 【 解 釈 】 1 b)項 を 満 足 す る ための代替淡水源（措置）として位置付ける。
現場操作で使用する設備のうち，遠隔手動弁操作設備，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁は重大事故等対処設備として位置付ける。
不活性ガス（窒素ガス）による系統内の置換で使用する設備のうち，可搬型窒素供給装置及びホース・接続口は重大事
故等対処設備として位置付ける。
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で1.7-13

使用する設備のうち，復水移送ポンプ，代替原子炉補機冷却
系 ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A-2 級 ） ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ
ェンバ，残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ポンプ，高圧
炉心注水系配管・弁，復水補給水系配管・弁，給水系配管・弁・スパージャ，格納容器スプレイ・ヘッダ，ホース，原子炉圧力容器，原子炉格納容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。防火水槽及び淡水貯水 池 は 「 1.13 重 大 事 故 等 の 収 束 に 必 要 と な る 水 の 供 給 手 順
等 」 【 解 釈 】 1 b)項 を 満 足 す る た め の 代 替 淡 水 源 （ 措 置 ） として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.7.1）
以上の重大事故等対処設備により，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効 な 設 備 で あ る た め ,自 主 対 策 設 備 と し て 位 置 付 け る 。 あ わ せて，その理由を示す。
・ 格 納 容 器 内 pH 制 御 で 使 用 す る 設 備
重大事故等対処設備であるよう素フィルタにより中央制御室の被ばく低減効果が一定程度得られており，復水移送ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設），格納容器下部注水系（常設）の運転に併せて原子炉格納容器内に薬剤を注入することで原子炉格納容器外
1.7-14

に放出されるよう素の放出量を低減する手段は更なるよ
う素低減対策として有効である。
・可搬型格納容器窒素供給設備
有効性評価における原子炉格納容器内の圧力評価により，事故発生後 7 日間は窒素ガスを供給しなくても原子炉格納容器が負圧破損に至る可能性はない。
その後の安定状態において，サプレッション・チェン
バ・プール水の温度が低下し，原子炉格納容器内で発生する水蒸気が減少した場合においても，本設備を用いて原子炉格納容器へ窒素ガスを供給することで原子炉格納容器内の負圧化を回避できることから，原子炉格納容器の負圧破損防止対策として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場
合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

b.

手順等
上 記 「 a.原 子 炉 格 納 容 器 の 過 圧 破 損 防 止 の た め の 対 応 手 段 及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事
故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ シ ビ ア ア ク シ デ ン ト ） （ 以 下 「 SOP」 とい う 。 ） ， AM 設 備 別 操 作 手 順 書 及 び 多 様 な ハ ザ ー ド 対 応 手 順 に
定 め る （ 第 1.7.1 表 ） 。
1.7-15

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要と な る 設 備 に つ い て も 整 理 す る （ 第 1.7.2 表 ， 第 1.7.3 表 ） 。
（ 添 付 資 料 1.7.2）

1.7-16

1.7.2

重大事故等時の手順

1.7.2.1

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 交 流 電 源 が 健 全 で あ る 場 合 の 対 応 手 順a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系の機能が喪失した場合，及び代替循環冷却系の運転が期待できない場合は，サプレッション・チェンバ・プール水以外の水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施しているため，サプレッション・チェンバ・プール水位が上昇するが，外部水源
注水制限値に到達した場合は，このスプレイを停止するため，
原 子 炉 格 納 容 器 内 の 圧 力 を 620kPa[gage]以 下 に 抑 制 で き る 見 込
みがなくなることから，格納容器圧力逃がし装置による原子炉
格納容器内の減圧及び除熱を実施し，原子炉格納容器の過圧破損を防止する。
また，原子炉格納容器内でジルコニウム－水反応により発生した水素ガスが原子炉建屋に漏えいする可能性があることから，原子炉建屋オペレーティングフロア天井付近の水素濃度，
非常用ガス処理系吸込配管付近の水素濃度及び原子炉建屋オペ
レーティングフロア以外のエリアの水素濃度並びに静的触媒式
水素再結合器動作監視装置の出入口温度の監視を行い，原子炉
建屋内において異常な水素ガスの漏えいを検知した場合は原子炉格納容器内に滞留した水素ガスを排出することで，原子炉建屋への水素ガスの漏えいを防止する。
なお，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルーム
1.7-17

の影響による被ばくを低減させるため，運転員は待避室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。
格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環
冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原
子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。なお，二次隔離弁について
は，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に
1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。

(a) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及び除熱
ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，炉心の著しい損傷の緩和及び原子炉格納容器の破損防止のために必要な操作が 完 了 し た 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場
合。
※ 2:炉 心 の 著 し い 損 傷 を 防 止 す る た め に 原 子 炉 圧 力 容 器
1.7-18

への注水を実施する必要がある場合，又は原子炉格
納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施する必要がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始する。ただし，発電用原子炉の冷却ができない場合，
又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。

ⅱ. 操作手順
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の手順は以下のとおり。手順の対応フローを第1.7.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.7.2 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.7.3 図 及 び 第 1.7.4 図 に 示 す 。

［ W/W ベ ン ト の 場 合 （ D/W ベ ン ト の 場 合 ， 手 順 ⑬ 以 外 は 同様）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位
外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る こ と を確認し，格納容器圧力逃がし装置によりウェットウェル（ 以 下 「 W/W」 と い う 。 ） 側 か ら 格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 の 準備を開始するよう運転員に指示する（原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位外部水
源注水制限を越えている場合はドライウェル（以下「 D/W」 と い う 。 ） 側 か ら の 格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 の 準 備 を
1.7-19

開 始 す る よ う 指 示 す る ）。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備開始を報告する。
③現場運転員 C 及び D は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントに必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状
態表示にて確認する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値が通常水位範囲内であること及びフィル
タ装置ドレン移送ポンプの水張りが完了していることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の確認と し て ， 不 活 性 ガ ス 系 （ 以 下 「 AC 系 」 と い う 。 ） 隔 離 信
号 が 発 生 し て い る 場 合 は ， 格 納 容 器 補 助 盤 に て ， AC 系 隔
離信号の除外操作を実施する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，非常用ガス処理系が運転中であれば非常用
ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ装置出
口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全
閉操作，並びに耐圧強化ベント弁，非常用ガス処理系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁，非常用ガス処理系第1.7-20二隔離弁及び換気空調系第二隔離弁の全閉，及びフィルタ装置入口弁の全開を確認後，二次隔離弁を調整開（流路 面 積 約 50%開 ） と し ， 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る
格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。二次隔
離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 50%開 ） と し ， 格 納 容 器 圧 力 逃 がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑧現場運転員 C 及び D は，格納容器ベント前の系統構成として，フィルタベント大気放出ラインドレン弁を全閉，
水素バイパスライン止め弁を全開とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑩当直副長は，原子炉格納容器内の圧力及び水位，並びに原子炉建屋内の水素濃度に関する情報収集を適宜行い，当直長に報告する。また，当直長は，原子炉格納容器内の圧力及び水位，並びに原子炉建屋内の水素濃度に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの開始を緊急時対策本部に報告する。
⑫当直副長は，以下のいずれかの条件に到達したことを確
1.7-21

認し，運転員に格納容器ベント開始を指示する。
・外部水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施中に，サプレッション・チェンバ・プール水位が「真空破壊弁高さ」に到達した場合。
・原子炉建屋オペレーティングフロア天井付近の水素濃度 が 2.2vol%に 到 達 し た 場 合 。
⑬ ａ W/W ベ ン ト の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（サプレッション・チ
ェンバ側）の全開操作により，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントを開始する。現場運転員 C 及び D
は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を遠隔手動弁操作設備による操作で全開状態を保持させる。
⑬ ｂ D/W ベ ン ト の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（ドライウェ
ル側）操作用空気供給弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作により，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウ
ェル側）を遠隔手動弁操作設備による操作で全開状態を保持させる。
⑭中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントが開始されたことを，格納容器内
圧力指示値の低下又は原子炉建屋水素濃度指示値が安定
1.7-22

若しくは低下，フィルタ装置入口圧力指示値の上昇，フィルタ装置出口放射線モニタ指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告する。また，当直長は，格納容器圧
力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを
緊急時対策本部に報告する。
⑮ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値を確認し，水位調整が必要な場合は当直副長に報告する。また，当直長は，フィルタ装置の水位調整を実施するよう緊急時対策本部に依頼する。
⑯中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器
内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側又はドライウェル側）の全開保持状態を遠隔手動弁操作設備により解除するよう現場運転員に指示する。
⑰現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側又はドライウェル側）を遠隔手動弁操作設備
による操作で全開保持状態を解除する。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作を実施し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを停止する。一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態にな
1.7-23

った場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 開 始 ま で 約 45 分で可能である。原子炉格納容器内の減圧及び除熱開始後，現場運転員 2 名にて一次隔離弁を遠隔手動弁操作設備による 操 作 で 全 開 状 態 を 保 持 さ せ た 場 合 ， 約 40 分 で 可 能 で ある。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。一次隔離弁の操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外に設置することに加え，あらかじめ遮蔽材を設置することで作業時の被ばくによる影響を低減している。また，操作前にモニタリングを行い接近可能であることを確認し防護具を確実に装着して操作する。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 1）(b) フ ィ ル タ 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り
格納容器ベント中に想定されるフィルタ装置の水位調整準備として，乾燥状態で保管されているドレン移送ポンプへ水張りを実施する。
1.7-24

ⅰ. 手順着手の判断基準
残留熱除去系の機能が喪失した場合，又は炉心損傷を判断 し た 場 合 ※ 1。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場合。

ⅱ. 操作手順
フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張りの手順は以下のとお り 。 概 要 図 を 第 1.7.5 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.7.6
図に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へドレン移送ポンプ水張りを指示する。
② 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送
ポ ン プ 入 口 弁 を 全 開 操 作 し ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 遮
蔽壁内側ドレン弁を遠隔手動弁操作設備にて全開した
後 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 移 送 ポ ン プ テ ス ト ラ イ ン 止め弁を開操作することで系統内のエア抜きを実施し，エア 抜 き 完 了 後 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 移 送 ポ ン プ テ ス
1.7-25

トライン止め弁を全閉操作する。
③緊急時対策要員は，ドレン移送ポンプ水張りの完了を緊
急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り の 完 了 ま で 45 分 以 内 で 可 能 である。なお，屋外における本操作は，格納容器ベント実施
前の操作であることから，作業エリアの環境による作業性への影響はない。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 2）(c) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ）フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達する前に，フィルタ装置補給水ラインからフィルタ装置へ水張りを実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置の水位が通常水位を下回ると判断した場合。

ⅱ. 操作手順
1.7-26

フィルタ装置水位調整（水張り）手順の概要は以下のとお り 。 概 要 図 を 第 1.7.7 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.7.8
図に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水張り）の準備開始を指示する。
② a 防 火 水 槽 か ら 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） を 展 開した水張りの場合又は淡水貯水池から可搬型代替注水ポン プ （ A－ 2 級 ） を 展 開 し た 水 張 り の 場 合 （ 淡 水 貯 水 池 を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できる
場合）
緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） を 配 備 し ， 防 火
水 槽 又 は 淡 水 貯 水 池 か ら 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級 ） へ ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） か ら フ ィ ル タ
装置補給水接続口へそれぞれ送水ホースを接続し，フィルタ装置水位調整（水張り）の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
②b 事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポン
プ （ A－ 2 級 ） を 使 用 し た 水 張 り の 場 合 （ 淡 水 貯 水 池 を 水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない
場合）
緊急時対策要員は，事前に他の対応手段により設置した可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） か ら フ ィ ル タ ベ ン ト 装
1.7-27置補給水接続口へ送水ホースを接続し，フィルタ装置水
位調整（水張り）の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員にフィルタ装置水位調整（水張り）の開始を指示する。
④ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） 起
動 と FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 給 水 ラ イ ン 元 弁 の 全 開 操 作を実施し，フィルタ装置への給水が開始されたことを，
フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 の FCVS 計 器 ラ ッ ク に て ， フ ィ
ルタ装置水位指示値の上昇により確認し，給水開始を緊
急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策本部は，当直長にフィルタ装置の水位を監視するよう依頼する。
⑥当直副長は，フィルタ装置の水位を監視するよう中央制
御室運転員に指示する。
⑦中央制御室運転員 A は，フィルタ装置水位にて水位を継続監視し，規定水位に到達したことを当直副長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部 に 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） 停 止 操 作 を 依 頼 する。
⑨緊急時対策本部は，緊急時対策要員へ可搬型代替注水ポン プ （ A－ 2 級 ） 停 止 操 作 を 指 示 す る 。
⑩ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） 停
止 操 作 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 給 水 ラ イ ン 元 弁 の 全 閉
1.7-28

操作及びフィルタ装置補給水接続口送水ホースの取外し操作を実施する。
⑪緊急時対策要員は，緊急時対策本部にフィルタ装置水位調整（水張り）の完了を報告する。

ⅲ. 操作の成立性
防 火 水 槽 か ら 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） を 展 開 したフィルタ装置水位調整（水張り）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルー ト の 特 定 ～ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 配 備 ～ 送
水準備～フィルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替
注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 注 水 開 始 ま で 約 65 分 ， フ ィル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ） 完 了 ま で 約 125 分 で 可 能 で ある。
淡 水 貯 水 池 か ら 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） を 展 開したフィルタ装置水位調整（水張り）（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり 中 央 制 御 室 運 転 員 1 名 及 び 緊 急 時 対 策 要 員 10 名 に て 作 業を実施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルー
ト の 特 定 ～ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 配 備 ～ 送 水
準備～フィルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替注
水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 注 水 開 始 ま で 約 65 分 ， フ ィ ル
タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ） 完 了 ま で 約 125 分 で 可 能 で ある。
1.7-29また，事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注
水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） を 使 用 し た フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水張り）（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり，
中 央 制 御 室 運 転 員 1 名 及 び 緊 急 時 対 策 要 員 10 名 に て 作 業 を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替注水ポン プ 位 置 （ A－ 2 級 ） と 送 水 ル ー ト の 確 認 ～ 送 水 準 備 ～ フ ィ
ルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替注水ポンプ（A－ 2 級 ） に よ る 注 水 開 始 ま で 約 95 分 ， フ ィ ル タ 装 置 水 位 調
整 （ 水 張 り ） 完 了 ま で 約 155 分 で 可 能 で あ る 。
なお，屋外における本操作は格納容器ベント実施後の短期間において，フィルタ装置水の蒸発によるフィルタ装置の水位低下は評価上想定されないため，フィルタ装置水位調整（水張り）操作を実施することはないと考えられるが，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 3）(d) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 抜 き ）格納容器ベントにより原子炉格納容器内から排気されたガスが格納容器圧力逃がし装置の配管内及びフィルタ装置内で凝縮し，その凝縮水がフィルタ装置に溜まることでフィルタ
装置の水位が上限水位に到達すると判断した場合，又はフィ
1.7-30ルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合はフィルタ装置機能維持のためフィルタ装置の排水を実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断した場
合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合。

ⅱ. 操作手順
フィルタ装置水位調整（水抜き）手順の概要は以下のとお り 。 概 要 図 を 第 1.7.9 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.7.10
図に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水抜き）の準備開始を指示する。
② 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送
ポ ン プ 吐 出 側 第 二 止 め 弁 及 び FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ドレンライン二次格納施設外側止め弁を全開操作した後，
FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側 第 一 止め弁を微開操作する。また，フィルタベント遮蔽壁附室
にて，ドレン移送ポンプの電源が確保されていることを
FCVS 現 場 制 御 盤 の ド レ ン 移 送 ポ ン プ 運 転 状 態 ラ ン プ に より確認する。
1.7-31

③緊急時対策要員は，フィルタ装置水位調整（水抜き）の系統構成完了を緊急時対策本部に報告する。
④緊急時対策本部は，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水抜き）の開始を指示する。
⑤緊急時対策要員は，ドレン移送ポンプ A 又は B の起動操
作 を 実 施 し ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ
吐出側第一止め弁の増開操作により，ポンプ吐出側流量
を必要流量に調整する。また，フィルタ装置からの排水が 開 始 さ れ た こ と を フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 FCVS 計 器
ラックのフィルタ装置水位指示値の低下により確認し，
フィルタ装置水位調整（水抜き）が開始されたことを緊
急時対策本部に報告する。
⑥緊急時対策本部は，当直長にフィルタ装置の水位を監視するよう依頼する。
⑦当直副長は，フィルタ装置の水位を監視するよう中央制
御室運転員に指示する。
⑧中央制御室運転員 A は，フィルタ装置水位にて水位を継続監視し，通常水位に到達したことを当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部にドレン移送ポンプ停止操作を依頼する。
⑩緊急時対策本部は，緊急時対策要員へドレン移送ポンプ
停止操作を指示する。
⑪ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， ド レ ン 移 送 ポ ン プ を 停 止 し ， FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁，
1.7-32

FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側 第 二 止
め 弁 及 び FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ ン 二 次 格 納
施設外側止め弁を全閉操作する。
⑫緊急時対策要員は，緊急時対策本部にフィルタ装置水位調整（水抜き）の完了を報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名
及 び 緊 急 時 対 策 要 員 10 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開
始を判断してからフィルタ装置水位調整（水抜き）完了まで 約 130 分 で 可 能 で あ る 。 な お ， 屋 外 に お け る 本 操 作 は ，格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 か ら 25 時 間 後 以 降 に 行 う こ と か ら ， 大
気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 4）(e) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ー ジ
格納容器ベント停止後において，スクラバ水に貯留された放射性物質による水の放射線分解にて発生する水素ガス及び酸素ガスを排出する。また，フィルタ装置上流側の残留蒸気凝縮によりフィルタ装置上流側配管内が負圧となることによ
1.7-33

り，スクラバ水が上流側配管に吸い上げられることを防止するため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
格納容器圧力逃がし装置を停止した場合。

ⅱ. 操作手順
格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの概要
は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.7.11 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト
を 第 1.7.12 図 に 示 す 。

① 緊急時対策本部は，手順着手の判断に基づき，当直長に格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統
構成を開始するよう依頼するとともに，緊急時対策要員に格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの準備開始を指示する。
②当直副長は，中央制御室運転員に格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統構成開始を指示する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
停止後の窒素ガスパージの系統構成として，一次隔離弁（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 側 ）， 一 次 隔 離 弁 （ ド ラ イ ウ
ェル側）及び耐圧強化ベント弁の全閉確認，並びにフィルタ装置入口弁の全開確認後，二次隔離弁を全開操作
し，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの1.7-34

系統構成完了を当直副長に報告する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を全開操作する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備にて二次隔離弁又は二次隔離弁バイ
パス弁を全開する手段がある。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統構成完了を緊
急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策要員は，原子炉建屋外壁南側（屋外）へ可搬型窒素供給装置を配備し送気ホースを接続口へ取り付
け，窒素ガスパージの準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑥緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスパージの開始を指示する。
⑦ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS PCV ベ ン ト ラ イ ン フ ィ ル タ ベ ン
ト 側 N2 パ ー ジ 用 元 弁 の 開 操 作 に よ り 窒 素 ガ ス の 供 給 を 開始するとともに，緊急時対策本部に窒素ガスパージの開始を報告する。
⑧緊急時対策本部は，窒素ガスパージの開始を当直長に報告するとともに，緊急時対策要員に水素濃度測定のためのサンプリングポンプの起動を指示する。
⑨緊急時対策要員は，原子炉建屋非管理区域内サンプリン
グラックにて，系統構成，工具準備及びサンプリングポ
ンプの起動を実施するとともに，緊急時対策本部にサンプリングポンプの起動完了を報告する。
1.7-35

⑩緊急時対策本部は，サンプリングポンプの起動完了を当直長に報告するとともに，フィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の監視を依頼する。
⑪当直副長は，中央制御室運転員にフィルタ装置の入口圧
力及び水素濃度を監視するよう指示する。
⑫ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置入口圧力によりフィルタ装置入口配管内の圧力が正圧であることを確認する。また，フィルタ装置水素濃度により水素濃度が許容濃度以下まで低下したことを確認し，窒素ガスパージ完了を当直副長に報告する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に窒素ガスパージ完了を報告する。
⑭緊急時対策本部は，緊急時対策要員へ窒素ガス供給の停止を指示するとともに，当直長にフィルタ装置の入口圧
力及び水素濃度の継続監視を依頼する。
⑮ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS PCV ベ ン ト ラ イ ン フ ィ ル タ ベ ン
ト 側 N2 パ ー ジ 用 元 弁 の 全 閉 操 作 を 実 施 し ， 緊 急 時 対 策 本
部に窒素ガス供給の停止を報告する。
⑯当直副長は，中央制御室運転員にフィルタ装置の入口圧
力及び水素濃度の継続監視を指示する。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガス供給停止後のフィルタ装置入口圧力指示値及びフィルタ装置水素濃度指示値が，窒素ガスパージ完了時の指示値と差異が発生しないことを継続的に監視する。
⑱当直長は，当直副長からの依頼に基づき，フィルタ装置
1.7-36

の入口圧力及び水素濃度の継続監視をもって格納容器圧
力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの完了を緊急時対策本部に報告する。
⑲当直副長は，窒素ガスパージ完了後の系統構成を開始す
るよう運転員に指示する。
⑳中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガスパージ完了後の系統構成として，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁を全閉とし，系統構成完了を当直副長に報告する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動
弁操作設備にて二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁を全閉する手段がある。
㉑現場運転員 C 及び D は，窒素ガスパージ完了後の系統構
成として，水素バイパスライン止め弁を全閉とし，系統構成完了を当直副長に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ー ジ 完 了 ま で 約 270 分 で 可 能 である。その後，中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて窒素ガスパージ完了後の系統
構 成 を 実 施 し た 場 合 ， 約 15 分 で 可 能 で あ る 。
なお，屋外における本操作は，格納容器ベント停止後の操作であることから，大気中に放出された放射性物質から
1.7-37

受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 5）(f) フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整
フィルタ装置水位調整（水抜き）によりスクラバ水に含ま
れ る 薬 液 が 排 水 さ れ る こ と で ス ク ラ バ 水 の pH が 規 定 値 よ り も低くなることを防止するため薬液を補給する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
排気ガスの凝縮水により，フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断し，排水を行った場合。

ⅱ. 操作手順フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整 の 手 順 は 以 下 の と お り 。
概 要 図 を 第 1.7.13 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.7.14 図 に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時 対 策 要 員 へ ス ク ラ バ 水 の pH 測 定 及 び 薬 液 補 給 の 準 備 開始を指示する。
② 緊 急 時 対 策 要 員 は ， pH 測 定 の 系 統 構 成 と し て ， フ ィ ル タ
1.7-38

ベ ン ト 装 置 pH 入 口 止 め 弁 及 び フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 pH 出
口 止 め 弁 を 全 開 操 作 し た 後 ， pH 計 サ ン プ リ ン グ ポ ン プ を起動させ，サンプリングポンプの起動完了を緊急時対策本部に報告する。また，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）へ薬液補給用として可搬型窒素供給装置，ホース，
補給用ポンプ及び薬液を配備するとともに，系統構成を行い，緊急時対策本部に薬液補給の準備完了を報告する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員にフィルタ装置への薬液補給の開始を指示する。
④ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 薬 液 補 給 の た め ホ ー ス 接 続 及 び FCVS
フィルタベント装置給水ライン元弁を全開操作し，補給用ポンプを起動，所定量の薬液を補給するとともに，補給用ポンプの起動完了を緊急時対策本部に報告する。
⑤ 緊 急 時 対 策 本 部 は ， 当 直 長 に ス ク ラ バ 水 の pH 値 及 び 水 位を確認するよう依頼する。
⑥ 当 直 副 長 は ， ス ク ラ バ 水 の pH 値 及 び 水 位 を 確 認 す る よ う
中央制御室運転員に指示する。
⑦ 中 央 制 御 室 運 転 員 A は ， FCVS 制 御 盤 の フ ィ ル タ 装 置 ス ク
ラ バ 水 pH 及 び フ ィ ル タ 装 置 水 位 に よ り ス ク ラ バ 水 の pH
値及び水位を確認するとともに，フィルタ装置スクラバ
水 pH 指 示 値 が 規 定 値 で あ る こ と を 当 直 副 長 に 報 告 す る 。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，スクラバ水のpH 値 及 び 水 位 ， 並 び に フ ィ ル タ 装 置 へ の 薬 液 補 給 の 完 了を緊急時対策本部に報告する。
1.7-39⑨緊急時対策本部は，緊急時対策要員に薬液補給の停止及び pH 測 定 の 停 止 を 指 示 す る 。
⑩緊急時対策要員は，薬液補給を停止するため，補給用ポン プ を 停 止 し ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 給 水 ラ イ ン 元 弁
を 全 閉 操 作 す る 。 ま た ， pH 測 定 を 停 止 す る た め ， pH 計 サ
ン プ リ ン グ ポ ン プ を 停 止 ， フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 pH 入 口 止
め 弁 及 び フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 pH 出 口 止 め 弁 を 全 閉 操 作
し ， 緊 急 時 対 策 本 部 に フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整 の完了を報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名
及 び 緊 急 時 対 策 要 員 10 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開
始 を 判 断 し て か ら フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整 完 了 ま で
約 85 分 で 可 能 で あ る 。 な お ， 屋 外 に お け る 本 操 作 は ， 格 納
容 器 ベ ン ト 実 施 か ら 25 時 間 後 以 降 に 行 う こ と か ら ， 大 気 中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 6）(g) ド レ ン 移 送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ
1.7-40フィルタ装置水位調整（水抜き）後，フィルタ装置排水ラ
インの水の放射線分解により発生する水素ガスの蓄積を防止するため，窒素ガスによるパージを実施し，排水ラインの残留水をサプレッション・チェンバに排水する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置水位調整（水抜き）完了後又はドレンタン
ク水抜き完了後。

ⅱ. 操作手順
ドレン移送ライン窒素ガスパージ手順の概要は以下のとお り 。 概 要 図 を 第 1.7.15 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.7.16 図 に 示 す 。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へドレン移送ライン窒素ガスパージの準備開始を指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）にて，可搬型窒素供給装置を配備し，排水ライン接続口に可搬型窒素供給装置からの送気ホースを接続する。
ま た ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側
第 二 止 め 弁 及 び FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ ン 二次格納施設外側止め弁を全開操作し，ドレン移送ライン
窒素ガスパージの準備完了を緊急時対策本部に報告する。
1.7-41

③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの供給開始を指示する。
④ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ
ン N₂パ ー ジ 用 元 弁 を 全 開 操 作 し ， 窒 素 ガ ス の 供 給 を 開 始するとともに，緊急時対策本部にドレン移送ライン窒素
ガスパージの開始を報告する。
⑤緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの供給停止を指示する。
⑥ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ
ン N2 パ ー ジ 用 元 弁 を 全 閉 操 作 し ， 窒 素 ガ ス の 供 給 を 停 止
す る 。 ま た ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ
吐 出 側 第 二 止 め 弁 及 び FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ
イン二次格納施設外側止め弁を全閉操作し，ドレン移送
ポンプ出口ライン配管内が正圧で維持されていることをドレン移送ライン圧力により確認し，ドレン移送ライン
窒素ガスパージが完了したことを緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからドレン移
送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ 完 了 ま で 約 130 分 で 可 能 で あ る 。
な お ， 屋 外 に お け る 本 操 作 は ， 格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 か ら 25
時間後以降に行うことから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被1.7-42

ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 7）(h) ド レ ン タ ン ク 水 抜 き
ドレンタンクが水位高に到達した場合は，よう素フィルタの機能維持のため排水を実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
ドレンタンクが水位高に到達すると判断した場合。

ⅱ. 操作手順
ドレンタンク水抜きの概要は以下のとおり。概要図を第1.7.17 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.7.18 図 に 示 す 。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員にドレンタンク水抜きを指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁附室にてドレン 移 送 ポ ン プ の 電 源 が 確 保 さ れ て い る こ と を FCVS 現 場 制
御盤のドレン移送ポンプ運転状態ランプにより確認する 。 ま た ， ド レ ン タ ン ク 水 抜 き の 系 統 構 成 と し て FCVS フィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁を遠隔手動弁操作
設 備 に て 全 閉 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン タ ン ク 出
1.7-43

口 止 め 弁 を 遠 隔 手 動 弁 操 作 設 備 に て 全 開 ， FCVS フ ィ ル タ
ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側 第 二 止 め 弁 及 び FCVS
フィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め
弁 を 全 開 操 作 し た 後 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移
送ポンプ吐出側第一止め弁を微開操作し，ドレン移送ポ
ン プ A 又 は B を 起 動 す る 。 そ の 後 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト
装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁の増開操作によりポンプ吐出側流量を必要流量に調整し，ドレンタンク
内の水をサプレッション・チェンバへ排水開始したこと
を緊急時対策本部に報告する。
③緊急時対策本部は，当直長にドレンタンクの水位を確認するよう依頼する。
④当直副長は，ドレンタンクの水位を確認するよう中央制
御室運転員に指示する。
⑤中央制御室運転員 A は，ドレンタンク水位にて継続監視し，規定水位に到達したことを当直副長に報告する。
⑥当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部にドレン移送ポンプ停止操作を依頼する。
⑦緊急時対策本部は，緊急時対策要員へドレン移送ポンプ
停止操作を指示する。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 FCVS 計 器
ラックのドレンタンク水位にて排水による水位の低下を確 認 し ， ド レ ン 移 送 ポ ン プ を 停 止 し た 後 ， FCVS フ ィ ル タ
ベント装置ドレンタンク出口止め弁を遠隔手動弁操作設
備 に て 全 閉 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ
1.7-44

吐 出 側 第 一 止 め 弁 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送
ポ ン プ 吐 出 側 第 二 止 め 弁 及 び FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド
レ ン ラ イ ン 二 次 格 納 施 設 外 側 止 め 弁 を 全 閉 ， FCVS フ ィ ル
タベント装置遮蔽壁内側ドレン弁を遠隔手動弁操作設備
にて全開操作し，ドレンタンク水抜きの完了を緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名
及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始 を 判 断 し て か ら ド レ ン タ ン ク 水 抜 き 完 了 ま で 約 80 分 で 可能である。なお，屋外における本操作は，格納容器ベント
実 施 か ら 25 時 間 後 以 降 に 行 う こ と か ら ， 大 気 中 に 放 出 さ れた放射性物質から受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 8）b.

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，復水補給水系を用いた代替循環冷却系の運転により，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることで原子炉格納容器の過圧破損を防止する。
1.7-45(a) 代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系の復旧に見込みがなく※2 原子炉格納容器内の除熱が困難な状況
で，以下の条件が全て成立した場合。
・復水補給水系が使用可能※3 であること。
・代替原子炉補機冷却系による冷却水供給が可能であること。
・ 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 酸 素 濃 度 が 4vol%以 下 ※ 4 で あ る こと。

※ 1: 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2: 設 備 に 故 障 が 発 生 し た 場 合 ， 又 は 駆 動 に 必 要 な 電 源
若しくは補機冷却水が確保できない場合。
※ 3: 設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ サ プ レ ッ シ ョン・チェンバ）が確保されている場合。
※ 4: ド ラ イ 条 件 の 酸 素 濃 度 を 確 認 す る 。 格 納 容 器 内 酸 素
濃 度 （ CAMS） に て 4vol%以 下 を 確 認 で き な い 場 合 は ，
代替格納容器スプレイを継続することで，ドライウ
ェル側とサプレッション・チェンバ側のガスの混合
1.7-46

を促進させる。

ⅱ. 操作手順
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順の概要は以下のとおり。
原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプ
レ イ を 実 施 す る 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 （ A） 注 入 配 管 使 用 によ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 と 残 留 熱 除 去 系 （ B） ス プ レ イ
配 管 使 用 に よ る ド ラ イ ウ ェ ル ス プ レ イ （ 以 下 「 D/W ス プ レイ」という。）を同時に実施する手順とし，前提条件として 復 水 貯 蔵 槽 を 水 源 と し た 残 留 熱 除 去 系 （ B） ス プ レ イ 配 管
使 用 に よ る D/W ス プ レ イ 中 と す る 。
また，原子炉圧力容器への注水ができない状況において，原子炉圧力容器の破損を判断した場合は，原子炉格納
容 器 下 部 へ の 注 水 と 残 留 熱 除 去 系 （ B） ス プ レ イ 配 管 使 用 によ る D/W ス プ レ イ を 同 時 に 実 施 す る 手 順 と し ， 前 提 条 件 として復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水
及 び 残 留 熱 除 去 系 （ B） ス プ レ イ 配 管 使 用 に よ る D/W ス プ レ
イ中とする。
手 順 の 対 応 フ ロ ー は 第 1.7.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.7.19 図に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.7.20 図 に 示 す 。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の準備開始を指示する。
1.7-47

②中央制御室運転員 A 及び B は，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に必要なポンプ・電動弁
及び監視計器の電源，冷却水が確保されていることを状
態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機
又は電源車の負荷容量を確認し，復水補給水系が使用可
能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器補助盤にて復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉確認を実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプ水源切替え準備のため，復水補給水系復水貯蔵槽出口弁, 高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一，第二元弁，復水移送ポンプミニ
マムフロー逆止弁後弁，復水補給水系制御棒駆動系駆動
水供給元弁を全閉とし，復水補給水系常／非常用連絡 1次，2 次止め弁の全開確認を実施する。
⑥a 原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合
現場運転員 E 及び F は，電動弁操作盤にて代替循環冷却系の系統構成を実施する。（残留熱除去系熱交換器出口
弁 （ A） ， サ プ レ ッ シ ョ ン プ ー ル 水 浄 化 系 復 水 貯 蔵 槽 側 吸
込 弁 ， 残 留 熱 除 去 系 最 小 流 量 バ イ パ ス 弁 （ B） ， 残 留 熱 除
去 系 熱 交 換 器 出 口 弁 （ B） ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ イ 注
入 隔 離 弁 （ B） の 全 閉 ， 及 び 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 （ A） の1.7-48

全開操作を実施する。）⑥b 原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合
現場運転員 E 及び F は，電動弁操作盤にて代替循環冷却系の系統構成を実施する。（サプレッションプール水浄化系復水貯蔵槽側吸込弁，残留熱除去系最小流量バイパ
ス 弁 （ B） ， 残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 出 口 弁 （ B） ， 残 留 熱
除 去 系 S/P ス プ レ イ 注 入 隔 離 弁 （ B） の 全 閉 操 作 を 実 施 する。）⑦中央制御室運転員 A 及び B は，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の準備完了を当直副長に報告する。
⑧当直副長は，運転員に代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱開始を指示する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプを停止
後 ， 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 （ B） を 全 閉 と し ， 現 場 運 転 員
C 及び D へ連絡する。
⑩現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口
元弁を全閉とし，当直副長に報告する。
⑪現場運転員 E 及び F は，当直副長からの指示により，残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁及び残留熱除去系
高圧炉心注水系第二止め弁の全開操作を実施する。
⑫a 原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプ
レ イ を 実 施 す る 場 合 （ ⑫ a～ ⑮ a）
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁
1.7-49（ B） を 調 整 開 と し た 後 に 復 水 移 送 ポ ン プ を 起 動 し ， 速 やか に 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 （ A） 及 び 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水
弁 （ B） を 開 と し て 代 替 循 環 冷 却 系 の 運 転 を 開 始 す る 。
⑬a 中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上
昇 ， 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注 水 流 量 ） 指 示 値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認する。あわせて，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水
系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注 水 流 量 ） 指 示 値 の 上 昇 ， 並 び に
格納容器内圧力指示値及び格納容器内温度指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。
⑭a 当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑮a 当直副長は，原子炉圧力容器内の水位及び原子炉格納容器 内 の 圧 力 を 継 続 監 視 し ， 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 （ A） 及
び 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 （ B） に て 適 宜 ， 原 子 炉 圧 力 容 器
内の水位及び原子炉格納容器内の圧力の調整を行うよう
中央制御室運転員に指示する。
また，状況により残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（ B） ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 （ B） を
全 閉 ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ イ 注 入 隔 離 弁 （ B） を 全 開と す る こ と で ， D/W ス プ レ イ か ら サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
1.7-50

ン バ ・ プ ー ル ス プ レ イ （ 以 下 ｢S/P ス プ レ イ ｣と い う 。 ）へ切り替える。

⑫b 原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのス プ レ イ を 実 施 す る 場 合 （ ⑫ b～ ⑯ b）
中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水ラ
イン隔離弁の全開操作を実施する。
⑬b 中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁（ B） を 調 整 開 と し た 後 に 復 水 移 送 ポ ン プ を 起 動 し ， 速 やかに下部ドライウェル注水流量調節弁及び残留熱除去系
洗 浄 水 弁 （ B） を 開 と し て 代 替 循 環 冷 却 系 の 運 転 を 開 始 する。
⑭b 中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）指
示値の上昇により確認する。あわせて，原子炉格納容器
内へのスプレイが開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧 力 指 示 値 の 上 昇 ， 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注水流量）指示値の上昇，並びに格納容器内圧力指示値及び格納容器内温度指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。
⑮b 当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替循環冷却系による原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
1.7-51

⑯b 当直副長は，原子炉格納容器内の圧力を継続監視し，残留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 （ B） に て 適 宜 ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 の圧力の調整を行うよう中央制御室運転員に指示する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施
し，作業開始を判断してから代替循環冷却系による原子炉格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 開 始 ま で 約 90 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 9）(b) 代 替 循 環 冷 却 系 使 用 時 に お け る 代 替 原 子 炉 補 機 冷 却 系 に よる補機冷却水確保
炉心の著しい損傷が発生し，原子炉格納容器の過圧破損を防止するために代替循環冷却系の運転を実施する場合，代替
原子炉補機冷却系により補機冷却水を確保し，代替循環冷却系 で 使 用 す る 残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 （ B） 及 び 代 替 循 環 冷 却 系の 運 転 可 否 の 判 断 で 使 用 す る 格 納 容 器 内 酸 素 濃 度 （ CAMS） へ供給する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，代替循環冷却系設
1.7-52

備を使用する場合。

※ 1: 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。

ⅱ. 操作手順
代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保の概要は以下のとおり。手順の対応フロ ー を 第 1.7.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.7.21 図 に ， タ イ ム チ ャー ト を 第 1.7.22 図 に 示 す 。
代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットの手順について
は ， 「 1.5.2.2(1)a.

代替原子炉補機冷却水系による補機

冷却水確保」の操作手順と同様である。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保の準備のため，熱交換器ユニットの配備及び主配管（可搬型）の接続を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，代替原子炉補機冷却水系による
1.7-53

補機冷却水確保に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保に必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状
態表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保の中央制御室側系統構成を実施
し ， 当 直 副 長 に 報 告 す る 。（ 第 1.7.21 図 参 照 ）⑥現場運転員 C 及び D は，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保の非管理区域側系統構成を実施し，当直
副 長 に 報 告 す る 。（ 第 1.7.21 図 参 照 ）⑦緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却水系による補機
冷却水確保のための熱交換器ユニットの配備及び主配管（可搬型）の接続完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水供給開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑨緊急時対策要員は，熱交換器ユニット内の代替原子炉補機冷却水ポンプを起動し，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水供給開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
1.7-54

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 13 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開 始 を 判 断 し て か ら
運 転 員 操 作 の 系 統 構 成 完 了 ま で 約 115 分 ， 緊 急 時 対 策 要 員
操 作 の 補 機 冷 却 水 供 給 開 始 ま で 約 540 分 で 可 能 で あ る 。
なお，炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原
子炉補機冷却系を設置する場合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を 2 班体制とし，交替して対応する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 13）c.

格 納 容 器 内 pH 制 御炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器

内のケーブル被覆材に含まれる塩素等の酸性物質の発生により，サプレッション・チェンバ・プール水が酸性化する。サプ
レッション・チェンバ・プール水が酸性化すると，サプレッション・チェンバ・プール水に含まれる粒子状よう素が元素状よう素に変わり，その後に有機よう素となる。これにより格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時に外部への放射性物
質の放出量が増加することとなる。
1.7-55

格納容器ベント時の放射性物質の系外放出量を低減させるた
めに，復水移送ポンプ吸込配管に薬液（水酸化ナトリウム）を注入し，格納容器スプレイ配管から原子炉格納容器内に注入することで，サプレッション・チェンバ・プール水の酸性化を防止し格納容器ベント時の放射性物質の系外放出を低減する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，復水補給水系が使用
可 能 な 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格 納
容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲
気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉
圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ 復 水 貯 蔵 槽 ） が 確
保されている場合。

(b) 操 作 手 順
格 納 容 器 内 pH 制 御 の 手 順 は 以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ
ー を 第 1.7.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.7.23 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト
を 第 1.7.24 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に復水補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ，原子炉 格 納 容 器 下 部 へ の 注 水 及 び 格 納 容 器 内 pH 制 御 の た め ，
1.7-56

薬液注入の開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプが運転中
で あ る こ と を 確 認 し ， S/P ス プ レ イ の 系 統 構 成 の た め 残
留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ イ 注 入 隔 離 弁 （ B） を 全 開 に す る 。
③現場運転員 C 及び D は，廃棄物処理建屋地上 2 階レイダ
ウンエリア（管理区域）にて，薬液タンク水位指示値により薬液量が必要量以上確保されていることを確認し，当直副長に報告する。また，復水移送ポンプの運転状態に異常がないことを確認する。
④現場運転員 C 及び D は，薬液注入の系統構成のため，復水移送ポンプ吸込配管注入弁を全開にする。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，薬液注入準備完了を確認
し た 後 に ， 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注 水 流 量 ）指 示 値 が 規 定 値 と な る よ う に 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 （ B）
を 調 整 開 し ， S/P ス プ レ イ を 開 始 す る 。 S/P ス プ レ イ の 開
始を当直副長に報告するとともに，現場運転員 C 及び D
へ薬液注入操作を指示する。
⑥ 現 場 運 転 員 C 及 び D は ， S/P ス プ レ イ が 開 始 さ れ た こ とを中央制御室運転員 A 及び B に確認し，薬液の復水貯蔵
槽への混入を防止するため復水補給水系ポンプミニマム
フロー戻り弁の全閉操作を実施する。
⑦現場運転員 C 及び D は，薬液注入タンク出口弁の全開操作を実施し，薬液注入が開始されたことを廃棄物処理建屋地上 2 階レイダウンエリア（管理区域）にて，薬液タ
ンク水位指示値の低下により確認する。
1.7-57

⑧現場運転員 C 及び D は，廃棄物処理建屋地上 2 階レイダ
ウンエリア（管理区域）にて，規定量の薬液が注入されたことを薬液タンク水位にて確認後，薬液注入タンク出口弁の全閉操作を実施し薬液注入を停止する。また，薬液注入を停止した旨を当直副長に報告する。
⑨ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， S/P ス プ レ イ か ら D/W ス
プレイに切替えることを当直副長に報告するとともに，現場運転員 C 及び D へ連絡する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系格納容器冷却 ラ イ ン 隔 離 弁 （ B） の 全 開 操 作 後 ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容
器 冷 却 流 量 調 節 弁 （ B） の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑪ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ
イ 注 入 隔 離 弁 （ B） の 全 閉 操 作 を 実 施 す る 。
⑫ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， S/P ス プ レ イ か ら D/W ス
プレイに切替えが完了したことを，当直副長に報告するとともに現場運転員 C 及び D へ薬液注入操作を指示する。
⑬現場運転員 C 及び D は，薬液注入タンク出口弁の全開操作を実施し，薬液注入が開始されたことを廃棄物処理建屋地上 2 階レイダウンエリア（管理区域）にて，薬液タ
ンク水位指示値の低下により確認する。
⑭現場運転員 C 及び D は，廃棄物処理建屋地上 2 階レイダ
ウンエリア（管理区域）にて，規定量の薬液が注入されたことを薬液タンク水位にて確認後，薬液注入タンク出口弁の全閉操作を実施し薬液注入を停止する。また，薬1.7-58

液注入を停止した旨を当直副長に報告する。
⑮ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， D/W ス プ レ イ か ら 原 子 炉
格納容器下部への注水に切替えることを当直副長に報告するとともに，現場運転員 C 及び D へ連絡する。
⑯中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器下部への注水の系統構成のため，下部ドライウェル注水ライン隔
離弁を全開とする。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）指示値が規定値となるように下部ドライウェル注水流量調節弁を調整開し，原子炉格納容器
下部への注水を開始する。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁（ B） ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 流 量 調 節 弁 （ B） ， 及
び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 （ B） の 全 閉 操作を実施する。
⑲ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， D/W ス プ レ イ か ら 原 子 炉
格納容器下部への注水に切替えが完了したことを，当直副長に報告するとともに現場運転員 C 及び D へ薬液注入操作を指示する。
⑳現場運転員 C 及び D は，薬液注入タンク出口弁の全開操作を実施し，薬液注入が開始されたことを廃棄物処理建屋地上 2 階レイダウンエリア（管理区域）にて，薬液タ
ンク水位指示値の低下により確認する。
㉑現場運転員 C 及び D は，廃棄物処理建屋地上 2 階レイダ
ウンエリア（管理区域）にて，規定量の薬液が注入され1.7-59

たことを薬液タンク水位にて確認後，薬液注入タンク出口弁の全閉操作を実施し薬液注入を停止する。また，薬液注入を停止した旨を当直副長に報告する。
㉒現場運転員 C 及び D は，復水補給水系ポンプミニマムフ
ロー戻り弁の全開操作を実施する。
㉓ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 格 納 容 器 下 部 水 位 に て +2m（ 総 注 水 量 180m 3 ） と な っ た ら 下 部 ド ラ イ ウ ェ ル 注 水 流 量
調節弁，下部ドライウェル注水ライン隔離弁の全閉操作を実施する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した 場 合 ， 作 業 開 始 を 判 断 し て か ら 格 納 容 器 内 pH 制 御 の た め の薬液注入開始までの所要時間は以下のとおり。
・ 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ S/P） に よ る 薬 液 注 入 開
始 ま で 約 30 分 で 可 能 で あ る 。
・ 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ D/W） に よ る 薬 液 注 入 開
始 ま で 約 65 分 で 可 能 で あ る 。
・原子炉格納容器下部への注水による薬液注入開始まで約100 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 10）
1.7-60d.

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給
中長期的に原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による原子炉格納容器の負圧破損を防止するとともに原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減するため，可搬型格納容器窒素供給設備により原子炉格納容器へ窒素ガスを供給する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の除 熱 を 開 始 し た 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格 納
容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲
気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉
圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:格 納 容 器 ベ ン ト に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 除 熱 を 開 始
した場合。

(b) 操 作 手 順
可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒
素 ガ ス 供 給 の 手 順 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.7.25 図 に ，タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.7.26 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に原1.7-61

子炉格納容器への窒素ガス供給の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に原子炉格納容器への窒素ガス供給のための可搬型格
納容器窒素供給設備の準備を依頼する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に可搬型格納容器窒素供給設備の準備を指示する。
④現場運転員 C 及び D は，可搬型格納容器窒素供給設備を接続するための準備作業を実施する。
⑤緊急時対策要員は，原子炉建屋近傍に可搬型格納容器窒素供給設備を移動させる。
⑥緊急時対策要員は，可燃性ガス濃度制御系配管に可搬型
格納容器窒素供給設備を接続する。
⑦緊急時対策要員は，可搬型大容量窒素供給装置を起動する。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 窒 素 ガ ス 供 給 ユ ニ ッ ト D/W 側 止 め 弁
又 は 窒 素 ガ ス 供 給 ユ ニ ッ ト S/C 側 止 め 弁 を 全 開 し ， 原 子
炉格納容器への窒素ガス供給の準備が完了したことを緊
急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直副長は，サプレッション・チェンバ・プール水温度
指 示 値 が 104℃ に な る 前 に ， 中 央 制 御 室 運 転 員 に 原 子 炉
格納容器への窒素ガス供給を開始するよう指示する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系入口第一，第二隔離弁又は可燃性ガス濃度制御系出口第一，第二隔離弁を全開し，窒素ガスを原子炉格納容器に
1.7-62

供給する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員
16 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開 始 を 判 断 し て か ら 可 搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス
供 給 開 始 ま で 約 480 分 で 可 能 で あ る 。
なお，本操作は，格納容器ベント後に時間が経過した後の操作であることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しているため，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

(2) 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 の 対 応 手 順a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系の機能が喪失した場合及び代替循環冷却系の運転が期待できない
場合は，サプレッション・チェンバ・プール水以外の水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施しているため，サプ
レッション・チェンバ・プール水位が上昇するが，外部水源注
水制限値に到達した場合は，このスプレイを停止するため，原子 炉 格 納 容 器 内 の 圧 力 を 620kPa[gage]以 下 に 抑 制 で き る 見 込 みがなくなることから，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格
1.7-63

納容器内の減圧及び除熱を実施し，原子炉格納容器の過圧破損を防止する。
また，原子炉格納容器内でジルコニウム－水反応により発生した水素ガスが原子炉建屋に漏えいする可能性があることから，原子炉建屋オペレーティングフロア天井付近の水素濃度，
非常用ガス処理系吸込配管付近の水素濃度及び原子炉建屋オペ
レーティングフロア以外のエリアの水素濃度並びに静的触媒式
水素再結合器動作監視装置の出入口温度の監視を行い，原子炉
建屋内において異常な水素ガスの漏えいを検知した場合は原子炉格納容器内に滞留した水素ガスを排出することで，原子炉建屋への水素ガスの漏えいを防止する。
なお，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるため，運転員は待避室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。
格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環
冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原
子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。なお，二次隔離弁について
は，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に
1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。
全交流動力電源喪失時は，現場手動にて系統構成を行うとともに原子炉建屋原子炉区域の系統構成は事前に着手する。

1.7-64

(a) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及び除熱（現場操作）
ⅰ. 手順着手の判断基準［原子炉建屋原子炉区域の系統構成］
全交流動力電源喪失時に，早期の電源復旧が見込めない場合。
［格納容器ベント準備］
炉心損傷を判断した場合※1 において，炉心の著しい損
傷の緩和及び原子炉格納容器の破損防止のために必要な操 作 が 完 了 し た 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉
格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相
当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格
納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き
な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認
した場合。
※ 2:炉 心 の 著 し い 損 傷 を 防 止 す る た め に 原 子 炉 圧 力 容器への注水を実施する必要がある場合，又は原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施する必要がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始する。ただし，発電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始
1.7-65

する。

ⅱ. 操作手順
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）の手順は以下のとおり。手順の対応
フ ロ ー を 第 1.7.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.7.27 図 に ， タ イ ム チ
ャ ー ト を 第 1.7.28 図 及 び 第 1.7.29 図 に 示 す 。

［ W/W ベ ン ト の 場 合 （ D/W ベ ン ト の 場 合 ， 手 順 ⑭ 以 外 は 同様）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉建屋
原子炉区域の系統構成を現場運転員に指示する。
②現場運転員 E 及び F は，非常用ガス処理系フィルタ装置
出口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全閉操作を実施する。
③当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位
外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る こ と を
確 認 し ， 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ り W/W 側 か ら 格 納
容器ベント実施の準備を開始するよう運転員に指示する（原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェン
バ・プール水位外部水源注水制限を越えている場合はD/W 側 か ら の 格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 の 準 備 を 開 始 す る よ う
指 示 す る ）。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本
1.7-66

部に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備開始を報告する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントに必要な監視計器の電源が確保されていることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系
第二隔離弁の全閉を確認する。
⑦ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値が通常水位範囲内であること及びフィル
タ装置ドレン移送ポンプの水張りが完了していることを確認する。
⑧現場運転員 C 及び D は，フィルタベント大気放出ライン
ドレン弁を全閉，水素バイパスライン止め弁を全開とする。また，耐圧強化ベント弁の全閉を遠隔手動弁操作設
備の開度指示にて確認し，二次隔離弁を遠隔手動弁操作
設 備 に て 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 50%開 ） と す る 。 二 次 隔 離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を遠 隔 手 動 弁 操 作 設 備 に て 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 50%開 ） とする。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を緊急時対策本部に報告する。
1.7-67

⑪当直副長は，原子炉格納容器内の圧力及び水位，並びに原子炉建屋内の水素濃度に関する情報収集を適宜行い，当直長に報告する。また，当直長は原子炉格納容器内の圧力及び水位，並びに原子炉建屋内の水素濃度に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの開始を緊急時対策本部に報告する。
⑬当直副長は，以下のいずれかの条件に到達したことを確認し，運転員に格納容器ベント開始を指示する。
・外部水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施
中に，サプレッション・チェンバ・プール水位が「真空破壊弁高さ」に到達した場合。
・原子炉建屋オペレーティングフロア天井付近の水素濃度が 2.2vol%に 到 達 し た 場 合 。
⑭ ａ W/W ベ ン ト の 場 合
現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・チ
ェンバ側）を遠隔手動弁操作設備による操作で全開とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。
⑭ ｂ D/W ベ ン ト の 場 合
現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウェル側）を遠隔手動弁操作設備による操作で全開とし，格納容器圧
力逃がし装置による格納容器ベント操作を開始する。
⑮中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
1.7-68

による格納容器ベントが開始されたことを，格納容器内
圧力指示値の低下又は原子炉建屋水素濃度指示値が安定
若しくは低下，フィルタ装置入口圧力指示値の上昇，フィルタ装置出口放射線モニタ指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告する。また，当直長は，格納容器圧
力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを
緊急時対策本部に報告する。
⑯ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値を確認し，水位調整が必要な場合は当直副長に報告する。また，当直長は，フィルタ装置の水位調整を実施するよう緊急時対策本部に依頼する。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器
内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側又はドライウェル側）を全閉するよう現
場運転員に指示する。
⑱現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備により一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作を実施する。
⑲中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁を全閉するよう現場運転員に指示する。
1.7-69⑳現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備により二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施
し，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置による 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 開 始 ま で 約 75 分 で 可 能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
遠隔手動弁操作設備の操作については，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外に設置することに加え，あらかじめ遮蔽材を設置することで作業時の被ばくによる影響を低減している。また，操作前にモニタリングを行い接近可能であることを確認し防護具を確実に装着して操作する。
ま た ， 作 業 エ リ ア に は バ ッ テ リ ー 内 蔵 型 LED 照 明 を 配 備しており，建屋内常用照明消灯時における作業性を確保して い る が ， ヘ ッ ド ラ イ ト 及び 懐 中 電 灯 を バ ッ ク ア ッ プ と して 携 行す る 。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 1）
1.7-70(b) フ ィ ル タ 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り
格納容器ベント中に想定されるフィルタ装置の水位調整準備として，乾燥状態で保管されているドレン移送ポンプへ水張りを実施する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.7.2.1(1)a.(b)フィルタ

装置ドレン移送ポンプ水張り」の操作手順と同様である。

(c) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ）フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達する前に，フィルタ装置補給水ラインからフィルタ装置へ水張りを実施する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.7.2.1(1)a.(c)フィル

タ装置水位調整（水張り）」の操作手順と同様である。

(d) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 抜 き ）格納容器ベントにより原子炉格納容器内から排気されたガスが格納容器圧力逃がし装置の配管内及びフィルタ装置内で凝縮し，その凝縮水がフィルタ装置に溜まることでフィルタ
装置の水位が上限水位に到達すると判断した場合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合はフィルタ装置機能維持のためフィルタ装置の排水を実施する。ドレン移送ポンプの電源は，代替交流電源設
備から受電可能である。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.7.2.1(1)a.(d)1.7-71

フィル

タ装置水位調整（水抜き）」の操作手順と同様である。

(e) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ー ジ
格納容器ベント停止後において，スクラバ水に貯留された放射性物質による水の放射線分解にて発生する水素ガス及び酸素ガスを排出する。また，フィルタ装置上流側の残留蒸気凝縮によりフィルタ装置上流側配管内が負圧となることにより，スクラバ水が上流側配管に吸い上げられることを防止するため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.7.2.1(1)a.(e)格納容器

圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ」の操作手順と同様である。

(f) フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整
フィルタ装置水位調整（水抜き）によりスクラバ水に含ま
れ る 薬 液 が 排 水 さ れ る こ と で ス ク ラ バ 水 の pH が 規 定 値 よ り も低くなることを防止するため薬液を補給する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ，「 1.7.2.1(1)a.(f)フィルタ

装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整 」 の 操 作 手 順 と 同 様 で あ る 。

(g) ド レ ン 移 送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ
フィルタ装置水位調整（水抜き）後は，フィルタ装置排水
ラインの水の放射線分解により発生する水素ガスの蓄積を防止するため，窒素ガスによるパージを実施し，排水ラインの
1.7-72

残留水をサプレッション・チェンバに排水する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ，「 1.7.2.1(1)a.(g)ドレン移送ライン窒素ガスパージ」の操作手順と同様である。

(h) ド レ ン タ ン ク 水 抜 き
ドレンタンクが水位高に到達した場合は，よう素フィルタの機能維持のため排水を実施する。ドレン移送ポンプの電源
は，代替交流電源設備から受電可能である。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.7.2.1(1)a.(h)ドレンタ

ンク水抜き」の操作手順と同様である。

1.7.2.2

その他の手順項目について考慮する手順

復水移送ポンプ，電動弁，中央制御室監視計器類への電源供給手
順 及 び 代 替 交 流 電 源 設 備 へ の 燃 料 補 給 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。
残留熱除去系又は代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による減
圧 及 び 除 熱 の 手 順 に つ い て は ， 「 1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
代替循環冷却系への代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
手 順 に つ い て は ， 「 1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
水 源 か ら 接 続 口 ま で の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送
水 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。
原 子 炉 建 屋 内 の 水 素 濃 度 監 視 手 順 に つ い て は ， ｢1.10
1.7-73

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」にて整備する。

1.7.2.3

重大事故等時の対応手段の選択

重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.7.30 図 に 示 す 。
炉心の著しい損傷が発生した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるスプレイを実施しながら原子炉格納容器の圧力及び温度の監視を行うとともに，格納容器ベント操作に備え，格納容器 pH 制 御 装 置 に よ る 薬 液 の 注 入 を 行 う 。
代替原子炉補機冷却系の設置が完了し，代替循環冷却系が起動できる場合は，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び原
子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
また，原子炉圧力容器の破損を判断した後に代替循環冷却系が起動できる場合は，代替循環冷却系による原子炉格納容器下部への注
水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
代替循環冷却系が起動できない場合は，格納容器圧力逃がし装置
により格納容器ベントによる減圧を行う。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントは，弁の駆動電源
及び空気源がない場合，現場での手動操作を行う。
なお，格納容器圧力逃がし装置を用いて，格納容器ベントを実施する際には，スクラビングによる放射性物質の排出抑制を期待でき
る W/W を 経 由 す る 経 路 を 第 一 優 先 と す る 。 W/W ベ ン ト ラ イ ン が 水 没
等 の 理 由 で 使 用 で き な い 場 合 は ， D/W を 経 由 し て フ ィ ル タ 装 置 を 通る経路を第二優先とする。
1.7-74代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱又は格納
容器ベント実施後は，残留熱除去系の復旧を行い，長期的な原子炉
格納容器内の除熱を実施する。

1.7-75

第 1.7.1 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（1/3）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

フィルタ装置

事故時運転操作手順書（シビアアク

よう素フィルタ

シデント）

ラプチャーディスク「PCV 制御」

ドレン移送ポンプ「R/B 制御」

ドレンタンクAM 設備別操作手順書

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタ

可搬型窒素供給装置

ベント使用（S/C））」

スクラバ水 pH 制御設備

「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタ

重大事故等対処設備

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

原子炉格納容器の過圧破損防止－

遠隔手動弁操作設備

フィルタベント遮蔽壁
配管遮蔽
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配管・弁ベント使用（D/W））」
多様なハザード対応手順「フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」

遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁「フィルタベント水位調整（水張ホース・接続口り）」

原子炉 格納 容器 （ サ プレ ッ シ ョン ・ チェ ン「フィルタベント水位調整（水抜バ，真空破壊弁を含む）

き）」

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）※5「フィルタベント停止後の N2 パー

常設代替交流電源設備 ※3

ジ」

可搬型代替交流電源設備 ※3「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

代替所内電気設備 ※3「ドレン移送ライン N2 パージ」

常設代替直流電源設備 ※3「ドレンタンク水抜き」

可搬型直流電源設備 ※3
淡水貯水池 ※5，※6
第二代替交流電源設備 ※3※1:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※4:手順は「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」にて整備する。

※5:手順は「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。

自主対策設備

防火水槽 ※5，※6※6:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b）項を満足するための代替淡水源（措置）1.7-76

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/3）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

全交流動力電源

対処設備

手順書

事故時運転操作手順書（シビアアク

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

シデント）

遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁現場操作

重大事故等対処設備

遠隔手動弁操作設備「PCV 制御」「R/B 制御」
AM 設備別操作手順書「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（S/C））」「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（D/W））」
多様なハザード対応手順

ホース・接続口「フィルタベント停止後の N₂パー
重大事故等対処設備による系統内の置換

不活性ガス（窒素ガス）

原子炉格納容器の過圧破損防止－

可搬型窒素供給装置

ジ」

多様なハザード対応手順

ホース「可搬型格納容器窒素供給設備によ

可燃性ガス濃度制御系配管・弁る PCV 窒素供給」
自主対策設備原子炉格納容器負圧破損の防止

可搬型大容量窒素供給装置※1:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※4:手順は「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」にて整備する。

※5:手順は「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。

※6:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b）項を満足するための代替淡水源（措置）1.7-77

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/3）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

復水移送ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

代替原子炉補機冷却系 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

シデント）
※5

「PCV 制御」

サプレッション・チェンバ
高圧炉心注水系配管・弁AM 設備別操作手順書
重大事故等対処設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

復水補給水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
格納容器スプレイ・ヘッダ
ホース
原子炉圧力容器
原子炉格納容器「代替循環冷却系による PCV 内の減圧及び除熱」

常設代替交流電源設備 ※3
可搬型代替交流電源設備 ※3
代替所内電気設備 ※3
燃料補給設備 ※3

防火水槽 ※5，※6
自主対策設備原子炉格納容器の過圧破損防止－

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ポンプ

淡水貯水池 ※5，※6
第二代替交流電源設備 ※3

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）※1

事故時運転操作手順書（シビアアク

格納容器 pH 制御設備

※1:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※4:手順は「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」にて整備する。

※5:手順は「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。

シデント）
自主対策設備

格納容器内ｐＨ制御

格納容器下部注水系（常設） ※4「PCV 制御」
AM 設備別操作手順書「炉心損傷後格納容器薬品注入」※6:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b）項を満足するための代替淡水源（措置）1.7-78

第 1.7.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.7.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1)交流電源が健全である場合の対応手順
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

「R/B 制御」

率

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

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の温度「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用

原子炉圧力容器温度（S/C））」「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用

原子炉格納容器内の圧力（D/W））」
原子炉格納容器内の水位

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
サプレッション・チェンバ・プール水位
ドライウェル雰囲気温度

判断基準

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉建屋水素濃度
原子炉建屋内の水素濃度･原子炉建屋地上 4 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
電源

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
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

1.7-79

監視計器一覧（2/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.7.2.1必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1)交流電源が健全である場合の対応手順
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

「R/B 制御」

率

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

AM 設備別操作手順書

格納容器内水素濃度(A)「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)（S/C））」

格納容器内水素濃度（SA）「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用

原子炉建屋水素濃度（D/W））」

・原子炉建屋地上 4 階
原子炉建屋内の水素濃度

・原子炉建屋地上 2 階

操作・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階
原子炉格納容器内の水位

原子炉格納容器内の圧力

サプレッション・チェンバ・プール水位

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

1.7-80

監視計器一覧（3/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.7.2.1必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1)交流電源が健全である場合の対応手順
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
多様なハザード対応手順

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

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

判断基準

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量

操作「フィルタベント水位調整（水張り）」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント水位調整（水抜き）」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント停止後の N2 パージ」

判断基準

多様なハザード対応手順－－

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量

－

－

操作

フィルタ装置水素濃度
補機監視機能・フィルタ装置入口水素濃度
・フィルタ装置出口水素濃度
フィルタ装置入口圧力「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレン移送ライン N2 パージ」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレンタンク水抜き」

判断基準

多様なハザード対応手順－

補機監視機能－フィルタ装置スクラバ水 pH
フィルタ装置水位－－

補機監視機能ドレン移送ライン圧力

補機監視機能ドレンタンク水位操作

補機監視機能1.7-81

ドレンタンク水位
フィルタ装置ドレン移送流量

監視計器一覧（4/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.7.2.1必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1)交流電源が健全である場合の対応手順
b.代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

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

AM 設備別操作手順書「代替循環冷却系による PCV 内の減圧及び除原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

熱」

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

判断基準

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉補機冷却水系(B)系統流量
最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉格納容器内の水位

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

格納容器下部水位

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

操作
原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

サプレッション・チェンバ・プール水温度
復水補給水系温度（代替循環冷却）復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
最終ヒートシンクの確保

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力

1.7-82

監視計器一覧（5/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.7.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1)交流電源が健全である場合の対応手順
c.格納容器内 pH 制御
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 制御」「炉心損傷後格納容器薬品注入」

判断基準

AM 設備別操作手順書

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉格納容器への注水量
操作

原子炉格納容器内の水位

補機監視機能1.7.2.1

原子炉圧力容器温度

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
サプレッション・チェンバ・プール水位
格納容器下部水位
薬液タンク水位
サプレッションプール水 pH

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1)交流電源が健全である場合の対応手順
d.可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給
多様なハザード対応手順
供給」

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
判断基準「可搬型格納容器窒素供給設備による PCV 窒素

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

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

操作

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

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

1.7-83

監視計器一覧（6/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.7.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(2)全交流動力電源喪失時の対応手順
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

「R/B 制御」

率

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

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の温度「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用

原子炉圧力容器温度（S/C））」「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用

原子炉格納容器内の圧力（D/W））」
原子炉格納容器内の水位

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
サプレッション・チェンバ・プール水位
ドライウェル雰囲気温度

判断基準

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）
原子炉建屋水素濃度

原子炉建屋内の水素濃度･原子炉建屋地上 4 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧

電源

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
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）
格納容器内水素濃度（A）

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（B）
格納容器内水素濃度（SA）
原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階

原子炉建屋内の水素濃度

・原子炉建屋地上 2 階

操作・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階
原子炉格納容器内の水位

原子炉格納容器内の圧力

サプレッション・チェンバ・プール水位

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

1.7-84

監視計器一覧（7/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.7.2.1必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(2)全交流動力電源喪失時の対応手順
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
多様なハザード対応手順

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

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

判断基準

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量

操作「フィルタベント水位調整（水張り）」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント水位調整（水抜き）」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント停止後の N₂パージ」

判断基準

多様なハザード対応手順－－

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置金属フィルタ差圧
フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量

－

－

操作

フィルタ装置水素濃度
補機監視機能・フィルタ装置入口水素濃度
・フィルタ装置出口水素濃度
フィルタ装置入口圧力「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレン移送ライン N2 パージ」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレンタンク水抜き」

判断基準

多様なハザード対応手順－

補機監視機能－フィルタ装置スクラバ水 pH
フィルタ装置水位－－

補機監視機能ドレン移送ライン圧力

補機監視機能ドレンタンク水位操作

補機監視機能1.7-85

ドレンタンク水位
フィルタ装置ドレン移送流量

第 1.7.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文
【1.7】

給電元

供給対象設備
格納容器圧力逃がし装置

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

給電母線
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
AM 用 MCC
AM 用直流 125V

不活性ガス系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
MCC C 系
AM 用 MCC
直流 125V B 系
AM 用直流 125V

非常用ガス処理系弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系

復水移送ポンプ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
AM 用 MCC

復水補給水系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

残留熱除去系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

1.7-86

第 1.7.1 図

SOP「PCV 制御」，SOP「R/B 制御」における対応フロー

1.7-87主排気筒

6号炉

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ

配管遮蔽

雨水排水ライン⑧※1
ラプチャーディスクオリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

スクラバ水pH制御設備

H2 E

PI

可搬 式窒素 供給装 置車等
コン プレ ッサー
発電 機

給水 ラ イン

7号炉

RE

フィルタ装置
入口圧力

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ライン

1.7-88

フィルタ装置

遠隔手動弁操作設備

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

⑦※６

⑧※２

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル

ド
レ
ン
タ
ン
ク

AO

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

格納容器圧力(D/W)

⑬b※２
⑱※２

・

・
AO

〔Ｆ．Ｏ〕

AO

PT

ボンベ

⑦※８

AO

原子炉区域運転階より

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置水位 LT

⑦※７
⑦※４

MO

⑦※９⑱※３MO

原子炉
建屋

サプレッション・
チェンバ⑬b※１⑬a※３⑰※１
遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

ドレンポンプ
設備
FE

FE

遠隔手動弁操作設備
ボンベ

MO

⑬a※２
⑱※１

pH

遠隔手動弁操作設備

MO

PT
ドレンタンク水位

遠隔手動弁操作設備

⑬b※３
⑰※２

⑦※１０⑱※４

格納容器圧力(S/C)

LＳ

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備⑦※３ 〔Ｆ ．Ｃ〕

MO

オリフィス

フィルタ装置 DP
金属フィルタ差圧

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

よう素
フィルタ

フィルタ装置出口圧力 PT

MO

AO

〔Ｆ．Ｏ〕
H2E

ラプチャーディスク⑦※５
パージ用排風機MO

フィルタ装置
出口放射線モニタ

補給 薬液

⑦※２

原子炉区域よりPT

フィルタ装置出口配管圧力水中 ポン プ等

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ ．Ｃ〕

フィルタ装置スクラバ水pH⑦※１ MO⑬a※１

非常用ガス処理系
排風機よりドレンポンプ
流量⑦※１ MO

MO MO

二次格納施設

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

原子炉建屋

Ｎ2供給ライン凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所

第 1.7.2 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

可搬型窒素供給装置

概 要 図 （ 1/2）

Ｎ2
供給ライン

1.7-89
第 1.7.2 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

概 要 図 （ 2/2）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

90

備考

減圧及び除熱開始 45分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認
系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

電源を 復旧しながら

2系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（W/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

第 1.7.3 図

移動，系統構成

2

W／Ｗベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 全開状態の保持操作

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

タイムチャート（ W/W ベ ン ト の 場 合 ）1.7-90

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

90

備考

減圧及び除熱開始 45分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認
系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

電源を 復旧しながら

2系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（D/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

第 1.7.4 図

2

移動，系統構成
D／Ｗベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 全開状態の保持操作

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（ D/W ベ ン ト の 場 合 ）タイムチャート可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所
スクラバ水pH制御設備
可搬 式窒素 供給装 置車等
コン プ レ ッサー
水中 ポン プ等

発電 機

給水 ラ インフィルタ装置出口配管圧力
補給 薬液

7号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2 E

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインラプチャーディスク

よう素
フィルタ

オリフィス
Ｎ2ベントライン
フィルタ装置出口圧力PT

フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位

②※１

DP

フィルタ
装置

LT

ド
レ
ン
タ
ン
ク

LＳ

ドレンタンク水位

原子炉
建屋

②※３
pH

②※２

フィルタ装置スクラバ水 pH

ドレンポンプ設備
ＰＩ
FE

ＰＩ
FE

ドレンポンプ
流量

②※４

操作手順

弁名称

②※1

FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁A②※2

FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁B②※3

FCVSフィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁②※4

FCVSフィルタベント装置移送ポンプテストライン止め弁

第 1.7.5 図

フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り

1.7-91

概要図

第 1.7.6 図

フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り

タイムチャート

1.7-92

防火水槽，淡水貯水池

凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

7号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2 E

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインラプチャーディスク

よう素
フィルタ

オリフィス
Ｎ2ベントライン④⑩
フィルタ装置出口圧力PT

フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位

DP

フィルタ
装置

ド
レ
ン
タ
ン
ク

LT

LＳ

ドレンタンク水位

原子炉
建屋

pH

フィルタ装置スクラバ水 pH

ドレンポンプ設備
ＰＩ
FE

ＰＩ
FE

ドレンポンプ
流量

操作手順
④⑩

弁名称
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁

第 1.7.7 図

フィルタ装置水位調整（水張り）

1.7-93

概要図

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

フィルタ装置水位調整（水張り）開始

要員（数）

70

80

90

100

110

120

130

フィルタ装置水位調整（水張り）完了 125分
（水位計指示[1000～1500mm]）

65分

140

150

※1

フィルタ装置水位監視
中央制御室運転員A

1

現場移動
2

停止操作

フィルタ装置
水位調整(水張り)[防火水槽を水源とした場合]現場移動※2

水張り完了

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台の健全性確認

緊急時対策要員
4

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置
送水準備
フィルタ装置水位調整（水張り）開始※1 5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用する場合は，約105分で可能である。
※2 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

第 1.7.8 図

フィルタ装置水位調整（水張り）タ イ ム チ ャ ー ト （ 1/3）

160

170

備考

1.7-94

経過時間（分）

10
手順の項目

要員（数）

20

30

40

50

フィルタ装置水位調整（水張り）開始

60

70

80

90

100

110

120

130

140

フィルタ装置水位調整（水張り）完了 125分
（水位計指示[1000～1500mm]）

65分

フィルタ装置水位監視
中央制御室運転員A

1

フィルタ装置水位調整（水張り）開始

現場移動

2

停止操作
現場移動

フィルタ装置
水位調整(水張り)[淡水貯水池を水源とした場合]（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）

水張り完了

貯水池出口弁「開」
4

送水ライン水張り，健全性確認，送水ホース及び消防ホース接続継手接続
緊急時対策要員

送水開始操作現場移動※
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台の健全性確認
4

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置
送水準備※ 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

1.7-95

第 1.7.8 図

フィルタ装置水位調整（水張り）タイムチャート（2/3）

150

160

170

備考

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

フィルタ装置水位調整（水張り）開始

要員（数）

100

110

95分

120

130

140

150

フィルタベント装置水位調整（水張り）完了（水位計指示[1000～1500mm]）

160

155分

フィルタ装置水位監視
中央制御室運転員A

1

現場移動
停止操作 水張り完了

2

現場移動
2

フィルタ装置
水位調整(水張り) ※1[淡水貯水池を水源とした場合]（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

送水準備，弁開操作
現場移動
資機材健全性確認

緊急時対策要員
4

現場移動
送水準備
現場移動
送水準備
2

1.7-96送水開始操作
フィルタ装置水位調整（水張り）開始※1 フィルタ装置水位調整（水張り）は，事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用するため，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）からフィルタ装置までのホースの敷設のみを行う。

第 1.7.8 図

フィルタ装置水位調整（水張り）タイムチャート（3/3）

170

備考

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所
スクラバ水pH制御設備
可搬 式窒素 供給装 置車等
コン プ レ ッサー
水中 ポン プ等

発電 機

給水 ラ イン

補給 薬液

7号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2 E

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインよう素
フィルタ

ラプチャーディスク
オリフィス
Ｎ2ベントライン
フィルタ装置出口圧力PT

フィルタ装置水位

フィルタ
装置

DP

フィルタ装置金属フィルタ差圧

LT

ド
レ
ン
タ
ン
ク

LＳ

ドレンタンク水位

原子炉
建屋

pH

フィルタ装置スクラバ水 pH

ドレンポンプ設備
ＰＩ

ＰＩ
FE

FE

ドレンポンプ
流量

②※２
⑪※２

②※３
⑪※３

②※１
⑤⑪※１

第 1.7.9 図

フィルタ装置水位調整（水抜き）

1.7-97

概要図

第 1.7.10 図

フィルタ装置水位調整（水抜き）

タイムチャート

1.7-98

主排気筒

6号炉

RE

配管遮蔽

フィルタ装置
出口放射線モニタ

ラプチャーディスク
H2 E

オリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン
PI

RE

フィルタ装置
入口圧力

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ライン

遠隔手動弁操作設備
AO

フィルタ装置出口圧力 PT

1.7-99

フィルタ
装置

ド
レ
ン
タ
ン
ク

ボンベ

AO

③※4
〔Ｆ．Ｃ〕

原子炉区域運転階より

㉑

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置水位 LT

MO

AO

AO

FE

③※3

〔Ｆ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備〔Ｆ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備③※2

格納容器圧力(D/W)

③※6
⑳※2

遠隔手動弁操作設備
MO

ボンベ
MO

PT

格納容器圧力(S/C)

LＳ

PT
ドレンタンク水位

原子炉
建屋

サプレッション・
チェンバ

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

③※１

MO

pH

FE

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

ドレンポンプ
設備

・

・

③※5
MO
⑳※1

よう素
フィルタ

オリフィス

フィルタ装置金属フィルタ差圧

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

〔Ｆ．Ｏ〕
H2E

DP

MO
AO

MO
非常用ガス処理系
排風機へフィルタ装置
出口放射線モニタ

ラプチャーディスク

原子炉区域よりパージ用排風機

PT

フィルタ装置出口配管圧力7号炉

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

MO

フィルタ装置スクラバ水pH

非常用ガス処理系
排風機より
MO

ドレンポンプ
流量

MO MO

二次格納施設⑦⑮

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

凡例

原子炉建屋

Ｎ2 供給ライン

Ｎ2供給ライン設計基準対象施設
から追加した箇所
可搬型窒素供給装置

第 1.7.11 図

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

概 要 図 （ 1/2）

1.7-100
第 1.7.11 図

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

概 要 図 （ 2/2）

1.7-101
第 1.7.12 図

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

タイムチャート凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所

7号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2 E

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインラプチャーディスク

よう素
フィルタ

オリフィス
Ｎ2ベントライン④⑩※１
フィルタ装置出口圧力PT

フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位

フィルタ
装置

DP

ド
レ
ン
タ
ン
ク

LＳ

LT

ドレンタンク水位

②※１
⑩※２

原子炉
建屋

pH

②※２ フィルタ装置⑩※３ スクラバ水 pH

ドレンポンプ設備
ＰＩ
FE

ＰＩ
FE

ドレンポンプ
流量

第 1.7.13 図

フィルタ装置スクラバ水 pH 調整

1.7-102

概要図1.7-103
第 1.7.14 図

フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整

タイムチャート凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所

7号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2 E

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインよう素
フィルタ

ラプチャーディスク
オリフィス
Ｎ2ベントライン

フィルタ装置出口圧力PT

フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位

フィルタ
装置

DP

LT

ド
レ
ン
タ
ン
ク

LＳ

ドレンタンク水位

原子炉
建屋

pH

フィルタ装置スクラバ水 pH

ドレンポンプ設備
ＰＩ
FE

ＰＩ

ドレンポンプ
FE
流量

②※２
⑥※２

ＰＩ

②※１
⑥※１
④⑥※３
可搬型窒素供給装置

第 1.7.15 図

ドレン移送ライン窒素ガスパージ

1.7-104

概要図

1.7-105

第 1.7.16 図

ドレン移送ライン窒素ガスパージ

タイムチャート凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所

7号炉

フィルタ装置
入口圧力

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2 E

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインよう素
フィルタ

ラプチャーディスク
オリフィス
Ｎ2ベントライン

フィルタ装置出口圧力PT

フィルタ装置水位

ド
レ
ン
タ
ン
ク

フィルタ
装置

DP

フィルタ装置金属フィルタ差圧

LTLＳ

ドレンタンク水位

②※４

原子炉
建屋

⑧※４
pH

フィルタ装置スクラバ水 pH

ドレンポンプ設備
ＰＩFE②※５⑧※５

ＰＩ
FE

ＰＩ

ドレン
ポンプ流量

②※３
⑧※３

②※２
⑧※２

②※１
⑧※１

操作手順

弁名称

②※1⑧※1FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁②※2⑧※2FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁②※3⑧※3

FCVSフィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁②※4⑧※4FCVSフィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁②※5⑧※5FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口止め弁

第 1.7.17 図 ドレンタンク水抜き

1.7-106

概要図

第 1.7.18 図

ドレンタンク水抜き

タイムチャート

1.7-107

⑤※1

CSP
⑤※7
CRD系

⑤※2

SAM系

⑤※3 ⑩

SAM系

K6 ﾀｲﾗｲﾝ

MO

HPCF(B)系

T/B負荷

⑤※9

④

RHR(A)系⑤※8
HPCF(C)系

MO

⑤※4

MO

⑫a※1
⑮a※4

⑥a※1

RCCV

1.7-108

MO

MO

⑮a※1

⑮a※2

⑨⑫a※2
⑮a※5

D/W

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(A)
RCIC系

MO

⑤※5

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(B)⑤※6

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(C)

CSP
MO
SPCU系

FDW(A)より

MO

ＲＰＶ

MO

MO

⑥a※3

MO

MO

MO

MO

MO

⑪※1

⑪※2

MO

⑥a※6
⑮a※3

MO

S/C

⑥a※2

⑥a※5

RHR熱交換器(B)

凡例

⑥a※4
設計基準対象施設から追加した箇所

RHRﾎﾟﾝﾌﾟ(B)

第 1.7.19 図

RCW系，代替Hxまたは海水系による冷却

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

概 要 図 （ 1/4）

（原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合）

操作手順

1.7-109
第 1.7.19 図

弁名称④

タービン建屋負荷遮断弁⑤※1

復水補給水系復水貯蔵槽出口弁⑤※2

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一元弁⑤※3

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第二元弁⑤※4

復水移送ポンプ(A)ミニマムフロー逆止弁後弁⑤※5

復水移送ポンプ(B)ミニマムフロー逆止弁後弁⑤※6

復水移送ポンフﾟ(C)ミニマムフロー逆止弁後弁⑤※7

復水補給水系制御棒駆動系駆動水供給元弁⑤※8

復水補給水系常/非常用連絡1次止め弁⑤※9

復水補給水系常/非常用連絡2次止め弁⑥a※1

残留熱除去系熱交換器出口弁(A)⑥a※2

サプレッションプール水浄化系復水貯蔵槽側吸込弁⑥a※3

残留熱除去系注入弁(A)⑥a※4

残留熱除去系最小流量バイパス弁(B)⑥a※5

残留熱除去系熱交換器出口弁(B)⑩高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口元弁⑪※1

残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁⑪※2

残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁⑮a※1

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)⑮a※2

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)⑥a※6⑮a※3

残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)⑫a※1⑮a※4

残留熱除去系洗浄水弁(A)⑨⑫a※2⑮a※5

残留熱除去系 洗浄水弁(B)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

概 要 図 （ 2/4）

（原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合）

⑤※1

CSP
⑤※7
CRD系

⑤※2

SAM系

⑤※3 ⑩

SAM系

K6 ﾀｲﾗｲﾝ

MO

HPCF(B)系

T/B負荷

⑤※9

④

RHR(A)系⑤※8
HPCF(C)系

MO

⑤※4

MO

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(A)
RCIC系

MO
RCCV

1.7-110⑨⑬b※1⑯b

MO

MO
D/W

⑤※5

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(B)⑤※6

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(C)

CSP
MO
SPCU系

FDW(A)より

MO

⑥b※1

⑥b※3

ＲＰＶ

MO

MO

MO

MO

⑫b

⑬b※2

MO

MO

⑪※1

⑪※2

MO

⑥b※4

MO

S/C
MO

RHR熱交換器(B)

凡例

⑥b※2
設計基準対象施設から追加した箇所

RHRﾎﾟﾝﾌﾟ(B)

第 1.7.19 図

RCW系，代替Hxまたは海水系による冷却

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

概 要 図 （ 3/4）

（原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合）

操作手順

1.7-111④

タービン建屋負荷遮断弁⑤※1

復水補給水系復水貯蔵槽出口弁⑤※2

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一元弁⑤※3

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第二元弁⑤※4

復水移送ポンプ(A)ミニマムフロー逆止弁後弁⑤※5

復水移送ポンプ(B)ミニマムフロー逆止弁後弁⑤※6

復水移送ポンプ(C)ミニマムフロー逆止弁後弁⑤※7

復水補給水系制御棒駆動系駆動水供給元弁⑤※8

復水補給水系常/非常用連絡1次止め弁⑤※9

復水補給水系常/非常用連絡2次止め弁⑥b※1

サプレッションプール水浄化系復水貯蔵槽側吸込弁⑥b※2

残留熱除去系最小流量バイパス弁(B)⑥b※3

残留熱除去系熱交換器出口弁(B)⑥b※4

残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)⑩高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口元弁⑪※1

残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁⑪※2

残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁⑫b

下部ドライウェル注水ライン隔離弁⑬b※2

下部ドライウェル注水流量調節弁⑨⑬b※1⑯b

第 1.7.19 図

弁名称

残留熱除去系洗浄水弁(B)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

概 要 図 （ 4/4）

（原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合）

経過時間（分）
10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

代替循環冷却系運転開始 90分
手順の項目

要員（数）

65分

復水移送ポンプ停止

通信連絡設備準備，系統構成(1)ポン プ 停止，系統構成(2)中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2
ポン プ 起動，注水開始

移動，系統構成(1)

代替循環冷却系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

系統構成(2)

移動，電源確保（MCC C,D系⇒AM用MCC）
系統構成(1)

1.7-112

現場運転員Ｅ，Ｆ

第 1.7.20 図

系統構成(2)2

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

タイムチャート

備考1.7-113
操作手順

第 1.7.21 図

弁名称

⑤※1

常用冷却水供給側分離弁(B)⑤※2

常用冷却水戻り側分離弁(B)⑤※3

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水出口弁⑤※4

非常用ディーゼル発電機(B)冷却水出口弁(B)⑤※5

非常用ディーゼル発電機(B)冷却水出口弁(E)⑥※1

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(B)冷却水温度調節弁後弁⑥※2

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(D)冷却水温度調節弁後弁⑥※3

原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁⑥※4

原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁⑥※5

原子炉補機冷却海水ポンフﾟ(B)電動機軸受出口弁⑥※6

原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

概要図

経過時間（時）
1

手順の項目

2

3

4

5

6

7

8

9

備考

10

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水供給 540分

要員（数）通信連絡設備準備，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

移動，電源確保(15分)

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員※1

系統構成(100分)

大容量送水車（熱交換器ユニット用），熱交換器ユニット他移動

1.7-114※113

主配管（可搬型）等の接続
補機冷却水の供給，流量調整

炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原子炉補機冷却系を設置する場合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，
緊急時対策要員を2班体制とし，交替して対応する。

第 1.7.22 図

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

タイムチャート

薬液ﾀﾝｸ

MO

MO

MO

MO

K-6 薬液
ﾀｲﾗｲﾝ

RCCV

D/W

LI

⑦⑧⑬⑭⑳㉑⑥㉒

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟﾐﾆﾌﾛｰ戻り

CSP

K-6 CSP

④

AO

ＲＰＶ

MO

MO

⑩※2
⑱※3

⑩※1
⑱※2
MO

（中央制御室）

FI
FT

MO
MO

1.7-115

S/C

⑤
⑱※1

②⑪
MO

MO

⑯
㉓※1

⑰
㉓※2

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(A)MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(B)MO
MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(C)T/B 各負荷

凡例
操作手順

弁名称

②⑪

残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)④

復水移送ポンプ吸込配管注入弁⑤⑱※1⑦⑧⑬⑭⑳㉑

残留熱除去系洗浄水弁(B)
薬液注入タンク出口弁⑥㉒

復水補給水系ポンプミニマムフロー戻り弁⑩※1⑱※2

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)⑩※2⑱※3

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)⑯㉓※1

下部ドライウェル注水ライン隔離弁⑰㉓※2

下部ドライウェル注水流量調節弁

第 1.7.23 図

設計基準対象施設から追加した箇所

格 納 容 器 内 pH 制 御概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

要員（数）

20

30

40

S/Pへの薬液注入開始 30分（薬液注入完了 35分）

50

60

70

D/Wへの薬液注入開始 65分※3（薬液注入完了 70分）

80

90

100

110

120

原子炉格納容器下部への薬液注入開始 100分※3（薬液注入完了 105分）

通信連絡設備準備，系統状態確認
系統構成（S/Pスプ レイ ）S/Pスプ レイ ※1

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成（S/Pスプ レイ →D/Wスプ レイ への切替）

2

D/Wスプ レイ ※1
系統構成（D/Wスプ レイ →原子炉格納容器下部注水への切替）

格納容器内pH制御

原子炉格納容器下部注水 ※2

移動，系統構成

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

S/Pへの薬液注入 開始

D/Wへの薬液注入 開始

原子炉格納容器下部への薬液注入 開始

S/Pへの薬液注入 停止

D/Wへの薬液注入 停止

原子炉格納容器下部への薬液注入 停止※1 薬液注入完了後は，配管フラッシングのため，スプレイを20分間実施する。

1.7-116※2 薬液注入完了後は，格納容器下部水位が＋2m（総注水量180m3）となるまで注水を継続する。
※3 薬液注入箇所を選択し実施する場合それぞれ30分で可能。

第 1.7.24 図

格 納 容 器 内 pH 制 御

タイムチャート

備考1.7-117
操作手順

第 1.7.25 図

弁名称

⑧※1

窒素ガス供給ユニットD/W側止め弁⑧※2

窒素ガス供給ユニットS/C側止め弁⑩※1

可燃性ガス濃度制御系入口第一隔離弁⑩※2

可燃性ガス濃度制御系入口第二隔離弁⑩※3

可燃性ガス濃度制御系出口第一隔離弁⑩※4

可燃性ガス濃度制御系出口第二隔離弁

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給

概要図

経過時間（時）

1

手順の項目

2

3

4

要員（数）

5

6

7

8

9

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給開始 480分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

中央制御室運転員

2
弁操作，窒素ガス供給開始
移動，通信連絡設備準備

現場運転員

2
系統構成，接続準備

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容 緊急時対策要員
器への窒素ガス供給（荒浜側高台保管場所の可搬型
格納容器窒素供給設備使用の場
合）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台移動※1
可搬型大容量窒素供給装置4台の健全性確認及び資機材準備
可搬型大容量窒素供給装置4台の移動～配置

16

建屋外系統構成（ホース・ヘッダユニット接続，可搬型大容量窒素供給装置暖気）
建屋内系統構成（メタルホース取外し，接続治具フランジ接続）
接続部健全性確認※1

大湊側高台保管場所への移動は，20分と想定する

1.7-118

第 1.7.26 図

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給

タイムチャート

備考

主排気筒

6号炉

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ

配管遮蔽

雨水排水ライン⑧※１
ラプチャーディスク
H2 E

オリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

スクラバ水pH制御設備
可搬 式窒素 供給装 置車等

PI
水中 ポン プ等

フィルタ装置出口配管圧力給水 ラ イン

7号炉
補給 薬液

RE

フィルタ装置
入口圧力Ｎ2供給ラインラプチャーディスク

非常用ガス処理系
排風機へ

1.7-119

フィルタ装置水位 LT

MO

遠隔手動弁操作設備
AO

ボンベ

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

⑥※１

原子炉区域運転階より

⑧※２

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン

フィルタ
装置

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

ド
レ
ン
タ
ン
ク

AO
〔Ｆ ．Ｃ〕

格納容器圧力(D/W)
PT

⑭ｂ
⑱※２

・

・
AO

〔Ｆ ．Ｏ〕

AO

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備⑧※３ 〔Ｆ．Ｃ〕

MO

オリフィス

フィルタ装置 DP
金属フィルタ差圧

ボンベ

よう素
フィルタ

フィルタ装置出口圧力 PT

AO

⑥※２

〔Ｆ ．Ｏ〕
H2E

MO

パージ用排風機MO

フィルタ装置
出口放射線モニタ

フィルタ装置水素濃度②※２

原子炉区域よりPT

コン プ レ ッサー
発電 機

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕⑧※４⑳※１

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

MO⑧※５⑳※２

ボンベ
MO

格納容器圧力(S/C)

LＳ

PT
ドレンタンク水位

原子炉
建屋

サプレッション・
チェンバ

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

⑭ａ
⑱※１

pH

ドレンポンプ
設備
FE

FE

遠隔手動弁操作設備

フィルタ装置スクラバ水pHMOMO②※１
非常用ガス処理系
排風機よりドレンポンプ
流量

MO MO

二次格納施設②※１ MO
可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

原子炉建屋

Ｎ2供給ラインＮ2供給ライン凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所

第 1.7.27 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

可搬型窒素供給装置

概 要 図 （ 1/2）

1.7-120
第 1.7.27 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

概 要 図 （ 2/2）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

30

40

50

35分 系統構成完了

要員（数）

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 75分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（W/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

移動，系統構成

W/Wベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作

現場運転員Ｅ，Ｆ

第 1.7.28 図

移動，系統構成

2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

タイムチャート（ W/W ベ ン ト の 場 合 ）1.7-121経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

30

40

35分 系統構成完了

要員（数）

50

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 75分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（D/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

移動，系統構成

D/Wベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作

現場運転員Ｅ，Ｆ

第 1.7.29 図

2

移動，系統構成

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）（ D/W ベ ン ト の 場 合 ）タイムチャート炉心の著しい損傷の発生【凡例】：プラント状態：操作、確認

格納容器ｐＨ制御装置
による薬液注入：判断：重大事故等対処設備

代替循環冷却系
起動可能

No

Yes

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

ＡＭ用Ｓ／Ｐ水位計
ベントライン-1m以下

No

Yes

残留熱除去系復旧による長期的な原子炉格納容器
内の除熱

第 1.7.30 図

優先①※
格納容器圧力逃がし装置
によるＷ／Ｗ側
格納容器ベント（現場操作含む）

優先②※
格納容器圧力逃がし装置
によるＤ／Ｗ側
格納容器ベント（現場操作含む）

不活性ガスによる
系統内の置換不活性ガスによる
系統内の置換※優先順位は，①→②の順とする

重大事故等時の対応手段選択フローチャート

1.7-122

添付資料 1.7.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/4）
技術的能力審査 基準（1.7）
【 本 文】
発 電 用原 子炉 設 置者 にお い て、 炉心 の 著し い 損傷 が発 生 した 場合 に おい て原 子 炉格 納容 器 の破 損 を防 止
す る ため 、原 子 炉格 納容 器 内の 圧力 及 び温 度 を低 下
さ せ るた めに 必 要な 手順 等 が適 切に 整 備さ れ てい る
か 、 又は 整備 さ れる 方針 が 適切 に示 さ れて い ること。

【 解 釈】
１ 「原 子 炉格 納容 器 内の 圧力 及 び温 度を 低 下さ せる た めに 必要 な 手順 等」 と は、 以下 に 掲げ る 措置 又は こ れら と同 等 以上 の効 果 を有 する 措 置を 行 うた めの 手 順等 をい う 。

（ １ ）原 子炉 格 納容 器の 過 圧破 損の 防 止ａ ） 炉心 の著 し い損 傷が 発 生し た場 合 にお い て原 子
炉 格 納容 器の 破 損を 防止 す るた め、 格 納容 器 圧力 逃が し 装置 又は 格 納容 器再 循 環ユ ニッ ト によ り 、原 子
炉 格 納容 器内 の 圧力 及び 温 度を 低下 さ せる た めに 必
要 な 手順 等を 整 備す るこ と 。

（ ２ ）悪 影響 防 止ａ ） 格納 容器 圧 力逃 がし 装 置の 使用 に 際し て は、 必
要 に 応じ て、 原 子炉 格納 容 器の 負圧 破 損を 防 止す る
手 順 等を 整備 す るこ と。

（ ３ ）現 場操 作 等ａ ） 格納 容器 圧 力逃 がし 装 置の 隔離 弁 は、 人 力に より 容 易か つ確 実 に開 閉操 作 がで きる こ と。

ｂ ） 炉心 の著 し い損 傷時 に おい ても 、 現場 に おいて 、 人力 で格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 の 隔離 弁 の操 作が で きる よう 、 遮蔽 又は 離 隔等 の放 射 線防 護 対策 がな さ れて いる こ と。

ｃ ） 隔離 弁の 駆 動源 が喪 失 した 場合 に おい て も、 格
納 容 器圧 力逃 が し装 置の 隔 離弁 を操 作 でき る よう 、必 要 な資 機材 を 近傍 に配 備 する 等の 措 置を 講 じる こと。

（ ４ ）放 射線 防 護ａ ） 使用 後に 高 線量 とな る フィ ルタ ー 等か ら の被 ば
く を 低減 する た めの 遮蔽 等 の放 射線 防 護対 策 がな さ
れ て いる こと 。

番号

①

－

②

設置許可基準規則 （50条）

技術基 準規則（65条）【 本文 】
発 電用 原 子炉 施設 に は、 炉心 の 著し い損 傷 が発生 した 場 合に おい て 原子 炉格 納 容器 の破 損 を防止 する た め、 原子 炉 格納 容器 内 の圧 力及 び 温度
を 低下 さ せる ため に 必要 な設 備 を設 けな け ればな らな い 。

【 本文 】
発 電用 原子 炉 施設 に は、 炉心 の 著し い損 傷が 発生 した 場 合に お いて 原子 炉 格納 容器 の破 損を 防止 す るた め 、原 子炉 格 納容 器内 の圧 力及 び温 度 を低 下 させ るた め に必 要な 設
備 を施 設し な けれ ば なら ない 。

【 解釈 】
１ 第５ ０条 に 規定 する 「 原子 炉格 納 容器 内 の圧
力 及び 温 度を 低下 さ せる ため に 必要 な設 備 」とは 、以 下 に掲 げる 措 置又 はこ れ らと 同等 以 上の
効 果を 有 する 措置 を 行う ため の 設備 をい う 。

【 解釈 】
１ 第 ６ ５条 に規 定 する 「 原子 炉格 納 容器
内 の圧 力及 び 温度 を 低下 させ る ため に必 要
な 設備 」と は 、以 下 に掲 げる 措 置又 はこ れら と同 等以 上 の効 果 を有 する 措 置を 行う た
め の設 備を い う。

ａ ）格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 又 は格 納容 器 再循
環 ユニ ッ トを 設置 す るこ と。

ａ ）格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 又 は格 納容 器
再 循環 ユニ ッ トを 設 置す るこ と 。

ｂ ）上 記 ａ） の格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 と は、
以 下に 掲 げる 措置 又 はこ れら と 同等 以上 の 効果
を 有す る 措置 を行 う ため の設 備 をい う。
ⅰ ）格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 は 、排 気中 に 含ま
れ る放 射 性物 質を 低 減す るも の であ るこ と 。

ｂ ）上 記ａ ） の格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 とは 、以 下に 掲 げる 措 置又 はこ れ らと 同等 以
上 の効 果を 有 する 措 置を 行う た めの 設備 をい う。
ⅰ ）格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 は 、排 気中 に
含 まれ る放 射 性物 質 を低 減す る もの であ る
こ と。

ⅱ ）格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 は 、可 燃性 ガ スの爆 発防 止 等の 対策 が 講じ られ て いる こと 。

ⅱ ）格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 は 、可 燃性 ガ
ス の爆 発防 止 等の 対 策が 講じ ら れて いる こと。

ⅲ ）格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 の 配管 等は 、 他の系 統・ 機 器（ 例え ば SGTS）や 他 号機 の格 納 容器
圧 力逃 が し装 置等 と 共用 しな い こと 。た だ し、
他 への 悪 影響 がな い 場合 を除 く 。

ⅲ ）格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 の 配管 等は 、
他 の系 統・ 機 器（ 例 えば SGTS） や他 号機 の格 納容 器圧 力 逃が し 装置 等と 共 用し ない こと 。た だし 、 他へ の 悪影 響が な い場 合を 除く。

ⅳ ）ま た 、格 納容 器 圧力 逃が し 装置 の使 用 に際し ては 、 必要 に応 じ て、 原子 炉 格納 容器 の 負圧
破 損を 防 止す る設 備 を整 備す る こと 。

ⅳ ）ま た、 格 納容 器 圧力 逃が し 装置 の使 用に 際し ては 、 必要 に 応じ て、 原 子炉 格納 容
器 の負 圧破 損 を防 止 する 設備 を 整備 する こと。

ⅴ ）格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 の 隔離 弁は 、 人力に より 容 易か つ確 実 に開 閉操 作 がで きる こ と。

ⅴ ）格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 の 隔離 弁は 、人 力に より 容 易か つ 確実 に開 閉 操作 がで きる こと 。

ⅵ ）炉 心 の著 しい 損 傷時 にお い ても 、現 場 におい て、 人 力で 格納 容 器圧 力逃 が し装 置の 隔 離弁の 操作 が でき るよ う 、遮 蔽又 は 離隔 等の 放 射線
防 護対 策 がな され て いる こと 。

ⅵ ）炉 心の 著 しい 損 傷時 にお い ても 、現 場に おい て、 人 力で 格 納容 器圧 力 逃が し装 置の 隔離 弁の 操 作が で きる よう 、 遮蔽 又は 離隔 等の 放射 線 防護 対 策が なさ れ てい ると 。

ⅶ ）ラ プ チャ ーデ ィ スク を使 用 する 場合 は 、バイ パス 弁 を併 置す る こと 。た だ し、 格納 容 器圧
力 逃が し 装置 の使 用 の妨 げに な らな いよ う 、十分 に低 い 圧力 に設 定 され たラ プ チャ ーデ ィ スク
（ 原子 炉 格納 容器 の 隔離 機能 を 目的 とし た もので はな く 、例 えば 、 配管 の窒 素 充填 を目 的 とした もの ） を使 用す る 場合 又は ラ プチ ャー デ ィス
ク を強 制 的に 手動 で 破壊 する 装 置を 設置 す る場
合 を除 く 。

ⅶ ）ラ プチ ャ ーデ ィ スク を使 用 する 場合
は 、バ イパ ス 弁を 併 置す るこ と 。た だし 、格 納容 器圧 力 逃が し 装置 の使 用 の妨 げに なら ない よう 、 十分 に 低い 圧力 に 設定 され た
ラ プチ ャー デ ィス ク （原 子炉 格 納容 器の 隔
離 機能 を目 的 とし た もの では な く、 例え
ば 、配 管の 窒 素充 填 を目 的と し たも の） を使 用す る場 合 又は ラ プチ ャー デ ィス クを 強
制 的に 手動 で 破壊 す る装 置を 設 置す る場 合を 除く 。

ⅷ ）格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 は 、長 期的 に も溶
融 炉心 及 び水 没の 悪 影響 を受 け ない 場所 に 接続
さ れて い るこ と。

ⅷ ）格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 は 、長 期的 にも 溶融 炉心 及 び水 没 の悪 影響 を 受け ない 場
所 に接 続さ れ てい る こと 。

ⅸ ）使 用 後に 高線 量 とな るフ ィ ルタ ー等 か らの被 ばく を 低減 する た めの 遮蔽 等 の放 射線 防 護対策 がな さ れて いる こ と。

ⅸ ）使 用後 に 高線 量 とな るフ ィ ルタ ー等 から の被 ばく を 低減 す るた めの 遮 蔽等 の放 射線 防護 対策 が なさ れ てい るこ と 。

③

④

⑤

⑥

⑦

※1:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.7-123

番号

⑧

－

⑨

⑩

⑪

⑫

⑬

⑭

⑮

⑯

⑰

⑱

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/4）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置
に
よ
る
原
子
炉
格
納
容
器
内
の
減
圧
及
び
除
熱

機器 名称

既設
新設

フィ ルタ 装置

新設

よう 素フ ィルタ新設

ラプ チャ ーディ スク

新設

ドレ ン移 送ポン プ

新設

ドレ ンタ ンク

新設

遠隔 手動 弁操作 設備

新設

遠隔 空気 駆動弁 操作用
ボン ベ

既設
新設

可搬 型窒 素供給 装置

新設

スク ラバ 水pH制 御設備

新設

フィ ルタ ベント 遮蔽壁

新設

配管 遮蔽

新設

不活 性ガ ス系配 管・弁既設

耐圧 強化 ベント 系配管・ 弁
格納 容器 圧力逃 がし装
置配 管・ 弁遠隔 空気 駆動弁 操作設
備配 管・ 弁既設新設

ホー ス・ 接続口

新設

原子 炉格 納容器 （サプレッ ショ ン・チ ェンバ， 真空 破壊弁 を含む）
可搬 型代 替注水 ポンプ（A－2級 ）

新設
既設
新設

既設

自主 対策

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

①
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪
⑫
⑬
⑭
⑮
⑯
⑰
⑱

－

－

－

－

－

－

新設

常設 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

代替 所内 電気設 備

既設
新設

常設 代替 直流電 源設備新設

可搬 型直 流電源 設備新設

防火 水槽 ※1

新設

淡水 貯水 池 ※ 1新設

第二 代替 交流電 源設備

新設※1:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.7-124

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/4）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

機器 名称

現
場
操
作

既設
新設

遠隔 手動 弁操作 設備

新設

遠隔 空気 駆動弁 操作用
ボン ベ
遠隔 空気 駆動弁 操作設
備配 管・ 弁

既設
新設
既設
新設

）

不
可搬 型窒 素供給 装置
系ガ活
統ス性
ホー ス・ 接続口
内
ガ
のにス
置よ
－
換る窒
素

－

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

①④
⑤⑥
⑧⑭
⑮

－

－

－

－

－

－

⑧
⑪

－

－

－

－

－

－

可搬 型大容 量窒 素供給
装置

可搬

ホー ス

可搬

－

負原
圧子
破炉
損格
の納
防容
止器

480分

20名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

新設
新設

（

－

自主 対策

－

－

可燃 性ガス 濃度 制御系
配管 ・弁

常設

－

－

※1:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.7-125

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4/4）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機器 名称

既設
新設

復水 移送 ポンプ

既設

代替 原子 炉補機 冷却系

新設

機能

代
替
循
環
冷
却
系
に
よ
る
原
子
炉
格
納
容
器
内
の
減
圧
及
び
除
熱

可搬 型代 替注水 ポンプ（A－2級 ）
サプ レッ ション ・チェ
ンバ
残留 熱除 去系配 管・弁・ スト レーナ ・ポンプ
高圧 炉心 注水系 配管・弁
復水 補給 水系配 管・弁給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ
格納 容器 スプレ イ・
ヘッ ダ

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

①
②
⑧
⑨

－

－

－

－

－

－

4名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

既設
既設
既設
既設
既設

原子 炉圧 力容器

既設

原子 炉格 納容器

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備

新設

防火 水槽

機能

既設

新設

燃料 補給 設備解釈
対 応番 号

新設

ホー ス

代替 所内 電気設 備

自主 対策

既設
新設
既設
新設

※1

新設

淡水 貯水 池 ※ 1新設

第二 代替 交流電 源設備

新設
代替 格納容 器ス プレイ
冷却 系（常 設）
格納 容器下 部注 水系
（常 設）

－

－

－

－

格
納
容
器
内
p
H
制
御

格納 容器pH制御 設備

常設
S/Pへ の薬 液
注入 開始ま で30分
常設
常設

D/Wへ の薬 液
注入 開始ま で65分－－

原子 炉格納 容器
下部 への薬 液
注入 開始ま で100分※1:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.7-126

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.7.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.7-127

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）【凡例】
号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）

D/G

緊急用電源切替箱
断路器：非常用ディーゼル発電機
：遮断器
：断路器

D/G

：配線用遮断器

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

：接続装置
D/G
M

(6A)

：電動切替装置(6B)
M/C 6C：動力変圧器M/C 6D

【略語】
電源
車

電源
車

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ

1.7-128

MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 6C-1
MCC
6C-1-7MCC
6C-1-8MCC
6D-1-1M

AM用MCC 6B

MCC
6D-1-3MCC
6D-1-8計測用（Ｂ）系電源

ＭＵＷＣ系 電動弁

電源構成図（交流電源）

MCC
6D-1-7

計測用（Ｂ）系電源

ＳＧＴＳ（Ｂ）系 電動弁

ＲＨＲ（Ｂ）
系 電動弁

格納容器圧力逃がし装置（補機系）

ＡＣ系 電動弁

6 号炉

ＭＵＷＣポンプ（Ｃ）

ＭＵＷＣポンプ（Ｂ）

ＭＵＷＣ系 電動弁

第2図

ＲＨＲ（Ｂ）系 電動弁

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

計測用（Ａ）系電源

ＭＵＷＣ系 電動弁

計測用（Ａ）系電源

ＡＣ系 電動弁

MCC
6C-1-3

ＳＧＴＳ（Ａ）系 電動弁

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

MCC
6C-1-2ＭＵＷＣポンプ（Ａ）

MCC
6C-1-1

P/C 6D-1

MCC
MCC
6C-1-8 6D -1-8

A M用
MC C
MCC 6B 6C-1-5

A M用蓄電池
充電器

MCC
6C-1-7蓄電池6A-2

MCC
6D -1-7

蓄電池6A

充
電
器

蓄電池6B

充
電
器

【凡例】

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
A M用直流
125V主母線盤

直流125V原子炉建屋
MCC 6A

直流125V RCIC
制御切替盤

直流125V
分電盤6A-1

直流125V
主母線盤6B
直流125V
分電盤

バイタル分電盤

Ｂ系バイタル電源装置

フ ィルタベント
分電盤

直流125V RCIC
動力切替盤

Ａ系バイタル電源装置

1.7-129直流125V
H PA C MCC

直流125V
主母線盤6A

バイタル分電盤

Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源

フィルタベント
無停電電源装置

ＡＣ系空気作動弁

第3図

6 号炉

電源構成図（直流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）【凡例】
号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）

D/G

緊急用電源切替箱
断路器：非常用ディーゼル発電機
：遮断器
：断路器

緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G：配線用遮断器

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

：接続装置
D/G

(7A)

M

(7B)
M/C 7C：電動切替装置：動力変圧器M/C 7D

【略語】
電源
車

電源
車

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ

1.7-130

MCC ：モータ・コントロール・センタ
P/C 7C-1

電源構成図（交流電源）

MCC
7D-1-6MCC
7D-1-7ＭＵＷＣ系 電動弁

MCC
7D-1-3ＡＣ系 電動弁

ＡＣ系 電動弁

7 号炉

格納容器圧力逃がし装置（補機系）

ＭＵＷＣポンプ（Ｃ）

ＭＵＷＣポンプ（Ｂ）

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＲＨＲ（Ｂ）系 電動弁

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

ＭＵＷＣ系 電動弁

計測用（Ａ）系電源

ＡＣ系 電動弁

ＳＧＴＳ（Ａ）
系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ａ）

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

第4図

MCC
7D-1-1

計測用（Ｂ）系電源

AM用MCC 7B

計測用（
Ｂ）系電源

M

ＳＧＴＳ（Ｂ）系 電動弁

MCC
7C-1-7

ＲＨＲ（Ｂ）系 電動弁

MCC
7C-1-3MCC
7C-1-1

P/C 7D-1

AM用
MCC
MCC 7B 7C-1-4

MCC
7C-1-6MCC
7D-1-7AM用蓄電池蓄電池7A-2

蓄電池7A

充
電
器

充
電
器

MCC
7D-1-7MCC
7C-1-7

蓄電池7B

【凡例】

充
電
器

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
直流125V
主母線盤7B

直流125V
主母線盤7A

125V同時投入防止用
切替盤
フィ ルタベント
分電盤
直流125V
原子炉建屋
MCC 7A

直流125V
分電7B-1-1

直流125V
分電盤7B-1-2A

バイタル分電盤

バイタル分電盤

Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源

フィルタベント
無停電電源装置

直流125V
分電盤7A-1-1

直流125V
分電盤7B-2-2

Ｂ系バイタル電源装置

1.7-131直流125V
HPAC MCC

Ａ系バイタル電源装置

直流125V
分電盤7A-2-2A

ＡＣ系空気作動弁

第5図

7 号炉

電源構成図（直流電源）

添付資料 1.7.3－1
重大事故対策の成立性
1.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(1)交流電源確立時
a.操作概要格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作に必要な電動弁の電源確保及び格納容器ベント開始前の系統構成を行う。
中央制御室からの操作により格納容器ベントが開始された後，遠隔手動弁操作設備の操作により一次隔離弁を全開状態に保持させる。
b.作業場所
電源確保
系統構成
系統構成
W/W ベントD/W ベント

原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋

地下 1 階（非管理区域）
低層階屋上（非管理区域）
地上中 3 階（非管理区域）
地下 1 階（非管理区域）
地上 2 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱のうち，電源確保，格納容器ベント開始前の系統構成及び格納容器ベントが開始された後の系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :電源確保 20 分(実績時間:18 分)
系統構成（格納容器ベント開始前）20 分（実績時間：17分）
系統構成（格納容器ベント開始後）40 分（実績時間：一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全開操作を実施する場合 21 分）（実績時間：一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作を実施する場合 17 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，

1.7-132

ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
現場運転員の放射線防護を考慮し，遠隔手動弁操作設備エリ
アは，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置している。また，格納容器ベント操作後の汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であるため，容易に実施可能である。
遠隔手動弁操作設備の操作についても，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.7-133

受電操作

受電確認

系統構成（格納容器ベント開始前）

系統構成（格納容器ベント開始後）

1.7-134

(2)全交流動力電源喪失時
a.操作概要格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の系
統構成を全交流動力電源喪失時は遠隔手動弁操作設備の操作により行う。
なお，空気駆動弁の操作手段として，ボンベからの駆動空気を電磁弁
排気ポートへ供給することで空気駆動弁を操作することができる。
b.作業場所
系統構成
系統構成
W/W ベントD/W ベント

原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 4 階，地上 3 階（管理区域）
低層階屋上，地上中 3 階（非管理区域）
地下 1 階（非管理区域）
地上 2 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱のうち，現場の系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
なお，W/W ベントに必要な時間，D/W ベントに必要な時間は同一時間とする。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :系統構成（原子炉建屋原子炉区域） 35 分
（原子炉建屋内の原子炉区域外）
35 分（実績時間:30 分）
遠隔手動弁操作設備による格納容器ベント操作 40 分
（実績時間：一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全開操作を実施する場合 21 分）（実績時間：一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作を実施する場合 17 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
現場運転員の放射線防護を考慮し，遠隔手動弁操作設備エリ

1.7-135

アは，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置している。また，格納容器ベント操作後の汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :遠隔手動弁操作設備の操作については，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

系統構成

系統構成（遠隔手動弁操作設備）

ベント操作（遠隔手動弁操作設備）

1.7-136

添付資料 1.7.3－2
2.フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り
ａ.操作概要格納容器ベント操作中におけるフィルタ装置の水位調整のため，フィル
タ装置ドレン移送ポンプ水張りを実施する。
ｂ.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）ｃ.必要要員数及び時間
フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張りに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（緊急時対策要員 2 名）
想定時間 :45 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
ｄ.操作の成立性について
作業環境:ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。非管理区域における操作は放射性物質が放出されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :通常の弁操作であり，操作に必要な工具はなく，容易に実施可能である。
また，遠隔手動弁操作設備による弁操作についても，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.7-137

添付資料 1.7.3－3
3.フィルタ装置水位調整（水張り）ａ.操作概要格納容器ベント操作時又は格納容器ベント停止時に想定されるフィルタ
装置の水位変動に対し，フィルタ装置機能維持のため，フィルタ装置の水張りによるフィルタ装置の水位調整を行う。
ｂ.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）ｃ.必要要員数及び時間
フィルタ装置水位調整（水張り）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:｢防火水槽から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開した
水張りの場合｣6 名（緊急時対策要員 6 名）
｢淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開した水張りの場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」10 名（緊急時対策要員 10 名）｢他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A－2級）を使用した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）」10 名（緊急時対策要員 10 名）
想定時間 :｢防火水槽から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開した
水張りの場合｣125 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）｢淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開した水張りの場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」125 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）｢他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A－2級）を使用した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）」155 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
ｄ.操作の成立性について
作業環境:車両の作業用照明・ヘッドライト，懐中電灯及び LED 多機能ラ

1.7-138

イトにより，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基
本的には個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手
袋，靴下，汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラッ
ク，全面マスク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト，懐中電灯及び LED
多機能ライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :送水ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能であり，必要な工具はない。
また，弁の開閉操作についても，必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。作業エリア周辺には，支障となる設備はな
く，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.7-139

添付資料 1.7.3－4
4.フィルタ装置水位調整（水抜き）ａ.操作概要格納容器ベント操作時又は格納容器ベント停止時に想定されるフィルタ
装置の水位変動に対し，フィルタ装置機能維持のため水抜きによる水位調整を行う。
ｂ.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）ｃ.必要要員数及び時間
フィルタ装置水位調整（水抜き）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:10 名（緊急時対策要員 10 名）
想定時間 :130 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
ｄ.操作の成立性について
作業環境:ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マスク，チャコールフィルタ，セ
ルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :通常の弁操作，ならびに通常のポンプ起動・停止操作であるため，容易に実施可能である。また，作業に必要な工具はない。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.7-140

添付資料 1.7.3－5
5.格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ
ａ.操作概要格納容器ベント停止後は，配管内に残留する水素ガスによる燃焼防止と，残留蒸気凝縮による配管内の負圧防止のため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
窒素ガスの供給は可搬型窒素供給装置にて行い，当該装置を格納容器圧
力逃がし装置にホースで接続し，窒素供給弁を操作することでパージを行う。
また，格納容器ベントライン水素サンプリングラックのサンプリングポ
ンプを起動させ，窒素ガスパージ中の配管内の水素濃度を測定する。
ｂ.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋

南東側（屋外）地上中 3 階（非管理区域）
地上 3 階 南側通路（非管理区域）

ｃ.必要要員数及び時間
格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:6 名（緊急時対策要員 6 名）
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :270 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
想定時間 :15 分（実績時間:11 分）
ｄ.操作の成立性について
作業環境:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には
個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，
汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区
域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マ
スク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。

1.7-141

また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :送気ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能であり，操作に必要な工具はない。
また，弁の開閉操作についても，必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

窒素ガスパージ操作

1.7-142

添付資料 1.7.3－6
6.フィルタ装置スクラバ水 pH 調整
ａ.操作概要フィルタ装置水位調整（水抜き）によりスクラバ水に含まれる薬液が排水されることでスクラバ水の pH が規定値よりも低くなることを防止するた
め薬液を補給する。
薬液補給は可搬型薬液補給装置にて行い，当該装置を格納容器圧力逃がし装置にホースで接続し，補給を行う。
また，サンプリングポンプを起動させ，スクラバ水の pH 値を確認する。
ｂ.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）ｃ.必要要員数及び時間
フィルタ装置スクラバ水 pH 調整に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:10 名（緊急時対策要員 10 名）
想定時間 :85 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
ｄ.操作の成立性について
作業環境:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には
個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，
汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区
域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マ
スク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能である。作業エリア周辺には，支障となる設備はな
く，十分な作業スペースがある。本操作で必要となる工具は，コンプレッサー，補給ポンプ等とともに作業エリア近傍（フィルタベント遮蔽壁内（附室））に配備する。

1.7-143

連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.7-144

添付資料 1.7.3－7
7.ドレン移送ライン窒素ガスパージ
ａ.操作概要フィルタ装置水位調整（水抜き）及びドレンタンク水抜き後は，フィル
タ装置排水ラインの水の放射線分解により発生する水素ガスの蓄積を防止するため，フィルタ装置排水ラインの窒素ガスによるパージを実施する。
ｂ.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）ｃ.必要要員数及び時間
ドレン移送ラインの窒素ガスパージに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:8 名（緊急時対策要員 8 名）
想定時間 :130 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
ｄ.操作の成立性について
作業環境:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には
個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，
汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区
域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マ
スク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :送気ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能であり，操作に必要な工具はない。
また，弁の開閉操作についても，必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話

1.7-145

設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.7-146

添付資料 1.7.3－8
8.ドレンタンク水抜き
ａ.操作概要ドレンタンクが水位高に達した場合，よう素フィルタの機能維持のため，ドレン移送ポンプを使用してドレンタンク内の凝縮水を排水する。
ｂ.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）ｃ.必要要員数及び時間
ドレンタンク水抜きに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（緊急時対策要員 4 名）
想定時間 :80 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
ｄ.操作の成立性について
作業環境:ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マスク，チャコールフィルタ，セ
ルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :通常の弁操作，ならびに通常のポンプ起動・停止操作であるため，容易に実施可能である。また，操作に必要な工具はない。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.7-147

添付資料 1.7.3－9
9.代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
a.操作概要
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の準備として，
電動弁操作盤による系統構成，復水補給水水源を復水貯蔵槽からサプレッ
ション・チェンバ・プールへ切り替えることにより水源を確保する。
復水移送ポンプ停止前の操作を系統構成（1），停止後の操作を系統構成（2）とする。
b.作業場所
原子炉建屋 地上 3 階（非管理区域）
廃棄物処理建屋 地下 3 階（管理区域）
c.必要要員数および時間
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱のうち，系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :系統構成（1）管理区域 60 分（実績時間:54 分）
非管理区域 40 分（設備設置工事中のため実績
時間なし）
系統構成（2）管理区域 15 分（実績時間:15 分）
非管理区域 5 分（設備設置工事中のため実績時
間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。非管理区域における操作は放射性物質が放出されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。管理区域においても汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。

1.7-148

アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
また操作はすべて原子炉建屋内の原子炉区域外である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策
本部及び中央制御室に連絡する。

復水移送ポンプミニマム
フローライン隔離

復水貯蔵槽出口ライン隔離

1.7-149

添付資料 1.7.3－10
10.格納容器内 pH 制御
a.操作概要復水移送ポンプ吸込配管に薬液（水酸化ナトリウム）を注入し，格納容器スプレイ配管から原子炉格納容器内に注入することで，サプレッショ
ン・チェンバ・プール水の酸性化を防止し格納容器ベント時の放射性物質の系外放出を低減させる。
b.作業場所
廃棄物処理建屋

地下 3 階，地上 2 階（管理区域）

c.必要要員数および時間
格納容器内 pH 制御に必要な要員数（4 名），時間（原子炉格納容器内へのスプレイ（S/P）による薬液注入開始：30 分，原子炉格納容器内へのスプレ
イ（D/W）による薬液注入開始：65 分，原子炉格納容器下部への注水による薬液注入開始：100 分）※のうち，系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
※薬液注入箇所を選択し，実施した場合それぞれ 30 分。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :系統構成 25 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，
ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
また操作はすべて原子炉建屋内の原子炉区域外である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音1.7-150

声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策
本部及び中央制御室に連絡する。

1.7-151

添付資料 1.7.4－1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧
手順
判断基準記載内容
1.7.2.1 原子炉格納容 a.格納容器圧力逃がし装 (c) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が通常水位を下回ると判断した場
器の過圧破損防止のため 置による原子炉格納容器 整（水張り）合の対応手順
内の減圧及び除熱(d) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断した(1)交流電源が健全であ
整（水抜き）
場合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上る場合の対応手順
限差圧に到達すると判断した場合(f) フィルタ装置スクラ フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断し，
バ水pH調整排水を行った場合

解釈
フィルタ装置の水位が1000mm(通常水位)を下回ると判断した場合
フィルタ装置の水位が 2200㎜に到達すると判断した場
合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧がに到達すると判断した場合
フィルタ装置の水位が2200mmに到達すると判断し，排水を行った場合(g) ドレン移送ライン窒 ドレンタンク水抜き完了後
素ガスパージ

FCVS フィルタベント装置 ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁の「全閉」操作完了後(h) ドレンタンク水抜き ドレンタンクが水位高に到達すると判断した場合

ドレンタンクの水位が 3000㎜に到達すると判断した場
合

1.7-152

添付資料 1.7.4－2
操作手順の解釈一覧（1/2）

1.7-153

手順
操作手順記載内容
1.7.2.1 原子炉格納容 a.格納容器圧力逃がし装 (a) 格納容器圧力逃がし フィルタ装置水位指示値が通常水位範囲内器の過圧破損防止のため 置による原子炉格納容器 装置による原子炉格納容の対応手順
内の減圧及び除熱器内の減圧及び除熱(1)交流電源が健全であ(c) フィルタ装置水位調 規定水位る場合の対応手順
整（水張り）(d) フィルタ装置水位調 ポンプ吐出側流量を必要流量に調整
整（水抜き）
通常水位に到達したこと(e) 格納容器圧力逃がし 水素濃度が許容濃度以下
装置停止後の窒素ガス
パージ(f) フィルタ装置スクラ 所定量の薬液
バ水pH調整pH指示値が規定値(h) ドレンタンク水抜き ポンプ吐出側流量を必要流量に調整
規定水位に到達したこと
1.7.2.1 原子炉格納容 b.代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水移送器の過圧破損防止のため 原子炉格納容器内の減圧
ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量(RHR
の対応手順
及び除熱
A系代替注水流量)指示値の上昇及び原子炉水位指示値(1)交流電源が健全であの上昇により確認る場合の対応手順
原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇，並びに格納容器内圧力指示値及び格納容器内温度指示値の低下により確認
原子炉格納容器下部への注水されたことを復水移送ポ
ンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)指示値の上昇により確認

c.格納容器内pH制御

解釈
フィルタ装置水位指示値が1000～1500mm

通常水位範囲内である1000～1500mm
ポンプ吐出側流量を約10m3/hに調整
1000mmに到達したこと
水素濃度が2%以下

ポンプ吐出側流量を約10m3/hに調整
510mmに到達したこと
原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水移送
ポンプ吐出圧力指示値の上昇(以上)，復水補給
水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値の上昇(～
90m3/h)及び原子炉水位指示値の上昇により確認
原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇(以上)，復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇(～140m 3/h)，並びに格納容器内圧力指示値及び格納容器内温度指示値の低下により確認
原子炉格納容器下部への注水されたことを復水移送ポ
ンプ吐出圧力指示値の上昇(以上)，復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)指示値の上昇(～50m3/h)
により確認
原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを復 原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流 水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇(以上)，復量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇，並びに格納容 水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇
器内圧力指示値及び格納容器内温度指示値の低下によ (～140m 3/h)，並びに格納容器内圧力指示値及び格納容り確認
器内温度指示値の低下により確認
復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値が規定 復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値にて値となるように140m 3/hになるように
規定量の薬液が注入されたことを薬液タンク水位にて （6号炉）
注入されたことを薬液タンク水位にて
確認後
確認後
（7号炉）
注入されたことを薬液タンク水位にて確認後復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)指示値が規 復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)指示値が定値となるように
90m3/hとなるように

操作手順の解釈一覧（2/2）
手順
操作手順記載内容
1.7.2.1 原子炉格納容 a.格納容器圧力逃がし装 (a) 格納容器圧力逃がし フィルタ装置水位指示値が通常水位範囲内器の過圧破損防止のため 置による原子炉格納容器 装置による原子炉格納容の対応手順
内の減圧及び除熱(現場 器内の減圧及び除熱（現(2)全交流動力電源喪失 操作)
場操作）
時の対応手順(c) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到
整（水張り）
達する前(d) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が上限水位に到達
整（水抜き）
フィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到
達(f) フィルタ装置スクラ pHが規定値
バ水pH調整解釈
フィルタ装置水位指示値が1000～1500mm

フィルタ装置の水位が1000mmを下回り500mmに到達する
前フィルタ装置の水位が2200mmに到達
フィルタ装置金属フィルタの差圧がに到達

1.7-154

添付資料 1.7.4－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧（1/3）
統一名称

弁番号

非常用ガス処理系第二隔離弁

T22-F040

換気空調系第二隔離弁

U41-F050

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁

T22-MO-F004A/B

非常用ガス処理系出口Uシール隔離弁

T22-MO-F511

耐圧強化ベント弁

T61-AO-F002

非常用ガス処理系第一隔離弁

T31-AO-F020

換気空調系第一隔離弁

T31-AO-F021

二次隔離弁

T31-MO-F070

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁

T31-MO-F047

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）

T31-AO-F022

一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁

T31-MO-F045

一次隔離弁（ドライウェル側）

T31-AO-F019

フィルタ装置入口弁

T61-AO-F001

フィルタベント大気放出ライン ドレン弁

T61-F503

水素バイパスライン止め弁

T31-F600

FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁

T61-F502A/B

1.7-155

FCVSフィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁
FCVSフィルタベント装置移送ポンプテストライン止め弁
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁
FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁
FCVSフィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外
側止め弁
フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁
FCVS PCVベントラインフィルタベント側 N 2パージ用元弁フィルタベント装置pH入口止め弁
フィルタベント装置pH出口止め弁

T61-F501
T61-F212
T61-F102
T61-F210
T61-F211
T61-F209
T61-F205
T61-F715
T61-F716

FCVSフィルタベント装置ドレンラインN 2パージ用元弁

T61-F213

FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口止め弁

T61-F521

6号炉
操作場所
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
HVAC側PCVベント用隔離弁後弁
原子炉建屋3階南側通路（管理区域）
中央制御室
SGTSフィルタ装置出口弁(A)/(B)
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
SGTS出口ドレン弁
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
耐圧強化ベント系PCVベントライン排気筒 中央制御室
側隔離弁
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階南側通路（非管理区域）
中央制御室
SGTS側PCVベント用隔離弁
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
HVAC側PCVベント用隔離弁
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
中央制御室
S/Cベント弁操作用空気供給弁
原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）
中央制御室
S/Cベント用出口隔離弁
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋地下1階B系非常用電気品室（非管理区域）
中央制御室
D/Wベント弁操作用空気供給弁
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）
中央制御室
D/Wベント用出口隔離弁
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階DG(B)制御盤室(非管理区域)
耐圧強化ベント系PCVベントラインフィル 中央制御室
タベント容器側隔離弁
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階南側通路（非管理区域）
弁名称

SGTS側PCVベント用隔離弁後弁

FCVSフィルタベント大気放出ライン ドレ
原子炉建屋屋上階南側（非管理区域）
ン弁
SGTS側PCVベント用水素ガスベント止め弁 遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階南側通路（非管理区域）
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）入口弁(A)/(B)FCVSフィルタベント装置 遮へい壁内側ドフィルタベント遮蔽壁附室
レン弁
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
テストライン止め弁
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
吐出側第二止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレンライン二原子炉建屋外壁東側（屋外）
次格納施設外側止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレン移送ポン
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
プ吐出側第一止め弁
FCVS PCVベントラインフィルタベント側
原子炉建屋外壁東側（屋外）N2パージ用元弁
FCVSフィルタベント装置pH計入口止め弁
フィルタベント遮蔽壁附室
FCVSフィルタベント装置pH計出口止め弁
フィルタベント遮蔽壁附室
FCVSフィルタベント装置ドレンラインN 2
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
パージ用元弁
FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口
フィルタベント遮蔽壁附室
止め弁

弁番号

弁名称

7号炉
操作場所
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋4階SGTS配管室（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋中3階DG(B)/Z送風機室(非管理区域)
中央制御室
原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋地下1階NSDサンプ(B)室(非管理区域)
中央制御室
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階DG(B)制御盤室(非管理区域)
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）

T22-F040

SGTS側PCVベント用隔離弁後弁

U41-F050

HVAC側PCVベント用隔離弁後弁

T22-MO-F004A/B

SGTSフィルタ装置出口弁(A)/(B)T22-MO-F511

SGTS出口Uシール元弁

T61-AO-F002

耐圧強化ベント系PCVベントライン排気筒
側隔離弁

T31-AO-F020

AC SGTS側PCVベント用隔離弁

T31-AO-F021

AC HVAC側PCVベント用隔離弁

T31-MO-F070

AC PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁

T31-MO-F092

AC S/Cベント弁操作用空気供給弁

T31-AO-F022

AC S/Cベント用出口隔離弁

T31-MO-F082

AC D/Wベント弁操作用空気供給弁

T31-AO-F019

AC D/Wベント用出口隔離弁

T61-AO-F001

耐圧強化ベント系PCVベントラインフィル
タベント容器側隔離弁

T61-F503

FCVSフィルタベント大気放出ライン ドレン弁
原子炉建屋屋上階南側（非管理区域）

T31-F600

SGTS側PCVベント用水素ガスベント止め弁 遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋中3階DG(B)/Z送風機室(非管理区域)
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）入口弁(A)/(B)T61-F502A/B
T61-F501
T61-F212
T61-F102
T61-F210
T61-F211
T61-F209
T61-F205
T61-F715
T61-F716
T61-F213
T61-F521

FCVSフィルタベント装置遮へい壁内側ドレフィルタベント遮蔽壁附室
ン弁
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
テストライン止め弁
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポン
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
プ吐出側第二止め弁
FCVSフィルタベント装置ドレンライン二次
原子炉建屋外壁東側（屋外）
格納施設外側止め弁
フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）側第一止め弁FCVS PCVベントラインフィルタベント側
原子炉建屋外壁南側（屋外）N 2パージ用元弁
FCVSフィルタベント装置pH計入口止め弁
フィルタベント遮蔽壁附室
FCVSフィルタベント装置pH計出口止め弁
フィルタベント遮蔽壁附室
FCVSフィルタベント装置ドレンラインN2
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
パージ用元弁
FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口
フィルタベント遮蔽壁附室
止め弁

各号炉の弁番号及び弁名称一覧（2/3）
統一名称

弁番号

弁名称

タービン建屋負荷遮断弁

P13-MO-F150

T/B負荷遮断弁

復水補給水系復水貯蔵槽出口弁

P13-F009
E22-F021
E22-F022

復水貯蔵槽常用給水管止め弁
HPCF系CSP出口第一元弁
HPCF系CSP出口第二元弁
復水移送ポンプ(A)/(B)/(C)最小流量出口
弁
CRD復水入口弁
復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第一止め弁
復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第二止め弁

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一，第二元弁
復水移送ポンプミニマムフロー逆止弁後弁

P13-F017A/B/C

復水補給水系制御棒駆動系駆動水供給元弁

P13-F010

復水補給水系常/非常用連絡1次，2次止め弁

P13-F011
P13-F012

1.7-156

残留熱除去系熱交換器出口弁(A)E11-MO-F004A

RHR系熱交換器出口弁(A)サプレッションプール水浄化系復水貯蔵槽側吸込弁

G51-MO-F009

SPCU系CSP側吸込弁

残留熱除去系最小流量バイパス弁(B)E11-MO-F021B

RHR系最小流量バイパス弁(B)

残留熱除去系熱交換器出口弁(B)E11-MO-F004B

RHR系熱交換器出口弁(B)

残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)E11-MO-F019B

RHR系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)

残留熱除去系注入弁(A)E11-MO-F005A

RHR注入弁(A)

残留熱除去系洗浄水弁(A)E11-MO-F032A

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(A)

残留熱除去系洗浄水弁(B)E11-MO-F032B

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(B)

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口元弁

E22-F023

HPCF系CSP出口第三元弁

残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁

E11-MO-F070

RHR系HPCF系第一止め弁

残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁

E11-MO-F071

RHR系HPCF系第二止め弁

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)E11-MO-F017B

RHR系格納容器冷却流量調節弁(B)

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)E11-MO-F018B

RHR系格納容器冷却ライン隔離弁(B)下部ドライウェル注水ライン隔離弁

P13-MO-F031

ペデスタル注水用復水隔離弁

下部ドライウェル注水流量調節弁

P13-MO-F028

ペデスタル注水用復水流量調節弁

復水移送ポンプ吸込配管注入弁

P13-MO-F1020

復水移送ポンプ吸込連絡弁前弁

復水補給水系ポンプミニマムフロー戻り弁

P13-F018

薬液注入タンク出口弁

P16-MO-F002

二次隔離弁バイパス弁

T31-MO-F072

可燃性ガス濃度制御系入口第一隔離弁

T49-MO-F001A/B

可燃性ガス濃度制御系入口第二隔離弁

T49-MO-F003A/B

可燃性ガス濃度制御系出口第一隔離弁

T49-MO-F008A/B

可燃性ガス濃度制御系出口第二隔離弁

T49-MO-F007A/B

6号炉
操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下2階配管スペース（管理区域）
遠隔手動弁操作設備：廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

弁番号

弁名称

P13-MO-F029

MUWC T/B負荷遮断弁

P13-F001
E22-F028
E22-F029

7号炉
操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下3階南側配管スペース（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

P13-F008A/B/C

遠隔手動弁操作設備：廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

P13-F021

MUWC復水貯蔵槽出口弁
HPCFCSP出口第一元弁
HPCFCSP出口第二元弁
MUWC復水移送ポンプ(A)/(B)/(C)ミニマム
フロー逆止弁後弁
MUWCCRD駆動水供給元弁

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

P13-F019
P13-F020

MUWC常/非常用連絡管1次止め弁
MUWC常/非常用連絡管2次止め弁

E11-MO-F004A

RHR熱交換器出口弁(A)G51-MO-F010

SPCUCSP側吸込弁

E11-MO-F021B

RHR最小流量バイパス弁(B)E11-MO-F004B

RHR熱交換器出口弁(B)E11-MO-F019B

RHRS/Pスプレイ注入隔離弁(B)E11-MO-F005A

RHR注入弁(A)E11-MO-F032A

RHR注入ライン洗浄水止め弁(A)E11-MO-F032B

RHR注入ライン洗浄水止め弁(B)E22-F030

HPCFCSP出口第三元弁

E11-MO-F061

RHR系HPCF系第一止め弁

E11-MO-F062

RHR系HPCF系第二止め弁

E11-MO-F017B

RHR格納容器冷却流量調節弁(B)E11-MO-F018B

RHR格納容器冷却ライン隔離弁(B)P13-MO-F095

MUWC下部ドライウエル注水ライン隔離弁

P13-MO-F094

MUWC下部ドライウエル注水流量調節弁

P13-MO-F142

格納容器pH制御系統隔離弁

P13-F009

MUWC復水移送ポンプミニマムフロー戻り弁 廃棄物処理建屋2階復水貯蔵槽弁室（管理区域）

P16-MO-F002

格納容器pH制御タンク出口弁

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階SPCUポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下2階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室(管理区域)
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室(管理区域)
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
中央制御室
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

復水貯蔵槽復水移送ポンプ最小流量戻り入
廃棄物処理建屋2階復水貯蔵槽弁室（管理区域）
口弁
中央制御室
格納容器pH制御タンク出口弁
廃棄物処理建屋2階レイダウンエリア（管理区域）
PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁バイ 中央制御室
パス弁
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
中央制御室
FCS入口第一隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋2階格納容器所員用エアロック（管理区域）
中央制御室
FCS入口第二隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋2階格納容器所員用エアロック（管理区域）
中央制御室
FCS出口第一隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）
中央制御室
FCS出口第二隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）

T31-MO-F072
T49-MO-F001A/B
T49-MO-F003A/B
T49-MO-F008A/B
T49-MO-F007A/B

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階SPCUポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下2階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室(管理区域)
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室(管理区域)
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）
中央制御室
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

中央制御室
廃棄物処理建屋2階レイダウンエリア（管理区域）
AC PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁バ 中央制御室
イパス弁
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）
中央制御室
FCS入口第一隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋1階南側通路（管理区域）
中央制御室
FCS入口第二隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋1階南側通路（管理区域）
中央制御室
FCS出口第一隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
FCS出口第二隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）

各号炉の弁番号及び弁名称一覧（3/3）
統一名称

6号炉
弁番号

弁名称

常用冷却水供給側分離弁(B)P21-MO-F074B

RCW常用冷却水供給側分離弁(B)

常用冷却水戻り側分離弁(B)P21-MO-F082B

RCW常用冷却水戻り側分離弁(B)

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水出口弁

P21-MO-F013B

RHR熱交換器(B)冷却水出口弁

非常用ディーゼル発電機(B)冷却水出口弁(B)P21-MO-F055B

非常用D/G(B)冷却水出口弁(B)

非常用ディーゼル発電機(B)冷却水出口弁(E)P21-MO-F055E

非常用D/G(B)冷却水出口弁(E)P21-F028B

HECW冷凍機(B)冷却水出口弁

P21-F028D
P21-F015B
P21-F015E-

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(B)冷却水温度調節
弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(D)冷却水温度調節
弁後弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電動機軸受出口弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁

操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）

弁番号

弁名称

7号炉
操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

P21-MO-F016B

RCW常用冷却水供給側分離弁(B)P21-MO-F037B

RCW常用冷却水戻り側分離弁(B)P21-MO-F042B

RCW RHR熱交換器冷却水出口弁(B)P21-MO-F048B

RCW非常用D/G(B)冷却水出口弁(B)P21-MO-F048E

RCW非常用D/G(B)冷却水出口弁(E)コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

P21-F055B

RCW HECW冷凍機(B)冷却水温度調節弁後弁

コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

HECW冷凍機(D)冷却水出口弁

コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

P21-F055D

RCW HECW冷凍機(D)冷却水温度調節弁後弁

コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

RCWポンプ(B)吸込弁
RCWポンプ(E)吸込弁-

タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）-

P21-F001B
P21-F001E
P21-F222B
P21-F222E

RCWポンプ(B)吸込弁
RCWポンプ(E)吸込弁
RCW RSWポンフﾟ(B)電動機軸受出口弁
RCW RSWポンプ(E)電動機軸受出口弁

タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）

1.7-157

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

＜

1.8.1

目

次

＞

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
a.

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段及び設備(a) 格 納 容 器 下 部 注 水(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備b.

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手段及び設備(a) 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
c.
1.8.2
1.8.2.1

手順等
重大事故等時の手順
原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) 格 納 容 器 下 部 注 水a.

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水b.

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部
へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）c.

消火系による原子炉格納容器下部への注水

1.8-1

1.8.2.2

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水a.

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水b.

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 ）c.

消火系による原子炉圧力容器への注水d.

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

e.

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f.

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水g.

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

1.8.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

1.8.2.4

重大事故等時の対応手段の選択

1.8-2

添 付 資 料 1.8.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.8.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.8.3

重大事故対策の成立性
1. 格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉
格納容器下部への注水
2. 格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子
炉 格 納 容 器 下 部 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）3. 格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 常 設 若 し く は 可 搬型）又は消火系による原子炉格納容器下部への注水（受電操作）
4. 格 納 容 器 下 部 注 水 と 低 圧 代 替 注 水 の 組 み 合
わせについて添 付 資 料 1.8.4

解釈一覧
1.判 断 基 準 の 解 釈 一 覧
2.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.8-3

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【要求事項】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、溶融し、原子炉格
納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 「溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
なお、原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は、溶融
炉 心 ・ コ ン ク リ ー ト 相 互 作 用 (MCCI)を 抑 制 す る こ と 及 び 溶 融 炉 心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
（１）原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において、原子炉格納容器
下部注水設備により、原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（２）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止
ａ）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する
ため、原子炉圧力容器へ注水する手順等を整備すること。

1.8-4

炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリ
ー ト 相 互 作 用 （ 以 下 「 MCCI」 と い う 。 ） を 抑 制 す る こ と 及 び 溶 融 炉
心の原子炉格納容器バウンダリへの接触を防止することにより原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却する対処設備を整備している。
また，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する対処設備を整備している。
ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明す
る。

1.8-5

1.8.1

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 に お い て ， MCCI に よ る 原 子
炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却する必要がある。
また，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する必要がある。
原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却及び溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための対応
手段と重大事故等対処設備を選定する。
なお，対応手段の選定は電源の有無に依存しないことから，交流電源を確保するための対応手段を含めることとする。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備※1 を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則
第五十一条及び技術基準規則第六十六条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

1.8-6

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
全交流動力電源が喪失した場合に使用可能な対応手段と設備を選定する。ただし，全交流動力電源が喪失した場合は代替交
流電源設備により給電する。
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と 整 備 す る 手 順 に つ い て の 関 係 を 第 1.8.1 表 に 整 理 す る 。

a.

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段及び設備
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器の破損に至る可能性がある場合，あらかじめ原子炉格納容器下部に注水しておくことで，原子炉圧力容器が破損に至った場合においても，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却性を向上させ，
MCCI の 抑 制 及 び 溶 融 炉 心 の 原 子 炉 格 納 容 器 バ ウ ン ダ リ へ の 接
触防止を図る。
また，原子炉圧力容器破損後は原子炉格納容器下部に注水を継続することで，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を 冠 水 冷 却 し ， MCCI の 抑 制 及 び 溶 融 炉 心 の 原 子 炉 格 納 容 器 バ
ウンダリへの接触防止を図る。
さらに，原子炉格納容器下部への注水に併せてコリウムシールドを設置することで，原子炉格納容器下部へ落下した溶融炉心がドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル

1.8-7低電導度廃液サンプへ流入することを防止し，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制する。

(a) 格 納 容 器 下 部 注 水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却するため，原子炉格納容器下部へ注水する手段がある。

ⅰ. 格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水
格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・原子炉格納容器
・コリウムシールド・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備

ⅱ. 格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器
下部への注水

1.8-8

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器
下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）・防火水槽
・淡水貯水池・ホース・接続口・復水補給水系配管・弁・原子炉格納容器
・コリウムシールド・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備

なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。
また，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格
納容器下部への注水は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

1.8-9

ⅲ. 消火系による原子炉格納容器下部への注水
消火系による原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・ディーゼル駆動消火ポンプ
・ろ過水タンク
・消火系配管・弁・復水補給水系配管・弁・原子炉格納容器
・コリウムシールド・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
格納容器下部注水で使用する設備のうち，復水移送ポン
プ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・弁，高圧炉心注水系
配管・弁，原子炉格納容器，コリウムシールド，常設代替
交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設
備 ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） ， ホ ー ス ・ 接 続 口 及
び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
防 火 水 槽 及 び 淡 水 貯 水 池 は 「 1.13

重大事故等の収束に必要 と な る 水 の 供 給 手 順 等 」 【 解 釈 】 1 b)項 を 満 足 す る た めの代替淡水源（措置）として位置付ける。

1.8-10これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.8.1）
以上の重大事故等対処設備により原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。
あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁
耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） と 同 等 の 機 能 （ 流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合
において，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

b.

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手段及び設備(a) 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水

1.8-11

炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため，原
子炉圧力容器へ注水する手段がある。

ⅰ. 低圧代替注水系（常設）による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で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備

ⅱ. 低圧代替注水系（可搬型）による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で使用する設備は以下のとおり。
・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）1.8-12

・防火水槽・淡水貯水池・ホース・接続口・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備

なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。
また，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでな
く，海水も利用できる。

ⅲ. 消火系による原子炉圧力容器への注水
消火系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備

1.8-13

は以下のとおり。
・ディーゼル駆動消火ポンプ
・ろ過水タンク
・消火系配管・弁・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備

ⅳ. 高圧代替注水系による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で使用する設備は以下のとおり。
・高圧代替注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・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・復水補給水系配管
・高圧炉心注水系配管・弁1.8-14

・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
・原子圧力容器・常設代替直流電源設備
・可搬型直流電源設備

また，上記常設代替直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

なお，6 号炉の注水配管は直接給水系に接続するが，7号炉の注水配管は残留熱除去系配管を経由して給水系に接続する。

ⅴ. 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
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で使用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系ポンプ
・ほう酸水注入系貯蔵タンク
・ほう酸水注入系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器

1.8-15

・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

ⅵ. 制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・制御棒駆動水ポンプ
・復水貯蔵槽・制御棒駆動系配管・弁・復水補給水系配管・弁・原子炉圧力容器
・原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

ⅶ. 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水で使用する設備は以下のとおり。
・高圧炉心注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・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

1.8-16

・第二代替交流電源設備(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水で使用する設備のうち，復水移送ポンプ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・弁，残留熱除去系配管・弁・スパージ
ャ，給水系配管・弁・スパージャ，高圧炉心注水系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替
交流電源設備及び代替所内電気設備は重大事故等対処設備
として位置付ける。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注
水 で 使 用 す る 設 備 の う ち ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級），ホース・接続口，復水補給水系配管・弁，残留熱除去系配管・弁・スパージャ，給水系配管・弁・スパージ
ャ，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替
交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。防火水槽及び淡水貯水池 は 「 1.13 重 大 事 故 等 の 収 束 に 必 要 と な る 水 の 供 給 手 順
等 」 【 解 釈 】 1 b)項 を 満 足 す る た め の 代 替 淡 水 源 （ 措 置 ）として位置付ける。
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備のうち，高圧代替注水系ポンプ，復水貯蔵槽，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，復水補給水系配管，高圧炉心注水系配1.8-17

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，常設代替直流電源
設備，可搬型直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
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で使用する設備のうち，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク，ほう酸水注入系配管・弁，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
流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処
設備として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.8.1）
以上の重大事故等対処設備により溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止し，原子炉圧力容器内に残存した溶融炉心を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。
あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁
耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） と 同 等 の 機 能 （ 流量）を有することから，重大事故等へ対処するために

1.8-18

消火系による消火が必要な火災が発生していない場合
において，原子炉圧力容器への注水手段として有効である。
・制御棒駆動系
発電用原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，加えて耐震性が確保されていないが，原子炉
冷却材圧力バウンダリ高圧時に原子炉圧力容器下部に落下した溶融炉心を冷却し，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する手段として有効である。
・高圧炉心注水系
モータの冷却水がない状態での運転となるため運転時間に制限があり，十分な期間の運転継続はできない
が，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における原子炉圧力容器への注水手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

c.

手順等
上 記 「 a.

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却の た め の 対 応 手 段 及 び 設 備 」 及 び 「 b.

溶融炉心の原子炉格

納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順及び設備」

1.8-19

により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として
事 故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ シ ビ ア ア ク シ デ ン ト ） （ 以 下 「 SOP」と い う 。 ） ， AM 設 備 別 操 作 手 順 書 及 び 多 様 な ハ ザ ー ド 対 応 手
順 に 定 め る （ 第 1.8.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必
要 と な る 設 備 に つ い て も 整 理 す る （ 第 1.8.2 表 ， 第 1.8.3
表）。
（ 添 付 資 料 1.8.2）

1.8-201.8.2

重大事故等時の手順

1.8.2.1

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) 格 納 容 器 下 部 注 水a.

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため格納容器下部注水系（常設）により原
子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達しないように崩壊熱相当の流量とする。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準［原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準］
損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注
水 系 （ 常 設 ） が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。
［原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水操
作の判断基準］
1.8-21

原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容器の破損を判断した場
合で，格納容器下部注水系（常設）が使用可能な場合※2。

※ 1: 「 損 傷 炉 心 の 冷 却 が 未 達 成 」 は ， 原 子 炉 圧 力 容 器
下 鏡 部 温 度 指 示 値 が 300℃ に 達 し た 場 合 。
※ 2: 設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ 復 水 貯 蔵 槽 ）が確保されている場合。
※ 3: 「 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 の 徴 候 」 は ， 原 子 炉 圧 力
容器内の水位の低下，制御棒の位置表示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認する。
※ 4: 「 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 に よ る パ ラ メ ー タ の 変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇，原子炉格納容器内の温度の上昇により確認する。

(b) 操 作 手 順
格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを
第 1.8.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.8.3 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.8.4 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下
1.8-22

部への注水の準備開始を指示する。
②現場運転員 E 及び F は，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，格納容器下部注水系（常設）が使用可能か確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプの起動操作を実施し，復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水の系統構成として，下部ドライウェル注水ライン隔離弁の全開操作を実施し，当直副長に格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水の準備完了を報告する。
⑧当直副長は，運転員に格納容器下部注水系（常設）に
1.8-23

よる原子炉格納容器下部への注水開始を指示する。
⑨a 原子炉格納容器下部への初期水張りの場合
中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水
流量調節弁の全開操作を実施し，復水補給水系流量（ 格 納 容 器 下 部 注 水 流 量 ） 指 示 値 の 上 昇 （ 90m³/h 程度）により注水されたことを確認し，当直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 下 部 水 位 に て +2m（ 総 注 水 量 180m 3 ） 到
達後，原子炉格納容器下部への注水を停止する。
⑨b 原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水
流量調節弁を開とし，崩壊熱除去に必要な注水流量（ 35～ 70m 3 /h） に 調 整 し ， 注 水 を 継 続 す る 。
⑩現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保として復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補
給 水 系 常 /非 常 用 連 絡 1 次 ， 2 次 止 め 弁 の 全 開 操 作 ） を実施する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉格納容器下部へ
1.8-24

の 初 期 水 張 り 開 始 を 確 認 す る ま で 35 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保を
実 施 し た 場 合 ， 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.8.3－ 1， 1.8.3－ 3）b.

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部
へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部

注水系（常設）及び消火系による原子炉格納容器下部への注水機能が喪失した場合，原子炉格納容器の破損を防止するた
め格納容器下部注水系（可搬型）により原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達しないように崩壊熱相当の流量とする。
なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により復水
1.8-25

補給水系外部接続口及び消火系連結送水口を任意に選択できる構成としている。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準［原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準］
損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注
水系（常設）及び消火系による原子炉格納容器下部への注水ができず，格納容器下部注水系（可搬型）が使用可
能 な 場 合 ※ 2。
［原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水操
作の判断基準］原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容器の破損を判断した場
合で，格納容器下部注水系（常設），消火系による原子炉格納容器下部への注水ができず，格納容器下部注水系（ 可 搬 型 ） が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。

※ 1: 「 損 傷 炉 心 の 冷 却 が 未 達 成 」 は ， 原 子 炉 圧 力 容 器
下 鏡 部 温 度 指 示 値 が 300℃ に 達 し た 場 合 。
※ 2: 設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ 防 火 水 槽 又 は
淡水貯水池）が確保されている場合。
※ 3: 「 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 の 徴 候 」 は ， 原 子 炉 圧 力
容器内の水位の低下，制御棒の位置表示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認する。
1.8-26

※ 4: 「 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 に よ る パ ラ メ ー タ の 変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇，原子炉格納容器内の温度の上昇により確認する。

(b) 操 作 手 順
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フロー
を 第 1.8.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.8.5 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を
第 1.8.6 図 及 び 第 1.8.7 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器
下部への注水の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格
納容器下部への注水準備のため，可搬型代替注水ポン
プ （ A－ 2 級 ） の 配 備 ， ホ ー ス 接 続 及 び 起 動 操 作 を 依 頼する。
③現場運転員 C 及び D は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
1.8-27

⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥ a MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)を 使 用 す る 場 合
緊急時対策要員は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水の系統構成として，屋 外 に て MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)の 全 開 操 作 （ 遠 隔 手
動弁操作設備による操作）を実施する。
⑥ b MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (A)を 使 用 す る 場 合
現場運転員 C 及び D は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水の系統構成として ， 非 管 理 区 域 に て MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (A)の 全 開 操
作（遠隔手動弁操作設備による操作）を実施する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水の系統構成
として，下部ドライウェル注水流量調節弁，下部ドラ
イウェル注水ライン隔離弁の全開操作を実施し，当直副長に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格
納容器下部への注水の準備完了を報告する。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）の配備，ホース接続及び起動操作を行い，格納容器下部注水系（可搬型）による送水準備完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
1.8-28

要員又は運転員が選択した送水ラインからの可搬型代
替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 開 始 を 緊 急 時 対 策
本部に依頼する。
⑩当直副長は，中央制御室運転員に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水の確認を指示する。
⑪緊急時対策要員は，緊急時対策要員又は運転員が選択
し た 送 水 ラ イ ン か ら 送 水 す る た め ， MUWC 接 続 口 外 側 隔
離 弁 1(B)， 2(B)又 は MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(A)， 2(A)のどちらかの全開操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを復水補給水系流量（格納容器
下部注水流量）指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。
⑬a 原子炉格納容器下部への初期水張りの場合
当直長は，当直副長の依頼に基づき，格納容器下部水
位 に て +2m（ 総 注 水 量 180m 3 ） 到 達 後 ， 原 子 炉 格 納 容 器 下部への注水の停止を緊急時対策本部に依頼する。
⑬b 原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水の場合
当直長は，当直副長の依頼に基づき，崩壊熱除去に必
要 な 注 水 流 量 （ 35 ～ 70m 3 /h ） を 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ（ A－ 2 級 ） に て 継 続 し て 送 水 す る よ う 緊 急 時 対 策 本 部
1.8-29

に依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水操作のうち，運転員が実施する原子炉建屋での系統構成を 1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場
合 に 必 要 な 時 間 は 約 35 分 で あ る 。
また，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水操作のうち，緊急時対策要員が実施する
屋外での格納容器下部注水系（可搬型）による送水操作に必要な 1 ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊 急 時 対 策 要 員 3 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 4 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 6 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 330 分

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水操作は，作業開始を判断してから原子炉格納容器 下 部 へ の 初 期 水 張 り 開 始 を 確 認 す る ま で 約 330 分 で 可 能
1.8-30である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水ポンプ（ A－ 2 級 ） か ら の ホ ー ス の 接 続 は ， 汎 用 の 結 合 金 具 で あり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.8.3－ 2， 1.8.3－ 3）c.

消火系による原子炉格納容器下部への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，ろ過水タンクを水源とした消火系
により原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達しないように崩壊熱相当の流量とする。
1.8-31

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準［原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準］
損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注
水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水ができず ， 消 火 系 が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。 た だ し ， 重 大 事 故 等 へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
［原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水操
作の判断基準］原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容器の破損を判断した場
合で，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器 下 部 へ の 注 水 が で き ず ， 消 火 系 が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。
ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

※ 1:「 損 傷 炉 心 の 冷 却 が 未 達 成 」 は ， 原 子 炉 圧 力 容 器
下 鏡 部 温 度 指 示 値 が 300℃ に 達 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ ろ 過 水 タ ンク）が確保されている場合。
※ 3:「 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 の 徴 候 」 は ， 原 子 炉 圧 力
容器内の水位の低下，制御棒の位置表示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認する。
1.8-32

※ 4:「 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 に よ る パ ラ メ ー タ の 変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇，原子炉格納容器内の温度の上昇により確認する。

(b) 操 作 手 順
消火系による原子炉格納容器下部への注水手順の概要は
以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.8.1 図 に ， 概 要 図
を 第 1.8.8 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.8.9 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉格納容器下部への注水の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に消火系による原子炉格納容器下部への注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，消火系による原子炉格納容器
下部への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉格
納容器下部への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状
態表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実
1.8-33

施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉格
納容器下部への注水の系統構成として，復水補給水系
消 火 系 第 1， 第 2 連 絡 弁 の 全 開 操 作 及 び 下 部 ド ラ イ ウ ェル注水ライン隔離弁の全開操作を実施し，当直副長に消火系による原子炉格納容器下部への注水の準備完了を報告する。
⑦5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉格納容器下部への注水開始を緊急時対策本部に報告する。
⑨当直副長は中央制御室運転員に消火系による原子炉格
納容器下部への注水開始を指示する。
⑩a 原子炉格納容器下部への初期水張りの場合
中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水
流量調節弁の全開操作を実施し，復水補給水系流量（ 格 納 容 器 下 部 注 水 流 量 ） 指 示 値 の 上 昇 （ 90m³/h 程度）により注水されたことを確認し，当直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 下 部 水 位 に て +2m（ 総 注 水 量 180m 3 ） 到
達後，原子炉格納容器下部への注水を停止する。
⑩b 原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水の場合
1.8-34

中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水
流量調節弁を開とし，崩壊熱除去に必要な注水流量（ 35～ 70m 3 /h） に 調 整 し ， 注 水 を 継 続 す る 。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを緊
急時対策本部に報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員
2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子 炉 格 納 容 器 下 部 へ の 初 期 水 張 り 開 始 を 確 認 す る ま で 約 30分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.8.3－ 3）

1.8.2.2

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため原子炉圧力容器へ注水する。また，十分な炉心の冷却ができず原子炉圧力容器下部へ溶融炉心が移動した場合でも原子炉圧力容器へ注水することに
1.8-35より原子炉圧力容器の破損遅延又は防止を図る。

a.

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において, 給水・復水系

及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備
又は可搬型代替交流電源設備により低圧代替注水系（常設）の電源を確保し，原子炉圧力容器へ注水する。
なお，注水を行う際は，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を並行して行う。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず ， 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ 復 水 貯 蔵 槽 ） が確保されている場合。

(b) 操 作 手 順
1.8-36

低 圧 代 替 注 水 系 (常 設 )に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 手
順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.8.2 図に ， 概 要 図 を 第 1.8.10 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.8.11
図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表
示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，低圧代替注
水系（常設）が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプ（2 台）の起動操作を実施し，復水移送ポンプ吐出圧力指示値
が規定値以上であることを確認する。
⑥ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の全開操作を実施する。
⑥ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
1.8-37

中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (A)の全開操作を実施する。
⑦当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が復水移送ポン
プの吐出圧力以下であることを確認後，運転員に低圧
代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑧ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑧ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑨ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑨ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
1.8-38

位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑩現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保として復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補給
水 系 常 /非 常 用 連 絡 1 次 ， 2 次 止 め 弁 の 開 操 作 ） を 実 施する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力
容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 残 留 熱 除 去 系 (B)又 は 残 留 熱 除 去 系(A)の い ず れ の 注 入 配 管 を 使 用 し た 場 合 に お い て も 約 12 分で可能である。その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポン
プ の 水 源 確 保 を 実 施 し た 場 合 ， 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

b.

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 ）炉心の著しい損傷が発生した場合において，低圧代替注水系（常設）及び消火系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容
1.8-39

器への注水を実施する。
なお，注水を行う際は，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を並行して行う。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，低圧代替注水系（常設）及び消火系による原子炉圧力容器への注水ができず ， 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ 防 火 水 槽 又 は 淡水貯水池）が確保されている場合。

(b) 操 作 手 順
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注
水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.8.2 図 に ， 概 要 図 を 第 1.8.12 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.8.13 図 及 び 第 1.8.14 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
1.8-40②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器 へ の 注 水 準 備 の た め ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）の配備，ホース接続及び起動操作を依頼する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑤ a MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)を 使 用 す る 場 合
緊急時対策要員は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，屋外にて
MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)の 全 開 操 作 （ 遠 隔 手 動 弁 操 作
設備による操作）を実施する。
⑤ b MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (A)を 使 用 す る 場 合
現場運転員 C 及び D は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，非管理
区 域 に て MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (A)の 全 開 操 作 （ 遠 隔 手
動弁操作設備による操作）を実施する。
⑥ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の全開操作及び原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，残留熱除去
1.8-41

系 洗 浄 水 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑥ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (A)の全開操作及び原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，残留熱除去
系 洗 浄 水 弁 (A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）の配備，ホース接続及び起動操作を行い，可搬型代替
注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 準 備 完 了 を 緊 急 時 対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
要員又は運転員が選択した送水ラインからの可搬型代
替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 開 始 を 緊 急 時 対 策
本部に依頼する。
⑨当直副長は，中央制御室運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の確認を指示する。
⑩緊急時対策要員は，緊急時対策要員又は運転員が選択
し た 送 水 ラ イ ン か ら 送 水 す る た め ， MUWC 接 続 口 外 側 隔
離 弁 1(B)， 2(B)又 は MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(A)， 2(A)のどちらかの全開操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑪ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
1.8-42

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑪ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，低圧代替注
水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注
水操作のうち，運転員が実施する原子炉建屋での各注入配管の系統構成を 1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した
場 合 の 所 要 時 間 は 約 20 分 で あ る 。

また，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器
1.8-43

への注水操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋外での低圧代替注水系（可搬型）による送水操作に必要な 1 ユニ
ット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊 急 時 対 策 要 員 3 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 4 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 6 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 330 分

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は，作業開始を判断してから低圧代替注水系（可搬型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 約 330 分 で 可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水ポンプ（ A－ 2 級 ） か ら の ホ ー ス の 接 続 は ， 汎 用 の 結 合 金 具 で あり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

1.8-44c.

消火系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができない場合
は，消火系による原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，注水を行う際は，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を並行して行う。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができず，消火系
が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。 た だ し ， 重 大 事 故 等 へ 対 処 す る た めに消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ ろ 過 水 タ ン ク ）が確保されている場合。

(b) 操 作 手 順
消火系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.8.2 図 に ， 概 要 図 を 第1.8.15 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.8.16 図 に 示 す 。
1.8-45

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に消火系による原子炉圧力容器への注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示
にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，復水補給水系消火系
第 1， 第 2 連 絡 弁 の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の全開操作を実施する。
⑦ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (A)の全開操作を実施する。
⑧5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了
1.8-46

を緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部
は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水開始を緊急時対策本部に報告する。
⑩当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力がディーゼル駆動消火ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，中央制御室運転員に消火系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑪ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑪ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑫ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑫ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注
1.8-47

水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員 2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 残 留 熱 除 去 系 (B)又 は 残 留 熱 除 去 系 (A)の い ず れ の 注 入 配 管 を 使 用 し た 場 合 に
お い て も 約 30 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

d.

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉冷却材

圧力バウンダリが高圧の状態で，原子炉隔離時冷却系及び高
圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合
は，常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備により高圧代替注水系の電源を確保し，原子炉圧力容器へ注水する。
1.8-48

なお，注水を行う際は，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を並行して行う。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失し，高圧代替注水系が使用可能な場
合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:原 子 炉 圧 力 指 示 値 が 規 定 値 以 上 あ る 場 合 に お い て ，
設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。

(b) 操 作 手 順
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水について
は ， 「 1.2.2.1(1)a.

中央制御室からの高圧代替注水系起動」の操作手順と同様である。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施した場合，作業開始
1.8-49

を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注 水 開 始 ま で 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。

e.

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
損傷炉心へ注水する場合，ほう酸水注入系によるほう酸水の注入を並行して実施する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，損傷炉心へ注水する 場 合 で ， ほ う 酸 水 注 入 系 が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ ほ う 酸 水 注 入 系
貯蔵タンク）が確保されている場合。

(b) 操 作 手 順
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
手 順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.8.2
図 に ， 概 要 図 を 第 1.8.17 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.8.18 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に
1.8-50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の準備開始を指示する。
②現場運転員 C 及び D は，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に必要なポンプ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，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に必要なポンプ及び電動弁の電源が確保されたこと並びに監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，ほう酸水注
入系が使用可能か確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系ポンプ(A)又 は (B)の 起 動 操 作 （ ほ う 酸 水 注 入 系 起 動 用 キ ー ・
ス イ ッ チ を 「 ポ ン プ A」 位 置 （ B 系 を 起 動 す る 場 合 は「 ポ ン プ B」 位 置 ） に す る こ と で ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン
プ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁が全開となり，ほう酸水注入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始される。）を実施し，発電用原子炉が未臨界であることを継続して監視する。
⑥当直副長は，ほう酸水注入系ポンプの運転時間によりほう酸水注入系貯蔵タンクの液位を推定し，ほう酸水の全量注入完了を確認後，中央制御室運転員にほう酸
水注入系ポンプの停止を指示する。
1.8-51

⑦中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系ポンプを停止し，当直副長に報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから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 開 始 ま で 約 20 分 で 可 能 である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

f.

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において, 原子炉隔離時

冷却系，高圧炉心注水系及び高圧代替注水系による原子炉圧
力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により制御棒駆動系の電源を確保
し，原子炉圧力容器の下部への注水を実施することで，原子炉圧力容器の下部に落下した溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器の破損の進展を抑制する。
なお，注水を行う際は，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を並行して行う。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
1.8-52

炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失し，制御棒駆動系が使用可能な場合※2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 ， 補 機 冷 却 水 及 び 水 源 （ 復水貯蔵槽）が確保されている場合。

(b) 操 作 手 順
制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水について
は ， 「 1.2.2.3(1)b.

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水」の操作手順と同様である。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の現場操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注 水 開 始 ま で 約 20 分 で 可 能 で あ る 。

g.

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において, 原子炉隔離時
1.8-53

冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により高圧炉心注水系の電源を確保することで高圧炉心注水系を冷却水がない状態で一定時間運転し，復水貯蔵槽
を水源とした原子炉圧力容器への緊急注水を実施する。
なお，注水を行う際は，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を並行して行う。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失し，高圧炉心注水系が使用可能な場
合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ 復 水 貯 蔵 槽 ） が確保されている場合。

(b) 操 作 手 順
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水につい て は ， 「 1.2.2.3(1)c.

高圧炉心注水系による原子炉圧

力容器への緊急注水」の操作手順と同様である。
1.8-54(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊 急 注 水 開 始 ま で 約 25 分 で 可 能 で あ る 。

1.8.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

復水貯蔵槽，防火水槽及びろ過水タンクへの水の補給手順並びに 水 源 か ら 接 続 口 ま で の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る
送 水 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。
復水移送ポンプ，高圧代替注水系，ほう酸水注入系ポンプ，制御棒駆動水ポンプ，高圧炉心注水系ポンプ，電動弁及び中央制御
室監視計器類への電源供給手順並びに第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機，電源車，ディーゼル駆動消火ポンプ及び 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） へ の 燃 料 補 給 手 順 に つ い ては ，「 1.14

1.8.2.4

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

重大事故等時の対応手段の選択(1) 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 に 落 下 し た 溶 融 炉 心 の 冷 却 の た め の 対 応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.8.19 図 に 示 す 。
代替交流電源設備により交流電源が確保できた場合，復水貯
1.8-55

蔵槽が使用可能であれば格納容器下部注水系（常設）による原
子炉格納容器下部への注水（初期水張り）を実施する。復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水（初期水張り）を実施する。また，原子炉圧力容器が破損し，原子炉格納容器下部へ落下した溶融炉心を冠水冷却する場合においても，初期水張りを実施する際と同様の順で対応手段を選択し，原子炉格納容器下部へ注水する。
なお，消火系による原子炉格納容器下部への注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可能が確認できた場合に実施する。

(2) 溶 融 炉 心 の 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 へ の 落 下 遅 延 ・ 防 止 の た め の対応手段の選択重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.8.19 図 に 示 す 。
代 替 交 流 電 源 設 備 に よ り 交 流 電 源 が 確 保 で き る ま で は ,交 流 電源を必要としない高圧代替注水系により原子炉圧力容器へ注水
し ,代 替 交 流 電 源 設 備 に よ り 交 流 電 源 が 確 保 で き た 段 階 で ， 高 圧
代替注水系に併せてほう酸水注入系によるほう酸水注入及び制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水を行う。また，低圧
代替注水系の運転が可能となり発電用原子炉の減圧が完了するまでの期間は，高圧代替注水系により原子炉圧力容器への注水を継続するが，高圧代替注水系が使用できなくなった場合は高1.8-56

圧炉心注水系により原子炉圧力容器へ緊急注水する。
発電用原子炉の減圧が完了し，復水貯蔵槽が使用可能であれば低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水する。
復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。その際も併せて
ほう酸水注入系によるほう酸水注入を行う。
なお，消火系による原子炉圧力容器への注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないことが確認できた場合に実施する。
低圧代替注水を実施する際の注入配管の選択は，中央制御室からの操作が可能であって，注水流量が多いものを優先して使用する。
溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のために
原子炉圧力容器へ注水を実施している際，損傷炉心の冷却が未達成と判断した場合は，原子炉格納容器下部への注水操作を開始する。

1.8-57

第 1.8.1 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（1/3）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

手順書

復水移送ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽 ※1

シデント）

復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁
原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備「MUWC による下部 D/W 注水」

代替所内電気設備
第二代替交流電源設備 ※2

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

事故時運転操作手順書（シビアアク

ホース・接続口

シデント）

原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

重大事故等対処設備

燃料補給設備 ※2「RPV 制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による下部 D/W 注水」

多様なハザード対応手順「消防車による送水（デブリ冷

防火水槽 ※1，※4
淡水貯水池 ※1，※4

却）」自主対策設備原子炉格納容器下部への注水

格納容器下部注水系（可搬型）による復水補給水系配管・弁事故時運転操作手順書（シビアアク

ろ過水タンク ※1

シデント）

消火系配管・弁「RPV 制御」

復水補給水系配管・弁
原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2

自主対策設備消火系による

原子炉格納容器下部への注水

ディーゼル駆動消火ポンプ

可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

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:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「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」にて整備する。

※4:「1.13

AM 設備別操作手順書

可搬型代替交流電源設備 ※2

第二代替交流電源設備 ※2※1:手順は「1.13「RPV 制御」

自主対策設備原子炉格納容器下部への注水

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却

－

対処設備

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.8-58AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる下部 D/W 注水」

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/3）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

復水移送ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽 ※1

シデント）

原子炉圧力容器への注水

給水系配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2

第二代替交流電源設備 ※2「MUWC による原子炉注水」

事故時運転操作手順書（シビアアク

ホース・接続口

シデント）

復水補給水系配管・弁「RPV 制御」

残留熱除去系配管・弁・スパージャ
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）「R/B 制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

代替所内電気設備

多様なハザード対応手順

燃料補給設備 ※2「消防車による送水（デブリ冷
却）」

設備

自主対策

防火水槽 ※1，※4
第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（シビアアク

ろ過水タンク ※1

シデント）

消火系配管・弁「RPV 制御」

復水補給水系配管・弁

「R/B 制御」

残留熱除去系配管・弁・スパージャ
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2

自主対策設備消火系による

原子炉圧力容器への注水

ディーゼル駆動消火ポンプ

第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

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:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「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」にて整備する。

※4:「1.13

AM 設備別操作手順書

代替所内電気設備

淡水貯水池 ※1，※4※1:手順は「1.13「R/B 制御」

可搬型代替交流電源設備 ※2

設備

原子炉圧力容器への注水

低圧代替注水系（可搬型）による溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止－「RPV 制御」

自主対策

低圧代替注水系（常設）による残留熱除去系配管・弁・スパージャ

重大事故等対処設備

復水補給水系配管・弁重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.8-59AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/3）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

高圧代替注水系ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽

シデント）

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁「RPV 制御」

主蒸気系配管・弁「R/B 制御」

高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

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
常設代替直流電源設備※2

可搬型直流電源設備※2

常設代替交流電源設備※2

可搬型代替交流電源設備

※2
※2
設備

ほう酸水注入系ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

ほう酸水注入系貯蔵タンク

シデント）

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「R/B 制御」
AM 設備別操作手順書※2「SLC ポンプによるほう酸水注入」※2
設備

事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽

シデント）

※1

制御棒駆動系配管・弁
復水補給水系配管・弁
原子炉圧力容器
原子炉補機冷却系
常設代替交流電源設備※2

第二代替交流電源設備※2

自主対策設備

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

制御棒駆動水ポンプ「RPV 制御」「R/B 制御」
AM 設備別操作手順書「CRD による原子炉注水」※3

事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽

シデント）

※1

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ「RPV 制御」

復水補給水系配管「R/B 制御」

原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※2

第二代替交流電源設備※2

自主対策設備高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

高圧炉心注水系ポンプ

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:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「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」にて整備する。

※4:「1.13「RPV 制御」

自主対策

第二代替交流電源設備

対処設備

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ

重大事故等

ほう酸水注入系配管・弁
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

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止※1:手順は「1.13

自主対策

第二代替交流電源設備－※3

重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.8-60AM 設備別操作手順書「HPCF 緊急注水」※3

第 1.8.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/7）
重大事故等の対応に

手順書

1.8.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)格納容器下部注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）

AM 設備別操作手順書

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

「MUWC による下部 D/W 注水」
原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉格納容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）

判断基準

格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)

制御棒の位置

制御棒操作監視系
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧

電源

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

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度操作

原子炉格納容器内の水位

格納容器下部水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ(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

水源の確保

1.8-61

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（2/7）
重大事故等の対応に

手順書

1.8.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)格納容器下部注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）

AM 設備別操作手順書

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

「消防車による下部 D/W 注水」
原子炉圧力容器内の温度
多様なハザード対応手順

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度
原子炉水位（狭帯域）「消防車による送水（デブリ冷却）」
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉格納容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

判断基準

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)

制御棒の位置

制御棒操作監視系
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧

電源

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
復水貯蔵槽水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器下部水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力操作

原子炉格納容器内の水位

水源の確保

1.8-62防火水槽
淡水貯水池

監視計器一覧（3/7）
重大事故等の対応に

手順書

1.8.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)格納容器下部注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）

AM 設備別操作手順書

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

「消火ポンプによる下部 D/W 注水」
原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉格納容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）

判断基準

格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)

制御棒の位置

制御棒操作監視系
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧

電源

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
復水貯蔵槽水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度操作

原子炉格納容器内の水位

格納容器下部水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位

1.8-63

監視計器一覧（4/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.8.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」

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

AM 設備別操作手順書

原子炉圧力容器内の温度「MUWC による原子炉注水」

原子炉圧力容器温度
原子炉水位（狭帯域）

判断基準

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）

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
水源の確保

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）

原子炉圧力容器内の圧力
操作

原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力
原子炉圧力(SA)
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ吐出圧力(A)
復水移送ポンプ吐出圧力(B)
復水移送ポンプ吐出圧力(C)

水源の確保
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」

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

AM 設備別操作手順書

原子炉圧力容器内の温度「消防車による原子炉注水」「消防車による送水（デブリ冷却）」

原子炉水位（狭帯域）
原子炉圧力容器内の水位判断基準

多様なハザード対応手順

原子炉圧力容器温度
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池
原子炉水位（狭帯域）

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器への注水量
補機監視機能水源の確保

1.8-64

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
可搬型代替注水ポンプ吐出圧力
防火水槽
淡水貯水池

監視計器一覧（5/7）
重大事故等の対応に

手順書

1.8.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」

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

AM 設備別操作手順書

原子炉圧力容器内の温度「消火ポンプによる原子炉注水」

原子炉圧力容器温度
原子炉水位（狭帯域）

判断基準

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）

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
原子炉水位（狭帯域）

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」
原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

判断基準

原子炉水位（狭帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力
電源

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

水源の確保

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
高圧代替注水系系統流量
高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

補機監視機能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

水源の確保

1.8-65

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（6/7）
重大事故等の対応に

手順書

1.8.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」
原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」

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

AM 設備別操作手順書

原子炉圧力容器内の温度「SLC ポンプによるほう酸水注入」

原子炉圧力容器温度

判断基準

原子炉水位（狭帯域）
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）

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
原子炉水位（狭帯域）操作

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）

原子炉圧力容器内の圧力
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉圧力
原子炉圧力(SA)
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」
原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」

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

AM 設備別操作手順書

原子炉圧力容器内の温度「CRD による原子炉注水」

原子炉圧力容器温度
原子炉水位（狭帯域）

判断基準

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）

電源

M/C

C 電圧

P/C

C-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
補機監視機能
水源の確保

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
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）

原子炉圧力容器内の圧力
操作
原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度

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

1.8-66

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（7/7）
重大事故等の対応に

手順書

1.8.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」

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

AM 設備別操作手順書

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度「HPCF 緊急注水」
判断基準

原子炉水位（狭帯域）
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）

電源

M/C

D 電圧

P/C

D-1 電圧

直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

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）

操作

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

1.8-67

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

第 1.8.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備
給電元

対象条文

供給対象設備
給電母線【1.8】

復水移送ポンプ

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

等
MCC C 系
AM 用 MCC
復水補給水系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

残留熱除去系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

高圧代替注水系弁常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
AM 用直流 125V

ほう酸水注入系ポンプ・弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

1.8-68

第 1.8.1 図

SOP「RPV 制御」における対応フロー

1.8-69

第 1.8.2 図

SOP「RPV 制御」，SOP「R/B 制御」における対応フロー

1.8-701.8-71
操作手順⑤

タービン建屋負荷遮断弁

⑦
a

⑨⑨

第 1.8.3 図

弁名称

下部ドライウェル注水ライン隔離弁
b

下部ドライウェル注水流量調節弁⑩※1

復水補給水系常/非常用連絡1次止め弁⑩※2

復水補給水系常/非常用連絡2次止め弁

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水

概要図

1.8-72
第 1.8.4 図

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水

タイムチャート1.8-73
第 1.8.5 図

格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）概要図

経過時間（分）
10

20

30

40

50

60

70

80

90

備考
手順の項目

系統構成完了 35分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確保
中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水（淡水/海水）

バイパス流防止措置，系統構成
移動，電源確保

第 1.8.6 図

移動，遠隔手動弁操作設備による系統構成（非管理区域）

格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（系統構成）タイムチャート

1.8-74

1.8-75

第 1.8.7 図

格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 1/3）

1.8-76
第 1.8.7 図

格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 2/3）

経過時間（分）

10

20

30

40

50

60

70

80

90

200

210

220

230

240

250

260

270

280

290

300

310

320

330

340

原子炉格納容器下部への注水（初期水張り）

手順の項目

450

0

10

20

備考

原子炉格納容器下部への注水（注水継続）要員（数）330分 ※1

中央制御室運転員Ａ，B

5分 ※3

注水確認
2

注水確認

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名で対応する。

送水準備
可搬型代替注水ポンプによる送水

屋外～5号炉東側第二保管場所移動[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）]

可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

6 ※1

送水準備
送水

注水（初期水張り） ※2 必要注水量到達後注水停止

緊急時対策要員6名のうち4名で対応する。

送水 ＲＰＶ破損後の注水開始（注水継続）

送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で対応する。

1.8-77※1

緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。

※2※390ｍ3/hにて120分注水。
ＲＰＶ破損が確認されてから注水開始までの時間。

緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約225分で可能である。

第 1.8.7 図

格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 3/3）

1.8-78
操作手順⑤

タービン建屋負荷遮断弁⑥※1

復水補給水系消火系第1連絡弁⑥※2

復水補給水系消火系第2連絡弁⑥※3

下部ドライウェル注水ドライウェル隔離弁a⑩⑩

第 1.8.8 図

弁名称b

下部ドライウェル注水流量調節弁

消火系による原子炉格納容器下部への注水

概要図

第 1.8.9 図

消火系による原子炉格納容器下部への注水

タイムチャート

1.8-79

1.8-80
凡例

注入配管
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.8.10 図

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

概要図

経過時間（分）
5

手順の項目

10

20

15

25

備考

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水 12分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止処置，ポンプ起動

低圧代替注水系（常設）による
原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系（A）又は(B)
注入配管使用）第 1.8.11 図

系統構成

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

注水開始，注水状況確認

移動，ＣＳＰ水源確保

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

タイムチャート

1.8-81

1.8-82
凡例

注入配管
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.8.12 図

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 ）概要図

経過時間（分）

10
手順の項目

30

40

50

60

70

90

80

備考

系統構成完了 20分

要員（数）低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系(A)又は(B)
注入配管使用）20

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止措置，系統構成

移動，遠隔手動弁操作設備による系統構成（非管理区域）

第 1.8.13 図

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 ）（系統構成）タイムチャート

1.8-83

経過時間（分）10
手順の項目

可搬型代替注水ポンプ
による送水

30

40

50

60

70

80

90

100

110

3

※1

130
125分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台保管場所移動 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2級)3台移動～配置
送水準備[防火水槽を水源とした場合]

※1
※2

120

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水要員（数）緊急時対策要員20

送水5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，緊急時対策要員2名で105分以内で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

第 1.8.14 図

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 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 1/3）

備考

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水

要員（数）

140
140分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～淡水貯水池移動
貯水池出口弁「開」
緊急時対策要員2

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置，送水ライン水張り及び健全性確認
送水ホース及び消防ホース接続継手接続

可搬型代替注水ポンプ
による送水

送水

[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）]

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
緊急時対策要員2

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）2台移動～配置
送水準備
送水1.8-84※1※2

5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，約120分で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

第 1.8.14 図

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 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 2/3）

備考

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

200

210

220

230

240

250

260

270

280

290

300

310

320

330

340

350

備考

要員（数）
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水 330分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
送水準備

屋外～5号炉東側第二保管場所移動

可搬型代替注水ポンプによる送水[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）]可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員 6 ※1

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名のうち4名で
対応する。

送水準備
送水

送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で対応する。

※1 緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。
緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約225分で可能である。

1.8-85

第 1.8.14 図

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 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 3/3）

1.8-86
凡例

注入配管
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.8.15 図

消火系による原子炉圧力容器への注水

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

30分 消火系による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確保確認
系統構成，バイ パス流防止処置

消火系による原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系(A)又は(B)
注入配管使用）中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

25号炉運転員2

第 1.8.16 図

注水開始，注水状況確認

電源確保

消火ポン プ 起動

消火系による原子炉圧力容器への注水

タイムチャート80

備考

1.8-87

ＭＵＷＰ
RCCV

D/W

ＲＰＶ

NO

MO

1.8-88

HPCF(B)系

ＳＬＣ
テストタンク

⑤※2

MO

MO
S/C

⑤※1

SLCﾎﾟﾝﾌﾟ(A)MO
MO
SLCﾎﾟﾝﾌﾟ(B)

操作手順

弁名称

⑤※2

ほう酸水注入系注入弁(A)⑤※1

ほう酸水注入系ポンプ吸込弁(A)

第 1.8.17 図

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

概要図

ＳＬＣ
タンク

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

20分 ほう酸水注入系によるほう酸水注入開始

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

ほう酸水注入系による 中央制御室運転員 Ａ，Ｂ
原子炉圧力容器へのほう酸水注入(ほう酸水貯蔵タンク使用）
現場運転員 C，D

第 1.8.18 図

22

ポン プ 起動，ほう酸水注入開始

移動，電源確保

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

タイムチャート90

備考

1.8-89(1) 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却・損傷炉心の冷却未達成
・原子炉圧力容器の破損を判断【凡例】：プラント状態：操作，確認
：判断

交流電源
あり

No

Yes

復水貯蔵槽
使用可

：重大事故等対処設備

代替交流電源設備
による交流電源確保

No

Yes

No
重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災の発生なし

Yes

ろ過水タンク
使用可

No

Yes

優先①
格納容器下部注水系（常設）による原子炉
格納容器下部への注水※

優先②
消火系による原子炉格納容器下部への注水※※ 【損傷炉心の冷却が未達成の場合】【原子炉圧力容器の破損を判断した場合】

第 1.8.19 図

優先③
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉
格納容器下部への注水※

原子炉格納容器下部への初期水張りを実施
原子炉圧力容器破損後の原子炉格 納容器 下部へ 落下し た溶 融炉心 の冠水 冷却を実 施

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1/2）

1.8-90(2) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止
全交流動力電源喪失，炉心の著しい損傷が発生※1【凡例】：プラント状態※1 損傷炉心の冷却が未達成と判断した場合は ，「(1) 原子炉格納容器下部へ落下した溶融炉 心の冷却」の対応手段選択フローチャート に従い原子 炉
格納容器下部への注水操作を開始する。

：操作，確認：判断

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水：重大事故等対処設備

代替交流電源設備
による交流電源確保（並行実施）

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※2低圧代替注水系
運転可能

No

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水※2 全ての注水手段に併せて実施 する。

Yes

No

高圧代替注水系
運転継続可能Yes

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水を継続

発電用原子炉の減圧実施

復水貯蔵槽
水源使用可能高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への
緊急注水

No

Yes

重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災の発生なし

No

Yes

No

ろ過水タンク
水源使用可能※3 注入配管優先順位
優先①残留熱除去系(B)注入配管
優先②残留熱除去系(A)注入配管

Yes
優先①
低圧代替注水系（常設）による
原子炉圧力容器への注水※3

第 1.8.19 図

優先②
消火系による
原子炉圧力容器への注水※3優先③低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水※3

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2/2）

1.8-91

添付資料 1.8.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/3）
技術的能力審査基準（1.8）

設置許可基準規則（51条）

技術基準規則（66条）【本文】
発 電 用 原子 炉 施 設 には 、 炉 心 の 著し い 損 傷 が 発
生 し た 場合 に お い て原 子 炉 格 納 容器 の 破 損 を 防
止 す る ため 、 溶 融 し、 原 子 炉 格 納容 器 の 下 部 に
落 下 し た炉 心 を 冷 却す る た め に 必要 な 設 備 を 設
け な け れば な ら な い。

【本文】
発 電 用 原子 炉 施 設 に は、 炉 心 の 著 しい 損 傷が 発 生 した 場 合 に お いて 原 子 炉 格 納容 器 の破 損 を 防止 す る た め 、溶 融 し 、 原 子炉 格 納
容 器 の 下部 に 落 下 し た炉 心 を 冷 却 する た めに 必 要 な設 備 を 施 設 しな け れ ば な らな い 。

【解釈】
１ 第 ５１ 条 に 規 定 する 「 溶 融 し 、原 子 炉 格 納容
器 の 下 部に 落 下 し た炉 心 を 冷 却 する た め に 必 要
な 設 備 」と は 、 以 下に 掲 げ る 措 置又 は こ れ ら と
同 等 以 上の 効 果 を 有す る 措 置 を 行う た め の 設 備を い う 。な お 、 原 子炉 格 納 容 器 下部 に 落 下 し た
溶 融 炉 心の 冷 却 は 、溶 融 炉 心 ・ コン ク リ ー ト 相互 作 用 (MCCI)を 抑 制す る こ と 及 び溶 融 炉 心 が 拡が り 原 子炉 格 納 容 器バ ウ ン ダ リ に接 触 す る こ とを 防 止 する た め に 行わ れ る も の であ る 。

【解釈】
第 ６ ６ 条に 規 定 す る 「溶 融 し 、 原 子炉 格 納
容 器 の 下部 に 落 下 し た炉 心 を 冷 却 する た めに 必 要 な設 備 」 と は 、以 下 に 掲 げ る措 置 又
は こ れ らと 同 等 以 上 の効 果 を 有 す る措 置 を
行 う た めの 設 備 を い う。 な お 、 原 子炉 格 納
容 器 下 部に 落 下 し た 溶融 炉 心 の 冷 却は 、 溶
融 炉 心 ・コ ン ク リ ー ト相 互 作 用 (MCCI)を 抑
制 す る こと 及 び 溶 融 炉心 が 拡 が り 原子 炉 格
納 容 器 バウ ン ダ リ に 接触 す る こ と を防 止 す
る た め に行 わ れ る も ので あ る 。

ａ ） 原 子炉 格 納 容 器下 部 注 水 設 備を 設 置 す る こと 。 原 子炉 格 納 容 器下 部 注 水 設 備と は 、 以 下 に
掲 げ る 措置 又 は こ れら と 同 等 以 上の 効 果 を 有 す
る 措 置 を行 う た め の設 備 を い う 。
ⅰ ） 原 子炉 格 納 容 器下 部 注 水 設 備（ ポ ン プ 車 及び 耐 圧 ホー ス 等 ） を整 備 す る こ と。 （ 可 搬 型 の
原 子 炉 格納 容 器 下 部注 水 設 備 の 場合 は 、 接 続 す
る 建 屋 内の 流 路 を あら か じ め 敷 設す る こ と 。 ）ａ ） 原 子炉 格 納 容 器 下部 注 水 設 備 を設 置 す
る こ と 。原 子 炉 格 納 容器 下 部 注 水 設備 とは 、 以 下に 掲 げ る 措 置又 は こ れ ら と同 等 以
上 の 効 果を 有 す る 措 置を 行 う た め の設 備 をいう。
ⅰ ） 原 子炉 格 納 容 器 下部 注 水 設 備 （ポ ン プ
車 及 び 耐圧 ホ ー ス 等 ）を 整 備 す る こと 。
（ 可 搬 型の 原 子 炉 格 納容 器 下 部 注 水設 備 の場 合 は 、接 続 す る 建 屋内 の 流 路 を あら か じめ 敷 設 する こ と 。 ）ⅱ ） 原 子炉 格 納 容 器下 部 注 水 設 備は 、 多 重 性 又は 多 様 性及 び 独 立 性を 有 し 、 位 置的 分 散 を 図 る
こ と 。 （た だ し 、 建屋 内 の 構 造 上の 流 路 及 び 配
管 を 除 く。 ）ⅱ ） 原 子炉 格 納 容 器 下部 注 水 設 備 は、 多 重
性 又 は 多様 性 及 び 独 立性 を 有 し 、 位置 的 分
散 を 図 るこ と 。 （ た だし 、 建 屋 内 の構 造 上の 流 路 及び 配 管 を 除 く。 ）ｂ ） こ れら の 設 備 は、 交 流 又 は 直流 電 源 が 必 要
な 場 合 は代 替 電 源 設備 か ら の 給 電を 可 能 と す ること。

ｂ ） こ れら の 設 備 は 、交 流 又 は 直 流電 源 が
必 要 な 場合 は 代 替 電 源設 備 か ら の 給電 を 可
能 と す るこ と 。

番号【 本 文】
発 電 用原 子 炉 設 置 者に お い て 、 炉心 の 著 し い損 傷 が発 生 した 場 合 に お いて 原 子 炉 格 納容 器 の 破 損を 防 止
す る ため 、 溶 融 し 、原 子 炉 格 納 容器 の 下 部 に落 下 した 炉 心を 冷 却 す る ため に 必 要 な 手順 等 が 適 切に 整 備
さ れ てい る か 、 又 は整 備 さ れ る 方針 が 適 切 に示 さ れて い るこ と 。
【 解 釈】
１ 「 溶融 し 、 原 子炉 格 納 容 器 の下 部 に 落 下 した 炉
心 を 冷却 す る た め に必 要 な 手 順 等」 と は 、 以下 に 掲
げ る 措置 又 は こ れ らと 同 等 以 上 の効 果 を 有 する 措 置
を 行 うた め の 手 順 等を い う 。
な お 、原 子 炉 格 納 容器 下 部 に 落 下し た 溶 融 炉心 の 冷
却 は 、溶 融 炉 心 ・ コン ク リ ー ト 相互 作 用 (MCCI)を 抑
制 す るこ と 及 び 溶 融炉 心 が 拡 が り原 子 炉 格 納容 器 バ
ウ ン ダリ に 接 触 す るこ と を 防 止 する た め に 行わ れ る
も の であ る 。

（ １ ）原 子 炉 格 納 容器 下 部 に 落 下し た 溶 融 炉心 の 冷
却ａ ） 炉心 の 著 し い 損傷 が 発 生 し た場 合 に お いて 、 原子 炉 格納 容 器 下 部 注水 設 備 に よ り、 原 子 炉 格納 容 器の 破 損を 防 止 す る ため に 必 要 な 手順 等 を 整 備す る こと。

（ ２ ）溶 融 炉 心 の 原子 炉 格 納 容 器下 部 へ の 落下 遅
延 ・ 防止ａ ） 溶融 炉 心 の 原 子炉 格 納 容 器 下部 へ の 落 下を 遅 延
又 は 防止 す る た め 、原 子 炉 圧 力 容器 へ 注 水 する 手 順
等 を 整備 す る こ と 。

①

－

②

③

番号

④

－

⑤

⑥

⑦

：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
機能

（

格
納
原
容
子
器
炉
下
格
部
納
注
容
水
器
系
下
部
常
へ
設
の
注
に
水
よ
る

）

自主対策

解釈
対応番号

機能

機器名称

常設
可搬
常設

復水移送ポンプ

既設

ディーゼル駆動消火ポ
ンプ

復水貯蔵槽

既設

ろ過水タンク

常設

復水補給水系配管・弁既設
新設

消火系配管・弁

常設

高圧炉心注水系配管・弁

既設

復水補給水系配管・弁

常設

原子炉格納容器既設

原子炉格納容器

常設

コリウムシールド

新設

コリウムシールド

常設

常設代替交流電源設備

新設

常設代替交流電源設備

常設

第二代替交流電源設備

新設

第二代替交流電源設備

常設

可搬型代替交流電源設
備

可搬

代替所内電気設備

常設

燃料補給設備

常設
可搬

可搬型代替交流電源設
備新設

代替所内電気設備

既設
新設

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

新設

防火水槽 ※1

新設

淡水貯水池

※1

新設

ホース・接続口新設

復水補給水系配管・弁

既設
新設

原子炉格納容器

既設

コリウムシールド

新設

常設代替交流電源設備

新設

第二代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設
備

新設

（

格
納
原容
子器
炉下
格部
納注
容水
器系
下
部可
へ搬
の型
注
水に
よ
る

機器名称

既設
新設

①
②
④
⑤
⑥
⑦

①
②
④
⑤
⑥
⑦

消
火
系
に
よ
る
原
子
炉
格
納
容
器
下
部
へ
の
注
水

－

必 要 時 間内 に使 用 可能 か

対 応可 能 な 人 数
で 使用 可 能 か

備考

30分

6名

自主対策とする理由は本文参照－）

代替所内電気設備
燃料補給設備

既設
新設
既設
新設

※1:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.8-92

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/3）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
機能

（

低
圧
原
代
子
替
炉
注
圧
水
力
系
容
器
常
へ
設
の
注
に
水
よ
る

機器名称

解釈
対応番号

機能

機器名称

常設
可搬
常設

復水移送ポンプ

既設

ディーゼル駆動消火ポ
ンプ

復水貯蔵槽

既設

ろ過水タンク

常設

復水補給水系配管・弁既設
新設

消火系配管・弁常設

既設

復水補給水系配管・弁常設

残留熱除去系配管・弁・スパージャ給水系配管・弁・ス
パージャ
高圧炉心注水系配管・
弁

既設

）

既設

常設代替交流電源設備

新設

第二代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設
備新設

代替所内電気設備

既設
新設

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

新設

防火水槽

新設

※1
※1

新設

ホース・接続口新設

復水補給水系配管・弁

既設
新設

（

残留熱除去系配管・弁・スパージャ給水系配管・弁・ス
パージャ

残留熱除去系配管・弁・スパージャ給水系配管・弁・ス
パージャ

既設

原子炉圧力容器

淡水貯水池
低
圧
原代
子替
炉注
圧水
力系
容
器可
へ搬
の型
注
水に
よ
る

既設
新設

自主対策

①
③
④

消
火
系
に
よ
る
原
子
炉
圧
力
容
器
へ
の
注
水

必 要 時 間内 に使 用 可能 か

対 応可 能 な 人 数
で 使用 可 能 か

備考

30分

6名

自主対策とする理由は本文参照

20分

2名

自主対策とする理由は本文参照

25分

2名

自主対策とする理由は本文参照

常設
常設

原子炉圧力容器

常設

常設代替交流電源設備

常設

第二代替交流電源設備

常設

可搬型代替交流電源設
備

可搬

代替所内電気設備

常設

燃料補給設備

常設
可搬

既設
既設
既設

常設代替交流電源設備

新設

第二代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設
備

新設

－

－

）

原子炉圧力容器①③④

代替所内電気設備
燃料補給設備

原
高
子
圧
炉
代
圧
替
力
注
容
水
器
系
へ
に
の
よ
注
る
水

既設
新設
既設
新設

高圧代替注水系ポンプ

新設

復水貯蔵槽

既設

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁

新設

主蒸気系配管・弁

既設

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
子制
炉御
圧棒
力駆
容動
器系
へに
のよ
注る
水

既設
新設
既設
既設
既設
既設

原子炉圧力容器

既設

常設代替直流電源設備

新設

可搬型直流電源設備

新設

常設代替交流電源設備

新設

第二代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設
備

新設

①
③
④
原
子
高
炉
圧
圧
炉
力
心
容
注
器
水
へ
系
の
に
緊
よ
急
る
注
水

制御棒駆動水ポンプ

常設

復水貯蔵槽

常設

制御棒駆動系配管・弁常設

復水補給水系配管・弁

常設

原子炉圧力容器常設

原子炉補機冷却系

常設

常設代替交流電源設備

常設

第二代替交流電源設備

常設

高圧炉心注水系ポンプ

常設

復水貯蔵槽

常設

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ常設

復水補給水系配管

常設

原子炉圧力容器

常設

常設代替交流電源設備

常設

第二代替交流電源設備

常設

－

－

※1:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.8-93

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/3）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
機能

機器名称

既設
新設

原
子
炉
ほ
圧
う
力
酸
容
水
器
注
へ
入
の
系
ほ
に
う
よ
酸
る
水
注
入

ほう酸水注入系ポンプ

既設

ほう酸水注入系貯蔵タンク
ほう酸水注入系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ

自主対策

解釈
対応番号

機能

①
③
④

－

機器名称

常設
可搬

必 要 時 間内 に使 用 可能 か

対 応可 能 な 人 数
で 使用 可 能 か

備考

－

－

－

－

－

既設
既設
既設

原子炉圧力容器既設

常設代替交流電源設備

新設

第二代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設
備新設※1:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）1.8-94

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.8.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.8-95

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）【凡例】

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器

号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：断路器

緊急用電源切替箱
断路器：配線用遮断器
：接続装置
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

M

D/G

(6A)

：動力変圧器(6B)
M/C 6C：電動切替装置

M/C 6D【略語】

1.8-96

ＨＰＣＦポンプ（
Ｂ）

ＣＲＤポンプ（Ａ）

電源車

D/G ：非常用ディーゼル発電機

電源車

M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 6C-1

MCC
6D-1-8

計測用（
Ｂ）
系電源

計測用（
Ｂ）系電源

電源構成図（交流電源）

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＳＬＣポンプ（Ｂ）

ＳＬＣポンプ（Ｂ）
潤滑油ポンプMCC
6D-1-7

ＳＬＣ（
Ｂ）
系 電動弁

MCC
6D-1-4

ＨＰＣＦ（
Ｂ）
系 電動弁

6 号炉

MCC
6D-1-1

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

計測用（
Ａ）
系電源

ＭＵＷＣポンプ（
Ｃ）

計測用（
Ａ）
系電源

ＭＵＷＣポンプ（
Ｂ）

ＳＬＣポンプ（Ａ）

第2図

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ａ）

AM用MCC 6B

ＲＨＲ（Ｂ）
系 電動弁

ＲＨＲ（
Ａ）
系 電動弁

M

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

MCC
6C-1-8ＭＵＷＣ系 電動弁

MCC
6C-1-7

ＳＬＣポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプMCC
6C-1-4

ＳＬＣ（
Ａ）
系 電動弁

MCC
6C-1-2

ＣＲＤポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプMCC
6C-1-1

P/C 6D-1

MCC
MCC
6C-1-8 6D-1-8

AM用
MCC
MCC 6B 6C-1-5

AM用蓄電池充
電器

MCC
6C-1-7MCC
6D-1-7蓄電池6A-2

蓄電池6A

充
電
器

MCC
6E-1-3

蓄電池6C

蓄電池6B

充
電
器

【凡例】
：蓄電池

充
電
器

充
電
器

：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
AM用直流
125V主母線盤

直流125V
主母線盤6B

直流125V
主母線盤6A

Ｃ系バイタル電源装置

バイタル分電盤

バイタル分電盤

Ｃ系計装電源第3図

バイタル分電盤

Ｂ系計装電源

直流125V
分電盤6A-1

Ａ系計装電源

ＨＰＡＣ弁

直流125V原子炉建屋
MCC 6A

直流125V RCIC
制御切替盤

Ｂ系バイタル電源装置

直流125V RCIC
動力切替盤

Ａ系バイタル電源装置

1.8-97直流125V
HPAC MCC

直流125V
分電盤6B-1

直流125V
主母線盤6C

6 号炉

電源構成図（直流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）【凡例】

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器

号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：断路器

緊急用電源切替箱
断路器：配線用遮断器
：接続装置
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M：電動切替装置

D/G(7A)：動力変圧器(7B)
M/C 7CM/C 7D【略語】
D/G ：非常用ディーゼル発電機

1.8-98

ＨＰＣＦポンプ（
Ｂ）

ＣＲＤポンプ（
Ａ）

電源
車

電源
車

M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 7D-1

P/C 7C-1
MCC
7C-1-1MCC
7C-1-7MCC
7C-1-3M

AM用MCC 7B

MCC
7D-1-3MCC
7D-1-6MCC
7D-1-7ＭＵＷＣ系 電動弁

計測用（
Ｂ）
系電源

電源構成図（交流電源）

計測用（
Ｂ）
系電源

ＳＬＣポンプ（Ｂ）
潤滑油ポンプ

ＳＬＣ（
Ｂ）
系 電動弁

ＳＬＣポンプ（
Ｂ）

ＨＰＣＦ（
Ｂ）
系 電動弁

7 号炉

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ｃ）

ＭＵＷＣポンプ（Ｂ）

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

ＲＨＲ（
Ａ）
系 電動弁

ＭＵＷＣ系 電動弁

計測用（
Ａ）
系電源

ＳＬＣポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプ

ＳＬＣ（
Ａ）
系 電動弁

ＳＬＣポンプ（Ａ）

ＣＲＤポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプＭＵＷＣポンプ（
Ａ）

ＲＨＲ（
Ａ）
系 電動弁

第4図

MCC
7D-1-1AM用
MCC
MCC 7B 7C-1-4

MCC
MCC
7C-1-6 7D-1-7

AM用蓄電池充
電器

MCC
7C-1-7蓄電池7A-2

充電器

MCC
7D-1-7蓄電池7A

MCC
7E-1-3

蓄電池7B

充
電
器

充
電
器

【凡例】

蓄電池7C

：蓄電池

充
電
器

：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
直流125V
主母線盤7B

直流125V
主母線盤7A

ＨＰＡＣ弁

直流125V
原子炉建屋
MCC 7A

直流125V
分電盤7B-1-2A

バイタル分電盤

バイタル分電盤

バイタル分電盤

7 号炉

電源構成図（直流電源）

Ｃ系計装電源

第5図

Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源1.8-99直流125V
分電盤7A-1-1

直流125V
分電盤7B-1-1

Ｃ系バイタル電源装置

125Ｖ同時投入防止用切替盤

直流125V
分電盤7B-2-2

Ｂ系バイタル電源装置

直流125V
HPAC MCC

Ａ系バイタル電源装置

直流125V
分電盤7A-2-2

直流125V
主母線盤7C

添付資料 1.8.3－1
重大事故対策の成立性
1.格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水(1)復水貯蔵槽水源確保
a.操作概要復水貯蔵槽を水源として復水移送ポンプにより原子炉格納容器下部へ注水する際に，ポンプの吸込ラインを通常のラインから復水貯蔵槽下部からのラインに切り替えることにより水源を確保する。
b.作業場所
廃棄物処理建屋

地下 3 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
復水貯蔵槽水源確保に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数: 2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :15 分（実績時間:14 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人
線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.8-100

反射テープ

復水移送ポンプ吸込ライン切替え

1.8-101

添付資料 1.8.3－2
2.格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水（淡水/海水）(1)遠隔手動弁操作設備を使用する場合の系統構成
a.操作概要
格納容器下部注水系（可搬型）により原子炉格納容器下部へ注水する
際の系統構成として MUWC 接続口内側隔離弁(A)を全開するため，非管理区域にて遠隔手動弁操作設備を使用して弁操作を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 2 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
遠隔手動弁操作設備を使用した弁操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :20 分（実績時間:15 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :一般工具を使用した簡易な操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.8-102(2)可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備及び送水
a.操作概要緊急時対策本部は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水が必要な状況において，接続口（ホース接続箇所）及び水源を選定し，送水ルートを決定する。
現場では，指示された送水ルートを確保した上で，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）により送水する。
b.作業場所
屋外（原子炉建屋周辺，防火水槽周辺，淡水貯水池周辺）
c.必要要員数及び時間
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水のうち，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水操作に必要な要員数,
時間は以下のとおり。
必要要員数:「防火水槽を水源とした場合」
3 名（緊急時対策要員 3 名）
「淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」
4 名（緊急時対策要員 4 名）
「淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）」
6 名（緊急時対策要員 6 名）
想定時間 :「防火水槽を水源とした場合」
3 名の場合 125 分（実績時間なし）「淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」
140 分（実績時間なし）「淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）」
330 分（実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:車両の作業用照明・ヘッドライト，懐中電灯及び LED 多機能
ライトにより，夜間における作業性を確保している。
放射性物質の放出に備え，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト，懐中電灯及びLED 多機能ライトを携行しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した
場合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能である。また，作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十1.8-103

分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

［防火水槽を水源とした場合］防火水槽への吸管投入ホースを建屋接続口まで敷設

1.8-104［淡水貯水池を水源とした場合］
ホースと可搬型代替注水ポンプ
吸管との接続添付資料 1.8.3－3
3．格納容器下部注水系（常設若しくは可搬型）又は消火系による原子炉格納容器下部への注水（受電操作）
a.操作概要
格納容器下部注水系（常設若しくは可搬型）又は消火系による原子炉格
納容器下部への注水の系統構成のために電源を確保する。
b.作業場所
原子炉建屋 地下 1 階（非管理区域）
コントロール建屋 地下 1 階（非管理区域）
c.必要要員数及び時間
格納容器下部注水系（常設若しくは可搬型）又は消火系による原子炉
格納容器下部への注水のうち，現場での受電操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :20 分（実績時間:18 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作ではあるが，放射性物質の放出に備
え，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.8-105

受電操作

受電確認

1.8-106

添付資料 1.8.3－4
4．格納容器下部注水と低圧代替注水の組み合わせについて
復水移送ポンプ，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）にて原子炉格納容器下部への注水が実施できるが，同時に原子炉圧力容器への低圧代替注水も実施可能である。
以下に，これらの代替設備を使用した原子炉格納容器下部への注水と原子炉
圧力容器への注水の同時操作について記す。
事故後，電源が復旧可能であれば復水移送ポンプによる原子炉格納容器下部への注水と原子炉圧力容器への注水を実施する。
残留熱除去系(A)注入配管から原子炉圧力容器への注水を継続しながら，復水補給水系の注水配管から原子炉格納容器下部への注水を並行して実施することができる。
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による原子炉圧力容器への注水準備が完了
後，原子炉圧力容器への注水を復水移送ポンプから可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）へ切り替え，原子炉格納容器下部への注水は復水移送ポンプにて継続して実施する。これにより，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による原子炉圧
力容器への注水（緑ライン）と復水移送ポンプによる原子炉格納容器下部への注水（青ライン）を組み合わせて同時並行的に実施することが可能である。

第 1 図 復水移送ポンプによる原子炉格納容器下部への注水及び可搬型
代替注水ポンプ（A－2 級）による原子炉圧力容器への注水

1.8-107添付資料 1.8.4－1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧
手順
判断基準記載内容
1.8.2.2 溶融炉心の原 (1)原子炉圧力容器への d.高圧代替注水系による 原子炉圧力指示値が規定値以上
子炉格納容器下部への落 注水
原子炉圧力容器への注水
下遅延・防止のための対
応手順

原子炉圧力指示値が解釈
以上

1.8-108添付資料 1.8.4－2
操作手順の解釈一覧
手順
1.8.2.1 原子炉格納容 (1)格納容器下部注水器下部に落下した溶融炉
心の冷却のための対応手
順
1.8.2.2 溶融炉心の原 (1)原子炉圧力容器への子炉格納容器下部への落 注水
下遅延・防止のための対
応手順

操作手順記載内容
a.格納容器下部注水系 復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上(常設)による原子炉格納容器下部への注水

解釈
復水移送ポンプ吐出圧力指示値が以上

a.低圧代替注水系(常設) 復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上
復水移送ポンプ吐出圧力指示値が以上による原子炉圧力容器へ 原子炉圧力容器内の圧力が復水移送ポンプの吐出圧力 原子炉圧力容器内の圧力が
以下
の注水
以下
復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値が300m³/h程度まで上昇
復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値が程度まで上昇b.低圧代替注水系(可搬 原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力 原子炉圧力指示値が以下型)による原子炉圧力容 以下器への注水(淡水/海水)

1.8-109c.消火系による原子炉圧 原子炉圧力容器内の圧力がディーゼル駆動消火ポンプ 原子炉圧力容器内の圧力が以下
力容器への注水の吐出圧力以下
復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値が程度まで上昇復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値が程度まで上昇添付資料 1.8.4－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧
統一名称

7号炉

6号炉
弁番号

弁名称

タービン建屋負荷遮断弁

P13-MO-F150

T/B負荷遮断弁下部ドライウェル注水ライン隔離弁

P13-MO-F031

ペデスタル注水用復水隔離弁

下部ドライウェル注水流量調節弁

P13-MO-F028

ペデスタル注水用復水流量調節弁

復水補給水系常/非常用連絡1次，2次止め弁

P13-F011
P13-F012

1.8-110MUWC接続口内側隔離弁(B)P13-F135MUWC接続口内側隔離弁(A)P13-F131MUWC接続口外側隔離弁1(B)，2(B)P13-F134
P13-F139MUWC接続口外側隔離弁1(A)，2(A)P13-F130
P13-F138

復水補給水系消火系第1，第2連絡弁

P13-MO-F066
P13-MO-F067

復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第一止め弁
復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第二止め弁
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第二止め弁
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第二止め弁
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第一止め弁(1)
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第一止め弁(2)
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第一止め弁(1)
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第一止め弁(2)
FP系第1連絡弁
FP系第2連絡弁

残留熱除去系注入弁(B)E11-MO-F005B

RHR注入弁(B)

残留熱除去系注入弁(A)E11-MO-F005A

RHR注入弁(A)

残留熱除去系洗浄水弁(B)E11-MO-F032B

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(B)

残留熱除去系洗浄水弁(A)E11-MO-F032A

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(A)ほう酸水注入系ポンプ吸込弁

C41-MO-F001A/B

SLCポンプ吸込弁(A)/(B)

ほう酸水注入系注入弁

C41-MO-F006A/B

ほう酸水注入弁(A)/(B)

操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下2階配管スペース（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

弁番号

弁名称

P13-MO-F029

MUWC T/B負荷遮断弁

P13-MO-F095

MUWC下部ドライウエル注水ライン隔離弁

P13-MO-F094

MUWC下部ドライウエル注水流量調節弁

P13-F019
P13-F020

MUWC常/非常用連絡管1次止め弁
MUWC常/非常用連絡管2次止め弁

原子炉建屋2階南側通路（管理区域）
P13-F137
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋1階FCS室（管理区域）
P13-F133
遠隔手動弁操作設備:屋外

MUWC 建屋内南側外部送水ライン止め弁1
MUWC 建屋内北側外部送水ライン止め弁１

操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下3階南側配管スペース（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
原子炉建屋1階南側通路（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:屋外
原子炉建屋2階北側通路（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階北側通路（非管理区域）

屋外

P13-F136
P13-F141

MUWC 建屋外南側外部送水ライン止め弁１
屋外
MUWC 建屋外南側外部送水ライン止め弁２

屋外

P13-F132
P13-F140MUWC 建屋外北側外部送水ライン止め弁１
屋外
MUWC 建屋外北側外部送水ライン止め弁２

P13-MO-F090
P13-MO-F091

MUWC FP系第一連絡弁
MUWC FP系第二連絡弁

E11-MO-F005B

RHR注入隔離弁(B)E11-MO-F005A

RHR注入弁(A)E11-MO-F032B

RHR注入ライン洗浄水止め弁(B)E11-MO-F032A

RHR注入ライン洗浄水止め弁(A)C41-MO-F001A/B

SLCポンプ吸込弁(A)/(B)C41-MO-F006A/B

SLCほう酸水注入弁(A)/(B)

中央制御室
原子炉建屋地下2階西側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）

中央制御室
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）

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

＜

1.9.1

目

次

＞

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果a.

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対応手段及び設備(a) 原 子 炉 格 納 容 器 内 不 活 性 化 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 水 素 爆
発防止(b) 炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 の 原 子 炉 格 納 容 器 水 素
爆発防止(c) 水 素 濃 度 及 び 酸 素 濃 度 の 監 視(d) 代 替 電 源 に よ る 必 要 な 設 備 へ の 給 電(e) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
b.

手順等

1.9.2

重大事故等時の手順

1.9.2.1

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1) 原 子 炉 格 納 容 器 内 不 活 性 化 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 水 素 爆 発 防止a.

発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化

b.

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒1.9-1

素ガス供給(2) 炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 の 原 子 炉 格 納 容 器 水 素 爆 発
防止a.

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

耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 (W/W)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 ガ ス
及び酸素ガスの排出c.

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御(3) 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 及 び 酸 素 濃 度 の 監 視a.

格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃度監視b.

格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度
及び酸素濃度の監視

1.9.2.2

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の電源を代替電源設備から給電する手順

1.9.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

1.9.2.4

重大事故等時の対応手段の選択

1.9-2

添 付 資 料 1.9.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.9.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.9.3

重大事故対策の成立性
1. 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容
器内の水素ガス及び酸素ガスの排出2. 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の水素ガス及び酸素ガスの排出3.可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 の 電 源 確 保
4.格 納 容 器 内 雰 囲 気 計 装 の 電 源 確 保
5.耐 圧 強 化 ラ イ ン の 窒 素 ガ ス パ ー ジ

添 付 資 料 1.9.4

解釈一覧
1.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
2.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.9-3

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【要求事項】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には、水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されている
こと。

【解釈】
１ 「水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（ １ ） BWRａ )原 子 炉 格 納 容 器 内 の 不 活 性 化 に よ り 、 原 子 炉 格 納 容 器 内 に お ける水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（ ２ ） PWR の う ち 必 要 な 原 子 炉ａ )水 素 濃 度 制 御 設 備 に よ り 、 原 子 炉 格 納 容 器 内 に お け る 水 素 爆 発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（ ３ ） BWR 及 び PWR 共 通ａ )原 子 炉 格 納 容 器 内 に お け る 水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 の 破損を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な
1.9-4

場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。
ｂ）炉心の著しい損傷後、水－ジルコニウム反応及び水の放射線分解による水素及び酸素の水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反
応及び水の放射線分解による水素ガス及び酸素ガスが，原子炉格納容器内に放出された場合においても水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため，水素濃度制御を行う対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.9-5

1.9.1

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－
水反応により短期的に発生する水素ガス及び水の放射線分解により発生する水素ガス及び酸素ガスの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対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備※１を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則
第五十二条及び技術基準規則第六十七条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
1.9-6

なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と 整 備 す る 手 順 に つ い て の 関 係 を 第 1.9.1 表 に 整 理 す る 。

a.

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対応手段及び設備(a) 原 子 炉 格 納 容 器 内 不 活 性 化 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 水 素 爆
発防止
原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉運転中の原子炉格
納容器内は，不活性ガス（窒素ガス）置換により原子炉格
納容器内雰囲気を不活性化した状態になっている。
原子炉格納容器内の不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止で使用する設備は以下のとおり。
・不活性ガス系

また，中長期的に原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減させるため，可搬型格納容器窒素供給設備により原子炉格納容器へ窒素ガスを供給する手段がある。
こ の 対 応 手 段 及 び 設 備 は ， 「 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」における「原子炉格納容器
負圧破損の防止」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器水素爆発防止で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型格納容器窒素供給設備
1.9-7

(b) 炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 の 原 子 炉 格 納 容 器 水 素
爆発防止
ⅰ. 格納容器圧力逃がし装置等による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニ
ウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系により原子炉格納容器
外に排出することにより，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手段がある。
こ れ ら の 対 応 手 段 及 び 設 備 は ， 「 1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」における「耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」及び「 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」における「格納容器圧力逃がし装置による原子炉格
納容器内の減圧及び除熱」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水
素ガス及び酸素ガスの排出で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器圧力逃がし装置
・フィルタ装置出口放射線モニタ
・フィルタ装置水素濃度

耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水
1.9-8素ガス及び酸素ガスの排出で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッション・チェンバ・ 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W）
・可搬型窒素供給装置
・ホース・接続口・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・フィルタ装置水素濃度

ⅱ. 可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニ
ウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを可燃性ガス濃度制御系により低減し，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手段がある。
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御で使用する設備は以下のとおり。
・可燃性ガス濃度制御系再結合器ブロワ
・可燃性ガス濃度制御系再結合装置
・可燃性ガス濃度制御系配管・弁・残留熱除去系(c) 水 素 濃 度 及 び 酸 素 濃 度 の 監 視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウ
1.9-9ム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスの濃度を測定し，監視する手段がある。
ⅰ . 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水
素濃度監視
原子炉格納容器内において変動する可能性のある範囲
にわたり水素濃度を測定する設備は以下のとおり。
・ 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)ⅱ. 格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
原子炉格納容器内の水素燃焼の可能性を把握するのに十分な計測範囲で水素濃度及び酸素濃度を測定する設備
は以下のとおり。
・格納容器内水素濃度
・格納容器内酸素濃度(d) 代 替 電 源 に よ る 必 要 な 設 備 へ の 給 電
上 記 「 (b)炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 の 原 子 炉 格 納
容 器 水 素 爆 発 防 止 」 や 「 (c)水 素 濃 度 及 び 酸 素 濃 度 の 監 視 」
で使用する設備について，全交流動力電源又は直流電源喪
失時に，代替電源設備から給電する手段がある。
代替電源設備による必要な設備への給電で使用する設備
は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
1.9-10

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・常設代替直流電源設備
・可搬型直流電源設備
・代替所内電気設備(e) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
格納容器圧力逃がし装置等による原子炉格納容器内の水
素ガス及び酸素ガスの排出で使用する設備のうち，格納容器圧力逃がし装置，サプレッション・チェンバ，耐圧強化
ベ ン ト 系 （ W/W） ， フ ィ ル タ 装 置 出 口 放 射 線 モ ニ タ ， フ ィ ル
タ装置水素濃度，可搬型窒素供給装置，ホース・接続口及び耐圧強化ベント系放射線モニタは重大事故等対処設備として位置付ける。
水素濃度及び酸素濃度の監視で使用する設備のうち，格納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA) ， 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 及 び 格 納 容 器
内酸素濃度は重大事故等対処設備として位置付ける。
代替電源による必要な設備への給電で使用する設備のう
ち，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備及び代替所内電
気設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.9.1）
以上の重大事故等対処設備により，水素爆発による原子1.9-11

炉格納容器の破損を防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に
有 効 な 設 備 で あ る た め ,自 主 対 策 設 備 と し て 位 置 付 け る 。 あ
わせて，その理由を示す。
・可燃性ガス濃度制御系
炉心損傷による大量の水素ガスが発生するような状
況下では，可燃性ガス濃度制御系の処理能力を超える
水素ガスが発生することから，可燃性ガス濃度制御系
による水素ガスの処理には期待できず，また原子炉格
納容器圧力の上昇に伴い可燃性ガス濃度制御系の使用に制限がかかるが，格納容器ベント又は格納容器スプレイにより原子炉格納容器内の圧力を可燃性ガス濃度制御系運転可能圧力まで低下し，かつ電源復旧等により設計基準事故対処設備である可燃性ガス濃度制御系を運転することが可能であれば，中長期的な格納容器
内水素対策として有効である。
・可搬型格納容器窒素供給設備
発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内を窒素ガスで置換しているため，炉心損傷に伴い水素ガスが発生した場合においても，事故発生直後に酸素濃度が可燃限界に至ることはない。
有効性評価における原子炉格納容器内の可燃性ガス
濃度評価により，事故発生後 7 日間は原子炉格納容器への窒素ガス供給は不要であるが，その後の安定状態において，本設備を用いて原子炉格納容器へ窒素ガスを
1.9-12

供給することで原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減できることから，水素爆発による原子炉格納容器の破損防止対策として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

なお，原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器
水素爆発防止として使用する設備である不活性ガス系は，発電用原子炉運転中に原子炉格納容器内を常時不活性化する手段として使用する設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

b.

手順等
上 記 「 a. 水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 を 防 止 す る

ための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として
事 故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ シ ビ ア ア ク シ デ ン ト ） （ 以 下 「 SOP」と い う 。 ） ， AM 設 備 別 操 作 手 順 書 及 び 多 様 な ハ ザ ー ド 対 応 手
順 に 定 め る （ 第 1.9.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必
1.9-13

要 と な る 設 備 に つ い て も 整 理 す る （ 第 1.9.2 表 ， 第 1.9.3
表）。
（ 添 付 資 料 1.9.2）

1.9-14

1.9.2

重大事故等時の手順

1.9.2.1

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1) 原 子 炉 格 納 容 器 内 不 活 性 化 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 水 素 爆 発 防止a.

発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等で発生する水素ガスにより，原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉起動時に原子炉格納容器
内を不活性ガス（窒素ガス）により置換し，発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態を維持する。
これらの操作は，重大事故等時に対応するものではなく通常の運転操作により対応する。

b.

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給
中長期的に原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減させるため，可搬型格納容器窒素供給設備により原子炉格納容器
へ窒素ガスを供給する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の 除 熱 を 開 始 し た 場 合 ※ 2。
1.9-15

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)で 原 子 炉 格 納
容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ
ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内
雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)が 使 用 で き な い 場 合 に 原子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:代 替 循 環 冷 却 系 又 は 残 留 熱 除 去 系 に よ る 原 子 炉 格 納
容器内の除熱を開始した場合。

(b) 操 作 手 順
可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒 素 ガ ス 供 給 の 手 順 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.9.2 図に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.9.3 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に原子炉格納容器への窒素ガス供給の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長の依頼に基づき，緊急時対策本部に原子炉格納容器への窒素ガス供給のための可搬型格
納容器窒素供給設備の準備を依頼する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に可搬型格納容器
窒素供給設備の準備を指示する。
④現場運転員 C 及び D は，可搬型格納容器窒素供給設備を接続するための準備作業を実施する。
⑤緊急時対策要員は，原子炉建屋近傍に可搬型格納容器
窒素供給設備を移動させる。
⑥緊急時対策要員は，可燃性ガス濃度制御系配管に可搬
1.9-16

型格納容器窒素供給設備を接続する。
⑦緊急時対策要員は，可搬型大容量窒素供給装置を起動する。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 窒 素 ガ ス 供 給 ユ ニ ッ ト D/W 側 止 め
弁 又 は 窒 素 ガ ス 供 給 ユ ニ ッ ト S/C 側 止 め 弁 を 全 開 し ，
原子炉格納容器への窒素ガス供給の準備が完了したことを緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直副長は，格納容器ベントによる水素ガス及び酸素ガスの排出を実施した場合，又はサプレッション・チ
ェ ン バ ・ プ ー ル 水 温 度 指 示 値 が 104℃ 以 下 に な る 前 に ，中央制御室運転員に原子炉格納容器への窒素ガス供給を開始するよう指示する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系
入口第一，第二隔離弁又は可燃性ガス濃度制御系出口
第一，第二隔離弁を全開し，窒素ガスを原子炉格納容器に供給する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 16 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開 始 を 判 断 し て か ら
可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒
素 ガ ス 供 給 開 始 ま で 約 480 分 で 可 能 で あ る 。
なお，本操作は，格納容器ベント後に時間が経過した後
1.9-17

の操作であることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しているため，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。

(2) 炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 の 原 子 炉 格 納 容 器 水 素 爆 発
防止a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガ
ス及び酸素ガスの排出
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された場合，格納容器圧力逃がし装置を使用した
格納容器ベント操作により原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを排出することで原子炉格納容器の水素爆発による破損を防止する。
なお，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるため，運転員は待避室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。
格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循
環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復
し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能
で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。なお，二次隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子格納容器内の除熱
1.9-18

機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場
合に全閉する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，炉心の著しい損傷の緩和及び原子炉格納容器の破損防止のために必要な操作が 完 了 し た 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)で 原 子 炉 格 納
容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ
ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内
雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)が 使 用 で き な い 場 合 に 原子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:炉 心 の 著 し い 損 傷 を 防 止 す る た め に 原 子 炉 圧 力 容 器への注水を実施する必要がある場合，又は原子炉格
納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施する必要がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始する。ただし，発電用原子炉の冷却ができない場合，
又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。

(b) 操 作 手 順
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出手順の概要は以下のとおり。手順
1.9-19

の 対 応 フ ロ ー を 第 1.9.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.9.4 図 に ， タ
イ ム チ ャ ー ト を 第 1.9.5 図 に 示 す 。
なお，格納容器圧力逃がし装置補機類の操作手順は「 1.7.2.1（ 1） a. 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格
納容器内の減圧及び除熱」にて整備する。また，原子炉格
納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の操作手順は「 1.5.2.1（ 1） a.(b) 原 子 炉 格 納 容 器 ベ ン ト 弁 駆 動 源 確 保（予備ボンベ）」にて整備する。

ウ ェ ッ ト ウ ェ ル ベ ン ト （ 以 下 「 W/W ベ ン ト 」 と い う 。 ）の 場 合 (ド ラ イ ウ ェ ル ベ ン ト （ 以 下 「 D/W ベ ン ト 」 と いう。）の場合，手順⑫以外は同様)①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格
納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール
水 位 外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る
ことを確認し，格納容器圧力逃がし装置によるウェット ウ ェ ル （ 以 下 「 W/W」 と い う 。 ） 側 か ら の 格 納 容 器 ベン ト の 準 備 を 開 始 す る よ う 運 転 員 に 指 示 す る (原 子 炉 格
納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール
水位外部水源注水制限を越えている場合はドライウェ
ル （ 以 下 「 D/W」 と い う 。 ） 側 か ら の 格 納 容 器 ベ ン ト の
準 備 を 開 始 す る よ う 指 示 す る )。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備開始を報告する。
1.9-20③現場運転員 C 及び D は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル
タ装置水位指示値が通常水位範囲内であること及びフィルタ装置ドレン移送ポンプの水張りが完了していることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の確認 と し て ， 不 活 性 ガ ス 系 （ 以 下 「 AC 系 」 と い う 。 ） 隔
離信号が発生している場合は，格納容器補助盤にて，
AC 系 隔 離 信 号 の 除 外 操 作 を 実 施 す る 。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統構成として，非常用ガス処理系が運転中であれば非常用ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ
装置出口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔
離弁の全閉操作，並びに耐圧強化ベント弁，非常用ガ
ス処理系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁，非常用
ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系第二隔離弁の全閉，及びフィルタ装置入口弁の全開確認後，二次隔離
弁 を 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 50%開 ） と し ， 格 納 容 器 圧 力 逃がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に
1.9-21

報告する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次 隔 離 弁 バ イ パ ス 弁 を 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 50%開 ） とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑧現場運転員 C 及び D は，格納容器ベント前の系統構成
として，フィルタベント大気放出ラインドレン弁を全閉，水素バイパスライン止め弁を全開とし，格納容器
圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧
力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑩当直副長は，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を適宜確認し，当直長に報告する。また，当直長は原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。なお，ドライ条件の 酸 素 濃 度 が 4.0vol%以 上 の 場 合 は ， 代 替 格 納 容 器 ス プ
レイを実施することで，ドライウェル側とサプレッション・チェンバ側のガスの混合を促進させる。
⑪当直副長は，原子炉格納容器内のウェット条件の酸素
濃 度 が 4.0vol%に 到 達 し た こ と ， 及 び ド ラ イ 条 件 の 酸 素
濃 度 が 5.0vol%以 下 で あ る こ と を 確 認 し ， 運 転 員 に 格 納
容器圧力逃がし装置による格納容器ベント開始を指示する。
⑫ ａ W/W ベ ン ト の 場 合
1.9-22

中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁を全開とする
ことで駆動空気を確保し，一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側）の全開操作により，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備による操作にて一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）を全開する手段がある。更に一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用空気排気側
止め弁を全閉，一次隔離弁（サプレッション・チェン
バ側）操作用空気供給弁及び一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を全開する手段がある。
⑫ ｂ D/W ベ ン ト の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作により，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。 また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備による操作にて一次隔離弁（ドライウェル側）を全開する手段がある。更に一次隔離弁（ドライウェル側）逆操作用空気排気側
止め弁を全閉，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用
1.9-23

空気供給弁及び一次隔離弁（ドライウェル側）操作用
空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポート
へ駆動空気を供給し，一次隔離弁（ドライウェル側）を全開する手段がある。
⑬中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを，格納容
器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値の低下，フィルタ装置出口放射線モニタ指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑭中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始
後，フィルタ装置水素濃度による水素濃度の監視及びフィルタ装置出口放射線モニタによる放射線量率の監視を行う。また，緊急時対策要員は，フィルタ装置出口放射線モニタから得た放射線量率及び事前にフィル
タ装置出口配管表面の放射線量率と配管内部の放射性物質濃度から算出した換算係数を用いて放射性物質濃度を推定する。
⑮ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル
タ装置水位指示値を確認し，水位調整が必要な場合は当直副長に報告する。また，当直長は，フィルタ装置の水位調整を実施するよう緊急時対策本部に依頼する。
⑯中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始
1.9-24

後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格
納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃
性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作を実施し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを停止する。一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，
より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
開 始 ま で 約 45 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。一次隔離弁の操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外に設置することに加え，あらかじめ遮蔽材を設置することで作業時の被ばくによる影響を低減している。また，操作前にモニタリングを行い接近可能であることを確認し防護具を確実に装着して操作する。
(添 付 資 料 1.9.3-1)
1.9-25b.

耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 ガ
ス及び酸素ガスの排出
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認され，格納容器圧力逃がし装置の機能が喪失した
場合に，耐圧強化ベント系を使用した格納容器ベント操作により原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを排出することで原子炉格納容器の水素爆発による破損を防止する。
なお，耐圧強化ベント系を使用する場合は，プルームの影
響による被ばくを低減させるため，運転員は待避室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。
格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循
環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復
し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能
で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。なお，二次隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった
場合に全閉する。

(a) 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 ガ ス 及び酸素ガスの排出
ⅰ. 手順着手の判断基準
1.9-26

炉心損傷を判断した場合※1 において，炉心の著しい損
傷の緩和及び原子炉格納容器の破損防止のために必要な操作が完了した場合※2 で格納容器圧力逃がし装置が使用で き ず ※ 3， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 が 使 用 可 能 な 場 合 。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納
容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)が 使 用 で き な い
場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た
場合。
※ 2:炉 心 の 著 し い 損 傷 を 防 止 す る た め に 原 子 炉 圧 力 容器への注水を実施する必要がある場合，又は原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施する必要がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始する。ただし，発電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。
※ 3:「 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 が 使 用 で き な い 」 とは，設備に故障が発生した場合。

ⅱ. 操作手順
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス
1.9-27

及び酸素ガスの排出手順の概要は以下のとおり。手順の対 応 フ ロ ー を 第 1.9.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.9.6 図 に ， タ
イ ム チ ャ ー ト を 第 1.9.7 図 に 示 す 。
なお，原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボン
ベ ） の 操 作 手 順 は 「 1.5.2.1（ 1） b.(b) 原 子 炉 格 納 容 器
ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）」にて整備する。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格
納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール
水 位 外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る
こ と を 確 認 し ， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る W/W 側 か ら の格納容器ベントの準備を開始するよう運転員に指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベントの準備開始を緊急時対策本部に報告するとともに，緊急時対策要員による耐圧強化ラインの窒素ガスパージ中であることの確認を行う。
③現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントに必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状
態表示にて確認する。
1.9-28

⑤中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント前の系統構成として，非常用ガス処
理系が運転中であれば非常用ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全閉操作，並びに非常用ガス処理系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁，非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系第二隔離弁の全閉確認を実施する。
⑥現場運転員 C 及び D は，フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁を全開とすることで，フィルタ装置入口弁の駆動源を確保し，当直副長に報告する。
⑦現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁を全開とすることで，耐圧強化ベント弁の駆動源を確保し，当直副長に報告する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント前の系統構成として，フィルタ装置
入口弁の全閉操作を実施する。現場運転員 C 及び D
は，遠隔手動弁操作設備によりフィルタ装置入口弁の全閉操作を実施する。また，中央制御室及び遠隔手動
弁操作設備からの操作以外の手段として，フィルタ装
置入口弁逆操作用空気排気側止め弁を全閉，フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁及びフィルタ装置
入口弁操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，フィルタ装置入口
弁を全閉する手段がある。
1.9-29⑨中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント前の系統構成として，耐圧強化ベン
ト弁を全開とする。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備による操作にて耐圧強化ベント弁を全開する手段がある。更に耐圧強化
ベント弁逆操作用空気排気側止め弁を全閉，耐圧強化
ベント弁操作用空気ボンベ出口弁及び耐圧強化ベント
弁操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，耐圧強化ベント弁を全開する手段がある。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，二次隔離弁を調整開（ 弁 開 度 約 20％ 開 ） と す る 。 開 度 指 示 は 現 場 運 転 員 C
及び D にて確認する。二次隔離弁の開操作ができない
場合は，二次隔離弁バイパス弁を調整開（弁開度約20％ 開 ） と す る 。
⑪中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑫現場運転員 C 及び D は，水素バイパスライン止め弁を全開とし，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑭当直副長は，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を適宜確認し，当直長に報告する。また，当直長は1.9-30原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。なお，ドライ条件の 酸 素 濃 度 が 4.0vol%以 上 の 場 合 は ， 代 替 格 納 容 器 ス プ
レイを実施することで，ドライウェル側とサプレッション・チェンバ側のガスの混合を促進させる。
⑮当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベントの開始を緊急時対策本部に報告する。
⑯当直副長は，原子炉格納容器内のウェット条件の酸素
濃 度 が 4.0vol%に 到 達 し た こ と ， ド ラ イ 条 件 の 酸 素 濃 度
が 5.0vol%以 下 で あ る こ と ， 及 び 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 圧
力が規定圧力以下であることを確認し，運転員に耐圧強化ベント系による格納容器ベント開始を指示する。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁を全開とする
ことで駆動空気を確保し，一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側）の全開操作により，耐圧強化ベント
系による格納容器ベントを開始する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備
による操作にて一次隔離弁（サプレッション・チェン
バ側）を全開する手段がある。更に一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）
操作用空気供給弁及び一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）操作用空気排気側止め弁を全開すること
1.9-31

で電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を全開する手段がある。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを，格納容器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値の低下，耐圧強化ベント系放射線モニタ指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを
緊急時対策本部に報告する。
⑲中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始
後，フィルタ装置水素濃度による水素濃度の監視及び耐圧強化ベント系放射線モニタによる放射線量率の監視を行う。また，緊急時対策要員は，耐圧強化ベント
系放射線モニタから得た放射線量率及び事前に耐圧強化ベント系配管表面の放射線量率と配管内部の放射性物質濃度から算出した換算係数を用いて放射性物質濃度を推定する。
⑳中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始
後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格
納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃
性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全閉操作を実施
し，耐圧強化ベント系による格納容器ベントを停止す
1.9-32

る。一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから耐圧強化ベント系に よ る 水 素 ガ ス 及 び 酸 素 ガ ス 排 出 開 始 ま で 約 60 分 で 可 能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。一次隔離弁の操作場所は原子炉建屋
内の原子炉区域外に設置することに加え，あらかじめ遮蔽材を設置することで作業時の被ばくによる影響を低減している。また，操作前にモニタリングを行い接近可能であることを確認し防護具を確実に装着して操作する。
（ 添 付 資 料 1.9.3-2）(b) 耐 圧 強 化 ラ イ ン の 窒 素 ガ ス パ ー ジ
炉心の著しい損傷が発生し，耐圧強化ベント系により原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出を実施する
際，耐圧強化ベントライン主排気筒側の大気開放されたラインに対してあらかじめ窒素ガスパージを実施することに1.9-33

より，系統内の酸素濃度を可燃限界未満に保ち，水素爆発を防止する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷後，代替循環冷却系を長期使用し原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇を確認した場合。

ⅱ. 操作手順
耐圧強化ラインの窒素ガスパージ手順の概要は以下のと お り 。 概 要 図 を 第 1.9.8 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.9.9 図 に 示 す 。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員に耐圧強化ベント系の窒素ガスパージを指示する。
②緊急時対策要員は，荒浜側高台保管場所にて，可搬型
窒素供給装置の健全性を確認するとともに，タービン
建 屋 西 側 大 物 搬 入 口 前 (屋 外 )に 可 搬 型 窒 素 供 給 装 置 を配備する。
③緊急時対策要員は，タービン建屋－原子炉建屋連絡通
路 南 西 側 (タ ー ビ ン 建 屋 )に て ， 可 搬 型 窒 素 供 給 装 置 から接続口への送気ホース取付け操作を実施する。また ， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 N₂パ ー ジ 用 元 弁 （ 二 次 格 納 施 設側 ） 及 び 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 N₂パ ー ジ 用 元 弁 （ タ ー ビ ン
建屋側）の全開操作を実施した後，窒素ガス供給の準
1.9-34

備完了を緊急時対策本部に報告する。
④緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの供給開始を指示する。
⑤緊急時対策要員は，可搬型窒素供給装置より窒素ガスの供給を開始し，耐圧強化ベント系への窒素ガスパージの開始を緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから耐圧強化 ラ イ ン の 窒 素 ガ ス パ ー ジ 完 了 ま で 約 360 分 で 可 能 で ある。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.9.3-5）c.

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された場合，可燃性ガス濃度制御系により原子炉格納容器内の水素濃度の抑制を行う。
なお，可燃性ガス濃度制御系の運転に際しては，原子炉格
納容器内の圧力を可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力
1.9-35

(105kPa[gage])以 下 に 維 持 す る 。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の 水 素 濃 度 が 5vol%以 下 で ， 可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 が 使 用
可 能 な 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)で 原 子 炉 格 納 容
器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ
線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲 気
放 射 線 レ ベ ル (CAMS)が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力
容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:原 子 炉 格 納 容 器 内 の 圧 力 が 105kPa[gage](可 燃 性 ガ ス
濃 度 制 御 系 運 転 時 の 制 限 圧 力 )以 下 で あ り ， 設 備 に 異 常がなく，電源，残留熱除去系から供給される冷却水（サプレッション・チェンバ・プール水）が確保されている場合。

(b) 操 作 手 順
可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 (A)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素
濃 度 制 御 手 順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。 (可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御系 (B)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 制 御 手 順 も 同 様 )
手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.9.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.9.10 図に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.9.11 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に
1.9-36

可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 (A)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水
素濃度制御の準備開始を指示する。
② 現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 (A)に よる原子炉格納容器内の水素濃度制御に必要なブロワ，
ヒータ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系(A)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 制 御 に 必 要 な ブ
ロワ，ヒータ，電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部へ第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，可燃性ガス
濃度制御系が使用可能か確認する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 (A)(サ プ
レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ー ル 水 冷 却 モ ー ド )が 運 転 中
で あ り ， 可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 (A)冷 却 器 へ の 冷 却 水 供給が可能であることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系(A)起 動 準 備 と し て ， 可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 (A)隔 離 信
号の除外操作を実施する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系
室を二次格納施設として負圧管理とするため，可燃性ガ ス 濃 度 制 御 系 室 連 絡 弁 を 「 全 開 」 と し ,当 直 副 長 に 可
燃性ガス濃度制御系の起動準備完了を報告する。
1.9-37

⑧当直副長は，原子炉格納容器内の圧力が可燃性ガス濃度 制 御 系 運 転 時 の 制 限 圧 力 (105kPa[gage])以 下 で あ る
ことを確認し，中央制御室運転員に可燃性ガス濃度制
御系の起動操作を指示する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系(A)の 起 動 操 作 を 実 施 し ， 可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 入 口 ガ
ス流量指示値，ブロワ吸込ガス流量指示値，ブロワ吸込圧力指示値の上昇後，系統が安定に運転していることを確認する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系
ヒータが正常に動作していることを加熱管表面温度指
示値及び再結合器表面温度指示値の上昇により確認
し，予熱運転が開始したことを確認する。
⑪中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系
起 動 後 180 分 以 内 に 可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 の 予 熱 運 転が完了することを確認し，その後再結合器内ガス温度
指示値が規定値で安定し温度制御されることを確認する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値から可燃性ガス濃度制御系の吸引流量と再循環流量の調整を実施する。
⑬中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系
による水素濃度制御が行われていることを格納容器内
水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値が低下することにより確認し，当直副長に報告する。
1.9-38(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施
し ， 作 業 開 始 判 断 か ら 可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 起 動 ま で 約 30分で可能である。また，可燃性ガス濃度制御系起動後，再結 合 運 転 開 始 ま で の 予 熱 時 間 は 約 180 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
(添 付 資 料 1.9.3-3)(3) 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 及 び 酸 素 濃 度 の 監 視a.

格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃度監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等で原子炉格納容器内に発生する 水 素 ガ ス の 濃 度 を 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)に よ り 監 視 する。
な お ， 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)は ， 通 常 時 か ら 常 時 監 視 が可能である。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1

1.9-39※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)で 原 子 炉 格 納
容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ
ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内
雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)が 使 用 で き な い 場 合 に 原子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。

(b) 操 作 手 順
格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素
濃度監視手順の概要は以下のとおり。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水
素濃度の監視を指示する。
②中央制御室運転員 A 又は B は，格納容器内水素濃度(SA)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 の 監 視 を 強 化する。また，全交流動力電源又は直流電源が喪失した
場合は，代替電源設備から給電されていることを確認
後 ， 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内の水素濃度の監視を強化する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の中央制御室対応は運転員１名により確認を実施する。運転員による準備や起動操作はない。

b.

格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度
及び酸素濃度の監視
1.9-40炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等で原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを格納容器内水素濃度及び格納容器
内酸素濃度により監視する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，格納容器内雰囲気
計 装 が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。
※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)で 原 子 炉 格 納
容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ
ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内
雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)が 使 用 で き な い 場 合 に 原子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 補 機 冷 却 水 が 確 保 さ れている場合。

(b) 操 作 手 順
格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視手順の概要は以下のとおり。手順の対 応 フ ロ ー を 第 1.9.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.9.12 図 に ， タ イ
ム チ ャ ー ト を 第 1.9.13 図 に 示 す 。
なお，格納容器内雰囲気計装は，重大事故等時には代替
交流電源設備からの給電により電源を確保し，原子炉補機
冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保した
後，計測を開始する。
1.9-41

代替交流電源設備からの電源供給手順については，「 1.14.2.1(1) a.第 一 ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 , 第 二 ガ ス タ ー
ビ ン 発 電 機 又 は 電 源 車 に よ る M/C C 系 及 び M/C D 系 受 電 」
手順にて対応する。
代替原子炉補機冷却系による冷却水確保手順について
は ，「 1.5.2.2(1)a.代 替 原 子 炉 補 機 冷 却 系 に よ る 補 機 冷 却 水確保」手順にて対応する。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測準備開始を指示する。
②現場運転員 C 及び D は，格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測に必要なサンプリングポンプ，電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測に必要なサンプリングポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに冷却水が確保されていることを状態表示にて確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の測定が開始されたことを確認し，当直副長に報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名
1.9-42

（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施
し，作業開始を判断してから格納容器内雰囲気計装の計測
開 始 ま で 約 25 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
(添 付 資 料 1.9.3-4)

1.9.2.2

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の電源を代替電源設備から給電する手順

炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合に，水素爆発による原子炉格納容器破損を防止するために使用する設備へ代替電源設備により給電する手順を整備する。
代 替 電 源 設 備 に よ り 給 電 す る 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。

1.9.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

中 央 制 御 室 監 視 計 器 類 へ の 電 源 供 給 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。

1.9.2.4

重大事故等時の対応手段の選択

重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.9.14 図 に 示 す 。
炉心の著しい損傷が発生した場合は，格納容器内雰囲気計装に
1.9-43

より原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を，格納容器内水
素 濃 度 (SA)に よ り 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 を 監 視 す る 。
原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された
場合において，原子炉格納容器内の圧力を可燃性ガス濃度制御系
運転時の制限圧力以下に維持可能で，原子炉格納容器内の水素濃度が規定値以下の場合は，可燃性ガス濃度制御系を起動し，原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを再結合させることで，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度が可燃限界へ到達することを防止する。
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度の抑制ができず，原子炉格納容器内の酸素濃度が規定値に到達した場
合は，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内に滞留している水素ガス及び酸素ガスを排出することで，水素爆発の発生を防止する。格納容器圧力逃がし装置が機能喪失した場合は耐圧強化ベント系により原子炉格納容器内に滞留している水素ガス及び酸素ガスを排出することで，水素爆発の発生を防止する。
なお，格納容器圧力逃がし装置を用いて，原子炉格納容器内に滞留している水素ガス及び酸素ガスを排出する際には，スクラビ
ン グ に よ る 放 射 性 物 質 の 排 出 抑 制 を 期 待 で き る W/W を 経 由 す る 経
路 を 第 一 優 先 と す る 。 W/W ベ ン ト ラ イ ン が 水 没 等 の 理 由 で 使 用 でき な い 場 合 は ， D/W を 経 由 し て フ ィ ル タ 装 置 を 通 る 経 路 を 第 二 優
先とする。

発電用原子炉起動時には，原子炉格納容器内の空気を窒素ガスにより置換し，発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内雰囲気を
1.9-44

不活性化した状態を維持することで，原子炉格納容器内の気体の組成が可燃限界に至ることを防ぎ，原子炉格納容器内における水素爆発の発生を防止している。

1.9-45

第 1.9.1 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（1/2）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

不活性ガス系※1－－

可搬型格納容器窒素供給設備

格納容器圧力逃がし装置

多様なハザード対応手順※2，※3

よる PCV 窒素供給」

クシデント）
対処設備

重大事故等

フィルタ装置水素濃度「可搬型格納容器窒素供給設備に事故時運転操作手順書（シビアア

フィルタ装置出口放射線モニタ「PCV 制御」
AM 設備別操作手順書「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベント使用（S/C））」「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベント使用（D/W））」

サプレッション・チェンバ
耐圧強化ベント系（W/W）

「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強※3ホース・接続口
耐圧強化ベント系放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度

対処設備

可搬型窒素供給装置

重大事故等

格納容器圧力逃がし装置等による

原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出

－

※1

※5

自主対策設備原子炉格納容器水素爆発防止

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

原子炉格納容器内不活性化による－手順書

化ライン使用（S/C））」「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強化ライン使用（D/W））」
多様なハザード対応手順「耐圧強化ベント系 N₂パージ」※1:発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化している。
※2:格納容器圧力逃がし装置補機類の手順は「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」にて整備する。

※3:原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の手順は「1.5※4:手順は「1.14

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※5:不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

1.9-46

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/2）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

手順書

可燃性ガス濃度制御系再結合器ブロワ

事故時運転操作手順書（シビアア

可燃性ガス濃度制御系再結合装置

クシデント）

可燃性ガス濃度制御系配管・弁「PCV 制御」

残留熱除去系
AM 設備別操作手順書
自主対策設備

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

－

対処設備

御」
「 FCS(B) に よ る 格 納 容 器 水 素 制
御」事故時運転操作手順書(シビアアク
重大事故等対処設備－

格納容器内水素濃度

シデント)「PCV 制御」

事故時運転操作手順書(シビアアク
重大事故等対処設備

水素濃度及び酸素濃度の監視

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

格納容器内水素濃度(SA)「 FCS(A) に よ る 格 納 容 器 水 素 制

格納容器内酸素濃度

シデント)「PCV 制御」
AM 設備別操作手順書「代替 Hx による補機冷却水(A)確保」「代替 Hx による補機冷却水(B)確保」

常設代替交流電源設備※4※4

第二代替交流電源設備

設備

代替所内電気設備

※4

自主対策

※4

可搬型直流電源設備

対処設備

代替電源による

必要な設備への給電－

常設代替直流電源設備

－

※4

重大事故等

可搬型代替交流電源設備※4※4※1:発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化している。
※2:格納容器圧力逃がし装置補機類の手順は「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」にて整備する。

※3:原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の手順は「1.5※4:手順は「1.14

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※5:不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

1.9-47

第 1.9.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧(1/3)
重大事故等の対応に

手順書
1.9.2.1

監視パラメータ(計器)必要となる監視項目

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対応手順(1)原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止
b.可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給
多様なハザード対応手順
PCV 窒素供給」

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
判断基準「可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度
操作

1.9.2.1

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

原子炉圧力容器温度－―

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対応手順(2)炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
b.耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
事故時運転操作手順書(シビアアクシデン

原子炉格納容器内の放射線量率

ト)「PCV 制御」
AM 設備別操作手順書

原子炉格納容器内の圧力「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベ
ント使用（S/C））」

原子炉格納容器内の温度判断基準

イン使用（S/C））」

原子炉圧力容器温度
格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベ「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強化ラ

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

原子炉圧力容器内の温度ント使用（D/W））」

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強化ラ

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)イン使用（D/W））」

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)操作

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ
耐圧強化ベント系放射線モニタ

1.9-48

監視計器一覧(2/3)
重大事故等の対応に

手順書
1.9.2.1

監視パラメータ(計器)必要となる監視項目

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対応手順(2)炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止c.可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
事故時運転操作手順書(シビアアクシデン

格納容器内水素濃度(A)ト)

原子炉格納容器内の水素濃度「PCV 制御」

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)原子炉格納容器内の酸素濃度
AM 設備別操作手順書「FCS(A)による格納容器水素制御」

原子炉格納容器内の圧力「FCS(B)による格納容器水素制御」

格納容器内酸素濃度
格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

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

判断基準

残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
格納容器内水素濃度(A)
原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)原子炉格納容器内の酸素濃度
原子炉格納容器内の圧力格納容器内酸素濃度
格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

操作

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
可燃性ガス濃度制御系(A)(B)入口ガス流量
ブロワ(A)(B)吸込ガス流量
ブロワ(A)(B)吸込圧力
加熱管(A)(B)内ガス温度

補機監視機能加熱管(A)(B)出口ガス温度
加熱管(A)(B)表面温度
再結合器(A)(B)内ガス温度
再結合器(A)(B)表面温度

1.9-49

監視計器一覧(3/3)
重大事故等の対応に

手順書
1.9.2.1

監視パラメータ(計器)必要となる監視項目

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対応手順(3)原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
a.格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度監視
事故時運転操作手順書(シビアアクシデン

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

ト)

原子炉格納容器内の放射線量率
判断基準「PCV 制御」

操作

1.9.2.1

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(SA)電源

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(SA)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対応手順(3)原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
b.格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
事故時運転操作手順書(シビアアクシデン

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

ト)

原子炉格納容器内の放射線量率「PCV 制御」

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

AM 設備別操作手順書

原子炉圧力容器内の温度「代替 Hx による補機冷却水(A)確保」
判断基準「代替 Hx による補機冷却水(B)確保」

原子炉格納容器内の水素濃度
原子炉格納容器内の酸素濃度

電源

原子炉圧力容器温度
格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内酸素濃度
M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
原子炉格納容器内の水素濃度
原子炉格納容器内の酸素濃度操作

原子炉格納容器内の圧力格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内酸素濃度
格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
原子炉補機冷却水系(A)系統流量

最終ヒートシンクの確保

原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

1.9-50第 1.9.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文

【1.9】

給電元

供給対象設備

格納容器圧力逃がし装置

給電母線
常設代替交流電源設備

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため可搬型代替交流電源設備の手順等

常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
AM 用 MCC
AM 用直流 125V
不活性ガス系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
MCC C 系
AM 用 MCC
直流 125V B 系
AM 用直流 125V

非常用ガス処理系弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系

フィルタ装置水素濃度

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
AM 用直流 125V

フィルタ装置出口放射線モニタ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
AM 用直流 125V

耐圧強化ベント系放射線モニタ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
AM 用直流 125V

水素濃度及び酸素濃度監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用直流 125V

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

1.9-51

第 1.9.1 図

SOP「PCV 制御」における対応フロー

1.9-52

1.9-53
操作手順

第 1.9.2 図

弁名称

⑧※1

窒素ガス供給ユニットD/W側止め弁⑧※2

窒素ガス供給ユニットS/C側止め弁⑩※1

可燃性ガス濃度制御系入口第一隔離弁⑩※2

可燃性ガス濃度制御系入口第二隔離弁⑩※3

可燃性ガス濃度制御系出口第一隔離弁⑩※4

可燃性ガス濃度制御系出口第二隔離弁

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給

概要図

経過時間（時）

1

手順の項目

2

3

4

5

6

7

8

9

要員（数）
可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給開始 480分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認
中央制御室運転員

2
弁操作，窒素供給開始
移動，通信連絡設備準備

現場運転員

2
系統構成，接続準備

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容 緊急時対策要員
器への窒素ガス供給（荒浜側高台保管場所の可搬型
格納容器窒素供給設備使用の場
合）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台移動※1
可搬型大容量窒素供給装置4台の健全性確認及び資機材準備
可搬型大容量窒素供給装置4台の移動～配置

16

建屋外系統構成（ホース・ヘッダユニット接続，可搬型大容量窒素供給装置暖気）
建屋内系統構成（メタルホース取外し，接続治具フランジ接続）
接続部健全性確認※1

大湊側高台保管場所への移動は，20分と想定する

1.9-54
第 1.9.3 図

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給

タイムチャート

備考可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

主排気筒

6号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ

配管遮蔽

雨水排水ライン⑧※1
ラプチャーディスク

H2 E

オリフィス

可搬 式窒素 供給装 置車等

PI

コン プ レ ッサー
発電 機

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

スクラバ水pH制御設備

フィルタ装置出口配管圧力給水 ラ イン

7号炉

RE

フィルタ装置入口圧力1.9-55フィルタ装置出口圧力 PT

フィルタ装置水位 LT

⑦※７
⑦※４

MO

フィルタ
装置

ド
レ
ン
タ
ン
ク

〔Ｆ．Ｃ〕

⑦※６

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

⑫ｂ※２
格納容器圧力(D/W)⑯※２

サプレッション・
チェンバ

・

AO

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備⑦※３ 〔Ｆ．Ｃ〕

MO

遠隔手動弁操作設備⑦※９⑯※３MO

遠隔手動弁操作設備⑦※１０⑯※４

遠隔手動弁操作設備
ボンベ
MO⑫b※５⑫b※１

・

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

ドレンポンプ
設備
FE

FE

フィルタ装置スクラバ水pH

MO

⑦※１

MO

⑫a※５⑫a※１

非常用ガス処理系
排風機よりドレンポンプ
流量⑦※１ MO

MO MO

二次格納施設

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

凡例

原子炉建屋

Ｎ2 供給ライン

Ｎ2供給ライン設計基準対象施設
から追加した箇所

第 1.9.4 図

⑫a※３

⑫a※４
⑫a※２
⑯※１

pH

⑫b※３

⑫b※４

PT

PT

原子炉
建屋

AO

・

〔Ｆ．Ｏ〕

AO

格納容器圧力(S/C)

ドレンタンク水位

⑧※２

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル

ボンベ

⑦※８

AO

原子炉区域運転階より

原
子
炉
圧
力
容
器
LＳ

遠隔手動弁操作設備

AO

・

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置 DP
金属フィルタ差圧

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

よう素
フィルタ

オリフィス

MO

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインラプチャーディスク⑦※５
パージ用排風機MO

フィルタ装置
出口放射線モニタH2 E⑦※２

原子炉区域よりPT

水中 ポン プ等

補給 薬液

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガス排出

可搬型窒素供給装置

概 要 図 (1/2)

1.9-56
第 1.9.4 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガス排出概 要 図 (2/2)

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

水素ガス及び酸素ガス排出開始 45分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成

2

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガ
スの排出(W/Wベントの場合)

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

移動，系統構成2

1.9-57

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

水素ガス及び酸素ガス排出開始 45分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

電源を 復旧しながら格納容器ベン ト開始

系統構成を 行う。

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

第 1.9.5 図

系統構成

2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガ
スの排出(D/Wベントの場合)
2

移動，系統構成

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガス排出

タイムチャート

主排気筒

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）
6号炉

RE

配管遮蔽

フィルタ装置
出口放射線モニタ

ラプチャーディスク
H2 E

オリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

スクラバ水pH制御設備
可搬 式窒素 供給装 置車等

PI
水中 ポン プ等

フィルタ装置出口配管圧力給水 ラ イン

7号炉
補給 薬液

RE

フィルタ装置
入口圧力Ｎ2供給ライン

1.9-58

フィルタ装置出口圧力 PT
フィルタ装置 DP
金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位 LT

フィルタ
装置

ド
レ
ン
タ
ン
ク

〔Ｆ．Ｃ〕

ドライウェル

原子炉
建屋

AO
〔Ｆ．Ｏ〕

・

⑨※２

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

MO

⑩※１⑳※２⑨※１

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

MO⑩※２⑳※３

格納容器圧力(D/W)

サプレッショ
ン・チェンバ

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

ボンベ
MO

PT
PT

・

⑰※３
遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

⑰※２
⑳※１

pH

ドレンポンプ
設備
FE

FE

フィルタ装置スクラバ水pH⑰※５⑤※１ MO
可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

凡例

原子炉建屋

Ｎ2 供給ライン

Ｎ2供給ライン設計基準対象施設
から追加した箇所

第 1.9.6 図⑰※１⑤※１ MO

MO MO

二次格納施設⑰※４

MO

非常用ガス処理系
排風機よりドレンポンプ
流量

⑨※５

⑦⑨※４

・

AO

格納容器圧力(S/C)

LＳ

⑫

〔Ｆ．Ｏ〕

原
子
炉
圧
力
容
器

ドレンタンク水位

⑨※３
ボンベ

⑧※１
⑤※５

⑧※５

⑥⑧※４
遠隔手動弁操作設備 ⑧※２

AO

原子炉区域運転階より耐圧強化ベント系
放射線モニタボンベ

AO

・

Ｎ2ベントライン

MO

AO⑤※６ ※３
⑤

MO

よう素
フィルタ

オリフィス

RE

〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

〔Ｆ．Ｏ〕

フィルタ装置水素濃度⑤※４

パージ用排風機

6号炉⑤※２

原子炉区域よりMO

フィルタ装置
出口放射線モニタ
H2E

ラプチャーディスク

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

PT

コン プレ ッサー
発電 機

⑧※３

可搬型窒素供給装置

耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 ガ ス 及 び 酸 素 ガ ス の 排 出

概 要 図 (1/2)

1.9-59
第 1.9.6 図

耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 ガ ス 及 び 酸 素 ガ ス の 排 出

概 要 図 (2/2)

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

備考

水素ガス及び酸素ガス排出開始 60分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成

2

電源を 復旧しながら格納容器ベン ト開始

耐圧強化ベント系（W/W）による原子炉
格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

1.9-60

第 1.9.7 図

系統構成を 行う。

2

移動，系統構成

耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 ガ ス 及 び 酸 素 ガ ス の 排 出

タイムチャート凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所
AO
原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ

主排気筒

6号炉

原子炉区域よりパージ用排風機

RE

MO

耐圧強化ベント系
放射線モニタ

AO

MO

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

MO

遠隔手動弁操作設備
AO

ボンベ

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

原子炉区域運転階より

・
AO

〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル

・

AO

・

MO

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

AO

1.9-61

原
子
炉
圧
力
容
器

〔Ｆ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備
MO
ボンベ

格納容器圧力(D/W)

MO

PT

格納容器圧力(S/C)
サプレッショ
ン・
チェンバPT

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備〔Ｆ．Ｃ〕

・
遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

MO
MO
非常用ガス処理系
排風機より

Ｎ2 供給ライン
MO

MO MO
可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より二次格納施設

操作手順

Ｎ2供給
ライン

原子炉建屋

タービン建屋③※１ ③※２

Ｎ2 供給ライン

可搬型窒素供給装置

弁名称

③※1

耐圧強化ベント系N2パージ用元弁（二次格納施設側）③※2

耐圧強化ベント系N2パージ用元弁（タービン建屋側）

第 1.9.8 図

耐圧強化ラインの窒素ガスパージ

概要図1.9-62
第 1.9.9 図

耐圧強化ラインの窒素ガスパージ

タイムチャート

FCS室

RCCV
MO

MO

可搬式FCS
再結合装置（B）⑦※2 ⑦※1

D/W

MO

MO

MO

MO

可搬式FCS
再結合装置（A）

MO

ＲＰＶ
ブロア

加熱器

MO

MO

気水分離器

1.9-63
MO

再
結
合
器

冷却器
S/C
MO

MO

MO

MUWPより
MO
RHRより

操作手順

弁名称

⑦※1

可燃性ガス濃度制御系室連絡弁(A)⑦※2

可燃性ガス濃度制御系室連絡弁(B)

第 1.9.10 図

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

経過時間（時）301

可燃性ガス濃度制御系ブロワ起動 30分

要員（数）

2

3

4

5

備考

再結合開始

通信連絡設備準備，電源確認
隔離信号除外，連絡弁開

可燃性ガス濃度制御系による 中央制御室運転員 A，B
原子炉格納容器内の水素濃度制御現場運転員 C，D

1.9-64

第 1.9.11 図2

可燃性ガス濃度制御系 起動
予熱運転（約180分）

2

移動，電源確保

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

タイムチャートRCCV（中央制御室）D/W

代替原子炉補機冷却系による冷却

RIS（中央制御室）（中央制御室）

O2IT

H2IT

RE
MO
ＲＰＶ

事故時用ｻﾝﾌﾟﾙ
昇圧ﾎﾟﾝﾌﾟMO

1.9-65

AO
冷却器

AO

気水分離器

除湿器
通常時用ｻﾝﾌﾟﾙ
昇圧ﾎﾟﾝﾌﾟ

O2E

H2E（中央制御室）

RIS
S/C

RE

MO
事故時用
ｻﾝﾌﾟﾙﾎﾟﾝﾌﾟ
MO
通常時用
ｻﾝﾌﾟﾙﾎﾟﾝﾌﾟ

第 1.9.12 図

格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

50

60

備考

25分 格納容器内雰囲気計装による監視開始

要員（数）通信連絡設備準備，冷却水確保確認

格納容器内雰囲気計装による 中央制御室運転員 A，B
原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
現場運転員 C，D

1.9-66

第 1.9.13 図

2

2

電源確認
起動確認，計測開始

移動，電源確保

格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

タイムチャート原子炉格納容器内の不活性化

【凡例】

※1

：プラント状態※1 運転中は格納容器内を窒素ガスで不活性化している。

：操作、確認：判断：重大事故等対処設備

炉心の著しい損傷の発生

電源の喪失

ジルコニウム－水反応及び水の放 射線分 解等による水素ガス・酸素ガス発生
原子炉格納容器内の水素・酸素濃度指示上昇

No

格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水
素濃度監視

Yes

原子炉格納容器内の圧力を
可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力以下に維持可能

代替交流電源代替直流電源による給電

格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

No

Yes
原子炉格納容器内の酸素濃度が
規定値以上

No

Yes

No
原子炉格納容器内の水素濃度が規定値以下
格納容器圧力逃がし装置
使用可能

No

Yes
Yes

ＡＭ用Ｓ／Ｐ水位計
ベン トラ イン-1m以下

No

Yes

優先① ※ 2
可燃性ガス濃度制御系による原子炉
格納容器内の水素濃度制御

優先② ※2
格納容器圧力逃がし装置
によるW/W側水素ガス・酸
素ガス排出

優先③ ※2
格納容器圧力逃がし装置
によるD/W側水素ガス・酸
素ガス排出

優先④ ※2
耐圧強化ベント系
によるW/W側水素ガス・酸素ガ
ス排出※2 優先順位は，①→②→③→④の順とする。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）又は代替格納容器スプレイ冷
却系による原子炉格納容器の除熱

可燃性ガス濃度制御系による長期 的な原子炉格納容器内の水素濃度制御

第 1.9.14 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート

1.9-67

添付資料 1.9.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/2）
技術 的能 力審査 基準（ 1.9）
【本文】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 「 水 素爆 発 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 を 防 止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置
又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

（ １ ） BWRａ）原子炉格納容器内の不活性化により、原子炉格
納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。

（ ２ ） PWR の う ち 必 要 な 原 子 炉ａ）水素濃度制御設備により、原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。

（ ３ ） BWR 及 び PWR 共 通ａ）原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

ｂ）炉心の著しい損傷後、水－ジルコニウム反応及
び水の放射線分解による水素及び酸素の水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備
すること。

番号

①

－

②
※1

－

設置 許可 基準規 則（52条）

技術基 準規 則（67条）【本文】
発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、 炉 心 の 著 し い 損 傷 が発生 し た 場 合 に お い て 原 子 炉 格 納 容 器 内 に お ける
水 素 に よ る 爆 発 （ 以 下 「 水 素 爆 発 」 と い う 。）に よ る 破 損 を 防 止 す る 必 要 が あ る 場 合 に は 、水素 爆 発 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 を 防 止 するために必要な設備を設けなければならない。

【本文】
発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、 炉 心 の 著し い 損 傷が 発 生 し た 場 合 に お い て 原 子 炉 格納 容 器 内に お け る 水 素 に よ る 爆 発 （ 以 下 「水 素 爆発 」 と い う 。 ） に よ る 破 損 を 防 止す る 必 要
が あ る 場 合 に は 、 水 素 爆 発 に よ る原 子 炉 格
納 容 器 の 破 損 を 防 止 す る た め に 必要 な 設 備を施設しなければならない。

【解釈】
１ 第５２条に規定する「水素爆発による原子炉格 納 容 器 の 破 損 を 防 止 す る た め に 必 要 な 設 備」と は 、 以 下 に 掲 げ る 措 置 又 は こ れ ら と 同 等 以上の 効 果 を 有 す る 措 置 を 行 う た め の 設 備 を い う。

【解釈】
１ 第６７条に規定する「水素爆発による
原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 を 防 止 す るた め に 必
要 な 設 備 」 と は 、 以 下 に 掲 げ る 措置 又 は こ
れ ら と 同 等 以 上 の 効 果 を 有 す る 措置 を 行 う
ための設備をいう。

＜ BWR＞
ａ）原子炉格納容器内を不活性化すること。

＜ BWR＞ａ ） 原 子 炉 格 納 容 器 内 を 不 活 性 化す る こと。

＜ PWR の う ち 必 要 な 原 子 炉 ＞ｂ）水素濃度制御設備を設置すること。

＜ PWR の う ち 必 要 な 原 子 炉 ＞ｂ ） 水 素 濃 度 制 御 設 備 を 設 置 す るこ と 。

＜ BWR 及 び PWR 共 通 ＞ｃ ） 水 素 ガ ス を 原 子 炉 格 納 容 器 外 に 排 出 す る場
合には、排出経路での水素爆発を防止すること 、 放 射 性 物 質 の 低 減 設 備 、 水 素 及 び 放 射 性物
質濃度測定装置を設けること。

＜ BWR 及 び PWR 共 通 ＞ｃ ） 水 素 ガ ス を 原 子 炉 格 納 容 器 外に 排 出 す
る 場 合 に は 、 排 出 経 路 で の 水 素 爆発 を 防 止
す る こ と 、 放 射 性 物 質 の 低 減 設 備、 水 素 及び 放 射 性 物 質 濃 度 測 定 装 置 を 設 ける こ と 。

ｄ ） 炉 心 の 著 し い 損 傷 時 に 水 素 濃 度 が 変 動 する
可 能 性 の あ る 範 囲 で 測 定 で き る 監 視 設 備 を 設置すること。

ｄ ） 炉 心 の 著 し い 損 傷 時 に 水 素 濃度 が 変 動
す る 可 能 性 の あ る 範 囲 で 測 定 で きる 監 視 設
備を設置すること。

ｅ ） こ れ ら の 設 備 は 、 交 流 又 は 直 流 電 源 が 必要
な 場 合 は 代 替 電 源 設 備 か ら の 給 電 を 可 能 と すること。

ｅ ） こ れ ら の 設 備 は 、 交 流 又 は 直流 電 源 が
必 要 な 場 合 は 代 替 電 源 設 備 か ら の給 電 を 可能とすること。

番号

⑤

－

⑥
※1

－

⑦

⑧

③

⑨
④

※ 1：発 電用 原子炉 運転中 は原子 炉格 納容器 内を不 活性 ガス系 にて窒 素ガ スで置 換して いる ため， 炉心損 傷に伴 い水 素ガス が発 生し た場合 におい ても， 事故 発生直 後に酸 素濃 度が可 燃限界 に至 ること はない 。
有 効性 評価に おける 原子炉 格納 容器内 の可燃 性ガ ス濃度 評価に より ，事故 発生後 7日間 は原子 炉格 納容器 への窒 素ガ ス供給 は不 要で ある。
※ 2：発 電用 原子炉 運転中 は原子 炉格 納容器 内を不 活性 ガス系 により 常時 不活性 化して いる 。
不 活性 ガス系 は設計 基準対 象施 設であ り，重 大事 故等時 に使用 する もので はない ため ，重大 事故等 対処設 備と は位置
付 けな い。
※ 3：手 順は 「1.14 電源 の確保 に関 する手 順等」 にて 整備す る。

1.9-68

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/2）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

機器 名称

性原
不活 性ガ ス系
容化子
器に炉
水よ格
素る納
爆原容
－
発子器
防炉内
止格不
納活

原格
子納
炉容
格器
酸納圧
素容力
ガ器逃
ス内が
ののし
排水装
出素置
ガ等
スに
及よ
びる

水
酸
素
素
監
濃
濃
視
度
度
及
の
び
代
替
設電
備源
へに
のよ
給る
電必
要
な

※2

既設
新設

自主 対策

解釈
対 応番 号

既設－

格納 容器 圧力逃 がし装置新設

フィ ルタ 装置出 口放射
線モ ニタ

新設

フィ ルタ 装置水 素濃度

新設

サプ レッ ション ・チェ
ンバ

既設

耐圧 強化 ベント 系
（W/W）

既設
新設

可搬 型窒 素供給 装置

新設

ホー ス・ 接続口新設

耐圧 強化 ベント 系放射
線モ ニタ

新設

フィ ルタ 装置水 素濃度

新設

格納 容器 内水素 濃度
（SA）

新設

格納 容器 内水素 濃度

既設

格納 容器 内酸素 濃度

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

常設 代替 直流電 源設備新設

可搬 型直 流電源 設備

新設

代替 所内 電気設 備

新設

①
②
⑤
⑥

機能

機器 名称

性 原 可搬 型格納 容器 窒素供
容 化 子 給設 備
器に炉
水よ格
素る納
爆原容
－
発子器
防炉内
止格不
納活

常設
可搬

原
子可
炉燃
格性
納ガ
容ス
器濃
内度
の制
水御
素系
濃に
度よ
制る
御

可燃 性ガス 濃度 制御系
再結 合装置常設

可燃 性ガス 濃度 制御系
配管 ・弁

常設

残留 熱除去 系

常設

－

－

①
⑤
⑧

－

－

－

第二 代替交 流電 源設備

常設

①
③
⑤
⑨

代
替
設電
備源
へに
のよ
給る
電必
要
な

－

備考

8時間

20名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

30分

4名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

－

－

－

※3

※3

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

－

常設

①
④
⑤
⑦

対応可能な人数で使用可能か可搬

可燃 性ガス 濃度 制御系
再結 合器ブ ロワ①④⑤⑦

必要時間内に使用可能か－※ 1：発 電用 原子炉 運転中 は原子 炉格 納容器 内を不 活性 ガス系 にて窒 素ガ スで置 換して いる ため， 炉心損 傷に伴 い水 素ガス が発 生し た場合 におい ても， 事故 発生直 後に酸 素濃 度が可 燃限界 に至 ること はない 。
有 効性 評価に おける 原子炉 格納 容器内 の可燃 性ガ ス濃度 評価に より ，事故 発生後 7日間 は原子 炉格 納容器 への窒 素ガ ス供給 は不 要で ある。
※ 2：発 電用 原子炉 運転中 は原子 炉格 納容器 内を不 活性 ガス系 により 常時 不活性 化して いる 。
不 活性 ガス系 は設計 基準対 象施 設であ り，重 大事 故等時 に使用 する もので はない ため ，重大 事故等 対処設 備と は位置
付 けな い。
※ 3：手 順は 「1.14 電源 の確保 に関 する手 順等」 にて 整備す る。

1.9-69

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.9.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.9-70

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）
号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）【凡例】

緊急用電源切替箱
断路器：非常用ディーゼル発電機

D/G

：遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

：断路器

緊急用
電源切替箱
接続装置6B：配線用遮断器
D/G

(6A)

：接続装置
(6B)
M

M/C 6CM/C 6D：動力変圧器

【略語】

電源
車

電源
車

：電動切替装置

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置

1.9-71

P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ
P/C 6D-1

P/C 6C-1

MCC
6D-1-8ＣＡＭＳ（Ｂ）
系 計測用電源（
格納容器内水素・酸素濃度）

ＦＣＳ再結合器ヒータ（Ｂ）

ＦＣＳ（
Ｂ）
系 電動弁

電源構成図（交流電源）

ＦＣＳ再結合器ブロワ（
Ｂ）

ＳＧＴＳ（Ｂ）系 電動弁

ＣＡＭＳ排気ポンプ（
Ｂ）

6 号炉

MCC
6D-1-7

計測用（Ｂ）系電源

AM用MCC 6B

ＣＡＭＳ吸引ポンプ（
Ｂ）

第2図

MCC
6D-1-3MCC
6D-1-2M

ＡＣ系 電動弁

MCC
6C-1-8

ＣＡＭＳ（Ａ）系 計測用電源（
格納容器内水素・酸素濃度）

ＦＣＳ再結合器ヒータ（Ａ）

ＦＣＳ再結合器ブロワ（
Ａ）

ＦＣＳ（
Ａ）
系 電動弁

ＡＣ系 電動弁

ＳＧＴＳ（Ａ）系 電動弁

ＣＡＭＳ排気ポンプ（
Ａ）

ＣＡＭＳ吸引ポンプ（Ａ）

MCC
6C-1-7

計測用（
Ａ）
系電源

MCC
6C-1-3MCC
6C-1-2

A M用蓄電池
充電器

MCC
6D -1-7

MCC
6C-1-7MCC
MCC
6C-1-8 6D -1-8

A M用
MCC
M CC 6B 6C-1-5

蓄電池6A-2

蓄電池6A

充
電
器

蓄電池6B

充
電
器

【凡例】

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
A M用直流
125V主母線盤

直流125V
分電盤6A-1

直流125V
分電盤6B-1

バイタル分電盤

Ｂ系バイタル電源装置

直流125V原子炉建屋
M CC 6A

フィ ルタベント
分電盤

直流125V RCIC
制御切替盤

Ａ系バイタル電源装置

直流125V RCIC
動力切替盤

バイタル分電盤
Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源格納容器内水素濃度（
ＳＡ）

ＡＣ系空気作動弁

フィルタ装置出口放射線モニタ

フィルタベント
無停電電源装置

耐圧強化ベント系モニタ

1.9-72直流125VHPA C MCC

直流125V
主母線盤6B

直流125V
主母線盤6A

第3図

6 号炉

電源構成図（直流電源）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）
号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）

緊急用電源切替箱
断路器【凡例】：非常用ディーゼル発電機

D/G

：遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G

：断路器

緊急用
電源切替箱
接続装置7B：配線用遮断器

D/G

(7A)

：接続装置
(7B)
M

M/C 7CM/C 7D

電源
車：電動切替装置：動力変圧器【略語】

電源車

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置

1.9-73

P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 7C-1
MCC
7C-1-7AM用MCC 7B

MCC
7D-1-3

電源構成図（交流電源）

ＣＡＭＳ事故時サンプル昇圧ポンプ（Ｂ）

ＣＡＭＳ（Ｂ）系 電動弁

ＣＡＭＳ事故時サンプルポンプ（Ｂ）

ＳＧＴＳ（Ｂ）系 電動弁

ＦＣＳ再結合器ヒータ（Ｂ）

ＦＣＳ再結合器ブロワ（Ｂ）

7 号炉

ＦＣＳ（Ｂ）系 電動弁

ＡＣ系 電動弁

ＣＡＭＳ（Ａ）
系 計測用電源（格納容器内水素・酸素濃度）

ＣＡＭＳ事故時サンプル昇圧ポンプ（Ａ）

ＣＡＭＳ（Ａ）系 電動弁

ＣＡＭＳ事故時サンプルポンプ（Ａ）

ＡＣ系 電動弁

ＳＧＴＳ（Ａ）系 電動弁

ＦＣＳ再結合器ヒータ（Ａ）

ＦＣＳ再結合器ブロワ（Ａ）

ＦＣＳ（Ａ）系 電動弁

第4図

MCC
7D-1-2M

MCC
7D-1-6MCC
7D-1-7

ＣＡＭＳ（Ｂ）系 計測用電源（格納容器内水素・酸素濃度）

MCC
7C-1-3

計測用（Ｂ）系電源

MCC
7C-1-2

P/C 7D-1

MCC
7C-1-6AM用MCC
MCC 7B 7C-1-4

MCC
7D-1-7AM用蓄電 池充
電器

MCC
7D-1-7MCC
7C-1-7蓄電池7A-2

蓄電池 7B

蓄電池7A

充
電
器

【凡例】

充
電
器

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
直流125V
主母線盤7B

直流125V
主母線 盤7A

フ ィルタベント
分電盤
直流125V
分電盤7A-1-1

直流125V
原子炉建屋
MCC 7A

直流125V
分電7B-1-1

直流125V
分電盤 7B-1-2A

バイタル分電盤

バイタル分電盤

Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源格納容器内水素濃度（
ＳＡ）

フィルタ装置出口放射線モニタ

フィルタベント
無停電電源装置

耐圧強化ベント系放射線モニタ

1.9-74

125V同時投入防止用
切替盤

直流125V
分電盤 7B-2-2

Ｂ系バイタル電源装置

直流125V
HPAC MCC

Ａ系バイタル電源装置

直 流125V
分 電盤7A-2-2

ＡＣ系空気作動弁

第5図

7 号炉

電源構成図（直流電源）

添付資料 1.9.3-1
重大事故対策の成立性
1.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
a.操作概要格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出に必要な電動弁の電源確保及び現場での系統構成を行う。
b.作業場所
電源確保
系統構成
系統構成

原子炉建屋 地下 1 階(非管理区域)
原子炉建屋 低層階屋上(非管理区域)
原子炉建屋 地上中 3 階(非管理区域)

c.必要要員数及び時間
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出のうち，電源確保及び系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :電源確保 20 分(実績時間:18 分)
系統構成(原子炉建屋内の原子炉区域外)20 分(実績時間:17分)
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具(全面マスク，個人線量計，ゴム手袋)を装
備又は携行して作業を行う。
現場運転員の放射線防護を考慮し，遠隔手動弁操作設備エリア
は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置している。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。

1.9-75

アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
遠隔手動弁操作設備の操作についても，操作に必要な工具はな
く通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備(送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備)のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

受電操作

受電確認

系統構成

1.9-76

添付資料 1.9.3-2
2.耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
a.操作概要耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出に必要な電動弁の電源確保及び現場での系統構成を行う。
b.作業場所
電源確保
系統構成

原子炉建屋 地下 1 階（非管理区域）
原子炉建屋 地上 3 階，地上中 3 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出のうち，電源確保及び系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :電源確保 20 分(実績時間:18 分)
系統構成(原子炉建屋内の原子炉区域外)35 分(実績時間:28分)
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における操作性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具(全面マスク，個人線量計，ゴム手袋)を装
備又は携行して作業を行う。
現場運転員の放射線防護を考慮し，遠隔手動弁操作設備エリア
は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置している。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作及び受電操作であり，容易に実施可能である。
遠隔手動弁操作設備の操作についても，操作に必要な工具はな
く通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

1.9-77

連絡手段:通信連絡設備(送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備)のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

受電操作

受電確認

系統構成

1.9-78

添付資料 1.9.3-3
3.可燃性ガス濃度制御系の電源確保
a.操作概要
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御の系統構成のために電源の受電操作を行う。
b.作業場所
原子炉建屋

地下 1 階(非管理区域)

c.必要要員数及び時間
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御のうち，電源確保に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名(現場運転員 2 名)
想定時間 :20 分(実績時間:18 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内照明消灯時における操作性を確保している。また，ヘッドラ
イト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。非管理区域における操作は放射性物質が放出されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備(送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備)のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.9-79

受電操作

受電確認

1.9-80添付資料 1.9.3-4
4.格納容器内雰囲気計装の電源確保
a.操作概要代替原子炉補機冷却系により冷却水が確保されていることの確認及び代替交流電源設備からの給電を確認後，格納容器内雰囲気計装電源の受電操作を行う。
b.作業場所
原子炉建屋

地下 1 階(非管理区域)

c.必要要員数及び時間
格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視のうち，電源確保に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 人(現場運転員 2 名)
想定時間 :20 分(実績時間:19 分)
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。非管理区域における操作は放射性物質が放出されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備(送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備)のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.9-81

受電操作

受電確認

1.9-82

添付資料 1.9.3-5
5.耐圧強化ラインの窒素ガスパージ
a.操作概要炉心の著しい損傷が発生し，耐圧強化ベント系により原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出を実施する際，耐圧強化ベントライン主排
気筒側の大気開放されたラインに対してあらかじめ窒素ガスパージを実施することにより，系統内の酸素濃度を可燃限界未満に保ち，水素爆発を防止する。
b.作業場所
タービン建屋
タービン建屋
原子炉建屋

西側大物搬入口前(屋外)地上 1 階 原子炉建屋連絡通路南西側(管理区域)
地上 1 階 非常用ガス処理系モニタ室通路(管理区域）

c.必要要員数及び時間
耐圧強化ラインの窒素ガスパージに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 人(緊急時対策要員 4 名)
想定時間 :360 分(実績時間:当該設備は設置工事中のため実績時間なし)d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基
本的には個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手
袋，靴下，汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラッ
ク，全面マスク，チャコールフィルタ，セルフウェアセットなどを装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトの他，バッテリー内蔵型 LED 照明及びヘッドライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :送気ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能であり，操作に必要な工具はない。
連絡手段:通信連絡設備(送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音

1.9-83

声呼出電話設備)のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.9-84

添付資料 1.9.4-1
解釈一覧
操作手順の解釈一覧
手順
操作手順記載内容
1.9.2.1 水素爆発によ (2)炉心の著しい損傷が a.格納容器圧力逃がし装 フィルタ装置水位指示値が通常水位範囲内
る原子炉格納容器の破損 発生した場合の原子炉格 置による原子炉格納容器 原子炉格納容器内の酸素濃度が規定値を防止するための対応手 納容器水素爆発防止内の水素ガス及び酸素ガ
順
スの排出

解釈
フィルタ装置水位指示値が1000～1500mm
原子炉格納容器内の酸素濃度がb.耐圧強化ベント系
原子炉格納容器内の圧力が規定圧力以下（W/W）による原子炉格
納容器内の水素ガス及び 原子炉格納容器内の酸素濃度が規定値
酸素ガスの排出原子炉格納容器内の圧力がc.可燃性ガス濃度制御系 可燃性ガス濃度制御系の予熱運転が完了
による原子炉格納容器内の水素濃度制御
再結合器内ガス温度指示値が規定値

再結合器内ガス温度指示値がが完了

以下

原子炉格納容器内の酸素濃度が再結合器内ガス温度指示値がに到達し，予熱運転1.9-85

添付資料 1.9.4-2
各号炉の弁番号及び弁名称一覧(1/2)
統一名称

弁名称

T22-MO-F004A/B

SGTSフィルタ装置出口弁(A)/(B)

非常用ガス処理系出口Uシール隔離弁

T22-MO-F511

SGTS出口ドレン弁

T61-AO-F002

耐圧強化ベント系PCVベントライン排気筒
側隔離弁

耐圧強化ベント弁

7号炉

6号炉
弁番号

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁

操作場所
中央制御室
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階南側通路（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路（管理区域）

弁番号

弁名称

T22-MO-F004A/B

SGTSフィルタ装置出口弁(A)/(B)T22-MO-F511

SGTS出口Uシール元弁

T61-AO-F002

耐圧強化ベント系PCVベントライン排気筒
側隔離弁

T31-AO-F020

AC SGTS側PCVベント用隔離弁

T31-AO-F021

AC HVAC側PCVベント用隔離弁

T22-F040

SGTS側PCVベント用隔離弁後弁

U41-F050

HVAC側PCVベント用隔離弁後弁

非常用ガス処理系第一隔離弁

T31-AO-F020

SGTS側PCVベント用隔離弁

換気空調系第一隔離弁

T31-AO-F021

HVAC側PCVベント用隔離弁

非常用ガス処理系第二隔離弁

T22-F040

SGTS側PCVベント用隔離弁後弁

換気空調系第二隔離弁

U41-F050

HVAC側PCVベント用隔離弁後弁

フィルタ装置入口弁

T61-AO-F001

耐圧強化ベント系PCVベントラインフィル
タベント容器側隔離弁

中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階南側通路（非管理区域）

T61-AO-F001

耐圧強化ベント系PCVベントラインフィル
タベント容器側隔離弁

二次隔離弁

T31-MO-F070

PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁

中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)

T31-MO-F070

AC PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁

T31-AO-F022

AC S/Cベント用出口隔離弁

T31-AO-F019

AC D/Wベント用出口隔離弁

1.9-86

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）

T31-AO-F022

S/Cベント用出口隔離弁

中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋地下1階B系非常用電気品室（非管理区域）

一次隔離弁（ドライウェル側）

T31-AO-F019

D/Wベント用出口隔離弁

中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階DG(B)制御盤室(非管理区域)

フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁

T61-F060

耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁

T61-F064

耐圧強化ベント系N₂パージ用元弁（二次格納施設側）

T22-F201

耐圧強化ベント系N₂パージ用元弁（タービン建屋側）

T22-F200

可燃性ガス濃度制御系室連絡弁

U41-MO-F105A/B

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁
一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁
一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用
空気排気側止め弁
一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁
一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気排気側止め弁
一次隔離弁（ドライウェル側）逆操作用空気排気側止め弁
二次隔離弁バイパス弁

T31-MO-F047

PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
操作用空気ボンベ出口弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
気ボンベ出口弁
耐圧強化ベント系N₂パージ用元弁（二次格
原子炉建屋1階SGTSモニタ室通路（管理区域）
納施設側）
耐圧強化ベント系N₂パージ用元弁（タービ
原子炉建屋1階SGTSモニタ室南側通路（管理区域）
ン建屋側）
中央制御室
FCS室連絡弁(A)/(B)
原子炉建屋1階FCS室（管理区域）
中央制御室
S/Cベント弁操作用空気供給弁
原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T61-F060
T61-F064
T22-F201
T22-F200
U41-MO-F105A/B
T31-MO-F092

操作場所
中央制御室
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋4階SGTS配管室（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋中3階DG(B)/Z送風機室(非管理区域)
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋地下1階NSDサンプ(B)室(非管理区域)
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階DG(B)制御盤室(非管理区域)

PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
操作用空気ボンベ出口弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
気ボンベ出口弁
耐圧強化ベント系N₂パージ用元弁（二次格
原子炉建屋1階SGTSモニタ室通路（管理区域）
納施設側）
耐圧強化ベント系N₂パージ用元弁（タービ
原子炉建屋1階SGTSモニタ室南側通路（管理区域）
ン建屋側）
中央制御室
FCS室連絡弁(A)/(B)
原子炉建屋1階FCS室（管理区域）
中央制御室
AC S/Cベント弁操作用空気供給弁
原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F062

S/Cベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F099

S/Cベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F803

S/Cベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F779

S/Cベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-MO-F045

D/Wベント弁操作用空気供給弁

中央制御室
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-MO-F082

AC D/Wベント弁操作用空気供給弁

中央制御室
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F061

D/Wベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F098

D/Wベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F802

D/Wベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F778

D/Wベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-MO-F072

PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁バイ
パス弁

中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)

T31-MO-F072

中央制御室
AC PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁バ遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区
イパス弁域）

各号炉の弁番号及び弁名称一覧(2/2)
統一名称

7号炉

6号炉

フィルタ装置入口弁逆操作用空気排気側止め弁

T61-F712

弁番号

フィルタ装置入口弁操作用空気排気側止め弁

T61-F068

耐圧強化ベント弁逆操作用空気排気側止め弁

T61-F713

耐圧強化ベント弁操作用空気排気側止め弁

T61-F069

フィルタベント大気放出ライン ドレン弁

T61-F503

弁名称
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
逆操作用空気排気側止め弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁操作用空気排気側止め弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁逆操作用
空気排気側止め弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空気排気側止め弁
フィルタベント大気放出ライン ドレン弁

水素バイパスライン止め弁

T31-F600

SGTS側PCVベント用水素ガスベント止め弁

可燃性ガス濃度制御系入口第一隔離弁

T49-MO-F001A/B

FCS入口第一隔離弁(A)/(B)

可燃性ガス濃度制御系入口第二隔離弁

T49-MO-F003A/B

FCS入口第二隔離弁(A)/(B)

可燃性ガス濃度制御系出口第一隔離弁

T49-MO-F008A/B

FCS出口第一隔離弁(A)/(B)

可燃性ガス濃度制御系出口第二隔離弁

T49-MO-F007A/B

FCS出口第二隔離弁(A)/(B)

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

操作場所

T61-F712

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

T61-F068

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

T61-F713

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

T61-F069

原子炉建屋屋上階南側（非管理区域）

T61-F503

弁名称
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
逆操作用空気排気側止め弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁操作用空気排気側止め弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁逆操作用
空気排気側止め弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空気排気側止め弁
フィルタベント大気放出ライン ドレン弁

遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階南側通路（非管理区域）

T31-F600

SGTS側PCVベント用水素ガスベント止め弁

T49-MO-F001A/B

FCS入口第一隔離弁(A)/(B)T49-MO-F003A/B

FCS入口第二隔離弁(A)/(B)T49-MO-F008A/B

FCS出口第一隔離弁(A)/(B)T49-MO-F007A/B

FCS出口第二隔離弁(A)/(B)

中央制御室
原子炉建屋2階格納容器所員用エアロック（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階格納容器所員用エアロック（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）

弁番号

操作場所
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋屋上階南側（非管理区域）
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋中3階DG(B)/Z送風機室(非管理区域)
中央制御室
原子炉建屋1階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）

1.9-87

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＜

1.10.1目

次＞

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果a.

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応
手段及び設備(a) 水 素 濃 度 制 御 に よ る 原 子 炉 建 屋 等 の 損 傷 防 止(b) 原 子 炉 格 納 容 器 外 へ の 水 素 ガ ス 漏 え い 抑 制(c) 水 素 ガ ス 排 出 に よ る 原 子 炉 建 屋 等 の 損 傷 防 止(d) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備b.

手順等

1.10.2

重大事故等時の手順

1.10.2.1

原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制のための対応
手順(1) 原 子 炉 ウ ェ ル 注 水a.

格 納 容 器 頂 部 注 水 系 に よ る 原 子 炉 ウ ェ ル へ の 注 水 （ 淡 水 /海水）

b.

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水

1.10.2.2

水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応
手順(1) 原 子 炉 建 屋 内 の 水 素 濃 度 監 視(2) 原 子 炉 建 屋 ト ッ プ ベ ン ト
1.10-1

1.10.2.3

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設
備の電源を代替電源設備から給電する手順

1.10.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

1.10.2.5

重大事故等時の対応手段の選択

1.10-2

添 付 資 料 1.10.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.10.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.10.3

重大事故対策の成立性
1. 格 納 容 器 頂 部 注 水 系 に よ る 原 子 炉 ウ ェ ル へ の
注 水 （ 淡 水 /海 水 ）2. サ プ レ ッ シ ョ ン プ ー ル 浄 化 系 に よ る 原 子 炉
ウェルへの注水
3.原 子 炉 建 屋 ト ッ プ ベ ン ト

添 付 資 料 1.10.4

解釈一覧
1.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
2.操 作 の 成 立 性 の 解 釈 一 覧
3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.10-3

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【要求事項】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の 放 射 性 物 質 を 格 納 す る た め の 施 設 (以 下 「 原 子 炉 建 屋 等 」 と い
う 。 )の 水 素 爆 発 に よ る 損 傷 を 防 止 す る 必 要 が あ る 場 合 に は 、 水 素
爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等
が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されて
いること。

【解釈】
１ 「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するため、水素濃度制御設備又は水素排出設備により、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）水素爆発による損傷を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とする手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，水素ガスが原子炉格
納容器内に放出され，原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした
場合においても，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するた
1.10-4

めの対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.10-5

1.10.1

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素ガスが原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした場合に，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
また，原子炉格納容器外への水素ガスの漏えいを抑制するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備※１を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則
第五十三条及び技術基準規則第六十八条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備
1.10-6

を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と 整 備 す る 手 順 に つ い て の 関 係 を 第 1.10.1 表 に 整 理 す る 。

a.

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応
手段及び設備(a) 水 素 濃 度 制 御 に よ る 原 子 炉 建 屋 等 の 損 傷 防 止ⅰ. 静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格
納容器内で発生した水素ガスが原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした場合に，原子炉建屋内の水素濃度の上昇を抑制し，水素爆発を防止するため，静的触媒式水素再結合器により漏えいした水素ガスと酸素ガスを触媒
反応によって再結合させる手段がある。
なお，静的触媒式水素再結合器は触媒反応により受動的に起動する設備であり，運転員による起動操作は必要としない。
静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制で使用する設備は以下のとおり。
・静的触媒式水素再結合器
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・原子炉建屋原子炉区域

ⅱ. 原子炉建屋内の水素濃度監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建
1.10-7

屋内の水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり水素濃度を測定し，監視する手段がある。
原子炉建屋内の水素濃度監視で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋水素濃度

上記設備は原子炉建屋原子炉区域に 8 個（そのうち，原子炉建屋オペレーティングフロアに 3 個）設置している。

ⅲ. 代替電源による必要な設備への給電
上記「ⅰ. 静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制」及び「ⅱ. 原子炉建屋内の水素濃度監視」で使用する設備について，全交流動力電源又は直流電源喪失時に代替電源設備から給電する手段がある。
代替電源による必要な設備への給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替直流電源設備
・可搬型直流電源設備

また，上記常設代替直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

1.10-8(b) 原 子 炉 格 納 容 器 外 へ の 水 素 ガ ス 漏 え い 抑 制
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器頂部を冷却して原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール材の熱劣化を緩和することにより，原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水素ガスの漏えいを抑制
し，原子炉建屋等の水素爆発を防止する手段がある。
ⅰ. 格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水
防火水槽又は淡水貯水池を水源として可搬型代替注水
ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ り 原 子 炉 ウ ェ ル に 注 水 し ， 原 子 炉
格納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器トップ
ヘッドフランジからの水素ガスの漏えいを抑制する。
格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）・防火水槽
・淡水貯水池・ホース・接続口
・格納容器頂部注水系配管・弁・燃料プール冷却浄化系配管・弁・原子炉ウェル
・燃料補給設備

なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源
1.10-9

として利用する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。
また，格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注
水は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

ⅱ. サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの
注水
サプレッションプール浄化系により復水貯蔵槽の水を原子炉ウェルに注水し，原子炉格納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水
素ガスの漏えいを抑制する。
サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッションプール浄化系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッションプール浄化系配管・弁・燃料プール冷却浄化系配管・弁・原子炉ウェル
・原子炉補機冷却系（6 号炉のみ）

なお，7 号炉のサプレッションプール浄化系ポンプは空冷式の設備であるため，原子炉補機冷却系による冷却が不要である。
1.10-10(c) 水 素 ガ ス 排 出 に よ る 原 子 炉 建 屋 等 の 損 傷 防 止
ⅰ. 原子炉建屋トップベントによる水素ガスの排出
原子炉建屋内に水素ガスが漏えいし，原子炉建屋内の水素濃度が上昇した場合，原子炉建屋トップベントを開放し，原子炉建屋オペレーティングフロア天井部の水素ガスを大気へ排出することで，原子炉建屋内における水素ガスの滞留を防止する手段がある。
原子炉建屋トップベントによる水素ガスの排出で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋トップベント
・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）
・ホース
・放水砲
・燃料補給設備(d) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷防止で使用する設備のうち，静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置，原子炉建屋原子炉区域，原子炉建屋
水素濃度，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備，
常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
1.10-11（ 添 付 資 料 1.10.1）以上の重大事故等対処設備により，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に
有 効 な 設 備 で あ る た め ,自 主 対 策 設 備 と し て 位 置 付 け る 。 あ
わせて，その理由を示す。
・原子炉ウェルに注水するための設備（格納容器頂部注水系，サプレッションプール浄化系）
原子炉格納容器からの水素ガス漏えいを防止する効
果に不確かさはあるが，原子炉格納容器頂部を冷却して原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール材の熱劣化を緩和することにより，原子炉建屋への水素ガ
ス漏えいを抑制できることから有効である。
・原子炉建屋トップベント
原子炉建屋オペレーティングフロア天井部を開放する操作であり放射性物質を低減する機能はないが，仮に原子炉建屋内に漏えいした水素ガスが静的触媒式水素再結合器で処理しきれない場合において，水素ガスを排出することで原子炉建屋内における水素ガスの滞留を防止する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確
1.10-12保するための手段として有効である。

b.

手順等
上 記 「 a.

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として
事 故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ シ ビ ア ア ク シ デ ン ト ） （ 以 下 「 SOP」と い う 。 ） ， AM 設 備 別 操 作 手 順 書 及 び 多 様 な ハ ザ ー ド 対 応 手
順 に 定 め る （ 第 1.10.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必
要 と な る 設 備 に つ い て も 整 備 す る （ 第 1.10.2 表 ， 第 1.10.3
表）。
（ 添 付 資 料 1.10.2）

1.10-13

1.10.2

重大事故等時の手順

1.10.2.1

原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制のための対応
手順(1) 原 子 炉 ウ ェ ル 注 水a.

格 納 容 器 頂 部 注 水 系 に よ る 原 子 炉 ウ ェ ル へ の 注 水 （ 淡 水 /海水）
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，防火水槽又は淡水貯水池を水源として格納容器頂部注水系により原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素ガス漏えいを抑制する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の 温 度 が 171℃ を 超 え る お そ れ が あ る 場 合 で ， 格 納 容 器 頂部 注 水 系 が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ 防 火 水 槽 又 は 淡水貯水池）が確保されている場合。

1.10-14(b) 操 作 手 順
格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水手順の概 要 は 以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.10.1 図 に ，概 要 図 を 第 1.10.2 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.10.3 図 に示す。
① 当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水の準備開始を指示する。
② 当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注
水 準 備 の た め ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 配
置，ホース接続及び起動操作を依頼する。
③ 中央制御室運転員 A は，格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）の配置，ホース接続及び起動操作を行い，可搬型
代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 準 備 完 了 を 緊 急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑤ 当 直 副 長 は ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 温 度 が 171℃ に 到 達したことを確認し，当直長に報告する。
⑥ 当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注
水開始を依頼する。
1.10-15

⑦ 緊急時対策要員は，緊急時ウェル注水ライン（南側）
元弁又は（北側）元弁のどちらかを開操作して送水流
量を必要流量に調整し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧ 中央制御室運転員 A は，原子炉ウェルに注水が開始されたことを上部ドライウェル内雰囲気温度指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。
⑨ 当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するために必要な注水量の注水及び注水後の停止操作を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
防火水槽を水源とした格納容器頂部注水系による原子炉
ウェルへの注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転
員 1 名及び緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器頂部注水系による原子炉
ウ ェ ル へ の 注 水 開 始 ま で 約 110 分 で 可 能 で あ る 。
淡水貯水池を水源とした格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器頂部注水系による原子炉ウェ
ル へ の 注 水 開 始 ま で 約 115 分 で 可 能 で あ る 。
1.10-16

また，淡水貯水池を水源とした格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した
場合，作業開始を判断してから格納容器頂部注水系による
原 子 炉 ウ ェ ル へ の 注 水 開 始 ま で 約 330 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具及び 通 信 連 絡 設 備 を 整 備 す る 。 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。
なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発による水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水する水位を維持することにより，原子炉格納容器トップ
ヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。
（ 添 付 資 料 1.10.3－ 1）b.

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，復水貯蔵槽を水源としてサプレ
1.10-17

ッションプール浄化系により原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素ガス漏えいを抑制する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の 温 度 が 171℃ を 超 え る お そ れ が あ る 場 合 で ， サ プ レ ッ シ
ョ ン プ ー ル 浄 化 系 が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 ， 補 機 冷 却 水 及 び 水 源 （ 復水貯蔵槽）が確保されている場合。ただし，7 号炉のサプレッションプール浄化系ポンプは空冷式の設備であるため，補機冷却水による冷却が不要である。

(b) 操 作 手 順
サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注
水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.10.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.10.4 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を
第 1.10.5 図 に 示 す 。
① 当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に
1.10-18

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水の準備開始を指示する。
② 中央制御室運転員 A 及び B は，サプレッションプール
浄化系による原子炉ウェルへの注水に必要なポンプ，
電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状
態表示にて確認する。
③ 当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，サプレッションプール浄化系が使用可能か確認する。
④ 現場運転員 C 及び D は，サプレッションプール浄化系
による原子炉ウェルへの注水の系統構成として，燃料プール冷却浄化系使用済燃料貯蔵プール入口弁の全閉操作，燃料プール冷却浄化系ウェル再循環弁の全開操作を実施し，当直副長にサプレッションプール浄化系
による原子炉ウェルへの注水の準備完了を報告する。
⑤ 当 直 副 長 は ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 温 度 が 171℃ に 到 達したことを確認し，中央制御室運転員にサプレッショ
ンプール浄化系による原子炉ウェルへの注水開始を指示する。
⑥ 中央制御室運転員 A 及び B は，サプレッションプール
浄化系ポンプを起動し，速やかにサプレッションプー
ル浄化系燃料プール注入弁の開操作にて，サプレッションプール浄化系系統流量指示値が必要流量になるよう調整する。
1.10-19

⑦ 中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉ウェルへの注水が開始されたことを上部ドライウェル内雰囲気温度指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。
⑧ 当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
⑨ 当直副長は，中央制御室運転員 A 及び B に原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するために必要な注水量の注水及び注水後の停止操作を指示する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからサプレッションプール
浄 化 系 に よ る 原 子 炉 ウ ェ ル へ の 注 水 開 始 ま で 約 40 分 で 可 能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発による水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水する水位を維持することにより，原子炉格納容器トップ
ヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。
（ 添 付 資 料 1.10.3-2）
1.10-20

1.10.2.2

水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応
手順(1) 原 子 炉 建 屋 内 の 水 素 濃 度 監 視
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内で発生した水素ガスが原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいする可能性があることから，原子炉建屋水素濃度にて原子炉建屋オペ
レーティングフロア天井付近の水素濃度，非常用ガス処理系吸込配管付近の水素濃度及び原子炉建屋オペレーティングフロア
以外のエリアの水素濃度（以下「原子炉建屋内の水素濃度」という。）を監視する。また，静的触媒式水素再結合器の動作状
況を確認するため，静的触媒式水素再結合器動作監視装置にて
静的触媒式水素再結合器の出入口温度を監視する。
また，原子炉建屋内の水素濃度の上昇を確認した場合は，非常用ガス処理系の系統内での水素爆発を回避するため，非常用
ガス処理系を停止する。

a.

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格 納
容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲
気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉
圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。

1.10-21

b.

操作手順
原子炉建屋内の水素濃度監視手順の概要は以下のとおり。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に原子炉建屋水素濃度による原子炉建屋内の水素濃度の監視
及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置による静的触媒式水素再結合器の動作状況の監視を指示する。
また，原子炉建屋オペレーティングフロアの水素濃度が1.3vol%に 到 達 し た 場 合 は ， 非 常 用 ガ ス 処 理 系 が 運 転 中 であれば非常用ガス処理系を停止するよう指示する。
②中央制御室運転員 A は，原子炉建屋水素濃度による原子炉建屋内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器
動作監視装置による静的触媒式水素再結合器の動作状況の監視を強化する。なお，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合は，代替電源設備から給電されていることを確認後，原子炉建屋内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器の動作状況の監視を強化する。
③中央制御室運転員 A は，原子炉建屋オペレーティングフ
ロ ア の 原 子 炉 建 屋 水 素 濃 度 指 示 値 が 1.3vol%に 到 達 し た ことを確認した場合は，非常用ガス処理系を停止する。

c.

操作の成立性
原子炉建屋内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器の動作状況の監視は，1 ユニット当たり中央制御室運転員
１名にて対応を実施する。
また，非常用ガス処理系の停止操作は，1 ユニット当たり
1.10-22

中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから非常用ガス処理系の停止まで約 5 分で可能である。

(2) 原 子 炉 建 屋 ト ッ プ ベ ン ト
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉建屋内の水素濃度が可燃限界に達する前に，原子炉建屋トップベントを開放する
ことにより，原子炉建屋オペレーティングフロア天井部に滞留した水素ガスを大気へ排出し，原子炉建屋の水素爆発を防止する。
また，原子炉建屋トップベントを開放する場合は，放水砲を用いた原子炉建屋への放水を実施する。なお，放水砲を用いた
原 子 炉 建 屋 へ の 放 水 手 順 に つ い て は ， 「 1.12.2.1(1)a.

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制」にて整備する。

a.

手順着手の判断基準
原子炉建屋内の水素濃度の上昇により格納容器ベントを実施したにもかかわらず，原子炉建屋内の水素濃度が低下しな
い場合。

b.

操作手順
原子炉建屋トップベント操作の概要は以下のとおり。手順の 対 応 フ ロ ー を 第 1.10.6 図 に ， 概 要 図 を 第 1.10.7 図 に ， タ
イ ム チ ャ ー ト を 第 1.10.8 図 に 示 す 。
1.10-23

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，当直長を経由して，原子炉建屋トップベントの実施を緊急時対策本部に依頼する。また，中央制御室運転員に原子炉建屋オ
ペレーティングフロア天井付近の水素濃度を継続的に監視するよう指示する。
②中央制御室運転員 A は，原子炉建屋内の水素濃度の監視に必要な監視計器の電源が確保されていることを確認する。
③緊急時対策本部は，原子炉建屋トップベントの開放の準備開始を緊急時対策要員に指示する。
④緊急時対策要員は，工具を準備し，原子炉建屋トップベ
ントの開放の準備が完了したことを緊急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策本部は，原子炉建屋トップベントの開放の実
施を緊急時対策要員に指示する。
⑥緊急時対策要員は，原子炉建屋トップベントの開放を実施し，緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑦中央制御室運転員 A は，原子炉建屋トップベントの開放により原子炉建屋オペレーティングフロアの原子炉建屋
水素濃度指示値が低下したことを確認し，当直副長に報
告する。

c.

操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及
1.10-24

び緊急時対策要員 3 名にて作業を実施した場合，作業開始を
判 断 し て か ら 原 子 炉 建 屋 ト ッ プ ベ ン ト の 開 放 ま で 約 55 分 で 可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，通信連絡設備を整備する。反力用フック及びトップベント開放用ワイヤ
ーロープのレバーブロックへの取り付け，レバーブロックの操作は容易に実施可能である。
また，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。なお，放射性物質の放出が予想されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
（ 添 付 資 料 1.10.3－ 3）

1.10.2.3

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設
備の電源を代替電源設備から給電する手順

炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合に，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するために使用する設備へ代替電源設備により給電する手順を整備する。
代 替 電 源 設 備 に よ り 給 電 す る 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。

1.10.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

復水貯蔵槽，防火水槽への水の補給手段及び水源から接続口まで の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 手 順 に つ い て
1.10-25

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。
サプレッションプール浄化系ポンプ，電動弁及び中央制御室監
視計器類への電源供給手順並びに常設代替交流電源設備，第二代
替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，可搬型直流電源設
備 ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） 及 び 大 容 量 送 水 車 （ 原 子 炉
建 屋 放 水 設 備 用 ） へ の 燃 料 補 給 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。
放 水 砲 を 用 い た 原 子 炉 建 屋 へ の 放 水 に つ い て は ， 「 1.12

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

1.10.2.5

重大事故等時の対応手段の選択

重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.10.9 図 に 示 す 。
(1) 原 子 炉 ウ ェ ル 注 水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器
トップヘッドフランジからの水素ガス漏えいを抑制するため，原子炉格納容器内の温度の上昇が継続している場合で，サプレッションプール浄化系が使用可能であればサプレッションプー
ル浄化系による原子炉ウェルへの注水を実施する。サプレッションプール浄化系が使用不可能な場合は，格納容器頂部注水系
による原子炉ウェルへの注水を実施する。この際の水源は防火水槽を優先し，防火水槽が使用不可能な場合は淡水貯水池を使用する。
1.10-26

(2) 原 子 炉 建 屋 内 の 水 素 濃 度 監 視 及 び 原 子 炉 建 屋 ト ッ プ ベ ン ト
原子炉建屋オペレーティングフロアの水素濃度を原子炉建屋
水素濃度により監視し，静的触媒式水素再結合器の動作状況を
静的触媒式水素再結合器動作監視装置により監視する。
静的触媒式水素再結合器の動作により，原子炉建屋内の水素濃度の上昇は抑制されるが，仮に原子炉建屋内に漏えいした水素ガスが静的触媒式水素再結合器で処理しきれない場合は，水素ガスの発生源を断つため，格納容器ベント操作を実施する。
それでもなお原子炉建屋内の水素濃度が低下しない場合は，原
子炉建屋の水素爆発を防止するため，原子炉建屋トップベント
により水素ガスの排出を実施する。

1.10-27

第 1.10.1 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（1/2）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備
※1

－

原子炉建屋原子炉区域
重大事故等
対処設備

原子炉建屋水素濃度

事故時運転操作手順書（シビアア
重大事故等
対処設備

－

※1

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

原子炉建屋内の水素濃度監視常設代替直流電源設備※2※2

常設代替交流電源設備※2

可搬型代替交流電源設備

第二代替交流電源設備※2※2

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）※3※2

クシデント）※3

格納容器頂部注水系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁
原子炉ウェル「PCV 制御」
自主対策設備

ホース・接続口

燃料補給設備－

事故時運転操作手順書（シビアア

※3

淡水貯水池

「R/B 制御」

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉ウェル注水」※2
多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉ウェ
ル注水）」

－

サプレッションプール浄化系ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアア

復水貯蔵槽

クシデント）※3

サプレッションプール浄化系配管・弁
原子炉ウェル
原子炉補機冷却系（6 号炉のみ）※1:静的触媒式水素再結合器は，運転員による操作不要の原子炉建屋水素濃度制御設備である。
※2:手順は「1.14「PCV 制御」

燃料プール冷却浄化系配管・弁電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「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。

※4:手順は「1.12

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

1.10-28

自主対策設備

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水

原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制

格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水

防火水槽

クシデント）

自主対策
設備

代替電源による必要な設備への給電可搬型直流電源設備

重大事故等
対処設備

水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷防止

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制静的触媒式水素再結合器

手順書

AM 設備別操作手順書「SPCU による原子炉ウェル注水」

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/2）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

原子炉建屋トップベント
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）
放水砲「R/B 制御」※4

燃料補給設備※2

多様なハザード対応手順「水素対策（原子炉建屋トップベ
ント）」※1:静的触媒式水素再結合器は，運転員による操作不要の原子炉建屋水素濃度制御設備である。
※2:手順は「1.14

クシデント）

ホース

自主対策設備原子炉建屋トップベントによる水素ガスの排出

水素ガス排出による原子炉建屋等の損傷防止－

事故時運転操作手順書（シビアア※4

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「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。

※4:手順は「1.12

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

1.10-29

第 1.10.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/2）
重大事故等の対応に

手順書

1.10.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制のための対応手順(1)原子炉ウェル注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 制御」「消防車による原子炉ウェル注水」

判断基準

AM 設備別操作手順書

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

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

原子炉圧力容器内の温度

多様なハザード対応手順
原子炉格納容器内の温度「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」

水源の確保

操作

原子炉格納容器内の温度水源の確保
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉圧力容器温度
ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度
防火水槽
淡水貯水池
ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度
防火水槽
淡水貯水池
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）

AM 設備別操作手順書

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

「SPCU による原子炉ウェル注水」
原子炉圧力容器内の温度判断基準

原子炉格納容器内の温度

電源

原子炉圧力容器温度
ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度
M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

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
水源の確保

原子炉格納容器内の温度
操作

補機監視機能水源の確保

1.10-30

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度
サプレッションプール浄化系系統流量
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（2/2）
重大事故等の対応に

手順書

1.10.2.2必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）

水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(1)原子炉建屋内の水素濃度監視
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「R/B 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

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

判断基準

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度
原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階

原子炉建屋内の水素濃度

・原子炉建屋地上 2 階
・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

電源

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
原子炉建屋水素濃度

操作

・原子炉建屋地上 4 階
原子炉建屋内の水素濃度

・原子炉建屋地上 2 階
・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

1.10.2.2

水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(2)原子炉建屋トップベント「R/B 制御」

判断基準

事故時運転操作手順書(シビアアクシデント)

原子炉建屋水素濃度
原子炉建屋内の水素濃度

・原子炉建屋地上 4 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

多様なハザード対応手順

原子炉建屋水素濃度操作「水素対策(原子炉建屋トップベント)」・原子炉建屋地上 4 階
原子炉建屋内の水素濃度

・原子炉建屋地上 2 階
・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階

1.10-31

第 1.10.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文

供給対象設備

給電元
給電母線【1.10】

静的触媒式水素再結合器動作監視装

常設代替直流電源設備

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための置

可搬型直流電源設備

手順等

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
AM 用直流 125V
原子炉建屋水素濃度

常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
AM 用直流 125V

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

1.10-32

第 1.10.1 図

SOP「PCV 制御」における対応フロー

1.10-33

1.10-34
第 1.10.2 図

格 納 容 器 頂 部 注 水 系 に よ る 原 子 炉 ウ ェ ル へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）概要図

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

原子炉ウェルへの注水開始 110分 ※1

要員（数）

190

200

210

原子炉ウェルへの注水停止 200分 ※3

電源確認
中央制御室運転員A

1

格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）[防火水槽を水源とした場合]

上部ドライウェル内雰囲気温度確認

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台保管場所移動 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台の健全性確認
緊急時対策要員2

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置
送水準備（淡水または海水）
送水開始

※1
※2
※3

5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用する場合は，操作時間は約90分で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。
原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するために必要な注水量を注水後，ポンプを停止する。

1.10-35

第 1.10.3 図

格 納 容 器 頂 部 注 水 系 に よ る 原 子 炉 ウ ェ ル へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）タ イ ム チ ャ ー ト （ 1/3）

備考

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

原子炉ウェルへの注水開始 115分

要員（数）

130

190

200

210

備考

原子炉ウェルへの注水停止 205分 ※2

電源確認
中央制御室運転員A

1

緊急時対策要員

2

上部ドライウェル内雰囲気温度確認

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～淡水貯水池移動
格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）貯水池出口弁「開」
送水ライン水張り，健全性確認，送水ホース及び消防ホース接続継手接続
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプへの送水開始[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）]

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動※1
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台の健全性確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置
緊急時対策要員

2
送水準備
送水1.10-36※1※2

5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。
原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するために必要な注水量を注水後，ポンプを停止する。

第 1.10.3 図

格 納 容 器 頂 部 注 水 系 に よ る 原 子 炉 ウ ェ ル へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）タ イ ム チ ャ ー ト （ 2/3）

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

200

210

220

230

240

250

260

270

280

290

300

310

320

330

340

410

420

430

備考

原子炉ウェルへの注水停止

要員（数）原子炉ウェルへの注水開始 330分 ※1

420分 ※2

電源確認

中央制御室運転員Ａ

1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）]

緊急時対策要員6名で対応する。

送水準備

格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）屋外～5号炉東側第二保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

6 ※1

送水準備
送水

緊急時対策要員6名のうち4名で対応する。

1.10-37

送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で対応する。

※1 緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。
緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約225分で可能である。
※2 原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するために必要な注水量を注水後，ポンプを停止する。

第 1.10.3 図

格 納 容 器 頂 部 注 水 系 に よ る 原 子 炉 ウ ェ ル へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）タ イ ム チ ャ ー ト （ 3/3）

1.10-38
操作手順

弁名称

④※1

燃料プール冷却浄化系使用済燃料貯蔵プール入口弁④※2

燃料ウェル冷却浄化系ウェル再循環弁⑥

サプレッションプール冷却浄化系燃料プール注入弁

第 1.10.4 図

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水

概要図

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

原子炉ウェルへの注水開始
40分

要員（数）

備考

40
原子炉ウェルへの注水停止 130分

原子炉格納容器トップヘッド
フランジが冠水するために必要な注水量を注水後，ポンプ停止

通信連絡設備準備
中央制御室運転員 A，B

2

ポンプ起動，注水開始
上部ドライウェル内雰囲気温度確認

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水

現場運転員 C，D

第 1.10.5 図

2

移動，系統構成

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水

タイムチャート

1.10-39

第 1.10.6 図

SOP「R/B 制御」における対応フロー

1.10-40

1.10-41
第 1.10.7 図

原子炉建屋トップベント

概要図

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

50

原子炉建屋トップベント
55分

要員（数）
中央制御室運転員A

40

1

原子炉建屋トップベント
による水素ガスの排出

電源確認

移動

1.10-42

緊急時対策要員

3

原子炉建屋トップベント開放

第 1.10.8 図

原子炉建屋トップベント

タイムチャート

備考【凡例】：プラント状態：操作，確認：判断：重大事故等対処設備

炉心の著しい損傷の発生

・静的触媒式水素再結合器動作監視
・原子炉建屋水素濃度監視

原子炉格納容器内の温度
上昇継続

No

Yes

原子炉建屋内の水素濃度の上昇あり

No

SPCU系使用可能

No

Yes
Yes

格納容器ベント

原子炉建屋内の水素濃度が低下しない

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水

格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水<水源選択>
優先1：防火水槽
優先2：淡水貯水池

No

Yes

原子炉建屋トップベント

第 1.10.9 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート

1.10-43

添付資料 1.10.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表
技術的能力審査基準（1.10）

設置許可基準規則（53条）

技術基準規則（68条）

番号【本 文 】
発電 用 原子 炉施 設に は、 炉 心の 著し い損 傷 が発生し た 場合 にお いて 原子 炉 建屋 その 他の 原 子炉格納 容 器か ら漏 えい する 気 体状 の放 射性 物 質を格納 す るた めの 施設 （以 下 「原 子炉 建屋 等 」という 。 ）の 水素 爆発 によ る 損傷 を防 止す る 必要
があ る 場合 には 、水 素爆 発 によ る当 該原 子 炉建屋等 の 損傷 を防 止す るた め に必 要な 設備 を 設け
なけ れ ばな らな い。

【 本 文】
発 電 用原 子炉 施設 には 、 炉心 の著 しい 損 傷が 発 生し た場 合に おい て 原子 炉建 屋そ の 他の 原 子炉 格納 容器 から 漏 えい する 気体 状 の
放 射 性物 質を 格納 する た めの 施設 （以 下
「 原 子炉 建屋 等」 とい う 。） の水 素爆 発 に
よ る 損傷 を防 止す る必 要 があ る場 合に は 、
水 素 爆発 によ る当 該原 子 炉建 屋等 の損 傷 を防 止 する ため に必 要な 設 備を 施設 しな け れ
ば な らな い。

④【解 釈 】
１ 第 ５３ 条に 規 定す る「 水素 爆発 に よる 当該 原子炉 建 屋等 の損 傷を 防止 す るた めに 必要 な 設備」 と は、 以下 に掲 げる 措 置又 はこ れら と 同等
以上 の 効果 を有 する 措置 を 行う ため の設 備 をいう。

【 解 釈】
１ 第６ ８条 に 規定 する 「水 素爆 発 によ る当該 原 子炉 建屋 等の 損傷 を 防止 する ため に 必
要 な 設備 」と は、 以下 に 掲げ る措 置又 は こ
れ ら と同 等以 上の 効果 を 有す る措 置を 行 う
た め の設 備を いう 。

ａ） 水 素濃 度制 御設 備（ 制 御に より 原子 炉 建屋
等で 水 素爆 発の おそ れが な いこ とを 示す こと。 ） 又は 水素 排出 設備 （ 動的 機器 等に 水 素爆発を 防 止す る機 能を 付け る こと 。放 射性 物 質低減機 能 を付 ける こと 。） を 設置 する こと 。

ａ ） 水素 濃度 制御 設備 （ 制御 によ り原 子 炉
建 屋 等で 水素 爆発 のお そ れが ない こと を 示
す こ と。 ）又 は水 素排 出 設備 （動 的機 器 等に 水 素爆 発を 防止 する 機 能を 付け るこ と 。
放 射 性物 質低 減機 能を 付 ける こと 。） を 設
置 す るこ と。

ｂ） 想 定さ れる 事故 時に 水 素濃 度が 変動 す る可能性 の ある 範囲 で推 定で き る監 視設 備を 設 置するこ と 。

ｂ ） 想定 され る事 故時 に 水素 濃度 が変 動 する 可 能性 のあ る範 囲で 推 定で きる 監視 設 備
を 設 置す るこ と。

⑥

ｃ） こ れら の設 備は 、交 流 又は 直流 電源 が 必要
な場 合 は代 替電 源設 備か ら の給 電を 可能 と すること 。

ｃ ） これ らの 設備 は、 交 流又 は直 流電 源 が
必 要 な場 合は 代替 電源 設 備か らの 給電 を 可
能 と する こと 。

⑦

番号

【 本 文】
発 電 用原 子炉 設置 者に お いて 、炉 心の 著 しい 損傷 が発 生 した 場合 にお いて 原 子炉 建屋 その 他 の原 子炉 格
納 容 器か ら漏 えい する 気 体状 の放 射性 物 質を 格納 す
る た めの 施設 （以 下「 原 子炉 建屋 等」 と いう 。） の
水 素 爆発 によ る損 傷を 防 止す る必 要が あ る場 合には 、 水素 爆発 によ る当 該 原子 炉建 屋等 の 損傷 を防 止
す る ため に必 要な 手順 等 が適 切に 整備 さ れて いる
か 、 又は 整備 され る方 針 が適 切に 示さ れ てい ること。
【 解 釈】
１ 「水 素爆 発 によ る当 該原 子炉 建 屋等 の損 傷を 防
止 す るた めに 必要 な手 順 等」 とは 、以 下 に掲 げる 措
置 又 はこ れら と同 等以 上 の効 果を 有す る 措置 を行 う
た め の手 順等 をい う。

ａ ） 炉心 の著 しい 損傷 が 発生 した 場合 に おい て原 子
炉 建 屋等 の水 素爆 発に よ る損 傷を 防止 す るた め、 水
素 濃 度制 御設 備又 は水 素 排出 設備 によ り 、水 素爆 発に よ る当 該原 子炉 建屋 等 の損 傷を 防止 す るた めに 必
要 な 手順 等を 整備 する こ と。

①

－

②

ｂ ） 水素 爆発 によ る損 傷 を防 止す るた め に必 要な 設
備 が 、交 流又 は直 流電 源 が必 要な 場合 は 代替 電源 設
備 か らの 給電 を可 能と す る手 順等 を整 備 する こと 。

③

－

⑤

：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
機能

機器名称

原 原子炉建屋水素濃度
濃内
子
度の
炉
監水
建
－
視素
屋
代
必替
へ
要電
の
な源
給
設に
電
備よ
る

常設代替直流電源設備

自主対策

解釈
対応番号

新設
新設
既設

機能

機器名称

原子炉建屋トップベン
トト
水
大容量送水車（原子炉素プ原
建屋放水設備用）
ガベ子
ス ン 炉 ホースのト建
排 に 屋 放水砲
出よる
燃料補給設備ッ静的触媒式水素再結合器
再静水
静的触媒式水素再結合
結的
素器動作監視装置
合触濃器 媒 原子炉建屋原子炉区域
度
に式
抑
よ水
制
る素
－

既設
新設

①
②
④
⑤

-

-

①
④
⑥

新設

可搬型直流電源設備

新設

常設代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設
備

新設

－

①
③
④
⑦

－

－

代 第二代替交流電源設備
必替
へ
要電
の
な源
給
設に
－
電
備よ
る

格
原納
子容
炉器
ウ頂
部
ル注
へ水
の系
注に
水よ
る

対応 可能 な人 数で 使 用可 能か

備考

45分

4名

自主対策とする理由は本文
参照

－

－

－

※1

※1

自主対策とする理由は本文
参照

常設
可搬
可搬
可搬
常設
可搬

－

－

－

常設

－

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

可搬

防火水槽

常設

原子炉ウェル

常設

燃料補給設備

常設
可搬

サプレッションプール
浄化系ポンプ

常設

復水貯蔵槽

常設

ホース・接続口ッェ

格納容器頂部注水系配管・弁
燃料プール冷却浄化系
配管・弁（防火水槽を （防火水槽を
水源とした
水源とした
場合）
場合）
常設
110分
3名
常設
自主対策とす可搬る理由は本文淡水貯水池を 淡水貯水池を参照
常設水源とした場 水源とした場
合の時間は本 合の人数は本
常設
文参照
文参照

淡水貯水池

サ
浄
プ
ウ化
レ
系
ルに
シ
へよ
のる
ン
注原
プ
水子
炉
ル

ョ
ー

※1：手順は「1.14

必 要 時間 内に使 用可 能か

新設

ェ

－

常設
可搬

サプレッションプール
浄化系配管・弁
燃料プール冷却浄化系
配管・弁
原子炉ウェル

常設
40分
常設
常設

原子炉補機冷却系（6号
常設
炉のみ）

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.10-44

4名

自主対策とする理由は本文参照

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.10.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.10-45

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

MCC 6C系(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

動力
変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

M

電源
車

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

6 号及び 7 号炉

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7BP/C 7C-1

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

緊急用
電源切替箱
接続装置7A

動力
変圧器

MCC 6D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

【略語】

M/C 7CP/C 6D-1

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）【凡例】
号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

(6A)

：接続装置
D/G

M

(6B)
M/C 6C：電動切替装置：動力変圧器M/C 6D
【略語】
電源
車

電源
車

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置

1.10-46

P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 6C-1

AM用MCC 6B

MCC
6D-1-8直流１２５Ｖ充電器６Ａー２

計測用（Ｂ）
系電源

直流１２５Ｖ充電器６Ｂ

電源構成図（交流電源）

MCC
6D-1-7

計測用（Ｂ）
系電源

6 号炉

MCC
6D-1-2ＳＰＣＵ 系電動弁

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

第2図M

サプレッションプール浄化系ポンプ

直流１２５Ｖ充電器６Ａー２

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

MCC
6C-1-8計測用（Ａ）系電源

ＳＰＣＵ系 電動弁

MCC
6C-1-7計測用（Ａ）
系電源

MCC
6C-1-5直流１２５Ｖ充電器６Ａ

MCC
6C-1-2

P/C 6D-1

A M用
MCC
MCC 6B 6C-1-5

A M用蓄電池
充電器

MCC
6C-1-7MCC
MCC
6C-1-8 6D-1-8

蓄電池6A-2

MCC
6D-1-7

蓄電池6A

充
電
器

蓄電池6B

充
電
器

【凡例】

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
A M用直流
125V主母線盤

直流125V
主母線盤6A

直流125V
分電盤6A-1

直流125V
分電盤6B-1

バイタル分電盤

6 号炉

電源構成図（直流電源）

バイタル分電盤
Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源静的触媒式水素再結合器動作
監視装置

原子炉建屋水素濃度

第3図

Ｂ系バイタル電源装置

直流125V原子炉建屋
MCC 6Aフ ィ ルタベント
分電盤

直流125V RCIC
制御切替盤

Ａ系バイタル電源装置

1.10-47直流125V RCIC
動力切替盤

直流125V
H PA C MCC

直流125V
主母線盤6B

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）【凡例】：非常用ディーゼル発電機

D/G

号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G

：接続装置

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

D/G

M

(7B)

(7A)
M/C 7C：電動切替装置：動力変圧器M/C 7D【略語】

ＲＨＲポンプ（
Ｂ）

電源
車

電源
車

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置

1.10-48

P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 7C-1

直流１２５Ｖ充電器７Ｂ

電源構成図（交流電源）

MCC
7D-1-7直流１２５Ｖ充電器７Ａー２

7 号炉

MCC
7D-1-1

計測用（
Ｂ）
系電源

直流１２５Ｖ充電器７Ａー２

AM用MCC 7B

ＳＰＣＵ系 電動弁

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

第4図

M

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

ＳＰＣＵ系 電動弁

MCC
7C-1-7
サプレッションプール浄化 系 ポンプ

MCC
7C-1-6直流１２５Ｖ充電器 ７Ａ

MCC
7C-1-4

計測用（Ａ）
系電源

MCC
7C-1-1

P/C 7D-1

AM用
MCC
MCC 7B 7C-1-4

MCC
7C-1-6MCC
7D-1-7AM用蓄電池MCC
7C-1-7蓄電池7A-2

蓄電池7A

充
電
器

充
電
器

MCC
7D-1-7

【凡例】

蓄電池7B

：蓄電池

充
電
器

充
電
器

：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
直流125V
主母線盤7B

直流125V
主母線盤7A

125V同時投入防止用
切替盤
フ ィルタベント
分電盤

直流125V
分電盤7A-1-1

直流125V
分電7B-1-1

直流125V
分電盤7B-1-2A

バイタル分電盤

第5図

7 号炉

電源構成図（直流電源）

バイタル分電盤
Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源静的触媒式水素再結合器動作
監視装置

原子炉建屋水素濃度

直流125V
原子炉建屋
MCC 7A

直流125V
分電盤7B-2-2

Ｂ系バイタル電源装置

1.10-49

直流125V
HPAC MCC

Ａ系バイタル電源装置

直流125V
分電盤7A-2-2

添付資料 1.10.3－1
重大事故対策の成立性
1.格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（淡水/海水）(1)可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備及び送水
a.操作概要緊急時対策本部は，格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水が必要な状況において，接続口（ホース接続箇所）及び水源を選定し，送水ルートを決定する。
現場では，指示された送水ルートを確保した上で，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）により送水する。
b.作業場所
屋外（原子炉建屋周辺，防火水槽周辺，淡水貯水池周辺）
c.必要要員数及び時間
格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水のうち，可搬型代替
注水ポンプ（A－2 級）による送水操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:「防火水槽を水源とした場合」
2 名（緊急時対策要員 2 名）「淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」
4 名（緊急時対策要員 4 名）
「淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）」6 名（緊急時対策要員 6 名）
想定時間:「防火水槽を水源とした場合」
110 分（実績時間なし）「淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」
115 分（実績時間なし）「淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）」
330 分（実績時間なし）

d.操作の成立性について
作業環境:車両の作業用照明・ヘッドライト，懐中電灯及び LED 多機能
ライトにより，夜間における作業性を確保している。操作は放射性物質の放出が予想されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。

1.10-50

移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト，懐中電灯及びLED 多機能ライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した
場合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :可搬型代替注水ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能である。
また，作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な
作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

［防火水槽を水源とした場合］防火水槽への吸管投入ホースを建屋接続口まで敷設

1.10-51［淡水貯水池を水源とした場合］
ホースと可搬型代替注水ポンプ
吸管との接続添付資料 1.10.3－2
2.サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水
a.操作概要原子炉ウェルへの注水準備のため，サプレッションプール浄化系の系統構成を行う。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 2 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水のうち，現場での系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :35 分（実績時間:33 分）
d.操作の成立性について
作業環境:ヘッドライト及び懐中電灯を携帯して作業性を確保する。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策
本部及び中央制御室に連絡する。

1.10-52

系統構成

1.10-53

添付資料
添付資料 1.10.3－3
1.10.3-2
3.原子炉建屋トップベント(1)トップベント開放操作
a.操作概要レバーブロックをトップベント開放用ワイヤーロープ及び反力用フックに取り付け，レバーブロック操作によりトップベント開放用ワイヤー
ロープを反力用フック近傍まで引っ張り，トップベント開放用ワイヤー
ロープを反力用フックに固定する。
b.作業場所
原子炉建屋低層階屋上（非管理区域）
c.必要要員数及び時間
原子炉建屋トップベントの開放操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:3 名（緊急時対策要員）
想定時間 :55 分（実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。操作は放射性物質の放出が予想されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :反力用フック及びトップベント開放用ワイヤーロープのレバーブロックへの取り付け，レバーブロックの操作は容易に実施可能であり，また作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.10-54

トップベント開放用
ワイヤーロープ
反力用フックレバーブロック
レバーブロック

レバーブロックの取付け

レバーブロック操作

トップベント開放用
ワイヤーロープ

反力用フックにトップベント
開放用ワイヤーロープを固定
トップベントレバーブロックによる原子炉建屋
トップベント開放後の固定

トップベントトップベント（開放状態）

トップベント開放用
ワイヤーロープ

トップベント（開放状態）

1.10-55

添付資料 1.10.4－1
解釈一覧
操作手順の解釈一覧
手順
1.10.2.1 原子炉格納容 (1)原子炉ウェル注水
器外への水素ガス漏えい抑制のための対応手順

操作手順記載内容
a.格納容器頂部注水系に 緊急時ウェル注水ライン(南側)元弁又は(北側)元弁のよる原子炉ウェルへの注 どちらかを開操作して送水流量を必要流量に調整
水(淡水/海水)
原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するために必要な注水量b.サプレッションプール サプレッションプール浄化系系統流量指示値が必要流浄化系による原子炉ウェ 量になるよう調整
ルへの注水
原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するために必要な注水量解釈
緊急時ウェル注水ライン(南側)元弁又は(北側)元弁のどちらかを開操作して送水流量をに調整
原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するために必要な注水量()
サプレッションプール浄化系系統流量指示値がになるよう調整原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するために必要な注水量()

1.10-56

添付資料 1.10.4－2
操作の成立性の解釈一覧
手順
1.10.2.1 原子炉格納容 (1)原子炉ウェル注水
器外への水素ガス漏えい抑制のための対応手順

操作の成立性記載内容
a.格納容器頂部注水系に 原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度
よる原子炉ウェルへの注 をシールの健全性を保つことができる温度以下
水(淡水/海水)解釈
原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる
以下

b.サプレッションプール 原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度
浄化系による原子炉ウェ をシールの健全性を保つことができる温度以下
ルへの注水

原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる
以下

1.10-57

添付資料 1.10.4－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧
統一名称
緊急時ウェル注水ライン（南側・北側）元弁
燃料プール冷却浄化系使用済燃料貯蔵プール入口弁
燃料プール冷却浄化系ウェル再循環弁
サプレッションプール浄化系燃料プール注入弁

弁番号G41-F120A
G41-F120B
G41-F016
G41-F028

6号炉
弁名称
緊急時ウェル注水ライン(南側)元弁
緊急時ウェル注水ライン(北側)元弁
燃料プール再循環元弁
原子炉ウェル側再循環元弁

G51-MO-F014

SPCU系燃料プール注入弁

操作場所
屋外
原子炉建屋2階FPC弁室（管理区域）
原子炉建屋2階FPC弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階FPC弁室（管理区域）

弁番号
G41-F090A
G41-F090B
G41-F017
G41-F022

7号炉
弁名称
緊急時ウェル注水ライン(南側)元弁
緊急時ウェル注水ライン(北側)元弁
FPC使用済燃料貯蔵プール入口弁
FPC原子炉ウェル再循環弁

G51-MO-F015

SPCU燃料プール注入弁

操作場所
屋外
原子炉建屋2階FPC弁室（管理区域）
原子炉建屋2階FPC弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階FPC弁室（管理区域）

1.10-58