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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0056 改31
提出年月日
平成29年9月12日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」
への適合状況について

平成29年9月
東京電力ホールディングス株式会社

1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順
等

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手
順等

1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順
等

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.12

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

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14

電源の確保に関する手順等

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等

2.

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他テロ
リズムへの対応における事項
2.1

可搬型設備等による対応

重大事故等発生時及び大規模損壊発生時の対処に係る基本方針【要求事項】
発電用原子炉施設において、重大事故に至るおそれがある事故（ 運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化 及 び 設 計 基 準 事 故 を 除 く 。 以 下 同 じ 。）
若 し く は 重 大 事 故 （ 以 下 「 重 大 事 故 等 」 と 総 称 す る 。） が 発 生 し た
場合又は大規模な自然災害若しくは故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊が発生した場合における当該事故等に対処するために必要な体制の整備に関し、原子炉等規制法第４３条の３の２４第１項の規定に基づく保安規定等において、以下の項目が規定される方針であることを確認すること。
なお、申請内容の一部が本要求事項に適合しない場合であっても、その理由が妥当なものであれば、これを排除するものではない。

【要求事項の解釈】
要求事項の規定については、以下のとおり解釈する。
なお、本項においては、要求事項を満たすために必要な措置のうち、手順等の整備が中心となるものを例示したものである。重大事
故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力には、以下の解釈において規定する内容に加え、設置許可基
準規則に基づいて整備される設備の運用手順等についても当然含まれるものであり、これらを含めて手順書等が適切に整備されなければならない。
また、以下の要求事項を満足する技術的内容は、本解釈に限定されるものではなく、要求事項に照らして十分な保安水準が達成できる技術的根拠があれば、要求事項に適合するものと判断する。

福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえた重大事故等対策の設備強化等の対策に加え，重大事故に至るおそれがある事故若しく
は重大事故が発生した場合又は大規模な自然災害若しくは故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊が発生した場合における以下の重大事故等対処設備に係る事項，復旧作業に係る事項，支援に係る事項及び手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備を考慮し，当該事故等に対処するために必要な手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備等運用面での対策を行う。また，1 号，2 号，3 号，4 号及び 5 号炉の原子炉圧力容器に燃料が装荷されていないことを前提と
する。
「 1.

重大事故等対策」について手順を整備し，重大事故等の対応 を 実 施 す る 。「 2.

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の 衝 突 そ の 他 の テ ロ リ ズ ム へ の 対 応 に お け る 事 項 」 の 「 2.1型 設 備 等 に よ る 対 応 」 は 「 1.

可搬

重大事故等対策」の対応手順をもとに，大規模な損壊が発生した場合も対応を実施する。また，様々な状況においても，事象進展の抑制及び緩和を行うための手順を整備
し，大規模な損壊が発生した場合の対応を実施する。
また，重大事故等又は大規模損壊に対処し得る体制においても技術 的 能 力 を 維 持 管 理 し て い く た め に 必 要 な 事 項 を ，「 核 原 料 物 質 ，
核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定等において規定する。
重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置については，技術的能力の審査基準で規定する内容に加え，設置許可基準規則に基づいて整備する設備の運用手順等についても考慮した第 1 表に示す「重大事故等対策における手順書の概要」を含めて手順書等を適切に整

備する。

1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

＜

1.0.1

目

次

＞

重大事故等への対応に係る基本的な考え方(1) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に 係 る 事 項a.

切替えの容易性b.

アクセスルートの確保(2) 復 旧 作 業 に 係 る 事 項a.

予備品等の確保

b.

保管場所

c.

アクセスルートの確保(3) 支 援 に 係 る 事 項(4)

手順書の整備，教育・訓練の実施及び体制の整備

a.

手順書の整備b.

教育及び訓練の実施

c.

体制の整備

1.0.2

共通事項

(1) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に 係 る 事 項a.

切替えの容易性b.

アクセスルートの確保(2) 復 旧 作 業 に 係 る 事 項a.

予備品等の確保

b.

保管場所

c.

アクセスルートの確保(3)

支援に係る事項(4)

手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備

a.

手順書の整備b.

教育及び訓練の実施

c.

体制の整備

＜

添 付 資 料 1.0.1

添付資料

目次

＞

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

添 付 資 料 1.0.2

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

予備品等の確保及び保管場所について

添 付 資 料 1.0.4

外部からの支援について

添 付 資 料 1.0.5

重大事故等への対応に係る文書体系

添 付 資 料 1.0.6

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について添 付 資 料 1.0.7

有効性評価における重大事故対応時の手順について添 付 資 料 1.0.8

大津波警報発令時の原子炉停止操作等について

添 付 資 料 1.0.9

重大事故等の対処に係る教育及び訓練について

添 付 資 料 1.0.10

重大事故等時の体制について

添 付 資 料 1.0.11

重大事故等時の発電用原子炉主任技術者の役割について

添 付 資 料 1.0.12

福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応について

添 付 資 料 1.0.13

重大事故等に対処する要員の作業時における装備について添 付 資 料 1.0.14

技術的能力対応手段と有効性評価比較表
技術的能力対応手段と運転手順等比較表

添 付 資 料 1.0.15

原子炉格納容器の長期にわたる状態維持に係る体制の整備について

添 付 資 料 1.0.16

重大事故等時における停止号炉の影響について1.0.1

重大事故等への対応に係る基本的な考え方(1) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に 係 る 事 項a.

切替えの容易性
本来の用途以外の用途（本来の用途以外の用途とは，設置している設備の本来の機能とは異なる目的で使用する場合に，本来の系統構成とは異なる系統構成を実施し設備を使用する場合をいう。ただし，本来の機能と同じ目的で使用するために設置している可搬型設備を使用する場合は除く。）として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から弁操作又は工具等の使用により速やかに切り替えられるように，当該操作等を明確にし，通常時に使用する系統か
ら速やかに切り替えるために必要な手順等を整備するとともに，確実に行えるよう訓練を実施する。

b.

アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握する
ため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の実効性のある運用管理を実施する。
屋外及び屋内において，想定される重大事故等の対処に必要な可搬型重大事故等対処設備の保管場所から設置場所及び接続場所まで運搬するための経路，又は他の設備の被害状況を把握するための経路（以下「アクセスルート」という。）は，想定される自然現象，発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意による
1.0-1

ものを除く。），溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセス
ルートを確保する。

(2) 復 旧 作 業 に 係 る 事 項
重大事故等時において，重要安全施設の復旧作業を有効かつ効
果的に行うため，以下の基本方針に基づき実施する。

a.

予備品等の確保
重大事故等時の事故対応については，重大事故等対処設備にて実施することにより，事故収束を行う。事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に基づき重要安全施設の取替え可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品を確保する。
・ 短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
・ 単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重
要安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・ 復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，復旧するための対策を検討し実施することとする
が，放射線の影響，その他の作業環境条件を踏まえ，復1.0-2

旧作業の成立性が高い設備を復旧する
なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器の拡大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行うとともに，そのために必要な予備品の確保に努める。
また，予備品の取替え作業に必要な資機材等として，がれき撤去等のためのホイールローダ等の重機，夜間の対応を想定した照明機器等及びその他作業環境を想定した資機材を確保す
る。

b.

保管場所
予備品等については，地震による周辺斜面の崩壊，敷地下斜面のすべり，津波による浸水等の外部事象の影響を受けにくい場所に当該重要安全施設との位置的分散を考慮した場所に保管する。

c.

アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，設備の復旧作業のため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，実効性のある運用管理を実施する。
アクセスルートは，自然現象，発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。），溢水及び火災を想定しても設備の復旧作業に支障がないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。

1.0-3

(3) 支 援 に 係 る 事 項
重大事故等に対して事故収束対応を実施するため，発電所内であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備，予備品，燃料等）により，重大事故等対策を実施し，事故発生後 7 日間は継続
して事故収束対応を維持できるようにする。
また，関係機関等とあらかじめ協議・合意の上，外部からの支援計画を定め，重大事故等時の支援及び燃料の供給の協定を締結
し，事故等発生後 6 日間までに支援を受けられる体制を整備する。

(4) 手 順 書 の 整 備 ， 教 育 ・ 訓 練 の 実 施 及 び 体 制 の 整 備
重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるよう，手順書を整備
し，教育及び訓練を実施するとともに，運転員，緊急時対策要員
及 び 自 衛 消 防 隊 （ 以 下 「 重 大 事 故 等 に 対 処 す る 要 員 」 と い う 。）
を確保する等の必要な体制を整備する。

a.

手順書の整備
重大事故等時において，事象の種類及び事象の進展に応じて重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるよう手順書を整備する。
また，手順書は使用主体に応じて，運転員が使用する手順書（以下「運転操作手順書」という。）及び緊急時対策要員が使用する手順書（以下「緊急時対策本部用手順書」という。）を
整備する。

1.0-4

b.

教育及び訓練の実施
重大事故等に対処する要員に対して，重大事故等時において，事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処するために必要な力量を確保するため，教育及び訓練を計画的に実施する。
必要な力量の確保に当たっては，通常時の実務経験を通じて付与される力量を考慮し，事故時対応の知識及び技能について，重大事故等に対処する要員の役割に応じた教育及び訓練を定められた頻度，内容で計画的に実施することにより，重大事
故等に対処する要員の力量の維持及び向上を図る。

c.

体制の整備
重大事故等を起因とする原子力災害が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，所長（原子力防災管理者）は，事象に応じて原子力警戒態勢又は緊急時態勢を発令し，所長（原子力防災管理者）を本部長とする発電所の原子力警戒本部又は緊急時対策本部（以下「発電所対策本部」という。）を設置するとともに，重大事故等対策を実施する。
発電所対策本部は，重大事故等対策を実施する実施組織，技術的助言を行う技術支援組織及び環境を整える運営支援組織で編成し，組織が効率的に重大事故等対策を実施できるよう，機能班の構成を行う。また，各班の役割分担，対策の実施責任を有する班長を定め，指揮命令系統を明確にし，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備する。
複数号炉の同時被災の場合において，重大事故等対処設備を1.0-5

使用して 6 号及び 7 号炉の炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止の重大事故等対策を実施するとともに，他号炉の被災対応ができる体制とする。さらに，夜間及び休日（平日の勤務時
間帯以外）において，重大事故等が発生した場合でも，速やかに対策を行えるよう，発電所内に必要な重大事故等に対処する要員を常時確保する。
発電用原子炉主任技術者は，号炉ごとに選任し，重大事故等時の発電所対策本部において，独立性を確保する。各号炉の発電用原子炉主任技術者は，複数号炉の同時被災時に，号炉ごとの保安監督を誠実かつ最優先に行う。また，実施組織による重大事故等対策の実施に当たり，保安上必要な場合は，重大事故等に対処する要員（発電所対策本部長を含む。）へ指示を行い，事故の拡大防止又は影響緩和を図る。
発電所において原子力警戒態勢又は緊急時態勢が発令された
場合には，社長は本社における原子力警戒態勢又は緊急時態勢を発令し，東京本社の原子力施設事態即応センターに発電所外部の支援組織である本社原子力警戒本部又は本社緊急時対策本部（以下「本社対策本部」という。）を設置する。本社対策本部は，原子力部門のみでなく他部門も含めた全社（全社とは，
東京電力ホールディングス株式会社及び各事業子会社（東京電力フュエル＆パワー株式会社，東京電力パワーグリッド株式会
社，東京電力エナジーパートナー株式会社）のことをいう。）
での体制とし，発電所対策本部が重大事故等対策に専念できるよう技術面及び運用面で支援する。また，重大事故等発生後の中長期的な対応が必要になる場合に備えて，本社対策本部が中1.0-6

心となり，社内外の関係各所と連携し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備する。

1.0-7

1.0.2

共通事項(1) 重 大 事 故 等 対 処 設 備① 切り替えの容易性【要求事項】
発電用原子炉設置者において、本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては、通常時に使用する系統から速やかに切り替え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アクセスルートの確保【要求事項】
発電用原子炉設置者において、想定される重大事故等が発生した場合において、可搬型重大事故等対処設備を運搬し、又は他の設備の被害状況を把握するため、工場又は事業所（以下「 工 場 等 」 と い う 。） 内 の 道 路 及 び 通 路 が 確 保 で き る よ う 、 実 効性のある運用を行う方針であること。

(1) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に 係 る 事 項a.

切替えの容易性
本来の用途以外の用途（本来の用途以外の用途とは，設置している設備の本来の機能とは異なる目的で使用する場合に，本来の系統構成とは異なる系統構成を実施し設備を使用する場合
1.0-8をいう。ただし，本来の機能と同じ目的で使用するために設置している可搬型設備を使用する場合は除く。）として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から弁操作又は工具等の使用により速やかに切り替えられるように，当該操作等を明確にし，通常時に使用する系統か
ら速やかに切り替えるために必要な手順等を整備するとともに，確実に行えるよう訓練を実施する。
（ 添 付 資 料 1.0.1）b.

アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握する
ため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の実効性のある運用管理を実施する。
屋外及び屋内において，アクセスルートは，想定される自然現象，発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。），溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきた
すことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
屋内及び屋外アクセスルートに対する自然現象については，網羅的に抽出するために，地震，津波に加え，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積
雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の
1.0-9

事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，屋外アクセスルートへの影響度，事象進
展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，屋外アクセス
ルートに影響を与えるおそれがある事象として，地震，津波，
風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪及び火山の影響を選定する。なお，森林火災の出火原因となるのは，たき火やタバコ等の人為によるものが大半であることを考慮し，森林火災については，人為によるもの（火災・爆発）として選定する。地滑りについては，地震による影響に包絡される。
屋外及び屋内アクセスルートに対する発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる
原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）については，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した飛来物（航空機落下等），ダ
ムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，屋外アクセスルートへの影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある事象として火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）及び有毒ガスを選定する。
また，重大事故等時の高線量下環境を考慮する。
可搬型重大事故等対処設備の保管場所については，設計基準
事故対処設備の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的
1.0-10分散を図る。また，屋外の可搬型重大事故等対処設備は複数箇所に分散して保管する。

(a) 屋 外 ア ク セ ス ル ー ト
重大事故等が発生した場合，事故収束に迅速に対応するため，屋外の可搬型重大事故等対処設備（可搬型代替注水ポン
プ，可搬型代替交流電源設備，可搬型モニタリングポスト
等）の保管場所から使用場所まで運搬するアクセスルートの
状況確認，取水箇所の状況確認及びホース敷設ルートの状況確認を行い，併せて，軽油タンク，常設代替交流電源設備及びその他屋外設備の被害状況の把握を行う。
屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物等の損壊，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり，不等沈下等 ）， そ の 他 自 然 現 象 に よ る 影 響 （ 風 （ 台 風 ） 及 び 竜 巻 に よ る
飛来物，積雪並びに火山の影響）を想定し，複数のアクセス
ルートの中から状況を確認し，早期に復旧可能なアクセスル
ートを確保するため，障害物を除去可能なホイールローダ等の重機を保管，使用し，それを運転できる要員を確保する。
また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対して，道路上への自然流下も考慮した上で，溢水による通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する。
津波の影響については，基準津波による遡上域最大水位よりも高い位置にアクセスルートを確保する。
屋外アクセスルートは，発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの
1.0-11

（ 故 意 に よ る も の を 除 く 。） の う ち ， 火 災 ・ 爆 発 （ 森 林 火 災 ，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）及び有毒ガスに対して，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する。
屋外アクセスルートの周辺構造物等の損壊による障害物については，ホイールローダ等の重機による撤去あるいは複数のアクセスルートによる迂回を行う。
屋外アクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊や道路面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダ等の重機による崩壊箇所の仮復旧を行い，通行性を確保する。
不等沈下等による通行に支障がある段差の発生が想定される箇所においては，段差緩和対策等の実施，迂回又は砕石による段差箇所の仮復旧により，通行性を確保する。
屋外アクセスルート上の風（台風）及び竜巻による飛来物，積雪並びに火山の影響については，ホイールローダ等の重機による撤去を行う。なお，想定を上回る積雪又は火山の影響が発生した場合は，除雪又は除灰の頻度を増加させることにより対処する。また，凍結及び積雪に対して，道路につい て は 融 雪 剤 を 配 備 し ,車 両 に つ い て は 走 行 可 能 な タ イ ヤ を 装着することにより通行性を確保する。
屋外アクセスルートの地震発生時における，火災の発生防止策（可燃物・危険物管理）及び火災の拡大防止策（大量の可 燃 物 を 内 包 す る 変 圧 器 の 防 油 堤 の 設 置 ） に つ い て は ，「 火 災防護計画」に定める。
1.0-12

屋外アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具の配備を行い，移動時及び作業時の状況に応じて着用する。夜間時及び停電時においては，確実に運搬，移動ができるように，照明機器等を配備する。また，現場との連絡手段を確保
し，作業環境を考慮する。

(b) 屋 内 ア ク セ ス ル ー ト
重大事故等が発生した場合において，屋内の可搬型重大事
故等対処設備（可搬型計測器，逃がし安全弁用可搬型蓄電池，中央制御室可搬型陽圧化空調機等）の保管場所に移動するためのアクセスルートの状況確認を行い，併せて，その他
屋内設備の被害状況の把握を行う。
屋内アクセスルートは，自然現象として選定する地震，津波 ， 風 （ 台 風 ）， 竜 巻 ， 凍 結 ， 降 水 ， 積 雪 ， 落 雷 ， 火 山 の 影
響，生物学的事象による影響に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に確保する。なお，森林火災の出火原因となるのは，たき火やタバコ等の人為によるものが大半であることを考慮し，森林火災については，人為による も の （ 故 意 に よ る も の を 除 く 。）（ 火 災 ・ 爆 発 ） と し て 選 定する。
また，発電所敷地又はその周辺における発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人 為 に よ る も の （ 故 意 に よ る も の を 除 く 。） と し て 選 定 す る 火
災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下
火災等）及び有毒ガスに対して，外部からの衝撃による損傷
1.0-13

の防止が図られた建屋内に確保する。
屋内アクセスルートは，重大事故等時に必要となる現場操作を実施する場所まで外部事象による影響を考慮しても移動可能なルートを選定する。また，屋内アクセスルート上の資機材については，必要に応じて固縛又は転倒防止処置により，通行に支障をきたさない措置を講じる。
屋内アクセスルート周辺の機器に対しては火災の発生防止処置を実施する。
機器からの溢水が発生した場合については，適切な防護具を着用することにより，屋内アクセスルートを通行する。
屋内アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具の配備を行い，移動時及び作業時の状況に応じて着用する。停
電時及び夜間時においては，確実に運搬，移動ができるように，照明機器等を配備する。また，現場との連絡手段を確保
し，作業環境を考慮する。
（ 添 付 資 料 1.0.2）

1.0-14

(2)復旧作業① 予備品等の確保【要求事項】
発電用原子炉設置者において、重要安全施設（設置許可基準
規 則 第 ２ 条 第 ９ 号 に 規 定 す る 重 要 安 全 施 設 を い う 。） の 取 替 え 可
能な機器及び部品等について、適切な予備品及び予備品への取替のために必要な機材等を確保する方針であること。

【解釈】
１「適切な予備品及び予備品への取替のために必要な機材等」とは、気象条件等を考慮した機材、ガレキ撤去等のための重機及び夜間対応を想定した照明機器等を含むこと。

② 保管場所【要求事項】
発電用原子炉設置者において、上記予備品等を、外部事象の影響を受けにくい場所に、位置的分散などを考慮して保管する方針であること。

③ アクセスルート【要求事項】
発電用原子炉設置者において、想定される重大事故等が発生した場合において、設備の復旧作業のため、工場等内の道路及び通路が確保できるよう、実効性のある運用管理を行う方針であること。
1.0-15

(2) 復 旧 作 業 に 係 る 事 項
重大事故等時において，重要安全施設の復旧作業を有効かつ効
果的に行うため，以下の基本方針に基づき実施する。

a.

予備品等の確保
重大事故等時の事故対応については，重大事故等対処設備にて実施することにより，事故収束を行う。
事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に基づき重要安全施設の取替え可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品を確保する。
・ 短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
・ 単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重
要安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・ 復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，復旧するための対策を検討し実施することとする
が，放射線の影響，その他の作業環境条件を踏まえ，復旧作業の成立性が高い設備を復旧する。
なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器の拡大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行うと1.0-16

ともに，そのために必要な予備品の確保に努める。
また，予備品の取替え作業に必要な資機材等として，がれき撤去等のためのホイールローダ等の重機，夜間の対応を想定した照明機器等及びその他作業環境を想定した資機材を確保す
る。

b.

保管場所
予備品等については，地震による周辺斜面の崩壊，敷地下斜面のすべり，津波による浸水等の外部事象の影響を受けにくい場所に当該重要安全施設との位置的分散を考慮した場所に保管する。
（ 添 付 資 料 1.0.3， 1.0.13）c.

アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，設備の復旧作業のため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，「 (1) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に 係 る 事 項 b. ア ク セ ス ル ー ト の 確保」と同じ実効性のある運用管理を実施する。
（ 添 付 資 料 1.0.2， 1.0.3， 1.0.13）

1.0-17

(3)支援に係る事項【要求事項】
発電用原子炉設置者において、工場等内であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備、予備品及び燃料等）により、事故発生後７日間は事故収束対応を維持できる方針であること。
また、関係機関と協議・合意の上、外部からの支援計画を定める方針であること。さらに、工場等外であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備、予備品及び燃料等）により、事象発生後６日間までに支援を受けられる方針であること。

(3)

支援に係る事項
重大事故等に対して事故収束対応を実施するため，発電所内であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備，予備品，燃料等）により，重大事故等対策を実施し，事故発生後 7 日間は継続
して事故収束対応を維持できるようにする。重大事故等の対応に必要な水源については，淡水源に加え最終的に海水に切り替える
ことにより水源が枯渇することがないようにする。
プラントメーカ，協力会社及びその他の関係機関とは平時から必要な連絡体制を整備する等，協力関係を構築するとともに，あらかじめ重大事故等に備え，協議・合意の上，外部からの支援計画を定め，重大事故等時の支援及び燃料の供給の協定を締結する。
重大事故等が発生した場合，発電所対策本部が発足し，協力体
1.0-18

制が整い次第，プラントメーカからは事故収束及び復旧対策に関する技術支援，協力会社からは事故収束及び復旧対策に必要な要員等の支援，燃料及び資機材の輸送支援並びに燃料供給会社からは燃料の供給支援を受けられるように支援計画を定める。
資機材等の輸送に関しては，専用の輸送車両を常備した運送会
社及びヘリコプタ運航会社と協力協定を締結し，迅速な物資輸送を可能とするとともに，中長期的な物資輸送にも対応できるように支援計画を定める。
原子力災害における原子力事業者間協力協定に基づき，他の原子力事業者からは，人員の派遣，資機材の貸与及び環境放射線モ
ニタリングの支援を受けられるようにするほか，原子力緊急事態
支援組織からは，被ばく低減のために遠隔操作可能なロボット及び無線重機等の資機材並びに資機材を操作する人員及び発電所までの資機材輸送の支援を受けられるように支援計画を定める。
発電所外であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備と同 種 の 設 備 （ 電 源 車 等 ）， 予 備 品 ， 燃 料 等 ） に つ い て 支 援 を 受 けることによって，発電所内に配備する重大事故等対処設備に不具合があった場合の代替手段及び燃料の確保を行い，継続的な重大事故等対策を実施できるよう事象発生後 6 日間までに支援を受けられる体制を整備する。
また，原子力事業所災害対策支援拠点から，発電所の支援に必要な資機材として，食糧，その他の消耗品及び放射線防護資機材を継続的に発電所へ供給できる体制を整備する。
（ 添 付 資 料 1.0.4）

1.0-19(4)

手順書の整備、教育及び訓練の実施並びに体制の整備【要求事項】
発電用原子炉設置者において、重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるよう、あらかじめ手順書を整備し、訓練を行うとともに人員を確保する等の必要な体制の適切な整備が行われているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１

手順書の整備は、以下によること。

ａ）

発電用原子炉設置者において、全ての交流動力電源及び常設直流電源系統の喪失、安全系の機器若しくは計測器類の多重故障又は複数号機の同時被災等を想定し、限られた時間の中において、発電用原子炉施設の状態の把握及び実施すべき重大事故等対策について適切な判断を行うた
め、必要となる情報の種類、その入手の方法及び判断基準を整理し、まとめる方針であること。

ｂ）

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防ぐために最優先すべき操作等の判断基準をあらかじめ明確化する方針であること。
（ ほ う 酸 水 注 入 系 （ Ｓ Ｌ Ｃ Ｓ ）、 海 水 及 び 格 納 容 器 圧 力 逃が し 装 置 の 使 用 を 含 む 。）

1.0-20ｃ）

発電用原子炉設置者において、財産（設備等）保護よ

りも安全を優先する方針が適切に示されていること。

ｄ）

発電用原子炉設置者において、事故の進展状況に応じて具体的な重大事故等対策を実施するための、運転員用及び支援組織用の手順書を適切に定める方針であること。な
お、手順書が、事故の進展状況に応じていくつかの種類に分けられる場合は、それらの構成が明確化され、かつ、各手順書相互間の移行基準を明確化する方針であること。

ｅ）

発電用原子炉設置者において、具体的な重大事故等対策実施の判断基準として確認される水位、圧力及び温度等の計測可能なパラメータを手順書に明記する方針であること。また、重大事故等対策実施時のパラメータ挙動予測、影響評価すべき項目及び監視パラメータ等を、手順書に整理する方針であること。

ｆ）

発電用原子炉設置者において、前兆事象を確認した時

点 で の 事 前 の 対 応 (例 え ば 大 津 波 警 報 発 令 時 の 原 子 炉 停 止 ･
冷 却 操 作 )等 が で き る 手 順 を 整 備 す る 方 針 で あ る こ と 。

1.0-21

(4)

手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備
重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるよう，手順書を整備

し，教育及び訓練を実施するとともに，重大事故等に対処する要員を確保する等の必要な体制を整備する。

a.

手順書の整備
重大事故等時において，事象の種類及び事象の進展に応じて重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるよう手順書を整備する。
また，手順書は使用主体に応じて，運転操作手順書及び緊急時対策本部用手順書を整備する。
さらに，緊急時対策本部用手順書は使用主体に応じて，緊急時対策本部が使用する手順書，緊急時対策本部のうち技術支援組織が使用する手順書及び緊急時対策本部のうち実施組織（当直（運転員）以外）が使用する手順書に分類して整備する。

(a)

全ての交流動力電源及び常設直流電源系統の喪失，安全系の機器若しくは計測器類の多重故障又は複数号炉の同時被災等の過酷な状態において，限られた時間の中で 6 号及び 7 号炉の発電用原子炉施設の状態の把握及び実施すべき重大事故等対策の適切な判断に必要な情報の種類，その入手の方法及び判断基準を整理し，運転操作手順書及び緊急時対策本部用手順書にまとめる。
発電用原子炉施設の状態の把握が困難な場合にも対処できるよう，パラメータを計測する計器故障時に発電用原子1.0-22

炉施設の状態を把握するための手順，パラメータの把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を把握するための手順及び計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順を
運転操作手順書及び緊急時対策本部用手順書に整備する。
具体的には，第 1 表に示す「重大事故等対策における手順 書 の 概 要 」 の う ち 「 1.15 事 故 時 の 計 装 に 関 す る 手 順 等 」の内容を含むものとする。

(b)

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防ぐために，最優先すべき操作等を迷うことなく判断し実施できるよう，判断基準をあらかじめ明確にした手順を以下のとおり運転操作手順書又は緊急時対策本部用手順書に整備する。
原子炉停止機能喪失時においては，迷わずほう酸水注入を行えるよう判断基準を明確にした手順を整備する。
炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損を防ぐために注水する淡水源が枯渇又は使用できない状況においては，設備への悪影響を懸念することなく，迷わず海水注入を行えるよう判断基準を明確にした手順を整備する。
原子炉格納容器圧力が限界圧力に達する前，又は，原子炉格納容器からの異常漏えいが発生した場合に，確実に格納容器圧力逃がし装置等の使用が行えるよう判断基準を明確にした手順を運転操作手順書に整備し，この運転操作手
順書に従い，発電所対策本部長の権限と責任において，当直副長が格納容器圧力逃がし装置等によるベントを実施す
1.0-23

る。
全交流動力電源喪失時等において，準備に長時間を要す
る可搬型重大事故等対処設備を必要な時期に使用可能とするため，準備に要する時間を考慮の上，手順着手の判断基
準を明確にした手順を整備する。
その他，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防ぐために必要な各操作については，重大事故等対処設備を必要な時期に使用可能とするため，手順着手の判断基準を明確にした手順を整備する。
重大事故等対策時においては，設計基準事故時に用いる操作の制限事項は適用しないことを明確にした手順を整備
する。

(c)

重大事故等対策の実施において，財産（設備等）保護よ
りも安全を優先するという共通認識を持って行動できるよう，社長はあらかじめ方針を示す。
重大事故等時の運転操作において，当直副長が躊躇せず指示できるよう，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針に基づき定めた運転操作手順書を整備し，判断基準を明記する。
重大事故等時の発電所対策本部の活動において，重大事故等対策を実施する際に，発電所対策本部長は，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針に従った判断を実施する。また，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針に基づき定めた緊急時対策本部用手順書を整備し，判断
1.0-24

基準を明記する。

(d)

重大事故等対策時に使用する手順書として，発電所内の運転員と緊急時対策要員が連携し，事故の進展状況に応じて具体的な重大事故等対策を実施するため，運転操作手順
書及び緊急時対策本部用手順書を適切に定める。
運転操作手順書は，重大事故等対策を的確に実施するために，事故の進展状況に応じて，以下のように構成し定める。
・警報発生時の措置に関する運転操作手順書
中央制御室及び現場制御盤に警報が発生した際に，警報発生原因の除去あるいはプラントを安全な状態に維持するために必要な対応操作に使用・異常時の操作に関する運転操作手順書（事象ベース）
単一の故障等で発生する可能性のある異常又は事故が発生した際に，事故の進展を防止するために必要な対応操作に使用・異常時の操作に関する運転操作手順書（徴候ベース）
事故の起因事象を問わず，異常時の操作に関する運
転操作手順書（事象ベース）では対処できない複数の設備の故障等による異常又は事故が発生した際に，重大事故への進展を防止するために必要な対応操作に使用
・緊急時における運転操作に関する手順書（シビアアク
シデント）
1.0-25

異常時の操作に関する運転操作手順書（徴候ベース）で対応する状態から更に事象が進展し炉心損傷に至った際に，事故の拡大を防止し影響を緩和するために必要な対応操作に使用

実施組織が重大事故等対策を的確に実施するためのその他の対応手順として，大気及び海洋への放射性物質の拡散の抑制，中央制御室，モニタリング設備，発電所対策本部
並びに通信連絡設備に関する手順書を定める。
発電所対策本部は，運転員からの要請あるいは発電所対策本部の判断により，運転員の事故対応の支援を行う。緊
急時対策本部用手順書として，事故状況に応じた戦略の検討及び現場での重大事故等対策を的確に実施するための必要事項を明確に示した手順を定める。
運転操作手順書は，事故の進展状況に応じて構成を明確化し，手順書相互間を的確に移行できるよう，移行基準を明確にする。
異常又は事故の発生時，警報発生時の措置に関する運転操作手順書により初期対応を行う。
事象が進展した場合には，警報発生時の措置に関する運
転操作手順書の記載に従い，異常時の操作に関する運転操作手順書（事象ベース）に移行する。
警報発生時の措置に関する運転操作手順書及び異常時の操作に関する運転操作手順書（事象ベース）による対応中は，パラメータ（未臨界性，炉心の冷却機能，原子炉格納1.0-26

容器の健全性）を常に監視し，異常時の操作に関する運転操作手順書（徴候ベース）の導入条件が成立した場合には，異常時の操作に関する運転操作手順書（徴候ベース）に移行する。
ただし，異常時の操作に関する運転操作手順書（徴候ベース）の導入条件が成立した場合でも，原子炉スクラム時の確認事項等，異常時の操作に関する運転操作手順書（事象ベース）に具体的内容を定めている対応については異常時の操作に関する運転操作手順書（事象ベース）を参照す
る。
異常又は事故が収束した場合は，異常時の操作に関する
運転操作手順書（徴候ベース）に従い復旧の措置を行う。
異常時の操作に関する運転操作手順書（徴候ベース）による対応で事故収束せず炉心損傷に至った場合は，緊急時における運転操作に関する手順書（シビアアクシデント）に移行する。

(e)

重大事故等対策実施の判断基準として確認する水位，圧力，温度等の計測可能なパラメータを整理し，運転操作手
順書及び緊急時対策本部用手順書に明記する。
重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータのうち，発電用原子炉施設の状態を直接監視するパ
ラメータを，あらかじめ発電用原子炉施設の状態を監視す
るパラメータの中から選定し，運転操作手順書及び緊急時対策本部用手順書に整理する。
1.0-27

整理に当たっては，耐震性，耐環境性のある計測機器での確認の可否，記録の可否，直流電源喪失時における可搬型計測器による計測可否等の情報を運転操作手順書に明記する。
なお，発電用原子炉施設の状態を監視するパラメータが故障等により計測不能な場合は，他のパラメータにて当該パラメータを推定する方法を緊急時対策本部用手順書に明記する。
重大事故等対策実施時におけるパラメータ挙動予測，影響評価すべき項目及び監視パラメータ等を緊急時対策本部
用手順書に整理する。
有効性評価等にて整理した有効な情報について，運転員が監視すべきパラメータの選定，状況の把握及び進展予測
並びに対応処置の参考情報とし，運転操作手順書に整理する。
また，有効性評価等にて整理した有効な情報について，
緊急時対策要員が運転操作を支援するための参考情報とし，緊急時対策本部用手順書に整理する。

(f)

前兆事象として把握ができるか，重大事故等を引き起こす可能性があるかを考慮して，設備の安全機能の維持及び事故の未然防止対策をあらかじめ検討しておき，前兆事象を確認した時点で事前の対応ができる体制及び手順を整備する。
大津波警報が発令された場合，発電用原子炉を停止し，
1.0-28

冷却操作を開始する手順を整備する。また，所員の高台への避難及び扉の閉止を行い，津波監視カメラ及び取水槽水位計による津波の継続監視を行う手順を整備する。
台風進路に想定される場合には，屋外設備の暴風雨対策の強化及び巡視点検を強化する手順を整備する。
竜巻の発生が予想される場合には，車両の退避又は固縛の実施，クレーン作業の中止，外部事象防護対象施設を内包する区画に設置する扉の閉止状態を確認する手順を整備する。
その他の前兆事象を伴う事象については，気象情報の収集，巡視点検の強化及び前兆事象に応じた事故の未然防止の対応を行う手順を整備する。
（ 添 付 資 料 1.0.5， 1.0.6， 1.0.7， 1.0.8）

1.0-29

【解釈】２

訓練は、以下によること。

ａ）

発電用原子炉設置者において、重大事故等対策は幅広

い発電用原子炉施設の状況に応じた対策が必要であることを踏まえ、その教育訓練等は重大事故等時の発電用原子炉
施設の挙動に関する知識の向上を図ることのできるものとする方針であること。

ｂ）

発電用原子炉設置者において、重大事故等対策を実施する要員の役割に応じて、定期的に知識ベースの理解向上に 資 す る 教 育 を 行 う と と も に 、 下 記 ３ a） に 規 定 す る 実 施
組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習等を計画する方針であること。

ｃ）

発電用原子炉設置者において、普段から保守点検活動

を自らも行って部品交換等の実務経験を積むことなどにより、発電用原子炉施設及び予備品等について熟知する方針であること。

ｄ）

発電用原子炉設置者において、高線量下、夜間及び悪

天候下等を想定した事故時対応訓練を行う方針であること。

1.0-30ｅ）

発電用原子炉設置者において、設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアルが即時に利用できる
よう、普段から保守点検活動等を通じて準備し、及びそれらを用いた事故時対応訓練を行う方針であること｡b.

教育及び訓練の実施
重大事故等に対処する要員に対して，重大事故等時において，事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処するために必要な力量を確保するため，教育及び訓練を計画的に実施する。
必要な力量の確保に当たっては，通常時の実務経験を通じて付与される力量を考慮し，事故時対応の知識及び技能について，重大事故等に対処する要員の役割に応じた教育及び訓練を定められた頻度，内容で計画的に実施することにより，重大事
故等に対処する要員の力量の維持及び向上を図る。
教育及び訓練の頻度と力量評価の考え方は，以下のとおりとし，この考え方に基づき教育訓練の計画を定め，実施する。
・重大事故等に対処する要員に対し必要な教育及び訓練を年1 回以上実施し，評価することにより，力量が維持されていることを確認する。
・重大事故等に対処する要員が力量の維持及び向上を図るた
めには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。各要員の役割に応じた教育及び訓練を計画的に繰り返すことにより，各手順を習熟し，力量の維持及び向上を図る。
1.0-31

・重大事故等に対処する要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評価を行い，年 1 回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育及び訓練については，年 2回以上実施する。
・重大事故等対策における中央制御室での操作及び動作状況確認等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作については，第 2 表に示す「重大事故等対策における操作の成立性」の必要な重大事故等に対処する要員数及び想定時間にて対応できるよう，教育及び訓練により，効率的かつ確実に実施できることを確認する。
・教育及び訓練の実施結果により，手順，資機材及び体制について改善要否を評価し，必要により手順，資機材の改
善，教育及び訓練計画への反映を行い，力量を含む対応能力の向上を図る。

重大事故等に対処する要員に対して，重大事故等時における事象の種類及び事象の進展に応じて，的確かつ柔軟に対処できるよう，重大事故等に対処する要員の役割に応じた教育及び訓練を実施し，計画的に評価することにより力量を付与し，運転開始前までに力量を付与された重大事故等に対処する要員を必
要人数配置する。
重大事故等に対処する要員を確保するため，以下の基本方針に基づき教育及び訓練を実施する。
計 画 （ P） ， 実 施 （ D） ， 評 価 （ C） ， 改 善 （ A） の プ ロ セ ス を
適 切 に 実 施 し ， PDCA サ イ ク ル を 回 す こ と で ， 必 要 に 応 じ て 手 順
1.0-32

書の改善，体制の改善等の継続的な重大事故等対策の改善を図る。

(a)

重大事故等対策は，幅広い発電用原子炉施設の状況に応じた対策が必要であることを踏まえ，重大事故等に対処する要員の役割に応じて，重大事故等時の発電用原子炉施設の挙動に関する知識の向上を図ることのできる教育及び訓練等を実施する。
重大事故等時にプラント状態を早期に安定な状態に導くための的確な状況把握，確実及び迅速な対応を実施するために必要な知識について，重大事故等に対処する要員の役割に応じた，教育及び訓練を定期的に実施する。

(b)

重大事故等に対処する要員の役割に応じて，重大事故等よりも厳しいプラント状態となった場合でも対応できるよう，重大事故等の内容，基本的な対処方法等，定期的に知識ベースの理解向上に資する教育を行う。
現場作業に当たっている緊急時対策要員が，作業に習熟し必要な作業を確実に完了できるよう，運転員（中央制御室及び現場）と連携して一連の活動を行う訓練を計画的に実施する。
重大事故等時のプラント状況の把握，的確な対応操作の選択等，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習等を計画的に実施する。
運転員に対しては，知識の向上と手順書の実効性を確認
1.0-33

するため，シミュレータ訓練又は模擬訓練を実施する。シミュレータ訓練は，従来からの設計基準事故等に加え，重大事故等に対し適切に対応できるよう計画的に実施する。
また，重大事故等時の対応力を養成するため，手順に従った対応中において判断に用いる監視計器の故障や動作すべき機器の不動作等，多岐にわたる機器の故障を模擬し，関連パラメータによる事象判断能力，代替手段による復旧対応能力等の運転操作の対応能力向上を図る。また，福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえ，監視計器が設置されている周囲環境条件の変化により，監視計器が示す値の変化に関する教育及び訓練を実施する。
実施組織の緊急時対策要員に対しては，要員の役割に応じて，発電用原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確保及び可搬型重大事故等対処設備を使用した給水確
保の対応操作を習得することを目的に，手順や資機材の取扱い方法の習得を図るための訓練を，訓練ごとに頻度を定めて実施する。訓練では，訓練ごとの訓練対象者全員が実際の設備又は訓練設備を操作する訓練を実施する。
実施組織及び支援組織の緊急時対策要員に対しては，要員の役割に応じて，重大事故等時のプラント状況の把握，的確な対応操作の選択，確実な指揮命令の伝達等の一連の発電所対策本部機能，支援組織の位置付け，実施組織との連携及び手順書の構成に関する机上教育を実施する。

(c)

重大事故等時において復旧を迅速に実施するために，普1.0-34

段から保守点検活動を社員自らが行って部品交換等の実務経験を積むこと等により，発電用原子炉施設及び予備品等について熟知する。
運転員は，通常時に実施する項目を定めた手順書に基づ
き，設備の巡視点検，定例試験及び運転に必要な操作を社
員自らが行う。
緊急時対策要員は，要員の役割に応じて，技能訓練施設
にてポンプ，弁設備の分解点検，調整，部品交換等の実習を社員自らが実施することにより技能及び知識の向上を図る。さらに，設備の点検においては，保守実施方法をまとめた手順書に基づき，現場において巡視点検，分解機器の状況確認，組立状況確認及び試運転の立会確認を行うとともに，作業手順書の内容確認及び作業工程検討等の保守点
検活動を社員自らが行う。
重大事故等対策については，緊急時対策要員が，要員の役割に応じて，可搬型重大事故等対処設備の設置，配管接
続，ケーブルの敷設接続，放出される放射性物質の濃度・放射線の量の測定及びアクセスルートの確保，その他の重大事故等対策の資機材を用いた対応訓練を自らが行う。

(d)

重大事故等時の対応や事故後の復旧を迅速に実施するために，重大事故等時の事象進展により高線量下になる場所を想定した事故時対応訓練，夜間及び降雨並びに強風等の悪天候下等を想定した事故時対応訓練等，様々な状況を想定し，訓練を実施する。
1.0-35

(e)

重大事故等時の対応や事故後の復旧を迅速に実施するために，設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアルが即時に利用できるよう，普段から保守点検活動
等を通じて準備し，それらの情報及びマニュアルを用いた事故時対応訓練を行う。
それらの情報及びマニュアルを用いて，事故時対応訓練を行うことで，設備資機材の保管場所，保管状態を把握し，取扱いの習熟を図るとともに，資機材等に関する情報及びマニュアルの管理を実施する。
（ 添 付 資 料 1.0.9， 1.0.12， 1.0.13）

1.0-36

【解釈】３体制の整備は、以下によること。

ａ）

発電用原子炉設置者において、重大事故等対策を実施する実施組織及びその支援組織の役割分担及び責任者などを定め、効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備する方針であること。

ｂ）

実施組織とは、運転員等により構成される重大事故等対策を実施する組織をいう。

ｃ）

実施組織は、工場等内の全発電用原子炉施設で同時に重大事故が発生した場合においても対応できる方針である
こと。

ｄ）

支援組織として、実施組織に対して技術的助言を行う

技術支援組織及び実施組織が重大事故等対策に専念できる環境を整える運営支援組織等を設ける方針であること。

ｅ）

発電用原子炉設置者において、重大事故等対策の実施が必要な状況においては、実施組織及び支援組織を設置する方針であること。また、あらかじめ定めた連絡体制に基づき、夜間及び休日を含めて必要な要員が招集されるよう定期的に連絡訓練を実施することにより円滑な要員招集を可能とする方針であること。
1.0-37ｆ）

発電用原子炉設置者において、重大事故等対策の実施

組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班の機能が明確になっており、それぞれ責任者を配置する方針
であること。

ｇ）

発電用原子炉設置者において、指揮命令系統を明確化する方針であること。また、指揮者等が欠けた場合に備え、順位を定めて代理者を明確化する方針であること。

ｈ）

発電用原子炉設置者において、上記の実施体制が実効的に活動するための施設及び設備等を整備する方針である
こと。

ｉ）

支援組織は、発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対策の実施状況について、適宜工場等の内外の組織へ通報及び連絡を行い、広く情報提供を行う体制を整える方針で
あること。
ｊ）

発電用原子炉設置者において、工場等外部からの支援体制を構築する方針であること。

ｋ）

発電用原子炉設置者において、重大事故等の中長期的な対応が必要となる場合に備えて、適切な対応を検討できる体制を整備する方針であること。

1.0-38

c.

体制の整備
重大事故等時において重大事故等に対応するための体制として，以下の基本方針に基づき整備する。

(a)

重大事故等対策を実施する実施組織及びその支援組織の役割分担及び責任者を定め，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備する。
重大事故等を起因とする原子力災害が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災
害の拡大防止及びその他の必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，所長（原子力防災管理者）は，事象に応じて原子力警戒態勢又は緊急時態勢を発令し，緊急時対策要員の非常召集及び通報連絡を行い，所長（原子力防災管理者）を本部長とする発電所対策本部を設置して対処する。
所長（原子力防災管理者）は，発電所対策本部長として，発電所対策本部の統括管理を行い，責任を持って原子力防災の活動方針を決定する。
発電所対策本部における指揮命令系統を明確にするとともに，指揮者である発電所対策本部長（原子力防災管理者）が不在の場合に備え，副原子力防災管理者の中からあらかじめ定めた順位で代行者を指定する。
発電所対策本部は，重大事故等対策を実施する実施組
織，実施組織に対して技術的助言を行う技術支援組織及び実施組織が事故対策に専念できる環境を整える運営支援組
織で編成する。
1.0-39通常時の発電所体制下での運転，日常保守点検活動の実務経験が発電所対策本部での事故対応，復旧活動に活かすことができ，組織が効率的に重大事故等対策を実施できる
よう，専門性及び経験を考慮した上で機能班の構成を行う。また，各班の役割分担，対策の実施責任を有する班長を定め，指揮命令系統を明確にし，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備する。
当社は，福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓
から原子力防災組織に適用すべき必要要件を定め，米国にお け る 非 常 事 態 対 応 の た め に 標 準 化 さ れ た Incident
Command System(ICS)を 参 考 に ， 重 大 事 故 等 の 中 期 的 な 対 応が必要となる場合及び発電所の複数の発電用原子炉施設で同時に重大事故等が発生した場合に対応できる体制を整備する。
発電用原子炉主任技術者は，重大事故等時の発電所対策本部において，その職務に支障をきたすことがないよう，
独立性を確保する。発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策における発電用原子炉施設の運転に関し保安監督を
誠実かつ最優先に行うことを任務とする。
発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策において，発電用原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，重大事 故 等 に 対 処 す る 要 員 （ 発 電 所 対 策 本 部 長 を 含 む 。） へ 指 示を行い，発電所対策本部長は，その指示を踏まえ方針を決定する。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が1.0-40

発生した場合，緊急時対策要員は発電用原子炉主任技術者
が発電用原子炉施設の運転に関する保安の監督を誠実に行うことができるよう，通信連絡設備により必要の都度，情報連絡（プラントの状況，対策の状況）を行い，発電用原子炉主任技術者は得られた情報に基づき，発電用原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は指示を行う。
6 号及び 7 号炉の発電用原子炉主任技術者については，
重大事故等の発生連絡を受けた後，速やかに発電所対策本部に駆けつけられるよう，早期に非常召集が可能なエリア（柏崎市又は刈羽村）に 6 号及び 7 号炉の発電用原子炉主任技術者又は代行者をそれぞれ 1 名待機させる。
発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備に当たって，保安上必要な事項について確認を行う。

(b)

実施組織は，号機統括を配置し，号機班，当直（運転員 ）， 復 旧 班 ， 自 衛 消 防 隊 に よ り 構 成 し ， 必 要 な 役 割 の 分担を行い重大事故等対策が円滑に実施できる体制を整備する。
号機統括は，対象号炉に関する事故の影響緩和・拡大防止に関わる対応の統括を行う。
号機班は，当直（運転員）からの重要パラメータの入手，事故対応手段の選定に関する当直（運転員）の支援を行う。
当直（運転員）は，事故の影響緩和及び拡大防止に関わ
1.0-41

るプラントの運転操作を行う。
復旧班は，事故の影響緩和及び拡大防止に関わる可搬型
重大事故等対処設備の準備と操作，及び不具合設備の復旧を行う。
自衛消防隊は，火災発生時における消火活動を行う。

(c)

実施組織は，複数号炉において同時に重大事故等が発生した場合においても対応できる組織とする。
発電所対策本部は，複数号炉の同時被災の場合において，情報の混乱や指揮命令が遅れることのないよう，発電所対策本部長が活動方針を示し，号炉ごとに配置された号
機 統 括 は ,対 象 号 炉 の 事 故 影 響 緩 和 ・ 拡 大 防 止 に 関 わ る プ ラ
ント運転操作への助言や可搬型重大事故等対処設備を用いた対応，不具合設備の復旧等の統括を行う。
複数号炉の同時被災の場合において，必要な緊急時対策
要員を発電所内に常時確保することにより，重大事故等対処設備を使用して 6 号及び 7 号炉の炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止の重大事故等対策を実施するとともに，他号炉の使用済燃料プールの被災対応ができる体制とする。
また，複数号炉の同時被災時において，当直（運転員）
は号炉ごとの運転操作指揮を当直副長が行い，号炉ごとに運転操作に係る情報収集や事故対策の検討等を行うことにより，情報の混乱や指揮命令が遅れることのない体制とする。
1.0-42

発電用原子炉主任技術者は，号炉ごとに選任し，担当号
炉のプラント状況把握及び事故対策に専念することにより，複数号炉の同時被災が発生した場合においても的確に指示を行う。
各号炉の発電用原子炉主任技術者は，複数号炉の同時被災時に，号炉ごとの保安監督を誠実かつ最優先に行う。
また，実施組織による重大事故等対策の実施に当たり，各号炉の発電用原子炉主任技術者は，発電所対策本部から得られた情報に基づき，重大事故等の拡大防止又は影響緩和に関し，保安上必要な場合は，重大事故等に対処する要員 （ 発 電 所 対 策 本 部 長 を 含 む 。） へ 指 示 を 行 い ， 事 故 の 拡 大防止又は影響緩和を図る。

(d)

発電所対策本部には，支援組織として技術支援組織と運営支援組織を設ける。
実施組織に対して技術的助言を行うための技術支援組織
は，計画・情報統括を配置し，計画班及び保安班で構成する。
計画・情報統括は，事故対応状況の把握及び事故対応方
針の立案を行う。
計画班は，プラント状態の進展予測・評価及びその評価
結果の事故対応方針への反映を行う。
保安班は，発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置に関する指示を行う。
1.0-43

実施組織が重大事故等対策に専念できる環境を整えるた
めの運営支援組織は，対外対応統括及び総務統括を配置
し，通報班，立地・広報班，資材班及び総務班で構成する。
対外対応統括は，対外対応活動の統括を行う。
通報班は，対外関係機関へ通報連絡等を行う。
立地・広報班は，自治体派遣者及び報道機関対応者の支援を行う。
総務統括は，発電所対策本部の運営支援の統括を行う。
資材班は，資材の調達及び輸送に関する一元管理を行う。
総務班は，要員の呼集，食糧・被服の調達，医療活動，所内の警備指示，一般入所者の避難指示等を行う。

(e)

所長（原子力防災管理者）は，警戒事象（その時点では公衆への放射線による影響やそのおそれが緊急のものではな い が ， 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 第 1 項 に 基 づ
く特定事象に至るおそれがある事象）においては原子力警
戒態勢を，また，特定事象又は原子力災害対策特別措置法
第 15 条 第 1 項 に 該 当 す る 事 象 が 発 生 し た 場 合 に お い て は
緊急時態勢を発令し，緊急時対策要員の非常召集及び通報連絡を行い，所長（原子力防災管理者）を本部長とする発電所対策本部を設置する。その中に実施組織及び支援組織を設置し，重大事故等対策を実施する。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大1.0-44

事故等が発生した場合でも，速やかに対策を行えるよう，
発電所内に必要な重大事故等に対処する要員を常時確保する。
非常召集する緊急時対策要員への連絡については，自動呼出・安否確認システム又は電話を活用する。なお，地震の影響による通信障害等が発生し，自動呼出・安否確認シ
ステム又は電話を用いて非常召集連絡ができない場合においても，新潟県内で震度 6 弱以上の地震の発生により，発電所に自動参集する体制を整備する。
重大事故等が発生した場合に速やかに対応するため，6
号及び 7 号炉の重大事故等に対処する要員として，発電所
内 に 緊 急 時 対 策 要 員 44 名 ， 運 転 員 18 名 ， 火 災 発 生 時 の 初
期 消 火 活 動 に 対 応 す る た め の 自 衛 消 防 隊 10 名 の 合 計 72 名を確保する。また，参集する緊急時対策要員として，被災
後 6 時 間 を 目 途 に 40 名 程 度 ， 被 災 後 10 時 間 以 内 に 106 名を確保する。
なお，6 号及び 7 号炉のうち，1 プラント運転中，1 プラ
ン ト 運 転 停 止 中 ※ に お い て は ， 運 転 員 を 13 名 と し ， ま た 2
プ ラ ン ト 運 転 停 止 中 ※ に お い て は ， 運 転 員 を 10 名 と す る 。
※発電用原子炉の状態が冷温停止（原子炉冷却材温度が100℃ 未 満 ） 及 び 燃 料 交 換 の 期 間重大事故等が発生した場合，緊急時対策要員は，5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所に参集し，要員の任務に応じた対応を行う。
重大事故等の対応で，高線量下における対応が必要な場
1.0-45

合においても，重大事故等に対処する要員を確保する。
病原性の高い新型インフルエンザや同様に危険性のある新感染症等が発生し，所定の重大事故等に対処する要員に欠員が生じた場合は，夜間及び休日（平日の勤務時
間帯以外）を含め重大事故等に対処する要員の補充を行うとともに，そのような事態に備えた重大事故等に対処する要員の体制に係る管理を行う。
重大事故等に対処する要員の補充の見込みが立たない
場合は，原子炉停止等の措置を実施し，確保できる重大事故等に対処する要員で，安全が確保できる発電用原子炉の運転状態に移行する。
また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）を含めて必要な緊急時対策要員を非常召集できるよう，定期的に連絡訓練を実施
する。

(f)

発電所における重大事故等対策の実施組織及び支援組織の 各 班 並 び に 当 直 （ 運 転 員 ） の 機 能 は ， 上 記 (b). 項 及 び(d).項 の と お り 明 確 に す る と と も に ， 責 任 者 と し て 配 下 の各班の監督責任を有する統括，対策の実施責任を有する班
長及び当直副長を配置する。

(g)

重大事故等対策の判断については全て発電所にて行うこととし，発電所対策本部における指揮命令系統を明確にするとともに，指揮者である発電所対策本部長の所長（原子1.0-46

力防災管理者）が欠けた場合に備え，代行者と代行順位をあらかじめ定め明確にする。また，統括，班長及び当直副長についても欠けた場合に備え，代行者と代行順位をあらかじめ定め明確にする。
発電所対策本部長（原子力防災管理者）が欠けた場合
は，副原子力防災管理者が，あらかじめ定めた順位に従い代行する。
統括及び班長が欠けた場合は，同じ機能を担務する下位の要員が代行するか，又は上位の職位の要員が下位の職位の要員の職務を兼務することとし，具体的な代行者の配置については上位の職位の要員が決定することをあらかじめ定める。
当直副長が欠けた場合は，当直長が当直副長の職務を兼務することをあらかじめ定める。

(h)

重大事故等に対処する要員が実効的に活動するための施設及び設備等を整備する。
重大事故等が発生した場合において，実施組織及び支援組織が定められた役割を遂行するために，関係箇所との連携を図り，迅速な対応により事故対応を円滑に実施することが必要なことから，以下の施設及び設備を整備する。
支援組織が，必要なプラントのパラメータを確認するため の 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS）， 発 電 所 内 外 に 通
信連絡を行い関係箇所と連携を図るための統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム
1.0-47

を 含 む 。）， 衛 星 電 話 設 備 及 び 無 線 連 絡 設 備 を 備 え た 5 号 炉
原子炉建屋内緊急時対策所を整備する。
実施組織が，中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び現場との連携を図るため，携帯型音声呼出電話
設備，無線連絡設備及び衛星電話設備を整備する。また，電源が喪失し照明が消灯した場合でも，迅速な現場への移動，操作及び作業を実施し，作業内容及び現場状況の情報共有を実施できるよう照明機器等を整備する。
これらは，重大事故等時において，初期に使用する施設及び設備であり，これらの施設又は設備を使用することによって発電用原子炉施設の状態を確認し，必要な発電所内外各所へ通報連絡を行い，また重大事故等対処のため，夜間においても速やかに現場へ移動する。

(i)

支援組織は，発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対策の実施状況について，東京本社の本社対策本部，国，関係自治体等の発電所内外の組織への通報連絡を実施できる
よう，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備等を配備し，広く情報提供を行うことができる体制を整備する。
発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対策の実施状況に係る情報は，発電所対策本部の通報班にて一元的に集約管理し，発電所内で共有するとともに，本社対策本部と発電所対策本部間において，衛星電話設備，統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備及び安全パラメータ表
1.0-48

示 シ ス テ ム （ SPDS） 等 を 使 用 す る こ と に よ り ， 発 電 所 の 状
況及び重大事故等対策の実施状況の情報共有を行う。また，本社対策本部との情報共有を密にすることで報道発
表，外部からの問い合わせ対応及び関係機関への連絡を本
社対策本部で実施し，発電所対策本部が事故対応に専念でき，かつ，発電所内外へ広く情報提供を行うことができる体制を整備する。

(j)

重大事故等時に，発電所外部からの支援を受けることができるように支援体制を整備する。
発電所において，警戒事象，特定事象又は原子力災害
対 策 特 別 措 置 法 第 15 条 第 1 項 に 該 当 す る 事 象 が 発 生 し た
場合，所長（原子力防災管理者）は原子力警戒態勢又は緊急時態勢を発令するとともに本社原子力運営管理部長
へ報告する。
報告を受けた本社原子力運営管理部長は直ちに社長に報告し，社長は本社における原子力警戒態勢又は緊急時態勢を発令する。本社原子力運営管理部長から連絡を受けた本社総務統括は，本社における緊急時対策要員を非常召集する。
社長は，本社における原子力警戒態勢又は緊急時態勢を発令した場合，速やかに東京本社の原子力施設事態即応センターに本社対策本部を設置し，本社対策本部長としてその職務を行う。社長が不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，本社対策本部の副本部長がその職務
1.0-49

を代行する。
本社対策本部長は，本社対策本部の設置，運営，統括及び災害対策活動に関する統括管理を行い，副本部長は
本社対策本部長を補佐する。本社対策本部の各統括及び各班長は本社対策本部長が行う災害対策活動を補佐する。
本社対策本部は，原子力部門のみでなく他部門も含めた全社（全社とは，東京電力ホールディングス株式会社
及び各事業子会社（東京電力フュエル＆パワー株式会社，
東京電力パワーグリッド株式会社，東京電力エナジーパ
ー ト ナ ー 株 式 会 社 ） の こ と を い う 。） で の 体 制 と し ， 発 電
所対策本部が重大事故等対策に専念できるよう技術面及び運用面で支援する。
本社対策本部は，福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓から原子力防災組織に適用すべき必要要件を定めた体制とすることにより，社長を本社対策本部長とした指揮命令系統を明確にし，発電所対策本部が重大事
故等対策に専念できる体制を整備する。
本社対策本部は，復旧統括，計画・情報統括，対外対応統括，総務統括及び支援統括を配置し，発電所の復旧方法検討・立案等を行う復旧班，本社対策本部内での情報共有等を行う情報班，事故状況の把握・進展評価等を行う計画班，放射性物質の放出量評価等を行う保安班，
関係官庁への通報連絡等を行う官庁連絡班，報道機関対応等を行う広報班，発電所の立地地域対応の支援等を行う立地班，通信連絡設備の復旧・確保の支援等を行う通
1.0-50

信班，発電所の職場環境の整備等を行う総務班，現地医療体制整備支援等を行う厚生班，発電所の復旧活動に必要な資機材の調達・搬送等を行う資材班，原子力事業所
災害対策支援拠点の立ち上げ・運営等を行う後方支援拠点班，官庁への支援要請等を行う支援受入調整班及び他の原子力事業者からの支援受入調整等を行う電力支援受入班で構成する。
本社対策本部長は，発電所における重大事故等対策の実 施 を 支 援 す る た め に ， 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10条通報後，原子力事業所災害対策支援拠点の設営を本社
支援統括に指示する。
本社支援統括は，あらかじめ選定している施設の候補の中から，放射性物質が放出された場合の影響等を考慮した上で原子力事業所災害対策支援拠点を指定し，必要な要員を派遣するとともに，発電所の事故収束対応を維持するために必要な燃料及び資機材等の支援を実施する。
また，本社対策本部は，他の原子力事業者及び原子力緊急事態支援組織より技術的な支援が受けられる体制を
整備する。

(k)

重大事故等発生後の中長期的な対応が必要になる場合に備えて，本社対策本部が中心となり，プラントメーカ，協力会社を含めた社内外の関係各所と連携し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備する。
重大事故等への対応操作や作業が長期間にわたる場合に
1.0-51

備えて，機能喪失した設備の部品取替えによる復旧手段を整備するとともに，主要な設備の取替部品をあらかじめ確保する。
また，重大事故等時に，機能喪失した設備の補修を実施するための作業環境の線量低減対策や，放射性物質を含んだ汚染水が発生した場合の対応等について，福島第一原子力発電所における経験や知見を踏まえた対策を行うとともに，事故収束対応を円滑に実施するため，平時から必要な対応を検討できる協力体制を継続して構築する。
（ 添 付 資 料 1.0.10， 1.0.11， 1.0.15， 1.0.16）

1.0-52

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（1/19）

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
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させるための設計基準
事故対処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，ATWS 緩和設備
方針目的

（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入，原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉
出力抑制，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により，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ための手順等を整備する。
また，自動での原子炉緊急停止及び手動による原子炉緊急停止ができない場合は，原子炉出力の抑制を図った後にほう酸水注入により未臨界に移行する手順等を整備する。

による制御棒緊急挿入

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）

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 が発生した場合は，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）により，制御棒が自動で緊急挿入するため，発電用原子炉が緊急停止したことを確認する。
また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）により制御棒が自動で緊急挿入しなかった場合は，中央制御室からの手動操作により ATWS 緩和設備（代替制御
棒挿入機能）等を作動させて制御棒を緊急挿入し，発電用原子炉を緊急停止する。

原子炉冷却材再循環ポンプ

による原子炉出力急上昇防止

自動減圧系の起動阻止スイッチ

フロントライン系故障時

対応手段等停止による原子炉出力抑制

ATWS が発生した場合は，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）により原子炉冷却材再循環ポンプが自動で停止するため，炉心流量が低下し，原子炉出力が抑制されたことを確認する。
また，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）により原子
炉冷却材再循環ポンプが自動で停止しなかった場合は，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。

ATWS が発生した場合は，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，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。

ほう酸水注入ATWS が発生した場合は，原子炉冷却材再循環ポンプ停止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ほう酸水注入系を起動し，原子炉圧力容器へほう酸水を注入することにより発電用原子炉を未臨界とする。

1.0-53運転時の異常な過渡変化の発生時において，発電用原子炉がスクラムすべき状況にもかかわらず全制御棒が全挿入されない場合は，ATWS 緩和設備（代替制

配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

御棒挿入機能）により制御棒が自動で緊急挿入するため，発電用原子炉が緊急停止したことを確認する。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）により制御棒が自動で緊急挿入しなかった場合は，中央制御室からの手動操作により ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）等を作動させて制御棒を緊急挿入し，発電用原子炉を緊急停止する。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）により制御棒が緊急挿入せず，発電用原子炉が緊急停止できない場合は，原子炉停止機能喪失と判断し，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
するとともにほう酸水注入系を速やかに起動し，発電用原子炉を未臨界とする。

1.0-54

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（2/19）

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
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，高圧代替注水
方針目的

系による原子炉圧力容器への注水，原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉への注水により発電用原子炉を冷却する手順等を整備する。
また，発電用原子炉を冷却するため，原子炉水位を監視及び制御する手順等を整備する。
さらに，重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水注入系により注水する手順等を整備する。
重大事故等対処設備（設計基準拡張）

設計基準事故対処設備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，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。

発電用原子炉の冷却

高圧代替注水系による

フロントライン系故障時

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，以下の手段により原子炉圧力容器へ注水し，発電用原子炉を冷却する。
・中央制御室からの手動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。
・中央制御室からの手動操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場で弁の手動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による発電用原子炉の冷却

全交流動力電源及び常設直流電源系統の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，高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却のほか，現場で弁の手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動することで原子炉圧力容器へ注水し，発電用原子炉を冷却する。

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代替電源設備による

原子炉隔離時冷却系の復旧

サポート系故障時

原子炉隔離時冷却系の現場操作

対応手段等

水する。

直流電源を所内蓄電式直流電源設備を用いて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以下の手段等により直流電源を確保し，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。
・代替交流電源設備等により充電器を受電し，直流電源を供給する。
・可搬型直流電源設備により直流電源を供給する。

1.0-55

「高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却」及び「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」により発電用原子炉を冷却する際には，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（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（SA）等により監視する。
また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた場合は，監視及び制御当該パラメータの値を推定する。
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動する場合は，高圧代替注
水系の作動状況を原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（SA），原子炉圧力，原子炉圧力（SA），高圧代替注水系系統流量，復水貯蔵

対応手段等

槽水位（SA）等により監視する。
現場で弁の手動操作により高圧代替注水系又は原子炉隔離時冷却系を起動する場合は，高圧代替注水系又は原子炉隔離時冷却系の作動状況を原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（SA）等により監視する。
原子炉圧力容器内の水位の調整が必要な場合は，中央制御室からの操作，又は現場での弁の操作により原子炉圧力容器内の水位を制御する。
重大事故等の進展抑制

ほう酸水注入系による進展抑制

原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による発電用原子炉への高圧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，ほう酸水注入系貯蔵タンク等を水源として，ほう酸水注入系により
原子炉圧力容器へ注水する。

フロントライン系故障時配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合は，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。
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，現場での弁の手動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。
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。

1.0-56

全交流動力電源及び常設直流電源系統の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，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。
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，現場で弁の手動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。
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，現場で弁の手動

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及び原子炉冷サポート系故障時配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

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。

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
系又は原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。

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を用いて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等より充電器を受電することにより直流電源を確保し，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することにより発電用原子炉を冷却する。
代替交流電源設備等を用いて給電できない場合は，可搬型直流電源設備により直流電源を確保し，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することにより発電用原子炉を冷却する。
代替交流電源設備，可搬型直流電源設備等への燃料補給及び復水貯蔵槽への補給をすることにより，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させる。

現場での弁の手動操作による留意事項

原子炉隔離時冷却系の起動時の現場で弁の手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動する場合は，発生する排水により原子炉隔離時冷却系ポンプ本体が水没する前に排水処理を実施する。

1.0-57

現場での弁の手動操作による環境条件

原子炉隔離時冷却系の起動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を考慮し，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の起動時のみとし，その後速やかに退室する。防護具を確実に装着することにより本操作が可能である。

作業性配慮すべき事項

高圧代替注水系又は原子炉隔離時冷却系の現場操作による起動操作は，通常の弁操作である。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。

電源確保

全交流動力電源喪失時は，代替交流電源設備等を用いてほう酸水注入系へ給
電する。

燃料補給

配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料補給と同様である。

1.0-58

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（3/19）

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
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，手動操作による減圧及び減圧の自動化により原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧方針目的する手順等を整備する。
また，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手順等を整備する。
さらに，インターフェイスシステム LOCA 発生時において，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手順等を整備する。

より発電用原子炉の減圧ができない場合は，中央制御室からの手動操作により逃がし安全弁を開操作し，発電用原子炉を減圧する。

設計基準事故対処設備である逃がし安全弁の自動減圧機能が故障等に対応手段等

減圧の自動化

フロントライン系故障時手動操作による減圧

設計基準事故対処設備である逃がし安全弁の自動減圧機能が故障等により発電用原子炉の減圧ができない場合は，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）の自動作動を確認し，発電用原子炉を減圧する。

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サポート系故障時

常設直流電源系統喪失時の減圧喪失し，発電用原子炉の減圧ができない場合は，以下の手段により直流電源を確保し，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。
・常設代替直流電源設備により直流電源を確保する。その後，常設代
替直流電源設備の AM 用蓄電池の枯渇を防止するため，可搬型直流電
源設備により直流電源を継続的に供給する。
・逃がし安全弁の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続して直流電源を確保する。

1.0-59

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
高圧窒素ガス供給系

サポート系故障時による窒素ガス確保

供給圧力が喪失した場合は，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供給源を高圧窒素ガス供給系に切り替えることで逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスを確保し，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。
高圧窒素ガス供給系からの供給期間中において，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，予備の窒素ガスボンベに切り替える。

代替電源設備を用いた逃がし安全弁の復旧

全交流動力電源又は常設直流電源の喪失により逃がし安全弁が作動せず発電用原子炉の減圧ができない場合は，以下の手段により直流電源を確保し，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。
・可搬型直流電源設備等により直流電源を確保する。
・代替交流電源設備等により充電器を受電することで直流電源を確保

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止

対応手段等

する。
炉心損傷時，原子炉圧力容器への注水手段がない場合は，原子炉圧力容器が高圧の状態で破損した場合に溶融物が放出され，原子炉格納容器
内の雰囲気が直接加熱されること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。

インターフェイスシステム LOCA が発生した場合は，発電用原子炉を手止するため，漏えい箇所を隔離する。

インターフェイス

システムＬＯＣＡ発生時

動停止するとともに，原子炉格納容器外への原子炉冷却材の漏えいを停

漏えい箇所を隔離できない場合は，原子炉格納容器外への原子炉冷却材の漏えいを抑制するため，逃がし安全弁等により発電用原子炉を減圧し，漏えい箇所を隔離する。
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は，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。
フロントライン系故障時配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

設計基準事故対処設備である逃がし安全弁の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は，低圧注水系，低圧代替注水系等による原子炉圧力容器への注水準備が完了していることを確認し，逃がし
安全弁等により発電用原子炉を減圧する。
なお，残留熱除去系が運転している場合は，原子炉水位低(L-1)が 10分継続した段階で代替自動減圧機能が自動作動することを確認し，これにより発電用原子炉を減圧する。

1.0-60常設直流電源系統の喪失により逃がし安全弁が作動しない場合は，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
重大事故等時の対応手段の選択を作動させて発電用原子炉を減圧する。
常設直流電源の喪失により逃がし安全弁が作動しない場合は，可搬型
サポート系故障時

直流電源設備等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。
常設直流電源喪失の原因が全交流動力電源喪失の場合は，代替交流電源設備等により充電器を受電することで直流電源を確保し，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。
逃がし安全弁作動窒素ガスの喪失により逃がし安全弁が作動しない場
合は，高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベにより逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスを確保し，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。

代替自動減圧機能による

の留意事項

背圧対策

逃がし安全弁のＬＯＣＡ時の溢水の影響

インターフェイスシステム

ＬＯＣＡの検知

インターフェイスシステム

配慮すべき事項

発電用原子炉の自動減圧時「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，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。

逃がし安全弁は，想定される重大事故等時における原子炉格納容器内の環境条件においても確実に作動できるよう，あらかじめ逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス圧力を設定する。

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，溢水の影響がないようにする。

インターフェイスシステム LOCA の発生は，原子炉格納容器内外のパラメータ等により判断する。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，漏えい箇所の特定は，床漏えい検出器，監視カメラ及び火災報知器により行う。

1.0-61

インターフェイスシステム LOCA 発生時において，現場で漏えい箇所を作業性

環境を考慮して，現場環境(温度･湿度･圧力) が改善された状態で行い，事故環境下においても作業できるよう防護具を確実に装着する。

燃料補給

配慮すべき事項

隔離する場合は，隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートの配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料補給と同様である。

1.0-62

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（4/19）

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
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
方針目的

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，低圧代替注水系により発電用原子炉を冷却する手順等を整備する。
また，炉心が溶融し，原子炉圧力容器の破損に至った場合で，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存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，低圧代替注水系により残存
溶融炉心を冷却する手順等を整備する。
重大事故等対処設備（設計基準拡張）

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード又は原子炉停止時冷却モード）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。

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）の低圧代替注水系による発電用原子炉の冷却より原子炉圧力容器へ注水し，発電用原子炉を冷却する。
・復水貯蔵槽を水源として，低圧代替注水系（常設）により注水する。
・低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水できない
場合は，代替淡水源を水源として，低圧代替注水系（可搬型）等により注水する。
なお，低圧代替注水系（可搬型）による注水は，海を水源として原子炉運転中の場合

対応手段等

フロントライン系故障時

故障等により発電用原子炉の冷却ができない場合は，以下の手段に利用できる。
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）が常設代替交流電源設備によるサポート系故障時

残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧

全交流動力電源喪失等により使用できない場合は，低圧代替注水系による発電用原子炉の冷却に加え，常設代替交流電源設備等を用いて非常用所内電気設備へ給電することにより残留熱除去系（低圧注水モード）を復旧し，サプレッション・チェンバを水源として，原
子炉圧力容器へ注水し，発電用原子炉を冷却する。
また，常設代替交流電源設備等へ燃料を補給し，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）を運転継続する。
発電用原子炉の停止後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）に移行し，長期的に発電用原子炉を除熱する。

1.0-63

るものの，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存した場合は，以下の手段により原子炉圧力容器へ注水し，残存溶融炉心を冷却する。
低圧代替注水系による残存溶融炉心の冷却

原子炉運転中の場合

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

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す

・復水貯蔵槽を水源として，低圧代替注水系（常設）により注水する。
・低圧代替注水系（常設）により残存溶融炉心の冷却ができない
場合は，代替淡水源を水源として，低圧代替注水系（可搬型）等により注水する。
なお，低圧代替注水系（可搬型）による注水は，海を水源として利用できる。

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）の故障等により発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合は，低圧代替注水系による発電用原子炉の冷却対応手段等

フロントライン系故障時

以下の手段により原子炉圧力容器へ注水し，発電用原子炉を冷却する。
・復水貯蔵槽を水源として，低圧代替注水系（常設）により注水する。
・低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水できない
場合は，代替淡水源を水源として，低圧代替注水系（可搬型）

原子炉停止中の場合

等により注水する。
なお，低圧代替注水系（可搬型）による注水は，海を水源として

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）が全交流動力電源喪失等により使用できない場合は，低圧代常設代替交流電源設備によるサポート系故障時

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧利用できる。

替注水系による発電用原子炉の冷却に加え，常設代替交流電源設備
等を用いて非常用所内電気設備へ給電することにより残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を復旧し，発電用原子炉の除熱を実施する。
また，常設代替交流電源設備等へ燃料を補給し，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）を運転継続する。

1.0-64

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）の故障等により発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合において，低圧代替注水系（常設）に異常がなく，交流電源及び水源（復水貯蔵
フロントライン系故障時

槽）が確保されている場合は，低圧代替注水系（常設）により発電用原子炉を冷却する。
低圧代替注水系（常設）により発電用原子炉の冷却ができない場
合において，低圧代替注水系（可搬型）に異常がなく，燃料及び水源（代替淡水源）が確保されている場合は，低圧代替注水系（可搬型）により発電用原子炉を冷却する。
なお，低圧代替注水系等により発電用原子炉を冷却する場合は，
中央制御室から弁の操作が可能であって注水流量が多い配管から選択する。また，中央制御室から弁の操作ができない場合は，現場で弁の手動操作を実施する。

場合において，原子炉補機冷却系の運転ができる場合は，残留熱除サポート系故障時

原子炉運転中の場合配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

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

去系(低圧注水モード)により発電用原子炉を冷却する。原子炉補機
冷却系の運転ができない場合は，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)により発電用原子炉を冷却する。
代替原子炉補機冷却系の設置による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧に時間を要するため，低圧代替注水系等による発電用原
子炉の冷却を並行して実施する。その際の優先順位は，フロントラ
イン系故障時の優先順位と同様である。
溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存した場合において，低圧代替

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

注水系（常設）に異常がなく，交流電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合は，低圧代替注水系（常設）により残存溶融炉
心を冷却する。
低圧代替注水系（常設）により残存溶融炉心の冷却ができない場
合において，低圧代替注水系（可搬型）に異常がなく，燃料及び水源（代替淡水源）が確保されている場合は，低圧代替注水系（可搬型）により残存溶融炉心を冷却する。
なお，低圧代替注水系等により発電用原子炉を冷却する場合は，注水流量が多い配管から選択する。

1.0-65

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）の故障等により発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合において，低圧代替注水系（常設）に異常がなく，交流電源及び水源

原子炉停止中の場合

重大事故等時の対応手段の選択

フロントライン系故障時（復水貯蔵槽）が確保されている場合は，低圧代替注水系（常設）により発電用原子炉を冷却する。
低圧代替注水系（常設）により発電用原子炉の冷却ができない場
合において，低圧代替注水系（可搬型）に異常がなく，燃料及び水源（代替淡水源）が確保されている場合は，低圧代替注水系（可搬型）により発電用原子炉を冷却する。
なお，低圧代替注水等により発電用原子炉を冷却する場合は，中央制御室から弁の操作が可能であって注水流量が多い配管から選択する。また，中央制御室から弁の操作ができない場合は，現場で弁の手動操作を実施する。
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
場合において，原子炉補機冷却系の運転ができる場合は，残留熱除配慮すべき事項

サポート系故障時

去系(原子炉停止時冷却モード)により発電用原子炉を除熱する。原子炉補機冷却系の運転ができない場合は，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を除熱する。
代替原子炉補機冷却系の設置による残留熱除去系（原子炉停止時
冷却モード）の復旧に時間を要するため，低圧代替注水系等による発電用原子炉の冷却を並行して実施する。その際の優先順位は，フロントライン系故障時の優先順位と同様である。

残存溶融炉心の冷却における留意事項

低圧代替注水系等により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。

作業性

低圧代替注水系（可搬型）で使用する可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）のホースの接続は，汎用の結合金具を使用し，容易に操作できるよう十分な作業スペースを確保する。

電源確保 燃料補給

全交流動力電源喪失時は，代替交流電源設備等を用いて低圧代替
注水系等による注水に必要な設備へ給電する。
配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料補給と同様である。

1.0-66

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（5/19）

1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等
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
方針目的て，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、格納容器圧力逃がし装置又は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，代替原子炉補機冷却系による除熱により最終ヒートシンクへ熱を輸（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

送する手順等を整備する。
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又は格納容器スプレイ冷
却モード）及び原子炉補機冷却系が健全であれば，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。

による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

フロントライン系故障時

対応手段等

格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレッション・チェン
バ・プール水冷却モード，格納容器スプレイ冷却モード又は原子炉停止時
冷却モード）の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，以下の手段により原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送する。
・格納容器圧力逃がし装置により輸送する。
・格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合は，耐圧強化ベント系により輸送する。
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（空気作動弁，電動弁）の駆動源や制御電源が喪失した場合は，隔離弁を遠隔で手動操作することにより原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送する。

による除熱

代替原子炉補機冷却系

サポート系故障時

設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系の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，残留熱除去系等により，発生した熱を最終的な熱の逃がし場
である海へ輸送する。

1.0-67

設計基準事故対処設備である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り原子炉格納容器内の除熱を実施する。
フロントライン系故障時

重大事故等時の対応手段の選択

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の実施にあたり，弁の駆動電源及び空気源がない場合は，現場で手動操作を行う。
なお，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系により格納容器ベントを実施する場合は，スクラビング効果が期待できるサプレッション・
チェンバを経由する経路を第一優先とする。
サプレッション・チェンバ側のベントラインが水没等の理由で使用でき

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を遠隔で手動操作業性配慮すべき事項

ない場合は，ドライウェルを経由する経路を第二優先とする。

作する場合は，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であり，原子炉建屋内の原子炉区域外で実施する。
代替原子炉補機冷却系により補機冷却水を確保するために使用する各種ホースの接続は，一般的に使用される工具を用い，容易に操作できるよう十分な作業スペースを確保する。
全交流動力電源が喪失した場合は，代替交流電源設備等を用いて格納容

電源確保

器ベントを実施するために必要な電動弁へ給電する。電源が確保できない
場合は，現場において手動で系統構成を行う。
全交流動力電源が喪失した場合は，常設代替交流電源設備等を用いて残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード，格納容器
スプレイ冷却モード又は原子炉停止時冷却モード）へ給電する。

燃料補給

配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料補給と同様である。

1.0-68

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（6/19）

1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等
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，炉心方針目的の著しい損傷を防止するため，代替格納容器スプレイ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順等を整備する。
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，代替格納容器スプレイ系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（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

下させる手順等を整備する。
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，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。

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）の故障等により原子炉格納容器内の冷却ができない
代替格納容器スプレイ冷却系

炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。
・復水貯蔵槽を水源として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によりスプレイする。
・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
内へスプレイできない場合は，代替淡水源を水源として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）等によりスプレイする。
なお，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，海を水源として利用できる。
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

常設代替交流電源設備による残留熱除去系

ンバ・プール水冷却モード）の復旧

サポート系故障時（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェ

炉心損傷前

対応手段等

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場合は，以下の手段により原子炉格納容器内へスプレイし，原子冷却モード）が全交流動力電源喪失等により使用できない場合
は，代替格納容器スプレイ冷却系による原子炉格納容器内の冷却に加え，常設代替交流電源設備等を用いて非常用所内電気設備へ給電することにより残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）を復旧し，サプレッション・チェンバを水源として原子炉格
納容器内へスプレイする。
また，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が全交流動力電源喪失等により使用できない場合は，常設代替交流電源設備等を用いて非常用所内電気設備へ給電すること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）を復旧し，サプレッション・チェンバ・プール水を除熱する。

1.0-69常設代替交流電源設備による残留熱除去系

チェンバ・プール水冷却モード）の復旧

サポート系故障時

炉心損傷前（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・

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）の復旧に時間を要する場合
は，代替格納容器スプレイ冷却系等により原子炉格納容器内へのスプレイを並行して実施する。

対応手段等

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）の故障等により原子炉格納容器内の冷却ができない
場合は，以下の手段により原子炉格納容器内へスプレイし，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代替格納容器スプレイ系

による原子炉格納容器内の冷却

炉心損傷後

フロントライン系故障時る。
・復水貯蔵槽を水源として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によりスプレイする。
・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
内へスプレイできない場合は，代替淡水源を水源として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）等によりスプレイする。
なお，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，海を水源として利用できる。
また，原子炉圧力容器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の上昇を抑制し，逃がし安全弁の環境条件を緩和する。

1.0-70サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧

サポート系故障時

炉心損傷後

対応手段等

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及び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）が全交流動力電源喪失等により使用できない場合
は，代替格納容器スプレイ冷却系による原子炉格納容器内の冷却に加え，常設代替交流電源設備等を用いて非常用所内電気設備へ給電することにより残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）を復旧し，サプレッション・チェンバを水源として原子炉格
納容器内へスプレイする。
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレッション・
チェンバ・プール水冷却モード）が全交流動力電源喪失等により使用できない場合は，常設代替交流電源設備等を用いて非常用所
内電気設備へ給電すること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）を復旧し，サプレッショ
ン・チェンバ・プール水を除熱する。
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）の復旧に時間を要する場合
は，代替格納容器スプレイ冷却系等により原子炉格納容器内へのスプレイを並行して実施する。

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）の故障等により原子炉格納容器内の冷却ができない
場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に異常がな
く，交流電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合は，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をフロントライン系故障時配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

冷却する。
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の冷却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）に異常がなく，燃料及び水源（代替淡水源）が確保されている場合は，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を冷却する。
代替格納容器スプレイ冷却系により原子炉格納容器内の冷却を実施する場合は，以下の優先順位でスプレイを実施する。
・原子炉圧力容器破損前
1.サプレッション・チェンバ内にスプレイ
2.ドライウェル内にスプレイ
・原子炉圧力容器破損後
1.ドライウェル内にスプレイ
2.サプレッション・チェンバ内にスプレイ

1.0-71

作業性

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）で使用する可搬型代替
注水ポンプ（A－2 級）のホースの接続は，汎用の結合金具を使用

電源確保

配慮すべき事項

し，容易に操作できるよう十分な作業スペースを確保する。
全交流動力電源喪失時は，代替交流電源設備等を用いて代替格
納容器スプレイ冷却系等による原子炉格納容器内の冷却に必要な設備へ給電する。
燃料補給

配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料補給と同様である。

1.0-72

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（7/19）

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
方針目的

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及び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
手順等を整備する。
格納容器圧力逃がし装置によるの圧力を 620kPa[gage]以下に抑制する見込みがない場合，又は原子炉建屋オ
ペレーティングフロアの天井付近の水素濃度が 2.2vol%に到達した場合は，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。
格納容器圧力逃がし装置の隔離弁（空気作動弁，電動弁）の駆動源や制御電源が喪失した場合は，隔離弁を遠隔で手動操作することにより原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。
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

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対応手段等

原子炉格納容器内の減圧及び除熱

残留熱除去系の復旧又は代替循環冷却系の運転によって原子炉格納容器内

容器内の圧力及び温度を低下させる。

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。

配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

原子炉圧力容器の破損を判断した後は，代替循環冷却系により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原子炉格納容器内の減圧及び除熱を行う。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの実施にあたり，弁の駆動
電源及び空気源がない場合は，現場で手動操作を行う。
なお，格納容器圧力逃がし装置により格納容器ベントを実施する場合は，
スクラビング効果が期待できるサプレッション・チェンバを経由する経路を第一優先とする。
サプレッション・チェンバ側のベントラインが水没等の理由で使用できな
い場合は，ドライウェルを経由する経路を第二優先とする。

1.0-73

格納容器圧力逃がし装置のの防止

原子炉格納容器の負圧破損

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）であらかじめ置換しておく。

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実施する場合は，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。

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するため，中央制御室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。
放射線防護

配慮すべき事項

格納容器ベント時の留意事項

系統内の不活性ガスによる置換

格納容器圧力逃がし装置により格納容器ベントを実施中に，排気中に含ま現場運転員の放射線防護を考慮して，遠隔手動弁を操作するエリアを原子
炉建屋内の原子炉区域外に設置する。
作業員の放射線防護を考慮して，フィルタ装置，よう素フィルタの周囲及び配管等の周辺に遮蔽体を設ける。
また，格納容器ベント操作後の汚染の可能性を考慮して，防護具を装備し作業を行う。

電源確保

全交流動力電源が喪失した場合は，代替交流電源設備等を用いて格納容器
ベントに必要な電動弁へ給電する。電源が確保できない場合は，現場において手動で系統構成を行う。

放射線防護後の流量調整等の操作は，中央制御室で実施する。
なお，代替循環冷却系の運転後，長期にわた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により系統水を入れ替えることでフラッシングを実施する。

電源確保

代替循環冷却時の留意事項

現場での系統構成は，運転開始前に行い，代替循環冷却系の起動及びその全交流動力電源が喪失した場合は，代替交流電源設備等を用いて代替循環
冷却系へ給電する。

1.0-74

要な工具はなく通常の弁操作と同様であり，原子炉建屋内の原子炉区域外で
実施する。

燃料補給

配慮すべき事項

作業性

格納容器圧力逃がし装置の隔離弁を遠隔で手動操作する場合は，操作に必配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料補給と同様である。

1.0-75

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（8/19）

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
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
方針目的

器下部注水系により原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冷却することにより，溶融炉
心・コンクリート相互作用（MCCI）を抑制し，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手順等を整備する。
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手順等を整備する。

融炉心を冷却するため，以下の手段により原子炉格納容器下部へ注水する。
格納容器下部注水系

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却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は，原子炉格納容器の下部に落下した溶・復水貯蔵槽を水源として，格納容器下部注水系（常設）により注水する。
・格納容器下部注水系（常設）により注水できない場合は，代替淡水源を水源として，格納容器下部注水系（可搬型）等により注水する。
なお，格納容器下部注水系（可搬型）による注水は，海を水源として利用できる。

落下を遅延又は防止するため，以下の手段により原子炉圧力容器へ注水す
原子炉圧力容器への注水る。原子炉圧力容器へ注水する場合は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へほう酸水の注入を並行して実施する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，復水貯蔵槽を水源として，高圧代替注水系により注水する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合は，復水貯蔵槽を水源として，低圧代替注水系（常設）により注水する。
・低圧代替注水系（常設）により注水できない場合は，代替淡水源を水源として，低圧代替注水系（可搬型）により注水する。
なお，低圧代替注水系（可搬型）による注水は，海を水源として利用できる。

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却配慮すべき事項

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止 重大事故等時の対応手段の選択

対応手段等

炉心の著しい損傷が発生した場合は，溶融炉心の原子炉格納容器下部への格納容器下部注水系（常設）に異常がなく，交流電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合は，格納容器下部注水系（常設）により原子炉格
納容器下部へ注水する。
格納容器下部注水系（常設）により原子炉格納容器下部へ注水できない状況において，格納容器下部注水系（可搬型）に異常がなく，燃料及び水源（代替淡水源）が確保されている場合は，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。

1.0-76

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，高圧代替注水系に異常がなく，直流電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合は，高圧溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止

配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

代替注水系により原子炉圧力容器へ注水する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，低圧代替注水系（常設）に異常がなく，交流電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合
は，低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水する。
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状況において，低圧代替注水系（可搬型）に異常がなく，燃料及び水源（代替淡水源）が確保されている場合は，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。
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している状況において，損傷炉心を冷却できないと判断した場合
は，原子炉格納容器下部への注水を開始する。

作業性

格納容器下部注水系（可搬型）及び低圧代替注水系（可搬型）で使用する
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）のホースの接続は，汎用の結合金具を使用し，容易に操作できるよう十分な作業スペースを確保する。

電源確保

全交流動力電源喪失時は，代替交流電源設備等を用いて格納容器下部注水系及び低圧代替注水系による注水に必要な設備へ給電する。

燃料補給

配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料補給と同様である。

1.0-77

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（9/19）

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
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方針目的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に必要な原子炉格納容器内の不活性化，格納容器圧力逃がし装置又は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，及び原
子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視を行う手順等を整備する。
原子炉格納容器内の不活性化

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，原子炉運転中における原子炉格納容器内の雰囲気は，不活性ガス（窒素ガス）で置換することにより不活性化した状態とする。

格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系による対応手段

原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出

原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを以下の手段により大気に排出し，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する。
・格納容器圧力逃がし装置により排出する。
・格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合は，耐圧強化ベント系により排出する。

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

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格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度，格納容器内酸素濃度を用いて測定し，監視する。
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)を用いて測定し，監視する。

1.0-78

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
重大事故等時の対応手段の選択る。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。
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場合は，スクラビング効果が期待できるサプレッション・チェンバを経由する経路を第一優先とする。サプレッション・チェンバ側のベントラインが水没等の理由で使用できない場合は，ドライウェルを経由する
経路を第二優先とする。
耐圧強化ベント系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場合は，スクラビング効果が期待できるサプレッション・チェン
バを経由する経路のみを使用する。
格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系を使用する場合は，フィルタ装
置水素濃度にて水素濃度を監視する。また，格納容器圧力逃がし装置を使用する
場合は，フィルタ装置出口放射線モニタの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にて原子炉格納容器内の水素ガス

及び酸素ガスの排出時の留意事項

配慮すべき事項

放射性物質濃度を推定し監視する。耐圧強化ベント系を使用する場合は，耐圧強化ベント系放射線モニタの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にて放射性物質濃度を推定し監視する。
格納容器圧力逃がし装置又は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，中央制御室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。
現場運転員の放射線防護を考慮して，遠隔手動弁を操作するエリアを原子炉建
屋内の原子炉区域外に設置する。
作業員の放射線防護を考慮して，フィルタ装置，よう素フィルタの周囲及び配管等の周辺に遮蔽体を設ける。
また，格納容器ベント操作後の汚染の可能性を考慮して，防護具を装備して作業を行う。
耐圧強化ベント系を使用する場合は，原子炉格納容器内の圧力が規定値以下であることを確認する。
作業性

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を遠隔で手動操作する
場合は，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であり，原子炉建屋内の原
子炉区域外で実施する。

電源確保

全交流動力電源が喪失した場合は，代替交流電源設備等を用いて原子炉格納容
器内の水素ガス及び酸素ガスの排出に必要な電動弁，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度へ給電する。

1.0-79

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（10/19）

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
方針目的

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め，静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制及び原子炉建屋内の水素濃度監視を行う手順等を整備する。

水素濃度抑制対応手段

静的触媒式水素再結合器による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は，静的触媒式水素再結合器動作監視装置を用いて原子炉建屋内の水素濃度上昇を抑制するために設置している静的触媒式水素再結合器の作動状態を監視する。
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，静的触媒式水素再結合器動作監視装置を用いて監視する。

水素濃度監視原子炉建屋内の原子炉格納容器内で発生し原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした水素濃度を監視するため，原子炉建屋水素濃度を用いて原子炉建屋内の水素濃度を監視する。
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，原子炉建屋内水素濃度を用いて監視する。

配慮すべき事項

非常用ガス処理系の停止

非常用ガス処理系の系統内での水素爆発を回避させるため，原子炉建屋内の水素濃度の上昇を確認した場合は，非常用ガス処理系を手動操作により停止する。

1.0-80

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（11/19）

1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等
使用済燃料貯蔵槽（以下「使用済燃料プール」という。）の冷却機能又は注水機能が喪失
し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料（以下「使用済燃料プ
方針目的

ール内の燃料体等」という。）を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するため，燃料プール代替注水，漏えい抑制，使用済燃料プールの監視を行う手順等を整備する。
また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するため，使用済燃料プールへのスプレイ，
大気への拡散抑制，使用済燃料プールの監視を行う手順等を整備する。

燃料プール代替注水る使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合，残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失した場合，又は使用済燃料プール水の小規模な水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合は，代替
淡水源を水源として，燃料プール代替注水系により常設スプレイヘッダ又は可搬型スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水する。
なお，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水は，海を水源として利用できる。
使用済燃料プールに接続する配管の破断等により，使用済燃料プールディ

漏えい抑制

対応手段

使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失時又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時

残留熱除去系（燃料プール冷却モード）及び燃料プール冷却浄化系の有すフューザ配管からサイフォン現象により使用済燃料プール水の漏えいが発生した場合は，ディフューザ配管上部に設けたサイフォンブレーク孔により漏えいが停止したことを確認する。
さらに，現場で手動弁により隔離操作を実施する。

位が異常に低下した場合は，代替淡水源を水源として，燃料プール代替注水
系により常設スプレイヘッダ又は可搬型スプレイヘッダから使用済燃料プー
ル内の燃料体等に直接スプレイする。
なお，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへのスプレイは，海を水源として利用できる。

大気への放射性物質の拡散抑制

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時

燃料プールスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等による使用済燃料プールの水位の異常な低下により使用済燃料プール内の燃料体等が著しい損傷に至った
場合は，原子炉建屋放水設備により海水を原子炉建屋へ放水する。
本対応手段は，「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」の大気への放射性物質の拡散抑制と同様である。

1.0-81

料プール水の漏えいが発生した場合は，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プー
ル放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメ
ラにより使用済燃料プールの状態を監視する。
なお，使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，耐環境性向上のため冷気を供給することで冷却する。
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ(高レンジ・低レンジ)等の機能が喪失している場合は，あらかじめ評価した水位／放射線量の関係により使用済燃料プールの空間線量率を推定する。
全交流動力電源又は直流電源が喪失した状況において使用済燃料プールの代替電源による給電

対応手段

重大事故等時の使用済燃料プールの監視

使用済燃料プールの監視設備による
使用済燃料プールの状態監視

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失した場合，又は使用済燃

状態を監視するため，所内蓄電式直流電源設備及び可搬型直流電源設備から
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）へ給電する。
さらに，代替交流電源設備等から使用済燃料貯蔵プール監視カメラへ給電する。

燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱

重大事故等時における使用済燃料プールの除熱

燃料プール冷却浄化系が全交流動力電源喪失により起動できない場合は，常設代替交流電源設備等を用いて非常用所内電気設備へ給電することにより燃料プール冷却浄化系の電源を確保し，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することで使用済燃料プールを除熱する。

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失した場合，又は使用済燃料プールの水位が低下した場合は，その程度によらず，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）及び配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択（A－2 級）により使用済燃料プールへ注水又はスプレイが可能となるよう準備し，可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）を優先して使用する。
また，可搬型代替注水ポンプにより使用済燃料プールへ注水又はスプレイする場合
は，常設スプレイヘッダを優先して使用し，常設スプレイヘッダが使用できない場合
は，可搬型スプレイヘッダを使用する。
全交流動力電源の喪失により燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱機能が喪失した場合は，常設代替交流電源設備等を用いて燃料プール冷却浄化系の電源を確保し，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するとともに燃料プール代替注水により水源を確保し，燃料プール冷却浄化系により使用済
燃料プールを除熱する。

1.0-82

燃料プール代替注水系で使用する可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）及び（A－2
作業性級）のホースの接続は，汎用の結合金具を使用し，容易に操作できるよう十分な作業配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料補給と同様であ
燃料補給

配慮すべき事項

スペースを確保する。

る。

1.0-83

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（12/19）

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
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷
方針目的に至った場合において，大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制により発電所外への放射性物質の拡散を抑制する手順等を整備する。
また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合において，
航空機燃料火災への泡消火により火災に対応する手順等を整備する。

大気への放射性物質の拡散抑制への注水が確認できない場合，使用済燃料プール水位が低下した場合においてあらゆる注水手段を講じても水位低下が継続する場合，又は大型航空機の衝突等，
原子炉建屋で大きな損傷を確認した場合は，海を水源として，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲により放水準備を開始する。その後，原子炉格
納容器の破損のおそれがある場合，原子炉格納容器からの異常な漏えいにより格
納容器圧力逃がし装置で原子炉格納容器の減圧及び除熱をしているものの，原子炉建屋トップベントを開放する場合，使用済燃料プールへのスプレイが出来ない
場合，又は，プラントの異常によりモニタリング・ポストの指示がオーダーレベ
ルで上昇した場合は，原子炉建屋に海水を放水する。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲により原子炉建屋へ海水を海洋への放射性物質の拡散抑制

対応手段等

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷

炉心損傷を判断した場合においてあらゆる注水手段を講じても原子炉圧力容器

放水する場合は，放射性物質を含む汚染水が発生するため，以下の手段により海洋への放射性物質の拡散を抑制する。
・防潮堤内側の合計 6 箇所に放射性物質吸着材を設置する。設置にあたっては，放水した汚染水が流れ込む 6 号及び 7 号炉近傍の構内雨水排水路の集水桝 2 箇所を優先する。
・小型船舶（汚濁防止膜設置用）を用いて取水口 3 箇所，放水口 1 箇所の合計 4 箇所に汚濁防止膜を設置する。設置にあたっては，放水した汚染水が海洋に流れ込むルートにある放水口 1 箇所を優先する。

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合は，
航空機燃料火災への泡消火

海を水源として，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置により，泡消火を実施する。

1.0-84

放水砲による放水は，噴射ノズルを調整することで放水形状を直線状又は噴霧状に調整でき，放水形状は，直線状とするとより遠くまで放水できるが，噴霧状
操作性とすると直線状よりも放射性物質の拡散抑制効果が期待できることから，なるべ
く噴霧状を使用する。
放水砲は風向き等の天候状況及びアクセス状況に応じて，最も効果的な方角か

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲の準備にあたり，プラント
作業性配慮すべき事項

ら原子炉建屋の破損口等，放射性物質の放出箇所に向けて放水する。

状況や周辺の現場状況，ホースの敷設時間等を考慮し，複数あるホース敷設ルー
トから作業時間が短くなるよう適切なルートを選択する。
ホース等の取り付けは，速やかに作業ができるように大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の保管場所に使用工具及びホースを配備する。

燃料補給

配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料補給と同様である。

1.0-85

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（13/19）

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等
設計基準事故の収束に必要な水源であるサプレッション・チェンバ及び復水貯蔵槽とは別に，重大事故等の収束に必要となる水源として，ほう酸水注入系貯蔵タンク等を確保する。さ方針目的

らに，代替淡水源として防火水槽及び淡水貯水池を確保するとともに，海を水源として確保する。
設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するため，復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ，防火水槽，淡水貯水池，海及びほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした対応手段，並びに復水貯蔵槽，防火水槽等への水の補給について手順等を整備する。
サプレッション・チェンバを水源として利用できない場合は，復水貯蔵槽
を水源として，以下の手段により対応する。
・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及び高対応手段等

水源を利用した対応手順

復水貯蔵槽を水源とした対応手段

圧炉心注水系により原子炉圧力容器へ注水する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時において，原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心注水系の故障等により発電用原子炉の冷却ができない場合
は，高圧代替注水系により原子炉圧力容器へ注水する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時において，残留熱除去系（低圧注水モード）の故障等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）により原子炉圧力容器へ注水する。
・残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)の故障等により原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，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へスプレイする。
・原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冷却するため，格納容器下部注水系（常設）により原子炉格納容器下部へ注水する。
復水貯蔵槽を水源として利用できない場合は，サプレッション・チェンバ

サプレッション・チェンバを水源とした対応手段

を水源として，以下の手段により対応する。
・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，高圧
炉心注水系及び残留熱除去系（低圧注水モード）により原子炉圧力容器へ注水する。
・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
プレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード)により原子炉格納容器内を除熱する。
・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圧
力容器及び原子炉格納容器内を除熱する。

1.0-86

復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバを水源として利用できない場合
は，防火水槽を水源として，以下の手段により対応する。
防火水槽を水源とした対応手段

・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。
・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。
・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。
・燃料プール代替注水系により使用済燃料プールへ注水及びスプレイする。
なお，防火水槽に淡水を補給できない場合は，海水を補給するか，海を水源として利用する。
格納容器圧力逃がし装置を使用した時にフィルタ装置へ水の補給が必要な場合は，防火水槽を水源として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により補給する。

淡水貯水池を水源とした対応手段

対応手段等

水源を利用した対応手順

復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ及び防火水槽を水源として利用できない場合は，淡水貯水池を水源として，以下の手段により対応する。
・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。
・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。
・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。
・燃料プール代替注水系により使用済燃料プールへ注水及びスプレイする。
格納容器圧力逃がし装置を使用した時にフィルタ装置へ水を補給する際に防火水槽を水源として利用できない場合は，淡水貯水池を水源として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により補給する。
復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ，防火水槽及び淡水貯水池を水源
海を水源とした対応手段として利用できない場合は，海を水源として，以下の手順により対応する。
・大容量送水車（海水取水用）及び低圧代替注水系（可搬型）により原子
炉圧力容器へ注水する。
・大容量送水車（海水取水用）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へスプレイする。
・大容量送水車（海水取水用）及び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。
・大容量送水車（海水取水用）及び燃料プール代替注水系により使用済燃料プールへ注水及びスプレイする。

1.0-87

原子炉補機冷却系の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，代替原子炉補機冷却系を使用し，残留熱除去系等の機器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送する。
本対応手段は，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」の代替原子炉補機冷却系による除熱と同様である。
炉心損傷を判断した場合においてあらゆる注水手段を講じても原子炉圧力水源を利用した対応手順

海を水源とした対応手段

容器への注水が確認できない場合，使用済燃料プール水位が低下した場合においてあらゆる注水手段を講じても水位低下が継続する場合，又は大型航空機の衝突等，原子炉建屋で大きな損傷を確認した場合は，海を水源として，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲により放水する。
本対応手段は，「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」の大気への放射性物質の拡散抑制と同様である。
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合
は，海を水源として，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置により泡消火を実施する。

対応手段等

本対応手段は，「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」の航空機燃料火災への泡消火と同様である。

容器下部への落下遅延・防止が必要となる場合は，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源として，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。

水源として復水貯蔵槽を利用する場合は，防火水槽及び淡水貯水池の水を可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）により復水貯蔵槽へ補給する。
また，海水を利用する場合は，防火水槽に補給した海水，大容量送水車（海水取水用）から送水された海水を可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）により復水貯蔵槽へ補給する。

防火水槽への補給

水源へ水を補給するための対応手段

ほう酸水注入系貯蔵タンクを
復水貯蔵槽への補給水源とした対応手段

ATWS が発生した場合，又は重大事故等の進展抑制や溶融炉心の原子炉格納水源として防火水槽を利用する場合は，淡水貯水池の淡水を防火水槽へ補給する。
また，枯渇等により淡水の補給が継続できない場合は，海水を大容量送水車（海水取水用）により防火水槽へ補給する。

1.0-88切替え性配慮すべき事項

送水ルートの選択

水源から接続口までの距離により可搬型代替注水ポンプの必要台数及び設置場所，
ホースの必要本数を選定し，水源と接続口の距離が最短となる組み合わせを優先して選択する。

可搬型代替注水ポンプ（A－1 級及び A－2 級）の水源は，防火水槽（淡水）を優先する。淡水の供給が継続できないおそれがある場合は，海水の供給に切り替えるが，防火水槽を経由することにより，供給を継続しながら淡水から海水への切替えが可能
である。

作業性

配慮すべき事項

成立性

海水取水時には，ホース先端にストレーナを取り付け，海面より低く着底しない位
置に取水部分を固定することにより，ホースへの異物の混入を防止する。

復水貯蔵槽への補給，可搬型代替注水ポンプによる送水で使用する可搬型代替注水ポンプ（A－1 級）及び（A－2 級）のホースの接続は，汎用の結合金具を使用し，容易に操作できるよう十分な作業スペースを確保する。

1.0-89

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（14/19）

1.14 電源の確保に関する手順等
電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において，炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中における発方針目的

電用原子炉内の燃料体の著しい損傷を防止するため，代替交流電源設備，号炉間電力融通設
備，所内蓄電式直流電源設備，可搬型直流電源設備及び代替所内電気設備により必要な電力を確保する手順等を整備する。
また，重大事故等の対処に必要な設備を継続運転させるため，燃料補給設備により給油する手順等を整備する。
重大事故等対処設備（設計基準拡張）

設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備並びに非常用直流電
源設備 C 系及び D 系が健全であれば，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。

設備又は代替所内電気設備へ給電する。
・常設代替交流電源設備を用いて給電する。
・常設代替交流電源設備等を用いて給電できず，号炉間電力融通により給電できない場合は，可搬型代替交流電源設備等を用いて給電す
る。

対応手段等

電力融通による給電

交流電源喪失時

代替交流電源設備
による給電

全交流動力電源が喪失した場合は，以下の手段により非常用所内電気

全交流動力電源が喪失し，さらに常設代替交流電源設備等を用いて給電できない場合において，他号炉の非常用交流電源設備から給電できる
場合は，以下の手段により自号炉の非常用高圧母線を受電する。
・号炉間電力融通ケーブル（常設）を用いて受電する。
・号炉間電力融通ケーブル（常設）を用いて受電できない場合は，号
炉間電力融通ケーブル（可搬型）を用いて受電する。
全交流動力電源が喪失した場合において，充電器を経由して直流電源

代替直流電源設備
による給電

直流電源喪失時設備へ給電できない場合は，以下の手段により直流電源設備へ給電する。
・代替交流電源設備等を用いて給電を開始するまでの間，所内蓄電池式直流電源設備を用いて給電する。
・所内蓄電池式直流電源設備を用いて給電できない場合は，可搬型直
流電源設備等を用いて給電する。

代替所内電気設備
による給電

非常用所内電気設備
機能喪失時

設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備が喪失した場合は，代替所内電気設備を用いて電路を確保し，代替交流電源設備等から必要な設備へ給電する。

1.0-90有効性評価において最大負荷となる崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪
負荷容量失した場合）を想定するシナリオにおいても，常設代替交流電源設備により必要最大負荷以上の電力を確保し，発電用原子炉を安定状態に収束するための設備へ給電する。
重大事故等対処設備による代替手段を用いる場合，常設代替交流電源設
備等の負荷容量を確認し，代替手段が使用可能であることを確認する。

悪影響防止

代替交流電源設備等を用いて給電する場合は，受電前準備として非常用
高圧母線及び AM 用 MCC の負荷の遮断器を「切」とし，動的機器の自動起動防止のため，コントロールスイッチを「切」又は「切保持」とする。
AM 用 MCC を受電する場合は，受電時の急激な負荷上昇防止のため，動的成立性配慮すべき事項

機器である復水移送ポンプのコントロールスイッチを「切保持」とする。
所内蓄電式直流電源設備から給電されている 24 時間以内に，代替交流電源設備等を用いて非常用所内電気設備又は代替所内電気設備へ十分な余裕を持って直流電源設備へ給電する。
作業性

バッテリー内臓型 LED 照明を作業エリアに配備し，建屋内照明の消灯時
における作業性を確保する。

重大事故等の対処で使用する設備を必要な期間継続して運転させるた
め，タンクローリ等の燃料補給設備を用いて各設備の燃料が枯渇するま
燃料補給

でに給油する。
タンクローリの補給は，復旧が見込めない非常用ディーゼル発電機が接続されている軽油タンクの軽油を使用する。
多くの給油対象設備が必要となる事象を想定し，重大事故等発生後 7日間，それらの設備の運転継続に必要な燃料（軽油）を確保するため，6
号及び 7 号炉の軽油タンク 1 基あたり 510kL 以上を管理する。

1.0-91

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（15/19）

1.15 事故時の計装に関する手順等
方針目的

重大事故等が発生し，計測機器の故障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために有効な情報を把握するため，計器故障時の対応，計器の計測範囲を超えた場合への対応，計器電源喪失時の対応，計測結果を記録する手順等を整備する。
重大事故等に対処するために監視することが必要となるパラメータを技術的能力に係る審査基準 1.1～1.15 の手順着手の判断基準及び操作手順に用いるパラメータ並びに有効性評価の判
断及び確認に用いるパラメータから抽出し，これを抽出パラメータとする。
抽出パラメータのうち，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータを主要パラメータとする。
また，計器の故障，計器の計測範囲（把握能力）の超過及び計器電源の喪失により，主要パ
ラメータを計測することが困難となった場合において，主要パラメータの推定に必要なパラメータを代替パラメータとする。
一方，抽出パラメータのうち，発電用原子炉施設の状態を直接監視することはできないが，電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態により発電

パラメータの選定及び分類

用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータを補助パラメータとする。

主要パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要監視パラメータ
主要パラメータのうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事
項を満たした計器を少なくとも 1 つ以上有するパラメータをいう。
・有効監視パラメータ
主要パラメータのうち，自主対策設備の計器のみで計測されるが，計測することが困難となった場合にその代替パラメータが重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器で計測されるパラメータをいう。
代替パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要代替監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備としての要求事
項を満たした計器を少なくとも 1 つ以上有するパラメータをいう。
・有効監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータが自主対策設備の計器のみで計測されるパラメータをいう。

1.0-92

他チャンネルによる計測

主要パラメータを計測する多重化された重要計器が，計器の故障により計測することが困難となった場合において，他チャンネルの重要計器により計測できる場合は，当該計器を用いて計測を行う。
主要パラメータを計測する計器の故障により主要パラメータの監視機能が喪失した場合は，代替パラメータにより主要パラメータを推定する。
推定に当たり，使用する計器が複数ある場合は，代替パラメータと主要パラメータの関連性，検出器の種類，使用環境条件，計測される値の不確かさ等を考慮し，使用するパラメータの優先順位をあらかじめ定める。
代替パラメータによる主要パラメータの推定は，以下の方法で行う。
・同一物理量（温度，圧力，水位，放射線量率，水素濃度及び中性子束）により推定・水位を注水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力により推定

代替パラメータによる推定

計器故障時

対応手段等

監視機能喪失時・流量を注水源又は注水先の水位変化を監視することにより推定
・除熱状態を温度，圧力，流量等の傾向監視により推定・必要な pH が確保されていることを，フィルタ装置水位の水位変化により推定・圧力又は温度を水の飽和状態の関係により推定・注水量を注水先の圧力から注水特性の関係により推定
・原子炉格納容器内の水位を格納容器内圧力(D/W)と格納容器内圧力(S/C)の差圧により推定
・未臨界状態の維持を制御棒の挿入状態により推定
・酸素濃度をあらかじめ評価したパラメータの相関関係により推定
・水素濃度を装置の作動状況により推定
・エリア放射線モニタの傾向監視により格納容器バイパス事象が発生したことを推定
・原子炉格納容器への空気（酸素）の流入の有無を原子炉格納容器内
圧力により推定・使用済燃料プールの状態を同一物理量(温度及び水位)，あらかじめ評価した水位と放射線量率の相関関係及びカメラによる監視により，使用済燃料プールの水位又は必要な水遮蔽が確保されていることを推定
・原子炉圧力容器内の圧力と原子炉格納容器内の圧力（S/C）の差圧により原子炉圧力容器の満水状態を推定

1.0-93

原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を計測するパラメータのうち，パラメータの値が計器の計測範囲を超えるものは，原子炉圧力容器内の温度及び水
位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量である。
これらのパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を推定するための手順を以下に示す。
・原子炉圧力容器内の温度のパラメータである原子炉圧力容器温度が計測範囲を超えた場合は，炉心損傷状態と推定して対応する。
・原子炉圧力容器内の水位のパラメータである原子炉水位が計測範囲を超えた場合は，高圧代替注水系系統流量，原子炉隔離時冷却系系
統流量，高圧炉心注水系系統流量，復水補給水系流量(RHR A 系代替
代替パラメータによる推定

監視機能喪失時対応手段等

計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合

注水流量)，復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量)，残留熱除去
系系統流量のうち，機器動作状態にある流量計から崩壊熱除去に必要な水量の差を算出し，直前まで判明していた水位に変換率を考慮することにより原子炉圧力容器内の水位を推定する。
なお，原子炉圧力容器内が満水状態であることは，原子炉圧力(SA)と格納容器内圧力(S/C)の差圧により，原子炉圧力容器内の水位が有効燃料棒頂部以上であることは，原子炉圧力容器温度により監視可能である。
・原子炉圧力容器への注水量を監視するパラメータである復水補給水系流量（RHR A系代替注水流量）が計測範囲を超えた場合において，低圧代替注水系使用時は，水源である復水貯蔵槽の水位又は注水先である原子炉圧力容器内の水位変化により注水量を推定する。
また，代替循環冷却系使用時は，注水先である原子炉圧力容器内の水位変化により注水量を推定する。
・原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータである復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)が計測範囲を超えた場合は，水源である復水貯蔵槽の水位又は注水先である原子炉格納容器内の水位変化により注水量を推定する。

可搬型計測器による計測

原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を計測するパラメータ以外で計器の計測範囲を超えた場合は，可搬型計測器により計測することも可能である。

1.0-94

全交流動力電源喪失が発生した場合は，以下の手段により計器へ給電し，重要監視対応手段等

計器電源喪失時

パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視する。
・所内蓄電式直流電源設備から給電する。
・代替交流電源設備等から給電する。
・直流電源が枯渇するおそれがある場合は，可搬型直流電源設備等から給電する。
代替電源(交流，直流)からの給電が困難となり，中央制御室でのパラメータ監視が不能となった場合は，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち手順着
手の判断基準及び操作に必要なパラメータを可搬型計測器により計測又は監視する。

パラメータ記録

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータは，安全パラメータ表示システム（SPDS）により計測結果を記録する。
ただし，複数の計測結果を使用し計算により推定する主要パラメータ(使用した計測結果を含む)の値，現場操作時のみ監視する現場の指示値及び可搬型計測器で計測されるパラメータの値は，記録用紙に記録する。

発電用原子炉施設の状態把握

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測範囲，個数，耐震性及び非常用電源からの給電の有無を示し，設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握する能力を明確化する。

配慮すべき事項

確からしさの考慮

圧力のパラメータと温度のパラメータを水の飽和状態の関係から推定する場合は，水が飽和状態でないと不確かさが生じるため，計器が故障するまでの発電用原子炉施設の状況及び事象進展状況を踏まえ，複数の関連パラメータを確認し，有効な情報を得た上で推定する。
推定に当たっては，代替パラメータの誤差による影響を考慮する。

可搬型計測器による計測又は監視の留意事項

可搬型計測器による計測対象の選定を行う際，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合は，いずれか１つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視する。同一の物
理量について複数のパラメータがある場合は，いずれか１つの適切なパラメータを選定し計測又は監視する。

1.0-95

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（16/19）

1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等
方針目的

重大事故等が発生した場合において，運転員が中央制御室にとどまるために必要な対処設備
及び資機材を活用した居住性の確保，汚染の持ち込み防止に係る手順等を整備する。
中央制御室にとどまる運転員の被ばく量を 7 日間で 100mSv を超えないようにするため，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室換気空調系給排気隔離弁，中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室待避室陽圧化装置等により中央制御室隣接区域からのインリークを防止し，環境に放出された放射性物質等による被ばくから運転員を防護するため中央制御室の居住性を確保する。
・中央制御室換気空調系は，原子炉冷却材圧力バウンダリからの 1 次冷却材の漏えい等により通常運転モードから再循環運転モードに切り替わり，環境に放出された放射性物質等による放射線被ばくから運転員等を防護する。再循環運転モードが停止した場合や再循環運転モード運転中に中央制御室内放射線量が異常上昇した場合
は，中央制御室可搬型陽圧化空調機により中央制御室の陽圧化を実施する。
・炉心損傷時は，放射性物質等が環境に放出されるおそれがある格納容器圧力逃がし装置を使用する前に，中央制御室可搬型陽圧化空調機により中央制御室の陽圧化を実施し，中央制御室待避室陽圧化装置により中央制御室待避室の陽圧化を実施す

対応手段等

居住性の確保る。
・全交流動力電源喪失時は，常設代替交流電源設備等を用いて中央制御室可搬型陽圧化空調機へ給電し，中央制御室の陽圧化を実施する。
・中央制御室換気空調系が再循環運転モードで運転中等，中央制御室が隔離されている状態となった場合は，中央制御室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行い，酸素濃度の低下又は二酸化炭素濃度の上昇により許容濃度を満足できない場合
は，外気を取り入れる。中央制御室待避室における酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定も中央制御室同様に行い，許容濃度を満足できない場合は，中央制御室待避室
給・排気弁により調整及び管理を行う。
・全交流動力電源喪失時に中央制御室の照明が使用できない場合は，可搬型蓄電池内
蔵型照明により中央制御室の照明を確保し，チェンジングエリア設置場所の照明が使用できない場合は，乾電池内蔵型照明により照明を確保する。

1.0-96

運転員等の被ばく低減

対応手段等

汚染の持ち込み防止

中央制御室へ汚染の持ち込みを防止するため，原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生した場合は，モニタリング及び作業服への着替え等を行うためのチェンジ
ングエリアを設置する。

非常用ガス処理系により原子炉建屋原子炉区域内を負圧に維持することにより，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉区域内に漏えいしてくる放射性物質が，原子炉建屋原
子炉区域から直接環境へ放出されることを防止し，被ばくから運転員等を防護する。
全交流動力電源の喪失により非常用ガス処理系が起動できない場合は，常設代替交流
電源設備等を用いて非常用ガス処理系へ給電する。

は，チェンジングエリア内に設ける除染エリアにおいてウェットティッシュ等により除染を行う。除染による汚染水は，ウェスに染み込ませることで固体廃棄物として廃棄す
る。

電源確保

配慮すべき事項

放射線管理

チェンジングエリア内では運転員等がモニタリングを行い，汚染が確認された場合

全交流動力電源喪失時は，常設代替交流電源設備等を用いて中央制御室換気空調系給排気隔離弁等へ給電する。

1.0-97

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（17/19）

1.17 監視測定等に関する手順等
重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において
方針目的

発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するため，放射性物質の濃度及び放射線量を測定する手順等を整備する。また，発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するため，風向，風速その他の気象条件を測定する手順等を整備する。
発電所及びその周辺における放射線量は，通常時からモニタリング・ポストを用いて連続測定しているが，放射線量の測定機能が喪失した場合は，可搬型モニタリング
ポストを用いて監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。また，原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生した場合は，モニタリング・ポストが設置され対応手段等

放射性物質の濃度及び放射線量の測定ていない海側等に可搬型モニタリングポストを配置し，放射線量を測定する。さらに，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化の判断のため，5 号炉原子炉建屋付近に可搬型モニタリングポストを配置し，放射線量を測定する。
発電所及びその周辺における空気中の放射性物質の濃度は，放射能観測車を用いて測定するが，空気中の放射性物質の濃度の測定機能が喪失した場合は，可搬型放射線
計測器（可搬型ダスト・よう素サンプラ， NaI シンチレーションサーベイメータ，GM
汚染サーベイメータ）等を用いて監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。
発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）における放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量は，可搬型放射線計測器（可搬型ダスト・よう素
サンプラ，NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ， ZnS シン
チレーションサーベイメータ及び電離箱サーベイメータ）を用いて監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。
発電所の周辺海域は，小型船舶（海上モニタリング用）を用いて海上モニタリング

風向、風速その他を行う。
発電所における風向，風速その他の気象条件は，通常時から気象観測設備を用いて連続測定しているが，それらの測定機能が喪失した場合は，可搬型気象観測装置を用いて測定し,及びその結果を記録する。

可搬型モニタリングポストを用いた放射線量の測定は，連続測定とする。
測定頻度

放射性物質の濃度の測定（空気中，水中，土壌中）及び海上モニタリングは，１回／日以上とするが，発電用原子炉施設の状態，放射性物質の放出状況及び海洋の状況を考慮し，測定しない場合もある。
風向，風速その他の気象条件の測定は，連続測定とする。

1.0-98

周辺汚染によりモニタリング・ポストを用いて測定できなくなることを避けるた
め，モニタリング・ポストの検出器保護カバーを交換する等のバックグラウンド低減
バックグラウンド低減対策

対策を行う。同様に可搬型モニタリングポストを用いて測定できなくなることを避けるため，可搬型モニタリングポストの養生シートを交換する等のバックグラウンド低減対策を行う。また，必要に応じて除草，周辺の土壌撤去等により，周辺のバックグ
ラウンドレベルを低減する。
周辺汚染により放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンドレベルが上昇し，可搬型放射線計測器が測定不能となるおそれがある場合は，可搬型放射線計測器の検出器の検出器を遮蔽材で囲んだ場合においても可搬型放射線計測器が測定不能となるおそれがある場合は，バックグラウンドレベルが低い場所に移動して，放射性物質の濃度を測定する。
他の機関との連携配慮すべき事項

器を遮蔽材で囲む等のバックグラウンド低減対策を行う。ただし，可搬型放射線計測

敷地外でのモニタリングは，国が地方公共団体と連携して策定するモニタリング計
画に従い，資機材，要員及び放出源情報を提供するとともにモニタリングに協力する。

常用所内電源喪失によりモニタリング・ポストの機能が喪失した場合は，自主対策
電源確保

設備である無停電電源装置が自動でモニタリング・ポストへ給電し，その間にモニタ
リング・ポスト用発電機による給電の操作を実施する。モニタリング・ポストは，電源が喪失した状態でモニタリング・ポスト用発電機から給電した場合，切替え操作を行うことで放射線量の連続測定を開始する。

1.0-99

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（18/19）

1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順書等
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても，重大事故等
方針目的に対処するために必要な指示を行う要員等が緊急時対策所にとどまり，重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡し，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の発電所緊急時対策本部としての機能を維持するために必要な居住性の確保，必要な指示及び通信連絡，必要な数の要員の収容，代替交流電源設備からの給電に関する手順等を整備する。
緊急時対策所遮蔽及び緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）を用いた希ガス等の放射性物質の侵入防止等により，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等の被ばく線量を 7 日間で 100mSv を超えないようにするため，以下の手順等により緊急時対策所の居住性を確保する。
・緊急時対策所を立ち上げる場合は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所対策本部及び待機場所の可搬型陽圧化空調機を起動するとともに，酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を開始する。
全交流動力電源喪失時は，代替交流電源設備である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
居住性の確保対応手段等

所用可搬型電源設備を用いて給電し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機を起動する。
・原子力災害特別措置法第 10 条事象が発生した場合，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所対策本部及び待機場所に可搬型エリアモニタを設置し，放射線量の測定を実施する。
・格納容器ベント等により放射性物質の放出のおそれがある場合は，5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所対策本部及び待機場所において，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所陽圧化装置（空気ボンベ）を用いて加圧を行うとともに，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を用いて緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を測定する。その後，発電所敷地内に設置する可搬型モニタリングポスト等の指示値により周辺環
境中の放射性物質が十分減少したと判断した場合は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化
空調機へ切り替える。

対応手段等

必要な指示及び通信連絡重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等は，緊急時対策所の安全パラメ
ータ表示システム（SPDS）及び通信連絡設備を用いて必要なプラントパラメータ等を監視又は収集し，重大事故等に対処するために必要な情報を把握するとともに重大事故等に対処するための対策の検討を行う。
重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に整備する。当該資料は，常に最新となるよう通常時から維持，管理する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡設備により，発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う。

1.0-100

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含めた重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する。これらの要員を収容するため，以下の手順等により必要な放射線管理を行うための資機材，飲料水，食料等を整備し，維持，管理するとともに，放射線管理等の運用を行う。

対応手段等

必要な数の要員の収容・７日間外部からの支援がなくとも緊急時対策要員が使用する十分な数量の装備（汚染防護服，個人線量計，全面マスク等）及びチェンジングエリア用資機材を配備するとともに，通常時から維持，管理し，重大事故等時には，防護具等の使用及び管理を適切に運用し，十分な放射線管理を行う。
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生したと判断した後，事象進展の状況，参集済みの要
員数及び作業の優先順位を考慮して，上記資機材を用いて，モニタリング及び汚染防護服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設置する。
・少なくとも外部からの支援なしに 7 日間活動するために必要な飲料水及び食料等を備蓄するとともに，通常時から維持，管理し，重大事故等が発生した場合は、緊急代替電源設備からの給電時対策所内の環境を確認した上で，飲食の管理を行う。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要な負荷は，5 号炉の共通用高圧母線，及び 6号炉若しくは 7 号炉の非常用高圧母線より受電されるが，当該母線より受電できない場
合は，可搬型代替交流電源設備である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
備を用いて給電する。

配置

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員と現場作業を行う要員等との輻輳を避けるレイアウトとなるよう考慮する。また，要員の収容が適切に行えるようトイレ
や休憩スペース等を整備する。

い場合は，簡易シャワーにて水洗による除染を行う。簡易シャワーで発生した汚染水
放射線管理

配慮すべき事項

除染は，ウェットティッシュでの拭き取りを基本とするが，拭き取りにて除染できなは，必要に応じてウエスへ染み込ませる等により固体廃棄物として廃棄する。
運転中の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機が故障する等，切替えが必要となった場合は，待機側への切替えを行う。
使用済の可搬型陽圧化空調機のフィルタ部分は非常に高線量になるため，フィルタ交換や使用済空調機を移動することによる被ばくを避けるため，放射線量が減衰して下がるまで，適切な遮蔽が設置されているその場所で一時保管する。

1.0-101メータ表示システム（SPDS）及び通信連絡設備へ給電する。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の運転開始後，負荷運転時におけ燃料補給配慮すべき事項

電源確保

全交流動力電源喪失時は、代替電源設備からの給電により，緊急時対策所の安全パラ

る燃料給油手順着手時間に達した場合は，軽油タンクからタンクローリ（4kL）へ補給
した燃料を当該設備に給油する。
なお，重大事故等時 7 日間運転継続するために必要な燃料（軽油）の備蓄量として，
6 号炉軽油タンク及び 7 号炉軽油タンク（合計 2,040kL）を管理する。

1.0-102

第1表

重大事故等対策における手順書の概要（19/19）

1.19 通信連絡に関する手順等
方針目的

重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うため，発電所内の通信連絡設備（発電所内），発電所外（社内外）との通信連絡設
備（発電所外）により通信連絡を行う手順等を整備する。
運転員及び緊急時対策要員が，中央制御室，中央制御室待避室，屋内外の現場，5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）との間で相互に通信連絡を行う場合は，衛星電話設備，無線連絡設備，携帯型音声呼出電
話設備，5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン等を使用する。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備（充電式電池及び乾電池を含む。
）を用いてこれらの設備へ給電する。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送し，パラメータを共有する場合は，安全パラメータ表示システム（SPDS）を使
用する。

対応手段等

発電所内の通信連絡

直流電源喪失時等は，可搬型の計測器を用いて炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止に必要なパラメータ等の特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所内の必要な場所で共有する場合は，以下の手段により実施する。
・現場（屋内）と中央制御室との連絡には，携帯型音声呼出電話設備等を使用する。
・現場（屋外）と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との連絡には，無線連絡設備等を使用する。
・中央制御室と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との連絡には，衛星電話設備，無線連絡設備等を使用する。
・中央制御室待避室と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との連絡には，衛星電話設
備及び無線連絡設備を使用する。
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）との連絡には，携帯型音声呼出電話設備等を使用する。
・放射能観測車と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との連絡には，衛星電話設備を使用する。

1.0-103

緊急時対策要員が，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と本社，国，自治体，その他関係機関等及び所外関係箇所（社内向）との間で通信連絡を行う場合は，衛星電話設
備，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備等を使用する。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備（充電式電池及び乾電池を含む。
）を用いて

対応手段等

発電所外（社内外）との通信連絡

これらの設備へ給電する。
国の緊急時対策支援システム（ERSS）等へ必要なデータを伝送し，パラメータを共有する場合は，データ伝送設備を使用する。
直流電源喪失時等，可搬型の計測器を用いて，炉心損傷防止及び格納容器破損防止に必要なパラメータ等の特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所外（社内外）の必要な場所で共有する場合は，以下の手段により実施する。
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と本社，自治体，その他関係機関等との連絡には，衛星電話設備，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備等を使用する。
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と国との連絡には，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備を使用する。
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と所外関係箇所（社内向）との連絡には，衛星電話設備を使用する。

場，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
発電所内の通信連絡

配慮すべき事項

重大事故時の対応手段の選択

運転員及び緊急時対策要員が，中央制御室，中央制御室待避室，屋内外の現（待機場所）との間で操作・作業等の通信連絡を行う場合は，通常，屋内外で使用が可能である送受話器（警報装置を含む。）及び電力保安通信用電話設備を使用するが，これらが使用できない場合は，衛星電話設備，無線連絡設備，
携帯型音声呼出電話設備及び 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンを使用する。
なお，特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所内の必要な場所で共有する場合も同様である。

1.0-104

緊急時対策要員が，本社との間で通信連絡を行う場合は，通常，テレビ会議
システム及び衛星電話設備（社内向）を使用するが，これらが使用できない場
発電所外（社内外）との通信連絡配慮すべき事項

重大事故時の対応手段の選択

合は，衛星電話設備又は統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備を使用する。
緊急時対策要員が，国との間で通信連絡を行う場合は，統合原子力防災ネッ
トワークを用いた通信連絡設備又は衛星電話設備を使用する。
緊急時対策要員が，自治体，その他関係機関等との間で通信連絡を行う場合
は，通常，専用電話設備を使用するが，これらが使用できない場合は，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備又は衛星電話設備を使用する。
緊急時対策要員が，所外関係箇所（社内向）との間で通信連絡を行う場合
は，衛星電話設備を使用する。
なお，特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所外の必要な場所で共有する場合も同様である。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備を用いて，衛星電話設備（常設），

電源確保

無線連絡設備（常設），5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備，安全パラメータ表示システム（SPDS）
及びデータ伝送設備へ給電する。

1.0-105

第2表

重大事故等対策における操作の成立性（1／11）

No.

対応手段

要員

要員数

想定時間

1.1

－

－

－

－

運転員
（中央制御室，現場）

5

約40分

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 運転員
却（運転員操作）（中央制御室，現場）

5

約90分

高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却

1.2

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

1.14と同様

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

1.14と同様

ほう酸水注入系による進展抑制（ほう酸水注入系貯蔵タ 運転員
ンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入）（中央制御室，現場）

4

約20分

運転員
（中央制御室，現場）

6

約35分

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

1.14と同様

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

1.3

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 運転員
復（中央制御室，現場）

6

約55分

高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保（不活性ガス系 運転員から高圧窒素ガス供給系への切替え）（中央制御室，現場）

4

約20分

代替直流電源設備による復旧

1.14と同様

代替交流電源設備による復旧

1.14と同様

インターフェイスシステムLOCA 発生時の対応（現場で 運転員の隔離操作）（中央制御室，現場）
運転員
低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却 （中央制御室，現場）（交流電源が確保されていて防火水槽を水源とした送水）
緊急時対策要員
低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却 運転員（交流電源が確保されていて淡水貯水池を水源とした送 （中央制御室，現場）
水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場
緊急時対策要員
合））

1.4

運転員
低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却 （中央制御室，現場）（全交流動力電源が喪失していて防火水槽を水源とした
送水）
緊急時対策要員
低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却 運転員（全交流動力電源が喪失していて淡水貯水池を水源とし （中央制御室，現場）
た送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない
緊急時対策要員
場合））

1.5

6

約240分

4
約125分
3
4
約330分
6
3
約150分
3
3
約330分
6

代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷 運転員
却モード）の復旧（中央制御室，現場）

6

20分以内

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用 運転員
原子炉からの除熱（設計基準拡張）（中央制御室，現場）

6

20分以内

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 運転員
及び除熱（中央制御室，現場）

4

約40分

原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）

運転員（中央制御室，現場）

4

約45分

フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り

緊急時対策要員

2

45分以内

1.0-106

第2表

重大事故等対策における操作の成立性（2／11）

No.

対応手段

要員

要員数

想定時間

フィルタ装置水位調整（水張り）（水源が防火水槽の場
緊急時対策要員
合）

2

約125分

フィルタ装置水位調整（水張り）（水源が淡水貯水池で緊急時対策要員
あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

6

約155分

フィルタ装置水位調整（水抜き）

緊急時対策要員2約150分

運転員（中央制御室）

2

緊急時対策要員

6

運転員（中央制御室）

1

緊急時対策要員

6

ドレン移送ライン窒素ガスパージ

緊急時対策要員

2

約135分

ドレンタンク水抜き

緊急時対策要員

2

約80分

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 運転員
熱（中央制御室，現場）

4

約55分

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 運転員
及び除熱（現場操作）（中央制御室，現場）

6

約70分

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 運転員
熱（現場操作）（中央制御室，現場）

6

約135分

運転員
（中央制御室，現場）

4

緊急時対策要員13

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

約270分

フィルタ装置スクラバ水pH調整

1.5

約85分

代替原子炉補機冷却系による除熱

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による原子炉
除熱（設計基準拡張）

約540分

1.4と同様運転員
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格 （中央制御室，現場）
納容器内の冷却（交流電源が確保されていて防火水槽を水源とした送水）
緊急時対策要員
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格 運転員
納容器内の冷却（交流電源が確保されていて淡水貯水池 （中央制御室，現場）を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使
緊急時対策要員用できない場合））

4
約125分
3
4
約330分
6

1.6
運転員
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格 （中央制御室，現場）
納容器内の冷却（全交流動力電源が喪失していて防火水槽を水源とした送水）
緊急時対策要員
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格 運転員
納容器内の冷却（全交流動力電源が喪失していて淡水貯 （中央制御室，現場）
水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホース
緊急時対策要員が使用できない場合））

1.7

3
約125分
3
3
約330分
6

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 運転員
及び除熱（中央制御室，現場）

4

約45分

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運転員（現場）及び除熱（一次隔離弁を全開状態で保持）

2

約40分

フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り

2

45分以内

緊急時対策要員

1.0-107

第2表

重大事故等対策における操作の成立性（3／11）

No.

対応手段

要員

フィルタ装置水位調整（水張り）（水源が防火水槽の場
合）フィルタ装置水位調整（水張り）（水源が淡水貯水池であらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

要員数

運転員（中央制御室）

1

緊急時対策要員

6

運転員（中央制御室）

1

緊急時対策要員10

運転員（中央制御室）

1

緊急時対策要員10

運転員（中央制御室）

2

緊急時対策要員

6

運転員（中央制御室）

1

緊急時対策要員

10

緊急時対策要員

8

運転員（中央制御室）

1

約125分

約155分

フィルタ装置水位調整（水抜き）

約130分

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

1.7

約270分

フィルタ装置スクラバ水pH調整

約85分

ドレン移送ライン窒素ガスパージ

ドレンタンク水抜き

約130分

約80分
緊急時対策要員

4

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 運転員
及び除熱（現場操作）（中央制御室，現場）

6

約75分

運転員
（中央制御室，現場）

6

約90分

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

運転員
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 （中央制御室，現場）よる除熱
緊急時対策要員
格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部 運転員への注水（中央制御室，現場）
運転員
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下 （中央制御室，現場）部への注水（防火水槽を水源とした送水）
緊急時対策要員

1.8

想定時間

運転員
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下 （中央制御室，現場）部への注水（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
運転員
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注 （中央制御室，現場）
水（防火水槽を水源とした送水）
緊急時対策要員
運転員
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注 （中央制御室，現場）
水（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

1.0-108

4
約540分
13
4

35分以内

4
約125分
3
4
約330分
6
4
約125分
3
4
約330分
6

第2表

重大事故等対策における操作の成立性（4／11）

No.

対応手段

要員

要員数

想定時間

1.8

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

運転員（中央制御室，現場）

4

約20分

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 運転員
ガス及び酸素ガスの排出（中央制御室，現場）

4

約45分

原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）

1.5と同様フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り

1.7と同様フィルタ装置水位調整（水張り）1.7と同様フィルタ装置水位調整（水抜き）

1.7と同様

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

1.7と同様フィルタ装置スクラバ水pH調整

1.7と同様ドレン移送ライン窒素ガスパージ

1.7と同様ドレンタンク水抜き

1.7と同様1.9

耐圧強化ベント系（W/W）による原子炉格納容器内の水 運転員
素ガス及び酸素ガスの排出（中央制御室，現場）

4

約60分

耐圧強化ラインの窒素ガスパージ

4

約360分

4

約25分

緊急時対策要員

水素濃度及び酸素濃度の監視（格納容器内雰囲気計装に 運転員
よる原子炉格納容器内の監視）（中央制御室，現場）

1.10

1.11

代替電源による必要な設備への給電

1.14と同様

代替原子炉補機冷却系による冷却水確保

1.5と同様

代替電源による必要な設備への給電

1.14と同様

燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用 運転員（中央制御室）
した使用済燃料プールへの注水（防火水槽を水源とした
送水）
緊急時対策要員

1

燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用 運転員（中央制御室）
した使用済燃料プールへの注水（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
緊急時対策要員
場合））

1

運転員
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使 （中央制御室，現場）用した使用済燃料プールへの注水（防火水槽を水源とした送水（SFP可搬式接続口を使用した場合））
緊急時対策要員
運転員
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使 （中央制御室，現場）用した使用済燃料プールへの注水（防火水槽を水源とした送水（原子炉建屋大物搬入口から接続した場合））
緊急時対策要員
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使 運転員用した使用済燃料プールへの注水（淡水貯水池を水源と （中央制御室，現場）
した送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できな
緊急時対策要員い場合）でSFP可搬式接続口を使用した場合）

1.0-109110分以内2

330分以内
6
3
約110分
2
3
約120分
2
3
約330分
6

第2表

重大事故等対策における操作の成立性（5／11）

No.

対応手段

要員

要員数

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使 運転員用した使用済燃料プールへの注水（淡水貯水池を水源と （中央制御室，現場）
した送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できな
緊急時対策要員い場合）で原子炉建屋大物搬入口から接続した場合）
運転員（中央制御室，現場）

漏えい抑制

1.11

4

燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用 運転員（中央制御室）
した使用済燃料プールへのスプレイ（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
緊急時対策要員
ない場合））

1

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使 運転員用した使用済燃料プールへのスプレイ（防火水槽を水源 （中央制御室，現場）と し た 送 水 （ 原 子 炉 建 屋 大 物 搬入 口か ら接 続し た場
緊急時対策要員合））

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使 運転員用した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水貯水池を水 （中央制御室，現場）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）で原子炉建屋大物搬入口から接続した場 緊急時対策要員
合）

90分以内

125分以内3

330分以内
6
3
約125分
2
3
約135分
2
3
約330分
6
3
約340分
6

1.12と同様

大気への放射性物質の拡散抑制
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動

運転員（中央制御室，現場）

3

約20分

1.14と同様代替電源による給電

1.13

約340分
6

1

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使 運転員用した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水貯水池を水 （中央制御室，現場）源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用で緊急時対策要員きない場合）でSFP可搬式接続口を使用した場合）

1.12

3

燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用 運転員（中央制御室）
した使用済燃料プールへのスプレイ（防火水槽を水源とした送水）
緊急時対策要員

運転員
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使 （中央制御室，現場）用した使用済燃料プールへのスプレイ（防火水槽を水源とした送水（SFP可搬式接続口を使用した場合））
緊急時対策要員想定時間

代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系によ 運転員
る使用済燃料プールの除熱（中央制御室，現場）

6

約45分

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲によ緊急時対策要員る大気への放射性物質の拡散抑制

8

約160分

放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制 緊急時対策要員

4

約180分

汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制（北放緊急時対策要員
水口への設置）6

約190分

汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制（取水
緊急時対策要員
口への設置）

13

約24時間

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原
液搬送車及び泡原液混合装置による航空機燃料火災への 緊急時対策要員
泡消火

8

約160分

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（高圧代替注水系による注水（現場手動操作））

1.0-1101.2と同様

第2表
No.

1.13

重大事故等対策における操作の成立性（6／11）
対応手段

要員

要員数

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（原子炉隔離時冷却系による注水（現場手動操作））

1.2と同様復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水（格納容器下部注水系（常設）による注水）

1.8と同様サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器
及び原子炉格納容器の除熱（代替循環冷却系による減圧及び除熱）

1.7と同様サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器
及び原子炉格納容器の除熱（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除熱）

1.7と同様原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水系（可搬型）による注水）

1.4及び1.8と同様防火水槽を水源とした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）による冷却）1.6と同様防火水槽を水源としたフィルタ装置への補給（可搬型代
替注水ポンプによる水位調整（水張り））

1.5及び1.7と同様防火水槽を水源とした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）による注水）

1.8と同様防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ（燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した注水）

1.11と同様

防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ（燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した注水）

1.11と同様

防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ（燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用したスプレイ）

1.11と同様

防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ（燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッ
ダを使用したスプレイ）

1.11と同様

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の淡水貯水池（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）を水源とした原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水系（可搬型）による注水）

1.4及び1.8と同様

淡水貯水池（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）を水源とした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）による冷却）1.6と同様淡水貯水池（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）を水源としたフィルタ装置への補給（可搬型
代替注水ポンプによる水位調整（水張り））

1.5及び1.7と同様

淡水貯水池（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）を水源とした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）による注水）

1.8と同様淡水貯水池（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）を水源とした使用済燃料プールへの注水/ス
プレイ（燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッ
ダを使用した注水）

1.11と同様

1.0-111

想定時間

第2表
No.

重大事故等対策における操作の成立性（7／11）
対応手段

要員

要員数

淡水貯水池（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）を水源とした使用済燃料プールへの注水/ス
プレイ（燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した注水）

1.11と同様

淡水貯水池（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）を水源とした使用済燃料プールへの注水/ス
プレイ（燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッ
ダを使用したスプレイ）

1.11と同様

淡水貯水池（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）を水源とした使用済燃料プールへの注水/ス
プレイ（燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用したスプレイ）

1.11と同様

運転員
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の海を水源とした原 （中央制御室，現場）
子炉圧力容器への注水（低圧代替注水系（可搬型）による注水（交流電源が確保されている場合））
緊急時対策要員
運転員
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の海を水源とした原 （中央制御室，現場）
子炉圧力容器への注水（低圧代替注水系（可搬型）による注水（全交流動力電源が喪失している場合））
緊急時対策要員
運転員
海を水源とした原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器 （中央制御室，現場）
スプレイ冷却系（可搬型）による冷却（交流電源が確保されている場合））
緊急時対策要員

1.13

運転員
海を水源とした原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器 （中央制御室，現場）
スプレイ冷却系（可搬型）による冷却（全交流動力電源が喪失している場合））
緊急時対策要員
運転員
海を水源とした原子炉格納容器下部への注水（格納容器 （中央制御室，現場）
下部注水系（可搬型）による注水）
緊急時対策要員
運転員
海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ （中央制御室）（燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した注水）
緊急時対策要員

4
約315分
10
3
約315分
10
4
約315分
10
3
約315分
10
6
約315分
10
1
約305分
10

運転員
海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ （中央制御室，現場）（燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した注水）緊急時対策要員
運転員
海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ （中央制御室）（燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用したスプレイ）
緊急時対策要員

3
約305分
10
1
約315分
10

運転員
海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ （中央制御室，現場）（燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用したスプレイ）
緊急時対策要員

3
約315分
10

海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送（代替原子炉補機冷却系による除熱）

1.5と同様海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制（大容量
送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による拡散抑制）

1.12と同様

1.0-112

想定時間

第2表
No.

1.13

重大事故等対策における操作の成立性（8／11）
対応手段

要員

要員数

海を水源とした航空機燃料火災への泡消火（大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置による泡消火）1.12と同様

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（ほう酸水注入系による注水）

1.2と同様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（ほう酸水注入系によるほう酸水注
入）

1.8と同様防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給運転員（中央制御室）

1

緊急時対策要員

3

145分以内淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる復 運転員（中央制御室）
水貯蔵槽への補給（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1

運転員（中央制御室）

1

緊急時対策要員

10

海から防火水槽への補給（大容量送水車（海水取水用）
緊急時対策要員による補給）

8

約300分

海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型
代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給

340分以内6

約325分

常設代替交流電源設備による給電（M/C D系受電）

運転員（中央制御室，現場）

6

20分以内

常設代替交流電源設備による給電（M/C C系受電）

運転員（中央制御室，現場）

6

50分以内

運転員
可搬型代替交流電源設備による給電（P/C C系動力変圧 （中央制御室，現場）器の一次側に接続し，P/C C系及びP/C D系を受電する場
合）
緊急時対策要員
運転員
可搬型代替交流電源設備による給電（緊急用電源切替箱 （中央制御室，現場）接続装置に接続し，P/C C系及びP/C D系を受電する場
合）
緊急時対策要員

1.14

想定時間

運転員
電力融通による給電（号炉間電力融通ケーブル（常設） （中央制御室，現場）を使用し，M/C C系又はM/C D系を受電する場合）
緊急時対策要員
運転員
電力融通による給電（号炉間電力融通ケーブル（可搬 （中央制御室，現場）型）を使用し，M/C C系又はM/C D系を受電する場合）
緊急時対策要員

4
約340分
6
4
約285分
6
10
約115分
6
10
約245分
6

所内蓄電式直流電源設備による給電（直流125V蓄電池A 運転員から直流125V蓄電池A-2への受電切替え）（中央制御室，現場）

4

20分以内

所内蓄電式直流電源設備による給電（直流125V蓄電池A- 運転員
2からAM用直流125V蓄電池への受電切替え）（中央制御室，現場）

4

25分以内

代替交流電源設備による所内蓄電式直流電源設備への給 運転員
電（直流125V充電器盤Aの受電）（中央制御室，現場）

4

約40分

代替交流電源設備による所内蓄電式直流電源設備への給 運転員
電（直流125V充電器盤Bの受電）（中央制御室，現場）

4

約40分

代替交流電源設備による所内蓄電式直流電源設備への給 運転員
電（直流125V充電器盤A-2の受電）（中央制御室，現場）

4

約40分

1.0-113

第2表
No.

重大事故等対策における操作の成立性（9／11）
対応手段

要員

要員数

想定時間

代替交流電源設備による所内蓄電式直流電源設備への給 運転員
電（AM用直流125V充電器盤の受電）（中央制御室，現場）

4

約35分

運転員
（中央制御室，現場）

4

約50分

中央制御室監視計器C系及びD系の復旧

運転員
可搬型直流電源設備による給電（AM用動力変圧器への接 （中央制御室，現場）
続によるAM用直流125V充電器盤の受電）
緊急時対策要員
運転員
可搬型直流電源設備による給電（緊急用電源切替箱接続 （中央制御室，現場）装置への接続によるAM用直流125V充電器盤の受電）
緊急時対策要員

約455分
6
4
約410分
6

常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源確保（AM用直流 運転員
125V蓄電池による直流125V主母線盤A受電）（中央制御室，現場）

3

25分以内

常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源確保（常設代替 運転員
交流電源設備による直流125V主母線盤B受電）（中央制御室，現場）

4

約40分

運転員
常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源確保（可搬型代 （中央制御室，現場）
替交流電源設備（緊急用電源切替箱接続装置に接続）による直流125V主母線盤B受電）
緊急時対策要員
常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源確保（号炉間電 運転員
力融通ケーブルによる直流125V主母線盤B受電）（中央制御室，現場）

1.14

4

運転員
常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源確保（可搬型代 （中央制御室，現場）
替交流電源設備（P/C C系動力変圧器の一次側に接続）による直流125V主母線盤B受電）
緊急時対策要員
常設代替交流電源設備によるAM用MCCへの給電

運転員（中央制御室，現場）

運転員
号炉間電力融通ケーブル（常設）によるAM用MCCへの給 （中央制御室，現場）
電緊急時対策要員
運転員
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）によるAM用MCCへの （中央制御室，現場）
給電
緊急時対策要員
運転員
可搬型代替交流電源設備（AM用動力変圧器に接続）によ （中央制御室，現場）
るAM用MCCへの給電
緊急時対策要員
運転員
可搬型代替交流電源設備（緊急用電源切替箱接続装置に （中央制御室，現場）
接続）によるAM用MCCへの給電
緊急時対策要員

3
約40分
6

5

約40分

4
約80分
6
4

約25分

8
約110分
6
8
約240分
6
4
約315分
6
4
約270分
6

燃料補給設備による給油（軽油タンクからタンクローリ
緊急時対策要員（4kL）への補給）

2105分以内燃料補給設備による給油（軽油タンクからタンクローリ
緊急時対策要員（16kL）への補給）

2120分以内燃料補給設備による給油（タンクローリ（4kL）による緊急時対策要員
給油対象設備への給油）

2

約15分

燃料補給設備による給油（タンクローリ（16kL）による緊急時対策要員
第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油）

2

約90分

1.0-114

第2表
No.

1.15

重大事故等対策における操作の成立性（10／11）
対応手段

要員

計器の計測範囲を超えた場合に状態を把握するための手 運転員段（可搬型計測器（現場）による計測）（中央制御室，現場）

1.17

想定時間

4

約18分

1.14と同様

計器電源が喪失した場合の手段

1.16

要員数

中央制御室換気空調系設備の運転手順等（中央制御室可 運転員
搬型陽圧化空調機への切替え手順）（中央制御室，現場）

8

約30分

中央制御室換気空調系設備の運転手順等（全交流動力電
運転員（現場）源が喪失した場合の隔離弁現場閉操作）

4

約30分

中央制御室待避室の準備手順（中央制御室待避室陽圧化
運転員（現場）装置による加圧準備操作）

2

約30分

チェンジングエリアの設置及び運用手順

緊急時対策要員

2

約60分

可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代緊急時対策要員
替測定

2

約435分

可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の緊急時対策要員
代替測定

2

約95分

可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の緊急時対策要員
測定

2

約95分

可搬型放射線計測器による水中の放射性物質の濃度の測
緊急時対策要員
定2

約65分

可搬型放射線計測器による土壌中の放射性物質の濃度の緊急時対策要員
測定

2

約65分

海上モニタリング

緊急時対策要員

4

約260分

可搬型モニタリングポストのバックグラウンド低減対策 緊急時対策要員

2

約335分

放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策 緊急時対策要員

2

約25分

可搬型気象観測装置による気象観測項目の代替測定

緊急時対策要員

2

約90分

モニタリング・ポストの電源をモニタリング・ポスト用
緊急時対策要員
発電機から給電する手順等

2

約110分

緊急時対策所立ち上げの手順（5号炉原子炉建屋内緊急
緊急時対策要員時対策所可搬型陽圧化空調機の手順）

2

約60分

緊急時対策所立ち上げの手順（5号炉原子炉建屋内緊急
緊急時対策要員時対策所可搬型エリアモニタの設置手順）

2

約20分

可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定手順

1.17と同様

放射線防護等に関する手順等（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機から陽圧化装置（空気ボン 緊急時対策要員
ベ）への切替え手順）

3約5分

放射線防護等に関する手順等（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）から可搬型陽圧化空 緊急時対策要員
調機への切替え手順）

2

約30分

放射線防護等に関する手順等（5号炉原子炉建屋内可搬
緊急時対策要員
型外気取入送風機による通路部のパージ手順）

2

約30分

要員の収容に係る手順等（チェンジングエリアの設置及緊急時対策要員
び運用手順）

2

約90分

代替電源設備からの給電手順（5号炉原子炉建屋内緊急
緊急時対策要員時対策所用可搬型電源設備による給電）

2

約25分

1.18

1.0-115

第2表
No.

重大事故等対策における操作の成立性（11／11）
対応手段

要員

1.18

代替電源設備からの給電手順（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料タンクへの燃料給油手 緊急時対策要員
順）

1.19

代替電源設備から給電する手順等

要員数

想定時間

2

約130分

1.14及び1.18と同様

1.0-116

添付資料 1.0.1
本資料のうち，枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉

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

＜

目

次 ＞

１． 切替えの容易性について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.1-1
第 1 表 本来の用途以外で使用する重大事故等対処設備・・・・・・・・・・・・1.0.1-2
第 2 表 本来の用途以外で使用する自主対策設備・・・・・・・・・・・・・・・1.0.1-3
第 3 表 対応手順の抽出 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.1-4
別紙１ 重大事故等に対処するために，本来の用途以外の用途として使用する設備・系統の対応手順・・・・・・・・・・・・1.0.1-12

１．切替えの容易性について
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備については，通常時に使用する系統から弁操作等により速やかに重大事故時に対処する系統に切り替える
ために必要な手順を事故時運転操作手順書に整備する。
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備としては，復水
補給水系，ほう酸水注入系，消火系があり，表 1 に本来の用途以外で使用する重大事故等対処設備を表 2 に本来の用途以外で使用する自主対策設備を示し，
表 3 に対応手順の抽出，別紙 1 に操作の概要を示す。
また，通常時に使用する系統から弁操作又は工具等の使用により速やかに切り替えるため，当該操作を明確にした手順等を整備するとともに，当該操作に係る訓練を継続的に実施することにより速やかに切替えできるよう技能の維持・向上を図る。

1.0.1-1

第 1 表 本来の用途以外で使用する重大事故等対処設備
設備・系統

復水補給水系(MUWC)

ほう酸水
注入系
(SLC)

本来の用途

プラント起動・停止時及び通常運転時に，プラント構成機器の中で，復水を必要とする機器へ復水を供給する。
（復水器への補給水，非常用炉
心冷却系の洗浄水等として使用）

万一制御棒を炉心に挿入できない状態が生じた際に，発電用原子炉に中性子吸収材を注入することにより，原子炉を定格出力運転から安全に冷温停止させ，その状態を維持する。

本来の用途以外の用途

技術的能力に係る審査基準の該当項目

給水系・非常用炉心冷却系が使用不能な場合に，発電用原子炉を減圧後に，残留熱除去系洗浄
水弁，注入弁を「開」にして，原子炉圧力容器へ注水を行う。

1.4
1.8

残留熱除去系が使用不能な場
合に，残留熱除去系洗浄水弁，格納容器スプレイ弁を「開」にして，原子炉格納容器内にスプレイする。
残留熱除去系が使用不能な場
合に，サプレッション・プール
を水源とし，残留熱除去系熱交換器を通して冷却したサプレッション・プール水を原子炉圧
力容器へ注水又は原子炉格納容器内にスプレイすることで循環冷却を行う。
炉心損傷時，原子炉圧力容器が破損して原子炉格納容器下部に放出される溶融炉心を冷却するため，原子炉格納容器下部
専用の注水ラインの弁を「開」にして，原子炉格納容器下部へ注水を行う。
（注水ラインは復水補給水ラインのため，他系統の操作はない）
高圧注水系及び高圧代替注水系が使用不能な場合に，復水貯蔵槽，消火系，純水タンクを水源として原子炉圧力容器への注水を行う

1.0.1-2

1.6

1.7

1.8

1.2

第 2 表 本来の用途以外で使用する自主対策設備
設備・系統

消火系
(FP)

本来の用途

ろ過水タンクを水源とし，給水建屋に設置される消火ポンプ
により原子炉建屋，廃棄物処理
建屋，コントロール建屋，サービス建屋等の屋内消火栓，屋外
消火栓及び泡消火設備に消火用水を供給する。

本来の用途以外の用途

技術的能力に係る審査基準の該当項目

恒設の原子炉注水設備，復水移送ポンプが使用不能な場合に，ディーゼル駆動消火ポンプにより，ろ過水タンクを水源として原子炉圧力容器への注水を
行う。

1.4
1.8

残留熱除去系ポンプ，復水移送ポンプが使用不能な場合に，ディーゼル駆動消火ポンプにより，ろ過水タンクを水源として代替格納容器スプレイを行う。

1.6

炉心の著しい損傷が発生した
場合において，復水移送ポンプが使用不能な場合に，原子炉格
納容器の損傷を防止するためディーゼル駆動消火ポンプにより，ろ過水タンクを水源として原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を行う。

1.8

恒設の燃料プール代替冷却設
備，復水移送ポンプが使用不能な場合に，ディーゼル駆動消火
ポンプにより，ろ過水タンクを水源として使用済燃料プールへの注水を行う。

1.11

1.0.1-3

第3表
No

対応手順の抽出項目

1.0.1-4

1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順
等

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ
高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等○：本来の用途 ×：本来の用途以外 ―：該当なし
対応手順
原子炉手動スクラム
代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入
制御棒手動挿入（水圧挿入，電動挿入）
制御棒自動挿入（電動挿入）
原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制
自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止
ほう酸水注入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
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
現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動
代替交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
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
制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（設計基準拡張）
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水（設計基準拡張）
減圧の自動化
手動操作による減圧（逃がし安全弁の手動操作による減圧）
手動操作による減圧（タービンバイパス弁の手動操作による減圧）
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
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
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
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
代替直流電源設備による復旧（逃がし安全弁復旧）
代替交流電源設備による復旧（逃がし安全弁復旧）
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
インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手順※1 制御棒駆動水系による進展抑制については本来の用途ではないが，切り替え操作が不要のため対象外。

本来の用途
（常設）
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
―
―
×
×※1
○
○
○
○
○
○
―
―
○
○
―
○
○
○

本来の用途
（可搬型）
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
○
○
○
―
―
―
―
―
―
―
―
○
○
―
―
○
○
―
―

No

1.4

1.0.1-5

1.5

1.6

項目

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段等

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

対応手順
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
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)
消火系による原子炉圧力容器への注水
残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水
低圧代替注水系（常設）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
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)
残留熱除去系電源復旧後の発電用原子炉からの除熱
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（設計基準
拡張）
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（設計
基準拡張）
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
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）
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
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）
代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
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による補機冷却水確保（設計基準拡張）
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
消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ
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)
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
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
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
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（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）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱（設計基準拡張）

本来の用途
（常設）
×
―
×
○
×
×
―
○

本来の用途
（可搬型）
―
○
―
―
―
―
○
―

○

―

○

―

○
○
○
○
―

―
―
―
―
○

―

○

○
×
×

―
―
―

―

○

○
○
○

―
―
―

○

―

○

―

No

項目

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉
心を冷却するための手順等

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手
順等

1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順
等

1.0.1-6

1.7

対応手順
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
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）
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
格納容器内 pH 制御
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
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
格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水(淡水/海水)
消火系による原子炉格納容器下部への注水
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
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)
消火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
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
制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化
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
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
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
原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
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)
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
原子炉建屋内の水素濃度監視
原子炉建屋トップベント
静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制※2 制御棒駆動水系による原子炉圧力容器への注水については本来の用途ではないが，切り替え操作が不要のため対象外。

本来の用途
（常設）
○
○
―
○
―
―
×
―
×
×
―
×
○
○
×※2
○
○
―
○
○
○
○
―
○
○
○
○

本来の用途
（可搬型）
―
―
○
―
○
○
―
○
―
―
○
―
―
―
―
―
―
○
―
―
―
―
○
―
―
―
―

No

1.11

項目

使用済燃料貯蔵槽の冷却のた
めの手順等

対応手順

本来の用途
（常設）

本来の用途
（可搬型）

燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水(淡水/海水)

―

○

―

○

×
○

―
―

―

○

―

○

―
―
○
○

○
○
―
―

―

○

―
―
―
―

○
○
○
○

―

―

○※3

―

×

―

×
×

―
―

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料
プールへの注水(淡水/海水)
消火系による使用済燃料プールへの注水
サイフォン現象による使用済燃料プール水漏えい発生時の漏えい抑制
燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ(淡水/海水)
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料
プールへのスプレイ(淡水/海水)

1.0.1-7
1.12

1.13

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

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

使用済燃料プール漏えい緩和
大気への放射性物質の拡散抑制
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動
代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱
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
質の拡散抑制ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質漏えい箇所の絞り込み
放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
化学消防自動車単独又は高所放水車等による泡消火
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置による航空機燃料火災への泡消火
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水※3 制御棒駆動水系は本来の用途でない系統として該当するが，※2 と同様の理由により対象外。

No

1.0.1-8

1.13

項目

対応手順

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水
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の除熱サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の除熱
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水
ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水
ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水
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（淡水／海水）
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水
防火水槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却防火水槽を水源としたフィルタ装置への補給
防火水槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水
防火水槽を水源とした原子炉ウェルへの注水
防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ
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
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水
淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水
淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ
海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプによる送水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の海を水源とした原子炉圧力容器への注水
海を水源とした原子炉格納容器内の冷却海を水源とした原子炉格納容器下部への注水
海を水源とした原子炉ウェルへの注水
海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ

本来の用途
（常設）
○

本来の用途
（常設）
―

○

―

○

―

○
○
×
×
×
×
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―

―
○
―
―
―
―
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

No

1.13

項目

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.0.1-91.14

電源の確保に関する手順等

対応手順

海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送
海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制
海を水源とした航空機燃料火災への泡消火
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
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給（淡水／海水）
純水補給水系（仮設発電機使用）による復水貯蔵槽への補給
淡水貯水池から防火水槽への補給
淡水タンクから防火水槽への補給
海から防火水槽への補給
淡水貯水池から淡水タンクへの補給
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源切替え
淡水から海水への切替え
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
電源車による P/C C 系及び P/C D 系受電
号炉間電力融通ケーブルを使用した M/C C 系又は M/C D 系受電
所内蓄電式直流電源設備による給電
可搬型直流電源設備による給電
直流給電車による直流 125V 主母線盤 A への給電
AM 用直流 125V 蓄電池による直流 125V 主母線盤 A 受電
常設直流電源喪失時の直流 125V 主母線盤 B 受電
号炉間連絡ケーブルを使用した直流 125V 主母線盤 A 又は直流 125V 主母線盤
B 受電
第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機，号炉間電力融通ケーブ
ル又は電源車による AM 用 MCC 受電
軽油タンクからタンクローリへの補給
タンクローリから各機器等への給油
非常用交流電源設備による給電（設計基準拡張）

本来の用途
（常設）
―
―
―
×
―
○
○
○
―
○
○
○

本来の用途
（可搬型）
○
○
○
―
○
―
○
―
○
―
―
―

○

―

―
―
○
―
―
○
○

○
○
―
○
○
―
―

○

―

○

○

―
○
○

○
○
―

No

1.14

1.15

項目

電源の確保に関する手順等

事故時の計装に関する手順等

1.0.1-101.16

原子炉制御室の居住性等に関
する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

対応手順

非常用直流電源設備による給電（設計基準拡張）
計器の故障時に状態を把握するための手段（他チャンネルによる計測，代替
パラメータによる推定）
計器の計測範囲を超えた場合の手段（代替パラメータによる推定，可搬型計
測器による計測）
計器電源が喪失した場合の手段（蓄電池，代替電源（交流，直流）からの給電）
計器電源が喪失した場合の手段（可搬型計測器による計測又は監視）パラメータを記録する手段
中央制御室換気空調系設備の運転手順等
中央制御室待避室の準備手順
中央制御室の照明を確保する手順
中央制御室の酸素ガス及び二酸化炭素ガスの濃度測定と濃度管理手順
中央制御室待避室の照明を確保する手順
中央制御室待避室の酸素ガス及び二酸化炭素ガスの濃度測定と濃度監理手順
中央制御室待避室データ表示装置によるプラントパラメータ等の監視手順
その他の放射線防護措置等に関する手順等
チェンジングエリアの設置及び運用手順
非常用ガス処理系による運転員等の被ばく防止手順
モニタリング・ポストによる放射線量の測定
可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定
放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定
可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の代替測定
可搬型放射線計測器による放射性物質の濃度及び放射線量の測定
モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
可搬型モニタリングポストのバックグラウンド低減対策
放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策
敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制
気象観測設備による気象観測項目の測定
可搬型気象観測装置による気象観測項目の代替測定
モニタリング・ポストの電源をモニタリング・ポスト用発電機から給電する
手順等

本来の用途
（常設）
○

本来の用途
（可搬型）
―

○

○

○

○

○
―
○
―
―
○
―
―
―
―
―
―
○
○
―
―
―
―
―
―
―
―
○
―

○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
―
―
○
○
○
○
○
○
○
―
―
○

○

―

No

項目

緊急時対策所の居住性等に関
する手順等

1.19

通信連絡に関する手順

1.0.1-11

1.18

対応手順

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機運転手順
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型エリアモニタの設置手順
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所での格納容器ベントを実施する場合の対応の手順
カードル式空気ボンベユニットによる 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化のための準備手順
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機への切替え手順
5 号炉原子炉建屋内可搬型外気取入送風機による通路部のパージ手順
移動式待機場所を使用する手順
安全パラメータ表示システム（SPDS）によるプラントパラメータ等の監視手順
通信連絡に関する手順等
チェンジングエリアの設置及び運用手順
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の切替え手順
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備起動手順
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の切替え手順
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料タンクへの燃料給油手順
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の待機運転手順
発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順等
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する手順等
発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順等
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有する手順等
代替電源設備から給電する手順等

本来の用途
（常設）
―
―
―
―

本来の用途
（可搬型）
○
○
○
○

―

○

―

○

―
―
○
○
―
―
―
―
―
―
○
○
○
○
―

○
○
―
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

別紙１
重大事故等に対処するために，本来の用途以外の用途として使用する設備・系統の対応
手順
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．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３．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
４．復水補給水系を用いた代替循環冷却
５．ほう酸水注入系による進展抑制
６．消火系による原子炉圧力容器への注水
７．消火系による原子炉格納容器内の冷却８．消火系による原子炉格納容器下部への注水
９．消火系による使用済燃料プールへの注水

1.0.1-12

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）操作概要
原子炉冷却材喪失時等において，給水系・非常用炉心冷却系による原子炉注水機能が喪失し，原子炉水位を維持できない場合，復水補給水系を使用した
原子炉圧力容器への注水を行う。
① 復水補給水系から原子炉圧力容器までの系統構成として，タービン負荷遮断弁（第1図①）を「閉」し，復水移送ポンプ（第1図④）を起動する。
② 残留熱除去系注入弁（第1図⑥）を「開」し，原子炉圧力容器を逃がし安全弁（第1図⑤）にて減圧する。
③ 原子炉圧力が復水補給水系統圧力以下にて残留熱除去系洗浄水弁(第1図③)を「開」し，原子炉圧力容器への注水が開始されることを原子炉水位計，原子炉圧力計，復水補給水系統圧力計，残留熱除去系注入配管流量計にて確認する。その後，復水補給水系常／非常用連絡管止め弁（第1図②）を「開」する。
（２）操作の容易性について
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水については，現場対応操作が復水補給水系の常／非常用連絡管止め弁（２弁）の「開」操作で，その他の操作と監視計器の確認は中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。
原子炉建屋

廃棄物処理建屋ＳＦＰ

FPC スキマーサージタンク
ＭＯ

原子炉ウェルＤＳＰ

FPC 熱交換器

1.0.1-13

⑤
SRV
ＭＯ

ＭＯ

FPC ポンプ

③

ＣＳＰ

ＭＯ

Ｄ／Ｗ

⑥

ＲＰＶ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

Ｓ／Ｃ
ＭＯ

ＭＯ

②
RHR 熱交換器

ＭＯ

MUWC ポンプ

①

ＭＯ

④

ＭＯ

RHR ポンプ

タービン建屋
Ｔ／Ｂ各負荷へ

第 1 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

２．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（１）操作概要
原子炉冷却材喪失時等において，残留熱除去系が使用不能となり原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合，復水補給水系を使用し，原子炉格納容器内をスプレイする。
① 復水補給水系から原子炉格納容器までの系統構成として，タービン負荷遮断弁（第2図①）を「閉」し，復水移送ポンプ（第2図④）を起動する。
② 残留熱除去系洗浄水弁（第 2 図③）及び格納容器スプレイ弁（第 2 図⑤）を「開」し，原子炉格納容器内にスプレイが開始されたことを格
納容器圧力計，復水補給水系統圧力計，残留熱除去系注入配管流量計にて確認する。その後，復水補給水系常／非常用連絡管止め弁（第 2図②）を「開」する。
（２）操作の容易性について
代替格納容器スプレイ冷却系による原子炉格納容器内の冷却については，現場対応操作が復水補給水系の常／非常用連絡管止め弁（２弁）の「開」操作で，その他の操作と監視計器の確認は中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。
原子炉建屋

廃棄物処理建屋
FPC スキマーサージタンク

1.0.1-14

ＳＦＰ

ＭＯ

原子炉ウェルＤＳＰ

FPC 熱交換器

ＣＳＰ
Ｄ／Ｗ
ＭＯ

ＭＯ

FPC ポンプ

⑤
ＭＯ

③

ＭＯ

ＲＰＶ

ＭＯ
ＭＯ

ＭＯ

⑤
ＭＯ

Ｓ／Ｃ
ＭＯ

ＭＯ

②
RHR 熱交換器①

MUWC ポンプ ④
ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

RHR ポンプ

タービン建屋
Ｔ／Ｂ各負荷へ

第 2 図 代替格納容器スプレイ冷却系による原子炉格納容器内の冷却概要図

３．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）操作概要
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉圧力容器が破損して原子炉格納容器下部に放出される溶融炉心を冷却するため，専用の注水ライン
弁を「開」とし，復水補給水系による原子炉格納容器下部への水張りを行う。
① 復水補給水系から原子炉格納容器下部までの系統構成として，タービン負荷遮断弁（第3図①）を「閉」し，復水移送ポンプ（第3図③）を起動する。
② 格納容器下部注水弁（第3図④）を「開」とし，原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを格納容器下部注水流量計，復水補給水系
統圧力計にて確認する。その後，復水補給水系常／非常用連絡管止め弁（第3図②）を「開」する。
（２）操作の容易性について
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ついては，現場対応操作が復水補給水系の常／非常用連絡管止め弁（２弁）の「開」操作で，その他の操作と監視計器の確認は中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。
原子炉建屋

廃棄物処理建屋
FPC スキマーサージタンク
ＳＦＰ
ＭＯ

1.0.1-15

原子炉ウェルＤＳＰ

FPC 熱交換器

ＣＳＰ
Ｄ／Ｗ
FPC ポンプ
ＭＯ

ＭＯ
ＭＯ
ＭＯ

ＲＰＶ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

Ｓ／Ｃ
ＭＯ

ＭＯ

②
④
RHR 熱交換器①

MUWC ポンプ ③
ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

RHR ポンプ

タービン建屋
Ｔ／Ｂ各負荷へ

第3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概要図

４．復水補給水系を用いた代替循環冷却（１）操作概要
原子炉冷却材喪失時等において，残留熱除去系が使用不能となり原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合，サプレッション・チェンバ・プールを水源とする復水移送ポンプを使用し，残留熱除去系の配管及び熱交換器を通すことで，原子炉格納容器の循環冷却を行う。
① 復水補給水系を用いた代替循環冷却の系統構成として，タービン負荷遮断弁（第4図①），常／非常用復水貯蔵槽出口弁（第4図②，③），復水移送ポ
ンプミニマムフロー弁（A,B,Cポンプに１弁ずつある）（第4図④），残留熱除去系熱交換器出口弁（第4図⑤）を「閉」し，復水補給水系常／非常用連絡管止め弁（第4図⑥），残留熱除去系洗浄水弁（第4図⑦），残留熱除去系・高圧炉心注水系止め弁（第4図⑧）を「開」し，復水移送ポンプ（第4図⑨）を起動する。
② 格納容器スプレイ弁を（第4図⑩）を「開」し，原子炉格納容器内にスプレイが開始されたことを格納容器圧力計，復水補給水系統圧力計，残留熱除去
系注入配管流量計にて確認する。
原子炉建屋

廃棄物処理建屋
FPC スキマーサージタンク
ＳＦＰ
ＭＯ

原子炉ウェルＤＳＰ

ＣＳＰ
FPC 熱交換器②

1.0.1-16

Ｄ／Ｗ
ＭＯ

ＭＯ

FPC ポンプ

⑩
ＭＯ

⑦

ＭＯ

ＲＰＶ

③
ＭＯ

ＭＯ

⑩

ＭＯ

ＭＯ

⑤

Ｓ／Ｃ

ＭＯ

ＭＯ

⑥

④
ＭＯ

ＭＯ

RHR 熱交換器⑧①

MUWC ポンプ

⑨

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

RHR ポンプ

タービン建屋
Ｔ／Ｂ各負荷へ

代替Ｈｘ

第4図 復水補給水系を用いた代替循環冷却概略図

（２）操作の容易性について
復水補給水系を用いた代替循環冷却については，現場で操作が必要な弁が復水貯蔵槽出口弁，復水補給水系常／非常用連絡管止め弁，復水移送ポンプミ
ニマムフロー弁等の９弁あるが，すべて復水移送ポンプ周りに位置しており，その他の操作と監視計器の確認は中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。

1.0.1-17
第 5 図 ６号炉復水補給水系を用いた代替循環冷却操作時の手動操作弁配置図

1.0.1-18
第 6 図 ６号炉復水補給水系を用いた代替循環冷却操作時の手動操作弁配置図

1.0.1-19
第７図 ７号炉復水補給水系を用いた代替循環冷却操作時の手動操作弁配置図

1.0.1-20

５．ほう酸水注入系による進展抑制（１）操作概要（６号炉）
高圧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機能が喪失した場合，ほう酸水注入ポンプを使用し，復水貯蔵槽，消火系，純水タンクを水源として原子炉圧力容器への注水を実施する。
（使用する系統は優先順位がある。
）①
ほう酸水注入系ポンプ（第8図①）を起動し，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁（第8図②），ほう酸水注入系注入弁（第8図③）の全開を確認する。
②
原子炉圧力容器への注水が開始されていることを原子炉水位計，ほう酸水注入系ポンプ吐出圧力計及びほう酸水注入系貯蔵タンク水位計にて確認する。
③
ほう酸水注入系テストタンク純水供給元弁（第8図④）を「全閉」操作する。
④－１純水補給水系を水源としたほう酸水注入系による進展抑制（優先順位1）
ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水元弁（第8図⑤），ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水入口弁（第8図⑥）を「開」し，ほう酸水注入系貯蔵タンクの水張りを実施する。
④－２復水貯蔵槽を水源としたほう酸水注入系による進展抑制（優先順位2）
復水補給水系と純水補給水系を仮設ホース（第8図⑦）で接続し，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（第8図⑧）を「開」操作し復水補給水系と純水補給水系を接続する。その後，ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水元弁（第8図⑤），ほう酸水注入系貯蔵タンク補給
水入口弁（第8図⑥）を「開」し，ほう酸水注入系貯蔵タンクの水張りを実施する。
④－３消火系を水源としたほう酸水注入系による進展抑制（優先順位3）
消火系と純水補給水系を仮設ホース（第8図⑨）で接続し，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（第8図⑧），消火栓内の弁（第8図⑩）を「開」操作し消火系と純水補給水系を接続する。その後，ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水元弁（第8図⑤），ほう酸水注入系貯蔵
タンク補給水入口弁（第8図⑥）を「開」し，ほう酸水注入系貯蔵タンクの水張りを実施する。
純水タンク

原子炉ウェル

ＳＦＰ

屋外

ＤＳＰ

⑧
⑤
④
⑥

Ｄ／Ｗ

⑨
消火系より

ＳＬＣテストタンク
ＭＯ

ＲＰＶ

ＭＯ

⑩
⑧

ＭＯ

③

ＦＩ

①

Ｓ／Ｃ
ＳＬＣポンプMUWＰポンプ

⑦
ＣＳＰ

② ＭＯ
ＳＬＣタンク

原子炉建屋

MUWC ポンプ
ＭＯ

廃棄物処理建屋

第 8 図 ６号炉ほう酸水注入系による進展抑制概略図

1.0.1-21（１）操作概要（７号炉）
高圧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機能が喪失した場合，ほう酸水注入ポンプを使用し，復水貯蔵槽，消火系，純水タンクを水源として原子炉圧力容器への注水を実施する。
（使用する系統は優先順位がある。
）①
ほう酸水注入系ポンプ（第9図①）を起動し，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁（第9図②），ほう酸水注入系注入弁（第9図③）の全開を確認する。
②
原子炉圧力容器への注水が開始されていることを原子炉水位計，ほう酸水注入系ポンプ吐出圧力計及びほう酸水注入系貯蔵タンク水位計にて確認する。
③
ほう酸水注入系テストタンク純水供給元弁（第9図④）を「全閉」操作する。
④－１純水補給水系を水源としたほう酸水注入系による進展抑制（優先順位1）
ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水元弁（第9図⑤），ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水入口弁（第9図⑥）を「開」し，ほう酸水注入系貯蔵タンクへの水張りを実施する。
④－２復水貯蔵槽を水源としたほう酸水注入系による進展抑制（優先順位2）
復水補給水系と純水補給水系を仮設ホース（第9図⑦）で接続し，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（第9図⑧），
ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水元弁（第9図⑤），ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水入口弁（第9図⑥）を「開」し，ほう酸水注入系貯蔵タンクへの水張りを実施する。
④－３消火系を水源としたほう酸水注入系による進展抑制（優先順位3）
消火系と純水補給水系を仮設ホース（第9図⑨）で接続し，MUWP CUW/FPCろ過脱塩器エレメント洗浄室前床除染用コネクション止め弁（第9図⑩）又は
MUWP 原子炉建屋除染パン除染用コネクション止め弁（第9図⑪），消火栓内の弁（第9図⑫）を「開」操作し消火系と純水補給水系を接続する。その後，
ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水元弁（第9図⑤），ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水入口弁（第9図⑥）を「開」し，ほう酸水注入系貯蔵タンクへの水張りを実施する。
原子炉ウェル

⑫

ＳＦＰ

消火系より

⑨

⑨

消火系より

純水タンク

⑫

ＤＳＰ

④

⑤

Ｄ／Ｗ

屋外

⑪

⑩

⑧

⑥

MUWＰポンプ⑦

ＳＬＣテストタンク
ＭＯ

ＲＰＶ

③

ＦＩ

ＭＯ

⑧

ＭＯ

①

②

ＣＳＰ

ＭＯ

Ｓ／Ｃ
ＳＬＣポンプ

ＳＬＣタンク

原子炉建屋

MUWC ポンプ
ＭＯ

廃棄物処理建屋

第 9 図 ７号炉ほう酸水注入系による進展抑制概略図

（２）操作の容易性について
純水補給水系と復水補給水系をつなぐ仮設ホースの敷設については，６号及び７号炉ともに同じフロアでの接続であり，配管の先端に接続治具を取付け，ホースを接続するだけなので容易に接続可能である。さらに仮設ホースの敷設以外の現場対応操作は，ほう酸水注入系テストタンク純水供給元弁の「開」操作だけである。その他の操作と監視計器の確認は中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。

1.0.1-22
第10図 ６号炉純水補給水系と復水補給水系の仮設ホース接続図

1.0.1-23
第11図 ７号炉純水補給水系と復水補給水系の仮設ホース接続図

1.0.1-24
第12図 ７号炉純水補給水系と消火系の仮設ホース接続図

６．消火系による原子炉圧力容器への注水（１）操作概要
原子炉冷却材喪失時等において，給水系・非常用炉心冷却系等による原子炉注水機能が喪失し，原子炉水位を維持できない場合，消火系を使用した原子炉圧力容器への注水を行う。
① ディーゼル駆動消火ポンプ（第13図④）の起動を緊急時対策本部へ依頼し，消火系から原子炉圧力容器までの系統構成として，タービン負荷遮断弁（第13図①）を「閉」し，消火系連絡弁（第13図②）を「開」する。
② 残留熱除去系注入弁（第13図⑥）を「開」し，原子炉圧力容器を逃がし安全弁（第13図⑤）にて減圧する。
③ 原子炉圧力が消火系統圧力以下にて残留熱除去系洗浄水弁(第13図③)を「開」し，原子炉圧力容器への注水が開始されることを原子炉水位計，原子炉
圧力計，消火系統圧力計，残留熱除去系注入配管流量計にて確認する。
（２）操作の容易性について
消火系による原子炉圧力容器への注水操作と監視計器の確認については，中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。
原子炉建屋

ろ過水タンクFPC スキマーサージタンク

ＳＦＰ

ＭＯ

原子炉ウェルＤＳＰ

FPC 熱交換器

ＭＯ

1.0.1-25

④
SRV

⑤
ＭＯ

⑥

ＲＰＶ

③

屋外

ＭＯ

ＭＯ

Ｄ／Ｗ

②

FPC ポンプ
ＭＯ

ＤＤ消火ポンプ

ＣＳＰ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

Ｓ／Ｃ
ＭＯ

ＭＯ

RHR 熱交換器

MUWC ポンプ

①
ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

廃棄物処理建屋RHR ポンプ

タービン建屋
Ｔ／Ｂ各負荷へ

第13図 消火系による原子炉圧力容器への注水概要図

７．消火系による原子炉格納容器内の冷却（１）操作概要
原子炉冷却材喪失時等において，残留熱除去系等が使用不能となる等の原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合，消火系を使用した原子炉格納容器内のスプレイを行う。
① ディーゼル駆動消火ポンプ（第14図④）の起動を緊急時対策本部へ依頼し，消火系から原子炉格納容器までの系統構成として，タービン負荷遮断弁（第14図①）を「閉」し，消火系連絡弁（第14図②）を「開」する。
② 残留熱除去系洗浄水弁（第 14 図③）及び格納容器スプレイ弁（第 14 図⑤）を「開」し，原子炉格納容器内にスプレイが開始されたことを
格納容器圧力計，消火系統圧力計，残留熱除去系注入配管流量計にて確認する。
（２）操作の容易性について
消火系による原子炉格納容器内の冷却操作と監視計器の確認については，中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。
原子炉建屋
ろ過水タンクFPC スキマーサージタンク
ＳＦＰ
ＭＯ

原子炉ウェル

ＤＳＰ

ＭＯ

1.0.1-26

FPC 熱交換器

Ｄ／Ｗ②

FPC ポンプ
ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

③

ＣＳＰ

ＭＯ

ＲＰＶ

ＭＯ
ＭＯ

屋外

ＭＯ

⑤

④
ＤＤ消火ポンプ

ＭＯ

⑤
ＭＯ

Ｓ／Ｃ
ＭＯ

ＭＯ

RHR 熱交換器①
ＭＯ

ＭＯ

MUWC ポンプ
ＭＯ

廃棄物処理建屋RHR ポンプ

タービン建屋
Ｔ／Ｂ各負荷へ

第 14 図 消火系による原子炉格納容器内の冷却概要図

８．消火系による原子炉格納容器下部への注水（１）操作概要
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉圧力容器が破損して原子炉格納容器下部に放出される溶融炉心を冷却するため，専用の注水ライン
弁を「開」とし，消火系による原子炉格納容器下部への水張りを行う。
① ディーゼル駆動消火ポンプ（第15図③）の起動を緊急時対策本部へ依頼し，消火系から原子炉格納容器下部までの系統構成として，タービ
ン負荷遮断弁（第15図①）を「閉」，消火系連絡弁（第15図②）を「開」する。
② 格納容器下部注水弁（第15図④）を「開」とし，原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを，格納容器下部注水流量計，格納容器下部温度にて確認する。
（２）操作の容易性について
消火系による原子炉格納容器下部への注水操作と監視計器の確認については，中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。
原子炉建屋
FPC スキマーサージタンク

ろ過水タンク

ＳＦＰ
ＭＯ

原子炉ウェル
ＤＳＰ

Ｄ／Ｗ

③

ＭＯ

1.0.1-27

FPC 熱交換器

ＭＯ

ＭＯ

屋外

ＤＤ消火ポンプ②

FPC ポンプ

ＭＯ

ＭＯ
ＭＯ

ＲＰＶ

ＣＳＰ
ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

Ｓ／Ｃ
ＭＯ

ＭＯ

④
RHR 熱交換器
MUWC ポンプ

①

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

廃棄物処理建屋RHR ポンプ

タービン建屋
Ｔ／Ｂ各負荷へ

第15図 消火系による原子炉格納容器下部への注水概要図

９．消火系による使用済燃料プールへの注水（１）操作概要
使用済燃料プール水位が低下し，使用済燃料プールの補給が必要な状態にもかかわらず，サプレッションプール水浄化系，残留熱除去系等が使用不能で使用済燃料プールへの補給ができない場合において，消火系を使用した使用済燃料プール注水を行う。
① ディーゼル駆動消火ポンプ（第16図④）の起動を緊急時対策本部へ依頼し，消火系から使用済燃料プールまでの系統構成として，タービン
負荷遮断弁（第16図①）を「閉」し，消火系連絡弁（第16図②）を「開」する。
② 残留熱除去系洗浄水弁（第16図③）及び残留熱除去系燃料プール側出口弁（第16図⑤）を「開」し，使用済燃料プールへ注水されたことを使用済燃料プール水位計，消火系統圧力計，残留熱除去系注入配管流量計にて確認する。
（２）操作の容易性について
消火系による使用済燃料プールへの注水操作と監視計器の確認については，中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。
原子炉建屋
FPC スキマーサージタンク
ＳＦＰ

ろ過水タンクＭＯ

原子炉ウェル
ＤＳＰ

④
Ｄ／Ｗ

ＭＯ

1.0.1-28

FPC 熱交換器

FPC ポンプ
ＭＯ②

屋外

ＤＤ消火ポンプ

ＭＯ

③

ＭＯ
ＭＯ

ＣＳＰ
ＭＯ

ＲＰＶ

⑤

⑤

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

Ｓ／Ｃ
ＭＯ

ＭＯ

MUWC ポンプ

RHR 熱交換器

①
ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

廃棄物処理建屋RHR ポンプ

タービン建屋
Ｔ／Ｂ各負荷へ

第16図 消火系による使用済燃料プールへの注水概要図

添付資料 1.0.2

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

可搬型重大事故等対処設備保管場所
及びアクセスルートについて

＜

目

次

＞

1． 新規制基準への適合状況............................................... 1.0.2-1
2． 概要 ................................................................ 1.0.2-3
3． 保管場所の評価 ..................................................... 1.0.2-16
4． 屋外アクセスルートの評価............................................ 1.0.2-50
5． 屋内アクセスルートの評価........................................... 1.0.2-105
6． 発電所構外からの緊急時対策要員参集................................. 1.0.2-150

9. 別紙 ............................................................... 1.0.2-152(1)

アクセスルートへの外部事象の重畳による影響について ............ 1.0.2-152(2)

平成 19 年（2007 年）新潟県中越沖地震時の被害状況について ...... 1.0.2-169(3)可搬型設備の接続箇所及び仕様について.......................... 1.0.2-174(4)淡水及び海水取水場所について.................................. 1.0.2-180(5)鉄塔基礎の安定性について...................................... 1.0.2-184(6)

崩壊土砂の到達距離について.................................... 1.0.2-187(7)

屋外アクセスルート(8)主要変圧器の火災について...................................... 1.0.2-195(9)

自衛消防隊（消防車隊）による消火活動等について................ 1.0.2-203(10)

浸水時の可搬型設備（車両）の走行について...................... 1.0.2-205(11)

構内道路補修作業の検証について................................ 1.0.2-206(12)

車両走行性能の検証............................................ 1.0.2-215(13)

地震時の地中埋設構造物崩壊による影響について.................. 1.0.2-221(14)

屋外アクセスルートの仮復旧計画................................ 1.0.2-223(15)

がれき及び土砂撤去時のホイールローダ作業量時間について ........ 1.0.2-225(16)

仮復旧後の対応について........................................ 1.0.2-230(17)

屋内アクセスルートの設定について.............................. 1.0.2-233(18)

屋内アクセスルート確認状況（地震時の影響）.................... 1.0.2-271(19)

屋内アクセスルートにおける資機材設備の転倒等による影響について 1.0.2-279(20)

アクセスルート通行時における通信連絡手段及び照明 .............. 1.0.2-287(21)

地震随伴火災の影響評価........................................ 1.0.2-289(22)

地震随伴内部溢水の影響評価.................................... 1.0.2-300(23)

屋外アクセスルートにおける地震後の被害想定（一覧） ............ 1.0.2-311(24)

資材設置後の作業成立性........................................ 1.0.2-312(25)

保管場所及び屋外アクセスルート等の点検状況.................... 1.0.2-313(26)

発電所構外からの要員の参集について............................ 1.0.2-314(27)

屋外アクセスルート

除雪時間評価.............................. 1.0.2-323(28)

屋外アクセスルート

除灰時間評価.............................. 1.0.2-326(29)

森林火災発生時における屋外アクセスルートの影響................ 1.0.2-329(30)降水に対する影響評価結果について.............................. 1.0.2-330(31)

可搬型設備の小動物対策について................................ 1.0.2-338(32)

屋外アクセスルート近傍の障害となり得る要因と影響評価について .. 1.0.2-340(33)

斜面の崩壊形状について........................................ 1.0.2-357(34)

揺すり込み沈下の影響評価...................................... 1.0.2-359

現場確認結果.............................. 1.0.2-194

(35)津波発生時のアクセスルートのアクセス性について................ 1.0.2-365(36)

代表的な災害時における通行可能なアクセスルートについて ........ 1.0.2-371(37) 地震による建屋直近の地盤沈下に伴う 可搬型重大事故等対処設備の接続作業等への影響について .............................................. 1.0.2-373(38)

不等沈下に対する事前対策...................................... 1.0.2-380(39)

保管場所と周辺斜面の離隔について.............................. 1.0.2-381

10. 補足資料 ........................................................... 1.0.2-382(1) 第 159 回審査会合（2014 年 11 月）からの主要な変更点 ............... 1.0.2-382(2) 屋外の純水・ろ過水タンク溢水時の影響等について................... 1.0.2-383(3) 作業に伴う屋外の移動手段について................................. 1.0.2-388(4) 屋内アクセスルート運用変更について............................... 1.0.2-390(5) 屋内アクセスルートにおける資機材設備の転倒調査について ........... 1.0.2-394(6) 作業時間短縮に向けた取り組みについて............................. 1.0.2-401(7) 第 261 回審査会合（2015 年 8 月）からの主要な変更点： 一時待避場所・追加ルートの設定（2015 年 9 月説明内容） .................................... 1.0.2-402(8) 緊急時対策所の設置に関する考え方（2015 年 9 月説明時点） .......... 1.0.2-423(9) 屋外での通信機器通話状況の確認................................... 1.0.2-434(10) 1～7 号炉同時発災時におけるアクセスルートへの影響 ................ 1.0.2-435(11) 溢水評価におけるブローアウトパネルの位置付け（2015 年 11 月説明内容） ......
................................................................ 1.0.2-447(12) 海水取水場所での取水ができない場合の代替手段について ............. 1.0.2-448(13) 6 号及び 7 号炉主変圧器の地震による接続口への影響について ......... 1.0.2-452(14) 荒浜側防潮堤の扱い変更に伴う アクセスルート追加等の主な変更点について .....
................................................................ 1.0.2-455(15) 5 号炉東側第二保管場所の新設について ............................. 1.0.2-460(16) 自衛消防隊建屋の扱いについて..................................... 1.0.2-461(17) 緊急時対策所及び淡水送水配管の扱い変更に伴う見直しについて ....... 1.0.2-464

1.新規制基準への適合状況
可搬型重大事故等対処設備（以下「可搬型設備」という。）の保管場所及び同設備の運搬道路（以下「アクセスルート」という。）に関する要求事項と，その適合状況は，以下のとおりである。
(1) 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」
第四十三条（重大事故等対処設備）
新規制基準の項目
五

適合状況

地震、津波その他の自然現象又は故

可搬型設備は，地震，津波その他の意による大型航空機の衝突その他のテ 自然現象，設計基準事故対処設備及びロリズムによる影響、設計基準事故対 常設重大事故等対処設備の配置その他
処設備及び重大事故等対処設備の配置 の条件を考慮した上で，設計基準事故
その他の条件を考慮した上で常設重大 対処設備及び常設重大事故等対処設備
事故等対処設備と異なる保管場所に保 に対して，同時に必要な機能が失われないよう，100ｍ以上の離隔を取った高管すること。

所かつ防火 帯の内側の 場所に保管 する。また，分散配置が可能な可搬型設
備については，分散配置して保管する。
六想定される重大事故等が発生した場

地震，津波その他の自然現象を想定

合において、可搬型重大事故等対処設 し，迂回路も考慮して複数のアクセス
第３項

備を運搬し、又は他の設備の被害状況 ルートを確保する。また，がれき等にを把握するため、工場等内の道路及び よってアクセスルートの確保が困難と通路が確保できるよう、適切な措置を なった場合に備え，ホイールローダを配備し，がれき除去を行えるようにし講じたものであること。

ている。
七

重大事故防止設備のうち可搬型のも

可搬型設備は，設計基準事故対処設のは、共通要因によって、設計基準事 備及び常設重大事故等対処設備と同時故対処設備の安全機能、使用済燃料貯 に必要な機能が失われないよう，100ｍ
蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は 以上の離隔を取るとともに，分散配置
常設重大事故防止設備の重大事故に至 が可能な可搬型設備については，分散
るおそれがある事故に対処するために 配置して保管する。また，基準地震動
必要な機能と同時にその機能が損なわ で必要な機能が失われず，高所かつ防れるおそれがないよう、適切な措置を 火帯の内側に保管することにより，共通要因によって必要な機能が失われな講じたものであること。

いことを確認している。

1.0.2-1

(2) 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」
第五十四条（重大事故等対処設備）
新規制基準の項目
五適合状況

可搬型重大事故等対処設備に関して可搬型設備は，地震，津波その他のは、地震、津波その他の自然現象又は 自然現象，設計基準事故対処設備及び故意による大型航空機の衝突その他の 常設重大事故等対処設備の配置その他
テロリズムによる影響、設計基準事故 の条件を考慮した上で，設計基準事故
対処設備及び重大事故等対処設備の配 対処設備及び常設重大事故等対処設備
置その他の条件を考慮した上で常設重 に対して，同時に必要な機能が失われ大事故等対処設備と異なる保管場所に ないよう，100ｍ以上の離隔を取った高保管すること。

所かつ防火 帯の内側の 場所に保管 する。また，分散配置が可能な可搬型設
備については，分散配置して保管する。

【解釈】
可搬型重大事故等対処設備の保管場所
第３項

は、故意による大型航空機の衝突も考慮すること。例えば原子炉建屋から 100ｍ
以上離隔をとり、原子炉建屋と同時に影響を受けないこと。又は、故意による大型航空機の衝突に対して頑健性を有すること。

六

可搬型重大事故等対処設備に関して地震，津波その他の自然現象を想定

は、想定される重大事故等が発生した し，迂回路も考慮して複数のアクセス場合において可搬型重大事故等対処設 ルートを確保する。また，がれき等に備を運搬し、又は他の設備の被害状況 よってアクセスルートの確保が困難とを把握するため、工場等内の道路及び なった場合に備え，ホイールローダを通路が確保できるよう、適切な措置を 配備し，がれき除去を行えるようにしている。

講ずること。

1.0.2-2

2.概要(1) 保管場所及びアクセスルート
可搬型設備の保管場所及びアクセスルートについて第 1 図に，保管場所の標高，離隔
距離等について第 1 表に示す。
保管場所は荒浜側，大湊側の高台及び 5 号炉近傍 2 箇所の合計 4 箇所設置しており，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び保管場所から目的地まで複数ルートでアクセスが可能であり，可搬型設備の運搬，要員の移動，重大事故等時に必要な設備の状況把握，対応が可能である。

第1図

保管場所及びアクセスルート図

1.0.2-3

第1表
保管場所

保管場所の標高，離隔距離，地盤の種類
標

高常設代替交流電源
設備からの離隔距離

原子炉建屋からの離隔距離※1

地盤の種類

荒浜側高台保管場所

T.M.S.L.＋37m

約 900m

約 900m

砂質地盤・盛土地盤

大湊側高台保管場所

T.M.S.L.＋35m

約 250m

約 250m

砂質地盤・盛土地盤

5 号炉東側保管場所

T.M.S.L.＋12m

約 380m

約 120m

岩盤

5 号炉東側第二保管場所

T.M.S.L.＋12m

約 330m

約 100m※2

粘性土地盤※ 各設備の保管場所及び設置場所については，今後の検討結果等により，変更となる可能性がある。
※1

原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋のうち，各保管場所からの距離が最も短い原子炉建屋からの離隔距離を記載している。

※2

原子炉建屋から 100m 以上の離隔を確保している。

(2) 評価概要
保管場所及びアクセスルートについて，以下の評価を実施し，有効性評価に対する作業の成立性について検討を実施した。
保管場所については，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」第四十三条（重大事故等対処設備）及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第五十四条（重大事故等対処設備）に基づき，地震及び津波被害を想定し，それらの被害要因について評価する。
アクセスルートの評価は，運用面の成立性を確認するために以下の想定に基づき評価する。
屋外アクセスルートについては，地震及び津波被害を想定し，それらの被害要因について評価する。
屋内アクセスルートについては，地震及び地震によって発生する火災，溢水を想定し評価する。
また，自然現象により想定される保管場所及びアクセスルートへの影響について第2-2 表のとおり概略評価を実施した結果，地震及び津波が大きな影響を及ぼす可能性があることを確認した。さらに，発電所敷地及びその周辺における発電用原子炉施設の安
全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）（以下「人為事象」という。）により想定される保管場所及びアクセスル
ートへの影響について第 2-4 表のとおり概略評価を実施した結果，影響を及ぼす可能性がある人為事象はないことを確認した。

1） 自然現象① 自然現象抽出の考え方
自然現象抽出の考え方は次のとおりである。
・ 柏崎刈羽原子力発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき地震，津波以外の自然現象としては，国内で発生し得る事象に加え，欧米の基準等で示されている事象を用い網羅的に収集した 42 事象を母集団とする。
・ 収集した事象の中から，柏崎刈羽原子力発電所周辺では“発生しないもの”，“発生しても設備等に対する影響がない又は軽微なもの”は保管場所及びアクセスルー

1.0.2-4

トに影響はないと評価した。
・ アクセスルートへ及ぼす影響が同様であり，影響の程度が一方の事象に包括される場合（例えば津波と高潮では敷地への浸水という観点で与える影響は同じであるが，事象の規模は津波の方が大きいと考えられるため，高潮は津波に包括される）は一方の事象について影響を評価することで代える。
・ また，長期的に進行する事象（例えば土地の浸食等）の場合は，対策を施すことによって影響を回避することが可能であるため保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価した。
・ なお，森林火災の出火原因となるのは，たき火やタバコ等の人為によるものが大半であることを考慮し，森林火災については，人為によるものとして整理する。
② 自然現象の影響評価（概略）「①自然現象抽出の考え方」を踏まえ，保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価した事象（33 事象）を第 2‐1 表に，残った事象から森林火災を除いた事象（地震，
津波＋8 事象の単独事象）については，設計上想定する規模で発生した場合の影響について確認し，その結果を第 2‐2 表に示す。
また，単独事象を組み合わせて，自然現象が重畳した場合の影響について確認する。
（重畳事象）（随伴事象等，同時発生の相関性が高い事象同士は，設計上の想定規模の事象が重畳し，相関性が低い事象同士は，設計上の想定規模の事象とプラント供用期間中に発生する可能性がある規模の事象が重畳することを想定する。）
単独事象，重畳事象のいずれについても，設計上の想定を超える自然現象の発生を仮定する。その上で，取りえる手段が残っており，事故対応を行うことができることを確認する。
保管場所及びアクセスルートへの影響評価として確認する事項は次のとおりである。
・ 設計上想定した自然現象に対し，保管場所の位置等の状況を踏まえ，設計基準事故
対処設備と重大事故等対処設備の安全機能が同時に喪失しないこと。
・ 設計上の想定を超えた自然現象が発生した場合であっても，重大事故等対処設備の安全機能が残り，対応することが可能であること。
・ 保管場所に設置された重大事故等対処設備が各自然現象によって同時に全て機能喪失しないこと。
・ 保管場所，その他現場における屋外作業や屋外アクセスルートの通行が可能なこと。
・ 屋内アクセスルートの通行が可能であること。

1.0.2-5

第 2‐1 表 42 事象のうち，保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価した事象
評価の観点
発電所周辺では発生しない事象【9 事象】
発生を想定しても影響がない事象【8 事象】
他の事象の影響に包括される事象【12 事象】

長期的事象であり，影響の回避が可能な事象【4 事象】

保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価した自然現象【33 事象】
雪崩/結氷板，流氷，氷壁/砂嵐/洪水/池・河川の水位低下/河川の迂回/干ばつ/隕石，衛星の落下/土石流
霜，霜柱/霧，靄/低温水/土の伸縮/地下水による浸食/海水中の地滑り※/塩害，塩雲/太陽フレア，磁気嵐
地震：地滑り/地面隆起/地下水/泥湧出
津波：高潮/波浪/風津波/静振
竜巻：極限的な圧力
積雪：ひょう，あられ/氷嵐，雨氷，みぞれ/氷晶
高温/高温水/土地の浸食，カルスト/海岸浸食※ 海水中の地滑りは，港湾内の影響（発生を想定しても影響がない事象）と港湾外の影響（他の事象の影響（津波）に包括される事象）に分類されるが，本表では「発生を想定しても影響がない事象」として整理する。

第 2‐2 表 自然現象により想定される影響概略評価結果（1/4）
自然現象

概略評価結果
保管場所

屋外アクセスルート

屋内アクセスルート

・ 地盤や周辺斜面の崩壊による影 ・ 地盤や周辺斜面の崩壊による影 ・ 資機材等の倒壊・損
響，周辺構造物の倒壊・損壊・火 響，周辺構造物の倒壊・損壊・火 壊，アクセスルート
災・溢水による影響が考えられ， 災・溢水による影響が考えられ， 周辺機器等の火災・地震
溢水による影響が考
個別の評価が必要。
（地滑り 個別の評価が必要。
えられ，個別の評価
・
サブルートは，地震に随伴する津含む）が必要。
波を考慮すると使用できない。
（別紙 36 参照）。
・ 基準津波に対し，原子炉建屋等や ・ 基準津波は，アクセスルートまで ・ 基準津波は，建屋近傍まで遡上しない。
保管場所へ遡上する浸水はない。 遡上しない（別紙 35 参照）。
したがって，設計基準事故対処設 ・ 万一，津波によりがれきが発生し ・ 万一，建屋近傍まで
備と重大事故等対処設備が同時 た場合でも，ホイールローダによ 遡上した場合でも，建屋は浸水防止対策
り撤去することが可能である。
に機能喪失しない。
津波 ・ 万一，遡上範囲を超えた浸水があ ・ サブルートは防潮堤外側の道路 を施しており，影響ったとしても，原子炉建屋等は浸 が含まれており，使用できない。 を受けない。
水防止対策を施しているため影響を受けず，保管場所は高さT.M.S.L.+12m 以上に配置しており，余裕がある。
・ 設計基準事故対処設備は建屋内 ・ 台風によりがれきが発生した場 ・ 建屋内であり影響はに設置されているため，風による 合も，ホイールローダにより撤去 受けない。
影響はない。また，可搬型設備は することが可能である。
荷重が大きく，設計基準の風によ ・ 気象予報における台風の風速，進風り飛散することはないことから， 行速度，規模，進行経路等を踏まえ，長期に渡り屋外作業や車両の同時に機能喪失しない。
(台風）
・ 設計基準（最大風速 40.1m/s）を 走行が困難な風が想定される場
超える風が想定される場合は，手 合は，対応時間を確保するため，順を定めてプラントを停止する。 あらかじめ手順を定めてプラントを停止する。

1.0.2-6

第 2‐2 表 自然現象により想定される影響概略評価結果（2/4）
自然
現象

竜巻

積雪

概略評価結果
保管場所

屋外アクセスルート

・ 可搬型設備は屋外の保管場所 ・ 竜巻によりがれきが発生した
場合も，ホイールローダによりに設置しているが，設計基準事
撤去することが可能である。
故対処設備は竜巻に対して頑通信鉄塔，避雷鉄塔や送電鉄塔
健な建屋内に設置しているこが倒壊した場合であっても迂とから，同時に機能喪失しな
回ルートを選択することで保い。
管場所へのアクセスが可能で・ 可搬型設備は，複数箇所ある保ある。
管場所に分散配置しているこ
また，避雷鉄塔が転倒した場合とから，同時に機能喪失しなであっても避雷鉄塔はアクセい。
スルートから十分離れており
・ 常設重大事故等対処設備のう
アクセスルートへの影響はな
ち常設代替交流電源設備を屋
いと考えられるが，アクセスル
外（7 号炉南側）に設置していートに影響がある場合は，迂回るが，各ユニットディーゼル発
ルートを選択することで保管
電機，可搬型代替交流電源設備
場所へのアクセスが可能であ保管場所と離隔していることる（鉄塔の影響範囲は第 12 図から，同時に機能喪失しない。
参照）。
・ 高台保管場所の可搬型設備は，
原子炉建屋等に対し離隔距離 ・竜巻防護施設周辺に関しては，
竜巻発生予測を踏まえた車両があることから，固縛等の飛散の待避運用等の飛来物発生防防止対策は実施しなくとも，原止対策を実施することから，ア
子炉建屋等へ影響を与えない。
クセスに問題を生じる可能性
また，建屋近傍の常設代替交流は小さい。
電源設備，5 号炉原子炉建屋内
また，その他の場所に関して
緊急時対策所可搬型電源設備
は，複数のルートが確保されては，飛来物とならないよう固縛いることから，飛来物によりア等の飛散防止対策を実施する。
クセスに問題を生じる可能性は小さい。
・ 気象予報により事前の予測が ・ 気象予報により事前の予測が十分可能であり，積雪状況等を十分可能であり，原子炉建屋
見計らいながら除雪すること
等，保管場所及び可搬型重大事
で対処が可能である。また，ホ故対処設備の除雪は積雪状況
イールローダにより約 60 分で等を見計らいながら行うこと除雪も可能である（別紙 27 参で対処が可能であることから，
照）。
設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備が同時に機能 ・ 積雪時においても，走行可能なタイヤを装着していることか喪失しない。
ら，アクセスに問題を生じる可・ また，保管場所等の除雪はホイ
能性は小さい。
ールローダによる実施も可能であるため，万一，積雪量が想 ・ ただし，除雪可能量を超え，長期に渡り屋外作業や車両の走定を超える場合であっても，除行が困難な積雪が想定される雪を行うことが可能である。
場合は，必要に応じプラントを・ ただし，除雪可能量を超え，長停止する。
期に渡り屋外作業や車両の走行が困難な積雪が想定される場合は，必要に応じプラントを停止する。

1.0.2-7

屋内アクセスルート・ 原子炉建屋は竜巻に対し頑健性を有することから影響は受けない。

・ 建屋内であり影響は受けない。

第 2‐2 表 自然現象により想定される影響概略評価結果（3/4）
自然現象

概略評価結果
保管場所

屋外アクセスルート

屋内アクセスルート

・ 保管場所に設置されている重 ・ 気象予報により事前の予測が ・ 建屋内であり影響は受けない。
十分可能であり，アクセスルー
大事故等対処設備は屋外であトへの融雪剤散布を行うこと
るが，設計基準事故対処設備はでアクセスに問題が生じる可
建屋内に設置されているため能性は小さい。
影響を受けず，同時に機能喪失
・ 路面が凍結した場合にも，走行しない。
可能なタイヤを装着している
・ 低温は，気象予報により事前のことから，アクセスに問題が生予測が十分可能であり，始動に低温じる可能性は小さい。
影響が出ないよう，各設備の温(凍結)度に関する仕様を下回るおそれがある場合には，必要に応じて，あらかじめ可搬型設備の暖機運転等を行うこととしているため，影響を受けない。なお，
暖機運転は，事前に実施することからアクセス時間への影響はない。
・ 設計基準事故対処設備は避雷 ・ 落雷によりアクセスルートが ・ 建屋には避雷設備を設置しており影影響を受けることはない。
対策を施した建屋内に設置さ響は受けない。
れており，かつ保管場所とは位 ・ 落雷発生中は，屋内に退避し，状況を見て屋外作業を実施す
置的分散が図られていることる。
から，同時に機能喪失しない。
落雷
・ 1 回の落雷により影響を受ける
範囲は限定されるため，保管場
所は 2 セットを離隔して位置的分散を図っているため，影響を受けない。
・ 噴火発生の情報を受けた際は， ・ 噴火発生の情報を受けた際は， ・ 建屋内であり影響は受けない。
要員を確保し，アクセスルート
要員を確保し，原子炉建屋等，の除灰を行うことにより対処
保管場所及び可搬型設備の除が可能である。また，ホイール
灰を行うことにより対処が可
ローダにより約 120 分で除灰も能であることから，設計基準事可能である（別紙 28 参照）。
故対処設備と重大事故等対処
設備は同時に機能喪失しない。 ・ ただし，除灰可能量を超え，長期に渡り屋外作業や車両の走・ また，保管場所等の除灰はホイ火山の行が困難な量の降下火砕物がールローダによる実施も可能想定される場合は，必要に応じであるため，万一，降下火砕物
影響プラントを停止する。
の量が想定を超える場合であっても，除灰を行うことが可能である。
・ ただし，除灰可能量を超え，長期に渡り屋外作業や車両の走行が困難な量の降下火砕物が想定される場合は，必要に応じプラントを停止する。

1.0.2-8

第 2‐2 表 自然現象により想定される影響概略評価結果（4/4）
自然
現象

降水

生物
学的
事象

概略評価結果保管場所
・ 排水路で集水し，排水することから，保管場所に滞留水が発生する可能性は小さい。
・ 4 箇所ある保管場所に，万一，滞留水が発生したとしても，原子炉建屋等は浸水防止対策を施していることから，設計基準
事故対処設備と重大事故等対処設備が同時に機能喪失しない。
・ 5 号炉東側の保管場所は周辺の空地が平坦かつ広大であり，万一，降水による滞留水が発生したとしても 2cm 程度で拡散すること（別紙 30 参照），また，保管する可搬型設備は，周辺地表
面上に 30cm の浸水が生じた場合であっても機能に影響がな
い設計とすることから，降水による影響を受けない。

屋外アクセスルート

屋内アクセスルート・ 一部滞留水が発生するものの， ・ 浸水防止対策を施された建屋内であ排水路とは別に設置した排水り，影響は受けな
用フラップゲートから滞留水い。
を速やかに海域に排水することが可能であることから，アクセス性に支障はない（別紙 30
参照）。
・ また，気象予報を踏まえ，可搬型設備の通行に支障がある状
況が予想される場合は，あらか
じめ土のう設置による降水の導水対策等により車両等の通行ルートを確保する。
・ 排水路が閉塞した事態を想定した場合においても，排水用フラップゲートから雨水を海域に排水することが可能である
ことから，アクセス性に支障はない（別紙 30 参照）。

・ 設計基準事故対処設備は，浸水 ・ 影響なし。
防止対策により水密化された建屋内に設置されているため，ネズミ等の齧歯類の侵入による影響を受けない。したがって，屋外の保管場所にある重大事故等対処設備と同時に機能喪失しない。
・ 保管場所は複数箇所あり，位置的に分散されている。また，複数の設備が同時に機能喪失する可能性は小さい。
・ 可搬型設備は，ネズミ等の小動物の侵入により設備機能に影響がないよう，侵入できるような開口部は侵入防止対策を実施する（別紙 31 参照）。また，小動物多数発生の兆候があった場合には害獣駆除を行うこととしている。

1.0.2-9・ 屋内アクセスルー
トは，浸水防止対策により水密化された建屋内に設置されているため，ネズミ等の齧歯類の侵入による影響を受けない。

2） 人為事象①

人為事象抽出の考え方
人為事象抽出の考え方は次のとおりである。

・柏崎刈羽原子力発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき人為事象としては，国内で発生し得る事象に加え，欧米の基準等で示されている事象を用い網羅的に収集した事象から，故意によるものを除いた 15 事象を母集団とする。
・収集した事象の中から，柏崎刈羽原子力発電所周辺では“発生しないもの”，“発生しても設備等に対する影響がない又は軽微なもの”は保管場所及びアクセスルー
トに影響はないと評価した。
・アクセスルートへ及ぼす影響が同様であり，影響の程度が一方の事象に包括される
場合は一方の事象について影響を評価することで代える。
・また，長期的に進行する事象の場合は，対策を施すことによって影響を回避することが可能であるため保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価した。
上記を踏まえ，保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価した事象（12 事象）
を第 2‐3 表に示す。
第 2‐3 表 15 事象のうち，保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価した事象
評価の観点
発電所周辺では発生しない事象【3 事象】
発生を想定しても影響がない事象【5 事象】
他の事象の影響に包括される事象【3 事象】
長期的事象であり，影響の回避が可能な事象【1 事象】②

保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価した人為事象【12 事象】
ダムの崩壊/パイプライン事故/タービンミサイル
船舶の衝突/電磁的障害/サイト内外での掘削/内部溢水/重量物輸送
火災・爆発，有毒ガス：産業施設の事故/輸送事故/油流出
化学物質の放出による水質悪化

人為事象の影響評価（概略）
設計上考慮すべき人為事象としては，上記①のとおり評価した以外の事象である火災・爆発，航空機落下，有毒ガスに森林火災を加えた 4 事象である。
石油コンビナート施設の火災・爆発については，立地的要因により影響を受けることはなく，発電所敷地内に存在する危険物タンク等の火災及び航空機墜落による火災についても，可搬型重大事故等対処設備の位置的分散や複数のアクセスルートにより影響はない。また，ばい煙等の二次的影響及び有毒ガスについては，セルフエアセッ
ト等の装備により通行に影響はない。
森林火災については，設計上想定する規模及び設計上の想定を超える規模で発生した場合の影響について確認し，その結果を第 2‐4 表に示す。なお，森林火災についても，自然現象に加えて重畳した場合の影響について確認する。

1.0.2-10

第 2‐4 表 人為事象により想定される影響概略評価結果
人為事象

概略評価結果
保管場所

屋外アクセスルート

屋内アクセスルート・ 原子炉建屋等と保管場所は防 ・ アクセスルートは防火帯の内側 ・ 関連する建屋は防火帯の内側であり，影響はであり，アクセス性に支障はな
火帯の内側であるため，森林受けない。
い。
火災による熱影響により設計
基準事故対処設備と重大事故 ・ アクセスルートは一部防火帯と ・万一，ばい煙の影響を受ける場合は，セルフ
重複するものの，迂回ルートを使等対処設備は同時に機能喪失
エアセット等の装備に用することにより，森林火災の影しない。
響を受けずに通行可能である。 て対応する。
・ 万一，防火帯の内側に小規模
森林（別紙 29 参照）
な火災が延焼したとしても，
・万一，
小規模な火災が発生したと
自衛消防隊が保管場所周辺の火災
しても，自衛消防隊がアクセスル
消火活動を行うことにより対ート周辺の消火活動を行うこと処が可能である。
により対処が可能である。
・防火帯内部へ延焼が進んだ場（別紙 36 参照）
合は，状況を見て引き続き消火活動を行うが，可搬型設備については，港湾方面へ移動
させ，損傷防止に努める。

1.0.2-11

3） 外部事象（自然現象及び人為事象）の重畳事象評価
各重畳事象の影響確認結果を別紙 1 に示す。また，重畳事象のうち，単独事象と比較して影響が増長される事象の組み合わせと影響評価結果を以下に示す。
○アクセスルートの復旧作業が追加される組み合わせ
単独事象でそれぞれアクセスルートの復旧が必要な事象については，重畳の影響としてそれぞれの事象で発生する作業を実施する必要がある。具体的には，除雪と除灰の組み合わせや，（設計基準を超える）地震時の段差復旧と除雪作業の組み合わせ等が該当する。有効性評価のタイムチャートでは，25 分以内に常設代替交流電源設備より受電し，20 時間以内に代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットをプラント側へ移動
して接続する必要があるが，気象予報等を踏まえてアクセスに支障が生じる前にあらかじめ除雪や除灰等の活動を開始する運用であることから，例えばアクセスルートの復旧に時間を要する除灰の場合でも，約 120 分であるため，想定を上回る事象が発生したとしても，アクセスルートの機能を維持することが可能である。
○設計基準を超える事象を想定することにより単独事象より影響が増長する組み合わせ
森林火災と強風の組み合わせでは，火線強度が増長すると想定されるため，必要防火帯幅が不足する可能性がある。このような場合においては，可搬型設備の港湾方面への移動や予防散水を行うことにより重大事故等対処設備の機能確保に努める。
○設計基準を超える事象を想定することにより防護設備の機能の一部が喪失する組み合わせ
地震と森林火災の組み合わせでは，（設計基準を超える）地震による段差の発生や，防火帯の一部損壊まで想定すると，防火帯内側まで火災が延焼する可能性があるため，可搬型設備の港湾方面への移動や予防散水を行うことにより重大事故等対処設備の機能確保に努める。
○単独事象より影響が増長し，かつ防護設備の機能を低下させる組み合わせ
降水と火山の組み合わせでは，泥流の発生が想定される。堆積した降下火砕物はホイールローダにより除灰して通行できるように対応する。また，気象予報を踏まえ，可搬型設備の通行に支障がある状況が予想される場合は，あらかじめ土のう設置による降水等の導水対策等により可搬型設備のルートを確保する。降下火砕物により建屋
屋上等の排水設備が詰まり，降水による滞留水が発生する可能性があるが，火山の噴火が想定される状況で，かつ降水が重畳する可能性については，あらかじめ気象予報
により確認することができることから，排水設備を優先的に除灰する等，対応することが可能である。

1.0.2-12

(3) 検討フロー
保管場所及びアクセスルートの有効性・成立性について，第 2 図の検討フローにて評価する。
保管場所及び屋外アクセスルートの評価

屋内アクセスルートの評価

地震・津波の被害想定(津波によるｱｸｾｽﾙｰﾄへの影響）
地震による被害を想定

地震随伴火災を想定

地震随伴溢水を想定

保管場所の影響評価
可般型設備の損壊・通行障害防止
保管場所の適合性確認
アクセスルートの影響評価

ｱｸｾｽﾙｰﾄ周辺機器の調査

ｱｸｾｽﾙｰﾄ近傍の機器を抽出

地震時の溢水源を抽出（ﾌﾟﾗﾝﾄｳｫｰｸﾀﾞｳﾝの実施）（BC クラス，油内包機器）（内部溢水評価結果を利用）

周辺機器が地震により転倒， 火災源としての耐震評価

フロアごとの溢水水位を開落下しないことを確認（Ss で評価し裕度を確認）

口部入口高さで評価

ｱｸｾｽﾙｰﾄ上に通行を阻害する

火災源となる機器がｱｸｾｽﾙｰﾄ

ｱｸｾｽﾙｰﾄ上の各ﾌﾛｱが歩行可

機器等がないことを確認

近傍にないことを確認

能であることを確認

仮復旧が可能なｱｸｾｽﾙｰﾄの抽出
ｱｸｾｽﾙｰﾄの仮復旧評価時間
屋外作業の所要時間評価

地震発生時の屋外ｱｸｾｽﾙｰﾄ
所要時間の評価

地震発生時の屋内ｱｸｾｽﾙｰﾄ所要時間の評価

地震発生時の作業成立性の評価

第2図

保管場所及びアクセスルートの有効性・成立性検討フロー

1.0.2-13

(4) 地震による被害想定
地震による保管場所及び屋外アクセスルートへの被害要因・被害事象を 2007 年新潟
県中越沖地震（以下「中越沖地震」という。）時の被害状況（別紙 2 参照）も踏まえた
上で第 3 表のとおり想定し，それぞれ影響を評価する。
なお，サブルートについては，地震に随伴する津波を考慮すると使用できないため，
影響評価の対象外とする。
第3表
自然現象

地

震

保管場所及び屋外アクセスルートにおいて地震により懸念される被害事象
保管場所・アクセスルートに影響を与えるおそれのある被害要因

保管場所で懸念される
被害事象

アクセスルートで懸念される被害事象① 周辺構造物の損壊（建屋，鉄塔及び主排気筒）

損壊物による可搬型設備の損 損壊物によるアクセスルート
壊，通行不能の閉塞②

周辺タンクの損壊

火災，溢水による可搬型設備 タンク損壊に伴う火災・溢水の損壊，通行不能
による通行不能③

周辺斜面の崩壊④

敷地下斜面・道路面のすべり⑤

液状化及び揺すり込みに 不等沈下，浮き上がり等によ アクセスルートの不等沈下，
よる不等沈下等，液状化に る可搬型設備の損壊，通行不 地中埋設構造物の浮き上がり
伴う浮き上がりによる通行不能能⑥

地盤支持力の不足

可搬型設備の転倒，通行不能⑦

地中埋設構造物の損壊

陥没による可搬型設備の損
陥没による通行不能
壊，通行不能⑧

淡水貯水池の堰堤及び送水配管の損壊堰堤及び送水配管の損壊によ堰堤及び送水配管の損壊による可搬型設備の損壊，通行不る通行不能
能

土砂流入による可搬型設備の損壊，通行不能
土砂流入，道路損壊による通行不能
敷地下斜面のすべりによる可搬型設備の損壊，通行不能

1.0.2-14―

(5) 津波による被害想定
保管場所は，津波遡上解析の結果，第 3 図に示すとおり，遡上域最大水位よりも標高が高い位置に設置されていることから，津波による被害は想定されない（「設計基準対
象施設について」第 5 条：津波による損傷の防止）。
また，アクセスルートは，液状化及び揺すり込みによる沈下並びに斜面崩壊後の土砂形状を考慮した上で遡上域最大水位よりも標高が高い位置に設置されているため，津波による被害は想定されない（別紙 35 参照）。なお，サブルートは設置されている標高，
位置付けを踏まえ，津波時及び津波の起因事象である地震時にはアクセス性を期待しないこととする。

荒浜側防潮堤内
T.M.S.L.+6.9m

発電所遡上域
T.M.S.L.+8.3m

第3図

基準津波による遡上域最大水位

1.0.2-15

3.保管場所の評価(1) 保管場所選定の考え方
・ 地震，津波その他の自然現象，設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮する。
・ 原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋から 100m 以上離隔する。
・ 常設代替交流電源設備に対し，可搬型代替交流電源設備の保管場所は 100m 以上離隔する。
・ 可搬型設備の保管場所は高所かつ防火帯の内側とする。
・ 2 セットある可搬型設備については，保管場所を分散配置する。

保管場所の標高，離隔距離，地盤の種類（再掲）
保管場所

標

高

常設代替交流電源
設備からの離隔距離

原子炉建屋からの離隔距離※1

地盤の種類

荒浜側高台保管場所

T.M.S.L.＋37m

約 900m

約 900m

砂質地盤・盛土地盤

大湊側高台保管場所

T.M.S.L.＋35m

約 250m

約 250m

砂質地盤・盛土地盤

5 号炉東側保管場所

T.M.S.L.＋12m

約 380m

約 120m

岩盤

5 号炉東側第二保管場所

T.M.S.L.＋12m

約 330m

約 100m※2

粘性土地盤

※1

原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋のうち，各保管場所からの距離が最も短い原子炉建屋からの離隔距離を記載している。

※2

原子炉建屋から 100m 以上の離隔を確保している。

第4図

保管場所からの離隔距離（原子炉建屋，常設代替交流電源設備）

1.0.2-16

(2) 保管場所における主要可搬型設備等
可搬型重大事故等対処設備の分類を第 5 図に，保管場所における主要可搬型設備の配備数を第 4‐1 表に，主要設備の配備数を第 4‐2 表に示す。可搬型設備の配備数については，「2n+α」，「n+α」，「n」の設備に分類し，それらを屋外設備であれば荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所，5 号炉東側保管場所，5 号炉東側第二保管場所のいずれか 2 箇所以上に，屋内設備であれば建屋内の複数箇所に，分散配置することにより多重化，多様化を図っている。
1） 「2n+α」の可搬型設備
原子炉建屋外から水・電力を供給する可搬型代替交流電源設備（電源車）・可搬型
代替注水ポンプ（消防車）・代替原子炉補機冷却系・大容量送水車（海水取水用）については，必要となる容量を有する設備を 1 基あたり 2 セット及び予備を保有し，荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所，5 号炉東側第二保管場所のいずれか 2 箇所
以上にそれぞれ分散配置する。
2） 「n+α」の可搬型設備
負荷に直接接続する，高圧窒素ガスボンベ・逃がし安全弁用可搬型蓄電池・遠隔空気駆動弁操作用ボンベについては，必要となる容量を有する設備を 1 基あたり 1 セット及び予備を保有し，原子炉建屋内にそれぞれ分散配置する。
3） 「n」の可搬型設備（その他）
上記以外の可搬型重大事故等対処設備は，必要となる容量を有する設備を 1 基あたり 1 セットに加え，プラントの安全性向上の観点から，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。
また，「n」の屋外保管設備についても，共通要因による機能喪失を考慮し，荒浜
側高台保管場所，大湊側高台保管場所，5 号炉東側保管場所，5 号炉東側第二保管場
所のいずれか 2 箇所以上に分散配置する。
可搬型設備の建屋接続箇所及び仕様については別紙 3 に，淡水及び海水取水場所については，別紙 4 に示す。

1.0.2-17

可搬型代替交流電源設備

可搬型代替注水ポンプ
（消防車）

（電源車）
２ｎ＋α

大容量送水車（海水取水用）代替原子炉補機冷却系

高圧窒素ガスボンベ

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

ｎ＋α

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

ｎ

その他
第5図

可搬型重大事故等対処設備の分類

1.0.2-18

第 4‐1 表 保管場所における主要可搬型設備(1)「2n+α」の可搬型設備
設備名

配備数

可搬型代替交流電源設備（電源車）【6 号及び 7 号炉共用】

9台

ケーブル（一式：約 40ｍ）

9式

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級消防車）【6 号及び 7 号炉共用】

17 台

必要数
【6 号炉分】2 台（2n=4）【7 号炉分】2 台（2n=4）【合計】8 台
8式
【6 号炉分】4 台（2n=8）【7 号炉分】4 台（2n=8）

予備1097 本1096 本

1式

4式
5式
荒浜側
大湊側 ・ 必要数（1 基あたり A-2 級
消防車 4 台，6 号炉ホース
6台
6台
292 本，7 号炉ホース 256
K5 東二本）の 2 セット，2 基で合5台
計 A-2 級消防車 16 台及びホース 1096 本
荒浜側
大湊側
・ 故障時バックアップ及び
468 本
469 本
保守点検待機除外時バッ
クアップ A-2 級消防車 1K5 東二台（共用）及びホース 1 本
160 本
（共用）

1本

【6 号炉分】1式（2n=2）

代替原子炉補機冷却系（代替循環冷却系の熱交換器ユニット等を含む）【6 号及び 7 号炉共用】
1 式あたり・熱交換器ユニット：1 式
・大容量送水車（熱交換器ユニット用）：1 台

5式

ホース（一式：約 400ｍ，
口径 300A）

5式【7 号炉分】1式（2n=2）

1式

2式

3式

2式

3式

【合計】
4式
4式

1式

【6 号及び
7 号炉分】
1台（2n=2）
大容量送水車（海水取水用）【6 号及び 7 号炉共用】

3台

1台

【合計】
2台

※

・ 必要数（1 基あたり 2 台）の 2 セット，2 基で合計 8
台
・ 故障時バックアップ及び保守点検待機除外時バッ
クアップ 1 台（共用）

4台

1台

5台

備考

1台

【合計】16 台

ホース（1 本：約 20m）

保管場所
荒浜側
大湊側

1台

2台

・ 必要数（1 基あたり 1 式）の 2 セット，2 基で合計 4式
・ 故障時バックアップ及び保守点検待機除外時バッ
クアップは 1 式（共用）・ 必要数（2 基で 1 台）の 2
セット，2 基で合計 2 台
・ 故障時バックアップ及び保守点検待機除外時バッ
クアップ 1 台（共用）・ なお，予備 1 台は 6 号及び7 号炉代替原子炉補機冷却系の予備として配備している大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 台及び原
子炉建屋放水設備の予備として配備している大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）1 台と兼用。

各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。
保管場所の荒浜側は荒浜側高台保管場所，大湊側は大湊側高台保管場所，K5 東一は 5 号炉東側保管場所，K5 東二は 5 号炉東側第二保管場所を示す。

1.0.2-19

(2)「n+α」の可搬型設備
設備名

配備数

必要数

予備

6 号炉
高圧窒素ガスボンベ

25 本

5本

20 本
（5 本以
上）

7 号炉
高圧窒素ガスボンベ

25 本

5本

20 本
（5 本以
上）

6 号炉
逃がし安全弁用可搬型蓄電池
3個

8本

7 号炉
遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

8本

※

1個
1個

6 号炉
遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

備考

6 号炉原子炉建屋
・ 必要数 5 本（1 基あたり）
故障時バックアップ及び保守点検待機除外時バッ
クアップ 5 本以上（1 基あ
7 号炉原子炉建屋たり）25 本
余裕を見て 20 本配備（1（10 本・10 本・5
基あたり）
本で分散）
25 本
（10 本・10 本・5本で分散）

6 号炉原子炉建屋 ・ 必要数 1 個（1 基あたり）

1個

7 号炉
逃がし安全弁用可搬型蓄電池

保管場所

4本

4本

4本

4本

1個

・ 故障時バックアップ及び保守点検待機除外時バッ
7 号炉原子炉建屋
クアップ 1 個（共用）2個
6 号炉原子炉建屋 ・ 必要数 4 本（1 基あたり）
8本

・ 故障時バックアップ及び保守点検待機除外時バッ
7 号炉原子炉建屋
クアップ 4 本（1 基あたり）
8本

各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

(3)「n」の可搬型設備
設備名

配備数

必要数

予備

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級消防車）【6 号及び 7 号炉共用】

2台

1台

ホース（1 本：約 20ｍ）

20 本

10 本

保管場所

備考（必要数ｎの補足）

荒浜側

大湊側

1台

1台

1台

10 本

10 本

10 本

1台

2台

号炉あたり 1 台で窒素供給が
可能。

1式

2式

号炉あたり 1 式で薬液注入が可能。

1 台でスプレイが必要な大規模な損壊が発生している 1 プ
ラントの使用済燃料プールのスプレイ冷却が可能。

【6 号炉分】1台
可搬型窒素供給装置

3台【7 号炉分】 1 台
（共用）
1台
【合計】
2台
【6 号炉分】1式

スクラバ水 pH 制御設備

3式

【7 号炉分】
1式

1式

【合計】
2式
取水口用汚濁防止膜（ｼﾙﾄﾌｪﾝｽ）
約 200ｍ（1 箇所あたり）

（1 重）
約 80ｍ

（2 重+予1 箇所あたり 80ｍで汚濁防止
備）約 100ｍ 約 100ｍ膜を設置可能。
約 120ｍ

放水口用汚濁防止膜（ｼﾙﾄﾌｪﾝｽ）
約 320ｍ【6 号及び 7 号炉共用】（1 重）
約 140ｍ（2 重+予1 箇所あたり 140ｍで汚濁防備）
約 160ｍ 約 160ｍ
止膜を設置可能。
約 180ｍ※

各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。
保管場所の荒浜側は荒浜側高台保管場所，大湊側は大湊側高台保管場所を示す。

1.0.2-20

(3)「n」の可搬型設備
設備名

配備数

必要数

予備

小型船舶（汚濁防止膜設置用）【6 号及び 7 号炉共用】

2台

1台

1台

保管場所
大湊側

1台

1台

汚濁防止膜を 1 台で設置可能。
5 号,6 号及び 7 号炉雨水排水路
集水桝並びにフラップゲート
入口 3 箇所にそれぞれ 1 式を設置。

放射性物質吸着材【6 号及び 7 号炉共用】

7式

6式

1式

1式

6式

原子炉建屋放水設備【6 号及び 7 号炉共用】
一式あたり
・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）：1 台・放水砲：1 台
・泡原液混合装置：1 台
・泡原液搬送車：1 台

2式

1式

1式

1式

1式

ホース
・送水側一式：950ｍ，口径 300A
・吸込側一式： 80ｍ，口径 150A

1式
及び
予備

1式

号炉間電力融通ケーブル【6 号及び 7 号炉共用】

1式

0式
（常設）

タンクローリ【発電所共用】

送水側
送水側
50m 1 本 50m 1 本
10m 1 本 10m 1 本
5m 1 本 5m 1 本
吸込側
吸込側
20m 1 本 20m 1 本
1式

備考（必要数ｎの補足）

荒浜側

申請プラント数の半数以上の1 式。
ただし，泡原液混合装置及び泡原液搬送車は，1 台で 1 プラン
トの航空機火災発生時に対応
が可能。

1式

1式

0式

号炉間電力融通ケーブル（常設）の予備。

荒浜側 大湊側【4kL】 【4kL】 【4kL】【4kL】 【4kL】
4kL 3 台及び 16kL 1 台で 6 号
1台
3台
4台
1台
1台
及び 7 号炉が運転中かつ 1～5【16kL】 【16kL】 【16kL】【16kL】 【16kL】
号炉が停止中の場合の給油作
1台
1台
2台
1台
1台
業を実施可能。
【合計】 【合計】 【合計】
K5 東二
2台
4台
6台
【4kL】2 台

小型船舶（海上モニタリング用）【発電所共用】

2隻

1隻

1隻

可搬型モニタリングポスト【発電所共用】

16 台

15 台

1台

可搬型気象観測装置【発電所共用】

2台

1台

1台

1隻

1隻

モニタリングポストの陸側代5 号炉原子炉建屋 替測定用で 9 台，海側測定用で5 台，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化用で 1 台の1台
合計 15 台で測定可能。
8台

7台

1台

1台

K5 東一
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
可搬型電源設備【6 号及び 7 号炉共用】

5台

2台

3台

可搬ケーブル（一式：約 100ｍ）

2式

0式

2式

1 隻で海上モニタリングを実
施可能。

2台

気象観測は 1 台で測定可能。

大湊側 1 台で 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所必要負荷へ給電可能。
ただし，燃料補給時に停止する3台必要があるため合計 2 台が必要。

5 号炉原子炉建屋

ケーブル（常設）の予備。

2式※

各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。
保管場所の荒浜側は荒浜側高台保管場所，大湊側は大湊側高台保管場所，K5 東一は 5 号炉東側保管場所，K5 東二は 5 号炉東側第二保管場所を示す。

1.0.2-21

設備名

配備数

3式

中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）【6 号及び 7 号炉共用】

194 本

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機【6 号及び 7 号炉共用】

1式【7 号炉分】
（共用）
1式
【合計】
2式

2台

3台

174 本

1台

2台

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）【6 号及び 7 号炉共用】

123 本以上

123 本

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機（フィルタ，ブロワ一体型）【6 号及び 7 号炉共用】

4台

2台

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）【6 号及び 7 号炉共用】

1792 本以上

1792 本※予備【6 号炉分】1式

中央制御室 可搬型陽圧化空調機【6 号及び 7 号炉共用】
一式あたり
・フィルタユニット：1 台
・ブロワユニット：2 台5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機【6 号及び 7 号炉共用】（フィルタ，ブロワ一体型）

必要数

備考
6 号及び 7 号炉合計 2 式で中央制御室内を隣接区画＋20Pa 以上＋40Pa
未満の範囲内で陽圧化することが可
能。

20 本

6 号及び 7 号炉合計 174 本で中央制
御室待避室を窒息防止しつつ 10 時
間陽圧化することが可能。

1台

1 台で 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を，2 台で 5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）を陽圧化することが可能。
ただし，建屋内の雰囲気線量が屋外より高い場合においては，可搬型外
気取入送風機とあわせて使用する。

1台

建屋内の雰囲気線量が屋外より高い
場合において，1 台で 5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所（対策本部）可
搬型陽圧化空調機及び 5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所（待機場所）可
搬型陽圧化空調機設置エリアを外気パージすることが可能。
その際には，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所（対策本部）の陽圧化のため，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機とあわせて追加 1 台を使用。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置の（現場運用機能とあわせて，123 本で 5 号炉原を考慮し別子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
途決定）
を窒息防止しつつ 10.5 時間陽圧化することが可能。

2台

2 台で 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）を陽圧化することが可能。

（現場運用 1792 本で 5 号炉原子炉建屋内緊急時を考慮し別 対策所（待機場所）を窒息防止しつ
途決定） つ 10.5 時間陽圧化することが可能。

各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

1.0.2-22

第 4‐2 表 保管場所等における主要設備
（1）重機
重機

※

配備数

保管場所
荒浜側高台

備考

大湊側高台

ホイールローダのうち，4 台は可搬型重大事故等対処設備，
ホイールローダ
5台
2台
3台
大湊側高台保管場所の 1 台は予備として位置付けている。
各重機の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

（2）その他設備（自主的に所有している設備）
設備名

配備数

化学消防自動車（火災対応用）

2台

消防車（火災対応用）2台

大型化学高所放水車

2台

ホース展張車（原子炉建屋放水設備用）

5台

放射能観測車（モニタリングカー）

1台

クレーン付トラック

7台

衛星通信車
コンクリートポンプ車
原子炉補機冷却海水ポンプ電動機（6 号炉用） （7 号炉用）
原子炉補機冷却水ポンプ電動機（6 号炉用） （7 号炉用）

1台
1台

荒浜側高台保管場所
荒浜側高台保管場所
及び大湊側高台保管場所
構内保管場所
構内保管場所

各々1 台

大湊側高台保管場所

各々1 台

大湊側高台保管場所

可搬型照明設備

19 台

荒浜側高台保管場所
及び大湊側高台保管場所

直流給電車

4台

カードル式空気ボンベユニット

5台

ホース展張車

7台

可搬型大容量窒素供給装置

9台

代替補機冷却海水ポンプ3台

大湊側高台保管場所

ショベルカー2台

荒浜側高台保管場所
及び大湊側高台保管場所

ブルドーザー1台

荒浜側高台保管場所※

保管場所
荒浜側高台保管場所
及び自衛消防隊詰め所
荒浜側高台保管場所
及び自衛消防隊詰め所
荒浜側高台保管場所
及び大湊側高台保管場所
荒浜側高台保管場所
及び大湊側高台保管場所

荒浜側高台保管場所
及び大湊側高台保管場所
荒浜側高台保管場所
荒浜側高台保管場所
及び大湊側高台保管場所
荒浜側高台保管場所
及び大湊側高台保管場所

備考
各々1 台配備
各々1 台配備
各々1 台配備
荒浜側：2 台配備
大湊側：3 台配備－
荒浜側：3 台配備
大湊側：4 台配備
－
－
予備品
予備品
発電機付照明荒浜側：10 台配備
大湊側：9 台配備
荒浜側：1 式配備大湊側：3 式配備
荒浜側：5 台配備
大湊側：2 台配備
荒浜側：5 台配備
大湊側：4 台配備
荒浜側：1 台配備
大湊側：1 台配備

各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

1.0.2-23-

(3) 地震による保管場所への影響評価概要
地震による保管場所への影響について，中越沖地震時の被害状況（別紙 2 参照）も踏
まえた上で網羅的に①～⑧の被害要因について評価した結果，第 5 表に示すとおり影響のある被害要因はないことを確認した。被害要因に対する詳細な確認結果については，「(4) 地震による保管場所への影響評価」に示す。
第5表

地震による保管場所への影響評価結果
評価結果

被害要因

荒浜側高台
保管場所

大湊側高台
保管場所

5 号炉東側保管場所

5 号炉東側第二保管場所①

周辺構造物の損壊

問題なし

問題なし

問題なし

問題なし

②

周辺タンクの損壊

該当なし

該当なし

問題なし

問題なし

③

周辺斜面の崩壊

該当なし

問題なし

問題なし

問題なし

④

敷地下斜面のすべり

問題なし

問題なし

該当なし

該当なし

⑤

液状化及び揺すり込みによる不等沈下・傾斜，液状化に伴う浮き
上がり

問題なし

問題なし

該当なし

問題なし

問題なし

問題なし
[接地圧＜支持力]

問題なし
問題なし
[接地圧＜支持力] [接地圧＜支持力]⑥

地盤支持力の不足⑦

地中埋設構造物の損
壊

該当なし

該当なし

該当なし

該当なし

⑧

淡水貯水池の堰堤及び送水配管の損壊

該当なし

該当なし

問題なし

問題なし

(4) 地震による保管場所への影響評価
1） 周辺構造物損壊による影響評価①周辺構造物の損壊（建屋，鉄塔，主排気筒）
影響評価結果を第 6 表，第 6‐1 図，第 6‐2 図，第 6‐3 図に示す。保管場所周辺には，損壊により影響を及ぼすおそれのある建屋，主排気筒等の構造物はないことを確認した。
荒浜側高台保管場所の近傍には送電鉄塔が設置されているが，鉄塔基礎の安定性に影響を及ぼす要因について評価を行い，影響がないことを確認している。また，更なる安全性向上のための対策として，新新潟幹線 No.1 及び南新潟幹線 No.1 送電鉄塔基
礎の補強及び送電鉄塔周辺法面の補強を実施し，信頼性を向上させている（別紙 5 参照）。
同保管場所近傍の上空には送電線が架線されているが，万一，送電鉄塔が倒壊した場合であっても，送電線による影響のない範囲を保管場所としている。なお，万一に備え，電線カッターを配備している。
5 号炉東側保管場所周辺には，5 号炉原子炉建屋，5 号炉原子炉格納容器圧力逃し装置遮蔽壁，5 号炉主排気筒があるが，地震による影響がないことを確認している。

1.0.2-24

5 号炉東側第二保管場所の東側には連絡通路があるが，損壊に対し十分な離隔距離をとることから，保管場所の可搬型設備への影響はない。
第6表

周辺構造物損壊による保管場所への影響評価結果
評価結果

被害要因
① 周辺構造物の損壊（建屋，鉄塔，主排気筒）

荒浜側高台
保管場所

大湊側高台
保管場所

5 号炉東側保管場所

5 号炉東側第二
保管場所

該当なし

該当なし

問題なし

問題なし

第 6‐2 図 大湊側高台保管場所

第 6‐1 図 荒浜側高台保管場所【凡例】
アクセスルート（車両）アクセスルート（徒歩）
送電線
送電線の影響範囲

第 6‐3 図 5 号炉東側保管場所，5 号炉東側第二保管場所

1.0.2-25

②周辺タンクの損壊保管場所近傍にある溢水源となる可能性のあるタンクの配置を第 6‐4 図，第 6‐5
図に示す。溢水源となる可能性のあるタンクについて評価を実施し，第 7 表，第 8 表に示すとおり保管場所に影響がないことを確認した。
荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所については，屋外タンクと保管場所のの位置関係（標高が大きく異なる）より影響を受けない。
5 号炉東側保管場所及び 5 号炉東側第二保管場所については，屋外タンクからの溢水を考慮した場合においても，周辺の空地が平坦かつ広大であり，周辺の道路上及び排水設備を自然流下し，拡散すること，タンクと保管場所の間には建物等の障害物があり，溢水したタンクからの水が直接保管場所へ到達しづらいこと，また，保管する
可搬型設備は，周辺地表面上に 30cm の浸水が生じた場合であっても機能に影響がな
い設計とすることから，周辺タンクの損傷による影響を受けない。
第7表
対象設備

容量

・ No.3 純水タンク
・ No.4 純水タンク
・ No.3 ろ過水タンク
・ No.4 ろ過水タンク

第8表

溢水タンク漏えい時被害想定
被害想定

内容

3

2,000m ・ 基 準 地 震 動 Ss ・ 地震によりタンク又は付属配管が破損した場合でも，周辺の空地が平坦かつ広大であによるタンク及2,000m3
り，溢水は拡散する。
び付属配管の破1,000m3・ タンクと 5 号炉東側保管場所及び 5 号炉東損による溢水1,000m3
側第二保管場所の間には，建物等の障害物があり，溢水したタンクからの水が直接保管場所へ到達しづらい。
・ 5 号炉東側保管場所及び 5 号炉東側第二保
管場所に保管する可搬型設備は，周辺地表
面上 30cm の浸水が生じた場合であっても機能に影響がない設計とすることから，周辺タンクの損傷による影響を受けない。

周辺構造物損壊による保管場所への影響評価結果
評価結果

被害要因

②

周辺タンクの損壊

荒浜側高台
保管場所

大湊側高台
保管場所

5 号炉東側保管場所

5 号炉東側第二
保管場所

該当なし

該当なし

問題なし

問題なし

1.0.2-26

第 6‐4 図 荒浜側保管場所【凡例】
アクセスルート（車両）アクセスルート（徒歩）第 6‐5 図 大湊側保管場所

1.0.2-27

2） 周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価③周辺斜面の崩壊，④敷地下斜面のすべり
a. 評価方法
第 7‐1 図に周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価フローを示す。
保管場所の周辺斜面については，全斜面が崩壊するものと仮定し，崩壊後の堆積土
砂形状（以下「崩壊形状」という。）を予測した上で，保管場所が崩壊後の堆積土砂による影響範囲内に入らないように必要な離隔を確保していることを確認する。また，保管場所の敷地下斜面については，基準地震動によるすべり安定性評価を実施し，保管場所がすべり線の影響範囲内に入らないように必要な離隔を確保していることを確認する。
【周辺斜面の崩壊後及び敷地下斜面の崩壊形状】
・斜面の崩壊形状としては，安息角と内部摩擦角の関係※1 及び土砂の移動時の内部摩擦角の下限値※2 を考慮し，崩壊形状の勾配を 15°と設定する。
・すべり線が大きいほど，崩壊後の堆積土砂の到達距離は長くなり，崩壊形状の法肩位置は崩壊前の斜面形状の法肩位置に近づくことから，崩壊前の斜面形状の法肩位置を基点にして，勾配が 15°となる崩壊形状を保守的に設定した（別紙 33 参照）。
※1
※2

土質工学会：技術手帳 1,1978
砂防フロンティア整備推進機構：土砂災害防止に関する基礎調査の手引き，2001

ほか【敷地下斜面のすべり安定性評価】
斜面形状，斜面高さ等を考慮して検討断面を選定し，基準地震動に対する地震応答
解析を二次元動的有限要素法により行う。地震応答解析は周波数応答解析手法を用い，等価線形化法によりせん断弾性係数及び減衰定数のひずみ依存性を考慮する。地震時の応力は，静的解析による常時応力と地震応答解析による動的応力を重ね合わせることにより算出する。
なお，静的解析には解析コード「stress_nlap Ver2.8」を，地震応答解析には解析
コード「Super FLUSH /2DJB Ver4.0」を，すべり計算には解析コード「suberi_sf Ver.2」を使用する。
各保管場所の周辺斜面及び敷地下斜面を第 7‐2 図に示す。
評価対象断面は，荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所については斜面形状，
斜面高さ等を考慮して汀線直交方向の断面を，5 号炉東側保管場所及び 5 号炉東側第二保管場所については周辺斜面と直交する断面を選定した。

1.0.2-28

第 7‐1 図 周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価フロー

1.0.2-29

5 号炉東側保管場所及び 5 号炉東側第二保管場所 斜面直交断面（⑤断面）

第 7‐2 図 各保管場所の周辺斜面及び敷地下斜面

1.0.2-30

【すべり安定性評価の基準値の設定】
すべり安定性評価の評価基準値としては，「日本道路協会：道路土工‐盛土工指針，
2010」において，盛土の安定性照査について，「レベル 2 地震動に対する設計水平震度に対して，円弧すべり面を仮定した安定解析法によって算出した地震時安全率の値
が 1.0 以上であれば，盛土の変形量は限定的なものにとどまると考えられるため，レベル 2 地震動の作用に対して性能 2 を満足するとみなしてよい。」と記載されている。
また，性能 2 とは，「安全性及び修復性を満たすものであり，盛土の機能が応急復
旧程度の作業により速やかに回復できる。」と記載されており，斜面に隣接する施設等に影響を与える規模の崩壊ではなく修復可能な小規模の損傷であると判断される。
本評価においては，水平・鉛直震度を同時に考慮した基準地震動に対する動的解析
により安全率 Fs が 1.0 以上であることを評価基準値とする。
解析モデルを第 7‐3 図，第 7‐4 図に示す。
解析用地盤物性値は，基礎地盤安定性評価の物性値（「柏崎刈羽原子力発電所 6 号
及び 7 号炉原子炉建屋等の基礎地盤及び周辺斜面の安定性について」ほか）を用いる。
また，入力地震動には，基準地震動 Ss を解析モデル下端（T.M.S.L.-60m）まで引き上げた波形を用いる。なお，敷地内の地震増幅特性を踏まえ，荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所ともに荒浜側の基準地震動 Ss を用いる。荒浜側高台保管場所の周辺斜面並びに 5 号炉東側保管場所及び 5 号炉東側第二保管場所の敷地下斜面については，該当する斜面がないことから，すべり安定性評価の対象から除く。
凡

例

盛土
盛土
新期砂層
新期砂層・沖積層
番神砂層
番神砂層・大湊砂層
古安田層
古安田層
西山層
西山層

Ｗ

Ｅ

保管場所

37

0

-50
-60
-150

-100

-50

0

50

100

150

200

第 7‐3 図 荒浜側高台保管場所の解析モデル図

1.0.2-31

250

300

(m)

凡

例

盛土
盛土
新期砂層
新期砂層・沖積層
番神砂層
番神砂層・大湊砂層
古安田層
古安田層
西山層
西山層

Ｗ

Ｅ

保管場所

35

0

-50
-60
-100

-50

0

50

100

150

200 210(m)

第 7‐4 図 大湊側高台保管場所の解析モデル図
b. 評価結果
周辺斜面の崩壊形状を第 7‐5 図，第 7‐6 図に，敷地下斜面のすべり安定性評価結果を第 7‐7 図，第 7‐8 図に，周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響
評価結果を第 9 表に示す。
保管場所が周辺斜面崩壊後の堆積土砂による影響範囲内に入らないように必要な離隔を確保していること，及び，すべり安全率が 1 を下回るすべり線の範囲を踏まえて，法肩から最大崩壊範囲までの距離に対して 2 割程度の裕度を持たせて保管場所を設定することから，土砂流入及び敷地下斜面のすべりによる可搬型設備の損壊，通行不能が発生しないことを確認した。さらに，保管場所の周辺斜面の法尻から 50m の範
囲及び斜面高さの 1.4 倍の高さの範囲には安定性評価の対象とすべき斜面がないことを確認している（別紙 39 参照）。
なお，別紙 2 に示すとおり中越沖地震時の敷地内の斜面には，アクセス性に影響がある事象は発生していない。

1.0.2-32

崩壊形状
崩壊土砂の堆積形状
保管場所

第 7‐5 図 大湊側高台保管場所周辺斜面の崩壊形状

崩壊形状
5 号炉東側保管場所(投影)5 号炉東側第二保管場所(投影)第 7‐6 図 5 号炉東側保管場所及び 5 号炉東側第二保管場所周辺斜面の崩壊形状

1.0.2-33

Ｗ

Ｅ Ｗ

Ｅ
37

37

0

0
-70

-50

0

50

100

150

200

250

(m) -70

-50

0

50

100

：すべり安全率が 1 を下回るすべり線：最小すべり安全率を示すすべり線

0
0

50

100

地震動

すべり安全率すべり線①

すべり安全率
すべり線②

Ss-1

1.1

1.2

Ss-2

1.0

0.88

Ss-3

1.1

1.4

Ss-4

1.4

1.8

Ss-5

1.1

1.3

Ss-6

1.3

1.6

Ss-7

1.2

1.3

Ｅ
37

-50

250

(m)

すべり安全率一覧

保管場所

-70

200

すべり安全率を算定したすべり線②

すべり安全率を算定したすべり線①

Ｗ

150

150

200

250

(m )

※赤線：最小すべり安全率すべり線

すべり安全率が１を下回るすべり線※ Ss-1, Ss-3は，地震動を位相反転したケースを含む最小値

第 7‐7 図 荒浜側高台保管場所の敷地下斜面のすべり安定性評価結果
Ｗ

Ｅ
35

0
-5
-50

0

50

100

150

200

(m)

すべり安全率を算定したすべり線
すべり安全率一覧：すべり安全率が 1 を下回るすべり線：最小すべり安全率を示すすべり線
Ｗ

地震動

すべり安全率

Ss-1

0.82

Ss-2

1.4

Ss-3

1.2

Ss-4

1.4

Ss-5

1.4

Ss-6

1.3

Ss-7

1.3

Ｅ

保管場所

35

0
-5
-50

0

50

100

150

200

(m)

※赤線：最小すべり安全率すべり線

すべり安全率が１を下回るすべり線※ Ss-1, Ss-3は，地震動を位相反転したケースを含む最小値

第 7‐8 図 大湊側高台保管場所の敷地下斜面のすべり安定性評価結果
第9表

周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価結果
評価結果

被害要因

荒浜側高台
保管場所

大湊側高台
保管場所

5 号炉東側保管場所

5 号炉東側第二保管場所③

周辺斜面の崩壊

該当なし

問題なし

問題なし

問題なし

④

敷地下斜面のすべり

問題なし

問題なし

該当なし

該当なし

1.0.2-34

3） 沈下等に対する影響評価⑤液状化及び揺すり込みによる不等沈下・傾斜，液状化に伴う浮き上がり
a.

評価方法

第 8‐1 図に不飽和地盤及び飽和地盤の沈下量算出フローを示す。
荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所は，砂質地盤，盛土地盤からなることか
ら，不等沈下及び傾斜に対する評価を実施する。
5 号炉東側保管場所は，杭を介して岩盤に支持させていることから，不等沈下及び傾斜に対する評価対象から除く。
5 号炉東側第二保管場所は，主に粘性土からなり，液状化は想定されないものの，
保守的に液状化するものと想定し，不等沈下及び傾斜に対する評価を実施する。
沈下の影響因子としては，飽和地盤の液状化によるものと，不飽和地盤の揺すり込
みによるものを想定する。
・不飽和地盤の揺すり込みによる沈下量は，中越沖地震後に原子炉建屋周辺で実施した室内試験に基づくせん断応力と体積ひずみの関係※1 から沈下率(A)を設定し，不飽和層の厚さ(h1)を乗じて沈下量を算出する。
・飽和地盤の液状化による沈下量は，最大せん断ひずみと体積ひずみの関係※2 から沈下率(B)を設定し，飽和層の厚さ(h2)を乗じて沈下量を算出する。
・液状化及び揺すり込みによる沈下により保管場所に発生する地表面の傾斜及び段差量の評価基準値については，緊急車両が徐行により登坂可能な勾配（15%※3）及び走行可能な段差量（15cm※4）とする。
※1 北爪 貴史，酒井 俊朗，佐藤 博，佐藤 正行：繰返しせん断による不飽和砂質土の体積収縮特性と沈下量推定に関する基礎的検討，土木学会論文集 C（地圏工学），2012※2 Kenji Ishihara，Mitsutoshi Yoshimine：Evaluation of settlements in sand deposits following
liquefaction during earthquakes，Soils and Foundations，1992※3 濱本 敬治，上坂 克巳，大脇 鉄也，木下 立也，小林 寛：小規模道路の平面線形及び縦断勾配の必要水準に関する基礎的検討，国土技術政策総合研究所資料，2012※4 依藤 光代，常田 賢一：地震時の段差被害に対する補修と交通開放の管理・運用方法について,
平成 19 年度近畿地方整備局研究発表会，防災・保全部門，2007

荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所，5 号炉東側第二保管場所には地中埋設構造物が存在しないこと，5 号炉東側保管場所は杭を介して岩盤に支持させていることから，液状化に伴う地中埋設構造物の浮上がりによる影響はない。

1.0.2-35

【液状化による沈下量及び揺すり込みによる沈下量の算出の考え方】
・液状化については，地下水位以深の飽和地盤（埋戻土，新期砂層・沖積層，番神・
大湊砂層，古安田層※5（保守的に粘性土層も含む））を，すべて液状化による沈下の対象層として沈下量を算出する。
・揺すり込みについては，地表～地下水位以浅の不飽和地盤を，すべて揺すり込みによる沈下の対象層として沈下量を算出する。
・液状化と揺すり込みによる沈下量の合計を総沈下量とする。
※5 安田層下部層の MIS10～MIS7 と MIS6 の境界付近の堆積物については，本資料では『古安田層』と仮称する。

地下水位以浅の不飽和砂質地盤
揺すり込み沈下

地下水位以深の飽和砂質地盤
液状化に伴う沈下

2007年新潟県中越沖地震後に原子炉建屋周辺の埋戻土層を対象に実施した試験に基づくせん
断応力と体積ひずみの関係（北爪ら，2012）
から沈下率(A)を設定し，不飽和層の厚さ(h1)を乗じて沈下量を算出

液状化を想定し，Ishihara et al.（1992）の最大せん断ひずみと体積ひずみの関係から沈下率(B)を設定し，飽和層の厚さ(h2)を乗じて沈下量を算出

地盤の沈下量：S1＝ h1×A% ＋ h2×B%
地中構造物上部の沈下量：
S2＝ (h1－h3)×A%＋ (h2－h4)×B%
検討結果から保守的に沈下率(A)を設定

相対密度から保守的に沈下率(B)を設定

段差（相対沈下量）：
δ ＝ S1－S2＝ h3×A% ＋ h4×B%

両者を合算して地表面沈下量(S)を算出

第8‐1図 不飽和地盤及び飽和地盤の沈下量算出フロー【揺すり込みによる沈下量の算出法】
地下水位以浅の不飽和地盤の揺すり込み沈下量の算出方法を第 8‐2 図に示す。
揺すり込み沈下量は，中越沖地震後に原子炉建屋周辺の不飽和地盤を対象に実施
した繰り返しせん断試験結果から得られたせん断応力，繰り返し回数，体積ひずみとの関係に基づいて沈下率を設定し，これに不飽和地盤の厚さを乗じて算出する。
揺すり込み沈下量の算出に当たっては，基準地震動が大きい荒浜側で，標高や地層構成が異なる 4 地点（T.M.S.L.+5m，+13m，+37m）を選定し，それぞれの地点で基準地震動による一次元等価線形解析（第 8‐3 図）を実施し，沈下率を算出した。
地下水位以浅の不飽和地盤の揺すり込み沈下量の算出結果を第 10‐1 表に示す。
沈下率（沈下量/不飽和地盤の厚さ）は，バラツキがあるものの，全て 2%以下となっていることから，保守的に 2%と設定した。

1.0.2-36

地震応答解析
せ ん断 応 力 比 SRd

せん断応力τd繰返しせん断試験

1

0.5
0

-0.5
-1
0

5

10

15

[s]
時時刻 刻

せん断応力時刻歴のイメージ
せん断応力時刻歴

せん断応力～繰返し回数～体積ひずみ関係（北爪ら，2012）※1※2（舘山ら，1999）※
累積損傷の考え方に基づく体積ひずみの算定（館山ら1999）
せん断応力時刻歴を用いて，せん断応力～繰返し回数～
体積ひずみの関係から体積ひずみを算定

地表面沈下量※1 北爪 貴史，酒井 俊朗，佐藤 博，佐藤 正行：繰返しせん断による不飽和砂質土の堆積収縮特性と沈下量推定に関する基礎的検討，土木学会論文集 C（地圏工学），2012※2 舘山 勝，堀井 克己，小島 謙一：盛土の耐震性能と耐震設計，鉄道総研報告，1999

第 8‐2 図 不飽和地盤の揺すり込みによる沈下率の算出法

1.0.2-37

20

▽T.M.S.L.+37.00m

埋戻土

新期砂層・沖積層▽T.M.S.L.+13.00m

番神砂層・
番神砂層・大湊砂層

地下水位T.M.S.L.+10.0m

埋戻土▽T.M.S.L.+5.00m▽T.M.S.L.+5.00m

地下水位T.M.S.L.+1.0m

地下水位T.M.S.L.+1.0m▽T.M.S.L.‐1.91m▽T.M.S.L.+24.10m▽T.M.S.L.+19.70m
地下水位T.M.S.L.+15.0m▽T.M.S.L.+12.20m

埋戻土▽T.M.S.L.+0.35m

埋戻土

古安田層
▽T.M.S.L.‐9.80m

古安田層
古安田層

▽T.M.S.L.‐21.39m▽T.M.S.L.‐36.98m▽T.M.S.L.‐22.40m▽T.M.S.L.‐35.98m

西山層

西山層
西山層

西山層

▽T.M.S.L.‐300.00m

①

古安田層

▽T.M.S.L.‐300.00m②▽T.M.S.L.‐300.00m③▽T.M.S.L.‐300.00m④

第 8‐3 図 不飽和地盤の揺すり込みによる沈下率を算出した地点と解析モデル

1.0.2-38

第10‐1表 不飽和地盤の揺すり込みによる沈下率算出結果
Ss-2

標高(T.M.S.L.)

Ss-1① K-3/4 CV，
K-4 OFｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

＋5m

② K-3
OFｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

検討地点

Ss-4

Ss-5

Ss-6

Ss-7

Ss-3
EW

NS

EW

NS

EW

NS

EW

NS

EW

NS

1.46%

1.47%

1.42%

1.49%

1.07%

0.51%

0.70%

0.34%

1.48%

0.74%

0.90%

0.43%

＋5m

1.62%

1.44%

1.53%

1.90%

1.18%

0.57%

0.91%

0.42%

1.57%

0.75%

1.19%

0.40%

③ K-3
OFｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

＋13m

1.12%

1.16%

1.13%

1.18%

0.81%

0.39%

0.57%

0.25%

1.07%

0.54%

0.70%

0.33%

④荒浜側高台保管
場所

＋37m

1.18%

0.89%

0.82%

1.13%

0.77%

0.34%

1.13%

0.45%

1.18%

0.54%

1.31%

0.39%

揺すり込みによる沈下：沈下率 2%【液状化による沈下量の算出法】
第 8‐4 図に最大せん断ひずみと体積ひずみの関係（Ishihara et al.，1992）を，第10‐2 表に液状化対象層の相対密度の調査結果（別紙 34 参照）を，第 8‐5 図に想定する沈下率を示す。
・飽和地盤の液状化後の排水に伴う沈下については，地震時の最大せん断ひずみと地震後の体積ひずみ（沈下率）の関係（Ishihara et al.，1992）を用いて設定する。
・相対密度は，埋戻土，新期砂層・沖積層，古安田層中の砂層の調査結果から，保守的に80%とする。
・沈下率は，保守的に地震時の最大せん断ひずみを考慮せず，最大値を踏まえて2%とする。

第 8‐4 図 最大せん断ひずみと体積ひずみの関係（Ishihara et al.，1992）

1.0.2-39

第 10‐2 表 液状化対象層の相対密度調査結果

地層

相対密度 [%]
平均

備考（調査位置）

埋戻土

85

A-1ほか

新期砂層
・沖積層

99

A-3及びその周辺,
7 号炉軽油タンク周辺
K7軽油タンク周辺

古安田層中
の砂層

89

荒浜側，大湊側海側

相対密度の設定値 [%]

80

最大せん断ひずみと体積ひずみの関係（石原ら1992）（Ishihara et al.，1992）

液状化に伴う沈下：沈下率 2.0%

第 8‐5 図 想定する沈下率【地下水位の設定】
沈下量の算出における地下水位については，評価対象箇所周辺に既工認実績の構造物がある場合は，その構造物の設計水位をもとに設定する。周辺に構造物のない場合は，過去の地下水位観測記録等をもとに設定する。

1.0.2-40

b. 評価結果【不等沈下の評価結果】
沈下に対する影響評価結果を第 10‐3 表に示す。
液状化及び揺すり込みによる不等沈下については，各保管場所に地中埋設構造物が存在しないことから，車両通行の許容段差量 15cm を超える局所的な段差は発生せず，通行への影響はない。
また，荒浜側高台保管場所で最大 1m，大湊側高台保管場所で一部 40 ㎝，5 号炉東側
第二保管場所で 70 ㎝地表面の地盤改良を施しているが，地盤改良部と未改良部との境界では最大 2 ㎝（地盤改良厚 1m の場合）の段差と想定されることから，通行への影響はない。
第 10‐3 表 沈下に対する影響評価結果
評価結果
被害要因
⑤

液状化及び揺すり込みによる不等沈下

荒浜側高台
保管場所

大湊側高台
保管場所

5 号炉東側保管場所

5 号炉東側第二
保管場所

問題なし

問題なし

該当なし

問題なし

【傾斜の評価結果】
傾斜の評価地点を第 8‐6 図，評価結果を第 10‐4 表，第 10‐5 表に示す。
液状化及び揺すり込みによる傾斜については，評価地点（両端及び中央部の 3 地点）
においておおむね一様に沈下することから，通行への影響はない。また，評価地点のうち，想定される最大の傾斜(最大沈下量/保管場所の幅)を仮定しても最大で 1.6%である
ことから通行への影響はない。

1.0.2-41

凡

例

断面位置

：沈下量評価地点
保管場所

第 8‐6 図① 荒浜側高台保管場所の傾斜評価地点
第 10‐4 表①

荒浜側高台保管場所の液状化及び揺すり込みによる傾斜評価結果

沈下対象層
地下水位
以浅
地下水位
以深

盛土・埋戻土
新期砂層・沖積層
番神砂層・大湊砂層
番神砂層・大湊砂層
古安田層

東側
対象厚さ
沈下量
（m）
（cm）
6.5
13
12.3
25
3.2
7
2.8
6
32.8
66

中央部
対象厚さ
沈下量
（m）
（cm）
11.7
24
6.6
14
3.7
8
3.5
7
34.7
70

西側
対象厚さ
沈下量
（m）
（cm）
17.7
36
2.0
4
2.3
5
6.2
13
32.3
65

117cm

123cm
123cm
約 90m

123cm

総沈下量
最大沈下量
保管場所の幅保管場所の傾斜（θ）（最大沈下量/保管場所の幅）

1.4％

保管場所の幅

約 90m

θ
最大沈下量
123cm

想定する保管場所の傾斜の考え方

1.0.2-42

凡

例

断面位置図
：沈下量評価地点
保管場所

第 8‐6 図② 大湊側高台保管場所の傾斜評価地点
第 10‐4 表②

大湊側高台保管場所の液状化及び揺すり込みによる傾斜評価結果

沈下対象層

西側
対象厚さ
沈下量
（m）
（cm）

中央部
対象厚さ
沈下量
（m）
（cm）

東側
対象厚さ
沈下量
（m）
（cm）

地下水位
以浅

盛土・埋戻土

10.0

20

10.0

20

10.0

20

地下水位
以深

盛土・埋戻土
新期砂層・沖積層
番神砂層・大湊砂層
古安田層

8.5
12.2
－
20.5

17
25
－
41

4.8
5.5
4.3
31.7

10
11
9
64

0.5
1.3
7.3
42.3

1
3
15
85

総沈下量
最大沈下量
保管場所の幅保管場所の傾斜（θ）（最大沈下量/保管場所の幅）

103cm

114cm
124cm
約 80m
1.6％

保管場所の幅

約 80m

θ
最大沈下量
124cm

想定する保管場所の傾斜の考え方

1.0.2-43

124cm

凡

例

断面位置図
：沈下量評価地点

第 8‐6 図③ 5 号炉東側第二保管場所の傾斜評価地点
第 10‐4 表③

5 号炉東側第二保管場所の液状化及び揺すり込みによる傾斜評価結果

沈下対象層
地下水位以浅地下水位以深

古安田層
古安田層

南側
対象厚さ
沈下量
（m）
（cm）
5.0
10
24.7
50

中央部
対象厚さ
沈下量
（m）
（cm）
5.0
10
21.8
44

北側
対象厚さ
沈下量
（m）
（cm）
5.0
10
20.0
40

60cm

54cm
60cm
約 60m

50cm

総沈下量
最大沈下量
保管場所の幅保管場所の傾斜（θ）(最大沈下量/保管場所の幅)

1.0％

保管場所の幅

約 60m

θ
最大沈下量
60cm

想定する保管場所の傾斜の考え方

1.0.2-44

第 10‐5 表 傾斜に対する影響評価結果
評価結果
被害要因
⑤

荒浜側高台
保管場所

大湊側高台
保管場所

5 号炉東側保管場所

5 号炉東側第二
保管場所

問題なし

問題なし

該当なし

問題なし

液状化及び揺すり込
みによる傾斜【浮き上がりの評価結果】
液状化に伴う浮き上がりについては，保管場所には地中埋設構造物が存在しないことから，影響はない（第 10‐6 表）。
第 10‐6 表 浮き上がりに対する影響評価結果
評価結果
被害要因
⑤

液状化に伴う浮き上
がり

荒浜側高台
保管場所

大湊側高台
保管場所

5 号炉東側保管場所

5 号炉東側第二
保管場所

該当なし

該当なし

該当なし

該当なし

1.0.2-45

4） 地盤支持力に対する影響評価⑥ 地盤支持力
a. 接地圧の評価方法
荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所及び 5 号炉東側第二保管場所については，
第 9‐1 図に示す可搬型設備のうち接地圧が最も大きい大容量送水車（21,740kg）を代表として常時・地震時接地圧を以下により算出した。
・ 常時接地圧 ：大容量送水車の前軸重量(4,860kg)から舗装による荷重分散を考慮して算出
・ 地震時接地圧：常時接地圧×鉛直震度係数※1
5 号炉東側保管場所については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型電源設備を設置する基礎は杭を介して岩盤に支持されていることから，基準地震動 Ss※2 による地震応答解析を実施して杭に発生する軸力を算出する。第 9‐2 図に 5 号炉東側保管場所の断面図を示す。
※1 基準地震動 Ss による各保管場所の地表面での鉛直最大応答加速度から鉛直震度係数を算出（第 11 表）。
※2 敷地内の地震増幅特性を踏まえ，荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所については荒浜側の基準地震動 Ss を，5 号炉東側保管場所及び 5 号炉東側第二保管場所については，大湊側の基準
地震動 Ss を用いる。

第 11 表保管場所における地表面での鉛直最大応答加速度及び鉛直震度係数

保管場所

地表面での
鉛直最大応答加速度

鉛直震度係数

荒浜側高台保管場所

794gal1.82

大湊側高台保管場所

695gal1.71

5 号炉東側保管場所

1,138gal

2.17

5 号炉東側第二保管場所

1,115gal※3

2.14

※3

5 号炉原子炉建屋近傍の値を流用

1.0.2-46

前軸：4,860kg

後前軸：8,530kg

後後軸：8,350kg

合計重量：21,740kg

第 9‐1 図 大容量送水車の仕様

西山層
(a)

杭伏図

(b)

A-A 断面図

第 9‐2 図 5 号炉東側保管場所杭伏図及び断面図

1.0.2-47

b. 評価基準値の設定方法
・ 荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所は主に砂質土で構成されていること及び
5 号炉東側第二保管場所は主に粘性土で構成されていることから，「日本道路協会：
道路橋示方書・同解説 Ⅳ下部構造編，2012」を参考に，それぞれ砂地盤の最大地
盤反力度(常時)の 400kN/m2 及び粘性土地盤の最大地盤反力度(常時)の 200kN/m2 を評価基準値とする。
・ 5 号炉東側保管場所については，杭を介して岩盤に支持していることから，杭の終局鉛直支持力を評価基準値とする。
c. 評価結果
・ 荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所及び 5 号炉東側第二保管場所は，地盤支持力について評価した結果，第 12 表のとおり地震時接地圧は評価基準値内であり，影響がないことを確認した。なお，5 号炉東側保管場所については杭支持力にて評価するとともに，杭体についても基準地震動 Ss に対して損傷しないことを確認している。
第 12 表
被害要因

地盤支持力に対する影響評価結果

保管場所

地震時接地圧

評価基準値

評価結果

荒浜側高台保管場所

93kN/m2

400kN/m2

問題なし

大湊側高台保管場所

105kN/m2

400kN/m2

問題なし

5 号炉東側保管場所

1,090kN/m2

1,780kN/m2※

問題なし

5 号炉東側第二保管場所

109kN/m2

200kN/m2

問題なし⑥地盤支持力※杭 1 本当たりの終局鉛直支持力をもとに杭 24 本分（第 9-2 図参照）の接地圧に換算

5） 地中埋設構造物，淡水貯水池の堰堤及び送水配管の損壊に対する影響評価⑦ 地中埋設構造物，⑧ 淡水貯水池の堰堤及び送水配管の損壊
地中埋設構造物，淡水貯水池の堰堤及び送水配管の損壊に対する影響評価結果を第13 表に示す。
建設工事の記録やプラントウォークダウンの結果，荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所，5 号炉東側保管場所及び 5 号炉東側第二保管場所には地中埋設構造物は存在しないことから地中埋設構造物の崩壊による影響はない。
淡水貯水池及び送水配管の位置を第 10 図に示す。
淡水貯水池の堰堤及び送水配管が周辺斜面の崩壊等の影響により万一損壊し，溢水が発生したとしても，淡水貯水池と荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の間に道路及び排水路が敷設されており，保管場所に到達することなく道路上及び構内の排水路を経て海域に排水されることから，淡水貯水池の堰堤及び送水配管の損壊による溢水の影響はない。
また，5 号炉東側保管場所及び 5 号炉東側第二保管場所については，周辺の空地が1.0.2-48

平坦かつ広大であり，仮に淡水貯水池の堰堤及び送水配管の損壊による溢水が発生したとしても，周辺の道路上及び排水設備を自然流下し，拡散すること，また，保管す
る可搬型設備は，地表面上 30cm の浸水が生じた場合であっても機能に影響がない設計であることから，淡水貯水池の堰堤及び送水配管の損壊による溢水の影響はない（別紙 10，30 参照）。
第 13 表地中埋設構造物，淡水貯水池の堰堤及び送水配管の損壊に対する影響評価結果
評価結果
被害要因

荒浜側高台
保管場所

大湊側高台
保管場所

5 号炉東側保管場所

5 号炉東側第二保管場所⑦

地中埋設構造物の損壊

該当なし

該当なし

該当なし

該当なし

⑧

淡水貯水池の堰堤及び送水配管の損壊

該当なし

該当なし

問題なし

問題なし

第 10 図淡水貯水池及び送水配管の位置図

1.0.2-49

4.屋外アクセスルートの評価(1) アクセスルートの概要
アクセスルート（車両）はおおむね幅員 8m の道路であり，第 11‐1 図に示すとおり 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び 4 箇所の保管場所から目的地まで，複数ルートでアクセスが可能であり，可搬型設備の運搬，要員の移動，重大事故等時に必要な設備（軽油タンク，常設代替交流電源設備等）の状況把握，対応が可能である※（別紙 7 参照）。
※5 号炉東側保管場所からは，可搬型設備の運搬はない。

第 11‐1 図 保管場所からのアクセスルート概要

1.0.2-50

また，第 11‐2 図に示すとおり新規制基準を満足するのみに止まらず，現場要員の安全性及びアクセスの多様性確保の観点も踏まえた自主整備ルートを整備している。

第 11‐2 図 保管場所からのアクセスルート概要（自主整備ルート含む）(2) 地震時におけるアクセスルート選定の考え方
・ 地震時におけるアクセスルートについては，地震時に想定される被害事象を考慮し，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所～保管場所～6 号及び 7 号炉までの「仮復旧により通路が確保可能なアクセスルート」を選定する。
・ 仮復旧を実施するものについては，仮復旧に要する時間の評価を行う。

1.0.2-51

(3) 地震による被害想定の方針，対応方針
地震によるアクセスルートへの影響について，第 14 表のとおり，中越沖地震時の被害状況（別紙 2 参照）も踏まえた上で，網羅的に①～⑧の被害要因に対する被害事象，
影響評価の方針及び対応方針を定めた。
第 14 表被害要因①

アクセスルートにおいて地震により懸念される被害事象懸念される被害事象

影響評価の方針

対応方針

・ S クラス（Ss 機能維持含 ・ 影響があるアクセスルー
トは通行せず，迂回する。
む）以外の構造物は建屋の一部損壊を想定し，アクセ ・ 万一，仮復旧が必要な場合には重機により撤去する。
スルートへの影響を評価

周辺構造物の損壊（建屋，鉄塔及び主排気筒）

損壊物によるアクセス
ルートの閉塞②

周辺タンク等の損
壊・ S クラス（Ss 機能維持含 ・ 影響があるアクセスルー
トは通行せず，迂回する。
む）以外の可燃物，薬品及び水を内包するタンク等 ・ 万一，仮復旧が必要な場合
火災，溢水等による通には必要な対策（自衛消防が損壊した場合を仮定し
行不能
隊による消火活動，重機にてアクセスルートへの影
よる撤去等）を実施する。
響を評価③

周辺斜面の崩壊④

道路面のすべり⑤

液状化及び揺すり込みによる不等沈下，液状化に伴う浮き上がり⑥

地盤支持力の不足

アクセスルートへの土
砂流入，道路損壊による通行不能

・ 全斜面が崩壊するものと ・ アクセスルート上に影響がある崩壊土砂について仮定し，アクセスルートへ
は，重機により仮復旧を実の影響を評価施する。

・ 地震時に発生する段差，浮 ・ 不等沈下の影響があるア
き上がりの影響を評価
クセスルートは通行せず，迂回する。
・ 不等沈下に対する事前対策（段差緩和対策，砕石のアクセスルートの不等ストック等）を実施する。
沈下，浮き上がりによ
・ 重機による仮復旧を実施
る通行不能
する。
・ 浮き上がりの影響がある
箇所は，事前対策により浮き上がりを防止する。
－

－

－

⑦

地中埋設構造物の損壊

陥没による通行不能

・ 陥没の可能性があるもの ・ 影響があるアクセスルーを抽出
トは通行せず，迂回する。
・ 万一，アクセスルート上に影響がある場合は，重機により仮復旧を実施する。

⑧

淡水貯水池の堰堤
及び送水配管の損壊

堰堤及び送水配管の損
壊による通行不能

・ 堰堤及び送水配管の損壊 ・ 影響があるアクセスルー
トは，溢水が道路上及び排を仮定してアクセスルー
水路を自然流下するため，トへの影響を評価拡散した後に通行する。

1.0.2-52

(4) 被害想定① 周辺構造物の損壊（建屋，鉄塔及び主排気筒）
屋外アクセスルート近傍の障害となり得る構造物を抽出し，アクセスルート近傍にある周辺構造物について評価を実施した（別紙 32 参照）。その結果，第 12 図，第 15 表に示すとおり，周辺構造物の損壊があってもアクセスルートを確保することが可能であることを確認した。
・ 建屋の損壊に伴うがれきの発生により，必要な幅員（3m※）を確保できないアクセス
ルートも想定されるが，迂回する，若しくは，重機にてがれきを撤去することによりアクセスルートの確保が可能である。
・ 荒浜側高台保管場所の近傍には送電線が架線されているが，万一，送電線の垂れ下がりにより通行支障が発生した場合であっても，迂回することが可能であり影響はない。なお，荒浜側高台保管場所の近傍には送電鉄塔が設置されているが，鉄塔基礎の安定性に影響を及ぼす要因について評価を行い，影響がないことを確認している。また，更なる安全性向上のための対策として，新新潟幹線 No.1 及び南新潟幹線
No.1 送電鉄塔基礎の補強及び送電鉄塔周辺法面の補強を実施し，信頼性を向上させている（別紙 5 参照）。
・ S クラス（Ss 機能維持含む）の構造物において，万一，一部損壊によるがれきが発生し，アクセスルートに影響がある場合には，影響があるアクセスルートを迂回することとし，復旧が必要な場合には，重機にてがれきを撤去することで，アクセス
ルートを確保する。
・ 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所周辺については，アクセスルートに影響を与える
構造物はない。
※可搬型設備のうち最大幅の代替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラー（2.7m）から保守的に設定

1.0.2-53

第 12 図周辺構造物の損壊によるアクセスルートへの影響

1.0.2-54

第 15 表損壊によるアクセスルートの閉塞が懸念される設備の被害想定及び対応内容

対象設備
154kV 荒浜線鉄塔
No.25,No.26

被害想定

対応内容

・ 地震により送電線が ・ 鉄塔基礎の安定性に影響を及ぼす要因（「盛土の崩壊」「地すべり」「急傾斜地の崩壊」）について評価を行い，断線し，アクセスル
影響がないことを確認している。
ート上に垂れ下がり，アクセスルート ・ 万一，アクセスルート上に送電線が垂れ下がり，通行に支障が発生した場合，迂回する。
（徒歩の場合は，影を閉塞する。
響のある場所を避けて通行する。）

500kV 新新潟幹線鉄 ・ 地震により鉄塔がア ・ 鉄塔基礎の安定性に影響を及ぼす要因（「盛土の崩壊」「地すべり」「急傾斜地の崩壊」）について評価を行い，クセスルート上に倒塔
影響がないことを確認している。また，更なる安全性
壊し，アクセスルー
No.1,No.2
向上のための対策として，新新潟幹線 No.1 及び南新潟
トを閉塞する。
幹線 No.1 送電鉄塔基礎の補強及び送電鉄塔周辺法面
・ 地震により送電線が500kV 南新潟幹線鉄の補強を実施し，信頼性を向上させている。
断線し，アクセスル
塔ー ト 上 に 垂 れ 下 が ・ 万一，アクセスルート上に送電線が垂れ下がり，通行
No.1,No.2に支障が発生した場合，迂回する。
（徒歩の場合は，影り，アクセスルート
響のある場所を避けて通行する。）
を閉塞する。
通信鉄塔

・ 地震により鉄塔がア ・ 部材やボルト等の破損は起きる可能性はあるが，大規模破損・倒壊はないと考えられ，倒壊による周辺の施
クセスルート上に倒設等へ影響を与えるものではないと考える。
壊し，アクセスルー
・ 万一，破損によりアクセスルートに影響がある場合は，トを閉塞する。
迂回する。

避雷鉄塔
・ 地震により鉄塔がア ・ 避雷鉄塔はアクセスルートから十分離れておりアクセ
スルートへの影響はない。
（荒浜側，大湊側）
クセスルート上に倒壊し，アクセスルー
トを閉塞する。
（徒
事務建屋（第Ⅱ期） ・ 地震により建屋が損 ・ 影響があるアクセスルートは通行せず，迂回する。
歩の場合は，影響のある場所を避けて通行する。
）
壊し，発生したがれ
事務建屋（第Ⅲ期）
きにより，アクセス ・ 新耐震設計法に基づき設計された建築物相当の建屋で総合情報センター棟あり，新耐震設計法に基づき設計された建築物は，地ルートを閉塞する。
技術部倉庫
震による被害が多く見られた兵庫県南部地震（1995
燃料 G 倉庫年）や地震規模の大きい東北地方太平洋沖地震（2011荒浜側予備品倉庫
年）においても，大破，倒壊といった大きな被害を受
6 号炉 CO2 ボンベ建屋
けていない。
・ 万一，建屋の一部損壊によるがれきが発生し，アクセ
雑固体廃棄物焼却設
スルートの復旧が必要な場合には，重機にてがれきを
備建屋（大湊側）
撤去する。
補助ボイラー建屋
6 号炉主変圧器

・ 地震により設備が損 ・ 6 号炉主変圧器横のアクセスルートを通過する必要のある可搬型設備建屋接続口へは，可搬型車両が寄りつ壊し，発生したがれ
く必要がなく，人が迂回することで接続口までアクセ
きにより，アクセススする。
ルートを閉塞する。
・ 万一，設備の一部損壊によるがれきが発生し，アクセ
スルートの復旧が必要な場合には，重機にてがれきを撤去する。

・ 地震により設備が損 ・ 徒歩ルートであり，周辺は平坦であることから，徒歩により迂回する。
壊し，発生したがれ
5 号炉サービス建屋
きにより，アクセス
固体廃棄物処理建屋
ルートを閉塞する。
154kV 開閉所遮風壁② 周辺タンク等の損壊
1） 可燃物施設及び薬品タンクの配置
アクセスルートに影響を及ぼす可能性のある可燃物施設及び薬品タンクの構内配
置を第 13 図に示す。

1.0.2-55

第 13 図周辺タンク等の損壊によるアクセスルートへの影響

1.0.2-56

2） 可燃物施設の損壊
a. 可燃物施設の損壊
可燃物施設で可燃物の漏えいが発生した場合の被害想定判定フローを第 14 図に示す。また，火災想定施設の配置を第 15 図に，火災想定施設の火災発生時における放射熱強度を第 16 図に示す。
可燃物施設について評価を実施した結果，第 16‐1 表に示すとおりアクセスルートに影響がないことを確認した。
・ アクセスルートは複数確保していることから，万一，火災が発生した場合においても，迂回することが可能である。また，自衛消防隊による消火活動が可能である。
なお，屋外に設置されている可燃物施設で，万一火災が発生しても，他の屋外可燃物施設へ引火しないことを「第 6 条：外部からの衝撃による損傷の防止（外部火災）」
にて評価しており，アクセスルートは確保可能である。
・ 主要変圧器は，中越沖地震による変圧器火災対策，延焼防止対策が図られていること，また，防油堤内に漏えいした絶縁油は防油堤地下の漏油受槽に流下することか
ら火災発生の可能性は極めて低い（別紙 8 参照）。
・ 万一，同時に主要変圧器において複数の火災が発生した場合には，自衛消防隊による早期の消火活動が可能であり，アクセスルートに対して影響の大きい箇所から消火活動を行う（別紙 9 参照）。

1.0.2-57

可燃物施設Ｙ

1

耐震Ｓ設計又は耐震評価実施Ｎ

Ｙ

Ｙ

アクセスルートから離隔距離を確保

Ｎ

Ｎ

Ｎ

Ｙ

2

漏えい可燃物が全量収容可能か

防油堤の
耐震性の有無Ｙ

防油堤の設置の有無

Ｙ

3

運用等による可燃物の漏えい防止※1※1 ボンベ口金の通常閉運用（口金を開としている期間は，作業員を配置し，ただちに閉止可能とする）Ｙ

4※2 保管可燃物は，ドラム缶等の容器に収納，固縛し転倒防止措置を行う。

Ｎ

専用のコンテナ・倉庫等に収容※2
Ｎ
火災を想定

自衛消防隊（消防車隊）による消火活動

Ｙ

アクセスルートから離隔距離を確保
Ｎ

Ｙ

迂回ルートにより離隔距離を確保
Ｎ

設計ベースにてアクセスルートへの影響を排除運用ベースにてアクセスルートへの影響を排除※3
※3

5

6

7

火災による
アクセスルートへの影響なし

迂回ルートの設定によりアクセスルートへの影響を排除自衛消防隊（消防車隊）による消火によりアクセスル
ートへの影響を排除

火災の発生は考えにくいが，万一火災が発生した場合は自衛消防隊（消防車隊）による消火活動を実施する（別紙 9）

第 14 図

可燃物施設漏えい時被害想定

1.0.2-58

判定フロー第 15 図

火災想定施設配置

1.0.2-59

第 16 図防油堤全面火災を想定した放射熱強度，迂回ルート

1.0.2-60

第 16‐1 表 可燃物施設漏えい時被害想定（1/2）
対象設備（○数字は数量）
主要変圧器
・ 主変圧器（5 号炉）（6 号炉）（7 号炉）
・ 所内変圧器（5 号炉②）（6 号炉②）（7 号炉②）・ 起動変圧器（5 号炉②）（6 号及び 7 号炉②）・ 励磁電源変圧器（5 号炉）
・ No.1 高起動変圧器
・ No.2 高起動変圧器
・ No.3 高起動変圧器
補助ボイラ用変圧器③・ 軽油タンク（5 号炉②）（6 号炉②）（7 号炉②）
・ 第一ガスタービン発
電機用燃料タンク②（常設代替交流電源
設備）
・ ディーゼル駆動消火
ポンプ用燃料タンク（大湊側②）【大湊側ディーゼル駆動消火ポンプ建屋】・ ディーゼル駆動消火
ポンプ用燃料タンク（大湊側）【給水建屋】・ ディーゼル駆動消火
ポンプ用燃料タンク（荒浜側）【水処理建屋】
・ 第二ガスタービン発
電機用燃料タンク②（第二代替交流電源設
備）・ 地下軽油タンク③（荒浜側高台保管場所
近傍）

内容物

容量

絶縁油
190kL
200kL
214kL
18.1kL
21.0kL
19.2kL
17.1kL
24.6kL

絶縁油

9.5kL
78.3kL
70kL
70kL
9.1kL

344kL
565kL
565kL
軽油
50kL
軽油

200L

軽油

200L

330L

50kL

48kL

対応内容

基 準 地 震 ・ 中越沖地震による変圧器火災の対策として，基礎構造変更により変圧器と二次側接動 Ss によ続母線部ダクトの基礎で沈下量の差が発り変圧器が破損し， 生することを防止していること，また，屋外埋設消火配管の地上化を実施おり延焼
漏えいし防止対策が図られていること，及び防油堤
た絶縁油内に漏えいした絶縁油は防油堤地下の漏による火油受槽に流下するため，アクセスルートに災発生の影響のある変圧器火災の可能性は極めて ⑥
おそれ低い。
・ 万一，火災が発生した場合には，迂回する。
また，自衛消防隊による消火活動を実施する。
・ 同時に複数の火災が発生し迂回できない場合も自衛消防隊による消火活動を実施
する。

なし

軽油

軽油

被害想定

・ 火災が発生した場合でも，アクセスルートからの離隔距離が確保されており，アクセ
スルートへの影響はない。
⑤
・ 万一，アクセスルートに影響のある火災が発生した場合には，迂回する。また，自衛消防隊による消火活動を実施する。
・ 耐震 S クラス設計の機器及び付属配管，又は基準地震動 Ss にて評価済の機器は地震により破損しないため，火災は発生しない。
・ 万一，火災が発生した場合には，迂回する。
また，自衛消防隊による消火活動を実施する。
①

基 準 地 震 ・ ディーゼル消火ポンプ燃料タンクはコン
動 Ss によクリート造の消火ポンプ室内に設置されりタンク
た小規模タンクであり，建屋内火災のため
又は付属
屋外のアクセスルートへの影響は極めて
⑥
配管が破
低い。
損し，漏え ・ 万一，火災が発生した場合には，迂回する。
いした軽また，自衛消防隊による消火活動を実施す
油によるる。
火 災 発 生 ・ 地中埋設式のタンクであり火災は発生しのおそれない。
・ 万一，火災が発生した場合には，迂回する。
また，自衛消防隊による消火活動を実施す ⑤る。

1.0.2-61

第 16‐1 表 可燃物施設漏えい時被害想定（2/2）
対象設備
内容物（○数字は数量）
軽油
免震重要棟
・ ガスタービン発電機
燃料地下タンク・ ガスタービン発電機
燃料小出槽

30kL

・ 少量危険物倉庫

565L

・ 第 1 石油類
・ 第 2 石油類
・ア ル コール類
・ 発電倉庫（荒浜側） ・ 第 4 類第（塗装缶等）
1 石油類
・ 第 4 類第2 石油類
・ 第 4 類第3 石油類
・ 潤滑油倉庫・ 第 4 類第4 石油類

・ 発電機冷却用水素ガ 水素ガス
ス貯蔵ラック【ボンベ建屋】（5 号炉）（6 号炉）（7 号炉）
・ 水素ボンベ貯蔵ラッ 水素ガス
ク
（No.1）（No.2）（No.3）【高圧ガスボンベ倉庫】
雑固体廃棄物焼却設備 廃油
廃油タンク【雑固体廃棄物焼却設
備建屋（大湊側）】

雑固体廃棄物焼却設備 ＬＰガス
プロパン庫
【雑固体廃棄物焼却設
備建屋（大湊側）】

容量

950L

30L

被害想定

対応内容

基準地震動 Ss ・ 燃料地下タンクは，地中埋設式のタンクであによりタンク り火災は発生しない。
又は付属配管 ・ 燃料小出槽は防油堤が設置された小規模タンが破損し，漏 クであり，建屋内火災のため，屋外アクセス ⑤
えいした軽油 ルートへの影響は極めて低い。
による火災発 ・ 万一，火災が発生した場合には，迂回する。
また，自衛消防隊による消火活動を実施する。
生のおそれ・ 倉庫への保管可能量は限られており，また倉なし
庫そのものが危険物を保管するための専用の保管庫になっているため火災の発生は極めて低い。
・ 万一，火災が発生した場合には，迂回する。
また，自衛消防隊による消火活動を実施する。
④
なし

100L
100L
100kL

なし

なし

28 本
30 本
30 本
なし

・ 倉庫そのものが危険物を保管するための専用の保管庫になっているため，火災の発生は極めて低い。
④
・ 万一，火災が発生した場合には，迂回する。
また，自衛消防隊による消火活動を実施する。
・ ドラム缶転倒防止のための固縛を実施する。
・ 水素ボンベはマニホルドにて一連で固定，又はチェーンにより固縛されており，転倒による損傷は考えにくく，また着火源とも成り難
いため火災の発生は極めて低い。
・ 万一，火災が発生した場合には，迂回する。
また，自衛消防隊による消火活動を実施する。
④

120 本
120 本
120 本

2m3

基準地震動 Ss ・ 廃油タンクは，コンクリート造りの建屋に設によりタンク 置された小規模タンクであり，建屋内火災の又は付属配管 ため，屋外のアクセスルートへの影響は極め⑥
が破損し，漏 て低い。
えいした廃油 ・ 万一，火災が発生した場合には，迂回する。
による火災発 また，自衛消防隊による消火活動を実施する。
生のおそれ
4,000kg なし
・ プロパンガスボンベは横置きであり，基礎架台に固縛して設置していることから，転倒による損傷は考えにくく，また着火源とも成り④
難いため火災の発生は極めて低い。
・ 万一，火災が発生した場合には，迂回する。
また，自衛消防隊による消火活動を実施する。

1.0.2-62

【可燃物施設の固縛状況等】

水素ボンベの固縛状況（6 号炉）

発電機用水素ガスボンベ建屋（6 号炉）

給水建屋

給水建屋
ディーゼル消火ポンプ燃料タンク設置状況

雑固体廃棄物焼却設備建屋（大湊側）

雑固体廃棄物焼却設備
廃油タンク設置状況

雑固体廃棄物焼却設備プロパン庫

プロパンの固縛状況

1.0.2-63

b. 可搬型設備保管場所に配備する可搬型設備について評価を実施した結果，第 16‐2 表に示すとおり，アクセスルート及び可搬型設備に影響がないことを確認した。
第 16‐2 表 可搬型設備の被害想定
対象設備

内容物

・ 可搬型設備【荒浜側高台保管場所】【大湊側高台保管場所】【5 号炉東側保管場所】【5 号炉東側第二保管場所】

軽油

被害想定

対応内容

・ 可 搬 型 設 備 の 車 両 ・ 可搬型設備間の離隔距離を 2ｍ以上取ることにより，周囲の車両に影響を及ぼ
火災による他の車さない（外部火災にて評価）。
両への影響
・ 可 搬 型 設 備 の ア ク ・ 4 箇所ある保管場所には，区域全体の火災を感知するために炎感知器及び熱感
セスルートへの運
知カメラを設置するため，早期に検知が搬不能可能である。
・ 万一，火災が発生した場合には，自衛消防隊による消火活動を実施する。

c. 構内（防火帯内側）の植生
構内の植生火災について評価を実施した結果，第 16‐3 表に示すとおり，アクセス
ルート及び可搬型設備に影響がないことを確認した。
第 16‐3 表 構内植生による被害想定
対象・ 構内の植生

被害想定
・ 可搬型設備保管場所近傍の植生火災による可搬型設備への影響
・ アクセスルート近傍の
植生火災による可搬型設備の運搬不能

対応内容
・ 4 箇所ある保管場所には，区域全体の火災を感知するために炎感知器及び熱感知カメラを設置するため，早期に検知が可能である。また，自衛消防隊による消火活動を実施する。
・ 可搬型設備への影響が想定される場合には，可搬型設備を影響範囲外に移動する。
・ 万一，植生火災が発生した場合には迂回する。

炎感知器

熱感知カメラ

1.0.2-64

3） 薬品タンクの損壊
薬品タンク漏えい時について評価を実施した結果，第 17 表に示すとおり，アクセ
スルートに影響がないことを確認した。
・ 屋外に設置されている薬品タンクは液化窒素貯槽のみであり，漏えいした場合であっても外気中に拡散することから，漏えいによる影響は限定的と考えられる。
・ 建屋内に設置されている薬品タンクには堰が設置されているため，建屋外へ漏えいする可能性は低いことから，漏えいによる影響は限定的と考えられる。
第 17 表対象設備
・ 液化窒素貯槽
（大湊側）

内容物

薬品タンク漏えい時被害想定（1/2）

容量
（濃度）

液 化 窒 120m3
素・ 脱酸剤タンク（ヒ 水 加 ヒ 700L
ドラジ
ドラジン）
【補助ボイラ建屋】 ン・ 清缶剤タンク（苛 苛 性 ソ 700L
ーダ
性ソーダ）
【補助ボイラ建屋】
13m3
・ 苛性ソーダ貯槽【水処理設備建屋】

被害想定

・ 液化窒素貯槽は屋外（漏えい）に設置されており，・ 地震により貯槽が破損し，漏えいす
万一漏えい等が発生る。
した場合でも外気中（人体への影響）に拡散する。
・ 吸入により窒息のおそれがある。
・ 万一，窒素の漏えい・ 接触により凍傷のおそれがある。
を発見した場合には，影響のないアク
セスルートに迂回する。
・ タンクは建物内に設（漏えい）置されている。
・ 地震により貯槽が破損し，漏えいする。
・ タンク周辺に堰を設置している。
（ガス発生）
・ 高温によりガス発生のおそれがある。 ・ タンク及び付属配管（人体への影響）が破損し漏えいしても堰内に全量収ま・ 接触により皮膚，眼の炎症を起こすおる。
それがある。
・ 万一，薬品の漏えい（漏えい）を発見した場合に・ 地震により貯槽が破損し，漏えいすは，影響のないアクる。
セスルートに迂回す（ガス発生）る。
・ 金属を腐食し，ガス発生のおそれがある。
（人体への影響）・ 接触により皮膚表面の組織を侵すおそれがある。

硫酸タンク
希硫酸【補助ボイラ建屋】

250L

対応内容

（漏えい）
・ 地震により貯槽が破損し，漏えいする。
（人体への影響）・ 接触により皮膚の薬傷，眼の損傷のおそれがある。
・ 吸入により生命の危険，呼吸器系の障害のおそれがある。

1.0.2-65

第 17 表対象設備

内容物

薬品タンク漏えい時被害想定（2/2）

容量
（濃度）

塩酸
・ 塩酸貯槽・ 塩酸希釈槽【水処理設備建屋】

5.9m3
1.0m3

・重亜硫酸ソーダ 重亜硫
酸ソー貯槽【水処理設備建屋】 ダ

240L

被害想定

対応内容

・タ ン ク は 建物 内 に（漏えい）設置されている。
・ 地震により貯槽が破損し，漏えいする。
・タ ン ク 周 辺に 堰 を（ガス発生）
設置している。
・ 空気と触れると腐食性ガス発生のおそ・タ ン ク 及 び付 属 配れがある。
管が破損し漏えい（人体への影響）しても堰内に全量・ 接触により皮膚，眼の炎症を起こすお収まる。
それがある。
・ 多量に吸引すると死亡するおそれがあ ・ 万一，薬品の漏えいを発見した場合にる。
は，影響のないアク（漏えい）
セスルートに迂回
・ 地震により貯槽が破損し，漏えいする。
する。
（人体への影響）・ 吸入によりアレルギ－，呼吸困難となるおそれがある。

・ 凝集剤貯槽
ポリ硫【水処理設備建屋】 酸 第 二鉄液0.15m3（漏えい）
・ 地震により貯槽が破損し，漏えいする。
（人体への影響）・ 接触により皮膚の薬傷・眼の損傷となるおそれがある。

・ 脱水助剤タンク
オルフ【水処理設備建屋】 ロック
OX-3070.20m3（漏えい）
・ 地震により貯槽が破損し，漏えいする。
（人体への影響）・ 眼，喉，皮膚等の粘膜に付着した場合，刺激を感じる場合がある。

・ 凝集助剤タンク
オルフ【水処理設備建屋】 ロック
AP-1

0.20m3（漏えい）
・ 地震により貯槽が破損し，漏えいする。
（人体への影響）・ 皮膚刺激性は弱い。

4） タンクからの溢水
アクセスルート近傍にある溢水源となる可能性のあるタンクの配置を第 17 図に示す。溢水源となる可能性のあるタンクについて評価を実施し，第 18 表に示すとおり
アクセスルートに影響がないことを確認した。
屋外タンクからの溢水を考慮した場合においても，周辺の空地が平坦かつ広大であり，周辺の道路上及び排水設備を自然流下し，拡散することからアクセスルートにおける徒歩※及び可搬型設備の走行への影響はない（別紙 10 参照）。
※

建屋の浸水時における歩行可能な水深は，歩行困難水深及び水圧でドアが開かなくなる水深等から 30cm 以下と設定しており，屋外においても同様の値とする。
「地下空間における浸水対策ガイドライン」（平成 14 年 3 月 28 日国土交通省公表）参照）

1.0.2-66

第 17 図周辺タンクの溢水によるアクセスルートへの影響

1.0.2-67

第 18 表対象設備（○数字は数量）・ No.1 純水タンク
・ No.2 純水タンク
・ No.3 純水タンク
・ No.4 純水タンク
・ No.1 ろ過水タンク
・ No.2 ろ過水タンク
・ No.3 ろ過水タンク
・ No.4 ろ過水タンク
・ 飲料水受水槽
・ 圧力抑制室プール水サ
ージタンク
（大湊側）
・ 5 号炉非放射性廃液収
集タンク②・ 6/7 号炉非放射性廃液
収集タンク②

容量

溢水タンク漏えい時被害想定
被害想定

3

対応内容

2,000m ・ 基 準 地 震 動 Ss ・ 地震によりタンク又は付属配管が破損した場合でも，周辺の空地が平坦かつ広大であによるタンク及2,000m3
り，溢水は拡散することから，アクセス性
び付属配管の破2,000m3に影響はないと考えられる。
損による溢水2,000m3
・ 万一，溢水した場合であっても，純水，ろ5,000m3
過水等であり人体への影響はない。
10,000m3
1,000m3
1,000m3
720m3
0m3
・ 基 準 地 震 動 Ss ・ 溢水防止対策が実施されるまで，運用停止とする。
によるタンク及び付属配管の破損による溢水3108m
・ 基 準 地 震 動 Ss ・ 地震によりタンク又は付属配管が破損した場合でも，周辺の堰内に留まることからアによるタンク及クセスルートへの影響はない。
108m3
び付属配管の破・ 万一，地震により堰又は付属配管が破損し損による溢水た場合でも，周辺の空地が平坦かつ広大であり，溢水は拡散することから，アクセス性に影響はないと考えられる。
・ 万一，溢水した場合であっても，結露水や補機冷却水系に含まれる防食剤（十分濃度が低いもの）等であり人体への影響はない。

1.0.2-68

③周辺斜面の崩壊，④道路面のすべり
1） アクセスルート沿い斜面の概要
アクセスルート沿いの斜面は，おおむね勾配は 30°未満，斜面高さ 10m 程度であり，主な斜面は第 18 図に示すとおりである。

①

②

③

④

第 18 図アクセスルート沿いの主な斜面の位置及び概要

1.0.2-69

2） 斜面崩壊による被害想定の考え方
第 19 図に周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価フローを示す。
アクセスルートの周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりについては，全斜面が崩壊するものと仮定した場合の堆積土砂形状を予測し，幅員が 3m 以上確保可能か確認する。
なお，幅員が 3m 以上確保できない場合は，別途仮復旧時間の評価を行う。
【周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりの想定】・3.(4)2)a.に示した方法と同様に，崩壊前の斜面形状の法肩を基点に堆積角度が 15°となるように設定した（別紙 33 参照）。

第 19 図周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価フロー

1.0.2-70

3）

評価結果
アクセスルート沿いの検討対象断面位置を第 20 図に，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりの想定結果を第 21‐1 図～第 21‐3 図に，崩壊土砂のアクセスルート通行への影響評価結果を第 19‐1 表～第 19‐2 表に，第 21‐4 図に全斜面が崩壊するものと仮定した場合，必要な幅員が確保できないルートを示す。

第 20 図アクセスルート沿いの検討対象断面位置

1.0.2-71

凡例：セメント改良土

⑥断面

①断面

②断面

⑦断面

③断面

⑧断面

④断面

⑨断面

⑤断面

⑩断面

※アクセスルートに対して，最も影響が大きい（崩壊土砂の到達範囲が最も長くなる）法肩を選定して，崩壊形状を設定

第 21‐1 図 周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりの想定結果（1）1.0.2-72

凡例

アクセスルート（徒歩）：セメント改良土

⑪断面

⑫断面

⑬断面

アクセスルート（徒歩）⑭断面※アクセスルートに対して，最も影響が大きい（崩壊土砂の到達範囲が最も長くなる）法肩を選定して，崩壊土砂の崩壊形状を設定

第 21‐2 図 周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりの想定結果（2）1.0.2-73

凡例：セメント改良土⑮断面⑯断面※セメント改良土による盛土のため，斜面崩壊は想定しない※セメント改良土による盛土のため，斜面崩壊は想定しない

⑱断面

⑰断面

※セメント改良土による盛土のため，斜面崩壊は想定しない⑲断面※アクセスルートに対して，最も影響が大きい（崩壊土砂の到達範囲が最も長くなる）法肩を選定して，崩壊土砂の崩壊形状を設定

第 21‐3 図 周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりの想定結果（3）1.0.2-74

第 19‐1 表 崩壊土砂のアクセスルート通行への影響評価結果（1）
断面
№

標高

車道
(m)

9.4

6.6

13.0

7.0

②

13.6

7.3

③

17.6

7.8

④

30.7

6.6

⑤

32.2

6.5

⑥

13.2

6.6

⑦

13.2

7.4

⑧

19.8

6.5

⑨

15.8

7.0

34.7

6.5

37.6

7.3

⑪

32.4

6.5

⑫

29.5

6.5

27.4

8.0

58.7

3.0※2

①

⑩

⑬

※1
※2

路肩
(m)

位置

斜面からの
離隔
(m)

道路
位置

斜面高さ
(m)

2.9

南側

-

法尻

3.5

3.2

北側

-

法尻

4.3

－

北側

10.2

法肩

3.5

1.7

南側

-

法尻

4.1

2.0

北側

1.3

法尻

7.6

1.7

東側

1.3

法尻

12.4

1.7

西側

-

法尻

3.8

1.6

東側

10.7

法尻

13.3

あり

1.9

西側

3.3

法肩

3.7

あり

1.7

東側

11.0

法尻

22.6

なし

1.9

西側

3.3

法尻

0.8

なし

2.8

西側

2.3

法肩

8.4

あり

1.7

東側

3.1

法尻

15.4

あり

2.0

西側

1.6

法肩

3.2

あり

1.9

南側

24.1

法尻

8.5

なし

1.9

北側

13.4

法尻

29.5

あり※1

2.2

南側

9.4

法尻

31.9

あり

2.2

北側

2.0

法肩

3.5

なし※2

1.7

東側

4.6

法尻

5.0

なし

0.5

東側

1.9

法尻

21.9

あり

0.5

西側

1.0

法尻

2.3

なし

1.7

東側

1.7

法尻

22.3

あり

1.8

西側

1.4

法尻

1.9

なし

1.7

東側

1.8

法尻

25.9

あり

1.7

西側

1.8

法尻

4.6

なし

0.9

東側

2.2

法尻

27.1

あり

1.0

西側

1.5

法尻

6.3

あり

0.35

東側

－

平地

－

なし

0.35

西側

－

平地

－

なし

道路幅

T.M.S.L.+(m)

緑地帯を通行可能
セメント改良土による盛土のため，斜面崩壊は想定しない

1.0.2-75

通行への
影響
あり
あり
あり

あり

第 19‐2 表 崩壊土砂のアクセスルート通行への影響評価結果（2）
断面
№

標高

車道
(m)

25.2

6.6

⑭
60.0

3.0※2

15.3

6.6

⑮

⑯
⑰
⑱

55.0

3.0※2

12.0

6.5

59.1

3.0※2

12.0

6.5

15.6

路肩
(m)

位置

斜面からの
離隔
(m)

道路
位置

斜面高さ
(m)

通行への
影響

1.7

南側

2.6

法尻

8.5

あり

道路幅

T.M.S.L.+
(m)

11.7

1.7

北側

4.0

法尻

1.0

なし

0.35

東側

－

斜面

－

あり※3

0.35

西側

－

斜面

－

あり※3

1.7

南側

3.6

法肩

3.2

あり

1.7

北側

1.9

法尻

15.7

あり

0.35

東側

－

斜面

－

あり※3

0.35

西側

－

斜面

－

あり※3

1.3

東側

20.1

法尻

42.6

なし

0.35

東側

－

斜面

－

あり※3

0.35

西側

－

斜面

－

あり※3

1.3

北側

3.8

法尻

3.3

なし※1

0.7

東側

1.8

法肩

3.2

なし※1

0.7

西側

3.8

法肩

3.2

なし※1

⑲
12.0
11.0
0.7
東側
16.9
法尻
3.5
なし※1
※1 セメント改良土による盛土のため，斜面崩壊は想定しない。
※2 徒歩ルート※3 徒歩ルートは，おおむね 15°程度以下の勾配の斜面上に位置しているものの，保守的に斜面崩壊の影響ありと評価する。

第 21‐4 図 全斜面が崩壊するものと仮定した場合，必要な幅員が確保できないルート

1.0.2-76

⑤液状化及び揺すり込みによる不等沈下，液状化に伴う浮き上がり
別紙 2 のとおり中越沖地震時の敷地内の道路には，不等沈下に伴う段差等が以下の箇所に発生していることから，同様の箇所に段差発生を想定し，不等沈下による通行不能が発生しないか確認し，通行に支障がある場合は，別途仮復旧時間の評価を行う。
・ 地中埋設構造物及び地盤改良部と埋戻部等との境界部（埋設物等境界部）
・ 地山と埋戻部等との境界部
なお，アクセスルート下の地中埋設構造物については，建設工事の記録やプラントウォ
ークダウンにより確認した。
また，アクセスルート下の地中埋設構造物の液状化に伴う浮き上がりについて評価を行い，浮き上がりが想定される場合には，対策を行い浮き上がりを防止する。
さらに，海岸付近のアクセスルートについては，液状化による側方流動を考慮した沈下の検討を行う。
1） 地中埋設構造物及び地盤改良部と埋戻部等との境界部（埋設物等境界部）
a. 評価方法
アクセスルート下にあり，段差が生じる可能性がある地中埋設構造物及び地盤改良部と埋戻部等との境界部（埋設物等境界部）を抽出した。抽出結果を第 22‐1 図に示す。
この抽出箇所において，3.(4)3)a.と同様に基準地震動 Ss に対する液状化及び揺す
り込みによる沈下を考慮し，両沈下量の合計を総沈下量として沈下量の評価を行う。
液状化及び揺すり込みによる沈下によりアクセスルート上に発生する地表面の段差量の評価基準値については，緊急車両が徐行により走行可能な段差量 15cm とする。
また，液状化に伴う浮き上がりが生じる可能性がある箇所として，アクセスルート
下の地中埋設構造物設置箇所を抽出した。この抽出結果は，第 22‐1 図と同様の通し番号を使用する。

1.0.2-77

第 22‐1 図 地中埋設構造物及び地盤改良部と埋戻部等との境界部の抽出結果【液状化による沈下量の算出法】
3.(4)3)a.と同様に，液状化による沈下量は，地下水位以深の飽和地盤（埋戻土，新期
砂層・沖積層，番神砂層・大湊砂層，古安田層（保守的に粘性土層も含む））を液状化
による沈下の対象層とし，その堆積層厚の 2%とした。
【揺すり込み沈下量の算出法】
3.(4)3)a.と同様に，不飽和地盤の揺すり込み沈下量は，地表～地下水位以浅の不飽和
地盤をすべて揺すり込み沈下の対象層とし，その堆積層厚の 2%とした。
【液状化に伴う浮き上がりの評価法】
液状化に伴う地中埋設構造物の浮き上がりについては，「土木学会：トンネル標準示
方書，2006」に基づき評価する。評価基準値としては，安全率 1.0 とする。
・ 液状化については，地下水位以深の飽和地盤（埋戻土，新期砂層・沖積層，番神砂層・
大湊砂層，古安田層（保守的に粘性土層も含む））を，すべて液状化するものとして想定する。
・ 浮き上がりの評価対象は，第19‐3表，第19‐4表に示す箇所のうち，以下の条件に該当する箇所とする。
条件①

構造物下端よりも地下水位が高い箇所

条件②

地震時の仮復旧ルート（第28‐1図，第28‐2図参照）上の箇所

条件③

斜面崩壊の影響を受けない箇所

1.0.2-78

第19‐3表 浮き上がり評価対象の抽出結果（1）：浮き上がり評価対象
通し番号

名称

条件①

1
2
3
4

○

7
8
9
10

排水路 ﾎﾞｯｸｽｶﾙﾊﾞｰﾄ
事務建屋周辺 電線管路
K‐1 重油配管ﾄﾚﾝﾁ
K‐1 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
荒浜側ｶﾞｽﾀｰﾋﾞﾝ発電機用ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ ﾊﾝ
ﾄﾞﾎｰﾙ
荒浜側ｶﾞｽﾀｰﾋﾞﾝ発電機用ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ ﾊﾝ
ﾄﾞﾎｰﾙ側面部地盤改良
K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ
K‐1/2 CV，K‐2 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K‐3 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K‐3/4 CV ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

11
12
13
14
15
16
17
18
19
20

K‐4 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
新 500kV ｹｰﾌﾞﾙ洞道
K‐1 重油配管ﾄﾚﾝﾁ
新 500kV ｹｰﾌﾞﾙ洞道
500kV ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
排水路 ﾎﾞｯｸｽｶﾙﾊﾞｰﾄ
免震重要棟連絡ﾀﾞｸﾄ
排水路 ﾎﾞｯｸｽｶﾙﾊﾞｰﾄ
K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ
K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ

○
○

21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
37
38
39
40

K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ
K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ
排水路 ﾋｭｰﾑ管
排水路 ﾋｭｰﾑ管
排水路 ﾋｭｰﾑ管排水路 ﾎﾞｯｸｽｶﾙﾊﾞｰﾄ
排水路 ﾎﾞｯｸｽｶﾙﾊﾞｰﾄ
K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ
新 500kV ｹｰﾌﾞﾙ洞道
500kV ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ
500kV ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
新 500kV ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K‐7 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K‐7 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K‐6 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K‐6 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K‐6 補給水系連絡ﾀﾞｸﾄ
K‐5 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ

5
6

条件②

条件③
○
○
○
○

－

－

－
○

○
○
○

○
○
○
○

○
○
○
○

○
○
○

○
○

○
○
○
○
○
○
○
○

○：条件に該当する場合－：地盤改良部のため，浮き上がりの評価対象から除く

1.0.2-79

○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○
○
○

第19‐4表 浮き上がり評価対象の抽出結果（2）：浮き上がり評価対象
通し番号
41
42
43
44
45
46
47
48
49
50
51
52
53
54
55
56
57
58
59
60
61
62
63
64
65
66
67
68
69
70
71

名称
排水路 ﾋｭｰﾑ管
第一ｶﾞｽﾀｰﾋﾞﾝ発電機用ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ※
第一ｶﾞｽﾀｰﾋﾞﾝ発電機用ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ部
地盤改良
排水路 ﾎﾞｯｸｽｶﾙﾊﾞｰﾄ
K‐7 ﾎﾞﾝﾍﾞ庫連絡ﾀﾞｸﾄ
K‐7 取水路
K‐7 ﾀｰﾋﾞﾝ建屋～ﾎﾞｰﾙ捕集器ﾋﾟｯﾄ間
連絡ﾀﾞｸﾄK‐7 補機放水路
K‐6 補機放水路
K‐6 ﾎﾞﾝﾍﾞ庫連絡ﾀﾞｸﾄ
K‐6 取水路
K‐6 ﾀｰﾋﾞﾝ建屋～ｽｸﾘｰﾝ室間連絡ﾀﾞｸﾄ
K‐6 補機放水路
K‐5 循環水配管 取水側
K‐5 ﾀｰﾋﾞﾝ建屋～海水熱交換器建屋
連絡ﾀﾞｸﾄ（南側）K‐5 ﾎﾞﾝﾍﾞ庫連絡ﾀﾞｸﾄ
K‐5 ﾀｰﾋﾞﾝ建屋～海水熱交換器建屋
連絡ﾀﾞｸﾄ（北側）K‐5 ﾀｰﾋﾞﾝ建屋～ﾎﾞｰﾙ捕集器ﾋﾟｯﾄ間連絡ﾄﾚﾝﾁK‐5 循環水配管 放水側
K‐5 ﾀｰﾋﾞﾝ建屋北西圧力抑制室ﾌﾟｰﾙ
水排水系ｻｰｼﾞﾀﾝｸﾀﾞｸﾄ
K‐6 軽油ﾀﾝｸ部地盤改良‐A
K‐6 軽油ﾀﾝｸ部地盤改良‐B
K‐6 軽油ﾀﾝｸ部地盤改良‐CK‐6 軽油ﾀﾝｸ部地盤改良‐D
K‐6 軽油ﾀﾝｸ部地盤改良‐E
K‐6 燃料移送系配管ﾀﾞｸﾄ※
K‐5 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K‐5 低起動二次側ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K‐5 低起動二次側ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K‐5 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
排水路 ﾋｭｰﾑ管

条件①

条件②
○
○

条件③
○
○

－

－

－

○

○
○
○

○
○
○

○

○

○
○
○
○
○

○

○
○
○
○
○
○
○

○

○

○

○
○

○
○
○
○

－
－
－
－
－
○
○
○

－
－
－
－
－

－
－
－
－
－
○
○
○
○
○
○

○：条件に該当する場合－：地盤改良部のため，浮き上がりの評価対象から除く※：杭を介して岩盤に支持する構造【地下水位の設定】
3.(4)3)a.と同様に，沈下量の算出における地下水位については，評価対象箇所周辺に
既工認実績の構造物がある場合は，その構造物の設計水位をもとに設定する。周辺に構造物のない場合は過去の地下水位観測記録等をもとに設定する。

1.0.2-80

b. 評価結果【沈下量の評価結果】
沈下量の評価結果を第 19‐5 表，第 19‐6 表，第 22‐2 図に示す。
通行に支障のある段差が生じた箇所については，あらかじめ段差緩和対策等を行う（別紙 38 参照），迂回する，又は段差復旧用の砕石を用いて，重機により仮復旧を行うこととし，仮復旧を行う場合は，アクセスルート確保に要する時間を評価する（別紙 11 参照）。
なお，段差を応急的に復旧する作業ができるよう重機・資材（段差復旧用の砕石）の配備並びに訓練を実施するともに，復旧後車両が徐行運転をすることで通行可能であることを確認している（別紙 11，別紙 12 参照）。
第 19‐5 表

沈下量算出結果（1）：段差（相対沈下量）が 15cm を超える箇所

路面高

構造物
上端

構造物
下端

基礎
下端

構造物高
＋基礎 1)

地下
水位

相対
沈下
量

車両
通行
可否

T.M.S.L.
(m)

T.M.S.L.
(m)

T.M.S.L.
(m)

T.M.S.L.
(m)

H(m)

T.M.S.L.
(m)

(m)

0.15m
以下:
○

13.0
13.0
13.0
13.0

11.0
12.5
11.5
11.8

8.9
11.4
9.2
8.6

8.6
11.2
8.8
8.2

2.4
1.4
2.7
3.6

10.0
10.0
8.0
8.0

0.05
0.03
0.05
0.07

○
○
○
○

13.0

12.5

8.4

0.5

12.0

8.0

0.182)

×

13.0

11.5

8.3

8.3

3.2

8.0

0.06

○

7
8

排水路 ﾎﾞｯｸｽｶﾙﾊﾞｰﾄ
事務建屋周辺 電線管路
K‐1 重油配管ﾄﾚﾝﾁ
K‐1 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
荒浜側ｶﾞｽﾀｰﾋﾞﾝ発電機用ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸ
ﾄ ﾊﾝﾄﾞﾎｰﾙ
荒浜側ｶﾞｽﾀｰﾋﾞﾝ発電機用ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸ
ﾄ ﾊﾝﾄﾞﾎｰﾙ側面部地盤改良
K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ
K‐1/2 CV，K‐2 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

13.6
13.0

11.5
9.0

8.9
5.6

8.5
5.2

3.0
3.8

8.0
10.0

0.06
0.08

○
○

□

9
10
11
12
13
14

K‐3 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K‐3/4 CV ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K‐4 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
新 500kV ｹｰﾌﾞﾙ洞道
K‐1 重油配管ﾄﾚﾝﾁ
新 500kV ｹｰﾌﾞﾙ洞道

13.0
13.0
13.0
13.0
13.6
14.4

9.2
11.4
11.5
10.6
13.6
-13.7

6.5
8.4
8.4
7.4
12.5
-16.9

6.2
8.1
8.1
7.4
12.4
-16.9

3.0
3.3
3.4
3.2
1.2
3.2

10.0
10.0
10.0
10.0
10.0
10.0

0.06
0.07
0.07
0.06
0.02
0.06

○
○
○
○
○
○

□
□
□
□
□
□

15
16
17
18

500kV ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
排水路 ﾎﾞｯｸｽｶﾙﾊﾞｰﾄ
免震重要棟連絡ﾀﾞｸﾄ
排水路 ﾎﾞｯｸｽｶﾙﾊﾞｰﾄ

20.6
13.7
13.1
13.1

18.6
11.3
10.3
11.6

13.9
9.1
7.9
9.5

13.5
8.9
7.9
9.3

5.1
2.4
2.4
2.4

10.0
10.0
10.0
10.0

0.10
0.05
0.05
0.05

○
○
○
○

□
□

19
20
21

K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ
K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ
K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ

33.9
37.7
35.5

32.4
35.7
34.5

29.8
33.1
32.2

29.4
32.7
31.7

3.0
3.0
2.7

15.0
15.0
10.0

0.06
0.06
0.05

○
○
○

22

K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ

42.2

41.2

38.8

38.4

2.7

15.0

0.05

○

□

23
24
25
26
27
28
29
30
31

排水路 ﾋｭｰﾑ管
排水路 ﾋｭｰﾑ管
排水路 ﾋｭｰﾑ管排水路 ﾎﾞｯｸｽｶﾙﾊﾞｰﾄ
排水路 ﾎﾞｯｸｽｶﾙﾊﾞｰﾄ
K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ
新 500kV ｹｰﾌﾞﾙ洞道
500kV ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ

44.0
42.6
44.7
42.5
42.5
40.3
15.0
18.0
19.4

18.5
18.4
21.8
42.0
41.7
38.9
-4.3
16.4
18.4

17.0
17.0
20.4
40.1
39.7
36.5
-7.5
11.7
15.8

17.0
16.9
20.1
39.7
39.3
36.1
-7.5
11.3
15.4

1.6
1.5
1.7
2.3
2.4
2.7
3.2
5.1
3.0

30.0
30.0
30.0
30.0
30.0
25.0
10.0
13.0
19.4

0.03
0.03
0.03
0.05
0.05
0.05
0.06
0.10
0.06

○
○
○
○
○
○
○
○
○

□
□
□

通
し
番
号

1
2
3
4
5
6

名称

1）構造物上端－基礎下端（それぞれ四捨五入による値のため，合わない場合がある）（第 8‐1 図参照）
2）5 と 6 は一連の構造物であり，5 と 6 の境界に発生する段差

1.0.2-81

備考:斜
面崩壊
範囲と
の重複:
□

□

□

第 19‐6 表

沈下量算出結果（2）：段差（相対沈下量）が 15cm を超える箇所

通し

路面高

構造物
上端

構造物
下端

基礎
下端

構造物高
＋基礎 1)

地下水位

T.M.S.L.
(m)

T.M.S.L.
(m)

T.M.S.L.
(m)

相対
沈下量

T.M.S.L.
(m)

H(m)

T.M.S.L.
(m)

(m)

名称

番号

車両
通行
可否
0.15m
以下:
○

32
33

500kV ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
新 500kV ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

12.0
12.2

11.2
9.4

6.5
6.7

6.2
6.3

5.1
3.1

7.0
7.0

0.10
0.06

○
○

34

K‐7 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

12.0

10.0

6.3

5.9

4.1

7.0

0.08

○

35

K‐7 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

12.0

10.3

6.6

6.2

4.1

7.0

0.08

○

36

K‐6 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

12.0

10.7

3.8

3.4

7.3

7.0

0.15

○

37

K‐6 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

12.0

11.0

7.5

7.1

4.0

7.0

0.08

○

38

K‐6 補給水系連絡ﾀﾞｸﾄ

12.0

10.7

7.5

7.1

3.6

7.0

0.07

○

39

K‐5 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

12.0

11.5

7.6

7.3

4.3

7.0

0.09

○

40

K1‐5 水配管ﾀﾞｸﾄ

12.2

11.3

8.7

8.3

3.0

7.0

0.06

○

41

排水路 ﾋｭｰﾑ管

12.0

10.5

8.7

8.5

2.0

7.0

0.04

○

42

12.0

12.0

-15.0

-15.0

27.0

7.0

0.27 2)

×

12.0

12.0

-1.5

-1.5

13.5

7.0

0.27

×

44

第一ｶﾞｽﾀｰﾋﾞﾝ発電機用ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
第一ｶﾞｽﾀｰﾋﾞﾝ発電機用ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ部地盤改良
排水路 ﾎﾞｯｸｽｶﾙﾊﾞｰﾄ

12.0

9.7

8.4

8.2

1.5

1.0

0.03

○

45

K‐7 ﾎﾞﾝﾍﾞ庫連絡ﾀﾞｸﾄ

12.0

10.9

8.4

8.0

2.9

1.0

0.06

○

46

K‐7 取水路

12.0

-2.5

-10.8

-10.9

8.4

1.0

0.17

×

12.0

10.9

7.8

7.5

3.5

1.0

0.07

○

43

47

K‐7 ﾀｰﾋﾞﾝ建屋～ﾎﾞｰﾙ捕集器ﾋﾟｯﾄ間連絡ﾀﾞｸﾄ

48

K‐7 補機放水路

12.0

9.9

8.1

7.8

2.1

1.0

0.04

○

49

K‐6 補機放水路

12.0

10.8

9.0

8.6

2.1

1.0

0.04

○

50

K‐6 ﾎﾞﾝﾍﾞ庫連絡ﾀﾞｸﾄ

12.0

10.7

8.0

7.7

3.1

1.0

0.06

○

51

K‐6 取水路
K‐6 ﾀｰﾋﾞﾝ建屋～ｽｸﾘｰﾝ室間連絡ﾀﾞｸﾄ
K‐6 補機放水路

12.0

-2.5

-10.8

-10.9

8.4

1.0

0.17

×

12.0

10.8

6.7

6.4

4.4

1.0

0.09

○

12.0

10.4

8.6

8.3

2.1

1.0

0.04

○

K‐5 循環水配管 取水側
K‐5 ﾀｰﾋﾞﾝ建屋～海水熱交換器
建屋連絡ﾀﾞｸﾄ（南側）K‐5 ﾎﾞﾝﾍﾞ庫連絡ﾀﾞｸﾄ
K‐5 ﾀｰﾋﾞﾝ建屋～海水熱交換器
建屋連絡ﾀﾞｸﾄ（北側）K‐5 ﾀｰﾋﾞﾝ建屋～ﾎﾞｰﾙ捕集器ﾋﾟｯﾄ間連絡ﾄﾚﾝﾁ
K‐5 循環水配管 放水側
K‐5 ﾀｰﾋﾞﾝ建屋北西 圧力抑制
室ﾌﾟｰﾙ水排水系ｻｰｼﾞﾀﾝｸﾀﾞｸﾄ

12.0

3.3

-0.1

-0.7

3.9

1.0

0.08

○

12.0

-0.7

-6.4

-6.5

5.8

1.0

0.12

○

12.0

10.7

7.8

7.5

3.2

1.0

0.06

○

12.0

1.5

-4.3

-4.4

5.8

1.0

0.12

○

12.0

12.2

10.2

9.9

2.1

1.0

0.04

○

12.0

9.1

5.8

5.8

3.3

1.0

0.07

○

12.0

10.8

7.4

4.6

6.2

1.0

0.12

○

61

K‐6 軽油ﾀﾝｸ部地盤改良‐A

12.0

12.0

1.1

1.1

11.0

7.0

0.22

×

62

K‐6 軽油ﾀﾝｸ部地盤改良‐B

12.0

12.0

-9.5

-9.5

21.5

7.0

0.43

×

63

K‐6 軽油ﾀﾝｸ部地盤改良‐C

12.0

12.0

-8.0

-8.0

20.0

7.0

0.40

×

64

K‐6 軽油ﾀﾝｸ部地盤改良‐D

12.0

12.0

3.0

3.0

9.0

7.0

0.18

×

65

K‐6 軽油ﾀﾝｸ部地盤改良‐E

12.0

12.0

1.5

1.5

10.5

7.0

0.21

×

66

K‐6 燃料移送系配管ﾀﾞｸﾄ

12.0

11.4

8.5

0.0

11.4

7.0

0.23

×

67

K‐5 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

12.0

7.1

-0.4

-0.8

8.0

7.0

0.16

×

68

K‐5 低起動二次側ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

12.0

6.7

0.3

0.2

6.6

7.0

0.13

○

69

K‐5 低起動二次側ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

12.0

10.9

0.3

0.2

10.7

7.0

0.21

×

70

K‐5 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ

12.0

10.9

7.3

6.9

4.0

7.0

0.08

○

71

排水路 ﾋｭｰﾑ管

12.0

10.9

9.0

8.8

2.1

7.0

0.04

○

52
53
54
55
56
57
58
59
60

1）構造物上端－基礎下端（それぞれ四捨五入による値のため，合わない場合がある）（第 8‐1 図参照）
2）42 と 43 は一連の構造物であり，42 と 43 の境界に発生する段差

1.0.2-82

備考:斜
面崩壊
範囲と
の重複:
□

□

迂回ﾙｰﾄ
で対応
(別紙 34参照)

※15cm を超える段差は，あらかじめ段差緩和対策等を行う（別紙 38 参照）又は砕石を用いてホイールローダにより復旧を行う。砕石のストック場所は，通行に支障のある段差から 100m 以内に確保・管理する。

第 22‐2 図 沈下量評価結果

1.0.2-83

【浮き上がりの評価結果】
浮き上がりの評価結果を第 19‐7 表に示す。
浮き上がり評価対象構造物について，浮き上がり評価を行った結果，K‐6 取水路（6 号炉取水路）及び K‐7 取水路（7 号炉取水路）を除き安全率が評価基準値の 1.0 を上回ることから，アクセスルートの通行に支障がある地中埋設構造物の浮き上がりは生じない。
なお，K‐6 取水路及び K‐7 取水路は屋外重要土木構造物に該当し，評価値 1.1 を満足するように必要に応じて構造物周辺の地盤改良等により浮き上がりを防止する設計とする。

通し
番号
24
32
33
34
36
46
51

第 19‐7 表 浮き上がり評価結果
揚圧力
浮き上がり抵抗力
名称（kN/m）（kN/m）
排水路 ﾋｭｰﾑ管645
4,303
500kV ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ402
470
新 500kV ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
293
460
K‐7 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
261
414
K‐6 OF ｹｰﾌﾞﾙﾀﾞｸﾄ
592
608
K‐7 取水路－－K‐6 取水路
－
－

安全率
6.67
1.16
1.56
1.58
1.02
1.1 以上を確保する

2） 地山と埋戻部との境界部
地山と埋戻部との境界部等については，第 23 図のように段差が生じないように擦り付ける工夫がなされているため，通行に支障となる段差は生じない。
道路面
埋戻土
地山

第 23 図地山と埋戻部の境界の状況

1.0.2-84

3） 側方流動による沈下
大湊側タービン建屋海側のアクセスルート上の段差評価において，地震時の液状化に伴う側方流動が段差評価に与える影響を検討する。
a． 評価方法
側方流動の検討位置及び地質断面図を第 24‐1 図に示す。
検討位置は，埋戻土の層厚を考慮して選定した。護岸からアクセスルートまでの距
離は約 130m である。
地震時の液状化に伴う側方流動が段差評価に与える影響について，二次元有効応力
解析に基づく検討を実施した。液状化による過剰間隙水圧の上昇が考慮できる有効応
力解析には解析コード「FLIP」を使用する。

Ｅ

130ｍ
アクセス
ルート

検討位置の地質断面図

側方流動検討位置図第 24‐1 図 側方流動検討位置及び地質断面図
解析モデルを第 24‐2 図，液状化パラメータを第 24‐3 図に示す。
解析用地盤物性値は工認物性を基本とし，当該箇所に液状化対象層として分布する
埋戻土，洪積砂質土層Ⅰ，洪積砂質土層Ⅱについては液状化に伴う側方流動を考慮できるよう液状化パラメータ（平均強度）を設定した。入力地震動には，基準地震動 Ssを解析モデル下端（T.M.S.L.-60m）まで引き上げた波形を用いる。

1.0.2-85

【凡例】

Ｅ

アクセス
ルート

Ｗ

第 24‐2 図 解析モデル図
1.0

1.0

0.9

0.9
液状化抵抗曲線（解析上）

液状化抵抗曲線(解析上)

0.8
0.7

0.6

0.6

せん断応力比

0.7

0.5
0.4

0.5
0.4

0.3

0.3

0.2

0.2

0.1

0.1

0.0
1

10

100

1000

0.0
1

10

100
繰り返し回数 Ｎ (回)

繰り返し回数 Ｎ (回)埋戻土

洪積砂質土層Ⅰ1.00.9
液状化抵抗曲線（解析上）

0.80.7
せん断応力比せん断応力比

0.8

0.6
0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
0.0
1

10

100
繰り返し回数 Ｎ (回)洪積砂質土層Ⅱ第24‐3図 液状化パラメータ

1.0.2-86

1000

1000

b． 評価結果
側方流動による地表面残留変形量評価結果を第 24‐4 図に示す。
二次元有効応力解析「FLIP」の結果，アクセスルートにおける残留沈下量は小さく，残留水平変位 (m)側方流動による段差評価への影響はない。

6.0
5.0
4.0
3.0
2.0
1.0
0.0

残留鉛直変位 (m)

0

20

40

60

20

40

60

Ss‐2

Ss‐3

Ss‐4

Ss‐5

Ss‐6

Ss‐7

Ss‐8

80
100
護岸からの距離 (m)

0.5
0.0
‐0.5
‐1.0
‐1.5
‐2.0
‐2.5
‐3.0
0

Ss‐1

120

140

Ss‐1

Ss‐2

Ss‐3

Ss‐4

Ss‐5

Ss‐6

Ss‐7

Ss‐8

80
100
護岸からの距離 (m)

120

Ｗ

140

160

160

Ｅ
アクセス
ルート

残留変形図（Ss－7）及び地表面残留沈下量（Ss－1～Ss－8）

0ｍ 5ｍ

25ｍ

50ｍ

第 24‐4 図 側方流動による地表面残留変形量評価結果⑦地中埋設構造物の損壊
地中埋設構造物の損壊による道路面への影響については，中越沖地震時の当発電所において被害事例がないことから，陥没等の通行支障が発生する可能性は極めて低いと考えられるが，念のため，地震時の地中埋設構造物の崩壊による段差発生の可能性について検討した。なお，アクセスルート下の地中埋設構造物については，建設工事の記録やプラントウォークダウンにより確認した。
その結果，基準地震動 Ss に対して通行に支障となる地中埋設構造物の崩壊はないことを確認した（別紙 13 参照）。
以上から，地中埋設構造物の損壊による影響はない。

1.0.2-87

⑧淡水貯水池の堰堤及び送水配管の損壊
淡水貯水池の堰堤及び送水配管が周辺斜面の崩壊等の影響により万一損壊し，溢水が発生したとしても，淡水貯水池と 6 号及び 7 号炉の間には道路及び排水路が敷設されており，道路上及び構内の排水路を経て海域に排水される。また，第 25 図，第 20 表に示すとおり，仮に保守的な想定として排水路の機能が期待できず全量が 6 号及び 7 号炉を設置する敷地に流入するとしても，周辺の空地が平坦かつ広大であり，周辺の道路上及び排水設備を自然流下・拡散することから，アクセスルート及び可搬型設備の走行への影響はない（別紙 10，30 参照）。

第 25 図淡水貯水池及び送水配管の位置図，溢水による被害想定
第 20 表対象設備
・ 淡水貯水池容量

溢水による被害想定
被害想定

3

約 18,000m

対応内容・ 基準地震動 Ss による堰 ・ 地震により堰堤又は送水配管が損壊した場合でも，周辺の空地が堤及び送水配管の損壊に平坦かつ広大であり，周辺の道路
よる溢水
上及び排水設備を自然流下・拡散することから，アクセス性に影響はないと考えられる。
・ 溢水した場合であっても，淡水であり人体への影響はない。

1.0.2-88

(5) 地震時におけるアクセスルートの選定結果①～⑧の被害想定結果（別紙 23 参照）を踏まえ，優先的に「仮復旧により通路が確保可能なアクセスルート」として大湊側高台保管場所からは B ルートを，荒浜側高台保管場所からは C ルートを選定した※（第 26 図）。
ここでは，「仮復旧により通路が確保可能なアクセスルート」である B ルート，C ルー
トについて，仮復旧に要する時間を評価する※。
※5 号炉東側保管場所からは，可搬型設備の運搬はない。
5 号炉東側第二保管場所からは，仮復旧なしで 6 号及び 7 号炉まで可搬型車両の寄りつきが可能。

第 26 図地震時におけるアクセスルートの選定結果

1.0.2-89

(6) 仮復旧時間の評価
1） 仮復旧方法
第 27‐1 図，第 27‐2 図に地震時におけるアクセスルートを，第 27‐3 図に崩壊土砂撤去の考え方を示す。
アクセスルート上に土砂が流れ込んだ箇所については，ホイールローダを用いて土砂を道路脇に運搬・押土することによりルートを仮復旧する。仮復旧道路の条件は以下のとおり。
・ 対象車両（代替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラー）の規格を考慮し，幅員 3m とする
・ 掘削面勾配は 1:1.0 とする（第 27‐4 図）

第 27‐1 図 地震時におけるアクセスルート（大湊側高台保管場所を使用する場合）

第 27‐2 図 地震時におけるアクセスルート（荒浜側高台保管場所を使用する場合）

1.0.2-90

①①’
堆積土砂形状15°

土砂撤去範囲15°

アクセスルート①－①’断面図②②’

堆積土砂形状標高 T.M.S.L.(m)26.0
現標高(斜面含む)
復旧道路標高

24.0
22.0

約1%

㋐

土砂撤去範囲ｱｸｾｽﾙｰﾄ

㋑

20.0

15°

約15%

セメント改良土

18.0
16.0②－②’断面図

14.0

㋒

12.0

ｱｸｾｽﾙｰﾄ部

斜面部

10.0
0

20

40

60

80

100

120

140

160

180
距離(m)

復旧道路の縦断勾配

復旧するアクセスルートの縦断勾配

崩壊後の斜面
仮復旧道路

1:1.0

15°

3m
アクセスルート

第 27‐3 図 崩壊土砂撤去の考え方
自然地山ではないものの，掘削規模（高さ約 1m）を考慮し，「日本道路協会：道路土工‐切土工・斜面安定工指針，2009」における法高 5m 以下の砂質土を参考に 1:1.0 とした。

第 27‐4 図 仮復旧方法イメージ（拡大図）
アクセスルート上に通行に支障がある 15cm を超える段差が発生する可能性がある箇所については，あらかじめ段差緩和対策等を行う（別紙 38 参照），又は段差復旧用の砕石を用いて，ホイールローダによりルートを仮復旧する。

1.0.2-91

2） 仮復旧時間評価
アクセスルート上の土砂流入箇所の仮復旧時間については，崩壊形状に応じて対象とする土量を算出し，ホイールローダの作業量を考慮し算出した（詳細は別紙 14 参照）。
なお，ホイールローダによる作業量（転圧含む）は文献※1 を参考に設定した（詳細は別紙 15 参照）。
アクセスルート上及び建屋直近における段差の仮復旧時間については，段差の大きさに応じてホイールローダの復旧時間を考慮し算出した（詳細は別紙 11,37 参照）。
※1

日本道路協会：道路土工‐施工指針，1986

ほか

3） アクセスルートの仮復旧に要する時間の評価
アクセスルートの仮復旧に要する時間は，被害想定をもとに，構内の移動時間や崩壊土砂撤去，段差復旧に要する時間等を考慮し，設定したアクセスルートについて算出する（ケース 1）。
また，6 号及び 7 号炉周辺までのアクセス確保の他に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所可搬型電源設備の給油作業のためのアクセスを確保する必要があることから，5 号炉
東側保管場所までのアクセスルートの仮復旧に要する時間を算出する（ケース 2）。
さらに，可搬型設備を使用し，より早期に原子炉注水をしなければいけない状況も想定すると，可搬型代替注水ポンプにより淡水貯水池から送水する必要があるため，同様に準備に要する時間を算出する（ケース 3）。
各アクセスルートの仮復旧時間の詳細評価については第 28‐1 図～第 28‐7 図に示す。あわせて，仮復旧後の対応を別紙 16 に，別途算出した除雪時間について別紙 27に，除灰時間について別紙 28 に示す。
＜条 件＞
・ 構内の移動速度は，重機（ホイールローダ）15km/h，要員（徒歩）4km/h※2，要員（徒歩，崩壊土砂通行）2km/h
・ 重機操作要員は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に集合し，復旧作業を開始
・ 重機操作要員は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所からホイールローダの保管場所へ向かい，ホイールローダを操作し崩壊土砂撤去（転圧含む），段差復旧を実施※2

初動対応での作業であり格納容器ベント実施前であるため，防護具は着けず移動することを想定。

1.0.2-92

区間

距離
（m）

時間評価項目

所要時間
（分）

累積
（分）

第二企業センター 1) ～5 号炉原
子炉建屋

約 1,340（崩壊土砂影響範囲
約 170 含む）

徒歩移動

24

24

5 号炉原子炉建
屋内東側入口～緊急時対策所～東側入口

徒歩移動

14

38

徒歩移動

19

57

ホイールローダ移動
土砂撤去 2)
安全確認
ホイールローダ移動
段差復旧（建屋直近）

1
1593)
17
3
784)

58
217
234
237
315

②→③

約 980
（崩壊土砂影響範囲
約 170 含む）
約 250

③→④

約 170

④→⑤

約 610

①→②

備考
(使用するホイー
ルローダ)

ﾎｲｰﾙﾛｰﾀﾞ A，B

1）初動対応要員が滞在する「第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所」については，第二企業センターを起点として評価する。
2）土砂撤去の幅は，可搬型設備の通行幅 3m に加え，淡水移送に必要なホース敷設幅に必要幅 0.5m を考慮し 3.5m とする。
3）2 台で実施する（別紙 14 参照）。2 台目は安全な離隔を確保するため，1 台目の作業開始 10 分後に開始する。
4) 各号炉ホイールローダ 1 台で同時に復旧する（別紙 37 参照）。

第 28‐1 図 設定したルート及び仮復旧時間（ケース 1，大湊側高台保管場所利用）

1.0.2-93

区間

距離（m）

第二企業センター 1) ～5 号炉
原子炉建屋

②→③

約 1,340（崩壊土砂影響範囲約 170 含む）
東側入口～緊急時対策所～東側
入口
約 1,500（崩壊土砂影響範囲約 170 含む）
約 780

③→④

約 170

④→⑤

約 610

5 号炉原子炉建
屋内①→②

時間評価項目

所要時間
（分）

累積
（分）

徒歩移動

24

24

徒歩移動

14

38

徒歩移動

26

64

ホイールローダ移動
土砂撤去 2)
安全確認
ホイールローダ移動
段差復旧（建屋直近）

4
1593)
17
3
784)

68
227
244
247
325

備考
(使用するホイー
ルローダ)

第 28‐1 図
参照

ﾎｲｰﾙﾛｰﾀﾞ A，B

1）初動対応要員が滞在する「第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所」については，第二企業センターを起点として評価する。
2）土砂撤去の幅は，可搬型設備の通行幅 3m に加え，淡水移送に必要なホース敷設幅に必要幅 0.5m を考慮し 3.5m とする。
3）2 台で実施する（別紙 14 参照）。2 台目は安全な離隔を確保するため，1 台目の作業開始 10 分後に開始する。
4) 各号炉ホイールローダ 1 台で同時に復旧する（別紙 37 参照）。

第 28‐2 図 設定したルート及び仮復旧時間（ケース 1，荒浜側高台保管場所利用）

1.0.2-94

区間
①→⑤
⑤→⑥

距離（m）
第 28‐2 図参照－

時間評価項目－仮復旧作業なし 2)

所要時間（分）
1)

244
0

累積（分）
244
244

1）荒浜側高台保管場所のホイールローダを使用した場合。大湊側高台保管場所のホイールローダを使用した場合は
約 234 分（第 28‐1 図参照）。
2）大湊側高台保管場所から 6 号及び 7 号炉までのアクセスルートの仮復旧を優先して実施した後，5 号炉東側保管場
所へのアクセスルートを復旧する。

第 28‐3 図 5 号炉東側保管場所へのルート及び仮復旧時間（ケース 2，荒浜側高台保管場所利用）

1.0.2-95

区間

距離（m）

時間評価項目

所要時間
（分）

累積
（分）

第二企業センター1)～5 号炉
原子炉建屋

約 1,340（崩壊土砂影響範囲約 170 含む）

徒歩移動

24

24

5 号炉原子炉建屋内

東側入口～緊急時
対策所～東側入口

徒歩移動

14

38

徒歩移動

19

57

ホイールローダ移動
土砂撤去 2)
安全確認
ホイールローダ移動

1
1193)
17
1

58
177
194
195

②→③

約 980
（崩壊土砂影響範囲約 170 含む）
約 250

③→④

約 170

④→⑤

約 170

①→②

備考
(使用するホイールローダ)

第 28‐1 図
参照

ﾎｲｰﾙﾛｰﾀﾞ A，B

1）初動対応要員が滞在する「第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所」については，第二企業センターを起点として評価する。
2）土砂撤去の幅は，淡水移送に必要なホースの早急な敷設を行うため 3m とし，アクセスルートは別途復旧する。
3) 2 台で実施する（別紙 14 参照）。2 台目は安全な離隔を確保するため，1 台目の作業開始 10 分後に開始する。

第 28‐4 図 設定したルート及び仮復旧時間（ケース 3‐1，大湊側高台保管場所利用（原子炉注水開始までの復旧））

1.0.2-96

備考
区間

距離（m）

⑤→⑥
⑥→⑦

約 1,200
約 780

⑦→⑧

約 170

⑧→⑨

約 610

時間評価項目所要時間（分） 累積（分）徒歩移動
ホイールローダ移動
土砂撤去 2)
安全確認
ホイールローダ移動
段差復旧（建屋直近）

18
4
1193)
17
3
784)

1951)
213
217
336
353
356
434

(使用するホイール
ローダ)

ﾎｲｰﾙﾛｰﾀﾞ C，D

1）可搬型代替注水ポンプによる原子炉への注水開始までの復旧作業が終了した 195 分後から代替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラーが通行するためのアクセスルート仮復旧作業を開始する。
2）土砂撤去の幅は，淡水移送に必要なホースは既に敷設されているため，可搬型設備の通行幅 3m とする。
3）2 台で実施する（別紙 14 参照）。2 台目は安全な離隔を確保するため，1 台目の作業開始 10 分後に開始する。
4）各号炉ホイールローダ 1 台で同時に復旧する（別紙 37 参照）。

第 28‐5 図 設定したルート及び仮復旧時間（ケース 3‐1，荒浜側高台保管場所利用（原子炉注水開始後からの復旧））

1.0.2-97

区間

距離
（m）

時間評価項目

所要時間
（分）

累積
（分）

第二企業センタ ー 1) ～ 5 号
炉原子炉建屋約 1,340（崩壊土砂影響範囲
約 170 含む）

徒歩移動

24

24

5 号炉原子炉建屋内

東側入口～緊急時対策所～東側入口

徒歩移動

14

38

徒歩移動

26

64

ホイールローダ移動
土砂撤去 2)
安全確認
ホイールローダ移動

4
1193)
17
1

68
187
204
205

②→③

約 1,500（崩壊土砂影響範囲
約 170 含む）
約 780

③→④

約 170

④→⑤

約 170

①→②

備考
(使用するホイー
ルローダ)

第 28‐1 図
参照

ﾎｲｰﾙﾛｰﾀﾞ A，B

1）初動対応要員が滞在する「第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所」については，第二企業センターを起点として評価する。
2）土砂撤去の幅は，淡水移送に必要なホースの早急な敷設を行うため 3m とし，アクセスルートは別途復旧する。
3) 2 台で実施する（別紙 14 参照）。2 台目は安全な離隔を確保するため，1 台目の作業開始 10 分後に開始する。

第 28‐6 図 設定したルート及び仮復旧時間（ケース 3‐2，荒浜側高台保管場所利用（原子炉注水開始までの復旧））

1.0.2-98

備考
区間

距離（m）

⑤→⑥
⑥→⑦

約 580
約 250

⑦→⑧

約 170

⑧→⑨

約 610

時間評価項目所要時間（分）

累積（分）

9
1
1193)
17
3
784)

2051)
214
215
334
351
354
432

徒歩移動
ホイールローダ移動
土砂撤去 2)
安全確認
ホイールローダ移動
段差復旧（建屋直近）(使用するホイー
ルローダ)

ﾎｲｰﾙﾛｰﾀﾞ C，D

1）可搬型代替注水ポンプによる原子炉への注水開始までの復旧作業終了した 205 分後から代替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラーが通行するためのアクセスルート仮復旧作業を開始する。
2）土砂撤去の幅は，淡水移送に必要なホースは既に敷設されているため，可搬型設備の通行幅 3m とする。
3）2 台で実施する（別紙 14 参照）。2 台目は安全な離隔を確保するため，1 台目の作業開始 10 分後に開始する。
4）各号炉ホイールローダ 1 台で同時に復旧する（別紙 37 参照）。

第 28‐7 図 設定したルート及び仮復旧時間（ケース 3‐2，大湊側高台保管場所利用（原子炉注水開始後からの復旧））

1.0.2-99

(7) 屋外作業の成立性「重大事故等対策の有効性評価」における事故シーケンスにおいて，時間評価を行う必要のある屋外作業について想定時間が一番厳しい作業を抽出し，外部起因事象に対する影響を評価した結果，作業は可能であることを以下のとおり確認した。
なお，可搬型設備の保管場所及び屋外アクセスルート等の点検状況について，別紙 25 に示す。
1） 屋外アクセスルートへの影響
a. 屋外アクセスルートの確認
緊急時対策要員からアクセスルートの状況等の報告を受けた緊急時対策本部の復旧班長は，通行可能なアクセスルートの状況を緊急時対策本部内に周知する。
万一，通行ができない場合は，応急復旧方法，応急復旧の優先順位を考慮の上，ア
クセスルートを判断し，緊急時対策要員へ指示及び当直長へ連絡する。
アクセスルートの確認及び復旧については，以下の考え方，
手順に基づき対応する。
①緊急時対策要員（現場要員）は，アクセスルート損壊状況を確認し，緊急時対策本部に状況を報告する。
②緊急時対策本部は，アクセスルートの復旧が必要な場合，以下の優先順位に従い緊急時対策要員（現場要員）に対し復旧を指示する。
＜復旧の優先順位設定の考え方＞
1． 可搬型重大事故等対処設備の保管場所から車両の寄りつき場所までのルートが確保されている場合，そのルートを第一優先で使用する。
2． 可搬型重大事故等対処設備の保管場所から車両の寄りつき場所までのアクセ
スルートがいずれも通行できない場合，道路の損壊状況を確認し，早期に復旧可能なルートの復旧を優先する。
3． 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から可搬型重大事故等対処設備の保管場所までのアクセスルートを復旧する。
4． アクセスルートの複数ルート通行可能となるようにする。
③緊急時対策要員（現場要員）は，アクセスルートの復旧の優先順位に従い，ア
クセスルートを復旧する。
要員からの報告後速やかにアクセスルートの判断を行うため，作業の成立性への影
響はない。

1.0.2-100

b. 屋外アクセスルートの復旧
地震時におけるアクセスルートの被害想定の結果，要員 4 名でホイールローダによる崩壊土砂の撤去及び段差の復旧を行う時間を評価した結果，約 5 時間 30 分で保管場所から 6 号及び 7 号炉までのアクセスルートの復旧が可能である（第 28‐1 図，第28‐2 図参照）。
また，全交流動力電源喪失に加え，逃し安全弁が漏えいするシナリオ（以下「TBPシナリオ」という。）は，より早期に淡水移送に必要なホースの敷設を行う必要があるため，同様に要員 4 名でホイールローダによる崩壊土砂の撤去を行う時間を評価した結果，約 3 時間 30 分で淡水移送に必要なホースを敷設し，約 6 時間で保管場所から 6 号及び 7 号炉までのアクセスルートの復旧が可能である（タービン建屋直近の段差復旧を含めると約 7 時間 20 分となる。）（第 28‐4 図～第 28‐7 図参照）。
c. 車両の通行性
アクセスルートの復旧後の通行幅は 3m で片側通行となるが，タンクローリを除き，可搬型設備は設置場所に移動する際の往路のみとなるため，車両の通行性に影響はない。なお，タンクローリについても，約 7 日間はプラント側の軽油タンクで補給することが可能なため初動対応において影響はないと考えられる。
また，段差については，液状化及び揺すり込み不等沈下により 15cm を越える段差の発生を想定しているが，あらかじめ段差緩和対策等を行う，又は重機を用いアクセ
スルートを復旧した上で，車両が徐行運転をすることでアクセスは可能である（別紙
11,12,38 参照）。
斜面の崩壊土砂の撤去にあわせて転圧を行うが，万一転圧が不足している場合は，更に追加でホイールローダにより転圧を行う，又は自主設備であるショベルカー，ブルドーザーのクローラーを用いて転圧を行うことで車両の通行は可能である。
重大事故等対応のためのホースを敷設する場合においても，ホースブリッジを設置することで，アクセスルート上の通行は可能であることを確認している（詳細は別紙
24 参照）。なお，ホースブリッジの設置は，ホース敷設完了後のアクセス性を考慮し，作業完了後の要員にて実施するため有効性評価に影響を与えるものではない。
d. 現場における操作性
緊急時での対応作業を円滑に進めるため十分な作業スペースが確保されていることが重要である。作業スペース確保のため，操作場所近傍には不要な物品等を保管しないこととする。また，現場操作に対し工具を必要とするものは操作場所近傍（可搬型設備は可搬型設備近傍）に保管する。
地震による地盤の沈下の影響を受けても，可搬型設備の接続口への接続や弁操作等，必要な作業ができるよう，可搬型設備のホース，電源ケーブル等十分な長さを確保するとともに，作業場所へのアクセス性を確保する（別紙 37 参照）。

1.0.2-101

2)

アクセスルート通行時における通信連絡設備及び照明の確保
現場要員から発電所対策本部への報告，発電所対策本部から要員への指示は，通常の通信連絡設備（送受話器（警報装置を含む。）及び電力保安通信用電話設備）が使用できない場合でも，無線連絡設備，衛星電話設備（可搬型）等の通信連絡設備にて実施することが可能であり，屋外作業への影響はない。
夜間における屋外アクセスルート通行時には，重機・車両に搭載されている照明，
ヘッドライト，懐中電灯，LED ライト及び可搬型照明設備等の照明設備を使用することが可能であり，屋外作業への影響はない（別紙 20 参照）。
3)

作業の成立性
復旧作業の実施を考慮した上で第 21‐1 表，第 21‐2 表に示すとおり，要求時間内に作業は実施可能である。TBP シナリオにおける作業の成立性評価結果は，第 21‐3 表に示すとおり，要求時間内に作業は実施可能である。外部起因事象考慮時の対応手順と所要時間を第 21‐4 表に示す。
第 21‐1 表 有効性評価の想定時間のある可搬型設備を用いた作業の成立性評価結果（荒浜側高台保管場所～可搬型設備設置場所）（TBP シナリオを除く）
作業名

移動
時間
③

作業時間
④

約 30 分※3

約 5 時間
30 分

12 時間

○
(約 10 時間 10 分)

10 時間※4
約 2 時間
約 30 分※3（要員参集）
20 分

22 時間

○
(約 12 時間 50 分)

アクセス
その他考慮
ルート
すべき時間
復旧時間※1①
②

有効性
評価結果
評価
（①又は②）＋
想定時間※2③＋④

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

約 4 時間10 分

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備操作

約 4 時間
10 分

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から
使用済燃料プールへの注水(常用スプレイヘッダ使用)

約 4 時間10 分－

約 30 分※3

約 5 時間
20 分

12 時間

○
(約 10 時間)

タンクローリ（4kL）

約 4 時間10 分－

約 30 分※3

約 1 時間
20 分

12 時間

○
（約 6 時間）

タンクローリ（16kL）

約 4 時間10 分－

約 30 分※3

約 1 時間
30 分

12 時間

○
（約 6 時間 10 分）

代替原子炉補機冷却系
準備操作

約 5 時間
30 分

10 時間※4
約 8 時間
約 30 分※3（要員参集）
30 分

20 時間

○
（約 19 時間）

給油準備－

※1 当該作業が対応可能なアクセスルート復旧時間とする（放射線防護具着用時間を含む）。荒浜側高台
保管場所のホイールローダを使用した場合。大湊側高台保管場所のホイールローダを使用した場合は各作業共約 10 分短くなる（第 28‐1 図，第 28‐2 図参照）。
※2 重要事故シーケンスごとに有効性評価の想定時間が異なる場合には，最短の想定時間を記載。
※3 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から荒浜側高台保管場所までの移動時間。大湊側高台保管場所の場
合は 20 分。崩壊土砂範囲の通行等も想定されるが，早期の作業開始等の対応により有効性評価の成立性に影響はない。
※4 有効性評価では，「代替原子炉補機冷却系準備操作」，「低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注
水準備操作」を行う緊急時対策要員の参集時間を事象発生から 10 時間後としており，要員が参集するまでの時間内にアクセスルートの復旧が可能であるため，要員参集後から 10 時間以内に復旧作業を実施できれば，作業の成立性に影響はない。

1.0.2-102

第 21‐2 表 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型電源設備への給油作業の成立性評価結果
移動
アクセス
その他考慮
評価結果
作業時間
想定時間
時間
ルート
すべき時間
（①又は②）＋④
復旧時間※1①②③＋④③
約 4 時間
10 時間※2○※3 約 1 時間※4
23 時間
約 30 分
給油準備
10 分
40 分
（要員参集）(約 12 時間 10 分)※1 当該作業が対応可能なアクセスルート復旧時間とする。（放射線防護具着用時間を含む）荒浜側高台
保管場所のホイールローダを使用した場合。大湊側高台保管場所のホイールローダを使用した場合は各作業共約 10 分短くなる。（第 28‐1 図，第 28‐2 図参照）
※2 要員が参集するまでの時間内にアクセスルートの復旧が可能であるため，要員参集後から 10 時間以内に復旧作業を実施できれば，作業の成立性に影響はない。
※3 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から荒浜側高台保管場所の場合。
大湊側高台保管場所の場合は 20 分。
※4 原子炉格納容器が破損した場合の対応時間。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要な負荷運転時における給油間隔の目安は運転開始後約 66 時間。
作業名

第 21‐3 表 有効性評価の想定時間のある可搬型設備を用いた作業のうち
TBP シナリオの場合の成立性評価結果
作業名

アクセス
ルート
復旧時間①

その他考慮
すべき時間
②

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備操作

0 分※1

－

タンクローリ
（4kL）

0 分※1

タンクローリ（16kL）

約 4 時間
10 分

代替原子炉補機冷却系
準備操作

約 7 時間
20 分

給油準備

移動
時間
③

評価結果
作業時間 有効性評価（①又は②）＋④
想定時間※2③＋④

約 1 時間 約 2 時間
40 分※3
10 分※2

4 時間○(約 3 時間 50 分)

約 2 時間※4 約 10 分※5

約 1 時間
20 分

4 時間

○※6
（約 3 時間 30 分）

約 30 分※7

約 1 時間
30 分

28 時間

○
（約 6 時間 10 分）

10 時間※8約 8 時間
約 30 分※730 分（要員参集）

24 時間○（約 19 時間）－

※1 当該作業が対応可能なアクセスルート復旧時間は約 3 時間 30 分を想定している（第 28‐6 図参照）。
しかし，アクセスルート復旧時間で別の緊急時対策要員が低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注
水準備操作や給油準備を並行して行えるため考慮しなくてよい。
※2 待機場所から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移動し，その後荒浜側高台保管場所までの移動時間。
※3 10 名で 2 箇所（高台側，6 号及び 7 号炉周辺）に分かれ作業を行うことで作業時間の短縮を図る。
※4 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水準備操作（6 号及び 7 号炉周辺）の対応時間。
※5 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水準備操作（6 号及び 7 号炉周辺）終了後，5 号炉東側
第二保管場所までの移動時間。
※6 淡水貯水池近傍に配備した可搬型代替注水ポンプへの給油は，アクセスルート復旧後の約 6 時間後から可能となる。淡水貯水池近傍に配備した可搬型代替注水ポンプは運転開始後，給油まで約 3 時間と想定しており可搬型車両への給油に問題はない。
※7 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から荒浜側高台保管場所までの移動時間。大湊側高台保管場所の場
合は 20 分。崩壊土砂範囲の通行等も想定されるが，早期の作業開始等の対応により有効性評価の成立性に影響はない。
※8 有効性評価では，「代替原子炉補機冷却系準備操作」を行う緊急時対策要員の参集時間を事象発生から 10 時間後としており，要員が参集するまでの時間内にアクセスルートの復旧が可能であるため，要
員参集後から 10 時間以内に復旧作業を実施できれば，作業の成立性に影響はない。

1.0.2-103

第 21‐4 表 外部起因事象考慮時の対応手順と所要時間
事故シーケンス：崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）
経過時間（分）10

実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員
（中央制御室）
６号
７号

運転員
（現場）
６号
７号

２人
Ａ ,Ｂ

－

操作の内容
緊急時対策要員（現場）
６号

７号

－

－

20

30

40

50

70

60

事象発生
原子炉スクラム
約３分 原子炉水位低（レベル２）
プラント状況判断

80

90

100

110

120

備考

130

約60分
常設代替交流電源設備による給電開始

・給水流量の全喪失確認

状況判断

２人
a .b

原子炉注水操作（１人） （１人）
Ａa

常設代替交流電源設備
準備操作（第一ガスタービン発電機）
常設代替交流電源設備
運転（第一ガスタービン発電機）（１人） （１人）
Ａa（１人） （１人）
Bb

常設代替交流電源設備からの非常用高圧母線 D系
受電準備操作

－

－

－

－

－

常設代替交流電源設備からの非常用高圧母線 D系
受電操作
常設代替交流電源設備からの非常用高圧母線 Ｃ系
受電準備操作
常設代替交流電源設備からの非常用高圧母線 Ｃ系
受電操作

低圧代替注水系（常設）
準備操作－（１人） （１人）
Bb－－（１人） （１人）
Bb－－（１人） （１人）
Bb－－（１人） （１人）
Ａ
a

－

－

－

・全交流動力電源喪失確認

10分

・原子炉スクラム・タービン
トリップ確認－－－－・原子炉隔離時冷却系
原子炉注水確認

－

－

－

－

・第一ガスタービン発電機起動

－

－

－

－

・第一ガスタービン発電機給電

－

－

－

－

・非常用高圧母線（中央制御室）

４人
C ,D
E ,F

４人
c,d
e,f

－

－

・放射線防護装備準備－－（２人） （2人）
Ｃ ,Ｄ
c,d

D系

原子炉隔離時冷却系での注水は、復水移送ポンプによる注水開始を確認するまで実施
原子炉水位レベル２～レベル８で原子炉注水

中央制御室

２０分

10分

受電前準備

２０分

10分

・現場移動
・非常用高圧母線 D系 受電前準備（電源盤受電準備）・現場移動・非常用高圧母線 D系 受電前準備（コントロール建屋負荷抑制）

50分

(2人)
Ｅ ,Ｆ

（2人）
e,f

－

－

－

－

－

－

・非常用高圧母線

D系

受電確認

10分

－

－

・非常用高圧母線

D系

受電

10分

・非常用高圧母線（中央制御室）・現場移動・非常用高圧母線

C系

受電前準備

C系

受電前準備

（２人） （2人）
Ｃ ,Ｄ
c,d

50分

中央制御室及び
建屋内作業

－

－

－

－

(2人)
Ｅ ,Ｆ

（2人）
e,f

－

－

－

－

－

－

・非常用高圧母線

C系

受電確認

10分

(2人)
Ｅ ,Ｆ

（2人）
e,f

－

－

・非常用高圧母線

C系

受電

10分

－

・復水移送ポンプ（B,C）起動／運転確認
・低圧代替注水系（常設） 系統構成

－

・現場移動
・低圧代替注水系（常設）現場系統構成※復水貯蔵槽吸込ライン切替え

－

－

－

（２人） （２人）
Ｃ ,Ｄ
c,d

－

２０分
50分

15分

３０分

経過時間（時間）２

実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容

運転員
（中央制御室）
６号
７号

運転員
（現場）
６号
７号

－

－

アク セ スル ー ト復 旧６号

４人
（ ２名 × ２）

・準 備・放 射 線 防 護 具 着 用－・原子炉隔離時冷却系
原子炉注水確認
・原子炉隔離時冷却系

原子炉急速減圧操作（１人） （１人）
Ａ
a

－

－

－

－

・逃がし安全弁 ２個
手動開放操作

低圧代替注水系（常設）
注水操作（１人） （１人）
Ａ
a

－

－

－

－

・残留熱除去系

注入弁操作

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作（１人） （１人）
Ａ
a

－

－

－

－

・残留熱除去系

スプレイ弁操作３人３人－（２人）※２

－

－

－

※１，※２

－

－

－

－

（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タン
クへの給油

－

－

給油準備

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

13人
（参集）

13人
（参集）

※３，※４

※３，※４

－

給油作業

－

－

－

－

代替原子炉補機冷却系
運転

－

－

－

－

（2人）
※４

（３人）

（３人）

残留熱除去系
起動操作（１人） （１人）
Ａ
a

－

－

－

－

残留熱除去系
原子炉注水操作（１人） （１人）
Ａ
a

－

－

－

－

残留熱除去系 サプレッション・
チェンバ・プール水冷却操作（１人） （１人）
Ａ
a

－

－

・現場移動
・代替原子炉補機冷却系

ア
ク
セ
ス
ル

３６０分

【可搬型設備使用】
作業実施までに仮復旧
可能

ト
復
旧

適宜実施

120分

適宜実施

建屋内作業

300分

現場系統構成・放射線防護装備準備

10分

・現場移動
・資機材配置及びホース敷設
起動及び系統水張り

１０時間

アクセスルー ト復旧（土砂撤去）（段差復旧）

適宜実施

適宜実施

・サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード 起動準備

10分

・サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード 起動

5分

注入弁操作

－

－

－

－

－

給油作業

－

－

－

－

（

）内の数字は他の作業終了後，移動して対応する人員数。

－

・残留熱除去系

試験用調節弁操作・放射線防護装備準備
２人・軽油タンクからタンクローリ(4kL)
への補給・可搬型代替注水ポンプ(A-2級)
への給油

ト ア
復 ク
旧 セ
ス
ル

1.0.2-104

ー

－

－

－

【可搬型設備使用】
作業実施までに仮復旧
可能

140分

・代替原子炉補機冷却系
運転状態監視・残留熱除去系

中央制御室

レベル8まで注水後は、適宜原子炉注水とサプレッション・チェンバ・プール水冷却モードの切替えを繰り返し実施
原子炉水位はレベル3～レベル8維持

－

給油準備

段差復旧

10分

・電源車への給油・大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油※４

備考

仮復旧が必要な場合には作業安全を考慮し、要員２人ずつで対応することを原則とする。
（現場移動時間約70分を考慮する。）

土砂撤去

・放射線防護装備準備・軽油タンクからタンクローリ(4kL)
への補給

※３

35

原子炉水位確保可能を条件に格納容器スプレイ開始
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切替えを繰り返し実施

・可搬型代替注水ポンプ(A-2級)による復水貯蔵槽への補給

－

－

26

原子炉水位はレベル3～レベル8維持しレベル8まで注水後は，適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切替えを繰り返し実施
格納容器スプレイ停止後は，原子炉水位はレベル3～レベル8維持

・現場移動・可搬型代替注水ポンプ(A-2級)による復水貯蔵槽への注水準備（可搬型代替注水ポンプ(A-2級)移動，ホース敷設（淡水貯水池から可搬型
代替注水ポンプ(A-2級)，可搬型代替
注水ポンプ(A-2級)から接続口），
ホース接続，ホース水張り）

給油作業

－

24

10分

給油準備

－

22

５分

・軽油タンクからタンクローリ（16kL）への補給

－

20

ー

（２人）※１

－

18

手動停止

・放射線防護装備準備

代替原子炉補機冷却系
準備操作

14

１０分

100
分

－

（２人） （２人）
Ｃ ,Ｄ
c,d

12

※シュラウド内水位
事象発生に基づく時間約３分 原子炉水位低（レベル２）
約３時間 低圧代替注水系（常設） 注水準備完了，原子炉急速減圧開始
約222分 原子炉水位 有効燃料棒頂部到達※
約2２９分 低圧代替注水系（常設） 原子炉注水開始
約2４４分 原子炉水位 有効燃料棒頂部回復※
20時間 サプレッション・チェンバ・プール水冷却開始
約５時間 原子炉水位高（レベル８）
約25時間 格納容器スプレイ停止

230分

・現 場 移 動・崩 壊 箇 所 撤 去

－

－

10

７号

－

－

８

約35時間
低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水停止残留熱除去系による原子炉注水開始（１人） （１人）
Ａ
a

－

６

緊急時対策要員（現場）

原子炉注水操作

可搬型代替注水ポンプ(A-2級)による淡水貯水池から復水貯蔵槽
への補給

４

適宜
実施

中央制御室

適宜
実施

10分
140分

適宜実施

【可搬型設備使用】
作業実施までに仮復旧可能

5.屋内アクセスルートの評価
屋内アクセスルートについては，重大事故等時に必要となる屋内での現場操作場所までのアクセス性について，地震，地震随伴火災及び地震による内部溢水を評価し，アクセス可能であることを確認する。
なお，外部起因事象として想定される津波については，津波遡上解析の結果，敷地内の屋外アクセスルートへ基準津波が到達しないことを確認していることから，評価の対象外とする。
(1) 影響評価対象
評価する屋内現場操作及び操作場所については，技術的能力 1.1～1.19 で整備する重大事故等時において，期待する手順の屋内現場操作について，屋内アクセスルートに影響のおそれがある地震，地震随伴火災及び地震による内部溢水について，現場操作ごとにその影響を評価する。
なお，機器等の起動失敗原因調査は，可能であれば実施する位置づけであることから，
屋内アクセスルートの評価対象外とする。
技術的能力における対応手順で期待する屋内現場操作一覧を第 22‐1 表及び第 22‐2
表に記す。また，屋内アクセスルート図を別紙 17 に記す。
また，重要事故シーケンスにおけるアクセスルートについて一覧を第 23 表に，重要事
故シーケンスごとのアクセスルート経路を第 29‐1 図～第 29‐13 図に，重要事故シーケ
ンスにおける現場作業一覧について第 24 表に示す。
(2) 評価方法
屋内アクセスルートに影響を与えるおそれがある以下の事項について評価する。
① 地震時の影響評価
重大事故等時の現場操作対象場所までのアクセスルートにおける周辺施設の損傷，転倒，落下等によってアクセス性への影響がないことを確認する。
具体的には，以下の観点で確認する。
・ 現場操作対象機器との離隔距離の確保等により，アクセス性に影響を与えないことを確認する。
・ 周辺に転倒する可能性のある常設及び仮設資機材設備等がある場合，固縛や転倒防止処置等により，アクセス性に与える影響がないことを確認する。
・ 上部に照明器具がある場合，蛍光灯等の落下を想定しても，アクセス性に与える影響はないことを確認する。
② 地震随伴火災の影響評価
屋内アクセスルート近傍の油内包又は水素ガス内包機器について，地震により機器が転倒し，火災源とならないことを確認する。
影響評価の考え方等については，別紙 21 に示す。

1.0.2-105

③ 地震による内部溢水の影響評価
屋内アクセスルートにある建屋のフロアについて，地震により溢水源となるタンク等の損壊に伴い，各フロアにおける最大溢水水位で歩行可能な溢水高さであることを確認する。
影響評価の考え方等については，別紙 22 に示す。
(3) 評価結果
別紙 18 に現場確認結果，別紙 19 に機器等の転倒防止処置等確認結果を示す。上記観点より現場ウォークダウンによる確認を実施し，アクセスルート近傍に設置している転倒する可能性のある常設及び仮設資機材設備等がある場合，固縛や転倒防止処置等により，アクセス性に与える影響がないことを確認した。また，万一，周辺にある常設及び仮設資機材設備等が転倒した場合であっても，通行可能な通路幅があるか，通路幅がな
い場合であっても迂回又は乗り越えが可能であるため，アクセス性に与える影響はない
ことを確認した。
なお，周辺にある常設のボンベが転倒した場合を考慮し，ボンベ固定器具の耐震補強
による転倒防止の実施又はアクセスルート近傍から撤去する。
また，有効性評価における重要事故シーケンスで評価している屋内の現場作業について第 25 表に示すとおり，有効性評価における想定時間内に作業が実施できることを確認した。暗所，溢水，資機材の転倒等を考慮し，仮に移動時間を 1.5 倍とした場合であっても，有効性評価における事象発生からの作業開始想定時間及びそれ以前の作業の状況を踏まえると，有効性評価想定時間内に作業が実施可能であることを確認した（防護具
着用時間は「重大事故等対策の有効性評価」においてあらかじめ 10 分間の時間が考慮されていることから，本評価では考慮していない。）。
また，技術的能力 1.1～1.19 の重大事故等時において期待する手順についても，地震
随伴火災，地震随伴内部溢水を考慮しても屋内に設定したアクセスルートを通行できることを確認した。その結果については，別紙 17 に示す。
(4) 屋内作業への影響
1） 屋内アクセスルートへの影響
通常運転時，作業に伴い一時的に足場を構築する場合があるが，その場合は社内マニュアルに従い，足場材が地震等により崩れた場合にも扉の開操作に支障となることがないように離隔距離をとる等考慮して設置するよう運用管理するとともに，屋内作業に当たっては，溢水状況，空間放射線量，環境温度等，現場の状況に応じて人身安
全を最優先に適切な放射線防護具を選定した上で，適切なアクセスルートを選択する。
2） アクセスルート通行時における通信連絡設備及び照明の確保
現場要員から中央制御室への報告，中央制御室から現場要員への指示は，通常の連1.0.2-106

絡手段（送受話器（警報装置を含む。）及び電力保安通信用電話設備）が使用できない場合でも，携帯型音声呼出電話設備等の通信連絡設備にて実施することが可能であり，屋内作業への影響はない。
電源喪失等により建屋内の通常照明が使用できない場合，要員は中央制御室に配備しているヘッドライト，懐中電灯，LED ライトを使用することで，操作場所へのアクセス，操作が可能である。また，通常照明が使用できない場合に使用を期待できる照明器具として，蓄電池内蔵型照明を建屋内に設置しており，屋内作業への影響はない（別紙 17，別紙 20 参照）。

1.0.2-107

第 22‐1 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(6 号炉)(1/10)
対応手段

該当
条文

屋内現場操作

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉
の冷却

1.2

高圧代替注水ポンプ現場起動【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 A⑥)→[⑥-1]】

無

無

あり
(堰高さ)

1.2

原子炉隔離時冷却系ポンプ起動【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 A⑦)→[⑦ハッチ開放]→(⑦ハッチ梯子⑧)→[⑧-2]→(⑧ハッチ梯子⑦)→[⑦-2]→(⑦ハッチ梯子⑧)→[⑧-2]→(⑧ハッチ梯
子⑦)→(⑦階段 A⑥)→[⑥-1]】

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

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原子炉圧力容器へのほう酸水
注入)

1.2

常 設 代替直流電 源 設 備による逃がし安全弁機能
回復

1.3

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁
機能回復

1.3

高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保(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による窒素ガス確保(高圧窒素
ガスボンベの切替え及び
取替え)

1.3

1.3

ほう酸水注入系ポンプ起動【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B③)→[③-2]→(③階段 B⑤)→(⑤階段 I<
連絡通路>階段 J⑤)→(⑤階段 J⑧)→[⑧-8]】ほう酸水注入系ポンプ電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]】
逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保
【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-6]→[①-5]】
逃がし安全弁用の駆動源(電源)と逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-6]→[①-5]→(①階段 C⑥)→[⑥-5]→[⑥-2]→(⑥階段 C①)→[①-5]→[①-6]】
逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保
【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-6]→[①-5]】
逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保
【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-6]→[①-5]】

インターフェイスシステム
LOCA 発生時の対応(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の隔離操作)

1.3

現場での隔離【中央制御室→(④階段 M⑤)→各系統へ
A 系→(⑤階段 A④)→(④(MS トンネル室)→⑤へ)→[⑤-4]】
B 系[⑤-5]，C 系[⑤-2]低圧代替注水系(常設)による発電用原子炉の冷却(残留熱除去系(Ｂ)又は残留熱除去系(Ａ)注入配管
使用)

1.4

低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水の系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-8]】

あり
(堰高さ)
無

無

原子炉
建屋地
下３階
※1

無

あり
1,14

あり
(堰高さ)

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

あり
(堰高さ)

無

あり
14

無

※ 屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。
※1 原子炉建屋地下 3 階の操作は内部溢水により通行不能な場合は，原子炉建屋地下 2 階のハッチを開放しアクセスする。

1.0.2-108

第 22‐1 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(6 号炉)(2/10)
対応手段

低圧代替注水系(可搬型)による発電用原子炉の冷却

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

該当
条文

1.4

1.4

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(設計基準拡張)1.4

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

1.5

屋内現場操作
低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧
力容器への注水の系統構成
交流電源が確保されている場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B④)→[④-3]又は，中央制御室→(④階段M⑤)→[⑤-1]】
全交流電源が喪失で残留熱除去系 A 系
使用の場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B④)→[④-3]→(④階段 B⑤)→(⑤階段 A④)→(④MS ﾄﾝﾈﾙ
室⑤)→[⑤-4]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B⑤)→[⑤-1]→(⑤階段 A④)→(④MS ﾄ
ﾝﾈﾙ室⑤)→[⑤-4]】
全交流電源が喪失で残留熱除去系Ｂ系
使用の場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B⑤)→[⑤-1]→[⑤-2] 又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B④)→[④-3]→(④階段 B⑤)→[⑤-2]】
残留熱除去系 A 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(SA 時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 A⑧)→[⑧-1]】
残留熱除去系 B 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(SA 時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 A⑧)→[⑧-3]】
残留熱除去系 A 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(SA 時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 A⑧)→[⑧-1]】
残留熱除去系 B 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(SA 時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 A⑧)→[⑧-3]】
格納容器圧力逃がし装置の減圧及び除熱【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]→(①階段 D②)→[②-6]】

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

無

無

あり
(堰高さ)

あり
(堰高さ)
無

原子炉
建屋地
下３階
※2

あり
(堰高さ)
無

無

原子炉
建屋地
下３階
※2

無

無

無

※ 屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。
※2 原子炉建屋地下 3 階の操作は内部溢水により通行不能な場合は対応不要。

1.0.2-109

無第 22‐1 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(6 号炉)(3/10)
対応手段

該当
条文

原子炉格納容器ベント弁
駆動源確保(予備ボンベ)

1.5

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

1.5

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

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)

1.5

代替原子炉補機冷却系
による除熱

1.5

屋内現場操作原子炉格納容器ベント弁の駆動源確保
ウェットウェルベント弁の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-4]】
ドライウェルベント弁の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D④)→[④-4]】
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【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D③)→[③-7]→(③階段D②)→[②-6]】
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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]→(①階段 D②)→[②-6]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]→(①階段 D④)→(④-5)→(④階段 D②)→[②-6]】
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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D③)→[③-7]→(③階段D⑥)→[⑥-3]→(⑥階段 D②)→[②-6]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D③)→[③-7]→(③階段D④)→[④-5]→（④階段 D②）→[②-6]】
代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保(現場状況によっては省略可)
補機冷却水系 A 系使用の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→(⑥階段 D①)→[①-5]→(①階段 D⑥)→(⑥階段 P⑤)→(⑤階段 Q⑥)→ [⑥-8]→(⑥階段 Q⑤)→(⑤階段 P⑥)→(⑥階段 J⑧)→[⑧-6]→(⑧階段 J⑥)→(⑥階段 L④)→(④階段 M⑤)→(⑤階段 A③)→(③階段N②)→[②-1]→(②階段 N③)→[③-1]→(③階段 B④)→[④-2]→(④階段 B⑤)→[⑤-1]→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段A⑧)→[⑧-1]→[⑧-2]→[⑧-5]】
補機冷却水系 B 系使用の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-6]→(①階段 D⑥)→[⑥-9]→(⑥階段 J⑧)→[⑧-7]→(⑧階段 J⑥)→(⑥階段 L④)→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B③)→[③-1]→[③-3]→(③階段 B④)→[④-2]→(④階段 B⑤)→[⑤-1]→(⑤階段 B⑦)→[⑦-3]→(⑦階段 B⑧)→[⑧-3]→[⑧-4]】【屋外→[⑤-22]】

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

無

無

無

無

あり
2

無

無

無

無

無

あり
2

無

あり
(堰高さ)
無

あり
1,3,4,5
11,12※ 屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。
※2 原子炉建屋地下 3 階の操作は内部溢水により通行不能な場合は対応不要。

1.0.2-110

原子炉
建屋地
下３階
※2

第 22‐1 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(6 号炉)(4/10)
対応手段

該当
条文

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

1.6

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1.6

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1.7

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)

1.7

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

1.7

※

屋内現場操作代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器スプレイ系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-8]】
代替格納容器スプレイ冷却系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水系統構成
交流電源が確保されている場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B④)→[④-3]又は，中央制御室→(④階段M⑤)→[⑤-1]】
全交流電源が喪失しており D/W スプレイを実施する場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B④)→[④-3] →(④階段 B⑤)→[⑤-2]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B⑤)→[⑤-1]→[⑤-2]】
全交流電源が喪失しており S/P スプレイを実施する場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B④)→[④-3] →(④階段 B⑤)→［⑤-2］→(⑤階段 B⑥)→[⑥-24]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B⑤)→[⑤-1]→[⑤-2]→(⑤階段 B⑥)→[⑥-24]】
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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]→(①階段 D②)→[②-6]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]→(①階段 D②)→[②-6]→(②階段 D④)→[④-5]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]】
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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D②)→[②-6]→(②階段 D⑥)→[⑥-3]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D②)→[②-6]→(②階段 D④)→[④-5]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-8]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D③)→[③-5]→[③-6]→[③-9]】

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

無

あり
12,13，
14

無

無

無

あり
(堰高さ)

無

無

無

無

無

無

無

あり
2,12,
13，14

無

屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。

1.0.2-111

第 22‐1 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(6 号炉)(5/10)
対応手段

該当
条文

代替循環 冷却 系使用時における代替原子炉補機
冷却系による除熱1.7

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1.8

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

1.8

低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水

1.8

低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器へ
の注水

1.8

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸
水注入

1.8

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

1.9

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

1.9

水素濃度 及び 酸素濃度の監視(格納容器内雰囲
気計装による原子炉格納容器内の監視)1.9※

屋内現場操作
代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-5]→[①-6]→(①階段
D⑥)→[⑥-9]→(⑥階段 J⑧)→[⑧-7]】【屋外→[⑤-22]】
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電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-7]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[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電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-7]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D④)→[④-4]】
低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-8]】低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧
力容器への注水系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D④)→[④-4]】
ほう酸水注入系電源受電
ほう酸水注入系 A 系の場合
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]】
ほう酸水注入系 B 系の場合
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]】
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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]→(①階段 D②)→[②-6]→(②階段 D⑥)→[⑥-3]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]→(①階段 D②)→[②-6]→(②階段 D④)→[④-5]】
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【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D③)→[③-7]→[③-8]→(③階段 D②)→[②-6]→(②階段 D⑥)→[⑥-3]】
格納容器内雰囲気計装電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]】

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

無

あり
5,12

あり
(堰高さ)

無

あり
12,13，
14

無

無

無

無

無

あり
12,13，
14

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

あり
2

無

無

無

無

屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。

1.0.2-112

第 22‐1 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(6 号炉)(6/10)
対応手段
燃 料 プ ー ル 代替 注 水 系
による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料
プールへの注水(SFP 可
搬式接続口を使用した場
合)燃 料 プ ー ル 代替 注 水 系
による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料
プールへの注水(原子炉
建屋大物搬入口からの接
続の場合)
漏えい抑制
燃 料 プ ー ル 代替 注 水 系
による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料
プールへのスプレイ(SFP
可搬式接続口を使用した
場合)
燃 料 プ ー ル 代替 注 水 系
による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料
プールへのスプレイ(原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合)

該当
条文

1.11

1.11

1.11

1.11

1.11

使 用 済 燃料 貯蔵 プ ー ル
監視カメラ用空冷装置起動

1.11

代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化
系による使用済燃料プー
ルの除熱

1.11

原子炉冷却材圧力バウン
ダリ低圧時の海を水源とした原子炉圧力容器への注水
海を水源とした原子炉格
納容器内の冷却(代替格
納容器スプレイ冷却系(可搬型)による冷却)

1.13

1.13

屋内現場操作
燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用した使用済燃料プール
注水系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-3]→(⑤階段 B①)→[①-1]→(①階段 B⑤)→[⑤-3]】
燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用した使用済燃料プール
注水系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-6]→(⑤階段 A①)→[①-2]→(①階段 A⑤)→[⑤-6]】
使用済燃料プール冷却浄化系隔離【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B④)→[④-1]】
燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用した使用済燃料プール
スプレイ系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-3]→(⑤階段 B①)→[①-1]→(①階段 B⑤)→[⑤-3]】
燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用した使用済燃料プール
スプレイ系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-6]→(⑤階段 A①)→[①-2]→(①階段 A⑤)→[⑤-6]】
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 C①)→[①-3]】
燃料プール冷却浄化系 A 系の場合
燃料プール冷却浄化系電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]】
燃料プール冷却浄化系による使用済燃料
プール除熱系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B④)→[④-2]】
燃料プール冷却浄化系 B 系の場合
燃料プール冷却浄化系電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]】
燃料プール冷却浄化系による使用済燃料
プール除熱系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B④)→[④-2]】
低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧
力容器への注水の系統構成【中央制御室→(④階段Ｌ⑥)→(⑥階段 D④)→[④-4]】
代替格納容器スプレイ冷却系による原子炉格納容器冷却の系統構成【中央制御室→(④階段Ｌ⑥)→(⑥階段 D④)→[④-4]】

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

無

無

あり
(堰高さ)
※3

無

無

あり
(堰高さ)
※3

無

無

あり
(堰高さ)

無

無

あり
(堰高さ)
※3

無

無

あり
(堰高さ)
※3

無

無

無

無

無

あり
(堰高さ)

無

無

無

無

無

無

※ 屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。
※3 原子炉建屋 4 階の水位は一時的に約 100cm となるため水位低下後(20cm 以下)に対応する。

1.0.2-113

第 22‐1 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(6 号炉)(7/10)
対応手段
海を水源とした原子炉格
納容器下部への注水(格納容器下部注水系(可搬型)による注水)
海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水
系 による 可搬型 スプ レイ
ヘッダを使用した注水(SFP 可搬式接続口を使用した場合))
海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水
系 による 可搬型 スプ レイ
ヘッダを使用した注水(原子炉建屋大物搬入口から接続した場合))海を水源とした使用済燃料
プールへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用したスプレイ(SFP 可
搬式接続口を使用した場
合))海を水源とした使用済燃料
プールへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用したスプレイ(原子炉
建屋大物搬入口から接続した場合))
常 設 代替交流電 源 設 備による給電(M/C D 系受
電)

該当
条文

屋内現場操作

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

1.13

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系統構成【中央制御室→(④階段Ｌ⑥)→(⑥階段 D④)→[④-4]】

無

無

無

1.13

燃料プール代替注水系による可搬型スプレ
イヘッダを使用した使用済燃料プール注水
系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-3]→(⑤階段 B①)→[①-1]→(①階段 B⑤)→[⑤-3]】

無

無

あり
(堰高さ)
※3

1.13

燃料プール代替注水系による可搬型スプレ
イヘッダを使用した使用済燃料プール注水
系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-6]→(⑤階段 A①)→[①-2]→(①階段 A⑤)→[⑤-6]】

無

無

あり
(堰高さ)
※3

1.13

燃料プール代替注水系による可搬型スプレ
イヘッダを使用した使用済燃料プール注水
系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-3]→(⑤階段 B①)→[①-1]→(①階段 B⑤)→[⑤-3]】

無

無

あり
(堰高さ)
※3

1.13

燃料プール代替注水系による可搬型スプレ
イヘッダを使用した使用済燃料プール注水
系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-6]→(⑤階段 A①)→[①-2]→(①階段 A⑤)→[⑤-6]】

無

無

あり
(堰高さ)
※3

無

無

無

無

無

無

無

無

無

1.14

常 設 代替交流電 源 設 備による給電(M/C C 系受
電)

1.14

可 搬 型代替交流 電 源 設
備による給電(P/C C 系動力変圧器の一次側に接続し，P/C C 系及び P/C
D 系を受電する場合)

1.14

常設代替交流電源設備による M/C D 系
受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]】
常設代替交流電源設備による M/C C 系
及び M/C D 系受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]→[⑥-2]】
可搬型代替交流電源設備による P/C C 系
及び P/C D 系受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-28]→[⑥-7]→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 J④)→[④-6]→(④階段Ｊ⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→[⑥-2]】【屋外→[⑤-25]→[⑤-26]→（⑤階段 C⑥）→[⑥-34]→[⑥-35]】【屋外→[⑤-27]→（⑤階段 D⑥）→[⑥-35]】※ 屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。
※3 原子炉建屋 4 階の水位は一時的に約 100cm となるため水位低下後(20cm 以下)に対応する。

1.0.2-114

第 22‐1 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(6 号炉)(8/10)対応手段

可 搬 型代替交流 電 源 設
備による給電(緊急用電源
切替箱接続装置に接続し，P/C C 系及び P/C D
系を受電する場合)
電力融通による給電(号炉間電力融通ケーブル(常設)を使用し，M/C C 系又は M/C D 系を受電する場
合)
電力融通による給電(号炉間電力融通ケーブル(可搬型)を使用し，M/C C 系
又は M/C D 系を受電する
場合)
所 内 蓄電式直流 電 源 設
備による給電(直流 125V
蓄電池 A から直流 125V
蓄電池 A-2 への受電切替
え)
所 内 蓄電式直流 電 源 設
備による給電(直流 125V
蓄電池 A-2 から AM 用直流 125V 蓄電池への受電
切替え)
代替交流電源設備による
所 内 蓄電式直流 電 源 設
備への給電(直流 125V 充
電器盤 A の受電)
代替交流電源設備による
所 内 蓄電式直流 電 源 設
備への給電(直流 125V 充
電器盤 B の受電)
代替交流電源設備による
所 内 蓄電式直流 電 源 設
備への給電(直流 125V 充
電器盤 A-2 の受電)
代替交流電源設備による
所 内 蓄電式直流 電 源 設
備への給電(AM 用直流
125V 充電器盤の受電)

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

1.14

直流 125V 蓄電池 A から直流 125V 蓄電
池 A-2 への受電切替え【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-7]】

無

無

無

1.14

直流 125V 蓄電池 A-2 から AM 用直流 125V
蓄電池への受電切替え【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 C①)→[①-4]→(①階段 C⑥)→[⑥-2]→[⑥
-7]】

無

無

無

1.14

直流 125V 充電器盤 A 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-7]】

無

無

無

1.14

直流 125V 充電器盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]→[⑥-6]】

無

無

無

1.14

直流 125V 充電器盤 A-2 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-7]】

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

該当
条文

1.14

1.14

1.14

1.14

中央制御室監視計器 C系及び D 系の復旧

1.14

可搬型直流電源設備による給電(荒浜側緊急用
M/C 経由による AM 用直流 125V 充電器盤の受電)

1.14

※

屋内現場操作
可搬型代替交流電源設備による P/C C 系
及び P/C D 系受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-28]→[⑥-7]→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 J④)→[④-6]→(④階段Ｊ⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→[⑥-2]】【屋外→[⑤-25]→（⑤階段 C⑥）→[⑥-38]】号炉間電力融通ケーブルによる電力融通【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]】【屋外→( ⑤階段 M④) →[④-17]→[④-16]】号炉間電力融通ケーブルによる電力融通【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]】【屋外→( ⑤階段 M④) →[④-17]→[④-16]】

所内蓄電式直流電源設備による給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D⑤)→[⑤-7]→(⑤階段 D⑥)→[⑥-2]→(⑥階段 C①)→[①-4]】
AM 用直流 125V 充電器盤受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]】
可搬型直流電源設備による AM 用直流
125V 充電器盤の受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→[①-4]】

屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。

1.0.2-115

第 22‐1 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(6 号炉)(9/10)
対応手段

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

無

無

無

無

無

無

1.14

AM 用直流 125V 蓄電池による直流 125V
主母線盤 A 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-7]→[⑥-2]】

無

無

無

1.14

常設代替交流電源設備による直流 125V
主母線盤 B 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-3]→[⑥-6]】

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

あり
2

無

該当
条文

可搬型直流電源設備による給電(AM 用動力変圧器への接続による AM 用直流 125V 充電器盤の受電)

1.14

可搬型直流電源設備による給電(緊急用電源切替
箱接続装置への接続による AM 用直流 125V 充電
器盤の受電)

1.14

常設直流電源喪失時の
遮 断 器用制御電 源 確 保(AM 用直流 125V 蓄電池
による直流 125V 主母線
盤 A 受電)
常設直流電源喪失時の
遮 断 器用制御電 源 確 保(常設代替交流電源設備
による直流 125V 主母線
盤 B 受電)
常設直流電源喪失時の
遮 断 器用制御電 源 確 保(可搬型代替交流電源設
備(緊急用電源切替箱接
続装置に接続)による直流
125V 主母線盤 B 受電)

1.14

常設直流電源喪失時の
遮 断 器用制御電 源 確 保(号炉間電力融通ケーブ
ル(常設)による直流 125V
主母線盤 B 受電)

1.14

常設直流電源喪失時の
遮 断 器用制御電 源 確 保(号炉間電力融通ケーブ
ル(可搬型)による直流
125V 主母線盤 B 受電)

1.14

常設直流電源喪失時の
遮 断 器用制御電 源 確 保(可搬型代替交流電源設
備(P/C C 系動力変圧器の一次側に接続)による直流 125V 主母線盤 B 受電
受電)

1.14

常 設 代替交流電 源 設 備による AM 用 MCC への給
電

1.14

※

屋内現場操作
可搬型直流電源設備による AM 用直流
125V 充電器盤の受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→[①-4]】【屋外→[⑤-27]→（⑤階段 D①）→[①-17] →[①-4]】
可搬型直流電源設備による AM 用直流
125V 充電器盤の受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→[①-4]】【屋外→[⑤-25]→（⑤階段 C⑥）→[⑥-38]】

可搬型直流電源設備による直流 125V 主
母線盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-3]→[⑥-6]】【屋外→[⑤-25]→（⑤階段 C⑥）→[⑥-38]】号炉間電力融通ケーブル電力融通による直流 125V 主母線盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-3]→[⑥-6]】【屋外→( ⑤階段 M④) →[④-17]→[④-16]】号炉間電力融通ケーブル電力融通による直流 125V 主母線盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-3]→[⑥-6]】【屋外→( ⑤階段 M④) →[④-17]→[④-16]】
可搬型直流電源設備による直流 125V 主
母線盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-3]→[⑥-6]】【屋外→[⑤-25]→[⑤-26]→（⑤階段 C⑥）→[⑥-34]→[⑥-35]】【屋外→[⑤-27]→（⑤階段 D⑥）→[⑥-35]】
常 設 代 替 交 流 電 源 設 備 に よ る AM 用
MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 J④)→[④-6]→(④階段 J⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→(①階段 C③)→[③-5]→[③-6]】

屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。

1.0.2-116

第 22‐1 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(6 号炉)(10/10)
対応手段

該当
条文

号炉間電力融通ケーブル(常設)による AM 用 MCC
への給電

1.14

号炉間電力融通ケーブル( 可 搬 型 ) に よ る AM 用
MCC への給電

1.14

可搬型代 替交 流電源設
備(AM 用動力変圧器に接続)による AM 用 MCC へ
の給電

1.14

可搬型代 替交 流電源設
備(緊急用電源切替箱接
続装置に接続)による AM
用 MCC への給電

1.14

非常用直流電源設備による給電(設計基準拡張)(不要な負荷の切離し操作)

1.14

計器の計測範囲を超えた
場合に状態を把握するための手段(可搬型計測器(現場)による計測)

1.15

中央制御 室換 気空調系
設備の運転手順等(中央制御室可 搬型 陽圧化空
調機への切替え手順)
中央制御 室換 気空調系
設備の運転手順等(全交
流動力電源が喪失した場
合の隔離弁現場閉操作)
中央制御室待 避室の準
備手順(中央制御室待避
室陽圧化装置による加圧
準備操作)※

屋内現場操作号炉間電力融通ケーブル電力融通によるAM 用 MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→(①階段 C③)→[③-5]→[③-6]】【屋外 →(⑤階段 M④) →[④-17]→[④-16]】号炉間電力融通ケーブル電力融通によるAM 用 MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→(①階段 C③)→[③-5]→[③-6]】【屋外 →(⑤階段 M④) →[④-17]→[④-16]】
可搬型代替交流電源設備による AM 用
MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 J④)→[④-6]→(④階段 J⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→(①階段 C③)→[③-5]→[③-6]】【屋外→[⑤-27]→（⑤階段 D①）→[①-17]→[①-4]】
可搬型代替交流電源設備による AM 用
MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 J④)→[④-6]→(④階段 J⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→(①階段 C③)→[③-5]→[③-6]】【屋外→[⑤-25]→（⑤階段 C⑥）→[⑥-38]】非常用直流電源設備の不要な負荷切離し操作【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-27]→[⑥-28]】
可搬型計測器(現場)による計測
多重伝送盤 DIV-Ⅰの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]】
多重伝送盤 DIV-Ⅱの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]】
多重伝送盤 DIV-Ⅲの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-25]】
中央制御室外原子炉停止制御盤の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-26]】
多重伝送現場盤 DIV-Ⅲの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 W⑦)→(⑦階段 X⑧)】

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

無

あり
2

無

無

あり
2

無

無

あり
2

無

無

あり
2

無

無

無

無

無

あり
5

無

1.16

中央制御室可搬型陽圧化空調機起動【中央制御室→(④階段 J⑤)→(⑤階段 J<
連絡通路>階段 I⑤)→[⑤-9]】

無

無

無

1.16

中央制御室可搬型陽圧化空調機起動【中央制御室→[④-6]→(④階段 J⑤)→(⑤階段 J<連絡通路>階段 I⑤)→[⑤-9]】

無

無

無

1.16

中央制御室待避室の準備【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-8]→[⑤-10]】

無無

無

屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。

1.0.2-117

第 22‐2 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(7 号炉)(1/11)
対応手段
高圧代替注水 系の現場操作による発電用原子炉
の冷却

該当
条文

1.2

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

1.2

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原子炉圧力容器へのほう酸
水注入)

1.2

常設代替 直流 電源設備
による逃がし安全弁機能
回復

1.3

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁
機能回復

1.3

高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保(不活性ガス系から高圧窒素ガス供給系への切替え)

1.3

高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保(高圧窒素
ガスボンベの切替え及び取替え)
インターフェイスシステム
LOCA 発生時の対応(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の隔離操作)

1.3

1.3

屋内現場操作高圧代替注水ポンプ現場起動【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑥)→[⑥-11]→[⑥-10]→(⑥階段 E⑤)→[⑤-18]】
原子炉隔離時冷却系ポンプ起動【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦ハッチ開放]→(⑦ハッチ梯子⑧)→[⑧-10]→(⑧ハッチ梯子⑦)→(⑦階段
E⑥)→[⑥-10]→(⑥階段 E⑦)→(⑦ハッチ
梯子⑧)→[⑧-10]→(⑧ハッチ梯子⑦)→(⑦階段 E⑥)→[⑥-10]】
ほう酸水注入系ポンプ起動【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 F③)→[③-11]→(③階段 F⑤)→(⑤階段 I<
連絡通路>階段 J⑤)→(⑤階段 J⑧)→[⑧-16]】
ほう酸水注入系ポンプ電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]】
逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保
【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑥)→[⑥-12]】
逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保
【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G①)→[①-11]→[①-12]】
逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保
【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑥)→[⑥-12]】
逃がし安全弁用の駆動源(電源)と逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G①)→[①-11]→[①-12]→(①階段 H⑥)→[⑥-17]→[⑥-13]→(⑥階段 G①)→[①-11]→[①-12]】
逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保
【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑥)→[⑥-12]】【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G①)→[①-11]→[①-12]】
逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保
【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G①)→[①-11]→[①-12]】
現場での隔離【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-12]→[⑤-14]→(⑤階段 E④)→各系統へ
A 系→(④(MS ﾄﾝﾈﾙ室⑤)→[⑤-17]
B 系[⑤-12]，C 系[⑤-14]】

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

無

無

あり
(堰高さ)
あり
(堰高さ)
原子炉
建屋地
下３階
※1

無

無

無

あり
12,13，
14

あり
(堰高さ)

無

無

あり
(堰高さ)

無

無

あり
(堰高さ)

無

無

あり
(堰高さ)

無

無

無

無

無

あり
(堰高さ)

※ 屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。
※1 原子炉建屋地下 3 階の操作は内部溢水により通行不能な場合は，原子炉建屋地下 2 階のハッチを開放しアクセスする。

1.0.2-118

第 22‐2 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(7 号炉)(2/11)
対応手段

該当
条文

屋内現場操作

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

低圧代替注水系(常設)による発電用原子炉の冷却(残留熱除去系(Ｂ)又は残留熱除去系(Ａ)注入配管
使用)

1.4

低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水の系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-16]】

無あり
12,13，
14

無

無

無

あり
(堰高さ)

低圧代替注水系(可搬型)による発電用原子炉の冷却

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

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(設計基準拡張)

1.4

1.4

1.4

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
交流電源が確保されている場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E④)→[④-8]又は，中央制御室→(④階段M⑤)→[⑤-15]】
全交流電源が喪失で残留熱除去系 A 系
使用の場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E④)→[④-8] →(④MS ﾄﾝﾈﾙ室⑤)→[⑤-17]又は，中央制
御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E⑤)→[⑤-15]→(⑤階段 E④)→(④MS ﾄﾝﾈﾙ室⑤)→[⑤-17]】
全交流電源が喪失で残留熱除去系Ｂ系
使用の場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E④)→[④-8]→(④階段 E⑤)→[⑤-15]→[⑤-14]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E⑤)→[⑤-15]→[⑤-14]】
残留熱除去系 A 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(重大事故時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑧)→[⑧-9]】
残留熱除去系 B 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(重大事故時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑧)→[⑧-11]】
残留熱除去系 A 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(重大事故時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑧)→[⑧-9]】
残留熱除去系 B 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(重大事故時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑧)→[⑧-11]】

あり
(堰高さ)
無

原子炉
建屋地
下３階
※2

あり
(堰高さ)
無

※ 屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。
※2 原子炉建屋地下 3 階の操作は内部溢水により通行不能な場合は対応不要。

1.0.2-119

無

無

原子炉
建屋地
下３階
※2

第 22‐2 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(7 号炉)(3/11)
対応手段

該当
条文

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

1.5

原子炉格納容器ベント弁
駆動源確保(予備ボンベ)

1.5

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

1.5

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

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)

1.5※

屋内現場操作
格納容器圧力逃がし装置の減圧及び除熱【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H②)→[②-3]】
原子炉格納容器ベント弁の駆動源確保
ウェットウェルベント弁の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-16]】
ドライウェルベント弁の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H④)→[④-11]】
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【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H③)→[③-14]→(③階段 H②)→[②-3]】
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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H①)→[①-16]→[①階段 H⑥]→[⑥-15]→(⑥階段 H②)→[②-3]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H④)→[④-12]→(④階段 H②)→[②-3]】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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H②)→[②-4]→[②-3]→(②階段 H⑥)→[⑥-15]→(⑥階段 H②)→[②-3]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H②)→[②-4]→[②-3]→(②階段 H④)→[④-12]→(④階段 H②)→[②-3]】

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

無

無

無

無

無

無

無

あり
8

無

無

無

無

無

あり
7

無

屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。

1.0.2-120

第 22‐2 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(7 号炉)(4/11)
対応手段

該当
条文

代替原子炉補機冷却系
による除熱

1.5

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

1.6

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

1.6

屋内現場操作
代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保(現場状況によっては省略可)
補機冷却海水系 A 系使用の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-20]→[⑥-21]→(⑥階段 J⑧)→[⑧-14]→(⑧階段 J⑥)→(⑥階段 L④)→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E③)→(③階段 V②)→[②-5]→(②階段 V③)→[③-10]→(③階段 E④)→[④-7]→[④-9]→(④階段 E⑤)→[⑤-11]→[⑤-13]→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E⑧)→[⑧-9]→[⑧-10]→[⑧-13]】
補機冷却海水系 B 系使用の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]→(⑥階段 T⑤)→(⑤階段 U⑥)→[⑥-22]→[⑥-23]→(⑥階段 U⑤)→(⑤階段 T⑥)→(⑥階段 J⑧)→[⑧-15]→(⑧階段 J⑥)→(⑥階段 L④)→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E③)→(③階段 O②)→[②-2]→(②階段 O③)→[③-10]→(③階段 F④)→[④-9]→(④階段 F⑤)→[⑤-13]→(⑤階段 F⑦)→[⑦-5]→(⑦階段 F⑧)→[⑧-11]→[⑧-12]】【屋外→[⑤-23]→[⑤-24]】
代替格納容器スプレイ冷却系による原子炉
格納容器スプレイ系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-16]】
交流電源が確保されている場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E④)→[④-8]又は，中央制御室→(④階段M⑤)→[⑤-15]】
全交流電源が喪失しており D/W スプレイを実施する場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E④)→[④-8]→(④階段 E⑤)→[⑤-14]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E⑤)→[⑤-15]→[⑤-14]】
全交流電源が喪失しており S/P スプレイを実施する場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E④)→[④-8]→(④階段 E⑤)→[⑤-14]→(⑤階段 F⑥)→[⑥-29]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E⑤)→[⑤-15]→[⑤-14]→(⑤階段 F⑥)→[⑥
-29]】

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

あり
(堰高さ)
無

あり
9,10,13

無あり
12,13，
14

無

無

無

あり
(堰高さ)

※ 屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。
※2 原子炉建屋地下 3 階の操作は内部溢水により通行不能な場合は対応不要。

1.0.2-121

溢水源
の有無

原子炉
建屋地
下３階
※2

第 22‐2 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(7 号炉)(5/11)
対応手段

該当
条文

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

1.7

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)

1.7

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

1.7

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機
冷却系による除熱1.7

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1.8

屋内現場操作
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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H②)→[②-3]→(②階段 H⑥)→[⑥-15]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H②)→[②-3]→(②階段 H④)→[④-12]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E①)→[①-8]→(①階段 E③)→[③-10]】
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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H②)→[②-3]→[②-4]→[②-3]→(②階段 H⑥)→[⑥-15]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H②)→[②-3]→[②-4]→[②-3]→(②階段 H④)→[④-12]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-16]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G③)→[③-15]→[③-16]→[③-17]】
代替原子炉補機冷却系による補機冷却
水確保【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]→(⑥階段 T⑤)→(⑤階段 U⑥)→[⑥-22]→[⑥-23]→(⑥階段 U⑤)→(⑤階段 T⑥)→(⑥階段 J⑧)→[⑧-15]】【屋外→[⑤-23]→[⑤-24]】
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電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-18]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-16]】

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

無

無

無

無

あり
7

あり
(堰高さ)
※3

無

あり
8,12,
13，14

無

無

あり
9,10,13

あり
(堰高さ)

無

あり
12,13，
14

無※ 屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。
※3 原子炉建屋 4 階の水位は一時的に約 100cm となるため水位低下後(20cm 以下)に対応する。

1.0.2-122

第 22‐2 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(7 号炉)(6/11)
対応手段

該当
条文

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

低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水

1.8

低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器へ
の注水

1.8

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸
水注入

1.8

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

1.9

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

1.9

水素濃度及び 酸素濃度の監視(格納容器内雰囲
気計装による原子炉格納容器内の監視)燃 料 プ ー ル代 替 注 水 系
による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料
プールへの注水(SFP 可
搬式接続口を使用した場
合)燃 料 プ ー ル代 替 注 水 系
による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料
プールへの注水(原子炉
建屋大物搬入口からの接
続の場合)

1.9

1.11

1.11

屋内現場操作
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電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-18]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G④)→[④-15]】
低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-16]】
低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧
力容器への注水系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G④)→[④-15]】
ほう酸水注入系電源受電
ほう酸水注入系Ａ系の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]】
ほう酸水注入系Ｂ系の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]】
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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H②)→[②-3]→(②階段 H⑥)→[⑥-15]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H②)→[②-3]→(②階段 H④)→[④-12]】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【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H③)→[③-14]→(③階段 H②)→[②-4]→[②-3]→(②階段 H⑥)→[⑥-15]】
格納容器内雰囲気計装電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]】
燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用した使用済燃料プール
注水(淡水/海水)系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-16]→(⑤階段 F①)→[①-9]→(①階段 F⑤)→[⑤-16]】
燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用した使用済燃料プール
注水系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-19]→(⑤階段 E①)→[①-10]→(①階段 E⑤)→[⑤-19]】

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

無

無

無

無

あり
12,13，
14

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

あり
7,8

無

無

無

無

無

無

あり
(堰高さ)
※3

無

無

あり
(堰高さ)
※3

※ 屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。
※3 原子炉建屋 4 階の水位は一時的に約 100cm となるため水位低下後(20cm 以下)に対応する。

1.0.2-123

第 22‐2 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(7 号炉)(7/11)
対応手段

漏えい抑制
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料
プールへのスプレイ(SFP
可搬式接続口を使用した
場合)
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料
プールへのスプレイ(原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合)

該当
条文
1.11

1.11

1.11

使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ用空冷装置起動

1.11

代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化
系による使用済燃料プー
ルの除熱

1.11

原子炉冷却材圧力バウン
ダリ低圧時の海を水源とした原子炉圧力容器への注水
海を水源とした原子炉格
納容器内の冷却(代替格
納容器スプレイ冷却系(可搬型)による冷却)海を水源とした原子炉格
納容器下部への注水(格納容器下部注水系(可搬型)による注水)
海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による 可搬 型スプレイ
ヘッダを使用した注水(SFP 可搬式接続口使用
の場合))

1.13

1.13

1.13

1.13

屋内現場操作使用済燃料プール冷却浄化系隔離【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E④)→[④-10]】
燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用した使用済燃料プール
スプレイ系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-16]→(⑤階段 F①)→[①-9]→(①階段 F⑤)→[⑤-16]】
燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用した使用済燃料プール
スプレイ系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-19]→(⑤階段 E①)→[①-10]→(①階段 E⑤)→[⑤-19]】
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G①)→[①-14]】
燃料プール冷却浄化系Ａ系使用の場合
燃料プール冷却浄化系電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]】
燃料プール冷却浄化系による使用済燃料
プール除熱系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 F④)→[④-9]】
燃料プール冷却浄化系Ｂ系使用の場合
燃料プール冷却浄化系電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]】
燃料プール冷却浄化系による使用済燃料
プール除熱系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 F④)→[④-9]】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【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G④)→[④-15]】
代替格納容器スプレイ冷却系による原子炉格納容器冷却の系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G④)→[④-15]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G④)→[④-15]】
燃料プール代替注水系による可搬型スプレ
イヘッダを使用した使用済燃料プール注水
系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-16]→(⑤階段 F①)→[①-9]→(①階段 F⑤)→[⑤
-16]】

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

無

無

あり
(堰高さ)

無

無

あり
(堰高さ)
※3

無

無

あり
(堰高さ)
※3

無

無

無

無

無

あり
(堰高さ)

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

あり
(堰高さ)
※3

※ 屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。
※3 原子炉建屋 4 階の水位は一時的に約 100cm となるため水位低下後(20cm 以下)に対応する。

1.0.2-124

第 22‐2 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(7 号炉)(8/11)
対応手段
海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水
系 による 可搬型 スプ レイ
ヘッダを使用した注水(原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合))海を水源とした使用済燃料
プールへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用したスプレイ(SFP 可
搬式接続口使用の場合))
海を水源とした使用済燃料
プールへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用したスプレイ(原子炉
建屋大物搬入口からの接続の場合))
常 設 代替交流電 源 設 備による給電(M/C D 系受
電)

該当
条文

屋内現場操作

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

1.13

燃料プール代替注水系による可搬型スプレ
イヘッダを使用した使用済燃料プール注水
系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-19]→(⑤階段 E①)→[①-10]→(①階段 E⑤)→[⑤
-19]】

無

無

あり
(堰高さ)
※3

1.13

燃料プール代替注水系による可搬型スプレ
イヘッダを使用した使用済燃料プール注水
系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-16]→(⑤階段 F①)→[①-9]→(①階段 F⑤)→[⑤
-16]】

無

無

あり
(堰高さ)
※3

1.13

燃料プール代替注水系による可搬型スプレ
イヘッダを使用した使用済燃料プール注水
系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-19]→(⑤階段 E①)→[①-10]→(①階段 E⑤)→[⑤
-19]】

無

無

あり
(堰高さ)
※3

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

1.14

常 設 代替交流電 源 設 備による給電(M/C C 系受
電)

1.14

可 搬 型代替交流 電 源 設
備による給電(P/C C 系動力変圧器の一次側に接続し，P/C C 系及び P/C
D 系を受電する場合)

1.14

可 搬 型代替交流 電 源 設
備による給電(緊急用電源
切替箱接続装置に接続し，P/C C 系及び P/C D
系を受電する場合)

1.14

電力融通による給電(号炉間電力融通ケーブル(常設)を使用し，M/C C 系又は M/C D 系を受電する場
合)

1.14

常設代替交流電源設備による M/C D 系
受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]】
常設代替交流電源設備による M/C C 系
及び M/C D 系受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]→[⑥-13]】
可搬型代替交流電源設備による P/C C
系及び P/C D 系受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19]→[⑥-18]→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 J④)→[④-13]→(④階段 J⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→[⑥-13]】【屋外→[⑤-28]→[⑤-29]→（⑤階段 G⑥）→[⑥-36]→[⑥-37]】【屋外→[⑤-30]→（⑤階段 H⑥）→[⑥-37]】
可搬型代替交流電源設備による P/C C
系及び P/C D 系受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19]→[⑥-18]→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 J④)→[④-13]→(④階段 J⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→[⑥-13]】【屋外→[⑤-28]→（⑤階段 G④）→[④-18]】号炉間電力融通ケーブルによる電力融通【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-16]→[④-17]】※ 屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。
※3 原子炉建屋 4 階の水位は一時的に約 100cm となるため水位低下後(20cm 以下)に対応する。

1.0.2-125

第 22‐2 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(7 号炉)(9/11)
対応手段

該当
条文

電力融通による給電(号炉間電力融通ケーブル(可搬型)を使用し，M/C C 系 1.14
又は M/C D 系を受電する
場合)
所内蓄電式 直 流電源設
備による給電(直流 125V
蓄電池 A から直流 125V 1.14
蓄電池 A-2 への受電切替
え)
所内蓄電式直流電源設備
による給電(直流 125V 蓄電
1.14
池A-2からAM用直流125V
蓄電池への受電切替え)
代替交流電源設備による所内蓄電式 直 流電源設
1.14備への給電(直流 125V 充
電器盤 A の受電)
代替交流電源設備による所内蓄電式 直 流電源設
1.14備への給電(直流 125V 充
電器盤 B の受電)
代替交流電源設備による所内蓄電式 直 流電源設
1.14備への給電(直流 125V 充
電器盤 A-2 の受電)
代替交流電源設備による所内蓄電式 直 流電源設
1.14備への給電(AM 用直流
125V 充電器盤の受電)
中央制御室監視計器 C系及び D 系の復旧

1.14

可搬型直流電源設備による給電(荒浜側緊急用
M/C 経由による AM 用直流 125V 充電器盤の受電)

1.14

可搬型直流電源設備による給電(AM 用動力変圧器への接続による AM 用直流 125V 充電器盤の受電)

1.14

可搬型直流電源設備による給電(緊急用電源切替
箱接続装置への接続による AM 用直流 125V 充電
器盤の受電)

1.14※

屋内現場操作

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

号炉間電力融通ケーブルによる電力融通【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-16]→[④
-17]】

無

無

無

直流 125V 蓄電池 A から直流 125V 蓄電
池 A-2 への受電切替え【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-18]】

無

無

無

直流 125V 蓄電池A-2 から AM 用直流125V
蓄電池への受電切替え【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G①)→[①-14]→(①階段 G⑥)→[⑥-18]】

無

無

無

直流 125V 充電器盤 A 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-18]】

無無無直流 125V 充電器盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]→[⑥-19]】

無無無直流 125V 充電器盤 A-2 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-18]】

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

あり
8

無

所内蓄電式直流電源設備による給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G⑤)→[⑤-20]→(⑤階段 G⑥)→[⑥-13]→(⑥階段 G①)→[①-14]】
AM 用直流 125V 充電器盤受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]】
可搬型直流電源設備による AM 用直流
125V 充電器盤の受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13]→(③階段 H①)→[①-14]】
可搬型直流電源設備による AM 用直流
125V 充電器盤の受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13]→(③階段 H①)→[①-14]】【屋外→[⑤-30]→（⑤階段 H③）→[③-18]→[③-13]】
可搬型直流電源設備による AM 用直流
125V 充電器盤の受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13]→(③階段 H①)→[①-14]】【屋外→[⑤-28]→（⑤階段 G④）→[④-18]】

屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。

1.0.2-126

第 22‐2 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(7 号炉)(10/11)
対応手段
常設直流電源喪失時の
遮 断 器用制御電 源 確 保(AM 用直流 125V 蓄電池
による直流 125V 主母線
盤 A 受電)
常設直流電源喪失時の
遮 断 器用制御電 源 確 保(常設代替交流電源設備
による直流 125V 主母線
盤 B 受電)
常設直流電源喪失時の
遮 断 器用制御電 源 確 保(可搬型代替交流電源設
備(緊急用電源切替箱接
続装置に接続)による直流
125V 主母線盤 B 受電)

該当条文

屋内現場操作

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

1.14

AM 用直流 125V 蓄電池による直流 125V
主母線盤 A 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-18】

無

無

無

1.14

常設代替交流電源設備による直流 125V
主母線盤 B 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19]→[⑥-14]→[⑥-19]】

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

無

あり
8

無

無

あり
8

無

1.14

常設直流電源喪失時の
遮 断 器用制御電 源 確 保(号炉間電力融通ケーブ
ル(常設)による直流 125V
主母線盤 B 受電)

1.14

常設直流電源喪失時の
遮 断 器用制御電 源 確 保(号炉間電力融通ケーブ
ル(可搬型)による直流
125V 主母線盤 B 受電)

1.14

常設直流電源喪失時の
遮 断 器用制御電 源 確 保(可搬型代替交流電源設
備(P/C C 系動力変圧器の一次側に接続)による直流 125V 主母線盤 B 受電
受電)

1.14

常 設 代替交流電 源 設 備による AM 用 MCC への給電

1.14号炉間電力融通ケーブル(常設)による AM 用 MCC
への給電

1.14

※

可搬型直流電源設備による直流 125V 主
母線盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19]→[⑥-14]→[⑥-19]】【屋外→[⑤-28]→（⑤階段 G④）→[④-18]】号炉間電力融通ケーブル電力融通による直流 125V 主母線盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19]→[⑥-14]→[⑥-19]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-16]→[④-17]】号炉間電力融通ケーブル電力融通による直流 125V 主母線盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19]→[⑥-14]→[⑥-19]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-16]→[④-17]】
可搬型直流電源設備による直流 125V 主
母線盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19]→[⑥-14]→[⑥-19]】【屋外→[⑤-28]→[⑤-29]→（⑤階段 G⑥）→[⑥-36]→[⑥-37]】【屋外→[⑤-30]→(⑤階段 H⑥)→[⑥-37]】
常 設 代替 交 流 電 源 設 備 によ る AM 用
MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 J④)→[④-13]→(④階段 J⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13]→[③-16]】
号炉間電力融通ケーブル電力融通によるAM 用 MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13]→[③-16]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-16]→[④-17]】

屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。

1.0.2-127

第 22‐2 表 技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧(7 号炉)(11/11)
対応手段

該当
条文

号炉間電力融通ケーブル( 可 搬 型 ) に よ る AM 用
MCC への給電

1.14

可搬型代 替交 流電源設
備(AM 用動力変圧器に接続)による AM 用 MCC へ
の給電

1.14

可搬型代 替交 流電源設
備(緊急用電源切替箱接
続装置に接続)による AM
用 MCC への給電

1.14

非常用直流電源設備による給電(設計基準拡張)(不要な負荷の切離し操作)

1.14

計器の計測範囲を超えた
場合に状態を把握するための手段(可搬型計測器(現場)による計測)

1.15

中央制御 室換 気空調系
設備の運転手順等(中央制御室可 搬型 陽圧化空
調機への切替え手順)
中央制御 室換 気空調系
設備の運転手順等(全交
流動力電源が喪失した場
合の隔離弁現場閉操作)
中央制御室待 避室の準
備手順(中央制御室待避
室陽圧化装置による加圧
準備操作)※

屋内現場操作号炉間電力融通ケーブル電力融通によるAM 用 MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13]→[③-16]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-16]→[④-17]】
可搬型代替交流電源設備による AM 用
MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 J④)→[④-13]→(④階段 J⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13]→[③-16]】【屋外→[⑤-30]→（⑤階段 H③）→[③-18]→[③-13]】
可搬型代替交流電源設備による AM 用
MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 J④)→[④-13]z→(④階段 J⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13]→[③-16]】【屋外→[⑤-28]→（⑤階段 G④）→[④-18]】非常用直流電源設備の不要な負荷切離し操作【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19]→[⑥-32]→[⑥-33]】
可搬型計測器(現場)による計測
多重伝送盤 DIV-Ⅰの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]】
多重伝送盤 DIV-Ⅱの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]】
多重伝送盤 DIV-Ⅲの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-30]】
中央制御室外原子炉停止時制御盤の場
合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-31]】

資機材の
倒壊によ
る影響

火災源
の有無

溢水源
の有無

無

あり
8

無

無

あり
8

無

無

あり
8

無

無

無

無

無

無

無

1.16

中央制御室可搬型陽圧化空調機起動【中央制御室→(④階段 J⑤)→[⑤-21]】

無

無

無

1.16

中央制御室可搬型陽圧化空調機起動【中央制御室→[④-13]→(④階段 J⑤)→[⑤-21]】

無

無

無

1.16

中央制御室待避室の準備【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-8]→[⑤-10]】

無

無

あり
(堰高さ)

屋内現場操作については別紙 17，火災源については別紙 21，溢水源については別紙 22 参照。

1.0.2-128

第 23 表「重大事故等対策の有効性評価」屋内アクセスルート整理表「重大事故等対策の有効性評価」事故シーケンス

図面作成表

図番号

1

高圧・低圧注水機能喪失

○

29-1

2

高圧注水・減圧機能喪失

○

29-2

3

全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）○

29-3,44

全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋RCIC 失敗

3 番で包括-5

全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋直流電源喪失

3 番で包括-6

全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRV 再閉失敗○

29-5,67

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）○

29-7,88

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

1 番で包括-9

原子炉停止機能喪失

現場操作なし-10

LOCA 時注水機能喪失

1 番で包括-11

格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）

○

29-9

○

29-10,11

○

29-12

12
13

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

14

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

12 番で包括-15

原子炉圧力容器外の溶融燃料-冷却材相互作用

12 番で包括

-

16

水素燃焼

12 番で包括-17

溶融炉心・コンクリート相互作用

12 番で包括-

18

想定事故 1

現場操作なし-19

想定事故 2

○

29-13

20

崩壊熱除去機能喪失（停止時）

2 番で包括-21

全交流動力電源喪失（停止時）

3 番で包括-22

原子炉冷却材の流出（停止時）

2 番で包括-23

反応度の誤投入（停止時）

現場操作なし-1.0.2-129

運転員

凡例

A，B

中央制御室内操作→
C，D

移動経路及び運転操作

中央制御室↓
低圧代替注水系（常設） 現場系統構成（Rw/B B3F）管理区域

中央制御室↓
格納容器ベント準備（R/B RF）屋上↓
格納容器ベント準備（R/B B1F）非管理区域↓
格納容器ベント対応（R/B M3F）非管理区域

1.0.2-130
第 29‐1 図 事故対象シーケンス：高圧・低圧注水機能喪失

運転員

凡例

移動経路及び運転操作

A，B

中央制御室内操作

C，D

中央制御室
↓
残留熱除去C系 電動弁隔離（R/B B1F）非管理区域↓
残留熱除去A系 電動弁隔離（R/B B1F）非管理区域

1.0.2-131
第 29‐2 図 事故対象シーケンス：高圧注水・減圧機能喪失

→

運転員

凡例

A，B

運転員

凡例

移動経路及び運転操作

→

中央制御室
↓
常設代替交流電源 受電準備
（C/B B1F）非管理区域↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域

中央制御室内操作→

C，D

移動経路及び運転操作

中央制御室↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域

中央制御室↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（T/B B1F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（C/B B2F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B 4F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B 2F）管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B B1F）管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B B2F）管理区域

E，F

中央制御室
↓
常設直流電源切換操作(A→A-2)(C/B B1F)非管理区域↓
常設直流電源切換操作(A→A-2)（R/B B1F）非管理区域

運転員

E，F

中央制御室
↓
常設代替直流電源切換操作(A-2→AM用)(R/B 4F)非管理区域↓
常設代替直流電源切換操作(A-2→AM用)(C/B B1F)非管理区域↓
常設代替直流電源切換操作(A-2→AM用)（R/B B1F）非管理区域

中央制御室↓
低圧代替注水系（常設） 現場系統構成（Rw/B B3F）管理区域

1.0.2-132
第 29‐3 図 事故対象シーケンス：全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）（6 号炉）

凡例

移動経路及び運転操作
中央制御室↓
格納容器ベント準備(R/B 3F)管理区域↓
格納容器ベント準備（R/B B1F）非管理区域↓
格納容器ベント準備（R/B RF）屋上↓
格納容器ベント操作（R/B 3F）非管理区域↓
格納容器ベント対応（R/B M3F）非管理区域

中央制御室↓
格納容器ベント停止（R/B B1F）非管理区域↓
格納容器ベント停止（R/B 3F）非管理区域↓
格納容器ベント停止（R/B M3F）非管理区域

運転員

凡例

a，b

運転員

凡例

移動経路及び運転操作

→

中央制御室
↓
常設代替交流電源 受電準備
（C/B B1F）非管理区域↓
常設代替交流電源 受電準備
（R/B B1F）非管理区域

中央制御室内操作→

c，d

移動経路及び運転操作

中央制御室↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域

中央制御室↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（T/B B1F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（C/B B2F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B 2F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B 2F）管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B B2F）管理区域

中央制御室↓
低圧代替注水系 現場系統構成（Rw/B B3F）管理区域

中央制御室↓
常設直流電源切換操作(A→A-2)(C/B B1F)非管理区域

e，f

中央制御室
↓
格納容器ベント準備(R/B 4F)管理区域↓
格納容器ベント準備(R/B 3F)管理区域↓
格納容器ベント準備（R/B B1F）非管理区域↓
格納容器ベント準備（R/B RF）屋上↓
格納容器ベント操作・対応（R/B M3F）非管理区域
中央制御室↓
常設代替直流電源切換操作(A-2→AM用)(R/B 4F)非管理区域↓
常設代替直流電源切換操作(A-2→AM用)(C/B B1F)非管理区域
中央制御室↓
格納容器ベント停止（R/B B1F）非管理区域↓
格納容器ベント停止（R/B M3F）非管理区域

1.0.2-133
第 29‐4 図 事故対象シーケンス：全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）（7 号炉）

運転員

凡例

A，B

移動経路及び運転操作

→

中央制御室
↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域
中央制御室↓
低圧代替注水系（可搬型）現場系統構成(R/B 1F)管理区域↓
低圧代替注水系（可搬型）現場系統構成(R/B 1F)管理区域↓
低圧代替注水系（可搬型）現場系統構成(R/B B2F)管理区域

C，D

運転員

凡例

移動経路及び運転操作

→

中央制御室
↓
常設代替交流電源 受電準備
（C/B B1F）非管理区域↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域

中央制御室内操作

中央制御室↓
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
現場系統構成(R/B 1F)管理区域

中央制御室↓
低圧代替注水系（可搬型）流量調整(R/B 1F)管理区域

中央制御室↓
格納容器ベント操作（R/B 3F）非管理区域↓
格納容器ベント対応（R/B M3F）非管理区域

中央制御室↓
格納容器ベント準備(R/B 3F)管理区域↓
格納容器ベント準備（R/B B1F）非管理区域↓
格納容器ベント準備（R/B RF）屋上

中央制御室↓
格納容器ベント停止（R/B B1F）非管理区域↓
格納容器ベント停止（R/B 3F）非管理区域↓
格納容器ベント停止（R/B M3F）非管理区域

E，F

1.0.2-134

中央制御室↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（T/B B1F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（C/B B2F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B 4F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B 2F）管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B B1F）管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B B2F）管理区域

第 29‐5 図 事故対象シーケンス：全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRV 再閉失敗(6 号炉)

運転員

凡例

a，b

移動経路及び運転操作

→

中央制御室
↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域
中央制御室↓
低圧代替注水系（可搬型）現場系統構成(R/B 1F)管理区域↓
低圧代替注水系（可搬型）現場系統構成(R/B 1F)管理区域↓
低圧代替注水系（可搬型）現場系統構成(R/B B2F)管理区域
中央制御室↓
低圧代替注水系（可搬型）流量調整(R/B 1F)管理区域

c，d

運転員

凡例

移動経路及び運転操作

→

中央制御室
↓
常設代替交流電源 受電準備
（C/B B1F）非管理区域↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域

中央制御室内操作

中央制御室↓
格納容器ベント準備(R/B 4F)管理区域↓
格納容器ベント準備(R/B 3F)管理区域↓
格納容器ベント準備（R/B B1F）非管理区域↓
格納容器ベント準備（R/B RF）屋上

中央制御室↓
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
現場系統構成(R/B 1F)管理区域

e，f
中央制御室
↓
格納容器ベント操作・対応（R/B M3F）非管理区域

中央制御室↓
格納容器ベント停止（R/B B1F）非管理区域↓
格納容器ベント停止（R/B M3F）非管理区域

1.0.2-135

中央制御室↓
代替原子炉補機冷却系 現場ラインナップ（T/B B1F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場ラインナップ（C/B B2F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場ラインナップ（R/B 2F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場ラインナップ（R/B 2F）管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場ラインナップ（R/B B2F）管理区域

第 29‐6 図 事故対象シーケンス：全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRV 再閉失敗(7 号炉)

運転員

凡例

A，B

運転員

凡例

移動経路及び運転操作

→

中央制御室
↓
常設代替交流電源 受電準備
（C/B B1F）非管理区域↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域

中央制御室内操作→

C，D

移動経路及び運転操作

中央制御室↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域↓
低圧代替注水系（常設） 現場系統構成（Rw/B B3F）管理区域

E，F

中央制御室
↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（T/B B1F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（C/B B2F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B 4F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B 2F）管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B 1F）管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B B2F）管理区域

1.0.2-136
第 29‐7 図 事故対象シーケンス：崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）（6 号炉）

運転員

凡例

a，b

運転員

凡例

移動経路及び運転操作

→

中央制御室
↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（C/B B1F）非管理区域↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域

中央制御室内操作→

c，d

移動経路及び運転操作

中央制御室↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域↓
低圧代替注水系 現場系統構成（Rw/B B3F）管理区域

e，f

中央制御室
↓
代替原子炉補機冷却系 現場ラインナップ（T/B B1F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場ラインナップ（C/B B2F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場ラインナップ（R/B 2F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場ラインナップ（R/B 2F）管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場ラインナップ（R/B B2F）管理区域

1.0.2-137
第 29‐8 図 事故対象シーケンス：崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）（7 号炉）

運転員

凡例

A，B
C，D

移動経路及び運転操作
中央制御室内操作

→

中央制御室
↓
高圧炉心注水系 注入隔離弁隔離（R/B 1F）管理区域

1.0.2-138
第 29‐9 図 事故対象シーケンス：格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）

運転員

凡例

A，B

運転員

凡例

移動経路及び運転操作

→

中央制御室
↓
常設代替交流電源 受電準備
（C/B B1F）非管理区域↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域

中央制御室内操作→
C，D

移動経路及び運転操作

中央制御室↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域

中央制御室↓
低圧代替注水系（可搬型）現場系統構成(R/B 2F)非管理区域

中央制御室↓
代替循環冷却運転 現場系統構成（準備・切替）(R/B 3F)非管理区域

E，F

中央制御室
↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（T/B B1F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（C/B B2F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場系統構成（R/B 4F）非管理区域

中央制御室↓
低圧代替注水系（常設） 現場系統構成（Rw/B B3F）管理区域
中央制御室↓
代替循環冷却運転 現場系統構成（準備・切替）(Rw/B B3F)管理区域

1.0.2-139
第 29‐10 図 事故対象シーケンス：雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）（6 号炉）

運転員

凡例

a,b

運転員

凡例

移動経路及び運転操作

→

中央制御室
↓
常設代替交流電源 受電準備
（C/B B1F）非管理区域↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域

中央制御室内操作→
c,d

移動経路及び運転操作

中央制御室↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域

中央制御室↓
低圧代替注水系（可搬型）現場系統構成(R/B 2F)非管理区域

中央制御室↓
代替循環冷却運転 現場系統構成（準備・切替）(Rw/B 3F)非管理区域

e,f

中央制御室
↓
代替原子炉補機冷却系 現場ラインナップ（T/B B1F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場ラインナップ（C/B B2F）非管理区域↓
代替原子炉補機冷却系 現場ラインナップ（R/B 2F）非管理区域

中央制御室↓
低圧代替注水系（常設） 現場系統構成（Rw/B B3F）管理区域
中央制御室↓
代替循環冷却運転 現場系統構成（準備・切替）(Rw/B B3F)管理区域

1.0.2-140
第 29‐11 図 事故対象シーケンス：雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）（7 号炉）

運転員

凡例

移動経路及び運転操作

A，B

中央制御室内操作

C，D

中央制御室
↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域

→

運転員

E，F

凡例

移動経路及び運転操作

→

中央制御室
↓
常設代替交流電源 受電準備
（C/B B1F）非管理区域↓
常設代替交流電源 受電準備・受電（R/B B1F）非管理区域

中央制御室↓
低圧代替注水系（常設） 現場系統構成（Rw/B B3F）管理区域

中央制御室↓
格納容器ベント準備（R/B RF）屋上↓
格納容器ベント準備（R/B M3F）非管理区域↓
格納容器ベント操作（R/B B1F）非管理区域

1.0.2-141
第 29‐12 図 事故対象シーケンス：雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

運転員

凡例

移動経路及び運転操作

A，B

中央制御室内操作

C，D

中央制御室
↓
SFP水流出防止（R/B 2F）管理区域→

1.0.2-142
第 29‐13 図 事故対象シーケンス：想定事故 2

第 24 表事故シーケンス

作業時間
②

6 時間

30 分

屋外 原子炉格納容器ベント 準備操作

1 時間
[同時被災時は 2 時間]10 分[同時被災時20 分]

給油準備(可搬型代替注水ポンプ)

2 時間 20 分

30 分

作業内容

有効性評価上の作業時間※1

低圧代替注水系(常設) 準備操作

30 分

原子炉格納容器ベント 準備操作

1 時間 30 分

屋内
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

高圧・低圧注水機能喪失

1.0.2-143

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

残留熱除去系 原子炉停止時冷却モード準備
高圧注水・減圧屋内機能喪失
低圧注水モードから原子炉停止時冷却
モード切替
所内蓄電式直流電源設備切替操作(A→A-2)

屋内

全交流動力電源喪失(逃がし安全弁再閉失
敗除く)

30 分
30 分
準備：30 分
操作：10 分代替原子炉補機冷却系 準備操作

5 時間

原子炉格納容器ベント 準備操作

事前作業：
1 時間
直前の作業：
1 時間 30 分

原子炉格納容器ベント操作
所内蓄電式直流電源設備切替操作(A-2→AM 用)
常設代替交流電源設備からの受電操
作

1 時間
準備：30 分
操作：15 分
準備：50 分
操作：10 分

5分
(8 分)※2
5分(8 分)※2
5分(8 分)※2
40 分(1 時間)※2
19 分(29 分)※22分(3 分)※2
10 分(15 分)※2
8分(12 分)※2

30 分

8分(12 分)※2

準備：30 分
操作：10 分

3分
(5 分)※2

6 時間

30 分

給油準備(可搬型代替注水ポンプ)

2 時間 20 分

30 分

原子炉格納容器ベント 準備操作

1 時間
[同時被災時は 2 時間]10 分[同時被災時20 分]

代替原子炉補機冷却系 準備操作

10 時間

30 分

低圧代替注水系(常設) 準備操作
遮断器制御電源確保
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

屋外

※1
※2
※3
※4

重要事故シーケンスごとの現場作業(1/6)

移動時間
①※2
8分
(12 分)※2
9分(14 分)※2

作業
場所

給油準備(電源車，大容量送水車(熱交
2 時間 20 分
換器ユニット用))

30 分

給油準備(第一ガスタービン発電機)

30 分

2 時間

作業合計時間①＋②
14 分(18 分)※2
32 分(37 分)※2

有効性評価
想定時間※3

5 時間 25 分

5 時間 55 分

12 時間

35 分
[同時被災時
1 時間 10 分]

45 分[同時被災時
1 時間 30 分]

約 17 時間

6分
23 分

2 時間
約 17 時間

有効性評価想定時間に対する成立性

保管場所から作業現場に運搬する可搬型設備

事象発生 1 時間 30 分後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないた－
め有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 15 時間 30 分後からの作業を想定しているが，前後に別作業がないため－有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 6 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため有可搬型代替注水ポンプ
効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 15 時間後からの作業を想定しているが，12 時間後の別作業終了後から作業着手できるため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある－

事象発生 9 時間 40 分後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないた
タンクローリ(4kL)
め有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
12 分
事象発生 10 時間 30 分後からの作業を想定しているが，同時刻で対応する中央制
7分
12 時間
－
(15 分)※2
御室側操作想定時間 1 時間 30 分に対して余裕時間がある
12 分
事象発生 12 時間後からの作業を想定しているが，同時刻で対応する中央制御室
7分
13 時間 30 分－
(15 分)※2
側操作想定時間 1 時間 30 分に対して余裕時間がある
11 分
事象発生 7 時間 20 分後からの作業を想定しているが,前後で行わなければいけな
6分
8 時間
－
(14 分)※2
い作業はないため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
4 時間 00 分
事象発生 8 時間後または 9 時間後からの作業を想定しているが，23 時間後から－
3 時間 20 分
24 時間(4 時間 20 分)※2行う予定の別作業実施までに十分な余裕時間がある
全交流動力電源喪失が長期に及び場合に実施する事前作業は，事象発生 16 時
48 分
間後までに行えばよく，また，直前の作業は事象発生 14 時間 30 分後からの作業
29 分
約 16 時間－※2(58 分)を想定しているが，それ以前の作業から時間的余裕があるため有効性評価想定
時間に対し十分な余裕時間がある
4分
2分
約 17 時間 前作業からの継続－(5 分)※2
23 分
事象発生 18 時間 30 分後からの作業を想定しているが,前後に別作業がないため
13 分
19 時間 15 分－
(28 分)※2
有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
23 分
事象発生 23 時間 10 分後からの作業を想定しているが，移動時間に余裕を含めて
15 分
24 時間 10 分－
(27 分)※2
も有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 24 時間 30 分後からの作業を想定してるが，24 時間 10 分後の別作業
14 分
6分
25 時間
終了後から作業着手できるため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間があ－(18 分)※2
る
21 分
事象発生 13 時間後の別作業終了後を想定しているが，事象発生 24 時間後まで
18 分
24 時間
－
(23 分)※2に行えばよく，有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 6 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため有5 時間 25 分 5 時間 55 分
12 時間
可搬型代替注水ポンプ
効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 9 時間 40 分後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないた
1 時間 12 分 1 時間 42 分
12 時間
タンクローリ(4kL)
め有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
35 分
45 分
事象発生 14 時間後からの作業を想定しているが，12 時間後の別作業終了後[同時被災時 [同時被災時
約 16 時間－
から作業着手できるため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
1 時間 10 分] 1 時間 30 分]
事象発生 10 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないた
代替原子炉補機
8 時間 30 分
9 時間
24 時間
め有効性評価想定に対し十分な余裕時間がある
冷却系※４
事象発生 21 時間 40 分後からの作業を想定しているが，前作業から継続して行う
1 時間 12 分 1 時間 42 分
24 時間
タンクローリ(4kL)ことが出来るため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 24 時間後からの作業を想定しているが，前後に別作業がないため有効
１時間 25 分
1 時間 55 分
26 時間
タンクローリ(16kL)
性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
1 時間 12 分

1 時間 42 分

12 時間

有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間。
屋内作業の移動時間について，通常の移動時間から 1.5 倍した時間を括弧内に記載している。
有効性評価で，事象発生を起点とし，当該作業が完了する事案として想定している時間。
代替原子炉補機冷却系：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)及び可搬型代替交流電源設備(電源車)。

第 24 表事故シーケンス

作業場所

1.0.2-144

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

屋内

全交流動力電源喪失(逃がし安全弁再閉失敗)

有効性評価上の作業時間※1
常設代替交流電源設備からの非常用 準備：50 分
高圧母線 Ｄ系 受電操作／受電失敗 操作/失敗確
確認
認：10 分
常設代替交流電源設備からの非常用 準備：50 分
高圧母線 Ｃ系 受電操作／受電失敗 操作/失敗確
確認
認：10 分
2 時間 30 分
低圧代替注水系(可搬型)による原子炉
リンク機構取り注水準備操作
外し含む
代替格納容器スプレイ冷却系(可搬型) 準備：2 時間
による格納容器スプレイ操作
操作：30 分
作業内容

作業時間
②

作業合計時間①＋②

有効性評価
想定時間※3

有効性評価想定時間に対する成立性

保管場所から作業現場に運搬する可搬型設備

4分(6 分)※2

14 分

18 分(20 分)※2

1 時間 10 分

事象発生 10 分後からの作業を想定しているが，移動時間に余裕を含めても有効性評価想定時間内に実施可能である－

5分(8 分)※2

20 分

25 分(28 分)※2

2 時間 10 分

事象発生 1 時間 10 分後からの作業を想定しているが，移動時間に余裕を含めても有効性評価想定時間内に実施可能である－

20 分(30 分)※2

1 時間 52 分

事象発生 1 時間 20 分後からの作業を想定しているが，移動時間に余裕を含めて2 時間 12 分
3 時間 50 分
も有効性評価想定時間内に実施可能である(2 時間 22 分)※2－

20 分
(30 分)※2

代替原子炉補機冷却系 準備操作

5 時間

40 分
(1 時間)※2

原子炉格納容器ベント 準備操作

事前作業：
1 時間
直前の作業：
1 時間 30 分

19 分(29 分)※2

原子炉格納容器ベント操作

１時間

常設代替交流電源設備からの受電操 準備：50 分
作
操作：10 分代替格納容器スプレイ冷却系(可搬型)
1 時間 20 分
による格納容器スプレイ系統構成復旧
低圧代替注水系(可搬型)による原子炉
1 時間 20 分
注水系統構成復旧
低圧代替注水系(可搬型)による原子炉
3 時間 50 分
注水準備操作2分(3 分)※2
8分(12 分)※2
5分(8 分)※2
5分(8 分)※2

1 時間
事象発生 7 時間後からの作業を想定しているが，移動時間に余裕を含めても有効
9 時間 30 分(1 時間 10 分)※2
性評価想定時間内に実施可能である
事象発生 3 時間 50 分後の別作業終了後からの作業を想定しているが，9 時間後
4 時間 00 分
9 時間
3 時間 20 分の別作業実施までに十分な余裕時間がある(4 時間 20 分)※2
40 分

29 分

2分
15 分
6分
4分

48 分
(58 分)※2
4分(5 分)※2
23 分(27 分)※2
11 分(14 分)※2
9分(12 分)※2－

事象発生 9 時間 30 分後からの作業を想定しているが，18 時間後までに行えばよ
いため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある－

約 19 時間

前作業からの継続－

事象発生 23 時間 10 分後からの作業を想定しているが，移動時間に余裕を含めて24 時間 10 分
も有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 24 時間 10 分後からの作業を想定しているが，移動時間に余裕を含めて25 時間 30 分
も有効性評価想定時間内に実施可能である
27 時間 05 分 前作業からの継続

1 時間 10 分

2 時間 35 分

3 時間 45 分

4 時間

2 時間 20 分

10 分※5

1 時間 12 分

1 時間 22 分

4 時間

代替原子炉補機冷却系 準備操作

10 時間

30 分

8 時間 30 分

9 時間

24 時間

原子炉格納容器ベント 準備操作

1 時間
[同時被災時は 2 時間]10 分[同時被災時
20 分]

35 分[同時被災時
1 時間 10 分]

45 分[同時被災時
1 時間 30 分]

18 時間

給油準備(電源車，大容量送水車(熱交
2 時間 20 分
換器ユニット用))

30 分

1 時間 12 分

1 時間 42 分

24 時間

給油準備(第一ガスタービン発電機)

30 分

１時間 25 分

1 時間 55 分

28 時間

2 時間

－

約 18 時間

給油準備(可搬型代替注水ポンプ)

屋外

※1
※2
※3
※4
※5

重要事故シーケンスごとの現場作業(2/6)

移動時間
①※2

－
－
－

事象発生 10 分後からの作業を想定しているが，移動時間に余裕を含めても有効
可搬型代替注水ポンプ性評価想定時間内に実施可能である
事象発生 1 時間 40 分後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないた
タンクローリ(4kL)
め有効性評価想定に対し十分な余裕時間がある
事象発生 10 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため有代替原子炉補機
効性評価想定に対し十分な余裕時間がある
冷却系※４
事象発生 16 時間後からの作業を想定しているが，4 時間後の別作業終了後から作業着手できるため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 21 時間 40 分後からの作業を想定しているが，前作業から継続して行うことが出来るため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 26 時間後からの作業を想定しているが，前作業から継続して行うことが出来るため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある

有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間。
屋内作業の移動時間について，通常の移動時間から 1.5 倍した時間を括弧内に記載している。
有効性評価で，事象発生を起点とし，当該作業が完了する事案として想定している時間。
代替原子炉補機冷却系：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)及び可搬型代替交流電源設備(電源車)。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から 5 号炉東側第二保管場所までの移動時間。

－
タンクローリ(4kL)
タンクローリ(16kL)

第 24 表事故シーケンス

作業
場所

30 分

8分
(12 分)※2

6分

14 分(18 分)※2

代替原子炉補機冷却系 準備操作

5 時間

40 分
(1 時間)※2

3 時間 20 分

4 時間 00 分(4 時間 20 分)※2

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

6 時間

30 分

5 時間 25 分

5 時間 55 分

給油準備(第一ガスタービン発電機)

2 時間

30 分

1 時間 25 分

1 時間 55 分

2 時間 20 分

30 分

1 時間 12 分

1 時間 42 分

10 時間

30 分

8 時間 30 分

9 時間

30 分

1 時間 12 分

1 時間 42 分

1.0.2-145

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

代替原子炉補機冷却系 準備操作

給油準備(電源車，大容量送水車(熱交
2 時間 20 分
換器ユニット用))
代替格納容器スプレイ冷却系(常設)準
30 分
備操作

原子炉格納容器ベント 準備操作
1 時間 30 分
崩壊熱除去機能喪失
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による6 時間(残留熱除去系
淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給が故障した場
2 時間 20 分
合)屋外 給油準備(可搬型代替注水ポンプ)
原子炉格納容器ベント 準備操作
原子炉停止機
能喪失

―

―

1 時間
[同時被災時は 2 時間]―低圧代替注水系(常設) 準備操作

30 分

原子炉格納容器ベント 準備操作

1 時間 30 分

屋内

ＬＯＣＡ時注水
機能喪失

作業合計時間①＋②
18 分(20 分)※2
25 分(28 分)※2

低圧代替注水系(常設) 準備操作

屋外 給油準備(可搬型代替注水ポンプ)

屋内

作業時間
②

移動時間
①※2
4分
(6 分)※2
5分(8 分)※2

屋内

崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した場
合)重要事故シーケンスごとの現場作業(3/6)

有効性評価上の作業時間※1
常設代替交流電源設備からの非常用 準備：50 分
高圧母線 D 系 受電操作
操作：10 分常設代替交流電源設備からの非常用 準備：50 分
高圧母線 C 系 受電操作
操作：10 分作業内容

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

8分(12 分)※2
9分(14 分)※2

14 分
20 分

6分
23 分

14 分
(18 分)※2
32 分(37 分)※2

有効性評価
想定時間※3

事象発生 10 分後からの作業を想定しているが，移動時間に余裕を含めても有－効性評価想定時間内に実施可能である
事象発生 1 時間 10 分後からの作業を想定しているが，移動時間に余裕を含め
2 時間 10 分－ても有効性評価想定時間内に実施可能である
事象発生 1 時間 30 分後からの作業を想定しているが，1 時間 10 分後の別作業
2 時間－
終了後から作業着手できるため移動時間に余裕を含めても有効性評価想定時間内に実施可能である
事象発生 9 時間後からの作業を想定しているが，20 時間後まで行われる屋外作
20 時間－
業終了までに対応すればよく十分な余裕時間がある
事象発生 6 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため有12 時間
可搬型代替注水ポンプ
効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 12 時間後からの作業を想定しているが，前作業から継続して行うこと
14 時間
タンクローリ(16kL)が出来るため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 9 時間 40 分後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないた
12 時間
タンクローリ(4kL)
め有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 10 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため
代替原子炉補機
20 時間
有効性評価想定に対し十分な余裕時間がある
冷却系※４
事象発生 17 時間 40 分後からの作業を想定しているが，前作業から継続して行う
20 時間
タンクローリ(4kL)ことが出来るため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 9 時間 30 分後からの作業を想定しているが，前後に別作業がないた
10 時間－
め有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 20 時間 30 分後からの作業を想定しているが，前後に別作業がないた
約 22 時間め有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 6 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため有12 時間
可搬型代替注水ポンプ
効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 9 時間 40 分後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないた
タンクローリ(4kL)
12 時間
め有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある

5 時間 25 分

5 時間 55 分

30 分

1 時間 12 分

1 時間 42 分

10 分[同時被災時
20 分]

35 分[同時被災時
1 時間 10 分]

45 分[同時被災時
1 時間 30 分]

約 22 時間

―

―

―

―

6分
23 分

14 分
(18 分)※2
32 分(37 分)※2

保管場所から作業現場に運搬する可搬型設備

1 時間 10 分

30 分

8分(12 分)※2
9分(14 分)※2

有効性評価想定時間に対する成立性

2 時間
約 17 時間

事象発生 20 時間後からの作業を想定しているが，12 時間後の別作業終了後から作業着手できるため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある

－

―

－

事象発生 1 時間 30 分後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないた－
め有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 15 時間 30 分後からの作業を想定しているが，前後に別作業がないた－
め有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 6 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため有可搬型代替注水ポンプ
効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある

6 時間

30 分

5 時間 25 分

5 時間 55 分

12 時間

屋外 原子炉格納容器ベント 準備操作

1 時間
[同時被災時は 2 時間]10 分[同時被災時
20 分]

35 分[同時被災時
1 時間 10 分]

45 分[同時被災時
1 時間 30 分]

約 17 時間

事象発生 15 時間後からの作業を想定しているが，12 時間後の別作業終了後から作業着手できるため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある－

給油準備(可搬型代替注水ポンプ)

2 時間 20 分

30 分

1 時間 12 分

1 時間 42 分

12 時間

事象発生 9 時間 40 分後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないた
め有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある

タンクローリ(4kL)

格納容器バイパ
1 時間 30 分
高圧炉心注水系からの漏えい停止操作
20 分
事象発生 2 時間 30 分後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないた
1 時間
ス(インターフェ
屋内(保護具装着
4 時間
40 分
イスシステムＬＯ(現場操作)(30 分)※2
め有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある(1 時間 10 分)※2含む)
ＣＡ)
※1 有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間。
※2 屋内作業の移動時間について，通常の移動時間から 1.5 倍した時間を括弧内に記載している。
※3 有効性評価で，事象発生を起点とし，当該作業が完了する事案として想定している時間。
※4 代替原子炉補機冷却系：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)及び可搬型代替交流電源設備(電源車)。

－

第 24 表
有効性評価上の作業時間※1
常設代替交流電源設備からの非常用 準備：15 分
雰囲気圧力・温高圧母線 D 系 受電操作
操作：5 分度による静的負荷( 格納容器 過 屋内 常設代替交流電源設備からの非常用 準備：25 分
高圧母線 C 系 受電操作
操作：5 分圧・過温破損)事故シーケンス

作業
場所

共通

作業内容

重要事故シーケンスごとの現場作業(4/6)

移動時間
①※2
4分
(6 分)※2
5分(8 分)※2
8分(12 分)※2

作業時間
②
14 分
20 分
6分

作業合計時間①＋②
18 分(20 分)※2
25 分(28 分)※2
14 分(18 分)※2

重大事故

低圧代替注水系(常設) 準備操作

30 分

代替原子炉補機冷却系 準備操作

5 時間

20 分
(30 分)※2

1 時間 35 分

1 時間 55 分(2 時間 5 分)※2

低圧代替注水系(可搬型)による原子炉
屋内 注水 準備操作

30 分

5分
(8 分)※2

15 分

20 分(23 分)※2

その 1：2 時間
その 2：30 分

その 1：8 分(12 分)※2
その 2：6 分(9 分)※2

その 1：46 分
その 2：15 分

その 1：54 分(58 分)※2
その 2：21 分(24 分)※2

6 時間

30 分

5 時間 25 分

5 時間 55 分

給油準備(可搬型代替注水ポンプ)

2 時間 20 分

30 分

1 時間 12 分

1 時間 42 分

給油準備(第一ガスタービン発電機)

2 時間

30 分

１時間 25 分

1 時間 55 分

代替原子炉補機冷却系 準備操作

10 時間

30 分

8 時間 30 分

9 時間

30 分

1 時間 12 分

1 時間 42 分

30 分

2 時間 15 分

2 時間 45 分

雰囲気圧力・温度による静的負荷( 格納容器 過圧・過温破損)※代替循環冷却を使用する場合

代替循環冷却系 準備操作

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

1.0.2-146

屋外
給油準備(電源車，大容量送水車(熱交
2 時間 20 分
換器ユニット用))
低圧代替注水系(可搬型)による原子炉
6 時間
注水 準備操作原子炉格納容器ベント準備 操作

1 時間

屋内
原子炉格納容器ベント 操作
1 時間
雰囲気圧力・温度による静的負可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による6 時間
荷( 格納容器 過淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給
圧・過温破損)※代替循環冷給油準備(可搬型代替注水ポンプ)
2 時間 20 分
却を使用しない 屋外
場合
給油準備(第一ガスタービン発電機)
2 時間
原子炉格納容器ベント 準備操作
※1
※2
※3
※4

1 時間

6分
(9 分)※2
3分(5 分)※2

2分
21 分

8分
(11 分)※2
24 分(26 分)※2

30 分

5 時間 25 分

5 時間 55 分

30 分

1 時間 12 分

1 時間 42 分

30 分

１時間 25 分

1 時間 55 分

10 分

35 分

45 分

有効性評価
想定時間※3

有効性評価想定時間に対する成立性

保管場所から作業現場に運搬する可搬型設備

事象発生 10 分後からの作業を想定しているが，移動時間に余裕を含めても有－効性評価想定時間内に実施可能である
事象発生 30 分後からの作業を想定しているが，移動時間に余裕を含めても有1 時間－
効性評価想定時間内に実施可能である
事象発生 4 時間後からの作業を想定しているが，1 時間後の別作業終了後から
4 時間 30 分－
作業着手できるため有効性評価想定時間に十分な余裕時間がある
事象発生 10 時間後からの作業を想定しているが，4 時間 30 分後の別作業終了
後から作業着手できるため有効性評価想定時間までに対し十分な余裕時間が
ある
15 時間
－
また，20 時間後までの間に代替循環冷却準備操作として 2 時間の操作を想定しているが，それを含めても有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 16 時間後からの作業を想定しているが，事象発生 22 時間後に想定し22 時間－ている低圧代替注水停止までに現場操作を行えばよく，有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 20 時間後までの作業(その１)と 22 時間 30 分後までの作業(その 2)を想定している
20 時間
20 時間後までの作業(その１)は，事象発生 2 時間後から作業着手できるため有－22 時間 30 分 効性評価想定時間に十分な余裕時間がある
22 時間 30 分後までの作業(その 2)は，20 時間後までの作業終了後から継続して実施できるため有効性評価想定時間内に実施可能である
事象発生 6 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため有12 時間
可搬型代替注水ポンプ
効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 9 時間 40 分後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないた
12 時間
タンクローリ(4kL)
め有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 12 時間後からの作業を想定しているが，前作業から継続して行うこと
14 時間
タンクローリ(16kL)が出来るため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 10 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため
代替原子炉補機
20 時間
有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
冷却系※４
事象発生 17 時間 40 分後からの作業を想定しているが，前作業から継続して行う
20 時間
タンクローリ(4kL)ことが出来るため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 16 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため
22 時間
可搬型代替注水ポンプ
有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 36 時間後の作業を想定しているが，それ以前の作業はないため有効
約 37 時間－性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 37 時間後の作業を想定しているが，それ以前の作業はないため有効
約 38 時間－性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 6 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため有12 時間
可搬型代替注水ポンプ
効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 9 時間 40 分後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないた
12 時間
タンクローリ(4kL)
め有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 12 時間後からの作業を想定しているが，前作業から継続して行うこと
14 時間
タンクローリ(16kL)が出来るため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 36 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため
約 38 時間－
有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
30 分

有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間。
屋内作業の移動時間について，通常の移動時間から 1.5 倍した時間を括弧内に記載している。
有効性評価で，事象発生を起点とし，当該作業が完了する事案として想定している時間。
代替原子炉補機冷却系：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)及び可搬型代替交流電源設備(電源車)。

第 24 表事故シーケンス

作業
場所

作業内容

有効性評価上の作業時間※1

重要事故シーケンスごとの現場作業(5/6)

移動時間
①※2
8分
(12 分)※2

作業時間②

作業合計時間①＋②
14 分(18 分)※2

有効性評価想定時間に対する成立性

保管場所から作業現場に運搬する可搬型設備

重大事故

事象発生 50 分後からの作業を想定してるが，それ以前の作業はないため有効－性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 10 時間後からの作業を想定しているが，1.4 時間後からの別作業終了後から作業着手できるため，有効性評価想定に対し十分な余裕時間がある
20 時間－
また，20 時間後までの間に代替循環冷却準備操作として 2 時間の操作を想定しているが，それを含めても有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 20 時間後までの作業(その１)と 20 時間 30 分後までの作業(その 2)を想定している20 時間後までの作業(その１)は，代替原子炉補機冷却系準備作業を含めても20 時間 30 分－
有効性評価想定時間に十分な余裕時間がある
20 時間 30 分後までの作業(その 2)は，20 時間後までの作業終了後から継続して実施できるため有効性評価想定時間内に実施可能である
事象発生 6 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため
12 時間
可搬型代替注水ポンプ
有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 9 時間 40 分後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はない
12 時間
タンクローリ(4kL)
ため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある

原子炉格納容器下部注水系 準備

30 分

代替原子炉補機冷却系 準備操作

5 時間

20 分
(30 分)※2

1 時間 35 分

その 1：2 時間
その 2：30 分

その 1：8 分(12 分)※2
その 2：6 分(9 分)※2

その 1：54 分
その 1：46 分(58 分)※2
その 2：15 分 その 2：21 分(24 分)※2

6 時間

30 分

5 時間 25 分

5 時間 55 分

給油準備(可搬型代替注水ポンプ)

2 時間 20 分

30 分

1 時間 12 分

1 時間 42 分

代替原子炉補機冷却系 準備操作

10 時間

30 分

8 時間 30 分

9 時間

20 時間

事象発生 10 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため
有効性評価想定に対し十分な余裕時間がある

代替原子炉補機
冷却系※４

30 分

1 時間 12 分

1 時間 42 分

20 時間

事象発生 17 時間 40 分後からの作業を想定しているが，前作業から継続して行うことが出来るため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある

タンクローリ(4kL)

6分

1 時間 55 分(2 時間 5 分)※2

屋内

高圧溶融物放出／格納容器雰囲
気直接加熱

有効性評価
想定時間※3

代替循環冷却系 準備操作

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給
屋外

給油準備(電源車，大容量送水車(熱交
2 時間 20 分
換器ユニット用))

1.4 時間

－

－

－

－

－

－

－

－

－

水素燃焼

－

－

－

－

－

－

－

－

－

溶融炉心・コンク
リート相互作用

－

－

－

－

－

－

－

－

－

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による淡水貯水池から使用済燃料プールへの
屋外 注水(常用スプレイヘッダ使用)

6 時間

30 分

5 時間 15 分

5 時間 45 分

12 時間

給油準備(可搬型代替注水ポンプ)

2 時間 20 分

30 分

1 時間 12 分

1 時間 42 分

使用済燃料プール水位低下要因調査
調査：1 時間
屋内 及び使用済燃料プール漏えい箇所の隔離：30 分隔離6 分※5(9 分)※2

15 分※5

21 分※5(24 分)※2

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による淡水貯水池から使用済燃料プールへの
屋外 注水(常用スプレイヘッダ使用)

6 時間

30 分

5 時間 15 分

5 時間 45 分

12 時間

事象発生 6 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため可搬型代替注水ポンプ
有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある

給油準備(可搬型代替注水ポンプ)

2 時間 20 分

30 分

1 時間 12 分

1 時間 42 分

12 時間

事象発生 9 時間 40 分後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はない
ため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故

1.0.2-147

原子炉圧力容器
外の溶融燃料－
冷却材相互作用想定事故 1

想定事故 2

※1
※2
※3
※4
※5

事象発生 6 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため可搬型代替注水ポンプ
有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある

事象発生 9 時間 40 分後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はない
ため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 1 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため
有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
2 時間 30 分
また，2 時間後からの隔離操作は，要因調査から継続して実施することが可能
である
12 時間

有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間。
屋内作業の移動時間について，通常の移動時間から 1.5 倍した時間を括弧内に記載している。
有効性評価で，事象発生を起点とし，当該作業が完了する事案として想定している時間。
代替原子炉補機冷却系：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)及び可搬型代替交流電源設備(電源車)。
使用済燃料プール水位低下要因調査時間は含まない。

タンクローリ(4kL)－

タンクローリ(4kL)

第 24 表事故シーケンス

作業
場所

作業内容

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

崩壊熱除去機
残留熱除去系(原子炉停止時冷却モー
屋内
能喪失
ド)運転
常設代替交流電源設備からの非常用高圧母線 D 系 受電操作
屋内 常設代替交流電源設備からの非常用高圧母線 C 系 受電操作
全交流動力電源喪失

有効性評価上の作業時間※1
30 分
準備：50 分
操作：10 分
準備：50 分
操作：10 分重要事故シーケンスごとの現場作業(6/6)

移動時間
①※2
5分
(8 分)※2
5分(8 分)※2
5分(8 分)※2
40 分(1 時間)※2

作業時間②

作業合計時間 有効性評価①＋②
想定時間※312 分
7分
3 時間 30 分(15 分)※2
25 分
20 分
1 時間 10 分(28 分)※2
25 分
20 分
2 時間 10 分(28 分)※2
4 時間 00 分
20 時間
3 時間 20 分(4 時間 20 分)※2

代替原子炉補機冷却系 準備操作

5 時間

給油準備(第一ガスタービン発電機)

2 時間

30 分

１時間 25 分

1 時間 55 分

12 時間

屋外 代替原子炉補機冷却系 準備操作

10 時間

30 分

8 時間 30 分

9 時間

20 時間

30 分

1 時間 12 分

1 時間 42 分

20 時間

給油準備(電源車，大容量送水車(熱交
2 時間 20 分
換器ユニット用))

有効性評価想定時間に対する成立性
事象発生 2 時間後からの作業を想定しているが，同時刻で対応する中央制御
室側の操作想定時間 1 時間 30 分に対して余裕時間がある
事象発生 10 分後からの作業を想定しているが，移動時間に余裕を含めても有効性評価想定時間内に実施可能である
事象発生 1 時間 10 分後からの作業を想定しているが，移動時間に余裕を含めても有効性評価想定時間内に実施可能である
事象発生 10 時間後からの作業を想定しているが，同時刻に行われている屋外
作業終了までに対応すればよく十分な余裕時間がある
事象発生 10 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため
有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 10 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業はないため
有効性評価想定に対し十分な余裕時間がある
事象発生 17 時間 40 分後からの作業を想定しているが，前作業から継続して行うことが出来るため有効性評価想定時間に対し十分な余裕時間がある
事象発生 1 時間 10 分後からの作業を想定しているが，1 時間後までの別作業終了後から継続して実施するため有効性評価想定時間内に実施可能である

原子炉冷却材
6分
5分
1分
2 時間
屋内 原子炉水位回復操作
50 分の流出(9 分)※2(8 分)※2
反応度の誤投
－
－
－
－
－
－
－
入
※1 有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間。
※2 屋内作業の移動時間について，通常の移動時間から 1.5 倍した時間を括弧内に記載している。
※3 有効性評価で，事象発生を起点とし，当該作業が完了する事案として想定している時間。
※4 代替原子炉補機冷却系：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)及び可搬型代替交流電源設備(電源車)。

－

保管場所から作業現場に運搬する可搬型設備－－－－
タンクローリ(16kL)
代替原子炉補機
冷却系※４
タンクローリ(4kL)－－

1.0.2-148

第 25 表

有効性評価上の作業時間※1
30 分
1 時間 30 分
1 時間
事前作業 1 時間
直前の作業 1 時間 30 分
30 分

作業内容
低圧代替注水系（常設）準備操作
原子炉格納容器ベント準備操作

残留熱除去系

屋内作業の成立性評価結果

原子炉停止時冷却モード準備

低圧注水モードから原子炉停止時冷却モード切替

30 分

所内蓄電式直流電源設備切替操作（A→A-2）

19 分(29 分)

29 分

○

48 分(58 分)

5 分(8 分)7分○

12 分(15 分)○

12 分(15 分)

5 分(8 分)

7分
6分
3 時間 20 分
1 時間 35 分
2分
21 分
13 分

評価結果
①＋②
○ 14 分(18 分)○ 32 分(37 分)○ 8 分(11 分)

所内蓄電式直流電源設備切替操作（A-2→AM 用）

準備 30 分操作 15 分常設代替交流電源設備からの受電操作

準備 50 分操作 10 分

8 分（12 分）

15 分○

23 分(27 分)遮断器制御電源確保

準備 30 分 操作 10 分
準備 50 分 操作 10 分
準備 15 分 操作 5 分
準備 50 分 操作 10 分

3 分(5 分)

18 分○

21 分(23 分)

4 分(6 分)14 分○

18 分(20 分)

5 分(8 分)

20 分

○25 分(28 分)

準備 50 分 操作 10 分
準備 25 分 操作 5 分

5 分(8 分)

20 分○

20 分(30 分)

1 時間 12 分

5 分(8 分)

15 分

○20 分(23 分)

20 分(30 分)

40 分○ 1 時間(1 時間 10 分)

1 時間 20 分

5 分(8 分)6分○

11 分(14 分)

1 時間 20 分

5 分(8 分)4分○

9 分(12 分)

30 分
1 時間 30 分（保護具装着含む）
その 1:2 時間
その 2:30 分
30 分
調査 1 時間
隔離 30 分
30 分
50 分

8 分(12 分)

6分○

14 分(18 分)

20 分(30 分)

40 分

○

1 時間(1 時間 10 分)

その 1:8 分(12 分)
その 2:6 分(9 分)
8 分(12 分)

その 1:46 分
その 2:15 分
6分○○

その 1:54 分(58 分)
その 2:21 分(24 分)○ 14 分(18 分)

6 分(9 分)15 分○

5 分(8 分)
5 分(8 分)7分
1分

○ 12 分(15 分)○ 6 分(9 分)

準備操作

5 時間

原子炉格納容器ベント操作

常設代替交流電源設備からの非常用高圧母線

1.0.2-149

常設代替交流電源設備からの非常用高圧母線

1 時間

D系

C系

受電操作

受電操作

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備操作
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ
操作
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ
系統構成復旧

2 時間 15 分(リンク機構取り
外し含む)
30 分
準備 2 時間低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水系統構成復旧
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）準備操作
高圧炉心注水系からの漏えい停止操作（現場操作）
代替循環冷却系

操作 10 分

作業時間
②
6分
23 分
2分

5 分(8 分)40 分(1 時間)
20 分(30 分)
2 分(3 分)3 分(5 分)
10 分(15 分)

代替原子炉補機冷却系

準備 30 分

移動時間※2①
8 分(12 分)
9 分(14 分)
6 分(9 分)準備操作

原子炉格納容器下部注水系 準備
使用済燃料プール水位低下要因調査及び使用済燃料プール漏えい箇所の隔離
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）運転
原子炉水位回復操作

操作 30 分※1

有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間。

※2

屋内作業の移動時間について，通常の移動時間から 1.5 倍した時間を括弧内に記載している。

○ 11 分(14 分)○ 4 時間 00 分(4 時間 20 分)○ 1 時間 55 分(2 間 5 分)
○ 4 分(5 分)○ 24 分(26 分)○ 23 分(28 分)○

25 分(28 分)

1 時間 32 分(1 時間 42 分)

21 分(24 分)

6.発電所構外からの緊急時対策要員参集
発電所構外からの緊急時対策要員の参集方法，参集ルート，想定参集時間について，別紙
26 に示す。緊急時対策要員の大多数は柏崎市及び刈羽村に居住しており，参集手段が徒歩
移動のみを想定した場合であっても約 6 時間で発電所に参集と考えられること，また，年末
年始及びゴールデンウィーク等の大型連休に重大事故等が発生した場合であっても，5 時間
30 分以内に参集可能な緊急時対策要員は 350 名以上と考えられることから，10 時間以内に外部から発電所へ参集する 6 号炉及び 7 号炉の対応を行うために必要な緊急時対策要員※（106 名（1～7 号炉の対応を行う必要な要員は合計 114 名））は確保可能である。
また，事象発生から 10 時間以内の重大事故等発生時の対応においては，発電所内に常時確保する 44 名の緊急時対策要員により対応が可能であるが，早期に要員数が約 2 倍となれ
ば，より迅速・多様な重大事故等への対処が可能と考えられる。このため，徒歩参集，要員
自身の被災，過酷な天候及び道路の被害等を考慮し，事象発生から約 6 時間を目処に，外部から発電所に参集する 40 名の緊急時対策要員※を確保する。
※

必要な要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。

(1) 非常召集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合に，発電所外にいる緊急時対策要員を速やかに非常召集するため，「自動呼出・安否確認システム」，「通信連絡設備」等を活用し，要員の非常召集を行う。
新潟県内で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，非常召集連絡がなくても自発的に参集する。
地震等により家族，自宅等が被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
集合場所は，基本的には柏崎エネルギーホール又は刈羽寮とするが，発電所からのプラント状況が確実に入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
柏崎エネルギーホール又は刈羽寮に集合した要員は，発電所対策本部と非常召集に係る以下の確認，調整を行い，通信連絡設備，懐中電灯等を持参し，発電所と連絡を取りながら集団で移動する。柏崎エネルギーホール，刈羽寮には通信連絡設備として衛星電話設備（可搬型）を各 10 台配備する。
①発電所の状況（発電所への移動が可能なプラント状況かどうか（原子炉格納容器ベントの実施見通し），発電所に行くための必要な装備（放射線防護服，マスク，線量計を含む））②その他発電所で得られた情報（発電所への移動に関する道路状況等，移動するうえで有益な情報③発電所へ移動する人の情報（人数，体調，移動手段（徒歩，車両），連絡先）

1.0.2-150

(2) 非常召集となる要員
発電所対策本部（全体体制）については，発電所員約 1,120 名のうち，約 900 名（平成29 年 4 月現在）が柏崎市又は刈羽村に在住しており，数時間で相当数の要員の非常召集が可能である。

1.0.2-151

9.別紙
別紙 1
(1)

主事象
副事象

アクセスルートへの外部事象の重畳による影響について

地震

地震

凍結
落雷
（低温）

火山の
影響

森林
火災

生物学
的事象

(7b)

(8b)

(9b)

(10b)

(15b)

(16b)

(17b)

(18b)

(19b)

(22b)

(23b)

(24b)

(25b)

(26b)

(27b)

(29b)

(30b)

(31b)

(32b)

(33b)

(34b)

(35b)

(36b)

(37b)

(38b)

(39b)

(40b)

(41b)

(42b)

(43b)

(44b)

(45b)

(46b)

(47b)

(48b)

(49b)

(50b)

(51b)

(52b)

(53b)

(54b)

津波

降水

積雪

風

竜巻

(1b)

(2b)

(3b)

(4b)

(5b)

(6b)

(11b)

(12b)

(13b)

(14b)

(20b)

(21b)
(28b)

津波

(1a)

降水

(2a)

(11a)

積雪

(3a)

(12a)

(20a)

風

(4a)

(13a)

(21a)

(28a)

竜巻

(5a)

(14a)

(22a)

(29a)

(35a)

凍結
(6a)
（低温）

(15a)

(23a)

(30a)

(36a)

(41a)

(7a)

(16a)

(24a)

(31a)

(37a)

(42a)

(46a)

(8a)

(17a)

(25a)

(32a)

(38a)

(43a)

(47a)

(50a)

(9a)

(18a)

(26a)

(33a)

(39a)

(44a)

(48a)

(51a)

(53a)

(10a)

(19a)

(27a)

(34a)

(40a)

(45a)

(49a)

(52a)

(54a)

落雷
火山の
影響
森林
火災
生物学
的事象

(55b)
(55a)

【凡例】
（0）○ × △⇒主事象○×副事象△の順で記載。主事象○及び副事象△の重畳により増長する荷重の影響を受け，単独事象より機能喪失する可能性が高まる場合，下記項目についてその内容を記載する。主事象○と副事象△の相関性がない場合は，副事象はプラント供用期間中に発生する可能性がある規模を想定し，主事象は設計基準を超えた場合までを想定する。相関性があると考えられる場合は主事象・副事象ともに，設計基準を超えた場合までを想定する。
保管場所の耐性：

保管場所にある重大事故等対処設備が，重畳荷重等により機能喪失する可能性について記載する。

作業環境：

保管場所での各種作業や，斜面崩壊土砂撤去，段差復旧，除雪・除灰等の屋外作業を行う場合の環境について記載する。

屋外ルート：

屋外アクセスルートについて斜面崩壊土砂撤去，段差復旧，除雪・除灰等の屋外作業を行う場合の環境について記載する。

1.0.2-152

屋内ルート：

建屋に対する荷重影響について記載する。

（1a）地震 × 津波（1b）津波 × 地震
※相関性があるため，主事象と副事象の区別が不要
保管場所の耐性：
作

業

環

境

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（2a）地震 ×

降水

保管場所の耐性：

作

業

環

境

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（2b）降水 ×

作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：

業

環

境

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（3b）積雪 ×

降水により地滑りが発生しやすい状況になり得る。重大事故等対処設備が機能喪失しても設計基準事故対処設備については機能を維持する。また，重大事故等対処設備は複数箇所に分散配置されているため，同時に機能喪失することは考えにくい。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
建屋内のため影響なし。排水設備が地震で損壊し，建屋屋上に滞留水が生じても全ての排水設備が詰まることは考えにくい。

積雪

保管場所の耐性：
作

降水により地滑りが発生しやすい状況になり得る。重大事故等対処設備が機能喪失しても設計基準事故対処設備については機能を維持する。また，重大事故等対処設備は複数箇所に分散配置されているため，同時に機能喪失することは考えにくい。
降水時に段差等の整地作業を行う必要があるため，作業効率が低下するものの，全く作業ができなくなることは考えにくい。
降水時に斜面崩壊土砂撤去及び段差等の整地作業を行う必要があるため，作業効率が低下するものの，全く作業ができなくなることは考えにくい。
建屋内のため影響なし。排水設備が地震で損壊し，建屋屋上に滞留水が生じても全ての排水設備が詰まることは考えにくい。

地震

保管場所の耐性：（3a）地震 ×

設計基準を超える津波を仮定しても，高台まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
設計基準を超える津波を仮定しても，高台まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
サブルートが通行不能となる可能性があるが，その場合も荒浜側高台保管場所の西側アクセスルート（以下，単に「高台西側アクセスルート」という）については通行可能である。地震による斜面崩壊土砂撤去及び段差や津波によるがれきが生じた場合は，ホイールローダ等の重機で対応する。
耐震性のある浸水対策を施してあるため，影響なし。

重大事故等対処設備上に堆積した積雪は除雪を行うため，地震時に影響が生じることはない。
除雪に加えて斜面崩壊土砂撤去及び段差の整地作業が輻輳するため作業量が増加するものの，作業不能となることは考えにくい
除雪に加えて段差の整地作業が輻輳するため作業量が増加するものの，作業不能となることは考えにくい。
建屋に対する荷重は増長するが，影響なし。

地震

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：荷重は増長するが，影響なし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
建屋に対する荷重は増長するが，影響なし。

1.0.2-153

（4a）地震 ×

風

保管場所の耐性：

作

業

環

境

地震の加振力と風圧が同時に作用した場合は横転の可能性があるが，重畳が発生するとしても瞬時の事象であり，作用する力のベクトルも考慮に入れると発生頻度は極めて低い。
強風中に斜面崩壊土砂撤去及び段差の整地作業を行うため，作業時間が増加する可能性があるものの，作業不能となることは考えにくい。
強風中に斜面崩壊土砂撤去及び段差の整地作業を行うため，作業時間が増加する可能性があるものの，作業不能となることは考えにくい。
建屋に対する荷重は増長する可能性があるが，影響なし。

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（4b）風 ×

地震

保管場所の耐性：

地震の加振力と風圧が同時に作用した場合は横転の可能性があるが，重畳が発生するとしても瞬時の事象であり，作用する力のベクトルも考慮に入れると発生頻度は極めて低い。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
建屋に対する荷重は増長する可能性があるが，影響なし。

作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（5a）地震 ×

竜巻

保管場所の耐性：

作

業

環

境

地震の加振力と風圧が同時に作用した場合は横転の可能性があるが，重畳が発生するとしても瞬時の事象であり，作用する力のベクトルも考慮に入れると発生頻度は極めて低い。
竜巻飛散物の除去作業と斜面崩壊土砂撤去及び段差の整地作業が輻輳するため作業量が増加するものの，対応は可能である。
竜巻飛散物の除去作業と斜面崩壊土砂撤去及び段差の整地作業が輻輳するため作業量が増加するものの，対応は可能である。
増長する影響モードなし。

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（5b）竜巻 ×

地震

保管場所の耐性：

地震の加振力と風圧が同時に作用した場合は横転の可能性があるが，重畳が発生するとしても瞬時の事象であり，作用する力のベクトルも考慮に入れると発生頻度は極めて低い。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（6a）地震 ×

凍結（低温）

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（6b）凍結（低温）

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（7a）地震 ×

地震

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

落雷

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
段差等の整地作業を行う必要があるため，落雷警報発生時を避け対応する。
斜面崩壊土砂撤去及び段差の整地作業をするため重機を使用して屋外作業を行うが，落雷警報発生時を避け対応する。
増長する影響モードなし。

1.0.2-154

（7b）落雷 ×

地震

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（8a）地震 ×

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

火山の影響

保管場所の耐性：
作

業

環

境

：

重大事故等対処設備上に堆積した降下火砕物は除灰を行うため，地震時に影響が生じることはない。
除灰と斜面崩壊土砂撤去及び段差の整地作業が輻輳するため作業量が増加する
ものの，対応は可能である。
除灰と斜面崩壊土砂撤去及び段差の整地作業が輻輳するため作業量が増加する
ものの，対応は可能である。
建屋に対する荷重は増長するが，影響なし。

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（8b）火山の影響

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（9a）地震 ×

森林火災

保管場所の耐性：

作

業

環

境

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（9b）森林火災

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（10a）地震 ×

地震
重大事故等対処設備上に堆積した降下火砕物は除灰を行うため，地震時に影響が生じることはない。
増長する影響モードなし。
火山の単独事象に包絡。（地震影響がない，若しくは影響の少ないルートの除灰作業を優先する。）
建屋に対する荷重は増長するが，除灰するため影響なし。

増長する影響モードなし。（防火帯が崩れ，発電所内に延焼する可能性がある。
重大事故等対処設備の移動により対応する場合，高台より西側（海側）のアク
セスルート」を使用する。）
重大事故等対処設備の移動と斜面崩壊土砂撤去及び段差の整地作業が輻輳する
ため作業量が増加するものの，対応は可能である。
高台より西側（海側）のアクセスルートを使用する。延焼を食い止め，アクセ
スルートを確保するため，消火活動が必要となる。また，斜面崩壊土砂撤去及び段差の整地作業もあり，作業が輻輳するため作業量が増加するものの，対応は可能である。
増長する影響モードなし。

地震
設計基準を超える森林火災の場合，防火帯を超えて発電所内に延焼する可能性がある。重大事故等対処設備を移動する必要がある場合は，高台西側アクセス
ルートを使用する。
増長する影響モードなし。
高台保管場所より西側（海側）のアクセスルートを使用する。
増長する影響モードなし。

生物学的事象保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

1.0.2-155

（10b）生物学的事象
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（11a）津波 ×

業

環

境

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（11b）降水 ×

業

環

境

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（12b）積雪 ×

業

環

境

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（13b）風 ×

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

風

保管場所の耐性：
作設計基準を超える津波を仮定しても，保管場所まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
設計基準を超える津波を仮定しても，保管場所まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
除雪と津波のがれき撤去作業が輻輳するため作業量が増加するものの，対応は可能である。
増長する影響モードなし。

津波

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（13a）津波 ×

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
浸水対策をしているため，影響なし。

積雪

保管場所の耐性：
作設計基準を超える津波を仮定しても，保管場所まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
設計基準を超える津波を仮定しても，保管場所まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
設計基準を超える津波の場合，降水中にがれきの撤去作業を行う必要があるため，作業効率が低下するものの，全く作業ができなくなることは考えにくい。
浸水対策をしているため，影響なし。

津波

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（12a）津波 ×

地震

降水

保管場所の耐性：作

×

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

設計基準を超える津波を仮定しても，保管場所まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
設計基準を超える津波を仮定しても，保管場所まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
津波のがれきと風の飛散物の重畳により作業量が増加するものの，作業不能となることは考えにくい。
増長する影響モードなし。

津波

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

1.0.2-156

（14a）津波 ×

竜巻

保管場所の耐性：
作

業

環

境

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（14b）竜巻 ×

津波

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（15a）津波 ×

業

環

境

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（15b）凍結（低温）
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（16a）津波 ×

業

環

境

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（16b）落雷 ×

業

環

境

津波

設計基準を超える津波を仮定しても，保管場所まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
設計基準を超える津波を仮定しても，保管場所まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
設計基準を超える津波の場合，がれきを撤去するため重機を使用して屋外作業を行うが，落雷警報発生時を避け対応する。
増長する影響モードなし。

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

火山の影響

保管場所の耐性：作

×

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

津波

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（17a）津波 ×

設計基準を超える津波を仮定しても，保管場所まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
設計基準を超える津波を仮定しても，保管場所まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
設計基準を超える津波の場合，がれきを撤去するため重機が必要であるが，凍結（低温）事象は気象予報により想定可能なため，暖機運転等適切に対処することができる。
増長する影響モードなし。

落雷

保管場所の耐性：作

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

凍結（低温）

保管場所の耐性：
作設計基準を超える津波を仮定しても，保管場所まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
設計基準を超える津波を仮定しても，保管場所まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
津波のがれきと竜巻飛散物の重畳により作業量が増加するものの，対応は可能である。
増長する影響モードなし。

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：設計基準を超える津波を仮定しても，高台まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
設計基準を超える津波を仮定しても，高台まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
設計基準を超える津波の場合，除灰と津波のがれき撤去作業が輻輳するため作業量が増加するものの，対応は可能である。
増長する影響モードなし。

1.0.2-157

（17b）火山の影響

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（18a）津波 ×

森林火災

保管場所の耐性：
作

業

環

境

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（18b）森林火災

業

環

境

津波
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
高台より西側（海側）のアクセスルートを使用する。
増長する影響モードなし。

生物学的事象保管場所の耐性：
作設計基準を超える津波を仮定しても，保管場所まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
設計基準を超える津波を仮定しても，保管場所まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（19a）津波 ×：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：設計基準を超える津波を仮定しても，高台まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
設計基準を超える津波を仮定しても，高台まで浸水することは現実的には考えにくいため，増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

（19b）生物学的事象
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（20a）降水 ×

津波（積雪後の降水）

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
建屋に対する荷重は増長するが，影響なし。

降水

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（21a）降水 ×

×

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

積雪保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（20b）積雪 ×

津波

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

（積雪後の降水）

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
建屋に対する荷重は増長するが，影響なし。

風

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
降水時に風の飛散物の撤去作業を行う必要があるため作業効率が低下するものの，全く作業ができなくなることは考えにくい。
降水時に風の飛散物の撤去作業を行う必要があるため作業効率が低下するものの，全く作業ができなくなることは考えにくい。
増長する影響モードなし。

1.0.2-158

（21b）風 ×

降水

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（22a）降水 ×

竜巻

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（22b）竜巻 ×屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（23b）凍結（低温）
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：増長する影響モードなし。（積雪の単独事象に包絡）増長する影響モードなし。（積雪の単独事象に包絡）増長する影響モードなし。（積雪の単独事象に包絡）増長する影響モードなし。

×

降水

増長する影響モードなし。（凍結（低温），積雪の各単独事象に包絡）増長する影響モードなし。（凍結（低温），積雪の各単独事象に包絡）増長する影響モードなし。（凍結（低温），積雪の各単独事象に包絡）増長する影響モードなし。

落雷

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（24b）落雷 ×

増長する影響モードなし。
竜巻通過後，降水中に竜巻飛散物の撤去作業を行う必要があるため作業効率が低下するものの，全く作業ができなくなることは考えにくい。
竜巻通過後，降水中に竜巻飛散物の撤去作業を行う必要があるため作業効率が低下するものの，全く作業ができなくなることは考えにくい。
増長する影響モードなし。

凍結（低温）

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（24a）降水 ×

増長する影響モードなし。
竜巻通過後，降水中に竜巻飛散物の撤去作業を行う必要があるため作業効率が低下するものの，全く作業ができなくなることは考えにくい。
竜巻通過後，降水中に竜巻飛散物の撤去作業を行う必要があるため作業効率が低下するものの，全く作業ができなくなることは考えにくい。
増長する影響モードなし。

降水

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：（23a）降水 ×

増長する影響モードなし。
降水時に風の飛散物の撤去作業を行う必要があるため作業効率が低下するものの，全く作業ができなくなることは考えにくい。気象予報により屋外での作業が困難なレベルの強風が想定される場合はプラントを停止する。
降水時に風による飛散物の撤去作業を行う必要があるため作業効率が低下する
ものの，全く作業ができなくなることは考えにくい。気象予報により屋外での作業が困難なレベルの強風が想定される場合はプラントを停止する。
増長する影響モードなし。

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

降水

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

1.0.2-159

（25a）降水 ×

火山の影響

保管場所の耐性：
作

業

環

境

湿分を吸収することにより，降下火砕物の荷重が増長するが，除灰するため影響なし。
重大事故等対処設備上の降下火砕物の撤去等，重機を用いない除灰作業の負担が増加するものの，湿潤状態の降下火砕物を想定した除灰体制とするため，影響なし。
重機で除灰するため影響なし。ただし，降水の影響が強い場合は斜面で泥流のような状況になり得るため，降水が弱まるまで作業不可能。降水の状況を見極めて対応する。
建屋に対する荷重は増長するが，影響なし。

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（25b）火山の影響

×

保管場所の耐性：
作

業

環

境

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（26a）降水 ×

森林火災

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（26b）森林火災

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（27a）降水 ×

影響が緩和される組み合わせのため，それぞれ単独事象に包絡。
影響が緩和される組み合わせのため，それぞれ単独事象に包絡。
影響が緩和される組み合わせのため，それぞれ単独事象に包絡。
影響が緩和される組み合わせのため，それぞれ単独事象に包絡。

降水
影響が緩和される組み合わせのため，それぞれ単独事象に包絡。
影響が緩和される組み合わせのため，それぞれ単独事象に包絡。
影響が緩和される組み合わせのため，それぞれ単独事象に包絡。
影響が緩和される組み合わせのため，それぞれ単独事象に包絡。

生物学的事象保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（27b）生物学的事象
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（28a）積雪 ×

降水

湿分を吸収することにより，降下火砕物の荷重が増長するが，除灰するため影響なし。
重大事故等対処設備上の降下火砕物の撤去等，重機を用いない除灰作業の負担が増加するものの，湿潤状態の降下火砕物を想定した除灰体制とするため，影響なし。
重機で除灰するため影響なし。ただし，降水の影響が強い場合は斜面で泥流のような状況になり得るため，降水が弱まるまで作業不可能。降水の状況を見極めて対応する。
建屋に対する荷重は増長するが，影響なし。

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

×

降水

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

風

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
除雪作業と風の飛散物撤去作業が必要であり作業物量が増加するが，対応は可能である。
除雪作業と風の飛散物撤去作業が必要であり作業物量が増加するが，複数ルー
トのうち，飛散物の影響が少ないルートを選択して除雪することにより対応は可能である。

1.0.2-160

屋 内 ル ー ト ：（28b）風 ×

増長する影響モードなし。

積雪保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（29a）積雪 ×

竜巻

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（29b）竜巻 ×屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（30b）凍結（低温）
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。（気象予報を踏まえ，凍結（低温）が想定される場
合は，重機等を暖機運転する。）
増長する影響モードなし。（気象予報を踏まえ，凍結（低温）が想定される場
合は，重機等を暖機運転する。）
増長する影響モードなし。

×

積雪

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。（気象予報を踏まえ，凍結（低温）が想定される場
合は，重機等を暖機運転する。）
増長する影響モードなし。（気象予報を踏まえ，凍結（低温）が想定される場
合は，重機等を暖機運転する。）
増長する影響モードなし。

落雷

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（31b）落雷 ×

増長する影響モードなし。
除雪作業と竜巻飛散物撤去作業が必要であり，竜巻の単独事象の場合より作業物量が増加するものの，対応は可能である。
除雪作業と竜巻飛散物撤去作業が必要であり，竜巻の単独事象の場合より作業物量が増加するものの，対応は可能である。
増長する影響モードなし。

凍結（低温）

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：（31a）積雪 ×

増長する影響モードなし。
除雪作業と竜巻飛散物撤去作業が必要であり，積雪単独事象の場合より作業物量が増加するものの，対応は可能である。
除雪作業と竜巻飛散物撤去作業が必要であり，積雪単独事象の場合より作業物量が増加するものの，対応は可能である。
増長する影響モードなし。

積雪保管場所の耐性：作 業 環 境 ：（30a）積雪 ×

増長する影響モードなし。
除雪作業と風の飛散物撤去作業が必要であり作業物量が増加するが，対応は可能である。気象予報により屋外での作業が困難なレベルの強風が想定される場
合はプラントを停止する。
除雪作業と風の飛散物撤去作業が必要であり作業物量が増加するが，複数ルー
トのうち，飛散物の影響が少ないルートを選択して除雪することにより影響は限定的。気象予報により屋外での作業が困難なレベルの強風が想定される場合
はプラントを停止する。
増長する影響モードなし。

増長する影響モードなし。
落雷の発生状況を踏まえて除雪を実施。落雷の発生期間は短いと想定。
落雷の発生状況を踏まえて除雪を実施。落雷の発生期間は短いと想定。
増長する影響モードなし。

積雪保管場所の耐性：作 業 環 境 ：増長する影響モードなし。
落雷の発生状況を踏まえて除雪を実施。落雷の発生期間は短いと想定。

1.0.2-161

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（32a）積雪 ×

落雷の発生状況を踏まえて除雪を実施。落雷の発生期間は短いと想定。
増長する影響モードなし。

火山の影響

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（32b）火山の影響

除雪・除灰の作業量が増加するものの，対応は可能である。
除雪・除灰の作業量が増加するものの，対応は可能である。
除雪・除灰の作業量が増加するものの，対応は可能である。
建屋にかかる荷重が増加。除雪・除灰にて対応。

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（33a）積雪 ×

森林火災

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（33b）森林火災

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（34a）積雪 ×（34b）生物学的事象
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：

業

環

積雪
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

×

積雪

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

竜巻

保管場所の耐性：作

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

生物学的事象保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（35a）風 ×

積雪

除雪・除灰の作業量が増加するものの，対応は可能である。
除雪・除灰の作業量が増加するものの，対応は可能である。
除雪・除灰の作業量が増加するものの，対応は可能である。
建屋にかかる荷重が増加。除雪・除灰にて対応。

境：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：横転等により機能喪失する可能性が増加するが，竜巻の影響は局所的である。
（保管場所は位置的分散がされている）
風と竜巻の飛散物撤去作業が必要であり作業物量が増加するが，対応は可能である。気象予報により屋外での作業が困難なレベルの強風が想定される場合はプラントを停止する。
風と竜巻の飛散物撤去作業が必要であり作業物量が増加するが，対応は可能である。気象予報により屋外での作業が困難なレベルの強風が想定される場合はプラントを停止する。
建屋に作用する荷重は増長するが，影響なし。

1.0.2-162

（35b）竜巻 ×

風

保管場所の耐性：
作

業

環

境

横転等により機能喪失する可能性が増加するが，竜巻の影響は局所的。（保管場所は位置的分散がされている）
風と竜巻の飛散物撤去作業が必要であり作業物量が増加するが，対応は可能である。
風と竜巻の飛散物撤去作業が必要であり作業物量が増加するが，対応は可能である。
建屋に作用する荷重は増長するが，影響なし。

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（36a）風 ×

凍結（低温）

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

（36b）凍結（低温）×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（37a）風 ×

落雷

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：増長する影響モードなし。
風の飛散物を撤去する場合は落雷を避けて作業を実施する必要があるが，ルートは複数あるため，飛散物のない／少ないルートを選択する。気象予報を踏まえ，屋外作業ができないレベルの強風が想定される場合はプラントを停止する。
風の飛散物を撤去する場合は落雷を避けて作業を実施する必要があるが，ルートは複数あるため，飛散物のない／少ないルートを選択する。気象予報を踏まえ，屋外作業ができないレベルの強風が想定される場合はプラントを停止する。
増長する影響モードなし。

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（37b）落雷 ×

風

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（38a）風 ×

風増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

増長する影響モードなし。
風の飛散物を撤去する場合は落雷を避けて作業を実施する必要があるが，ルートは複数あるため，飛散物のない／少ないルートを選択する。
風の飛散物を撤去する場合は落雷を避けて作業を実施する必要があるが，ルートは複数あるため，飛散物のない／少ないルートを選択する。
増長する影響モードなし。

火山の影響

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（38b）火山の影響
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
強風を避けて除灰を実施する必要がある。気象予報を踏まえ，屋外作業ができないレベルの強風が想定される場合はプラントを停止する。
強風を避けて除灰を実施する必要がある。気象予報を踏まえ，屋外作業ができないレベルの強風が想定される場合はプラントを停止する。
増長する影響モードなし。

×風

増長する影響モードなし。
強風を避けて除灰を実施する必要がある。
強風を避けて除灰を実施する必要がある。
増長する影響モードなし。

1.0.2-163

（39a）風 ×

森林火災

保管場所の耐性：

作

業

環

境

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（39b）森林火災

×

保管場所の耐性：
作

業

環

境

：

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（40a）風 ×

風
火線強度が増長する。防火帯は一定の裕度を有しているが，防火帯を越えて延焼する可能性がある。
強風の場合は重大事故等対処設備を移動する。気象予報を踏まえ，移動作業もできないレベルの強風が想定される場合はプラントを停止する。
高台より西側（海側）のアクセスルート，サブルートを移動する。防火帯を越えて延焼してきた場合でも，プラント周辺は非植生のため，消火活動を踏まえて対応。
プラント周辺は非植生のため，影響なし。

生物学的事象保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（40b）生物学的事象
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（41a）竜巻 ×

火線強度が増長する。防火帯は一定の裕度を有しているが，防火帯を越えて延焼する可能性がある。防火帯の設計想定以上の強風でかつ，森林火災が発生した場合は重大事故等対処設備を移動する。気象予報を踏まえ，移動作業もできないレベルの強風が想定される場合はプラントを停止する。
強風の場合は重大事故等対処設備を移動する。気象予報を踏まえ，移動作業もできないレベルの強風が想定される場合はプラントを停止する。
高台より西側（海側）のアクセスルート，サブルートを移動する。防火帯を越えて延焼してきた場合でも，プラント周辺は非植生のため，消火活動を踏まえて対応。
プラント周辺は非植生のため，影響なし。

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

×風

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

凍結（低温）

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（41b）凍結（低温）
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。（竜巻通過後に飛散物の撤去作業を実施）
増長する影響モードなし。（竜巻通過後に飛散物の撤去作業を実施）
増長する影響モードなし。

×竜巻

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。（竜巻通過後に飛散物の撤去作業を実施）
増長する影響モードなし。（竜巻通過後に飛散物の撤去作業を実施）
増長する影響モードなし。

（42a）竜巻 × 落雷（42b）落雷 × 竜巻
※保守的に相関性があるものと仮定するため，主事象と副事象の区別が不要。
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
竜巻飛散物を撤去する場合は落雷を避けて作業を実施する必要があるが，ルートは複数あるため，飛散物のない／少ないルートを選択する。
竜巻飛散物を撤去する場合は落雷を避けて作業を実施する必要があるが，ルートは複数あるため，飛散物のない／少ないルートを選択する。

1.0.2-164

屋 内 ル ー ト ：（43a）竜巻 ×

増長する影響モードなし。

火山の影響

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
竜巻による飛散物の撤去作業と降下火砕物の除灰が必要であり，作業量が増加するものの，対応は可能である。
竜巻による飛散物の撤去作業と降下火砕物の除灰が必要であり，作業量が増加するものの，対応は可能である。
増長する影響モードなし。

屋 内 ル ー ト ：（43b）火山の影響

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（44a）竜巻 ×

森林火災

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（44b）森林火災

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（45a）竜巻 ×

竜巻

増長する影響モードなし。
竜巻による飛散物の撤去作業と降下火砕物の除灰が必要であり，作業量が増加するものの，対応は可能である。
竜巻による飛散物の撤去作業と降下火砕物の除灰が必要であり，作業量が増加するものの，対応は可能である。
増長する影響モードなし。

増長する影響モードなし。（風速が上昇するものの影響は限定的）増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。（森林火災の影響を受けない高台より西側（海側）のアクセスルート又はサブルート上の竜巻飛散物を撤去して使用する。）
増長する影響モードなし。

竜巻
増長する影響モードなし。（風速が上昇するものの影響は限定的）増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。（森林火災の影響を受けない高台西側アクセスルー
ト又はサブルート上の竜巻飛散物を撤去して使用する。）
増長する影響モードなし。

生物学的事象保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（45b）生物学的事象
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（46a）凍結（低温）
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

×竜巻

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

×

落雷

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。（気象予報，落雷警報等を踏まえ，重大事故等対処
設備を暖機運転する。）
増長する影響モードなし。（気象予報，落雷警報等を踏まえ，重大事故等対処
設備を暖機運転する。）
増長する影響モードなし。

1.0.2-165

（46b）落雷 ×

凍結（低温）

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。（気象予報，落雷警報等を踏まえ，重大事故等対処
設備を暖機運転する。）
増長する影響モードなし。（気象予報，落雷警報等を踏まえ，重大事故等対処
設備を暖機運転する。）
増長する影響モードなし。

屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（47a）凍結（低温）×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（47b）火山の影響

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（48a）凍結（低温）
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（48b）森林火災

火山の影響

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。（気象予報を踏まえ，重大事故等対処設備を暖機運転する。）
増長する影響モードなし。（気象予報を踏まえ，重大事故等対処設備を暖機運転する。）
増長する影響モードなし。

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（49a）凍結（低温）
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（49b）生物学的事象
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：凍結（低温）

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。（気象予報を踏まえ，重大事故等対処設備を暖機運転する。）
増長する影響モードなし。（気象予報を踏まえ，重大事故等対処設備を暖機運転する。）
増長する影響モードなし。

×

森林火災

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

凍結（低温）
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

×

生物学的事象増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

×

凍結（低温）

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

1.0.2-166

（50a）落雷 ×

火山の影響

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。（落雷の状況を踏まえ，除灰を実施。降灰の期間に対し落雷の期間は短期間であると考えられる。）
増長する影響モードなし。（落雷の状況を踏まえ，除灰を実施。降灰の期間に対し落雷の期間は短期間であると考えられる。）
増長する影響モードなし。

屋 内 ル ー ト ：（50b）火山の影響

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（51a）落雷 ×

森林火災

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（51b）森林火災

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

×

落雷

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（52a）落雷 ×

落雷増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。（落雷の状況を踏まえ，除灰を実施。降灰の期間に対し落雷の期間は短期間であると考えられる。）
増長する影響モードなし。（落雷の状況を踏まえ，除灰を実施。降灰の期間に対し落雷の期間は短期間であると考えられる。）
増長する影響モードなし。

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

生物学的事象保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

（52b）生物学的事象
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（53a）火山の影響

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（53b）森林火災

×

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：落雷

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

森林火災

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

火山の影響増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

1.0.2-167

（54a）火山の影響

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（54b）生物学的事象
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（55a）森林火災

×

保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：（55b）生物学的事象
保管場所の耐性：作 業 環 境 ：屋 外 ル ー ト ：屋 内 ル ー ト ：生物学的事象増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

×

火山の影響

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

生物学的事象増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

×

森林火災

増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。
増長する影響モードなし。

1.0.2-168

別紙 2
(2)

平成 19 年（2007 年）新潟県中越沖地震時の被害状況について

1. 中越沖地震の概要
平成 19 年 7 月 16 日午前 10 時 13 分頃，新潟県中越沖において，大きな地震が発生し，新潟県と長野県で最大震度 6 強を観測したほか，北陸地方を中心に東北地方から近畿・中国地方にかけて広い範囲で地震動が観測された。気象庁発表によれば，マグニチュー
ドは 6.8，震源深さは 17 ㎞である。柏崎刈羽原子力発電所は，震央距離 16 ㎞，震源距離
約 23 ㎞に位置し，地震発生により大きな地震動を受けた。
2. 中越沖地震時の被害状況
中越沖地震時に発電所構内で確認された被害のうち，屋外のアクセスルートに関わる
斜面及び道路の被害状況について次頁以降に示す。

1.0.2-169

2．1

斜面の被害状況
発電所構内の斜面について，大規模な斜面崩壊は確認されなかった。比較的大きな

被害としては，土捨場北側斜面及び大湊側高台保管場所西側斜面において，部分的な表層の肌落ちが生じた。これらの斜面については，地震後の復旧として，肌落ち箇所の表層を取り除くとともに，地震前よりも緩勾配に整形した。

②

①

近景部分

大湊側高台保管場所西側斜面（遠景）

土捨場北側斜面（遠景）①②

土捨場北側斜面（近景）
第1図

大湊側高台保管場所西側斜面（近景）

斜面の被害箇所及びその状況

1.0.2-1702．2

道路の被害状況
埋設物等境界部における段差の発生
地中埋設構造物及び地盤改良部と埋戻部等との境界部において段差が確認され，その沈下量は建屋付近を除く一般部において，埋戻し土厚さの体積ひずみ 1％程度であり，アクセス性に支障を及ぼすような段差は限定的であった。
なお，1 号炉補機冷却用海水取水路付近はアクセス性に支障を及ぼすような段差が確認されたものの，今回の屋外アクセスルートに設定していない。
地震時に同様なアクセス性に支障を及ぼすような段差の発生が想定されるが，事前対策（段差緩和対策（別紙 36 参照），砕石のストック等）を実施するとともに，重機を用いてアクセスルートを復旧し（詳細は別紙 11 参照），車両が徐行運転をすることでアクセスは可能である。

撮影方向※平成 19 年 12 月 25 日合同ＷＧ資料に加筆※総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会

耐震・構造設計小委員会地震・津波、地質・地盤合同 WG（第 3 回：平成 19 年 12 月 25 日）資料に加筆

第 2 図 2 号炉，3 号炉間道路の被災状況

1.0.2-171

1 号炉原子炉建屋南側における沈下例

撮影方向※総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会
耐震・構造設計小委員会地震・津波、地質・地盤合同 WG（第 3 回：平成 19 年 12 月 25 日）資料に加筆

第 3 図 1 号炉南側の被災状況

撮影箇所・方向

1 号炉
T/B

2 号炉
T/B

1 号炉
R/B

2 号炉
R/B

第 4 図 1 号炉補機冷却用海水取水路付近の被災状況（アクセス性に支障がある段差）

1.0.2-172

地山と埋戻部との境界部における被災状況
建設時の掘削線（地表面）に沿って亀裂が確認されたものの，アクセス性に支障を及ぼすような段差は生じなかった。

※総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会
耐震・構造設計小委員会地震・津波、地質・地盤合同 WG（第 3 回：平成 19 年 12 月 25 日）資料に加筆

第 5 図 4 号炉東側の被災状況

1.0.2-173

別紙 3(3) 可搬型設備の接続箇所及び仕様について
1. 可搬型設備接続箇所の考え方
可搬型設備のうち原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものの接続口については，
設置許可基準規則第 43 条第 3 項第 3 号の要求より，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，接続口を複数箇所に設けるとともに，一つの接続口につき一つの機能としている。
その他の可搬型設備の接続口については，必要な容量を確保することのできる数を設けた上で，設備の信頼度等を考慮し，必要に応じて更なる安全性向上のために予備を確保する。
可搬型設備の建屋接続口の一覧を第 1 表～第 4 表に，可搬型設備の配置図（全体概要）
を第 2 図に，建屋接続場所等を第 3 図，第 4 図に示す。
第1表

可搬型設備のうち原子炉建屋の外から水又は電力を供給するもの（6 号炉）
可搬型設備名称

口数

接続方法

仕様

可搬型代替注水ポンプ（消防車）
・CSP 接続口（大容量注水用）

2 箇所（廃棄物処理建屋 東，西）

接合金具

75A

可搬型代替注水ポンプ（消防車）
・CSP 接続口

1 箇所（廃棄物処理建屋 西）

接合金具

75A

可搬型代替注水ポンプ（消防車）
・CSP 接続口（可搬式用）

2 箇所（廃棄物処理建屋 東，西）

接合金具

75A

可搬型代替注水ポンプ（消防車）
・ウェル接続口

2 箇所（原子炉建屋 南，北）

接合金具

75A

可搬型代替注水ポンプ（消防車）・MUWC 接続口

2 箇所
（原子炉建屋 東，南）

接合金具

75A

可搬型代替注水ポンプ（消防車）・MUWC 接続口（可搬式）

1 箇所（原子炉建屋 東）

接合金具

75A

可搬型代替注水ポンプ（消防車）
・SFP 接続口

2 箇所（原子炉建屋 東，北）

接合金具

75A

可搬型代替注水ポンプ（消防車）
・SFP 接続口（可搬式）

1 箇所（原子炉建屋 南）

接合金具

75A

可搬型代替交流電源設備（電源車）

2 箇所（原子炉建屋 南，北）

貫通口

175A

1.0.2-174

第2表

その他の可搬型設備

可搬型設備名称（6 号炉）

口数

接続方法

仕様

直流給電車

3 箇所
（原子炉建屋 南，
コントロール建屋北，南）

圧縮端子接続（羽子板）－

代替原子炉補機冷却系

3 箇所（タービン建屋 西，南，北）

フランジ

250A

1 箇所
（原子炉建屋 東）

接合金具

25A

1 箇所
（タービン建屋 1 階 東）

接合金具

25A

1 箇所
（フィルタベント遮蔽壁 南）

接合金具

75A

可搬型窒素供給装置（格納容器圧力逃がし装置

N2 パージ用）

可搬型窒素供給装置（耐圧強化ベント N2 パージ用）
スクラバ水 pH 制御設備
（格納容器圧力逃がし装置
制御用）

第3表

スクラバ水 pH

可搬型設備のうち原子炉建屋の外から水又は電力を供給するもの
可搬型設備名称（7 号炉）

口数

接続方法

仕様

可搬型代替注水ポンプ（消防車）
・CSP 接続口（大容量注水用）

2 箇所（廃棄物処理建屋 東，西）

接合金具

75A

可搬型代替注水ポンプ（消防車）
・CSP 接続口

1 箇所（廃棄物処理建屋 西）

接合金具

75A

可搬型代替注水ポンプ（消防車）
・CSP 接続口（可搬式用）

2 箇所（廃棄物処理建屋 東，西）

接合金具

75A

可搬型代替注水ポンプ（消防車）
・ウェル接続口

2 箇所（原子炉建屋 東，南）

接合金具

75A

可搬型代替注水ポンプ（消防車）・MUWC 接続口

2 箇所
（原子炉建屋 南，北）

接合金具

75A

可搬型代替注水ポンプ（消防車）・MUWC 接続口（可搬式）

1 箇所（原子炉建屋 東）

接合金具

75A

可搬型代替注水ポンプ（消防車）
・SFP 接続口

2 箇所（原子炉建屋 東，北）

接合金具

75A

可搬型代替注水ポンプ（消防車）
・SFP 接続口（可搬式）

1 箇所（原子炉建屋 南）

接合金具

75A

可搬型代替交流電源設備（電源車）

2 箇所（原子炉建屋 南，北）

貫通口

175A

1.0.2-175

第4表

その他の可搬型設備

可搬型設備名称（7 号炉）

口数

接続方法

仕様

直流給電車

3 箇所
（原子炉建屋 南，
コントロール建屋北，南）

圧縮端子接続（羽子板）－

代替原子炉補機冷却系

2 箇所（タービン建屋 西，南）

フランジ

250A

1 箇所
（原子炉建屋 南）

接合金具

25A

1 箇所
（タービン建屋 1 階 東）

接合金具

25A

1 箇所
（フィルタベント遮蔽壁 南）

接合金具

75A

可搬型窒素供給装置（格納容器圧力逃がし装置

N2 パージ用）

可搬型窒素供給装置（耐圧強化ベント N2 パージ用）
スクラバ水 pH 制御設備
（格納容器圧力逃がし装置制御用）

スクラバ水 pH接合金具接続圧縮端子接続貫通口

フランジ接続（例示）

第1図

可搬型設備の接続方法

1.0.2-176

1.0.2-177
第2図

可搬型設備

配置図（全体概要）

1.0.2-178
第 3 図 6 号炉可搬型設備

建屋接続口及び仕様

1.0.2-179
第 4 図 7 号炉可搬型設備

建屋接続口及び仕様

別紙 4
(4)

淡水及び海水取水場所について

屋外アクセスルートに近接し，利用可能な淡水及び海水取水場所について，以下に示す。
1. 淡水取水場所
淡水取水場所は，淡水貯水池から直接送水した場所，又は第 1 図に示す防潮堤の内側の 3 箇所の防火水槽となる。このうち，①，②の 2 箇所の防火水槽については，淡水貯水池からの水供給も可能となる措置を講じている。
①No.14 防火水槽（淡水貯水池から水供給可能）②No.15 防火水槽（淡水貯水池から水供給可能）③No.17 防火水槽
2. 海水取水場所
海水取水場所は，第 1 図に示すとおり防潮堤内側の 6 号及び 7 号炉のタービン建屋西側の取水路にそれぞれ 3 箇所確保している。
①6 号炉取水路②7 号炉取水路
なお，参考として敷地内で利用可能な水源の配置状況等を第 2 図に示す。

1.0.2-180

1.0.2-181
第1図淡水及び海水取水場所

1.0.2-182
第 2‐1 図 その他の淡水及び海水取水場所

1.0.2-183
第 2‐2 図 その他の淡水及び海水取水場所（拡大図）

別紙 5
(5)

鉄塔基礎の安定性について

1. 概要
経済産業省原子力安全・保安院指示文書「原子力発電所及び再処理施設の外部電源の信頼性確保について（指示）」（平成 23・04・15 原院第 3 号）に基づき鉄塔敷地周辺の地盤変状の影響による二次的被害の要因である盛土崩壊や地すべり，急傾斜地の土砂崩壊の影響を評価し，抽出した鉄塔について，地質専門家による現地踏査結果を踏まえ，基礎の安定性に影響がないことを確認した。

【基礎安定性評価項目】
崩壊① 盛土の崩壊盛土【リスク】 盛土の崩壊に伴う土塊の流れ込みによる鉄塔傾斜，倒壊→ 送電鉄塔近傍に大規模な盛土がある箇所を抽出し，リスク評価をする。
② 地すべり【リスク】鉄塔を巻込んだ地すべりによる鉄塔傾斜，倒壊→ 地滑り防止地区，地滑り危険箇所，地滑り
地形分布図をもとに地滑り箇所を抽出し，リスク評価をする。

地すべり③ 急傾斜地の崩壊【リスク】逆Ｔ字型基礎における地盤崩壊による鉄塔傾斜，倒壊→ 急傾斜地（３０度以上）で土砂崩壊が発生する可能性がある箇所を抽出し，リスクを評価する。

逆Ｔ基礎
崩壊

⊿30°以上「原子力発電所及び再処理施設の外部電源における送電鉄塔基礎の安定性評価について」（平成 24 年 2 月 17 日 東京電力株式会社）から抜粋

1.0.2-184

2. 現地踏査基数と対策必要箇所
柏崎刈羽原子力発電所の外部電源線において，鉄塔敷地周辺の地盤変状の影響による二次的被害の影響を評価し，抽出した鉄塔について現地踏査結果を踏まえ，基礎の安定性に影響がないことを確認した。

線路名

鉄塔基数

500kV 新新潟幹線 ※1
500kV 南新潟幹線 ※1
154kV 荒浜線 ※2
合計

現地踏査基数

対策必要基数

盛土

地すべり

急傾斜地

214 基
201 基
26 基

1基
3基
0基

28 基
33 基
2基

25 基
0基
2基

0基
0基
0基

441 基

4基

63 基

27 基

0基

※1 「原子力発電所及び再処理施設の外部電源における送電鉄塔基礎の安定性評価について」（平成 24 年 2
月 17 日 東京電力株式会社）から抜粋※2 「原子力発電所等に対する供給信頼性向上対策ならびに原子力発電所等電源線の送電鉄塔基礎の安定性等
評価報告書」（平成 24 年 2 月 東北電力株式会社）から抜粋

3. 送電鉄塔基礎の補強について
新新潟幹線 No.1 及び南新潟幹線 No.1 の送電鉄塔については，自主的に，脚間不同変位を抑制するため，鉄塔敷地内をコンクリートで舗装し，脚間隔を確保する対策を実施すること
で信頼性向上を図っている。

南新潟幹線 No.1 送電鉄塔

新新潟幹線 No.1 送電鉄塔

1.0.2-185

4. 送電鉄塔周辺の法面補強について
鉄塔下側の法面に対して，自主的にすべり安定性向上のために，アンカーによる安定対策工事を実施している。

超高圧開閉所東側法面

1.0.2-186

別紙 6

崩壊土砂の到達距離について(6)

土砂の到達距離についての各種文献等の記載は以下のとおり
第1表

各種文献における崩壊土砂の到達距離

文献名

記載内容

①土木学会:原子力発電所の基
礎地盤及び周辺斜面の安定性
評価技術<技術資料>，2009②土質工学会：土質工学ハンド
ブック，1990③土木学会：土木工学ハンドブ
ック，1989④土砂災害防止法

2004 年新潟県中越地
震による斜面崩壊事
例からの分析結果
1969～1974 年の崖崩れの事例収集
1972～1982 年に発生した急傾斜地 3500 地区の調査結果土砂災害警戒区域⑤宅地防災研究会：宅地防災マ
ニュアルの解説，2007

急傾斜地崩壊危険箇
所の考え方

根拠

到達距離

対象斜面

1.4H
（斜面高×1.4 倍）
実績

1.4H（斜面高×1.4 倍）
0.55～0.79H
自然斜面（崩壊高×0.55～0.79 倍）

警戒
区域※1

2.0H
（斜面高×2.0 倍）
2.0H（斜面高×2.0 倍）※1：建築物に損壊が生じ，住民等の生命又は身体に著しい危害が生じるおそれがある区域。危険の周知，警戒避難体制の整備等が図られる。

【実績に基づいて整理された文献等：①～③】①原子力発電所の基礎地盤及び周辺斜面の安定性評価技術<技術資料>
・ JEAG4601 1987 で規定した「堆積長 50m」「斜面高さの 1.4 倍」の分析データは地震時だ
けのデータではない（降雨等）ため，地震のみの崩壊事例として，2004 年新潟県中越地
震による斜面崩壊の事例について分析。
・ その結果，「堆積長 50m」及び「斜面高さの 1.4 倍」を超えるのは 2.2%であり，JEAG4601
1987 で示されている基準は十分保守的な値である。

第1図※2

周辺斜面の離間距離に関する JEAG4601 1987 目安値との比較※2

土木学会：原子力発電所の基礎地盤及び周辺斜面の安定性評価技術<技術資料>，2009

1.0.2-187

②土質工学ハンドブック
・（盛土の到達距離）/（斜面高さ）は，被災の範囲の実態を示す指標として重要なもの
であるが，第 2 図に示すように，0.2～0.39 が最頻値で，0.6 以下で全体の 72.5%を占める。更に斜面の高さの 1.4 倍まで考えれば，全体の 94.2%が含まれる。

第2図※1

盛土の到達距離/斜面高さ頻度分布※1

土質工学会：土質工学ハンドブック,1990③土木工学ハンドブック
第2表

第3図
※2

斜面構成土質ごとの崩壊規模

盛土の到達距離（m）※2

土木学会：土木工学ハンドブック，1989

1.0.2-188

【警戒区域を示した文献等：④⑤】④土砂災害防止法

第4図

警戒区域の概要

1.0.2-189

⑤宅地防災マニュアルの解説

第5図※

急傾斜地崩壊危険箇所の用件※

宅地防災研究会：宅地防災マニュアルの解説，2007【考え方】
・ ①，②より，JEAG4601 1987 で示されている基準（1.4H）以内での崩壊事例が 9 割以上を占めており，③では，土質により更に到達距離が小さくなる（0.79H 以下）ことが示されている。
・ 一方，④，⑤で示された到達距離 2.0H については，警戒範囲を示したものであり，裕度を持たせて設定されたものと考えられる。
・ 上記を踏まえ，法面の崩壊土砂の到達距離に 2.0H を用いた場合のアクセスルートの復旧時間への影響を検討した結果，復旧時間の評価に影響を及ぼすことはないことを確認した。

1.0.2-190

宅地防災マニュアルの解説に記載されている被害影響範囲「斜面高さの2倍」を考慮した場合の，道路復旧の時間評価に及ぼす影響を検討する。
崩壊後の堆積土砂形状
法肩撤去土砂の断面積は堆積土砂の角度15°の方
が大きい
15°

崩壊前の斜面形状※

3.5m
ｱｸｾｽﾙｰﾄ【基本ケースの例】
崩壊後の堆積土砂形状

1
9
1
2
.
0
.
1

斜面高さの２倍を考慮した方が撤去土砂の断面積は 小さいが ，復旧 延
長が長い

法肩
H:斜面高さ※1「宅地防災マニュアルの解説」 における
急傾斜地崩壊危険箇所の要件

約13° 3.5m※2

崩壊前の斜面形状

ｱｸｾｽﾙｰﾄ
2H：斜面高さの2倍【影響検討ケースの例】※1 宅地防災研究会：宅地防災マニュアルの解説，2007※2 中央土捨場北側は淡水移送に必要なホース敷設幅を考慮し，3.5m幅で復旧する。
（可搬型設備車両の通行のみの場合，必要な幅員は3m）

第6‐1図 道路復旧時間の評価①

①①‘
堆積土砂形状土砂撤去範囲アクセスルート
幅員3.5m※①－①’断面図
②

②‘

2
9
1
2
.
0
.
1

堆積土砂形状土砂撤去範囲幅員3.5m※

平面図

セメント改良土

標高 T.M.S.L.(m)
28.0

㋐

26.0

約0%

約3%

24.0

㋑

現標高(斜面含む)
復旧道路標高22.0②－②’断面図

約15%

20.0

※当該箇所では，可搬型設備の通行（必要幅3m）に加え，

18.0
16.0

淡水移送に必要なホース敷設幅（必要幅0.5m）を想定
㋒

14.0
12.0

ｱｸｾｽﾙｰﾄ部

•

斜面部

10.0
0

20

40

60

80

100

120

140

160

180

復旧道路の縦断勾配

復旧するアクセスルートの縦断勾配

200
距離(m)

斜面高さの２倍まで崩壊土砂が到達するとした場合，アクセスルート上では堆積角度15°とした場合より堆積面が多少上側にシフトする。

第6‐2図 道路復旧時間の評価②

斜面高さの２倍まで崩壊土砂が到達するとした場合，堆積面が多少上側にシフトし，基本ケースよりも復旧ルートの延長は長くなるが，復旧断面積が小さいことから，復旧時間の評価に影響を及ぼすことはない。
【検討条件】
基本ケースと同様

距離（ｍ）

時間評価項目所要時間（分）累積時間（分）3)

約 1,340 （崩壊土砂影響範囲約 190 含む）

徒歩移動

245)

24

①→②

東側入口～緊急時対策所～東側入口
約 1,500 （崩壊土砂影響範囲約 190 含む）

徒歩移動
徒歩移動

14
26

38
64

②→③

約 780

ﾎｲｰﾙﾛｰﾀﾞ移動

4

68

区間
第二企業センター4)～5 号炉原子炉建屋
5 号炉原子炉建屋内

③→④

約 190

④→⑤

約 610

土砂撤去
安全確認
ﾎｲｰﾙﾛｰﾀﾞ移動

1)

151
19
3

219
238
241

段差復旧

782)

319

1）2台で実施（別紙14参照）。2台目は安全な離隔を確保するため，1台目の作業開始10分後に開始。
2）各号炉ホイールローダ1台で同時に復旧する（別紙37参照）。
3）大湊側高台保管場所に保管しているホイールローダにて復旧作業を行う場合は，保管場所までの移動時間が短いため，本評価時間よりも短時間で復旧が可能。
4) 初動対応要員が滞在する「第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所」については，第二企業センターを起点として評価する。
5) ルートは本文第28-1図参照

第6‐3図 道路復旧時間の影響評価③

3
9
1
2
.
0
.
1

(7)

屋外アクセスルート

現場確認結果

屋外アクセスルート

1.0.2-194

現場確認結果別紙 7

第1図

屋外アクセスルート

現場確認結果別紙 8(8)主要変圧器の火災について

1. 主要変圧器の火災について(1) 変圧器の絶縁油の漏えいについて
地震により主要変圧器が損傷，変圧器内の絶縁油が漏えいした場合，第 1 図に示すと
おり，防油堤内に漏えいした絶縁油は防油堤内の集油マスに流入した後，地下の防災地
下タンクに流下する。また，これら各漏油受槽は，各変圧器の保有油量の全量を貯留す
るだけの容量を確保している。
よって，地震により主要変圧器が損傷した場合においても火災が発生する可能性は少ない。なお，中越沖地震において，柏崎刈羽原子力発電所 2 号炉の主変圧器は地震の影響により漏油しているが，防油堤に流入しており火災には至っていない。

第1図

変圧器下部構造（防油堤及び防災地下タンク）(2) 変圧器火災の事故拡大防止対策について
中越沖地震において，柏崎刈羽原子力発電所 3 号炉の所内変圧器で火災が発生しているが，地盤の沈下による相対変位が主な原因であることから，参考資料－1 に示すとおり，主要変圧器のうち，基礎面の沈下量に差が発生する可能性のあるものについては，
変圧器の基礎構造を直接基礎構造から杭基礎構造へ変更するとともに，変圧器と二次側接続母線部ダクトの基礎部を一体化構造に変更している。
また，各主要変圧器は参考資料－2 に示すとおり，保護継電器にて保護されており，
電気回路故障時の事故拡大防止対策を実施している。

1.0.2-195

(3) 変圧器火災の評価方法について
変圧器火災の評価は，第 2 図のフローに従い行う。
変圧器の火災評価
OK※1：防油堤内の全面火災を想定

簡易評価※1
NG
YES

消火活動に
期待する

NO
OK

※2：過去の知見や防油堤内の構造等を考慮した現実的な火災を想定

詳細評価※2
NO

評価終了

火災対策を検討

第2図

評価終了

変圧器の火災評価

上述したとおり，地震により主要変圧器が損傷した場合においても火災が発生する可能性は非常に少ないと考えているが，今回のアクセスルートへの影響については，保守的に簡易評価を採用する。
2. アクセスルート周辺における主要変圧器の火災評価(1) 各主要変圧器の保有油量及び漏油受槽受入量
第 1 表～第 4 表にアクセスルート周辺にある各主要変圧器の保有油量及び漏油受槽受
入量を記す。
第1表

高起動変圧器保有油量及び漏油受槽受入量

変圧器

本体貯油量(kl)No.1 高起動変圧器

78.3

No.2 高起動変圧器

70.0No.3 高起動変圧器

70.0

漏油受槽名称No.1 高起動変圧器用
防油堤及び防災地下ﾀﾝｸ
No.2 高起動変圧器用
防油堤及び防災地下ﾀﾝｸ
No.3 高起動変圧器用
防油堤及び防災地下ﾀﾝｸ

1.0.2-196

容量(m3)
292
281
323

第 2 表 5 号炉各主要変圧器保有油量及び漏油受槽受入量
変圧器

本体貯油量(kl)

漏油受槽名称

容量(m3)

5 号炉主変圧器
5 号炉所内変圧器 A
5 号炉所内変圧器 B
5 号炉起動変圧器 A
5 号炉起動変圧器 B
5 号炉励磁電源変圧器

190.0
18.1
18.1
17.1
17.1
9.5

5 号炉用
防油堤及び防災地下ﾀﾝｸ465

第 3 表 6 号炉各主要変圧器保有油量及び漏油受槽受入量
変圧器

本体貯油量(kl)

漏油受槽名称

容量(m3)

6 号炉主変圧器
6 号炉所内変圧器 A
6 号炉所内変圧器 B
6／7 号炉起動変圧器 A
6／7 号炉起動変圧器 B

200.0
21.0
21.0
24.6
24.6

6 号炉用
防油堤及び防災地下ﾀﾝｸ555

第 4 表 7 号炉各主要変圧器保有油量及び漏油受槽受入量
変圧器

本体貯油量(kl)

漏油受槽名称

容量(m3)

7 号炉主変圧器
7 号炉所内変圧器 A
7 号炉所内変圧器 B

214.0
19.2
19.2

7 号炉用
防油堤及び防災地下ﾀﾝｸ

829(2) 火災源からの放射熱強度の算出
各変圧器について，火災が発生した場合の迂回路の有効性を確認するため「石油コンビナートの防災アセスメント指針」を基に火災の影響範囲を算出した。
算出方法及び算定結果は以下のとおり。
1） 形態係数の算出
火災源を円筒火炎モデルと仮定し，火災源から受熱面が受け取る放射熱量の割合に関連する形態係数φを算出する。

ただし，H:火炎高さ，R:火炎底面半径，L：火炎底面の中心から受熱面までの距離
油火災において任意の位置に置ける放射熱（強度）を計算により求めるには，囲いと同面積の底面をもち，高さが底面半径の 3 倍（m=H/R=3）の円筒火炎モデルを採用する。
なお，燃焼半径は以下の式から算出する（第 3 図）。

1.0.2-197

R

S



R：燃焼半径（火炎底面半径）[m]，S：防油堤面積[m2]第3図

円筒火炎モデルと受熱面の関係
出典：石油コンビナートの防災アセスメント指針

2） 放射熱強度の算出
火災源の放射発散度 Rf と形態係数から，受熱面の放射熱強度 E を算出する。

E  Rf  
E：放射熱強度[kW/m2]，Rf：放射発散度[kW/m2]（第 5 表），形態係数
液面火災では，火炎面積の直径が 10m を超えると空気供給不足により大量の黒煙が発
生し放射発散度は低減する。
放射発散度の低減率 R と燃焼直径 D の関係は次式で算出する。

r  exp 0.06 D 
ただし，R=0.3 を下限とする。
第5表

主な可燃物の放射発散度

出典：石油コンビナートの防災アセスメント指針

1.0.2-198

3） 離隔距離と放射熱強度との関係
石油コンビナート等防災アセスメント指針に記載の放射熱強度とその影響を以下の
第 6 表に示す。
第6表

放射熱の影響

出典：石油コンビナートの防災アセスメント指針「長時間さらされても苦痛を感じない強度」である 1.6kW/m2「1 分間以内で痛みを感じる強度」である 2.3kW/m2 を採用し，以下の考えに基づき放射熱強度に対する対応を取ることとする（第 7 表）。
○防油堤がない変圧器周辺，継続的な作業を行う現場周辺→1.6kW/m2○防油堤がある変圧器周辺かつ，継続的な作業がなく周辺に作業員が 1 分以上滞在することのない（移動や一時的な作業のみ行う）現場周辺→2.3kW/m2

1.0.2-199

第7表

各施設からの放射熱強度（防油堤全面火災の場合）
根拠

変圧器

放射熱強度
採用基準値

防油堤

作業

(荒浜側)No.1 高起動変圧器(荒浜側)No.2 高起動変圧器(荒浜側)No.3 高起動変圧器(大湊側)5 号炉変圧器(大湊側)6 号炉変圧器(大湊側)7 号炉変圧器(大湊側)補助ﾎﾞｲﾗ変圧器

2.3kW/m2
2.3kW/m2
2.3kW/m2
1.6kW/m2
1.6kW/m2
1.6kW/m2
1.6kW/m2

あり
あり
あり
あり
あり
あり
なし

作業なし
作業なし
作業なし
作業あり
作業あり
作業あり
作業なし

放射熱強度が基準値となる火炎の中心からの距離[m]
18
16
16
48
49
34
21

(3) 主要変圧器火災発生時の消火活動について
主変圧器及び起動用変圧器にはそれぞれ水噴霧消火設備が設置されているが，水源タ
ンクや消火ポンプの損傷により消火ができない場合は，自衛消防隊による消火活動を実施し，被害の拡大を防止する。また，万一同時発災した場合は，アクセスルートへの影
響の大きい箇所から消火活動を実施する。

1.0.2-200

参考資料－1

基礎面の沈下量の差への対策
変圧器と二次側接続母線部ダクトの基礎で沈下量の差が発生することを防止するため，
下記の対策を実施。
①二次側接続母線部ダクトの基礎をタービン建屋と同じ支持地盤にて支持。
②二次側接続母線部ダクトの基礎部を杭基礎構造へ変更，又は，変圧器と二次側接続
母線部ダクトの基礎部を一体化。
なお，6 号炉は，建設時から一体化された基礎を人工岩盤にて直接支持する構造となっており，沈下量差の発生を防止する構造となっている。
基礎部の沈下により，この部位が損傷し，沈下量に極力差が生じない構造

火災が発生②基礎部一体化・杭基礎構造①建屋と同じ地盤に支持

中越沖地震発生時の変位

現状の変圧器基礎構造

第 1 図 変圧器火災の対策(3 号炉所内変圧器)
タービン建屋と二次側母線部に 相 対変 位が 生じた 場合 にも，ケーブルにて吸収沈下量に極力差が生じない構造
二次側接続母線部

ブッシング

第一支持点は同一基礎上

二次側接続母線部
タービン
タービ
建
建屋
ン
屋

タービン
建屋

所内変圧器

所内変圧器

変圧器基礎
変圧器基礎

基礎
基 礎

変圧器基礎

人工岩盤
部人 工 岩

部

人工岩盤

盤

基礎
基礎
②杭基礎構造沈下
沈①建屋と同じ地盤に支持下

第 2 図 変圧器火災の対策(7 号炉所内変圧器)

1.0.2-201

参考資料－2

主変圧器内部故障及び電気回路故障時の事故拡大防止対策
変圧器内部の巻き線及び電気回路に地震等により短絡が発生すると，主変圧器 1 次側と 2 次側の電流の比率が変化することから，比率差動継電器により電流値の比率を監視している。
故障を検知した場合は，発電機を停止するため瞬時に主発電機しゃ断器及び主発電機
界磁しゃ断器を開放することにより，事故点を隔離し，電気的に遮断するため，万一絶縁油が漏えいしたとしても火災発生のリスクは低減されると考える。

1.0.2-202

別紙 9
(9)

自衛消防隊（消防車隊）による消火活動等について

1. 自衛消防隊（消防車隊）の出動の可否について発電所内の初期消火活動のため，発電所内の自衛消防隊詰め所に自衛消防隊（消防車隊）が常駐しているが，地震発生後の火災に対して，消火活動が可能であることを以下のとおり確認した。
(1) 自衛消防隊（消防車隊）のアクセスルートについて
火災が発生した場合のアクセスルートについては，第 1 図に示すとおり，自衛消防隊
詰め所及び荒浜側高台保管場所から消防活動実施場所へのアクセスルートを確保している。
なお，車両でのアクセスルートの通行に影響がある場合には，緊急時対策要員によるアクセスルートの復旧を行うとともに，自衛消防隊は徒歩でのアクセスにより現場付近まで到着後，対応可能な手段により消火活動を行う。

第1図

自衛消防隊（消防車隊）のアクセスルート

1.0.2-203

(2) 自衛消防隊（消防車隊）による消火活動について火災が発生した場合の初期消火活動用として，第 1 表に示すとおり，自衛消防隊詰め所及び荒浜側高台保管場所に各々消防車両 2 台と泡消火剤を分散配置し，保有している。
これにより，万一，自衛消防隊詰め所近傍に配備した消防自動車が出動不可能な場合でも，自衛消防隊員が自衛消防隊詰め所から荒浜側高台保管場所に 45 分以内に到着することで，当該場所に保管している消防自動車を用いた速やかな消火活動が可能である。
第1表

消防車両等の保管場所・数量

自衛消防隊詰め所

荒浜側高台保管場所

・化学消防自動車：1 台
・水槽付消防自動車又は消防ポンプ自動車：1 台
・泡消火薬剤備蓄車：1 台
・泡消火剤：1,500L

・化学消防自動車：1 台
・消防ポンプ自動車又は水槽付消防自動車：1 台
・泡消火剤：1,500L

2. タンクローリによる燃料給油時の火災防止
タンクローリによる燃料給油時の火災防止策として，以下のとおり対応する。
・ 静電気放電による火災防止策として，タンクローリは接地を取る。
・ 万一油が漏えいした場合に備えて，油吸着シート及び消火器を周囲に配備する。
なお，油漏えいの防止策として，タンクローリから軽油タンクへの接続は接合金具及び電気的導通性のある耐油ホースを用いている。

1.0.2-204

別紙 10(10)浸水時の可搬型設備（車両）の走行について
屋外タンクが溢水した場合，及び降水が継続した場合には，一時的に敷地内に滞留し，可搬型設備のアクセスルート走行に影響を及ぼす可能性が考えられる。
具体的な影響としては，水が可搬型設備の機関に進入し，機関が停止する可能性が考えられるが，以下の理由から可搬型設備の走行・アクセス性に支障はないと考える。なお，
可搬型設備は，万一機関吸気口が浸水するような状況では使用しない。
・ 屋外タンクからの溢水は，周辺の空地が平坦かつ広大であり，周辺の道路上及び排水設備を自然流下し，拡散すると考えられること（別紙 30 参照）
・ 可搬型設備を建屋近傍の配置場所に配備するまでの時間に十分余裕があり，アクセ
スルートの状況を確認しつつ，走行が可能であること
・ 降水による滞留水を保守的に評価した結果，大湊側の一部のエリアについては滞留
水が 2cm/h 程度発生する可能性があるが，この滞留水は排水用フラップゲートを通じて速やかに排水されること（別紙 30 参照）
可搬型設備等（自主的に所有している主要な設備を含む）の機関吸気口又は排気口までの高さを第 1 表に示す。
第1表

可搬型設備等の機関吸気口又は排気口までの高さ

可搬型設備名

機関吸気口高さ※1

機関排気口高さ※1

約 30cm

約 31cm

可搬型代替交流電源設備（電源車）
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級消防車）

約 32cm

約 30cm

直流給電車

約 50cm

約 27cm

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級消防車）

約 37cm

約 27cm6 号炉用，7 号炉用代替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラー

約 40cm

約 28cm6 号炉用，7 号炉用

可搬型窒素供給装置

約 50cm

約 39cm

原子炉建屋放水設備

大容量送水車約 47cm

約 31cm

原子炉建屋放水設備

泡原液搬送車

約 50cm

約 33cm

原子炉建屋放水設備

展張車

約 51cm

約 33cm

タンクローリ

約 47cm

約 34cm※2

ホイールローダ

約 36cmショベルカー

約 45cm※2

ブルドーザー

約 31cm※2※1 吸気口高さ及び排気口高さは，地上面からの測定結果（実測値）。同一可搬型設備名で複数の車種がある場合には最低値を記載。
※2 重機については，メーカカタログから確認した最低地上高を記載。

1.0.2-205

別紙 11(11) 構内道路補修作業の検証について
1. 内容
がれき撤去，道路段差復旧及び土砂撤去に要する時間の検証
2. 日時(1)がれき撤去
平成 28 年 5 月 17 日 14 時 00 分～15 時 50 分
平成 28 年 5 月 24 日

9 時 30 分～10 時 40 分

(2)段差復旧(a)平成 28 年 6 月 21 日 13 時 30 分～17 時 30 分
(3)段差復旧(b)平成 29 年 4 月 14 日 13 時 30 分～17 時 00 分
平成 29 年 4 月 25 日

9 時 30 分～11 時 50 分

(4)土砂撤去
平成 29 年 1 月 10 日 14 時 00 分～15 時 30 分
3. 場所
構内中央土捨場訓練ヤードほか
4. 作業員経歴(1) がれき撤去
作業員 A：勤続 10 年 免許取得後 約 2 年
作業員 B：勤続 21 年 免許取得後 約 4 年
作業員 C：勤続 38 年 免許取得後 約 3 年(2) 段差復旧（a）
作業員 A：勤続 20 年 免許取得後 約 3 年
作業員 B：勤続 10 年 免許取得後 約 2 年(3) 段差復旧（b）
作業員 A：勤続 38 年 免許取得後 約 5 年
作業員 B：勤続 22 年 免許取得後 約 5 年
作業員 C：勤続 11 年 免許取得後 約 3 年(4) 土砂撤去
作業員 A：勤続 37 年 免許取得後 約 5 年
作業員 B：勤続 21 年 免許取得後 約 5 年

1.0.2-206

5. 検証概要と測定結果(1) がれき撤去（模擬がれき：割石・流木・丸太・古タイヤ）
a. 概要・ 柏崎刈羽原子力発電所に配備しているホイールローダにより，第 1 図のとおり，割石（約 1t）・古タイヤ（約 2.1t）・丸太（末口 30cm：7 本結束約 700kg）・
流木（約 300kg）を「がれき」に見立て，幅員 3m のアクセスルートを確保した際の作業時間を作業員 A，B，C それぞれ 1 回計測した。

第1図

がれき撤去訓練概念図《ホイールローダの仕様》
全長：735cm

全幅：270cm

高さ：340cm

運転質量：約 14.66t（定員 2 人）

重量：14.55t

バケット容量：3m3b. 測定結果
・ 作業員 A2 分 32 秒 （1.18km/h）

・ 作業員 B2 分 05 秒 （1.44km/h）

・ 作業員 C

2 分 50 秒 （1.05km/h）【評価値】3 分

1.0.2-207

(2)段差復旧(a)a.概要
・ 柏崎刈羽原子力発電所に「段差復旧」用として配備している砕石※（運搬距離平均約 100m）を用いてホイールローダにより，第 2 図，第 3 図，第 4 図のとおり，砕石を用いて，1 箇所 20cm の段差を復旧しアクセスルートを確保した際の作業
時間を作業員 A,B それぞれ 1 回計測した。
※通行に支障のある段差から 100m 以内にストック場所を確保・管理する（第 7 図）。

第 2 図 段差復旧(a)訓練概念図(1)

砕石を用いて擦り付け
３ｍの幅員確保

第 3 図 段差復旧(a)訓練概念図(2)1.0.2-208復旧前の段差状況

段差復旧状況①

段差復旧状況②

段差復旧状況③第4図

段差復旧(a)状況

b.測定結果・ 作業員 A4 分 43 秒

・ 作業員 B3 分 39 秒【評価値】5 分

1.0.2-209

(3)段差復旧(b)a.概要
・ 柏崎刈羽原子力発電所に「段差復旧」用として配備している砕石（運搬距離平均約 100m）を用いてホイールローダにより，第 5 図，第 6 図のとおり，砕石を用いて，1 箇所 50cm の段差（上り・下り）を復旧し，アクセスルートを確保した際の作業時間を作業員 A,B,C それぞれ 1 回計測した。

第5図

段差復旧(b)訓練概念図

1.0.2-210

第6図

段差復旧状況

b.測定結果

作業員 A

作業員 B

作業員 C

サイクル

1 サイクル
当たりの時間

1 サイクル当
使用砕
石量

復旧箇所

時間

上り

21 分

4

約6分

約 1.0m3

下り

29 分

6

約5分

約 0.7m3

上り

24 分

4

約6分

下り

25 分

6

約5分

上り

18 分

4

約5分

約 1.0m3

下り

26 分

6

約5分

約 0.7m3(移動～すくい上げ～移動～巻きだし～転圧)【評価値】上り・下りの復旧とも 30 分

1.0.2-211

4.2m3たりの作業量

約 1.0m3
約 0.7m3

〈段差復旧用の砕石ストック場所〉

第7図

段差復旧用の砕石ストック場所

1.0.2-212

(4)土砂撤去
a. 概要
・ 斜面崩壊後の堆積土砂を模擬（第 8 図）し，柏崎刈羽原子力発電所に配備しているホイールローダにより，第 9 図のとおり，アクセスルートとして必要な幅
員 3m 以上を確保するための土砂撤去を行った際の作業時間と撤去土量について
作業員（A,B）の組み合わせで計測した。この結果を用いて，時間当たりの作業量を算定し，文献に基づき算出した土砂撤去作業量（76m3/h）（別紙 15 参照）が確保されていることを検証した。

※本検証では仮復旧後の幅員が 3m 以上となる
ように土砂を撤去する。

土砂撤去範囲15 度

堆積土砂

仮復旧道路幅 3m 以上

第8図

第9図

斜面崩壊後を模擬した土砂

仮復旧道路のイメージ

b.検証結果・ 上記条件に基づいた，土砂撤去作業の検証結果は次のとおりである。
作業員

撤去土量

作業時間

作業能力

目標値

A，B

43.5m328 分 12 秒

92.5m3/h

76m3/h

仮復旧

仮復旧

道路幅

必要道路幅

4.2m

3m

評価
○

（参考）
撤去延長
15m

c.検証状況写真
・ ホイールローダ 2 台における，土砂撤去状況は次のとおりである。
道路幅 3m 以上

撤去作業開始●作業完了
第 10 図

土砂撤去状況写真

1.0.2-213

d. 土砂撤去作業後の掘削面勾配の検証
・ 斜面崩壊後の堆積土砂を模擬（第 8 図）し，柏崎刈羽原子力発電所に配備しているホイールローダにより仮復旧した際の掘削面勾配について，作業員（A,B）の組み合わせで 1 回計測し，労働安全衛生規則を参考とした 60 度※以下が確保されていることを検証した（第 11 図）。
※撤去部における堆積土砂厚さが最大でも 1m 程度であることを踏まえれば，労働安全衛生規則
第 356 条より 2m 未満の地山（岩盤，堅い粘土以外）として掘削面勾配は 90 度となるが，堆積土砂の撤去は自然地山の掘削ではないため，仮復旧後の掘削面勾配の基準は，同規則における5m の地山（岩盤，堅い粘土以外）の掘削面勾配である 60 度とした。
掘削面勾配

土砂撤去範囲堆積土砂

15 度
仮復旧道路幅 3m 以上

第 11 図掘削面のイメージ

e. 検証結果
・ 崩壊土砂撤去作業後の掘削面勾配は次のとおりである。
作業員

掘削面勾配

目標値

評価

A，B

55 度

60 度

○

f. 検証状況写真

第 12 図

検証状況写真1.0.2-214

別紙 12(12) 車両走行性能の検証
1．概要
・ 可搬型設備のうち大型車両を対象として，段差復旧前及び復旧後の走行性能について検証を行った。
2．検証結果(1)【約 17cm の段差】
〔段差復旧前〕・ 段差復旧前の走行性能については，走行時において車両の重量が最も大きい代
替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラーを代表として検証する。
・ 検証の結果，代替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラーは約 17cm の段差の走行が可能であることを確認した。代替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラーの段
差通行後の健全性確認について，耐震性能試験を行う際，ショックの大きい段差の上段から下段への通行による加速度も考慮して行う予定であり，耐震性能試験の結果によっては，必要に応じて追加対策を実施することとしている。
〔段差復旧後〕・ 段差復旧後の走行性能については，走行時において車両の重量が最も大きい代
替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラーを代表として検証する。
・ 検証の結果，代替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラーはホイールローダで復旧した段差箇所の走行が可能であることを確認した。
・ なお，念のため可搬型代替注水ポンプ（消防車），可搬型代替交流電源設備（電源車），タンクローリについて，ホイールローダで復旧した段差箇所の走行が可能であることを確認した。

1.0.2-215

【検証状況写真（代表例）】
段差及び復旧後の走行性の検証状況写真を以下に示す。
○段差

検証ヤード

約 17cm

段差復旧前

段差復旧後
第1図

検証状況写真（段差状況）

1.0.2-216

○代替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラー（段差復旧前）○代替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラー（段差復旧後）

第 2‐1 図 走行性検証状況写真①

1.0.2-217

（参考：段差復旧後）○可搬型代替注水ポンプ（消防車）○可搬型代替交流電源設備（電源車）○タンクローリ

第 2‐2 図 走行性検証状況写真②

1.0.2-218

(2)【約 50cm の段差】
〔段差復旧後〕・ 段差復旧後の走行性能については，走行時において車両の重量が最も大きい代
替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラーを代表として検証する。
・ 検証の結果，代替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラーはホイールローダで復旧した段差箇所の走行が可能であることを確認した。
【検証状況写真】
段差及び復旧後の走行性の検証状況写真を以下に示す。
○段差

第3図

検証状況写真（段差状況）

1.0.2-219

○代替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラー（段差復旧後）
【上り】

【下り】

第4図

走行性検証状況写真

1.0.2-220

別紙 13(13) 地震時の地中埋設構造物崩壊による影響について
アクセスルート上には第 1 図に示すとおり地中埋設構造物を横断する箇所が 71 箇所ある。

第1図

地中埋設構造物の横断箇所

地震時に地中埋設構造物の崩壊によるアクセス性への影響評価を行うため，横断する地中埋設構造物のうち，崩壊を想定した場合に通行に支障があるものを選定し，個別に基準
地震動 Ss に対する耐震性能照査を実施することとした。なお，地震時の地盤応答変位に基づき頂底版間の相対変位が小さいもの等，崩壊の可能性が小さいものは評価対象から除外した。
上記の手順で選定された第 2 図～第 3 図に示す 5 号炉 OF ケーブルダクト※について「土木学会：原子力発電所屋外重要土木構造物の耐震性能照査指針，2005」に基づき，地震応
答解析を実施し，基準地震動 Ss に対する耐震性能照査を行った（第 4 図，第 1 表，第 2表）。

※

中越沖地震を契機に，油を内包する OF ケーブルを火災リスクのない CV ケーブル（架橋ポリエチレン絶
縁ビニルシースケーブルの略称で，電線を架橋ポリエチレンで被覆し，その外周をビニルシースで被覆したケーブル）に全て交換している（「OF ケーブルダクト」という名称はダクト名として残っている）。

1.0.2-221

○5 号炉 OF ケーブルダクト

350
450

3,200

2,400

2,700
450

3,600

450 710

T.M.S.L.+12.0m

450

第 2 図 5 号炉 OF ケーブルダクト横断位置

2,600

450
6,450

第3図

2,600

350

A-A’断面埋戻土（砂質土）
古安田層（粘性土）
西山層（Ⅰ）（泥岩）
西山層（Ⅱ）（泥岩）

第4図

二次元有限要素法解析モデル

第1表

変形性能照査結果

評価部位

照査用層間変形角 Rd（照査用応答値）

限界層間変形角 Ru（評価基準値）

Rd/Ru

側壁

0.150／100

1／100

0.15

第2表

せん断耐力照査結果

評価部位

照査用せん断力 Vd（kN）（照査用応答値）

せん断耐力 Vyd（kN）（評価基準値）

Vd/Vyd

側壁

118

124

0.95

頂版

84

132

0.64

底版

87

175

0.50

照査の結果，
第 1 表，第 2 表に示すとおり照査用応答値は評価基準値を下回ることから，
基準地震動 Ss に対して同ダクトは崩壊しないことを確認した。

1.0.2-222

別紙 14(14) 屋外アクセスルートの仮復旧計画○斜面の崩壊箇所について
・ アクセスルートの斜面崩壊による被害想定について，斜面崩壊後の堆積土砂形状を推定した上で，必要な幅員（3m）を確保可能か評価した。
・ 地震時の仮復旧により通路が確保可能なアクセスルートとして選定されたルート上の堆積土砂については，土砂を除去するために必要な要員を確保することとして，仮復旧に要する時間を評価した。
・ 溢水範囲とアクセスルートの周辺斜面崩壊箇所は重複するものの，周辺の空地が平坦かつ広大であり，周辺の道路上及び排水設備を自然流下し，拡散することから，崩壊土砂や撤去作業に影響はない（本文第 17 図，第 21‐4 図，第 25 図，別紙 30 参
照）。

第1図

地震時におけるアクセスルート（大湊側高台保管場所を使用する場合）

第2図

地震時におけるアクセスルート（荒浜側高台保管場所を使用する場合）

1.0.2-223

○土砂撤去による復旧箇所
平面図

断面図
①

①‘
①’

堆積土砂形状土砂撤去範囲15°

15°

アクセスルート
幅員3.5m※1.0.2-224①－①‘断面図

1.28m

1:1
Ａ＝2.25m2
3.5m
撤去範囲拡大図

土量算定
土量(m3)＝復旧延長＝167(m)× 断面積※
× 2.25(m )2≒376(m3)※保守的に復旧延長全ての区間で 3.5m 幅を確保するための断面積とした

崩壊土砂撤去に要する時間
時間(分)＝土量÷ホイールローダ作業量＝376(m3)÷（76(m3/h)×2(台※)）×60＝148.4≒149(分)※当該箇所はホイールローダ 2 台で復旧を行う

別紙 15(15) がれき及び土砂撤去時のホイールローダ作業量時間について
柏崎刈羽原子力発電所に保管されているホイールローダによるがれき及び土砂撤去に要する時間を以下のとおり算定した。
【ホイールローダの仕様】
・ バケット容量（山積）：3m3
・ バケット幅：約 3m（270cm）【がれき撤去の考え方】
・ 5t 未満のがれきは 50m 区間ごとに道路外へ押し出すことを想定
・ 5t 未満のがれき撤去時の移動速度はホイールローダの 1 速のカタログ値の平均的な速度から 2.5km/h（=41.6m/分）と設定し，サイクルタイムを算定
50m

l1＝50ml2＝5m

3m

サイクルタイム

5m

Cm=(l1+l2)÷v1+l2÷v2=55÷41.6+5.0÷41.6≒1.5 分/50m
1km あたりの撤去時間＝30 分

Cm ：サイクルタイム（分）l：平均押し出し距離（m）

v1 ：前進速度（m/分） v2 ：後進速度（m/分）
・ 5t 以上のがれきは 100m 区間に 1 箇所と仮定して道路外へ押し出すことを想定
・ 移動速度は対象が重量物であることを考慮して 1 速の平均速度の 20%程度，0.5km/h（=8.3m/分）と設定し，サイクルタイムを算定

l1=5m

l2=5m

3m

サイクルタイム

Cm=(l1+l2)÷v1+l2÷v2=10÷8.3＋5.0÷8.3≒1.8 分/箇所
1km あたり（10 箇所）の撤去時間＝18 分

上記の撤去時間を合成して，がれきの撤去速度は 1km あたり 48 分，0.8km/h と想定した。

1.0.2-225

【土砂撤去の考え方】
・ アクセスルート上に流入した土砂を押土，集積し，道路脇に除去する
・ 1 サイクルの作業は，道路上①から②に土砂を押土，集積し，次に道路脇③の方向に除去する
・ 土砂を道路脇に除去した後，道路上の②→①→②の区間において転圧を行うとともに，轍による不陸を低減する。
・ 1 回の押土，集積で移動する長さＬは，バケット容量 3m3/流入箇所の平均的な土砂断面積 0.825m2※≒4m※ホイールローダ 2 台で復旧幅 3m を確保する場合の 1 台分の土砂撤去量
・ 1 サイクル当りの移動距離は，
A：押し出し（①→②→③）： 7m

B：後進（③→②）： 3m

C：転圧：後進（②→① ）: 4m

D：転圧（①→② ）

: 4m

①

②

3 m

4m
3m

③

○土砂撤去作業量算定結果：
・ 当該作業におけるホイールローダの作業量を決定するにあたり，以下 3 つの図書を参考に作業量を算定した
・ このうち，柏崎刈羽原子力発電所に配備されているホイールローダの規格（バケッ
ト容量 3m3）と同規模の重機を例示している図書のうち，作業量が保守的（小さい）である「土木工事積算基準」の作業量を採用した

参考図書

ダム技術センター：
ダム工事積算の解説，2011

東日本高速道路株式会社，
中日本高速道路株式会社，
日本道路協会：
道路土工 施工指針 西日本高速道路株式会社：，1986
土木工事積算基準，2014

図書に提示されている重機の規格（バケット容量）

3.1m3 級～10.3m3 級

1.0m3 級～2.1m3 級

1.3m3 級～6.0m3 級

作業量100m3/h84m3/h76m3/h

ホイールローダの作業量の採用値：76m3/h

1.0.2-226

○作業量算定におけるパラメータの考え方（その 1）
項目

ダム工事積算の解説
Q＝3,600×q×f×E/Cm
ここに

作業量 Q
算定式

Q：運転時間当たり作業量（m3/h）
q：1 サイクル当たりの作業量（m3/h）
f：土量換算係数
E：作業効率
Cm：サイクルタイム（sec）

作業量Q

100m3/h1.0.2-227

バケット容量 柏崎刈羽原子力発電所の実機から設定
qO
バケット係数 設定されていないが，関係式から逆算
K【採用値：0.829】
1 サイクル当た q＝qO×K
りの作業量【採用値：2.49m3/h】
q

道路土工

施工指針

土木工事積算基準

Q＝3,600×qO×K×f×E/Cm
ここに

Q：運転時間当たり作業量（m3/h）
qO：バケット容量（m3）K：バケット係数f：土量換算係数
E：作業効率
Cm：サイクルタイム（sec）

84m3/h76m3/h

【採用値：3.0m3】
一度切り崩された崩壊土であり，不規則な空げきを生じにくくバケットに入りやすいものであることから，土質（普通土・砂質土）に応じた上限値を採用【採用値：0.900】【採用値：0.800】【採用値：2.70m3/h】【採用値：2.40m3/h】

土量換算係数 崩壊土砂（ほぐした土量）を作業の対象としており，土量変化率は L/L=1.0f【採用値：1.0】
作業効率
E

崩壊土砂上の作業であり作業効率はかなり低下するものと想定し，土質（普通土・砂質土）に応じた最も保守的な値を採用【採用値：0.45】

サイクルタイム ホイール型の値を採用
Cm【採用値：40sec】【採用値：0.4】【採用値：0.4】

次頁の算定式により算定【採用値：46sec】【採用値：45sec】

○作業量算定におけるパラメータの考え方（その 2）
項目

道路土工

施工指針

Cm=mL+t1+t2
ここに Cm：トラクタショベルのサイクルタイム(sec)m：トラクタショベルの足回りによる係数(m/sec)
サイクルタイム
L：片道運搬距離(m)Cm 算定式
t1：すくい上げ時間(sec)t2：積込み及び運搬車両進入のための待ち時間，ギアの入れ
かえ，段取り等に要する時間(sec)

サイクルタイム
Cm

土木工事積算基準
Cm=L1/V1+L2/V2+t1+t2
ここに Cm：トラクタショベルのサイクルタイム(sec)
L1：運搬距離(m)L2：帰り距離(m)t1：すくい上げ時間(sec)t2：積込み及び運搬車両進入のための待ち時間，ギアの入れ
かえ，段取り等に要する時間(sec)
V1：運搬速度(m/sec)
V2：帰り速度(m/sec）

45sec

46sec

1.0.2-228

運搬距離
L

片道運搬距離 L：土砂撤去方法及び転圧距離から設定

足回り係数
m

ホイール形を採用

運搬距離 L1：土砂撤去方法及び転圧距離から設定
帰り距離 L2：土砂撤去方法及び転圧距離から設定【採用値：L1 11m，L2 7m】【採用値：11m】－【採用値：1.8m/sec】

すくい上げ時間 崩壊土砂上の作業であり，すくい上げは容易でないことから最も保守的な値を採用
t1【採用値：20sec】【採用値：20sec】
積込みほか時間 運搬重機への積込み作業がないため，下限値の半分程度の時間を採用
t2【採用値：6sec】
運搬速度
V1

－

帰り速度
V2

－

【採用値：8sec】

柏崎刈羽原子力発電所の実機から設定【採用値：1.1m/sec】
柏崎刈羽原子力発電所の実機から設定【採用値：1.1m/sec】

【土砂撤去時の斜面の安全確認の考え方】
崩壊土砂の撤去作業中，斜面の崩壊による二次災害を防止するため，10m ごとに 1 分
間作業を中断し，次に撤去する斜面の安全確認を実施する。確認の際には斜面下方から斜面を観察し，「日本道路公団：道路構造物点検要領（案），2003」及び「国土交通省 国
道・防災課：道路のり面工・土工構造物の調査要領（案），2013」を参考に，以下の斜面
崩壊の兆候となる現象の有無を確認する。
・ 斜面のはらみ出し・ 斜面からの落下物
・ 斜面からの異音・ 斜面のき裂（クラック）
夜間は照明を用いて，同様の確認をする。

1.0.2-229

別紙 16(16) 仮復旧後の対応について
1. 仮復旧後の対応について
仮復旧後の余震や降雨による 2 次的被害を防止するため，仮復旧後速やかに，第 1
図に示すとおり法面整形（緩勾配化，押さえ）及び通行幅の拡幅作業に移る。さらに，運搬車両等の搬入が可能となったのち，本復旧（土砂掘削運搬，法面補強等）を実施する。
代替熱交換器車が通行可能となる通行幅 3m を確保
→道路脇に押土，運搬
ホイールローダによる撤去

余震や降雨による 2 次的被害の防止→法面の整形（緩勾配化，押さえ）→土砂の本格掘削及び運搬→通行幅の拡幅（6m 程度）→法面の保護，補強

ショベルカーによる作業

崩壊範囲
仮復旧

従前の幅員確保，法面の安定化

ショベルカー＋運搬車輌による作業

崩壊範囲

崩壊後の斜面形状

崩壊範囲

法面整形（緩勾配化，押さえ）

断 面 図

本復旧
(土砂撤去・法面保護)(土砂撤去)

通行幅 3m

通行幅 3m

従前の幅員

通行幅 3m

拡幅 6m 程度

従前の幅員

(
)

平 面 図

(

第1図

仮復旧後の対応

1.0.2-230

土砂撤去・法面保護)

2. 2 次的被害防止対策について仮復旧後の対応について道路に流入した土砂を撤去し道路幅員を 3m から 6m 程度に拡幅後，法面整形（緩勾配化，土羽打ち）を実施する。1 箇所当たりの復旧に要する期間は 10～20 日程度であり（第 2 図），復旧に当たっては，早期に復旧可能な箇所や主要なルートを優先的に復旧する等，合理的な事故処理に努める。

第2図

復旧が必要な箇所及び復旧期間

1.0.2-231

3. 本復旧対策について道路に流入した土砂を撤去（掘削及び運搬）する等し，従来の道路幅員まで拡幅後，法面整形及び安定化対策を実施する。 1 箇所当たりの復旧に要する期間は 20 日～1.5
ヶ月程度であり（第 3 図），復旧に当たっては，早期に復旧可能な箇所や主要なルートを優先的に復旧する等，合理的な事故処理に努める。

第3図

復旧が必要な箇所及び復旧期間

1.0.2-232

別紙 17(17)

屋内アクセスルートの設定について

屋内アクセスルートは，重大事故等時において必要となる現場活動場所まで外部事象を想定しても移動が可能であり，また，移動時間を考慮しても要求される時間までに必要な措置を完了させることが重要である。外部事象のうち一番厳しい事象は地震であり，地震起因による火災，溢水，全交流動力電源の喪失を考慮してもアクセス性に与える影
響がないことを確認し設定する。
1. 屋内アクセスルート設定における考慮事項
屋内での各階層におけるアクセスルートを選定する場合，地震随伴火災の恐れがある油内包機器又は水素内包機器，地震随伴内部溢水を考慮しても移動可能なルートを
あらかじめ設定する。
※1：火災源となる機器については，別紙 21「地震随伴火災の影響評価」参照※2：内部溢水については，別紙 22「地震随伴内部溢水の影響評価」参照

2. 屋内アクセスルートの成立性
技術的能力 1.1～1.19 で整備した重大事故等時において期待する手順について，外部事象による影響を考慮しても屋内に設定したアクセスルートを通行できることを確認した。その結果を「技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧」に整理する。
また，移動経路については，本別紙第 1 図「柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉
重大事故等時屋内アクセスルート」に示す。第 1 図に記した「①～⑧」は，本別紙

第 1 表「技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧」の屋内アクセスルートの記載にある数字と関連づけがなされている。
なお，原子炉建屋最地下階の内部溢水に関する影響については，別紙 22 に示す。
3. 屋外アクセスルートとの関係
重大事故等時は屋内での活動はもとより，可搬型重大事故等対処設備での屋外側での設置作業との連携が重要である。そこで，重大事故等対処設備を使用する場合には，緊急時対策要員（現場要員）の滞在場所から現場に向かう。

1.0.2-233

第1表

1.1

1.2

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉
条文

対応手段

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

代替制御棒挿入機能による制御
棒緊急挿入(自動)代替制御棒挿入機能による制御
棒緊急挿入(手動操作)
原子炉冷却材再循環ポンプ停止
による原子炉出力抑制(代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能)
原子炉冷却材再循環ポンプ停止
による原子炉出力抑制(原子炉冷却材再循環ポンプ手動停止操作)
自動減圧系の起動阻止スイッチ
による原子炉出力急上昇防止
ほう酸水注入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

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

原子炉冷却
材圧力バウ
ンダリを減
圧するため
の手順等

○

○
○
○
○

○

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(運転員操作)○

監視及び制御(中央制御室の監視
計器)○

原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却(設計基準拡張)
原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却(原子炉隔離時冷却系の水源切替え)
高圧炉心注水系による発電用原
子炉の冷却(設計基準拡張)
高圧炉心注水系による発電用原
子炉の冷却(高圧炉心注水系の水源切替え)
減圧の自動化(代替自動減圧機
能)手動操作による減圧(逃がし安全弁の手動操作による減圧)操作・作業場所
屋内アクセスルート

中央高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却

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原子炉圧力容器へのほう酸水注入)

1.3

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(1/14)○

高圧代替注水ポンプ現場起動【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 A⑥)→[⑥-1]】
原子炉隔離時冷却系ポンプ起動【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 A⑦)→[⑦ハッチ開放]→(⑦ハッチ梯子⑧)→[⑧-2]→(⑧ハッチ梯子⑦)→[⑦-2]→(⑦ハッチ
梯子⑧)→[⑧-2]→(⑧ハッチ梯子⑦)→(⑦階段 A⑥)→[⑥-1]】

ほう酸水注入系ポンプ起動【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B③)→[③-2]→(③階段 B⑤)→(⑤階段 I<連絡通路>階段 J⑤)→(⑤階段 J⑧)→[⑧-8]】
ほう酸水注入系ポンプ電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥
-3]】

○
○
○
○

○

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復○

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○

高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保(不活性ガス系から高圧
窒素ガス供給系への切替え)○

逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-6]→[①-5]】
逃がし安全弁用の駆動源(電源)と逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-6]→[①-5]→(①階段 C⑥)→[⑥-5]→[⑥-2]→(⑥階段 C①)→[①-5]→[①-6]】
逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-6]→[①-5]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-234

屋外アクセスルート※

第1表

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉

条文
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

対応手段

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

中央

高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保(高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替え)
逃し安全弁の背圧対策
インターフェイスシステム LOCA
発生時の対応(中央制御室からの遠隔操作)

操作・作業場所
屋内アクセスルート
逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-6]→[①-5]】○○

低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水の系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-8]】低圧代替注水系(可搬型)による発電用原子炉の冷却○

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
交流電源が確保されている場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B④)→[④-3]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-1]】
全交流電源が喪失で残留熱除去系 A 系使用の場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B④)→[④-3]→(④階段 B⑤)→(⑤階段 A④)→(④MS ﾄﾝﾈﾙ室⑤)→[⑤-4]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B⑤)→[⑤-1]→(⑤階段 A④)→(④MS ﾄﾝﾈﾙ室⑤)→[⑤-4]】
全交流電源が喪失で残留熱除去系Ｂ系使用の場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B⑤)→[⑤-1]→[⑤-2] 又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B④)→[④-3]→(④階段 B⑤)→[⑤-2]】

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○

インターフェイスシステム LOCA
発生時の対応(ブローアウトパ
ネルによる環境改善)
低圧代替注水系(常設)による発電用原子炉の冷却(残留熱除去
系(B)又は残留熱除去系(A)注入
配管使用)

屋外アクセスルート※○
現場での隔離【中央制御室→(④階段 M⑤)→各系統へ A 系→(⑤階段 A④)→(④(MS トンネル室)→⑤へ)→[⑤-4]】
B 系[⑤-5]，C 系[⑤-2]

インターフェイスシステム LOCA
発生時の対応(現場での隔離操作)

1.4

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(2/14)

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

○

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(設計基準拡張)○

残留熱除去系 A 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(SA 時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 A⑧)→[⑧-1]】
残留熱除去系 B 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(SA 時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 A⑧)→[⑧-3]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-235

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所

第1表

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉

条文
1.4

1.5

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

最終ヒート
シンクへ熱
を輸送する
ための手順
等

対応手段

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(3/14)
中央

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(設計基準拡張)○

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○

原子炉格納容器ベント弁駆動源
確保(予備ボンベ)○操作・作業場所
屋内アクセスルート
残留熱除去系 A 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(SA 時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 A⑧)→[⑧-1]】
残留熱除去系 B 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(SA 時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 A⑧)→[⑧-3]】
格納容器圧力逃がし装置の減圧及び除熱【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]→（①階段 D②）→[②-6]】
原子炉格納容器ベント弁の駆動源確保
ウェットウェルベント弁の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-4]】
ドライウェルベント弁の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D④)→[④-4]】

緊急時対策所→6 号炉フィルタベント装置
緊急時対策所→6 号炉フィルタベント装置
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→6 号炉フィルタベント装置

フィルタ装置ドレン移送ポンプ
水張り
フィルタ装置水位調整(水抜き)
格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ○フィルタ装置スクラバ水 pH 調整○

ドレン移送ライン窒素ガスパージ
ドレンタンク水抜き

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○

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)○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)○

屋外アクセスルート※

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【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D③)→[③-7]→（③階段 D②）→[②-6]】
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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]→（①階段 D②）→[②-6]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]→(①階段 D④)→(④-5)→（④階段 D②）→[②-6]】
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ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D③)→[③-7]→(③階段 D⑥)→[⑥-3]→（⑥階段 D②）→[②-6]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D③)→[③-7]→(③階段 D④)→「④-5]→（④階段 D②）→[②-6]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-236

第1表

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉

条文
1.5

対応手段

中央

最終ヒート
シンクへ熱
を輸送する
ための手順
等

代替原子炉補機冷却系による除熱

1.6

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(4/14)

原子炉格納
容器内の冷
却等のため
の手順等

原子炉補機冷却系による除熱(設計基準拡張)
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(可搬型)による原子炉格納容器
内の冷却

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(サプレッション・チェン
バ・プール水冷却モード)の復旧
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(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)によるサプレッション・チ
ェンバ・プールの除熱(設計基準拡張)○

操作・作業場所
屋内アクセスルート
代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確
保(現場状況によっては省略可)
補機冷却水系 A 系使用の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→(⑥階段 D①)→[①-5]→(①階段 D⑥)→(⑥階段 P⑤)→(⑤階段 Q⑥)→ [⑥-8]→(⑥階段 Q⑤)→(⑤階段 P⑥)→(⑥階段 J⑧)→[⑧-6]→(⑧階段 J⑥)→(⑥階段 L④)→(④階段 M⑤)→(⑤階段 A③)→(③階段 N②)→[②-1]→(②階段N③)→[③-1]→(③階段 B④)→[④-2]→(④階段 B⑤)→[⑤-1]→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦
階段 A⑧)→[⑧-1]→[⑧-2]→[⑧-5]】
補機冷却水系 B 系使用の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-6]→(①階段 D⑥)→[⑥-9]→(⑥階段 J⑧)→[⑧-7]→(⑧階段 J⑥)→(⑥階段 L④)→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B③)→[③-1]→[③-3]→(③階段 B④)→[④-2]→(④階段 B⑤)→[⑤-1]→(⑤階段 B⑦)→[⑦-3]→(⑦階段 B⑧)→[⑧-3]→[⑧-4]】【屋外→[⑤-22]】

屋外アクセスルート※

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所○○○

代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器ス
プレイ系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-8]】
代替格納容器スプレイ冷却系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水系統構成
交流電源が確保されている場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B④)→[④-3]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-1]】
全交流電源が喪失しており D/W スプレイを実施する場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B④)→[④-3] →(④階段
B⑤)→[⑤-2]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B⑤)→[⑤-1]→[⑤-2]】
全交流電源が喪失しており S/P スプレイを実施する場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B④)→[④-3]→(④階段 B⑤)→［⑤-2］→(⑤階段 B⑥)→[⑥-24]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B⑦)→[⑦-1]→(⑦階段 B⑤)→[⑤-1]→[⑤-2]→(⑤階段 B⑥)→[⑥-24]】

○

○

○

○

※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-237

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所

第1表

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉

条文
1.7

原子炉格納
容器の過圧
破損を防止
するための
手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(5/14)

対応手段

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

中央

○

操作・作業場所
屋内アクセスルート
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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]→（①階段 D②）→[②-6]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]→（①階段 D②）→[②-6]→(②階段 D④)→[④-5]】

緊急時対策所→6 号炉
フィルタベント装置
緊急時対策所→6 号炉
フィルタベント装置
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→6 号炉
フィルタベント装置

フィルタ装置ドレン移送ポンプ
水張り
フィルタ装置水位調整(水抜き)○

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ○フィルタ装置スクラバ水 pH 調整○

ドレン移送ライン窒素ガスパージ
ドレンタンク水抜き

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)○○

屋外アクセスルート※

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系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]】
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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→（⑥階段 D②）→[②-6]→(②階段 D⑥)→[⑥-3]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→（⑥階段 D②）→[②-6]→(②階段 D④)→[④-5]】

不活性ガス(窒素ガス)による系
統内の置換

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

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○

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除熱○

格納容器下部注水系(常設)による原子炉格納容器下部への注水○

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系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-8]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D③)→[③-5]→[③-6]→[③-9]】
代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確
保【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-5]→[①-6]→(①階段 D⑥)→[⑥-9]→(⑥階段 J⑧)→[⑧-7]】【屋外→[⑤-22]】
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電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-7]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-8]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-238

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

第1表

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉

条文
1.8

1.9

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

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

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(6/14)

対応手段

中央

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○

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(可搬型)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○

操作・作業場所
屋内アクセスルート
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電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-7]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D④)→[④-4]】
低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-8]】低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D④)→[④-4]】
ほう酸水注入系電源受電
ほう酸水注入系 A 系の場合
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]】
ほう酸水注入系 B 系の場合
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]】

水素爆発に
よる原子炉
建屋等の損
傷を防止す
るための手
順等

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所

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

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○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○

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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]→（①階段 D②）→[②-6]→(②階段 D⑥)→[⑥-3]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D①)→[①-15]→（①階段 D②）→[②-6]→(②階段 D④)→[④-5]】
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【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 D③)→[③-7]→[③-8]→（③階段 D②）→[②-6]→(②階段 D⑥)→[⑥-3]】
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

耐圧強化ラインの窒素ガスパージ

1.10

屋外アクセス
ルート※

水素濃度及び酸素濃度の監視(格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の監視)
水素濃度及び酸素濃度の監視(格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の監視)
静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制○○原子炉建屋内の水素濃度監視○

原子炉建屋内の水素濃度監視(非常用ガス処理系の停止操作)○

格納容器内雰囲気計装電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-239

第1表

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉

条文
1.11

使用済燃料
貯蔵槽の冷
却等のため
の手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(7/14)

対応手段
燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへの注水(SFP
可搬式接続口を使用した場合)

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

○

○

○

漏えい抑制

○

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへのスプレイ(SFP 可搬式接続口を使用した場
合)燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへのスプレイ(原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合)
使用済燃料プールの監視

1.12

中央

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへの注水(原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合)

燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ

操作・作業場所
屋内アクセスルート

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プール注水系
統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-3]→(⑤階段 B①)→[①-1]→(①階段 B⑤)→[⑤-3]】
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プール注水系
統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-6]→(⑤階段 A①)→[①-2]→(①階段 A⑤)→[⑤-6]】
使用済燃料プール冷却浄化系隔離【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B④)→[④-1]】○

使用済燃料貯蔵プール監視カメ
ラ用空冷装置起動○

代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱○

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所○○

屋外アクセスルート※
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールスプレイ
系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-3]→(⑤階段 B①)→[①-1]→(①階段 B⑤)→[⑤-3]】
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールスプレイ
系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-6]→(⑤階段 A①)→[①-2]→(①階段 A⑤)→[⑤-6]】

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 C①)→[①-3]】
燃料プール冷却浄化系 A 系の場合
燃料プール冷却浄化系電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]】
燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プー
ル除熱系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B④)→[④-2]】
燃料プール冷却浄化系 B 系の場合
燃料プール冷却浄化系電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]】
燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プー
ル除熱系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 B④)→[④-2]】
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

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
放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
大容量送水車(原子炉建屋放水設
備用)，放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置による航空機
燃料火災への泡消火

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-240

第1表

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉

条文
1.13

重大事故等
の収束に必
要となる水
の供給手順
等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(8/14)

対応手段

操作・作業場所
屋内アクセスルート

中央

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
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(あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合)
海を水源とした大容量送水車(海水取水用)による可搬型代替注水ポンプへの送水
海を水源とした大容量送水車(海水取水用)及び可搬型代替注水ポンプによる送水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の海を水源とした原子炉圧
力容器への注水○

海を水源とした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)による冷却)○海を水源とした原子炉格納容器
下部への注水(格納容器下部注水系(可搬型)による注水)○

海を水源とした使用済燃料プー
ルへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による常設スプレ
イヘッダを使用した注水)
海を水源とした使用済燃料プー
ルへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用した注水(SFP
可搬式接続口を使用した場合))
海を水源とした使用済燃料プー
ルへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用した注水(原子炉建屋大物搬入口から接続した場合))
海を水源とした使用済燃料プー
ルへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による常設スプレ
イヘッダを使用したスプレイ)
海を水源とした使用済燃料プー
ルへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用したスプレイ(SFP 可搬式接続口を使用した場
合))海を水源とした使用済燃料プー
ルへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用したスプレイ(原子炉建屋大物搬入口から接続
した場合))
可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給(防火水槽を水源とした補給)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【中央制御室→(④階段Ｌ⑥)→(⑥階段 D④)→[④-4]】
代替格納容器スプレイ冷却系による原子炉格
納容器冷却の系統構成【中央制御室→(④階段Ｌ⑥)→(⑥階段 D④)→[④-4]】
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系統構成【中央制御室→(④階段Ｌ⑥)→(⑥階段 D④)→[④-4]】○

屋外アクセスルート※
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所○

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘ
ッダを使用した使用済燃料プール注水系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-3]→(⑤階段
B①)→[①-1]→(①階段 B⑤)→[⑤-3]】

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所○

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘ
ッダを使用した使用済燃料プール注水系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-6]→(⑤階段A①)→[①-2]→(①階段 A⑤)→[⑤-6]】

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所○○

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘ
ッダを使用した使用済燃料プール注水系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-3]→(⑤階段
B①)→[①-1]→(①階段 B⑤)→[⑤-3]】

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所○

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘ
ッダを使用した使用済燃料プール注水系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-6]→(⑤階段A①)→[①-2]→(①階段 A⑤)→[⑤-6]】

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所○※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-241

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所

第1表

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉

条文
1.13

重大事故等
の収束に必
要となる水
の供給手順
等

対応手段
可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給(淡水貯水池を水源とした補給)

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(9/14)
操作・作業場所
屋内アクセスルート

中央○

大容量送水車(海水取水用)による可搬型代替注水ポンプへの送水
大容量送水車(海水取水用)及び可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給(海を水源とした補給)
淡水貯水池から防火水槽への補給○海から防火水槽への補給(可搬型
代替注水ポンプによる補給)
海から防火水槽への補給(大容量
送水車(海水取水用)による補給)

1.14

電源の確保
に関する手
順等

淡水から海水への切替え(防火水槽を水源とした可搬型代替注水
ポンプによる送水中の場合)
常設代替交流電源設備による給電(M/C D 系受電)○

常設代替交流電源設備による給電(M/C C 系受電)○

可搬型代替交流電源設備による給電(P/C C 系動力変圧器の一次側に接続し，P/C C 系及び P/C D
系を受電する場合)○

可搬型代替交流電源設備による給電(緊急用電源切替箱接続装
置に接続し，P/C C 系及び P/C D
系を受電する場合)○

常設代替交流電源設備による M/C D 系受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]】
常設代替交流電源設備による M/C C 系及びM/C D 系受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]→[⑥-2]】
可搬型代替交流電源設備による P/C C 系及び P/C D 系受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-28]→[⑥-7]→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 J④)→[④-6]→(④階段Ｊ⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→[⑥-2]】【屋外→[⑤-25]→[⑤-26]→(⑤階段 C⑥)→[⑥-34]→[⑥-35]】【屋外→[⑤-27]→(⑤階段 D⑥)→[⑥-35]】
可搬型代替交流電源設備による P/C C 系及び P/C D 系受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-28]→[⑥-7]→[⑥-2]→[⑥-3]→(⑥階段 J④)→[④-6]→(④階段Ｊ⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]→[⑥-2]】【屋外→[⑤-25]→(⑤階段 C⑥)→[⑥-38]】
号炉間電力融通ケーブルによる電力融通【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-17]→[④-16]】号炉間電力融通ケーブルによる電力融通【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-17]→[④-16]】

電力融通による給電(号炉間電力融通ケーブル (常設)を使用○
し，M/C C 系又は M/C D 系を受電する場合)
電力融通による給電(号炉間電力融通ケーブル(可搬型)を使用○
し，M/C C 系又は M/C D 系を受電する場合)
所内蓄電式直流電源設備による○給電(直流 125V 蓄電池からの給電)
直流 125V 蓄電池 A から直流 125V 蓄電池
所内蓄電式直流電源設備によるA-2 への受電切替え
給電(直流 125V 蓄電池 A から直○【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥流 125V 蓄電池 A-2 への受電切替-7]】
え)※１ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。
※２ 保管設備がないため，最初の操作場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-242

屋外アクセス
ルート※1
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所
緊急時対策所→淡水貯水池※２
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所第 1 表 柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(10/14)
条文
1.14

電源の確
保に関す
る手順等

対応手段
所内蓄電式直流電源設備による給電(直流 125V 蓄電池 A-2 からAM 用直流 125V 蓄電池への受電切替え)
代替交流電源設備による所内蓄
電式直流電源設備への給電(直流125V 充電器盤 A の受電)
代替交流電源設備による所内蓄
電式直流電源設備への給電(直流 125V 充電器盤 B の受電)
代替交流電源設備による所内蓄
電式直流電源設備への給電(直流 125V 充電器盤 A-2 の受電)

中央

○

○

○

○

代替交流電源設備による所内蓄
電式直流電源設備への給電(AM用直流 125V 充電器盤の受電)○

中央制御室監視計器 C 系及び D
系の復旧○

可搬型直流電源設備による給電(荒浜側緊急用 M/C 経由による AM
用直流 125V 充電器盤の受電)○

可搬型直流電源設備による給電(AM 用動力変圧器への接続による AM 用直流 125V 充電器盤の受
電)○

可搬型直流電源設備による給電(緊急用電源切替箱接続装置への接続による AM 用直流 125V 充
電器盤の受電)○

常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源確保(AM 用直流 125V 蓄
電池による直流 125V 主母線盤 A
受電)
常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源確保(常設代替交流電源設備による直流 125V 主母線盤
B 受電)
常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源確保(可搬型代替交流
電源設備(緊急用電源切替箱接
続装置に接続)による直流 125V
主母線盤 B 受電)

○

○

○

常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源確保(号炉間電力融通ケーブル(常設)による直流 125V
主母線盤 B 受電)○

常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源確保(号炉間電力融通ケーブル(可搬型)による直流
125V 主母線盤 B 受電)○

操作・作業場所
屋内アクセスルート
直流 125V 蓄電池 A-2 から AM 用直流 125V 蓄
電池への受電切替え【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 C①)→[①-4]→(①階段 C⑥)→[⑥-2]→[⑥-7]】直流 125V 充電器盤 A 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-7]】直流 125V 充電器盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]→[⑥-6]】直流 125V 充電器盤 A-2 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-7]】所内蓄電式直流電源設備による給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D⑤)→[⑤-7]→(⑤階段 D⑥)→[⑥-2]→(⑥階段 C①)→[①-4]】
AM 用直流 125V 充電器盤受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]→[⑥-3]】
可搬型直流電源設備による AM 用直流 125V
充電器盤の受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→[①-4]】
可搬型直流電源設備による AM 用直流 125V
充電器盤の受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→[①-4]】【屋外→[⑤-27]→(⑤階段 D①)→[①-17] →[①-4]】
可搬型直流電源設備による AM 用直流 125V
充電器盤の受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→[①-4]】【屋外→[⑤-25]→(⑤階段 C⑥)→[⑥-38]】
AM 用直流 125V 蓄電池による直流 125V 主母
線盤 A 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-7]→[⑥-2]】
常設代替交流電源設備による直流 125V 主母
線盤 B 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-3]→[⑥-6]】
可搬型直流電源設備による直流 125V 主母線
盤 B 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-3]→[⑥-6]】【屋外→[⑤-25]→(⑤階段 C⑥)→[⑥-38]】
号炉間電力融通ケーブル電力融通による直流 125V 主母線盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-3]→[⑥-6]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-17]→[④-16]】号炉間電力融通ケーブル電力融通による直流 125V 主母線盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-3]→[⑥-6]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-17]→[④-16]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-243

屋外アクセスルート※

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

第 1 表 柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(11/14)
条文
1.14

電源の確保
に関する手
順等

対応手段

中央

常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源確保(可搬型代替交流
電源設備(P/C C 系動力変圧器の一次側に接続)による直流 125V
主母線盤 B 受電)○

常設代替交流電源設備による AM
用 MCC への給電○

号炉間電力融通ケーブル(常設)による AM 用 MCC への給電○

号炉間電力融通ケーブル(可搬型)による AM 用 MCC への給電○

可搬型代替交流電源設備(AM 用
動力変圧器に接続)による AM 用
MCC への給電○

可搬型代替交流電源設備(緊急用電源切替箱接続装置に接続)による AM 用 MCC への給電○操作・作業場所
屋内アクセスルート
可搬型直流電源設備による直流 125V 主母線
盤 B 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-3]→[⑥-6]】【屋外→[⑤-25]→[⑤-26]→(⑤階段 C⑥)→[⑥-34]→[⑥-35]】【屋外→[⑤-27]→(⑤階段 D⑥)→[⑥-35]】
常設代替交流電源設備による AM 用 MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 J④)→[④-6]→(④階段 J⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→(①階段 C③)→[③-5]→[③-6]】号炉間電力融通ケーブル電力融通による AM
用 MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→(①階段 C③)→[③-5]→[③-6]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-17]→[④-16]】号炉間電力融通ケーブル電力融通による AM
用 MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→(①階段 C③)→[③-5]→[③-6]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-17]→[④-16]】
可搬型代替交流電源設備による AM 用 MCCへの給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 J④)→[④-6]→(④階段 J⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→(①階段 C③)→[③-5]→[③-6]】【屋外→[⑤-27]→(⑤階段 D①)→[①-17]→[①-4]】
可搬型代替交流電源設備による AM 用 MCCへの給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 J④)→[④-6]→(④階段 J⑥)→(⑥階段 D①)→[①-7]→(①階段 C③)→[③-5]→[③-6]】【屋外→[⑤-25]→(⑤階段 C⑥)→[⑥-38]】

燃料補給設備による給油(軽油タ
ンクからタンクローリ(16kL)への補給)
燃料補給設備による給油(タンク
ローリ(4kL)による給油対象設備
への給油)

1.15

事故時の計
装に関する
手順等

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所

燃料補給設備による給油(軽油タ
ンクからタンクローリ(4kL)への補給)

燃料補給設備による給油(タンクローリ(16kL)による第一ガスタ
ービン発電機用燃料タンクへの給油)
非常用交流電源設備による給電(設計基準拡張)
非常用直流電源設備による給電(設計基準拡張)

屋外アクセスルート※

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所○○

非常用直流電源設備による給電(設計基準拡張)(不要な負荷の切
離し操作)

○

計器の故障時に状態を把握するための手段(他チャンネルによる計測，代替パラメータにる推定)○

非常用直流電源設備の不要な負荷切離し操作【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-6]→[⑥-27]→[⑥-28]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-244

第 1 表 柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(12/14)
条文
1.15

事故時の計
装に関する
手順等

対応手段
計器の計測範囲を超えた場合に状態を把握するための手段(他チャンネルによる計測，代替パラメ
ータにる推定)計器の計測範囲を超えた場合に状態を把握するための手段(可搬型計測器(現場)による計測)

操作・作業場所
屋内アクセス
ルート

中央

○

○

可搬型計測器(現場)による計測
多重伝送盤 DIV-Ⅰの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-2]】
多重伝送盤 DIV-Ⅱの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-3]】
多重伝送盤 DIV-Ⅲの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-25]】
中央制御室外原子炉停止制御盤の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-26]】
多重伝送現場盤 DIV-Ⅲの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 W⑦)→(⑦階段 X⑧)】

計器の計測範囲を超えた場合に状態を把握するための手段(可搬○型計測器(中央制御室)による計
測)計器電源が喪失した場合の手段(可搬型計測器(現場)によるパラ○メータ計測又は監視)計器電源が喪失した場合の手段○(可搬型計測器(中央制御室)によるパラメータ計測又は監視)パラメータを記録する手段(安全パラメータ表示システム(SPDS)による記録)
パラメータを記録する手段(現場
指示計の記録)パラメータを記録する手段(可搬○型計測器の記録)
1.16 原 子 炉 制
中央制御室換気空調系設備の運中央制御室可搬型陽圧化空調機起動○
御室の居転手順等(中央制御室可搬型陽圧【中央制御室→(④階段 J⑤)→(⑤階段 J<連絡
住性等に化空調機への切替え手順)
通路>階段 I⑤)→[⑤-9]】
関する手中央制御室可搬型陽圧化空調機起動
中央制御室換気空調系設備の運順等【中央制御室→[④-6]→(④階段 J⑤)→(⑤階転手順等(全交流動力電源が喪失
段 J<連絡通路>階段 I⑤)→[⑤-9]】した場合の隔離弁現場閉操作)
中央制御室待避室の準備手順(中中央制御室待避室の準備
央制御室待避室陽圧化装置による【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-8]→[⑤
加圧準備操作)-10]】
中央制御室待避室の準備手順(中○央制御室待避室陽圧化装置による加圧操作)
中央制御室の照明を確保する手○順
中央制御室の酸素ガス及び二酸
化炭素ガスの濃度測定と濃度管
理手順
中央制御室待避室の照明を確保○する手順
中央制御室待避室の酸素ガス及び二酸化炭素ガスの濃度測定と濃度管理手順中央制御室待避室データ表示装○
置によるプラントパラメータ等の監視手順
その他の放射線防護措置等に関する手順等
チェンジングエリアの設置及び運用手順
非常用ガス処理系による運転員○
等の被ばく防止手順(非常用ガス処理系起動手順)※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-245

屋外アクセスルート※

第 1 表 柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(13/14)
条文
1.16

1.17

原子炉制御
室の居住性
等に関する
手順等
監視測定等
に関する手
順等

対応手段
非常用ガス処理系による運転員
等の被ばく防止手順(非常用ガス処理系停止手順)

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート

屋外アクセスルート※○
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定
可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の代替測定
可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の測定
可搬型放射線計測器による水中の放射性物質の濃度の測定
可搬型放射線計測器による土壌中の放射性物質の濃度の測定

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

海上モニタリング
モニタリング・ポストのバックグ
ラウンド低減対策
可搬型モニタリングポストのバックグラウンド低減対策
放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策
敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

可搬型気象観測装置による気象
観測項目の代替測定

1.18

緊急時対策
所の居住性
等に関する
手順等

モニタリング・ポストの電源をモニタリング・ポスト用発電機から給電する手順等
緊急時対策所立ち上げの手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部)可搬型陽圧化空調機
操作手順)
緊急時対策所立ち上げの手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所(待機場所)可搬型陽圧化空調機
操作手順)
緊急時対策所立ち上げの手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
可搬型エリアモニタの設置手順)
緊急時対策所立ち上げの手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順)放射線防護等に関する手順等(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部)可搬型陽圧化空調機
から陽圧化装置(空気ボンベ)への切替え手順)放射線防護等に関する手順等(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所(待機場所)可搬型陽圧化空調機
から陽圧化装置(空気ボンベ)への切替え手順)放射線防護等に関する手順等(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部)陽圧化装置(空気ボンベ)から可搬型陽圧化空調機への切替え手順)※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-246

第 1 表 柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(14/14)
条文
1.18

緊急時対策
所の居住性
等に関する
手順等

対応手段

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート

屋外アクセスルート※

放射線防護等に関する手順等(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所(待機場所)陽圧化装置(空気ボンベ)から可搬型陽圧化空調機への切替え手順)
放射線防護等に関する手順等(5号炉原子炉建屋内可搬型外気取
入送風機による通路部のパージ
手順)
必要な指示及び通信連絡に関する手順等(安全パラメータ表示システム(SPDS)によるプラントパ
ラメータ等の監視手順)
必要な指示及び通信連絡に関する手順等(対策の検討に必要な資料の整備)
要員の収容に係る手順等(放射線管理用資機材の維持管理等)要員の収容に係る手順等(チェンジングエリア(南側アクセスルート)の設置及び運用手順)
要員の収容に係る手順等(チェンジングエリア(北東側アクセスルート)の設置及び運用手順)
要員の収容に係る手順等(5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の切替え手順)
代替電源設備からの給電手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備による給電)

緊急時対策所→5 号炉東側保管場所

代替電源設備からの給電手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備の切替え手順)

緊急時対策所→5 号炉東側保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所，5 号炉東側
保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所

代替電源設備からの給電手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備の燃料タンク
への燃料給油手順)
代替電源設備からの給電手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備の待機運転手
順)

1.19

通信連絡に
関する手順
等

代替電源設備からの給電手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備(予備)の切替
え手順)
発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順等
発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順等(無線連絡設備を中央
制御室待避室で使用する場合の切替え)
発電所外(社内外)の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順等

緊急時対策所→大湊側
高台保管場所○※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-247

第2表

1.1

1.2

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(1/15)

条文

対応手段

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

代替制御棒挿入機能による制御
棒緊急挿入(自動)代替制御棒挿入機能による制御
棒緊急挿入(手動操作)
原子炉冷却材再循環ポンプ停止
による原子炉出力抑制(代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能)
原子炉冷却材再循環ポンプ停止
による原子炉出力抑制(原子炉冷却材再循環ポンプ手動停止操作)
自動減圧系の起動阻止スイッチ
による原子炉出力急上昇防止
ほう酸水注入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

原子炉冷却
材圧力バウ
ンダリ高圧
時に発電用
原子炉を冷
却するため
の手順等

1.3

原子炉冷却
材圧力バウ
ンダリを減
圧するため
の手順等

中央

○

○
○
○
○

高圧代替注水系の現場操作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による発電用原子炉の冷却(運転員操作)○

監視及び制御(中央制御室の監視
計器)○

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原子炉圧力容器へのほう酸水注入)
原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却(設計基準拡張)
原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却(原子炉隔離時冷却系の水源切替え)
高圧炉心注水系による発電用原
子炉の冷却(設計基準拡張)
高圧炉心注水系による発電用原
子炉の冷却(高圧炉心注水系の水源切替え)
減圧の自動化(代替自動減圧機
能)手動操作による減圧(逃がし安全弁の手動操作による減圧)

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

操作・作業場所
屋内アクセスルート○

高圧代替注水ポンプ現場起動【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑥)→[⑥-11]→[⑥-10]→( ⑥階段 E⑤) →[⑤-18]】原子炉隔離時冷却系ポンプ起動【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦ハッチ開放]→(⑦ハッチ梯子⑧)→[⑧-10]→(⑧ハッチ梯子⑦)→(⑦階段 E⑥)→[⑥-10]→(⑥階段 E⑦)→(⑦ハッチ梯子⑧)→[⑧-10]→(⑧ハッチ梯子⑦)→(⑦階段 E⑥)→[⑥-10]】ほう酸水注入系ポンプ起動【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 F③)→[③-11]→(③階段 F⑤)→(⑤階段 I<連絡通路>階段 J⑤)→(⑤階段 J⑧)→[⑧-16]】
ほう酸水注入系ポンプ電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥
-14]】

○
○
○
○

○

○

逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑥)→[⑥-12]】
逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G①)→[①-11]→[①-12]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-248

屋外アクセスルート※

第2表

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉

条文
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

対応手段

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(2/15)
中央

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○

高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保(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による窒素ガス確保(高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替え)
逃し安全弁の背圧対策
インターフェイスシステム LOCA
発生時の対応(中央制御室からの遠隔操作)

○

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

○

低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水の系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-16]】

低圧代替注水系(可搬型)による発電用原子炉の冷却○

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
交流電源が確保されている場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E④)→[④-8]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-15]】
全交流電源が喪失で残留熱除去系 A 系使用の場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E④)→[④-8] →(④MS ﾄﾝ
ﾈﾙ室⑤)→[⑤-17]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E⑤)→[⑤-15]→(⑤階段 E④)→(④MS ﾄﾝﾈﾙ室⑤)→[⑤-17]】
全交流電源が喪失で残留熱除去系Ｂ系使用の場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E④)→[④-8]→(④階段 E⑤)→[⑤-15]→[⑤-14]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E⑤)→[⑤-15]→[⑤-14]】

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○

インターフェイスシステム LOCA
発生時の対応(ブローアウトパ
ネルによる環境改善)
低圧代替注水系(常設)による発電用原子炉の冷却(残留熱除去
系(B)又は残留熱除去系(A)注入
配管使用)

屋外アクセスルート※○
現場での隔離【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-12]→[⑤-14]→(⑤階段 E④)→各系統へ
A 系→(④(MS ﾄﾝﾈﾙ室⑤)→[⑤-17]
B 系[⑤-12]，C 系[⑤-14]】

インターフェイスシステム LOCA
発生時の対応(現場での隔離操
作)

1.4

操作・作業場所
屋内アクセスルート
逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑥)→[⑥-12]】
逃がし安全弁用の駆動源(電源)と逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G①)→[①-11]→[①-12]→(①階段 H⑥)→[⑥-17]→[⑥-13]→( ⑥ 階段 G ①) →[① -11]→[①-12]】
逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑥)→[⑥-12]】【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G①)→[①-11]→[①-12]】
逃がし安全弁の開保持用の駆動源(高圧窒素ガス)確保【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G①)→[①-11]→[①-12]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-249

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所

第2表

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉

条文
1.4

1.5

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

最終ヒート
シンクへ熱
を輸送する
ための手順
等

対応手段

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(3/15)
中央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

○

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(設計基準拡張)○

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(設計基準拡張)○

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○

原子炉格納容器ベント弁駆動源
確保(予備ボンベ)○操作・作業場所
屋内アクセスルート
残留熱除去系 A 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(重大事故時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑧)→[⑧-9]】
残留熱除去系 B 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(重大事故時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑧)→[⑧-11]】

残留熱除去系 A 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(重大事故時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑧)→[⑧-9]】
残留熱除去系 B 系の場合
残留熱除去系電源復旧【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]】
残留熱除去系封水ポンプの隔離(重大事故時は省略可)【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑧)→[⑧-11]】
格納容器圧力逃がし装置の減圧及び除熱【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H②)→[②-3]】
原子炉格納容器ベント弁の駆動源確保
ウェットウェルベント弁の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-16]】
ドライウェルベント弁の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H④)→[④-11]】
緊急時対策所→7 号炉フィルタベント装置
緊急時対策所→7 号炉フィルタベント装置
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→7 号炉フィルタベント装置

フィルタ装置ドレン移送ポンプ
水張り
フィルタ装置水位調整(水抜き)
格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ○フィルタ装置スクラバ水 pH 調整○

ドレン移送ライン窒素ガスパージ
ドレンタンク水抜き

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○

屋外アクセスルート※

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【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H③)→[③-14]→(③階段 H②)→[②-3]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-250

第2表

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉

条文
1.5

1.6

最終ヒート
シンクへ熱
を輸送する
ための手順
等

原子炉格納
容器内の冷
却等のため
の手順等

対応手段

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(4/15)
中央

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)○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)○

代替原子炉補機冷却系による除熱○

原子炉補機冷却系による除熱(設計基準拡張)
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(可搬型)による原子炉格納容器内の冷却操作・作業場所
屋内アクセスルート
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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H①)→[①-16]→[①階段 H⑥]→[⑥-15]→(⑥階段 H②)→[②-3]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H④)→[④-12]→(④階段 H②)→[②-3]】
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ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H②)→[②-4]→[②-3]→(②階段 H⑥)→[⑥-15]→(⑥階段 H②)→[②-3]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H②)→[②-4]→[②-3]→(②階段 H④)→[④-12]→(④階段 H②)→[②-3]】
代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確
保(現場状況によっては省略可)
補機冷却海水系 A 系使用の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-20]→[⑥-21]→(⑥階段 J⑧)→[⑧-14]→(⑧階段 J⑥)→(⑥階段 L④)→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E③)→(③階段 V②)→[②-5]→(②階段V③)→[③-10]→(③階段 E④)→[④-7]→[④-9]→(④階段 E⑤)→[⑤-11]→[⑤-13]→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E⑧)→[⑧-9]→[⑧-10]→[⑧-13]】
補機冷却海水系 B 系使用の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]→(⑥
階段 T⑤)→(⑤階段 U⑥)→[⑥-22]→[⑥-23]→(⑥階段 U⑤)→(⑤階段 T⑥)→(⑥階段 J⑧)→[⑧-15]→(⑧階段 J⑥)→(⑥階段 L④)→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E③)→(③階段 O②)→[②-2]→(②階段 O③)→[③-10]→(③階段 F④)→[④-9]→(④階段 F⑤)→[⑤-13]→(⑤階段 F⑦)→[⑦-5]→(⑦階段 F⑧)→[⑧-11]→[⑧-12]】【屋外→[⑤-23]→[⑤-24]】

屋外アクセスルート※

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所○○○

代替格納容器スプレイ冷却系による原子炉格納容器スプレイ系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-16]】
交流電源が確保されている場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E④)→[④-8]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-15]】
全交流電源が喪失しており D/W スプレイを実施する場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E④)→[④-8]→(④階段 E⑤)→[⑤-14]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E⑤)→[⑤-15]→[⑤-14]】
全交流電源が喪失しており S/P スプレイを実施する場合【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E④)→[④-8]→(④階段 E⑤)→[⑤-14]→(⑤階段 F⑥)→[⑥-29]又は，中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E⑦)→[⑦-4]→(⑦階段 E⑤)→[⑤-15]→[⑤-14]→(⑤階段 F⑥)→[⑥-29]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-251

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所

第2表

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉

条文
1.6

1.7

原子炉格納
容器内の冷
却等のため
の手順等

原子炉格納
容器の過圧
破損を防止
するための
手順等

対応手段
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(サプレッション・チェン
バ・プール水冷却モード)の復旧
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(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)によるサプレッション・チ
ェンバ・プールの除熱(設計基準
拡張)

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技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(5/15)
操作・作業場所
屋内アクセス
ルート

中央
○

○

○

○

○

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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H②)→[②-3]→(②階段 H⑥)→[⑥-15]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H②)→[②-3]→(②階段 H④)→[④-12]】
緊急時対策所→7 号炉フィルタベント装置
緊急時対策所→7 号炉フィルタベント装置
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→7 号炉フィルタベント装置

フィルタ装置ドレン移送ポンプ
水張り
フィルタ装置水位調整(水抜き)○

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ○フィルタ装置スクラバ水 pH 調整○

ドレン移送ライン窒素ガスパージ
ドレンタンク水抜き

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)

屋外アクセスルート※○○

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系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E①)→[①-8]→(①階段 E③)→[③-10]】
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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H②)→[②-3]→[②-4]→[②-3]→(②階段 H⑥)→[⑥-15]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H②)→[②-3]→[②-4]→[②-3]→(②階段 H④)→[④-12]】

不活性ガス(窒素ガス)による系
統内の置換※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-252

第2表

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉

条文
1.7

1.8

1.9

原子炉格納
容器の過圧
破損を防止
するための
手順等

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

水素爆発に
よる原子炉
格納容器の
破損を防止
するための
手順等

対応手段

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(6/15)
中央

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○

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除熱○

格納容器下部注水系(常設)による原子炉格納容器下部への注水○

格納容器下部注水系(可搬型)による原子炉格納容器下部への注
水○

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(可搬型)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○

操作・作業場所
屋内アクセスルート
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系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-16]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G③)→[③-15]→[③-16]→[③-17]】
代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確
保【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]→(⑥
階段 T⑤) →(⑤階段 U⑥)→[⑥-22]→[⑥-23] →(⑥階段 U⑤) →(⑤階段 T⑥)→(⑥階段 J⑧)→[⑧-15]】【屋外→[⑤-23]→[⑤-24]】
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電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-18]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-16]】
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電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-18]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G④)→[④-15]】低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水系統構成【中央制御室→(④階段 J⑧)→[⑧-16]】
低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G④)→[④-15]】
ほう酸水注入系電源受電
ほう酸水注入系Ａ系の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]】
ほう酸水注入系Ｂ系の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]】

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

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○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○

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
ウェットウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H②)→[②-3]→(②階段 H⑥)→[⑥-15]】
ドライウェルベントの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H①)→[①-16]→(①階段 H②)→[②-3]→(②階段 H④)→[④-12]】
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【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 H③)→[③-14]→(③階段 H②)→[②-4]→[②-3]→(②階段 H⑥)→[⑥-15]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-253

屋外アクセスルート※

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所

第2表

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉

条文
1.9

1.10

1.11

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

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
使用済燃料
貯蔵槽の冷
却等のため
の手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(7/15)

対応手段

操作・作業場所
屋内アクセスルート

中央

耐圧強化ラインの窒素ガスパー
ジ
水素濃度及び酸素濃度の監視(格
納容器内水素濃度(SA)による原
子炉格納容器内の監視)
水素濃度及び酸素濃度の監視(格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の監視)
静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制○○原子炉建屋内の水素濃度監視○

原子炉建屋内の水素濃度監視(非常用ガス処理系の停止操作)○

燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水○

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへの注水(SFP
可搬式接続口を使用した場合)○

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへの注水(原子炉建屋大物搬入口からの接続の
場合)

○

漏えい抑制

○

燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへのスプレイ(SFP 可搬式接続口を使用した場
合)燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへのスプレイ(原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合)

格納容器内雰囲気計装電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]】緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プール注水(淡水/海水)系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-16]→(⑤階段 F①)→[①-9]→(①階段 F⑤)→[⑤-16]】
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プール注水系
統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-19]→(⑤階段 E①)→[①-10]→(①階段 E⑤)→[⑤-19]】
使用済燃料プール冷却浄化系隔離【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 E④)→[④-10]】

○

○

○

○

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールスプレイ
系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-16]→(⑤階段 F①)→[①-9]→(①階段 F⑤)→[⑤-16]】
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールスプレイ
系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-19]→(⑤階段 E①)→[①-10]→(①階段 E⑤)→[⑤-19]】

使用済燃料プールの監視
使用済燃料貯蔵プール監視カメ
ラ用空冷装置起動

屋外アクセスルート※
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G①)→[①-14]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-254

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所

第2表

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉

条文
1.11

対応手段

中央

使用済燃料
貯蔵槽の冷
却等のため
の手順等
代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱

1.12

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(8/15)

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

○

操作・作業場所
屋内アクセスルート
燃料プール冷却浄化系Ａ系使用の場合
燃料プール冷却浄化系電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]】
燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プール
除熱系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 F④)→[④-9]】
燃料プール冷却浄化系Ｂ系使用の場合
燃料プール冷却浄化系電源受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]】
燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プール
除熱系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→(⑤階段 F④)→[④-9]】

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

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
放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
大容量送水車(原子炉建屋放水設
備用)，放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置による航空機
燃料火災への泡消火

1.13

重大事故等
の収束に必
要となる水
の供給手順
等

屋外アクセスルート※

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

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
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(あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合)
海を水源とした大容量送水車(海水取水用)による可搬型代替注水ポンプへの送水
海を水源とした大容量送水車(海水取水用)及び可搬型代替注水ポンプによる送水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の海を水源とした原子炉圧
力容器への注水○

海を水源とした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)による冷却)○海を水源とした原子炉格納容器
下部への注水(格納容器下部注水系(可搬型)による注水)○

海を水源とした使用済燃料プー
ルへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による常設スプレ
イヘッダを使用した注水)○

低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水の系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G④)→[④-15]】
代替格納容器スプレイ冷却系による原子炉格
納容器冷却の系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G④)→[④-15]】
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系統構成【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G④)→[④-15]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-255

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所

第2表

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉

条文
1.13

重大事故等
の収束に必
要となる水
の供給手順
等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(9/15)

対応手段
海を水源とした使用済燃料プー
ルへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用した注水(SFP
可搬式接続口を使用した場合))
海を水源とした使用済燃料プー
ルへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用した注水(原子炉建屋大物搬入口から接続した場合))
海を水源とした使用済燃料プー
ルへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による常設スプレ
イヘッダを使用したスプレイ)
海を水源とした使用済燃料プー
ルへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用したスプレイ(SFP 可搬式接続口を使用した場
合))海を水源とした使用済燃料プー
ルへの注水/スプレイ(燃料プール代替注水系による可搬型スプ
レイヘッダを使用したスプレイ(原子炉建屋大物搬入口から接続
した場合))

操作・作業場所
屋内アクセスルート

中央

屋外アクセスルート※1○

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料プール注水系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-16]→(⑤階段
F①)→[①-9]→(①階段 F⑤)→[⑤-16]】

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所○

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料プール注水系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-19]→(⑤階段
E①)→[①-10]→(①階段 E⑤)→[⑤-19]】

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所○○

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料プール注水系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-16]→(⑤階段
F①)→[①-9]→(①階段 F⑤)→[⑤-16]】

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所○

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料プール注水系統構成【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-19]→(⑤階段
E①)→[①-10]→(①階段 E⑤)→[⑤-19]】

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所

可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給(防火水槽を水源とした補給)○緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所

可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給(淡水貯水池を水源とした補給)○緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所

大容量送水車(海水取水用)による可搬型代替注水ポンプへの送水
大容量送水車(海水取水用)及び可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給(海を水源とした補給)
淡水貯水池から防火水槽への補給○海から防火水槽への補給(可搬型
代替注水ポンプによる補給)
海から防火水槽への補給(大容量
送水車(海水取水用)による補給)
淡水から海水への切替え(防火水槽を水源とした可搬型代替注水
ポンプによる送水中の場合)※1 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。
※2 保管設備がないため，最初の操作場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-256

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所
緊急時対策所→淡水貯水池※２
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側
高台保管場所又は 5 号
炉東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

第 2 表 柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(10/15)
条文
1.14

電源の確保
に関する手
順等

対応手段

中央

常設代替交流電源設備による給電(M/C D 系受電)○

常設代替交流電源設備による給電(M/C C 系受電)○

可搬型代替交流電源設備による給電(P/C C 系動力変圧器の一次側に接続し，P/C C 系及び P/C D
系を受電する場合)○

可搬型代替交流電源設備による給電(緊急用電源切替箱接続装
置に接続し，P/C C 系及び P/C D
系を受電する場合)○

電力融通による給電(号炉間電力融通ケーブル (常設)を使用
し，M/C C 系又は M/C D 系を受電する場合)
電力融通による給電(号炉間電力融通ケーブル(可搬型)を使用
し，M/C C 系又は M/C D 系を受電する場合)
所内蓄電式直流電源設備による給電(直流 125V 蓄電池からの給電)
所内蓄電式直流電源設備による給電(直流 125V 蓄電池 A から直流 125V 蓄電池 A-2 への受電切替
え)
所内蓄電式直流電源設備による給電(直流 125V 蓄電池 A-2 からAM 用直流 125V 蓄電池への受電
切替え)
代替交流電源設備による所内蓄
電式直流電源設備への給電(直流125V 充電器盤 A の受電)
代替交流電源設備による所内蓄
電式直流電源設備への給電(直流 125V 充電器盤 B の受電)
代替交流電源設備による所内蓄
電式直流電源設備への給電(直流 125V 充電器盤 A-2 の受電)○○操作・作業場所
屋内アクセスルート
常設代替交流電源設備による M/C D 系受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]】
常設代替交流電源設備による M/C C 系及びM/C D 系受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]→[⑥-13]】
可搬型代替交流電源設備による P/C C 系及びP/C D 系受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19] →[⑥-18]→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 J④)→[④-13]→(④階段 J⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→[⑥-13]】【屋外→[⑤-28]→[⑤-29]→(⑤階段 G⑥)→[⑥-36]→[⑥-37]】【屋外→[⑤-30]→(⑤階段 H⑥)→[⑥-37]】
可搬型代替交流電源設備による P/C C 系及びP/C D 系受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19] →[⑥-18]→[⑥-13]→[⑥-14]→(⑥階段 J④)→[④-13]→(④階段 J⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]→[⑥-13]】【屋外→[⑤-28]→(⑤階段 G④)→[④-18]】号炉間電力融通ケーブルによる電力融通【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-16]→[④-17]】号炉間電力融通ケーブルによる電力融通【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-16]→[④-17]】

屋外アクセスルート※

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所

○

○

○

○

○

○

代替交流電源設備による所内蓄
電式直流電源設備への給電(AM用直流 125V 充電器盤の受電)○

中央制御室監視計器 C 系及び D
系の復旧○

可搬型直流電源設備による給電(荒浜側緊急用 M/C 経由によるAM 用直流 125V 充電器盤の受電)○

直流 125V 蓄電池 A から直流 125V 蓄電池 A-2への受電切替え【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-18]】
直流 125V 蓄電池 A-2 から AM 用直流 125V 蓄
電池への受電切替え【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G①)→[①-14]→(①階段 G⑥)→[⑥-18]】
直流 125V 充電器盤 A 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-18]】直流 125V 充電器盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]→[⑥-19]】直流 125V 充電器盤 A-2 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-18]】
所内蓄電式直流電源設備による給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 G⑤)→[⑤-20]→(⑤階段 G⑥)→[⑥-13]→(⑥階段 G①)→[①-14]】
AM 用直流 125V 充電器盤受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]→[⑥-14]】
可搬型直流電源設備による AM 用直流 125V
充電器盤の受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13] →(③階段 H①)→[①-14]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-257

緊急時対策所→荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所

第 2 表 柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(11/15)
条文
1.14

電源の確保
に関する手
順等

対応手段

中央

可搬型直流電源設備による給電(AM 用動力変圧器への接続による AM 用直流 125V 充電器盤の受
電)○

可搬型直流電源設備による給電(緊急用電源切替箱接続装置への接続による AM 用直流 125V 充
電器盤の受電)○

常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源確保(AM 用直流 125V 蓄
電池による直流 125V 主母線盤 A
受電)
常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源確保(常設代替交流電源設備による直流 125V 主母線盤
B 受電)
常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源確保(可搬型代替交流電源設備(緊急用電源切替箱接続装
置に接続)による直流 125V 主母
線盤 B 受電)○○○

常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源確保(号炉間電力融通ケーブル(常設)による直流 125V
主母線盤 B 受電)○

常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源確保(号炉間電力融通ケーブル(可搬型)による直流
125V 主母線盤 B 受電)○

常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源確保(可搬型代替交流
電源設備(P/C C 系動力変圧器の一次側に接続)による直流 125V
主母線盤 B 受電)○

常設代替交流電源設備による AM
用 MCC への給電○

号炉間電力融通ケーブル(常設)による AM 用 MCC への給電○

号炉間電力融通ケーブル(可搬型)による AM 用 MCC への給電○操作・作業場所
屋内アクセスルート
可搬型直流電源設備による AM 用直流 125V
充電器盤の受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13] →(③階段 H①)→[①-14]】【屋外→[⑤-30]→(⑤階段 H③)→[③-18]→[③-13]】
可搬型直流電源設備による AM 用直流 125V
充電器盤の受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13] →(③階段 H①)→[①-14]】【屋外→[⑤-28]→(⑤階段 G④)→[④-18]】

屋外アクセスルート※

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

AM 用直流 125V 蓄電池による直流 125V 主母
線盤 A 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-18】
常設代替交流電源設備による直流 125V 主母
線盤 B 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19]→[⑥-14]→[⑥-19]】
可搬型直流電源設備による直流 125V 主母線
盤 B 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19]→[⑥-14]→[⑥-19]】【屋外→[⑤-28]→(⑤階段 G④)→[④-18]】号炉間電力融通ケーブル電力融通による直流 125V 主母線盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19]→[⑥-14]→[⑥-19]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-16]→[④-17]】号炉間電力融通ケーブル電力融通による直流 125V 主母線盤 B 受電
【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19]→[⑥-14]→[⑥-19]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-16]→[④-17]】
可搬型直流電源設備による直流 125V 主母線
盤 B 受電【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19]→[⑥-14]→[⑥-19]】【屋外→[⑤-28]→[⑤-29]→(⑤階段 G⑥)→[⑥-36]→[⑥-37]】【屋外→[⑤-30]→(⑤階段 H⑥)→[⑥-37]】
常設代替交流電源設備による AM 用 MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 J④)→[④-13]→(④階段 J⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13]→[③-16]】号炉間電力融通ケーブル電力融通による AM
用 MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13]→[③-16]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-16]→[④-17]】号炉間電力融通ケーブル電力融通による AM
用 MCC への給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13]→[③-16]】【屋外→(⑤階段 M④)→[④-16]→[④-17]】※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-258

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所

第 2 表 柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(12/15)
条文
1.14

電源の確保
に関する手
順等

対応手段

中央

可搬型代替交流電源設備(AM 用
動力変圧器に接続)による AM 用
MCC への給電○

可搬型代替交流電源設備(緊急用電源切替箱接続装置に接続)による AM 用 MCC への給電○操作・作業場所
屋内アクセスルート
可搬型代替交流電源設備による AM 用 MCCへの給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 J④)→[④-13]→(④階段 J⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13]→[③-16]】【屋外→[⑤-30]→(⑤階段 H③)→[③-18]→[③-13]】
可搬型代替交流電源設備による AM 用 MCCへの給電【中央制御室→(④階段 L⑥)→(⑥階段 J④)→[④-13]→(④階段 J⑥)→(⑥階段 H①)→[①-13]→(①階段 G③)→[③-13]→[③-16]】【屋外→[⑤-28]→(⑤階段 G④)→[④-18]】

燃料補給設備による給油(軽油タ
ンクからタンクローリ(16kL)への補給)
燃料補給設備による給油(タンク
ローリ(4kL)による給油対象設備
への給油)

非常用直流電源設備による給電(設計基準拡張)(不要な負荷の切
離し操作)
1.15

事故時の計
装に関する
手順等

計器の故障時に状態を把握するための手段(他チャンネルによる計測，代替パラメータにる推定)
計器の計測範囲を超えた場合に状態を把握するための手段(他チャンネルによる計測，代替パラメ
ータにる推定)計器の計測範囲を超えた場合に状態を把握するための手段(可搬型計測器(現場)による計測)

計器の計測範囲を超えた場合に状態を把握するための手段(可搬型計測器(中央制御室)による計
測)計器電源が喪失した場合の手段(可搬型計測器(現場)によるパラメータ計測又は監視)計器電源が喪失した場合の手段(可搬型計測器(中央制御室)によるパラメータ計測又は監視)

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所

燃料補給設備による給油(軽油タ
ンクからタンクローリ(4kL)への補給)

燃料補給設備による給油(タンクローリ(16kL)による第一ガスタ
ービン発電機用燃料タンクへの給油)
非常用交流電源設備による給電(設計基準拡張)
非常用直流電源設備による給電(設計基準拡張)

屋外アクセスルート※

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所○○○

非常用直流電源設備の不要な負荷切離し操作【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-19]→[⑥-32]→[⑥-33]】

○

○

○

可搬型計測器(現場)による計測
多重伝送盤 DIV-Ⅰの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-13]】
多重伝送盤 DIV-Ⅱの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-14]】
多重伝送盤 DIV-Ⅲの場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-30]】
中央制御室外原子炉停止時制御盤の場合【中央制御室→(④階段 L⑥)→[⑥-31]】

○

○

○

※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-259

第 2 表 柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(13/15)
条文
1.15

1.16

1.17

事故時の計
装に関する
手順等

原子炉制御
室の居住性
等に関する
手順等

監視測定等
に関する手
順等

対応手段
パラメータを記録する手段(安全パラメータ表示システム(SPDS)による記録)
パラメータを記録する手段(現場指示計の記録)パラメータを記録する手段(可搬型計測器の記録)
中央制御室換気空調系設備の運転手順等(中央制御室可搬型陽圧化空調機への切替え手順)
中央制御室換気空調系設備の運転手順等(全交流動力電源が喪失した場合の隔離弁現場閉操作)
中央制御室待避室の準備手順(中央制御室待避室陽圧化装置による加圧準備操作)中央制御室待避室の準備手順(中央制御室待避室陽圧化装置による加圧操作)
中央制御室の照明を確保する手順
中央制御室の酸素ガス及び二酸
化炭素ガスの濃度測定と濃度管
理手順
中央制御室待避室の照明を確保する手順
中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理
手順
中央制御室待避室データ表示装
置によるプラントパラメータ等の監視手順
その他の放射線防護措置等に関する手順等
チェンジングエリアの設置及び運用手順
非常用ガス処理系による運転員
等の被ばく防止手順(非常用ガ
ス処理系起動手順)
非常用ガス処理系による運転員
等の被ばく防止手順(非常用ガ
ス処理系停止手順)

操作・作業場所
屋内アクセスルート

中央

屋外アクセス
ルート※○○

中央制御室可搬型陽圧化空調機起動【中央制御室→(④階段 J⑤)→[⑤-21]】
中央制御室可搬型陽圧化空調機起動【中央制御室→[④-13]→(④階段 J⑤)→[⑤-21]】中央制御室待避室の準備【中央制御室→(④階段 M⑤)→[⑤-8]→[⑤
-10]】

○
○

○

○

○

○
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定
可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の代替測定
可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の測定
可搬型放射線計測器による水中の放射性物質の濃度の測定
可搬型放射線計測器による土壌中の放射性物質の濃度の測定

緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

海上モニタリング
モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
可搬型モニタリングポストのバックグラウンド低減対策※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-260

第 2 表 柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(14/15)
条文
1.17

監視測定等
に関する手
順等

対応手段

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート

放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策
敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所又は大湊側高台保管場所

可搬型気象観測装置による気象
観測項目の代替測定

1.18

緊急時対策
所の居住性
等に関する
手順等

屋外アクセスルート※

モニタリング・ポストの電源をモニタリング・ポスト用発電機から給電する手順等
緊急時対策所立ち上げの手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部)可搬型陽圧化空調機
操作手順)
緊急時対策所立ち上げの手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所(待機場所)可搬型陽圧化空調機
操作手順)
緊急時対策所立ち上げの手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
可搬型エリアモニタの設置手順)
緊急時対策所立ち上げの手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順)放射線防護等に関する手順等(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部)可搬型陽圧化空調機
から陽圧化装置(空気ボンベ)への切替え手順)放射線防護等に関する手順等(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所(待機場所)可搬型陽圧化空調機
から陽圧化装置(空気ボンベ)への切替え手順)放射線防護等に関する手順等(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部)陽圧化装置(空気ボンベ)から可搬型陽圧化空調機への切替え手順)
放射線防護等に関する手順等(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所(待機場所)陽圧化装置(空気ボンベ)から可搬型陽圧化空調機への切替え手順)
放射線防護等に関する手順等(5号炉原子炉建屋内可搬型外気取
入送風機による通路部のパージ
手順)
必要な指示及び通信連絡に関する手順等(安全パラメータ表示システム(SPDS)によるプラントパ
ラメータ等の監視手順)
必要な指示及び通信連絡に関する手順等(対策の検討に必要な資料の整備)
要員の収容に係る手順等(放射線管理用資機材の維持管理等)要員の収容に係る手順等(チェンジングエリア(南側アクセスルート)の設置及び運用手順)※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-261

第 2 表 柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧(15/15)
条文
1.18

緊急時対策
所の居住性
等に関する
手順等

対応手段

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート

要員の収容に係る手順等(チェンジングエリア(北東側アクセスルート)の設置及び運用手順)
要員の収容に係る手順等(5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の切替え手順)
代替電源設備からの給電手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備による給電)
代替電源設備からの給電手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備の切替え手順)
代替電源設備からの給電手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備の燃料タンク
への燃料給油手順)

緊急時対策所→5 号炉東側保管場所
緊急時対策所→5 号炉東側保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所又は 5 号炉
東側第二保管場所
緊急時対策所→荒浜側
高台保管場所，大湊側高台保管場所，5 号炉東側
保管場所又は 5 号炉東側第二保管場所

代替電源設備からの給電手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備の待機運転手
順)

1.19

通信連絡に
関する手順
等

代替電源設備からの給電手順(5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備(予備)の切替
え手順)
発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順等
発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順等(無線連絡設備を中央
制御室待避室で使用する場合の切替え)
発電所外(社内外)の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順等

屋外アクセスルート※

緊急時対策所→大湊側
高台保管場所○※ 屋外アクセスルートは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から保管場所までの移動ルートを記す。

1.0.2-262

(1) 屋内アクセスルート

1.0.2-263

ルート図

第 1 図 ①柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等時 屋内アクセスルート(1/8)

1.0.2-264
第 1 図 ②柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等時 屋内アクセスルート(2/8)

1.0.2-265
第 1 図 ③柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等時 屋内アクセスルート(3/8)

1.0.2-266
第 1 図 ④柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等時 屋内アクセスルート(4/8)

1.0.2-267
第 1 図 ⑤柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等時 屋内アクセスルート(5/8)

1.0.2-268
第 1 図 ⑥柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等時 屋内アクセスルート(6/8)

1.0.2-269
第 1 図 ⑦柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等時 屋内アクセスルート(7/8)

1.0.2-270
第 1 図 ⑧柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等時 屋内アクセスルート(8/8)

(18)屋内アクセスルート確認状況（地震時の影響）(2) 屋内アクセスルート確認状況（地震時の影響）

1.0.2-271①柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

重大事故等時アクセスルート［屋内］

現場確認結果（1/8）

別紙 18

第1図

1.0.2-272
第1図②柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

重大事故等時アクセスルート［屋内］

現場確認結果（2/8）

1.0.2-273
第1図③柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

重大事故等時アクセスルート［屋内］

現場確認結果（3/8）

1.0.2-274
第1図④柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

重大事故等時アクセスルート［屋内］

現場確認結果（4/8）

1.0.2-275
第1図⑤柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

重大事故等時アクセスルート［屋内］

現場確認結果（5/8）

1.0.2-276
第1図⑥柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

重大事故等時アクセスルート［屋内］

現場確認結果（6/8）

1.0.2-277
第1図⑦柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

重大事故等時アクセスルート［屋内］

現場確認結果（7/8）

1.0.2-278
第1図⑧柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

重大事故等時アクセスルート［屋内］

現場確認結果（8/8）

別紙 19(19)屋内アクセスルートにおける資機材設備の転倒等による影響について
1. 屋内アクセスルート上の機器等の転倒防止処置等確認結果
屋内アクセスルート上の機器等の転倒防止処置等確認結果及び転倒防止処置の例を以下の表に記す。
第1表
項目

扉・ゲート

サービス建屋・コン
トロール建屋連絡水
密扉
コントロール建屋・
クリーンアクセス通路連絡水密扉サービス建屋私服更衣室・ ロッカー
サービス建屋西側 EV
ホール
・ 清掃用具保管棚

棚・ラック等

サービス建屋西側 EV
ホール
・ 工具棚（S-2）
廃棄物処理建屋東側
通路
・ 長期保管工具棚
廃棄物処理建屋北側
通路
・ 長期保管工具棚

機器等の転倒防止処置等確認結果（1/3）
設置箇所

評価結果

コ ン ト ロ ー ル 建 ・ 壁面に固定用アンカーを打設し，転倒防止を実施
屋 地下 1 階(非) ・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又T.M.S.L.+6,500は迂回が可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 1 参照）
コ ン ト ロ ー ル 建 ・ 壁面に固定用アンカーを打設し，転倒防止を実施
屋 地下 1 階(非) ・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又T.M.S.L.+6,500は迂回が可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 1 参照）
サービス建屋・ 一般的な転倒防止策を実施
1 階(非)
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又T.M.S.L.+12,300は迂回が可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 2 参照）
サービス建屋・ 一般的な転倒防止策を実施
地下 1 階(非)・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又T.M.S.L.+6,500は迂回が可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 3 参照）
サービス建屋・ 一般的な転倒防止策を実施
地下 1 階(非)・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又T.M.S.L.+6,500は迂回が可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 3 参照）
廃棄物処理建屋・ 一般的な転倒防止策を実施
1 階(管)
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又T.M.S.L.+12,300は迂回が可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 3 参照）
廃棄物処理建屋・ 一般的な転倒防止策を実施
1 階(管)
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又T.M.S.L.+12,300は迂回が可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 4 参照）

廃棄物処理建屋西側 廃棄物処理建屋
・ 一般的な転倒防止策を実施
通路
1 階(管)
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又・ 工具棚
T.M.S.L.+12,300は迂回が可能なためアクセス性の問題なし
・ 長期保管工具棚（転倒防止処置例は写真 3 参照）※類似の転倒防止処置例は代表例の写真を示す

1.0.2-279

評価
結果

○

○

○

○

○

○

○

○

第1表
項目

棚・ラック等廃棄物処理建屋－海水熱交換器エリア連絡通路
・ PHS 関連機器
・ 長期保管工具棚
廃棄物処理建屋北側
通路
・ 工具棚
・ 長期保管工具棚
廃棄物処理建屋南側
通路
・ 工具棚
・ 長期保管工具棚
東側通路
・ 長期保管工具棚

機器等の転倒防止処置等確認結果（2/3）
設置箇所

評価結果

廃棄物処理建屋
地下 1 階(非)T.M.S.L.+12,300

・ 一般的な転倒防止策を実施
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又は迂回が可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 3 参照）

廃棄物処理建屋
地下 3 階(管)T.M.S.L.-6,100

・ 一般的な転倒防止策を実施
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又は迂回が可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 3 参照）
廃棄物処理建屋・ 一般的な転倒防止策を実施
地下 3 階(管)・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又T.M.S.L.-6,100は迂回が可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 3 参照）
6 号炉
・ 一般的な転倒防止策を実施
原子炉建屋
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又1 階(管)
は迂回が可能なためアクセス性の問題なし
T.M.S.L.+12,300 （転倒防止処置例は写真 4 参照）
南側壁
7 号炉
・ 一般的な転倒防止策を実施
・ 工具棚
原子炉建屋
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又4 階(管)
は迂回が可能なためアクセス性の問題なし
T.M.S.L.+31,700 （転倒防止処置例は写真 5 参照）
北側通路
7 号炉
・ 一般的な転倒防止策を実施
・ 潤 滑 油 保 管 棚 原子炉建屋
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又（7-2A,7-2B）
2 階(管)
は迂回が可能なためアクセス性の問題なし
T.M.S.L.+18,100 （転倒防止処置例は写真 3 参照）
東側通路
7 号炉
・ 一般的な転倒防止策を実施
・ 工具棚
タービン建屋・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又1 階(管)
は迂回が可能なためアクセス性の問題なし
T.M.S.L.+12,300 （転倒防止処置例は写真 3 参照）※類似の転倒防止処置例は代表例の写真を示す

1.0.2-280

評価
結果

○

○

○

○

○

○

○

第1表
項目
ボンベ

コントロール建屋ダーティ通路
・ 空気ボンベ

クレーン

MUWC ポンプ弁室
・ MUWC ポンプ点検用
クレーン

機器等の転倒防止処置等確認結果（3/3）
設置箇所

評価結果

コ ン ト ロ ー ル 建 ・ ボンベ固定器具の耐震補強による転倒防止の実屋 1 階(管)施又はアクセスルート近傍から撤去する
T.M.S.L.+12,300 （転倒防止処置例は写真 6 参照）

リフター
ケーブル

7 号炉
・ 一般的な転倒防止策を実施
廃棄物処理建屋・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又地下 3 階(管)は迂回が可能なためアクセス性の問題なし
T.M.S.L.-6,100（転倒防止処置例は写真 7 参照）
A 系非常用電気品室
6 号炉
・ 一般的な転倒防止策を実施
・ リフター
原子炉建屋
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又地下 1 階(非)は迂回が可能なためアクセス性の問題なし
T.M.S.L.+4,800（転倒防止処置例は写真 8 参照）
南側 EV 横6 号炉
・ 一般的な転倒防止策を実施
・ リフター
原子炉建屋
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又地下 1 階(非)は迂回が可能なためアクセス性の問題なし
T.M.S.L.+4,800（転倒防止処置例は写真 8 参照）
南東 EV 付近
7 号炉
・ 一般的な転倒防止策を実施
・ 移動はしご
原子炉建屋
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又1 階(管)
は迂回が可能なためアクセス性の問題なし
T.M.S.L.+12,300 （転倒防止処置例は写真 8 参照）
A 系非常用電気品室
7 号炉
・ 一般的な転倒防止策を実施
・ リフター
原子炉建屋
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又地下 1 階(非)は迂回が可能なためアクセス性の問題なし
T.M.S.L.+4,800（転倒防止処置例は写真 8 参照）
B 系非常用電気品室
7 号炉
・ 一般的な転倒防止策を実施
・ リフター
原子炉建屋
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又地下 1 階(非)は迂回が可能なためアクセス性の問題なし
T.M.S.L.+4,800（転倒防止処置例は写真 8 参照）
C 系非常用電気品室
7 号炉
・ 一般的な転倒防止策を実施
・ リフター
原子炉建屋
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又地下 1 階(非)は迂回が可能なためアクセス性の問題なし
T.M.S.L.+4,800（転倒防止処置例は写真 8 参照）
A 系非常用電気品室
6 号炉
・ 一般的な転倒防止策を実施
・ 電源車第 2 ルート 原子炉建屋
・ 転倒した場合でも通行可能な通路幅，乗り越え又用ケーブル
地下 1 階(非)は迂回が可能なためアクセス性の問題なし
T.M.S.L.+4,800（転倒防止処置例は写真 9 参照）※類似の転倒防止処置例は代表例の写真を示す

1.0.2-281

評価
結果

○

○

○

○

○

○

○

○

○

各項目の転倒防止処置
設置物の外観転倒防止対策扉・ゲート（写真１）
棚・ラック等（写真２）
棚・ラック等（写真３）
棚・ラック等（写真４）

第1図

転倒防止処置（1/3）

1.0.2-282

設置物の外観

転倒防止対策棚・ラック等（写真５）
ボンベ（写真６）クレーン（写真７）

第1図

転倒防止処置（2/3）

1.0.2-283

設置物の外観

転倒防止対策リフター（写真８）ケーブル（写真９）

第1図

転倒防止処置（3/3）

柏崎刈羽原子力発電所の屋内設置物（仮置，保管物品）の固縛については，中越沖地震時に，仮置きしていた資機材が地震動により移動し，ほう酸水注入系配管の保温材を変形させた事象を踏まえ，以下の方針に基づき設置物の固縛を実施する運用としている。
① 設置物についてはその物品の形状や保管状態，人の退避空間の確保，現場へのアクセスルート確保を検討の上，改善すべき点があれば固定・固縛・転倒防止・レイアウトの変更等を行う。
② 設置物については本設の重要設備近傍には近づけない（重要設備近傍に設置する場合は，固定・固縛を実施する。）。

1.0.2-284

2. 屋内アクセスルートにおける資機材設備の転倒等による影響について
屋内アクセスルートにおける資機材設備の転倒等による影響について，有効性評価の時間余裕が短い場合であっても時間内にアクセス可能であることを，以下のとおり評価した。
［評価対象操作］
有効性評価の各事象の対応操作において，最も時間的余裕がなく，現場への移動を要する操作として，ガスタービン発電設備から交流電源を受電するための非常用電源室での操作とする。
［評価条件］
・アクセスルート近傍の設置物は，転倒防止処置を施している物を含めすべて転倒するものとする。
・設置物が転倒した際，最も通路がふさがれるパターンを想定しても通行可能な幅が 30cm あれば通過可能とする。
・設置物が転倒した際に設置物の移動が可能な場合（重量物でない場合）は，通過可能とする。
・転倒した設置物の乗り越え通過時間については，アクセス通路上で乗り越える設置物のうち最大のものについて乗り越え通過時間を計測し，その計測時間をその他の乗り越え設置物の通過時間とする（アクセスルート上で 5 つの設置物を乗り越える場合，最大の設置物を 5 回乗り越えるものとする。）。
［評価結果］
中央制御室から非常用電源室までのアクセスルートにおいて，乗り越えないと通過できないものの中で最大のものは，サービス建屋地下 1 階に設置されている工具棚であった。
（棚の寸法，高さ約 1,900mm，奥行き約 900mm，幅約 1,150mm）
この工具棚が転倒したことを想定し，操作員 6 名による乗り越え時間を測定した結果，
最も時間を要した操作員の乗り越え時間は 5.4 秒であった。
また，中央制御室から非常用電源室までのアクセスルートで設置物を乗り越え箇所は，
6 号炉 2 箇所，7 号炉 2 箇所である。よって 2 箇所の乗り越え時間は 10.8 秒となる。

1.0.2-285

第2図

資機材設備転倒時における乗り越え評価

中央制御室から 6 号及び 7 号炉非常用電源室までのアクセス時間は通常の歩行で 4 分程
度であり，転倒した機材の乗り越え時間によるアクセス時間への影響はほとんどない。

1.0.2-286

別紙 20(20)アクセスルート通行時における通信連絡手段及び照明
アクセスルート通行時における通信連絡設備及び照明については，以下のような設備を確保している。

懐中電灯

LED ライト(ランタンタイプ)

可搬型照明設備
ヘッドライトLED ライト(三脚タイプ)

第1図

可搬型照明

また，通常照明が使用できない場合に使用を期待できる照明器具として，蓄電池内蔵型
照明を建屋内に設置（別紙 17 参照）している。

第2図

バッテリー内蔵型の照明

1.0.2-287

送受話器（警報装置を含む。）

携帯型音声呼出電話設備※（携帯型音声呼出電話機）

電力保安通信用電話設備（PHS 端末）

無線連絡設備（可搬型）
第3図

衛星電話設備（可搬型）

通信連絡設備※携帯型音声呼出電話設備の使用方法
中央制御室や現場（建屋内）の壁面に設置されている専用接続箱から接続ケーブルを引出し，携帯型音
声呼出電話機へ接続する。通信連絡を必要とする場所が専用接続箱と遠い場合は，中継用ケーブルドラ
ム（100m／本，6 号及び 7 号炉用に各 5 台設置）を使用することで中央制御室と現場の通信連絡が可能である。

1.0.2-288

別紙 21(21)地震随伴火災の影響評価
屋内アクセスルート近傍の地震随伴火災の発生の可能性がある機器について，以下のとおり抽出・評価を実施した。なお，抽出フローを第 1 図に，また，抽出した火災源となる機器リストを第 1 表～第 3 表に，抽出した機器の配置を第 2 図に示す。
・ 事故シーケンスごとに必要な対応処置のためのアクセスルートをルート図上に描画
し，ルート近傍の回転機器※1 を抽出する。
・ 耐震 S クラス機器，又は基準地震動にて耐震性があると確認された機器は損壊しないものとし，内包油による地震随伴火災は発生しないものと考える。
・ 耐震 S クラス機器でない，又は基準地震動にて耐震性がない機器のうち，油を内包する機器及び水素ガスを内包する機器については地震により支持構造物が損壊し，漏えいした油又は水素ガス（4vol％以上）に着火する可能性があるため，火災源として耐震評価を実施する。
・ 耐震評価は S クラスの機器と同様に基準地震動 Ss で評価し，JEAG4601 に従った評価を実施する。
・ 耐震裕度を有するものについては地震により損壊しないものと考え，火災源としての想定は不要とする。
※1：盤火災は鋼製の盤内で発生し，外部への影響が少ないため除外する。また，ケーブル火災はケーブルトレイが天井付近に設置されており，下部通路への影響は少ないこと，又は難燃性ケーブ
ルを使用していることから，大規模な延焼が考えにくいことから除外する。
アクセスルート上の地震随伴火災の評価

アクセスルート近傍の機器を抽出

S クラス機器又は基準地震動
にて耐震性があると確認され
た機器か？

Ｙ

N
油内包機器又は水素内包機器か？

NＹ
火災源の耐震評価

耐震裕度なし？

NＹ
地震随伴火災の発生を想定

第1図

地震随伴火災は想定不要

地震随伴火災評価対象機器抽出フロー図

1.0.2-289

第1表
番
号

1
2

2

地震随伴火災を考慮する機器リスト（6 号炉）

機器名称
ほう酸水注入系ポンプ(A)(B)
非常用ディーゼル発電機(B)
空気圧縮機(1)(2)

空調ユニット温水ループ
ポンプ(A)(B)

損傷
モード

評価部位

応力分類

発生値
(MPa)

許容
基準値
（MPa）

設置区分

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

機能損傷

基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

9
7
10
5
10
6

207
159
196
151
207
159

BC クラス
(耐震裕度有)

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

機能損傷
機能損傷

2
3
3
4
4
5
5

非常用ディーゼル発電設備(B)エリア排風機(A)(B)
非常用ガス処理系排風機(A)(B)
非常用ガス処理室排風機(A)(B)
原子炉補機冷却系ポンプ(A)(D)
原子炉補機冷却海水系
ポンプモータ(A)(D)
原子炉補機冷却系
ポンプ(B)(E)
原子炉補機冷却海水系
ポンプモータ(B)(E)

第2表
番
号

6
7
8

8

地震随伴火災を考慮する機器リスト（7 号炉）

機器名称
非常用ディーゼル発電設備(C)エリア送風機(A)(B)
非常用ディーゼル発電設備(B)エリア送風機(A)(B)
非常用ディーゼル発電機(B)
空気圧縮機(1)(2)

空調ユニット温水ループ
ポンプ(A)(B)

損傷
モード

評価部位

応力分類

発生値
(MPa)

許容
基準値
（MPa）

設置区分

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

機能損傷

基礎ボルト
ポンプベース
取付ボルト
原動機取付
ボルト

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

13
8
6
3
9
6

190
146
179
138
190
146

BC クラス
(耐震裕度有)

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

機能損傷
機能損傷

8
9
9
10
10

非常用ディーゼル発電設備(B)エリア排風機(A)(B)
原子炉補機冷却系ポンプ(A)(D)
原子炉補機冷却海水系
ポンプモータ(A)(D)
原子炉補機冷却系ポンプ(B)(E)
原子炉補機冷却海水系
ポンプモータ(B)(E)

1.0.2-290

第3表
番
号

11
11
12
12
13
13

14

地震随伴火災を考慮する機器リスト（6 号及び 7 号炉共通）

機器名称
6 号炉換気空調補機非常用
冷却水系冷凍機(A)(C)
6 号炉換気空調補機非常用
冷却水系ポンプ(A)(C)
6 号炉換気空調補機非常用
冷却水系冷凍機(B)(D)
6 号炉換気空調補機非常用
冷却水系ポンプ(B)(D)
7 号炉換気空調補機非常用
冷却水系冷凍機(A)(C)
7 号炉換気空調補機非常用
冷却水系ポンプ(A)(C)

6 号炉復水移送ポンプ(A)(B)(C)

損傷
モード

評価部位

応力分類

発生値
(MPa)

許容
基準値
（MPa）

設置区分

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

機能損傷

基礎ボルト

引張
せん断
引張
せん断
引張り
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張り
せん断

8
7
7
6
10
6
16
12
10
7
19
12

207
159
202
155
207
159
207
159
202
155
207
159

機能損傷
機能損傷
機能損傷

14

7 号炉復水移送ポンプ(A)(B)(C)

機能損傷
機能損傷

ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト

1.0.2-291

BC クラス
(耐震裕度有)BC クラス
(耐震裕度有)1.0.2-292
第2図①柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

地震随伴火災源の抽出機器配置（1/8）

1.0.2-293
第2図②柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

地震随伴火災源の抽出機器配置（2/8）

1.0.2-294
第2図③柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

地震随伴火災源の抽出機器配置（3/8）

1.0.2-295
第2図④柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

地震随伴火災源の抽出機器配置（4/8）

1.0.2-296
第2図⑤柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

地震随伴火災源の抽出機器配置（5/8）

1.0.2-297
第2図⑥柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

地震随伴火災源の抽出機器配置（6/8）

1.0.2-298
第2図⑦柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

地震随伴火災源の抽出機器配置（7/8）

1.0.2-299
第2図⑧柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

地震随伴火災源の抽出機器配置（8/8）

別紙 22(22)

地震随伴内部溢水の影響評価

地震発生による内部溢水時のアクセスルートの評価を以下のとおり実施する。評価フ
ローを第 1 図に，評価概要図を第 2 図に示す。
(1) アクセスルートとして使用するエリアの抽出
アクセスルートとして使用するエリアを抽出する。
(2) 地震時の溢水源の抽出
地震時の溢水源として，使用済燃料プールのスロッシングを想定する。
また，操作場所へのアクセスルートが成立することを評価する上で，耐震 B，C クラ
スの機器のうち，基準地震動に対する耐震性が確認されていない機器も抽出する。
なお，内部溢水影響評価の想定破損では，重大事故時に至ることはないため，本アクセスルートの評価においては基準地震動を考慮して評価する。
(3) アクセスルートエリアの溢水水位
アクセスルートの溢水水位は，上層階に関しては床開口部からの排水により，堰高さ（約 20cm）程度に抑えられることを想定。
最地下階においては上層階からの溢水が全て集まるとして水位を算出する。
なお，実際は堰高さ以下の滞留水については床ファンネルからの排水により時間経過に伴い，全量排水されることが期待できる。
有効性評価及び技術的能力手順で期待している操作において，アクセスルートエリアとなるエリアを第 1 表，各エリアの溢水水位を第 2 表に，溢水源を第 3-1 表～第 3-5 表に示す。

1.0.2-300

アクセスルートとして使用するエリアの抽出【抽出されたエリア】
・原子炉建屋・廃棄物処理建屋
・タービン建屋・コントロール建屋
・サービス建屋※1
建屋の浸水時における歩行可能な
水深は，歩行困難水深及び水圧でドアが開かなくなる水深等から 30cm

地震時の溢水源の抽出【溢水源となる設備】
・使用済燃料プール ・廃棄物処理タンク
・補給水系
・循環水系 他

以下と設定している。堰高さ（20cm）
であればアクセス可能と判断する。
「地下空間における浸水対策ガイド
ライン」（平成 14 年 3 月 28 日 国土交通省公表）参照

アクセスルートエリアの溢水水位
・下階の伝搬経路の有無により，伝搬経路となる開口部入口高さ若しくは溢水源からの溢水量により水位を評価※2
溢水水位によりアクセス可能と判断しても，放射性物質による被ばく防護及び感電防止のため，適切な装備を装着する。

アクセスルートエリアの溢水水位はアクセス可能な
水位か※1

Nｏ

Ｙｅs
アクセス可※2

第1図

対応策検討

地震随伴の内部溢水評価フロー図

各階で発生した溢水は床開
口部から下階へ排水される。
開口部の堰の高さは約20cmである。

最地下階には上層階からの排水が全て集まる。

第2図

開口部の堰高さ以下の滞留
水は床ファンネルから最地
下階のドレンサンプへ排水される。

防護すべき設備は水密扉により溢水は流入しない。

水位評価概要図

1.0.2-301

第1表
T.M.
S.L.
31,700

有効性評価及び技術的能力手順におけるアクセスルートエリア

原子炉建屋

原子炉建屋

（管理区域）（非管理区域）

コントロール建屋

タービン建屋

タービン建屋

（管理区域）（非管理区域）

○

③④

③④
⑤⑦

（非管理区域）③

27,200

○

○

－

③④

23,500

③④

③④

③④⑦

⑦

③④
⑤⑨

③④
⑤⑨

⑦

③④
⑤⑦

20,400－17,300○－－－③④⑤ ③④⑤
12,300
⑥⑨
⑥⑨

③④
⑤⑦

③④
⑤⑦

○

○

○

○

③④⑤ ③④⑤⑥⑨⑥⑨③④⑤ ③④⑤
⑦⑧
⑦⑧

6,500
4,900

－
③④

○

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

○

○

－

－

－

－

③④
⑤⑦

③④
⑤⑦

－

－

－

－

－

－

○

16,1004,800（管理区域）

6 号炉 7 号炉 6 号炉 7 号炉 6 号炉 7 号炉 6 号炉 7 号炉 6 号炉 7 号炉 6 号炉 7 号炉 6 号炉 7 号炉

30,90018,100廃棄物処理建屋 廃棄物処理建屋

③④
⑤⑦

－

③④
⑤⑦

①②③ ①②③④⑤⑦ ④⑤⑦
⑧
⑧

1,000

－

－

-1,100-1,700 ③④⑤ ③④⑤③④⑤⑦-2,700-5,100

③④
⑤⑦
－

－

－

－
①③⑤ ①③⑤⑦⑧⑦⑧-6,100-8,200○○【凡例】○（数字なし） 有効性評価ではアクセスしないが技術的能力 1.1～1.19 でアクセスするフロア○（数字あり） 有効性評価でアクセスするフロアアクセスしないフロア
建屋毎の対象外フロア
No

事故対象シーケンス

No

1

①

高圧・低圧注水機能喪失

13

⑧

2
3

②
③

14
15

⑧
⑧

4

③

16

⑧

水素燃焼

5

③

17

⑧

溶融炉心・コンクリート相互作用

6

④

18

－

想定事故 1

7
8
9
10
11

⑤
①
－
①
⑥

19
20
21
22
23

⑨
②
③
②
－

想定事故 2
崩壊熱除去機能喪失(停止時)
全交流動力電源喪失(停止時)
原子炉冷却材の流出(停止時)
反応度の誤投入(停止時)

12⑦

高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG 喪失)
全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG 喪失)＋RCIC
失敗
全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG 喪失)＋直流
電源喪失
全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG 喪失)＋SRV 再
閉失敗
崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した場合)
崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系が故障した場合)
原子炉停止機能喪失
LOCA 時注水機能喪失
格納容器バイパス(インターフェイスシステム LOCA)
雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損) (代替循環冷却系を使用する場合)

事故対象シーケンス
雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損) (代替循環冷却系を使用しない場合)
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
原子炉圧力容器外の溶融燃料-冷却材相互作用

1.0.2-302

第2表
T.M.
S.L

有効性評価及び技術的能力手順におけるアクセスルート溢水水位

原子炉建屋

原子炉建屋

（管理区域）（非管理区域）

コントロール建屋

タービン建屋

タービン建屋

（管理区域）（非管理区域）（管理区域）（非管理区域）6 号炉 7 号炉 6 号炉 7 号炉 6 号炉 7 号炉 6 号炉 7 号炉 6 号炉 7 号炉 6 号炉 7 号炉 6 号炉 7 号炉

31,700 堰高さ※ 堰高さ※

溢水
なし

溢水
なし

30,90027,200 堰高さ 堰高さ－

23,500 堰高さ 堰高さ

溢水
なし

溢水
なし
溢水
なし

溢水
なし

溢水
なし

20,400－18,100 堰高さ 堰高さ17,300

溢水
なし

溢水
なし

溢水
なし
溢水
なし

溢水
なし
溢水
なし

－

－

－

溢水
なし

溢水
なし

16,10012,300 堰高さ 堰高さ

溢水
なし

溢水
なし

6,500
4,900
4,800

廃棄物処理建屋 廃棄物処理建屋

堰高さ 堰高さ－堰高さ 堰高さ

1,000-1,100

溢水
なし

－

溢水
なし

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

堰高さ 堰高さ－－堰高さ 堰高さ

－

－

－

－

溢水
なし

溢水
なし

－

－

溢水
なし

溢水
なし
－

－

-1,700 堰高さ 堰高さ
溢水なし-2,700-5,100

溢水なし－-6,100-8,200

◇

－

－

－

◇

【凡例】
「堰高さ」 ：下層階へ排水する開口部高さ：約 20cm
「溢水なし」：当該エリアでの排水又は他エリアからの溢水流入なし「◇」：操作エリアは溢水なしだが，階段エリアが溢水するため対応策が必要なエリア

1.0.2-303

6 号及び 7 号炉の原子炉建屋最上階については，使用済燃料プールスロッシング対策として開口部からの落水を抑制するために堰を新たに設置している。そのため，過渡的には「約 100 ㎝」の溢水水位に到達するが，その後，階段室・床ファンネルから排水されるため影響はない。
建屋の浸水時における歩行可能な水深は，歩行困難水深及び水圧でドアが開かなくなる水深等から 30cm と設定しているが，アクセスルートにおける溢水水位は堰高さ
約 20 ㎝程度であることから，胴長靴（長さ約 120cm）を装備することで，地震により溢水が発生してもアクセスルートの通行は可能である。なお，防護具の着用は 10 分以内に実施可能であることを確認した。
また，実際には床ファンネルによる排水が期待できるためアクセスは容易になる。
原子炉建屋最地下階へのアクセスが必要となる，原子炉隔離時冷却系の現場操作については，内部溢水の影響により階段エリアから入室出来ない場合も想定し，原子炉建屋地下 2 階にある上部ハッチより入室することで，現場操作を行うこととする。また，その他の原子炉建屋最地下階での作業は，アクセスが出来ない場合には対応不要
な冷却水系の負荷カット等の対応である。

1.0.2-304

第 3‐1 表 アクセスルートの溢水源「6 号炉 原子炉建屋（管理区域）
」
号炉

フロア
T.M.S.L.31,700（地上 4 階）溢水源
換気空調補機常用冷却水系
所内温水系
使用済燃料プール
スロッシング
燃料プール冷却浄化系

T.M.S.L.27,200 換気空調補機常用冷却水系（地上中 4 階）
所内温水系

溢水水位 溢水源への 放射能の
有無
（cm)
添加薬品
防食剤
無
防食剤
無
※1
約 100

690

約 35

無

有

51.6

約 35

無

有

49.6

約7

防食剤

無

39.5

約 58

26.8

約 35

燃料プール冷却浄化系

70.3
56.5

約 20

防食剤

無

防食剤

無

約 35

無

有

約7

防食剤

無

57.5

約 58

原子炉補機冷却水系

34.1

約 35

燃料プール冷却浄化系

91.0
66.3

T.M.S.L.18,100 換気空調補機常用冷却水系（地上 2 階）
所内温水系

約 20

防食剤

無

防食剤

無

約 35

無

有

約7

防食剤

無

約 20

59.8

約 58

37.7

約 35

原子炉冷却材浄化系

6.5

約 280

無

有

燃料プール冷却浄化系

91.1

約 35

無

有

原子炉補機冷却水系

T.M.S.L.12,300
換気空調補機常用冷却水系（地上 1 階）
所内温水系

T.M.S.L.4,800（地下 1 階）

温度
（℃）
約7
約 58

原子炉補機冷却水系
T.M.S.L.23,500 換気空調補機常用冷却水系（地上 3 階）
所内温水系

6 号炉

溢水量
(m3)
36.9
36.9

約 20

防食剤

無

防食剤

無

84.5

約7

防食剤

無

62.6

約 58

防食剤

無

原子炉補機冷却水系

64.3

約 35

防食剤

無

原子炉冷却材浄化系

15.9

約 280

無

有

燃料プール冷却浄化系

100.8

約 35

無

有

換気空調補機常用冷却水系

87.2

約7

防食剤

無

約 20

所内温水系

63.3

約 58

防食剤

無

非放射性ドレン移送系

20.6

-

無

無

原子炉補機冷却水系

148.1

約 35

防食剤

無

放射性ドレン移送系

2.9

-

無

有

原子炉冷却材浄化系

50.8

約 280

無

有

燃料プール冷却浄化系

114.5

約 35

無

有

T.M.S.L.-1,700 換気空調補機常用冷却水系（地下 2 階）
所内温水系

122.0

約7

63.3

約 58

防食剤

無

防食剤

無

原子炉補機冷却水系
放射性ドレン移送系
原子炉冷却材浄化系

193.9
4.8
60.0

約 35
約 280

防食剤
無
無

無
有
有

燃料プール冷却浄化系

114.6

約 35

無

有

約 20

約7
防食剤
無
T.M.S.L.-8,200 換気空調補機常用冷却水系 133.3※2
原子炉補機冷却水系
264.2
約 35
防食剤
無
（地下 3 階）
放射性ドレン移送系
43.1
無有
使用済燃料プール
690
約 35
無
有
スロッシング※1 使用済燃料プールスロッシング対策として開口部からの落水を抑制するために堰を設置。過渡的に溢水水位に到達するが，アクセス時には階段室・床ファンネルから排水されるため影響はない。
※2 溢水は原子炉建屋最地下階に滞留するため，階段からのアクセスは不可。

1.0.2-305

第 3-2 表 アクセスルートの溢水源「7 号炉 原子炉建屋（管理区域）
」
号炉

溢水量
(m3)
換気空調補機常用冷却水系 27.3
T.M.S.L.31,700
使用済燃料プール（地上 4 階）710
スロッシング
燃料プール冷却浄化系
76.4
フロア

溢水源

T.M.S.L.27,200 換気空調補機常用冷却水系（地上中 4 階）
所内温水系

無

有

防食剤

無

防食剤

無

56.7

約7

32.8

約 45

約 20

24.2

約 35

防食剤

無

80.5

約 35

無

有

防食剤

無

防食剤

無

56.8

約7

34.3

約 45

約 20

原子炉補機冷却水系

26.6

約 35

防食剤

無

燃料プール冷却浄化系

90.8

約 35

無

有

防食剤

無

防食剤

無

72.6

約7

35.8

約 45

約 20

原子炉補機冷却水系

38.1

約 35

防食剤

無

原子炉冷却材浄化系

1.7

約 278

無

有

燃料プール冷却浄化系
T.M.S.L.12,300
換気空調補機常用冷却水系（地上 1 階）
所内温水系

92.1

約 35

81.0

約7

約 20

無

有

防食剤

無

36.1

約 45

防食剤

無

原子炉補機冷却水系

53.6

約 35

防食剤

無

原子炉冷却材浄化系

37.8

約 278

無

有

燃料プール冷却浄化系

93.1

約 35

無

有

84.9

約7

防食剤

無

9.6

-

無

無

T.M.S.L.4,800
換気空調補機常用冷却水系（地下 1 階）
非放射性ドレン移送系

約 20

原子炉補機冷却水系

138.7

約 35

防食剤

無

原子炉冷却材浄化系

62.8

約 278

無

有

燃料プール冷却浄化系

96.0

約 35

無

有

97.3

約7

防食剤

無

9.6

-

無

無

原子炉補機冷却水系
放射性ドレン移送系

159.1
2.2

約 35
-

防食剤
無

無
有

原子炉冷却材浄化系

70.3

約 278

無

有

T.M.S.L.-1,700 換気空調補機常用冷却水系（地下 2 階）
非放射性ドレン移送系（地下 3 階）約 35

原子炉補機冷却水系

T.M.S.L.18,100 換気空調補機常用冷却水系（地上 2 階）
所内温水系

T.M.S.L.-8,200

約 35

溢水水位 溢水源への 放射能の
有無
（cm)
添加薬品
防食剤
無
約 100※1
無有燃料プール冷却浄化系
T.M.S.L.23,500 換気空調補機常用冷却水系（地上 3 階）
所内温水系

7 号炉

温度
（℃）
約7

約 20

燃料プール冷却浄化系

96.0

約 35

無

有

換気空調補機常用冷却水系

112.1

約7

防食剤

無

非放射性ドレン移送系

25.8

-

無

無

原子炉補機冷却水系

220.9

約 35

防食剤

無

放射性ドレン移送系

34.3

-

無

有

※2

使用済燃料プール
710
約 35
無
有
スロッシング※1 使用済燃料プールスロッシング対策として開口部からの落水を抑制するために堰を設置。過渡的に溢水水位に到達するが，アクセス時には階段室・床ファンネルから排水されるため影響はない。
※2 溢水は原子炉建屋最地下階に滞留するため，階段からのアクセスは不可。

1.0.2-306

第 3-3 表 アクセスルートの溢水源「タービン建屋（管理区域）」
号炉

6 号炉

7 号炉

フロア

T.M.S.L.12,300（地上 1 階）T.M.S.L.12,300（地上 1 階）

溢水源

溢水量
(m3)

温度
（℃）

雑用水系

1024.1

約 30

溢水源へ
溢水水位
放射能の
の添加薬
有無
（cm)
品
無
無

換気空調補機常用冷却水系

84.5

約7

防食剤

無

所内温水系

62.6

約 58

防食剤

無

非放射性ドレン移送系

0.7

-

無

無

原子炉補機冷却水系

64.3

約 35

防食剤

無

約 20

放射性ドレン移送系

1.3

-

無

有

タービン補機冷却系

103.1

約 35

防食剤

無

復水及び給水系

2642.2

約 215

無

有

消火系

1091.1

約 30

無無所内蒸気戻り系

14.6

約 90

無

無

純水補給水系

2027.6約 30

無無換気空調補機常用冷却水系

81.0

約7

防食剤

無

所内温水系

36.1

約 45

防食剤

無

非放射性ドレン移送系

0.4

-

無

無

原子炉補機冷却水系

53.6

約 35

防食剤

無

タービン補機冷却系

95.7

約 35

防食剤

無

雑用水系

1024.8約 30

無無復水及び給水系

2898.0

約 207

無

有

消火系

1097.7約 30

無無純水補給水系

2021.9

約 30

無

無

約 20

第 3-4 表 アクセスルートの溢水源「廃棄物処理建屋（非管理区域）
」
号炉

フロア

6 号及び
T.M.S.L.6,500
7 号炉共（地下 1 階）通

温度 溢水水位 溢水源への 放射能の
有無
（℃）
（cm)
添加薬品
約 30
無
無
約 30
無
無

雑用水系
消火系

溢水量
(m3)
2024
2100

換気空調補機常用冷却水系

172.1

約7

防食剤

無

所内蒸気戻り系

15.2

約 90

防食剤

無

所内温水系

62.6

約 45

非放射性ドレン移送系

9.7

-

溢水源

約 20

防食剤

無

無

無

純水補給水系

4032

約 30

無

無

原子炉補機冷却水系

285.6

約 30

防食剤

無

タービン補機冷却系

120.4

約 30

防食剤

無

1.0.2-307

第 3-5 表 アクセスルートの溢水源「廃棄物処理建屋（管理区域）」
号炉

フロア

溢水源

雑用水系
消火系
換気空調補機常用冷却水系
6 号及び
T.M.S.L.12,300
所内蒸気戻り系
7 号炉共（地上 1 階）
所内温水系
通純水補給水系
原子炉補機冷却水系
タービン補機冷却系

溢水量
(m3)
2024
2097
165.5
14.6
62.6
4027
116.7
103.1

温度 溢水水位 溢水源への 放射能の有無（℃）
（cm) 添加薬品
約 30
無
無
約 30
無
無
約7
防食剤
無
約 90
防食剤
無
約 20
約 45
防食剤
無
約 30
無
無
約 30
防食剤
無
約 30
防食剤
無

(4) アクセスルートエリアの溢水による影響
1） アクセスルートエリアの溢水による温度の影響
地震による溢水源の中で，高温の流体を内包する系統は「原子炉冷却材浄化系」及
び「給復水系」が考えられる。いずれも漏えいを検知・隔離するインターロックが作動し自動的に隔離される。
漏えいにより一時的に原子炉建屋（管理区域）内は高温になるが，隔離及びブロー
アウトパネルからの排気により温度は低下する。隔離に時間を要する有効性評価シナ
リオ「格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）」の場合，漏えい直後約50℃まで上昇するが，3 時間程度で約 38℃となると評価されている。
有効性評価において原子炉建屋（管理区域）での作業完了時間が最も早い事故シナ
リオは「使用済燃料プール事故（想定事故 2）」であり，使用済燃料プール水位低下
調査及び隔離操作を「2.5 時間」で完了することにしている。しかし，このシナリオ
では原子炉停止から 10 日後を想定しているため，高温の影響はないと考えられる。
原子炉が運転中において，作業完了時間が最も早い事故シナリオは「全交流動力電源喪失」の格納容器ベント準備操作であり，「16 時間」で完了することにしている。
作業完了までの時間余裕があるため，高温の影響はないと考えられる。
2） アクセスルートエリアの溢水による線量の影響
放射性物質を内包する溢水源の中で，漏えい時に環境線量率が最も厳しくなる系統
は「原子炉冷却材浄化系」である。
内部溢水で評価しているとおり，原子炉冷却材浄化系の漏えいによる被ばく線量は
数 mSv 程度となり，緊急時の被ばく線量制限値 100mSv と比較して十分小さく抑えられるため，被ばく防護の適切な装備を実施した上で作業は可能であると考えられる。
3） アクセスルートエリアの化学薬品を含む溢水の影響
化学薬品を含む溢水源の中で，アクセスルートに影響を与える可能性のあるものは「ほう酸水溶液（五ほう酸ナトリウム溶液）」「補機冷却水系に含まれる防食剤」がある。

1.0.2-308

「ほう酸水溶液（五ほう酸ナトリウム溶液）」は，ほう酸水タンク内に貯留されており，その周囲にはタンク内の全容量分を滞留可能な堰が設置されているため，万が一漏えいした場合でも影響範囲を堰内に制限することができる。
「補機冷却水系に含まれる防食剤」は，濃度が十分低く防護装備により安全性を向上させていることから作業は可能であると考えられる。
なお，廃棄物処理建屋には高電導度廃液系中和装置に苛性ソーダ及び硫酸が存在し，格納容器 pH 制御装置に苛性ソーダが存在するが，堰が設置されているため，その影
響範囲を堰内に制限することができる。また，アクセスルートエリアとは異なる場所にあるため影響を受けることはない。
4） 照明への影響
照明設備については常用電源若しくは非常用電源から受電しており，建屋全体に設置されている。溢水の影響により照明設備が喪失しても可搬型照明により対応可能である。
5） 感電の影響
電気設備が溢水の影響を受けた場合は，保護回路が動作し電気回路をトリップする
ことで電源供給が遮断されると考えられる。また，地絡等の警報が発生した場合は負荷の切り離し等の対応を行う。
なお，絶縁性を確保した装備を着用することによりアクセス時の安全性を確保する。
6） 漂流物の影響
屋内に設置された棚やラック等の設備は，固縛処置がされており，溢水が発生した
場合においても漂流物になることはない。よって，アクセス性に対して影響はない。
【内部溢水に対する対応】
地震による内部溢水の発生により，建屋内の床面が没水した場合を考慮しても対応作業が可能なよう，必要となる防護具が配備されていることを確認した。
内部溢水が発生していると考えられる場合には，中央制御室で必要な防護具を着用し，対応操作現場に向かう手順としており，訓練等を通じて，防護具の着用時間は 10分以内で実施できることを確認した。

1.0.2-309

配備箇所； 中央制御室内
防 護 具； 『マスク』（状況に応じて選択）・ 全面マスク（チャコールフィルター）・ エアラインマスク
・ セルフエアセット『服装』
・ ゴム手袋・ C服・ アノラック（水をはじく加工が施されており C 服の上に着る）
・ 耐熱服
・ 胴長靴（長さ 120cm）等

全面マスク

セルフエアセット

汚染作業用長靴

アノラック

耐熱服

胴長靴（長さ 120cm）

1.0.2-310

(23)屋外アクセスルートにおける地震後の被害想定（一覧）(3) 屋外アクセスルートにおける地震後の被害想定（一覧）

1.0.2-311

別紙 23

第1図

屋外アクセスルートにおける地震後の被害想定（一覧）別紙 24(24)資材設置後の作業成立性
6 号及び 7 号炉においては，重大事故等対処設備である可搬型代替注水ポンプを用いて，防火水槽及び復水貯蔵槽への補給，使用済燃料プールへの注水を行う。
可搬型代替注水ポンプの配置場所は，淡水貯水池近傍及び原子炉建屋近傍となり，ホース敷設ルートは淡水貯水池から防火水槽までの構内道路の一部及び原子炉建屋近傍となる。
アクセスルート上にホースを敷設する際には，道路の端に敷設することを基本とするため，主要な発電所構内道路への影響は限定的であり，機材を設置することにより通行に支障は来さない。
なお，あらゆる悪条件に備えホースブリッジ等の資機材を確保しており緊急時の柔軟な対応に厚みを持たせている。

第1図

ホースブリッジ

1.0.2-312

別紙 25(25)保管場所及び屋外アクセスルート等の点検状況
保管場所，屋外アクセスルート及びそれらの周辺斜面並びに排水路等について，以下に示すように定期的に土木専門技術者による点検を行い，健全性を確認する。また，台風，地震，大雨，強風，津波等が発生した場合には，土木専門技術者による臨時点検を行い，必要に応じて補修工事を実施する。
保管場所，屋外アクセスルート及びそれらの周辺斜面については，応急復旧が可能な
重機や砕石等の資機材をあらかじめ備えており（別紙 11 参照），当該設備の性能が維持できる運用・管理体制を整えている。また，排水路については，排水路とは別に排水用フラップゲートを設置していることから，屋外アクセスルートのアクセス性に支障がないことを確認した（別紙 30 参照）。
○保管場所：外観目視点検を 1 回/年○アクセスルート：外観目視点検を 1 回/年○保管場所及びアクセスルート周辺斜面：外観目視点検を 1 回/年○排水用フラップゲート：動作確認，外観目視点検を 1 回/年○排水路：外観目視点検を 1 回/年

第1図

保管場所及びアクセスルート

1.0.2-313

別紙 26(26)発電所構外からの要員の参集について
1. 要員の召集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合に，発電所外にいる緊急時対策要員を速やかに非常召集するため，「自動呼出・安否確認システム」，「通信連絡設備」等を活用し，要員の非常召集及び情報提供を行う（第 1 図）。
非常召集
自ら事象発生あるいは地震等を確認又は
当 直 長か らの 事 象発
生報告

宿直者
自動呼出システム（電話・メール）

自動召集
新潟県内で震度6弱以
上 の地震発生で 緊急時対策要員（発電所，本社）が自動参集

第1図

緊急時対策所

緊急時対策要員の非常召集所長（衛星電話設備（可搬型）を所持）ユニット所長，各部長
各グループマネージャー
各メンバー
・・・
本社緊急時対策要員も同様に召集される

自動呼出・安否確認システムによる非常召集連絡

新潟県内で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，非常召集連絡がなくても自発的に参集する。
地震等により家族，自宅等が被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合
は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
集合場所は，基本的には柏崎エネルギーホール又は刈羽寮（第 2 図）とするが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
柏崎エネルギーホール又は刈羽寮に集合した要員は，緊急時対策本部と非常召集に係る以下の確認，調整を行い，通信連絡設備，懐中電灯等を持参し，発電所と連絡を取りながら集団で移動する。柏崎エネルギーホール，刈羽寮には通信連絡設備として衛星電話設備（可搬型）を各 10 台配備する。
①発電所の状況（発電所への移動が可能なプラント状況かどうか（格納容器ベントの実施見通し），発電所に行くための必要な装備（放射線防護服，マスク，線量計を含む））②その他発電所で得られた情報（発電所への移動に関する道路状況等，移動するうえ
で有益な情報）③発電所へ移動する人の情報（人数，体調，移動手段（徒歩，車両），連絡先）
原子炉主任技術者は通信連絡手段により，必要の都度，発電所の連絡責任者と連絡をとり，発電用原子炉施設の運転に関し，保安上の指示を行う。

1.0.2-314

集合場所（柏崎エネルギーホール，刈羽寮）
当社社員寮

約 10ｋｍ

約 5ｋｍ

柏崎刈羽原子力発電所■

刈羽寮

柏崎エネルギーホール■

地図は電子国土ポータルより引用

第2図

柏崎刈羽原子力発電所とその周辺

2. 緊急時対策要員の所在について
発電所員の約 8 割（第 1 表）が居住している柏崎市街地，刈羽村の大半は，柏崎刈羽原子力発電所から半径 10km 圏内（第 2 図）に位置しており，社員寮についても半径 10km
圏内に設置されている。
第 1 表 居住地別の発電所員数（平成 29 年 4 月時点）
居住地
居住者数

柏崎市

刈羽村

その他地域

820 名

81 名

223 名

（73％）

（7％）

（20％）

3. 発電所構外からの要員の参集ルート(1) 概要
柏崎市，刈羽村からの要員参集ルートについては，第 3 図に示すとおりであり，要員参集ルートの障害要因としては，比較的平坦な土地であることから土砂災害の影響は少なく，地震による橋の崩壊，津波による参集ルートの浸水が考えられる。
地震による橋梁の崩落については，要員参集ルート上の橋梁が崩落等により通行ができなくなった場合でも，迂回ルートが複数存在することから，参集は可能である。また，木造建物の密集地域はなくアクセスに支障はない。なお，地震による参集ルート上の主1.0.2-315要な橋梁への影響については，中越沖地震においても，橋梁本体の損傷による構造安全性に著しい影響のあるような損傷は見られず※1，実際に徒歩による通行に支障はなかった。
新潟県が実施した広域避難シミュレーション※2 によれば，大規模な地震の発生により，発電所で重大事故等が発生した場合，住民避難のため発電所の南西の海側ルートに交通渋滞が発生しやすいという結果が得られている。交通集中によるアクセス性への影響回避のため，参集ルートとしては可能な限り避けることとし，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。
津波浸水時については，アクセス性への影響を未然に回避するため，大津波警報発生時には基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（第 3 図に図示した海沿いルート）は使用しないこととし，これ以外の参集ルートを使用して参集することとする。

※1

参考文献：2007 年新潟県中越沖地震の被害とその特徴／小長井一男（東京大学教授生産技術研究所）ほか国土技術政策研究所資料 No.439，土木研究所資料 No.4086，建築研究資料 No.112「平成 19 年（2007 年）新潟県中越沖地震被害調査報告」※2

参考文献：新潟県殿向け「平成 26 年度新潟県広域避難時間推計業務」～最終報告書～
BGS-BX-140147

平成 26 年 8 月

三菱重工業株式会社

http://www.pref.niigata.lg.jp/genshiryoku/1356794481823.html(2) 津波による影響が考えられる場合の参集ルート
柏崎市津波ハザードマップによると，柏崎市中心部から発電所までの要員参集ルートへの影響はほとんど見られない（川岸で数十 cm 程度）が，大津波警報発生は，津波による影響を想定し海側や鯖石川の河口付近を避けたルートにより参集する（第 3 図）。

1.0.2-316

第3図

柏崎市，刈羽村からの要員参集ルート(3) 住民避難が行われている場合の参集について
全面緊急事態に該当する事象が発生し，住民避難が開始している場合，住民の避難方
向と逆方向に要員が移動することが想定される。
発電所へ参集する要員は，原則，住民避難に影響のないよう行動し，自動車による参集ができないような場合は，自動車を避難に支障のない場所に停止した上で，徒歩や自転車により参集する。

1.0.2-317

4. 発電所構内への参集ルート
発電所敷地外から発電所構内への参集ルートは，通常の正門を通過するルートに加え迂回ルートを確保している（第 4 図）。

第4図

発電所構内への参集ルート

1.0.2-318

5. 夜間及び休日における要員参集について(1) 要員の想定参集時間
第 1 表及び第 2 図に示すとおり，要員の大多数は発電所から半径 10km 圏内に居住していることから，仮に発電所から 10km 地点に所在する要員が，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において直接徒歩移動で参集する場合であっても，参集時間は約 3 時
間 30 分と考えられる。また，大地震等が発生している状況では要員の自宅が被災する可能性もあるため，出発までの準備時間が約 1 時間必要であると仮定した場合であっても，発電所への参集時間は約 4 時間 30 分と考えられる。
さらに，要員集合場所（柏崎エネルギーホール又は刈羽寮）に立寄り，情報収集を行った上で参集することから，集合場所に立寄るために遠回りする時間を 1 時間，情報収集する場合の時間を 30 分必要であると仮定した場合であっても，発電所から 10km に所在する要員は，約 6 時間で発電所に参集可能であると考えられる。
(2) 要員参集調査
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等が発生した場合の緊急時対策要員の参集動向（所在場所（準備時間を含む）～集合場所（情報収集時間を含む）～発電所までの参集に要する時間）を評価した結果，要員の参集手段が徒歩移動のみを想定した場合かつ，年末年始やゴールデンウィーク等の大型連休であっても，5 時間 30
分以内に参集可能な要員は 350 名以上と考えられる。
なお，自動車等の移動手段が使用可能な場合は，より多くの要員が早期に参集することが期待できる。

＜参考：要員参集調査による評価＞○夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等が発生した場合の緊急時対策要員の参集動向をより具体的に把握するため，「平日夜間」「休日日中」「休日夜間」「大型連休（シルバーウィーク※）日中」「大型連休（シルバーウィ
ーク※）夜間」の 5 ケースにおいて緊急呼び出しがかかった場合を想定し，その時々における要員の所在場所（自宅，発電所，それ以外の場所の場合は最寄りの集合場
所までの移動時間を回答）を調査することで，参集状況を評価。
○要員集合場所（柏崎エネルギーホール又は刈羽寮）での情報収集時間 30 分を考慮
（第 5 図）。
※要員参集調査時期が 2015 年 9 月であり大型連休の対象をシルバーウィークとした。

1.0.2-319

発電所へ移動

集合場所で
２ 情報収集(30分)

３

刈羽寮

柏崎刈羽
原子力発電所

出発地

１ 集合場所へ移動

３ 発電所へ移動
出発地

刈羽寮に参集する場合集合する場合

出発地
エネルギー
ホール
２
集合場所で
情報収集(30分)

地図は電子国土ポータルより引用

出発地

集合場所出発集合場所到着

参集開始

エネルギー
エネルギー
ホールに
ホールに
参集する場合集合する場合１ 集合場所へ移動

１ 集合場所へ移動

第5図

２ 集合場所にて情報収集（30分を想定）

発電所到着

３ 発電所へ移動

要員参集の流れについて（イメージ）

a. 車が使える場合（第 6 図）
○3 時間 30 分以内に約 8 割の要員が参集可能な場所にいることを確認した。（大型連休は除く）○大型連休でも，3 時間 30 分以内に約 6 割の要員が参集可能な場所にいる。
b. 徒歩移動のみの場合（第 7 図）○車を使用した場合に比べ要員参集のタイミングが遅くなるが，7 割程度の要員は，
5 時間 30 分以内に参集可能な場所にいることを確認した。（大型連休は除く）○通常の休日と大型連休を比較すると，大型連休には約 2 割多い要員が柏崎刈羽地域近傍から不在（徒歩 5 時間 30 分以上）となるが，5 時間 30 分以内で参集可能
な要員は約半数。

1.0.2-320

100%

49
5

90%

107
59

80%

94
36

219

70%

94

60%

193
48

5.5時 間 以 上
3.5時 間 ～ 5.5時 間

50%

645
538

40%

1.5時 間 ～ 3.5時 間

598
383

30%

1.5時 間 以 内

478

20%
10%

※

12

42

38

平日夜間

休日日中

0%

45

21

特大型連休
異 日 日 中 特大型連休
異日夜間

休日夜間

日中

夜間

各所在場所から集合場所（柏崎エネルギーホール，刈羽寮）までの移動に要する時間を回答してもらい，その時間に以下の数値を加えて算出。
・自宅からの参集の場合，出発までの準備時間：30 分
・集合場所での情報収集時間：30 分
・集合場所から発電所への移動時間：30 分

第6図

要員参集シミュレーション結果（車でアクセス可能）

100%
90%

149
250

80%

221
370

70%

315
5.5時間以上

60%
50%

3.5～5.5時間

468
359

40%

1.5～3.5時間

424

30%

1.5時間以内

262

335

63
44

68

大型連休
特異日日中
日中

大型連休
特異日夜間
夜間

20%
10%
0%

93
38

82
41
平日夜間

休日日中

82

12

休日夜間

21

※

出発までの準備時間を考慮の上，天候が良好な状況を想定し，集合場所を経由した場合の発電所（5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所）までの移動距離 1 時間以内（～3ｋｍ），1～3 時間（3～10km），3～5 時間（10～17km），5 時間以上（17km～）により算出。
※ 集合場所での情報収集時間の 30 分を考慮した。
※ 自宅以外からの参集の場合，各所在場所から参集に要する時間を回答。

第7図

要員参集シミュレーション結果（徒歩移動のみ）

1.0.2-321

(3) 参集要員の確保(1)要員の想定参集時間，及び(2)要員参集調査から，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）かつ，参集手段が徒歩移動のみを想定した場合であっても，発電所構外の緊急時対策要員は事象発生から約 6 時間で発電所に参集可能と考えられること，また，年末
年始やゴールデンウィーク等の大型連休に重大事故等が発生した場合であっても，5 時
間 30 分以内に参集可能な緊急時対策要員は 350 名以上と考えられることから，事象発生から 10 時間以内に外部から発電所へ参集する 6 号及び 7 号炉の対応を行うために必要な緊急時対策要員※（106 名（1～7 号炉の対応を行う必要な要員は合計 114 名））は確保可能であることを確認した。
また，事象発生から 10 時間以内の重大事故等時の対応においては，発電所内に常時確保する 44 名の緊急時対策要員により対応が可能であるが，早期に班長以下の要員数が約 2 倍となれば，より迅速・多様な重大事故等への対処が可能と考えられる。このため，徒歩参集，要員自身の被災，過酷な天候及び道路の被害等を考慮し，事象発生から
約 6 時間を目処に，外部から発電所に参集する 40 名の緊急時対策要員※を確保する。
※

要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。

1.0.2-322

別紙 27(27) 屋外アクセスルート

除雪時間評価1. ホイールローダ仕様○最大けん引力：14.17t○バケット全幅：270cm○走行速度(1 速） ：前進・後進 0～8km/h
2. 除雪速度の算出＜降雪条件＞○積雪量：20cm（構内アクセスルート（車両）は降雪量 5cm～10cm で除雪作業開始としていることから，保守的に 20cm として設定。）○単位重量：積雪量 1cm あたり 29.4N/m2(3kg/m2)
積雪密度：3kg/m2÷0.01m=300kg/m3(0.3t/m3)＜除雪方法＞
アクセスルート上に降り積もった雪を，ホイールローダで道路脇へ 5m 押し出し除去する。
1 回の押し出し可能量を 11.3t とし，11.3t の雪を集積し，道路脇へ押し出す作業を 1サイクルとして繰り返す。
1 回の集積で進める距離 X
11.3t÷（積雪厚さ 0.2m×幅 2.7m×0.30t/m3）＝69.7m≒69m
1 サイクル当りの作業時間は，1 速の走行速度(0～8km/h)の平均 4km/h で作業すると仮定してA：押し出し(①→②→③)：(69m+5m)÷4km/h＝66.6 秒≒67 秒
B：ギア切替え：3 秒

C：後進：(③→②)：5m÷4km/h=4.5 秒≒5 秒

1 サイクル当りの作業時間（A+B+C）=67 秒+3 秒+5 秒=75 秒
2.7m

①

②
69m

5m

1.0.2-323③

＜除雪速度＞
1 サイクル当りの除雪延長÷1 サイクル当りの除雪時間
69m÷75 秒=0.92m/秒=3.31km/h≒3.3km/h
3. まとめ○ 降雪の除雪速度について，3.3km/h とする。
①大湊側高台保管場所からのルート

区間

距離（m）

時間評価項目速度(km/h）

所要時間（分）累積（分）第二企業センター※→①

約 770

徒歩移動

4

12

12

①→②

約 590

除雪

3.3

11

23

②→③

約 240

ホイールローダ移動

15

1

24

③→④

約 780

除雪

3.3

15

39

④→⑤

約 80

ホイールローダ移動

15

1

40

⑤→⑥

約 130

除雪

3.3

3

43

⑥→⑦

約 260

ホイールローダ移動

15

2

45

⑦→⑧

約 130

除雪

3.3

3

48

⑧→⑨

約 230

ホイールローダ移動

15

1

49

⑨→⑩

約 500

除雪

3.3

10

59

※初動対応要員が滞在する「第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所」については，第二企業センターを起点として評価する。

第1図

大湊側高台保管場所からの除雪ルート及び仮復旧時間

1.0.2-324

②荒浜側高台保管場所からのルート

区間

距離（m）

時間評価項目速度（km/h）

所要時間（分）累積（分）第二企業センター※→①

約 420

徒歩移動

4

7

7

①→②

約 750

除雪

3.3

14

21

②→③

約 130

ホイールローダ移動

15

1

22

③→④

約 890

除雪

3.3

17

39

④→⑤

約 80

ホイールローダ移動

15

1

40

⑤→⑥

約 130

除雪

3.3

3

43

⑥→⑦

約 260

ホイールローダ移動

15

2

45

⑦→⑧

約 130

除雪

3.3

3

48

⑧→⑨

約 230

ホイールローダ移動

15

1

49

⑨→⑩

約 500

除雪

3.3

10

59

※初動対応要員が滞在する「第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所」については，第二企業センターを起点として評価する。

第2図

荒浜側高台保管場所からの除雪ルート及び仮復旧時間

1.0.2-325

別紙 28(28) 屋外アクセスルート

除灰時間評価1. ホイールローダ仕様○最大けん引力：14.17t○バケット全幅：270cm○走行速度(1 速） ：前進・後進 0～8km/h
2. 除灰速度の算出＜降灰条件＞○厚さ：35cm○単位体積重量：1.5t/m3＜除灰方法＞
アクセスルート上に降り積もった火山灰を，ホイールローダで道路脇へ押し出し除去する。
一回の押し出し可能量を 11.3t とし，11.3t の火山灰を集積し，道路脇へ押し出す作
業 1 サイクルとして繰り返す。
1 回の集積で進める距離 X=11.3t÷（火山灰厚さ 0.35m×幅 2.7m×1.5t/m3）=7.97m≒7.9m
1 サイクル当りの作業時間は，1 速の走行速度(0～8km/h)の平均 4km/h で作業すると仮定してA：押し出し(①→②→③)：(7.9m+5m)÷4km/h=11.6 秒≒12 秒
B：ギア切替え：3 秒

C：後進：(③→②)：5m÷4km/h=4.5 秒≒5 秒

1 サイクル当りの作業時間（A+B+C）=12 秒+3 秒+5 秒=20 秒
2.7m

①

②
7.9m

5m

＜除灰速度＞③

1 サイクル当りの除灰延長÷1 サイクル当りの除灰時間＝7.9m÷20 秒=0.395m/秒=1.422km/h≒1.4km/h
3. まとめ○火山灰の除灰速度について，1.4km/h とする。

1.0.2-326

①大湊側高台保管場所からのルート

区間

距離（m）

時間評価項目速度（km/h）

所要時間（分）累積（分）第二企業センター※→①

約 770

徒歩移動

4

12

12

①→②

約 590

除灰

1.4

26

38

②→③

約 240

ホイールローダ移動

15

1

39

③→④

約 780

除灰

1.4

34

73

④→⑤

約 80

ホイールローダ移動

15

1

74

⑤→⑥

約 130

除灰

1.4

6

80

⑥→⑦

約 260

ホイールローダ移動

15

2

82

⑦→⑧

約 130

除灰

1.4

6

88

⑧→⑨

約 230

ホイールローダ移動

15

1

89

⑨→⑩

約 500

除灰

1.4

22

111

※初動対応要員が滞在する「第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所」については，第二企業センターを起点として評価する。

第1図

大湊側高台保管場所からの除灰ルート及び仮復旧時間

1.0.2-327

②荒浜側高台保管場所からのルート

区間

距離（m）

時間評価項目速度（km/h） 所要時間（分）累積（分）第二企業センター※→①

約 420

徒歩移動

4

7

7

①→②

約 750

除灰

1.4

33

40

②→③

約 130

ホイールローダ移動

15

1

41

③→④

約 890

除灰

1.4

39

80

④→⑤

約 80

ホイールローダ移動

15

1

81

⑤→⑥

約 130

除灰

1.4

6

87

⑥→⑦

約 260

ホイールローダ移動

15

2

89

⑦→⑧

約 130

除灰

1.4

6

95

⑧→⑨

約 230

ホイールローダ移動

15

1

96

⑨→⑩

約 500

除灰

1.4

22

118

※初動対応要員が滞在する「第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所」については，第二企業センターを起点として評価する。

第2図

荒浜側高台保管場所からの除灰ルート及び仮復旧時間

1.0.2-328

別紙 29(29) 森林火災発生時における屋外アクセスルートの影響
森林火災が発生し発電所構内へ延焼するおそれがある場合には，構内道路の一部を防火帯として機能させる。その際には，防火帯内の車両を規制し，防火帯内から車両がない状態を確立する。
森林火災発生時のアクセスルートは下図のとおりである。アクセスルートが防火帯に近接しており，通行不可能な場合の影響が大きい中央交差点における森林火災時の放射熱強度を評価したところ，最大でも 2.1kW/m2 ※程度であり，車両等の通行に影響を及ぼすことはないことを確認している。
よって，森林火災が発生した場合においても，アクセスルートは通行が可能である。
なお，中央交差点近傍における森林火災の燃焼継続時間（約 14 時間）のうち，中央交差点において，人が長時間さらされても苦痛を感じない放射熱強度（1.6kW/m2）※を超えている時間は数十秒程度である。
※石油コンビナートの防災アセスメント指針（別紙 8 参照）

第 1図

森林火災発生時のアクセスルート

1.0.2-329

別紙 30(30)

降水に対する影響評価結果について

1. はじめに
柏崎刈羽原子力発電所において，降雨が継続した場合の屋外アクセスルートへの影響について評価する。
2. 評価概要
柏崎刈羽原子力発電所における雨水流出量と排水量を比較し，降雨の影響を評価する。
2．1

降雨強度
柏崎観測所の観測記録（1976 年～2012 年）のうち最大 1 時間降水量は 52mm(2007

年 8 月 22 日)であるが，外部事象の考慮において，年超過確率評価に基づき設計基準を設定していることから，柏崎市の 10-4/年確率降水量（1 時間降水量 101.3mm）の設
計雨量強度を用いて評価する。
2．2

雨水流出量
柏崎刈羽原子力発電所の雨水は，集水範囲ごとに設置される排水路を通じて海域に排水する。
雨水流出量の評価に当たっては，集水範囲ごとに集水面積を積算した上で101.3mm/h 降雨時の第 1 図に示す排水路流末への雨水流出量を算出する。
「新潟県農林水産部:新潟県林地開発許可申請審査要領，
雨水流出量 Q1 の算出には，2014」を参照して，以下のラショナル式を用いる。
Q1＝1/360×f×r×A
Q1：雨水流出量（m3/s）
f ：流出係数r ：設計雨量強度（mm/h）
A ：集水区域面積（ha）

1.0.2-330

2．3

排水量
排水路流末における排水量 Q2 及び排水用フラップゲートの排水量 Q3 は「新潟県農林水産部:新潟県林地開発許可申請審査要領，2014」を参照して，以下のマニング式に基づき評価する。
Q2(Q3)=V×A
V=1/n×R2/3×I1/2
Q2(Q3)：排水量（m3/s）
V：平均流速（m/s）
n：マニングの粗度係数
R：径深=A/P（m）
A：流水断面積（m2）P：潤辺（m）
I：勾配

1.0.2-331

1.0.2-332
第1図

集水範囲及び排水路流末位置

3. 評価結果
雨水流出量と排水路流末の排水量の比較結果を第 1 表に，雨水流出量が排水量を上回る場合の滞留水発生位置及び想定範囲を第 2 図に，滞留水深さの算定結果を第 2 表に，排水用フラップゲート位置を第 3 図に示す。
〔荒浜側〕
荒浜側については，流域 A，B を除いて，排水量が雨水流出量を上回り，既存の排水路から雨水を海域に排水することが可能である。
流域 A，B については，T.M.S.L.+約 13m の地点で排水量が雨水流出量を下回ることから，全ての滞留水が流域 B に流れ込むと保守的に仮定すると，その滞留水深さは約 8cm/hとなる。
ただし，荒浜側には第 3 図に示すとおり排水路とは別に排水用フラップゲートが設置されており，この滞留水は排水用フラップゲートを通じて速やかに排水されるため，屋外アクセスルートのアクセス性に支障はない。
〔中央土捨場〕
中央土捨場については，流域 G の排水量が雨水流出量を上回り，既存の排水路から雨水を海域に排水することが可能である。
〔大湊側〕
大湊側については，流域 H，K を除いて，排水量が雨水流出量を上回り，既存の排水路から雨水を海域に排水することが可能である。
流域 I については，放水路を通じて排水しているが，運転時の放水流量が 7 号炉で92m3/s に対して，放水路への雨水流出量は 0.73m3/s と小さいことから放水路の排水に影響はない。
流域 H については，T.M.S.L.+約 8m の地点で排水量が雨水流出量を下回るが，大湊側の 6 号及び 7 号炉の設置高さ T.M.S.L.+12m よりも低いため，滞留せずに海に流出する。
流域 K については，T.M.S.L.+12m の地点で排水量が雨水流出量を下回ることから，全ての滞留水が流域 K の T.M.S.L.+12m の範囲に流れ込むと保守的に仮定すると，その滞留
水深さは約 2cm/h となる。
ただし，大湊側には第 3 図に示すとおり排水路とは別に排水用フラップゲートが設置されており，この滞留水は排水用フラップゲートを通じて速やかに排水されるため，屋外アクセスルートのアクセス性に支障はない。
以上のことから，一部滞留水が発生するものの排水用フラップゲートから滞留水を速やかに海域に排水することが可能であることから，屋外アクセスルートのアクセス性に支障はない。

1.0.2-333なお，排水用フラップゲートについては，本評価の中では排水設備の一部として位置付けている。
第1表

雨水流出量と排水路流末排水量の比較結果

集水区域
面積 A1
（ha）

雨水流出量
Q1（m3/s）

排水路流末
排水量
Q2（m3/s）

安全率
Q2/Q1

滞留水量
（Q1-Q2）×3600（m3/h）

A

121.98※

11.20※

7.57

0.67

13,068※

B

20.81

3.52

3.72

1.05

－

C

3.29

0.66

1.75

2.65

－

D

3.08

0.51

1.75

3.43

－

E

13.50

2.36

3.32

1.40

－

F

22.28

3.27

4.62

1.41

－

G

19.46

2.15

5.48

2.54

－

①

65.31

6.84

6.42

0.93

1,512

②

4.96

0.56

1.12

2.00

－

I

3.99

0.73

1.06

1.45

－

J

5.88

1.17

11.99

10.24

－

K

62.76

6.21

5.72

0.92

1,764

流域

備考
（接続先）

流域 A 排水路

荒浜側
土捨場
中央
H
大湊側
※

合流する流域 B を含む

1.0.2-334

7 号炉放水路

1.0.2-335
第2図

滞留水発生位置及び想定範囲

第2表
流域
荒浜側

※

A

滞留水深さの算定結果

滞留水量（m3/h）

滞留水拡散面積※
（ha）

滞留水深さ
（m/h）

13,068

17.6

0.08

T.M.S.L.+約 8m の地点で排水量が雨水流出量を下回るが，大湊側の 6 号及び 7 号炉の設置高さ
H
1,512
大湊側
T.M.S.L.+12m よりも低いため，滞留せずに海に流出する
K
1,764
9.1
原子炉・タービン・サービス建屋等主要建屋の面積を除く

第3図

排水用フラップゲート位置図

1.0.2-336－

0.02

次に，排水路が閉塞した事態を想定した場合の降水の影響について，検討する。
この検討では，第 1 図に示す流域の全ての雨水が荒浜側，大湊側の建屋周りに流れ込
むと保守的に仮定した場合の雨水流出量と排水用フラップゲートの排水量を比較し，降水の影響を評価する。
検討の結果は第 3 表に示すとおり，荒浜側，大湊側ともに排水量が雨水流出量を上回
り，排水用フラップゲートから雨水を海域に排水することが可能であることから，排水路が閉塞した事態を想定した場合においても屋外アクセスルートのアクセス性に支障がないことを確認した。
第3表

集水区域
面積 A1（ha）

雨水流出量 Q1
（m3/s）

A

121.98※1

11.20※1

B

20.81

3.52

C

3.29

0.66

D

3.08

0.51

流域

荒浜側
大湊側
※1
※2
※3

雨水流出量とフラップゲート排水量の比較結果

E

13.50

2.36

F

22.28

3.27

G

※2

9.73

1.08※2合計－

19.08※3G9.73※21.08※2

①

65.31

6.84

②

4.96

0.56

I

3.99

0.73

J

5.88

1.17

K

62.76

6.21

合計

－

16.59

H

ﾌﾗｯﾌﾟｹﾞｰﾄ排水量
Q3（m3/s）

ﾌﾗｯﾌﾟｹﾞｰﾄ
1 本当たり 3.44－
a：18 本b：12 本103.205.40

ﾌﾗｯﾌﾟｹﾞｰﾄ
1 本当たり 6.65
c：1 本
d：1 本
e：1 本
19.95

合流する流域 B を含む
流域 G からの雨水は，荒浜側，大湊側にそれぞれ 1/2 が流れ込むと仮定
流域 B の雨水流出量は流域 A に含まれることから，合計に加算しない

1.0.2-337

安全率
Q3/Q1

－

1.20

別紙 31(31)可搬型設備の小動物対策について
屋外保管場所に保管している可搬型設備については，小動物が開口部等から設備内部に侵入し，設備の機能に影響を及ぼす可能性があることから，可搬型設備に開口部がある場
合には，侵入防止対策を実施する。
以下に現状の可搬型設備の開口部有無と対策内容を示す。
（1）可搬型設備の開口部確認結果
可搬型設備名

開口部有無

対策内容

可搬型代替交流電源設備
（電源車）

有

貫通部パッキン処理

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級消防車）

有貫通部シール処理

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級消防車）

有貫通部シール処理

6 号炉用，7 号炉用代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニット

有貫通部シール処理

6 号炉用，7 号炉用
可搬型窒素供給装置

有

金網設置

大容量送水車有貫通部シール処理

泡原液搬送車有貫通部シール処理

タンクローリ(4kl/16kl)

無－ホイールローダ

無－（2）可搬型設備の対策実施例①可搬型代替交流電源設備
ケーブル貫通部

パッキン処理1.0.2-338

②可搬型代替注水ポンプ（A-2 級消防車）

シール処理③可搬型代替注水ポンプ（A-1 級消防車）

シール処理④大容量送水車
ケーブル貫通部

シール処理

1.0.2-339

別紙 32(32)屋外アクセスルート近傍の障害となり得る要因と影響評価について
屋外アクセスルート近傍の障害となり得る構造物を抽出し，抽出した構造物に対しアクセスルートへの影響評価を実施した。また，影響評価における建物の倒壊による影響範囲については，過去の地震時の建屋被害事例から損傷モードを想定し，影響範囲を設定した。
(4) 屋外アクセスルート近傍の構造物の抽出
図面確認並びに現場調査により，屋外アクセスルート近傍の障害となり得る構造物を
第 1-1 表，第 1-2 表に示すとおり抽出した。抽出した構造物の配置を第 1-1 図～第 1-5
図に示す。

1.0.2-340

第 1-1 表 アクセスルートの周辺構造物（建屋）

6/7 号炉廃棄物処理建屋

52

6/7 号炉コントロール建屋

社員駐車場連絡通路(東側)

536/7 号炉サービス建屋

4

No.2 保全部倉庫

54

6/7 号炉連絡通路

5

総務部倉庫

55

6 号炉タ－ビン建屋

6

詰所

56

6 号炉原子炉建屋

7

発電所車庫（F 棟）

57

OF-CV 洞道入口建屋

8

電気自動車電源設備用倉庫

58

5 号炉 H2,O2,CO2 ボンベ建屋

9

情報センター棟増築

59

5 号炉 N2,CO2 ボンベ建屋

10

総合情報センター棟

60

5 号炉海水熱交換器建屋排風機室

11

事務建屋（第Ⅲ期）

61

5 号炉ボール捕集器ピット上屋

12

事務建屋（第Ⅰ期）

62

5 号炉大物搬入建屋

13

事務建屋（第Ⅱ期）

63

5 号炉タービン建屋

14

免震重要棟

64

補助ボイラー建屋

15

免震重要棟雑排水槽用貯水槽ポンプ室

65

雑固体廃棄物焼却設備建屋（大湊側）

環境管理棟

2

水循環ポンプ小屋

3

構造物名称

参照
図面
第 1-1
図

参照
図面

管理
番号
51

管理
番号
1

構造物名称

16

宿直棟

66

5 号炉サービス建屋車庫

17

重量品倉庫 167

5 号炉格納容器圧力逃がし装置基礎

18

重量品倉庫 268

5 号炉主排気モニタ建屋

19

技術部倉庫

69

5 号炉原子炉建屋

20

燃料 G 倉庫70

5 号炉サービス建屋

21

備品倉庫

71

大湊側緊急用電気品室

22

純水移送ポンプ室

72

大湊側高台資機材倉庫

23

飲料水ポンプ室73

大湊側津波対策品倉庫

24

No.1 倉庫74

固体廃棄物処理建屋

第 1-2
図

25

保安倉庫

75

固体廃棄物貯蔵庫

26

荒浜側発電倉庫76

固体廃棄物ポンプ室建屋

27

第二資材倉庫77

協力企業 A 社

28

No.1～3 高圧ガスボンベ倉庫

78

協力企業 A 社

29

荒浜側予備品倉庫

7930

潤滑油倉庫（危険物倉庫）

80

協力企業 C 社

事務所棟

31

北側 66Kv 開閉所

81

協力企業 C 社

食堂売店棟

協力企業 B 社

倉庫

柏崎事業所

荒浜立坑換気塔

82

協力企業 D 社/E 社合同棟

事務所・詰所

33

荒浜側緊急用 M/C 建屋

83

協力企業 D 社/E 社合同棟

仮設事務所

34

154kV 変電所遮風壁

84

35
36
37
38
39
40
41
42
43
44
45
46
47
48
49
50

大湊立坑換気塔
大湊側予備品倉庫
給水建屋
大湊側ディーゼル駆動消火ポンプ建屋
5 号炉地震観測計器室
出入管理建屋（大湊側）（増築）
出入管理建屋（大湊側）
7 号炉 H2,O2,CO2 ボンベ建屋
7 号炉ボール捕集器ピット上屋
7 号炉復水器連続洗浄装置制御盤室他
6 号炉 H2,O2,CO2 ボンベ建屋
6 号炉ボール捕集器ピット上屋
6 号炉復水器連続洗浄装置制御盤建屋
6 号炉 CO2 ボンベ建屋
7 号炉タ－ビン建屋
7 号炉原子炉建屋

85
86
87
88
89
90
91
92
93
94
95
96
97
98
99
100

1.0.2-341

第 1-4
図

事務所

32

第 1-3
図

第 1-3
図

協力企業 D 社/E 社合同棟

倉庫棟

協力企業 D 社/E 社合同棟 仮設事務所 2
協力企業 F 社 事業所
協力企業事務所
協力企業 G 社 仮設詰所・倉庫
協力企業 G 社 仮設詰所・倉庫 2
協力企業 G 社 仮設詰所・倉庫 3
協力企業 G 社 事務所
協力企業 G 社 詰所
協力企業 H 社 事務所
土木企業体 現場事務所①
土木企業体 現場事務所②
土木企業体 現場事務所③
土木企業体 現場事務所④
土木企業体 現場事務所⑤
土木企業体 現場事務所⑥
土木企業体 現場事務所⑦

第 1-5
図

第 1-6
図

第 1-2 表 アクセスルートの周辺構造物（建屋以外）
管理
番号
A

構造物名称
154kV 荒浜線鉄塔

No.25,No.26

B

500kV 新新潟幹線鉄塔 No.1,No.2

C

500kV 南新潟幹線鉄塔 No.1,No.2

D

通信鉄塔

E

1/2 号炉主排気筒

F

3 号炉主排気筒

G

4 号炉主排気筒

H

免震重要棟屋外遮蔽壁

I

No.1 ろ過水タンク

JNo.2 ろ過水タンク

K
L
M
N
O
P
Q
R
S
T
U
V
W

6 号炉軽油タンク
5 号炉主変圧器
6 号炉主変圧器
7 号炉軽油タンク
7 号炉主変圧器
6/7 号炉非放射性廃液収集タンク
5 号炉非放射性廃液収集タンク
5 号炉軽油タンク(A)5 号炉軽油タンク(B)
泡原液貯蔵タンク
圧力抑制室プール水サージタンク（大湊側）
5 号炉主排気筒
大湊側 純水タンク No.3

1.0.2-342

参照
図面
第
1-1
図

第
1-2
図

第
1-3
図

3
4
3
2
.
0
.
1
第 1-1 図 アクセスルートの周辺構造物（発電所全体図）

4
4
3
2
.
0
.
1
第 1-2 図 アクセスルートの周辺構造物（別紙 1

荒浜側詳細図）

5
4
3
2
.
0
.
1
第 1-3 図 アクセスルートの周辺構造物（別紙 2

大湊側詳細図）

6
4
3
2
.
0
.
1
第 1-4 図 アクセスルートの周辺構造物（別紙 3

大湊側高台詳細図）

7
4
3
2
.
0
.
1
第 1-5 図 アクセスルートの周辺構造物（別紙 4

企業棟詳細図）

8
4
3
2
.
0
.
1
第 1-6 図 アクセスルートの周辺構造物（別紙 5

淡水貯水池周辺詳細図）

(5) 構造物の倒壊による屋外アクセスルートへの影響範囲の評価
アクセスルート近傍の障害となり得るとして抽出した構造物のうち，耐震 S クラス（Ss
機能維持含む）以外の構造物については，基準地震動 Ss により損壊し，倒壊するものとしてアクセスルートへの影響評価を実施した。
構造物のうち建屋の倒壊による影響範囲は，過去の被害事例から建屋の損傷モードを想定し評価した。第 2 表に示すとおり，建屋の損傷モードを層崩壊，転倒崩壊とし，影響範囲は全層崩壊，又は建屋の根元から転倒するものとして建屋高さ分を設定した。
建屋以外の構造物の損壊による影響範囲は，構造物が根元からアクセスルート側に倒壊するものとして設定し評価した。
構造物の倒壊によるアクセスルートへの影響評価結果を第 3-1 表～第 3-4 表，倒壊により影響を与える構築物の位置を第 4-1 図～第 4-3 図に示す。アクセスルートに必要な幅員（3m※）を確保できないと想定される場合は倒壊の影響を受けると評価した。
※可搬型設備のうち最大幅の代替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラー（2.7m）から保守的に設定。

1.0.2-349

第2表
損傷モード

阪神・淡路
大震災時の
被害の特徴
※

建屋の損傷モード及び倒壊による影響範囲

層崩壊○崩壊形状としては，1 階層崩壊・中間層崩壊・全層崩壊。
○柱の耐力不足・剛性の偏在や層間での急な剛性・耐力の違い・重量偏在が崩壊の主な原因に挙げられる。
○1 階層崩壊の被害事例はピロティ構
造物の被害率が著しく高い。
○中間層崩壊は，6～12 階建ての建築物に確認されている。
隣接するアクセスルートへの影響範囲が大きくなると想定される全層崩壊を損傷モードに選定した。

転倒崩壊○1 層層崩壊後に建築物が大きく傾き
転倒に至ったケースが確認されている。

1 階層崩壊後に転倒に至る崩壊を想
定。

想定される
損傷モード

想定する
建屋の
倒壊範囲

↓1 階層崩壊により建屋が傾斜し，倒壊

上述の損傷モードに基づき，建屋高さ
H 分には到達しないものの H として設定。

全層崩壊は地震時に構造物が受けるエネルギーを各層で配分することか
ら，各層の損傷は小さいため，建屋全
体の傾斜は過去の被害事例からも小さいが，各層が各層高さ分，アクセス
ルート側へ大きく傾斜するものとし
て設定。

建屋の
倒壊による
影響範囲
※「阪神・淡路大震災調査報告

H（建屋高さ分を設定）
共通編－1

総集編，阪神・淡路大震災調査報告編集委員会」参照

1.0.2-350

第 3-1 表 屋外アクセスルートへの影響評価結果（建屋）
（1/3）
構造物諸元
参照
図面
第 1-1 図第 1-2 図第 1-3 図管理
番号

アクセスルート周辺構造物名称

1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33

影響評価
評価方法

判定値
(L-H)

8.65
3.17
3.39
6.37
6.30
6.98
2.70
2.58
14.35
18.05
14.10
14.10
14.10
12.56
2.63
3.62
7.84
9.36
10.32
12.25
12.83
5.75
5.90
8.60
5.88
6.13
6.85
4.07
8.55
4.10
5.90
7.00
5.50

ｱｸｾｽﾙｰﾄ
対象距離（m）
Ｌ
31.20
33.15
12.80
16.50
16.50
16.00
15.80
16.30
18.00
18.00
13.00
24.00
14.50
20.10
16.00
14.00
13.00
13.00
12.20
12.20
22.00
13.00
13.00
14.80
11.50
11.50
11.50
11.50
11.50
11.50
29.00
18.00
15.00

倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価

22.55
29.98
9.41
10.13
10.20
9.02
13.10
13.72
3.65
-0.05
-1.10
9.90
0.40
7.54
13.37
10.38
5.16
3.64
1.88
-0.05
9.17
7.25
7.10
6.20
5.62
5.37
4.65
7.43
2.95
7.40
23.10
11.00
9.50

1

10.90

10.60

倒壊による影響範囲を H として評価

1
1
1
1
1
2
2
1
1
1
1
1
1

6.30
8.50
5.70
7.90
2.95
8.92
8.92
3.80
5.15
4.20
4.45
5.15
4.20

30.00
26.00
14.20
14.00
17.00
13.00
25.50
20.00
9.70
12.00
15.00
12.00
12.00

倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価

耐震
クラス

建物
構造

階数
ｎ

高さ(m）
Ｈ

環境管理棟
水循環ポンプ小屋
社員駐車場連絡通路(東側)
No.2 保全部倉庫
総務部倉庫
詰所
発電所車庫（Ｆ棟）
電気自動車電源設備用倉庫
情報センター棟増築
総合情報センター棟
事務建屋（第Ⅲ期）
事務建屋（第Ⅰ期）
事務建屋（第Ⅱ期）
免震重要棟
免震重要棟雑排水槽用貯水槽ポンプ室
宿直棟
重量品倉庫 1
重量品倉庫 2
技術部倉庫
燃料 G 倉庫
備品倉庫
純水移送ポンプ室
飲料水ポンプ室No.1 倉庫
保安倉庫
荒浜側発電倉庫
第二資材倉庫No.1～3 高圧ガスボンベ倉庫
荒浜側予備品倉庫
潤滑油倉庫（危険物倉庫）
北側 66kV 開閉所
荒浜立坑換気塔
荒浜側緊急用 M/C 建屋

N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
C
N
C

RC 造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
RC 造
RC 造

2
1
1
1
1
2
1
1
3
3
2
2
2
2
1
1
1
1
1
2
1
1
1
1
2
2
2
1
1
1
1
1
1

34

154kV 開閉所遮風壁

N

RC 造

35
36
37
38
39
40
41
42
43
44
45
46
47

大湊立坑換気塔
大湊側予備品倉庫
給水建屋
大湊側ディーゼル駆動消火ポンプ建屋
5 号炉地震観測計器室
出入管理建屋（大湊側）（増築）
出入管理建屋（大湊側）
7 号炉 H2,O2,CO2 ボンベ建屋
7 号炉ボール捕集器ピット上屋
7 号炉復水器連続洗浄装置制御盤室他
6 号炉 H2,O2,CO2 ボンベ建屋
6 号炉ボール捕集器ピット上屋
6 号炉復水器連続洗浄装置制御盤建屋

N
N
N
B
N
N
N
N
N
N
N
N
N

RC 造
S造
S造
RC 造
RC 造
RC 造
RC 造
RC 造
S造
RC 造
RC 造
S造
RC 造

判定

アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
影響あり
影響あり
アクセスルートへ影響なし
影響あり
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
影響あり
影響あり
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
影響あり
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
影響あり（徒歩ルート：周辺平-0.30
坦であり迂回可）
23.70
アクセスルートへ影響なし
17.50
アクセスルートへ影響なし
8.50
アクセスルートへ影響なし
6.10
アクセスルートへ影響なし
14.05
アクセスルートへ影響なし
4.08
アクセスルートへ影響なし
16.58
アクセスルートへ影響なし
16.20
アクセスルートへ影響なし
4.55
アクセスルートへ影響なし
7.80
アクセスルートへ影響なし
10.55
アクセスルートへ影響なし
6.85
アクセスルートへ影響なし
7.80
アクセスルートへ影響なし

1
5
3
2
.
0
.
1

第 3-2 表 屋外アクセスルートへの影響評価結果（建屋）（2/3）
構造物諸元
参照
図面

第 1-3 図

2
5
3
2
.
0
.
1
第 1-4 図第 1-5 図管理
番号

アクセスルート周辺構造物名称

48
49
50
51
52
53
54
55
56
57
58
59
60
61
62
63
64
65
66
67

影響評価
ｱｸｾｽﾙｰﾄ
評価方法
対象距離（m）
Ｌ
6.10
倒壊による影響範囲を H として評価－
耐震評価に基づき影響がないことを確認－
耐震評価に基づき影響がないことを確認－
耐震評価に基づき影響がないことを確認－
耐震評価に基づき影響がないことを確認
24.00
倒壊による影響範囲を H として評価
12.43
倒壊による影響範囲を H として評価－
耐震評価に基づき影響がないことを確認－
耐震評価に基づき影響がないことを確認
14.00
倒壊による影響範囲を H として評価
17.00
倒壊による影響範囲を H として評価
17.00
倒壊による影響範囲を H として評価
9.50
倒壊による影響範囲を H として評価
13.00
倒壊による影響範囲を H として評価
18.00
倒壊による影響範囲を H として評価－
耐震評価に基づき影響がないことを確認
9.00
倒壊による影響範囲を H として評価
9.00
倒壊による影響範囲を H として評価
22.00
倒壊による影響範囲を H として評価－
耐震評価に基づき影響がないことを確認

耐震
クラス

建物
構造

階数
ｎ

高さ(m）
Ｈ

6 号炉 CO２ボンベ建屋
7 号炉タ－ビン建屋
7 号炉原子炉建屋
6/7 号炉廃棄物処理建屋
6/7 号炉コントロール建屋
6/7 号炉サービス建屋
6/7 号炉連絡通路
6 号炉タ－ビン建屋
6 号炉原子炉建屋
OF-CV 洞道入口建屋
5 号炉 H2,O2,CO2 ボンベ建屋
5 号炉 N2,CO2 ボンベ建屋
5 号炉海水熱交換器建屋排風機室
5 号炉ボール捕集器ピット上屋
5 号炉大物搬入建屋
5 号炉タービン建屋
補助ボイラー建屋
雑固体廃棄物焼却設備建屋（大湊側）
5 号炉サービス建屋車庫
5 号炉格納容器圧力逃がし装置基礎

N
B
Ｓ
B
Ｓ
N
N
B
Ｓ
N
N
N
C
N
N
B
N
C
N
B

RC 造
RC 造
RC 造
RC 造
RC 造
RC 造
RC 造
RC 造
RC 造
RC 造
RC 造
RC 造
RC 造
S造
RC 造
RC 造
S造
S造
RC 造
RC 造

1
－
－
－
－
2
1
－
－
1
1
1
1
1
1
－
2
4
1
－

4.40
－
－
－
－
9.85
3.96
－
－
3.60
3.30
6.08
6.50
4.85
10.70
－
12.70
21.30
3.30
－

68

5 号炉主排気モニタ建屋

N

RC 造

1

5.40

15.00

倒壊による影響範囲を H として評価

9.60

アクセスルートへ影響なし

69

5 号炉原子炉建屋

S

RC 造

－

－

－

耐震評価に基づき影響がないことを確認－

70

5 号炉サービス建屋

N

RC 造

3

17.89

10.00

倒壊による影響範囲を H として評価

-7.89

71
72
73

大湊側緊急用電気品室
大湊側高台資機材倉庫
大湊側津波対策品倉庫

N
N
N

S造
S造
S造

1
1
1

5.95
7.45
7.35

33.00
56.00
25.50

倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価

27.05
48.55
18.15

74

固体廃棄物処理建屋

B

RC 造

1

13.60

10.80

倒壊による影響範囲を H として評価

-2.80

75
76
77
78
79
80
81
82
83
84
85
86
87
88
89
90
91
92
93

固体廃棄物貯蔵庫
固体廃棄物ポンプ室建屋
協力企業 A 社 事務所
協力企業 A 社 倉庫
協力企業 B 社 柏崎事業所
協力企業 C 社 事務所棟
協力企業 C 社 食堂売店棟
協力企業 D 社/E 社合同棟 事務所・詰所
協力企業 D 社/E 社合同棟 仮設事務所
協力企業 D 社/E 社合同棟 倉庫棟
協力企業 D 社/E 社合同棟仮設事務所 2
協力企業 F 社 事業所
協力企業事務所
協力企業 G 社 仮設詰所・倉庫
協力企業 G 社 仮設詰所・倉庫 2
協力企業 G 社 仮設詰所・倉庫 3
協力企業 G 社 事務所
協力企業 G 社 詰所
協力企業 H 社 事務所

B
B
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N
N

RC 造
RC 造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造

1
1
3
2
2
2
1
2
2
2
2
2
2
2
1
1
2
2
2

5.20
5.00
12.00
9.00
7.45
7.50
3.65
9.08
6.00
9.23
6.00
8.70
6.00
6.00
3.00
3.00
6.00
6.00
9.03

27.50
15.00
16.00
14.60
27.85
32.00
15.96
16.28
13.00
13.00
13.00
25.00
15.40
14.90
11.40
11.40
11.80
11.90
19.00

倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価

22.30
10.00
4.00
5.60
20.40
24.50
12.31
7.20
7.00
3.77
7.00
16.30
9.40
8.90
8.40
8.40
5.80
5.90
9.97

アクセスルートへ影響なし
影響あり（徒歩ルート：周辺平坦であり迂回可）
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
影響あり（徒歩ルート：周辺平坦であり迂回可）
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし

判定値
(L-H)

判定

1.70
－
－
－
－
14.15
8.47
－
－
10.40
13.70
10.92
3.00
8.15
7.30
－
-3.70
-12.30
18.70
－

影響あり
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
影響あり
影響あり
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし

第 3-3 表 屋外アクセスルートへの影響評価結果（建屋）（3/3）
構造物諸元
参照
図面

管理
番号

第 1-6 図

94
95
96
97
98
99
100

アクセスルート周辺構造物名称
土木企業体
土木企業体
土木企業体
土木企業体
土木企業体
土木企業体
土木企業体

現場事務所①
現場事務所②
現場事務所③
現場事務所④
現場事務所⑤
現場事務所⑥
現場事務所⑦

影響評価

耐震
クラス

建物
構造

階数
ｎ

高さ(m）
Ｈ

N
N
N
N
N
N
N

S造
S造
S造
S造
S造
S造
S造

2
1
2
2
1
1
2

5.30
5.80
5.60
5.50
3.00
2.75
5.60

ｱｸｾｽﾙｰﾄ
対象距離（m）
Ｌ
15.60
19.00
10.90
13.40
12.10
9.50
9.50

評価方法

判定値
(L-H)

判定

倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価

10.30
13.20
5.30
7.90
9.10
6.75
3.90

アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし

第 3-4 表 屋外アクセスルートへの影響評価結果（建屋以外）
参照
図面

第 1-1 図第 1-2 図第 1-3 図

構造物諸元

管
理
番
号

アクセスルート周辺構造物名称

耐震
クラス

A

154kV 荒浜線鉄塔 No.25,No.26

N

B

500kV 新新潟幹線鉄塔 No.1,No.2

N

C

500kV 南新潟幹線鉄塔 No.1,No.2

N

D
E
F
G
H
Ｉ
J
K
L
M
N
O
P
Q
R
S
T

通信鉄塔
1/2 号炉主排気筒
3 号炉主排気筒
4 号炉主排気筒
免震重要棟屋外遮蔽壁
No.1 ろ過水タンク
No.2 ろ過水タンク
6 号炉軽油タンク
5 号炉主変圧器
6 号炉主変圧器
7 号炉軽油タンク
7 号炉主変圧器
6/7 号炉非放射性廃液収集タンク
5 号炉非放射性廃液収集タンク
5 号炉軽油タンク（B）
5 号炉軽油タンク（A）
泡原液貯蔵タンク
圧力抑制室プール水サージタンク（大湊側）
5 号炉排気筒
大湊側 純水タンク No.3

U
V
W

高さ(m）
H

影響評価
ｱｸｾｽﾙｰﾄ
対象距離（m）
Ｌ

評価方法

判定値
(L-H)

判定

－

送電線の影響を別途評価

－

－

－

送電線の影響を別途評価

－

－

－

送電線の影響を別途評価

－

－

N
C
C
C
N
N
N
S
C
C
S
C
C
C
S
S
C

No.25:44
No.26:33
No.1:72
No.2:68
No.1:73
No.2:77
－
－
－
－
3.85
7.40
13.50
－
11.00
11.20
－
10.15
3.00
3.00
－
－
1.75

－
－
－
－
13.00
22.50
22.50
－
26.30
10.90
－
15.05
9.00
17.80
－
－
7.35

耐震評価に基づき影響がないことを確認
耐震評価に基づき影響がないことを確認
耐震評価に基づき影響がないことを確認
耐震評価に基づき影響がないことを確認
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
耐震評価により倒壊しないことを確認
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
耐震評価により倒壊しないことを確認
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
倒壊による影響範囲を H として評価
耐震評価により倒壊しないことを確認
耐震評価により倒壊しないことを確認
倒壊による影響範囲を H として評価

－
－
－
－
9.15
15.10
9.00
－
15.30
-0.30
－
4.90
6.00
14.80
－
－
5.60

アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
影響あり
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし

B

11.52

20.20

倒壊による影響範囲を H として評価

8.68

アクセスルートへ影響なし

C
C

－
12.30

－
29.10

耐震評価に基づき影響がないことを確認
倒壊による影響範囲を H として評価

－
16.80

アクセスルートへ影響なし
アクセスルートへ影響なし

3
5
3
2
.
0
.
1

4
5
3
2
.
0
.
1
第 4-1 図 建屋倒壊時の影響評価結果（別紙 1 荒浜側詳細図）

5
5
3
2
.
0
.
1
第 4-2 図 建屋倒壊時の影響評価結果（別紙 2 大湊側詳細図）

6
5
3
2
.
0
.
1
第 4-3 図 建屋倒壊時の影響評価結果（別紙 3 大湊側高台詳細図）

別紙 33(33) 斜面の崩壊形状について
1．アクセスルートの斜面すべり検討：斜面崩壊形状
・アクセスルート斜面の崩壊形状は，安息角と内部摩擦角の関係及び土砂の移動時の内部摩擦角の下限値を考慮し，崩壊土砂の堆積時の角度を 15 度と設定する。
・安息角とは，自然にとりうる土の最大傾斜角で，乾燥した粗粒土の場合は高さに関係しないが，粘性土の場合は高さに影響されるので，安息角は一定の値にならない（土質工学会：技術手帳 1，1978）。

第1図

斜面の応力状態・第 1 図の応力状態時の斜面が安定するには，滑り力 T と抵抗力 S の間に T≦S の条件が成り立つ必要がある。これを展開すると以下のようになる。
W･sinβ≦W･cosβ･tanφ
tanβ≦tanφφ≧βすなわち，内部摩擦角φは斜面勾配β以上の値であり，安全率 1.0 の極限状態では内部摩擦角φは斜面勾配βと等しくなる。
・土砂の移動時の内部摩擦角【砂防フロンティア整備推進機構：土砂災害防止に関する基礎調査の手引き，2001】
急傾斜地の崩壊に伴う土石等の内部摩擦角φ15°～40°【全国治水砂防協会：砂防設計公式集（マニュアル），1984】
普通土（固いもの）：25°～35°

普通土（やや軟らかいもの） ：20°～30°
普通土（軟らかいもの）：15°～25

1.0.2-357

2．アクセスルートの斜面すべり検討：斜面崩壊形状の設定
・第 2 図に示すとおり，すべり範囲に応じた崩壊形状は，すべり線が大きいほど崩壊土砂の到達距離は長くなり，崩壊後の法肩位置は崩壊前の法肩位置に近づいていく。
・このことから，アクセスルート斜面における崩壊後の土砂堆積形状は，保守的に崩壊前の斜面形状の法肩を基点にして堆積角度が 15°となるように設定した。

斜面のすべり範囲に応じた崩壊形状のイメージ
土量変化率1.3【凡例】
崩壊前の斜面形状
すべり線
崩壊後の土砂の堆積形状

すべり線の
大きさ

崩壊土砂の
到達距離

小

短

大

長

短

 すべり土塊の土量に対して，土量変化率1.3を考慮
 崩壊土砂の堆積時の角度は，15°長

保守的な堆積土砂の形状を設定
アクセスルート斜面の崩壊形状（保守的な設定）第2図

斜面のすべり範囲に応じた崩壊形状のイメージ

1.0.2-358

別紙 34(34) 揺すり込み沈下の影響評価
1．揺すり込み沈下率について：（参考）鉄道構造物等設計標準による評価
・不飽和地盤の揺すり込みによる沈下量を，「鉄道総合技術研究所：鉄道構造物等設計標
準・同解説

土構造物，2007」に示されている方法に基づき算定した。

・結果，沈下率は最大 0.17%であり，北爪ら（2012）の方法により算定した沈下率より小さいことから，3.(3)3)にて設定した沈下率 2.0%は十分に保守的であるといえる。

標準

鉄道総合技術研究所：鉄道構造物等設計標準･同解説・土構造物，2007より引用① 3号及び4号炉CV 4号炉OFケーブルダクト
地下水位以浅の揺すり込み沈下量：0.00665m〃 の地盤の層厚：4.0m〃 の揺すり込み沈下による体積ひずみ：0.17%③ 3号炉OFケーブルダクト
地下水位以浅の揺すり込み沈下量：0.00110m〃 の地盤の層厚：3.0m〃 の揺すり込み沈下による体積ひずみ：0.04%

第1図

鉄道構造物等設計標準・同解説による評価

1.0.2-359

2．埋戻土の相対密度
・A‐1 地点周辺の埋戻土の相対密度は，平均値 85%である。
・敷地内の埋戻土の施工は，締固め度を指標に品質管理しており，A‐1 地点を含む 1 号
炉取水路周辺の締固め度と他号炉建屋及び取水路周辺並びに保管場所・アクセスルートの締固め度は同程度である。

締固め度
平均 ：101%

対象層の相対密度

地層

相対密度
[%]
平均

埋戻土

85

備考
（調査位置）
締固め度
平均 ：97%

A-1ほか

締固め度
平均 ：97%

埋戻土の締固め度（建屋周辺）

Ａ－１

締固め度
平均 ：98%

締固め度
平均 ：92-97%

埋戻土の締固め度（海側）

埋戻土の相対密度第2図

埋戻土の相対密度1.0.2-360

締固め度
平均 ：99%3．新期砂層・沖積層の相対密度
・新期砂層・沖積層の相対密度は，平均値 99%である。

対象層の相対密度

地層

相対密度

備考

[%]

（調査位置）

平均新期砂層

A-3及びその周辺,
99

・沖積層

7号炉軽油タンク

大湊側 試料採取地点位置図

新期砂層・沖積層の相対密度

荒浜側 試料採取地点位置図
新期砂層・沖積層調査位置
埋戻土調査位置

第3図

新期砂層･沖積層の相対密度

1.0.2-361

4．古安田層の砂層の相対密度・古安田層中の砂層の相対密度は，平均値 89%である。
対象層の相対密度

地層

相対密度

備考

[%]

（調査位置）

平均
荒浜側，

古安田層
89
中の砂層

大湊側海側

大湊側 試料採取地点位置図

古安田層中の砂層の相対密度

荒浜側 試料採取地点位置図
古安田層中の砂層調査位置

第4図

古安田層の相対密度1.0.2-362

5．段差評価位置の地質構成

第5図段差評価位置の地質構成

1.0.2-363

6．6 号炉軽油タンク周辺に発生する段差への対応
・段差評価の結果，段差が比較的大きく復旧箇所が複数ある 6 号炉軽油タンク周辺への対応について検討した。
・6 号炉軽油タンク南側は，最大 40cm 程度の段差が生じるものの，事前に迂回ルートを設けることでアクセスルートを確保する（別紙 38 参照）。
・6 号炉軽油タンク北側・西側は，事前に段差緩和対策を行うことでアクセスルートを確保する（別紙 38 参照）。

第 6 図 6 号炉軽油タンク部地盤改良周辺状況

1.0.2-364

別紙 35(35) 津波発生時のアクセスルートのアクセス性について
アクセスルート上で想定される液状化及び揺すり込みによる沈下量並びに斜面崩壊の影響による沈下量を考慮したアクセスルート位置での高さと遡上域最大水位を比較し，地震時の沈下を想定しても津波の影響を受けずにアクセスルートは使用可能であることを確認する。
検討の対象は，荒浜側のアクセスルートのうち，海側の標高が低いエリア（T.M.S.L.+13m程度）のアクセスルート及び大湊側のアクセスルートのうち，防潮堤の外側の海側において標高が低いエリア（T.M.S.L.+15.1m～+20.5m 程度）のアクセスルートとする。
1． 液状化及び揺すり込みによる沈下
1．1

評価方法
アクセスルート上の液状化及び揺すり込みによる沈下については，本文 3.(4)3)a.

において，液状化による沈下量は地下水位以深の飽和地盤を液状化の対象とし，その堆積層厚の 2%，揺すり込みによる沈下量は地表～地下水位以浅の不飽和地盤をすべて揺すり込み沈下の対象とし，その堆積層厚の 2%としている。
上記の評価方法により，検討対象箇所のアクセスルートについて，液状化及び揺す
り込みによる沈下量の合計を総沈下量として算出する。
第 1 図に沈下量を算出する断面位置を示す。

第1図

液状化及び揺すり込みによる沈下量算出断面位置

1.0.2-365

1．2

評価結果
第 2‐1 図，第 2‐2 図に断面位置の地質図及び総沈下量を示す。
地震・津波時にアクセスルートとして期待する範囲①‐①’区間において，最大 1.1m，②‐②’区間において，最大 0.8m の沈下である。
①’①

最大沈下量約 1.1m

第 2‐1 図 地質断面図及び総沈下量（荒浜側）②’②

最大沈下量約 0.8m

第 2‐2 図 地質断面図及び総沈下量（大湊側）

1.0.2-366

2．斜面崩壊の影響による沈下
2．1

評価方法
検討対象箇所のアクセスルートについて，斜面崩壊の影響を考慮した沈下量を評価する。
本文 4．(4)③2)に示すとおり，当該箇所は斜面崩壊の影響を受ける可能性があることから，斜面崩壊後の堆積土砂形状を想定し，アクセスルート位置における沈下量を算出する。
斜面崩壊後の堆積土砂形状は，以下の条件により設定した。
・すべり土塊の土量に対して土量変化率 1.3 を考慮する。
・斜面崩壊時における堆積土砂形状の斜面角度は 15 度とする。
検討断面は，荒浜側（1．の検討における①‐①’）の範囲のうち山側の迂回エリ
アの幅が東西方向に最も狭い位置に，また，大湊側（1．の検討における②‐②’）の範囲のうち最も海岸に近い位置※に選定した。
第 3 図に評価断面位置（③‐③’断面，④‐④’断面）を示す。
※標高が T.M.S.L.+15.1m のエリアもあるが，地盤改良土で盛土されていることからすべりが発生する可能性は小さく，海岸からの距離も選定断面位置よりも遠いため，最も海岸に近い位置に設定した。

第3図

斜面崩壊の影響による沈下量算出断面（③‐③’断面），（④‐④’）位置

1.0.2-367

2．2

評価結果
第 4‐1 図，第 4‐2 図にアクセスルート及び迂回エリア（アクセスルートと同じ標高の平地）が斜面崩壊の影響を受ける場合のすべり線及び斜面崩壊後の土砂堆積形状を示す。
斜面崩壊後のアクセスルート位置の沈下量は荒浜側で約 1.8m，大湊側で約 1.2m である。
第 5 図に斜面のすべり範囲に応じた沈下量のイメージ（荒浜側を例示）を示す。
想定するすべり線が第 4‐1 図で示すすべり線よりも小さい場合，沈下量は大きくなるが，アクセスルート上を通行可能である。想定するすべり線が第 4‐1 図で示す
すべり線よりも大きい場合，アクセスルート位置の沈下量は小さくなり，津波浸水の影響を受けにくくなる。

T.M.S.L.+13m
土量変化率 1.3
ｱｸｾｽﾙｰﾄ

T.M.S.L+5m
想定すべり線

第 4‐1 図 想定されるすべり線と斜面崩壊時の土砂堆積形状（③‐③’断面）

土量変化率 1.3
ｱｸｾｽﾙｰﾄ

T.M.S.L+12.5m
想定すべり線

第 4‐2 図 想定されるすべり線と斜面崩壊時の土砂堆積形状（④‐④’断面）

1.0.2-368

荒浜側遡上域（防潮堤内）の津波高さ T.M.S.L.+6.9m を上回る T.M.S.L.+11.9m の標高のｱｸｾｽﾙｰﾄ※を通行又は迂回するスペースが確保可能。

土量変化率 1.3
ｱｸｾｽﾙｰﾄ
沈下量

すべり線の
大きさ

沈下量

小

大

大

小

想定すべり線
ｱｸｾｽﾙｰﾄに斜面崩壊の影響があるものの沈下量は 1.8m 程度（第 4‐1 図参照）のた
め ， 荒 浜 側 遡 上 域 （ 防 潮 堤 内 ） の 津 波 高 さ T.M.S.L.+6.9m よ り も 高 い
T.M.S.L.+10.1m 程度の標高位置※を通行可能。
土量変化率 1.3

沈下量

ｱｸｾｽﾙｰﾄ

想定すべり線（第 4‐1 図のすべり線と同様）
ｱｸｾｽﾙｰﾄにすべりの影響があるものの沈下量は 1.8m よりも小さくなり，荒浜側遡上域（防潮堤内）の津波高さ T.M.S.L.+6.9m よりも高い T.M.S.L.+10.1ｍ以上の標高位置を通行可能。
土量変化率 1.3

沈下量

ｱｸｾｽﾙｰﾄ

想定すべり線※第 2‐1 図で想定した最大 1.1m の沈下を考慮した標高。

第5図

斜面のすべり範囲に応じた沈下量のイメージ

3．地震時のアクセスルートの総沈下量
3．1

荒浜側の総沈下量
荒浜側のアクセスルートにおいて「1．液状化及び揺すり込みによる沈下」による

最大沈下量約 1.1m 及び「2．斜面崩壊の影響による沈下」による沈下量約 1.8m を考慮すると，総沈下量は約 2.9m となり，標高は T.M.S.L.+10.1m 程度となる。
3．2

大湊側の総沈下量
大湊側のアクセスルートにおいて「1．液状化及び揺すり込みによる沈下」による

最大沈下量約 0.8m 及び「2．斜面崩壊の影響による沈下」による海岸に最も近い地点（T.M.S.L.+16.5m）における沈下量約 1.2m を考慮すると，総沈下量は約 2.0m となり，
標高は T.M.S.L.＋14.5m 程度となる。
また，標高が T.M.S.L.+15.1m のエリアについては，地盤改良土で盛土されていることからすべりが発生する可能性は小さいものの，液状化及び揺すり込みによる最大

1.0.2-369

沈下量 0.8m を考慮すると標高は T.M.S.L.+14.3m となる。
以上のことから，大湊側の評価標高は T.M.S.L.+14.3m とする。
4.地震時の沈下を考慮したアクセス性について別途実施している遡上域最高水位は T.M.S.L.＋8.3m であり，荒浜側遡上域（防潮堤内）
では津波高さは T.M.S.L.＋6.9m（本文第 3 図参照）であることから，地震時の沈下を想定
しても津波の影響を受けずにアクセスルートは使用可能である。

1.0.2-370

別紙 36(36) 代表的な災害時における通行可能なアクセスルートについて
代表的な災害（地震，津波，森林火災，中央交差点の通行不能）時におけるアクセスル
ートを第 1 図～第 3 図に示す。

第1図

地震・津波発生時のアクセスルート

1.0.2-371

第2図

第3図

森林火災発生時のアクセスルート

中央交差点が通行不能時のアクセスルート

1.0.2-372

別紙 37

地震による建屋直近の地盤沈下に伴う可搬型重大事故等対処設備の接続作業等への影響について(37)

1. 屋外作業に想定される影響と対策
原子炉建屋，タービン建屋等，建屋近傍での地盤の沈下が生じた場合には，次に示す
屋外作業に影響が生じると想定される。
・建屋壁面近傍でのホース等の接続作業・建屋内への要員のアクセス
・建屋内への車両のアクセス
これらの作業については，安全対策の優先度に応じ，以下に示す方針に基づいて対策を講じる。
建屋壁面近傍でのホース等の接続作業のうち，原子炉圧力容器への注水及び格納容器
スプレイに用いる可搬型代替注水ポンプの接続作業及び建屋内への要員のアクセスについては，あらかじめ梯子等を配備しておくことにより，対応操作が可能となるよう対策する。概要を第 1 図に示す。
一方，使用済燃料プールへの注水や復水貯蔵槽への補給に用いる可搬型代替注水ポン
プの接続作業については，対応操作に時間的裕度があり，また，結合金具等により簡便に実施可能であることから，接続作業については，脚立等を用いることで対応操作が可能となるよう対策する。
また，代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニット（以下「熱交換器ユニット」という。）のホース接続作業については，対応操作に時間的裕度があるとともに，熱交換器ユニッ
ト用ホースが重く，梯子等を用いての作業が困難なため，地盤の沈下箇所を埋め戻すことにより，地盤の沈下前と同様に対応操作が可能となるよう対策する。
建屋内への車両のアクセスについては，対応操作に関して，建屋内へのアクセスが必要となる車両が熱交換器ユニットのみであることから，下記に示すとおり車両進入箇所
近傍の沈下した地盤を埋め戻すことにより対応する。

1.0.2-373

架台を
予め設置

地盤沈下後

梯子等を使用時に設置第1図梯子を用いた対応操作概要

2. 沈下した地盤の埋め戻しによる復旧
2．1

段差復旧時間の評価
代替熱交換器ユニットを使用する場合，重量のあるホースを接続する，若しくは建

屋内にアクセスする必要があることから，地震に伴う建屋直近の地盤沈下に対して，
埋め戻しによる仮復旧を行うこととする。
復旧時間については，車両が接続口のあるタービン建屋内にアクセスするために，
幅 3m（アクセスルートの復旧幅）で段差を復旧する時間を評価し，本文 4.(7)3)にて作業の成立性を確認する。
なお，代替熱交換器ユニットのホースをタービン建屋外側にて接続する場合，必要な段差の復旧幅を 3m と想定すると，上記の評価時間に包含される。
(1) 沈下量の想定
中越沖地震時に構造物周辺では，建屋直近及び一般部で沈下が確認されている（別紙
2 第 3 図参照）ことから，本検討においても同様に建屋直近及び一般部の沈下を想定する。
タービン建屋直近はサブドレンにて地下水が汲み上げられていることから地下水位が低く，液状化に伴う沈下は想定しにくいものの，液状化及び揺すり込みによる沈下を想定する。
a. 一般部の沈下量
代替熱交換器ユニットがタービン建屋内にアクセスする西側の液状化及び揺す，沈下量 2％（本文 3.(4)3)）を考り込み沈下の対象層※厚は 26m であり（第 2 図）
慮し，0.52m を想定する。
※液状化については，地下水位以深の飽和地盤（埋戻土，新期砂層・沖積層，番神砂層・大湊砂層，古安田層（保守的に粘土層も含む）），揺すり込みについては，地表～地下水位以浅の不飽和地盤を対象とする。

1.0.2-374

東側

西側
一般部の沈下T.M.S.L.+12m
タービン建屋
沈下対象層厚26ｍ
T.M.S.L.-14 m
西山層又は人工岩盤
第2図

想定する沈下対象層厚

b. 建屋直近の沈下量
建屋直近の沈下について，中越沖地震後の実績が一般部の 3.5 倍である（別紙 2
第 3 図参照）ことを踏まえ，一般部の想定 0.52m の 3.5 倍である 1.82m に対し第 3
図に示すとおり保守的に 2m として想定する。
東側

西側

建屋直近の沈下

タービン建屋

地震前
地震後

45°

2.0ｍ
2.0ｍ
45°

第3図

建屋直近の想定沈下

1.0.2-375

c. 地震後の想定地盤形状
a.及び b.の想定を踏まえ，地震後の想定形状を第 4 図に示す。

一般部の沈下

建屋直近の沈下

地震前

1.48ｍ

タービン建屋

0.52ｍ

地震後

1.48ｍ

第4図

地震後の想定地盤形状(2) 復旧方法及び復旧時間の評価
a. 復旧方法
復旧方法のイメージを第 5 図に示す。
①

建屋直近は，砕石を用いてホイールローダにより埋戻す。

②①の作業後，砕石を用いてホイールローダにより段差を仮復旧し，地震前のアクセス高さに復旧する。

第5図

復旧方法イメージ

1.0.2-376

b. 復旧時間の評価
アクセスルートの復旧幅である 3m を復旧する場合の埋め戻し及び段差復旧イメ
ージを第 6 図に，作業に使用する砕石の作業量を第 1 表に示す。
①埋め戻し及び②段差復旧に必要な砕石量はそれぞれ約 5.6m3，約 4.6m3 である。
一方，別紙 11 5.(3)にて検証した 50cm の段差復旧は，おおむね同様の作業の流れであり，約 4.2m3 の砕石を用いて 4～6 回（約 0.7～約 1.0m3/サイクル，約 5～約6 分/サイクル）のサイクルで復旧している。
これらのことから，①の作業は 50cm の段差復旧の作業量に加えて，追加で 2 サ
イクル（12 分，1.4m3），②の作業は 50cm の段差復旧の作業量に加えて，追加で 1サイクル（6 分，0.7m3）の作業を実施すれば，必要な砕石量を用いて想定される沈下の復旧が可能であり，その時間を①42 分，②36 分，合計 78 分と想定する。
なお，必要な砕石は，段差復旧と同様に使用場所から 100m 以内にストック場所を確保・管理する。
2．2

復旧した段差の通行性
別紙 12 2.(2)において，50cm の段差復旧後に代替原子炉補機冷却系熱交換器トレーラーが通行可能であることを確認していることから，復旧した段差の通行性は問題ないと評価した。

1.0.2-377

①

埋め戻し

【使用する砕石量】
埋戻部：1.48×1.48/2×4.04=4.5
法面部：1.48×1.48/2×1.48/3×2=1.1
合計

5.6m3

A
B’

B

A’
埋め戻し
A‐A’断面B‐B’断面②

段差復旧【使用する砕石量】
段差復旧部：0.52×5.2/2×3=4.1
法面部：0.52×5.2/2×0.52/3×2=0.5
合計

4.6 m3C
D

D’
C’
C‐C’断面斜路構築

D‐D’断面

第6図

段差復旧作業量

1.0.2-378

第1表
作業

作業の流れ

沈下の仮復旧時間の想定
50cm の段差復旧に使用す

使用するる砕石量及び作業時間等

砕石量（別紙 11 5.(3)参照）

移動～すくい上げ～移①埋め戻し

動～埋め戻し（最終回合計

5.6 m3は転圧も実施）動～巻きだし～転圧と比較して，追加で必想定

要な砕石量及び作業サ

作業時間 2)

 砕石量：約 4.2m3
 作業時間：30 分
 4～6 サイクル

移動～すくい上げ～移②段差復旧

50cm の段差復旧作業量

合計

4.6m

3

 約 0.7～約 1.0m3/ｻｲｸﾙ
 約 5～約 6 分/ｻｲｸﾙ

イクル
必要砕石量：1.4 m3
30+12＝42 分

2 サイクル（1.4m3，12 分）1)
必要砕石量：0.4m3

30+6＝36 分

1 サイクル
3

1)（0.7m ，6 分）①＋②－

10.2 m3－１） 保守的に，0.7m3/ｻｲｸﾙ，約 6 分/ｻｲｸﾙを採用
２） 50cm の段差復旧の作業時間 30 分に追加で必要作業サイクルの時間を加えた時間

1.0.2-379－

78 分

別紙 38(38)

不等沈下に対する事前対策

大湊側（T.M.S.L.+12m）敷地にあるアクセスルートにおいて，第 1 図に示す 15cm を超える段差発生が想定される箇所がある。これらの箇所に対し，仮復旧を行わずに可搬型車
両が 6 号炉及び 7 号炉まで寄りつくことが可能となるよう，あらかじめ段差緩和対策を行う，又は迂回ルートを確保する。
第 2 図に段差緩和対策例を示す。

第1図

沈下量評価結果段差が生じた場合に，補強材が段差に追随し，構造物との
段差を緩和

補強材

第2図

段差緩和対策例

1.0.2-380

別紙 39(39)

保管場所と周辺斜面の離隔について

第 1 図に大湊側高台保管場所と周辺斜面との離隔，第 2 図に 5 号炉東側保管場所及び 5号炉東側第二保管場所と周辺斜面との離隔を示す。
保管場所の周辺斜面の法尻から 50m の範囲及び斜面高さの 1.4 倍の高さの範囲には安定性評価の対象とすべき斜面がないことを確認した。
なお，荒浜側高台保管場所には周辺斜面が存在しない。

第1図

大湊側高台保管場所と周辺斜面との離隔

第 2 図 5 号炉東側保管場所及び 5 号炉東側第二保管場所と周辺斜面との離隔※ 斜面崩壊土砂の到達距離に関する参考文献
・「日本電気協会：原子力発電所耐震設計技術指針JEAG4601-2015，2015」：斜面高さの1.4倍若しくは50m
・「宅地防災研究会：宅地防災マニュアルの解説，2007」：斜面高さの2倍（上限50m）

1.0.2-381

10.補足資料
補足 1(1) 第 159 回審査会合（2014 年 11 月）からの主要な変更点
1. 荒浜側と大湊側をつなぐアクセスルートについて
第 159 回審査会合において，荒浜側と大湊側をつなぐアクセスルートについて，防潮堤外側道路を含むサブルートを設置することにより，複数のアクセスルートを確保する
方針を説明していたが，更なるアクセス性向上の観点から，新たに高台側にアクセスル
ートを設置する。
2. 荒浜側高台保管場所のエリア一部変更，常設代替交流電源設備の移設について
第 159 回審査会合時の荒浜側高台保管場所は，万一，周辺の送電鉄塔が倒壊した場合の送電線影響範囲に入っていた。更なる安全性向上の観点から，送電線影響範囲は可搬型設備の保管場所としないよう，荒浜側高台保管場所のエリアを一部変更した。
また，荒浜側高台保管場所の南側には常設代替交流電源設備が設置されていたが，荒浜側高台保管場所と同様に周辺の送電鉄塔が倒壊した場合の送電線影響範囲に入っていたことから，常設代替交流電源設備についても送電線影響範囲外に移設する。

第 1 図 保管場所及びアクセスルート図（2015 年 8 月説明時点）

1.0.2-382

補足 2(2) 屋外の純水・ろ過水タンク溢水時の影響等について
1. 溢水伝播挙動評価について
地震によりタンクに大開口が生じ，短時間で大量の水が指向性をもって流出することはないと考えられるが，溢水防護対象設備への影響を評価するため，タンクの損傷形態
及び流出水の伝播に係わる評価条件を保守的な設定を行った上で溢水伝播挙動評価を実施している。
(1) 6 号及び 7 号炉への影響について評価の結果，7 号炉原子炉建屋北側の可搬型設備接続口付近（第 2 図 Point3）では，タンクからの溢水後，過渡的に約 150cm の浸水深となるが，数分後には 20cm 以下の浸水深となること，また，同建屋南側の可搬型設備接続口付近（第 2 図 Point1）はほとん
ど浸水深がないことが確認されている。
（評価概要は，下記の「参考：溢水審査会合説明資料記載内容の抜粋」に記載）(2) 5 号炉東側保管場所及び 5 号炉東側第二保管場所への影響について
溢水伝播挙動評価は，6 号及び 7 号炉の周辺に着目した解析に基づくものであり，浸水防護重点化範囲のうち，5 号炉東側保管場所及び 5 号炉東側第二保管場所は解析モデ
ルの範囲外に位置する。しかしながら解析モデルの範囲外においては解析に影響を与える水源がないことから，これらの浸水防護重点化範囲に対する浸水範囲，浸水量の評価
も 6 号及び 7 号炉の周辺に着目した評価に包含されるものと考えられる。本評価では，
5 号炉側（第 2 図 Point6）はほとんど浸水深がないことが確認されている。
（評価概要は，下記の「参考：溢水審査会合説明資料記載内容の抜粋」に記載）
2. 作業の成立性
タンクから溢水が発生した場合には，タンク周辺の空地が平坦かつ広大であり周辺道路等を自然流下し拡散するものと考えられるが，過渡的に約 150cm の浸水深となる 7 号
炉原子炉建屋北側であっても数分程度で可搬型設備がアクセス可能な浸水深となること，同建屋北側接続口付近がアクセスできない場合であっても同建屋南側接続口付近はアクセス可能であることから，事故対応のためのアクセスルート確保及び作業実施に影響はないと考える。
また，溢水流路上の設備等が損壊し，がれきの発生が想定されるが，迂回又は重機にて撤去することにより，アクセスルート確保への影響はないと考える。
なお，溢水流路に人員がいる場合も想定されるが，安全を最優先し，溢水流路から待避することにより，人身への影響はないと考えられる。

1.0.2-383

3. その他
5 号炉東側保管場所及び 5 号炉東側第二保管場所では有意な浸水は生じないものと考えられるが，保管する可搬型設備については，保守的に地表面上 30cm（T.M.S.L+12.3m）の浸水が生じるものと想定し，必要な対策を実施する。
＜参考：溢水審査会合説明資料記載内容の抜粋＞■溢水伝播挙動評価条件○四つのタンク（No.3 及び No.4 純水タンク，No.3 及び No.4 ろ過水タンク）を代表水位及び合算体積を持った一つの円筒タンクとして表現し，地震による損傷をタンク下
端から 1m かつ円弧 90 度分の側板が瞬時に消失するとして模擬する○溢水防護対象設備を内包する建屋に指向性を持って流出するように，消失する側板を建屋側の側板とする○流路抵抗となる道路及び水路等は考慮せず，敷地を平坦面で表現するとともに，その上に流路に影響を与える主要な構造物を配置する○構内排水路による排水機能は期待しない

1.0.2-384

■評価結果評価の結果として得られた溢水伝播挙動を第 1 図に，また代表箇所における浸水深の時刻歴を第 2 図に示す。
0 秒（損傷前）

5秒

10 秒

15 秒

20 秒

25 秒

30 秒

40 秒

50 秒

第1図

屋外タンクの地震損傷時の溢水伝播挙動

第2図

代表箇所における浸水深時刻歴

1.0.2-385

4. 溢水時によるフィルタベント現場操作等への影響について(1) 原子炉格納容器圧力逃がし装置内の水による溢水の影響
原子炉格納容器圧力逃がし装置（フィルタベント）の現場操作や計器の確認について，
原子炉建屋内及び屋外での操作がある。
原子炉格納容器圧力逃がし装置自体は，基準地震による破損の影響はなく，操作場所
は地震の溢水による影響は受けない。
万一，原子炉格納容器圧力逃がし装置使用後に漏えいが発生した場合でも・遮蔽壁を設ける等，原子炉格納容器圧力逃がし装置外部へ水が漏えいしない設計としており，漏えい水をドレン移送ポンプでサプレッション・チェンバへ移送可能であること。
・ドレン移送ポンプは，軸封部からの漏えいのない構造であるキャンドモータポンプ
を用いており，堰や鉄板遮蔽を設置していること。
・ドレン移送ポンプから原子炉建屋までの屋外配管は，可撓性のあるメタルホースを用い，フレキシブルホースによる二重管構造としており，埋設Ｕ字溝内に格納の上
鉄板遮蔽蓋を設置していること。
等，原子炉格納容器圧力逃がし装置からの漏えい対策，被ばく低減対策を講じている。
なお，格納容器ベント後の現場の操作としては，「フィルタ装置水位調整（水抜き）」，「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」の作業があるが，これらの操作に伴う被ばく量を評価し，緊急時作業に係る線量限度 100mSv に照らしても作業可能であることを確認している。（柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等対処設備について 別添資料－1 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置について））(2) その他屋外タンク等の水による溢水の影響
その他の溢水源について，原子炉建屋内のアクセス性については，地震随伴内部溢水の影響評価を行っており，問題ないことを確認している。（本文 5.(4)参照）
屋外の操作については，フィルタベント遮蔽壁周辺の非管理区域における溢水評価を行っており（第 2 図における Point7,及び Point8 が該当），過渡的に水位が上昇するが，屋外の溢水による影響はないことを確認している。
また，現場計器については，一部，原子炉格納容器圧力逃がし装置の附室壁面内に設置されているが水密化されており，当該エリアは溢水による影響を受けない。

1.0.2-386

第3図

屋外操作場所

1.0.2-387

補足 3(3) 作業に伴う屋外の移動手段について(1) 作業に伴う屋外の移動手段について
重大事故等時の屋外の移動手段については，対応する要員の負担及び対応する作業の迅速化の観点から，車両が使用可能な場合には車両による移動を基本とする。
なお，地震による重大事故等時において，緊急時対策所から可搬型重大事故等対処設
備の保管場所までのアクセスルートは必要な幅員を確保できないことから（別紙 23 参照），徒歩で移動することを想定している。
(2) 徒歩移動が必要となる作業に関する作業員の負担
アクセスルートが確保できず車両による移動が困難な場合は，重機を操作する要員が保管場所まで徒歩で移動する必要がある。
この場合，アクセスルートの確保作業は初動対応作業でありベント実施前であるため，
放射線防護具を付けて移動することはなく，その後の作業も重機での操作となること，
重機にはエアコンが装備されていることから，酷暑期であっても作業負担は軽減される。
また，アクセスルートが確保されてからは車両で移動できることから，徒歩による移動はないものと考えている。

1.0.2-388

(3) 徒歩移動速度の検証
通常状態の道路における徒歩移動速度が時速 4km であることの妥当性について，保守的に放射線防護具を着用した状況（全面マスク等を着用）での移動時間を検証した。

第1図
第1表

徒歩移動検証ルート

事務建屋（免震重要棟内緊急時対策所）～大湊側高台保管場所までの徒歩による移動時間
ケース

所要時間

ケース 1

全面マスク＋雨合羽（上下）

26 分 46 秒

ケース 2

全面マスク

27 分 34 秒

参
天候等
雨
気温：約 11℃
曇り
気温：約 13℃

考
被験者年齢
46 才
53 才

事務建屋（免震重要棟内緊急時対策所入口）から大湊側高台保管場所（約 2,500m）まで，徒歩での移動時間は約 27 分～28 分であった。移動時間は積雪や暑さ等の環境による影響も考えられるが，途中休憩を取る，又はスローペースで移動することにより想定
する徒歩移動速度（時速 4km で想定すると 37 分）程度での移動は可能であることを確認した。

1.0.2-389

補足 4(4) 屋内アクセスルート運用変更について
第 159 回審査会合（2014 年 11 月 13 日）において，内部溢水の事前評価によりアクセス
困難な箇所が発生していると説明しており，必要な対策を講じることによりアクセス及び作業の成立性を確保するとしていた。事前評価におけるアクセス困難箇所と今回実施した対策について以下に記す。
＜参考：第 159 回審査会合説明資料記載内容の抜粋（2014 年 11 月 13 日）＞
原子炉建屋地下 3 階（管理区域最地下階）の残留熱除去系ポンプ室，原子炉建屋地下
1 階（非管理区域最地下階）の非常用電源室，及び廃棄物処理建屋地下 3 階（管理区域最地下階）の復水補給水系弁室へのアクセスが困難であるという評価となった。
そのため，地震による内部溢水により通常の通路からのアクセスが困難な場合においても，事故収束に向けた必要な対応が可能となるよう，必要な対策を講じる方針である。
① 異なるアクセスルートを確保する
残留熱除去系ポンプ室には，停止時冷却モード運転時に必要な系統構成を実施するためにアクセスするが，通常の通路からのアクセスが困難であるため，上層階の点検用ハッチを開放しアクセスする。
② 運用の変更によりアクセス不要とする
残留熱除去系ポンプ室への点検用ハッチからのアクセスも困難になることを想定し，停止時冷却モード運転時に必要な系統構成を運用により操作不要とする。具体的には，残留熱除去系ポンプの系統加圧に使用している封水ポンプの手動弁による隔離操作を不要とする。
また，復水補給水系弁室への通常の通路からのアクセスが困難であるため，復水移送
ポンプの吸込側の系統構成を不要とする。具体的には，重大事故対処設備として復水移送ポンプを使用する際に，復水貯蔵槽の水を有効に使うために操作する常／非常用連絡弁を通常時から開運用とする。
③ アクセス通路から排水しアクセスルートを確保する
非常用電源室には，全交流動力電源喪失時の電源復旧を実施するためにアクセスするが，通常の通路がアクセス困難となる可能性があるため，他の通路への排水を実施した
上で水密扉を開放し入室する。
なお，地震による内部溢水再評価に合わせて溢水量を減らす対策を講じる方針である。
上記対策によって，地震による内部溢水により通常の通路からのアクセスが困難な場
合においても，必要な対応は可能となる。

1.0.2-390

（参考）通常アクセスルート困難箇所
アクセスルート困難箇所

6 号炉

7 号炉

原子炉建屋 地下 3 階（管理区域最地下階）

溢水量：約 1300m3

溢水量：約 1400m3

原子炉建屋 地下 1 階（非管理区域最地下階）

溢水量：約 210m3

溢水量：約 230m3

廃棄物処理建屋 地下 3 階（管理区域最地下階）

6 号炉

原子炉建屋

溢水量：約 5000m3

地下 2 階：点検用ハッチ：水密扉

第 1 図 6 号炉

6 号炉 原子炉建屋

地下 3 階

点検用ハッチからのアクセス：一時的に溢水の滞留が想定されるエリア：床ファンネルによる排水に期待できるエリア：アクセスルート：アクセス時に開することで滞留水の排水を促す扉
：水密扉

6 号炉

原子炉建屋

地下 1 階第 2 図 6 号炉

アクセス通路からの排水

1.0.2-391

1. 原子炉建屋地下 3 階「残留熱除去系ポンプ室」
残留熱除去系ポンプ室には，停止時冷却モード運転時に必要な系統構成として封水ポンプを隔離するためにアクセスするとしていたが，停止時冷却モード運転時は封水ポンプを停止すること，及び封水ポンプ吐出側の逆止弁により水の移動が生じないため隔離操作は不要であり，アクセス不要と変更した。

原子炉圧力容器

残留熱除去系 系統概略図（原子炉停止時冷却モード）対象となる弁圧力抑制プール

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
残留熱除去系ポンプ

第3図

残留熱除去系系統概略図及び対象となる弁

2. 原子炉建屋地下 1 階「非常用電源室」
非常用電源室へアクセスするための通路の溢水影響によりアクセスが困難になる可能性があるため排水等の必要な対策を講じることにしていたが，溢水源としていた系統からの基準地震動による漏えいが発生しないように対策することにより，当該エリアの溢水量を「0m3」とすることでアクセス可能とした。

1.0.2-392

3. 廃棄物処理建屋地下 3 階「復水補給水系弁室」
復水移送ポンプ吸込側の系統構成のために，復水補給水系弁室へアクセスする通路が溢水影響によりアクセス困難となるため，系統構成の運用を変更するとしていたが，新たにアクセスルートを確保することで，運用の変更は不要となった。

第4図

廃棄物処理建屋地下 3 階「復水補給水系弁室」へのアクセスルート

1.0.2-393

補足 5(5) 屋内アクセスルートにおける資機材設備の転倒調査について

屋内アクセスルートにおける資機材設備の転倒等による影響について，有効性評価の各事象の対応操作毎にウォークダウンを行っている。
具体的な確認内容については，有効性評価の事象の対応操作において，時間的裕度が少ないガスタービン発電設備から交流電源を受電する操作を例に，中央制御室から原子炉建屋地下 1 階にある非常用電源室までのウォークダウン結果を示す。
ウォークダウンに用いたアクセスルートは第 1 図のとおりである。
ルート近傍にある資機材設備の場所及び大きさ，通路幅を計測した結果は第 1 表のとおりであり，「アクセスルート近傍の設置物は，転倒防止処置を施している物を含めすべて転倒する」ものとし，「設置物が転倒した際，最も通路がふさがれるパターンを想定しても通行可能な幅が 30cm あれば通過可能」，「設置物が転倒した際に設置物の移動が可能な場合（重量物でない場合）は，通過可能」とした場合の各資機材設備に対する通行可能性評価を行った。通行できない場合は乗り越えることを想定する。
このケースの場合，6 号及び 7 号炉ともに 2 箇所（①，②）について転倒による乗り越えの可能性がある資機材設備として抽出した。（第 1 図の緑線上の設置物，第 1 表）
さらに，万一通常のアクセスルートが使用できない場合を想定し，他のアクセスルート
についても通過可能であることを確認した。（第 1 図の水色線）
このケースの場合 6 号及び 7 号炉ともに転倒による乗り越えの可能性のある箇所がない
ことを確認した。

1.0.2-394

1.0.2-395
第1図

屋内アクセスルートにおける資機材設備の転倒調査アクセスルート（1／2）

1.0.2-396
第1図

屋内アクセスルートにおける資機材設備の転倒調査アクセスルート（2／2）

第1表

資機材設備の設置状況（1/4）

番号（上段）物品の計測結果[mm]
場所
（フロア）

物品名

高さ

奥行

幅

最大
長さ

（下段）評価結果

①

②

③

④

⑤

⑥

サービス
建屋
地下 1 階
西側 Ev 横

1,920

2,430

1,890

コントロ
ール建屋
地下 1 階
（共用）
通路

固定式消火
設備用ボン
ベ(二酸化
炭素ボン
ベ)

6 号炉原子
炉建屋
地下 1 階
A 系非常用電気品室

2,900

設置物の転倒後，乗り越え可能なためアクセス性問題なし

工具棚

6 号炉原子
炉建屋
地下 1 階
A 系非常用
電気品室

2,170

[mm]

清掃用具保
管ラック

サービス
建屋
地下 1 階
西側 Ev 横6 号炉原子
炉建屋
地下 1 階
A 系非常用
電気品室

710

通路
の幅

900

1,150

2,210
2,430

設置物の転倒後，乗り越え可能なためアクセス性問題なし

1,920

710

1,740

2,600
4,200

通路の幅が十分なためアクセス性問題なし

2,500

1,750

1,250

2,950
3,900

リフター
通路の幅が十分なためアクセス性問題なし

1450

1720

1250

2100

電源車用ド
ラム

3,900
通路の幅が十分なためアクセス性問題なし

1,620

720

1,330

2,080
1,400

治具ラック
アクセスルートと関係のない
場所に設置されているため問題なし

1.0.2-397

写真

第1表

資機材設備の設置状況（2/4）

番号（上段）物品の計測結果[mm]
場所
（フロア）

物品名

高さ

奥行

幅

最大
長さ

（下段）評価結果

⑦

⑧

⑨

⑩

⑪

⑫

6 号炉原子
炉建屋
地下 1 階
A 系非常用
電気品室

ＡＣＢテス
ト用制御盤

6 号炉原子
炉建屋
地下 1 階
南側通路
階段付近

Ｓ／Ｃベン
ト用ボンベ
ラック（空
気ボンベ）

6 号炉原子
炉建屋
地下 1 階B 系非常用電気品室

6 号炉原子
炉建屋
地下 1 階B 系非常用電気品室

6 号炉原子
炉建屋
地下 1 階B 系非常用電気品室

7 号炉原子
炉建屋
地下 1 階
A 系非常用
電気品室

1,050

560

570

通路
の幅
[mm]

1,200
1,200

アクセスルートと関係のない
場所に設置されているため
問題なし

1,600

600

1,100

1,950
5,000
以上

通路の幅が十分なためアクセス性問題なし

2,500

1,750

1,250

2,950
3,600

リフター
通路の幅が十分なためアクセス性問題なし

1,050
ＡＣＢテス
ト用制御盤

560

570

1,200
2,500

アクセスルートと関係のない
場所に設置されているため
問題なし

1,620

720

1,330

2,080

治具ラック

2,550
アクセスルートと関係のない
場所に設置されているため
問題なし

870
緊急用資材
ラック

510

1,200

1,480
2,900

アクセスルートと関係のない
場所に設置されているため問題なし

1.0.2-398

写真

第1表

資機材設備の設置状況（3/4）

番号（上段）物品の計測結果[mm]
場所
（フロア）

物品名

高さ

奥行

幅

最大
長さ

（下段）評価結果⑬

7 号炉原子
炉建屋
地下 1 階
A 系非常用
電気品室

2,230

⑯

7 号炉原子
炉建屋
地下 1 階
A 系非常用電気品室

治具ラック

7 号炉原子
炉建屋
地下 1 階
南側通路

ＡＣ系空気
ボンベラッ
ク（空気ボ
ンベ）

7 号炉原子
炉建屋
地下 1 階
南側通路

予備ボンベ
（空気ボン
ベ）

⑲

7 号炉原子
炉建屋
地下 1 階B 系非常用
電気品室

2,840
3,300

通路の幅が十分なためアクセス性問題なし

⑭
⑮

⑱

960

[mm]

リフター

7 号炉原子
炉建屋
地下 1 階
A 系非常用
電気品室

⑰

1,760

通路
の幅

1,520

1,370

1,070

2,040
3,300

リフター
アクセスルートと関係のない
場所に設置されているため
問題なし

1,100

400

1,200

1,630
3,300

アクセスルートと関係のない
場所に設置されているため
問題なし

1,970

400

850

2,150
2,700

通路の幅が十分なためアクセス性問題なし

1,500

450

400

1,570
2,700

通路の幅が十分なためアクセス性問題なし

2,200

1,260

900

2,530
5,000
以上

リフター
通路の幅が十分なためアクセス性問題なし

1.0.2-399

写真

第1表

資機材設備の設置状況（4/4）

番号（上段）物品の計測結果[mm]
場所
（フロア）

物品名

高さ

奥行

幅

最大
長さ

（下段）評価結果⑳

21○

7 号炉原子
炉建屋
地下 1 階B 系非常用電気品室

7 号炉原子
炉建屋
地下 1 階B 系非常用
電気品室

1,100

400

1,200

通路
の幅
[mm]

1,630
5,000
以上

治具ラック
通路の幅が十分なためアクセス性問題なし

2,200

1,260

900

2,530
5,000
以上

リフター
通路の幅が十分なためアクセス性問題なし

1.0.2-400

写真

補足 6
(6) 作業時間短縮に向けた取り組みについて
重大事故等時における電源車からの電源供給を行う際，電源ケーブルを敷設する作業
時間を短縮する観点で，2 箇所ある接続口のうち 1 箇所について，あらかじめ建屋内にケーブル等を敷設配置することを自主的な対策として実施している。例として，6 号炉
原子炉建屋における電源ケーブル敷設について以下に記す。
（7 号炉も同様に実施済）

第1図

電源ケーブルの敷設状況（6 号炉の例）

1.0.2-401

補足 7(7) 第 261 回審査会合（2015 年 8 月）からの主要な変更点：

一時待避場所・追加ルートの設定（2015 年 9 月説明内容）
第 261 回審査会合（2015 年 8 月 18 日）において，「6 号及び 7 号炉の緊急時対策所
を 3 号炉原子炉建屋内に設置すること（6 号及び 7 号炉と緊急時対策所が遠いこと）に対する短所・弱点を整理し，補強策・対策を説明すること。」「緊急時対策所から，大湊側高台保管場所へのアクセスルートについて（中央交差点が通行不能な場合の対策，
車両は通行できないが，人員が通行できるルート等）拡充を検討すること。」とのご指摘を頂いた。
当社としては，緊急時対策所が 6 号及び 7 号炉との距離が長いことについて，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまる点に着目すると放射線被ばく
上有効であり，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，新規制基準を満足していると考えている。
また，アクセスルートについては，中央交差点が通行不能な場合においても，迂回す
る，若しくは万一，仮復旧が必要な場合には重機にてがれきを撤去する等によりアクセ
スルートを確保可能であることから，新規制基準を満足していると考えている。
一方，新規制基準を満足するのみに止まらず，現場要員の安全性の向上の観点から重大事故等時の不測の事態における現場要員の一時待避のしやすさ，3 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所から大湊側高台保管場所へのアクセスの多様性確保の観点も踏まえて更なる検討を行い，以下の対策をとりまとめた。
・ 6 号及び 7 号炉近傍における現場要員の一時待避場所の設定
・ 徒歩ルート等の追加
柏崎刈羽原子力発電所は敷地が広大であり，緊急時対策所が 6 号及び 7 号炉との距離が長い特徴を踏まえ，緊急時対策所と現場が遠いことに対するメリット・デメリットを
第 1 表に整理する。
第1表

緊急時対策所と現場が遠いことに対するメリット・デメリット

メリット
・ 通常の執務場所（事務建屋）から距離が短い場所に緊急時対策所を設けることとな
り，初動がスムーズになる。
・ 緊急時対策所は，プラント情報の分析や応急復旧方策の立案等の支援を行うスタッフの収容や，要員や資機材のロジスティクスのための発電所内ハブ拠点であり，人や資機材の出入管理が伴うことから，放射線
被ばくを考慮すると，事故復旧現場からのアクセス性を確保した上で事故プラントからの離隔距離があることが望ましい。

デメリット
対策
・ 緊 急 時 対 策 所 か ら 現 ・ 車両が使用できない場合の待避に関する優先順位
場まで移動距離があを付ける。
り，車両が使用できない場合，要員の現場へ ・ 6 号及び 7 号炉周辺に一時待避場所を設ける。
の移動や，現場からの退避に時間がかかる。
・ 荒 浜 側 と 大 湊 側 を つ ・ 短時間で 6 号及び 7 号炉から緊急時対策所へ待避可
なぐルートが海側と能となる徒歩ルート（地山側にしかなく，要員
下電気洞道を活用したルの徒歩による待避にート）を設定する。
時間がかかる。

1.0.2-402

1. 緊急時対策所から 6 号及び 7 号炉へのアクセス性について(1) 緊急時対策所
・ 新規制基準を満足する緊急時対策所は，「3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所」とし，緊急時対策本部が指揮命令を行う「指揮所」，及び現場要員が待機する「待機所」の機能は，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設ける。
・ これに加えて，上記「指揮所」，及び「待機所」の機能を有する「免震重要棟内緊
急時対策所」を設ける。
・ 緊急時対策所は，


6 号及び 7 号炉と距離が離れていることで放射線の影響を受けにくい。



通常の執務場所（事務建屋）から近い。



常設代替交流電源設備や可搬型重大事故等対処設備の保管場所への移動に便利。

という観点で，有効な場所に設置している。
(2) 作業に伴う屋外の移動手段
・ 重大事故等時において，万一，不測の事態が発生し現場からの待避が必要な場合，現場要員は，車両により緊急時対策所へ待避することを基本とする。また，対応する要員の負担及び対応する作業の迅速化の観点から，また，放射性物質の放出後の作業については，放射線被ばく低減の観点からも車両での移動を基本とする。
・ 重大事故等時において，緊急時対策所から可搬型重大事故等対処設備の保管場所までの車両によるアクセスルートは確保可能と評価しているが，万一，中央交差点が通行不能な場合でも，徒歩により大湊側高台保管場所まで移動し，大湊側高台保管
場所に保管している可搬型設備を用いて重大事故等に対処するとともに，荒浜側高台保管場所に保管している重機により中央交差点の仮復旧を行い，車両が通行可能な環境を整備する。ここでは，中央交差点が通行不能な場合，荒浜側と大湊側を結び徒歩等で通行可能なルートを複数追加する。

1.0.2-403

(3) 一時待避場所
・緊急時対策所と 6 号及び 7 号炉の距離があることを踏まえ，重大事故等時の気象状
況の急変，爆発等の不測の事態において，現場要員が一時的に待避できるよう「一時待避場所」を 6 号及び 7 号炉近傍に複数設定する。
・一時待避中においても，緊急時対策所との連絡が確実に行えるよう，通信連絡手段を確保する。
・一時待避場所は，緊急時対策所とは異なり，一時的な待避を前提としており，移動できる状況になり次第，緊急時対策所に向けて車両による待避を行う。
・放射性物質放出等の不測の事態において，現場要員の放射線被ばく低減の観点から車両又は徒歩により緊急時対策所へ待避する。なお，待避までに要する時間は，車両で 10 分程度，徒歩で 30 分程度であり，複数のルートがあることとあいまって，速やかな待避が可能であると考える。
2. 6 号及び 7 号炉近傍における現場要員の一時待避場所の設定(1) 一時待避場所の設定の考え方
一時待避場所は，以下の考えに基づき設定している。
・地震に対して一時待避場所としての利用が見込めること。
［5 号炉原子炉建屋，5 号炉海水熱交換器建屋，大湊側ディーゼル駆動消火ポンプ
建屋，地下電気洞道（大湊側）］
・通常の出入管理の動線上にあり，地震以外では活用することが可能であること。
［大湊側出入管理建屋］
・6 号及び 7 号炉に対して，一時待避のしやすさを考慮すること。（配置に偏りのな
いこと。）
・放射性物質が放出された場合，一時待避場所は場所が近く，長期間待避することで被ばく量が増えることが予想されることから，放射性物質放出時における長時間の待避場所ではなく，緊急時対策所へ待避することを念頭に設定する。
(2) 現場からの待避及び一時待避の優先順位
1） 気象状況の急変，爆発等の不測の事態が発生した場合
重大事故等時において，万一，気象状況の急変，爆発等の不測の事態が発生し現場からの待避が必要となる場合，現場要員は，人身安全を以下の優先順位で確保する。
①現場にある車両で，緊急時対策所へ待避する。
②徒歩により，緊急時対策所へ待避する。なお，徒歩による待避において，待避時間短縮の観点から以下の手段を優先させる。
・現場に携行した無線連絡設備等の通信連絡手段により緊急時対策所に連絡し，車両による応援と合流して，極力短時間で待避できるようにする。
・状況に応じて短時間で待避できる最適な徒歩ルートにより待避する。（6 号及び 7

1.0.2-404

号炉からの待避の場合，地下電気洞道又は山側徒歩ルートを通行する。）③待避する時間的な余裕がない場合，6 号及び 7 号炉近傍に複数設定している一時待避場所（5 号炉原子炉建屋，5 号炉海水熱交換器建屋，大湊側ディーゼル駆動消火
ポンプ建屋，地下電気洞道（大湊側），大湊側出入管理建屋）のうち，最寄りの待避場所で一時待避し，移動できる状況になり次第，緊急時対策所に向けて車両による待避を行う。（車両が使えない場合は，現場に携行した無線連絡設備等の通信連
絡手段により緊急時対策所に連絡し，車両による応援と合流して緊急時対策所へ待避する。）（第 1 図，敷地全体拡大図は第 8 図）
2） 放射性物質が放出した場合
重大事故等対処時において，万一，放射性物質放出等の不測の事態が発生し，現場からの待避が必要となる場合，現場要員の放射線被ばく低減の観点から現場要員は，人身安全を以下の優先順位で確保する。
①現場にある車両で，緊急時対策所へ待避する。
②徒歩により，緊急時対策所へ待避する。なお，徒歩による待避において，待避時間短縮の観点から以下の手段を優先させる。
・現場に携行した無線連絡設備等の通信連絡手段により緊急時対策所に連絡し，車両による応援と合流して，極力短時間で待避できるようにする。
・状況に応じて短時間で待避できる最適な徒歩ルートにより待避する。（6 号及び 7号炉からの待避の場合，地下電気洞道又は山側徒歩ルートを通行する。）
・徒歩ルートを選択する場合，地上での待避と比較し放射線影響に対して一定の効果が期待できる地下電気洞道によるルートを優先的に選択する。

1.0.2-405

第1図

一時待避場所の配置について（2015 年 9 月説明内容）(3) 一時待避場所へ配備する備品
一時待避中においても，緊急時対策所との連絡が確実に行えるよう，通信連絡設備を確保するとともに，照明資機材を設置する。

1.0.2-406

3. 徒歩ルート等の追加
荒浜側と大湊側を結ぶアクセスルートについて，更なるアクセス性向上の観点から，
新たに高台側にアクセスルートを設置する旨説明を行ったが「中央交差点」が唯一の単一ルートとなっており，中央交差点がアクセス不能な場合の重大事故等対処に課題がある旨のご指摘をいただいた（第 2 図）。
ここでは，主に中央交差点の状況を再度整理するとともに，現場要員の 3 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所から大湊側高台保管場所へのアクセス多様性の観点から，更なる対策について説明する。

第 2 図 保管場所及びアクセスルート図（2015 年 8 月 18 日説明時）

1.0.2-407

(1) 中央交差点の状況
中央交差点は，T.M.S.L.+37m の高台にある発電所構内における主要な交差点である。
正門側は 3 車線（路肩を含めると約 13m）で，それ以外の方向では 2 車線（路肩を含めると約 10m）の道路であり，周辺に通行を阻害するものはなく，地震・津波発生時においても影響を受けない防火帯内側の道路である（第 3 図）。

中央交差点の状況

中央交差点（①）

第3図

中央交差点（②）

中央交差点付近の状況（1/2）

1.0.2-408中央交差点（③）

中央交差点（④）

中央交差点（⑤）

中央交差点（⑥）

中央交差点（⑦）

中央交差点（⑧）

第3図

中央交差点付近の状況（2/2）

1.0.2-409

(2) 中央交差点の通行に関する評価
中央交差点の通行に関する代表的な災害時の影響概略評価結果は第 2 表のとおり，主な災害に対し，通行への支障がない，若しくは別のアクセスルートが確保されることを
確認した。
第2表
主な災害

中央交差点の通行に関する影響概略評価

評価
結果

概略評価

・ 中央交差点における周辺斜面の崩壊による影響，周辺構造物の倒壊・損壊・火災・溢水等による影響がないことを確認している（第4‐1 図）。
・ 中央交差点は，津波遡上解析の結果，遡上域最大水位（荒浜側
T.M.S.L.＋8.5m）よりも標高が高い位置（T.M.S.L.＋37m）に位置
津波○するため津波による被害は想定されない（第 4‐1 図）。
・ 中央交差点における森林火災時の放射熱強度を評価したところ，最大でも 1.3kW/m2※程度であり，車両等の通行に影響を及ぼすことは
森林火災○ない（第 4‐2 図）。
・ 中央交差点が不測の事態により通行不能な場合，海側のサブルート
その他を通行することで車両による移動が可能である（第 4‐3 図）。
○ ・ 中央交差点が不測の事態により通行不能な場合であっても，プラン（中央交差点が通行不能な場合）
ト側が重大事故になるような事態は想定されない。
※ 人が長時間さらされても苦痛を感じない強度（消防庁特殊災害室：石油コンビナートの防災アセスメント指針，2013）

地震○

第 4‐1 図 地震・津波発生時のアクセスルート（2015 年 9 月説明時点）

1.0.2-410

第 4‐2 図 森林火災発生時のアクセスルート（2015 年 9 月説明時点）

第 4‐3 図 中央交差点が通行不能時のアクセスルート（2015 年 9 月説明時点）

1.0.2-411

(3) アクセスルートの追加
前述のとおり，中央交差点が通行不能となり，かつ，重大事故等の対処が必要になる
ようなケースはなく，仮にそのような事態になった場合には迂回，若しくは万一，仮復旧が必要な場合には重機にてがれきを撤去する等によりアクセスルートを確保することを基本とするものの，現場要員の 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から大湊側高台保管場所へのアクセス多様性の観点及び，更なる安全性向上の観点から，徒歩及び車両ルートを追加する。
具体的には，以下のルートを追加する。このうち，主な災害として地震，津波，森林火災を考慮し，いずれの災害でも通行可能なルート（ルート①及び②）をアクセスルー
トとして設定する。
＜中央交差点他を迂回するルート＞
・ルート①（アクセスルート：徒歩）
既設立坑及び洞道からなる地下電気洞道を活用したルート
・ルート②（アクセスルート：徒歩）
主に既設道路を活用し，斜面を通行するルート
・ルート③（自主整備ルート：徒歩）
主に既設道路を活用し，防潮堤部分を通行するルート（防潮堤の外側へ接続するルートであり，津波発生時には通行しない）
・ルート④（自主整備ルート：車両）
荒浜側高台保管場所東側から山側を通る既設道路を活用したルート（防火帯の外側を通行することとなるため，森林火災時には通行しない）
上記のように更なる対策を図ったルート及びアクセスルートを第 5 図（敷地全体拡大
図は第 8 図）に示す。
また，地震・津波発生時，森林火災時，中央交差点が通行不能時におけるルート及びアクセスルートを第 6‐1 図～第 6‐3 図に示す。

1.0.2-412

第5図

保管場所及びアクセスルート図（追加後）（2015 年 9 月説明時点）

第 6‐1 図 地震・津波発生時のアクセスルート（追加後）（2015 年 9 月説明時点）

1.0.2-413

第 6‐2 図 森林火災発生時のアクセスルート（追加後）（2015 年 9 月説明時点）

第 6‐3 図 中央交差点が通行不能時のアクセスルート（追加後）（2015 年 9 月説明時点）

1.0.2-414

(4) 追加後の 3 号炉原子炉建屋から大湊側高台保管場所への徒歩移動の所要時間評価
追加前後における，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から大湊側高台保管場所への徒歩移動の所要時間の相違を評価するために，追加前後の主なアクセスルートの距離，所要時間を算定・比較した。
検討対象ルートを第 7‐1 図～第 7‐5 図に，所要時間の評価結果を第 3 表に示す。
1） 検討条件
徒歩速度：4km/h
斜面・階段昇降時間：約 3 分※/箇所（高低差最大約 20m（電気洞道の立坑部分））※階段昇降速度（老人）：0.21m/秒（内閣府政策統括官（防災担当）：津波避難ビル等に係るガイ
ドライン，2005）を参考に，その 1/2 程度と仮定。

2） 検討対象ルート＜追加前＞
・中央交差点通行可能時①

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所～中央交差点～大湊側高台保管場所（第 7‐1 図）

・中央交差点通行不能時②

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所～海側サブルート～大湊側高台保管場所（第 7‐2 図）＜追加後＞・中央交差点通行不能時③

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所～ルート①～大湊側高台保管場所（第 7‐3 図）④

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所～ルート②～大湊側高台保管場所（第 7‐4 図）⑤

3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所～ルート③～大湊側高台保管場所（第 7‐5 図）

1.0.2-415

3） 評価結果
追加後の山側のルートについては，追加前の中央交差点通行可能時と比較して 10分程度増長されるものの，アクセスルートの多様性を確保可能である。
追加後の海側のルートについては，追加前のルートと比較して約 10 分程度短縮されるとともに，アクセスルートの多様性を確保可能である。
また，重大事故等時に，追加された山側アクセスルートを徒歩で通行することによる大湊側高台保管場所への所要時間の増長分（10 分程度）を考慮しても，有効性評価の時間内に作業が可能であることを確認した。
さらに，重大事故等時において，万一，不測の事態が発生し現場から徒歩による待避が必要な場合においても，追加したアクセスルートは追加前と比較して多様性を確保している。

1.0.2-416

第 7‐1 図 中央交差点通行可能時の主なアクセスルート（追加前）（2015 年 9 月説明時点）

第 7‐2 図 中央交差点通行不能時の主なアクセスルート（追加前）（2015 年 9 月説明時点）

1.0.2-417

第 7‐3 図 中央交差点が通行不能時のアクセスルート（ルート①）（2015 年 9 月説明時点）

第 7‐4 図 中央交差点が通行不能時のアクセスルート（ルート②）（2015 年 9 月説明時点）

1.0.2-418

第 7‐5 図 中央交差点が通行不能時のアクセスルート（ルート③）（2015 年 9 月説明時点）
第 3 表 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所～大湊側高台保管場所間の距離
及び移動所要時間
ルート
山側
海側
山側
山側
海側

図 7-1
図 7-2
図 7-3
図 7-4
図 7-5

追加前後
追加前
追加後

距離
（約 m）
1,645
4,024
1,782
1,914
2,817

時間評価
項目
徒歩
徒歩
徒歩
徒歩
徒歩

斜面・階段
（3 分/箇所）
なし
なし
2 箇所
2 箇所
2 箇所

所要時間
（分）
25
61
33
35
49

(5) 今後の計画
ルート①，②については，アクセスルートとして設定し，適切な維持管理を行う。その他のルートについては，既設道路部分を除き，アクセス性の向上を図るために伐採等の整備を行うとともに，適切な維持管理を行う。
(6) ルート①（洞道ルート）の環境について
定期的に洞道内の電気ケーブルの点検が行えるように，照明，換気，排水設備を設置するとともに，通電中でも点検時に感電のおそれがないよう，使用電圧に応じた絶縁性能を有するケーブルを使用する。また，地下電気洞道は地下を通行することから，地上での待避と比較し放射線影響に対して一定の効果が期待できるルートである。

1.0.2-419

1.0.2-420
第8図

一時待避場所の配置及び追加後のアクセスルート図（敷地全体）（2015 年 9 月説明時点）

（参考）第 9‐1 図 ルート①（徒歩）の現場状況

第 9‐2 図 ルート②（徒歩）の現場状況

1.0.2-421

第 9‐3 図 ルート③（徒歩）の現場状況

第 9‐4 図 ルート④（車両）の現場状況

1.0.2-422

補足 8(8) 緊急時対策所の設置に関する考え方（2015 年 9 月説明時点）
第 261 回審査会合（2015 年 8 月 18 日）において，「大湊側に設置を計画している緊急時対策所を含めた緊急時対策の将来像を示すこと。」とのご指摘を頂いた。
本回答では，緊急時対策所の設置に関する当社の考え方及び，大湊側に設置を計画している緊急時対策所に関する概要を説明する。
1. 緊急時対策所の設置に関する当社の基本的な考え方
当社は，2007 年 7 月 16 日に発生した新潟県中越沖地震での被災経験から，震度 7 ク
ラスの地震が発生した場合においても緊急時の対応に支障をきたすことがないよう，遮蔽・空調等居住性設備，情報把握・通信連絡設備，電源設備等の重要設備を集合させた「免震重要棟」を柏崎刈羽原子力発電所，及び福島第一原子力発電所，福島第二原子力発電所に設置した。
2011 年 3 月の東日本大震災に伴う福島第一原子力発電所事故に際しては，免震重要棟の持つ，遮蔽設備，フィルタ付き換気空調設備，安全パラメータ表示システム（SPDS），
通信連絡設備，専用の電源設備（ガスタービン発電設備）が有効に機能し，事故対応の活動拠点として重要な役割を果たしたものと考えている。また柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策拠点整備に際しては，福島第一原子力発電所事故の教訓を反映すべく，社
内・外事故調査報告，提言等を踏まえ，整備を進めている。

（緊急時対策所の追加設計要件（東京電力福島第一原子力発電所事故調査報告書より））・要員出入り，資機材・物資搬出入に配慮した対策所本部アクセス
・放射性物質の持込防止措置
・除染しやすい内装材
・トイレの配置・休息のためのエリア設置
今般の設置許可基準規則とその解釈，技術基準規則条文において記載されている様々な機能要件，設計要件についても，社内検証・検討し設計反映することで，対策拠点が地震・津波・自然現象等の設計基準レベルの外的影響を受けても機能維持ができるよう，また設備の多重性，多様性，耐震性他要件を備えた設計としている。
福島第一原子力発電所事故での経験から，重大事故への対処活動の実施に際し，放射線防護は最重要課題であり，事故号炉との離隔が大きいことは，対策要員の被ばく線量を低減するための大きなメリットである。柏崎刈羽原子力発電所は広い敷地を有していることから，今般申請している 6 号及び 7 号炉から離れた，敷地としても中央土捨て場を隔てた荒浜側敷地に 2 つの対策拠点（緊急時対策所）を設け，それにより 6 号及び 7

1.0.2-423

号炉の一方若しくは両方にて重大事故等が発生した際にも，少しでも環境の良い拠点を中心に対策活動を展開することが可能となる。
また，緊急時対策所の機能として重要なものは，事故対処のための指揮・命令機能を担うことにある。福島第一原子力発電所事故に際しては，免震重要棟室内の放射線環境が一時的に悪化する等様々な課題が相次いだものの，基本的には指揮・命令機能が途切れることなく事故対応の統制がなされていたことで，一連の事故対応を継続して行うことができた。また，被災後の長期にわたる比較的規模の大きな余震を経ても，なお安定した事故対応が継続できたのは，免震装置を備えた拠点であったことも重要であったと考えている。発電所内に緊急時対策所が存在し続けることができること自体が，重大事
故対応にとって大変重要なことである。
更に緊急時対策所の機能として重要なものは，事故復旧対策要員の待機場所を確保することである。事故対応活動に関連し，実際には直接的な指揮・命令や，現場作業を行う活動に付随して，事故プラント情報の収集・分析や，復旧方策の計画立案を行う関係
スタッフの収容，要員の交替や対応資機材補充，汚染物質搬出の作業も伴う。緊急時対策所拠点は上記のようなロジスティクスのためのハブ拠点機能としても役割を担っており，対応活動を長期にわたり，かつ安定・確実に継続し支え続けるには，これら人員の出入管理や，資機材の搬出入作業が常時行われ続けることになる。こういった，いわばバックヤード的な業務にも放射線被ばくを伴うものであることを考慮すると，事故復旧現場からのアクセス性を確保した上で事故プラントからの離隔距離があることが望ましいものと考える。
事故プラントと離れた位置に緊急時対策所拠点を設置し，プラント設備とは共通要因
により“共倒れ”しにくいようにすること，また，緊急時対策所を複数の拠点に設け，さらに拠点同士もある程度の離隔を置き，かつ設計の多様化を図ることで，複数の緊急時対策所拠点いずれかが“常に維持・利用可能となる”ように設計することが，当社の福島第一原子力発電所事故知見の反映である。
（緊急時対策所の複数化と要件）
・事故プラントから離隔した拠点設置
・複数の拠点設置
・複数拠点同士の位置的配慮（拠点間離隔，事故プラントとの方位）・拠点設計の多様性（建物構造，設備構成，アクセスルート）

1.0.2-424

2. 緊急時対策所の複数拠点化について
6 号及び 7 号炉新規制基準申請において，当社柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所として，柏崎刈羽原子力発電所の事務建屋のうち免震構造を有する免震重要棟に「免震重要棟内緊急時対策所」を，3 号炉原子炉建屋内に「3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所」の 2 拠点を設置する（第 1 図）。これら 2 拠点を，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合，並びに重大事故等が発生した場合において，中央制御室以外の場所から適切な指示又は連絡を行うために使用する拠点と位置付ける。
また 2 拠点を，重大事故等に対処するための要員がとどまることができるよう遮蔽，
換気について考慮した設計とするとともに，代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
これら 2 拠点は，耐震構造（剛構造）と免震構造（免震構造）を採用した建物構造の設計多様性を有した他，電源設備が 6 号及び 7 号炉，さらには免震重要棟内緊急時対策
所と 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所とで相互に独立しており，また異なる代替交流電源給電方式を採用した設備設計の多様性を有した設計としている。

第1図

緊急時対策所構内配置図（6 号及び 7 号炉新規制基準申請時）（2015 年 9 月説明時点）
6 号及び 7 号炉，アクセスルート，緊急時対策所のハザード耐性比較評価について，
第 1 表に示す。

1.0.2-425

第 1 表 6 号及び 7 号炉，アクセスルート，緊急時対策所のハザード耐性比較（2015 年 9 月説明時点）
概略評価結果免震重要棟内緊急時対 3 号炉原子炉建屋内緊6 号及び 7 号炉
屋外アクセスルート
策所
急時対策所
基準地震動（長周期）
基準地震動でで機能喪失のおそれ，
基準地震動で
基準地震動で
地震
影響なし
短周期での機能維持メ
影響なし
影響なし
リットあり
敷地高さにより防潮堤等によりアク敷地高さにより防潮堤等によ津波
影響なし
セスルート遡上せず
影響なし
遡上せず
降水
影響なし（気象予報を踏まえ対応検討）
積雪
影響なし（気象予報を踏まえ対応検討）
影響なし
風（台風）
（建物・構築物は風荷重影響なし）（屋外作業，アクセスルートは障害物除去と，発生予測を受けた事前対策）
影響なし
影響なし（竜巻防護と 影響なし（竜巻防護と影響なし（竜巻影響による飛飛来物低減）
飛来物低減）
竜巻（竜巻防護と飛来物
来物除去と，発生予測 6 号及び 7 号炉と緊急時対策所の竜巻経路が低減）を受けた事前対策）
複数存在
低温
影響なし（気象予報を踏まえ対応検討）
避雷針による雷防護と 避雷針による雷防護と避雷針による雷防護
落雷により影響を受
避雷器による機器保護 避雷器による機器保護
落雷と避雷器による機器
けない
保護
落雷影響範囲は限定的
火山降灰
影響なし（噴火発生情報を踏まえ除灰対応検討）
森林火災 防火帯の内側であり，設備やアクセス性に支障はない。
（一部防火帯と重複する箇所は迂回）
6 号及び 7 号炉と緊急時対策所，アクセスルート各々近傍の可燃物倉庫，タンク等の位置，
外部火災
構造，消防設備，及び消火対応により影響は僅少
6 号及び 7 号炉と緊急時対策所，
アクセスルート各々近傍の火災影響見込みから影響は僅少。
有毒ガス
また薬品等保管倉庫の位置，構造，設備により影響は僅少。
緊急時対策所への影響 緊急時対策所への影響
可搬重大事故対処設がある場合にはアクセスルートはがある場合には航空機
備は原子炉施設から離隔している6 号及び 7 号炉は健全 6 号及び 7 号炉は健全
落下火災
離隔配置されている
緊急時対策所 2 拠点は離隔配置されている
地震起因溢水，想定破 影響なし（アクセスル 地震起因溢水により影 地震起因溢水により影響を受けない響を受けない溢水
損ともに対策実施に ート近傍の溢水影響
は僅少）
より影響を受けない
6 号及び 7 号炉と同時の想定破損は発生しない
地震起因火災，単一火 影響なし（アクセスル 地震随伴火災により影 地震随伴火災により影響を受けない響を受けない火災
災ともに対策実施に ート近傍にある可燃物影響は僅少）より影響を受けない
6 号及び 7 号炉と同時の単一火災は発生しない
生物事象
影響なし
ハザード

即ち設計思想としては，拠点各々のハザードへの頑健性を高める他，設計多様性をもたせる，運用（マネジメント）にて安全性に係る影響を排除する等配慮することで，6号及び 7 号炉と複数の緊急時対策所が共通要因により一度に機能喪失することのないよ
うに配慮している。

1.0.2-426

なお今後，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策拠点としては，大湊側敷地に更なる拠点を設置する考えである。以下に，将来設置予定の「大湊側緊急時対策所」の構成案について概略を記す。
3. 大湊側緊急時対策所について(1) 大湊側緊急時対策所の特徴
本申請において，柏崎刈羽原子力発電所には，剛構造の建物を有する「3 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所」の他に，免震装置を有した「免震重要棟内緊急時対策所」を設置することとしており，2 箇所の緊急時対策所により，6 号及び 7 号炉の重大事故等への対処は可能であると考えている。
一方，柏崎刈羽原子力発電所は，7 プラントを有するとともに敷地も広大であることから，将来的には荒浜側に設置している 1～4 号炉で重大事故等が発生した場合の対処等も考慮し，大湊側高台に緊急時対策所を新設することで，事故対応への柔軟性が向上する。
大湊側緊急時対策所は，発電所敷地全体のレイアウトや，これまでに設置している 2箇所の緊急時対策所の機能を最大限生かしつつ，以下の特徴を有するものとする。
・配置場所を大湊側とする。
（1～4 号炉やこれまでに設置した緊急時対策所に対し離隔を確保する。）
・耐津波対策として，更なる高台に配置する。（T.M.S.L.+15m 以上とする。）
・建物を剛構造とする。（免震重要棟内緊急時対策所（免震構造）とは別の構造とする。）
・放射線被ばく上有利となるよう，緊急時対策室（指揮所）を地下に設ける。
3 箇所の緊急時対策所の設置場所及び特徴を，第 2 図及び第 2 表に示す。

1.0.2-427

第2図

緊急時対策所の設置場所（将来像）（2015 年 9 月説明時点）

第2表

緊急時対策所の多様性の特徴（2015 年 9 月説明時点）
免震重要棟内緊急時対策所（荒浜側）

3 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所※4（荒浜側）

大湊側緊急時対策所※5
（大湊側）

荒浜側
（1 号炉）

約 300m

約 300m

約 1,400m（放射線被ばく上優位）

大湊側※1（6 号炉）

約 1,100m（放射線被ばく上優位）

約 1,100m（放射線被ばく上優位）

約 450m

建物構造

免震構造※3剛構造（Ss 機能維持）

剛構造（Ss 機能維持）

代替電源設備※2

ガスタービン発電機

発電機又は電源車

ガスタービン発電機

初動対応の容易性

平時使用の事務建屋に隣接（容易に移動）

移動が必要

移動が必要

活動拠点の確保

緊急時対策所の機能を維持し，かつ，現場状況に応じて，対策要員の待機場所
や事故収束に向けた復旧活動拠点への活用が可能。

プラン
トとの
距離

※1：大湊側の事故号炉との離隔距離をとることで事故後の環境放射線量を低く抑え，被ばく低減を実現できる。
※2：共通要因による電源喪失しないよう常用電源を別系統とし，かつ，異なる代替電源方式とする。
※3：発電施設等に大きな影響が生じる可能性がある短周期地震時でも使用可能。
※4：3 号炉起動時においては，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は 3 号炉中央制御室機能との干渉により使用できないため, 基本的な考え方を保持しつつ，免震重要棟内緊急時対策所の耐震性向上，荒浜側での拠点の拡充等について，引き続き検討していく。
※5：大湊側緊急時対策所は詳細設計中であり，記載内容が変更となる可能性がある。

1.0.2-428

(2) 大湊側緊急時対策所の概要

第 3 図 大湊側緊急時対策所建屋概要（その 1）

1.0.2-429

1.0.2-430
第 4 図 大湊側緊急時対策所建屋概要（その 2）

1.0.2-431
第 5 図 大湊側緊急時対策所建屋概要（その 3）

1.0.2-432
第 6 図 大湊側緊急時対策所建屋概要（その 4）

〔参考〕緊急時対策所の仕様比較について

1.0.2-433

補足 9(9) 屋外での通信機器通話状況の確認
発電所構内における屋外での作業や移動中，及び発電所構外における要員参集の途中において，通信機器が確実に機能することを以下の方法により確認した。
方法：無線連絡設備（可搬型）での通話確認
アクセスルート上の車中，又は，歩行において，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所，6 号及び 7 号炉中央制御室との通話が可能であることを確認する。
結果：アクセスルート，サブルートからの通信状況は良好であること（一部連絡が取りづらい場所も少しの移動で解消されること）を確認した。
なお，地下電気洞道については，地下を通過することになり，通信連絡設備が使用できないことから，入域の際と退出の際に緊急時対策本部へ連絡する運用と
する。

第1図

無線連絡設備（可搬型）における通信状況の確認範囲

1.0.2-434

補足 10(10)1～7 号炉同時発災時におけるアクセスルートへの影響
1～7 号炉同時発災時におけるアクセスルートへの影響について，有効性評価で提示したケースをもとに評価を行った。
1. 前提条件(1) 想定する重大事故等＜有効性評価で説明＞必要となる対応操作，必要な要員及び資源を評価する際に想定する各号炉の状態を第1 表に示す。
福島第一原子力発電所の事故及び共通要因による複数炉の重大事故等の発生の可能性を考慮し，柏崎刈羽原子力発電所 1～7 号炉について，全交流動力電源喪失及び使用済
燃料プールでのスロッシングの発生を想定する。なお，1～5 号炉の使用済燃料プールにおいて，全保有水喪失を想定した場合は自然対流による空気冷却での使用済燃料の冷却維持が可能と考えられるため※1，必要な要員及び資源を検討する本事象では，使用済燃料プールへの注水実施が必要となるスロッシングの発生を想定した。
また，不測の事態を想定し，1～5 号炉のうち，いずれか 1 つの号炉において事象発生
直後に内部火災が発生していることを想定する。なお，水源評価に際してはすべての号
炉における消火活動による水の消費を考慮する。
6 号及び 7 号炉について，有効性評価の各シナリオの内，必要な要員及び資源（水源，
燃料及び電源）毎に最も厳しいシナリオを想定する。
6 号及び 7 号炉への対応に必要となる緊急時対策所機能，及び重大事故等対策に関する作業，アクセスルートの移動による現場の線量率を評価する際において，各号炉の状
態は放射線遮蔽の観点で厳しい 1～5 号炉の使用済燃料プールの全保有水喪失を想定する。
※1 技術的能力 添付資料 1.0.16 「重大事故等時における停止号炉の影響について」参照(2) 必要となる対応操作及び必要な要員及び資源の整理「(1) 想定する重大事故等」にて必要となる対応操作，必要な要員，7 日間の対応に必要となる資源，各作業の所要時間について，第 2 表及び第 1 図のとおり整理する。また，各号炉の必要な水量を第 3 表，1～5 号炉の注水及び給電に用いる設備の台数を第 4表に示す。
(3) 想定する高線量場発生
6 号及び 7 号炉への対応に必要となる緊急時対策所機能，重大事故等対策に関する作業，アクセスルートの移動による現場線量率の概略を第 2 図～第 4 図に示す。

1.0.2-435

2. 1～7 号炉同時発災時におけるアクセスルートへの影響について
アクセスルートへの影響については，1～5 号炉の使用済燃料プールで全保有水が喪失した場合の現場線量率をもとに評価した。第 2 図，第 3 図に，線量率の概略を示す。
(1) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への参集及び保管場所への移動による影響
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への参集については，第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所からのアクセスルートにおける周辺斜面の崩落，道路下斜面のすべりを考慮した徒歩の総移動時間は約 25 分であり，各エリアでの移動時
間及び第 2 図の現場線量率の関係より移動にかかる被ばく線量は約 2mSv となる。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管
場所への移動等における被ばく線量の一例として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から荒浜側高台保管場所（保守性を考慮し最も 1～4 号炉寄りの場所）への移動を考える。
周辺斜面の崩落，道路下斜面のすべりを考慮した場合，徒歩での移動の総移動時間は約30 分であり，各エリアでの移動時間及び第 3 図の現場線量率の関係より移動にかかる被ばく線量は約 3mSv となる。
なお，線量率の高いエリアは限られることから，これらを極力避けることにより，被ばく線量を抑えることができる。また，徒歩での移動に比べ車両で移動した場合は移動時間及び被ばく線量はより小さくなる。
よって，高線量場の発生を含め，1～5 号炉に重大事故等が発生した場合であっても，
6 号及び 7 号炉の重大事故等への対応作業のためのアクセスは可能であり，重大事故等時における活動が可能である。
(2) 6 号及び 7 号炉の重大事故等への対応作業への影響
6 号及び 7 号炉の重大事故等への対応作業のうち，比較的時間を要する操作として代替原子炉補機冷却系の準備操作（資機材配置及びホース布設，起動及び系統水張り）が想定されるが，5 号炉の使用済燃料プールに近い 6 号炉での当該操作場所での線量率は，第 3 図に示すとおり約 8.2mSv/h となる。なお，図中の現場線量率は 5 号炉の使用済燃料プール内の線源からの影響を示しており，1～4 号炉の使用済燃料プール内の線源からの影響は本作業場所と 1km 程度離れていることからほぼ無視できるものである。
当該操作の想定操作時間は 10 時間であること，及びこの想定操作時間には当該操作場所への移動時間が含まれていること，あるいは参集要員による操作要員の交代も可能
であることから，重大事故等時における対応作業が可能である。

1.0.2-436

3. 1～7 号炉同時発災時におけるアクセスルートの輻輳性について
1～7 号炉同時被災時におけるアクセスルートの輻輳性について，徒歩での移動によるアクセスルートの輻輳は考えづらいことから車両移動時の輻輳性について考慮する。
地震による被害想定一覧を第 4 図に示す。荒浜側高台保管場所から大湊側高台保管場
所間のアクセスルートには被害が想定されないことから，2 箇所の高台保管場所間の移動に対してアクセスルートの輻輳は考慮する必要はない。
(1) 可搬型設備の移動の特徴
柏崎刈羽原子力発電所の保管場所は，荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の2 箇所に多くの可搬型設備が設置されている。このため，可搬型設備はタンクローリを除き，高台保管場所から設置場所に移動する際の往路のみとなるため，車両の流れは基本的には 1 方向になることが可搬型設備の移動における特徴である（第 4 図）。
(2) 検討内容
保管場所からの可搬型設備の移動において，大湊側高台保管場所から 6 号及び 7 号炉の使用場所までのアクセスルートのうち，①斜面崩落，建物の損壊等の影響により仮復旧する範囲②仮復旧の必要はないが車両が交互通行となるアクセスルート（幅員 6m 未満）となる箇所を第 5 図に示す。
大湊側高台保管場所から 6 号及び 7 号炉に向かうアクセスルートで仮復旧を行う道路（約 170m）部分が片側通行となるが，タンクローリを除き，可搬型設備は設置場所に移動する際の往路のみとなるため，車両の通行性に影響はない。なお，タンクローリについても，約 7 日はプラント側の軽油タンクで補給することが可能であることから初動対応において影響はないと考えられる。
6 号及び 7 号炉周辺のアクセスルートにおいて，①及び②の箇所が発生し，アクセス
ルートの輻輳の要因となり得るが，いずれもその距離は短く，給油のために往復するタ
ンクローリとの交互通行が発生した場合であっても，車両の一時停止による時間は問題ないと考える。
なお，1～5 号炉への対処として，荒浜側使用済燃料プールへの可搬型代替注水ポンプによる注水（第 1 図）及びタンクローリによる給油が考えられるが，これらについても，可搬型設備の移動はタンクローリを除き高台保管場所から当該号炉への 1 方向となること，また，注水が必要になるタイミングまで十分な時間的余裕があること（第 3 表）から，アクセスルートの輻輳の要因とはならず，対応作業への影響はないと考える。

1.0.2-437

第1表
項目
要員

水源

燃料
1.0.2-438

電源
※1

※2
※3
※4

6 号及び 7 号炉

想定する各号炉の状態
1～5 号炉・全交流動力電源喪失
・使用済燃料プールでのスロッシング発生
・「想定事故 2（使用済燃料プール漏えい）」※1
・「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRV 再閉失敗」
・全交流動力電源喪失
・使用済燃料プールでのスロッシング発生
・「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
代替循環冷却系を使用しない場合」
・全交流動力電源喪失※2※1
・「想定事故 2（使用済燃料プール漏えい）」
・使用済燃料プールでのスロッシング発生※3※2・内部火災※4・外部電源喪失
・使用済燃料プールでのスロッシング発生
・「想定事故 2（使用済燃料プール漏えい）」※1
・「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」
・全交流動力電源喪失
・使用済燃料プールでのスロッシング発生
・「想定事故 2（使用済燃料プール漏えい）」※1
・「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」
サイフォン現象による漏えいは，各号炉（1～7 号炉）のサイフォン発生防止用の逆止弁及びサイフォンブレーク孔により停止される。
したがって，この漏えいによる影響はスロッシングによる溢水に包絡されるため，使用済燃料プールからの漏えいは，スロッシングによる漏えいを想定する。
燃料については消費量の観点から非常用ディーゼル発電機の運転継続を想定する。
使用済燃料プールへの注水が必要となるスロッシングの発生を想定する。
6 号及び 7 号炉は火災防護措置が強化されることから，1～5 号炉での内部火災の発生を想定する。また，1～5 号炉で複数の内部火災を想定することが考えられるが，時間差で発生することを想定し，全交流動力電源喪失及び使用済燃料プールでのスロッシングと同時に発生する内部火災としては 1 つの号炉とする。ただし，消火活動に必要な水源は，5 号炉（1～5 号炉）分の消費を想定する。

第 2 表 同時被災時の 1～5 号炉の対応操作，6 号及び 7 号炉の使用済燃料プールの対応操作，必要な要員及び資源必要となる対応操作
非常用ディーゼル発
電機等の現場確認，
直流電源の負荷制限

対応操作概要非常用ディーゼル発電機等の現場の状態確認及び直流電源の長時間供給のための負荷制限を実
施する

対応要員
運転員

必要な資源
－

1.0.2-439○水源180m3（36m3/号炉×5(1～5 号炉)）
建屋内での火災を想定し，当該火内部火災に対する消○燃料
自衛消防隊
災に対する現場確認・消火活動を
火活動
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）：約 4kL（21L/h×24h×7 日×1 台）（運転員を含む）
実施する又はディーゼル駆動消火ポンプ：約 6kL（32L/h×24h×7 日×1 台）○水源（詳細は第 3 表参照）
1 号炉：約 280m3
2 号炉：約 1,401m3
3 号炉：約 1,425m3
4 号炉：約 1,366m3
各注水系（復水補給
5 号炉：約 1,424m3
水系，燃料プール補各注水系による使用済燃料プー
運転員及び 106 号炉：約 8,654m3
給水系，消火系，可ルへの給水を行い，使用済燃料か 時間以降の発電搬型代替注水ポンプ
7 号炉：約 8,675m3
らの崩壊熱の継続的な除去を行
所外からの参集（A-2 級））による使※6 号及び 7 号炉については有効性評価「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器う
要員
用済燃料プールへの過圧・過温破損） 代替循環冷却系を使用しない場合」で想定している水源も含む
注水○燃料
1～5 号炉可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）：約 18kL（21L/h×24h×7 日×5 台）
6 号及び 7 号炉
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）：約 30kL（21L/h×24h×7 日×4 台/号炉）○燃料
非常用ディーゼル発電機：約 3,160kL（1,879L/h×24h×7 日×10 台）
常設代替交流電源設 常設代替交流電源設備等による緊急時対策要員※全交流動力電源喪失のため，実際は常設代替交流電源設備で給電すること
備等による給電
給電・受電操作を実施する及び運転員になるが，燃料消費量を保守的に見積もる観点から，非常用ディーゼル発電機（2 台／号炉）の運転を想定
常設代替交流電源設備及び可搬
燃料給油作業型代替注水ポンプ（A-2 級）に給 緊急時対策要員－
油を行う

第 3 表 各号炉の必要な水量（平成 26 年 10 月時点での崩壊熱により計算）
ＫＫ１
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ２
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ３
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ４
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ５
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ６
運転中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ７
運転中
炉
ＳＦＰ

炉心燃料

全燃料取り出し

全燃料取り出し

全燃料取り出し

全燃料取り出し

全燃料取り出し装荷済

装荷済

原子炉開放状態

開放（プールゲー 開放（プールゲー 開放（プールゲー 開放（プールゲー 開放（プールゲー 未開放（プール 未開放（プール
ト開放）
ト開放）
ト開放）
ト開放）
ゲート閉）
ト開放）
ゲート閉）

水位

ウェル満水（オーバーフロー水位）想定するプラントの状態

スロッシングによ スロッシングによ スロッシングによ スロッシングによ スロッシングによる漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動
力電源喪失
力電源喪失
力電源喪失
力電源喪失
力電源喪失

スロッシング溢水
量 ※1[m 3]

ウェル満水（オーバーフロー水位）

ウェル満水（オーバーフロー水位）

ウェル満水（オーバーフロー水位）

通常運 通常運転 通常運 通常運転
転水位 水位 転水位 水位
スロッシングによる漏洩+全交流動
力電源喪失

スロッシングによる漏洩+全交流動
力電源喪失

710

710

710

710

710

690

710

38

42

35

45

33

15

15

91

100

85

107

80

36

36

84

52

76

43

103

336

471

396

492

398

4.0

1.7

1.7

1.7

1.7

2.1

2.1

必要な注水量② ※2[m 3@168h]

280

1,401

1,425

1,366

1,424

767

786

必要な注水量③ ※2[m 3@168h]

1,956

2,172

2,196

2,115

2,173

1,254

1,275

1.0.2-440

65℃到達までの時
間[hour]
100℃到達までの時
間[hour]
必要な注水量① ※2[m 3@168h]
事故発生からTAF到達までの時間[hour]
通常運転水位（オーバーフロー水位）から必要な遮へい水位までの水位差 ※2[m]※1

ウェル満水（オーバーフロー水位）

各重要
事故
シーケ
ンスに
よる

564
248

各重要
事故
シーケ
ンスに
よる

565
245

1～5 号炉の溢水量は，6 号及び 7 号炉の評価結果に基づきスロッシングによる溢水量を設定（1～5 号炉の使用済燃料プールは 6 号及び 7 号炉に比べて保有水
量やプール表面積が小さいため溢水量は少なくなると考えられる）。また,必要な注水量は原子炉開放状態（プールゲート開放状態）を考慮して評価。
※2 「必要な注水量①」：蒸発による水位低下防止に必要な注水量。
「必要な注水量②」：必要な遮蔽水位（原子炉建屋オペレーティングフロアでの現場の線量率が 10mSv/h 以下となる水位（遮蔽水位の計算に用いた各号炉の線源の強度は保守的な 6 号及び 7 号炉の線源強度を参照））まで回復させ，その後の水位維持に必要な注水量（使用済燃料プール,原子炉ウェル及び D/S ピットを考慮）。
「必要な注水量③」：通常水位までの回復及びその後の水位維持に必要な注水量（使用済燃料プール,原子炉ウェル及び D/S ピットを考慮）。

第 4 表 1～5 号炉の注水及び給電に用いる設備の台数
記載は設置台数であり、（）内はその系統のみで注水するのに必要な台数
１号炉

1.0.2-441

注水設備

2 号炉

3 号炉

4 号炉

5 号炉

共通

備考

残留熱除
去系

3（1）

3（1）

3（1）

3（1）

3（1）

－

全交流動力電源喪失時は常設代替交流電源
設備による給電を実施することで使用可能
電源負荷を考慮して，複数の同時運転は実施
せず，順次注水操作を実施する

復水補給水
系

3（1）

3（1）

3（1）

3（1）

3（1）

－

全交流動力電源喪失時は常設代替交流電源
設備又は電源車による給電を実施すること
で使用可能

燃料プール
補給水系

2（1）

1（1）

1（1）

1（1）

1（1）

－

全交流動力電源喪失時は常設代替交流電源
設備又は電源車による給電を実施すること
で使用可能

－

1～4 号炉は共通の消火ポンプを使用
5～7 号炉は共通の消火ポンプを使用
十分時間余裕があるため，１台を用いて，必要な箇所に順次注水を実施していくことが
可能

消火系
（ディーゼ
ル駆動ポン
プ）

1

1 号炉と
共通

1 号炉と
共通

1 号炉と
共通

1

可搬型代替
注水ポンプ
（A-2 級）

－

－

－

－

－

必要な台数に対して十分な台数を保有（1）

十分時間余裕があるため，1 台を用いて，必要な箇所に順次注水を実施していくことが
可能

常設代替交
流電源設備

－

－

－

－

－

4 台のうち，6 号及び 7 号炉で用いなかったものを使用することも可能

6 号及び 7 号炉の対応には第一ガスタービン
発電機 2 台のみで対応可能であるため，残りの第二ガスタービン発電機 2 台を使用可能

電源車

－

－

－

－

－

必要な台数に対して十分な台数を保有（1）

十分時間余裕があるため，１台を用いて，必要な箇所に順次注水を実施していくことが
可能

給電設備

経過時間（時間）
1

2

３

８

９

10

11

12

13

14

備考

15

事象発生

実施箇所・必要人員数
号機

直流電源の負荷制限作業開始

操作項目

運転員
（中央制
※1
御室）

運転員
（現場）

緊急時対策要
員（現場）

自衛消防隊

２人
A, B

－

－

－

－

－

－

参集要員による作業開始

常設代替交流電源設備による受電

１0分

プラント状況判断

（1～２人）
A,

（B）
適宜実施

プラント監視隣接プラントの火災時において（給電不可能な場合等：デジタルレコーダ接続
等による計器監視）

応援が必要な際「全交流動力電源喪失及は１名となるび使用済燃料プールのス
ロッシング」を想定する
号炉

－

２人
C, D

－

－

－

－

－

－

－

－

（２人）

－

C,

D

－

（２人）
C, D

参集要員にて２～３人
a, b , （e）－－

非常用ディーゼル発電機の現場確認
直流電源の負荷制限

非常用ディーゼル発電機

機能回復

復水補給水系や燃料プール補給水系、消火系に適宜実施

よるSFP給水－－

プラント状況判断

－－6,7号炉の作業を優先に適宜実施

１0分

プラント監視（１人）

1.0.2-442

消防車によるSFP給水（復水補給水系等の給水が不可能な場合）

対応

対応可能な要員により、対応する（解析上考慮せず）

－

※２

50分

a

適宜実施

（給電不可能な場合等：デジタルレコーダ接続
等による計器監視）

２人※ 3

（１人）

c,

d

－

－

火災現場確認30分－－

自衛消防隊を現場誘導

10分

※3

（２人）

－

c,

d

（1～2人）

（１人）

c,（

－

d）

自衛消防隊にて対応

消火活動

消火活動継続実施

非常用ディーゼル発電機の現場確認

50分（隣接プラントからの応援が必要な
際は応援が到着してから50分）「全交流動力電源喪失及び使用済燃料プールのス
ロッシング並びに火災発（2人）生」を想定する号炉

隣接プラントから－の応援が必要な際
は応援に期待
b

,

e(又は

－

－

－

－

－

－

－

－

（２人）
（１人）

b

,ｄ（又は
,

e

B）

（２人）
（１人）

b

,ｄ（又は
,

－

－

e

B）

（２人）
C, D （又はb
,

共通

e,

B)

－

直流電源の負荷制限

B)

参集要員にて対応※ ２

緊急時対策要員にて対応
参集要員にて対応－

非常用ディーゼル発電機

機能回復

対応可能な要員により、対応する（解析上考慮せず）

復水補給水系や燃料プール補給水系、消火系による燃料プール給水

適宜実施
適宜実施

消防車による燃料プール給水

6,7号炉の作業を優先に適宜実施（復水補給水系等の給水が不可能な場合）－

常設代替交流電源設備による給電・受電－

燃料給油作業6/7号炉の給電を実施後適宜実施

適宜実施（）内の数字は他の作業終了後，移動して対応する人員数※1 当直長を含む人数※2 図中は参集要員のみに期待した場合を示す。なお,1～5 号における現場の緊急時対策要員として夜間及び休日(平日の勤務時間帯以外)においても常駐要員が 2 名が確保されている。
※3 SA 事象と火災が発生した際の初期消火の体制については平成 28 年 1 月現在のものを示す
なお，6号及び7号炉において原子炉運転中を想定した場合，原子炉側と使用済燃料プール側との重大事故等対応の重畳も考えられるが，運転中に使用済燃料プールに貯蔵されている燃料の崩壊熱が低いことから（第3表参照），原
子炉側の事故対応が収束に向かっている状態での対応となり，緊急時対策要員や参集要員により対応可能である。また号炉状態の監視においても，原子炉側で期待している運転員が併せて使用済燃料プール側を監視できるため，現在の想定する要員での対応が可能である。
また，時間差で発生する複数の内部火災に対しては，自衛消防隊が火災現場を都度移動することにより，現在の想定する要員での対応が可能である。

第 1 図 1～5 号炉における各作業と所要時間

1.0.2-443
第2図

線量率の概略とアクセスルート

1.0.2-444
第3図

線量率の略分布（5～7 号炉周辺）

1.0.2-445
第4図

屋外アクセスルートにおける地震後の被害想定（一覧）

第5図

アクセスルートのうち道幅が狭い箇所

1.0.2-446

補足 11(11)溢水評価におけるブローアウトパネルの位置付け（2015 年 11 月説明内容）
原子炉建屋ブローアウトパネルは，新規制基準への適合性審査において，重大事故等のうち格納容器外での配管破断事故であるインターフェイスシステム LOCA 時に開放することが，機能要求として必要であると整理することとしたため，2015 年 11 月に説明した以下の内容は参考となる。
IS-LOCA 発生時(配管の全周破断)において，ブローアウトパネルの開放を想定しているが，設計基準事故での想定と同様の条件で作動する等の理由により，ブローアウトパネルは重大事故等対処設備に該当しないと考えられる。以下に設備の詳細な位置づけをまとめる。（有効性評価で説明済）(1) ブローアウトパネルの目的，設計
ブローアウトパネルは，原子炉格納容器に作用する外圧が原子炉格納容器の最高使用外圧を超えないようにするため，及び配管破断による圧力荷重によって建屋構造体の健全性が損なわれないようにするため，原子炉格納容器外の一次系配管の破断時等に発生した圧力を建屋外に逃がすことを目的として設計されている。
パネルの開放機構は設定圧力により止め金具が変形し，パネル本体が外れて有効流路面積が確保される単純な仕組みであり，一度開放すると自動で閉鎖することはないものである。
(2) 設計基準事故でのブローアウトパネルの取り扱い
設計基準事故の主蒸気管破断時の線量評価においてはタービン建屋のブローアウトパネ
ルからの放出を想定しており，原子炉建屋内の主蒸気管破断時においても同様に原子炉建屋のブローアウトパネルが開放されることに期待している。設計基準事故のブローアウトパネ
ルの取り扱いは，建屋及び原子炉格納容器の機能維持のための設備であり，設計基準対象施設である。
(3) 有効性評価でのブローアウトパネルの取り扱い
有効性評価で示した IS-LOCA においては事象発生後すぐに原子炉建屋内圧が上昇し，設定圧力に至ることで原子炉建屋のブローアウトパネルが開放されるため，設計基準事故と同様の条件で作動するものである。
また，評価では，運転員のすみやかな事象認知及び隔離操作に期待していないが，実際の定例試験「高圧炉心注水系電動弁手動全開全閉試験」時においては系統過圧により「HPCF
ポンプ吸込庄高」の警報が発生し，定例試験を実施していた弁を速やかに閉鎖することになる。こうした現実的な対応を考慮した場合，原子炉建屋の圧力はブローアウトパネルが開放されるような圧力には至らない。

1.0.2-447

補足 12(12)海水取水場所での取水ができない場合の代替手段について
海水取水については，T.M.S.L.+12m に位置する海水取水場所から取水することとしている
が，6 号炉や 7 号炉の西側（海側）で海水取水ができない場合を想定し検討を行った。
海水取水の成立性について，大型航空機落下の影響を受けた場合を想定した代替原子炉補機
冷却系の設置及び使用の成立性について，以下の 3 パターンについて評価を行った。
①6 号炉取水路中心付近に影響のある場合（第 1 図）
②7 号炉取水路中心付近に影響のある場合（第 2 図）
③6 号及び 7 号炉の中間が影響のある場合（第 3 図）・ ①のケースについては，7 号炉の海水取水場所は健全であるため，7 号炉については当該箇所から海水を取水する。一方，6 号炉の海水取水場所は使用不可能となる。その場
合，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器については格納容器圧力逃がし装置（フィルタベント）等を用いた格納容器ベント操作による除熱に切り替える。使用済燃料プールについては燃料損傷までの時間余裕があることから，燃料プール代替注水系（可搬型）等
による注水に切り替える。
・ ②のケースについては，6 号炉の海水取水場所は健全であるため，6 号炉については当該箇所から海水を取水する。一方，7 号炉の海水取水場所は使用不可能となる。その場
合，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器については格納容器圧力逃がし装置（フィルタベント）等を用いた格納容器ベント操作による除熱に切り替える。使用済燃料プールについては燃料損傷までの時間余裕があることから，燃料プール代替注水系（可搬型）等
による注水に切り替える。
・ ③のケースについては，それぞれの号炉の海水取水場所からの取水により対応可能と考える。
なお，代替原子炉補機冷却系の海水取水については，大容量送水車（熱交換器ユニット用）を用いることとしており，これにより 5 号炉の海水取水箇所からの送水や，護岸からの海水取
水も可能となるよう現在，検討を進めている。

1.0.2-448

9
4
4
2
.
0
.
1
第1図

ケース①

6 号炉取水路中心付近に影響のある場合

0
5
4
2
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0
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1
第2図

ケース②

7 号炉取水路中心付近に影響のある場合

1
5
4
2
.
0
.
1
第3図

ケース③

6 号及び 7 号炉の中間に影響のある場合

補足 13(13)6 号及び 7 号炉主変圧器の地震による接続口への影響について
1. 6 号炉主変圧器について
6 号炉主変圧器と接続口の位置関係を第 1 図に記す。

第 1 図 6 号炉主変圧器と接続口の位置関係
可搬型重大事故等対処設備の接続口は，6 号炉主変圧器の側面には設置していないことから，万一地震により 6 号炉主変圧器が転倒しても接続口は影響を受けない。

1.0.2-452

また，6 号炉主変圧器横のアクセスルートを通過する必要のある接続口は，「復水補給水系（MUWC）接続口」，「使用済燃料プール（SFP）接続口」及び「電源接続口」の 3 つがあるが，6 号炉主変圧器の高さ（11.2m）に対し，6 号炉原子炉建屋側の変圧器基礎部から原子炉建屋壁面まで十分距離（約 13m）があるものの，原子炉建屋風除室（約 2.5m）が障害となりホース接続口までのアクセスが確保できないことから，主変圧器を迂回することで接続口までのアクセス性を確保する。
2. 7 号炉主変圧器について
7 号炉主変圧器と接続口の位置関係を第 2 図に記す。

第 2 図 7 号炉主変圧器と接続口の位置関係
可搬型重大事故等対処設備の電源接続口が 7 号炉主変圧器の側面に設置してあるが，万一地震により 7 号炉主変圧器が転倒しても 7 号炉主変圧器の転倒影響範囲より 6m 以
上離れているため，接続口は影響を受けない。

1.0.2-453

また，可搬型代替注水ポンプ（消防車）の車両設置場所が，7 号炉主変圧器側面のア
クセスルート上に予定しているが，万一，7 号炉主変圧器側面のアクセスルートが通行できない場合，主変圧器の手前に車両を配置し，接続口までホースを敷設することで対処可能である。

1.0.2-454

補足 14(14)荒浜側防潮堤の扱い変更に伴う

アクセスルート追加等の主な変更点について
1. はじめに3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を設置する 3 号炉原子炉建屋及び 3 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所用電源を敷設する区画については，柏崎刈羽原子力発電所の荒浜側敷地（T.M.S.L.+5m）にある。そのため，基準津波による遡上波の最高水位（最大遡上高さ）
T.M.S.L.+7.8m よりも高い天端標高 T.M.S.L.+15m の荒浜側防潮堤を設置することで，3号炉原子炉建屋及び電源を敷設する区画に対して，基準津波による遡上波が地上部から到達，流入しない設計とすることとしていた。
この荒浜側防潮堤については，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉の審査において，2016 年 7 月 12 日並びに 9 月 8 日の審査会合で説明した地盤の液状化による影響評価の基本方針に基づき，これまで評価を進めてきたが，現時点で相応の対策が必要となる見通しである。
そのため，6 号及び 7 号炉の安全性を可能な限り早期に確保するために，3 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を今回の申請から取り下げ，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の設置を申請範囲に加えることとする。
ここでは，荒浜側防潮堤の扱いが変更したことによる，アクセスルート追加等の主な変更箇所について以下に記載する。
2. 主な変更箇所(1) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の設置及び関連するアクセスルートの追加整備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源設備を保管する「5 号炉東側保管場所」の新設及び保管場所の新設に伴うアクセスルート，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への進入路となるアクセスルートを新たに設ける。また，事故号炉等からの放射線影響が高い
場合も考慮し，5 号炉原子炉建屋北側の移動ルートが健全な場合に，事故号炉に近づくこと無く徒歩移動ができるよう，5 号炉北側から 5 号炉東側保管場所や 5 号炉原子炉建屋北側へ，移動可能な徒歩のアクセスルート及びサブルートを設ける（第 1 図（追加①））。
さらに，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への変更に当たり，免震重要棟内緊急時対策所からの移動や緊急時対策要員の発電所構外からの参集のしやすさを考慮する必要がある。
現状，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へのアクセスルートは既に 2 方向からのアクセスができるよう設定しているが，これに加え，別の経路で 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移動可能となるよう，徒歩のアクセスルートも追加整備する（第 1 図（追加②））。

1.0.2-455

(2) 防火帯の追加整備
追加で設置した徒歩のアクセスルートに沿って森林火災から当該ルートを防護するための防火帯を追加整備する。なお，追加整備する防火帯は，これまでのものと同等の設計とするため，防火帯が重複する箇所については，プラントからみて内側の防火帯を自主的に整備する防火帯とする（第 1 図）。
(3) 浸水を防止する敷地高さの設定（T.M.S.L.＋12m）に伴う変更
a.アクセスルート，サブルートの追加及び変更
基準津波による遡上波が到達しない十分に高い敷地として，大湊側の T.M.S.L.＋12mの敷地、及び大湊側，荒浜側の敷地背面の T.M.S.L.＋12m よりも高所の第 2 図の範囲を，
浸水を防止する敷地として設定することから，アクセスルートについても上記条件を満たす範囲とし，これまでアクセスルートとしていた箇所の一部についてサブルートに変更するとともに，新たに免震重要棟北側のルートを新設アクセスルートとすることで，複数のアクセスルートを確保する。なお，サブルートに変更した箇所については，大津波警報が出ておらず，地震によりサブルート側の通行に支障がない場合は，新設アクセ
スルートと比較し周辺建物の影響の少ないサブルートも活用する方針である（第 1 図（追加③））。
また，免震重要棟から荒浜側高台保管場所までの移動の多様性を確保する観点から，徒歩のアクセスルートを新設する（第 1 図（追加④））。
なお，電気地下洞道については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を使用するような大きな地震の場合には，当該ルートの通行の不確実性等も考慮した結果，サブルートとして設定することとした。
b.荒浜側敷地が浸水した場合のアクセスルートに対する波及的影響
荒浜側敷地が浸水した場合の波及的影響として,荒浜側敷地に設置する設備のうち，タンク等の貯蔵機能を有する設備が損傷し，化学物質等を含む液体が流出することで，荒浜側近傍のアクセスルートのアクセス性を阻害する影響が考えられる。また，荒浜側
敷地及び同敷地に設置する建屋内に設置するタンクが損傷することにより，タンクの内包物である化学物質，放射性物質及び油が荒浜側敷地に拡散する可能性がある。
上記内包物が漏えいした場合の影響について，第 1 表に示すとおり評価し，免震重要棟から高台保管場所及び大湊側敷地へのアクセス性に影響がないことを確認した（設計基準対象施設について」第 5 条：津波による損傷の防止についてにおいて説明）。

1.0.2-456

7
5
4
2
.
0
.
1
第1図

荒浜側防潮堤の扱い変更に伴う保管場所及びアクセスルート図（2017 年 2 月説明時点）

8
5
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2
.
0
.
1
第2図

浸水を防護する敷地

第1表
事象

影響モード

化学物質の漏えい

遡上域に位置するタン
ク等の貯蔵機能喪失

放射性物質の漏えい

油漏洩に伴う火災影響

アクセスルートへの波及的影響

影響評価
荒浜側防潮堤内敷地に設置（建屋内設置を含む）する薬品タンクから化学物質が漏えいし，遡上域に拡散した場合にあってもアクセスルートが浸水することはなく，化学物質に直接接触することはない。
また，拡散した化学物質は海水により希釈され，その濃度はごく小さくなると考えられるため，化学物質の漏えいに伴う二次的影響（有毒ガスの発生等）は荒浜側防潮堤内敷地遡上域
近傍のアクセスルートのアクセス性に影響を与える程大きなものとはならない。
荒浜側に位置する放射性物質を内包する建屋内が浸水した場合にあっても，放射性物質の大部分は建屋内に留まるとともに，一部流出した放射性物質についても海水で希釈され，その濃度はごく小さくなると考えられることから，荒浜側防潮堤内敷地遡上域近傍のアクセスル
ートにおける線量率はアクセス性に影響を与えるほど大きなものとはならない。
荒浜側防潮堤内敷地に設置する油を内包するタンク，機器等から油が漏えいし，荒浜側防潮堤内敷地近傍のアクセスルート付近で火災が発生する状況においては，当該ルートの山側に設定した迂回ルート（第 1 図における追加④ルートあるいは，さらに山側のルート）を利用することが可能であり，アクセス性は確保できる。

9
5
4
2
.
0
.
1

補足 15(15)5 号炉東側第二保管場所の新設について
有効性評価における「全交流動力電源喪失＋逃し安全弁再閉失敗」（TBP）シナリオ
において，交流電源を動力源としない可搬型代替注水ポンプを建屋近傍に配置し，水源を確保した上で，4 時間以内に速やかに注水を開始することで炉心損傷を防止できることから，炉心損傷防止可能なシナリオとして整理することとした。
本対策で配置することとした可搬型代替注水ポンプ及びタンクローリの保管場所として，5 号炉東側のアクセスルート脇に「5 号炉東側第二保管場所」を新たに設ける。

第 1 図 5 号炉東側第二保管場所の設置場所（2017 年 2 月説明時点）

1.0.2-460

補足 16(16) 自衛消防隊建屋の扱いについて
荒浜側（T.M.S.L.+5m）に設置されている自衛消防隊建屋については，荒浜側防潮堤内側に設置しているが，荒浜側防潮堤の扱いが変更になったことで，基準津波による影響を受ける範囲となった。
荒浜側防潮堤の対策工事が完了し，自衛消防隊建屋が基準津波による影響を受けないことが確認されるまでの期間，事務建屋（T.M.S.L.+13m）に自衛消防隊詰め所を設置する。

第1図

自衛消防隊建屋と自衛消防隊詰め所の設置場所

1.0.2-461

＜参考：自衛消防隊建屋の耐震設計について＞
自衛消防隊建屋は，2009 年に竣工した鉄筋コンクリート造（耐震壁付きラーメン構造）の平屋建て，平面が約 30m×14m，高さが約 4.8m の建屋である。

第2図

自衛消防隊建屋

この建屋は中越沖地震で被害に至った車庫の被害事例を参考に，その車庫の耐震性の問題点を以下の点で改善し，定性的ではあるが耐震性の向上を図っている。


設計用地震力は，公設の消防署の設計基準における用途係数による割増を参考にして，標準層せん断力係数に 1.5 倍の割増係数を乗じて算出をしている。



砂質地盤に直接支持させる建物は，独立基礎にするのが一般的だが，沈下量の違いにより不同沈下を起こしやすいので，基礎梁の上・下端を床スラブでそれぞれつないだ二重床スラブ構造（第 3 図）としている。

二重床スラブ構造

第3図

建屋断面図（短辺方向）

今回，基準地震動 Ss による建屋の健全性評価は，基準地震動 Ss による必要保有水
平耐力と建屋が持つ保有水平耐力を比較し耐震性を確認した。
基準地震動 Ss による必要保有水平耐力の算定には，自衛消防隊建屋周辺の自由地
盤の地盤応答解析結果に基づき，建屋の固有周期の応答スペクトルから得られる加速
度を割増係数として標準層せん断力係数 C0 に乗じて地震力を算出し評価を行う。評
価結果を第 1 表に示す。

1.0.2-462

第1表

評価結果

必要保有水平耐力
Qud(kN)
9,964.2
9,964.2
12,263.7
12,263.7

長辺正加力(N→S)
方向
負加力(S→N)
短辺
正加力(N→S)
方向
負加力(S→N)
Qud：基準地震動 Ss による水平力
Fe ：形状係数
Ds ：構造特性係数
Qun：基準地震動 Ss による必要保有水平耐力
Qu ：建屋が持つ保有水平耐力

Fes

Ds

1.492
1.500
1.000
1.000

0.50
0.35
0.40
0.40

Qun
(kN)
7,433.2
5,231.2
4,905.5
4,905.5

保有水平耐力Qu(kN)
6,791.1
9,912.1
11,211.5
11,246.5

判定
Qu/Qun
0.91
1.89
2.28
2.29

保有水平耐力の必要保有水平耐力に対する割合は，NS 方向正加力（N→S）の時に僅かに 1 を下回る結果となった。これは，建屋の東側が車両の出入口となっているため，壁量分布が不均等となり，偏心率が大きいことの影響と考えられる。しかしながら，他の方向の結果は十分な余裕があること，大幅に評価基準を下回る結果ではないことから応力の再配分が期待できること，これらを踏まえある程度の建屋の損傷は避けられないものの，建屋の倒壊に至ることはないと判断した。
なお，地震の変形により建屋扉やシャッターの開閉が不能となる可能性を考慮し，シ
ャッターを常時開放し，消防車両及び消防車隊要員の出動が可能な運用とする。
また，消防車庫と前面の道路との段差は 15cm 以下と評価しているが，より確実に通行できるように車庫内に土のう等を配備する。

1.0.2-463

補足 17(17)緊急時対策所及び淡水送水配管の扱い変更に伴う見直しについて
緊急時対策所及び淡水貯水池からの淡水送水配管の扱い変更に伴い，本資料において以下の方針で修正を行う。
1. 緊急時対策所の変更
・ 免震重要棟内緊急時対策所を起点としていた各評価について，5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所を起点とした評価に変更。（緊急時対策所審査を踏まえ修正）・ 緊急時対策所の運用が変更となったが，多くの発電所職員が勤務する事務建屋があるため，事務建屋からの移動経路も含めたアクセスルートとしてこれまで同様確保する。
・ 免震重要棟内緊急時対策所と 6 号及び 7 号炉に距離があることを踏まえ，重大事故等時の気象状況の急変，爆発等の不測の事態において，現場要員が一時的に待避できるよう「一時待避場所」を 6 号及び 7 号炉近傍に複数設定することとしていた。
（補足 7）今回の運用変更により，緊急時対策所は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所で活動する方針となったことから，事故号炉との距離も近く，要員の安全確保を一元的かつ確実に行えるよう，不測の事態時には，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所に待避する方針とする。

1.0.2-464

2. 淡水送水配管の変更
・ 淡水送水配管の扱い変更に伴い，淡水貯水池からの淡水送水は，可搬型代替注水ポンプを用いた送水手段を講じることとした。
・ これまで，淡水貯水池周辺のアクセスルートは，徒歩ルートとして整備する方針を説明していたが，淡水貯水池周辺まで可搬型車両が移動できるよう，淡水貯水池周辺の徒歩によるアクセスルートを車両も通行可能なアクセスルートとして整備する。
・ また，淡水貯水池へのアクセスについても，複数のアクセスルートを確保するため，
荒浜側と大湊側 2 方向からアクセス可能となるよう整備する（第 1 図）。

第1図

淡水送水配管の扱い変更に伴う保管場所及びアクセスルート図（2017 年 3 月説明時点）

1.0.2-465

本資料のうち，枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

添付資料 1.0.3

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉

予備品等の確保及び保管場所について

＜

目

次 ＞

１.

重要安全施設....................................................... 1.0.3-1２.

予備品等の確保..................................................... 1.0.3-1

３.

予備品等の保管場所................................................. 1.0.3-2

第１表 重要安全施設一覧................................................. 1.0.3-3
第２表 予備品及び予備品への取り替えのために必要な機材 ................... 1.0.3-5
第１図 予備品等の保管場所............................................... 1.0.3-7
補足１ 予備品の確保等の考え方........................................... 1.0.3-8

「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」のうち，「1.0 共通事項（２）
復旧作業に係る要求事項 ①予備品等の確保」において，重要安全施設の適切な予備品等を確保することが規定されている。
「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」（以下「設置許可基準規則」という。
）第二条において，「重要安全施設とは，安全施設のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものをいう。
」とされている。
また，設置許可基準規則第十二条の解釈において「安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの」の機能が示されている。
ここでは，これら重要安全施設のうち，重要安全施設の取替え可能な機器及び部品等に対する予備品及び予備品への取り替えのために必要な機材等の確保及び保管場所について記載する。
１. 重要安全施設
上記の設置許可基準規則第十二条の解釈の表に規定された安全機能の重要度が特に高い安全機能に対応する具体的な系統・設備を第１表に示す。
２. 予備品等の確保
重大事故等時の事故対応については，重大事故等対処設備にて実施することにより，事故収束を行う。
事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に基づき重要安全施設の取替え可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品を確保する。
・ 短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
・ 単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・ 復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，復旧するための対策を検討し実施することとするが，放射線の影響，その他の作業環境条件の観点を踏まえ，復旧作業の成立性が高い設備を復旧する。
上記の方針に適合する系統としてタービン建屋に設置している設備である原子炉補機
冷却海水系ポンプ及び原子炉補機冷却水系ポンプは自然災害の影響を受ける可能性があ
1.0.3-1

るため対象機器として選定し，予備品として保有することで復旧までの時間が短縮でき，成立性の高い作業で機能回復できる機器であり，機械的故障と電気的故障の要因が考えられる原子炉補機冷却海水ポンプ電動機及び原子炉補機冷却水ポンプ電動機を予備品として確保する。
なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器の拡大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行うとともに，そのために必要な予備品の確保に努める。
また，予備品への取り替え作業に必要な資機材等として，がれき撤去等のためのホイー
ルローダ，予備品への取り替え時に使用する重機としてラフタークレーン，夜間の対応を想定した照明機器等及びその他作業環境を想定した資機材を確保する。
３. 予備品等の保管場所
予備品等については，地震による周辺斜面の崩落，敷地下斜面のすべり，津波による浸水の外部事象の影響を受けにくい場所に重要安全施設との位置的分散を考慮し保管する。
保管場所については，可搬型重大事故等対処設備と同じであり，保管場所及び屋外アクセスルートの対策概要については，添付 1.0.2 可搬型重大事故等対処設備保管場所及びア
クセスルートについての「２．概要（１）保管場所及びアクセスルート」に記載する。
なお，設備の復旧作業場所へのアクセスルートについては，第１図に示す複数ルートのうち少なくとも１ルート確保されたアクセスルートを使用して，予備品の保管場所から復旧作業場所へ予備品を移動させて復旧する。
また，保管場所及びアクセスルートの点検管理については，添付 1.0.2 可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて記載している「保管場所及びアクセスル
ート等の点検状況」と同じ点検管理を実施する。

1.0.3-2

第１表 重要安全施設一覧
安全機能

系統・設備

（設置許可基準規則第１２条）
原子炉の緊急停止機能

制御棒及び制御棒駆動系（制御棒駆動機構／水圧制御ユニット（スクラム機
能））

未臨界維持機能

制御棒
ほう酸水注入系

原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能

逃がし安全弁
（安全弁としての開機能）

原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機

残留熱除去系

能（原子炉停止時冷却モード）

原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離

原子炉隔離時冷却系された場合の注水機能

高圧炉心注水系

原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離逃がし安全弁（手動逃がし機能）された場合の圧力逃がし機能

自動減圧系（手動逃がし機能）事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉隔離時冷却系

原子炉内高圧時における注水機能

高圧炉心注水系

事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための高圧炉心注水系

原子炉内低圧時における注水機能

残留熱除去系（低圧注水モード）

事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための

自動減圧系

原子炉内高圧時における減圧系を作動させる機能
格納容器内又は放射性物質が格納容器内から漏れ

非常用ガス処理系

出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能
格納容器の冷却機能

原子炉格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード））

格納容器内の可燃性ガス制御機能

可燃性ガス濃度制御系

非常用交流電源から非常用の負荷に対し電力を供

非常用電源系

給する機能
非常用直流電源から非常用の負荷に対し電力を供

直流電源系

給する機能
非常用の交流電源機能

非常用ディーゼル発電機

非常用の直流電源機能

直流電源系（非常用所内電源）

非常用の計測制御用直流電源機能

計測制御電源系

補機冷却機能原子炉補機冷却水系※

冷却用海水供給機能

原子炉補機冷却海水系※

原子炉制御室非常用換気空調機能

中央制御室換気空調系

圧縮空気供給機能

駆動用窒素源（逃がし安全弁への供給，主蒸気隔離弁への供給）

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の隔

原子炉圧力容器バウンダリ隔離弁

離機能1.0.3-3

安全機能

系統・設備

（設置許可基準規則第１２条）
原子炉格納容器バウンダリを構成する配管の隔離

原子炉格納容器バウンダリ隔離弁

機能
原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動

原子炉緊急停止系の安全保護回路させるものを除く）の発生機能
工学的安全施設に分類される機器若しくは系統に

非常用炉心冷却系作動の安全保護回路

対する作動信号の発生機能

主蒸気隔離の安全保護回路
原子炉格納容器隔離の安全保護回路
非常用ガス処理系作動の安全保護回路

事故時の原子炉の停止状態の把握機能

中性子束（起動領域モニタ）
原子炉スクラム用電磁接触器の状態及び制御棒位置

事故時の炉心冷却状態の把握機能

原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉圧力

事故時の放射能閉じこめ状態の把握機能

格納容器内圧力
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内放射線レベル

事故時のプラント操作のための情報の把握機能

原子炉圧力
原子炉水位（広帯域，燃料域）
格納容器内圧力
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
格納容器内酸素濃度
気体廃棄物処理設備エリア排気モニタ※

予備品（第２表 １．予備品）を保管する系統

1.0.3-4

第２表 予備品及び予備品への取り替えのために必要な機材
１．予備品
名称

数量※

仕様

原子炉補機冷却海水ポ
三相誘導電動機ンプ電動機（６号炉用）
原子炉補機冷却海水ポ
三相誘導電動機ンプ電動機（７号炉用）
原子炉補機冷却水ポン
三相誘導電動機
プ電動機（６号炉用）
原子炉補機冷却水ポン
三相誘導電動機
プ電動機（７号炉用）

1台
1台
1台
1台

保管場所※
大湊側高台保管場所（T.M.S.L.+35m）
大湊側高台保管場所（T.M.S.L.+35m）
大湊側高台保管場所（T.M.S.L.+35m）
大湊側高台保管場所（T.M.S.L.+35m）

２．がれき撤去用重機仕様

数量※

ホイールローダ

バケット 3m3

5台

ショベルカー

バケット 0.7m3

2台

ブルドーザ

D3

1台

名称

保管場所※
荒浜側高台保管場所(T.M.S.L.+37m）
及び大湊側高台保管場所（T.M.S.L.+35m）
荒浜側高台保管場所（T.M.S.L.+37m）
及び大湊側高台保管場所（T.M.S.L.+ 35m）
荒浜側高台保管場所（T.M.S.L.+37m）

３．予備品への取り替え時に使用する重機
名称

仕様

数量※

保管場所※

ラフタークレーン

最大つり上げ荷重
25t 以上１台

大湊側高台保管場所（T.M.S.L.+35m）

1.0.3-5

４．可搬型照明
名称

乾電池内蔵
型照明（ヘ
ッドライト
（ヘルメッ
ト装着用））

懐中電灯

乾電池内蔵
型照明（ラ
ンタンタイ
プ LED ライ
ト）

電源種別

乾電池

乾電池

乾電池

乾電池内蔵
型照明（三
乾電池
脚タ イプ
LED ライト）ＬＥＤライト（フロア 内蔵蓄電池
ライト）
発電機付投
発電機
光器

数量※
100 個
（運転員全員に配備）
50 個（原子力防災組織の初動態勢時に 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所に参集する要員のうち 5 号炉定検事務室又はその近傍で執務及び宿泊する要員 22 名＋予備 28 個）
50 個（原子力防災組織の初動態勢時に 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所に参集する要員のうち第二企業センター又はその近傍で執務及び宿泊する要員 29 名＋予備 21 個）
20 個（現場対応 10 名分＋予備 10 個）
4個（管理区域で懐中電灯が使用不可能時の予備）30 個（原子力防災組織の初動態勢時に 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所に参集する要員のうち 5 号炉定検事務室又はその近傍で執務及び宿泊する要員 22 名＋予備 8 個）
50 個
（原子力防災組織の初動態勢時に 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所に参集する要員のうち第二企業センター又はその近傍で執務及び宿泊する要員 29 名＋予備 21 個）70 個（保安班，復旧班，自衛消防隊の現場要員 90 名（5 号炉定検事務室又はその近傍の執務又は宿泊場所に配備す
る 30 個と合わせた 100 個で対応））
20 個（中央制御室対応として中央制御室主盤エリア 5 個＋中央制御室裏盤エリア 10 個＋中央制御室待避室 2 個＋予
備 3 個）
60 個（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）6 個＋5号炉原子炉建屋内アクセスルート 44 個＋予備 10 個）

保管場所※
中央制御室
5 号炉定検事務室又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所
第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊
場所
中央制御室
現場控室
5 号炉定検事務室又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所
第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策
本部）

中央制御室
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）

4個（当直主任席 2 個＋主機操作員席 2 個）

中央制御室

4個
（非常用ガス処理系配管の補修用 2 個＋予備 2 個）

大湊側高台保管場所

19 台（復旧班の夜間屋外作業用 19 個）

荒浜側及び大湊側高台保管場所※数量，保管場所については，今後の検討により変更となる可能性がある。

1.0.3-6

第１図 予備品等の保管場所及びアクセスルート

1.0.3-7

補足１
補足１ 予備品の確保等の考え方
１．残留熱除去系（RHR）の復旧に関する予備品の確保等について
柏崎刈羽原子力発電所では，アクシデントマネジメント活動の一環として行われる復旧活動に際して，プラントの安全性確保に必要な機能を持つ系統・機器を復旧させる手
順を「アクシデントマネジメント復旧の手引き」にて整備している。本手引きには，事故収束を安定的に継続するために有効である RHR 系の復旧手順も盛り込まれており，RHR
系（A），（B），（C）の全ての除熱能力が喪失あるいは低下した際に，「RHR 系異常発
生要因フローチャート」により異常のある系統を判断し，「機器別故障原因特定マトリクス」にて故障個所の特定を行い，故障個所に応じた「復旧手順」にて復旧を行う構成としている（第２図）。しかしながら，すべての系統・機器の故障モードを網羅して予備品を確保することは効率的ではないので，以下の方針に基づき重要安全施設の取替え可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品を確保する。
・ 短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
・ 単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・ 復旧作業の実施に当たっては，放射線の影響，その他の作業環境条件の観点を踏まえ，復旧作業の成立性が高い設備を復旧する。
上記の方針に適合する系統として原子炉補機冷却海水系及び原子炉補機冷却水系を選定し，予備品を保有することで復旧までの時間が短縮でき成立性の高い作業で機能回復できる機器として，原子炉補機冷却海水ポンプ電動機及び原子炉補機冷却水ポンプ電動機を予備品として確保する。
なお，RHR 系については，防潮堤等の津波対策及び原子炉建屋内の内部溢水対策により区分分離されていること，さらに ABWR の残留熱除去系は３系統あることから，東日本大震災のように複数の残留熱除去系が同時浸水により機能喪失することはないと考えられるが，ある１系統の残留熱除去系の電動機が浸水し，当該の残留熱除去系が機能喪失に至った場
合においても，他系統の残留熱除去系の電動機を接続することにより復旧する手順を準備する。

1.0.3-8

２．予備品を用いた復旧作業について
重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処設備にて対応することにより事故収束を行うことから，必要な作業については当社のみで実施できるようにしている。
一方，予備品を用いた補機冷却系ポンプ電動機の復旧作業は上記に該当せず，協力企業の支援による実施を考えている。しかしながら，本復旧作業は事故収束後のプラントの安定状態を継続する上で有効であることから，直営訓練等を通じて復旧手順の整備や作業内容把握，技能訓練施設において予備品の類似機器を用いた分解点検や組立作業訓
練等を通じて現場技能向上への取り組みを継続的に実施していく。

1.0.3-9

第２図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例（１／５）
1.0.3-10

第２図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例（２／５）
1.0.3-11

第２図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例（３／５）
1.0.3-12

第２図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例（４／５）
1.0.3-13

第２図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例（５／５）
1.0.3-14

本資料のうち，枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

添付資料 1.0.4

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

外部からの支援について

＜

目

次 ＞

1．事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材 ........................ 1.0.4-1(1) 重大事故等発生後 7 日間の対応 ..................................... 1.0.4-1(2) 重大事故等発生後 8 日目以降の対応 ................................. 1.0.4-1
2．プラントメーカ及び協力会社による支援 .................................. 1.0.4-2(1) プラントメーカによる支援 ......................................... 1.0.4-2
a.

支援体制 ....................................................... 1.0.4-2(2) 協力会社による支援 ............................................... 1.0.4-3a.

放射線測定，管理業務等の支援体制 ............................... 1.0.4-3b.

緊急時に係る設備の修理・復旧等の支援体制 ....................... 1.0.4-3c.

資機材及び要員輸送に係る支援体制 ............................... 1.0.4-3d.

燃料調達に係る支援体制 ......................................... 1.0.4-4e.

消火，注水活動に係る支援体制 ................................... 1.0.4-4

3．原子力事業者による支援................................................ 1.0.4-4
4．その他組織による支援.................................................. 1.0.4-5
5．原子力事業所災害対策支援拠点.......................................... 1.0.4-7
第 1 表 発電所構内に確保している燃料（事象発生後 7 日間の対応） .......... 1.0.4-8
第 2 表 放射線防護資機材等.............................................. 1.0.4-9
第 3 表 チェンジングエリア用資機材..................................... 1.0.4-12
第 4 表 その他資機材等（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所） ............... 1.0.4-13
第 5 表 原子力災害対策活動で使用する資料（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）............................................................... 1.0.4-14
第 6 表 原子力事業者間協力協定に基づき貸与される原子力防災資機材 ....... 1.0.4-15
第 7 表 原子力事業所災害対策支援拠点における必要な資機材，通信連絡設備の整備状況
等 ............................................................ 1.0.4-16
第 1 図 重大事故等時における発電所外からの支援体制 ..................... 1.0.4-17
第 2 図 防災組織全体図................................................. 1.0.4-18
第 3 図 原子力事業所災害対策支援拠点 体制図 ............................ 1.0.4-19
別紙 1 プラントメーカ及び協力会社からの支援に関する合意文書 ............ 1.0.4-20
別紙 2 原子力事業所災害対策支援拠点について ............................ 1.0.4-48

1．事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材(1) 重大事故等発生後 7 日間の対応
柏崎刈羽原子力発電所では，重大事故等が発生した場合において，当該事故等に対処するためにあらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備，予備品及び燃料等）
により，重大事故等発生後 7 日間における事故収束対応を実施する。あらかじめ用意
された手段のうち，重大事故等対処設備については，技術的能力 1.1「緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」から 1.19「通信連絡に関する手順等」
にて示す。
重大事故等に対処するために必要な燃料とその考え方については，第 1 表に示すとおり，外部からの支援なしに重大事故等発生後 7 日間における必要燃料を上回る数量
を発電所内に保有している。必要燃料の数量は，重大事故等対処に必要な設備を重大事故等発生後 7 日間連続して運用する条件で算出している。柏崎刈羽原子力発電所では，第 1 表に示す必要燃料合計を上回る保有量を，今後も継続して確保する。
放射線管理用資機材及びチェンジングエリア用資機材，その他資機材，原子力災害対策活動で使用する資料の数量とその考え方については，第 2～5 表に示すとおり，外部からの支援なしに重大事故等発生後 7 日間の活動に必要な資機材等を 5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所等に配備している。重大事故等時において，現場作業では作業環境が悪化していることが予想され，重大事故等に対処する要員は環境に応じた放射線防護具を着用する必要がある。このため要員は，添付資料 1.0.13「重大事故等に対処する要員の作業時における装備について」に示す着用基準に従い，これらの資機材の中から必要なものを装備し，作業を実施する。柏崎刈羽原子力発電所では，第 2～5 表に示す 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所，中央制御室の資機材を，今後も継続して配備する。
重大事故等の対応に必要な水源については，淡水貯水池等の淡水源に加え，最終的に海水に切り替えることにより水源が枯渇することがないよう手順を整備することとしている。具体的には，技術的能力 1.13「重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて示す。
(2) 重大事故等発生後 8 日目以降の対応
重大事故等発生後 8 日目以降の事故収束対応を維持するため，重大事故等発生後 6日後までに，あらかじめ選定している候補施設の中から原子力事業所災害対策支援拠点（以下「支援拠点」という。
）を選定し，発電所の事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材等を支援できる体制を整備している。また，発電所内に配備している重大事故等対処設備に不具合があった場合の代替手段，資機材及び燃料を支援できるよう，社内で発電所外に保有している重大事故等対処設備と同種の設備（消防車，

1.0.4-1

電源車等），主要な設備の取替部品，食糧その他の消耗品も含めた資機材，予備品及び燃料等について，継続的な重大事故等対策を実施できるよう重大事故等発生後 6 日後までに支援できる体制を整備している。
さらに現在，他の原子力事業者と，原子力災害発生時における設備及び資機材の融通に向けた検討を進めており，各社が保有する主な設備及び資機材のデータベースを整備中である。
2．プラントメーカ及び協力会社による支援
重大事故等時における外部からの支援については，プラントメーカ及び協力会社等から重大事故等時に現場操作対応等を実施する人員の派遣や事故収束に向けた対策立案
等の技術支援や設備の補修に必要な予備品等の供給及び人員の派遣等について，協議及び合意の上，支援計画を定め，「柏崎刈羽原子力発電所における原子力防災組織の発足
時の事態収拾活動への協力」に係る協定を締結し，重大事故等時に必要な支援が受けられる体制を整備している。
また，重大事故等時に放射性物質を含んだ汚染水が発生した場合においても，福島第一原子力発電所における経験や知見を踏まえ，これらを活用した汚染水処理装置の設置等の対策を行うとともに，プラントメーカの協力を得ながら対応する。
(1) プラントメーカによる支援
重大事故等時における当社が実施する事故収拾活動を円滑に実施するため，プラントの状況に応じた事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援を迅速に得られるよう，
プラントメーカ（株式会社東芝，日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社）との間で支援体制を整備するとともに，平常時から必要な連絡体制を整備している。また，事故対応が長期に及んだ場合においても交替要員等の継続的に支援を得られる体制としている。本支援に関するプラントメーカとの合意文書を別紙１に示す。
a.

支援体制

（平時体制）
・緊急時の技術支援のため，本社とプラントメーカ社員（部長クラス）と平時から連絡体制を構築。
（緊急時体制）・原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）第 10 条第 1 項又は第 15 条
第 1 項に定める事象が発生した場合に技術支援を要請。
・緊急時の状況評価及び復旧対策に関する助言，電気・機械・計装設備，その他の技術的情報を提供等により当社を支援。

1.0.4-2

・中長期対応として，プラントメーカ本社等における 2,000 名規模（株式会社東芝，
日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社それぞれにおいて 1,000 名規模）の技
術支援体制を構築。
・技術支援については，本社対策本部のみならず，必要に応じて発電所対策本部でも実施可能。
(2) 協力会社による支援
重大事故等時における当社が実施する事故収拾活動を円滑に実施するため，事故収束及び復旧対策活動の協力が得られるよう，協力会社 16 社と支援内容に関する覚書等を締結し，支援体制を整備するとともに，平常時から必要な連絡体制を整備している。
協力会社 16 社の支援については，重大事故等時においても支援を要請できる体制であり，協力会社要員の人命及び身体の安全を最優先にした放射線管理を行う。また，
事故対応が中長期に及んだ場合においても交替要員等の継続的な派遣を得られる体制としている。本支援に関する協力会社との合意文書を別紙１に示す。
a.

放射線測定，管理業務等の支援体制
重大事故等時における放射線測定，管理業務の実施について，協力会社と合意文書を締結している。

b.

緊急時に係る設備の修理・復旧等の支援体制
重大事故等時における，以下に示す設備の修理・復旧等の作業に関する支援協力について協力会社と合意文書を締結している。
（1）熱交換器建屋の排水作業（2）代替熱交換器による補機冷却水確保（3）土木設備，機械・電気・計装設備・通信連絡設備の修理，復旧等に関する事
項（4）クレーンの運転・操作，及びトラックの運転（5）電源車仮設ケーブル移動作業（6）プラント内仮設ケーブル接続作業（7）予備海水ポンプモータへの取替作業（8）現場・事務所の照明等の環境整備に関する作業（9）がれきの撤去（10）緊急車両等の通行ルート確保

c.

資機材及び要員輸送に係る支援体制
柏崎刈羽原子力発電所で重大事故等が発生した場合又は発生のおそれがある場合

1.0.4-3

の陸路による資機材の輸送，空路による資機材及び要員の輸送について，それぞれ協力会社と協定等を結んでいる。
資機材の輸送に当たっては，陸路による輸送を基本とするが，柏崎刈羽原子力発
電所又は重大事故等時に設置される支援拠点へのアクセス道路の寸断等により陸路での資機材，要員の輸送が困難な場合には，空路での輸送も実施する。
なお，陸路での輸送については東電物流株式会社，空路での輸送については新日
本ヘリコプター株式会社と契約を結んでいる。
ヘリコプターによる空輸を実施する場合には，東京ヘリポート（東京都江東区）に常駐のヘリコプターを優先して使用し，発電所構内のヘリポート間を往復する。
発電所近隣のヘリポートとしては，災害時の飛行場外離着陸場として柏崎市内の 1箇所について，発電所構内のヘリポートとともに新日本ヘリコプター株式会社から
東京航空局へ飛行場外離着陸許可申請書を提出し，許可を得ている。
d.

燃料調達に係る支援体制
柏崎刈羽原子力発電所に重大事故等が発生した場合又は発生のおそれがある場合
における燃料調達手段として，当社と取引のある燃料供給会社の油槽所等から燃料供給の契約を締結しており，この一部は寄託契約である。
また，柏崎刈羽原子力発電所内の備蓄及び近隣からの調達を強化している。

e.

消火，注水活動に係る支援体制
柏崎刈羽原子力発電所の構内（建物内含む）で火災が発生した場合の消火，発電用原子炉や使用済燃料プール注水活動，復水貯蔵槽等への水補給に関する活動の支援について協力会社と契約を結んでいる。
なお，消火活動としては平時から，柏崎刈羽原子力発電所内で訓練を実施するとともに，24 時間交替勤務体制が取られているため，迅速な初動活動が可能である。

3．原子力事業者による支援
上記のプラントメーカや協力会社等からの支援のほか，原子力事業者で「原子力災害時における原子力事業者間協力協定」を締結し，他の原子力事業者による支援を受けられる体制を整備している。
「原子力災害時における原子力事業者間協力協定」の内容は以下の通り。
（目的）
国内原子力事業所（事業所外運搬を含む）において，原子力災害が発生した場合，協力事業者が発災事業者に対し，協力要員の派遣，資機材の貸与その他当該緊急事態
応急対策の実施に必要な協力を円滑に実施し，原子力災害の拡大防止及び復旧対策に

1.0.4-4

努める。
（情報連絡）
・ 各社の原子力事業者防災業務計画に定める警戒事象が発生した場合，すみやかに
その情報を他の原子力事業者に連絡する。
（協力要請）
・ 原災法第 10 条に基づく通報を実施した場合，ただちに他の協定事業者に協力要員の派遣及び資機材の貸与に係る協力要請を行う。
（協力の内容）協力事業者は，発災事業者からの協力要請に基づき，原子力事業所災害対策が的
確かつ円滑に行われるようにするため，以下の措置を講ずる。
・ 環境放射線モニタリングに関する協力要員の派遣
・ 周辺地域の汚染検査及び汚染除去に関する協力要員の派遣
・ 第 6 表に示す資機材の貸与 他（支援本部の活動）
・ 幹事事業者
発災事業所の場所ごとに，あらかじめ支援本部幹事事業者，支援本部副幹事事業者を設定している。
（当社柏崎刈羽原子力発電所が発災した場合は，それぞれ東北電力株式会社，北陸電力株式会社としている。
）
幹事事業者は副幹事事業者と協力し，協力要員及び貸与された資機材の受入と協力に係る業務の基地となる原子力事業所支援本部（以下「支援本部」という。
）を設置し，運営する。なお，幹事事業者が被災する等，業務の遂行が困難な場合は，副幹事事業者が幹事事業者の任に当たり，幹事事業者以外の事業者の中から副幹事事
業者を選出することとしている。また支援期間が長期化する場合は，幹事事業者，
副幹事事業者を交替することができる。
・支援本部の設置について
当社は，あらかじめ支援本部候補地を 3 箇所程度設定している。発災事業者は，協力を要請する際に，候補地の中から支援本部の設置場所を決定し伝える。
支援本部設置後は，緊急事態応急対策等拠点施設（オフサイトセンター）に設置される原子力災害合同対策協議会と連携を取りながら，発災事業者との協議の上，各協力事業者に対して具体的な業務の依頼を実施する。
4．その他組織による支援
福島第一原子力発電所の事故対応の教訓を踏まえ，重大事故等時に多様かつ高度な災

1.0.4-5

害対応を行うため， 平成 25 年 1 月に日本原子力発電株式会社内の組織として「原子力緊急事態支援センター」を原子力事業者共同で設置した。原子力緊急事態支援センター
では，平時から遠隔操作が可能なロボットの操作訓練等を実施しており，当社要員も参加しロボット操作技術等を習得させる等，原子力災害対策活動能力の向上を図っている。
その後，更に原子力緊急事態支援センターの強化を図るため，当社を含む原子力事業者と日本原子力発電株式会社との間で「原子力緊急事態支援組織の運営に関する基本協定」を締結し，平成 28 年 3 月に「原子力緊急事態支援組織」が設立された。なお，平成
28 年 12 月には活動拠点を福井県美浜町の「美浜原子力緊急事態支援センター」に移し，本格運用が開始されている（「原子力緊急事態支援センター」は廃止）。
原子力緊急事態支援組織の支援に関する事項は以下のとおり。
（支援要請）
発災事業者は，原災法第 10 条に基づく通報後，速やかにその情報を原子力緊急事
態支援組織に連絡するとともに，事態に応じて資機材の提供などの支援要請を行う。
（事故時）
・原子力災害発生時，事故が発生した事業者からの出動要請を受け，要員・資機材を拠点施設から迅速に搬送する。
・事故が発生した事業者の指揮の下，協働で遠隔操作可能なロボット等を用いて現場状況の偵察，空間線量率の測定，がれき等屋外障害物の除去によるアクセスル
ートの確保，屋内障害物の除去や機材運搬等を行う。
（平常時）・緊急時の連絡体制（24 時間体制）を確保し，出動計画を整備する。
・ロボット等の操作訓練や必要な資機材の調達・維持管理及び訓練等で得られたノ
ウハウや経験に基づく改良を行う。
（要員）
21 名
（資機材）
・遠隔操作資機材（小型・中型ロボット，小型・大型無線重機，無線小型ヘリコプ
ター）・現地活動用資機材（放射線防護用資機材，放射線管理・除染用資機材，作業用資機材，一般資機材）・搬送用車両（ワゴン車，大型トラック（重機搬送車用），中型トラック）

1.0.4-65．原子力事業所災害対策支援拠点
福島第一原子力発電所の事故において，発電所外からの支援に係る対応拠点として
Ｊヴィレッジを活用したことを踏まえ，柏崎刈羽原子力発電所においても同様な機能を配置する候補地点をあらかじめ選定し，必要な要員及び資機材を確保する。候補地点の選定に当たっては，重大事故等時における風向及び放射性物質の拡散範囲等を考慮し，柏崎刈羽原子力発電所からの方位，距離（約 20km 圏内外）が異なる地点を複数選定する。
別紙 2 の第 1 図に，支援拠点を記した地図を示す。柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画においては，柏崎エネルギーホール（新潟県柏崎市），信濃川電力所（新潟県小千谷市），当間高原リゾート（新潟県十日町市。休憩，仮泊，資機材置場のみ）を支援拠点として定めている。
第 2 図に防災組織全体図を，第 3 図に支援拠点の体制図を示す。
原災法第 10 条に基づく通報の判断基準に該当する事象が発生した場合，社長は，原子力事業所災害対策の実施を支援するための発電所周辺の拠点として支援拠点の設置を指示する。支援拠点の責任者は，原子力災害の進展状況等を踏まえながら支援活動の準備を実施する。
支援拠点の設置場所及び活動場所を，放射性物質が放出された場合の影響，周囲の道路状況等を踏まえた上で決定し，発電所，本社や関係機関と連携をして，発電所における災害対策活動の支援を実施する。
また，支援拠点で使用する主な原子力関連資機材は本社等にて確保しており，定期的に保守点検を行い，常に使用可能な状態に整備している。
（第 7 表）なお，資機材の消耗品については，初動 7 日間の対応を可能とする量であり，8 日目
以降は，原子力事業者間協力協定に基づく支援物資及び外部からの購入品等で対応する計画としている。

1.0.4-7

第 1 表 発電所構内に確保している燃料（事象発生後 7 日間の対応）
プラント状況：6 号及び 7 号炉運転中。 1～5 号炉停止中。
事象：高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱は 6 号及び 7 号炉を想定。
なお，全プラントで外部電源喪失が発生することとし，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備等，プラントに関連しない設備も対象とする。

号
炉

時系列

事象発生直後～事象発生後 7 日間
7号 非常用ディーゼル発電機 3 台起動。※1 復水貯蔵槽給水用 可搬型代替注水ポンプ(A-2 級) 4 台起動。
炉 (燃費は保守的に最大負荷時を想定)
1,493L/h×24h×7 日×3 台＝752,472L
21L/h×24h×7 日×4 台＝14,112L
事象発生直後～事象発生後 7 日間
6号 非常用ディーゼル発電機 3 台起動。※1 復水貯蔵槽給水用 可搬型代替注水ポンプ(A-2 級) 4 台起動。
炉 (燃費は保守的に最大負荷時を想定)
1,493L/h×24h×7 日×3 台＝752,472L
21L/h×24h×7 日×4 台＝14,112L

合計
代替原子炉補機冷却系専用の電源車
代替原子炉補機冷却系用の大容量送 7 日間の軽油消費量
2 台起動。(燃費は保守的に最大負荷時 水車（熱交換器ユニット用）
約 816kL
1 台起動。
を想定)
65L/h×24h×7 日×1 台＝10,920L
110L/h×24h×7 日×2 台＝36,960L
代替原子炉補機冷却系専用の電源車
代替原子炉補機冷却系用の大容量送 7 日間の軽油消費量
2 台起動。(燃費は保守的に最大負荷 水車（熱交換器ユニット用）
約 816kL
1 台起動。
時を想定)
65L/h×24h×7 日×1 台＝10,920L
110L/h×24h×7 日×2 台＝36,960L

1.0.4-81.

事象発生直後～事象発生後 7 日間
1号 非常用ディーゼル発電機 2 台起動。 ※2(燃費は保守的に最大負荷時を想定)
炉
1,879L/h×24h×7 日×2 台＝631,344L
事象発生直後～事象発生後 7 日間
2号 非常用ディーゼル発電機 2 台起動。 ※2(燃費は保守的に最大負荷時を想定)
炉
1,879L/h×24h×7 日×2 台＝631,344L
事象発生直後～事象発生後 7 日間
3号 非常用ディーゼル発電機 2 台起動。 ※2(燃費は保守的に最大負荷時を想定)
炉
1,879L/h×24h×7 日×2 台＝631,344L
事象発生直後～事象発生後 7 日間
4号 非常用ディーゼル発電機 2 台起動。 ※2(燃費は保守的に最大負荷時を想定)
炉
1,879L/h×24h×7 日×2 台＝631,344L
事象発生直後～事象発生後 7 日間
5号 非常用ディーゼル発電機 2 台起動。 ※2(燃費は保守的に最大負荷時を想定)
炉
1,879L/h×24h×7 日×2 台＝631,344L
事象発生直後～事象発生後 7 日間
そ 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備 1 台起動。(燃費は保守的に最大負荷時を想定)の 45L/h×24h×7 日＝7,560L
他 モニタリング・ポスト用発電機 3 台起動。(燃費は保守的に最大負荷時を想定)
9L/h×24h×7 日×3 台＝4,536L※1 事故収束に必要な非常用ディーゼル発電機は 2 台であるが，保守的に非常用ディーゼル発電機 3 台を起動させて評価した。
※2 事故収束に必要な非常用ディーゼル発電機は 1 台であるが，保守的に非常用ディーゼル発電機 2 台を起動させて評価した。
※3 保安規定に基づく容量。

判定
7 号炉軽油タンク容量
は
約 1,020kL（※3）であり，
7 日間対応可能。
6 号炉軽油タンク容量
は
約 1,020kL（※3）であり，
7 日間対応可能。

7 日間の
軽油消費量
約 632kL

1 号炉軽油タンク容量
は約 632kL（※3）であり，
7 日間対応可能。

7 日間の
軽油消費量
約 632kL

2 号炉軽油タンク容量
は約 632kL（※3）であり，
7 日間対応可能。

7 日間の
軽油消費量
約 632kL

3 号炉軽油タンク容量
は約 632kL（※3）であり，
7 日間対応可能。

7 日間の
軽油消費量
約 632kL

4 号炉軽油タンク容量
は約 632kL（※3）であり，
7 日間対応可能。

7 日間の
軽油消費量
約 632kL

5 号炉軽油タンク容量
は約 632kL（※3）であり，
7 日間対応可能。

7 日間の
軽油消費量
約 13kL

1～7 号炉軽油タンク
及びガスタービン発
電機用燃料タンク(容量約 100kL)の残容量(合計)は
約 495kL であり，
7 日間対応可能。

第 2 表 放射線防護資機材等○防護具
配備数（6 号及び 7 号炉共用）※７
品名

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

中央制御室

構内（参考）

不織布カバーオール

1,890 着※１

420 着※８

約 5,000 着

靴下

1,890 足※１

420 足※８

約 5,000 足

帽子

1,890 着※１

※８

約 5,000 着

綿手袋

1,890 双※１

420 双※８

約 5,000 双※２※９

約 15,000 双

420 着

ゴム手袋

3,780 双ろ過式呼吸用保護具（以下内訳）

810 個※３180 個※10

約 2,050 個

80 個※1520 個※17,23

約 50 個※16※18

約 2,000 個

1,890 組※１

420 組※８

約 2,500 組

560 組※19

140 組※21,23

約 500 組電動ファン付き全面マスク
全面マスク

チャコールフィルタ（以下内訳）
電動ファン付き全面マスク用

730 個

160 個

※22

約 2,000 組

945 着※４

210 着※11

約 3,000 着

汚染区域用靴

40 足

※５

10 足

※12

高線量対応防護服（タングステンベスト）

14 着※６―

10 着

セルフエアセット※13

4台

4台

約 100 台酸素呼吸器※14―

5台

約 20 台全面マスク用アノラック

1,330 組

※20

840 双

280 組

約 300 足※1：180 名（1～7 号炉対応の緊急時対策要員 164 名＋自衛消防隊 10 名＋余裕。以下同様）×7 日×1.5 倍※2：※1×2※3：180 名×3 日（除染による再使用を考慮）×1.5 倍※4：180 名×7 日×1.5 倍×50%（年間降水日数を考慮）※5：80 名（1～7 号炉対応の現場復旧班要員 65 名＋保安班要員 15 名）×0.5（現場要員の半数）※6：14 名（プルーム通過直後に対応する現場復旧班要員 14 名）※7：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）※8：20 名（6 号及び 7 号炉運転員 18 名＋余裕）×2 交替×7 日×1.5 倍※9：※8×2※10：20 名（6 号及び 7 号炉運転員 18 名＋余裕）×2 交替×3 日（除染による再使用を考慮）×1.5 倍※11：20 名（6 号及び 7 号炉運転員 18 名＋余裕）×2 交替×7 日×1.5 倍×50％（年間降水日数を考慮）※12：20 名（6 号及び 7 号炉運転員 18 名＋余裕）×0.5（現場要員の半数）※13：初期対応用 3 台+予備 1 台※14：インターフェイスシステム LOCA 等対応用 4 台+予備 1 台※15：80 名（１～7 号炉対応の現場復旧班要員 65 名＋保安班要員 15 名）※16：※3－※15※17：20 名（6 号及び 7 号炉運転員 18 名＋余裕）※18：※10－※17， ※19：※15×7 日， ※20：※1－※19, ※21：※17×7 日，※22：※8－※21※23：中央制御室の被ばく評価において，運転員が交替する場合の入退域時に電動ファン付き全面マスクを着用するとして評価していることから，交替の拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点にも同数配備する。

1.0.4-9

・1.5 倍の妥当性の確認について【5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所】
第 2 次緊急時態勢時（1 日目），1～7 号炉対応の要員は緊急時対策要員 164 名＋自衛消防隊 10 名であり，機能班要員 84 名，現場要員 80 名及び自衛消防隊 10 名で構成されている。このうち，本部要員は，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を陽圧化することにより，防護具類を着用する必要がないが，全要員
は 12 時間に 1 回交替するため，2 回の交替分を考慮する。また，現場要員 80 名は，1 日に 6 回現場に行くことを想定する。自衛消防隊は火災現場には消防服で出向し，防護具類を着用する必要がないため考慮しない。
プルーム通過以降（2 日目以降），1～7 号炉対応の要員は緊急時対策要員 111 名＋5 号炉運転員 8 名であり，機能班要員 54 名，現場要員 57 名及び 5 号炉運転員 8 名で構成されている。このうち，本部要員は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を陽圧化することにより，防護具類を着用する必要がないが，全要員は 7 日目以降に 1 回交替するため，1 回の交替分を考慮する。また，現場要員は 1 日に 2 回現場に行くことを想定する。自衛消防隊は火災現場には消防服で出向し，防護具類を着用する必要がないた
め考慮しない。
174 名×2 交替＋80 名×6 回＋119 名＋65 名×2 回×6 日＝1,727 着＜1,890 着【中央制御室】
要員数 18 名は，運転員（中央制御室）7 名と運転員（現場）11 名で構成されている。運転員は 2 交替を考慮し，交替時の 1 回着用を想定する。また，運転員（現場）は，1 日に 1 回現場に行くことを想定している。
18 名×1 回×2 交替×7 日＋11 名×1 回×2 交替×7 日＝406 着＜420 着
上記想定により，重大事故等時に，交替等で中央制御室に複数の班がいる場合を考慮しても，初動対応として十分な数量を確保している。

なお，いずれの場合も防護具類が不足する場合は，構内から適宜運搬することにより補充する。

○計測器（被ばく管理，汚染管理）
配備台数（6 号及び 7 号炉共用）※7
品名

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

中央制御室

電子式線量計180 台※170 台※2

ガラスバッチ180 台※170 台※2

GM 汚染サーベイメータ

5 台※3

3 台※3

電離箱サーベイメータ

8 台※4

2 台※4

可搬型エリアモニタ

3 台※5

3 台※6

個人線量計

※1：180 名（1～7 号炉対応の緊急時対策要員 164 名＋自衛消防隊 10 名＋余裕）※2：18 名（6 号及び 7 号炉運転員）＋46 名（引継班，日勤班，作業管理班）＋余裕※3：モニタリング及びチェンジングエリアにて使用※4：モニタリングに使用※5：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性（線量率）を確認するための重大事故等対処設備として
2 台（予備 1 台）を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対策本部及び待機場所に 1 台ずつ設置する。
設置のタイミングは，チェンジングエリア設営判断と同時（原子力災害対策特別措置法第 10 条
特定事象）
※6：各エリアにて使用。設置のタイミングは，チェンジングエリア設営判断と同時（原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象）※7：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）

1.0.4-10

○飲食料等
配備数（6 号及び 7 号炉共用）※10
品名

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

中央制御室

飲食料等※1・食料3,780 食※4

420 食※7

・飲料水（1.5 リットル）

2,520 本※5

280 本※8

簡易トイレ※2１式

1式

ヨウ素剤※3

1,440 錠※6320 錠※9※1：プルーム通過中に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から退出する必要がないように，余裕数を見込ん
で 1 日分以上の食料及び飲料水を待避室内に保管する。残りの数量については，5 号炉原子炉建屋に保管することで，必要に応じて取りに行くことが可能である。
※2：プルーム通過中に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から退出する必要がないよう，また，本設のトイレが使用できない場合に備え，簡易トイレを配備する。
※3：初日に 2 錠，二日目以降は 1 錠／一日服用する。
※4：180 名（1～7 号炉対応の緊急時対策要員 164 名＋自衛消防隊 10 名＋余裕）×7 日×3 食※5：180 名（1～7 号炉対応の緊急時対策要員 164 名＋自衛消防隊 10 名＋余裕）
×7 日×2 本(1.5 ﾘｯﾄﾙ／本)※6：180 名（1～7 号炉対応の緊急時対策要員 164 名＋自衛消防隊 10 名＋余裕）×8 錠（初日 2 錠＋2 日目以降 1 錠／1 日×6 日）※7：20 名（6 号及び 7 号炉運転員 18 名＋余裕）×7 日×3 食※8：20 名（6 号及び 7 号炉運転員 18 名＋余裕）×7 日×2 本※9：20 名（6 号及び 7 号炉運転員 18 名＋余裕）×8 錠（初日 2 錠＋2 日目以降 1 錠／1 日×6 日分）×2 交替※10：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う。
）

1.0.4-11

第 3 表 チェンジングエリア用資機材
数量（6 号及び 7 号炉共用）
名称

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

中央制御室

根拠

2式
エアーテント(南側ルート，北東側

1式

ルート各 1 式ずつ)
養生シート

3巻

2巻

バリア

4個

2個

フェンス

28 枚

4枚

粘着マット

2枚

2枚

ヘルメット掛け

1式

―

ポリ袋

25 枚

20 枚

テープ

5巻

2巻

ウエス

2箱

1箱

ウェットティッシュ

10 巻

2巻

はさみ

6個

1個

マジック

2本

2本

簡易シャワー

1台

1台

簡易タンク

1台

1台

トレイ

1個

1個

バケツ

2個

2個

可搬型空気浄化装置

3 台（予備 1 台）

1 台（予備 1 台）

乾電池内蔵型照明

7 台（予備 1 台）

4 台（予備 1 台）

1.0.4-12

チェンジングエ
リア設営に必要な数量

第 4 表 その他資機材等（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
名称
酸素濃度計

仕様等
・測定範囲：0～100％

数量
3 台※1

・測定精度：±0.5％(0～25.0％)±3.0％(25.1％以上)
・電源：単 3 形乾電池 4 本

・検知原理：ガルバニ電池式
・管理目標：18％以上（酸素欠乏症防止規則を準拠）
二酸化炭素濃度計

・測定範囲：0～10,000ppm

3 台※1

・測定精度：±3％FS・電源：単 3 形乾電池 4 本

・検知原理：非分散形赤外線式（NDIR）
・管理目標：0.5％以下（事務所衛生基準規則を準拠）
一般テレビ（回線，機器）
社内パソコン（回線，機器）報道や気象情報等を入手するため，一般テレビ（回線，機器）を配備する。

1式

社内情報共有必要な資料・書類等を作成するため，
社内用パソコンを配備するともに，必要なインフラ（社内回線）を整備する。

1式※1：予備を含む。

1.0.4-13

第 5 表 原子力災害対策活動で使用する資料（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
資料

1．発電所周辺地図① 発電所周辺地域地図（1/25,000）② 発電所周辺地域地図（1/50,000）

2．発電所周辺航空写真パネル
3．発電所気象観測データ① 統計処理データ② 毎時観測データ
4．発電所周辺環境モニタリング関連データ① 空間線量モニタリング設備配置図② 環境試料サンプリング位置図③ 環境モニタリング測定データ
5．発電所周辺人口関連データ① 方位別人口分布図② 集落の人口分布図③ 市町村人口表
6．主要系統模式図（各号炉）
7．原子炉設置（変更）許可申請書（各号炉）
8．系統図及びプラント配置図① 系統図② プラント配置図
9．プラント関係プロセス及び放射線計測配置図（各号炉）
10．プラント主要設備概要（各号炉）
11．原子炉安全保護系ロジック一覧表（各号炉）
12．規定類① 原子炉施設保安規定② 原子力事業者防災業務計画
13．事故時操作基準

1.0.4-14

名

第 6 表 原子力事業者間協力協定に基づき貸与される原子力防災資機材

項

目

GM 汚染サーベイメータ
NaI シンチレーションサーベイメータ
電離箱サーベイメータ
ダストサンプラ
個人線量計（ポケット線量計）
高線量対応防護服（タングステンベスト）
全面マスク
不織布カバーオール
ゴム手袋
遮蔽材
放射能観測車Ge 半導体式試料放射能測定装置
ホールボディカウンタ
全アルファ測定装置
可搬型モニタリングポスト

原子力災害が発生した場合，又は発生するおそれがある場合には，発災事業者からの要請に基づき，必要数量が貸与される。

1.0.4-15

第 7 表 原子力事業所災害対策支援拠点における必要な資機材，通信連絡設備の整備状
況等
原子力事業所災害対策支援拠点に配備する原子力防災関連資機材は以下のとおり。通常は，保管場所に記載されている箇所で保管しているが，原子力事業所災害対策支援拠点を開設する際，持ち込むこととしている。
○通信連絡設備
資機材

数量

保管場所

5台

本社

3台

本社

10 台

柏崎エネルギーホール

2台

信濃川電力所

数量

保管場所
福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所
福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所
福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所
福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所

携帯電話
衛星電話設備（可搬型）ＦＡＸ（電力保安通信用電話設備，局線加入電
話設備，衛星電話設備（社内向）の共用ＦＡＸ）○計測器
資機材
GM 汚染サーベイメータ

42 台

シンチレーションサーベイメータ

1台

電離箱サーベイメータ

1台

個人線量計

945 台

○出入管理
資機材

保管場所

1式

本社

数量

保管場所
福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所
福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所

簡易式入退域管理装置

数量

○防護具
資機材
保護衣類（不織布カバーオール）

3,300 着全面マスク

1,100 組

○その他
資機材
ヨウ素剤

数量

保管場所

1,600 錠本社

1.0.4-16

柏崎刈羽原子力発電所
対策本部（原災法第１０条通報の連絡）

協定，覚書に基づき速やかに要請

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

本社
対策本部

協力会社による支援（環境モニタリング，資機材・要員輸送，燃料調達，復旧工事，消火活動の実施）
プラントメーカによる支援（機器の詳細情報の提供，復旧対策案の提供）

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

原子力緊急事態支援組織による支援（遠隔操作可能な資機材の提供）
他の原子力事業者による支援（原子力災害合同対策協議会と連携し発災事業者へ協力）

第 1 図 重大事故等時における発電所外からの支援体制

1.0.4-17

本社対策本部
報告
指示・支援

支援

原子力事業所
災害対策支援拠点

報告

資機材，要員等の支援
柏崎刈羽原子力発電所対策本部

第 2 図 防災組織全体図

1.0.4-18

（役 割）
本社対策本部
本部長

現地
責任者

（役 割）

原子力事業所災害対策支援拠点に関する責任者

総括
チーム

1．本社，発電所との情報連絡
2．対外対応（規制庁・自衛隊・消防・警察）
3．各班の活動の総括
4．電力支援対応

総務
チーム

1．施設管理，人員輸送管理
2．通信連絡設備，事務用品管理
3．警戒区域内通行証発行管理厚生
チーム

1．原子力災害対策支援拠点における食料・被服の調達及び宿泊関係の手配
2．発電所復旧要員の食料・被服の調達支援，宿泊の手配支援3．発電所で発生した傷病者の対応支援

資材チーム

1．発電所へ搬入する資機材・燃料の一時保管
2．資機材の発電所への輸送
3．関連する車両の管理

保安
チーム

1．発電所及び近傍の放射線管理区域へ入る
者の放射線管理上の入域管理・線量管理
2．車両スクリーニング場，除染場，身体除染場，放射性廃棄物の管理

通信チーム

1．通信システムの構築及び管理

建設
チーム

1．施設に新たな設備が必要になった場合の建設工事の実施

警備チーム

1．発電所に立入る者の出入り管理（発電所で出入管理ができない場合に限る）

第 3 図 原子力事業所災害対策支援拠点 体制図

1.0.4-19

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別紙 1
プラントメーカ及び協力会社からの支援に関する合意文書

第 1 図 プラントメーカ（A 社）との覚書（1/3）

1.0.4-20

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第 1 図 プラントメーカ（A 社）との覚書（2/3）

1.0.4-21

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第 1 図 プラントメーカ（A 社）との覚書（3/3）

1.0.4-22

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第 2 図 プラントメーカ（B 社）との覚書（1/3）

1.0.4-23

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第 2 図 プラントメーカ（B 社）との覚書（2/3）

1.0.4-24

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第 2 図 プラントメーカ（B 社）との覚書（3/3）

1.0.4-25

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第 3 図 協力会社（C 社）との覚書

1.0.4-26

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第 4 図 協力会社（D 社）との覚書

1.0.4-27

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第 5 図 協力会社（E 社）との覚書

1.0.4-28

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第 6 図 協力会社（F 社）との覚書

1.0.4-29

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第 7 図 協力会社（G 社）との覚書

1.0.4-30

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第 8 図 協力会社（H 社）との覚書

1.0.4-31

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第 9 図 協力会社（I 社）との覚書

1.0.4-32

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第 10 図 協力会社（J 社）への業務仕様書及び請書（抜粋） （1/6）

1.0.4-33

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第 10 図 協力会社（J 社）への業務仕様書及び請書（抜粋） （2/6）

1.0.4-34

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第 10 図 協力会社（J 社）への業務仕様書及び請書（抜粋） （3/6）

1.0.4-35

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第 10 図 協力会社（J 社）への業務仕様書及び請書（抜粋） （4/6）

1.0.4-36

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第 10 図 協力会社（J 社）への業務仕様書及び請書（抜粋） （5/6）

1.0.4-37

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第 10 図 協力会社（J 社）への業務仕様書及び請書（抜粋） （6/6）

1.0.4-38

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第 11 図 協力会社（K 社）との覚書

1.0.4-39

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第 12 図 協力会社（L 社）との覚書

1.0.4-40

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第 13 図 協力会社（M 社）との覚書及び契約書（抜粋） （1/2）

1.0.4-41

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第 13 図 協力会社（M 社）との覚書及び契約書（抜粋） （2/2）

1.0.4-42

本資料のうち，枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

第 14 図 協力会社（N 社）との覚書

1.0.4-43

本資料のうち，枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

第 15 図 協力会社（O 社）との覚書

1.0.4-44

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第 16 図 協力会社（P 社）との覚書

1.0.4-45

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第 17 図 協力会社（Q 社）との覚書

1.0.4-46

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第 18 図 協力会社（R 社）との契約書（抜粋）1.0.4-47

別紙 2
原子力事業所災害対策支援拠点について

柏崎エネルギーホール
所在地
発電所からの方位，距離
敷地面積
非常用電源
非常用通信機器その他

新潟県柏崎市駅前 2 丁目 2-30
南南西 約 8km
約 3,000m2
・非常用ディーゼル発電機 50kVA
・電話（有線系，衛星系）
・ＦＡＸ（有線系）
消耗品等（飲料，飲料水等）は信濃川電力所備蓄品を搬入

信濃川電力所
所在地
発電所からの方位，距離
敷地面積
非常用電源
非常用通信機器その他

新潟県小千谷市千谷川 1-5-10
南東 約 23km
約 3,800m2
・非常用ディーゼル発電機 75 kVA
・備蓄燃料：2 日分を備蓄
・電話（有線系，衛星系）
・ＦＡＸ（有線系）
消耗品等（飲料，飲料水等）は備蓄

当間高原リゾート（休憩・仮泊，資機材置き場機能のみ）
所在地
発電所からの方位，距離
敷地面積
非常用電源
非常用通信機器その他

新潟県十日町市珠川
南南東 約 44km
約 350 万 m2
・非常用ディーゼル発電機 300 kVA（本館），210 kVA（新別館）
・電話（有線系，衛星系）
消耗品等（飲料，飲料水等）は信濃川電力所備蓄品を搬入，その後，最寄りの小売店から調達

柏崎刈羽原子力発電所

柏崎エネルギーホール

信濃川電力所

当間高原リゾート

地図は電子国土ポータルから引用

第 1 図 原子力事業所及び原子力事業所災害対策支援拠点の位置
1.0.4-48

添付資料 1.0.5

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉重大事故等への対応に係る文書体系

＜

目

次 ＞

１． 重大事故等への対応に係る文書体系 .................................... 1.0.5-1
第１表 実用炉規則各条文と保安規定各条文に対する手順の関係 ............... 1.0.5-3
第１図

品質マネジメントシステム文書体系図（重大事故等発生時等に係る文書）... 1.0.5-4

１．重大事故等への対応に係る文書体系
実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（以下，「実用炉規則」という。
）第 92 条
（保安規定）において，重大事故等発生時及び大規模損壊発生時（以下，「重大事故等発生時等」という。
）における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備について保安規定に定めることを要求されていることから，柏崎刈羽原子力発電所原子炉施設保安規定（以下，「保安規定」という。
）第 108 条の 3（重大事故等発生時における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備）及び第 108 条の 4（大規模損壊時における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備）に以下の内容を新たに規定することとしている。
・ 重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な要員の配置
・ 重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な要員に対する毎年 1 回以上の教育及び訓練
・ 重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な電源車，消防自動車，消火ホース及びその他の資機材の配備
・ 重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な事項（炉心の著しい損傷を防止するための対策に関すること，原子炉格納容器の破損を防止するための対策に関すること，使用済燃料貯蔵設備に貯蔵する燃料体の損傷を防止するための対策に関すること，原子炉停止時における燃料体の損傷を防止するための対策に関すること，大規模な火災が発生した場合における消火活動に関すること，炉心の損傷を緩和するための対策に関すること，原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること，使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料の損傷を緩和するための対策に関すること，放射性物質の放出を低減するための対策に関すること）
当該条文に対する具体的な規定内容については，下部規定（二次文書，三次文書）に以下のとおり展開し，実効的な手順構成となるよう整備している。手順書は，通常時からプラントを運転監視している運転員が事故収束のために用いる手順書と，緊急時対策要員が使用する手順書の二種類に整理している。
運転員が使用する手順書は，保安規定第 14 条（マニュアルの作成）に基づき「警報発生時操作手順書」，「事故時運転操作手順書（事象ベース）」，「事故時運転操作手順書（徴候ベース）」，「事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）」及び「AM 設備別操作手順書」，保安規定第 110 条（原子力防災資機材等）に基づき「事故時運転操作手順書（シビアアクシデ
ント）」を作成し，それぞれ具体的な対応を定めている。これらは，第１図に示すとおり二次文書である「運転管理基本マニュアル」（基本マニュアル）及び「運転操作マニュアル」

1.0.5-1

（業務マニュアル）に繋がる三次文書として整理している。
また，緊急時対策要員が使用する手順書は，保安規定第 9 章 緊急時の措置 第１節通則（第 108 条～第 117 条）に基づく二次文書「原子力災害対策基本マニュアル」（基本マニュアル）及び「原子力災害応急対策・事後対策マニュアル」（業務マニュアル）に繋がる三次文書として，「緊急時対策本部運営要領」，「アクシデントマネジメントの手引き」及び「多様なハザード対応手順」を定めている。
なお，上記運転員及び緊急時対策要員が必要な力量を確保するために，「教育及び訓練基
本マニュアル」（基本マニュアル）及び「保安教育マニュアル」（業務マニュアル）に必要な措置を定めている。
実用炉規則各条文と保安規定各条文に対する手順の関係を第１表に示す。また，第１表に示す重大事故等発生時等に係る社内規程類に関する二次及び三次文書の体系を第１図に示す。

1.0.5-2

第１表 実用炉規則各条文と保安規定各条文に対する手順の関係
実用炉規則に規定する内容
発電用原子炉施設の運転に関する
こと。

保安規定
第 14 条

保安規定に規定する内容
マニュアルの作成

社内規程類
運転管理基本マニュアル

第 92 条第 1 項
第十九号

非常の場合に講ずべき処置に関すること。

第 108 条
第 109 条
第 110 条
第 111 条第 112 条
第 113 条第 114 条第 115 条
第 116 条第 117 条原子力防災組織
原子力防災組織の要員
原子力防災資機材等
通報経路
緊急時演習
通報
緊急時態勢の発令
応急措置
緊急時における活動
緊急時態勢の解除

原子力災害対策基本マニュアル
教育及び訓練基本マニュアル
運転管理基本マニュアル

第 92 条第 1 項
第二十二号

重大事故等発生時における発電用
原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備に関すること。

第 108 条の 3

重大事故等発生時における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備

原子力災害対策基本マニュアル
教育及び訓練基本マニュアル

第 92 条第 1 項
第二十三号

大規模損壊発生時における発電用
原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備に関すること。

第 108 条の 4

大規模損壊時における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備

1.0.5-3

実用炉規則
第 92 条第 1 項
第九号

原子炉施設保安規定

原子力品質保証規程

運転管理
基本マニュアル
運転操作マニュアル

警報発生時操作手順書
事故時運転操作手順書（事象ベース）［ＡＯＰ］
事故時運転操作手順書（徴候ベース）［ＥＯＰ］
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）［停止時ＥＯＰ］
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）［ＳＯＰ］
AM設備別操作手順書

1.0.5-4

原子力災害対策
基本マニュアル原子力災害応急対策・
事後対策マニュアル

緊急時対策本部
運営要領

アクシデントマネジメントの手引き［ＡＭＧ］
多様なハザード対応手順［ＥＨＰ］

教育及び訓練
基本マニュアル保安教育マニュアル

二次文書

三次文書

第１図 品質マネジメントシステム文書体系図（重大事故等発生時等に係る文書）

添付資料 1.0.6

本資料のうち，枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について

目

次

1．手順書の体系について.................................................. 1.0.6-1
2．各種手順書の概要について.............................................. 1.0.6-1
2.1 運転操作手順書 ..................................................... 1.0.6-1(1)警報発生時操作手順書................................................ 1.0.6-1(2)事故時運転操作手順書（事象ベース） .................................. 1.0.6-2(3)事故時運転操作手順書（徴候ベース） .................................. 1.0.6-3(4)事故時運転操作手順書（シビアアクシデント） .......................... 1.0.6-4(5)事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース） ............................ 1.0.6-4(6)AM 設備別操作手順書 ................................................. 1.0.6-5
2.2 緊急時対策本部用手順書............................................ 1.0.6-6(1)緊急時対策本部運営要領.............................................. 1.0.6-6(2)アクシデントマネジメントの手引き .................................... 1.0.6-7(3)多様なハザード対応手順.............................................. 1.0.6-7
2.3 各種手順書の判断者・操作者の明確化 ................................ 1.0.6-8(1)判断者の明確化...................................................... 1.0.6-8(2)操作者の明確化...................................................... 1.0.6-8
3．各種手順書の間のつながり，移行基準について ............................ 1.0.6-8(1)警報発生時操作手順書からほかの事故手順書への移行 .................... 1.0.6-8(2)AOP から EOP への移行 ................................................ 1.0.6-9(3)EOP から SOP への移行 ................................................ 1.0.6-9(4)AM 設備別操作手順書の使用 ........................................... 1.0.6-9(5)緊急時対策本部用手順書の導入 ....................................... 1.0.6-10
4．運転員の対応操作の流れについて....................................... 1.0.6-10
5．重大事故等時の対応及び手順書の内容について ........................... 1.0.6-11
添付１ 炉心損傷の判断基準について
別紙 1

AOP「給水全喪失」対応フロー図

別紙 2

AOP「給水全喪失」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）

別紙 3

EOP フローチャート

別紙 4

EOP 目的及び基本的な考え方（7 号炉の例）

別紙 5

EOP 操作等判断基準一覧（7 号炉の例）

別紙 6

SOP フローチャート

別紙 7

SOP 目的及び基本的な考え方（7 号炉の例）

別紙 8

SOP 操作等判断基準一覧（7 号炉の例）

別紙 9

停止時 EOP フローチャート

別紙 10 停止時 EOP 目的及び基本的な考え方（7 号炉の例）
別紙 11 停止時 EOP 操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
別紙 12 AM 設備別操作手順書一覧（7 号炉の例）
別紙 13 緊急時対策本部運営要領と主な機能班ガイド
別紙 14 多様なハザード対応手順一覧（7 号炉の例）
別紙 15 EOP，SOP，停止時 EOP フローチャート凡例

1． 手順書の体系について
柏崎刈羽原子力発電所では，プラントに異常が発生した場合等において，重大事故への進展を防止するため，「警報発生時操作手順書」，「事故時運転操作手順書（事象ベース）」，「事故時運転操作手順書（徴候ベース）」及び「事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）」を整備している。また，重大事故に至る可能性が高い場合あるいは重大事故に進展した場合に備えて「事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）」，「AM 設備別操作手順書」，「緊
急時対策本部運営要領」，「アクシデントマネジメントの手引き」及び「多様なハザード対応手順」を整備する。
事故発生時における対応手順書の機能体系は第 1 図のとおり。

第 1 図 手順書機能体系の概要図
2． 各種手順書の概要について
各種手順書は使用主体に応じて，運転員が使用する手順書（以下「運転操作手順書」という。
）及び緊急時対策要員が使用する手順書（以下「緊急時対策本部用手順書」という。
）に分類して整備する。
以下，運転操作手順書及び緊急時対策本部用手順書の概要を示す。
2.1 運転操作手順書(1)警報発生時操作手順書
中央制御室及び現場制御盤に警報が発生した際に，警報発生原因の除去あるいはプ
1.0.6-1

ラントを安全な状態に維持するために必要な対応操作を定めた手順書。
中央制御室及び現場制御盤の警報発生時及び警報発生には至らないが当該警報に関わる徴候が確認された場合に適用する。
警報ごとに対応手順を定めており，手順書に記載しているパラメータの確認や対応処置等を実施することで，故障・事故の徴候の把握及び事故の収束・拡大防止を図る。
(2)事故時運転操作手順書（事象ベース）（以下「AOP」という。
）
単一の故障等で発生する可能性のあるあらかじめ想定された異常事象又は事故が発生した際に，事故の進展を防止するために必要な対応操作を定めた手順書。
設計基準事故の範囲内の特定された事故ごとの操作内容をあらかじめ手順化しており，当該手順で対応できると判断した場合に使用し，過渡状態が収束するまでの間に適用する。
AOP は，事象ごとに「事故の想定」，「操作のポイント」，「対応フロー図」及び「対応手順」で構成される。
AOP の一例として，発電用原子炉が運転中に給水ポンプがトリップし，給水不能となった場合の対応操作を定めた，AOP「給水全喪失」の対応フロー図及び操作等判断基準
一覧を別紙 1,2 に示す。
（別紙 1,2）【AOP の構成】
a.原子炉編目的 ：原子炉関連設備の事故対応
手順書：原子炉スクラム事故，冷却材喪失事故，給水喪失事故等
b.タービン・電気編
目的 ：タービン関連設備，電気関連設備の事故対応
手順書：タービントリップ事故，発電機トリップ事故，制御電源喪失事故等
c.火災編
目的 ：火災生時の対応
手順書：各建屋火災事故
d.溢水編
目的 ：内部溢水発生時の対応
手順書：大規模内部溢水，小規模内部溢水等
e.自然災害編
目的 ：自然災害発生時の対応
手順書：大規模地震発生の場合，津波発生の場合等

1.0.6-2

(3)事故時運転操作手順書（徴候ベース）（以下「EOP」という。
）
事故の起因事象を問わず，AOP では対処できない複数の設備の故障等による異常又は事故が発生した際に，重大事故への進展を防止するために必要な対応操作を定めた手順書。
AOP が設計基準事故の範囲内の特定された事故ごとの対応操作を示した手順書であることに対して，EOP は観測されるプラントの徴候（パラメータの変化）に応じた対応操作を示した手順書であり，設計基準事故に加え設計基準を超えるような設備の多重
故障時等にも適用する。
EOP は，目的に応じて「原子炉制御」，「一次格納容器制御」，「二次格納容器制御」，「不測事態」，「交流／直流電源供給回復」及び「EOP/SOP インターフェイス」に分類した各手順を視覚的に認識できるようにした「フローチャート」，各手順の「対応手順」
及び対応手順中の運転操作や注意事項の意味合いを記載した「解説」により構成される。
事故時には，発電用原子炉の未臨界維持，炉心損傷防止，原子炉格納容器の健全性確保等に関するパラメータを確認し，各手順の導入条件が成立した場合には，その手順の対応処置を開始する。
EOP による対応中は，「原子炉制御」，「一次格納容器制御」，「二次格納容器制御」等の対応が同時進行する状況を想定して，対応の優先順位をあらかじめ定めており，原子炉格納容器が破損するおそれがある場合を除き，原子炉側から要求される操作を優先することを原則としている。
各手順のフローチャート，目的及び基本的な考え方及び操作等判断基準一覧を別紙
3,4,5 に示す。
（別紙 3,4,5）【EOP フローチャート】
a.原子炉制御
目的 ：発電用原子炉の未臨界維持，炉心損傷防止
手順書：スクラム，反応度制御，水位確保，減圧冷却
b.一次格納容器制御
目的 ：原子炉格納容器の健全性確保
手順書：PCV 圧力制御，D/W 温度制御，S/P 温度制御，S/P 水位制御，
PCV 水素濃度制御
c.二次格納容器制御
目的 ：原子炉建屋の健全性確保，燃料プール内の燃料の損傷防止・緩和手順書：原子炉建屋制御，燃料プール水位・温度制御
d.不測事態
目的 ：予期せぬ事象により特殊操作が必要となった場合の対応
1.0.6-3

手順書：水位回復，急速減圧，水位不明
e. 交流／直流電源供給回復
目的 ：外部電源喪失発生時の交流／直流電源の供給維持
手順書：交流／直流電源供給回復
f.EOP/SOP インターフェイス
目的 ：SOP への移行判断及び SOP への円滑な移行
手順書：EOP/SOP インターフェイス(4)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。
）
EOP で対応する状態から更に事象が進展し炉心損傷に至った際に，事故の拡大を防止
し影響を緩和するために必要な対応操作を定めた手順書。
炉心が損傷し，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の健全性を脅かす可能性のある
シビアアクシデント事象に適用する。
SOP は，炉心損傷後に実施すべき対応操作の内容を視覚的に認識できるようにした「フローチャート」及び残留熱除去系の復旧作業が難行する場合に応急的に実施する「RHR 復旧不可能時の対策」にて構成される。
各手順のフローチャート，目的及び基本的な考え方及び操作等判断基準一覧を別紙
6,7,8 に示す。
（別紙 6,7,8）【SOP フローチャート】
SOP－1：RPV 制御
SOP－2：PCV 制御
SOP－3：R/B 制御(5)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。
）
発電用原子炉が停止中の場合において，プラントの異常状態を検知する対応，異常状態発生の防止に関する対応及び異常事象が発生した場合の対応操作に関する事項を定めた手順書。
プラント停止中に発生する可能性のある事故に対し，EOP と同様に，観測されるプラ
ントの徴候（パラメータの変化）に応じた対応操作を示した手順書であり，発生確率は極めて低いと考えられる設計基準を超えるような多重故障にも適用する。
停止時 EOP は，目的に応じて「停止時反応度制御」，「水位・温度制御」及び「交流／直流電源供給回復」に分類した各手順を視覚的に認識できるようにした「フローチャート」，各手順の「対応手順」及びプラント停止中における作業を想定し，人的過誤又は機器故障等により発生する異常事象の代表的なシナリオとその解説をまとめた「停止時事故時運転操作の手引き」により構成される。
1.0.6-4

異常事象発生時には，発電用原子炉の未臨界維持，炉心や使用済燃料プールの冷却状況等に関するパラメータを確認し，各手順の導入条件が成立した場合には，その手順の対応処置を開始する。
各手順のフローチャート，目的及び基本的な考え方及び操作等判断基準一覧を別紙
9,10,11 に示す。
（別紙 9,10,11）【停止時 EOP フローチャート】
a.停止時反応度制御
目的 ：プラント停止中における意図せぬ制御棒引き抜け時の対応
手順書：停止時反応度制御
b.水位・温度制御
目的 ：発電用原子炉の状態変化に応じた水位・温度の制御
手順書：「RPV ヘッドオン／プールゲート閉／PCV 閉鎖」時 SFP 原子炉水位・温度制御「RPV ヘッドオン／プールゲート閉／PCV 開放」時 SFP 原子炉水位・温度制御「RPV ヘッドオフ／プールゲート閉／PCV 開放」時 SFP 原子炉ウェル水
位・温度制御「RPV ヘッドオフ／プールゲート開／PCV 開放」時 SFP 原子炉ウェル水
位・温度制御「RPV ヘッドオフ直後・ヘッドオン直前」時 原子炉水位・温度制御
c.交流／直流電源供給回復
目的 ：外部電源喪失時の交流／直流電源の供給維持
手順書：交流／直流電源供給回復(6)AM 設備別操作手順書
自然現象や大規模損壊等により，多数の恒設の電源設備・注水設備等が使用できな
い場合に，実施組織（運転員以外）の支援を受けて行う可搬型設備等による事故対応
操作のうち，主に建屋内設備の操作内容を定めた手順書で，運転員が使用する。
AM 設備別操作手順書では，発電用原子炉の安全確保を達成するために必要な「電源確保」や「原子炉注水」等，別紙に示す機能別に複数の手順を整備する。
また，事故の状況や現場要員の確保状況等に応じて，適切な手順書を選択可能とするため，AM 設備別操作手順書の各手順を実施するための所要時間，必要人員数等，手順実施時に必要な情報を記載する。さらに，実施組織（運転員以外）が使用する多様なハザード対応手順との紐付けにより，運転員と実施組織（運転員以外）の意思疎通，連携の強化を図る。
1.0.6-5

なお，EOP，SOP 及び停止時 EOP には AM 設備別操作手順書が使用可能なタイミングを明示する。
AM 設備別操作手順書の一覧を別紙 12 に示す。
（別紙 12）【AM 設備別操作手順書の構成】
電源確保戦略：第一ガスタービン発電機起動，M/C7C・7D 受電，直流 125V 蓄電池切替(A,A-2,AM 用）等

反応度制御戦略：SLC ポンプによるほう酸水注入等

Rx 注水戦略：RCIC 現場起動，MUWC による原子炉注水等

圧力制御戦略：SRV 駆動源確保，炉心損傷前 PCV ベント等

格納容器スプレイ戦略：消防車による PCV スプレイ等
格納容器水素・酸素制御戦略：FCS による格納容器水素制御，PCV 水素・酸素ガス放出
SFP 注水，ウェル注水，SFP 監視戦略
：消防車による SFP 注水，SFP 監視カメラ冷却装置起動等
代替除熱戦略：代替 Hx による補機冷却水確保等

原子炉除熱戦略：RHR による原子炉除熱等

格納容器除熱戦略：代替循環冷却系による PCV 内の減圧及び除熱等

SFP 除熱戦略：RHR による SFP 除熱，FPC による SFP 除熱

水源確保戦略：MUWP による CSP への補給，消防車による CSP への補給

代替計器戦略：可搬計器によるパラメータ計測

その他戦略：SFP 漏えい緩和，通信手段確保等

中央制御室居住性確保戦略：可搬型陽圧化空調機による中央制御室陽圧化等
下部 D/W 注水戦略

：MUWC による下部 D/W 注水等

2.2 緊急時対策本部用手順書
緊急時対策本部用手順書は使用主体に応じて，緊急時対策本部が使用する手順書，緊急時対策本部のうち技術支援組織が使用する手順書及び緊急時対策本部のうち実施組織（運転員以外）が使用する手順書に分類して整備する。
(1)緊急時対策本部運営要領
重大事故，大規模損壊等が発生した場合，又はそのおそれがある場合に，緊急事態に関する緊急時対策本部の責任と権限及び実施事項を定めた要領で，緊急時対策本部が使用する。
また，緊急時対策本部の運営及び各機能班が実施する事項については，本要領の下1.0.6-6

位に紐付く各機能班のガイドとして定める。
緊急時対策本部運営要領に紐付く主な機能班ガイドを別紙 13 に示す。
（別紙 13）(2)アクシデントマネジメントの手引き（以下「AMG」という。
）
炉心損傷後に想定されるプラント状態の判断や，事故の進展防止及び影響緩和のために実施すべき操作の技術的根拠となる情報を定めた要領で，運転員に対する支援活動の参考として，技術支援組織が使用する。
AMG には，損傷炉心の冷却成否，原子炉圧力容器の破損有無等のプラント状態を判断するために必要となる情報や，対応操作の有効性に関する情報等を記載している。
技術支援組織は，これらの情報等を用いて，運転員が SOP に基づき実施する操作がプラント状態に応じた適切な操作となっているか，想定した効果を発揮しているか，
予期せぬ事態へと至っていないか等を把握し，状況に応じて実施すべき措置を緊急時対策本部長に進言する。なお，SOP の操作が成功しない場合，SOP に記載のない応用操作が必要となった場合等，予想外の事態が発生し，運転員に対する技術的支援が必要となった場合には，AMG の情報を参考として，適切な対応操作を検討し，緊急時対策本部長に進言する。これらの検討結果をふまえた運転員への指示内容を緊急時対策本部長が承認する。
(3)多様なハザード対応手順（以下「EHP」という。
）
自然現象や大規模損壊等により，多数の恒設の電源設備・注水設備等が使用できな
い場合に，運転員の事故対応に必要な支援を行うため，可搬型設備等による事故対応
操作のうち，主に屋外設備の操作内容を定めた手順書で，実施組織（運転員以外）が使用する。
EHP では，発電用原子炉の安全確保を達成するために必要な「格納容器機能維持」や「水源」等，別紙に示す機能別に複数の手順を整備する。
また，事故の状況や現場要員の確保状況等に応じて，適切な手順書を選択可能とするため，EHP の各手順を実施するための所要時間，必要人員数等，手順実施時に必要な情報を記載する。さらに，運転員が使用する AM 設備別操作手順書との紐付けにより，実施組織（運転員以外）と運転員の意思疎通，連携の強化を図る。
多様なハザード対応手順の一覧を別紙 14 に示す。
（別紙 14）【EHP の構成】
炉心冷却：消防車による送水（原子炉注水）等

格納容器機能維持：熱交換器ユニットによる補機冷却水確保等

原子炉建屋損傷防止：原子炉建屋トップベント等
1.0.6-7

SFP 冷却：消防車による送水（SFP 常設スプレイ）等

放射性物質の拡散を抑制：大容量送水車及び放水砲による大気への放射性物質の
拡散抑制等
水源

：貯水池から大湊側防火水槽への補給等

電源確保：第二 GTG による大湊側緊急用 M/C 受電等

居住性：カードル式空気ボンベユニットによる陽圧化

その他：アクセスルートの状況確認，瓦礫除去等

2.3 各種手順書の判断者・操作者の明確化(1)判断者の明確化
運転操作手順書に従い運転員が実施する事故時の事故対応の判断は，事故発生号炉の当直副長が行う。
一方，緊急時対策要員が実施する対応の判断は，緊急時対策本部運営要領上で役割分担に応じて定める責任者が行う。
(2)操作者の明確化
各種手順書は，運転員が使用するものと緊急時対策要員が使用するものと，使用主体によって整備している。
ただし，使用目的によっては，相互の手順の完遂により機能を達成する場合がある
ことから，操作に当たっては，中央制御室と発電所対策本部の間で緊密な情報共有を図りながら行うこととする。
3． 各種手順書の間のつながり，移行基準について
各種手順書を事故の進展状況に応じて適切に使用可能とするため，手順書間の移行基準を示す。
また，事故対応中は複数の手順書を並行して使用することを考慮して，手順書間で対応の優先順位が存在する場合は併せて示す。
(1)警報発生時操作手順書からほかの事故手順書への移行
警報発生時操作手順書に基づく対応において事象が進展した場合は，警報ごとの手順書の記載内容に従い，AOP へ移行する。
また，警報発生時操作手順書で対応中にスクラム等の EOP 導入条件が成立した場合
は，EOP へ移行する。
なお，発電用原子炉が停止中の場合は，警報発生時操作手順書に基づく対応を実施
し，事象が進展して停止時 EOP 導入条件が成立した場合は，停止時 EOP へ移行する。
また，停止時 EOP 対応中に EOP 導入条件が成立した場合は，EOP に移行する。

1.0.6-8

(2)AOP から EOP への移行
AOP 対応中に以下の EOP 導入条件が成立した場合は，EOP へ移行する。
【EOP 導入条件（いずれかに該当した場合）】
a.発電用原子炉を手動スクラムした場合，若しくは自動スクラム信号が発生（スクラム失敗を含む）した場合
b.EOP における一次格納容器制御導入条件が成立した場合
c.EOP における二次格納容器制御導入条件が成立した場合【EOP 移行後の AOP の使用について】
EOP 導入条件が成立した場合は AOP から EOP へ移行するが，原子炉スクラム時の確認事項，タービン・発電機側の対応操作等，AOP に具体的内容を定めている対応については AOP を参照する。
(3)EOP から SOP への移行
EOP 対応中に以下の SOP 導入条件が成立した場合は，SOP に移行する。
【SOP 導入条件（いずれかに該当した場合）】
a.原子炉停止後の経過時間と原子炉格納容器内ガンマ線線量率の関係から炉心損傷と判断した場合（格納容器内雰囲気放射線レベル計が使用不可能の場合は，原子炉圧力容器表面温度にて炉心損傷を判断する。
）
b.原子炉注水機能が喪失した状態において，原子炉水位が規定値以下まで低下した
場合，及び炉心が規定時間以上露出した場合
なお，炉心損傷の判断基準の考え方を添付 1 に示す。
（添付 1）(4)AM 設備別操作手順書の使用
EOP，SOP 又は停止時 EOP による事故対応中に，多数の恒設の電源設備・注水設備等が使用できず，EOP，SOP 又は停止時 EOP のフローチャートにおける原子炉注水等の操作項目が達成できない場合は，その操作項目に対応した AM 設備別操作手順書の手順及びその手順に紐付く EHP の手順の中から実現可能な手順を選択し，可搬型設備等による対応を行う。この操作を実施する際には，運転員と実施組織（運転員以外）との情報交換を密にして，プラント状況及び実施すべき操作内容を相互に確認しながら実施する。
なお，EOP，SOP 又は停止時 EOP の操作項目が達成できない場合に，AM 設備別操作手
順書及び EHP に複数の使用可能な手順が存在する場合は，以下のような観点から使用
1.0.6-9

可能な手順を対比し，事故対応に適切な手順を選択する。
【手順選択時の着目点】
a.手順の操作完了（機能発揮）までの所要時間の長短
b.水源確保・給油等も含めた，機器の機能維持に必要となる対応の要否
c.注水圧力・注水流量等，プラントへの効果（炉心冷却効果等）の大小
d.操作に伴うプラント設備への悪影響（使用水の水質等）の大小
AM 設備別操作手順書及び EHP で選択した手順が完了した場合は，引き続き EOP，SOP
又は停止時 EOP による対応を行う。
(5)緊急時対策本部用手順書の導入
発電所において緊急時対策本部を設置した際は，緊急時対策本部運営要領（各機能班のガイドを含む）を導入し，緊急時対策本部の運営，情報収集及び事故対応の支援を開始する。また，事故・故障等が拡大し，炉心損傷に至った場合は AMG を導入し，事故の進展防止，影響緩和のための対応を開始する。
4． 運転員の対応操作の流れについて
故障又は事故が発生した場合，運転員は「止める」，「冷やす」，「閉じ込める」の原則に基づき事故対応操作を実施する。
「止める」の対応
異常や事故発生時に作動する原子炉スクラム信号を確認し，発電用原子炉の停止を確認する。自動で原子炉スクラムしない場合には，手動によるスクラム操作を実施し，発電用原子炉の停止を確認する。
制御棒の挿入と中性子束の低下状況を確認することにより，発電用原子炉の停止を判断する。
「冷やす」の対応
原子炉停止後も炉心では崩壊熱による残留熱が発生していることから，この熱を除去するため，給水系，復水系又は非常用炉心冷却系により原子炉への注水手段を確保する。
原子炉水位を所定の水位（L-3～L-8）に維持することにより，炉心が冷やされていることを判断する。
「閉じ込める」の対応
放射性物質が環境へ放出されていないことを確認する。また，原子炉格納容器が隔1.0.6-10

離されていることを確認することにより，閉じ込めが機能していることを判断する。
これら事故対応の原則をベースに，運転員は，運転操作手順書を用いて炉心の損傷防止，
原子炉格納容器の破損防止を目的とした対応操作の判断を以下の流れで行う。
異常又は事故の発生時，警報発生時操作手順書により初期対応を行う。事象が進展し，その事象の判断が可能な場合には，AOP に移行し対応を行う。
警報発生時操作手順書又は AOP で対応中に，EOP の導入条件が成立した場合には，EOP に移行し対応を行う。
原子炉スクラムに至る事故が発生した場合，EOP では事故直後の操作として発電用原子炉の自動スクラムを確認する。自動スクラムしていない場合は，手動により発電用原子炉をスクラムする。
その後は，「原子炉制御」の対応として原子炉水位，原子炉圧力，タービン・電源に関するスクラム後の確認及び操作を並行して行うとともに，発電用原子炉の未臨界維持，炉心の冷却確保・損傷防止，原子炉格納容器の健全性確保等の対応をするため，パラメータ（未臨界性，炉心の冷却機能，原子炉格納容器の健全性）の継続監視を行う。パラメータの変化により「原子炉制御」以外の手順の導入条件が成立した場合は，確認されたパラメータの変化に対応した個別の手順により対応操作を実施する。
EOP による対応で事故収束せず炉心損傷に至った場合は，SOP に移行し，炉心損傷後における原子炉圧力容器の破損防止及び原子炉格納容器の破損防止のための対応を行う。
また，運転操作手順書に基づく安全確保が不可能，若しくはそのおそれがある場合には，可搬型設備等も含めて使用可能な設備を最大限活用した安全確保を行う。当直長は必要に応じて緊急時対策本部に支援を要請し，EHP による事故対応支援を受けた上で引き続き事故収束に向けた対応処置を実施する。
なお，発電用原子炉が停止中の場合においても，対応操作の流れについては発電用原子炉が運転中の場合と同様である。
5． 重大事故等時の対応及び手順書の内容について(1)海水を炉心へ注入する事態等においても，財産保護より安全性を優先するという方針の下，当直副長が迷うことなく判断できるよう，あらかじめ原子力発電保安運営委員
会で判断基準を承認し，手順書に定める。
(2)有効性評価で示した重要事故シーケンスは，全て本手順書体系にて対応できるように
1.0.6-11

整備する。あわせて，有効性評価で示した判断基準や監視パラメータについても本手順書体系の中で整理する。詳細は添付資料 1.0.7 及び添付資料 1.0.14 に示す。
(3)重大事故等に対処するために把握することが必要なパラメータのうち，原子炉施設の状態を直接監視するパラメータ（以下「主要なパラメータ」という。
）を整理するとともに，主要なパラメータが故障等により計測不能な場合に，当該パラメータを推定する手順及び可搬型計測器により計測する手順を運転操作手順書又は緊急時対策本部用
手順書に整備する。
なお，具体的なパラメータ，監視計器，手順等については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」で整理する。
(4)これら手順を有効かつ適切に使用しプラントの状態に応じた対応を行うために，運転員及び緊急時対策要員は，常日頃から対応操作について教育及び訓練等を実施し，手順の把握，機器や系統特性の理解及び発電用原子炉の運転に必要な知識等の習得，習熟を図っている。
以上

1.0.6-12

添付 1
炉心損傷の判断基準について
炉心損傷に至るケースとしては，注水機能喪失により原子炉水位が有効燃料棒頂部（以下「TAF」という。）以上に維持できない場合において，原子炉水位が低下し，炉心が露出
し冷却不全となる場合が考えられる。
EOP では，原子炉への注水系統を十分に確保できず原子炉水位が TAF 未満となった際に，格納容器内雰囲気放射線レベル計を用いて，ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガンマ線線量率の状況を確認し，第 1 図に示す設計基準事故相当のガンマ線線量率の10 倍を超えた場合を，炉心損傷開始の判断としている。
炉心損傷等により燃料被覆管から原子炉内に放出される希ガス等の核分裂生成物が，逃がし安全弁等を介して原子炉格納容器内に流入する事象進展をふまえて，原子炉格納容器
内のガンマ線線量率の値の上昇を，運転操作における炉心損傷の判断に用いているものである。
また，福島第一原子力発電所の事故時に原子炉水位計，格納容器内雰囲気放射線レベル計等の計装設備が使用不能となり，炉心損傷を迅速に判断できなかったことに鑑み，格納容器内雰囲気放射線レベル計に頼らない炉心損傷の判断基準について検討しており，その結果，格納容器内雰囲気放射線レベル計の使用不能の場合は，「原子炉圧力容器表面温度：
300℃以上」を炉心損傷の判断基準として手順に追加する方針である。
原子炉圧力容器表面温度は，炉心が冠水している場合には，逃がし安全弁動作圧力（安全弁機能の最大 8.20MPa［gage］）における飽和温度約 298℃を超えることはなく，300℃以上にはならない。一方，原子炉水位の低下により炉心が露出した場合には過熱蒸気雰囲気となり，温度は飽和温度を超えて上昇するため，300℃以上になると考えられる。上記より，
炉心損傷の判断基準を 300℃以上としている。
なお，炉心損傷判断は格納容器内雰囲気放射線レベル計が使用可能な場合は，当該の計装設備にて判断を行う。

1.0.6-13

添付 1(1)ドライウェルのガンマ線線量率(2)サプレッション・チェンバのガンマ線線量率
第 1 図 SOP 導入条件判断図

1.0.6-14

別紙1

AOP「給水全喪失」対応フロー図

赤数字 ：操作判断の内容は別紙 2 参照

1.0.6-別紙 1-1

別紙 2

AOP 「給水全喪失」操作等判断基準一覧(7 号炉の例)
制御項目

給水全喪失

対応時の判断項目

1-1

LPCP 使用可判断のための確認項目

・LPCP 使用可否

1.0.6-別紙 2-1

操作手順別紙3(1/18)

ＲＣ「スクラム(1/2)」
SH.1

1.0.6-別紙 3-1

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(2/18)

ＲＣ「スクラム(2/2)」
SH.2

1.0.6-別紙 3-2

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(3/18)

ＲＣ／Ｑ「反応度制御」SH.3

1.0.6-別紙 3-3

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(4/18)

ＲＣ／Ｌ「水位確保」
SH.4

1.0.6-別紙 3-4

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(5/18)

ＣＤ「減圧冷却」
SH.5

1.0.6-別紙 3-5

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(6/18)

ＰＣ／Ｐ「ＰＣＶ圧力制御」
SH.6

1.0.6-別紙 3-6

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(7/18)

ＤＷ／Ｔ「Ｄ／Ｗ温度制御」
SH.7

1.0.6-別紙 3-7

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(8/18)

ＳＰ／Ｔ「Ｓ／Ｐ温度制御」
SH.8

1.0.6-別紙 3-8

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(9/18)

ＳＰ／Ｌ「Ｓ／Ｐ水位制御」
SH.9

1.0.6-別紙 3-9

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(10/18)

ＰＣ／Ｈ「ＰＣＶ水素濃度制御」
SH.10

1.0.6-別紙 3-10

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(11/18)

ＳＣ／Ｃ「原子炉建屋制御」
SH.11

1.0.6-別紙 3-11

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(12/18)

ＳＦ／Ｌ，Ｔ「ＳＦＰ水位・温度制御」
SH.12

1.0.6-別紙 3-12

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(13/18)

Ｃ１「水位回復」
SH.13

1.0.6-別紙 3-13

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(14/18)

Ｃ２「急速減圧」
SH.14

1.0.6-別紙 3-14

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(15/18)

Ｃ３「水位不明」
SH.15

1.0.6-別紙 3-15

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(16/18)

ＰＳ／Ｒ「交流／直流電源供給回復(1/2)」
SH.16

1.0.6-別紙 3-16

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(17/18)

ＰＳ／Ｒ「交流／直流電源供給回復(2/2)」
SH.17

1.0.6-別紙 3-17

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照別紙3(18/18)

ＥＳ／Ｉ「ＥＯＰ／ＳＯＰインターフェイス」
SH.18

1.0.6-別紙 3-18

赤数字 ：操作判断の内容は別紙5 参照

別紙 4(1/5)

EOP 目的及び基本的な考え方（7 号炉の例）
運転操作手順書名称

目的

原子炉制御

【スクラム】(RC)

・発電用原子炉を停止する。
・十分な炉心冷却状態を維持する。
・発電用原子炉を冷温停止状態まで冷却する。
・一次及び二次格納容器制御への導入条件を監視する。
（原子炉がスクラムしない場合を含む。）【反応度制御】(RC/Q)

・スクラム不能異常過渡事象
発生時に，発電用原子炉を安全に停止させる。

【水位確保】(RC/L)

・原子炉水位を TAF 以上に回復し，適切な炉心冷却を維持する。

【減圧冷却】(CD)

・原子炉水位を TAF 以上に維持しつつ，原子炉を減圧し，冷温停止状態へ移行さ
せる。

導入条件

脱出条件

1.0.6-別紙 4-1

基本的な考え方別紙 4(2/5)

EOP 目的及び基本的な考え方（7 号炉の例）
運転操作手順書名称

目的

格納容器制御【PCV 圧力制御】(PC/P)

・原子炉格納容器圧力を監視し，制御する。

【D/W 温度制御】(DW/T)

・ドライウェルの空間温度を監視し，制御する。

【S/P 温度制御】(SP/T)

・サプレッション・プール水
温度及び空間部温度を監視し，制御する。

【S/P 水位制御】(SP/L)

・サプレッション・プール水位を監視し，制御する。

【PCV 水素濃度制御】(PC/H)

・原子炉格納容器内の水素及び酸素濃度を監視し，制御
する。

導入条件

脱出条件

1.0.6-別紙 4-2

基本的な考え方別紙 4(3/5)

EOP 目的及び基本的な考え方（7 号炉の例）
運転操作手順書名称

目的

原子炉建屋
制御

【原子炉建屋制御】(SC/C)

・原子炉建屋の健全性を維持する。
・原子炉建屋からの放射能放出を制限する。

使用済燃料
プール制御

【 SFP 水 位 ・ 温 度 制・使用済燃料ﾌﾟｰﾙの水位及び御】温度を監視し制御する。
(SF/L,T)

導入条件

脱出条件

1.0.6-別紙 4-3

基本的な考え方別紙 4(4/5)

EOP 目的及び基本的な考え方（7 号炉の例）
運転操作手順書名称

目的

不測事態

【水位回復】(C1)

・原子炉水位を回復する。

【急速減圧】(C2)・ 原 子 炉 を速 やか に 減 圧 する。

【水位不明】(C3)

・原子炉水位が不明な場合に原子炉の冷却を確保する。

導入条件

脱出条件

1.0.6-別紙 4-4

基本的な考え方別紙 4(5/5)

EOP 目的及び基本的な考え方（7 号炉の例）
運転操作手順書名称

－
－

目的

導入条件

脱出条件

【交流/直流電源供給
・交流電源及び直流電源の供回復】
給を回復する。
(PS/R)【 EOP/SOP イ ン タ ー ・SOP への移行を円滑にする
フェイス】
ために初期対応操作及び炉(ES/I)
心損傷の判断を行う。

1.0.6-別紙 4-5

基本的な考え方別紙 5-1 （1/4）

EOP 「スクラム（RC）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目
自動スクラム成功

・スクラム警報
・全制御棒挿入状態
・中性子束「減少」

1-2

全制御棒全挿入・全制御棒全挿入ランプ
・RC&IS FD 表示
・CRT 表示・プロセス計算機（OD-7）・スクラムタイミングレコーダ

1-3

・全制御棒全挿入ランプ
ペアロッド 1 組又 ・RC&IS FD 表示
は 1 本の CR が未挿 ・CRT 表示
入・プロセス計算機（OD-7）・スクラムタイミングレコーダ

2-1

原子炉水位

・原子炉水位2-2

給復水系（H/W
含）正常・給復水系の運転正常・ホットウェル水位正常・給水制御系正常

2-3

原子炉水位連続監視，調整 L-3～L-8に維持［大津波警報発令
時／SBO 時，原子炉水位 2700mm 維持］・原子炉水位

1-1

原子炉出力

原子炉水位

判断のための確認項目

操作手順

1.0.6-別紙 5-1

別紙 5-1 （2/4）

EOP 「スクラム（RC）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

原子炉圧力

タ ー ビ ン ・
電源

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

3-1

MSIV 開・MSIV 開閉表示灯

3-2

EHC 圧力制御正常・TBV の追従状況

3-3

復水器使用可能・復水器器内圧力・LPCP 正常・CWP 正常・OG 系正常・グランドシール正常（HS 含む）

3-4

SRV 開固着なし

・原子炉圧力・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管の温度

3-5

SRV による
原子炉圧力調整・原子炉圧力・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管の温度

4-1

所内電源有

・常用 M/C しゃ断器開閉表示灯
・常用 M/C 母線電圧
・66kV 母線電圧・500KV 母線電圧

4-2MSIV 開・MSIV 開閉表示灯

4-3

EHC 圧力制御正常・TBV の追従状況

1.0.6-別紙 5-2

別紙 5-1 （3/4）

EOP 「スクラム（RC）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

タ ー ビ ン ・
電源

モニタ確認

一次格納容器
制御への導入対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

復水器使用可能・復水器器内圧力・LPCP 正常・CWP 正常・OG 系正常・グランドシール正常（HS 含む）

5-1

モニタ確認

・MS モニタ・スタックモニタ・SGTS モニタ・OG モニタ・LDS モニタ
・モニタリングポスト
・その他放射線モニタ

6-1

D/W 圧力kPa 以上・ドライウェル圧力

6-2

D/W 冷却器入口温度 ℃（局所℃）
以上

・ドライウェル冷却器入口温度・ドライウェル局所温度

6-3S/P 水バルク温度℃を超えた場合

・サプレッション・プール水バルク温度

6-4

S/P 空間部（局所）
温度 ℃以上・サプレッション・プール空間部（局
所）温度

6-5

S/P 水位cm 以上

・サプレッション・プール水位

6-6

S/P 水位cm 以下・サプレッション・プール水位

6-7

MSIV 全閉後 時間以内に冷温停止
できない場合・MSIV 閉時刻
・炉水温度

4-4

1.0.6-別紙 5-3

別紙 5-1 （4/4）

EOP 「スクラム（RC）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

二次格納容器
制御への導入復旧対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

7-1

原子炉建屋内の
1 次系漏えいを示
す警報が発生・ECCS 系機器室温度･換気差温度上昇
・LDS 論理作動状況
・放射線モニタ指示値

7-2

燃料プール水位低警報が発生

・使用済燃料プール水位低警報発生

7-3

使用済燃料プール
温度℃以上

・使用済燃料プール温度

8-1

MSIV 開・MSIV 開閉表示灯

8-2

MSIV 開可能・復水器使用可能・隔離信号の警報無し

8-3

RIP 運転中・RIP 運転表示灯
・炉心流量

1.0.6-別紙 5-4

別紙 5-2（1/3）

EOP 「反応度制御（RC/Q）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

・タービン主要弁の開閉状態
・タービントリップ警報
・タービンの回転速度

反応度制御
RC/Q

1-1

タービン運転中SLC

2-1

・原子炉水位
炉水位 L3～L8 で維・原子炉給水制御系
持・ECCS 作動状況

1.0.6-別紙 5-5

別紙 5-2（2/3）

EOP 「反応度制御（RC/Q）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

3-1

原子炉出力

・APRM 指示・MSIV 開閉表示灯

3-2

注水を絞り炉出力％以下を維持・APRM 指示・原子炉水位
・原子炉給水制御系
・ECCS 系作動状況

3-3

炉水位 L-2～L-8 で・原子炉水位
維持

操作手順

水位

3-4

L-1.5 以上に維持可能

・原子炉水位
・原子炉圧力・ECCS 系の作動状況
・給復水系の作動状況
・代替注水系の作動状況

3-5

SRV（ADS）1 弁ずつ追加開放し L1.5 以上に維持

・原子炉水位
・原子炉給水制御系
・ECCS 系作動状況

1.0.6-別紙 5-6

別紙 5-2（3/3）

EOP 「反応度制御（RC/Q）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

圧力

RC/Q
水位不明

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

復水器使用可能・LPCP 正常・CWP 正常・OG 系正常・グランドシール正常（HS 含む）
・EHC 圧力制御正常

5-1

制御棒挿入状態

・全制御棒全挿入ランプ
・RC&IS FD 表示
・CRT 表示・プロセス計算機（OD-7）・スクラムタイミングレコーダ

6-1

原子炉出力

・APRM 指示6-2

SLC 起動 30 分経過

・SLC 運転時間

4-1

冠水維持

1.0.6-別紙 5-7

別紙 5-3（1/1）

EOP 「水位確保（RC/L）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1-1

水位 L-3～L-8 維持 ・原子炉水位

1-2

水位降下中

1-3

全 ECCS 系及び給復・ECCS 系，給復水系の作動状況
水系作動せず

1-4

注水設備 2 台以
上，又は代替注水設備 2 系統以上起動・注水設備の起動状況
・代替注水設備の起動状況

1-5

TAF 以上維持可能

・原子炉水位水位

操作手順

・原子炉水位

1.0.6-別紙 5-8

別紙 5-4（1/1）

EOP 「減圧冷却（CD）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

水位

減圧

対応時の判断項目

1-1

判断のための確認項目

操作手順

水位 TAF～L-8 維持・原子炉水位
可能

2-1

復水器使用可能・LPCP 正常・CWP 正常・OG 系正常・グランドシール正常（HS 含む）
・EHC 圧力制御正常

2-2

減圧手段選択・原子炉圧力・サプレッション・プール水温度

2-3

RHR SHC 起動

・RHR の系統状態

1.0.6-別紙 5-9

別紙 5-5（1/2）

EOP 「PCV 圧力制御（PC/P）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

N2 または空気漏え
いによるか・ドライウェル酸素濃度
・ドライウェル温度
・N2 使用量

原子炉水位 L-1 以
下経験

・原子炉水位記録計・L-1 警報経験

S/C 圧力kPa 以上・サプレッション・チェンバ圧力

S/C 圧力kPa 以上・サプレッション・チェンバ圧力

S/C 圧力kPa 以上・サプレッション・チェンバ圧力

S/C 圧力kPa 以上・サプレッション・チェンバ圧力

S/C 圧力上昇継続

・サプレション・チェンバ圧力

1-1

PCV 圧力制御

2-1

1.0.6-別紙 5-10

別紙 5-5（2/2）

EOP 「PCV 圧力制御（PC/P）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

原子炉満水

対応時の判断項目

判断のための確認項目

3-1

S/C 圧力kPa 以
下維持可能

・サプレション・チェンバ圧力4-1

PCV ベント許容領
域内

・原子炉水位・最長許容炉心露出時間
・CAMS によるガンマ線線量率4-2

AM 用 S/P 水位計
m 以上

・サプレッション・プール水位

4-3フィルターベント
にて D/W 側ベント・ドライウェル圧力・CAMS によるガンマ線線量率

4-4フィルターベント
にて S/C 側ベント

・サプレション・チェンバ圧力・CAMS によるガンマ線線量率

4-5フィルターベント
にて D/W 側ベント・ドライウェル圧力・CAMS によるガンマ線線量率

4-6

耐圧ベントにてS/C 側ベント・サプレション・チェンバ圧力・CAMS によるガンマ線線量率

操作手順

PCV ベント

1.0.6-別紙 5-11

別紙 5-6（1/1）

EOP 「D/W 温度制御（DW/T）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

D/W 局所温度が℃未満

・ドライウェル局所温度

D/W 温度上昇継続

・ドライウェル局所温度

D/W 局所温度が℃到達・ドライウェル局所温度

D/W 局所温度が℃接近・ドライウェル局所温度

1-2D/W 空間部温度制
限・原子炉圧力・ドライウェル空間部温度

2-1

D/W スプレイ・ドライウェルスプレイ作動状況

1-1
D/W 温度制御
DW/T

1.0.6-別紙 5-12

別紙 5-7（1/1）

EOP 「S/P 水温度制御（SP/T（W））・S/P 空間部温度制御（SP/T（A））」
操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

1-1

S/P 水温度上昇継続・サプレッション・プール水温度

1-2

S/P 水熱容量制限

・サプレッション・プール水温度
・原子炉圧力2-1

S/P 空間温度上昇
継続・サプレッション・プール空間温度
（局所）

2-2

S/P 水熱容量制限

・サプレッション・プール水温
・原子炉圧力S/P 水温制御
SP/T（W）

S/P 空間部温度制御
SP/T（A）

1.0.6-別紙 5-13

別紙 5-8（1/1）

EOP 「S/P 水位制御（SP/L（H）（L））」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

1-1

S/P 水位＆SRV テールパイプ
制限曲線

・サプレッション・プール水位
・原子炉圧力・ドライウェル圧力1-2

水位低下可能・サプレッション・プール水位

2-1

S/P 水位・サプレッション・プール水位・サプレッション・プール水温度
・原子炉圧力2-2

水位上昇可能・サプレッション・プール水位・サプレッション・プール水温度
・原子炉圧力S/P 水位制御
SP/L（H）

S/P 水位制御
SP/L（L）

1.0.6-別紙 5-14

別紙 5-9（1/1）

EOP 「PCV 水素濃度制御（PC/H）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1-1

CAMS の運転確認

・CAMS 作動状況
・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

1-2

水素及び酸素濃度
指示上昇

・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

2-1

CAMS の起動・CAMS 作動状況
・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

2-2

水素及び酸素濃度
指示上昇

・原子炉格納容器内の水素濃度

PCV 水素濃度制
御
PC/H

操作手順

1.0.6-別紙 5-15

別紙 5-10（1/1）

EOP 「原子炉建屋制御（SC/C）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

原子炉建屋
制御
SC/C

対応時の判断項目

1-1

中央制御室からの速やかな破断箇所
隔離不可能

判断のための確認項目

操作手順

・漏えい箇所の隔離

1.0.6-別紙 5-16

別紙 5-11（1/1）

EOP 「SFP 水位・温度制御（SF/L,T）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

SFP 水位制御

SFP 温度制御対応時の判断項目

判断のための確認項目

1-1

使用済燃料プール
オーバーフロー付
近維持可能

・使用済燃料プール水位・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール監視カメラ

1-2

使用済燃料プール
燃料貯蔵ラック上
端 m 以上維持・使用済燃料プール水位・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール監視カメラ

1-3

使用済燃料プール
燃料貯蔵ラック上
端 m 以上維持・使用済燃料プール水位・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール監視カメラ

2-1

燃料プール水温℃以下維持・使用済燃料プール水位・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール監視カメラ

操作手順

1.0.6-別紙 5-17

別紙 5-12（1/4）

EOP 「水位回復（C1）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

1-1

低圧注水系 2 系統
以上起動・低圧注水 2 系統以上の起動状況確認

1-2

低圧注水系 1 系統
以上起動・低圧注水 1 系統以上の起動状況確認

1-3

注水設備 2 台以
上，又は代替注水設備 2 系統以上起動・注水設備 2 台以上，又は代替注水設備
2 系統以上の起動状況確認

1-4

TAF 以上維持可能

・原子炉水位水位回復
C1

1.0.6-別紙 5-18

別紙 5-12（2/4）

EOP 「水位回復（C1）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目
水位回復
C1

対応時の判断項目

1-5

判断のための確認項目

操作手順

水位下降 or 上昇中 ・原子炉水位

1.0.6-別紙 5-19

別紙 5-12（3/4）

EOP 「水位回復（C1）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

水位下降中

対応時の判断項目
MPa 以上判断のための確認項目

操作手順

2-1

炉圧

・原子炉圧力2-2

RCIC 又は HPAC 起
動・RCIC の起動状況
・HPAC の起動状況

2-3

水位上昇中

・原子炉水位2-4

低圧注水系 1 系統
以上起動・低圧注水 1 系統以上の起動状況

2-5

注水設備 2 台以
上，又は代替注水設備 2 系統以上起動・注水設備 2 台以上又は代替注水設備 2系統以上の起動状況確認

1.0.6-別紙 5-20

別紙 5-12（4/4）

EOP 「水位回復（C1）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

水位上昇中

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

3-1

RCIC 又は HPAC 作
動中・RCIC の作動状況
・HPAC の作動状況

3-2

TAF 継続時間

・最長許容炉心露出時間
・原子炉停止後の時間
・TAF 継続時間3-3低圧注水系 1 系統
以上起動・低圧注水系 1 系統以上の起動状況

3-4

注水設備 2 台以
上，又は代替注水設備 2 系統以上起動・注水設備 2 台以上，又は代替注水設備
2 系統以上の起動状況確認

1.0.6-別紙 5-21

別紙 5-13（1/2）

EOP 「急速減圧（C2）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

急速減圧
C2

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

1-1

低圧注水系 1 系統
以上起動・低圧注水系 1 系統以上の起動状況

1-2

注水設備 2 台以
上，又は代替注水設備 2 系統以上起動・代替注水系 2 系統以上の起動状況

1-3

ADS 全弁順次開放（ADS8 弁開放）・原子炉圧力・ADS の開閉表示
・開放 SRV 排気管の温度

1-4

ADS＋SRV で 8 弁まで追加開放

・原子炉圧力・ADS，SRV の開閉表示
・開放 SRV 排気管の温度

1-5

ADS＋SRV2 弁以上
開放可能

・原子炉圧力・ADS，SRV の開閉表示
・開放 SRV 排気管の温度

1.0.6-別紙 5-22

別紙 5-13（2/2）

EOP 「急速減圧（C2）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

急速減圧
C2

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1-6

MSIV 開・MSIV 開閉表示灯

1-7

TBV による減圧・原子炉圧力・復水器使用可能
・EHC 圧力制御正常

1-8

水位判明

・原子炉水位1-9

水位不明判断曲線

・ドライウェル空間部温度・原子炉圧力操作手順

1.0.6-別紙 5-23

別紙 5-14（1/3）

EOP 「水位不明（C3）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

1-1

低圧注水系 1 系統
以上起動・低圧注水系 1 系統以上の起動状況

1-2

注水設備 2 台以
上，又は代替注水設備 2 系統以上起動・代替注水系の起動状況

注水確保

1.0.6-別紙 5-24

別紙 5-14（2/3）

EOP 「水位不明（C3）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

2-1

SRV2 弁以上開・原子炉圧力・SRV の開閉表示
・開放 SRV 排気管の温度2-2

原子炉への注水を増加し，差圧をMPa 以上にする。

・原子炉圧力・サプレッション・チェンバ圧力

満水注入

1.0.6-別紙 5-25

別紙 5-14（3/3）

EOP 「水位不明（C3）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

2-3

開する SRV の数を減らし（最少 2弁），差圧をMPa 以上にする。

・原子炉圧力・サプレッション・チェンバ圧力・SRV の開閉表示
・開放 SRV 排気管の温度

2-4

RPV 満水確認
SRV 排気温度と炉水温度に有意な差が無いこと

・開放 SRV 排気管の温度
・原子炉水温度2-5

ADS 弁を 8 弁開として代替注水設備を起動し炉水位をできるだけ上昇させる。

・原子炉圧力・SRV の開閉表示
・開放 SRV 排気管の温度・代替注水系起動状況

3-1

水位判明

・原子炉水位

3-2

最長許容炉心露出
時間内に水位判明

・最長許容炉心露出時間
・原子炉停止後の時間

満水注入

水位計復旧

1.0.6-別紙 5-26

別紙 5-15（1/5）

EOP 「交流／直流電源供給回復（PS/R）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）

制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

・D/G 作動状況
・D/G 発電機電圧・M/C（C）（D）（E）母線電圧

1-1

D/G3 台起動電圧確
立

1-2

・D/G（A）（B）作動状況
D/G（A）及び（B）
・D/G（A）（B）発電機電圧
起動電圧確立・M/C（C）（D）母線電圧

1-3

D/G1 台起動電圧確
立・D/G 作動状況
・D/G 発電機電圧・M/C（C）（D）（E）母線電圧

1-4

海水系運転継続可能・RCW 系運転状況
・RSW 系運転状況

交流／直流電源供給回復

1.0.6-別紙 5-27

別紙 5-15（2/5）

EOP 「交流／直流電源供給回復（PS/R）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

RCIC/HPAC 延命対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

2-1

AM 用 S/P 水位計
m 以上

・サプレッション・プール水位

2-2フィルターベント
にて D/W 側ベント・ドライウェル圧力・CAMS によるガンマ線線量率2-3フィルターベント
にて S/C 側ベント・サプレッション・チェンバ圧力・CAMS によるガンマ線線量率2-4フィルターベント
にて D/W 側ベント・ドライウェル圧力・CAMS によるガンマ線線量率

2-5

耐圧ベントにてS/C 側ベント・サプレッション・チェンバ圧力・CAMS によるガンマ線線量率

1.0.6-別紙 5-28

別紙 5-15（3/5）

EOP 「交流／直流電源供給回復（PS/R）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）

制御項目

電路構成
受電

対応時の判断項目

判断のための確認項目

3-1

非常用母線停電状況

・M/C（C）（D）母線電圧

3-2

M/C（C）使用可能

・M/C（C）異常有無

3-3

GTG 又は電源車（緊急用 M/C）
給電可能

・GTG 作動状況
・電源車作動状況
・緊急用 M/C 異常有無

3-4

M/C（D）使用可能

・M/C（D）異常有無

3-5

GTG 又は電源車（緊急用 M/C）給電可能

・GTG 作動状況
・電源車作動状況
・緊急用 M/C 異常有無

4-1

第一 GTG 起動

・第一 GTG 作動状況

4-2

第二 GTG，電源車（緊急用 M/C）

・M/C（C）異常有無

電路構成
受電

操作手順

給電

1.0.6-別紙 5-29

別紙 5-15（4/5）

EOP 「交流／直流電源供給回復（PS/R）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）

制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

5-1

外部電源復旧・500kV 母線電圧
・66kV 母線電圧

5-2

電源受電状況

・GTG 作動状況
・電源車作動状況
・M/C（C）（D）母線電圧

5-3D/G 使用可能

・D/G 作動状況

5-4

停電切替を伴わない・受電切替時の停電有無

6-1

M/C（E）電圧確立

・M/C（E）母線電圧

操作手順

復旧

直流 250V 電源
確保

1.0.6-別紙 5-30

別紙 5-15（5/5）

EOP 「交流／直流電源供給回復（PS/R）」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

直流主母線盤
電圧状況

対応時の判断項目

判断のための確認項目

7-1

直流主母線盤電圧
100V 未満・直流主母線盤（A）電圧・直流主母線盤（B）電圧

7-2

蓄電池（A）8 時間
放電継続

・交流電源喪失からの経過時間
・蓄電池（A）電圧
・直流主母線盤（A）電圧

7-3AM 用 MCC 受電可能

・AM 用 MCC 異常有無

8-1

GTG 又は電源車給
電可能

・GTG 作動状況
・電源車作動状況
・緊急用 M/C 異常有無

8-2

交流電源喪失 24 時
間以上継続の恐れ ・M/C（C）（D）（E）母線電圧あり

9-1

GTG 又は電源車給
電可能

操作手順

直流 125V(A)
電源確保

直流 125V（A）
電源回復

直流 125V（B）
電源回復

・GTG 作動状況
・電源車作動状況
・緊急用 M/C 異常有無

1.0.6-別紙 5-31

別紙 5-16（1/1）

EOP 「EOP/SOP インターフェイス」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

以下の優先順位に従い注水系統を再起動

EOP/SOP
インターフェ
イス
ES/I

1-1

【高圧 ECCS】
①RCIC
②HPCF
【高圧注水設備】③HPAC【給復水系】④M/DRFP④HPCP④LPCP【低圧 ECCS】⑤LPFL【注水設備】⑥MUWC【代替注水設備】⑦M/D FP⑧D/D FP⑨A1 級消防車⑩A2 級消防車

・注水設備の起動状況
・代替注水設備の起動状況

1.0.6-別紙 5-32

別紙6(1/3)

ＳＯＰ－１「ＲＰＶ制御」1.0.6-別紙 6-1

赤数字 ：操作判断の内容は別紙 8参照別紙6(2/3)

ＳＯＰ－２「ＰＣＶ制御」1.0.6-別紙 6-2

赤数字 ：操作判断の内容は別紙 8参照別紙6(3/3)

ＳＯＰ－３「Ｒ／Ｂ制御」1.0.6-別紙 6-3

赤数字 ：操作判断の内容は別紙 8参照

別紙 7（1/2）

SOP 目的及び基本的な考え方（7 号炉の例）
運転操作項目名称

目的

原子炉制御

減圧

下記の２点を考慮し，適切なタイミン
グで原子炉を減圧する。
・炉心損傷後，原子炉へ注水できない
場合に蒸気冷却による炉心冷却効果を期待する。
・減圧せずに放置しておくと原子炉が高圧で破損し，格納容器直接加熱による格納容器破損をする。

注水・炉心損傷後，損傷炉心へ注水することによって損傷炉心の冷却を行い，RPV の破損を回避する。
・注水で原子炉水位が回復した場合に，原子炉の水位を長期的に確保する。

除熱・「注水」と並行して格納容器の除熱を行い,格納容器の健全性を維持す
る。

水位不明

・原子炉水位が不明な場合に原子炉の冷却を確保する。

下部 D/W 注水・損傷炉心の冷却が確認できず，RPV 破損に至る可能性のある場合に，あらかじめ下部 D/W 床に水を注水すること
で，放出されるデブリの冷却性向上
および，D/W 床コンクリートの浸食抑制を図る。
・RPV が破損し下部 D/W にデブリが流出した可能性のある場合に，デブリの冷却を行うため下部 D/W 床へ注水する。
・RPV 破損後の原子炉への注水を継続することで格納容器への放熱を抑制するとともに，デブリの冷却を行うた
め下部 D/W 注水を継続する。

出力・スクラム不能異常過渡事象発生時に，発電用原子炉を安全に停止させる。
・RPV 破損後の出力を抑制する。

導入・移行条件

1.0.6-別紙 7-1

基本的な考え方別紙 7（2/2）

SOP 目的及び基本的な考え方（7 号炉の例）
運転操作項目名称目的

格納容器制御除熱・格納容器の除熱を行い,格納容器の健全性を維持する。

ベント・S/P 水位が真空破壊弁制限又は外部注
水制限に達し，PCV 圧力が上昇し PCV
破損に至る可能性がある場合に，PCV
ベントを実施する。また，PCV からの異常な漏えいを認知した場合に，PCVからの漏えい影響を抑制するため PCV
ベントを実施する。

ウェル注水

D/W ヘッドフランジ部の過温破損を防止する。

格納容器水素・水素濃度及び酸素濃度を監視し，酸素濃度（ウェット値）が 4.0%以上に上昇してきた場合，水素及び酸素を放出することにより PCV 破損を防止する。

導入・移行条件

原子炉圧力

原子炉水位

・原子炉建屋の健全性を維持する。
・原子炉建屋からの放射能放出を制限する。

原子炉建屋制御

原子炉建屋環境

使用済燃料プール温度
・使用済燃料プールの水位及び温度を監視し制御する。
使用済燃料プール水温

原子炉建屋水素

・R/B の水素濃度を監視すると共に，
R/B トップベント実施にて R/B の水素爆発を防止する。

1.0.6-別紙 7-2

基本的な考え方別紙 8-1（1/4）

SOP-1 「RPV 制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目
減圧

注水

対応時の判断項目
1-1

判断のための確認項目

注水可能系統なし

・注水設備の起動状況
・代替注水設備の起動状況

CRD 使用可能

・CRD 作動状況

高圧系統使用可能

・高圧注水系の作動状況

低圧注水系統使用可能

・低圧注水系の作動状況

2-1

1.0.6-別紙 8-1

操作手順

別紙 8-1（2/4）

SOP-1 「RPV 制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

低圧注水

除熱

対応時の判断項目

2-2

判断のための確認項目

原子炉圧力 0.49MPa 未
満・原子炉圧力RHR 使用可能

・RHR ポンプ，主要弁，電源の確
認

RCW/RSW 使用不可

・RCW 及び RSW ポンプ，主要弁，電源の確認
・取水槽水位

3-1

1.0.6-別紙 8-2

操作手順

別紙 8-1（3/4）

SOP-1 「RPV 制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

水位不明

特殊制御

対応時の判断項目

4-1

4-2

判断のための確認項目

水位不明

・原子炉水位

LOCA+水位不明

・原子炉水位RPV 破損後・原子炉圧力・ドライウェル圧力・格納容器温度・サプレッション・プール水温・ドライウェル水素濃度
・原子炉水位・制御棒位置の指示値
・原子炉圧力容器下鏡部温度の指
示値

S/P 水位上昇

・サプレッション・プール水位
・原子炉圧力容器への注水量

1.0.6-別紙 8-3

操作手順

別紙 8-1（4/4）

SOP-1 「RPV 制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

下部 D/W 注水

出力対応時の判断項目

判断のための確認項目

損傷炉心の冷却に失敗

・原子炉水位
・原子炉圧力容器への注水量
・原子炉圧力容器下鏡部表面温度
・原子炉ｽｸﾗﾑ後の経過時間

RPV 破損後・原子炉圧力・ドライウェル圧力・格納容器温度・サプレッション・プール水温・格納容器内水素濃度
・原子炉水位・制御棒位置の指示値
・原子炉圧力容器下鏡部温度の指
示値

SLC 使用可能

・SLC ポンプ，主要弁，電源の確認CR 未挿入・全制御棒全挿入ランプ
・RC&IS FD 表示
・CRT 表示・プロセス計算機（OD-7）・スクラムタイミングレコーダ

5-1

6-1

1.0.6-別紙 8-4

操作手順

別紙 8-2（1/3）

SOP-2 「PCV 制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

除熱

代替除熱

対応時の判断項目

1-1

1-2

判断のための確認項目

RHR 使用可能

・RHR ポンプ，主要弁，電源の確認

原子炉水位 L3～L8 安定・原子炉水位PCV 圧力 465kPa 以上

・格納容器内圧力

PCV 温度 190℃以上

・格納容器温度

RPV 下鏡温度 300℃到達

・原子炉圧力容器下鏡温度

代替循環冷却運転条件
成立

・MUWC 代替循環冷却運転条件の確認

1.0.6-別紙 8-5

操作手順

別紙 8-2（2/3）

SOP-2 「PCV 制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

PCV ベント

PCV 水素対応時の判断項目

判断のための確認項目

PCV ベント許可領域

・原子炉水位・最長許容炉心露出時間
・CAMS ガンマ線線量率

EOP PC/P PCV ベント継続

・EOP PC/P PCV ベント継続
・EOP PS/R PCV ベント継続

PCV 除熱可能，CAMS 運
転，FCS 起動可能

・RHR 系統流量
・RHR 熱交換器入口温度，出口温度
・ドライウェル圧力・サプレッション・チェンバ圧力・格納容器温度・MUWC 代替循環冷却運転条件の確認
・FCS ブロワ，主要弁，電源の確認
・格納容器内水素濃度
・格納容器内酸素濃度
・CAMS 運転状況

CAMS 水素･酸素濃度指示
上昇又は CAMS 使用不可で7 日間（168h）継続

・格納容器内水素濃度
・格納容器内酸素濃度
・CAMS 運転状況

PCV 除熱可能，CAMS 運
転，FCS 起動可能

・RHR 系統流量
・RHR 熱交換器入口温度，出口温度
・ドライウェル圧力・サプレッション・チェンバ圧力・格納容器温度・MUWC 代替循環冷却運転条件の確認
・FCS ブロワ，主要弁，電源の確認
・格納容器内水素濃度
・格納容器内酸素濃度
・CAMS 運転状況

2-1

3-1

1.0.6-別紙 8-6

操作手順

別紙 8-2（3/3）

SOP-2 「PCV 制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

PCV 水素対応時の判断項目

判断のための確認項目

3-2

FCS 起動可能

・FCS ブロワ，主要弁，電源の確認

3-3

水素濃度 5%以下

・格納容器内水素濃度

3-4PCV 圧力・格納容器内圧力kPa 以下1.0.6-別紙 8-7

操作手順

別紙 8-3（1/2）

SOP-3 「R/B 制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

R/B 制御対応時の判断項目

判断のための確認項目

EOP SC/C を対応中・EOP SC/C を対応中

EOP SF/L,T を対応中・EOP SF/L,T を対応中R/B 水素濃度上昇

・原子炉建屋水素濃度
・RCIC 作動状況
・HPAC 作動状況
・ECCS 作動状況
・代替注水設備作動状況
・使用済燃料プール水位計
・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール監視カメラ

1-1

原子炉圧力

2-1

RCIC 又は HPAC のみ運転
中

SFP 温度

3-1

燃料ﾌﾟｰﾙ水温維持

4-1

使用済燃料プール
オーバーフロー付近維
持可能

・使用済燃料プール水位計
・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール監視カメラ

4-2

使用済燃料プール燃料
貯蔵ラック上端 m 以
上維持・使用済燃料プール水位計
・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール監視カメラ

4-3

使用済燃料プール燃料
貯蔵ラック上端 m 以
上維持・使用済燃料プール水位計
・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール監視カメラ

SFP 水位℃以下

1.0.6-別紙 8-8

操作手順

別紙 8-3（2/2）

SOP-3 「R/B 制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

5-1

オペフロ水素濃度低下
・原子炉建屋水素濃度確認5-2

緊急時対策本部へ以下を依頼
・原子炉建屋トップベント作動状況
・R/B トップベント
・放水砲による原子炉建屋放水状況
・放水砲による R/B 放水

R/B 水素1.0.6-別紙 8-9

操作手順別紙9(1/9)

ＲＣ／Ｑ
停止時反応度制御(1/2)
SH.1

1.0.6-別紙 9-1

赤数字 ：操作判断の内容は別紙11参照別紙9(2/9)

ＲＣ／Ｑ
停止時反応度制御(2/2)

1.0.6-別紙 9-2

赤数字 ：操作判断の内容は別紙11参照別紙9(3/9)

RPVヘッドオン
プールゲート閉 時 SFP 原子炉水位・温度制御
PCV閉鎖
SH.2

1.0.6-別紙 9-3

赤数字 ：操作判断の内容は別紙11参照別紙9(4/9)

RPVヘッドオン（直前）※
プールゲート閉
時 SFP 原子炉水位・温度制御
PCV開放
SH.3

1.0.6-別紙 9-4

赤数字 ：操作判断の内容は別紙11参照別紙9(5/9)

RPVヘッドオフ（直後）※
プールゲート閉
時 SFP 原子炉ウェル水位・温度制御
PCV開放
SH.4

1.0.6-別紙 9-5

赤数字 ：操作判断の内容は別紙11参照別紙9(6/9)

RPVヘッドオフ
プールゲート開 時 SFP 原子炉ウェル水位・温度制御
PCV開放
SH.5

1.0.6-別紙 9-6

赤数字 ：操作判断の内容は別紙11参照別紙9(7/9)

RPVヘッドオフ直後
時 原子炉水位・温度制御
RPVヘッドオン直前※
SH.6

1.0.6-別紙 9-7

赤数字 ：操作判断の内容は別紙11参照別紙9(8/9)

ＰＳ／Ｒ
交流／直流電源供給回復(1/2)
SH.7

1.0.6-別紙 9-8

赤数字 ：操作判断の内容は別紙11参照別紙9(9/9)

ＰＳ／Ｒ「交流／直流電源供給回復(2/2)」
SH.8

1.0.6-別紙 9-9

赤数字 ：操作判断の内容は別紙11参照

別紙 10(1/2)

停止時 EOP 目的及び基本的な考え方（7 号炉の例）
運転操作手順書名称
反応度制御

停止時反応度制御

RPV ヘッドオン
プールゲート閉
PCV 閉鎖

目的

導入条件

脱出条件

・原子炉停止中（復水器真空破壊～CR 引抜開始）において，意図せぬ制御棒の引き抜けによる SRNM の指示が上昇した場合に，発電用原子炉を冷温未臨界にする。

時

SFP 原子炉水位・温・使用済燃料プール（SFP）
及び原子炉の水位及び温度を監視し制御する。

度制御

原子炉・使用済燃料プール 水位・温度制御

RPV ヘッドオン（直前）
プールゲート閉
PCV 開放時

SFP 原子炉水位・温度・使用済燃料プール（SFP）
及び原子炉の水位及び温度を監視し制御する。

制御

RPV ヘッドオフ（直後）
プールゲート閉 時
PCV 開放SFP 原子炉水位・温度制御

・使用済燃料プール（SFP）
及び原子炉ウェルの水位及び温度を監視し制御する。

1.0.6-別紙 10-1

基本的な考え方別紙 10(2/2)

停止時 EOP 目的及び基本的な考え方（7 号炉の例）
運転操作手順書名称

原子炉・使用済燃料プール 水位・温度制御

RPV ヘッドオフ
プールゲート開
PCV 開放時

SFP 原子炉水位・温度

目的

導入条件

脱出条件

・使用済燃料プール（SFP）
及び原子炉ウェルの水位及び温度を監視し制御する。

制御

交流／直流電源供給回復

RPV ヘッドオフ直後
RPV ヘッドオン直前
時 SFP 原子炉水位・
温度制御

・原子炉ウェルの水位及び温度を監視し制御する。

交流/直流電源供給
回復

・交流電源及び直流電源の供給を回復する。

1.0.6-別紙 10-2

基本的な考え方別紙 11-1(1/1)

停止時 EOP 「停止時反応度制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

発生要因確認CR

SLC

対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作ミス
作業ミス

・操作又は作業状況

2-1

CR 全挿入位置まで
挿入

・全制御棒全挿入ランプ
・RC&IS FD 表示
・CRT 表示・プロセス計算機(OD-7)・スクラムタイミングレコーダ

3-1

RPV 状態・原子炉圧力容器上蓋状態

3-2

CR 引抜状態により臨界のおそれあり

・SRNM

3-3

SLC 起動可能・SLC 正常3-4

CR 引抜状態により臨界のおそれあり

・SRNM

3-5

SLC 起動可能・SLC 正常

1-1

操作手順

1.0.6-別紙 11-1

別紙 11-2(1/2)

停止時 EOP ｢RPV ヘッドオン・プールゲート閉・PCV 閉鎖時 SFP 原子炉水位・温度制御｣
操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

発生要因確認

SFP, 原 子 炉 水
位・温度制御SFP 水位対応時の判断項目

判断のための確認項目

1-1

操作ミス
作業ミス

2-1

・原子炉水位原子炉からの漏え ・使用済燃料プール水位
い・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール監視カメラ

3-1

使 用 済 燃 料 貯 蔵 ・使用済燃料プール水位
プールオーバーフ ・使用済燃料プール温度
ロー付近維持可能 ・使用済燃料プール監視カメラ

3-2

使用済燃料貯蔵・使用済燃料プール水位
プール燃料貯蔵・使用済燃料プール温度
ラック上端
以
・使用済燃料プール監視カメラ
上維持

3-3

使用済燃料貯蔵・使用済燃料プール水位
プール燃料貯蔵・使用済燃料プール温度
ラック上端
以
・使用済燃料プール監視カメラ
上維持

4-1

原子炉水位 L-3～
・原子炉水位L-8 維持可能

4-2

原子炉水位 TAF 以・原子炉水位上維持

操作手順

・操作又は作業状況

原子炉水位

1.0.6-別紙 11-2

別紙 11-2(2/2)

停止時 EOP ｢RPV ヘッドオン・プールゲート閉・PCV 閉鎖時 SFP 原子炉水位・温度制御｣
操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

SFP 温度対応時の判断項目

判断のための確認項目

5-1

燃料プール水温℃以下維持可能・使用済燃料プール水位・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール監視カメラ

6-1

炉水温度
維持可能

℃以下

・原子炉水温度

6-2

炉水温度
維持可能

℃以下

操作手順

原子炉温度
・原子炉水温度

1.0.6-別紙 11-3

別紙 11-3(1/2)

停止時 EOP 「RPV ヘッドオン（直前）・プールゲート閉・PCV 開放時
SFP 原子炉水位・温度制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

発生要因確認

1-1

操作ミス
作業ミス

SFP, 原 子 炉 水
位・温度制御2-1

原子炉からの漏え ・原子炉水位
い・SFP 水位3-1

使 用 済 燃 料 貯 蔵 ・使用済燃料プール水位
プールオーバーフ ・使用済燃料プール温度
ロー付近維持可能 ・使用済燃料プール監視カメラ

3-2

使用済燃料貯蔵・使用済燃料プール水位
プール燃料貯蔵・使用済燃料プール温度
ラック上端
以
・使用済燃料プール監視カメラ
上維持

3-3

使用済燃料貯蔵・使用済燃料プール水位
プール燃料貯蔵・使用済燃料プール温度
ラック上端
以
・使用済燃料プール監視カメラ
上維持

4-1

原子炉水位 L-3～
・原子炉水位L-8 維持可能

4-2

原子炉水位 TAF 以・原子炉水位上維持

SFP 水位操作手順

・操作又は作業状況

原子炉水位

1.0.6-別紙 11-4

別紙 11-3(2/2)

停止時 EOP 「RPV ヘッドオン（直前）・プールゲート閉・PCV 開放時
SFP 原子炉水位・温度制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

SFP 温度対応時の判断項目

判断のための確認項目

5-1

燃料プール水温℃以下維持可能・使用済燃料プール水位・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール監視カメラ

6-1

炉水温度
維持可能

℃以下

・原子炉水温度

6-2

炉水温度
維持可能

℃以下

操作手順

原子炉温度
・原子炉水温度

1.0.6-別紙 11-5

別紙 11-4(1/1)

停止時 EOP 「RPV ヘッドオフ（直後）・プールゲート閉・PCV 開放時
SFP 原子炉水位・温度制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1-1

操作ミス
作業ミス

2-1

使 用 済 燃 料 貯 蔵 ・使用済燃料プール水位
プールオーバーフ ・使用済燃料プール温度
ロー付近維持可能 ・使用済燃料プール監視カメラ

2-2

使用済燃料貯蔵・使用済燃料プール水位
プール燃料貯蔵・使用済燃料プール温度
ラック上端
以
・使用済燃料プール監視カメラ
上維持

2-3

使用済燃料貯蔵・使用済燃料プール水位
プール燃料貯蔵・使用済燃料プール温度
ラック上端
以
・使用済燃料プール監視カメラ
上維持

原子炉ウェル水位

3-1

原子炉水位 L-8 維・原子炉水位持可能

SFP 温度

4-1

燃料プール水温℃以下維持可能・使用済燃料プール水位・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール監視カメラ

原子炉ウェル
温度

5-1

炉水温度
維持可能

・原子炉水温度

発生要因確認SFP 水位操作手順

・操作又は作業状況℃以下

1.0.6-別紙 11-6

停止時 EOP 「RPV ヘッドオフ・プールゲート開・PCV 開放時 SFP 原子炉水位・温度制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

発生要因確認SFP ， 原 子 炉
ウェル水位

SFP ， 原 子 炉
ウェル温度

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1-1

操作ミス
作業ミス

2-1

・使用済燃料プール水位
使用済燃料貯蔵・使用済燃料プール温度
プールオーバーフ・使用済燃料プール監視カメラ
ロー付近維持可能
・原子炉水位2-2

使用済燃料貯蔵・使用済燃料プール水位
プール燃料貯蔵・使用済燃料プール温度
ラック上端
以
・使用済燃料プール監視カメラ
上維持

2-3

使用済燃料貯蔵・使用済燃料プール水位
プール燃料貯蔵・使用済燃料プール温度
ラック上端
以
・使用済燃料プール監視カメラ
上維持

3-1

SFP，原子炉水温度
・原子炉水位℃以下維持可能

操作手順

・操作又は作業状況

1.0.6-別紙 11-7

別紙 11-5(1/1)

停止時 EOP 「RPV ヘッドオフ直後・RPV ヘッドオン直前 時 SFP 原子炉水位・温度制御」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

発生要因確認

1-1

操作ミス
作業ミス

原子炉水位

2-1

原子炉水位 L-8 以・原子炉水位
上維持可能

原子炉温度

3-1

炉水温度
維持可能

操作手順

・操作又は作業状況℃以下

・原子炉水温度

1.0.6-別紙 11-8

別紙 11-6(1/1)

別紙 11-7(1/4)

停止時 EOP 「交流／直流電源供給回復」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

交流／直流電源供給回復対応時の判断項目

判断のための確認項目

操作手順

・D/G 作動状況
・D/G 発電機電圧・非常用 M/C(C)(D)(E)母線電圧

1-1

D/G3 台起動電圧確
立

1-2

・D/G(A)(B)作動状況
D/G(A)及び(B)起動・D/G(A)(B)発電機電圧
電圧確立・非常用 M/C(C)(D)母線電圧

1-3

海水系運転継続可能・RCW 系運転状況
・RSW 系運転状況

2-1

非常用母線停電状況・非常用 M/C(C)(D)母線電圧

2-2

M/C(C)使用可能

・M/C(C)異常有無

電路構成
受電

1.0.6-別紙 11-9

別紙 11-7(2/4)

停止時 EOP 「交流／直流電源供給回復」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

電路構成
受電

対応時の判断項目

判断のための確認項目

2-3

GTG 又は電源車（緊急用 M/C）
給電可能

・GTG 作動状況
・電源車作動状況
・緊急用 M/C 異常有無

2-4

M/C(D)使用可能

・M/C(D)異常有無

2-5

GTG 又は電源車（緊急用 M/C）
給電可能

・GTG 作動状況
・電源車作動状況
・緊急用 M/C 異常有無

3-1

第一 GTG 起動

・第一 GTG 作動状況

3-2

第二 GTG 又は電源車（緊急用 M/C）

・M/C(C)異常有無

4-1

外部電源復旧・500kV 母線電圧
・66kV 母線電圧

4-2

電源受電状況

・GTG 作動状況
・電源車作動状況
・M/C(C)(D)母線電圧

4-3D/G 使用可能

・D/G 作動状況

操作手順

給電

復旧

1.0.6-別紙 11-10

別紙 11-7(3/4)

停止時 EOP 「交流／直流電源供給回復」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

復旧

4-4

停電切替を伴わない・受電切替時の停電有無

直流 250V 電源
確保

5-1

M/C(E)電圧確立

・M/C(E)母線電圧

直流主母線盤
電圧状況

6-1

直流主母線盤電圧
100V 未満・直流主母線盤(A)電圧・直流主母線盤(B)電圧

6-2

蓄電池(A)8 時間放電継続

・蓄電池(A)電圧
・直流主母線盤(A)電圧

6-3AM 用 MCC 受電可能

・AM 用 MCC 異常有無

7-1

GTG 又は電源車給
電可能

・GTG 作動状況
・電源車作動状況
・緊急用 M/C 異常有無

7-2

交流電源喪失 24 時
間以上継続の恐れ ・M/C(C)(D)(E)母線電圧
あり

操作手順

直流 125V(A)電源確保

直流 125V(A)電源回復

1.0.6-別紙 11-11

別紙 11-7(4/4)

停止時 EOP 「交流／直流電源供給回復」操作等判断基準一覧（7 号炉の例）
制御項目

直流 125V(B)電源回復

対応時の判断項目

8-1

GTG 又は電源車給電可能判断のための確認項目

操作手順

・GTG 作動状況
・電源車作動状況
・緊急用 M/C 異常有無

1.0.6-別紙 11-12

別紙12(1/11)

AM設備別操作手順書一覧（7号炉の例）
手順項目

項目概要

緊急用M/CからM/C7C・7Dへの電路構
緊急用M/CからM/C7C･7Dへの受電準備として電路構成を行う。
成
大湊側緊急用M/CからM/C7C・7Dへの大湊側緊急用M/CからM/C7C･7Dへの受電準備として電路構成を行う。
電路構成
電源車によるP/C7C-1・7D-1への電路
電源車からP/C7C-1・7D-1への受電準備として電路構成を行う。
構成
電源車（緊急用電源切替箱7A経由）
電源車（緊急用電源切替箱7A経由）からM/C7C･7Dへの受電準備として電路構成を行う。
によるM/C7C・7Dへの電路構成
K6D/GによるM/C7C・7Dへの電路構成
6号炉非常用D/GからM/C7C･7Dへの受電準備として電路構成を行う。
（号炉間電力融通ケーブル使用）
第一GTGからAM用MCCへの電路構成
電源確
保第一GTGからAM用MCCへの受電準備として電路構成を行う。

緊急用M/CからAM用MCCへの電路構成 緊急用M/CからAM用MCCへの受電準備として電路構成を行う。
大湊側緊急用M/CからAM用MCCへの電
大湊側緊急用M/CからAM用MCCへの受電準備として電路構成を行う。
路構成
電源車（AM用動力変圧器）によるAM
電源車（AM用動力変圧器）によるAM用MCCへの受電準備として電路構成を行う。
用MCCへの電路構成
電源車（緊急用電源切替箱7A経由）
電源車（緊急用電源切替箱7A経由）によるAM用MCCへの受電準備として電路構成を行う。
によるAM用MCCへの電路構成
K6D/GによるAM用MCCへの電路構成（号炉間電力融通ケーブル使用）

K6D/GによるAM用MCCへの受電準備として電路構成を行う。

第一ガスタービン発電機起動

現場にて第一ガスタービン発電機(GTG)を起動する。

M/C7C・7D受電

代替交流電源設備によりM/C7C・7Dを受電する。

AM用MCC受電

代替交流電源設備によりAM用MCCを受電する。

1.0.6-別紙12-1

別紙12(2/11)

手順項目

項目概要

P/C7C-1・7D-1受電（P/C動力変圧器
電源車によりP/C7C-1・7D-1を受電する。
～M/C7C・7D経由）
ガスタービン発電機（GTG）による荒浜側緊急用M/C又は大湊側緊急用M/C受電が見込めない場合に，大湊側D/G(A)又D/G(A)(B)による他号炉への電力融通 は(B)運転中（M/C C系又はD系受電中）において，D/G(A)又は(B)の不要な負荷を切り離し荒浜側緊急用M/C又は大湊
側緊急用M/Cへの送電を行う。
中操監視計器類復旧（C）

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によるMCC 7C-1-7受電後,中操監視計器類を復旧する。

中操監視計器類復旧（D）

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によるMCC 7D-1-7受電後,中操監視計器類を復旧する。

直流125V蓄電池切替（7A，7A-2，AM
直流125V蓄電池を7Aから7A-2，AM用と切り替え，直流125V主母線盤7Aへ24時間以上給電する。
用）
電
源
確
保

直流125V充電器盤7A受電

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によるMCC 7C-1-6受電後,直流125V充電器盤7Aを受電し直流電源の機能を回復させ,その後,蓄電池室の換気を確保したうえで蓄電池の回復充電を図る。

直流125V充電器盤7B受電

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によるMCC 7D-1-6受電後,直流125V充電器盤7Bを受電し直流電源の機能を回復させ,その後,蓄電池室の換気を確保したうえで蓄電池の回復充電を図る。

直流125V充電器盤7A-2受電

MCC 7C-1-6又は7D-1-7受電後，直流125V充電器盤7A-2を受電し直流電源の機能を回復させる。また，バッテリー室の換気を確保したうえで蓄電池の回復充電を図る。

AM用直流125V充電器盤受電

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によるMCC 7C-1-4又は7D-1-4受電後，AM用直流125V充電器盤を受電し直流電源の機能を回復させ，その後，バッテリー室の換気を確保したうえで蓄電池の回復充電を図る。

AM用直流125V蓄電池による直流125V
全交流電源喪失，全直流電源喪失時においてAM用直流125V蓄電池から直流125V主母線盤7Aへ給電する。
主母線盤7A受電
直流給電車による直流125V主母線盤A
全交流電源喪失，全直流電源喪失時において直流給電車により直流125Ｖ主母線盤7Aへ給電する。
給電

1.0.6-別紙12-2

別紙12(3/11)

手順項目

項目概要

反
制
応 SLCポンプによるほう酸水注入
御度

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保し,原子炉圧力容器にほう酸水を注入する。

RHR（A）による原子炉注水

ガスタービン発電機（GTG）によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,代替熱交換器車等により補機冷却水を確保し,RHRポンプ（A）により原子炉圧力容器へ注水する。

RHR（B）による原子炉注水

ガスタービン発電機（GTG）によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,代替熱交換器車等により補機冷却水を確保し,RHRポンプ（B）により原子炉圧力容器へ注水する。

MUWCによる原子炉注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保し,MUWCポンプにより原子炉圧力容器へ注水する。

消火ポンプによる原子炉注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車により弁の駆動電源を確保し,ディーゼル駆動消火ポンプにより原子炉圧力容器へ注水する。

消防車による原子炉注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車により弁の駆動電源を確保し,防火水槽，淡水貯水池又は海を水源として,可搬型代替注水ポンプ（消防車）により原子炉圧力容器へ注水する。

CRDによる原子炉注水

ガスタービン発電機（GTG）によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,恒設補機冷却水系（A）により補機冷却水を確保し,CRDポンプ（A）により原子炉圧力容器へ注水する。

SLCポンプによる原子炉注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保し,SLCポンプにより原子炉圧力容器へ注水する。

HPAC現場起動

可搬式水位計により原子炉水位を監視し,手動操作によりHPACを起動する。

RCIC現場起動

可搬式水位計により原子炉水位を監視し,手動操作によりRCICを起動する。

HPCF緊急注水

ガスタービン発電機（GTG）によりポンプ・弁の駆動電源を確保し,補機冷却水が無い状態でHPCFポンプ（B）により
原子炉圧力容器へ注水する。

原
子
炉
注
水

1.0.6-別紙12-3

別紙12(4/11)

手順項目
SRV駆動源確保

項目概要
SRV駆動用の窒素ガスボンベが交換圧力まで下降した場合に常用側ボンベから予備側ボンベに切替を行う。

AM用切替装置またはバッテリーによAM用切替装置またはバッテリー接続によりSRVを手動開して原子炉減圧する。
るSRV開放代替SRV駆動装置によるSRV開放

現場にて窒素ガスボンベ圧力によりSRVを開して原子炉減圧する。

炉心損傷前PCVベント（フィルタベン
炉心損傷前の格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント（W/Wベント）を行う。
ト使用（S/C））

圧力
制
御

炉心損傷前PCVベント（耐圧強化ライ
炉心損傷前の耐圧強化ベント系による格納容器ベント（W/Wベント）を行う。
ン使用(S/C）)

炉心損傷前PCVベント（フィルタベン
炉心損傷前の格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント（D/Wベント）を行う。
ト使用（D/W））

炉心損傷前PCVベント（耐圧強化ライ
炉心損傷前の耐圧強化ベント系による格納容器ベント（D/Wベント）を行う。
ン使用(D/W）)

炉心損傷後PCVベント（フィルタベン
炉心損傷後の格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント（W/Wベント）を行う。
ト使用（S/C））

炉心損傷後PCVベント（耐圧強化ライ
炉心損傷後の耐圧強化ベント系による格納容器ベント（W/Wベント）を行う。
ン使用(S/C）)

1.0.6-別紙12-4

別紙12(5/11)

手順項目

項目概要

炉心損傷後PCVベント（フィルタベン
炉心損傷後の格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント（D/Wベント）を行う。
ト使用（D/W））

炉心損傷後PCVベント（耐圧強化ライ
炉心損傷後の耐圧強化ベント系による格納容器ベント（D/Wベント）を行う。
ン使用(D/W）)
圧
力
制
御

格
納
容
器
ス
プ
レ
イ

PCVベント（遠隔操作可能弁開閉操作）

格納容器ベント時に主要弁が中央制御室操作にて動作できない場合に現場で主要弁を開閉する。

PCVベント弁駆動源確保［予備ボンベ］

各格納容器ベントライン隔離弁駆動用の空気ボンベ圧力が確保できない場合に常用側ボンベから予備側ボンベに切替を行う。

炉心損傷後格納容器薬品注入

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，原子炉格納容器内に薬品を注入する。

RHR(B)によるPCVスプレイ

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりポンプ及び電動弁電源を確保後,RHRポンプ(B)により格納容器スプレイを行う。

MUWCによるPCVスプレイ

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保し,MUWCポンプにより格納容器スプレイを行う。

消火ポンプによるPCVスプレイ

ガスタービン発電機（GTG）,電源車により弁の駆動電源を確保し,ディーゼル駆動消火ポンプにより格納容器スプレ
イを行う。

消防車によるPCVスプレイ

ガスタービン発電機（GTG）,電源車により弁の駆動電源を確保し,防火水槽，淡水貯水池又は海を水源として,可搬型代替注水ポンプ（消防車）により格納容器スプレイを行う。

1.0.6-別紙12-5

別紙12(6/11)

格
納
容
器
水
素
・
酸
素
制
御

手順項目

項目概要

FCS(A)による格納容器水素制御

CAMSによる原子炉格納容器内水素および酸素濃度監視が可能であり,RHR系又はMUWPにてFCS冷却器への冷却が可能なときFCS(A)を起動する。

FCS(B)による格納容器水素制御

CAMSによる原子炉格納容器内水素および酸素濃度監視が可能であり,RHR系又はMUWPにてFCS冷却器への冷却が可能なときFCS(B)を起動する。

PCV水素・酸素ガス放出（フィルタベ
原子炉格納容器内の酸素濃度低減のため格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント（W/Wベント）を行う。
ント使用（S/C））
PCV水素・酸素ガス放出（フィルタベ
原子炉格納容器内の酸素濃度低減のため格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント（D/Wベント）を行う。
ント使用（D/W））
PCV水素・酸素ガス放出（耐圧強化ラ
原子炉格納容器内の酸素濃度低減のため耐圧強化ベント系による格納容器ベント（W/Wベント）を行う。
イン使用(S/C）)
PCV水素・酸素ガス放出（耐圧強化ラ
原子炉格納容器内の酸素濃度低減のため耐圧強化ベント系による格納容器ベント（D/Wベント）を行う。
イン使用(D/W）)

1.0.6-別紙12-6

別紙12(7/11)

手順項目

項目概要
ガスタービン発電機（GTG）によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,代替熱交換器車等により補機冷却水を確保し,RHRポンプ（A）により使用済燃料プールへ注水する。

RHR（B系）によるSFP注水

ガスタービン発電機（GTG）によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,代替熱交換器車等により補機冷却水を確保し,RHRポンプ（B）により使用済燃料プールへ注水する。

SPCUによるSFP注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保し,SPCUポンプにより使用済燃料プールへ注
水する。

燃
料
プ

MUWCによるSFP注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保し,MUWCポンプにより使用済燃料プールへ注
水する。

ル
注
水
，
ウ

消火ポンプによるSFP注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車により弁の駆動電源を確保し,ディーゼル駆動消火ポンプにより使用済燃料プールへ注水する。

消防車によるSFP注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車により弁の駆動電源を確保し,防火水槽，淡水貯水池又は海を水源として,可搬型代替注水ポンプ（消防車）により使用済燃料プールへ注水する。

ル
注
水
，
燃
料
プ

消防車による可搬型SFPスプレイ

可搬型代替注水ポンプ（消防車）および,可搬型スプレイノズルを使用して使用済燃料プールスプレイを行う。

消防車によるSFPスプレイ

可搬型代替注水ポンプ（消防車）を使用して使用済燃料プール補給（スプレイ）を行う。

SPCUによる原子炉ウェル注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保し,SPCUポンプにより原子炉ウェルへ注水する。

MUWCによる原子炉ウェル注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保し,MUWCポンプにより原子炉ウェルへ注水する。

消火ポンプによる原子炉ウェル注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車により弁の駆動電源を確保し,ディーゼル駆動消火ポンプにより原子炉ウェルへ注水する。

消防車による原子炉ウェル注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車により弁の駆動電源を確保し,防火水槽，淡水貯水池または海を水源として,可搬型代替注水ポンプ（消防車）から原子炉ウェルに注水する。

SFP監視カメラ冷却装置起動

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置により使用済燃料貯蔵プール監視カメラを冷却する。

ー

RHR（A系）によるSFP注水

ェ
ー

ル
監
視

1.0.6-別紙12-7

別紙12(8/11)

手順項目

項目概要

恒設RCW（A系）による補機冷却水確 ガスタービン発電機（GTG）によりポンプ・弁の駆動電源を確保し,原子炉補機冷却系（A）により,原子炉系補機に保冷却水を供給する。
恒設RCW（B系）による補機冷却水確 ガスタービン発電機（GTG）によりポンプ・弁の駆動電源を確保し,原子炉補機冷却系（B）により、原子炉系補機に保冷却水を供給する。
代
替
除熱

代替Hxによる補機冷却水確保（A系） 代替熱交換器車により原子炉補機冷却系（A）を冷却する。

代替Hxによる補機冷却水確保（B系） 代替熱交換器車により原子炉補機冷却系（B）を冷却する。
代替原子炉補機冷却系による補機冷
代替原子炉補機冷却系ポンプにより,海水を原子炉補機冷却系（A）として供給する。
却水（A系）確保
代替原子炉補機冷却系による補機冷
代替原子炉補機冷却系ポンプにより,海水を原子炉補機冷却系（B）として供給する。
却水（B系）確保

原
子
炉
除
熱

RHR（A）による原子炉除熱

ガスタービン発電機（GTG）によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,代替熱交換器車等により補機冷却水を確保し,RHR（A）停止時冷却モードによる発電用原子炉からの除熱を行う。

RHR（B）による原子炉除熱

ガスタービン発電機（GTG）によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,代替熱交換器車等により補機冷却水を確保し,RHR（B）停止時冷却モードによる発電用原子炉からの除熱を行う。

CUW（A）による原子炉除熱

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,原子炉補機冷却系（A）により補機冷却水を確保し,CUW非再生Hx（A）を用いて発電用原子炉からの除熱を行う。

CUW（B）による原子炉除熱

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,原子炉補機冷却系（B）により補機冷却水を確保し,CUW非再生Hx（B）を用いて発電用原子炉からの除熱を行う。

CUW系の再起動と再生熱交換器のバイ ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,原子炉補機冷却系により補機
パス運転
冷却水を確保し,CUW非再生Hxを用いて発電用原子炉からの除熱を行う。

1.0.6-別紙12-8

別紙12(9/11)

手順項目

格
納
容
器
除
熱

項目概要

RHR（A系）によるS/P除熱

ガスタービン発電機（GTG）によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,代替熱交換器車等により補機冷却水を確保し,RHR（A）によりS/Pの除熱を行う。

RHR（B系）によるS/P除熱

ガスタービン発電機（GTG）によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,代替熱交換器車等により補機冷却水を確保し,RHR（B）によりS/Pの除熱を行う。

DWクーラ代替除熱（RCW-A系）

ガスタービン発電機（GTG）によりファン・弁の駆動電源を確保するとともに,原子炉補機冷却系（A）により補機冷却水を確保し，DWクーラ（A）及び（B）により原子炉格納容器の除熱を行う。

DWクーラ代替除熱（RCW-B系）

ガスタービン発電機（GTG）によりファン・弁の駆動電源を確保するとともに,原子炉補機冷却系（B）により補機冷却水を確保し，DWクーラ（C）により原子炉格納容器の除熱を行う。

DWクーラ代替除熱（DWC除湿冷却器） 常用補機冷却系により補機冷却水を確保し、DWクーラにより原子炉格納容器の除熱を行う。
代替循環冷却系によるPCV内の減圧及 ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,MUWCによりRHR（B）Hxを用いび除熱て原子炉格納容器の減圧及び除熱を行う。

S
F
P
除
熱

水
源
確
保

RHR（A系）によるSFP除熱

ガスタービン発電機（GTG）によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,代替熱交換器車等により補機冷却水を確保し,RHR（A）により使用済燃料プールの除熱を行う。

RHR（B系）によるSFP除熱

ガスタービン発電機（GTG）によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,代替熱交換器車等により補機冷却水を確保し,RHR（B）により使用済燃料プールの除熱を行う。

FPCによるSFP除熱

ガスタービン発電機（GTG),電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保するとともに,代替熱交換器車等により補機冷却水を確保し,FPCにより使用済燃料プールの除熱を行う。

MUWPポンプによるCSPへの補給

電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保し,純水タンクを水源としてMUWPポンプにより復水貯蔵槽へ補給する。

消防車によるCSPへの補給

可搬型代替注水ポンプ（消防車）により防火水槽，淡水貯水池又は海を水源として復水貯蔵槽へ補給する。

代器 替 可搬計測器によるパラメータ計測計

可搬計測器を使用し,各種パラメータを計測する。

1.0.6-別紙12-9

別紙12(10/11)

手順項目
MCR空調（A系）運転

MCR空調（B系）運転

項目概要
ガスタービン発電機（GTG）,電源車により空調機・ダンパの駆動電源を確保し,再循環運転を行う。またMCR空調の再循環運転では中央制御室内の二酸化炭素濃度が上昇し酸素濃度の低下を招くことから「中操隔離時の二酸化炭素
濃度の推移」を参考に外気取り入れを行い二酸化炭素濃度の上昇を緩和する。
ガスタービン発電機（GTG）,電源車により空調機・ダンパの駆動電源を確保し,再循環運転を行う。またMCR空調の再循環運転では中央制御室内の二酸化炭素濃度が上昇し酸素濃度の低下を招くことから「中操隔離時の二酸化炭素
濃度の推移」を参考に外気取り入れを行い二酸化炭素濃度の上昇を緩和する。

DG(A)系燃料移送ポンプ(A)吸込ライ 燃料移送ポンプ(A)の吸込ラインを切り替えることにより軽油タンク(B)から燃料デイタンク(A)への燃料補給をす
ン切替る。
DG(B)系燃料移送ポンプ(B)吸込ライ 燃料移送ポンプ(B)の吸込ラインを切り替えることにより軽油タンク(A)から燃料デイタンク(B)への燃料補給をす
ン切替る。
DG(C)系燃料移送ポンプ(C)吸込ライ 燃料移送ポンプ(C)の吸込ラインを切り替えることにより軽油タンク(B)から燃料デイタンク(C)への燃料補給をす
ン切替
る。

そ
の
他

燃料デイタンク(A)への燃料補給

燃料移送ポンプ（B)又は（C)を使用し,燃料デイタンク（A)への燃料補給する。

燃料デイタンク(B)への燃料補給

燃料移送ポンプ（A)又は（C)を使用し,燃料デイタンク（B)への燃料補給する。

燃料デイタンク(C)への燃料補給

燃料移送ポンプ（A)又は（B)を使用し,燃料デイタンク（C)への燃料補給する。

SFP漏えい緩和

資機材を使用し，使用済燃料プールの漏えいを緩和させる。

通信手段確保携帯型音声呼出電話設備により中央制御室－現場間の通信を確保する。

RHR復旧不可能時の対策

RHRポンプのサプレッション・プール吸込ストレーナをMUWC又は可搬型代替注水ポンプ（消防車）により逆洗を行う。

SGTS（A）によるR/B負圧維持及び放 ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりファン・弁の駆動電源を確保するとともに,SGTS（A）により原子炉建屋
射性物質除去の負圧維持及び放射性物質の除去を行う。
SGTS（B）によるR/B負圧維持及び放 ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりファン・弁の駆動電源を確保するとともに,SGTS（B）により原子炉建屋
射性物質除去の負圧維持及び放射性物質の除去を行う。

1.0.6-別紙12-10

別紙12(11/11)

手順項目
中
央
制
御
室
居
住
性
確
保

項目概要

可搬型陽圧化空調機による中央制御 ガスタービン発電機（GTG）,電源車により可搬型陽圧化空調機・ダンパの駆動電源を確保し,中央制御室の陽圧化を室陽圧化行う。
中央制御室の照明確保

資機材を使用し，中央制御室の照明を確保する。

空気ボンベによる中央制御室待避室
空気ボンベにて中央制御室待避室陽圧化の準備を行う。
陽圧化準備
中央制御室待避室の照明確保及び監資機材を使用した中央制御室待避室の照明確保及びデータ表示装置の起動によりプラント監視を行う。
視機器起動
中央制御室待避室陽圧化と酸素・二 空気ボンベによる中央制御室待避室の陽圧化を行う。居住性確保のため酸素濃度の低下又は二酸化炭素濃度の上昇
酸化炭素濃度測定
により中央制御室待避室設置の排気弁にて酸素濃度及び二酸化炭素濃度の調整を行う。

下
部
D
/
W
注
水

MUWCによる下部D/W注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車によりポンプ・弁の駆動電源を確保し,MUWCポンプにより格納容器下部へ注水する。

消火ポンプによる下部D/W注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車により弁の駆動電源を確保し,ディーゼル駆動消火ポンプにより格納容器下部へ注水する。

消防車による下部D/W注水

ガスタービン発電機（GTG）,電源車により弁の駆動電源を確保し,防火水槽，淡水貯水池又は海を水源として,可搬型代替注水ポンプ（消防車）により格納容器下部へ注水する。

1.0.6-別紙12-11

別紙13

緊急時対策本部運営要領と主な機能班ガイド【緊急時対策本部運営要領】
発電所において原子力災害指針に基づく事象が発生した場合，原子力警戒態勢の発令を行う事象の対応を行う。本要領は，原子力警戒態勢の発令から解除までの発電所緊急対策組織が実施する基本的な事項(達成すべきの目標や組織の体制，緊急事態における組織の運営の基本等)について定めたものであり，具体的な実施事項は事象の内容によりそれぞれの各機能組織が定めるガイドを用いて事態の対応並びに進展防止・収束を行う。

ガイド項目

項目概要

号機班運用ガイド

各プラント毎の情報を取りまとめ，緊急時対策本部でプラント情報を共有するための標準的な手順および各職位・現場要員が実践すべき活動のノウハウを取りまとめ，定めたガイド。

復旧班運用ガイド

復旧班が遂行する活動を安全・迅速に達成するための標準的な手順および各職位・現場要員が実践すべき活動のノウハウを取りまとめ，定めたガイド。
※電源復旧，水源確保，燃料補給等に関する個々の手順は，「多様なハザード対応手順」に定める。

計画班運用ガイド

事故状況の把握評価および事故影響範囲の推定など計画班の活動を定めたガイド。
（例）原子炉水位／有効燃料頂部（TAF）到達時間予測，格納容器最高使用圧力（1Pd）到達時間予測

保安班運用ガイド

環境モニタリング，被ばく線量評価および出入り管理所の設置等の放射線に関わる保安班の活動を定めたガイド。
（例）環境影響評価システムによる評価，モニタリングポスト代替測定，緊急時による出入管理所の設営

資材班運用ガイド

資機材の確保，輸送および社外機動力の確保要請等を迅速に対応するための資材班の活動を定めたガイド。
（例）契約業者からの燃料受け入れ

総務班運用ガイド

緊急時対策本部の維持・運営，食料調達，医療活動および警備・避難誘導等に関わる総務班の活動を定めたガイド。
（例）緊急時態勢発令のサイレン吹鳴方法と所内放送手順，緊急時における備蓄食糧に関する対応手順，
緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順

1.0.6-別紙13-1

別紙 14(1/5)

多様なハザード対応手順一覧(7 号炉の例)
手順項目

項目概要

炉心冷却
格納容器機能維持

消防車による送水（原子炉注水）

低圧代替注水系(可搬型)による原子炉への注水が必要な状況において，接続口(消防ホース接続箇所)及び水源を選定し，注水ルートを確保した上で，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)により注水する。

RCIC 現場起動（排水処理）「原子炉隔離時冷却系現場起動」に伴い発生する排水により原子炉隔離時冷却系ポンプ本体が水没する前に，排水を移送する。

熱交換器ユニットによる補機冷却水確保

代替原子炉補機冷却系によりサプレッション・プールへ蓄積された熱を最終ヒートシンク（海）へ輸送する。

フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り

原子炉格納容器ベント中に想定されるフィルタ装置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。

フィルタベント水位調整（水張り）フィルタ装置水位が「1000mm(通常水位)」を下回り「500mm(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。

フィルタベント水位調整（水抜き）

フィルタ装置水位が「2200mm(上限水位)」に到達した場合及び金属フィルタ差圧が「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。

フィルタベント停止後の N2 パージ

原子炉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 N2 パージを実施する。

フィルタ装置スクラバ水 pH 調整

排気ガスの凝縮水によりフィルタ装置の水位が上昇した場合，スクラバ水に含まれる薬液が凝縮水により薄まる。スクラバ水の pH が規定値よりも低くなった場合に薬液を補給する。

ドレン移送ライン N2 パージ

フィルタ装置水位調整(水抜き)・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 N2 パージを実施する。

ドレンタンク水抜き

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。

大容量送水車による補機冷却水確保

残留熱除去系等を海水で直接冷却するため，原子炉補機冷却水系の系統構成を行い，大容量送水車を用いて補機冷却水を供給する。

代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保

代替原子炉補機冷却系を用いた補機冷却水確保のため，原子炉補機冷却水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。

1.0.6-別紙 14-1

kPa」に到達した場合は，

別紙 14(2/5)

多様なハザード対応手順一覧(7 号炉の例)
手順項目

項目概要

格納容器機能維持
原子炉建屋
損傷防止
ＳＦＰ冷却
放射性物質の拡散を抑制

消防車による送水（格納容器スプレイ）

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）にて格納容器へのスプレイを実施し，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。

消防車による送水（デブリ冷却）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，格納容器下部注水系（可搬型）にて原子炉格納容器下部へ注水する。

耐圧強化ベント系 N2 パージ

炉心の著しい損傷の後に代替循環冷却系を使用した際，原子炉格納容器内で水の放射線分解により発生する水素
ガス・酸素ガスを耐圧強化ベント系を用いて排出する場合，水素ガス・酸素ガス排出操作前に耐圧強化ベントラ
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 N2 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以下に保ち，水素爆発を防止する。

消防車による送水（原子炉ウェル注水）

格納容器の頂部を冷却することで原子炉格納容器から原子炉建屋への水素漏えいを抑制し，原子炉建屋の水素爆発を防止するため，代替淡水源を水源として可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により専用の注水ラインから原子炉
ウェルに注水する。

原子炉建屋トップベント

原子炉建屋内に漏えいした水素がオペレーティングフロア内で成層化した場合，オペレーティングフロア天井部の水素ガスを外部へ排出するため原子炉建屋トップベントを開放し，水素ガスの建屋内滞留を防止する。

消防車による送水（SFP 常設スプレイ）

使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷を緩和し，臨界を防止するため代替注水系(可搬型)にて使用済燃料
プール常設スプレイヘッダによりスプレイする。

消防車による送水（SFP 可搬型スプレイ）

使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷を緩和し，臨界を防止するため代替注水系(可搬型)にて使用済燃料
プール可搬型スプレイヘッダによりスプレイする。

大容量送水車及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

原子炉施設外へ放射性物質の拡散を抑制するため大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲により原子炉建屋に放水する。

放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，放水設備の影響により，放射性物質を含む
汚染水の発生を想定して，放射性物質吸着材により汚染水の海洋への拡散抑制を行う。

汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制

使用済燃料プール内燃料体の著しい損傷に至った場合において，放水設備の影響により，放射性物質を含む汚染
水の発生を想定した，汚濁防止膜による汚染水の海洋への拡散範囲抑制を行う。

初期対応における延焼防止処置

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合において,化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車,高所放水車により初期対応における泡消火及び延焼防止処置を行う。

航空機燃料火災への対応

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合において,大容量送水車，放水砲，泡原
液搬送車及び泡原液混合器による泡消火を行う。

1.0.6-別紙 14-2

別紙 14(3/5)

多様なハザード対応手順一覧(7 号炉の例)
手順項目

項目概要

水源

消防車による CSP への補給（淡水／海水）

復水貯蔵槽を水源とした原子炉への注水等の対応を実施している場合に，復水貯蔵槽への補給手段がないと復水貯蔵槽水位は低下し，水源が枯渇するため，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽補給を実施する。

大湊側純水移送ポンプ電源確保

復水貯蔵槽を水源とした原子炉への注水等の対応を実施している場合に，復水貯蔵槽への補給手段がないと復水貯蔵槽水位は低下し，水源が枯渇するため，純水移送ポンプの電源を仮設発電機により確保し，純水補給水系による復水貯蔵槽への補給を実施する。

貯水池から大湊側防火水槽への補給

防火水槽を水源として可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）より各種注水／補給を行う場合に防火水槽の水が枯渇する
前に淡水貯水池の水を防火水槽へ補給する。

消防車による防火水槽への海水補給

淡水貯水池又は淡水タンク（純水タンク及びろ過水タンク）から防火水槽への補給が不可能となる恐れがある場
合に，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により海水を防火水槽へ補給する。

淡水貯水池から大湊側淡水タンクへの補給

淡水タンク（純水タンク及びろ過水タンク）を水源として各種注水／補給を行う場合に淡水タンクの水が枯渇する前に淡水貯水池の水を淡水タンクへ補給する。

大湊側淡水タンクから防火水槽への補給

防火水槽を水源として可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）より各種注水／補給を行う場合に防火水槽の水が枯渇する
前に大湊側淡水タンクの水を防火水槽へ補給する。

大容量送水車による防火水槽への海水補給

淡水貯水池及び淡水タンク(純水タンク及びろ過水タンク)から防火水槽への補給が不可能となるおそれがある場
合に，大容量送水車(海水取水用)により海水を防火水槽へ補給する。

代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海 淡水貯水池及び淡水タンク(純水タンク及びろ過水タンク)から防火水槽への補給が不可能となるおそれがある場
水補給合に，代替原子炉補機冷却海水ポンプにより海水を防火水槽へ補給する。
貯水池から消防車への送水

原子炉への注水等において防火水槽を水源にできない場合に，送水ラインにホースを接続し，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)へ送水する。

大容量送水車による消防車への海水送水

原子炉への注水等において防火水槽及び淡水貯水池を水源にできない場合に，大容量送水車（海水取水用）により可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)へ送水する。

1.0.6-別紙 14-3

別紙 14(4/5)

多様なハザード対応手順一覧(7 号炉の例)
手順項目

項目概要

第二 GTG による荒浜側緊急用 M/C 受電

第二ガスタービン発電機を起動し，荒浜側緊急用 M/C を受電する。

第二 GTG による大湊側緊急用 M/C 受電

第二ガスタービン発電機を起動し，大湊側緊急用 M/C を受電する。

電源車による荒浜側緊急用 M/C 受電

第二ガスタービン発電機が使用できない場合に，電源車を起動し，荒浜側緊急用 M/C を受電する。

電源確保

各号炉 D/G(A)(B)による緊急用 M/C 受電から各号炉へ 第二ガスタービン発電機，電源車及び健全号炉(6 号炉)の非常用ディーゼル発電機から緊急用 M/C 受電不可時，予の送電
備号炉間電力融通ケーブルを使用し健全号炉の非常用ディーゼル発電機により緊急用 M/C を受電する。

居住性

電源車による給電（動力変圧器 7C-1 接続）

全交流電源の喪失後，設計ベースの常設設備及び緊急用 M/C からの受電が見込めない場合，可搬型代替交流電源
設備[電源車]を動力変圧器 7C-1 に接続し，交流電源を給電する。

電源車による給電（AM 用動力変圧器接続）

全交流電源の喪失後，設計ベースの常設設備及び緊急用 M/C からの受電が見込めない場合，可搬型代替交流電源
設備[電源車]を AM 用動力変圧器に接続し，交流電源を給電する。

電源車による給電（緊急用電源切替箱 7A 接続）

全交流電源の喪失後，設計ベースの常設設備及び緊急用 M/C からの受電が見込めない場合，可搬型代替交流電源
設備[電源車]を緊急用電源切替箱接続装置 7A に接続し，交流電源を給電する。

直流給電車による直流 125V 主母線盤 7A 給電

非常用の常設直流電源設備及び常設代替直流電源設備が機能喪失した場合で，かつ可搬型直流電源設備による直流電源の給電が不可の場合に，直流給電車を直流 125Ｖ主母線盤 7A に接続し，直流電源を給電する。

号炉間電力融通ケーブルによる電力融通

外部電源，非常用ディーゼル発電機，第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機による給電が不可能な場合，健全号炉の運転中 D/G により電力融通ケーブル（常設ケーブル又は可搬型ケーブル）を介して M/C C 系 M/C
D 系を受電する。

カードル式空気ボンベユニットによる陽圧化

カードル式空気ボンベユニットは，6 号及び 7 号炉の非同時ベントを想定した際に，中央制御室待避室に必要空気量を供給する。

1.0.6-別紙 14-4

別紙 14(5/5)

多様なハザード対応手順一覧(7 号炉の例)

その他

手順項目

項目概要

非常用 D/G 軽油タンクからタンクローリへの給油

全交流電源喪失の際，非常用ディーゼル発電機軽油タンクから車両系設備への給油用タンクローリに給油する。

タンクローリから各機器等への給油

全交流電源喪失の際，原子炉等の冷却を実施するための車両系設備に対して，タンクローリを用いて燃料の給油を行う。

アクセスルートの状況確認

地震，津波，その他の自然現象（降雪，降灰）及びその他の事象（航空機落下等）が発生した場合，アクセス
ルートの緊急パトロールを行い，道路損傷状況・道路上の支障物を把握し，最適ルートを緊急時対策本部に報告する。

段差復旧・陥没箇所復旧

アクセスルートの状況確認結果により，緊急車両等の通行に支障がある場合は，段差復旧及び陥没箇所復旧を行
う。

瓦礫除去

アクセスルートの状況確認結果により，緊急車両等の通行に支障がある場合は，瓦礫等の撤去を行う。

降雪・降灰対応

雪または灰の除去を行う。また，降灰により非常用 D/G 等の給気フィルタが詰まる場合にはフィルタの交換，清掃を行う。

1.0.6-別紙 14-5

別紙 15(1/2)

EOP，SOP，停止時 EOP フローチャート凡例
記号

説明

記号

・他の制御からの導入（常に左から入る）
・○内は矢羽根連携ナンバーを記載

１

説明・Ｙになる前に事前に操作，判断・Ｘになる前に事前に操作，
判断

Ｙ

１３
Ｘ

２

・他の制御への移行（常に右へ出る）
１４
・○内は矢羽根連携ナンバーを記載

・操作毎に特記すべき注意書

３・主制御名称１５・制御導入条件補足

４・各制御名称１６・各ＥＯＰ制御から「スクラム」(ＲＣ)へ脱出するための条件
・条件の内，一つでも満足された場
合は「スクラム」(ＲＣ)へ脱出す １７
る・フローシートの上部に置き，指揮者の常時監視項目である・「スクラム」（ＲＣ）以外の制御へ移行するための条件
・この条件が成立した場合，他の制１８御へ移行する・フローシートの関係箇所に置き，指揮者の常時監視項目である

脱出条件

５

移行条件

６

図-1

・フローチャート別，図－１□□□□□□□
・□□□□

・□□

・□□

・□□□

・操作及び確認目的の視認性向上を目的に下線を使用する

・各操作ステップ間の連絡線には移行方向を明確にするため
三角矢印を適所に用いる

７

・確認

１９

・各操作ステップ間の連絡線の曲り箇所は，ステップ記号の視認性向上を目的に曲線とす
る

８

・操作

２０

・同一シート上における他のフローチャートへのリンク
1
1

Ｎ

９

・操作判断

・同一シート上における他のフローチャートからのリンク

２１

Ｙ

Ｎ

１０

Ｎ

１１

・待ち（監視操作継続）
・脱出条件又は移行条件が満足されるまで監視操作継続
２２
・操作が遂行できなければ（ＮＯ）
次の操作へ移行する

・判断

２３（並行操作） ・各制御又は各ステップ操作，優先１ 優先２ 優先３□□□□□□□①□□□□□□②□□□□□

Ｙ状況

１２

・パラメータ別の移行先

２４

1.0.6-別紙 15-1

対応□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□

確認等が並行操作であり，且つ優先順位がある場合には，左から優先順位順に記載する・操作ステップ内の目的操作，確認等に優先順位がある場合には，丸数字により優先順位
を記載する
・継続的再確認規定
・選択された範囲内では常に状況に応じた対応を実施する

別紙 15(2/2)

記号説明

この手順では：状況

２５対応□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□□

記号

・継続的再確認規定
・「この手順では」という見出しがある場合は手順全体に適用され，状況に応じた対応を実施する

２６

表-1

・フローチャート別，表－１２７３・ＡＭ設備別操作手順書参照

２８

EOP/SOPインターフェース(ES/I)

除熱ストラテジー
操作ガイド8 (格納容器ベント)

２９・ＥＯＰからの移行（ＳＯＰ開始）

・ＡＭＧの各ストラテジ，操作ガイドとのリンク

1.0.6-別紙 15-2

説明

添付資料 1.0.8

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

大津波警報発令時の原子炉停止操作等について

＜

目

次 ＞

1.

大津波警報発令時の原子炉停止の考え方と対応........................... 1.0.8-1

2.

体制の整備 .......................................................... 1.0.8-1

3.

その他 .............................................................. 1.0.8-1(1) 海水ポンプの防護対策 .............................................. 1.0.8-1(2) 建屋の浸水防護対策 ................................................ 1.0.8-2(3) 基準津波を超える津波に対する対策 .................................. 1.0.8-2

第 1 表 津波警報・注意報の種類について .................................... 1.0.8-3
第 1 図 気象庁が定める津波予報区.......................................... 1.0.8-4

柏崎刈羽原子力発電所では，自然災害等の影響によりプラントの原子炉安全に影響を及ぼす可能性がある事象（以下「前兆事象」という。
）について，前兆事象として把握ができるか，重大事故等を引き起こす可能性があるかを考慮して，設備の安全機能の維持並びに事故の未然防止対策をあらかじめ検討しておき，前兆事象を確認した時点で事前の対応ができる体制及び手順を整備している。
本資料では，前兆事象を確認した時点での事前対応の 1 例として「大津波警報」発令時の対応について示す。
1. 大津波警報発令時の原子炉停止の考え方と対応
柏崎刈羽原子力発電所では安全対策を幾重にも講じているものの，津波の対応については，プラントが被災して機器・電源が使用不能になることを想定し，被災前にプラントを停止するとともに，燃料の崩壊熱を除去することで，炉心損傷に至るまでの時間を延長し，被災後の対応時間に余裕を持たせることが重要である。
津波の規模と発電所への影響として，引き波による除熱喪失のリスクがあること，また，発電所近くが震源の場合，発生した津波の波高等確認する時間的余裕がないことや発電所遠方の津波では，波高等の予測精度が低下する可能性があること等を考慮し，対応に必要な時間余裕の確保の観点から，気象庁が定めている津波予報区のうち，第 1 図に示す発電所を含む区域である「新潟県上中下越」区域に対し，第 1 表に示す発表基準に従い気象庁から大津波警報が発令された場合，具体的な予想波高の発表を待たず，発電用原子炉を停止する。
また，所員の高台への避難及び水密扉の閉止確認を行い，津波監視カメラ及び取水槽
水位計による津波の継続監視を行う。
2. 体制の整備
大津波警報が発令された場合，原子力警戒態勢を発令し，緊急時対策要員を非常召集することにより，速やかに重大事故等対策を実施できる体制を整える。
なお，作業を実施する際は，津波を考慮して，安全なルートを選定する。
3. その他
柏崎刈羽原子力発電所における基準津波の遡上波による発電所遡上域の最高水位は
T.M.S.L.+8.3ｍと評価しており，敷地高さ（T.M.S.L.+12.0ｍ）までは到達しないものの津波に対し，以下の対策を講じている。
(1) 海水ポンプの防護対策
海水ポンプが設置されているタービン建屋海水熱交換器区域は，取水路，放水路等の経路から津波の流入を防止する観点で，浸水防止設備（取水槽閉止板）を設置する。
1.0.8-1

(2) 建屋の浸水防護対策
タービン建屋内で地震により循環水配管が破損し，津波が流入することを想定し，浸水防止設備（水密扉）の設置や境界部の配管貫通部の止水対策を実施することにより，浸水防護重点化範囲（原子炉建屋，タービン建屋海水熱交換器区域等）への浸水を防止する。
水密扉は原則閉運用としており，更に開放時に現場でブザー等による注意喚起を行
い閉止忘れ防止を図っている。なお，資機材の運搬や作業に伴い，水密扉を連続開放する必要がある場合は，大津波警報の情報が得られ次第，速やかに扉を閉める運用としている。
また，水密扉の開閉状態が確認できる監視設備を設置しており，開状態の水密扉があった場合，運転員はその状況を速やかに認知し，閉することが可能である。
これ以外にも，海水貯留堰を設置することにより，引き波時において，原子炉補機
冷却海水ポンプによる原子炉補機冷却に必要な海水を確保し，原子炉補機冷却海水ポンプの機能を保持する。さらに，津波監視カメラ及び取水槽水位計による津波の監視を継続する。
(3) 基準津波を超える津波に対する対策
基準津波を超える津波に対しても，防潮堤(T.M.S.L.+15.0ｍ)の設置，原子炉建屋，タービン建屋等の水密化，特に重要な安全機能を有する施設を内包する重要区画の水
密化，排水設備の設置等，更なる信頼性向上の観点から自主的な対策を実施している。

1.0.8-2

第 1 表 津波警報・注意報の種類について

種類

発生基準

予想される津波の高さ
大津波警報 が高いところで３ｍを超える場合。

発表される津波の高さ
数値での発表
巨大地震の（津波の高さ予想の区分）
場合の発表

１０ｍ超
(10ｍ＜予想高さ)
巨大

木造家屋が全壊・流失し、人は津波による流れに巻き込まれます。
沿岸部や川沿いにいる人は、ただちに高台や避難ビルなど安全な場所へ避難してください。

高い

標高の低いところでは津波が襲い、浸水被害が発生します。人は津波による流れに巻き込まれます。
沿岸部や川沿いにいる人は、ただちに高台や避難ビルなど安全な場所へ避難してください。

１０ｍ(5ｍ＜予想高さ≦10ｍ)
５ｍ(3ｍ＜予想高さ≦5ｍ)

津波警報

予想される津波の高さが高いところで１ｍを超え、３ｍ以下の場合。

津波注意報

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

３ｍ(1ｍ＜予想高さ≦3ｍ)

１ｍ(0.2ｍ≦予想高さ≦1ｍ)

想定される被害と取るべき行動

海の中では人は速い流れに巻き込まれ、また、養殖いかだが流失し小型船舶が転覆しま（表記しない） す。
海の中にいる人はただちに海から上がって、海岸から離れてください。

出典：気象庁ホームページ「津波警報・注意報、津波情報、津波予報について」

1.0.8-3

柏崎刈羽原子力発電所

出典：気象庁ホームページ「津波予報区について」
第 1 図 気象庁が定める津波予報区

1.0.8-4

添付資料 1.0.9

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練について＜
１．基本となる教育目

次＞・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-1

２．運転員の教育及び訓練

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-5

３．当直（運転員）を除く実施組織に対する教育及び訓練 ・・・・・・・・・・・・1.0.9-5
４．支援組織に対する教育及び訓練

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-5

５．教育及び訓練計画の頻度の考え方 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-6
６．教育及び訓練の効果の確認についての整理
７．実務経験によるプラント設備への習熟・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-6

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-7

８．自衛消防隊（当社社員以外）の教育及び訓練参加について ・・・・・・・・・・・・1.0.9-7
９．本社の緊急時対策要員の教育及び訓練について ・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-8

第１表

重大事故等対策に関する教育及び訓練（運転員の主な教育内容） ・・・・・・・・1.0.9-9

第２表

重大事故等対策に関する教育及び訓練（実施組織（運転員を除く）の主な教育内容）
・・1.0.9-11

第３表

重大事故等対策に関する教育及び訓練（支援組織の主な教育内容）

・・・・・・1.0.9-12

第４表

重大事故等対策に関する主な訓練

第５表

教育及び訓練計画の頻度の考え方について

第６表

重大事故等に対処する要員の力量管理について

第７表

プラント設備の習熟のための保守点検活動

補足１

要員の力量評価及び教育訓練の有効性評価について ・・・・・・・・・・・1.0.9-22

補足２

社外評価に対するフィードバックについて ・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-24

補足３

全交流動力電源喪失（ＳＢＯ）環境下における・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-13
・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-19
・・・・・・・・・・・・・1.0.9-20

・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-21

操作項目の訓練実績について ・・・・・・・・・・・1.0.9-25

重大事故等に対処する要員（緊急時対策要員，運転員及び自衛消防隊を含む全体をいう）
は，常日頃から重大事故等時の対応のための教育及び訓練を実施することにより，事故対応に必要な力量の習得を行い，当該事故等時においても的確な判断のもと，平常心をもって適切な対応操作が行えるように準備している。また，当該の教育及び訓練については，
保安規定及び保安規定に基づく社内マニュアルに基づいて実施しており，事故時操作の知
識・技術の向上に努めている。
福島第一原子力発電所の事故以降は，事故の教訓を踏まえ，緊急安全対策として整備してきた全交流動力電源喪失時における初動活動の訓練も継続的に実施してきている。具体的には，給水確保・電源確保の訓練，がれき撤去のための訓練等を必要な時間内に成立することの確認も含め，継続的に実施している。
これらの教育及び訓練は，必要な資機材の運搬，操作手順に従い行うことを基本とし，更に各機器の取り扱いの習熟化を図っている。
新規制基準として新たに要求された重大事故等対策に係る教育及び訓練については，保安規定及び保安規定に基づく社内マニュアルに適切に定め，知識・技能の向上を図るために定められた頻度，内容で実施し，必要に応じて手順等の改善を図り実効性を高めていくこととしており，教育及び訓練の状況は以下のとおりである。
また，教育及び訓練の結果を評価し，継続的改善を図っていくこととし，各項で参照する表に記載の教育及び訓練についても，今後必要な改善，見直しを行っていくものである。
なお，発電所対策本部の構成は添付資料1.0.10にて定義の通りで，自衛消防隊は緊急時対策要員と同等の教育及び訓練を実施するが，自衛消防隊のうち協力企業社員については業務委託契約に基づき実施する。

１．基本となる教育（第１，２，３，４表参照）（１）基本教育（第１，２，３表参照）
ａ．防災教育緊急事態応急対策等，原子力防災対策活動に関する知識を深めるための教育を実施している。
・「原子力防災組織及び活動に関する知識」
緊急時対策要員に対して，発電所内外で行われる活動を踏まえて，各自が実施
すべき活動を教育する。
・「放射線防護に関する知識」
緊急時対策要員のうち技術系所員に対して，放射線の人体に及ぼす影響，放射線の測定と防護等に関する教育を実施する。
・｢放射線及び放射性物質の測定方法並び機器を含む防災対策上の諸設備に関する知識」
1.0.9-1

緊急時対策要員のうち保安班の要員に対して，測定対象に応じた放射線測定器の特徴及びその原理，放射線測定器の取扱に関する教育を実施する。

ｂ．アクシデントマネジメント教育
アクシデントマネジメントに関する教育については，実施組織となる当直（運転員）
への教育については勿論であるが，技術支援組織として重大事故等時に中央制御室での対応をバックアップする緊急時対策要員及び実施組織として現場で活動する緊急時対策要員の知識レベルの向上を図ることも重要である。そのため，重大事故等時のプラントの挙動に関する知識の向上を図るとともに，要員の役割に応じて定期的に知識ベースの理解向上を図る。具体的には，教育内容に応じて以下のとおり基礎的知識，
応用的知識に分かれ，それぞれ対象者を設定している。
・基礎的知識：アクシデントマネジメントに関する基礎的知識
・応用的知識：事故時のプラント挙動，プラント状況に合致した機能別設備を活用したアクシデントマネジメントの専門的知識（２）原子力防災訓練
保安規定に定める非常事態に対処するための総合的な訓練として，原子力防災訓練を実施している。原子力防災訓練の具体的な要領は，原子力災害対策特別措置法に基づき定めている柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画に従い実施している。
原子力防災訓練は，原子力防災管理者の指揮のもと，原子力防災組織が原子力災害発生時に有効に機能することを確認するために実施する。また，訓練項目ごとに訓練対象者の力量向上のために実施する個別訓練，各個別訓練を組み合わせ組織全体として活動を行う総合訓練があり，それぞれ計画に基づいて実施する。
訓練においては，重大事故等対策における中央制御室での操作及び動作状況確認等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作について，必要な要員数及び想定時間にて対応できるよう，教育及び訓練により効率的かつ確実に実施できるようになっていることを確認する。
なお，重大事故等対策に使用する資機材・手順書については，担当箇所にて適切に管理しており，訓練の実施に当たっては，これらの資機材及び手順書を用いて実施し，訓練から得られた改善点等を適宜反映することとしている。
原子力防災訓練の具体的な内容について，以下に示す。
ａ．個別訓練（第４表参照）
新規制基準で示される重大事故等対策における技術的能力審査基準に対応する各手
順に対する力量の維持，向上を図るために実施する事項を第４表に整理している。
発電用原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確保及び可搬型重大事故等
1.0.9-2

対処設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，実施組織の要員に対し，重大事故等対策に関する教育として手順の内容理解（作業の目的，事故シーケンスとの関係等）や資機材の取り扱い方法等の習得を図るため個別訓練等を計画的に繰り返し実施する。
個別訓練は，現場操作の指揮，発電所緊急時対策本部との連絡等を行う指揮者，現場操作等を行う担当者等のチームで行い，各人の事故対応能力の向上，役割分担の確認等を行う。また，力量評価者を置き，原子力災害発生時に対応できるよう確実に力量が確保されていることを，定期的に評価する。訓練は，訓練ごとの訓練対象者全員が原則として実際の設備，活動場所で実施することとするが，実際の設備を使用するとプラントに影響を及ぼす場合（例：実際の充電中の電源盤への電源ケーブルの接続を実施すると，電気事故，感電が発生する。）は，訓練設備を用いた訓練を実施する。
なお，運転員についても上記に準じた訓練，評価を実施し，第４表の訓練頻度については運転員の習熟等を踏まえ適宜見直しを行う。
（ａ）訓練内容は，様々な場合を想定し実施する。活動エリアの放射線量の上昇が予測される場合には放射線防護具（不織布カバーオール，全面マスク）を装着して活動を行う等，悪条件（高線量下，夜間，悪天候（降雨，降雪，強風等）及び照明機能低下等）を想定し，必要な防護具等を着用した訓練も実施する。
これらの訓練内容を網羅的に盛り込んだ教育訓練内容を設定することにより，円滑かつ確実な災害対策活動が実施できる要員を継続的に確保することとしている。
今後も悪条件（高線量下，夜間，悪天候（降雨，降雪，強風等）及び照明機能低下等）を想定し，必要な防護具等を着用した訓練を取り入れた上で計画的に訓練を行い，重大事故等対処に係る保安規定変更が施行され運用が開始されるまでには，必要な訓練対象者に対し訓練が実施され力量が確保されている状態に体制整備を実施する。
（ｂ）アクシデントマネジメント訓練により，アクシデントマネジメントガイドを使用して，事故状況の把握，事象進展防止・影響緩和策の判断を実施し，発電所緊急時対策本部が中央制御室の運転員を支援できることを確認している。また，緊急事態支援
組織対応訓練，通報訓練，緊急被ばく医療訓練，モニタリング訓練，避難誘導訓練により，各要素の活動が確実に実施できることを確認するとともに，これらを組み合わせて実施する総合訓練において，重大事故の発生を想定した場合においても発電所緊
急時対策本部が総合的に機能することを確認している。
ｂ．総合訓練組織全体としての力量向上を図るために発電所は年１回以上総合訓練を実施する。
各個別訓練を組み合わせ，組織内各班の情報連携や組織全体の運営が適切に行えるかどうかの検証を行う。本社等と行う総合訓練においては，当社経営層も参加し，発電
1.0.9-3

所緊急時対策本部における活動の指揮命令及び情報収集，中央制御室を模擬したシミ
ュレータによる運転員と発電所緊急時対策本部との情報連携，並びに他の災害対策本部等との連携についての活動訓練を実施することにより，原子力災害発生時における発電所と本社等のコミュニケーションの強化を図っている。
また，総合訓練では，適宜，原子力防災センターや自治体等への情報提供等の連携
や，原子力事業所災害対策支援拠点の立ち上げ，他の原子力事業者との連携（協力要請等），社外への情報提供（模擬記者会見訓練）等にも取り組んでいる。具体的には，
原子力防災センターへ実際に対応要員を派遣し，プラントの情報収集や原子力防災センターからの情報を社内に共有する訓練や，自治体関係者へプラントの情報を直接説明するために人員を派遣し説明を行う訓練，原子力事業所災害対策支援拠点へ実際に派遣される要員自らが拠点を立ち上げる訓練，他の原子力事業者への連携では発電所が発災した場合の支援本部幹事事業者である東北電力株式会社へ実際に協力要請を行う連携訓練，本社等において社外へのプラントの状況の説明等を行う模擬記者会見訓練等を行なっている。
総合訓練に使用する事故シナリオは，炉心損傷等の重大事故を想定したシナリオを用いて発電所緊急時対策本部の各活動との連携が確実に実施できていることを，全体を通して確認している。
また，２プラント同時被災時の対応等，複数号炉同時被災のシナリオも取り込み，発電所緊急時対策本部の各活動が輻輳しないことも確認している。
訓練に当たっては，事象進展に応じて訓練者が対応手段を判断していくシナリオ非提示型の訓練を実施し，対応能力を強化するとともに，これまでも地震及び津波による外部電源喪失だけでなく，様々な自然災害（竜巻，台風，雷，高潮等）や外部事象，
宿直体制等の各事故シーケンスに対応して実施しており，今後も計画的に実施する。
保安規定に定める非常事態に対処するための総合的な訓練として，原子力防災訓練（緊急時演習）を実施している。原子力防災訓練（緊急時演習）は，原子力災害対策
特別措置法に基づき定めている柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画に従い，総合訓練の一環として年１回実施している。

（３）その他の教育及び訓練
日本原子力発電株式会社内に設置されている原子力緊急事態支援組織（以下「緊急時支援組織」という。）に対する協力要請等の対応訓練を年１回実施し，緊急時支援組織への出動要請，資機材の搬入及び資機材を使用した操作訓練を実際に行うことにより，対応手順及び操作手順の習熟を図る。さらに緊急時支援組織に緊急時対策要員を定期的に派遣し，遠隔操作が可能なロボットの操作訓練及び保修訓練等を行い操作の習熟を図っている。
1.0.9-4

２．運転員の教育及び訓練（第１，４表参照）
運転員に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，重大事故時の物理挙動やプラント挙動等の教育を実施する。また，知識の向上と実効性を確認するため，自社のシミュレータ又はＢＷＲ運転訓練セン
ターにてシミュレーション可能な範囲において，対応操作訓練を実施する。
第１表に示すシミュレータ訓練は，従来からの設計基準事象ベース，設計基準外事象
ベースの訓練に加え，国内外で発生したトラブル対応訓練，中越沖地震の教訓を反映した地震を起因とした複合事象の対応訓練，福島第一原子力発電所の事故の教訓から全交
流動力電源喪失を想定した対応訓練等，原子力安全の達成には運転員の技術的能力の向上が重要であるとの観点から随時拡充し，実施している。また，重大事故が発生したときの対応力を養成するため，手順に従った監視，操作において判断に用いる監視計器の故障や動作すべき機器の不動作等，多岐にわたる機器の故障を模擬し，関連パラメータによる事象判断能力，代替手段による復旧対応能力等の運転操作の対応能力向上を図っている。今後も重大事故等時に適切に対応できるよう，シミュレータ訓練を計画的に実施していく。
また，中央制御室ごとにおける同一直の運転員で連携訓練を定期的に実施することで，事故時に当直長，当直副長の指揮のもとに，チームワークを発揮して発電用原子炉施設の安全を確保できるように，指示，命令系統の徹底，各自の事故対応能力の向上，役割分担の再確認等を行っている。
さらに，運転員は緊急時に緊急時対策要員の対応操作をバックアップできるように電源車及び可搬型代替注水ポンプ（消防車）の運転や接続の訓練を実施している。

３．当直（運転員）を除く実施組織に対する教育及び訓練（第２，４表参照）
緊急時対策要員のうち当直（運転員）を除く実施組織の要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，役割に応じてアクシデントマネジメントの概要について教育するとともに，重大事故時の物理挙動やプラント挙動等の教育を実施する。
これら基本となる教育を踏まえ，発電用原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，手順や資機材の取り扱い方法等の個別訓練を，年１回以上実施する。また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための総合訓練を年１回以上実施する。

４．支援組織に対する教育及び訓練（第３，４表参照）
緊急時対策要員のうち支援組織の要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて支援組織の位置付け，実施組織との連携及び資機材等に関する教育に加え，役割に応
1.0.9-5

じた個別訓練を実施する。また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための総合訓練を年１回以上実施する。

５．教育及び訓練計画の頻度の考え方（第５表参照）
各要員に対し必要な教育及び訓練を年１回以上実施し，教育及び訓練の有効性評価を行い，力量の維持及び向上が図れる実施頻度への見直しを実施する。
・ 各要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。各要員の役割に応じた教育及び訓練を計画的に繰り返すことにより，各手順を習熟し，力量の維持及び向上を図る。
・ 各要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評価を行い，年１回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育及び訓練については，年２回以上の実施頻度に見直す。
有効性評価の結果，現状，実施頻度を年２回以上としている訓練の例は，次のとおり。
・瓦礫撤去訓練（２回／年）・電源車，ガスタービン発電機（GTG）操作訓練（２回／年）
・ケーブル接続訓練（２回／年）
・可搬型代替注水ポンプ（消防車）による連結送水訓練（２回／年）

６．教育及び訓練の効果の確認についての整理（第６表参照）
各要員が必要な教育及び訓練を計画的に実施し，力量の維持・向上が図られていることを確認することにより，教育及び訓練内容が適切であることを確認する。力量を有していると確認された要員は，管理リストへの反映により管理している。各要員に必要な力量の維持・向上が図られていない場合は，教育及び訓練内容の改善を速やかに実施する。

（１）要員の力量管理並びに教育及び訓練の有効性評価
教育及び訓練の効果については，各要員が必要な教育及び訓練を計画的に実施し，力量の維持及び向上が図られていることをもって確認する。
・ 各要員が社内マニュアルに従い，確実に教育及び訓練を実施していることの確認を行う。
・ 各要員の力量の評価は，教育の履歴及び訓練における対応操作の評価結果で行い，各要員の力量の維持及び向上が図られていることを確認する。あわせて，必要な力量を有した要員を確保できているか確認することにより教育及び訓練の有効性評価を行う。
・ 教育及び訓練の有効性評価は，教育及び訓練計画書へ反映する。
1.0.9-6

（２）対応能力の向上
総合訓練における評価の信頼性向上を図るため，ＷＡＮＯ（世界原子力発電事業者協会）の「パフォーマンス目標と基準」の評価項目を取り入れた緊急時対策本部要員の訓練評価シートを整備している。訓練参加者以外の者を評価者として配置し，評価者が訓練評価シートを用いて訓練参加者の対応状況を確認，評価する。総合訓練実施
後は，訓練参加者及び評価者で訓練を振り返り，反省点，課題等を集約する等，訓練の実施結果を確認し，その中から改善が必要な事項を抽出し，手順，資機材，教育及び訓練計画への反映を行う。また，ＷＡＮＯピアレビュー，ＩＡＥＡ（国際原子力機関）のＯＳＡＲＴ（運転安全調査団）等社外機関を招き，教育及び訓練を含む取り組
みについて，社外の視点での客観的な評価も取り入れている。

７．実務経験によるプラント設備の習熟（第７表参照）
運転員及び緊急時対策要員のうち保全部員は，計画的に実施する教育及び訓練の他，
日常業務に応じた実務経験を通じてプラント設備の習熟を図っている。
運転員は，通常時に実施する項目を定めた手順書に基づき，設備の巡視点検，定例試
験及び運転に必要な操作を行うことにより，普段から，設備についての習熟を図る。
緊急時対策要員のうち保全部員は，設備の点検において，保守実施方法をまとめた社
内マニュアルに基づき，現場にて，巡視点検，分解機器の状況確認，組立状況確認及び試運転の立会確認を行うとともに，施工要領書の内容確認及び作業工程検討等の保守点
検活動を行うことにより，普段から，設備についての習熟を図る。また，技能訓練施設
にてポンプ，弁設備の分解点検，調整，部品交換等の実習を社員自らが実施することにより技能及び知識の向上を図る。
なお，予備品を用いた補機冷却系ポンプ電動機の復旧作業は，協力企業の支援による実施としているが，本復旧作業は事故収束後のプラント安定状態を継続する上で有効であることから，直営訓練等を通じて復旧手順の整備や作業内容把握，技能訓練施設において予備品の類似機器を用いた分解点検や組立作業訓練等を通じて現場技能向上への取り組みを継続的に実施する。

８．自衛消防隊（当社社員以外）の教育及び訓練参加について
自衛消防隊のうち，協力企業社員は，個別に締結している業務委託契約に基づいて必要な教育及び訓練を行うこととし，当社が作成した計画に従い，必要な教育を受け，当社が実施する個別訓練及び総合訓練に参加することにより，必要な力量の維持・向上を図る。

1.0.9-7

９．本社の緊急時対策要員の教育及び訓練について
本社の緊急時対策要員に対しては，原子力防災対策活動及び重大事故等の現象について理解するための教育を行う。また，発電所緊急時対策本部への支援，社内外の情報収集及び災害状況の把握，情報発信，関係組織への連絡等，本社の活動に関する訓練を役割に応じて行い，必要な力量の維持・向上を図る。

1.0.9-8

第１表 重大事故等対策に関する教育及び訓練（運転員の主な教育内容）
（１／２）
教育名

目的

内容

対象者

時間･頻度

1.0.9-9異常時対応訓練（指揮，状況判断)異常時に指揮者として適切な指揮，状況判断がで・異常時操作の対応(判断，指揮命令含む)
きるよう，異常時操作の対応(判断・指揮命令)及・警報発生時の監視項目
び，警報発生時の監視項目について理解する。

異常時対応訓練（中央制御室内対応)

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

異常時対応訓練（現場機器対応)

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

当直長，当直副長，当直主任，
当直副主任，主機操作員，
補機操作員

シミュレータ訓練Ⅰ（連携訓練）

異常事象対応時(設計基準外事象含む)の連携措置 ・運転操作の連携訓練の万全を図る。
【重大事故等の対応を含む】※

当直長，当直副長，当直主任，
３年間で１５時間
当直副主任，主機操作員，
以上
補機操作員

シミュレータ訓練Ⅱ

警報発生時及び異常事象時（設計基準外事象含 ・起動停止・異常時・警報発生時対応訓練
む）対応の万全を図る。
【重大事故等の対応を含む】※

シミュレータ訓練Ⅲ

警報発生時及び異常事象時（設計基準外事象含む）対応の万全を図る。

※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

・原子炉の起動停止に関する操作と監視項目
・各設備の運転操作と監視項目
・警報発生時の対応操作(中央制御室)・異常時操作の対応(中央制御室)・起動停止，異常時・警報発生時の対応・判断・
指揮命令訓練【重大事故等の対応を含む】※

当直長，当直副長

当直長，当直副長，当直主任，
当直副主任，主機操作員

３年間で３０時間
以上（他の項目も含む）

当直主任，当直副主任，
主機操作員

３年間で９時間
以上

当直長，当直副長

３年間で９時間以上

第１表 重大事故等対策に関する教育及び訓練（運転員の主な教育内容）
（２／２）
教育名

目的

内容

アクシデントマネジメント アクシデントマネジメントに関する基礎的知識 ・アクシデントマネジメントの概要
教育（基礎的知識）を習得する。
・津波アクシデントマネジメントの概要 ※事故時のプラント挙動，プラント状況に合致した ・代表的な事故シナリオの流れとプラント挙動
アクシデントマネジメント
機能別設備を活用したアクシデントマネジメン ・機能別の設備のプラント状況にあった優先順
教育（応用的知識）
トの専門的知識を習得する。
位

1.0.9-10

防災教育

・原災法及び関係法令の概要
・発電所員として必要な基礎知識を理解する。
・原子力事業者防災業務計画の概要
・原子力災害に関する知識を習得し，原子力防災 ・防災体制，防災組織及び活動
活動の円滑な実施に資する。
・防災関係設備
・緊急時活動レベル（ＥＡＬ）※※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

対象者

時間･頻度

当直長，当直副長，当直主任，
当直副主任，主機操作員，
補機操作員

１回／年

当直長，当直副長

１回／年

実施組織
（役割に応じた項目）

１回／年

第２表 重大事故等対策に関する教育及び訓練（実施組織（運転員を除く）の主な教育内容）
教育名

目的

内容

アクシデントマネジメント アクシデントマネジメントに関する基礎的知識 ・アクシデントマネジメントの概要
教育（基礎的知識）の習得
・津波アクシデントマネジメントの概要 ※事故時のプラント挙動，プラント状況に合致した ・代表的な事故シナリオの流れとプラント挙動
アクシデントマネジメント
機能別設備を活用したアクシデントマネジメン ・機能別の設備のプラント状況にあった優先順
教育（応用的知識）
トの専門的知識の習得
位

総合訓練

・各機能班の活動想定した原子力災害への対応，各機能や組織間の ・各機能班の連携
連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮 ・本部の意思決定できることを確認する。
・本社本部との連携【重大事故等を想定し，上記を実施】※

1.0.9-11

防災教育

・原災法及び関係法令の概要
・原子力事業者防災業務計画の概要
・発電所員として必要な基礎知識の理解
・防災体制，防災組織及び活動
・原子力災害に関する知識を習得し，原子力防災
・防災関係設備
活動の円滑な実施に資する。
・発電所設備概要
・緊急時活動レベル（ＥＡＬ）※※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

対象者

頻度

実施組織
（自衛消防隊を除く）

１回／年

実施組織
（統括，班長）１回／年

実施組織（役割に応じた項目）

１回／年

緊急時対策要員

１回／年

第３表 重大事故等対策に関する教育及び訓練（支援組織の主な教育内容）
教育名

目的

内容

対象者

頻度

技術支援組織，運営支援組織
（広報班，
立地班，
通報班）

１回／年

事故時のプラント挙動，プラント状況に合致した ・代表的な事故シナリオの流れとプラント挙動
アクシデントマネジメント
技術支援組織機能別設備を活用したアクシデントマネジメン ・機能別の設備のプラント状況にあった優先順
教育（応用的知識）（統括，班長，要員（計画班））
トの専門的知識の習得
位

１回／年

アクシデントマネジメント アクシデントマネジメントに関する基礎的知識 ・アクシデントマネジメントの概要
教育（基礎的知識）の習得
・津波アクシデントマネジメントの概要 ※1.0.9-12

防災教育

・原災法及び関係法令の概要
・発電所員として必要な基礎知識の理解
・原子力事業者防災業務計画の概要
・原子力災害に関する知識を習得し，原子力防災 ・防災体制，防災組織及び活動
活動の円滑な実施に資する。
・防災関係設備
・緊急時活動レベル（ＥＡＬ）※

総合訓練

・各機能班の活動想定した原子力災害への対応，各機能や組織間の ・各機能班の連携
連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮 ・本部の意思決定できることを確認する。
・本社本部との連携【重大事故等を想定し，上記を実施】※
・通報訓練

その他訓練

あらかじめ定められた機能を発揮できるように ・モニタリング訓練
するために資機材操作を含めて行い，機能ごとの ・避難誘導訓練
対応能力向上を図る。
・原子力災害医療訓練※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

技術支援組織，運営支援組織（役割に応じた項目）

１回／年

緊急時対策要員

１回／年

運営支援組織（通報班）
技術支援組織（保安班）
運営支援組織（総務班）
運営支援組織（総務班）,
技術支援組織（保安班）

１回／年

第４表 重大事故等対策に関する主な訓練（１／６）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書

ＧＴＧによる給電○多様なハザード対応手順
・「第二 GTG による荒浜側緊急用 M/C 受電」
・「第二 GTG による大湊側緊急用 M/C 受電」

対象者

個別訓練名称及び頻度

1.0.9-13

復旧班員

・ガスタービン発電機車（GTG 車）操作訓練：２回／年
・緊急用 M/C 受電訓練：１回／年

電源車による給電○多様なハザード対応手順①「電源車による荒浜側緊急用 M/C 受電」②「電源車による給電（動力変圧器 7C-1 接続）」②「電源車による給電（AM 用動力変圧器接続）」②「電源車による給電（緊急用電源切替箱 7A 接続）」

復旧班員①②電源車操作訓練：２回／年①緊急用 M/C 受電訓練：１回／年②P/C 受電訓練：２回／年①②ケーブル接続訓練：２回／年

緊急用Ｍ／Ｃからの受電○AM 設備別操作手順書
・「緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ７Ｃ・７Ｄへの電路構成」

運転員

・緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ７Ｃ・７Ｄへの電路構成：１回/年○AM 設備別操作手順書
・「Ｄ／Ｇ（Ａ）（Ｂ）による他号炉への電力融通」

運転員

・Ｄ／Ｇ（Ａ）（Ｂ）による他号炉への電力融通：１回／年○多様なハザード対応手順
・「各号炉 D/G(A)(B)による緊急用 M/C 受電から各号炉への送電」

復旧班員

・緊急用 M/C 受電訓練：１回／年○多様なハザード対応手順①「非常用Ｄ／Ｇ軽油タンクからタンクローリへの給油」②「タンクローリから各機器等への給油」

復旧班員①非常用Ｄ／Ｇ軽油タンクからの補給訓練：２回／年②軽油地下タンクからの補給訓練：２回／年

電源確保

号機間融通

ＧＴＧ，電源車への燃料補給

第４表 重大事故等対策に関する主な訓練（２／６）
教育訓練項目

1.0.9-14

対象者

個別訓練名称及び頻度

高圧の原子炉への注入操作○AM 設備別操作手順書①「HPAC 現場起動」②「ＲＣＩＣ現場起動」③「ＨＰＣＦ緊急注水」④「ＣＲＤによる原子炉注水」⑤「ＳＬＣポンプによる原子炉注水」

運転員①ＨＰＡＣ現場起動：１回／年②ＲＣＩＣ現場起動：１回／年③ＨＰＣＦ緊急注水：１回／年④ＣＲＤによる原子炉注水：１回／年⑤ＳＬＣポンプによる原子炉注水：１回／年

原子炉の減圧○AM 設備別操作手順書①「ＳＲＶ駆動源確保」②「バッテリーによるＳＲＶ開放（多重伝送盤）」

運転員①ＳＲＶ駆動源確保：１回／年②バッテリーによるＳＲＶ開放（多重伝送盤）：１回／年○AM 設備別操作手順書①「ＲＨＲによる原子炉注水」②「ＭＵＷＣによる原子炉注水」③「消火ポンプによる原子炉注水」④「消防車による原子炉注水」

運転員①ＲＨＲによる原子炉注水：１回／年②ＭＵＷＣによる原子炉注水：１回／年③消火ポンプによる原子炉注水：１回／年④消防車による原子炉注水：１回／年○多様なハザード対応手順
・「消防車による送水（原子炉注水）」

復旧班員

・消防車による注水訓練：１回／年
・消防車による連結送水訓練：2 回／年○AM 設備別操作手順書①「ＲＨＲによる原子炉除熱」②「代替Ｈｘによる補機冷却水確保」

運転員①ＲＨＲによる原子炉除熱：１回／年②代替Ｈｘによる補機冷却水確保：１回／年

復旧班員①②③代替 Hx による補機冷却水確保訓練（下記訓練の総称）・資機材移動・配置訓練：１回／年・代替 Hx 車移動訓練：１回／年・ホース接続訓練：１回／年
・ケーブル接続訓練：１回／年
・代替 RSW ポンプ設置訓練：１回／年
・電源車訓練：２回／年

低圧の原子炉への注入操作教育訓練に使用する手順書

炉心損傷緩和最終ヒートシンクへの熱輸送○多様なハザード対応手順①「熱交換器ユニットによる補機冷却水確保」②「代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保」③「大容量送水車による補機冷却水確保」

第４表 重大事故等対策に関する主な訓練（３／６）
教育訓練項目

格納容器内の冷却・減圧
格納容器破損防止1.0.9-15

水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止

使用済燃料プール水位維持及び
燃料損傷緩和

使用済燃料プールへの注水

使用済燃料プールへのスプレイ

教育訓練に使用する手順書○AM 設備別操作手順書①「MUWC による PCV スプレイ」②「消火ポンプによるＰＣＶスプレイ」③「消防車によるＰＣＶスプレイ」④「ＰＣＶベント（フィルタベント使用）」⑤「ＰＣＶベント（耐圧強化ライン使用）」⑥「ＰＣＶベント弁駆動源確保［予備ボンベ］」

対象者

個別訓練名称及び頻度

運転員①MUWC による PCV スプレイ：１回／年②消火ポンプによるＰＣＶスプレイ：１回／年③消防車によるＰＣＶスプレイ：１回／年④ＰＣＶベント（フィルタベント使用）：１回／年⑤ＰＣＶベント（耐圧強化ライン使用）：１回／年⑥ＰＣＶベント弁駆動源確保［予備ボンベ］：１回／年○多様なハザード対応手順①「フィルタベント水位調整(水張り)」②「フィルタベント水位調整(水抜き)」③「フィルタベント停止後の N₂パージ」

復旧班員①消防車による注水訓練：１回／年①消防車による連結送水訓練：2 回／年①②フィルタベント水位調整：１回／年③フィルタベント N2 パージ：1 回／年○多様なハザード対応手順①「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」②「原子炉建屋トップベント」

復旧班員①消防車による注水：１回／年①消防車による連結送水：2 回／年②トップベント設備他開放訓練：１回／年○AM 設備別操作手順書①「ＲＨＲによるＳＦＰ注水」②「ＳＰＣＵによるＳＦＰ注水」③「ＭＵＷＣによるＳＦＰ注水」④「消火ポンプによるＳＦＰ注水」⑤「消防車によるＳＦＰ注水」

運転員①ＲＨＲによるＳＦＰ注水：１回／年②ＳＰＣＵによるＳＦＰ注水：１回／年③ＭＵＷＣによるＳＦＰ注水：１回／年④消火ポンプによるＳＦＰ注水：１回／年⑤消防車によるＳＦＰ注水：１回／年○多様なハザード対応手順
・「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」・「消防車による送水（SFP 可搬型スプレイ）」

復旧班員

・消防車による注水訓練：１回／年
・消防車による連結送水訓練：2 回／年○多様なハザード対応手順
・「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」・「消防車による送水（SFP 可搬型スプレイ）」

復旧班員

・消防車による注水訓練：１回／年
・消防車による連結送水訓練：2 回／年

第４表 重大事故等対策に関する主な訓練（４／６）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書○多様なハザード対応手順①「大容量放水車及び放水砲による大気への拡散抑制」②「汚濁防止膜による海洋への拡散抑制」
放射性物質放出 発電所外への放射性③「放射性物質吸着材による海洋への拡散抑制」
緩和
物質の拡散抑制○ 多様なハザード対応手順書①「初期対応における延焼防止処置」②「航空機燃料火災への対応」

対象者

個別訓練名称及び頻度

1.0.9-16

復旧班員① 大容量送水車による放水訓練：２回／年②シルトフェンス運搬訓練：１回／年②シルトフェンス組み立て・送り出し・展開訓練：１回／年③放射性物質吸着材設置訓練：1 回／年

自衛消防隊
復旧班員

① 消防車操法訓練：１回／年① 高所放水車連結訓練：１回／年②大容量送水車による放水訓練：２回／年

防火水槽への補給○多様なハザード対応手順①「貯水池から大湊側防火水槽への補給」②「大湊側淡水タンクから防火水槽への補給」③「大容量送水車による防火水槽への海水補給」③「代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給」④「消防車による防火水槽への海水補給」

復旧班員①②貯水池から大湊側への送水訓練【日勤対応時】：１回／年①②貯水池から大湊側への送水訓練【宿直対応時】：１回／年①②貯水池から大湊側及び荒浜側への送水訓練【送水ホース交換】：１回／年③代替 Hx による補機冷却水確保訓練：１回／年④消防車による注水訓練：１回／年④消防車による連結送水訓練：2 回／年

送水○多様なハザード対応手順
・「消防車による送水（原子炉注水）」
・「消防車による送水（格納容器スプレイ）」・「消防車による送水（デブリ冷却）」
・「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」
・「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」・「消防車による送水（SFP 可搬型スプレイ）」

復旧班員

・消防車による注水訓練：１回／年
・消防車による連結送水訓練：2 回／年

ＣＳＰへの補給○多様なハザード対応手順①「消防車による CSP への補給(淡水/海水)」②「大湊側純水移送ポンプ電源確保」

復旧班員①消防車による注水訓練：１回／年①消防車による連結送水訓練：2 回／年②エンジン発電機移動訓練：１回／年②ＣＶケーブル接続訓練：１回／年

水源確保

第４表 重大事故等対策に関する主な訓練（５／６）
教育訓練項目

その他対策

教育訓練に使用する手順書

1.0.9-17

対象者

個別訓練名称及び頻度

アクセスルートの確保○多様なハザード対応手順①「状況確認とアクセスルート確保」②「段差復旧・陥没箇所復旧」③「瓦礫除去」復旧班員①②③瓦礫撤去範囲重機走行（ホイールローダ）：２回／年①②③瓦礫撤去（ホイールローダ）：２回／年①②③道路段差復旧（ホイールローダ）：２回／年

事故時の計装○多様なハザード対応手順
・「重要監視計器復旧」

復旧班員

・ＳＦＰ水位計及び監視パラメータのデジタルレコーダへの接続訓練：１回／年

運転員

・可搬型陽圧化空調機による中央制御室待避室陽圧化：１回／年

保安班員

・緊急時対策所等チェンジングプレース設営訓練：１回／年○保安班運用ガイド①「チェンジングエリアの設営」②「可搬空調の設置」

保安班員①緊急時対策所等チェンジングプレース設営訓練：１回／年②可搬型陽圧化空調の設置訓練：１回／年

緊急時対策所の居住○総務班運用ガイド性の確保
・「緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の
測定手順」

総務班員

・酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定訓練：１回／年○号機班運用ガイド
・「プラント状況収集・共有手順」

号機班員

・プラント状況収集・共有訓練：１回／年○AM 設備別操作手順書
・「可搬型陽圧化空調機による中央制御室待避室
中央制御室の居住性
陽圧化」の確保○保安班運用ガイド
・「緊急時出入管理所の設営」

第４表 重大事故等対策に関する主な訓練（６／６）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書○多様なハザード対応手順①「非常用Ｄ／Ｇ軽油タンクからタンクローリへの給油」②「タンクローリから各機器等への給油」③「５号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬式発電
緊急時対策所の居住機起動」
性の確保④「５号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬式発電機の切替」⑤「５号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬式発電機燃料タンクへの燃料給油」

対象者

個別訓練名称及び頻度

復旧班員①⑤非常用Ｄ／Ｇ軽油タンクからの補給訓練：２回／年②⑤軽油地下タンクからの補給訓練：２回／年③④可搬式発電機操作訓練：１回／年

環境モニタリング○保安班運用ガイド①「緊急時構内モニタリング」②「小型船舶による海上モニタリング」③「モニタリングポストの電源確保」

保安班員①放射線観測車による緊急時測定訓練：１回／年①緊急時構内モニタリング代替測定訓練：１回/年②小型船舶による海上モニタリング訓練：１回／年③モニタリングポスト発電機起動訓練：１回／年

気象条件の測定○保安班運用ガイド・「可搬型気象観測装置測定」

保安班員

・可搬型気象観測設備取扱訓練：１回／年

その他対策
1.0.9-18

第５表 教育及び訓練計画の頻度の考え方について項目

教育訓練の計画

頻 度

教育訓練の方針

教育訓練の内容

１回／年

・ 原子炉施設保安規定に基づく社内マニュアルで計画の策定方針を規定する。

・ 重大事故等対策に関する知識向上のための教育訓練等

１回／年・ 各要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。
各要員の役割に応じた教育及び訓練を計画的に繰り返すことにより，各手順を習熟し，力量の維持及び向上を図る。

個別訓練
1.0.9-19

２回以上／年

総合訓練・ 各要員に対し必要な教育及び訓練項目を年１回以上実施し，評価することにより，力量が維持されていることを確認する。

１回以上／年・ 各要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評価を行い，年１回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育又は訓練については，年２回以上の実施頻度に見直す。
・ 想定した原子力災害への対応，各機能や組織間の連携等，組織が予め定められた機能を発揮できることを総合的に確認する訓練を年１回以上実施し，評価することにより，緊急時対応要員の実
効性等を確認する。

・ 給水活動及び電源復旧活動等の各項目の教育・訓練（消防車による注水訓練，緊急用 M/C 受電訓練，緊急時構内モニタリング代替測定訓練他）

・ 給水活動及び電源復旧活動等の各項目の教育・訓練（有効性評価の結果，現状，実施頻度を年２回以上としている訓練の例は次のとおり）（瓦礫撤去（２回／年），電源車・GTG 操作（２回／年），
ケーブル接続（２回／年），消防車による連結送水（２回／年））・ 緊急時対応要員の実効性等を総合的に確認。

第６表 重大事故等に対処する要員の力量管理について
要員

必要な作業

緊急時対策要員
・本部長，各統括及び ○発電所における災害対策活動の実施
技術スタッフ

必要な力量○事故状況の把握○対応判断○適確な指揮○各班との連携

主要な教育・訓練

主要な効果（力量）の確認方法○アクシデントマネジメント
教育○防災教育の実施状況，総合訓練の結果か○防災教育
ら効果（力量）の確認を行う。
○総合訓練

1.0.9-20

緊急時対策要員
・上記以外の要員○発電所における災害対策活動の実施○所掌内容の理解（統括／班長指示による）○対策本部との情報共有○関係箇所への情報提供○各班との連携○各班要員の活動状況把握

運転員○事故状況の把握○事故拡大防止に必要な運転上の措置○除熱機能等確保に伴う措置

実施組織○復旧対策の実施
・資機材の移動，電源車による給電， ○個別手順の理解
原子炉への注水，使用済燃料プール ○資機材の取り扱い
への注水等○配置場所の把握○消火活動○アクシデントマネジメント○必要な活動ができることを各班機能に教育応じた個別訓練の結果，総合訓練の結○防災教育
果，防災教育の実施状況から効果（力量）○総合訓練の確認を行う。
○各班機能に応じた個別訓練

支援組織○事故拡大防止対策の検討○資材の調達及び輸送○放射線・放射能の状況把握○社外関係機関への通報・連絡○アクシデントマネジメント
教育○防災教育の実施状況，個別訓練の結果か○防災教育
ら効果（力量）の確認を行う。
○総合訓練○各班機能に応じた個別訓練○確実なプラント状況把握○運転操作○事故対応手順の理解○事故状況の把握○各班との情報共有○個別手順の理解○資機材の取り扱い○アクシデントマネジメント○事故を収束できること，適切に作業を実教育施できることをシミュレータ訓練の結○防災教育
果，防災教育等の実施状況から効果（力○総合訓練量）の確認を行う。
○シミュレータ訓練

第７表 プラント設備への習熟のための保守点検活動

対象者

入社１年目
原子力技術系社員
（全員）

主な活動

保守点検活動の内容（例）社内マニュアル現場実習

・入社後，原子力発電所の基礎知識を学んだ後，発電所の当直にて，現場を中心に巡視点検（実習），系統・設備の現場トレース，運転操作ＯＪＴ等を受け，現場実習を受ける。その後， 教育及び訓練基本マニュアル
引き続き当直業務に就く場合と，保全等の業務に就く場合があり，各職場で現場業務を実施。

巡視点検

・巡視点検を１回以上／直で実施。
・必要により簡易な保守を実施。

運転管理基本マニュアル

運転操作

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

運転管理基本マニュアル

保守管理

・設備ごとに担当者を定め，プラント運転中の定期的な巡視，及びプラント起動停止時や試運転時に立会い，異常有無等の状態を確認。
保守管理基本マニュアル
・設備不具合時等に設備の状況を把握し，原因の特定及び復旧方針を策定。デジタル制御装置
については，不具合基板を特定し基板取替作業を実施。

工事管理（調達管理）

・各設備の定期的な保守点検工事，あるいは修繕工事等において，当社立会のホールドポイン
保守管理基本マニュアル
トを定めて，設備ごとの担当者が分解点検等の現場に立会い，設備の健全性確認を行うとと調達管理基本マニュアル
もに，作業の安全管理等を実施。

教育訓練

・保全部配属後，技能訓練施設において，基本的な設備（制御弁，ポンプ，モータ，手動弁，遮断器，検出器，伝送器，制御器等）の分解点検や組立て及び点検調整等の実習トレーニン
教育及び訓練基本マニュアル
グを行い，現場技能を習得。
・また，ＯＪＴを主体に専門知識の習得を図ることで，技術に堪能な人材を早期に育成。

運転員

1.0.9-21
保全部員

補足１
要員の力量評価及び教育訓練の有効性評価について
１．要員の力量評価
各要員の力量評価は，訓練における対応状況をあらかじめ定めた力量水準に照らして行う。具体的には，訓練ごとに設定した判定基準を満たした訓練を有効なものとし，その訓練における各要員の対応状況を評価する。評価は，当該訓練で既に力量を有している者を評価者として配置し，評価者が評価対象の要員の対応
状況を確認し，第２表に示す力量水準に照らして力量レベルを判定する。（第１，２表参照）
なお，判定基準を満たさなかった訓練については，判定基準を満たすまで訓練を行う。

第１表 力量評価の例
訓練実施日時NO

平成○年○月○日 ○時○分～○時○分

訓練内容

〔上段〕

判定基準（目標値）〔下段〕

所要時間（分）高圧ケーブルＭ／Ｃ接続訓練①②

５０

７０分以内に完了（６０分）
低圧ケーブルＭＣＣ接続訓練

４５

７０分以内に完了（６０分）
指揮者

要員名
個人力量評価

担当者

東電太郎

合格

東電次郎

優

東電三郎

可

東電四郎
評価者

良
東京雷太

第２表 力量レベルと力量水準の例
力量レベル

力量水準

指揮者

・訓練手順書の指揮者の業務に精通し，作業班の指揮・統括ができる。
・本部と連絡を取りながら，現場進捗状況の説明ができる。
・本部と連絡を取りながら，プラント状況の理解ができる。

担当者 優

作業手順に精通し，自立的に，速やかに作業が実施できる技量を持っている。

担当者 良

手順書を確認しながらであれば，作業を自立的に実施可能である。

担当者 可

一人ではできないが，指示を受けながら作業が実施可能である。

担当者 不可指示された作業ができない。

1.0.9-22

２．教育訓練の有効性評価
教育訓練の有効性は，個別訓練ごとに必要人数を満たしているか否かを確認することで評価する。具体的には，各要員の力量評価の結果を訓練ごとに集約し，必要な力量を有した要員を確保できているか確認することにより行う。（第３表参照） その結果，必要な力量を有した要員が確保できていない場合には，教育訓練の実施頻度，内容等を見直す。
第３表 教育訓練の有効性評価の例
個別訓練項目

消防車による注
水訓練

力量
レベル

必要人数
①

力量保持者数
②

余裕人数
②－①

指揮者

21

48

27

担当者
（優又は良）

49

122

73

1.0.9-23補足２
社外評価に対するフィードバックについて
2015 年 6 月 29 日から 2015 年 7 月 13 日にかけて，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉を対象に受審した
国際原子力機関（IAEA）による運転安全評価レビューを具体例に，社外評価に対するフィードバックについて示す。
今回の社外評価では，運営面を中心とする有益な推奨を６件，提案を９件頂き，より高い水準の安全レベルを目指すために重要な課題であると認識した。指摘事項に対しては，発電所が中心となり本社と連携しレビュ
ー直後から速やかに対策の検討を開始し，既に展開中のものもあり，今後，全てのレビュー内容を着実に反映
していくこととしている。発電所内では定期的に進捗を確認するとともに，本社は発電所の対応状況を確認し，必要に応じて支援を行う。
また，今後，フォローアップレビューを受けることにより，当社の改善の進捗を確認いただく予定です。
なお，今回の社外評価における主な指摘事項と当社の対応方針を下記の第１表に示す。
第１表 ＩＡＥＡ 運転安全評価レビューにおける指摘事項と対応方針（抜粋）
評価

推奨

提案

指摘事項

対応方針

発電所構内において，安全手袋や安全帯の装作業安全ルール全体に対して，リスクに見合
着方法について，更なる周知・徹底が望まれう基準を明確にする。
る。
・警戒事態及び原子力緊急事態が発生した場
合の基本的な対応計画を作成するとともに，各機能班の対応手順を明確にした個別
緊急時計画及び手順について，文書化が完了
手順を作成する。
していない。
・緊急時における対応計画や個別手順を基に，引き続き計画的に訓練を実施する。
（手順書
整備後適宜実施）
自衛消防隊が火災現場に到着するまでに，原
自衛消防隊が最短で火災現場へ到着するため
子炉建屋入口にてエスコート（運転員）を待に，エスコートとの合流箇所を見直した上でつ必要があり，目標時間の達成が困難になっ訓練を実施し，改善を進める。
ている。
作業時，汚染区域出口に汚染検査員を常時配放射線管理区域外への汚染物品の持ち出しや置し，作業員と物品の汚染検査を行う（従来
身体汚染の管理に改善の余地がある。
は物品のみ）。

1.0.9-24

補足３
全交流動力電源喪失（SBO）環境下における操作項目の訓練実績について

１．訓練実績
有効性評価シナリオにおける操作項目及び全交流動力電源喪失（以下，SBO という）時に期待している
操作項目について，平成 28 年度の訓練実績を第１表，第２表に記載する。
これら訓練は操作項目に応じて，・手順書を用いた机上確認・シミュレータを用いた通常時の運転操作や事故対応操作の訓練
・中央制御室及び現場にて、操作員が手順に従い対応する訓練（実際に操作出来ない弁については，当該弁の前で模擬操作等を行い訓練）により対応している。
２．ＳＢＯ時を想定した訓練について
建屋内には可搬型照明設備を設置しているため，ＳＢＯ時の対応操作への影響はないと考えるが，ＳＢＯ
時に操作場所が暗所となる場合を想定したＳＢＯ環境下の訓練についても，計画的に実施している。
建屋内操作場所のＳＢＯ環境下の模擬は，プラント運転中では安全確保上難しいことから，プラント停止中に実施する訓練として位置づけている。また，操作場所の照明消灯等により暗所を模擬し，暗所でも操作対象弁が分かるよう反射テープや蛍光マーカーを施した弁の模擬操作訓練を行う等，実践的な訓練を行うことで，運転員の力量向上に努めている。
なお， 屋外の対応操作については，夜間，荒天等様々な環境においても対応ができるよう，悪条件を想定した訓練を行っている。
３．その他
これまでは対応操作の習熟のため，単一の対応操作訓練を中心に行っていたが，今後の訓練においては，
当該対応操作が設備不具合等により失敗することを想定し，１つの対応操作がうまく行かなかった場合であっても，次の対応操作に移行することを考慮した複合的な対応操作訓練を実施する。

1.0.9-25

第１表 有効性評価シナリオにおける操作項目の訓練実績（平成２８年度※１）
作業項目

MUWCポンプによる原子炉注水

作業内容（有効性評価シナリオ）

操作要員（操作場所）

低圧代替注水系（常設）準備操作（中央制御室）

運転員（中央制御室）低圧代替注水系（常設）準備操作（中央制御室）

運転員（中央制御室）平成28年度 訓練実績
訓練名称，対応する手順書等

参考 実績回数※２（訓練時の実績操作時間）

備考

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回（5分～21分30秒）－①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
・起動前確認（電源確認等）
・消防車からのホース接続口ラインナップ
・原子炉注水ラインナップ※実操作ができない機器の操作（ポンプ起動，弁の開閉等）は，模擬操作で実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回（16分～40分40秒）－

消防ホースを展開して接続口への接続する実技訓練を実施。

1回/年

1回/年以上実施

58回（30分以内）

淡水貯水池にて、消防車を連結させ淡水放水を行う実技訓練を実施。

2回/年

2回/年以上実施

191回（10分以内）①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。(全手順）②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練（③-1-2）を実施。
・起動前確認（電源確認，冷却水確保確認等）
・S/P～原子炉までのラインナップ
・封水ポンプ起動※実操作ができない機器の操作（ポンプ起動，弁の開閉等）は，模擬操作で実施。
※③-1-1については，操作対象機器を手順記載順に確認を実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回（5分～26分20秒）－

訓練シナリオに応じた対応操作で訓練

1回/年・班－－通常のプラント操作または事故対応
操作のため，個別の操作訓練は行わず，シミュレータのチーム連携訓練に包含して訓練を実施

運転員
（現場）

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 準備操作（現場）

運転員
（現場）

【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）③-1-5 消防車による原子炉注水

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） 消防車による送水（原子炉注水）

残留熱除去系 起動操作

運転員
（中央制御室）【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）③-1-1 RHR(A)による原子炉注水（AM設備別操作手順書）③-1-2 RHR(B)による原子炉注水

残留熱除去系（低圧注水モード） 起動操作

運転員
（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】

RHRポンプによる原子炉注水

HPACによる原子炉注水

実績頻度①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
・起動前確認（電源確認等）
・MUWCによる原子炉注水（ラインナップ，注水操作）※実操作ができない機器の操作（ポンプ起動，弁の開閉等）は，模擬操作で実施。

消防車による原子炉注水

RCICポンプによる原子炉注水

訓練頻度【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）③-1-3 MUWCポンプによる原子炉注水

低圧代替注水系（常設）準備操作（現場）

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 準備操作（緊急時対
策要員）

訓練内容

－

低圧注水モードから低圧代替注水系（常設）切替

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】

原子炉隔離時冷却系 注水操作

運転員
（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】

訓練シナリオに応じた対応操作で実施

1回/年・班－－通常のプラント操作または事故対応
操作のため，個別の操作訓練は行わず，シミュレータのチーム連携訓練に包含して訓練を実施【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）③-2-1 HPAC現場起動①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
・監視計器復旧
・注水ラインナップ
・HPAC起動，注水※実操作ができない機器の操作（ポンプ起動，弁の開閉等）は，模擬操作で実施。
※K6はHPAC本体未設置のため，机上のみ実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

５回（41分～50分）－【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）⑤-2 MUWCによるPCVスプレイ①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得※本手順の操作は，③-1-3 MUWCによる原子炉注水手順とほぼ同じことから，③-1-3の手順を代表し実施。（手順相互の差異については机上および操作対象機器の確認を実施）

1回/年・班

1回/年・班
以上実施－－【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）➉-1_ＲＨＲ（Ａ）によるＳ／Ｐ除熱（AM設備別操作手順書）➉-2_ＲＨＲ（B）によるＳ／Ｐ除熱①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練（⑩-2）を実施。
・起動前確認・ラインナップ※実操作ができない機器の操作（ポンプ起動，弁の開閉等）は，模擬操作で実施。
※⑩-1については，操作対象機器を手順記載順に確認を実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回（７分～１６分）－【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】

訓練シナリオに応じた対応操作で実施

1回/年・班－－通常のプラント操作または事故対応
操作のため，個別の操作訓練は行わず，シミュレータのチーム連携訓練に包含して訓練を実施【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）⑨-1_ＲＨＲ（Ａ）による原子炉除熱（AM設備別操作手順書）⑨-2_ＲＨＲ（B）による原子炉除熱①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練（⑨-2）を実施。
・起動前確認・ラインナップ※実操作ができない機器の操作（ポンプ起動，弁の開閉等）は，模擬操作で実施。
※⑨-1については，操作対象機器を手順記載順に確認を実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回（16分～63分）－【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】

訓練シナリオに応じた対応操作で実施

1回/年・班－－通常のプラント操作または事故対応
操作のため，個別の操作訓練は行わず，シミュレータのチーム連携訓練に包含して訓練を実施

高圧代替注水系起動操作

運転員（中央制御室）

代替格納容器スプレイ冷却系 準備操作(中央制御室）

運転員（中央制御室）MUWCポンプによる格納容器スプレ
イ
代替格納容器スプレイ冷却系 準備操作(現場）

運転員
（現場）

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) 起動
準備

運転員（中央制御室）

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) 起動操作

運転員（中央制御室）RHRポンプによるS／Cクーリング

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操作

運転員（中央制御室）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）系統構成（中央制御室）

運転員（中央制御室）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）系統構成（現場）

運転員
（現場）

RHRポンプによるSHC
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）起動操作

原子炉停止時冷却モード 起動準備

運転員
（中央制御室）運転員（中央制御室）

1.0.9-26

作業項目

作業内容（有効性評価シナリオ）

操作要員（操作場所）

平成28年度 訓練実績
訓練名称，対応する手順書等

自動減圧系 自動起動阻止

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】（事故時運転操作手順書(徴候ベース)）：「反応度制御」

残留熱除去系 運転モード切替

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】（事故時運転操作手順書(徴候ベース)）：「反応度制御」ATWS一連対応
ほう酸水注入系 起動操作

運転員
（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】（事故時運転操作手順書(徴候ベース)）：「反応度制御」原子炉水位調整操作

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】（事故時運転操作手順書(徴候ベース)）：「反応度制御」原子炉急速減圧操作

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】（事故時運転操作手順書(徴候ベース)）：「反応度制御」原子炉減圧操作
原子炉減圧操作

ISLOCA対応

運転員（中央制御室）

高圧炉心注水系からの漏えい停止操作（現場操作）

運転員
（現場）

原子炉ウェル水位低下調査／隔離操作（中央制御室）

運転員（中央制御室）

訓練頻度

原子炉ウェル水位低下調査／隔離操作（現場）

運転員
（現場）

格納容器ベント準備操作（ベントバウンダリ構成）

運転員（中央制御室）

格納容器ベント準備操作（ベントバウンダリ構成）

運転員
（現場）

格納容器ベント準備操作（ベントライン構成）

運転員
（現場）

格納容器ベント操作
格納容器ベント操作

運転員（中央制御室）

格納容器ベント操作（現場）

運転員
（現場）

格納容器ベント停止操作

運転員
（現場）

実績頻度

参考 実績回数※２（訓練時の実績操作時間）

1回/年・班－－通常のプラント操作または事故対応
操作のため，個別の操作訓練は行わず，シミュレータのチーム連携訓練に包含して訓練を実施

訓練シナリオに応じた対応操作で実施

1回/年・班－－通常のプラント操作または事故対応
操作のため，個別の操作訓練は行わず，シミュレータのチーム連携訓練に包含して訓練を実施

・HPCF注入弁隔離操作（移動，弁手動閉操作（模擬））・耐熱服，オキシゼム等の放射線保護具装着

1回/年・班－－

高圧炉心注水系からの漏えい停止
操作訓練については，平成２９年度より訓練を実施予定

1回/年・班－－

原子炉ウェル水位低下調査／隔離操作訓練については，平成２９年度より訓練を実施予定

1回/年・班
以上実施④-4：5回（28分20秒～39分）④-5：5回（30分～69分）④-8：5回（55分～104分15秒）④-12：2回（弁操作10分～45分）④-13：5回（S/Cベント駆動用
にて実施）（16分30秒～34分）－【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】（事故時運転操作手順書(徴候ベース)）：「反応度制御」【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（事故時運転操作手順書(徴候ベース））：「原子炉建屋制御」等

・原子炉ウェル水位低下調査（状況把握，対応指示等）
・原子炉ウェル水位低下原因の除去（RHRミニマムフロー弁隔離操作：模擬操作）
・原子炉ウェル水位低下調査（現場への移動・弁状態確認，電源盤への移動）
・原子炉ウェル水位低下原因の除去（RHRミニマムフロー弁電源復旧操作：模擬操作）【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）④-4_炉心損傷前ＰＣＶベント（フィルタベント使用（Ｓ／Ｃ））（AM設備別操作手順書）④-5_炉心損傷前ＰＣＶベント（耐圧強化ライン使用（Ｓ／Ｃ））（AM設備別操作手順書）④-6_炉心損傷前ＰＣＶベント（フィルタベント使用（Ｄ／Ｗ））（AM設備別操作手順書）④-7_炉心損傷前ＰＣＶベント（耐圧強化ライン使用（Ｄ／Ｗ））（AM設備別操作手順書）④-8_炉心損傷後PCVベント(フィルタベント使用(Ｓ／Ｃ))（AM設備別操作手順書）④-9_炉心損傷後PCVベント(耐圧強化ライン使用(Ｓ／Ｃ))（AM設備別操作手順書）④-10_炉心損傷後PCVベント(フィルタベント使用(Ｄ／Ｗ))（AM設備別操作手順書）④-11_炉心損傷後PCVベント(耐圧強化ライン使用(Ｄ／Ｗ))（AM設備別操作手順書）④-12_ＰＣＶベント（遠隔操作可能弁開閉操作）（AM設備別操作手順書）④-13_ＰＣＶベント弁駆動源確保（予備ボンベ）

格納容器ベント準備操作（排水ポンプ水張り）

緊急時対策要員（現場）

フィルタ装置水位調整

緊急時対策要員（現場）

フィルタ装置ｐＨ測定

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） フィルタ装置スクラバ水pH測定

フィルタ装置薬液補給

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） フィルタ装置薬液補給

ドレン移送ラインＮ２パージ

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） ドレン移送ラインN2パージ

淡水貯水池から防火水槽への補給準備

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） 貯水池から大湊側防火水槽への補給

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） 消防車によるＣＳＰへの補給（淡水／海水）

燃料給油準備（可搬型代替注水ポンプ（A-2級））

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） タンクローリーから各機器等への給油

燃料給油準備（第一ＧＴＧ）

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） タンクローリーから各機器等への給油

燃料給油準備（電源車・大容量送水車（熱交換器ユニット用））

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） タンクローリーから各機器等への給油

備考

訓練シナリオに応じた対応操作で実施【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】
原子炉ウェル水位低下調査／隔離操作訓練

RHRミニフロー弁誤開放対応

FCVS対応操作

訓練内容①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。（全手順）②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
実施手順：④-4，④-5，④-8，④-12，④-13※その他の手順については，対応機器の現場確認を実施。
・準備（操作前確認）
・電源確保
・ラインナップ・ベント開始，停止・遠隔操作可能弁の開閉操作（一部の班については工事に伴い未実施）
・予備ボンベ交換（S/Cベント弁駆動用にて実施）※実操作ができない機器の操作（弁の開閉等）は，模擬操作で実施。

1回/年・班【個別訓練】（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【個別訓練】（多様なハザード対応手順） フィルタベント水位調整（水張り）【個別訓練】
多様なハザード対応手順 フィルタベント水位調整（水抜き）訓練計画策定中（設備完成後に訓練実施予定）

淡水貯水池から大湊側防火水槽への送水する実技訓練を実施（宿直体制）。

1回/年

1回/年以上実施

6回（1時間以内）

淡水貯水池から大湊側防火水槽への送水する実技訓練を実施（日勤体制）。

1回/年

1回/年以上実施

4回（1時間以内）

－

水源確保

給油作業

「消防車による原子炉注水」の項の実績に同じ－①非常用D/G軽油タンクからローリー車へ補給を行う模擬操作を実施。
②非常用D/G軽油タンクへローリー車へ補給するためのフランジを接続する模擬操作を実施。

①1回/半期②1回/年①1回/半期以上実施②1回/年以上実施①59回（10分以内）②35回（20分以内）－－

1.0.9-27

作業項目

作業内容（有効性評価シナリオ）

操作要員（操作場所）

常設代替交流電源設備 準備操作（中央制御室）

運転員（中央制御室）

常設代替交流電源設備 準備操作（第一ＧＴＧ）

運転員（中央制御室）GTG対応（運転中）
常設代替交流電源設備 準備操作（各M/C系列）

運転員
（現場）

常設代替交流電源設備による受電操作

運転員
（現場）

常設代替交流電源設備 準備操作（中央制御室）

運転員（中央制御室）

常設代替交流電源設備 準備操作（第一ＧＴＧ）

運転員（中央制御室）

常設代替交流電源設備 準備操作（各M/C系列）

運転員
（現場）

常設代替交流電源設備による受電操作

運転員
（現場）

GTG対応（運転中）※大LOCA専用（実力ベース）

平成28年度 訓練実績
訓練名称，対応する手順書等

訓練内容

訓練頻度

備考

実績頻度

参考 実績回数※２（訓練時の実績操作時間）

1回/年・班

1回/年・班
以上実施

10回
・C系受電準備（10分～26分）
・C系受電（3分～14分）
・D系受電準備（5分～41分）
・D系受電（5分～27分）－【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）①-7_直流１２５Ｖ蓄電池切替（７Ａ，７Ａ－２，ＡＭ用）①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。
②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
実施手順：①-7
・切替前準備
・直流１２５Ｖ蓄電池７Ａ→直流１２５Ｖ蓄電池７Ａ－２への受電切替
・直流１２５Ｖ主母線盤７Ａ負荷抑制
・直流１２５Ｖ蓄電池７Ａ－２→ＡＭ用直流１２５Ｖ蓄電池への受電切替※実操作ができない機器の操作（電源盤操作等）は，模擬操作で実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回
・7A⇒7A-2（9分～26分）
・7A負荷抑制（8分～47分）
・7A-2⇒AM（7分～37分）－【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）①-8_直流１２５Ｖ充電器盤７Ａ受電①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。
②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
実施手順：①-8・受電前確認・Ｃ／Ｂ計測制御電源区域（Ａ）送・排風機起動・直流１２５Ｖ充電器盤７Ａ受電《優先１，２，３》・蓄電池しゃ断器開放，投入※実操作ができない機器の操作（電源盤操作等）は，模擬操作で実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回（27分～57分）－【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）⑧-3_代替Ｈｘによる補機冷却水（Ａ）確保（AM設備別操作手順書）⑧-4_代替Ｈｘによる補機冷却水（Ｂ）確保①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。（全手順）②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
※⑧-3については，対応機器の現場確認を実施。
実施手順：⑧-4
・RCW系ラインナップ
・CAMS電源確保※実操作ができない機器の操作（弁操作，電源盤操作等）は，模擬操作で実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回（140分～238分）－

代替熱交換器車用の資機材を高台から移動し配置する実技訓練を実施。

1回/年

－

－

代替熱交換器車の補機冷却水用ホースを接続する実技訓練を実施。

1回/年

－

－

代替原子炉補機冷却水ポンプ用の変圧器を移動し配置する実技訓練を実施。

1回/年

－

－

代替原子炉補機冷却水ポンプ用の電源ケーブルを接続する実技訓練を実施。

1回/年

－

－

代替熱交換器の冷却用海水を送水するための大容量送水車を高台から移動して配備する実技訓練を実施。

1回/年

－

－

代替原子炉補機冷却水ポンプ用の電源車を起動する実技訓練を実施。

2回/年

2回/年以上実施

56回（50分以内）【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）①-1-1_緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ７Ｃ・７Ｄへの電路構成（AM設備別操作手順書）①-1-2_大湊側緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ７Ｃ・７Ｄへの電路構成（AM設備別操作手順書）①-1-6_第一ＧＴＧ又は電源車からＡＭ用ＭＣＣへの電路構成（AM設備別操作手順書）①-1-7_緊急用Ｍ／ＣからＡＭ用ＭＣＣへの電路構成（AM設備別操作手順書）①-1-8_大湊側緊急用Ｍ／ＣからＡＭ用ＭＣＣへの電路構成（AM設備別操作手順書）①-2_第一ガスタービン発電機起動（AM設備別操作手順書）①-3-1_Ｍ／Ｃ７Ｃ・７Ｄ受電①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。（全手順）②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
実施手順：①-3-1※その他の手順については，操作対象機器未設置のため本年度訓練は机上のみ実施
・M/C 7C，7D受電準備
・M/C 7C，7D受電・電源相回転確認（C系，D系）※実操作ができない機器の操作（電源盤操作等）は，模擬操作で実施。

「GTG対応（運転中）」の項の実績に同じ

常設代替交流電源設備 準備操作（中央制御室）

運転員（中央制御室）

常設代替交流電源設備 準備操作（第一ＧＴＧ）

運転員（中央制御室）

常設代替交流電源設備 準備操作（各M/C系列）

運転員
（現場）

常設代替交流電源設備による受電操作

運転員
（現場）

所内蓄電式直流電源設備切替操作（A→A-2）

運転員
（現場）

「GTG対応（運転中）」の項の実績に同じ

GTG対応（停止時）

RCIC直流電源確保
所内蓄電式直流電源設備切替操作（A-2→AM用）

運転員
（現場）

直流125Ｖ主母線盤Ａ受電準備

運転員
（現場）

遮断器制御電源確保
直流125Ｖ主母線盤Ａ受電操作

運転員
（現場）

代替原子炉補機冷却系 準備操作（現場）

運転員
（現場）

代替原子炉補機冷却系 準備操作（現場）

運転員
（現場）

代替原子炉補機冷却系

代替原子炉補機冷却系 準備操作（緊急時対策要員）

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） 格納容器機能維持 熱交換器ユニットによる補機冷却水確保

代替Ｈｘによる補機冷却水確保について
は、平成２９年３月に訓練を実施予定。
代替Ｈｘによる補機冷却水確保について
は、平成２９年３月に訓練を実施予定。
代替Ｈｘによる補機冷却水確保について
は、平成２９年３月に訓練を実施予定。
代替Ｈｘによる補機冷却水確保について
は、平成２９年３月に訓練を実施予定。
代替Ｈｘによる補機冷却水確保について
は、平成２９年３月に訓練を実施予定。

－

1.0.9-28

作業項目

作業内容（有効性評価シナリオ）

操作要員（操作場所）

代替循環冷却運転 準備操作（系統構成1）（中央制御室）

運転員（中央制御室）

代替循環冷却運転 準備操作（系統構成2）（中央制御室）

運転員（中央制御室）

代替循環冷却運転 準備操作（系統構成1）（現場）

運転員
（現場）

代替循環冷却運転 準備操作（系統構成2）（現場1）

運転員
（現場）

代替循環冷却運転 準備操作（系統構成2）（現場2）

運転員
（現場）

平成28年度 訓練実績
訓練名称，対応する手順書等【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）➉-6_代替循環冷却系によるＰＣＶ内の減圧及び除熱

代替循環冷却系運転SBO後のCAMS再起動

訓練内容

訓練頻度

①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。
②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
・起動前確認・水源切替準備・循環冷却運転開始（原子炉注水・格納容器スプレイ）（下部D/W注水・格納容器スプレイ）※実操作ができない機器の操作（弁操作，電源盤操作等）は，模擬操作で実施。

1回/年・班低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（中央制御室）運転員（中央制御室）

代替循環冷却運転開始

運転員（中央制御室）低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（緊急時対策要員）

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） 消防車による送水（原子炉注水）

原子炉格納容器内水素・酸素濃度計（CAMS）再起動

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）⑧-3_代替Ｈｘによる補機冷却水（Ａ）確保（AM設備別操作手順書）⑧-4_代替Ｈｘによる補機冷却水（Ｂ）確保

代替原子炉補機冷却系の項で実施している中において・CAMS電源確保を実施。

1回/年・班

格納容器下部注水系準備操作（中央制御室）

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）⑯-1_ＭＵＷＣによる下部Ｄ／Ｗ注水（AM設備別操作手順書）⑯-2_消火ポンプによる下部Ｄ／Ｗ注水（AM設備別操作手順書）⑯-3_消防車による下部Ｄ／Ｗ注水①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。（⑯-1，⑯-2）②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。（⑯-2）（⑯-2）
・起動前確認・消火ポンプ起動
・消火ポンプによるペデスタル注水ラインナップ※実操作ができない機器の操作（弁操作，電源盤操作等）は，模擬操作で実施。
※⑯-1，⑯-3については，平成29年度より訓練実施予定

1回/年・班下部ペデスタル注水

格納容器下部注水系準備操作（現場）

運転員
（現場）

備考

実績頻度

参考 実績回数※２（訓練時の実績操作時間）

1回/年・班以上実施

5回（69分～218分）

－

－

－

「消防車による原子炉注水」の項の実績に同じ
1回/年・班以上実施

1回/年・班
以上実施

MUWC，消防車による下部Ｄ／Ｗ注⑯-2：10回（19分～37分45秒） 水については，平成２９年度より訓練を実施予定【個別訓練】（多様なハザード対応手順） 消防車による送水（ＳＦＰ常設スプレイ）
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による使用済燃料プールへの補給準備（常設スプレイライン使用）

緊急時対策要員（現場）「消防車による原子炉注水」の項の実績に同じ【個別訓練】（多様なハザード対応手順） 消防車による送水（ＳＦＰ可搬型スプレイ）

SFP漏えい対応
使用済燃料プール漏えい箇所隔離（中央制御室）

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）⑭-9_ＳＦＰ漏えい緩和

使用済燃料プール漏えい箇所隔離（現場）

運転員
（現場）

①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。
②技能訓練施設の原子炉模擬設備の模擬燃料プールにて，ステンレス鋼板を使用した漏洩緩和訓練を行う（※平成29年度より訓練実施予定）

1回/年・班－－

漏えい緩和訓練については，平成２９年度より訓練を実施予定※１： 訓練実績は平成29年2月末時点での集計結果。
※２： 平成28年度の訓練は最新手順を用いていない訓練を含むため，実績回数（訓練時の実績操作時間）は参考として記載。
なお，今後の検討結果を手順に反映し，平成29年度は最新の手順を用いて訓練を行う予定。

第２表 有効性評価シナリオ外でSBO時に期待している操作項目の訓練実績（平成２８年度※１）
作業項目

【SBO】
RCIC現場起動

作業内容（有効性評価シナリオ）－

操作要員（操作場所）

運転員（現場）

平成28年度 訓練実績
訓練名称，対応する手順書等【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）③-2-2_RCIC現場起動

訓練内容①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。
②手順書に従い，中操・現場にて訓練を実施（模擬操作含む）
・可搬式原子炉水位計接続
・RCIC起動前ラインナップ
・RCIC起動，注水※実際に操作できない機器（弁・電源等）については，模擬操作にて実施。

訓練頻度

1回/年・班

実績頻度

参考 実績回数※２（訓練時の実績操作時間）

1回/年・班以上実施

10回（62分30秒～119分）

備考－※１： 訓練実績は平成29年2月末時点での集計結果。
※２： 平成28年度の訓練は最新手順を用いていない訓練を含むため，実績回数（訓練時の実績操作時間）は参考として記載。
なお，今後の検討結果を手順に反映し，平成29年度は最新の手順を用いて訓練を行う予定。

1.0.9-29

本資料のうち，枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

添付資料 1.0.10

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉重大事故等時の体制について

＜
1．

目

次

＞

重大事故等対策に係る体制の概要.................................... 1.0.10-1(1) 体制の特徴 ....................................................... 1.0.10-1(2) 重大事故等に対処する要員の確保に関する基本的な考え方 .............. 1.0.10-2(3) 重大事故等対策における判断者及び操作者について.................... 1.0.10-2

2．

a.

判断者の明確化 ................................................ 1.0.10-2b.

操作者の明確化 ................................................ 1.0.10-3

柏崎刈羽原子力発電所における重大事故等対策に係る体制について ...... 1.0.10-3(1) 発電所対策本部の体制概要.......................................... 1.0.10-3
a． 発電所長の役割 ................................................ 1.0.10-3
b． 発電所対策本部の構成 .......................................... 1.0.10-3
c． 緊急時対策要員が活動する施設 .................................. 1.0.10-5(2) 発電所対策本部の要員参集.......................................... 1.0.10-6
a． 運転員 ........................................................ 1.0.10-6
b． 発電所内に常駐している緊急時対策要員 .......................... 1.0.10-7
c． 発電所外から発電所に参集する緊急時対策要員 .................... 1.0.10-8(3) 通報連絡 ......................................................... 1.0.10-9(4) 発電所対策本部内における各機能班との情報共有について .............. 1.0.10-9
a． プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有 ................ 1.0.10-9
b． 指示・命令，報告 ............................................. 1.0.10-10
c． 本社対策本部間との情報共有 ................................... 1.0.10-10(5) 交替要員の考え方................................................. 1.0.10-103．

発電所外における重大事故等対策に係る体制について................. 1.0.10-11(1) 本社対策本部 .................................................... 1.0.10-11
a． 本社対策本部の体制概要 ....................................... 1.0.10-11
b． 本社対策本部設置までの流れ ................................... 1.0.10-13
c． 広報活動 ..................................................... 1.0.10-13(2) 原子力事業所災害対策支援拠点..................................... 1.0.10-13(3) 中長期的な体制................................................... 1.0.10-14
第1表

態勢の区分と緊急時活動レベル（EAL）............................ 1.0.10-15

第2表

本部長不在時の代行順位......................................... 1.0.10-16

第1図

柏崎刈羽原子力発電所

原子力防災組織体制図 （第 2 次緊急時態勢・参集要員召集後（6 号及び 7 号炉とも運転中の場合）） ................ 1.0.10-17
第2図

柏崎刈羽原子力発電所

原子力防災組織体制図

（夜間及び休日（6 号及び 7 号炉とも運転中の場合）） ................ 1.0.10-18
第3図

柏崎刈羽原子力発電所

原子力防災組織

体制図（プルーム通過時）............................................... 1.0.10-19
第4図

中央制御室運転員の体制（6 号及び 7 号炉運転中の場合） ........... 1.0.10-20

第5図

中央制御室運転員の体制（6 号炉運転中，7 号炉停止中の場合） ...... 1.0.10-21

第6図

中央制御室運転員の体制（6 号及び 7 号炉停止中の場合） ........... 1.0.10-22

第7図

発電所における態勢発令と緊急時対策要員の非常召集 ............... 1.0.10-23

第8図

自動呼出・安否確認システムによる非常召集連絡................... 1.0.10-24

第9図

重大事故等発生からの緊急時対策要員の動き（6 号及び 7 号炉対応要員）................................................................ 1.0.10-25

第 10 図緊急時対策要員の非常召集の流れ................................ 1.0.10-26

第 11 図5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）における各機能班，本社緊急時対策本部との情報共有イメージ....................................... 1.0.10-27
第 12 図重大事故等時の支援体制（概要）................................ 1.0.10-28

第 13 図本社対策本部の構成............................................ 1.0.10-29

第 14 図本社における態勢発令と緊急時対策要員の非常召集 ................ 1.0.10-30

第 15 図全面緊急事態時の情報発信体制.................................. 1.0.10-31

第 16 図本社対策本部及び原子力事業所災害対策支援拠点の構成 ............ 1.0.10-32

別紙 1

福島第一原子力発電所事故を踏まえた原子力防災組織の見直しについて................................................................ 1.0.10-33

別紙 2

柏崎刈羽原子力発電所における緊急時対策本部体制と指揮命令及び情報の流れ................................................................ 1.0.10-42

別紙 3

自衛消防隊の体制について ....................................... 1.0.10-51

別紙 4

重大事故等時における緊急時対策要員の動き ....................... 1.0.10-58

別紙 5

緊急時対策所における主要な資機材一覧 ........................... 1.0.10-59

別紙 6

緊急時対策要員による通報連絡について ........................... 1.0.10-60

別紙 7

原子力事業所災害対策支援拠点について ........................... 1.0.10-61

別紙 8

発電所構外からの要員の参集について ............................. 1.0.10-63

補足 1

有効性評価シナリオと要員参集の整合性について ................... 1.0.10-72

補足 2

当直副長による操作員への操作指示／確認手順について ............. 1.0.10-74

補足 3発電所が締結している医療協定について ........................... 1.0.10-75

1．重大事故等対策に係る体制の概要
発電所において，重大事故等を起因とする原子力災害が発生するおそれがある場合，又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害の拡大の防止，その他必要な活動を円滑に行うため，原子力防災管理者（発電所長）は，事象に応じて原子力警戒態勢，第1 次，第 2 次緊急時態勢を発令し，発電所長を本部長とする原子力警戒本部又は緊急時対策本部（以下「発電所対策本部」という。）を設置する。
（第 1 表）また，発電所における原子力警戒態勢又は緊急時態勢の発令を受けた本社は，本社原子力警戒態勢又は本社緊急時態勢を発令し，本社に原子力警戒本部又は緊急時対策本部（以下「本社対策本部」という。）を設置する。
発電用原子炉施設に異常が発生し，その状況が原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）第 10 条第１項に基づく特定事象である場合の通報，態勢の発令，対策本部の設置等については，原災法第 7 条に基づき作成している柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画（以下「防災業務計画」という。
）に定めている。
防災業務計画には，発電所対策本部の設置，原子力防災要員を含む緊急時対策要員を置くこと，並びにこれを支援するため本社対策本部を設置することを規定している。これらの組織により全社（全社とは，東京電力ホールディングス株式会社及び各事業子会
社（東京電力フュエル＆パワー株式会社，東京電力パワーグリッド株式会社，東京電力
エナジーパートナー株式会社）のことをいい以下同様とする。
）として原子力災害事前対策，緊急事態応急対策及び原子力災害中長期対策を実施できるようにしておくことで，
原災法第 3 条で求められる原子力事業者の責務を果たしている。
以下に具体的な重大事故等時の体制について示す。
(1) 体制の特徴
当社は，福島第一原子力発電所事故から得られた課題から原子力防災組織に適用すべき必要要件を定め，米国における非常事態対応のために標準化されたIncident
Command System(ICS)を参考に，重大事故等の中期的な対応が必要となる場合及び発電所の複数の原子炉施設で同時に重大事故等が発生した場合に対応できるよう，原子力
防災組織を構築している。（別紙１）
発電所における原子力防災組織は，その基本的な機能として，①意思決定・指揮，②情報収集・計画立案，③現場対応，④対外対応，⑤ロジスティック・リソース管理を有しており，①の責任者として本部長が当たり，②～⑤の機能ごとに責任者として「統括」を置いている。さらに，「統括」の下に機能班を配置し，それぞれの機能班に「班長」を置いている。
原子力防災組織の活動に当たり，各機能の責任者は情報収集を進め，それらの結果を踏まえ当面の活動目標を設定する（目標設定会議の開催）。
あらかじめ定める要領等に記載された手順の範囲内において，本部長の権限は各統

1.0.10-1

括又は各班長に委譲されており，各統括及び各班長は上位職の指示を待つことなく，自律的に活動する。
②～⑤の機能を担う必要要員規模は対応すべき事故の様相，また事故の進展や収束の状況により異なるが，プルーム通過の前・中・後でも要員の規模を拡大・縮小しな
がら円滑な対応が可能な組織設計となっている。
(2) 重大事故等に対処する要員の確保に関する基本的な考え方
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において重大事故等が発生した場合でも速やかに対策を行えるよう，発電所内に必要な重大事故等に対処する要員である運転員，
緊急時対策要員及び自衛消防隊を常時確保する。
重大事故等の対応で，高線量下における対応が必要な場合においても，社員で対応できるよう重大事故等に対処する要員を確保する。
病原性の高い新型インフルエンザや同様に危険性のある新感染症等が発生し，所定の重大事故等に対処する要員に欠員が生じた場合は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）を含め重大事故等に対処する要員の補充を行うとともに，そのような事態に備えた重大事故等に対処する要員の体制に係る管理を行う。
緊急時対策要員の補充の見込みが立たない場合は，原子炉停止等の措置を実施し，確保できる重大事故等に対処する要員で，安全が確保できる原子炉の運転状態に移行する。
また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間及び休日を含めて必要な緊急時対策要員を非常召集できるよう，定期的に連絡訓練を実施する。
(3) 重大事故等対策における判断者及び操作者について
a． 判断者の明確化
重大事故等対策の判断は全て発電所にて行うこととし，本社対策本部は全社大での体制にて，発電所で実施される対策活動の支援を行う。
運転員が使用する手順書（以下「運転操作手順書」という。）に従い実施される事故時のプラント対応の判断は，事故発生号炉の当直副長が行う。
一方，発電所対策本部で実施される対応の判断は，緊急時対策要員が使用する手順書（以下「緊急時対策本部用手順書」という。
）上で役割分担に応じて定める責任者が行う。
プラントの同時発災時等において複数号炉での対処が必要な事象が発生した場合，運転操作手順書に従い実施される事故時のプラント対応の判断は，事故発生号炉の当直副長が行い，発電所対策本部は各プラントの状況（号機班）や使用可能な設備（復旧班），事象の進展（計画班・保安班）等の状況について目標設定会議等で共有し，本部長が対応すべき優先順位の最終的な判断を行う。

1.0.10-2

b． 操作者の明確化
各種手順書は，運転員が使用する運転操作手順書と発電所緊急時対策要員が使用する緊急時対策本部用手順書と，使用主体によって整備している。
ただし，使用目的によっては，相互の手順の完遂により機能を達成する場合がある
ことから，重大事故等対処設備の操作に当たっては，中央制御室と発電所対策本部の間で緊密な情報共有を図りながら行うこととする。
2．柏崎刈羽原子力発電所における重大事故等対策に係る体制について(1) 発電所対策本部の体制概要
a． 発電所長の役割
発電所長は，発電所対策本部の本部長として統括管理を行い，責任を持って，原子力防災の活動方針の決定を行う。なお，発電所長が不在の場合又は欠けた場合は，あらかじめ定めた順位に従い，副原子力防災管理者がその職務を代行する。（第2表）b． 発電所対策本部の構成(a) 発電所対策本部
発電所対策本部は，実施組織及び支援組織に区分される。さらに支援組織は，技術支援組織及び運営支援組織に区分される。
実施組織は，重大事故等対策を実施する責任者として号機統括を配置し，号機統括のもと，号機班，当直（運転員），復旧班及び自衛消防隊で構成する。
支援組織のうち技術支援組織は，復旧計画の戦略立案及び発電所内外の放射能の状況把握等を行う責任者として計画・情報統括を配置し，計画・情報統括のもと，計画班及び保安班で構成する。
支援組織のうち運営支援組織は，対外対応を行う責任者として対外対応統括及び発電所対策本部の運営を支援する責任者として総務統括を配置し，対外対応統
括のもと，通報班及び立地・広報班で構成し，総務統括のもと，資材班及び総務班で構成する。
各班及び当直にはそれぞれ責任者である班長，当直副長を配置する。
統括及び班長が欠けた場合は，同じ機能を担務する下位の要員が代行するか又は上位の職位の要員が下位の職位の要員の職務を兼務することとし，具体的な代行者の配置については上位の職位の要員が決定することをあらかじめ定める。
当直副長が欠けた場合は，当直長が当直副長の職務を兼務することをあらかじめ定める。

1.0.10-3

＜実施組織＞号機統括：対象号炉に関する事故の影響緩和・拡大防止に関わるプラント設備の運転操作への助言，可搬型設備を用いた対応，不具合設備の復旧の統括
号機班：当直からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へイン
プット，事故対応手段の選定に関する当直のサポート，当直からの支援要請に関する号機統括への助言
当直（運転員）：重要パラメータ及び常設設備の状況把握と操作，中央制御室内監
視・操作の実施，事故の影響緩和，拡大防止に関わるプラントの運転操作
復旧班：事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作，可搬型設備の準備状況の把握，号機統括へインプット，不具合設備の復旧の実施
自衛消防隊：火災発生時における消火活動＜技術支援組織＞
計画・情報統括：事故対応方針の立案，プラントパラメータ等の把握とプラント状態の予測，本部長への技術的進言・助言（重大事故等対処設備等，構内設
備の活用）
計画班：事故対応に必要な情報（パラメータ，常設設備の状況・可搬型設備の準備状況等）の収集，プラント状態の進展予測・評価，プラント状態の進展予測・評価結果の事故対応方針への反映，アクシデントマネジメントの専門知
識に関する計画・情報統括のサポート
保安班：発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範囲の評価，被ばく管理，
汚染拡大防止措置に関する緊急時対策要員への指示，影響範囲の評価に基づく対応方針に関する計画・情報統括への助言，放射線の影響の専門知識に関する計画・情報統括のサポート＜運営支援組織＞
対外対応統括：対外対応活動の統括，対外対応情報の収集，本部長へインプット
通報班：対外関係機関へ通報連絡
立地・広報班：自治体派遣者の活動状況把握とサポート，マスコミ対応者への支援
総務統括：発電所対策本部の運営支援の統括
資材班：資材の調達及び輸送に関する一元管理，原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整
総務班：要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプット，食料・被服の調達，宿泊関係の手配，医療活動，所内の警備指示，一般入所者の避難指示，
物的防護施設の運用指示等

1.0.10-4

柏崎刈羽原子力発電所における緊急時対策本部体制と指揮命令及び情報の流れについて別紙2に記す。また，発電所原子力防災組織（緊急時対策要員，運転員及び自衛消防隊）の体制について第1図～第3図に，中央制御室の運転員の体制を第4図～第6図に，自衛消防隊の体制について別紙3に記す。
(b) 発電所対策本部設置までの流れ
発電所において，警戒事象（その時点では公衆への放射線による影響やそのおそれが緊急のものではないが，原災法第10条第１項に基づく特定事象に至るおそれがある事象）が発生した場合，発電所長はただちに原子力警戒態勢を，特定事
象又は原災法第15条第１項に該当する事象が発生した場合，発電所長はただちに緊急時態勢を発令するとともに本社原子力運営管理部長へ報告する。
発電所総務班長は，発電所対策本部を設置するため，発電所緊急時対策要員を非常召集する。（第7図）
発電所長は，発電所における緊急時態勢を発令した場合，速やかに発電所対策本部を設置する。
c． 緊急時対策要員が活動する施設
重大事故等が発生した場合において，発電所対策本部における実施組織及び支援組織が関係箇所との連携を図り迅速な対応により事故対応を円滑に実施するために，
以下の施設及び設備を整備する。これらは，重大事故等時において，初期に使用する施設及び設備であり，これらの施設又は設備を使用することによって発電用原子炉の状態を確認し，必要な所内外各所へ通報連絡を行い，また重大事故等対処のた
め夜間においても速やかに現場へ移動する。なお，これらは重大事故等への対応における各班，要員数を踏まえ数量を決定し，原子力防災訓練において，適切に活動を実施できる数量であることを確認している。
（別紙4，別紙5）(a) 支援組織の活動に必要な施設及び設備
重大事故等対応に必要なプラントのパラメータを確認するための安全パラメー
タ表示システム（SPDS），発電所内外に通信連絡を行い関係箇所と連携を図るための統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，IP電話機，IP-FAX），衛星電話設備，無線連絡設備等を備えた 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所を整備する。
(b) 実施組織の活動に必要な施設及び設備
中央制御室，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び現場との連携を図るため，携帯型音声呼出電話設備，無線連絡設備，衛星電話設備等を整備する。また，電源が喪

1.0.10-5

失し照明が消灯した場合でも，迅速な現場への移動，操作及び作業を実施し，作業
内容及び現場状況の情報共有を実施できるよう可搬型照明設備を整備する。
(2) 発電所対策本部の要員参集
平日の勤務時間帯に原子力警戒態勢又は緊急時態勢が発令された場合，電話，送受話器等にて発電所構内の緊急時対策要員に対して非常召集を行い，発電所対策本部を設置した上で活動を実施する。柏崎刈羽原子力発電所では，中長期的な対応も交替できるよう運転員以外の発電所員についてもほぼ全員（約850名）が緊急時対策要員であることから，平日の勤務時間帯での要員確保は可能である。
夜間及び休日に原子力警戒態勢又は緊急時態勢が発令された場合，発電所対策本部体制が構築されるまでの間については，運転員及び発電所内に常駐している緊急時対策要員を主体とした初動体制を確立し，迅速な対応を図る。
また，平日勤務時間帯，夜間及び休日いずれの場合においても，緊急時対策所で初動態勢時に対応する要員は，対応者（執務できない場合の交替者を含む）を明確にした上で，5号炉定検事務室又はその近傍及び第二企業センター又はその近傍で分散して執務若しくは宿泊することとし，非常召集時は5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に参集する。
以下，発電所構内の要員数が少なくなる夜間及び休日における緊急時態勢発令時の体制について記載する。
a． 運転員
6号及び7号炉について，中央制御室の運転員は，当直長，当直副長，当直主任，
現場支援担当，当直副主任，主機操作員及び補機操作員の計18名／直を配置している。（第4図）1プラント運転中，1プラント運転停止中※1については，運転員を13名（第5図）とし，また2プラント運転停止中については，運転員を10名（第6図）とする。
※1

原子炉の状態が冷温停止（原子炉冷却材温度が 100℃未満）及び燃料交換の期間

重大事故時には事故発生号炉の当直副長が，重大事故等対策に係る運転操作に関する指揮・命令・判断を行い，中央制御室で運転操作を行う運転員及び現場で対応する運転員は，当直副長指示のもと重大事故等対策の対応を行うために整備された手順書に従い事故対応を行う。
複数号炉の同時被災時においても，号炉ごとの運転操作指揮を指揮・命令・判断に関して必要な力量を有している※2当直副長が行い，号炉ごとに運転操作に係る情報収集や事故対策の検討等を行うことにより，情報の混乱や指揮命令が遅れることの1.0.10-6

ない体制とする。
※2 「指揮・命令に関して必要な力量を有している」とは，BWR運転訓練センターにおいて，指揮命令，状況判断等について習得する上級初期訓練，及び重大事故等への拡大を防ぐ取り組み，炉心損傷後の対応，状況判断を含む予測について習得するSA（上級）訓練を受講していることを言う。

当直長は適宜，発電所対策本部の号機班長と連携しプラント対応操作の状況を報告する。
また，号炉ごとの当直主任及び主機操作員は中央制御室内のプラント操作・監視，現場操作の指示を行い，現場支援担当・当直副主任・補機操作員は2名以上が1組で号炉ごとの現場操作を行う。
なお，運転員の勤務形態は，通常サイクル5班2交替で運用しており，重大事故等時においても，中長期での運転操作等の対応に支障が出ることがないよう，通常時と同様の勤務形態を継続することとしていること及び重大事故の対応に当たっては号炉ごとに完結できるよう，号炉ごとに中央制御室運転員2名，現場運転員4名（2人
1組で2チーム）の体制を整えていること，また作業に当たり被ばく線量が集中しないよう配慮する運用としていることから，特定の運転員に作業負荷や被ばく線量が集中することはない。
また，柏崎刈羽原子力発電所1～5号炉には22名の運転員が当直業務を行っており，発電所に緊急時態勢が発令された場合，必要に応じて速やかに各号炉の使用済燃料
プールに保管されている燃料に対する必要な措置を実施することにより，複数号炉の同時被災の場合にも適切に対応できる。具体的には，使用済燃料プール水位の監視を実施するとともに，スロッシングや使用済燃料プールの損傷による水位低下に対し，常設設備等を使用した冷却水補給操作等の必要な措置を実施する。使用済燃料プールへ注水する操作については，復旧班（1～5号炉）が当たる。
b． 発電所内に常駐している緊急時対策要員
夜間及び休日には，発電所内に常駐している緊急時対策所にて6号及び7号炉の対応を行う要員28名（意思決定・指揮を行う要員4名，実施組織として現場対応を行う
要員12名，技術支援組織として情報収集・計画立案を行う要員5名，運営支援組織として対外対応を行う要員5名及びロジスティック・リソース管理を行う要員2名），現場で対応を行う復旧班要員14名（注水隊4名，送水隊2名，電源隊6名，瓦礫隊2名），
チェンジングエリアの設営等を行う保安班要員2名の合計44名（1～7号炉の対応を行う必要な要員は合計50名）を非常召集し，発電所対策本部の初動体制を確立するとともに，各要員は任務に応じた対応を行う。（第2図）
なお，6号及び7号炉の対応を行う緊急時対策要員合計44名（1～7号炉の対応を行う必要な要員は合計50名）が発電所内に常駐しており，重大事故等時においても，中長期での緊急時対策所や現場での対応に支障が出ることがないよう，緊急時対策

1.0.10-7

要員は交替で対応可能な人員を確保していること及び重大事故等の対応に当たっては作業ごとに対応可能な要員を確保し，対応する手順において役割と分担を明確化していること，また，作業に当たり被ばく線量が集中しないよう配慮する運用としていることから，特定の現場要員に作業負荷や被ばく線量が集中することはない。
c． 発電所外から発電所に参集する緊急時対策要員(a) 非常召集の流れ
夜間及び休日に重大事故等が発生した場合に，発電所外にいる緊急時対策要員を速やかに非常召集するため，「自動呼出・安否確認システム」，「通信連絡手段」
等を活用し，要員の非常召集を行う。（第8図）
新潟県内で震度6弱以上の地震が発生した場合には，非常召集連絡がなくても自発的に発電所に参集する。
地震等により家族，自宅等が被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
集合場所は，基本的には柏崎エネルギーホール又は刈羽寮とするが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
柏崎エネルギーホール又は刈羽寮に参集した要員は，発電所対策本部と非常召集に係る以下の確認，調整を行い，発電所に集団で移動する。（第10図）(b) 非常召集となる要員
発電所対策本部（全体体制）については，発電所員約1,120名のうち，約900名（平成29年4月現在）が柏崎市又は刈羽村に在住しており，数時間で相当数の要員の非常召集が可能である。（別紙8）
なお，夜間及び休日において，重大事故等が発生した場合の緊急時対策要員の参集動向（所在場所（準備時間を含む）～集合場所（情報収集時間を含む）～発電所までの参集に要する時間）を評価した結果，要員の参集手段が徒歩移動のみを想定した場合かつ，年末年始やゴールデンウィーク等の大型連休であっても，5
時間30分以内に参集可能な要員は半数以上（350名以上）と考えられることから，事象発生から10時間以内に外部から発電所へ参集する6号及び7号炉の対応を行うために必要な緊急時対策要員※3（106名（発電所全体で114名））は確保可能であることを確認した。
また，事象発生から10時間以内の重大事故等時の対応においては，発電所内に常時確保する44名の緊急時対策要員により対応が可能であるが，早期に班長以下の要員数が約2倍となれば，より迅速・多様な重大事故等への対処が可能と考えられる。このため，徒歩参集，要員自身の被災，過酷な天候，道路の被害等を考慮し，事象発生から約6時間を目処に，外部から発電所に参集する40名の緊急時対策

1.0.10-8

要員※3を確保する。
※3

要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。

非常召集により参集した要員の中から状況に応じて必要要員を確保し，夜間及び休日の体制から緊急時態勢の体制に移行する。なお，残りの要員については交替要員として待機させる。
(3) 通報連絡
原子力警戒態勢又は緊急時態勢が発令された場合の通報連絡は通報班が行うが，夜間及び休日の場合，発電所に常駐している緊急時対策要員のうち5名（対外対応統括，通報班，立地・広報班）並びに本社通報対応者3名で行うものとし，内閣総理大臣，原子力規制委員会，新潟県知事，柏崎市長，刈羽村長及びその他定められた通報連絡先に，所定の様式によりFAXを用いて一斉送信することにより，複数地点への連絡を迅速に行う体制とする。（別紙6）
a． 内閣総理大臣，原子力規制委員会，新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長に対しては，電話で FAX の着信の確認を行うとともに，その他通報連絡先へも FAX を送信した旨を連絡する。
b． その後，緊急時対策要員の召集で，参集した通報班の要員確保により，更なる時間短縮を図る。
(4) 発電所対策本部内における各機能班との情報共有について発電所対策本部内における各機能班，本社対策本部間との基本的な情報共有方法は以下のとおりである。今後の訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。（第11図）
a． プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有①号機班が安全パラメータ表示システム（SPDS）及び通信連絡設備を用い，当直長
又は当直副長からプラント状況を逐次入手し，ホワイトボード等に記載するとともに，主要な情報について発電所対策本部全体に共有するため発話する。
②計画班は，情報共有ツールをもとにプラントパラメータを確認し，状況把握，今後の進展予測，中期的な対応・戦略を検討する。
③各機能班は，適宜，入手したプラント状況，周辺状況，重大事故等への対応状況
をホワイトボード等に記載するとともに，適宜 OA 機器（パーソナルコンピュータ
等）内の共通様式に入力することで，対策本部内の全要員，本社対策本部との情報共有を図る。

1.0.10-9

④号機統括は，配下の各機能班の発話，情報共有ツールをもとに全体の状況把握，今後の進展予測・戦略検討に努めるとともに，定期的に配下の各班長を召集して，プラント状況，今後の対応方針について説明し，状況認識，対応方針を共する。
⑤本部長は定期的に各統括と対外対応を含む対応戦略等を協議し，その結果を本部
席から対策本部内の全要員に向けて発話し，全体の共有を図る。
⑥号機班を中心に，本部長，各統括の発話内容を OA 機器内の共通様式に入力し，発信情報，意思決定，指示事項等の情報を更新することにより，情報共有を図る。
b． 指示・命令，報告①各機能班は各々の責任と権限があらかじめ定められており，本部席での発話や他の機能班から直接聴取，OA 機器内の共通様式からの情報に基づき，自律的に自班の業務に関する検討・対応を行うとともに，その対応状況をホワイトボード等への記載，並びに OA 機器内の共通様式に入力することで，対策本部内の情報共有を図る。また，重要な情報について上司である統括へ報告するが，無用な発話，統括への報告・連絡・相談で対策本部内の情報共有を阻害しないように配慮している。
②各統括は，配下の各班長から報告を受け，各班長に指示・命令を行うとともに，重要な情報について，適宜本部席で発話することで情報共有する。
③本部長は，各統括からの発話，報告を受け，適宜指示・命令を出す。
④号機班を中心に，本部長，各統括の指示・命令，報告，発話内容を OA 機器内の共通様式に入力することで，本部対策内の全要員，本社対策本部との情報共有を図る。
c． 本社対策本部との情報共有
発電所対策本部と本社対策本部の情報共有は通信連絡設備，OA機器内の共有様式を用いて行う。
(5) 交替要員の考え方
平日の勤務時間帯に原子力警戒態勢又は緊急時態勢が発令された場合，電話，送受話器等にて発電所構内の緊急時対策要員及び発電用原子炉主任技術者に対して非常召集を行う。
夜間及び休日の場合，発電所内に宿直している運転員18名及び緊急時対策要員の初動要員44名（主要な統括・班長を含む。）にて初期対応を実施する（第2図）。それ以外の緊急時対策要員は，自動呼出・安否確認システムにより非常召集される（第8図）。
（(2)
発電所対策本部の要員参集

c.発電所外から発電所に参集する緊急時対策要員

照）

1.0.10-10参6号及び7号炉の発電用原子炉主任技術者については，重大事故等の発生連絡を受けた後，速やかに発電所対策本部に駆けつけられるよう，早期に非常召集が可能なエリア（柏崎市若しくは刈羽村）にそれぞれ1名待機させる。
発電用原子炉主任技術者は，非常召集中であっても通信連絡設備（衛星電話設備（可搬型）等）を携行することにより，発電所対策本部からプラントの状況，対策の状況等の情報連絡が受けられるとともに自ら確認することができる。
また，初動後の交替についても考慮し，主要な統括・班長，6号及び7号炉の発電用原子炉主任技術者の交替要員についても，発電所への参集が可能となるよう配慮する。
平日の勤務時間帯，夜間及び休日の場合いずれの場合も，時間の経過とともに必要とする人員（106名：第1図）以上が集まることから，長期的対応に備え，対応者と待機者を人選する。（第9図，別紙8）
必要人数を発電所に残し，残りは発電所外（原子力事業所災害対策支援拠点，自宅等）で待機し，基本的に12時間（目途）ごとに発電所外で待機している要員と交替することで長期的な対応にも対処可能な体制を構築する。
なお，プルーム通過時においても対応する必要がある活動に対し，緊急時対策所に交替要員を確保した必要最小限の体制（主要な統括・班長，6号及び7号炉の発電用原子炉主任技術者をそれぞれ2名確保）を構築する（第3図）。
3．発電所外における重大事故等対策に係る体制について
発電所において原子力警戒態勢又は緊急時態勢の発令を受けた場合，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援する体制を構築する。（第 12 図）
以下に発電所外における体制について示す。
(1) 本社対策本部
a． 本社対策本部の体制概要(a) 社長の役割
社長は，本社対策本部の本部長として統括管理を行い，全社大での体制にて原子力災害対策活動を実施するため本社対策本部長としてその職務を行う。なお，
社長が不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，本社対策本部の副本部長がその職務を代行する。
(b) 本社対策本部の構成
本社対策本部は，原子力部門のみでなく他部門も含めた全社大での体制にて，重大事故等の拡大防止を図り，事故により放射性物質を環境に放出することを防止するために，特に中長期の対応について発電所対策本部の活動を支援することとし，事故進展評価及び放射線管理に関する支援の他，発電所対策本部が事故対

1.0.10-11

応に専念できるよう発電所対策本部が必要とする資機材や人員の手配・輸送，社
内外の情報収集及び災害状況の把握，報道機関への情報発信，原子力緊急事態支援組織等関係機関への連絡，原子力事業所災害対策支援拠点の選定・運営，他の原子力事業者等への応援要請やプラントメーカ等からの対策支援対応等，技術面・運用面で支援する体制を整備する。（第13図）
復旧統括：発電所事故対応作業の支援統括
復旧班：発電所の復旧方法の検討，立案及び発電所への助言等
計画・情報統括：プラント情報や放射線に関する情報，事故進展評価等の統括
情報班：事故状況，対応状況の把握及び本社対策本部内での情報共有，一元管理
等
計画班：事故状況の把握，進展評価，環境への影響評価，発電所の復旧計画の策
定支援等
保安班：放射性物質の放出量評価，周辺環境への影響の予測・評価，放射線管理用資機材の配備，発電所関係者の線量管理等の支援等
対外対応統括：対外対応活動の統括
情報発信に関して社会的感性に基づいた本部長への提言
官庁連絡班：原子力規制庁等の関係官庁への通報連絡及び官庁への情報提供と質
問対応等
広報班：広報活動における全社統一方針と戦略の策定及びプレス対応（プレス文，
QA作成含む）等
立地班：発電所の立地地域対応の支援，自治体・緊急事態応急対策等拠点施設（以下「オフサイトセンター」という。）への情報提供，自治体・オフサイト
センターからの要望対応等
総務統括：発電所復旧要員が的確に復旧活動を行うための支援の統括
通信班：社内外関係各所との通信連絡設備について復旧・確保の支援等
総務班：本社対策要員の非常召集，発電所対策要員の職場環境の整備，人員輸送手段の確保等厚生班：本社対策本部における食料・被服の調達及び宿泊関係の手配，発電所対策要員の食料・被服の調達支援，現地医療体制整備支援等
資材班：発電所の復旧活動に必要な資機材の調達，適切な箇所への搬送等
支援統括：発電所の復旧に向けた支援拠点や支援の受入の統括
後方支援拠点班：原子力事業所災害対策支援拠点の立ち上げ・運営，同拠点における社外関係機関（自衛隊，消防，警察等）との情報連絡等
支援受入調整班：官庁（自衛隊，消防，警察等）への支援要請・調整の窓口等
電力支援受入班：事業者間協力協定に基づく他原子力事業者からの支援受入調整，

1.0.10-12

原子力緊急事態支援組織からの支援受入調整等
b． 本社対策本部設置までの流れ
発電所において，警戒事象が発生した場合，発電所長はただちに原子力警戒態勢
を，特定事象又は原災法第15条第１項に該当する事象が発生した場合，発電所長はただちに緊急時態勢を発令するとともに本社原子力運営管理部長へ報告する。
報告を受けた本社原子力運営管理部長はただちに社長に報告し，社長は本社における原子力警戒態勢又は緊急時態勢を発令する。
本社原子力運営管理部長から連絡を受けた本社総務班長は，本社対策本部を設置するため，本社緊急時対策要員を非常召集する。（第14図）
社長は，本社における原子力警戒態勢又は緊急時態勢を発令した場合，速やかに原子力施設事態即応センターに本社対策本部を設置する。
なお，夜間及び休日において，本社対策本部体制が構築されるまでの間について
は，本社近傍で待機している原子力部門の宿直者 3 名にて初期対応を行うが，事象の規模に応じて，他部門の宿直者（10 名程度）の応援を含めた体制で初動対応を行う。
c． 広報活動
原子力災害発生時における広報活動については，原災法第16条第1項に基づき設置される原子力災害対策本部（全面緊急事態時の場合）と連携することとしており，
原子力規制庁緊急時対応センター（ERC）及びオフサイトセンターとの情報発信体制を構築し，本社対策本部にて対応を行う。（第15図）
また，近隣住民を含めた広範囲の住民からの問い合わせについては，相談窓口等で対応を行い，記者会見情報等についてはホームページ等を活用し，情報発信する。
(2) 原子力事業所災害対策支援拠点
発電所構内には，7 日間外部支援なしに災害対応が可能な資機材として，必要な数量の食料，飲料水，防護具類（不織布カバーオール，ゴム手袋，全面マスク等），燃料を配備している。
また，発電所において緊急時態勢が発令された場合，発電所外からの支援体制として，以下のとおり原子力事業所災害対策支援拠点を整備している。
社長は，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援するために，原災法第10条通報後，原子力事業所災害対策支援拠点の設営を本社支援統括に指示する。
本社支援統括は，あらかじめ選定している施設の候補の中から放射性物質が放出された場合の影響等を考慮した上で原子力事業所災害対策支援拠点を指定する。
（別紙7）

1.0.10-13

後方支援拠点班長は，原子力事業所災害対策支援拠点へ必要な要員を派遣するとともに，原子力事業所災害対策支援拠点を運営し，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援する。
原子力事業所災害対策支援拠点へ派遣された要員は，現場責任者の指揮の下，各チームの役割に基づき活動を行う。（第16図）
また，事態の長期化による作業員等の増員に伴って増加する放射線管理業務等を行
うための追加要員（24時間対応及び交替要員含む）については，全社大からの支援要員で対応することを基本とする。
(3) 中長期的な体制
重大事故等発生後の中長期的な対応が必要になる場合に備えて，本社対策本部が中心となって社内外の関係各所と連携し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備する。
具体的には，プラントメーカ（株式会社東芝，日立GEニュークリア・エナジー株式
会社）及び協力会社等から重大事故等時に現場操作対応等を実施する人員の派遣や事故収束に向けた対策立案等の技術支援や設備の補修に必要な予備品等の供給及び人員の派遣等について，協議及び合意の上，支援計画を定め，「柏崎刈羽原子力発電所における原子力防災組織の発足時の事態収拾活動への協力」に係る協定を締結し，重大事
故等時に必要な支援が受けられる体制を整備している。

1.0.10-14

第 1 表 態勢の区分と緊急時活動レベル（EAL）
緊急事態
異常・緊急時の情勢
施設の状況
事象の種類
区分
(AL53)重要区域での火災・溢水による安全機能の(AL11)原子炉停止機能の異常のおそれ
原子力警戒事態 ○ 原子力防災管理者（発電所長）
その時点では公一部喪失のおそれ(AL21)原子炉冷却材の漏えい
警戒態勢
が，警戒事象（右の事象の種類
衆への放射線に○外的事象（自然災害）(AL22)原子炉給水機能の喪失参照）の発生について連絡を受よる影響やその・大地震の発生，大津波警報の発令，竜巻等の(AL23)原子炉除熱機能の一部喪失
け，又は自ら発見したとき。
おそれが緊急の発生(AL25)全交流電源喪失のおそれ○ 原子力規制委員会から，警戒事
ものではないが，○外的事象(AL29)停止中の原子炉冷却機能の一部喪失態とする旨の連絡があったと原子力施設にお・原子力規制委員会の警戒本部設置(AL30)使用済燃料貯貯槽の冷却機能喪失のおそれき。
ける異常事象の○その他原子力施設の重要な故障等(AL42)単一障壁の喪失又は喪失可能性○ 新潟県，柏崎市又は刈羽村から発生又は，そのお・原子力防災管理者が警戒を必要と認める原子(AL51)原子炉制御室他の機能喪失のおそれ
災害警戒本部又は災害対策本部
それがある状態
炉施設の重要な故障等(AL52)所内外通信連絡機能の一部喪失（対策本部体制）を設置する旨が発生の連絡があったとき。
(SE29)停止中の原子炉冷却機能の喪失(SE01)敷地境界付近の放射線量の上昇
第1次
施設敷地(SE30)使用済燃料貯貯槽の冷却機能喪失(SE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出
緊急時態勢 緊 急 事 態(SE41)格納容器健全性喪失のおそれ(SE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出（原災法(SE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の (SE42)２つの障壁の喪失又は喪失可能性
第 10 条事(SE43)原子炉格納容器圧力逃がし装置の使用
放出
原子力施設にお象）○ 原子力防災管理者（発電所長） いて，公衆に放射 (SE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物 (SE51)原子炉制御室の一部の機能喪失・警報喪失
が，特定事象（右の事象の種類 線 に よ る 影 響 を(SE52)所内外通信連絡機能のすべての喪失
質の放出(SE53)火災・溢水による安全機能の一部喪失
参照）の発生について通報を受 も た ら す 可 能 性 (SE06)施設内（原子炉外）臨界事故のおそれの あ る 事 象 が 発 (SE21)原子炉冷却材漏えいによる非常用炉心冷却 (SE55)防護措置の準備及び一部実施が必要な事
け，又は自ら発見したとき。
生
象の発生
装置作動
(SE22)原子炉注水機能喪失のおそれ(SE23)残留熱除去機能の喪失(SE25)全交流電源の 30 分以上喪失(SE27)直流電源の部分喪失(GE25)全交流電源の 1 時間以上喪失(GE01)敷地境界付近の放射線量の上昇
第2次
全面緊急○ 原子力防災管理者（発電所長）(GE27)全直流電源の 5 分以上喪失(GE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出
緊急時態勢 事態が，原災法第 15 条第 1 項に該当
(GE28)炉心損傷の検出(GE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出（原災法
する事象（右の事象の種類参照）(GE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の (GE29)停止中の原子炉冷却機能の完全喪失
第 15 条事の発生について通報を受け，又 原 子 力 施 設 に お(GE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失・放射線
異常放出
象）
は自ら発見したとき，若しくは いて，公衆に放射放出(GE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物
内閣総理大臣が原災法第 15 条第 線 に よ る 影 響 を(GE41)格納容器圧力の異常上昇
質の異常放出2 項に基づく原子力緊急事態宣 も た ら す 可 能 性(GE42)2 つの障壁喪失及び 1 つの障壁の喪失又は(GE06)施設内（原子炉外）での臨界事故が高い事象が発言を行ったとき。
喪失可能性(GE11)原子炉停止機能の異常○ 新潟県，柏崎市又は刈羽村から災 生(GE21)原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心 (GE51)原子炉制御室の機能喪失・警報喪失
害警戒本部又は災害対策本部(GE55)住民の避難を開始する必要がある事象発冷却装置による注水不能（緊急時体制）を設置する旨の生(GE22)原子炉注水機能の喪失
連絡があったとき。
(GE23)残留熱除去機能喪失後の圧力制御機能喪失※EAL：Emergency Action Level
AL：Alert
SE：Site area Emergency
GE：General Emergency
態勢

1.0.10-15

1.0.10-15

第2表

本部長不在時の代行順位

代行順位

役職

1

原子力安全センター所長

2

ユニット所長(5～7 号炉)

3

ユニット所長(1～4 号炉)

4副所長(技術系所員)

5

防災安全部長6

第二運転管理部長

7

第二保全部長8

第一運転管理部長

9

第一保全部長10第二運転管理部運転管理担当

11

第二保全部保全担当

12

第一運転管理部運転管理担当

13

第一保全部保全担当※：役職については，組織見直し等により変更される場合がある。

1.0.10-16

重大事故等に対処する要員
緊急時対策要員
原子炉主任技術 者

①

3 ※1

本部長

1 号炉
2 号炉
3 号炉
4 号炉
5 号炉
6 号炉
7 号炉

1
1
1
1
1
1
1

安全監督担当 1②

計画・情報 1
統括

計画班長 1（1～5 号炉）
計画班長 1（6,7 号炉）

計画班員 1（1～5 号炉）
計画班員 6（6,7 号炉）

1

12

保安班長

保安班員

技術支援組織※2

保安班 15
現場要員

中央制御室運転員

復旧班 2
現場要員

1 号炉運転員2 号炉運転員3 号炉運転員4 号炉運転員5 号炉運転員22③
1～5 号統括

1号機班長 1（1～5 号炉）
復旧班長 1（1～5 号炉）

号機班員 1（1～5 号炉）
復旧班員 1（1～5 号炉）

18
6,7 号炉中央制御室※Ａ

6 号炉運転員
1

6 号統括

※Ａ
1

7 号統括

実施組織
④

⑤

※Ａ

対外対応 1
統括

号機班長 1（7 号炉）
復旧班長 1（7 号炉）

号機班員 2（7 号炉）
復旧班員 2（7 号炉）

1

通報班員

立地・広報 4
班員

1

5

消防隊長

1

（連携）
※2

復旧班 31 ※3
現場要員

6

立地・広報 1
班長

総務班長

※Ａ

※2

復旧班 32 ※3
現場要員
7 号炉運転員

資材班長

運営支援組織
自衛消防隊（初期消火対応）

号機班員 2（6 号炉）
復旧班員 2（6 号炉）

通報班長

1

総務統括

号機班長 1（6 号炉）
復旧班長 1（6 号炉）

６号及び７号炉の重大事故等に対処
資材班員するために事象発
生 10 時間を目途と10 ※2 し て 参 集 す る 緊 急
総務班員
時対策要員
：106 名1

初期消火班 6
（消防車隊）
警備員

3

消火班 18 ※4
（専任）
※１
※２
※３

※４

本部付含む。
班員については役割に応じたチームを編成する。
復旧班現場要員は，6 号及び 7 号炉の共用設備の対応を行う現場対応要員も含まれおり，いずれかに所属させていることから人数が異なっている。
消火班は，火災の規模に応じ召集する。

第1図①：意思決定・指揮：1～5 号炉対応要員
合計：232 名：6 号又は 7 号炉対応要員 ②：情報収集・計画立案：1～7 号炉共通対応要員 ③：現場対応④：対外対応は人数を示す⑤：ロジスティック・リソース管理

柏崎刈羽原子力発電所

原子力防災組織体制図（第 2 次緊急時態勢・参集要員召集後（6 号及び 7 号炉とも運転中の場合））

1.0.10-17

重大事故等に対処する要員
緊急時対策要員
原子炉主任技術 者

①

3 ※1

本部長

1 号炉
2 号炉
3 号炉
4 号炉
5 号炉
6 号炉
7 号炉

0
0
0
0
0
0
0

安全監督担当 1②

計画・情報 1
統括

計画班長 1（1～5 号炉）
計画班長 1（6,7 号炉）
保安班長

1

計画班員 0（1～5 号炉）
計画班員 1（6,7 号炉）
保安班員

1

保安班 2
現場要員

中央制御室運転員

復旧班 2
現場要員

1 号炉運転員2 号炉運転員3 号炉運転員4 号炉運転員5 号炉運転員22③
1～5 号統括

1号機班長 1（1～5 号炉）
復旧班長 1（1～5 号炉）

号機班員 0（1～5 号炉）
復旧班員 0（1～5 号炉）

18
6,7 号炉中央制御室※Ａ

6 号炉運転員
1

6 号統括

※Ａ
1

7 号統括

※Ａ

④

対外対応 1
統括

号機班長 1（6 号炉）
復旧班長 1（6 号炉）

号機班員 2（6 号炉）
復旧班員 1（6 号炉）

号機班長 1（7 号炉）
復旧班長 1（7 号炉）

号機班員 2（7 号炉）
復旧班員 1（7 号炉）

7 号炉運転員

通報班長

1

立地・広報 1
班長
⑤

1

総務統括

資材班長
総務班長

自衛消防隊
（初期消火対応）

※Ａ

復旧班 7
現場要員

消防隊長

0

1

通報班員

（連携）

復旧班 7
現場要員

６号及び７号炉の重大事故等に対処する
運転員（
の要員）
：18 名

2

立地・広報 0
班員
資材班員
総務班員

1

0

0

６号及び７号炉の重大事故等に対処する
緊急時対策要員
（
及び
の
要員）
：44 名

初期消火班 6
（消防車隊）
警備員

3
火災発生時の
初期消火要員
：10 名

消火班 0
（専任）
※１

本部付含む。

①：意思決定・指揮：1～5 号炉対応要員：6 号又は 7 号炉対応要員 ②：情報収集・計画立案：1～7 号炉共通対応要員 ③：現場対応④：対外対応は人数を示す⑤：ロジスティック・リソース管理

第2図

柏崎刈羽原子力発電所

原子力防災組織（6 号及び 7 号炉の重大事故等に対処する要員：72 名）

体制図（夜間及び休日（6 号及び 7 号炉とも運転中の場合））

1.0.10-18

合計：100 名

重大事故等に対処する要員
緊急時対策要員
原子炉主任技術 者

①

2 ※1

本部長

1 号炉
2 号炉
3 号炉
4 号炉
5 号炉
6 号炉
7 号炉

0
0
0
0
0
1
1

安全監督担当 1②

計画・情報 1
統括

計画班長 0（1～5 号炉）
計画班長 1（6,7 号炉）
保安班長

1

計画班員 0（1～5 号炉）
計画班員 3（6,7 号炉）
保安班員

1

保安班 3
現場要員

中央制御室運転員

復旧班 0
現場要員

1 号炉運転員2 号炉運転員3 号炉運転員4 号炉運転員5 号炉運転員22③
1～5 号統括

1号機班長 0（1～5 号炉）
復旧班長 0（1～5 号炉）

号機班員 0（1～5 号炉）
復旧班員 0（1～5 号炉）

18
6,7 号炉中央制御室※Ａ

6 号炉運転員
1

6 号統括

※Ａ
1

7 号統括

※Ａ

④

対外対応 1
統括

号機班長 1（6 号炉）
復旧班長 1（6 号炉）

号機班員 0（6 号炉）
復旧班員 0（6 号炉）

号機班長 1（7 号炉）
復旧班長 1（7 号炉）

号機班員 0（7 号炉）
復旧班員 0（7 号炉）

7 号炉運転員

通報班長

1

立地・広報 1
班長
⑤

1

総務統括

資材班長
総務班長

自衛消防隊
（初期消火対応）※Ａ

復旧班 27
現場要員

消防隊長

1

1

通報班員

（連携）

復旧班 27
現場要員

0

立地・広報 0
班員
資材班員
総務班員

0

0
2

初期消火班 0
（消防車隊）
警備員

0

消火班 0
（専任）
※１

本部付含む。

①：意思決定・指揮：1～5 号炉対応要員：6 号又は 7 号炉対応要員 ②：情報収集・計画立案：1～7 号炉共通対応要員 ③：現場対応④：対外対応は人数を示す⑤：ロジスティック・リソース管理
は交替要員あり

第3図

柏崎刈羽原子力発電所

原子力防災組織（プルーム通過時）

1.0.10-19

合計：151 名（発電所内に留まる人数。
交替要員 27 名を含む。
）

体制図

当直長

７号炉運転中緊急時対策所との連絡・調整
号炉間の調整当直副長の監視６号炉事故時体制

７号炉事故時体制
操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

６号炉運転中

当直副長

主機操作員

監視・操作
及び指示

監視・操作

当直主任

監視・操作
及び指示

操作の判断
運転員への
指揮・命令

主機操作員
監視・操作

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

現場対応操作現場支援担当（初期消火等）

現場支援担当

補機操作員

第4図

中央制御室

補機操作員

中央制御室運転員の体制（6 号及び 7 号炉運転中の場合）

現場対応操作現場
事故時は当直副長の指示の下、2人1組のチームを組み、現場対応を行う。

0
2
0
1
.
0
.
1

当直長

７号炉停止中緊急時対策所との連絡・調整
号炉間の調整当直副長の監視６号炉事故時体制

７号炉事故時体制
操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

６号炉運転中主機操作員

どちらかが体制に残る

当直副長

当直主任
監視・操作
及び指示

監視・操作
及び指示

操作の判断
運転員への
指揮・命令

主機操作員
監視・操作

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

現場対応操作現場支援担当（初期消火等）

現場支援担当

補機操作員

第5図

中央制御室

補機操作員

中央制御室運転員の体制（6 号炉運転中，7 号炉停止中の場合）

現場対応操作現場
事故時は当直長、当直副長の指示の下、2人1組のチームを組み、現場対応
を行う。

1
2
0
1
.
0
.
1

緊急時対策所との連絡・調整
号炉間の 調整当直副長 の監視

当直長

７号炉停止中６号炉停止中６号炉事故時体制

７号炉事故時体制
操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

主機操作員

どちらかが体制に残る監視・ 操作及び指示操作の 判断運転員 への指揮・ 命令

当直副長

当直主任

どちらかが体制に残る

中央制御室

主機操作員

監視・操作
及び指示

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

当直主任又 は
当直副主任

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

現場対応操作現場支援担当（ 初期消火等）

現場支援担当

補機操作員

第6図

補機操作員

中央制御室運転員の体制（6 号及び 7 号炉停止中の場合）

現場対応操作現場
事故時は当直副長の指示の下、2人1組のチーム を組み、現場対応を行う。

2
2
0
1
.
0
.
1

事象発見者（当直長等）

連絡

通報連絡責任者

連絡原子力防災管理者
発令

連絡

発電所対策本部総務班長（通常勤務時間帯以外の時間帯は通報連絡責任者）

本社原子力運営管理部長

非常召集
所内放送及び緊急時サイレン（通常勤務時間帯の場合）

非常召集
通常勤務時間帯以外の時間帯及び社内放送で召集できない場合に連絡する経路

発電所所属の原子力防災要員等※

原子力警戒事態発令の場合，「発電所対策本部」は「発電所警戒本部」に読み替える。

第7図

発電所における態勢発令と緊急時対策要員の非常召集

1.0.10-23

自動呼出・安否確認システム
非常召集
自 ら 事 象 発生 あ る い
は地震等を確認又は
当 直 長 か らの 事 象 発
生報告

宿直者
自動呼出システム（電話・メール）
自動召集
新潟県内で震度６弱
以上の地震発生で緊
急時対策要員（発電所，本社）が自動参集

第8図

緊急時対策所

緊急時対策要員の非常召集
発電所長（衛星電話設備（可搬型）を所持）ユニット所長等，各部長
各グループマネージャー

・・・
各メンバー
本社緊急時対策要員も同様に召集される

自動呼出・安否確認システムによる非常召集連絡1.0.10-24

場所

事故前
(地震等)

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

プルーム通過中
10 時間⑤24 時間③

防災対策②

重大事故等対策

プルーム通過後⑥34 時間

第 1 次緊急時態勢（10 条）

原子力警戒態勢④

第 2 次緊急時態勢（15 条）①初動態勢
運転操作，監視

事故拡大防止，炉心損傷防止活動，原子炉格納容器の破損防止活動

6，7 号炉中央制御室(プルーム通過中は待避室)

運転員（当直）（18）

運転員（当直）（18）

運転員（当直）（18）

運転員（当直）（8）

5 号炉中央制御室

1.0.10-25

現場又は５号炉原子炉建屋内緊急時対策所 （待機場所）

炉心損傷防止活動，原子炉格納容器の破損防止活動（電源復旧，注水等）

初動対応要員

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

参集要員

復旧班現場要員（49）

プルーム通過後に必要な作業以外の復旧班要員等は基本的に構外に退避
復旧班現場要員（40）(54)

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

モニタリング要員
保安班現場要員（2）

保安班現場要員（15）(3)

保安班現場要員（15）

退避（12）

自衛消防隊（初期消火対応）

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

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）

本部要員（28/4※1）

本部要員（72/12※1）
保安検査官（2）退避（20/10※1）

構外

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

本部要員（72/12※1）
保安検査官（2）

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

第9図

重大事故等発生からの緊急時対策要員の動き（6 号及び７号炉対応要員）

非常召集連絡

非常召集の実施

原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全面緊急事態」に該当する事象が発生した場合，以下のフローにて緊急時対策要員に対する召集連絡を行う。
＜平日勤務時間帯＞＜夜間及び休日(平日の勤務時間帯以外）＞○電話又は自動呼出・安否確認システムにより召集連絡を受けた緊急時対策要
員は，発電所に向けて参集する。また，新潟県内で震度６弱以上の地震が発生した場合は，電話又は自動呼出・安否確認システムによる召集連絡がなくとも自発的に発電所に参集する。

原子力防災管理者

原子力防災管理者①報告②指示

連絡責任者（運転管理部長）①報告○地震等により家族，自宅などが被災した場合や自治体からの避難指示等が出②指示された場合は，家族を一旦避難所に避難させるなどの必要な措置を行い，家族の身の安全を確保した上で移動する。

連絡責任者（夜間及び休日責任者）○集合場所は，基本的には柏崎エネルギーホール又は刈羽寮とするが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
○柏崎エネルギーホール又は刈羽寮に集合した要員は，緊急時対策本部と非常総務班長

1.0.10-26

・送受話器(当直長に依頼）・電話・電話・自動呼出・安否確認システム起動・送受話器(当直長に依頼）

召集に係る以下の確認，調整を行い，通信連絡設備，懐中電灯等を持参し，発電所と連絡を取りながら集団で移動する。柏崎エネルギーホール，刈羽寮には通信連絡設備として衛星電話設備（可搬型）を各 10 台配備する。
① 発電所の状況（発電所への移動が可能なプラント状況かどうか（格納容器
ベントの実施見通し），発電所に行くための必要な装備（放射線防護服，

夜間及び休日当番者（初動要員）
副原子力防災管理者，
本部員

各統括

各班員

② その他発電所で得られた情報（発電所への移動に関する道路状況等，移動
する上で有益な情報）

副原子力防災管理者，
本部員

各統括

各班長

マスク，線量計を含む））③ 発電所へ移動する人の情報（人数，体調，移動手段（徒歩，車両），連絡
先）○発電用原子炉主任技術者は通信連絡手段により，必要の都度，発電所の連絡責任者と連絡をとり，発電用原子炉施設の運転に関し，保安上の指示を行う。

各班長
各班員

第 10 図緊急時対策要員の非常召集の流れ

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

発話
OA 機器

通信連絡設備6，7 号炉
中央制御室

通信連絡設備

通信連絡設備
本社
緊急時対策本部
第 11 図5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）における各機能班，本社緊急時対策本部との情報共有イメージ

1.0.10-27

原子力発電所

本社

支援

発電所対策本部

本社対策本部○原子力災害の発生又は拡大を防止するために必要な原子力災害対策活動の実施○本社における原子力災害対策活動の実施及び発電所で実施される対策活動の支援

本部長（社長）

本部長：原子力防災管理者（所長）
計画・情報統括

即応センター

計画班(1～5号炉)計画班(6,7号炉)

計画・情報統括

計画班
情報班
保安班

復旧統括

復旧班

対外対応統括

広報班
官庁連絡班
立地班

総務統括

通信班
総務班

保安班
号機統括(1～5号炉)

号機班(1～5号炉)復旧班(1～5号炉)

号機統括(6号炉)

号機班(6号炉)復旧班(6号炉)

号機統括(7号炉)

号機班(7号炉)復旧班(7号炉)

対外対応統括

立地・広報班
通報班

総務統括

総務班
資材班

支援

支援

原子力規制庁

連携

厚生班
資材班
支援統括

後方支援拠点班
支援受入調整班
電力支援受入班
支援
要請

設置

支
援

支援
要請

支援

原子力災害対策支援拠点

協力
企業

プラント
メーカー
（現地）

派遣

電力間協定

○原子力災害活動（復旧活動）の支援

現地責任者

総括チーム
総務チーム
厚生チーム
資材チーム
保安チーム
通信チーム
建設チーム
警備チーム

第 12 図原子力緊急事態支援組織

派遣

ロボット等

重大事故等時の支援体制（概要）

1.0.10-28

プラント
メーカー
（本社）

役割
本部長

・ 機能

・発電所の重要な決定事項の確認
・原子力規制委員，緊急事態対策監との間で重要な事項に関する協議，意
思決定

組織
復旧統括

役割 ・

機能

・発電所事故対応作業の
支援統括

班 名
復旧班
情報班

計画・情報
統括

・プラント情報や放射線に関する情報，事故進展評価等の統括

計画班

保安班

官庁連絡班
対外対応
統括

・対外対応活動の統括
・情報発信に関して社会的感性に基づいた本部長へ
の提言

広報班
立地班

通信班
総務班
総務統括

・発電所復旧要員が的確に復旧活動を行うための支援を統括

厚生班

資材班

役割 ・

・事故状況，対応状況の把握
・本社対策本部内での情報共有・一元管理
・事故状況の把握・進展評価
・環境への影響評価
・発電所の復旧計画の策定支援
・放射性物質の放出量評価
・周辺環境への影響の予測，評価・放射線管理用資機材の配備
・発電所関係者の線量管理等の支援
・原子力規制庁等の関係官庁への通報連絡
・官庁への情報提供と質問対応
・広報活動における全店統一方針と戦略の策定
・プレス対応（プレス文，ＱＡ作成含む）
・発電所の立地地域対応の支援
・自治体・オフサイトセンターへの情報提供
・自治体・オフサイトセンターからの要望対応
・社内外関係各所との通信連絡設備の維持・確保
・本社防災要員の非常召集
・発電所緊急時対策要員の職場環境の整備等
・人員輸送手段の確保
・本部における食料・被服の調達及び宿泊関係の手配
・発電所緊急時対策要員の食料・被服の調達支援，宿泊の手配支援・現地医療体制整備支援
・発電所の復旧活動に必要な資機材の調達，適切な箇所への搬送

・原子力事業所災害対策本部支援拠点の立ち上
げ・運営
・同拠点における社外関係機関（自衛隊，消防，警察等）との情報連絡・官庁（自衛隊，消防，警察等）への支援要
支援受入調整班
請，調整の窓口・事業者間協力協定に基づく他原子力事業者か
電力支援受入班らの支援受入調整・原子力緊急事態支援組織からの支援受入調整
後方支援拠点班

支援統括

・発電所の復旧に向けた支援拠点や支援の受入の統括

第 13 図機能・発電所の復旧方法の検討・立案，発電所への助言

本社対策本部の構成

1.0.10-29

発電所原子力防災管理者
連絡発令
原子力運営管理部長

原子力・立地本部長

社長

連絡

非常召集
本社対策本部総務統括

社内放送（通常勤務時間帯の場合）
本社対策本部副本部長

非常召集
非常召集
通常勤務時間帯以外の時間帯及び社内放送で召集できない場合に連絡する経路

各班連絡責任者※

各班員

原子力警戒事態発令の場合，「本社対策本部」は「本社警戒本部」に読み替える。
第 14 図本社における態勢発令と緊急時対策要員の非常召集

1.0.10-30

(例）全面緊急事態時の情報発信体制（フェーズ１：原子力緊急事態宣言後の初期の対応段階）【中央，現地，原子力事業者の情報発信体制，役割分担】①迅速かつ適切な広報活動を行うため，初動段階の事故情報等に関する中央での記者会見については原則として官邸に一元化。
官邸での記者会見に向けた情報収集及び記者会見の準備については，内閣府政策統括官（原子力防災担当）が指定する内閣府（原子力防災担当）職員及び規制庁長官が指定する規制庁職員の統括の下，官邸チーム広報班
その他の官邸チーム主要機能班（プラント班，放射線班，
住民安全班等），関係省庁，原子力事業者等が連携。
1.0.10-31②オフサイトセンターでの情報発信に関しては，内閣府副大臣（又は内閣府大臣政務官）及び現地本部事務局長又は現地本部事務局次長（広報官）（現地に到着していない
場合は，現地広報班長）等が必要に応じて記者会見を行う
ものとする。その際，事故の詳細等に関する説明のため，原子力事業者に対応を要請。
③原子力事業所における情報発信に関しては，原子力事業者と連携して，特に必要とされる時は，規制庁長官が指定する規制庁職員が，記者会見を行うものとする。その記者会見の情報については，官邸チーム広報班及びERCチーム
広報班に共有。
また，フェーズの進展に応じて地方公共団体・住民等とコミュニケーションをとって作業を進める。
（原子力災害対策マニュアル：原子力防災会議幹事会

平成 28 年 12 月 7 日一部改訂から抜粋）

第 15 図全面緊急事態時の情報発信体制

1.0.10-31

本社対策本部
本部長

組織
支援
統括

役割

・

機能

発電所の復旧に向けた支援拠点や支援の受入の統括

原子力事業所災害対策支援拠点

班

名

役割

・

機能

・原子力事業所災害対策
支援拠点の立ち上げ及
後方支援
び運営
拠点班
・要員の派遣・本社緊急時対策要員の
非常召集
総務班 ・発電所復旧要員の職場環境の整備等・人員輸送手段の確保
・本部における食料，被服の調達及び宿泊関係の手配
厚生班 ・発電所復旧要員の食料，被服の調達支援，宿泊の手配支援・現地医療体制整備支援
・発電所の復旧活動に必要な資機材の調達，適資材班
切な箇所への搬送

保安班

通信班

班
現地
責任者

名

総括チーム

総務チーム

要
員
の
提
供

厚生チーム

資材チーム

・放射性物質の放出量評
価・周辺環境への影響の予測，評価・放射線管理用資機材の配備
・発電所関係者の線量管理等の支援
・社内外関係各所との通信連絡設備について
復旧・確保

保安チーム

機能

・原子力災害対策支援拠点における食料・被服の調達および宿泊関係の手配
・発電所復旧要員の食料・被服の調達支援，宿泊の手配支援
・発電所で発生した傷病者の対応支援
・発電所へ搬入する資機材・燃料の一時保管
・資機材の発電所への輸送
・関連する車両（トラック，
フォークリフト等）の管理
・発電所及び近傍の放射線管理区域へ入る者の放射線管理上の入域管理・
線量管理
・車両スクリーニング場，除染場，
身体除染場，放射性廃棄物の管理

・通信システムの構築及び管理
通信チーム

建設チーム
警備チーム

第 16 図

役割 ・・本社，発電所との情報連絡・対外対応（自衛隊，消防，警察）・各班の活動の総括
・電力支援対応
・施設管理
・人員輸送管理・通信機器・事務用品等管理・警戒区域内の暫定通行証の発行管理

・新たな設備（車両除染場，テント設営等）が必要になった場合の建設工事・発電所で出入管理不可能時の発電所立入者の出入管理

本社対策本部及び原子力事業所災害対策支援拠点の構成

1.0.10-32

別紙１
別紙１

福島第一原子力発電所事故を踏まえた原子力防災組織の見直しについて(1)福島第一原子力発電所事故対応の課題と必要要件
ａ．福島第一原子力発電所事故対応の課題
当社福島第一原子力発電所事故対応では発電所対策本部の指揮命令が混乱し，迅速・的確な意思決定ができなかったが，緊急時活動や体制面における課題及び，それぞれの課題に対する必要要件を第 1 表に示す。
第1表

福島第一原子力発電所事故対応の課題と必要要件

課 題※
自然災害と同時に起こり得る複数原子炉施設の同時被災を想定した備えが十分でなかった。
事故の状況や進展が個別の号炉ごとに異なるにもかかわらず，従前の機能班単位で活動した。
中央制御室と発電所対策本部間，発電所対策本部と本社対策本部間において機器の動作状況を正しく共有できなかった。

必要要件①複数施設の同時被災，中長期的な対応を考慮した要員体制を構築する。
②号機班を設け号炉単位に連絡体制を密にする。
③中央制御室と発電所対策本部間の通信連絡設備を強化する。
④情報共有ツールの活用により情報共有を図る。
発電所長が全ての班（12 班）を管理するフラット ⑤発電所長が直接監督する人数を減な体制で緊急時対応を行なっていたため，あらゆらす。（監督限界の設定）る情報が発電所対策本部の本部長に報告され，情 ④情報共有ツールを活用し，情報共有
報が輻輳し混乱した。
することにより，本部における発話を制限する。
発電所長からの権限委譲が適切でなく，ほとんど ⑥発電所長の権限を下部組織に委譲の判断を発電所長が行う体制となっていた。
する。
本来復旧活動を最優先で実施しなくてはならな ⑦対外対応を専属化し，発電所長の対い発電所の要員が，対外的な広報や通報の最終的外発信や広報の権限を委譲する。
な確認者となり，復旧活動と対外情報発信活動の ⑧対外対応活動を本社対策本部に一両立を求められた。
元化する。
公表の遅延，情報の齟齬，関係者間での情報共有 ④情報共有ツールの活用により情報の不足等が生じ，事故時の対外公表・情報伝達が共有を図る。
不十分だった。
⑦対外対応を専属化し，発電所長の対外発信や広報の権限を委譲する。
本社対策本部が，発電所対策本部に事故対応に対 ⑨現場決定権は発電所対策本部に与する細かい指示や命令，コメントを出し，発電所
え本社対策本部は支援に徹する。
長の判断を超えて外部の意見を優先したことで， ⑩指揮命令系統を明確化し，それ以外
発電所対策本部の指揮命令系統を混乱させた。
の者からの指示には従わない。
官邸から発電所長へ直接連絡が入り，発電所対策 ⑪外部からの問合せ対応は本社対策本部を混乱させた。
本部が行い，外部からの発電所への直接介入を防止する。

1.0.10-33

課 題※
緊急時対応に必要な作業を当社社員が自ら持つべき技術として設定していなかったことから，作業を自ら迅速に実行できなかった。

必要要件⑫外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように可搬型
代替注水ポンプやホイールローダ
等をあらかじめ配備し，運転操作を習得する。
地震・津波による発電所内外の被害と放射性物質 ⑬後方支援拠点となる原子力事業所
による屋外の汚染により，事故収束対応のための災害対策支援拠点を速やかに立ち
資機材の迅速な輸送，受け渡しができなかった。
上げられるよう，拠点を整備し，あらかじめ派遣する人員を決める。

本社は，資材の迅速な準備，輸送，受け渡しで十分な支援ができなかった。

通常の管理区域以上の状態が屋外にまで拡大したため，放射線管理員が不足した。

⑬汚染エリアでの輸送にも従事できるよう，輸送部隊に放射線教育を実施する。
⑬本社は，災害発生後，発電所が必要としている資機材を迅速に送ることができるよう，調達・輸送面に関する運用を手順化する。
⑫社員に対して放射線放射線計測器の取扱研修を行い，放射線管理補助員を育成する。

※ 当社の「社内事故調報告書（福島原子力事故調査報告書）」や，「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」以外にも，以下に示すような報告書が公表されており，これらの中には当社が取り組むべき有益な提言が含まれていると認識している。
・ 東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会 最終報告（政府事故調）
・ 東京電力福島原子力発電所事故調査委員会報告書（国会事故調）
・ 東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について（原子力安全・保安院）
・ 「福島第一」事故検証プロジェクト最終報告書（大前研一）
・ Lessons Learned from the Nuclear Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power
Station（INPO）
・ 福島原発事故独立検証委員会 調査・検証報告書（民間事故調）

1.0.10-34

ｂ．原子力防災組織に必要な要件の整理
柏崎刈羽原子力発電所及び本社の原子力防災組織は，福島第一原子力発電所での課題を踏
まえ，発電所の複数の原子炉施設で同時に重大事故等が発生した場合及び重大事故等の中期的な対応が必要となる場合でも対応できるようにするため，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要要件及び要件適用の考え方を第 2 表に整理した。
第 2 表 当社原子力防災組織へ反映すべき必要要件及び要件適用の考え方
必要要件※

当社の原子力防災組織への要件適用の考え方

組織構造上の要件①複数施設同時被災，中長 ・発電所対策本部要員を増強。
期的な対応ができる体制 ・交替して中長期的な対応を実施。
の構築
・号機班の設置。
②中央制御室ごとの連絡体 （プラント状況の様相・規模に応じて縮小・拡張する）
制の構築⑤監督限界の設定⑦対外対応の専属化

・指示命令が混乱しないよう，現場指揮官を頂点に，直属の部下は最大７名以下に収まる構造を大原則とする。
・原子力防災組織に必要な機能を以下の５つに定義し，統括を新規に設置。
1.意思決定・指揮
2.対外対応3.情報収集と計画立案
4.現場対応5.ロジスティック，リソース管理
・対外対応に関する責任者や専属の対応者の配置。

⑨現場決定権を発電所長に ・最終的な対応責任は現場指揮官に与え，現場第一線で活動する者以外は，たとえ上位職位・上位職者であっても現場のサポー与える。
トに徹する役割とする。
⑥発電所長の権限を下部組
・必要な役割や対応について，あらかじめ本部長の権限を統括に織に委譲
委譲することで，自発的な対応を行えるようにする。
⑩指揮命令系統の明確化
・本社から発電所への介入は行わない。

組織運営上の要件⑧対外対応活動を本社対策 ・本社対策本部に対外対応に関する責任者と専属の対応者を配置
し，広報，情報発信を一本化する。
本部に一本化・外部からの問合せは全て本社が行い，発電所への直接介入を防⑪外部からの対応の本社一止する。
元化④情報共有ツールの活用

・縦割りの指示命令系統による情報伝達に齟齬がでないよう，全組織で同一の情報を共有するための情報伝達・収集様式（テンプレート）の統一や情報共有のツールを活用する。
・これに伴い，本部における発話を制限する。（情報錯綜の防止）⑫現場力の強化・外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように可搬型代替注水ポンプやホイールローダ等をあらかじめ配備し，運転操作を習得。
・放射線管理補助員を育成する。

⑬発電所支援体制の構築

・後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点を速やかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，あらかじめ派遣する人員を決める。
・輸送を行う協力企業に放射線教育を実施する。
・本社は，災害発生後，発電所が必要としている資機材を迅速に送ることができるよう，調達・輸送面に関する運用を手順化する。

第 1 表における対応策③は設備対策のため，本表には記載せず。

1.0.10-35なお，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要な要件の整理に当たり，弾力性をもった運用が可能である，米国の消防，警察，軍等の災害現場・事件現場等における標準化された現場指揮に関するマネジメントシステム［ICS1（Incident Command System）］を参考にしている。ICS の主な特徴を第 3 表に示す。また，ICS における災害対策本部活動サイクルを第 1
図に示す。
第3表

ICS の主な特徴

特徴•災害規模に応じて拡大・縮小可能な組織構造
基本的な機能として，Command（指揮），Operation(現場対応)，Planning（情報収集と計画立案），Logistics（リソース管理），Finance／Administration（経理，総務）がある。可能であれば現場指揮官が全てを実施しても構わないが，対応規模等，必要に応じ独立した班を組織する。規模の拡大に応じ，組織階層構造を深くする形で組織を拡張する。
•監督限界の設定（3～7 名程度まで）
Incident Commander（現場指揮官）を頂点に，直属の部下は 3～7 名の範囲で収まる構造を大原則とする。本構造の持つ意味は，一人の人間が緊急時に直接指揮命令を下せる範囲は経験的に 7 名まで（望ましくは 5 名まで）であることに由来している。
•直属の上司の命令のみに従う指揮命令系統の明確化
自分の直属の組織長からブリーフィングを受けて各組織のミッションと自分の役割を確実に理解する。善意であっても，誰の指示も受けず勝手に動いてはならない。反対に，指揮命令系統上にいない人物からの指示で動くこともしてはならない。
•決定権を現場指揮官に与える役割分担の明確化
最終的な対応責任は現場指揮官に与え，たとえ上位組織・上位職者であっても周辺はそのサポートに徹する役割を分担する（米国の場合，たとえ大統領であっても現場指揮官に命令することはできない）。
•全組織レベルでの情報共有を効率的に行うための様式やツールの活用
縦割りの指揮命令系統による情報伝達の齟齬を補うために，全組織で同一の情報を共有するための情報伝達・収集様式の統一や情報共有のためのツールを活用する。
•技量や要件の明確化と維持のための教育・訓練の徹底
日本の組織体制では，役職や年次による役割分担が一般的だが，ICS では各役割のミッションを明確にし，そこにつく者の技量や要件を明示，それを満たすための教育／訓練を課すことで「その職務を果たすことができる者」がその役職に就く運用となっている。
・現場指揮官をサポートする指揮専属スタッフの配置
現場指揮官の意思決定をサポートする役割を持つ指揮専属スタッフを設けることができる。（指揮専属スタッフは，現場指揮官に変わって意思決定は行わない立場であるが，与えられた役割に対し部門横断的な活動を行うことができる点で現場指揮官と各機能班の指揮命令系統とは異なった特徴を有している。）
※

対応
する
要件※
①
②
⑤

⑤

⑩

⑥
⑨

④

⑫

－

対応する要件のうち，③は設備対策のため，⑦，⑧，⑪，⑬は，ICS の特徴に整理できないため，上表に記載していない。なお，⑦，⑧，⑪は対外対応機能を分離し，本社広報，情報発信を一本化することで対応。⑬については本社に発電所支援機能を独立させ強化することで対応。（詳細は次ページ以降参照）

1

参考文献：
・「 3.11 以 降 の 日 本 の 危 機 管 理 を 問 う 」（ 神 奈 川 大 学 法 学 研 究 所 叢 書 27） 務 台 俊 介 編 著 ， レ オ ・ ボ ス ナ ー ／ 小 池
貞 利 ／ 熊 丸 由 布 治 著 発 行 所 ：（ 株 ） 晃 洋 書 房 2013.1.30 初 版
・ 21st Century FEMA Study Course:-Introduction to Incident Command System,ICS-100,National IncidentManagement System(NIMS),Command and Management(ICS-100.b)／ FEMA／ 2011.6
・「 緊 急 時 総 合 調 整 シ ス テ ム Incident Command System（ ICS） 基 本 ガ イ ド ブ ッ ク 」
永田高志／石井正三／長谷川学／寺谷俊康／水野浩利／深見真希／レオ・ボスナー著
発 行 元 ： 公 益 社 団 法 人 日 本 医 師 会 2014.6.20 初 版

1.0.10-36

⑦内的／外的状況把握，将来の影響の予測⑥起きていること，被害，稼働レベルの情報収集と共有情報収集・共有⑤各機能班④対応方針決定

初期対応実施

事態の予測情報収集・共有対策本部設置４

目標設定会議目標設定

０③初期対応実施３②内的／外的状況把握，事態の進展・ 影響の予測

２
１

６

５

アクション実施

復旧手順

７

事態の予測

①起きていること，被害，稼働レベルの情報収集〔カメラ（ＩＴＶ，津波，ファイ
アーウォッチ等）活用〕と共有〇対策本部
アクション開始※緊急時統合調整システム Incident Command System(ICS)
基本ガイドブック（日本医師会）参照

第 1 図 ICS における災害対策本部活動サイクル※
ICS は上記の特徴から，たとえ想定を超えるような事態を迎えても，柔軟に対応し事態を収拾することを目的とした弾力性を持ったシステムであり，当社の原子力防災組織へ反映すべき
必要な要件におおむね合致していると考えている。

1.0.10-37

(2)具体的な改善策
当社の原子力防災組織の具体的な改善策について以下に記す。
a．組織構造上の特徴○基本的な機能として 5 つの役割にグルーピング。
○指揮命令が混乱しないよう，また，監督限界を考慮し，指揮官（本部長）の直属の部
下（統括）を 7 名以下，統括の直属の部下（各班の班長）も 7 名以下となるよう組織を構成（発電所

第 2 図，本社

第 3 図）。班員についても役割に応じたチーム編成とすることで， 班長以下の指揮命令系統にも監督限界を配慮（例：総務班の場合は，厚生チーム，警備チーム，医療チーム，総務チーム等，役割ごとに分類）。
○号機班は，プラント状況の様相・規模に応じて縮小，拡張可能なよう号炉ごとに配置。
（第 2 図）○ロジスティック機能を計画立案，現場対応機能から分離。
○対外対応に関する責任者として対外対応統括を配置。
○社外対応を行う要所となるポジションにはリスクコミュニケーターを配置。
○現場指揮官の意思決定をサポートする役割を持つ指揮専属スタッフとして安全監督担
当を配置。現場の安全性について，指揮官（本部長）に助言を行うともに，現場作業員の安全性を確保するために協働し，緊急時対策要員の安全確保に努める役割を担う。安
全監督担当は，部門横断的な活動を行うことができる点で本部長，統括と各班長の指揮命令系統とは異なった位置づけとなっており，現場作業員の安全性確保に関し，各統括・班長に対して是正を促すことができる。
b．組織運営上の特徴○指揮命令系統上にいない人物からの指示で動くことがないようにする。
○最終的な対応責任は発電所対策本部にあり，重大事故等時における本社対策本部の役
割は，事故の収束に向けた発電所対策本部の活動の支援に徹すること，現地の発電所長からの支援要請に基づいて活動することを原則とし，事故対応に対する細かい指示や命令，コメントの発信を行わない。
○必要な役割や対応について，あらかじめ本部長の権限を委譲することで，各統括や班長が自発的な対応を行えるようにする。
○発電所の被災状況や，プラントの状況を共有する社内情報共有ツール（チャット，COP（Common Operational Picture））を整備することにより，発電所や本社等の関係者に
電話や紙による情報共有に加え，より円滑に情報を共有できるような環境を整備する。
（第 4 図）○ＴＶ会議で共有すべき情報は，全員で共有すべき情報に限定する等，発話内容を制限することで，適切な意思決定，指揮命令を行える環境を整備する。
○発電所対策本部と本社対策本部間の情報共有は，ＴＶ会議システム，社内情報共有ツ

1.0.10-38

ールとあわせて，同じミッションを持つ総括，班長間で通信連絡設備を使用し，連絡，情報共有を行う。
○外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように可搬型代替注水ポンプやホイールローダ等をあらかじめ配備し，運転操作を習得。
○本社は，後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点を速やかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，あらかじめ派遣する人員を選定。
○本社は，災害発生後，発電所が必要としている資機材を迅速に送ることができるよう，
調達・輸送面に関する運用をあらかじめ手順化。

1.0.10-39

機能ごとに統括を置き，本部長（発電所長）の監督人数を削減
発電所本部長防災管理者（発電所長）

意思決定
・指揮

広報班
通報班

発電所本部長原子炉主任技術者

防災管理者

安全監督担当（発電所長）

情報班

1～５号計画班

情報収集・
計画立案

技術班

計画・情報統括

６，7号計画班
保安班

復旧班
1～５号統括保安班
発電班

号機班(１～ ５号)
復旧班(１～ ５号)
号機班(６ 号)

６号統括

現場対応

資材班

復旧班(６ 号)号機班(７ 号)

7号統括

復旧班(７ 号)
厚生班

対外対応

医療班

対外対応統括立地 ・広報班
通報班

総務班
警備誘導班

第2図

総務統括

ロジ・
リソース管理総務班
資材班

柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組織の改善
意思決定
・指揮

本店本部長
（社長）

情報班

本部長付

官庁連絡班

本部長
スタッフ

広報班

情報収集・
計画立案

本社本部長
（社長）

号機班は，号炉ごとに配置

本部長付

本部長
スタッフ

計画・情報統括
計画班
情報班
保安班

現場対応
給電班

復旧統括
対外対応統括
広報班

対外対応

保安班

官庁連絡班
立地班

技術・復旧班
支援統括

支援調整

後方支援拠点班
支援受入調整班

資材班
電力支援受入班

厚生班

総務統括

ロジ・
リソース管理

総務班

第3図

通信班
総務班
厚生班

本社の原子力防災組織の改善

1.0.10-40

資材班

社内情報共有ツール（チャット）

社内情報共有ツール（COP）※ 緊急時組織の運用については，訓練を通じて改善を図っていることから，今後変更となる可能性がある。

第4図

社内情報共有ツール(3)改善後の効果について
原子力防災組織を改善したことにより，以下の効果があると考えている。
○指示命令系統が機能ごとに明確になる。
○管理スパンが設定されたことにより，指揮者（特に本部長）の負担が低減され，指揮者は，
プラント状況等を客観的に俯瞰し，指示が出せるようになる。
○本部長から各統括に権限が委譲され，各統括の指示の下，各機能班が自律的に自班の業務に対する検討・対応を行うことができるようになる。
○運用や情報共有ツール等を改善することにより，発電所対策本部，各機能班のみならず，
本社との情報共有がスムーズに行えるようになる。
訓練シナリオを様々に変えながら訓練を繰り返すことで，技量の維持・向上を図るとともに，原子力災害は初期段階における状況把握と即応性が重要であることから，それらを中心に更なる改善を加えることにより，実践力を高めることが可能になると考えている。
また,複数プラント同時事故に対応するブラインド訓練（訓練員に事前にシナリオを知らせない訓練）を継続することにより,重大事故等時のマネジメント力と組織力が向上していくものと考えている。

発電所緊急時対策本部（本部長）

第5図

柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災訓練の様子

1.0.10-41

別紙 2
別紙２

柏崎刈羽原子力発電所における緊急時対策本部体制と指揮命令及び情報の流れ

当社は福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓を踏まえ，事故以降，原子力防災組織の見直しを進めてきている。具体的には，緊急時訓練を繰り返し実施して見直しを重ね，実効的な組織を目指して継続的な改善を行っているところである。
こうした取り組みを経て現在柏崎刈羽原子力発電所において組織している緊急時対策本部の体制について，以下に説明する。
1.

基本的な考え方柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組織を第 1 図に示す。
緊急時対策本部の体制の構築に伴う基本的な考え方は以下のとおり。
・機能ごとの整理
まず基本的な機能を以下の 4 つに整理し，機能ごとに責任者として「統括」を配置する。
さらに「統括」の下に機能班を配置する。
（１）

情報収集・計画立案

（２）

現場対応

（３）

対外対応

（４）

ロジスティック・リソース管理

これらの統括の上に，組織全体を統括し，意思決定，指揮を行う「本部長」を置く。
このように役割，機能を明確に整理するとともに，階層化によって管理スパンを適正な範囲に制限する。
・権限委譲と自律的活動
あらかじめ定める要領等に記載された手順の範囲内において，本部長の権限は各統括，班長に委譲されており，各統括，班長は上位職の指示を待つことなく，自律的に活動する。
なお，各統括，班長が権限を持つ作業が人身安全を脅かす状態となる場合においては,本部長へ作業の可否判断を求めることとする。
・戦略の策定と対応方針の確認
計画・情報統括は，本部長のブレーンとして事故対応の戦略を立案し，本部長に進言する。また，こうした視点から対応実施組織が行う事故対応の方向性の妥当性を常に確認し，必要に応じて是正を助言する。
・申請号炉と長期停止号炉の分離
号炉ごとに行う現場対応については，申請号炉である 6 号及び 7 号炉と長期停止号炉である１～５号炉に対応する組織を分離する。
・申請号炉の復旧操作対応
申請号炉である 6 号及び 7 号炉については，万一の両プラント同時被災の場合の輻輳する状況にも適切に対応できるようにするため，各号炉を統括する者をそれぞれに置き（「6号統括」と「7 号統括」），統括以下，号炉ごとに独立した組織とすることで，要員が担当
号炉に専念できる体制とする。

1.0.10-42

・本部長の管理スパン
以上のように統括を配置すると，本部長は 1～7 号炉の現場の対応について，1～5 号統括，6 号統括，7 号統括の 3 名を管理することになる。
本部長は各統括に基本的な役割を委譲していることから，3 名の統括を通じて全号炉の管理をするが，プラントが事前の想定を超えた状況になり，2 基を超えるプラントで本部長が統括に対して直接の指示を行う必要が生じた場合には，本部長の判断により，本部長
が指名した者と本部長が役割を分割し，それぞれの担当号炉を分けて管理する。
（第 2 図）・発電所全体に亘る活動
発電所全体を所管する自衛消防隊は，火災の発生箇所，状況に応じて，1～5 号統括，6
号統括，7 号統括のいずれかの指揮下で活動する。
また，発電所全体を所管する保安班は，計画・情報統括配下に配置する。
2.

役割・機能（ミッション）
緊急時対策本部における各職位の役割・機能（ミッション）を，第 1 表に示す。
この中で，特に緊急時にプラントの復旧操作を担当する号機班と復旧班及び号機統括の役
割・機能について，以下のとおり補足する。
○号機班： プラント設備に関する運転操作について，当直による実際の対応を確認する。
この運転操作には，常設設備を用いた対応まで含む。
これらの運転操作の実施については，本部長から当直副長にその実施権限が委譲されているため，号機班から特段の指示がなくても，当直が手順にしたがって自律的に実施し，号機班へは実施の報告が上がって来ることになる。万一，当直の対応に疑義がある場合には，号機班長は当直に助言する。
○復旧班：

設備や機能の復旧や，可搬型設備を用いた対応を実施する。
これらの対応の実施については，復旧班にその実施権限が委譲されているため，復旧班が手順にしたがって自律的に準備し，号機統括へ状況の報告を行う。

○号機統括：当直及び号機班と復旧班の実施するプラント復旧操作に関する報告を踏まえて，担当号炉における復旧活動の責任者として当該活動を統括する。
なお，あらかじめ決められた範囲での復旧操作については当直及び復旧班にその実施権限が委譲されているため，号機統括は万一対応に疑義がある場合に是正の指示を行う。
また，当該号炉の火災の場合には，自衛消防隊の指揮を行う。

1.0.10-43

3.

指揮命令及び情報の流れについて
緊急時対策本部において，指揮命令は基本的に本部長を頭に，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。これとは別に，常に横方向の情報共有が行われ，例えば同じ号炉の号機班と復旧班等，連携が必要な班の間には常に綿密な情報の共有がなされる。
なお，あらかじめ定めた手順の範囲内において，本部長の権限は各統括，班長に委譲されているため，その範囲であれば特に本部長や統括からの指示は要しない。複数号炉にまたがる対応や，あらかじめ定めた手順を超えるような場合には，本部長や統括が判断を行い，各班に実施の指示を行う。
以上のような指揮命令及び情報の流れについて，具合例として以下の２つのケースの場合を示す。

（ケース１）可搬型代替注水ポンプによる 6 号炉への注水（定められた手順で対応が可能な場合の例：第 3 図）・復旧班長（6 号炉）の指示の下，6 号復旧班が自律的に可搬型代替注水ポンプによる送水を準備，開始する。
・復旧班長（6 号炉）は，6 号統括に状況を報告するとともに号機班（6 号炉）にも情報を共有する。
・6 号炉当直副長の指示の下，当直が自律的に原子炉圧力容器への注水ラインを構成する。
・号機班長（6 号炉）は，6 号統括に状況を報告するとともに復旧班（6 号炉）にも情報を共有する。
・号機班長（6 号炉）は復旧班から共有された情報をもとに，原子炉圧力容器への注水の準備ができたことを当直に連絡する。
・当直は原子炉圧力容器への注水を開始する。
・号機班長（6 号炉）は 6 号統括に，原子炉圧力容器への注水開始を報告する。
（ケース２）複数個所の火災発生（自衛消防隊の指揮権が委譲される場合の例：第 4 図）・6 号炉での火災消火のため，6 号統括が自分の指揮下に入るよう自衛消防隊に命じ出動を指示する。
・自衛消防隊が 6 号炉で活動中に 1 号炉で火災発生。1 号炉当直副長は初期消火班にて対応する。
・両火災の対応の優先度について 1～5 号統括と 6 号統括を中心に本部にて協議し，本部長の判断にて「6 号炉での消火活動の継続」を決定する。
・6 号炉消火後，6 号統括は，自衛消防隊に 1 号炉へ移動するよう指示し，自衛消防隊の指揮権を 1～5 号統括に委譲する。
・自衛消防隊は 1～5 号統括の指揮の下，1 号炉の消火活動を実施する。

1.0.10-44

4.

その他

(1)

夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の体制
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）については，上述した体制をベースに，特に初動対応に必要な要員を中心に宿直体制をとり，常に必要な要員数を確保することによって事故に対処できるようにする。その後に順次参集する要員によって徐々に体制を拡大していく。

(2)

要員が負傷した際等の代行の考え方
特に夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において万一何らかの理由で要員が負傷する等により役割が実行できなくなった場合には，平日の勤務時間帯のように十分なバックアッ
プ要員がいないことが考えられる。こうした場合には，同じ機能を担務する下位の職位の要員が代行するか又は上位の職位の要員が下位の職位の要員の職務を兼務する（例：復旧班長が負傷した場合は復旧班副班長が代行するか又は統括が兼務する）。
具体的な代行者の選定については，上位職の者（例えば班長の代行者については統括）が決定する。

1.0.10-45

第1表
職
本部長

各職位のミッション

位

ミッション
・防災態勢の発令，変更の決定
・緊急時対策本部（以下「対策本部」という。）の指揮・統括
・重要な事項の意思決定

原子炉主任技術者
安全監督担当計画・情報統括・原子炉安全に関する保安の監督，本部長への助言
・人身安全に関する安全の監督，本部長への助言
・事故対応方針の立案
・プラントパラメータ等の把握とプラント状態の予測・本部長への技術的進言・助言（重大事故等対処設備等，構内設備の活用）

計画班

・事故対応に必要な情報（パラメータ，常設設備の状況・可搬型設備の準備状況等）の収集，プラント状態の進展予測・評価
・プラント状態の進展予測・評価結果の事故対応方針への反映
・アクシデントマネジメントの専門知識に関する計画・情報統括のサポート

保安班

・発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範囲の評価
・被ばく管理，汚染拡大防止措置に関する緊急時対策要員への指示
・影響範囲の評価に基づく対応方針に関する計画・情報統括への助言
・放射線の影響の専門知識に関する計画・情報統括のサポート

号機統括

・対象号炉に関する事故の影響緩和・拡大防止に関わるプラント設備の運転操作への助言，可搬型設備を用いた対応，不具合設備の復旧の統括

号機班

・当直からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット・事故対応手段の選定に関する当直のサポート
・当直からの支援要請に関する号機統括への助言

当直（運転員）

・重要パラメータ及び常設設備の状況把握と操作
・中央制御室内監視・操作の実施
・事故の影響緩和，拡大防止に関わるプラントの運転操作

復旧班

・事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作・可搬型設備の準備状況の把握，号機統括へインプット・不具合設備の復旧の実施

自衛消防隊
対外対応統括・初期消火活動（消防車隊）
・対外対応活動の統括
・対外対応情報の収集，本部長へインプット

通報班

・社外関係機関への通報連絡

立地・広報班・自治体派遣者の活動状況把握とサポート
・マスコミ対応者への支援

総務統括
資材班

・発電所対策本部の運営支援の統括
・資材の調達及び輸送に関する一元管理
・原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整

総務班

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

1.0.10-46

重大事故等に対処する要員
緊急時対策要員
原子炉主任技術 者

①

※1

本部長

1 号炉
2 号炉
3 号炉
4 号炉
5 号炉
6 号炉
7 号炉

安全監督担当
②

計画・情報
統括

計画班長
（1～5 号炉）
計画班長（6,7 号炉）

計画班員（1～5 号炉）
計画班員（6,7 号炉）

保安班長

保安班員

技術支援組織

保安班
現場要員

中央制御室運転員

復旧班
現場要員

1 号炉運転員2 号炉運転員3 号炉運転員4 号炉運転員5 号炉運転員③
号機班長（1～5 号炉）
復旧班長（1～5 号炉）

1～5 号統括号機班員（1～5 号炉）
復旧班員（1～5 号炉）※Ａ
6,7 号炉中央制御室

6 号炉運転員
6 号統括

※Ａ

7 号統括

実施組織
④

※Ａ

対外対応
統括

⑤

総務統括

運営支援組織
自衛消防隊（初期消火対応）※Ａ号機班長（6 号炉）
復旧班長（6 号炉）

号機班員（6 号炉）
復旧班員（6 号炉）

号機班長（7 号炉）
復旧班長（7 号炉）

号機班員（7 号炉）
復旧班員（7 号炉）

通報班長

通報班員

立地・広報
班長

立地・広報
班員

資材班長

資材班員

総務班長

総務班員

復旧班
現場要員
7 号炉運転員
（連携）

復旧班
現場要員

初期消火班
（消防車隊）

消防隊長

警備員
消火班
（専任）
※１

本部付含む。

①：意思決定・指揮：1～5 号炉対応要員：6 号又は 7 号炉対応要員 ②：情報収集・計画立案：1～7 号炉共通対応要員 ③：現場対応④：対外対応⑤：ロジスティック・リソース管理

第1図

柏崎刈羽原子力発電所

原子力防災組織1.0.10-47

体制図

基本的な緊急時対策本部の体制
基本的な緊急時体制

6号統括

本部長

号機班(6号炉)復旧班(6号炉)

7号統括

号機班(7号炉)復旧班(7号炉)
号機班(1～5号炉)

1～5号統括復旧班(1～5号炉)
計画・情報統括
対外対応統括
総務統括

プラントが事前の想定を超え、２基を超えるプラントで本部長が統括に対して直接の指示を行う必要が生じた場合の体制
6号統括

号機班(6号炉)復旧班(6号炉)本部長(6,7号)
7号統括

共
有

号機班(7号炉)復旧班(7号炉)本部長(1～5号)※

号機班(1～5号炉)

1～5号統括

※本部長が指名した者

復旧班(1～5号炉)
計画・情報統括
対外対応統括：１～５号炉対応要員：６号又は７号炉対応要員

総務統括

第2図

柏崎刈羽原子力発電所：１～７号炉共通対応要員

緊急時対策本部体制（概要）

1.0.10-48

指示・命令の流れ（例：可搬型代替注水ポンプによる 6 号炉への注水が必要となった場合）

第3図

可搬型代替注水ポンプによる 6 号炉への注水が必要になった場合の情報の流れ(例)1.0.10-49

指示・命令の流れ（例：6 号炉で火災が発生し，その後 1 号炉で火災が発生した場合）

第4図

火災発生時（2 箇所の場合）の対応と情報の流れ(例)1.0.10-50

別紙 3
別紙３

自衛消防隊の体制について

1．自衛消防隊の体制
自衛消防隊の体制を第 1 表に記す。
火災が発生した際，発電所内に常駐している消防隊長及び初期消火班による初期消火活動が行われる。その後，参集した消火班も加わった自衛消防体制が構築される。
第1表
構成
消防隊長
(1)

初期消火班
(15)
(16)※1

自衛消防隊編成表（現場指揮本部）

所属等
平日の勤務時間帯：①防災安全ＧＭ②防災安全担当③運転管理担当
夜間及び休日：自衛消防隊専属の宿直者
1 号炉[1]2 号炉[1]計
3 号炉[1]
当直長(1)※24 号炉[1]6名
5 号炉[1]6,7 号炉[1]運転員(3)※2

1 号炉[3]2 号炉[2]※3
3 号炉[2]※3
4 号炉[2]※3
5 号炉[2]※4
6,7 号炉[3](4)※5

計14 名

正門警備員(2)※6
放射線測定要員・放射線測定当番(2)
防護･副防護本部警備員(1)消防車隊
委託員(6)

消火班(30)

副班長：専任(2)，兼任可(1)
班員：専任(16)，兼務可(11)（専任）消火専任の要員（兼務）機能班との兼務可

役割①現場指揮本部の責任者②消火活動全体の指揮③当直長への消火活動の情報提供・プラント情報の共有④公設消防窓口（プラント状況・消火活動の情報提供）①公設消防への通報（発電関連設備）②運転員（初期消火要員）への初期消火指示③プラントの情報提供，消防活動の情報共有（当直長は現場での消火活動のメンバーには属さない）①屋内・屋外での消火活動（発電関連設備）②当該現場での消火戦略検討・指揮（現場支援担当又は当直主任）③火災発生場所での消火活動の指揮（現場支援担当又は当直主任）④火災発生現場（建屋内）への公設消防誘導・説明①屋内・屋外での消火活動（その他区域）②火災発生現場（構内全域）への公設消防誘導
放射線量測定指揮者から消防車隊への指示伝達係
屋内・屋外での消火活動【参集状況に応じ，現場にて副班長が役割分担を指名】●消火係①消火活動（消火器・屋外消火栓等の使用）●現場整理・資機材搬送係①現場交通整理（公設消防車両の誘導）②火災現場保存（関係者以外の立入規制含む）③消火活動資機材の運搬（現場指揮本部機材含む）●情報係①発電所本部への情報連絡②火災現場での情報収集・記録●救護係①負傷者の救護②総務班医療係到着までの介護（ ）内は人数※１：1～5 号炉は各号炉 15 名で構成。6,7 号炉は通常 15 名，6，7 号炉同時火災では 16 名で構成。
※２：発電関連設備での火災発生時が対象，[ ]内は各号炉の初期消火要員。
※３：単独火災発生時は 1 号炉初期消火要員 1 名を補充。
※４：単独火災発生時は 6,7 号炉初期消火要員 1 名を補充。
※５：6，7 号炉のいずれか一方の号炉の火災では 3 名で活動。6，7 号炉同時火災では運転員 1 名を補充し 4 名で活動。
※６：初期消火班の正門警備員(2)は，発電所周辺警備を行うために正門警備所（防火帯外側）に常駐しており，森林火災発
生時には，公設消防を火災現場に誘導する。なお，火災の影響がおよぶ場合には安全な場所へ待避する。

1.0.10-51用語の定義・発電関連設備
周辺防護区域内において，原子力発電所の運転等に直接関係する建物（原子炉建屋等），防護区域外であっては水処理建屋，
１５４ｋＶ変電所，６６ｋＶ開閉所，給水建屋等の運転員の巡視区域の建物等をいう。
・その他区域
発電関連設備以外で，発電所敷地内にある当社所有の建物（事務本館，免震重要棟，防護本部，副防護本部，サービスホー
ル，技能訓練棟，原子炉保修訓練棟，予備品倉庫（大湊），発電倉庫（大湊）等），高台保管場所，森林，伐採木仮置き場等をいう。

2．6 号及び 7 号炉の重大事故発生時における複数同時火災時の対応
緊急時対応中に 6 号及び 7 号炉で火災が発生し同時に消火活動が必要になった場合の対応について示す。6 号及び 7 号炉の同時火災については，6 号及び 7 号炉のそれぞれの建屋本館内部（6 号及び 7 号炉で計 2 箇所）での火災（以下「内部火災」という。）のケースと，発電所敷地内での火災（以下「外部火災」という。）が 2 箇所で発生したケースの 2 ケースを示す。
2-1．内部火災の場合
(1)

前提条件
・緊急時対応の最中に，6 号及び 7 号炉で原因の特定されない同時火災を想定する。
・火災の発生防止対策，感知・消火対策を実施していることから，初期消火要員が対応する
火災は，原子炉建屋，タービン建屋等の可燃物が少ない火災区域で発生し消火器で短時間に消火できる規模の火災を想定する。
・緊急時対応において，運転員の現場操作に際して消火活動が必要な火災に対しては，運転員の一部を活用する。
・原子炉の運転状態として，6 号及び 7 号炉共に運転中，片方運転・片方停止，両方停止を想定し，各運転状態における運転員の人数を前提とする。

(2)

内部火災での対応及び体制
6号及び7号炉での同時火災に対する対応フローを第1図に，初期消火要員の体制を第2図に，運転員の体制を第3図～第5図に示す。
当直長は，火災の状況を含めプラント状況の把握や緊急時対策本部との連絡を行っていることから，初期消火活動の指示と現場指揮本部設置までの活動の指揮を執る。消防隊長は，号機統括の指示を受け，速やかに現場指揮本部を設置するとともに，設置後は消火活動の指揮を執る。指揮権の委譲の際には，当直長と現場指揮者から状況説明を受ける。その後は，
現場指揮者から直接的，間接的に適宜状況報告を受け両方の火災対応の指揮を執るとともに，緊急時対策本部との連絡を行う。
消火体制については，6号及び7号炉同時火災発生に対応するために，初期消火要員として選任されている運転員，消防車隊員（委託）で2班を編成する。初期消火要員に選任されている運転員は原子炉の運転状態に依らず通常3名（運転中は専任，1ないし2プラント停止中
は1名専任2名兼任）であることから，他の運転員1名を初期消火要員に充て，1班当たり運転
員2名，消防車隊3名の計5名で初期消火活動を行う。
なお，建屋内での火災発生に対して，原子炉の高温停止及び低温停止を達成し維持するた

1.0.10-52

めの安全機能を有する構築物，系統及び機器を設置する区域で煙充満や放射線の影響により消火活動が困難となる区域は，固定式消火設備を設置する設計としており，当該火災区域での火災発生に対して初期消火隊員に依存することなく，速やかな消火活動が可能である。
よって，プラントの運転状態に依らず緊急時対応中の6号及び7号炉の同時火災に対して，
プラント当たり1班5名の初期消火要員で十分に消火活動が可能で，その活動も短時間である
ことから，初期消火要員に充てた運転員は，消火活動後速やかに現場操作対応を行うことが可能であり，緊急時対応に支障を及ぼすことはない。
ただし，原子力警戒態勢又は緊急時態勢が発令され号機統括が設置された場合には，消防
隊長は，消火活動を優先すべき号機統括の指揮・命令のもと初期消火班の初期消火活動を指示する。
なお，号機統括，消防隊長が権限を持つ作業が人身安全を脅かす状態となる場合においては,本部長へ作業の可否判断を求めることとする。
本運用については，火災防護計画の関連文書に定める。

1.0.10-53

【中央制御室】
・6 号及び 7 号炉での同時火災を認知【当直長】
・消防隊長，消防車隊に出動要請
・運転員の初期消火要員への編入指示

当直長は緊急時対策本部，消防車隊に
火災発生場所を確実に連絡

緊急時対策本部

中央制御室【当直長，初期消火要員（運転員）】
・初期消火要員を召集（4 名）・中央制御室でプラント状況及び消火
戦略確認
・初期消火要員を 2 班に編成

【初期消火要員（運転員）】
・現場出向（6 号及び 7 号炉）【消防車隊】
・隊員（6 名）を 2 班に編成・現場出向（6 号及び 7 号炉）【消防隊長】
・現場出向【消防隊長】
・火災対応を指揮する現場指揮本部設置（6，7 号炉サービス
建屋入口）⇒現場本部設置以後，当直長から消防隊長へ初期消火要員の指揮権を委譲

火災現場【初期消火要員（運転員），消防車隊】
・現場到着（6 号及び 7 号炉）
・消火活動

第1図

自衛消防隊詰め所

・現場指揮本部設置後は消防隊長の指揮下で活動
・消防隊長は，消火活動終了と判断した
時点で，運転員の現場操作への復帰可
否を判断

建屋内部での同時火災に対する対応フロー【初期消火活動の全体指揮者】
初動対応
：当直長
現場指揮本部設置後：消防隊長

火災発生連絡

当直長

情報共有

指揮・命令

消防隊長

情報共有

指揮・命令

号機統括

（人身安全）

本部長

初期消火活動指示

運転員（2 名）※消防車隊員（3 名）

現場指揮者設定（1 名）

運転員（2 名）※消防車隊員（3 名）

現場指揮者設定（1 名）※6，7 号炉運転中は専任３名，兼任 1 名，片方停止中・両方停止中は専任 1 名，兼任 3 名

第 2 図 6 号及び 7 号炉同時火災（内部火災）発生時の初期消火体制

1.0.10-54当直長

７号炉運転中緊急時対策所との連絡・調整
号炉間の調整当直副長の監視６号炉運転中６号炉事故時体制

７号炉事故時体制
操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

主機操作員

監視・操作
及び指示

操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

監視・操作

中央制御室

主機操作員

監視・操作
及び指示

監視・操作

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

現場
事故時は当直副長の指示の下、2人1組のチームを組み、現場対応を行う。

現場対応操作

現場対応操作現場対応要員が初期消火の応援
７号炉初期消火6号炉初期消火現場支援担当

補機操作員

補機操作員

補機操作員

第 3 図 6 号及び 7 号炉事故及び火災対応時の運転体制について（6 号及び 7 号炉とも運転中の場合）

当直長

７号炉停止中緊急時対策所との連絡・調整
号炉間の調整当直副長の監視６号炉運転中６号炉事故時体制

７号炉事故時体制
操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

どちらかが体制に残る

主機操作員

監視・操作
及び指示

操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

主機操作員

監視・操作
及び指示

監視・操作

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員
現場対応操作

初期消火＋現場対応操作
現場対応要員が初期消火の応援
６号炉初期消火補機操作員

現支援担当場

第 4 図 6 号及び 7 号炉事故及び火災対応時の運転体制について（6 号炉運転中，7 号炉停止中の場合）

1.0.10-55

中央制御室

現場
事故時は当直副長の指示の下、2人1組のチームを組み、現場対応を行う。

緊急時対策所との連絡・調整
号炉間の調整当直副長の監視当直長

７号炉停止中６号炉停止中６号炉事故時体制

７号炉事故時体制

当直副長

当直主任

どちらかが体制に残る

操作の判断
運転員への
指揮・命令

主機操作員

監視・操作
及び指示

操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

どちらかが体制に残る

中央制御室

主機操作員

監視・操作
及び指示

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

現場
事故時は当直副長の指示の下、2人1組のチームを組み、現場対応を行う。

現場対応操作

初期消火＋現場対応操作
現場対応要員が初期消火の応援
6号炉初期消火

補機操作員

現場支援担当第 5 図 6 号及び 7 号炉事故及び火災対応時の運転体制について（6 号及び 7 号炉いずれも停止中の場合）
2-2．外部火災の場合
(1)

前提条件
・外部火災として，緊急時対応中に発電所敷地内で現場操作を妨げるような火災が同時に 2箇所で発生することを想定する。
・消火活動は化学消防車，ポンプ車の組合せにより，消火活動を行う。
・化学消防車の操作は，消防車隊が行う。
・復旧班の現場操作に際して消火活動が必要な火災に対しては，消防車の操作が可能な復旧班現場要員を活用する。

(2)

外部火災での対応及び体制
6号及び7号炉での同時火災に対する対応フローを第6図に，初期消火要員の体制を第7図に示す。
外部火災における消火活動は，消防隊長が指揮を執る。通常，敷地内の1箇所の火災発生に対しては，火災対応のため常時待機している消防車隊員6名で十分対応可能であるが，復旧班の現場操作に際して消火活動が必要な敷地内2箇所の同時火災が発生した場合には，消防車隊員に加え復旧班現場要員（6号及び7号炉各7名）から注水隊員6名を充て，消火活動を行う。
実際の放水活動は，化学消防車とポンプ車の組合せで行うことから，1班当たり消防車隊3名，注水隊員3名で2班を編成し，2箇所に分かれて消火活動を行う。その際，消防車隊3名は化学消防車の操作，注水隊はポンプ車の操作を行う。
一方，初期消火活動に充てられた注水隊員は本来緊急時の原子炉圧力容器への注水対応を行うため，消火活動が終了とした時点で，消防隊長の判断により速やかに原子炉圧力容器へ

1.0.10-56

の注水作業に戻ることとする。
本運用については，火災防護計画の関連文書に定める。

緊急時対策本部【号機統括】
・敷地内 2 箇所での同時火災を認知
・消防隊長，消防車隊に対応指示

号機統括は消防隊長，消防車隊に
火災発生場所を確実に連絡

緊急時対策本部

自衛消防隊詰め所【号機統括】
・プラント状況及び消火戦略確認
・消防隊長，復旧班現場要員（注水隊 6 名)に出動指示【消防車隊】
・隊員（6 名）が化学消防車，ポンプ車で現場出向・途中，高台保管場所でポンプ車から
化学消防車に乗換
・消防車隊は，現場出向の間に消防隊長から火災発生場所，注水隊との合流箇所等の指示を受け，消火活動の戦略を検討

現場指揮本部【注水隊】
・高台保管場所のポンプ車で現場出向【消防隊長】
・火災発生場所を考慮し，現場指揮本部設置
・消防隊長は，消防車隊と注水隊の合流
箇所を指示

合流

火災現場
・消防隊長は，消火活動終了と判断した時点で，注水隊の原子炉圧力容器への注水作業への復帰可否を判断【消防車隊，注水隊】
・現場到着
・消火活動

第6図

発電所敷地内での同時火災に対する対応フロー

指揮・命令

消防隊長

情報共有

指揮・命令

号機統括

（人身安全）

本部長

消防車隊員（3 名）

化学消防車操作

消防車隊員（3 名）

化学消防車操作

注水隊員（3 名）

ポンプ車操作注水隊員（3 名）

ポンプ車操作

第7図

緊急時における敷地内の同時火災発生時の初期消火体制

1.0.10-57

別紙 4
別紙４

重大事故等時における緊急時対策要員の動き

重大事故等時における緊急時対策要員の動きについては以下のとおり。
・平日勤務時間帯における緊急時対策所で初動態勢時に対応する要員（本部要員，現場要員）は，
平日勤務時間における対応者（執務できない場合の交替者を含む）を明確にした上で，5 号炉定検事務室又はその近傍，及び第二企業センター又はその近傍で分散して執務しており，召集連絡を受けた場合は，速やかに 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に集合する。
・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）中における緊急時対策所で初動態勢時に対応する要員（本部要員，現場要員）は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）中における対応者を明確にした上で，5 号炉定検事務室又はその近傍，及び第二企業センター又はその近傍で分散して執務及び宿泊しており，召集連絡を受けた場合は，速やかに 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に集合する。

第 1 図 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所，5 号炉定検事務室，第二企業センターの位置関係

1.0.10-58

別紙 5
別紙５

緊急時対策所における主要な資機材一覧

緊急時対策所に配備している主要な資機材については以下のとおり。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所○通信連絡設備
主要設備

数量※1

衛星電話設備（常設）9台

衛星電話設備（可搬型）

15 台

固定電話機

19 台

FAX

2台

ハンドセット

2台

スピーカー

2台

無線連絡設備（常設）4台

無線連絡設備（可搬型）

90 台

携帯型音声呼出電話機

6台

中継用ケーブルドラム

2台

テレビ会議システム（衛星系・有線系 共用）

1式

IP-電話機（有線系）

4台

IP-電話機（衛星系）

2台

IP-FAX（有線系）

1台

IP-FAX（衛星系）

1台

衛星社内電話機4台

テレビ会議システム(社内向)1式

テレビ会議システム

テレビ会議システム(社内向)1式

専用電話設備

専用電話設備（自治体他向）

7台

通信種別
発電所内外
衛星電話設備発電所内
電力保安通信用電話設備

送受話器

無線連絡設備携帯型音声呼出電話設備
発電所外
統合原子力
防災ネット
ワークを用いた通信連絡設備衛星電話設備（社内向）※1：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）○必要な情報を把握できる設備
通信種別

主要設備

発電所内外

数量

安全パラメータ表示システム（SPDS）

１式

データ伝送設備

１式○可搬型照明設備
品名

数量

ヘッドライトランタンタイプＬＥＤライト

100 個
60 個

1.0.10-59

別紙 6
別紙６

緊急時対策要員による通報連絡について

重大事故等が発生した場合，発電所の通報連絡責任者が，内閣総理大臣，原子力規制委員会，
新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長並びにその他定められた通報連絡先への通報連絡を FAX を用いて一斉送信するとともに，通報連絡後の総合原子力防災ネットワークの情報連絡の管理を一括して実施する。
①発電所の通報連絡責任者は，特定事象等発見者から事象発生の連絡を受けた場合は，原子力防災管理者へ報告するとともに，他の通報対応者と協力し通報連絡を実施する。
②重大事故等（原子力災害対策特別措置法第 10 条第 1 項に基づく通報すべき事象等）が発生した場合の通報
連絡は，内閣総理大臣，原子力規制委員会，新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長及びその他定められた通報
連絡先に，ＦＡＸを用いて一斉送信することで，効率化を図る。
③内閣総理大臣，原子力規制委員会，新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長に対しては，電話でＦＡＸの着信の確認を行うとともに，その他通報連絡先へもＦＡＸを送信した旨を連絡する。
④これらの連絡は，発電所対策本部の通報連絡者（5 名）と本社対策本部の通報連絡者（3 名）が分担して行うことにより時間短縮を図る。
⑤その後，緊急時対策要員の召集で，参集した通報班の要員確保により，更なる時間短縮を図る。
⑥発電所から通報連絡ができない場合は，本社から通報先に FAX を用いて通報連絡を行う。
⑦原子力規制庁への情報連絡は，統合原子力防災ネットワークを活用する。
⑧通報連絡後の主要連絡は，本社が内閣府（内閣総理大臣），原子力規制庁（原子力規制委員会）の対応を行い，発電所が新潟県，柏崎市，刈羽村の対応等を行う。
⑨通報連絡の体制，要領については，手順書を整備し運用を行う。

新潟県知事

特定事象発見者（当直長等）

柏崎市長，刈羽村長
柏崎市，刈羽村を除く新潟県内市町村，
新潟県以外の県市村

発電所・通報連絡責任者 1名（対外対応統括）・通報対応者 3名
・総務統括 １名

新潟県警察本部，柏崎警察署
柏崎市消防本部
新潟労働局，長岡労働基準監督署
新潟海上保安部，陸上自衛隊

原子力防災管理者

原子力保安検査官
原子力防災専門官
柏崎刈羽原子力規制事務所，東北経済産業局，地方放射線モニタリング対策官

本社・通報連絡責任者 1名
・通報対応者 2名

内閣総理大臣
原子力規制委員会：原災法に基づく通報先：ＦＡＸ送信：電話での着信確認：電話等による連絡

経済産業省 資源ｴﾈﾙｷﾞｰ庁
内閣官房
内閣府政策統括官付
社内関係各所

第 1 図 原子力災害対策特別措置法第 10 条第 1 項等に基づく通報連絡経路

1.0.10-60

別紙 7
別紙７ 原子力事業所災害対策支援拠点について

柏崎エネルギーホール
所在地
発電所からの方位，距離
敷地面積
非常用電源
非常用通信機器その他

新潟県柏崎市駅前 2 丁目 2－30
南南西 約 8ｋｍ
約 3,000ｍ２
・非常用ディーゼル発電機 50kVA
・電話（有線系，衛星系）
・FAX（有線系）
消耗品等（食料，飲料水等）は信濃川電力所備蓄品を搬入

信濃川電力所
所在地
発電所からの方位，距離
敷地面積
非常用電源
非常用通信機器その他

新潟県小千谷市千谷川 1－5－10
南東 約 23ｋｍ
約 3,800ｍ２
・非常用ディーゼル発電機 75kVA
・備蓄燃料：2 日分を備蓄
・電話（有線系，衛星系）
・FAX（有線系）
消耗品等（食料，飲料水等）は備蓄

当間高原リゾート（休憩・仮泊，資機材置き場機能のみ）
所在地
発電所からの方位，距離
敷地面積
非常用電源
非常用通信機器その他

新潟県十日町市珠川
南南東 約 44ｋｍ
約 350 万ｍ２
・非常用ディーゼル発電機 300kVA（本館），210kVA（新別館）
・電話（有線系，衛星系）
消耗品等（食料，飲料水等）は信濃川電力所備蓄品を搬入，その後，最寄りの小売店から調達

1.0.10-61

柏崎刈羽原子力発電所

柏崎エネルギーホール

信濃川電力所

当間高原リゾート

地図は電子国土ポータルから引用

第1図

原子力事業所及び原子力事業所災害対策支援拠点の位置

1.0.10-62

別紙 8
別紙８
1.

発電所構外からの要員の参集について

要員の召集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合に，発電所外にいる
緊急時対策要員を速やかに非常召集するため，「自動呼出・安否確認システム」，「通信連絡手段」等を活用し，要員の非常召集及び情報提供を行う。
（第 1 図）非常召集
自ら事象発生あるいは地震等を確認又は
当 直 長か らの 事 象発
生報告

宿直者

緊急時対策要員の非常召集

自動呼出システム（電話・メール）

自動召集
新潟県内で震度６弱以
上 の地 震発生で 緊 急時対策要員（発電所，本社）が自動参集第1図

発電所長（衛星電話設備（可搬型）を所持）
ユニット所長，各部長
各グループマネージャー
・・・

緊急時対策所

各メンバー
本社緊急時対策要員も同様に召集される

自動呼出・安否確認システムによる非常召集連絡

新潟県内で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，非常召集連絡がなくても自発的に参集する。
地震等により家族，自宅等が被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
集合場所は，基本的には柏崎エネルギーホール又は刈羽寮（第 2 図）とするが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
柏崎エネルギーホール又は刈羽寮に集合した要員は，緊急時対策本部と非常召集に係る以下の確認，調整を行い，通信連絡設備，懐中電灯等を持参し，発電所と連絡を取りながら集団で移動する。柏崎エネルギーホール，刈羽寮には通信連絡設備として衛星電話設備（可搬型）を各 10 台配備する。
①発電所の状況（発電所への移動が可能なプラント状況かどうか（格納容器ベントの実施見通し），発電所に行くための必要な装備（放射線防護服，マスク，線量計を含む））②その他発電所で得られた情報（発電所への移動に関する道路状況等，移動する上で有益な情報）③発電所へ移動する人の情報（人数，体調，移動手段（徒歩，車両），連絡先）
発電用原子炉主任技術者は通信連絡手段により，必要の都度，発電所の連絡責任者と連絡をとり，発電用原子炉施設の運転に関し，保安上の指示を行う。

1.0.10-63

集合場所（柏崎エネルギーホール，刈羽寮）
当社社員寮

約 10ｋｍ

約 5ｋｍ

柏崎刈羽原子力発電所■

刈羽寮

柏崎エネルギーホール■

地図は電子国土ポータルから引用

第 2 図 柏崎刈羽原子力発電所とその周辺
2.

緊急時対策要員の所在について
発電所員の約 8 割（第 1 表）が居住している柏崎市街地，刈羽村の大半は，柏崎刈羽原子
力発電所から半径 10km 圏内（第 2 図）に位置しており，社員寮についても半径 10km 圏内に設置されている。
第 1 表 居住地別の発電所員数（平成 29 年 4 月時点）
居住地
居住者数

3.

柏崎市

刈羽村

その他地域

820 名

81 名

223 名

（73％）

（7％）

（20％）

発電所構外からの要員の参集ルート(1) 概要
柏崎市，刈羽村からの要員参集ルートについては，第 3 図に示すとおりであり，要員参集
ルートの障害要因としては，比較的に平坦な土地であることから土砂災害の影響は少なく，地震による橋の崩壊，津波による参集ルートの浸水が考えられる。
地震による橋梁の崩落については，要員参集ルート上の橋梁が崩落等により通行ができなくなった場合でも，迂回ルートが複数存在することから，参集は可能である。また，木造建

1.0.10-64

物の密集地域はなくアクセスに支障はない。なお，地震による参集ルート上の主要な橋梁への影響については，平成 19 年新潟県中越沖地震においても，橋梁本体の損傷による構造安全性に著しい影響のあるような損傷は見られず（※１），実際に徒歩による通行に支障はなかった。
新潟県が実施した広域避難シミュレーション（※２）によれば，大規模な地震が発生により，発電所で重大事故等が発生した場合，住民避難のため発電所の南西の海側ルートに交通渋滞が発生しやすいという結果が得られている。交通集中によるアクセス性への影響回避のため，参集ルートとしては可能な限り避けることとし，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。
津波浸水時については，アクセス性への影響を未然に回避するため，大津波警報発生時には基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（第 3 図に図示した海沿いルート）は使用しないこととし，これ以外の参集ルートを使用して参集することとする。
(※1)参考文献：2007 年新潟県中越沖地震の被害とその特徴／小長井一男（東京大学教授生産技術研究所）
他
国土技術政策研究所資料 No.439，土木研究所資料 No.4086，建築研究資料 No.112「平成19 年（2007 年）新潟県中越沖地震被害調査報告」( ※ 2) 参 考 文 献 ： 新 潟 県 殿 向 け 「 平 成 ２ ６ 年 度 新 潟 県 広 域 避 難 時 間 推 計 業 務 」 ～ 最 終 報 告 書 ～BGS-BX-140147

平成２６年８月

三菱重工業株式会社

http://www.pref.niigata.lg.jp/genshiryoku/1356794481823.html(2) 津波による影響が考えられる場合の参集ルート
柏崎市津波ハザードマップによると，柏崎市中心部から発電所までの要員参集ルートへの影響はほとんど見られない（川岸で数十 cm 程度）が，大津波警報発生は，津波による影響を想定し海側や鯖石川の河口付近を避けたルートにより参集する。（第 3 図）

1.0.10-65

第3図

柏崎市，刈羽村からの要員参集ルート(3) 住民避難が行われている場合の参集について
全面緊急事態に該当する事象が発生し，住民避難が開始している場合，住民の避難方向と逆方向に要員が移動することが想定される。
発電所へ参集する要員は，原則，住民避難に影響のないよう行動し，自動車による参集ができないような場合は，自動車を避難に支障のない場所に停止した上で，徒歩や自転車により参集する。

1.0.10-66

4.

発電所構内への参集ルート
発電所敷地外から発電所構内への参集ルートは，通常の正門を通過するルートに加え迂回ルートを確保している。
（第 4 図）第4図

発電所構内への参集ルート

1.0.10-67

5.

夜間及び休日における要員参集について(1) 要員の想定参集時間
第 1 表及び第 2 図に示すとおり，要員の大多数は発電所から半径 10km 圏内に居住していることから，仮に発電所から 10km 地点に所在する要員が，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において直接徒歩移動で参集する場合であっても，参集時間は約 3 時間 30 分と考えられる。また，大地震等が発生している状況では要員の自宅が被災する可能性もあるため，出発までの準備時間が約 1 時間必要であると仮定した場合であっても，発電所への参集時間は約 4
時間 30 分と考えられる。
さらに，要員集合場所（柏崎エネルギーホール又は刈羽寮）に立寄り，情報収集を行った上で参集することから，集合場所に立寄るために遠回りする時間を 1 時間，情報収集する場合の時間を 30 分必要であると仮定した場合であっても，発電所から 10km に所在する要員は，約 6時間で発電所に参集可能であると考えられる。
(2) 要員参集調査
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等が発生した場合の緊急時対策
要員の参集動向（所在場所（準備時間を含む）～集合場所（情報収集時間を含む）～発電所までの参集に要する時間）を評価した結果，要員の参集手段が徒歩移動のみを想定した場合かつ，年末年始やゴールデンウィーク等の大型連休であっても，5 時間 30 分以内に参集可能な要員
は 350 名以上と考えられる。
なお，自動車等の移動手段が使用可能な場合は，より多くの要員が早期に参集することが期待できる。
※

必要な要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。

＜参考：要員参集調査による評価＞○夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等が発生した場合の緊急時対策要員の参集動向をより具体的に把握するため，「平日夜間」「休日日中」「休日夜間」「大型連休（シルバーウィーク※）日中」「大型連休（シルバーウィーク※）夜間」の 5
ケースにおいて緊急呼び出しがかかった場合を想定し，その時々における要員の所在場所（自宅，発電所，それ以外の場所の場合は最寄りの集合場所までの移動時間を回答）を調査することで，参集状況を評価。
○要員集合場所（柏崎エネルギーホール又は刈羽寮）での情報収集時間 30 分を考慮（第 5図）。
※

要員参集調査時期が 2015 年 9 月であり大型連休の対象をシルバーウィークとした。

1.0.10-68

発電所へ移動

集合場所で
２ 情報収集(30分)

３

刈羽寮

柏崎刈羽
原子力発電所

出発地

１ 集合場所へ移動

３ 発電所へ移動
出発地

刈羽寮に
刈羽寮に集合参集する場合
する場合

出発地
エネルギー
ホール
２
集合場所で
情報収集(30分)
参集開始

エネルギー
エネルギー
ホールに
ホールに
集合する場合参集する場合１ 集合場所へ移動
出発地

地図は電子国土ポータルより引用

集合場所出発集合場所到着

１ 集合場所へ移動

第5図

２ 集合場所にて情報収集（30分を想定）

発電所到着

３ 発電所へ移動

要員参集の流れについて（イメージ）

a. 車が使える場合（第 6 図）
○3 時間 30 分以内に約 8 割の要員が参集可能な場所にいることを確認した。（大型連休は除く）○大型連休でも，3 時間 30 分以内に約 6 割の要員が参集可能な場所にいる。
b. 徒歩移動のみの場合（第 7 図）○車を使用した場合に比べ要員参集のタイミングが遅くなるが，7 割程度の要員は，5 時
間 30 分以内に参集可能な場所にいることを確認した。（大型連休は除く）○通常の休日と大型連休を比較すると，大型連休には約 2 割多い要員が柏崎刈羽地域近傍
から不在（徒歩 5 時間 30 分以上）となるが，5 時間 30 分以内で参集可能な要員は約半数。

1.0.10-69

100%

49
5

90%

107
59

80%

94
36

219

70%

94

60%

193
48

5.5時 間 以 上
3.5時 間 ～ 5.5時 間

50%

645
538

40%

1.5時 間 ～ 3.5時 間

598
383

30%

478

1.5時 間 以 内

20%
10%
0%

※

42

38

平日夜間

休日日中

12

45

休日夜間

21

特大型連休
異 日 日 中 特大型連休
異日夜間
日中

夜間

各所在場所から集合場所（柏崎エネルギーホール，刈羽寮）までの移動に要する時間を回答してもらい，その時間に以下の数値を加えて算出。
・自宅からの参集の場合，出発までの準備時間：30 分
・集合場所での情報収集時間：30 分
・集合場所から発電所への移動時間：30 分

第6図

要員参集シミュレーション結果（車でアクセス可能）

100%
90%

149
250

80%

221
370

70%

315
5.5時間以上

60%
50%

3.5～5.5時間

468
359

40%

1.5～3.5時間

424

30%

1.5時間以内

262

335

63
44

68

大型連休
特異日日中
日中

大型連休
特異日夜間
夜間

20%
10%
0%

82
41

93
38

82

平日夜間

休日日中

休日夜間

12

21

※

出発までの準備時間を考慮の上，天候が良好な状況を想定し，集合場所を経由した場合の発電所（5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所）までの移動距離 1 時間以内（～3ｋｍ），1～3 時間（3～10km），3～5 時間（10～17km），5 時間以上（17km～）により算出。
※ 集合場所での情報収集時間の 30 分を考慮した。
※ 自宅以外からの参集の場合，各所在場所から参集に要する時間を回答。

第7図

要員参集シミュレーション結果（徒歩移動のみ）

1.0.10-70(3) 参集要員の確保(1)要員の想定参集時間，及び(2)要員参集調査から，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
かつ，参集手段が徒歩移動のみを想定した場合であっても，発電所構外の緊急時対策要員は事象発生から約 6 時間で発電所に参集可能と考えられること，また，年末年始やゴールデンウィ
ーク等の大型連休に重大事故等が発生した場合であっても，5 時間 30 分以内に参集可能な緊急時対策要員は 350 名以上と考えられることから，事象発生から 10 時間以内に外部から発電所へ参集する 6 号及び 7 号炉の対応を行うために必要な緊急時対策要員※（106 名（1～7 号炉の対応を行う必要な要員は合計 114 名））は確保可能であることを確認した。
また，事象発生から 10 時間以内の重大事故等時の対応においては，発電所内に常時確保す
る 44 名の緊急時対策要員により対応が可能であるが，早期に班長以下の要員数が約 2 倍となれば，より迅速・多様な重大事故等への対処が可能と考えられる。このため，徒歩参集，要員
自身の被災，過酷な天候及び道路の被害等を考慮し，事象発生から約 6 時間を目処に，外部から発電所に参集する 40 名の緊急時対策要員※を確保する。
※

要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。

1.0.10-71

補足 1
補足１

有効性評価シナリオと要員参集の整合性について

添付資料 1.0.10（重大事故等時の体制）第 1 表「態勢の区分と緊急時活動レベル(EAL)」に示すとおり，発電所及び本社では，原子力警戒態勢又は第 1 次，第 2 次緊急時態勢の発令により，緊急時対策要員を非常召集することとしている。
ここでは，非常召集により発電所外から発電所に参集する要員に期待する有効性評価シナリ
オを抽出し，緊急時対策要員を非常召集するきっかけとなる事態がどのタイミングで発生するかを確認することで，有効性評価の説明と要員参集のタイミングが整合しているか確認した。
第 1 表に示す 12 のシナリオが該当し，参集要員で対応する現場作業は以下の 4 つが該当する。
・代替原子炉補機冷却系準備操作（代替熱交換器車等の資機材配置及びホース敷設，起動及び系統水張り作業）・低圧代替注水系（可搬型）準備操作（代替循環冷却運転への切替えのための復水移送ポンプの一時的な停止に伴う，可搬型代替注水ポンプによる原子炉圧力容器への注水準備及び注水
作業）・格納容器ベント準備操作（フィルタ装置水位調整準備（排水ポンプ水張り））
・格納容器ベント操作（フィルタ装置水位調整，フィルタ装置 pH 測定，フィルタ薬液補給）
いずれの有効性評価シナリオにおいても，事象発生初期（発生と同時又は 15 分後）に原子力警戒態勢を発令する事態になることを確認した。
有効性評価シナリオ上，要員参集に要する時間は事象発生から 10 時間後以降と想定しているが，この値は保守的に設定したものである。
有効性評価シナリオ「停止中の全交流動力電源喪失」では，事象発生から原子力警戒態勢を発令する事態になるまでの時間が 15 分あるものの，事象発生から 10 時間後の作業開始に支障を及ぼすものではないと考える。
また，停止号炉の影響（添付資料 1.0.16）を考慮した場合，参集要員で対応する現場作業は，
以下の 2 つが該当する。
・停止号炉への使用済燃料プールへの可搬型代替注水ポンプによる注水
・燃料給油作業（6 号及び 7 号炉に対する燃料給油作業は宿直している緊急時対策要員にて対応）想定するシナリオは「停止中の全交流動力電源喪失」であり，事象発生から原子力警戒態勢を発令する事態になるまでの時間が 15 分あるものの，事象発生から 10 時間後以降から適宜行う作業に支障を及ぼすものではないと考える。

1.0.10-72

なお，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等が発生した場合の緊急時対策要員の参集動向を評価した結果，要員の参集手段が徒歩移動のみを想定した場合かつ，年末年始やゴールデンウィーク等の大型連休であっても，5 時間 30 分以内に参集可能な要員は半数以上（350 名以上）と評価している。
（添付資料 1.0.10（重大事故等時の体制）別紙 8
電所構外からの要員の参集について
第1表

発

参照）

有効性評価シナリオと要員参集の整合性確認結果
有効性評価上の時間

有効性評価

参集要員に期待する作

シナリオ

業

要員参集のトリガーとなる有効性シナリオの時間と緊急時

事象発生～

活動レベル（EAL）の事象

EAL 発出参集要員による
作業開始までの時間

代替原子炉補機冷却系

事象発生から

準備操作（13 名/号炉）

10 時間後格納容器ベント操作

事象発生から（10 名/号炉）

16 時間後代替原子炉補機冷却系

事象発生から

全交流動力電源喪失（同上）＋準備操作（13 名/号炉）

10 時間後原子炉隔離時冷却系機能喪失

格納容器ベント操作

事象発生から

全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋非常用ディーゼ
ル発電機喪失）（10 名/号炉）

16 時間後代替原子炉補機冷却系

事象発生から

全交流動力電源喪失（同上）＋準備操作（13 名/号炉）

10 時間後直流電源喪失格納容器ベント操作

事象発生から（10 名/号炉）

16 時間後格納容器ベント操作

事象発生から

全交流動力電源喪失（同上）＋（10 名/号炉）

18 時間後主蒸気逃がし安全弁再閉失敗

代替原子炉補機冷却系

事象発生から

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）
冷却材喪失事故時注水機能喪失

準備操作（13 名/号炉）

10 時間後代替原子炉補機冷却系 外部電源喪失による原子炉へ
0分
準備操作（13 名/号炉） の給水機能の喪失（同タイミ
格 納 容 器 ベ ン ト 操 作 →EAL AL22（原子炉給水機能
ング）（10 名/号炉）の喪失）※1

事象発生から

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去 格 納 容 器 ベ ン ト 操 作
系が故障した場合）
高圧・低圧注水機能喪失

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

事象発生から
17 時間後事象発生から（10 名/号炉）

22 時間後格納容器ベント操作

事象発生から（10 名/号炉）

17 時間後高圧溶融物放出／格納容器雰囲気 代替原子炉補機冷却系
直接加熱

10 時間後事象発生から

準備操作（13 名/号炉）

10 時間後代替原子炉補機冷却系

事象発生から

準備操作（13 名/号炉）

10 時間後（代替循環冷却を使用する場合） 可搬型代替注水系準備
操作(5 名/号炉)

事象発生から

格納容器ベント準備操

事象発生から作(2 名/号炉)

36 時間後格納容器ベント操作

事象発生から

（8 名/号炉）

38 時間後雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（格納容器ベントを実施する場
合）

16 時間後代替原子炉補機冷却系 全交流動力電源喪失 15 分経過
停止中の全交流動力電源喪失

準備操作（13 名/号炉）

※1

→EAL

AL25（全交流電源の 15 15 分

分以上喪失）※1

事象発生から
10 時間後添付資料 1.0.10（重大事故等時の体制）第１表「態勢の区分と緊急時活動レベル（EAL）」参照

1.0.10-73

補足 2
補足２

当直副長による操作員への操作指示／確認手順について

運転員の事故時における対応は，「当直副長」による「操作員」への操作指示がなされ，「操作員」による操作がなされる。（2 人による対応）
一方，確率論的リスク評価※1 では，以下のとおり人間信頼性評価（HRA ツリー）にて評価を行っている。
人間信頼性評価（HRA）ツリーを用いた定量評価（ATWS 収束後の RHR による原子炉格納容器除熱の例）※2

人的過誤確率では，操作員の認知失敗や操作失敗があったとしても，1 名の指示者の確認により是正がなされる評価手法を採用している。
以上により，実際の運転員による操作と，確率論的リスク評価で用いた評価手法は，整合が取れている。
※1

第 244 回

審査会合

資料 3-2-1 確率論的リスク評価について （補足説明資料）（指摘事項に対する回答）

レビュー推奨事項等を踏まえた PRA の評価条件見直し結果 HRA データシート
※2

ピア

参照

認知失敗の過誤回復については，THERP の標準診断曲線時にて既に考慮されているため HRA ツリーとして人的過誤の分岐を設定しない（チームとしての認知の失敗確率が適用される）

1.0.10-74

補足 3
補足３ 発電所が締結している医療協定について
柏崎刈羽原子力発電所では，自然災害等が複合的に発生した場合等を想定し，より多くの医療機関で汚染傷病者を診療いただけるように体制を整備しておくことが必要であると考えている。
現時点で，柏崎総合医療センター，新潟労災病院の他，新潟県内にある 5 か所の病院(合計 7病院)と放射性物質による汚染を伴う傷病者の診療に関する覚書を締結しており，汚染傷病者の受け入れ体制を確保している。

1.0.10-75

添付資料 1.0.11

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉重大事故等時の発電用原子炉主任技術者の役割
について

＜

目

次 ＞

１． 発電用原子炉主任技術者の選任....................................... 1.0.11-1
２． 発電用原子炉主任技術者の職務等 ..................................... 1.0.11-1
３． 重大事故等対策における発電用原子炉主任技術者の役割 ................. 1.0.11-2

１．発電用原子炉主任技術者の選任(1) 原子力・立地本部長は，発電用原子炉主任技術者及び代行者を，発電用原子炉主任技術者免状を有する者であって，次の業務に通算して３年以上従事した経験を有する者の中から選任する。
a.

原子炉施設の工事又は保守管理に関する業務b.

原子炉の運転に関する業務c.

原子炉施設の設計に係る安全性の解析及び評価に関する業務d.

原子炉に使用する燃料体の設計又は管理に関する業務(2) 発電用原子炉主任技術者は原子炉毎に選任する。
(3) 発電用原子炉主任技術者及び代行者は特別管理職とする。
(4) 発電用原子炉主任技術者のうち少なくとも１名は部長以上に相当する者とし，発電用原子炉主任技術者の職務を専任する。
(5) (4)項以外の発電用原子炉主任技術者については，原子力安全センターの職務を兼務できる。
(6) (5)項の発電用原子炉主任技術者については，自らの担当している号炉について発電
用原子炉主任技術者の職務と原子力安全センターの職務が重複する場合には，発電用原子炉主任技術者としての職務を優先し，原子力安全センターの職務については，上位職の者が実施する。
(7) 発電用原子炉主任技術者が職務を遂行できない場合は，代行者と交代する。ただし，職務を遂行できない期間が長期にわたる場合は，(1)項から(5)項に基づき，改めて発電用原子炉主任技術者を選任する。
(8) これらの体制を整備していても，万一，発電用原子炉主任技術者及び代行者が不在となった場合は，原子炉主任技術者の資格を有している者を常に把握していることから，速やかに発電用原子炉主任技術者を選任し，選任後 30 日以内に原子力規制委員会へ届け出る。
２．発電用原子炉主任技術者の職務等(1) 発電用原子炉主任技術者は，原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実に行うことを任務とし，次の職務を遂行する。
a.

原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）
へ指示する。

b.

保安規定に定める事項について，原子力・立地本部長又は所長の承認に先立ち確
認する。

c.

保安規定に定める各職位からの報告内容等を確認する。

d.

保安規定に定める記録の内容を確認する。

1.0.11-1

e.

保安規定に定める報告（第 121 条第１項）を受けた場合は，自らの責任で確認した正確な情報に基づき，社長に直接報告する。
f.

保安の監督状況について，定期的に及び必要に応じて社長に直接報告する。

g.

原子力発電保安委員会及び原子力発電保安運営委員会に少なくとも１名が必ず出

席する。
h.

その他，原子炉施設の運転に関する保安の監督に必要な職務を行う。

(2) 原子炉施設の運転に従事する者（所長を含む。）は，発電用原子炉主任技術者がその保安のためにする指示に従う。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，自らの原子炉施設の保安活動を効果的に実施するため，所内会議（原子力発電保安運営委員会，発電所上層部によるミーティング等）への参
加，現場パトロールを通じて，発電所の情報収集を行う。また，電気主任技術者及びボイラー・タービン主任技術者と，意思疎通を図るため，定期的に及び必要に応じて相互の職務について情報交換する。
３．重大事故等対策における発電用原子炉主任技術者の役割(1) 発電用原子炉主任技術者は，平常時のみではなく，重大事故等が発生した場合においても，原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実かつ最優先に行うことを任務とする。
a.

重大事故等が発生した場合の発電所の緊急時対策本部（以下，「発電所対策本部」

という。）
において，
発電用原子炉主任技術者の職務に支障をきたすことがないよう，
独立性を確保して配置する。
b.

６号及び７号炉の発電用原子炉主任技術者は，６号及び７号炉同時被災時は，号

炉ごとの保安の監督を誠実かつ最優先に行う。
c.

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等時において，原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ指示を行い，発電所対策本部の本部長（所長）は，その指示等を踏まえ方針を決定する。
(a) 発電用原子炉主任技術者は，発電所対策本部等から得られた情報に基づき重大事
故等の拡大防止又は事象緩和に関し，保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ指示を行う。
(b) 発電用原子炉主任技術者は，保安上必要な場合の指示を行うに当たって，他号炉の発電用原子炉主任技術者，発電所対策本部の要員及び本社の緊急時対策本部の要員等から意見を求めることができる。
(2) 発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改訂）に当たり，保安上必要な事項等について確認を行う。
a.

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改訂）における保安上必要な事項等について確認を行っている。このため，運転員及び発電所対策本部の要員等が手順書どおりに重大事故等対策の対応を行う場合には，発電用

1.0.11-2

原子炉主任技術者からの指示等を受けることなく対応可能である。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合，発生連絡を受けた後，発電所対策本部に非常召集し，原子炉施設の運転に関する保安の監督を誠実に行う。
a.

発電用原子炉主任技術者が，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等の発生連絡を受けた後，発電所に非常召集できる体制，運用を整備する。
(a) 重大事故等の発生連絡を受けた後，速やかに発電所対策本部に駆けつけられるよう，早期に非常召集が可能なエリア（柏崎市若しくは刈羽村）に６号及び７号炉の発電用原子炉主任技術者をそれぞれ１名待機させる。
(b) ６号及び７号炉の発電用原子炉主任技術者に加え，その代行可能者も確保する。
b.

発電用原子炉主任技術者は，非常召集中であっても通信連絡設備（衛星電話設備（可搬型）等）を携行することにより，発電所対策要員からプラントの状況，対策の状況等の情報連絡が受けられるとともに自ら確認することができる。
なお，通信連絡設備（衛星電話設備（可搬型）等）の整備は，技術の進歩に応じて，都度改善を行う。
c.

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改訂）における保安上必要な事項等についてあらかじめ確認していることから，定められた手順書と異なった対応が必要となった場合であっても，必要の都度，プラントの状況等を把握し，原子炉施設の運転に関し保安上必要な指示等を行うことができる。

1.0.11-3

添付資料 1.0.12

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応について

＜

目

次

＞

１． はじめに .......................................................... 1.0.12-1
２． 福島第一原子力発電所における事故対応の運用面の問題点及び対策 ....... 1.0.12-1(1) 手順書の整備 ..................................................... 1.0.12-2(2) 教育・訓練 ....................................................... 1.0.12-2
a. 訓練内容の改善 ................................................. 1.0.12-2
b. 緊急時対応力の強化 ............................................. 1.0.12-3
c. 現場力の強化 ................................................... 1.0.12-4(3) 緊急時組織の運用 ................................................. 1.0.12-7
a. 体制の混乱と情報の輻輳の改善 ................................... 1.0.12-7
b. 放射線管理上の強化 ............................................ 1.0.12-12
c. 資機材調達の強化 .............................................. 1.0.12-13
d. 本社緊急時対策本部の役割の明確化............................... 1.0.12-15
e. 対外情報発信の改善 ............................................ 1.0.12-16(4) 現場の運用面 .................................................... 1.0.12-17

１．はじめに
当社は，福島第一原子力発電所の事故前後の状況について事実関係を詳細に調査した結果を，「福島原子力事故調査報告書」1としてとりまとめた。
その後，当社の原子力改革の取り組みについて，国内外の専門家・有識者が外部の視点で監視・監督し，その結果を取締役会に報告・提言する役割をもつ，「原子力改革監視委員会」の監督の下，福島原子力事故の技術面での原因分析に加えて事故の背景となった組織的な原因についても分析を進めた。その結果について「福島原子力事故の総括
および原子力安全改革プラン」2としてとりまとめた。
その後も，四半期ごとに原子力安全改革プランの進捗状況としてとりまとめ3ており，
福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえ，継続的に改善を図っている。
２．福島第一原子力発電所における事故対応の運用面の問題点及び対策
当社福島第一原子力発電所事故における問題点や教訓については，事故当事者として
様々な知見が得られており，重大事故等対処設備の整備強化等の設備面の対策だけではなく，重大事故等対処設備の活用のための手順書の整備，教育・訓練，組織，運用の強化等の運用面での対策を講じている。
本資料では，当社福島第一原子力発電所事故における運用面の問題点及び対策の状況について説明する。
なお，当社の「福島原子力事故調査報告書」や，「福島原子力事故の総括および原子
力安全改革プラン」以外にも，報告書が公表されており，これらの中には当社が取り組むべき有益な提言が含まれていると認識している。以下の報告書に記載された運用面の提言についても網羅されていることを確認している。
○ 東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会 最終報告（政府事故調）○ 東京電力福島原子力発電所事故調査委員会報告書（国会事故調）○ 東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について（原子力安全・保安院）○ 「福島第一」事故検証プロジェクト最終報告書（大前研一）○ Lessons Learned from the Nuclear Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power
Station（INPO）○ 福島原発事故独立検証委員会 調査・検証報告書（民間事故調）

1

平成 24 年 6 月 20 日公表「福島原子力事故調査報告書」
平成 25 年 3 月 29 日公表「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」
3
平成 25 年度から，四半期ごとに原子力安全改革プランの進捗状況をとりまとめ公表している。
平成 25 年度分は平成 25 年 7 月 26 日, 11 月 1 日,平成 26 年 2 月 3 日, 5 月 1 日公表。
平成 26 年度分は平成 26 年 8 月 1 日, 11 月 5 日,平成 27 年 2 月 3 日, 3 月 30 日公表。
平成 27 年度分は平成 27 年 8 月 11 日, 11 月 20 日，平成 28 年 2 月 9 日， 5 月 30 日公表。
平成 28 年度分は平成 28 年 8 月 2 日， 11 月 2 日，平成 29 年 2 月 10 日, 5 月 10 日公表。
2

1.0.12-1また，その後に出された各報告書についても，適宜確認を行い，当社が取り組むべ
き有益な提言について対応を行うこととしている。
(1) 手順書の整備
第1表

手順書の整備に関する課題と対応

課題
1

対応

○全電源喪失状態となった場合の非常 ○全電源喪失時の手順を整備し，重大事用復水器（IC）の操作，その後の確故等にも対応できる手順を整備す

認作業についてのマニュアルがなる。

く，系統確認や運転操作に対し迅速に対応できていなかった。
2○事故時の運転手順書は電源があるこ ○電源機能が喪失した場合でも，重要なとを前提としていたものであり，事パラメータについては確認できるよ

故時の徴候ベースの手順書からシビう可搬型の計測器を使用したパラメ

アアクシデント手順書への移行も電ータの確認手順を整備する。

源があることを前提とした計器パラ
メータ管理であったため，全電源喪失等の事態では機能できない実効性に欠いたものであった。
(2) 教育・訓練a.

訓練内容の改善第2表

訓練内容に関する課題と対応

課題
1

対応

○㈱BWR 運転訓練センターにおけるシ ○直流電源が喪失した状態等を模擬しビアアクシデント事故対応の教育・たシビアアクシデント事故対応のシ

訓練は，直流電源が確保され中央制

ミュレータ訓練及び重大事故等対処

御室の制御盤が使える前提であり，設備を使用した実効性のある訓練を直流電源が喪失した条件でのシビア行う。

アクシデント事故は対象としていなかった。また，㈱BWR 運転訓練センタ
ーでの教育訓練はシビアアクシデン
ト事故対応の内容を「説明できる」
ことが目標の机上教育に留まっており，実効性のある訓練となっていな
かった。

1.0.12-2

b.

緊急時対応力の強化
第3表

緊急時対応力の強化に関する課題と対応

課題
1

対応

○福島第一原子力発電所事故前は，過酷 ○訓練参加者に対して，事前に訓練シナ
事故は起こらないとの思い込みかリオを伝えない訓練を実施すること

ら，訓練計画が不十分であり，防災により，実効的な緊急時対応力の向訓練（総合訓練）が 1 年に 1 回の形上に努めている。

式的なものとなっていた。
＜主な実績＞
・発電所における訓練実績
総合訓練：56 回（平成 25 年 1 月（新しい組織導入）～平成 29 年 3 月末の累計）
個別訓練：16,110 回（平成 29 年 3 月末までの累計）（以降に記載する訓練を含む）

総合訓練風景（発電所対策本部）

1.0.12-3

ｃ．現場力の強化
第4表

現場力の強化に関する課題と対応

課題
1

対応

○緊急時対応に必要な作 ○緊急時対応を業務の柱の一つとして位置づけ，機器業を当社社員が自ら持の復旧や重機の操作等の個人の鍛錬から，自治体とつべき技術として設定の総合訓練まで，各階層で日常的に繰り返し，対応

していなかったことか力の向上に努力している。

ら，作業を自ら迅速に実 ○外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応で行できなかった。

きるように可搬型代替注水ポンプ（消防車）やホイ
ールローダ等をあらかじめ配備し，運転操作を習得している。
○事故時に要求される特殊技量（重機の操作等）を有した要員を確保するために，大型自動車・けん引・重機等の免許等について社員の資格取得を進めている。また，資格所有者の管理を実施している。
○マスク着用等，様々な環境を想定した現場の対応訓練を実施している。

＜主な実績＞
・代替交流電源設備（常設・可搬型）による電源の確保
非常用電源設備が使えない場合に速やかに電源を確保するため，高台保管場所に
常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機車）及び可搬型代替交流電源設備（電源車）を配備し，起動操作，電源ケーブル接続訓練を定期的に実施している（訓練実績：384 回（ガスタービン発電機車），580 回（電源車）(平成 29 年 3 月末までの累計））。
また，代替交流電源設備に不具合が発生することもあり得ると考え，そのときの故障箇所特定及び修理対応の訓練も行っている。

代替交流電源設備（ガスタービン発電機車，電源車）の接続訓練

1.0.12-4

・発電用原子炉及び使用済燃料プールへの注水
全交流動力電源が喪失した場合においても発電用原子炉や使用済燃料プールに注水（放水）ができるよう，可搬型代替注水ポンプ（消防車）を高台に配備し，注水（放水）及びホース接続訓練を定期的に実施している（訓練実績：1,016 回(平成 29 年 3 月末までの累計））。

注水用ホース接続訓練

・重機によるがれき撤去
地震や津波により散乱したがれきや積雪が復旧活動の障害となることを想定し，重機によるがれき撤去訓練を定期的に実施している（訓練実績：4,428 回(平成 29
年 3 月末までの累計））。

重機による障害物の撤去訓練

1.0.12-5

・発電用原子炉及び使用済燃料プールの冷却
発電用原子炉や使用済燃料プールの安定冷却に既設冷却設備が使えない場合に備えて，代替の除熱設備を配備し，プラント近接への車両設置，配管接続訓練を定期的に実施している（訓練実績：586 回(平成 29 年 3 月末までの累計））。

代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニット等の接続訓練

・可搬型重大事故等対処設備への給油
可搬型重大事故等対処設備（電源車，可搬型代替注水ポンプ（消防車）等）の燃料を 6 号及び 7 号炉軽油タンク（2,040kL）から補給することとしており，タンク
ローリーを配備し，タンクローリーへの補給，タンクローリーから可搬型重大事故等対処設備への給油訓練を定期的に実施している（訓練実績：581 回（平成 29 年 3月末までの累計））。

可搬型重大事故等対処設備への給油

1.0.12-6

(3) 緊急時組織の運用
当社福島第一原子力発電所事故対応では発電所対策本部の指揮命令が混乱し，迅速・的確な意思決定ができなかったが，緊急時活動や体制面における課題及び改善策について，以下のように行っている。
a.

体制の混乱と情報の輻輳の改善
第 5-1 表 緊急時組織の組織構造上の課題と対応

1

課題

対応

○自然災害と同時に起こり得る○号機班を設け号炉単位に連絡体制を密にす

複数原子炉施設の同時被災をる。

想定した備えが十分でなかっ ○ロジスティック機能を計画立案，現場対応機
た。

能から分離するとともに，対外対応に関する責任者として対外対応統括を配置することにより，作業員が作業に専念できる環境を整備する。

2○発電所対策本部においては， ○指示命令が混乱しないよう，現場指揮官を頂
過酷事故及び複数号炉の同時点に，直属の部下は最大 7 名以下に収まる

被災を処理するには組織上の構造を大原則とし，原子力防災組織に必要

無理（監督限界数の超過等）な機能を以下の５つに定義する。

があった。

①意思決定・指揮②対外対応③情報収集・計画立案④現場対応⑤ロジスティック・リソース管理①の責任者として本部長（発電所長）があたり，②～⑤の機能ごとに責任者として「統括」を配置する。（第 1 図，第 2 図）○発電所長が直接監督する人数を減らす。（監督限界の設定）3○発電所長が全ての班（12 班） ○指示命令が混乱しないよう，現場指揮官を頂を管理するフラットな体制で点に，直属の部下は最大７名以下に収まる

緊急時対応を行なっていたた構造を大原則とし，原子力防災組織に必要

め，あらゆる情報が発電所対な機能を以下の５つに定義する。

策本部の本部長（発電所長）①意思決定・指揮に報告され，情報が輻輳し混②対外対応

1.0.12-7課題

対応

乱した。（第 1 図）

③情報収集・計画立案④現場対応⑤ロジスティック・リソース管理①の責任者として本部長（発電所長）があたり，②～⑤の機能ごとに責任者として「統括」を配置する。（第 1 図，第 2 図）○発電所長が直接監督する人数を減らす。
（監
督限界の設定）4○予断を許さない状況の中で通常の事故対応と同様に全員で○緊急時対策要員を増強し，交替で対応できるようにする。

対処し，要員ローテーション ○本部長，統括，班長について，複数名の人員

5については，要員の増強等にを配置することで，長期間に及んでも交替応じて，各班等の自主的な判で対応することができ，常により最適な判断で行われていた。

断が下せるようにする。

○情報を伝送する機器や通信設備にも期待できない中で，プ○号機班を設け号炉単位に連絡体制を密にする。

ラント状態や安全上重要な設備の系統状態を正確に伝達することは非常に困難だった。
6○事故の状況や進展が個別の号 ○号機班を設け号炉単位に連絡体制を密にす
炉ごとに異なるにもかかわらる。

ず，従前の機能班単位で活動 ○指示命令が混乱しないよう，現場指揮官を頂した。

点に，直属の部下は最大７名以下に収まる構造を大原則とし，原子力防災組織に必要な機能を以下の５つに定義する。
①意思決定・指揮②対外対応③情報収集・計画立案④現場対応⑤ロジスティック・リソース管理①の責任者として本部長（発電所長）があたり，②～⑤の機能ごとに責任者として「統括」を配置する。（第 1 図，第 2 図）

1.0.12-8

第 5-2 表 緊急時組織の組織運営上の課題と対応
課題
1

対応

○発電所緊急時対策本部 ○ＴＶ会議で共有すべき情報は，全員で共有すべき（以下発電所対策本部）

情報に限定する等，発話内容を制限することで，の幹部メンバーは，各号

適切な意思決定，指揮命令を行える環境を整備す

炉の必要な復旧活動のる。

計画とその対応状況の○発電所の被災状況や，プラントの状況について，把握に追われ，落ち着い

縦割りの指示命令系統による情報伝達に齟齬がて考える余裕がなかっでないよう，全組織で同一の情報を共有する社内た。

情 報 共 有 ツ ー ル （ チ ャ ッ ト ， Ｃ Ｏ Ｐ （ Common
Operational Picture））を整備することにより，発電所や本社等の関係者に電話や紙による情報共有に加え，より円滑に情報を共有できるような環境を整備する。（第 3 図）

2○発電所長からの権限委 ○必要な役割や対応について，あらかじめ本部長の譲が適切でなく，ほとん

権限を統括に委譲することで，統括や班長が自発どの判断を発電所長が的な対応を行えるようにする。

行う体制となっていた。
3○官邸から発電所長へ直 ○外部からの問合せ対応は本社対策本部が行い，外接連絡が入り，発電所対部からの発電所への直接介入を防止することで，

策本部を混乱させた。

発電所対策本部が事故収束対応に専念できる環境を整備する。

1.0.12-9機能ごとに統括を置き，本部長（発電所長）の監督人数を削減
発電所本部長
広報班

防災管理者（発電所長）

通報班

意思決定
・指揮

発電所本部長原子炉主任技術者

防災管理者

安全監督担当（発電所長）

情報班
技術班

1～５号計画班

情報収集・
計画立案

６，7号計画班

計画・情報統括

保安班

復旧班

発電班

号機班(１～ ５号)

1～５号統括

保安班

現場対応

資材班

復旧班(１～ ５号)
号機班(６ 号)

６号統括

復旧班(６ 号)号機班(７ 号)

7号統括

復旧班(７ 号)
厚生班
医療班

対外対応

立地 ・広報班

対外対応統括

通報班

総務班
警備誘導班

ロジ・
リソース管理

総務統括

総務班
資材班

号機班は，号炉ごとに配置※ 緊急時組織の運用については，訓練を通じて改善を図っていることから，今後変更となる可能性がある。

第1図

柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組織の改善

本店本部長
（社長）

情報班

本部長付

官庁連絡班

本部長
スタッフ

広報班

意思決定
・指揮
情報収集・
計画立案

本部長付

本部長
スタッフ

計画・情報統括
計画班
情報班
保安班

現場対応
給電班

保安班

本社本部長
（社長）

復旧統括
対外対応統括
広報班

対外対応
官庁連絡班

立地班

技術・復旧班
支援統括

支援調整

後方支援拠点班
支援受入調整班

資材班
電力支援受入班

厚生班

総務統括

ロジ・
リソース管理

総務班

※

通信班
総務班
厚生班

資材班

緊急時組織の運用については，訓練を通じて改善を図っていることから，今後変更となる可能性がある。

第2図

本社の原子力防災組織の改善

1.0.12-10

社内情報共有ツール（チャット）

社内情報共有ツール（ＣＯＰ）※ 緊急時組織の運用については，訓練を通じて改善を図っていることから，今後変更となる可能性がある。

第3図

社内情報共有ツール［改善後の効果について］
原子力防災組織を改善したことにより，以下の効果があると考えている。
○ 指示命令系統が機能ごとに明確になる。
○ 管理スパンが設定されたことにより，指揮者（特に本部長）の負担が低減され，指揮者は，プラント状況等を客観的に俯瞰し，指示が出せるようになる。
○ 本部長から各統括に権限が委譲され，各統括の指示の下，各機能班が自律的に自班の業務に対する検討・対応を行うことができるようになる。
○ 運用や情報共有ツール等を改善することにより，発電所対策本部，各機能班のみ
ならず，本社との情報共有がスムーズに行えるようになる。
訓練シナリオを様々に変えながら訓練を繰り返すことで，技量の維持・向上を図る
とともに，原子力災害は初期段階における状況把握と即応性が重要であることから，
それらを中心に更なる改善を加えることにより，実践力を高めることが可能になると考えている。また,複数号炉の同時事故に対応するブラインド訓練（訓練員に事前にシナリオを知らせない訓練）を継続することにより,重大事故等時のマネジメント力と組織力が向上していくものと考えている。

1.0.12-11b.

放射線管理上の強化
第6表

放射線管理に関する課題と対応

課題
1

2

対応

○事故時モニタリング設備 ○モニタリング設備の増強及び可搬型モニタリンの故障により放射線管理

グポストの設置に必要な緊急時対策要員を確保に支障をきたした。

する。

○通常の管理区域以上の状 ○社員に対して放射線計測器の取扱研修を行い，放態が屋外にまで拡大した

射線管理補助員（モニタリングの要員）を育成す

ため，放射線管理員が不足

る。

した。
3

○津波による影響で，保有し ○5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に個人線量計ていた個人線量計（電子式（電子式線量計及びガラスバッジ）を配備する。

線量計）が使用できなくな
り，線量集計等に労力を要した。
4○放射性物質の放出に伴い， ○5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所入口にチェンジ
通常の入退域管理が困難

ングエリアを設置し，外部から放射性物質を持ちになったため，出入管理拠

込まない環境を整備するとともに，総合訓練時に点の整備に労力を要した。

設置訓練を行う。

1.0.12-12

c. 資機材調達の強化
第7表

資機材調達に関する課題と対応

課題
1○過酷事故や複数号炉の同対応○発電所内における資機材の備蓄を進める。

時被災を想定した資機材 ○発電所への燃料輸送がスムーズに行えるよう，の準備が不十分であっ石油販売会社と協定を締結した。

た。
2○衣食住の環境に支障を来○簡易トイレを確保する。

し，また，トイレが不足 ○飲食料及び生活食品は，発電所で適切な備蓄量した。

を確保するとともに，被災地域外から安定的に物資供給が行われるよう，非常時においても物資を供給できるよう，社外関係企業との連携を
強化する。

3

○過酷事故は起こらないと ○物資や人員の輸送がスムーズに行えるよう，大の思い込みから，必要な型自動車・けん引等の免許等について社員の資

資機材の備えが不足し格取得を進めている。また，資格所有者の管理た。

を実施している。
○飲食料及び生活食品は，発電所で適切な備蓄量を確保するとともに，被災地域外から安定的に物資供給が行われるよう，非常時においても物資を供給できるよう，社外関係企業との連携を強化する。
○後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点（柏崎エネルギーホール，信濃川電力所）
を速やかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，あらかじめ派遣する人員を決めておく（本社，
発電所，新潟本部の要員から選任）。
○実際に原子力事業所災害対策支援拠点（柏崎エネルギーホール，信濃川電力所）を立ち上げる
訓練を適宜実施する。
○外部組織である原子力緊急事態支援組織との連携を図る訓練を行い，同組織からの資機材（ロボット）の迅速な輸送に関する訓練を適宜実施する。

4○放射性物質による屋外汚 ○物流の専門の会社と物資の輸送に関する協定を染とそれに伴う被ばくの結ぶとともに，汚染エリアでの輸送にも従事で1.0.12-13

課題

対応

問題等が資機材輸送の阻きるよう，輸送部隊に放射線教育を実施する。

害要因となった。
5○本社は，資材の迅速な準 ○本社は，発電所の被災状況に応じて，必要とな備，輸送，受け渡しで十る資機材等の支援物資を円滑に調達，輸送でき分な支援ができなかっるよう訓練を行うとともに，必要な対応の手順

た。

を作成する。
○後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点（柏崎エネルギーホール，信濃川電力所）
を速やかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，あらかじめ派遣する人員を決めておく（本社，
発電所，新潟本部の要員から選任）。
○実際に原子力事業所災害対策支援拠点（柏崎エネルギーホール，信濃川電力所）を立ち上げる
訓練を適宜実施する。

原子力事業所災害対策支援拠点（柏崎エネルギーホール）での訓練状況＜資機材運搬＞

原子力事業所災害対策支援拠点（信濃川電力所）での訓練状況＜スクリーニング＞

物資調達・支援に関する個別訓練の状況（本社）1.0.12-14

d.

本社緊急時対策本部の役割の明確化
第8表

本社緊急時対策本部に関する課題と対応

課題
1

対応

○本社緊急時対策本部（本社 ○重大事故等時における本社対策本部の役割は，事対策本部）は，外部からの故の収束に向けた発電所対策本部の活動の支援

問い合わせや指示を調整に徹することとする。

できず，発電所対策本部を混乱させた。
2○本社対策本部が，発電所対 ○重大事故等時における本社対策本部の役割は，事策本部に事故対応に対す

故の収束に向けた発電所対策本部の活動の支援

る細かい指示や命令，コメに徹することとする。

ントを出し，発電所長の判 ○事故対応に対する細かい指示や命令，コメントの断を超えて外部の意見を発信を行わない。

優先したことで，発電所対 ○現地の発電所長からの支援要請に基づいて支援
策本部の指揮命令系統を活動を行うことを基本とするが，発電所の被災状混乱させた。

況に応じて，発電所からの支援要請を待たずに，必要な資機材や人員の輸送をスムーズに行うための手順の整備や訓練を実施する。

3○官邸から発電所長へ直接○福島第一原子力発電所事故対応時のような，外部連絡が入り，発電所対策本から直接，発電所長に問い合わせが入り発電所長

部を混乱させた。

が対応を強いられたり，外部からの問い合わせを
発電所対策本部が回答準備したりする事態とならないよう，本社対策本部は情報を捌く役割を果たす。

本社対策本部の訓練

1.0.12-15

e.

対外情報発信の改善
第9表

1

対外情報発信に関する課題と対応

課題

対応○本来復旧活動を最○緊急時における情報収集活動と広報・通報対応が，復優先で実施しなく

旧活動の妨げとなることのないよう，発電所から発信てはならない役割されたプラントの状況を共有する社内情報共有ツールの要員が，対外的な（チャット，ＣＯＰ（Common Operational Picture））

広報や通報の最終や，通報連絡用紙の情報等，迅速に把握・共有できる的な確認者となり，社内情報を最大限活用し，公表する仕組みとする。
（紙復旧活動と対外情や電話等で確認する場合もあるが，復旧活動の妨げに

報発信活動の両立ならないよう最大限配慮する。）

を求められた。

○緊急時組織に対外対応に関する責任者として発電所，
本社ともに対外対応統括を配置する。
○通報連絡については，当初は発電所長の責任で発信するが，その権限を発電所の対外対応統括に委譲し，事前に定めた通報連絡のルールにしたがって実施する運用に変更する。
（福島第一原子力発電所の事故対応のよ
うに，発電所対策本部で発電所長及び各班長の了解を得る作業は実施しない。
）○一定規模以上の事故の際には，広報対応は発電所から切り離し，本社対策本部で一元的に対応することとし，発電所対策本部は事故の収束に専念する体制とする。

2○公表の遅延，情報の○社外対応を行う要所となるポジションにはリスクコミ

齟齬，関係者間でのュニケーターを配置し，本社で記者会見等の対応をで

情報共有の不足等

きるようにする。

が生じ，事故時の対○ホームページの活用によるプラントパラメータ等の公外公表・情報伝達が開，インターネットの積極的活用による記者会見の中不十分だった。

継等，迅速な情報公開に努める。
○オフサイトセンターや関係自治体の対策本部へ発電所や本社の要員を派遣し，パソコンやスマートフォン，
タブレット等のツールを活用した情報提供を行う等，
社外への情報発信を改善する。
○訓練時にリスクコミュニケーターによる模擬記者会見や対外対応のシナリオを盛り込んだ訓練を実施する。

1.0.12-16

本社でのリスクコミュニケーターによる模擬記者会見

オフサイトセンターでの社外対応訓練(4) 現場の運用面
第 10 表現場の運用面に関する課題と対応

課題
1

対応

○電源喪失によって，中央制御室 ○中央制御室の機能を確保するために， LED
での計装の監視，制御といったヘッドライト及びランタン等の照明を確保

中央制御機能，発電所内の照明，することにより，実効的に活動できるようホットライン以外の通信連絡設に整備を行う。

備を失ったことにより，有効な ○発電所内における中央制御室や現場間でのツールや手順書もない中での現通信連絡設備として，送受話器（ページン

場の運転員による臨機の判断，グ），電力保安通信用電話設備，携帯型音声対応に依拠せざるを得ず，手探呼出電話設備，無線連絡設備，衛星電話設りの状態での事故対応となっ備等を確保する。

た。

中央制御室における照明の確保（例）1.0.12-17

添付資料 1.0.13

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉

緊急時対策要員の作業時における装備について＜目次 ＞

１． 初動対応時における放射線防護具類の選定 ............................. 1.0.13-1
２． 初動対応時における装備............................................. 1.0.13-2
３． 放射線防護具類等の着用等による個別操作時間への影響について ......... 1.0.13-5(1)

操作場所までの移動経路について ................................. 1.0.13-5(2)

操作場所の状況設定について ..................................... 1.0.13-5(3)

作業環境による個別操作時間への影響評価.......................... 1.0.13-5

重大事故等発生時における現場作業では，作業環境が悪化していることが予想され，緊急時対策要員及び運転員等（以下「緊急時対策要員等」という。
）は，作業環境に応じ第 1表のとおり，必要な装備を着用する。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所等との連絡手
段の確保のため，通信連絡設備等の重大事故等対処設備を携行し使用する。
特に初動対応においては，作業環境の調査を待たずに作業を実施するため，適切な装備の選定が必要となる。
初動対応時における緊急時対策要員等の放射線防護具類については，以下のとおり整備している。また，初動対応時における適切な放射線防護具類の選定については，保安班長
が判断し，着用を指示する。
１. 初動対応時における放射線防護具類の選定
重大事故等時は事故対応に緊急性を要すること，通常時とは汚染が懸念される区域も異なること等から，通常の放射線防護具類の着用基準ではなく，作業環境及び緊急性等に応じて合理的かつ効果的な放射線防護具類を使用することで，被ばく線量を低減する。

事故発生※1：以下のいずれかの徴候等発生①格納容器内雰囲気放射線レベル計(CAMS)で格
納容器内のガンマ線線量率が設計基準事故相
当の 10 倍以上を検出，又は格納容器内雰囲気
放射線レベル計(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度計で 300℃以上②モニタリング・ポスト≧ 5μSv/h③敷地境界 5μSv/h 相当の排気筒濃度検出④緊急時対策所対策本部からの指示

緊急時対策要員等召集

個人線量計の着用
放射線防護具類の携帯※1
炉心損傷の徴候等があるかNo

管理区域にて必要な放射線防護具
類を着用

Yes
No
緊急を要する作業かYes
全面マスク，綿手袋，ゴム手袋を着用（保安班長の指示のもと，作業後更衣及び除染を実施する）

必要な放射線防護具類を着用

第 1 図 放射線防護具の選定方法

1.0.13-1

２. 初動対応時における装備・ 必要な放射線防護具類は，保安班長が着用について判断した場合に速やかに着用できるよう，常時，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に必要数を保管している。
・ 緊急時対策要員等は，召集後，ガラスバッチを着用する。
・ 緊急時対策要員等のうち現場作業を行う要員については，初動対応時から個人線量計（電子式線量計）を着用することにより，緊急時対策要員等の外部被ばく線量を適切に管理することが可能である。なお，作業現場に向かう際には，放射線防護具類を携帯する。
・ 炉心損傷の徴候がある場合には，放射性物質の放出が予想されることから，保安班長
が適切な放射線防護具類を判断し，緊急時対策要員等に着用を指示する。指示を受けた緊急時対策要員等は指示された放射線防護具類を着用する。
・ 炉心損傷の徴候がある場合，かつ，汚染防護服を着用する時間もない緊急を要する作業を実施する場合には，保安班長の指示の下，緊急時対策要員等は全面マスク，綿手
袋，ゴム手袋を着用して作業を実施する。なお，身体汚染が発生した場合には，作業後に更衣及び除染を実施する。
・ 高線量対応防護服（タングステンベスト）は，重量があることから，移動を伴う作業においては作業時間の増加に伴い被ばく線量が増加するため，原則着用しない。
・ 管理区域内で内部溢水が起こっている場所や雨天時に作業を行う場合には，アノラッ
ク，汚染作業用長靴，胴長靴等を追加で着用する。
（第 1 表，第 2 図参照）

1.0.13-2

第 1 表 緊急時対策要員等の初動対応時における装備
着用基準
名称

炉心損傷の徴候あり

炉心損傷の徴候なし

ガラスバッチ

現場作業を行っていない間も含め
必ず着用

同左

個人線量計（電子式線量計）

必ず着用

同左

綿手袋，ゴム手袋

必ず着用

汚染防護服
（不織布カバーオール）
アノラック，汚染作業用長靴，
胴長靴
高線量対応防護服（タングステンベスト）
全面マスク

緊急を要する作業を除き着用
湿潤作業を行う場合に着用

管理区域内で身体汚染のおそれがある場合に着用管理区域内で身体汚染のおそれがある場合に着用管理区域内で身体汚染のおそれがある湿潤作業を行う場合に着用

移動を伴わない高放射線量下での作業を行う場合に着用

同左

必ず着用

管理区域内で内部被ばくのおそれがある場合に着用

セルフエアセット

酸欠等のおそれがある場合着用

同左

酸素呼吸器

酸欠等のおそれがある場合着用

同左（電動ファン付き全面マスクを含む）

1.0.13-3

ガラスバッチ

汚染作業用長靴

セルフエアセット

個人線量計（電子式線量計）

不織布カバーオール

アノラック

胴長靴

高線量対応防護服

全面マスク

酸素呼吸器

（株式会社重松製作所 HP から）

第 2 図 放射線防護具類

1.0.13-4

３. 放射線防護具類等の着用等による個別操作時間への影響について
緊急時対策要員等の個別操作時間については，訓練実績等に基づく現場への移動時間と現場での操作時間により算出している。
移動時間については，重大事故等を考慮して設定されたアクセスルートによる現場への移動時間を測定しており，操作時間については，重大事故等を考慮した操作場所の状
況（現場の状態，温度，湿度，照度及び放射線量）を仮定し，放射線防護具類等の着用時間を考慮の上，操作時間を算出している。
ここでは，放射線防護具類着用等の作業環境による個別操作時間への影響について評
価する。
(1)

操作場所までの移動経路について

a. アクセスルートとして設定したルートを移動経路とする。
b. 全交流動力電源喪失等により，建屋照明等が使用できず，建屋内が暗い状況を考慮する。
c. 炉心損傷の兆候がある場合には，放射線防護具類を着用して現場へ移動することを
考慮する。
(2)

操作場所の状況設定について

a. 地震等を想定しても操作スペースは確保可能とする。
b. 作業場所は照明のない暗い状況での作業を考慮する。
c. 炉心損傷の兆候がある場合には，放射線防護具類を着用して作業することを考慮する。
(3)

作業環境による個別操作時間への影響評価
操作時間に影響を与える作業環境を考慮し，「放射線防護具類を着用した状態での作業」，「暗所での作業」，「通信環境」について評価した結果，作業環境による個別操
作時間への影響がないことを確認した。
a. 放射線防護具類を着用した状態での作業評価
炉心損傷の兆候がある場合には，放射線防護具類を着用して現場操作を実施することから，放射線防護具類を着用した状態での作業について評価を実施した。
(a) 評価条件
初動作業時における放射線防護具類は，「2. 初動対応時における装備」に基づき，放射線防護具類（全面マスク，汚染防護服等）を着用した上で，通常時との作業性を比較する。

1.0.13-5

(b) 評価結果
放射線防護具類を着用しない状態での作業と比較すると，全面マスクにより視界が若干狭くなること及び全面マスクにより作業状況報告等を伝達する際には少し大きな声を出す必要があることが確認されたが，放射線防護具類を着用した状態であっても，個別操作時間に有意な影響がないことを確認した。（第 3 図参照）
なお，通常の全面マスクよりも容易に声を伝えることが可能な伝声器付き全面マ
スクについても導入し，訓練を行っている。

第 3 図 放射線防護具類を着用した状態での作業状況

1.0.13-6

b. 暗所での作業評価
全交流動力電源喪失等により建屋照明等が使用できない状況を想定し，暗所での作業性について評価を実施した。なお，中央制御室等にヘッドライト，懐中電灯，ＬＥ
Ｄライト等が配備されている。
（第 2 表，第 4 図参照）
(a) 評価条件
暗所作業の成立性を確認するため，可搬型照明（ヘッドライト）を使用して操作を実施する。
（第 5 図参照）(b) 評価結果
ヘッドライト等の可搬型照明を使用することにより，操作を行うために必要な明るさは十分確保されるため，個別操作時間に有意な影響がないことを確認した。
なお，より容易に操作が可能となるよう，建屋内の作業エリア，アクセスルートには，バッテリー内蔵型の照明が設置されている。
（第 6 図参照）

1.0.13-7

第2表
名称

乾電池内蔵
型照明（ヘ
ッドライト
（ヘルメッ
ト装着用））

懐中電灯

乾電池内蔵
型照明（ラ
ンタンタイ
プ LED ライ
ト）

電源種別

乾電池

乾電池

乾電池

乾電池内蔵
型照明（三
乾電池
脚タ イプ
LED ライト）ＬＥＤライト（フロア 内蔵蓄電池
ライト）
発電機付投
発電機
光器

可搬型照明
数量※

100 個
（運転員全員に配備）
50 個（原子力防災組織の初動態勢時に 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所に参集する要員のうち 5 号炉定検事務室又はその近傍で執務及び宿泊する要員 22 名＋予備 28 個）
50 個（原子力防災組織の初動態勢時に 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所に参集する要員のうち第二企業センター又はその近傍で執務及び宿泊する要員 29 名＋予備 21 個）
20 個（現場対応 10 名分＋予備 10 個）
4個（管理区域で懐中電灯が使用不可能時の予備）30 個（原子力防災組織の初動態勢時に 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所に参集する要員のうち 5 号炉定検事務室又はその近傍で執務及び宿泊する要員 22 名＋予備 8 個）
50 個
（原子力防災組織の初動態勢時に 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所に参集する要員のうち第二企業センター又はその近傍で執務及び宿泊する要員 29 名＋予備 21 個）70 個（保安班，復旧班，自衛消防隊の現場要員 90 名（5 号炉定検事務室又はその近傍の執務又は宿泊場所に配備す
る 30 個と合わせた 100 個で対応））
20 個（中央制御室対応として中央制御室主盤エリア 5 個＋中央制御室裏盤エリア 10 個＋中央制御室待避室 2 個＋予
備 3 個）
60 個（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）6 個＋5号炉原子炉建屋内アクセスルート 44 個＋予備 10 個）

保管場所※
中央制御室
5 号炉定検事務室又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所
第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊
場所
中央制御室
現場控室
5 号炉定検事務室又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所
第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策
本部）

中央制御室
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）

4個（当直主任席 2 個＋主機操作員席 2 個）

中央制御室

4個
（非常用ガス処理系配管の補修用 2 個＋予備 2 個）

大湊側高台保管場所

19 台（復旧班の夜間屋外作業用 19 個）

荒浜側及び大湊側高台保管場所※数量，保管場所については，今後の検討により変更となる可能性がある。

1.0.13-8

乾電池内蔵型照明（ヘッドライト（ヘルメット装着用））

懐中電灯

乾電池内蔵型照明（ランタンタイプＬＥＤライト）

ＬＥＤライト（フロアライト）

乾電池内蔵型照明（三脚タイプＬＥＤライト）
発電機付投光器
第 4 図 可搬型照明

通常状態

可搬型照明を使用した状態での作業

第 5 図 可搬型照明を使用した状態での作業状況

第 6 図 バッテリー内蔵型の照明

1.0.13-9

c. 通信環境の評価(a) 評価条件
中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所，及び現場間での通信連手段として，送受話器（警報装置を含む），電力保安通信用電話設備，携帯型音声呼出電話
設備，無線連絡設備及び衛星電話設備等の通信連絡設備を整備している。
（第 7 図参照）(b) 評価結果
重大事故等が発生した場合であっても，整備している通信連絡設備により，通常時と同等の通信環境が保持可能であり，個別操作時間に有意な影響はないと評価する。また，炉心損傷の兆候がある場合には，放射線防護具類（全面マスク）を着用
し，作業状況報告等のための通話を実施するが，着用しない状況より大きな声を出す必要があるものの通話可能であり，個別操作時間に有意な影響がないことを確認している。
なお，通常の全面マスクよりも容易に声を伝えることが可能な伝声器付き全面マ
スクについても導入し，訓練を行っている。

送受話器（警報装置を含む）

携帯型音声呼出電話設備（携帯型音声呼出電話機）

電力保安通信用電話設備（ＰＨＳ端末）無線連絡設備（可搬型）
第 7 図 通信連絡設備

1.0.13-10

衛星電話設備（可搬型）添付資料 1.0.14

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表

技術的能力対応手段と運転手順等

比較表

＜

目

次

＞

表１．技術的能力対応手段と有効性評価比較表・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.14-1
表２．技術的能力対応手段と運転手順等比較表・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.14-7

表１

技術的能力対応手段と有効性評価比較表
事故シーケンスグループ等

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

運転中の原子炉における重大事故

（
（

（

溶
融
炉
心
・
コ
ン
ク
リ

格
納
高
容
圧
器
溶
雰
融
囲
物
気
放
直
出
接
／
加
熱

溶
融
原
燃
子
料
炉
|
圧
冷
力
却
容
材
器
相
外
互
の
作
用

○

○

○

○

○

○

●

●

●

水
素
燃
焼

ー

）

）

雰
代
囲
替
格気
循
納圧
環
容力
冷
器・
却
過温
を
圧度
使
・に
用
過よ
し
温る
な
破静
い
損的
場
負
合
荷
（

）

フ格
納
イ容
ス器
シバ
スイ
テパ
ムス
Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ

雰
代 囲
替格気
循納圧
環容力
冷器・
却過温
を圧度
使・に
用過よ
す温る
る破静
場損的
合 負
荷
）

Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
時
注
水
機
能
喪
失

ェ

原
子
炉
停
止
機
能
喪
失

イ
ン
タ

ー

）

取
水崩
機壊
能熱
が除
喪去
失機
し能
た喪
場失
合

残
留
熱崩
除壊
去熱
系除
が去
故機
障能
し喪
た失
場
合

（

（

外
部
電
源
喪
失全
＋交
D流
G動
喪力
失電
源
＋喪
S失
R
V
再
閉
失
敗
）

）

1.0.14-1

1.1

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
直
流
電
源
喪
失

）

項目

外
部全
電交
源流
喪動
失力
＋電
D源
G喪
喪失
失

（

●：有効性評価で解析上考慮している○：有効性評価で解析上考慮していない

高
圧
注
水
・
減
圧
機
能
喪
失

）

高
圧
・
低
圧
注
水
機
能
喪
失

比較表

（
（

技術的能力対応手段と有効性評価

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
R
C
I
C
失
敗

使用済燃料
プールにおけ 運転停止中の原子炉におけるる重大事故に 重大事故に至るおそれがある
至るおそれが
事故
ある事故

ト
相
互
作
用

対応手段
原子炉手動スクラム○

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入○

原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制●

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止●

ほう酸水注入●制御棒手動挿入（水圧挿入，電動挿入）○

制御棒自動挿入（電動挿入）○

原子炉水位低下による原子炉出力抑制
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
現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動
代替交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る原子炉隔離時冷却系への給電
1.2

直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電
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
制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水○

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

○

○

○

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（設計基準拡張）

●

●

●

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水（設計基準拡張）
減圧の自動化

○

●

●

●

●

●

●

●

手動操作による減圧（逃がし安全弁の手動操作による減圧）
手動操作による減圧（タービンバイパス弁の手動操作による減圧）
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
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1.3

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
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
代替直流電源設備による復旧（逃がし安全弁復旧）
代替交流電源設備による復旧（逃がし安全弁復旧）
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
インターフェイスシステムLOCA発生時の対応手順

●

想
定
事
故
１

想
定
事
故
２

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失

全
交
流
動
力
電
源
喪
失

原
子
炉
冷
却
材
の
流
出

反
応
度
の
誤
投
入

事故シーケンスグループ等

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

運転中の原子炉における重大事故

（
（

（

格
納
高
容
圧
器
溶
雰
融
囲
物
気
放
直
出
接
／
加
熱

溶
融
原
燃
子
料
炉
|
圧
冷
力
却
容
材
器
相
外
互
の
作
用

水
素
燃
焼

溶
融
炉
心
・
コ
ン
ク
リ

ー

）

）

雰
代
囲
替
格気
循
納圧
環
容力
冷
器・
却
過温
を
圧度
使
・に
用
過よ
し
温る
な
破静
い
損的
場
負
合
荷
（

）

フ格
納
イ容
ス器
シバ
スイ
テパ
ムス
Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ

雰
代 囲
替格気
循納圧
環容力
冷器・
却過温
を圧度
使・に
用過よ
す温る
る破静
場損的
合 負
荷
）

Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
時
注
水
機
能
喪
失

ェ

原
子
炉
停
止
機
能
喪
失

イ
ン
タ

ー

）

取
水崩
機壊
能熱
が除
喪去
失機
し能
た喪
場失
合

残
留
熱崩
除壊
去熱
系除
が去
故機
障能
し喪
た失
場
合

（

（

）

）

外
部
電
源
喪
失全
＋交
D流
G動
喪力
失電
源
＋喪
S失
R
V
再
閉
失
敗

想
定
事
故
１

想
定
事
故
２

ト
相
互
作
用

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失

全
交
流
動
力
電
源
喪
失

原
子
炉
冷
却
材
の
流
出

対応手段
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（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）

○

○

○

○

消火系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

●

●

●

残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

1.0.14-2

1.4

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
直
流
電
源
喪
失

）

項目

外
部全
電交
源流
喪動
失力
＋電
D源
G喪
喪失
失

（

●：有効性評価で解析上考慮している○：有効性評価で解析上考慮していない

高
圧
注
水
・
減
圧
機
能
喪
失

）

高
圧
・
低
圧
注
水
機
能
喪
失

比較表

（
（

技術的能力対応手段と有効性評価

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
R
C
I
C
失
敗

使用済燃料
プールにおけ 運転停止中の原子炉におけるる重大事故に 重大事故に至るおそれがある
至るおそれが
事故
ある事故

●

●

●

●

●

●

●

○

○

●

○

○

○

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

●

低圧代替注水系（常設）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
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）
残留熱除去系電源復旧後の発電用原子炉からの除熱●

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（設計基準拡張）●

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（設計基準拡張）
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●

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）

●

●

●

●

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）

●

●

●

●

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

●

●

●

●

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
1.5

○

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

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
原子炉補機冷却系による補機冷却水確保（設計基準拡張）

1.6

●

●

●

●

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

●

○

○

○

●

●

●

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

○

○

○

○

○

○

○

○

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）

○

○

○

○

●

○

○

○

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

●

●

●

○

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

●

●

●

●

●
●

●

●

●

●

●

○

○

●
●

●

●

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○

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（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）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱（設計基準拡張）
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

●

●

●
○

●

○

○

○

○

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

●

○

●

●

●

●

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

●

○

●

●

●

●

格納容器内pH制御

○

○

○

○

○

○

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）
1.7

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

●

●

●

●

反
応
度
の
誤
投
入

事故シーケンスグループ等

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

（

（

イ
ン
タ

雰
代 囲
替格気
循納圧
環容力
冷器・
却過温
を圧度
使・に
用過よ
す温る
る破静
場損的
合 負
荷

雰
代
囲
替
格気
循
納圧
環
容力
冷
器・
却
過温
を
圧度
使
・に
用
過よ
し
温る
な
破静
い
損的
場
負
合
荷
（

残
留
熱崩
除壊
去熱
系除
が去
故機
障能
し喪
た失
場
合

（

外
部
電
源
喪
失全
＋交
D流
G動
喪力
失電
源
＋喪
S失
R
V
再
閉
失
敗

（

（

（

（
（

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
直
流
電
源
喪
失

運転中の原子炉における重大事故

溶
融
炉
心
・
コ
ン
ク
リ

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水

●

●

●

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水（淡水/海水）

○

○

○

消火系による原子炉格納容器下部への注水

○

○

○

高
圧
注
水
・
減
圧
機
能
喪
失

外
部全
電交
源流
喪動
失力
＋電
D源
G喪
喪失
失

取
水崩
機壊
能熱
が除
喪去
失機
し能
た喪
場失
合

原
子
炉
停
止
機
能
喪
失

Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
時
注
水
機
能
喪
失

フ格
納
イ容
ス器
シバ
スイ
テパ
ムス
Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
ェ

高
圧
・
低
圧
注
水
機
能
喪
失

比較表

ー

格
納
高
容
圧
器
溶
雰
融
囲
物
気
放
直
出
接
／
加
熱

溶
融
原
燃
子
料
炉
|
圧
冷
力
却
容
材
器
相
外
互
の
作
用

技術的能力対応手段と有効性評価

○

水
素
燃
焼

ー

○

）

消火系による使用済燃料プールへの注水

）

○

）

●

○

）

●

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水））

燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）

）

）

項目

）

想
定
事
故
２

）

想
定
事
故
１

●：有効性評価で解析上考慮している○：有効性評価で解析上考慮していない

1.0.14-3

1.8

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
R
C
I
C
失
敗

使用済燃料
プールにおけ 運転停止中の原子炉におけるる重大事故に 重大事故に至るおそれがある
至るおそれが
事故
ある事故

ト
相
互
作
用

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失

全
交
流
動
力
電
源
喪
失

原
子
炉
冷
却
材
の
流
出

○

○

○

対応手段

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（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）

●

○

○

○

●

○

消火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●

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
制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化●

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
1.9

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○○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○○

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
原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

●

●

○

○

●

●

●

●

静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制
原子炉建屋内の水素濃度監視
1.10

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）○

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
原子炉建屋トップベント

サイフォン現象による使用済燃料プール水漏えい発生時の漏えい抑制
1.11●

燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水/海水）
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水/海水）
使用済燃料プール漏えい緩和
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動
代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱

○

○

○

○

○

○

○

○

反
応
度
の
誤
投
入

事故シーケンスグループ等

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

（

●

●

●

○

○

○

●

）

）

格
納
高
容
圧
器
溶
雰
融
囲
物
気
放
直
出
接
／
加
熱

溶
融
原
燃
子
料
炉
|
圧
冷
力
却
容
材
器
相
外
互
の
作
用

○

○

●

●

●

●

水
素
燃
焼

溶
融
炉
心
・
コ
ン
ク
リ

ー

●

●

○

）

●

復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

●

雰
代
囲
替
格気
循
納圧
環
容力
冷
器・
却
過温
を
圧度
使
・に
用
過よ
し
温る
な
破静
い
損的
場
負
合
荷
（

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水

●

フ格
納
イ容
ス器
シバ
スイ
テパ
ムス
Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ

）

●

Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
時
注
水
機
能
喪
失

雰
代 囲
替格気
循納圧
環容力
冷器・
却過温
を圧度
使・に
用過よ
す温る
る破静
場損的
合 負
荷
（

●

原
子
炉
停
止
機
能
喪
失

イ
ン
タ

ェ

取
水崩
機壊
能熱
が除
喪去
失機
し能
た喪
場失
合
）

●

）

○

）

○

項目

）

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水●：有効性評価で解析上考慮している○：有効性評価で解析上考慮していない

）

外
部全
電交
源流
喪動
失力
＋電
D源
G喪
喪失
失

残
留
熱崩
除壊
去熱
系除
が去
故機
障能
し喪
た失
場
合

ー

●

（

外
部
電
源
喪
失全
＋交
D流
G動
喪力
失電
源
＋喪
S失
R
V
再
閉
失
敗

（

（

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
直
流
電
源
喪
失

高
圧
注
水
・
減
圧
機
能
喪
失

比較表

運転中の原子炉における重大事故

（

（
（

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
R
C
I
C
失
敗

高
圧
・
低
圧
注
水
機
能
喪
失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料
プールにおけ 運転停止中の原子炉におけるる重大事故に 重大事故に至るおそれがある
至るおそれが
事故
ある事故

想
定
事
故
１

想
定
事
故
２

ト
相
互
作
用

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失

全
交
流
動
力
電
源
喪
失

原
子
炉
冷
却
材
の
流
出

対応手段
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
放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制

1.12

汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
化学消防自動車単独又は高所放水車等による泡消火
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置による航空機燃料火災への泡消火

1.0.14-4

●

●

●

●

●

●

●

●

●

復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

○
●
●

●
●
●

復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水●●

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水

●

●
●

●

●

●

●

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の除熱

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●

●

サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の除熱
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○
○

●

○

●

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水
1.13

○
○

○

○

○

○

○

防火水槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○

○
○

○

○

○

○

○

防火水槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

○
○

○

○

○

○

●

○

淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

●

○

○
○

●

○

○

○

○

○

●

○

○

○

○

淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水
淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ○○

防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水

○

○

○

防火水槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水○○

ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水

○

○

○
○
●

●

○

○

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の海を水源とした原子炉圧力容器への注水
海を水源とした原子炉格納容器内の冷却海を水源とした原子炉格納容器下部への注水
海を水源とした原子炉ウェルへの注水
海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ

●

反
応
度
の
誤
投
入

事故シーケンスグループ等

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

（

（

（

溶
融
原
燃
子
料
炉
|
圧
冷
力
却
容
材
器
相
外
互
の
作
用

水
素
燃
焼

溶
融
炉
心
・
コ
ン
ク
リ

●

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

淡水貯水池から防火水槽への補給

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

淡水タンクから防火水槽への補給

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

ェ

ー

●

○

）

フ格
納
イ容
ス器
シバ
スイ
テパ
ムス
Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ

）

●

○

）

●

純水補給水系（仮設発電機使用）による復水貯蔵槽への補給

）

●

）

●

）

●

）

）

ー

雰
代
囲
替
格気
循
納圧
環
容力
冷
器・
却
過温
を
圧度
使
・に
用
過よ
し
温る
な
破静
い
損的
場
負
合
荷

（

（

（

（

（
（

雰
代 囲
替格気
循納圧
環容力
冷器・
却過温
を圧度
使・に
用過よ
す温る
る破静
場損的
合 負
荷

●

原
子
炉
停
止
機
能
喪
失

Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
時
注
水
機
能
喪
失

イ
ン
タ

●

）

項目

取
水崩
機壊
能熱
が除
喪去
失機
し能
た喪
場失
合

残
留
熱崩
除壊
去熱
系除
が去
故機
障能
し喪
た失
場
合

●

●：有効性評価で解析上考慮している○：有効性評価で解析上考慮していない

外
部全
電交
源流
喪動
失力
＋電
D源
G喪
喪失
失

外
部
電
源
喪
失全
＋交
D流
G動
喪力
失電
源
＋喪
S失
R
V
再
閉
失
敗

可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給（淡水/海水）

比較表

高
圧
注
水
・
減
圧
機
能
喪
失

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
直
流
電
源
喪
失

運転中の原子炉における重大事故

格
納
高
容
圧
器
溶
雰
融
囲
物
気
放
直
出
接
／
加
熱

技術的能力対応手段と有効性評価

高
圧
・
低
圧
注
水
機
能
喪
失

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
R
C
I
C
失
敗

使用済燃料
プールにおけ 運転停止中の原子炉におけるる重大事故に 重大事故に至るおそれがある
至るおそれが
事故
ある事故

想
定
事
故
１

想
定
事
故
２

ト
相
互
作
用

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失

全
交
流
動
力
電
源
喪
失

原
子
炉
冷
却
材
の
流
出

対応手段
海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送
海を水源とした大気への拡散抑制
海を水源とした航空機燃料火災への泡消火
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

1.0.14-5

1.13●

海から防火水槽への補給
淡水貯水池から淡水タンクへの補給
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源切替え●○

淡水から海水への切替え
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

●

●

●

●

●

●

●

●

●

電源車によるP/C C系及びP/C D系受電

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

号炉間電力融通ケーブルによる電力融通
所内蓄電式直流電源設備による給電
可搬型直流電源設備による給電
直流給電車による直流125V主母線盤Aへの給電
1.14AM用直流125V蓄電池による直流125V主母線盤A受電●

常設直流電源喪失時の直流125V主母線盤B受電●

低圧電源号炉間融通による直流125V主母線盤A又はB受電
第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機，号炉間電力融通ケーブル又は電源車によるAM用MCC受電
軽油タンクからタンクローリへの補給

●

●

●

●

●

●

●

●

タンクローリから各機器等への給油

●

●

●

●

●

●

●

●

非常用交流電源設備による給電（設計基準拡張）
非常用直流電源設備による給電（設計基準拡張）●●○

計器の故障時に状態を把握するための手段（他チャンネルによる計測，代替パラメータによる推定）

●
○

○

●

●

●

●

●

●

●
●
●

●
○

計器の計測範囲を超えた場合の手段（他チャンネルによる計測，代替パラメータによる推定，可搬型計測器による計測）
1.15

計器電源が喪失した場合の手段（蓄電池，代替電源（交流，直流）からの給電）
計器電源が喪失した場合の手段（可搬型計測器による計測又は監視）パラメータを記録する手段

●

●

●

●

●

●

反
応
度
の
誤
投
入

事故シーケンスグループ等

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

（

イ
ン
タ

○

○

○

○

○

）

）

）

フ格
納
イ容
ス器
シバ
スイ
テパ
ムス
Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
ェ

）

）

Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
時
注
水
機
能
喪
失

（

○

中央制御室の照明を確保する手順

原
子
炉
停
止
機
能
喪
失

（

中央制御室待避室の準備手順

取
水崩
機壊
能熱
が除
喪去
失機
し能
た喪
場失
合

ー

○

）

項目

外
部全
電交
源流
喪動
失力
＋電
D源
G喪
喪失
失

（

○

●：有効性評価で解析上考慮している○：有効性評価で解析上考慮していない

高
圧
注
水
・
減
圧
機
能
喪
失

）

○

高
圧
・
低
圧
注
水
機
能
喪
失

比較表

）

中央制御室換気空調系設備の運転手順等

技術的能力対応手段と有効性評価

）

雰
代
囲
替
格気
循
納圧
環
容力
冷
器・
却
過温
を
圧度
使
・に
用
過よ
し
温る
な
破静
い
損的
場
負
合
荷

（

雰
代 囲
替格気
循納圧
環容力
冷器・
却過温
を圧度
使・に
用過よ
す温る
る破静
場損的
合 負
荷

残
留
熱崩
除壊
去熱
系除
が去
故機
障能
し喪
た失
場
合

格
納
高
容
圧
器
溶
雰
融
囲
物
気
放
直
出
接
／
加
熱

溶
融
原
燃
子
料
炉
|
圧
冷
力
却
容
材
器
相
外
互
の
作
用

水
素
燃
焼

溶
融
炉
心
・
コ
ン
ク
リ

ー

外
部
電
源
喪
失全
＋交
D流
G動
喪力
失電
源
＋喪
S失
R
V
再
閉
失
敗

（

（

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
直
流
電
源
喪
失

運転中の原子炉における重大事故

（

（

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
R
C
I
C
失
敗

使用済燃料
プールにおけ 運転停止中の原子炉におけるる重大事故に 重大事故に至るおそれがある
至るおそれが
事故
ある事故

ト
相
互
作
用

対応手段

中央制御室の酸素ガス及び二酸化炭素ガスの濃度測定と濃度管理手順
1.16

中央制御室待避室の照明を確保する手順○

1.0.14-6

中央制御室待避室の酸素ガス及び二酸化炭素ガスの濃度測定と濃度管理手順
中央制御室待避室データ表示装置によるプラントパラメータ等の監視手順○

チェンジングエリアの設置及び運用手順
非常用ガス処理系による運転員等の被ばく防止手順

●

●

●

●

●

●

想
定
事
故
１

想
定
事
故
２

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失

全
交
流
動
力
電
源
喪
失

原
子
炉
冷
却
材
の
流
出

反
応
度
の
誤
投
入

表２

技術的能力対応手段と運転手順等比較表
ＥＯＰ

ＳＯＰ

停止時ＥＯＰ

水
位
回
復

急
速
減
圧

水
位
不
明

Ｒ
Ｐ
Ｖ
制
御

Ｐ
Ｃ
Ｖ
制
御

Ｒ
／
Ｂ
制
御

停
止
時
反
応
度
制
御

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入●●

原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制

●

●

●

●

●

●

●

●

●

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止●

ほう酸水注入●●●制御棒手動挿入（水圧挿入，電動挿入）

●

●

●

原
子Ｒ
炉Ｐ
水Ｖ
位ヘ
・ッ
温ド
度オ
制フ
御直
後
・
ヘ
ッ
ド
オ
ン
直
前

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

緊
急
時
対
策
本
部
運
営
要
領

Ａ
Ｍ
設
備
別
操
作
手
順
書

多
様
な
ハ
ザ
ド
対
応
手
順

備
考

」

●

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・開
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

●

放

ー

原子炉手動スクラム

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・閉
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

対応手段

放

ー

イ
ス

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
開

ー

ェ

フ

項目

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
閉

ー

Ｅ
Ｏ
Ｐ
／
Ｓ
Ｏ
Ｐ
イ
ン
タ

ー

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

ー

Ｓ
Ｆ
Ｐ
水
位
・
温
度
制
御

ー

原
子
炉
建
屋
制
御

ー

●：各手順書に操作の記載あり○：各手順書に記載はないが，間接的に機器の作動，操作あり

Ｐ
Ｃ
Ｖ
水
素
濃
度
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
水
位
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
温
度
制
御

」

Ｄ
／
Ｗ
温
度
制
御

」

技術的能力対応手段と運転手順等 比較表

Ｐ
Ｃ
Ｖ
圧
力
制
御

「

減
圧
冷
却

放

」

水
位
確
保

」

反
応
度
制
御

「

「

ス
ク
ラ
ム

鎖

時

1.1
●

スクラム信号が発信しても制御棒がスクラム動作しない場合は自動で挿入

制御棒自動挿入（電動挿入）
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

1.0.14-7

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

1.2

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却

●

●

●

●

●

●

●

●

●

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

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

代替交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

●

●

●

ほう酸水注入系による進展抑制

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

制御棒駆動系による進展抑制

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

高圧炉心注水系緊急注水による進展抑制

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却（設計基準拡張）

●

●

●

●

高圧炉心注水系による発電用原子炉の冷却（設計基準拡張）

●

●

●

●

●
●

●

●

●

Ｌ－１が１０分継続しＲＨＲポンプ運転中の場合に自動で作動

減圧の自動化

1.3

手動操作による減圧（逃がし安全弁の手動操作による減圧）

●

●

●

手動操作による減圧（タービンバイパス弁の手動操作による減圧）

●

●

●

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

●

●

●

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●●

代替逃がし安全弁駆動装置による減圧●

高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

代替直流電源設備による復旧

●

●

●

代替交流電源設備による復旧

●

●

●

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
インターフェイスシステムLOCA発生時の対応

●
●

ＥＯＰ

ＳＯＰ

停止時ＥＯＰ

水
位
回
復

急
速
減
圧

水
位
不
明

Ｒ
Ｐ
Ｖ
制
御

Ｐ
Ｃ
Ｖ
制
御

Ｒ
／
Ｂ
制
御

停
止
時
反
応
度
制
御

放

原
子Ｒ
炉Ｐ
水Ｖ
位ヘ
・ッ
温ド
度オ
制フ
御直
後
・
ヘ
ッ
ド
オ
ン
直
前

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

緊
急
時
対
策
本
部
運
営
要
領

Ａ
Ｍ
設
備
別
操
作
手
順
書

ド
対
応
手
順

時

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（可搬型）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

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

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

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

多
様
な
ハ
ザ

」

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・開
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・閉
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

対応手段

放

ー

イ
ス

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
開

ー

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
閉

放

ー

ェ

フ

項目

鎖

ー

Ｅ
Ｏ
Ｐ
／
Ｓ
Ｏ
Ｐ
イ
ン
タ

ー

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

ー

Ｓ
Ｆ
Ｐ
水
位
・
温
度
制
御

ー

原
子
炉
建
屋
制
御

ー

●：各手順書に操作の記載あり○：各手順書に記載はないが，間接的に機器の作動，操作あり

Ｐ
Ｃ
Ｖ
水
素
濃
度
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
水
位
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
温
度
制
御

」

Ｄ
／
Ｗ
温
度
制
御

」

技術的能力対応手段と運転手順等 比較表

Ｐ
Ｃ
Ｖ
圧
力
制
御

「

減
圧
冷
却

」

水
位
確
保

」

反
応
度
制
御

「

「

ス
ク
ラ
ム

低圧代替注水系（常設）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

●

●

●

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却

●

●

●

●

1.4

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
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（設計基準拡張）●●

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（設計基
準拡張）

1.0.14-8
1.5

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

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

●

●

●

●

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）

●

●

●

●

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

●

●

●

●

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）

●

●

●

●

代替原子炉補機冷却系による除熱

○

●

●

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

○

●

●

原子炉補機冷却系による除熱（設計基準拡張）

1.6

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

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

●

●

●

●

消火系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●●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（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧

○

○

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

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
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（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）によるサプレッ
ション・チェンバ・プールの除熱（設計基準拡張）

●
●

●

●
●

●

●

●

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

●

○

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●●

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●●

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○●

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除熱●●

格納容器内pH制御

●

●

1.7

●

●

●

備
考

ＥＯＰ

ＳＯＰ

停止時ＥＯＰ

水
位
回
復

急
速
減
圧

水
位
不
明

Ｐ
Ｃ
Ｖ
制
御

Ｒ
／
Ｂ
制
御

停
止
時
反
応
度
制
御

放

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・開
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

原
子Ｒ
炉Ｐ
水Ｖ
位ヘ
・ッ
温ド
度オ
制フ
御直
後
・
ヘ
ッ
ド
オ
ン
直
前

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

緊
急
時
対
策
本
部
運
営
要
領

Ａ
Ｍ
設
備
別
操
作
手
順
書

多
様
な
ハ
ザ
ド
対
応
手
順

備
考

」

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・閉
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

対応手段

放

ー

イ
ス

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
開

ー

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
閉

放

ー

ェ

フ

項目

鎖

ー

Ｒ
Ｐ
Ｖ
制
御

ー

Ｅ
Ｏ
Ｐ
／
Ｓ
Ｏ
Ｐ
イ
ン
タ

ー

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

ー

Ｓ
Ｆ
Ｐ
水
位
・
温
度
制
御

「

原
子
炉
建
屋
制
御

ー

Ｐ
Ｃ
Ｖ
水
素
濃
度
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
水
位
制
御

」

Ｓ
／
Ｐ
温
度
制
御

」

Ｄ
／
Ｗ
温
度
制
御

「

Ｐ
Ｃ
Ｖ
圧
力
制
御

」

減
圧
冷
却

ー

●：各手順書に操作の記載あり○：各手順書に記載はないが，間接的に機器の作動，操作あり

水
位
確
保

」

技術的能力対応手段と運転手順等 比較表

反
応
度
制
御

「

「

ス
ク
ラ
ム

時

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水●●

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水●●

消火系による原子炉格納容器下部への注水●●

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

●

●

●

低圧代替注水系（可搬型）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

●

●

●

高圧代替注水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

●

●

●

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

●

●

●

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

●

●

●

●

●

1.8

1.0.14-9

原子炉起動時にＰＣＶ内を窒素により不活性化する

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
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●

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

●

●

●

●

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

●

●

●

●

●

1.9

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●●

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

●

●

●

静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制

静的機器であり操作なし

原子炉建屋内の水素濃度監視

1.10

●

格納容器頂部注水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る原子炉ウェルへの注水●●

原子炉建屋トップベントによる水素ガスの排出●

燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水
消火系による使用済燃料プールへの注水
漏えい抑制

1.11

燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへ
のスプレイ

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

◯

●

漏えい緩和
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動

◯

◯

●

●

●

●

代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱

●

●

●

●

●

●

●

ＥＯＰ

ＳＯＰ

停止時ＥＯＰ

水
位
回
復

急
速
減
圧

水
位
不
明

Ｒ
Ｐ
Ｖ
制
御

Ｐ
Ｃ
Ｖ
制
御

Ｒ
／
Ｂ
制
御

停
止
時
反
応
度
制
御

放

ー

原
子Ｒ
炉Ｐ
水Ｖ
位ヘ
・ッ
温ド
度オ
制フ
御直
後
・
ヘ
ッ
ド
オ
ン
直
前

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

緊
急
時
対
策
本
部
運
営
要
領

Ａ
Ｍ
設
備
別
操
作
手
順
書

多
様
な
ハ
ザ
ド
対
応
手
順

」

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・開
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

時

●

●

放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制●

汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制●

化学消防自動車単独又は高所放水車等による泡消火●

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡混合装置による航空機燃料火災への泡消火
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への
注水

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

●

●

●

●

●

●

復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

1.0.14-10

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水
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の除熱

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●
●

●

●

●

●

●

●

●

ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●

●
●

防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ

●
●

●

●

淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却

●
●

●
●

●

●

●
●

●

●

●

●

●
●

淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水●

淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ

●
●

●

●
●

●
●

●

●

●

●
●

●

●

●

●
●
●

●

●

●
●

●

●

●

防火水槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

海を水源とした原子炉格納容器下部への注水●●

防火水槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

海を水源とした原子炉格納容器内の冷却○●防火水槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の海を水源とした原子炉圧力容器への注水●●

ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への
注水

●

●

ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注
水●●

サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の除熱
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器へ
の注水

●

●

復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

1.13

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・閉
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

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

放

ー

対応手段

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
開

ー

イ
ス

1.12

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
閉

放

ー

ェ

フ

項目

鎖

ー

Ｅ
Ｏ
Ｐ
／
Ｓ
Ｏ
Ｐ
イ
ン
タ

ー

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

ー

Ｓ
Ｆ
Ｐ
水
位
・
温
度
制
御

ー

原
子
炉
建
屋
制
御

ー

●：各手順書に操作の記載あり○：各手順書に記載はないが，間接的に機器の作動，操作あり

Ｐ
Ｃ
Ｖ
水
素
濃
度
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
水
位
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
温
度
制
御

」

Ｄ
／
Ｗ
温
度
制
御

」

技術的能力対応手段と運転手順等 比較表

Ｐ
Ｃ
Ｖ
圧
力
制
御

「

減
圧
冷
却

」

水
位
確
保

」

反
応
度
制
御

「

「

ス
ク
ラ
ム

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

備
考

ＥＯＰ

ＳＯＰ

停止時ＥＯＰ

水
位
回
復

急
速
減
圧

水
位
不
明

Ｒ
Ｐ
Ｖ
制
御

Ｐ
Ｃ
Ｖ
制
御

Ｒ
／
Ｂ
制
御

停
止
時
反
応
度
制
御

放

原
子Ｒ
炉Ｐ
水Ｖ
位ヘ
・ッ
温ド
度オ
制フ
御直
後
・
ヘ
ッ
ド
オ
ン
直
前

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

●

海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

海を水源とした大気への拡散抑制

●

●

●

●

●

●

◯

◯

◯

◯

◯

◯

Ａ
Ｍ
設
備
別
操
作
手
順
書

多
様
な
ハ
ザ

●

●

●

●

●

●

ド
対
応
手
順

時

●

海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ

緊
急
時
対
策
本
部
運
営
要
領

」

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・開
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

海を水源とした原子炉ウェルへの注水

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・閉
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

対応手段

放

ー

イ
ス

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
開

ー

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
閉

放

ー

ェ

フ

項目

鎖

ー

Ｅ
Ｏ
Ｐ
／
Ｓ
Ｏ
Ｐ
イ
ン
タ

ー

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

ー

Ｓ
Ｆ
Ｐ
水
位
・
温
度
制
御

ー

原
子
炉
建
屋
制
御

ー

●：各手順書に操作の記載あり○：各手順書に記載はないが，間接的に機器の作動，操作あり

Ｐ
Ｃ
Ｖ
水
素
濃
度
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
水
位
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
温
度
制
御

」

Ｄ
／
Ｗ
温
度
制
御

」

技術的能力対応手段と運転手順等 比較表

Ｐ
Ｃ
Ｖ
圧
力
制
御

「

減
圧
冷
却

」

水
位
確
保

」

反
応
度
制
御

「

「

ス
ク
ラ
ム

◯

◯

●

●

海を水源とした航空機燃料火災への泡消火●

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

●

●

●

●

●

可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給

◯

◯

◯

◯

◯

純水補給水系（仮設発電機使用）による復水貯蔵槽への補給

◯

◯

◯

◯

◯

●

●

●

●

●

●

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

●

●

●

●

●

●

●

◯

◯

◯

◯

◯

◯

●

●

◯

◯

◯

◯

◯

◯

●

●

1.13

1.0.14-11

淡水貯水池から防火水槽への補給●

淡水タンクから防火水槽への補給●

海から防火水槽への補給●

淡水貯水池から淡水タンクへの補給●

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源切替え
淡水から海水への切替え

○

○

○

○

○

○

○

○

◯
○

○

○

○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

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る
M/Cへの給電

●

●

●

●

●

可搬型代替交流電源設備によるP/Cへの給電

●

●

●

●

●

号炉間電力融通ケーブルによるM/Cへの給電

●

●

●

●

●

所内蓄電式直流電源設備による給電

●

●

●

可搬型直流電源設備による給電

●

●

●

●

直流給電車による直流125V主母線盤Aへの給電

●

●

●

●

AM用直流125V蓄電池による直流125V主母線盤A受電

●

●

●

代替交流電源設備又は号炉間電力融通ケーブルによる直流125V主母線盤B受電

●

●

●

低圧電源融通による直流125V主母線盤A又はB受電●●

常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備，号炉間電力融通ケーブル又は可搬型代替交流電源設備によるAM用MCC受電

●

1.14

●

●

●

●

軽油タンクからタンクローリへの補給●

タンクローリによる給油対象設備への給油●

非常用交流電源設備による給電（設計基準拡張）●●

非常用直流電源設備による給電（設計基準拡張）

●

●

備
考

ＥＯＰ

ＳＯＰ

停止時ＥＯＰ

水
位
回
復

急
速
減
圧

水
位
不
明

Ｐ
Ｃ
Ｖ
制
御

Ｒ
／
Ｂ
制
御

鎖

放

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・開
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

原
子Ｒ
炉Ｐ
水Ｖ
位ヘ
・ッ
温ド
度オ
制フ
御直
後
・
ヘ
ッ
ド
オ
ン
直
前

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

緊
急
時
対
策
本
部
運
営
要
領

多
様
な
ハ
ザ
ド
対
応
手
順

代替パラメータによる推定手順は，ＡＭ
Ｇに記載

計器電源が喪失した場合の手段（蓄電池，代替電源（交流，直流）からの給電）

●

●

●

計器電源が喪失した場合の手段（可搬型計測器による計測又は監視）

●

●

●

●

●

●

パラメータを記録する手段

1.16

1.0.14-12

中央制御室換気空調系設備の運転手順等

●

●

●

中央制御室待避室の準備手順

●

●

●

中央制御室の照明を確保する手順

●

●

●

中央制御室の酸素ガス及び二酸化炭素ガスの濃度測定と濃度管理手順

●

●

●

中央制御室待避室の照明を確保する手順

●

●

●

中央制御室待避室の酸素ガス及び二酸化炭素ガスの濃度測定と濃度管理手順

●

●

●

中央制御室待避室データ表示装置によるプラントパラメータ等の監視手順

●

●

●

チェンジングエリアの設置及び運用手順
非常用ガス処理系による運転員等の被ばく防止手順

●

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定●

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定●

可搬型放射線計測器による放射性物質の濃度の代替測定●

可搬型放射線計測器による放射性物質の濃度の測定（空気中，水中，土壌中）●

海上モニタリング●

バックグラウンド低減対策（モニタリング・ポスト，可搬型モニタリングポスト，
放射性物質の濃度の測定時）●

可搬型気象観測装置による気象観測項目の代替測定●

モニタリング・ポストの電源をモニタリング・ポスト用発電機から給電する手順等●

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部，待機場所）立ち上げの手順等●

放射線防護等に関する手順等●

必要な指示及び通信連絡に関する手順等●

要員の収容に係る手順等

●

1.17

1.18

●

代替電源設備からの給電手順等

1.19

備
考

時

計器の故障時に状態を把握するための手段（他チャンネルによる計測，代替パラ
メータによる推定）
計器の計測範囲を超えた場合の手段（他チャンネルによる計測，代替パラメータによる推定，可搬型計測器による計測）

1.15

Ａ
Ｍ
設
備
別
操
作
手
順
書

」

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・閉
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

対応手段

放

ー

イ
ス

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
開

ー

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
閉

放

ー

ェ

フ

項目

停
止
時
反
応
度
制
御

ー

Ｒ
Ｐ
Ｖ
制
御

ー

Ｅ
Ｏ
Ｐ
／
Ｓ
Ｏ
Ｐ
イ
ン
タ

ー

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

ー

Ｓ
Ｆ
Ｐ
水
位
・
温
度
制
御

「

原
子
炉
建
屋
制
御

ー

Ｐ
Ｃ
Ｖ
水
素
濃
度
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
水
位
制
御

」

Ｓ
／
Ｐ
温
度
制
御

」

Ｄ
／
Ｗ
温
度
制
御

「

Ｐ
Ｃ
Ｖ
圧
力
制
御

」

減
圧
冷
却

ー

●：各手順書に操作の記載あり○：各手順書に記載はないが，間接的に機器の作動，操作あり

水
位
確
保

」

技術的能力対応手段と運転手順等 比較表

反
応
度
制
御

「

「

ス
ク
ラ
ム

●

通信連絡を行うための手順等●●

計測等を行った特に重要なパラメータを共有する手順等●●

代替電源設備から給電する手順等
ＥＯＰ：事故時運転操作手順書（徴候ベース），ＳＯＰ：事故時運転操作手順書（シビアアクシデント），停止時ＥＯＰ：事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース），ＡＭＧ：アクシデントマネジメントの手引き●●

代替パラメータによる推定手順は，ＡＭ
Ｇに記載

本資料のうち，枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
添付資料 1.0.15

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

原子炉格納容器の長期にわたる状態維持に係る体制の整備について

＜

目

次 ＞

1. 考慮すべき事項 ..................................................... 1.0.15-1
2. 原子炉格納容器の冷却手段............................................ 1.0.15-3(1) 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉における格納容器除熱手段について 1.0.15-3(2)

代替循環冷却系の長期運転及び不具合等を想定した対策について ...... 1.0.15-4

3. 作業環境の線量低減対策の対応例について .............................. 1.0.15-8(1)

循環冷却時の線量低減の対応について .............................. 1.0.15-8(2)

汚染水発生時の対応について..................................... 1.0.15-10

4. 残留熱除去系の復旧方法について..................................... 1.0.15-11(1)

残留熱除去系の復旧方法及び予備品の確保について ................. 1.0.15-11(2)

残留熱除去系の復旧手順について ................................. 1.0.15-11

5.

可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱等の長期安定冷却手段について................................................................. 1.0.15-20

5.1 可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱について ................... 1.0.15-21(1)

可搬型格納容器除熱系統の概要について ........................... 1.0.15-21(2)

作業に伴う被ばく線量について................................... 1.0.15-22(3)

フランジ部からの漏えい発生時の対応について ..................... 1.0.15-24

5.2

可搬熱交換器によるサプレッションプール浄化系を用いた格納容器除熱について................................................................ 1.0.15-24(1)

可搬熱交換器によるサプレッションプール浄化系を用いた格納容器除熱の概要について .............................................................. 1.0.15-24(2)

作業に伴う被ばく線量について................................... 1.0.15-27(3)

フランジ部からの漏えい発生時の対応について ..................... 1.0.15-27

5.3

代替原子炉補機冷却系を用いた原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱について................................................................ 1.0.15-28(1)

代替原子炉補機冷却系を用いた原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱の概要について .......................................................... 1.0.15-28

6. 外部からの支援について............................................. 1.0.15-30
参考資料 1：福島第一原子力発電所で導入した汚染水処理対策について ....... 1.0.15-31

重大事故等への対応操作や作業は，事故形態によっては長期間にわたることが予想されるため，あらかじめ長期対応への体制整備や作業環境の維持，改善等について，準備しておくことが望ましい。
柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画では，原子力災害事後対策として「防災基本計画 第 12 編 原子力災害対策編」（中央防災会議）に定める災害復旧対策についての計画として復旧計画を策定し，当該計画に基づき速やかに復旧対策を実施する旨を規定している。
復旧計画に定めるべき事項は以下のとおり。
・原子炉施設の損傷状況及び汚染状況の把握
・原子炉施設の除染の実施
・原子炉施設損傷部の修理及び改造の実施
・放射性物質の追加放出の防止 等
発電所対策本部は，召集した緊急時対策要員により，復旧計画に基づき災害発生後の中長期対応を行う。また本社対策本部が中心となって，社内外の関係各所と連携し，適切かつ効果的な復旧対策を検討できる体制を整備する。

1.

考慮すべき事項(1) 格納容器過圧破損・過温破損事象等においては，代替循環冷却系及び格納容器ベントにより長期的な格納容器除熱が可能であることを有効性評価において確認している。
(2) 代替循環冷却系による格納容器除熱を行うことで，格納容器圧力は，原子炉格納容器の最高使用圧力を下回る状態で長期的に維持することが可能となる。サプレッショ
ン・チェンバ・プール温度が原子炉格納容器の最高使用温度に近い状態で長期にわたり継続するが，格納容器温度については，原子炉格納容器の放射性物質の閉じ込め機能が維持される 150℃を下回っている。また，代替循環冷却系の運転に使用するサプ
レッション・チェンバからの吸込配管の温度は設計温度を十分に下回っているとともに，復水移送ポンプの予備機確保，同ポンプ及び操作が必要となる電動弁（原子炉及び原子炉格納容器内への注水量の調節弁）の駆動電源多様化による冗長性確保，系統
配管の耐震健全性確認による信頼性確保を行っている。このため，代替循環冷却系の設備全体として十分な信頼性を有していると考えているが，長期運転及び設備不具合の発生等を想定した対策の検討が必要である。
(3) 炉心損傷後に代替循環冷却運転を実施することに対しては，現場の作業環境への影響として，建屋内の環境線量が上昇することにより，代替循環冷却運転後の機器の復旧
1.0.15-1

等が困難になることが予想される。
(4) 代替循環冷却系により格納容器除熱を実施することにより，長期的に原子炉格納容器の圧力・温度を安定状態に保つことができることを解析にて確認しているものの，最終的には残留熱除去系の復旧が必要である。
(5) 原子炉格納容器の圧力・温度を低く安定状態を保つためには，代替循環冷却系及び残留熱除去系が有効な手段であるが，ともに残留熱除去系熱交換器を用いており，この残留熱除去系熱交換器が使用できない場合の除熱手段の検討が必要である。
(6) 重大事故等時の中長期的な対応については，プラントメーカとの協力協定を締結し，事故収束に向けた対策立案等必要な支援を受けられる体制の確立が必要である。
以上を踏まえ，(1)，(2)の詳細検討として「２．原子炉格納容器の冷却手段」において，重要事故シーケンスにおける原子炉格納容器の除熱として使用できる冷却手段を整理する。
また，(3)，(4)，(5)の検討結果を「3．作業環境の線量低減対策の対応例について」「4．
残留熱除去系の復旧方法について」及び「5．可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱等の長期安定冷却手段について」にそれぞれとりまとめる。
(6)について「6．外部からの支援について」にて示す。

1.0.15-2

2.

原子炉格納容器の冷却手段(1) 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉における格納容器除熱手段について
福島第一原子力発電所の事故を踏まえ，柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉では多様な格納容器除熱手段を整備しており，その設備の有効性について有効性評価において確認している。
第1表に格納容器除熱手段を示す。また，第1-1図，第1-2図，第1-3図及び第1-4図に格納容器除熱手段の概要図を示す。
第1表に示すとおり，柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉では多くの原子炉格納容器
バウンダリが確保される除熱手段を有しており，原子炉格納容器バウンダリの維持はできないものの格納容器ベントの実施による格納容器除熱も可能であり，多様性を有している。
第 1 表 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉における格納容器除熱手段
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉の除熱手段
代替循環冷却系○

代替原子炉補機冷却系○

原子炉格納容器バウン

残留熱除去系（A）△

ダリが確保される除熱残留熱除去系（B）△

手段

残留熱除去系（C）△

ドライウェル冷却系，原子炉冷却材浄化系，制御棒駆動系を組み合わせた格納容器除熱(※)△

格納容器圧力逃がし装置○

耐圧強化ベント系○

原子炉格納容器バウン
ダリが維持されない除格納容器ベント

熱手段○：有効性評価で期待する設備△：有効性評価で期待しないものの設備復旧等により使用可能※ 残留熱除去系（B）吸込配管及び原子炉冷却材浄化系ボトムドレン配管破断の原
子炉冷却材喪失事故（LOCA）時は使用不能

1.0.15-3

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(2) 代替循環冷却系の長期運転及び不具合等を想定した対策について
代替循環冷却系を運転する場合には，サプレッション・チェンバ・プール水を水源として原子炉及び原子炉格納容器内に冷却水を循環させることとなるため，系統水が流れる配管が高線量となる。配管表面での線量は，事故後90日間の積算線量でと評価しており，これを考慮し，系統に使用するポンプのメカニカルシール部やポン
プ電動機，電動弁の駆動部等について，耐放射線性が確保されたものを使用する。
また，事故後のサプレッション・チェンバ内には異物が流入する可能性があるが，サプレッション・チェンバからの吸込部には，大型のストレーナが設置されており，系統内に異物が流入することによるポンプ等の機器の損傷を防止する系統構成となっている。なお，ストレーナは，サプレッション・チェンバの底面から約1mの高さに設置されており，底面に沈降する異物を大量に吸上げることはないと考えているが，万一，ストレーナに異物が付着し，閉塞した場合を考慮し，外部水源から洗浄用水を供給（可搬型代替注水ポンプによる淡水供給）することにより，ストレーナの逆洗を行うことが可能な設備構成としている（第2図参照）。
なお，炉心損傷に至る重大事故等発生後に代替循環冷却系が使用できない場合の除熱手段は「5．可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱等の長期安定冷却手段について」に示す。

1.0.15-4非常用ディーゼル
発電機※3 7号炉のみ※4 6号炉のみ

原子炉格納容器

外部電源

Gen

格納容器スプレイ・ヘッダ
逃がし安全弁主タービン系へ
給水系より

サプレッション・チェンバ・プールへ
ＳＰＨタイラインへ

※2

※1

※2

※3
※4
可搬型代替交流
電源設備（電源車）

原子炉圧力容器
代替循環冷却系
復水貯蔵槽
残留熱除去
系ポンプ

Ｂ

A

残留熱除去
系ポンプ

熱交換器
ユニット

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

海水

取水ポンプ
復水移送ポンプ
タンクローリ（4kL,16kL）

B(C)

軽油タンク
常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機）

サプレッションプール
浄化用ポンプ※1Ｂ
高圧炉心注水系ポンプ

第 1-1 図 代替循環冷却系 系統概要図

非常用ディーゼル
発電機

外部電源

原子炉格納容器

Gen

逃がし安全弁主タービン系へ
タンクローリ（4kL,16kL）

給水系
より

低圧代替注水系（常設）

軽油タンク

復水貯蔵槽
可搬型代替交流電源設備（電源車）

原子炉圧力容器

ＣＢ

海水

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

A
熱 交換器ユニット

淡水貯水池

B(C)
残留熱除去系ポンプ

復水移送ポンプ

残留熱除去系ポンプ

取水ポンプ
常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機）【凡例】
代替原子炉補機冷却系

第 1-2 図 代替原子炉補機冷却系 系統概要図

1.0.15-5

可搬型代替注水
ポンプ（A-2級）

非常用ディーゼル
発電機

原子炉格納容器※２

Gen

逃がし安全弁

給水系
より

外部電源

主タービン系へ※１

復水貯蔵槽

原子炉圧力容器
復水移送
ポンプ

Ｃ

高圧炉心注水系ポンプ

※１
Ａ

Ｂ

残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系ポンプ

※２

【凡例】

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧代替注水系ポンプ：残留熱除去系

第 1-3 図 残留熱除去系 系統概要図

外部電源

非常用ディーゼル
発電機

原子炉建屋
主
排
気
筒

原子炉格納容器

Gen

耐圧強化ベント系

※1
淡水貯水池

※2
逃がし安全弁主タービン系へ

給水系
より

復水貯蔵槽
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

※1
※3
※3
可搬型
薬液注入装置

原子炉圧力容器

※2

高圧代替
注水ポンプ

タンクローリ（4kL)
軽油タンク

原子炉隔離時冷却系ポンプ
格納容器圧力逃がし装置【凡例】

ドレン移送ポンプ：格納容器ベント

第 1-4 図 格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系 系統概要図

1.0.15-6

可搬型代替

可搬ポンプ
注水ポンプ

原子炉格納容器から①より

RHR(B)系

MO

MO

MO

RHR(A)系

外部接続口

MO
AO

熱交換器
代替Hx
ユニット

AO
MO

MO

MO

代替循環冷却系

MO

MO

RHR洗浄水
ライン
F

MO

逆洗ライン

F

RHR

MO

MO

Hｘ
（B）

ＲＨＲ
（B）

MO

①へ

MO

MO

MO

MO

MO

S/Cクーリングライン
SPCU
MO

MO

MO

MO

復水貯蔵槽
ＭＵＷＣ
(A)

ＭＵＷＣ
(B)

ＭＵＷＣ
(C)

廃棄物処理建屋

MO

MO

タービン建屋へ

MO

HPCF
（B）

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストラインMO（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

第 2 図 残留熱除去系吸込ストレーナ逆洗操作時の系統構成

1.0.15-7

MO

S/Cへ
原子炉へ

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3.

作業環境の線量低減対策の対応例について(1) 循環冷却時の線量低減の対応について
代替循環冷却系は，残留熱除去系による冷却機能を喪失した場合に使用する系統である。このため，代替循環冷却系は，残留熱除去系が復旧するまでの期間に運転することを想定している。このため，代替循環冷却系の運転によって放射線量が上昇した
環境下における残留熱除去系の復旧作業の概要を示す。
代替循環冷却系では，サプレッション・チェンバからのプール水の吸込み及び原子炉格納容器内へのスプレイとして，残留熱除去系のB系を使用することを想定（原子炉
圧力容器への注水はA系を想定）している。このため，残留熱除去系の復旧に際しては，代替循環冷却系の影響を受ける可能性が最も低いC系を復旧することを想定する。
代替循環冷却系の運転に使用する残留熱除去系のB系（一部はA系）の配管については，復旧作業の実施に先立ち，外部水源から洗浄用水を系統内に供給（可搬型代替注
水ポンプによる淡水供給）することにより，系統全体のフラッシングを行うことが可
能な設備構成としている。これにより，配管内の系統水に含まれる放射性物質を，可能な限りサプレッション・チェンバに送水することにより，放射線量を低減させることが可能である。
また，残留熱除去系の復旧において，復旧作業が必要と想定されるポンプ室へアクセスできることが重要であり，原子炉建屋地下３階の残留熱除去系（C）ポンプ室又は原子炉建屋地下２階の残留熱除去系（C）ポンプ室上部ハッチにアクセスできる必要がある。
6号炉については，第3図に示すとおり，代替循環冷却系の運転により高線量となる
配管は，残留熱除去系（C）ポンプ室及び同上部ハッチ付近から離れており，ポンプ室及び同上部ハッチ付近にアクセス可能である。
一方，7号炉については，第4図に示すとおり，代替循環冷却系の運転により高線量となる配管は，残留熱除去系（C）ポンプ室からは離れているが，同上部ハッチ付近に存在する。この場所における放射線量は，評価の結果，線量が高いケースとして代替
循環冷却系の運転開始後30日間経過した場合にはとなる。このため，同上

部ハッチ近傍には，放射線防護対策として，福島第一原子力発電所の事故収束作業において使用した実績を有する移動式遮蔽体を用いて線量の低減を図る。線量評価の一例として，第5図に示す移動式遮蔽体を用いた場合には，線量をに低減することができる。さらに，復旧作業時には，適切な放射線防護対策を行うことにより，線量による影響を低減させた上で復旧作業を行う。

1.0.15-8

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第 3 図 機器配置図（6 号炉原子炉建屋地下 3 階及び地下 2 階）

第 4 図 機器配置図（7 号炉原子炉建屋地下 3 階及び地下 2 階）

1.0.15-9

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第 5 図 7 号炉 残留熱除去系（C）ポンプ室上部ハッチへのアクセスに必要な放射線防護対策(2) 汚染水発生時の対応について
重大事故等時に放射性物質を含んだ汚染水が発生した場合においても，福島第一原
子力発電所における経験や知見を活用した汚染水処理装置の設置等の対策を行うとともに，プラントメーカの協力を得ながら対応する。
（参考資料 1 参照）

1.0.15-104.

残留熱除去系の復旧方法について(1) 残留熱除去系の復旧方法及び予備品の確保について
残留熱除去系の機能喪失の原因によっては，大型機器の交換が必要となり復旧に時間がかかる場合も想定されるが，予備品の活用や発電所外からの支援等を考慮すれば，1ヶ月程度で残留熱除去系を復旧させることが可能であると考えられる。
残留熱除去系の復旧に当たり，原子炉補機冷却海水系，原子炉補機冷却系について
は，予備品を保有することで復旧までの時間が短縮でき，成立性の高い作業で機能回復できる。また，原子炉補機冷却海水ポンプ電動機及び原子炉補機冷却水ポンプ電動機の予備品を重大事故により同時に影響を受けない場所に保管している。
（詳細は添付資料1.0.3「予備品等の確保及び保管場所について」参照）
また，防潮堤等の津波対策及び原子炉建屋内の内部溢水対策により区分分離されていること，さらに，改良型沸騰水型軽水炉の残留熱除去系は３系統あることから，福島第一原子力発電所事故のように複数の残留熱除去系が浸水により同時に機能喪失す
ることはない。
なお，ある1系統の残留熱除去系の電動機が浸水し，当該の残留熱除去系が機能喪失に至った場合においても，他系統の残留熱除去系の電動機を接続することにより復旧する手順を準備する。
(2) 残留熱除去系の復旧手順について
炉心損傷又は原子炉格納容器の破損に至る可能性のある事象が発生した場合に，運転員及び緊急時対策要員により残留熱除去系を復旧するための手順を整備している。
本手順では，機器の故障箇所，復旧に要する時間，炉心損傷あるいは格納容器破損に対する時間余裕に応じて「恒久対策」，「応急対策」，又は「代替対策」のいずれかを選択する。
具体的には，故障個所の特定と対策の選択を行い，故障箇所に応じた復旧手順にて復旧する。第6図に，手順書の記載例を示す。

1.0.15-11

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(1/8)

1.0.15-12

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(2/8)

1.0.15-13

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(3/8)

1.0.15-14

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(4/8)

1.0.15-15

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(5/8)

1.0.15-16

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(6/8)

1.0.15-17

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(7/8)

1.0.15-18

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(8/8)

1.0.15-19

5.

可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱等の長期安定冷却手段について
残留熱除去系の機能が長期間回復できない場合，可搬ポンプ及び可搬熱交換器を用いた除熱手段である「5.1 可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱について」を構築する。既設設備である残留熱除去系の使用を優先するが，復旧が困難な場合は可搬型格
納容器除熱系統による格納容器除熱を実施する。
また，これに加え，「5.2

可搬熱交換器によるサプレッションプール浄化系を用いた格納容器除熱について」を格納容器除熱手段として構築する。
なお，これらに加え原子炉格納容器を直接除熱することはできないが原子炉圧力容器を除熱することにより間接的に原子炉格納容器を除熱する「5.3 代替原子炉補機冷却系を用いた原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱について」を構築する。

1.0.15-20

5.1

可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱について(1) 可搬型格納容器除熱系統の概要について
重大事故等が発生した後，格納容器ベントによる格納容器除熱を実施している場合，残留熱除去系を補修し，サプレッション・チェンバ・プール水冷却モードを復旧する。
また，残留熱除去系の復旧が困難な場合に可搬設備等により構成される可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱を構築する。第 7 図に可搬型格納容器除熱系統の系統
概要図を示す。可搬型格納容器除熱系統は，高圧炉心注水系配管から耐熱ホース・可搬ポンプを用いて可搬熱交換器にサプレッション・チェンバ・プール水を供給・除熱
し残留熱除去系の原子炉注水ラインで原子炉圧力容器に注水するライン構成である。
可搬設備を運搬・設置する等の作業があるが，長納期品を事前に準備しておくことにより，1 ヵ月程度で系統を構築することが可能であると考えられる。
可搬型格納容器除熱系統について，可搬ポンプの吸込み箇所は，高圧炉心注水系ポンプの吸込配管にある「高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込逆止弁(B)」とし，耐熱ホースで接続する構成とする。可搬ポンプの吐出については，耐熱ホースを用いて原子炉建屋大物搬入口に設置する可搬熱交換器と接続する構成とし，可搬熱交換器の出口側については残留熱除去系の原子炉注水配管にある「残留熱除去系注入ライン洗浄水入口逆止弁(B)」と耐熱ホースで連結する構成とする。これらの構成で，可搬ポンプによりサプレッション・チェンバ・プール水を可搬熱交換器に送水し，そこで除熱した水を原子炉圧力容器に注水する系統を構築する。なお，可搬熱交換器の二次系について
は，大容量送水車により海水を通水できる構成とする。

原子炉建屋
原子炉格納容器

弁体取り外し取外し
仮蓋取り付け取付け
耐熱ホース接続

格納容器スプレイヘッダ
格納容器スプレイ・ヘッダ

逃がし安全弁
原子炉圧力容器主タービン系へ残留熱除去系ポンプ(Ｂ)より
耐熱ホース
復水貯蔵槽

※１
格納容器スプレイヘッダ
格納容器スプレイ・ヘッダ

原子炉建屋
大物搬入口

可搬
ポンプ

復水移送ポンプより

高圧炉心注水系

高圧炉心注水ポンプ(B)
ポンプＢ

※１
大容量
送水車

可搬
熱交換器

耐熱ホース

第 7 図 可搬型格納容器除熱系統 系統概要図

1.0.15-21

弁体取り外し取外し
仮蓋取り付け取付け
耐熱ホース接続

(2) 作業に伴う被ばく線量について
炉心損傷により発生する汚染水はサプレッション・チェンバ・プール内にあるが，高圧炉心注水系ポンプ(B)及び高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込逆止弁(B)はサプレッ
ション・チェンバ側隔離弁により常時隔離されているため直接汚染水に接することはない。また，残留熱除去系注入ライン洗浄水入口逆止弁(B)は復水貯蔵槽を水源とする
復水補給水系の水で満たされているため直接汚染水に接することはない。
第 8 図に示される高圧炉心注水系ポンプ(B)室内における高圧炉心注水系復水貯蔵槽
側吸込逆止弁(B)付近の雰囲気線量は，原子炉格納容器からの漏えいに起因する室内の空間線量率上昇及び線源配管からの直接線による線量率上昇により約 26.1mSv/h となる。
第 9 図に示される B 系弁室内における残留熱除去系注入ライン洗浄水入口逆止弁(B)付近の雰囲気線量は，原子炉格納容器からの漏えいに起因する室内の空間線量率上昇
により約 12.8mSv/h となる。
原子炉建屋大物搬入口における可搬熱交換器配備箇所の雰囲気線量は，原子炉格納容器からの漏えいに起因する室内の空間線量率上昇により約 21.7mSv/h となる。

1.0.15-22

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第 8 図 原子炉建屋地下３階 機器配置図（7 号炉の例）

第 9 図 原子炉建屋地上 1 階 機器配置図（7 号炉の例）
1.0.15-23

(3) フランジ部からの漏えい発生時の対応について
系統のフランジ部からの漏えい発生等の異常を検知した場合は，直ちに可搬ポンプを停止し復水移送ポンプからの非汚染水によりフラッシングを実施する。
フラッシングにより現場へのアクセスが可能になった後，増し締め等の補修作業を
実施する。
5.2

可搬熱交換器によるサプレッションプール浄化系を用いた格納容器除熱について(1) 可搬熱交換器によるサプレッションプール浄化系を用いた格納容器除熱の概要について格納容器ベントによる格納容器除熱を実施している場合，残留熱除去系による格納容器除熱機能の回復を実施する。残留熱除去系の機能を長期間回復できない場合，可搬型格納容器除熱系統に加え，サプレッション・チェンバ・プール水を水源として運転可能なサプレッションプール浄化系ポンプを使用する除熱系統を構築する。第 10 図にサプレッションプール浄化系ポンプによる格納容器除熱系統の系統概要図を示す。
除熱設備として可搬熱交換器を使用し，残留熱除去系から原子炉圧力容器へ注水し循環することにより除熱する。
「サプレッションプール浄化系ポンプ吐出弁」に耐熱ホースを接続し，原子炉建屋大物搬入口に設置する可搬熱交換器と接続する構成とする。可搬熱交換器の出口側については残留熱除去系の原子炉注水配管にある「残留熱除去系注入ライン洗浄水入口逆止弁(B)」と耐熱ホースで連結する構成とする。これらの構成で，サプレッションプー
ル浄化系ポンプによりサプレッション・チェンバ・プール水を可搬熱交換器に送水し，そこで除熱した水を原子炉圧力容器に注水する系統を構築する。なお，可搬熱交換器の二次系については，大容量送水車により海水を通水できる構成とする。

1.0.15-24

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原子炉建屋
弁体取り外し取外し
仮蓋取り付け取付け
耐熱ホース接続

原子炉格納容器
格納容器スプレイヘッダ
格納容器スプレイ・ヘッダ

逃がし安全弁
原子炉圧力容器主タービン系へ残留熱除去系ポンプ(Ｂ)より

Ｄ/Ｓピットへ

燃料プール冷却
浄化系より

燃料プール冷却 原子炉補機冷却 使用済燃料
浄化系へ
サージタンクへ プールへ

弁体取り外し取外し
仮蓋取り付け取付け
耐熱ホース接続
格納容器スプレイヘッダ
格納容器スプレイ・ヘッダ

原子炉建屋
大物搬入口

復水貯蔵槽

※１

復水移送ポンプより

サプレッションプール
サプレッションプール
浄化用ポンプ
浄化系ポンプ

耐熱ホース

※１
大容量
送水車

可搬
熱交換器

耐熱ホース

第 10 図 サプレッションプール浄化系ポンプによる格納容器除熱系統 系統概要図

第 11 図 原子炉建屋地下３階 機器配置図（7 号炉の例）

1.0.15-25

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第 12 図 原子炉建屋地上 1 階 機器配置図（7 号炉の例）

1.0.15-26

(2) 作業に伴う被ばく線量について
炉心損傷により発生する汚染水はサプレッション・チェンバ内にあるが，サプレッ
ションプール浄化系ポンプ及びサプレッションプール浄化系ポンプ吐出弁はサプレッ
ション・チェンバ側隔離弁 2 個により隔離されているため直接汚染水に接することはない。また，残留熱除去系注入ライン洗浄水入口逆止弁(B)は復水貯蔵槽を水源とする
復水補給水系の水で満たされているため直接汚染水に接することはない。
第 11 図に示されるサプレッションプール浄化系ポンプ室内におけるサプレッション
プール浄化系ポンプ吐出弁付近の雰囲気線量は，原子炉格納容器からの漏えいに起因する室内の空間線量率及び線源配管からの直接線による線量率上昇により約22.8mSv/h となる。
第 12 図に示される B 系弁室内における残留熱除去系注入ライン洗浄水入口逆止弁(B)付近の雰囲気線量は，原子炉格納容器からの漏えいに起因する室内の空間線量率上
昇により約 12.8mSv/h となる。
原子炉建屋大物搬入口における可搬熱交換器配備箇所の雰囲気線量は，原子炉格納容器からの漏えいに起因する室内の空間線量率上昇により約 21.7mSv/h となる。
(3) フランジ部からの漏えい発生時の対応について
系統のフランジ部からの漏えい発生等の異常を検知した場合は，直ちにサプレッションプール浄化系ポンプを停止し復水移送ポンプからの非汚染水によりフラッシングを実施する。
フラッシングにより現場へのアクセスが可能になった後，増し締め等の補修作業を実施する。

1.0.15-27

5.3

代替原子炉補機冷却系を用いた原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱について(1) 代替原子炉補機冷却系を用いた原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱の概要について
原子炉冷却材浄化系は通常運転中に原子炉冷却材の浄化を行う系統であり，重大事
故等時に原子炉水位の低下（レベル 2）により隔離状態になる。また，通常は原子炉補機冷却系を冷却水として用いているが，本除熱手段では代替原子炉補機冷却系を用いることで冷却水を確保する。耐熱ホース等は原子炉冷却材浄化系では使用する必要がなく，手動弁による系統構成のみで運転可能である。第 13 図及び第 14 図に代替原子炉補機冷却系を用いた原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱の系統概要図を示す。
原子炉冷却材浄化系は原子炉圧力容器が水源であり，原子炉冷却材浄化系ポンプの吸込み圧力を確保するため原子炉水位が吸込配管である原子炉停止時冷却モードの取り出し配管高さ以上（事故時は原子炉水位低「レベル 3」以上を目安とするが，原子炉圧力が低下している場合は原子炉水位「通常運転水位」以上としている。
）に十分に確保されていることが必要である。そのため，大 LOCA 事象のように原子炉水位を十分に確保できない場合は運転することができない。
さらに，原子炉冷却材浄化系ポンプは電動機とポンプが一体型のキャンドモータポ
ンプであるため，通常運転中は制御棒駆動系から電動機に清浄なパージ水を供給しており，この原子炉除熱運転時も同様に制御棒駆動系からのパージ水が必要となる。制御棒駆動系からのパージ水供給が不可能な場合は，復水補給水系等による代替パージ
水を供給する手段を整えることにより原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱を実施することができる。

1.0.15-28

原子炉建屋
原子炉格納容器原子炉圧力容器原子炉給水系より残留熱除去系へ

再生
熱交換器

非再生
熱交換器
代替原子炉
補機冷却系

Ａ

ろ過脱塩
装置

ＣＵＷポンプ
原子炉冷却材浄化系ポンプ

パージ水

第 13 図 代替原子炉補機冷却系を用いた原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱系統概要図

第 14 図 代替原子炉補機冷却系（原子炉冷却材浄化系除熱ライン）
系統概要図（7 号炉の例）
1.0.15-29

6. 外部からの支援について
重大事故等時における外部からの支援については，プラントメーカ（株式会社東芝，
日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社）及び協力会社等から重大事故等時に現場操作対応等を実施する要員の派遣や事故収束に向けた対策立案等の技術支援や設備の補修に必要な予備品等の供給及び緊急時対策要員の派遣等について，協議・合意の上，「柏崎刈羽原子力発電所における原子力防災組織の発足時の事態収拾活動への協力」に係る覚書等を締結し，重大事故等時に必要な支援が受けられる体制を整備している。
覚書では平時から連絡体制を構築し，緊急時における原子力発電所安全確保のため
緊急時対応を支援すること等が記載されている。
外部からの支援に関する詳細な説明は，添付資料 1.0.4「外部からの支援について」
にて示す。
以上

1.0.15-30

参考資料 1
参考資料 1：福島第一原子力発電所で導入した汚染水処理対策について
福島第一原子力発電所では，汚染水対策として様々な汚染水処理設備を設置，運用することによる多様な対策により，汚染水のリスク低減を図っている。
福島第一原子力発電所で用いている汚染水処理設備及び水の流れについて，第 1 図に示す。

セシウム吸着装置（キュリオン）第1図

福島第一原子力発電所

１．福島第一原子力発電所

汚染水処理設備及び水の流れについて

汚染水処理設備について

福島第一原子力発電所では，以下の汚染水処理設備が稼働している。
セシウム除去装置（ストロンチウムも除去可能な設備）
多核種除去設備（62 核種を告示濃度限度未満 ※ にすることが可能）
ストロンチウム除去装置
以下に，福島第一原子力発電所で運用している汚染水処理設備について概要を示す。
※ 告示濃度限度未満とは「東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設の保安及び特定核燃料物質の防護に関して必要な事項を定める告示」で定められた濃度未満であることを意味する。

1.0.15-31

(1) セシウム吸着装置
設備概要
除去能力：
・Cs 吸着運転時
放射性セシウムを 1/1,000～1/100,000 程度に低減する。（設計目標値）
・Cs/Sr 同時吸着運転時
放射性セシウムを 1/1,000～1/100,000 程度に低減する。（設計目標値）
放射性ストロンチウムを 1/10～1/1,000 程度に低減する。（設計目標値）
処理能力：1,200m3 /日 （4 系列：Cs 吸着運転）
600m 3/日 （2 系列：Cs/Sr 同時吸着運転）
設備の状況

吸着塔
1.0.15-32

(2) 第二セシウム吸着装置
設備概要
除去能力：放射性セシウムを 1/10,000～1/1,000,000 に低減する。
（設計目標値）
処理能力：1,200m3 ／日
設備の状況

セシウム吸着塔※

水質の変動に備えてセシウム吸着塔１塔をスタンバイとする。

吸着塔

1.0.15-33

(3) 多核種除去設備
設備概要
除去能力：62 核種を告示濃度限度未満にする。
処理能力：250m 3／日×3 系列
設備の状況

スラリー用
高性能容器へ

スラリー用
高性能容器へ
吸着材用高性能容器へ

吸着材用
高性能容器へ

吸着材用高性能容器へ

高性能容器

建屋内全景

1.0.15-34

(4) 増設多核種除去設備
設備概要
除去能力：62 核種を告示濃度限度未満にする。
処理能力：250m 3／日以上×3 系列
設備の状況

スラ リ ー用 高 性能 容器 へ吸着材用高性能容器へ吸着材用高性能容器へ

クロスフローフィルタ・

吸着塔

高性能容器

1.0.15-35

(5) 高性能多核種除去設備
設備概要
除去能力：処理済水に含まれる放射性核種（トリチウム除く）を告示濃度限度未満にする。
処理能力：500m 3／日以上
設備の状況

吸着塔

処理水タンク・供給タンク

1.0.15-36

(6) モバイル型ストロンチウム除去装置，第二モバイル型ストロンチウム除去装置
設備概要
除去能力：放射性ストロンチウムを 1/10～1/1,000 へ低減。（目標値）
処理能力：モバイル型ストロンチウム除去装置
第二モバイル型ストロンチウム除去装置

300m 3／日×2 系
480m3 ／日×4 台

可搬型の設備であり，移動することが可能。
設備の状況
モバイル型ストロンチウム除去装置

第二モバイル型ストロンチウム除去装置

吸着塔

ウルトラフィルタ
1.0.15-37

(7) RO 濃縮水処理設備（本設備は，RO 濃縮水の処理完了に伴い廃止済）
設備概要
除去能力：放射性ストロンチウムを 1/100～1/1,000 へ低減。
処理能力：500～900m3 ／日
設備の状況

前処理装置

セシウム・ストロンチウム同時吸着塔

1.0.15-38

本資料のうち，枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

添付資料 1.0.16

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

重大事故等時における停止号炉の影響について

＜

目

次 ＞

1. 1～4 号炉（荒浜側）及び 5 号炉（大湊側）周辺の屋外設備の損傷による影響 1.0.16-1(1) 地震等の自然現象での設備の損傷による直接的な影響 .................. 1.0.16-1(2) 危険物タンク等の損傷に伴う火災による影響 .......................... 1.0.16-2(3) 屋外タンクの損傷に伴う溢水による影響 .............................. 1.0.16-2(4) 薬品タンクの損傷に伴う影響........................................ 1.0.16-2
2. 同時被災時に必要な要員及び資源の十分性 .............................. 1.0.16-2(1) 想定する重大事故等................................................ 1.0.16-2(2) 必要となる対応操作，必要な要員及び資源の整理 ...................... 1.0.16-3(3) 評価結果 ......................................................... 1.0.16-3
a. 必要な要員の評価 ................................................ 1.0.16-3
b. 必要な資源の評価 ................................................ 1.0.16-3(4) 6 号及び 7 号炉の重大事故等時対応への影響について .................. 1.0.16-6
3. 他号炉における高線量場発生による 6 号及び 7 号炉対応への影響 .......... 1.0.16-6(1) 想定する高線量場発生.............................................. 1.0.16-6(2) 6 号及び 7 号炉対応への影響 ........................................ 1.0.16-6
4. まとめ ............................................................. 1.0.16-8
第 1 表 想定する各号炉の状態............................................ 1.0.16-9
第 2 表 同時被災時の 1～5 号炉の対応操作，6 号及び 7 号炉の使用済燃料プールの対応操
作，必要な要員及び資源 ........................................ 1.0.16-10
第 3 表 各号炉の必要な水量（平成 26 年 10 月時点での崩壊熱により計算） ... 1.0.16-11
第 4 表 1～5 号炉の注水及び給電に用いる設備の台数 ...................... 1.0.16-12
第 1 図 柏崎刈羽原子力発電所におけるアクセスルート ..................... 1.0.16-13
第 2 図 1～5 号炉における各作業と所要時間 .............................. 1.0.16-14
第 3 図 線量率の概略とアクセスルート................................... 1.0.16-15
第 4 図 線量率の概略分布（5～7 号炉周辺） .............................. 1.0.16-16【参考】使用済燃料プール水瞬時全喪失時の使用済燃料の冷却性について ..... 1.0.16-17

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉運転中に重大事故等が発生した場合，他号炉，6号及び 7 号炉の使用済燃料プールについても重大事故等が発生すると想定し，それらの対応を含めた同時被災時に必要な要員，資源について整理する。
柏崎刈羽原子力発電所 1～5 号炉は，停止状態にあり，各号炉で保有する燃料からの崩壊熱の継続的な除去が必要となる。
そのため，他号炉を含めた同時被災が発生すると，他号炉への対応が必要となり，6 号
及び 7 号炉への対応に必要な要員及び資源の十分性に影響を与えるおそれがある。また，必要な要員及び資源が十分であっても，同時被災による他号炉の状態により，6 号及び 7号炉への対応が阻害されるおそれもある。
また，1～5 号炉周辺施設が，地震等の自然現象等により設備が損傷し 6 号及び 7 号炉の重大事故等対策へ与える影響を考慮する必要がある。
以上を踏まえ，他号炉を含めた同時被災時における，1～5 号炉周辺の屋外設備の損傷による影響，必要な要員及び資源の十分性を確認するとともに，他号炉における高線量場の発生を前提として 6 号及び 7 号炉の重大事故等時対応の成立性を確認する。
また，6 号及び 7 号炉の使用済燃料プールを含めた事故対応においても当該号炉の要員及び資源が十分であることを併せて確認する。
1. 1～4 号炉（荒浜側）及び 5 号炉（大湊側）周辺の屋外設備の損傷による影響
第 1 図に示すとおり第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所
から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へのアクセス性を確保する必要がある。
また，5 号炉周辺についても，第 1 図に示すとおり 6 号及び 7 号炉の重大事故等対策を行うためのアクセスルートを 5～7 号炉周辺に設定している。
当該アクセスルートへの影響については，1.0.2「可搬型重大事故等対処設備 保管場
所及びアクセスルートについて」において以下を考慮している。
・地震等の自然現象での設備の損傷による直接的な影響
・危険物タンク等の損傷に伴う火災による影響
・屋外タンクの損傷に伴う溢水による影響
・薬品タンクの損傷による影響(1) 地震等の自然現象での設備の損傷による直接的な影響
1～4 号炉周辺施設とアクセスルートは，離隔を有しており直接的な影響はない。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所が設置されている 5 号炉原子炉建屋は，地震等の自然現象での設備の損傷による直接的な影響はなく，6 号及び 7 号炉の重大事故等対策に影響はない。
5 号炉周辺において，雑固体廃棄物焼却設備建屋（大湊側）及び補助ボイラー建屋が地震によりアクセスルートへの影響を想定しているが，7 号炉側からの迂回が可能であ

1.0.16-1

り，6 号及び 7 号炉の重大事故等対策に影響はない。
(2) 危険物タンク等の損傷に伴う火災による影響
6 号及び 7 号炉施設に対しては，外部火災影響評価において，火災源として発電所敷地内の全ての屋外地上部に設置された危険物貯蔵施設（消防法で定められた指定数量以上を貯蔵していると想定した場合）を考慮し影響がない設計とする。
1～4 号炉周辺では，アクセスルートと離隔距離を有しており直接的な影響はない。
また，5 号炉周辺において，変圧器及び建物内からの火災の影響を想定しているが，7 号炉側からの迂回が可能，若しくは自衛消防隊による消火活動が可能であり，6 号及び 7 号炉の重大事故等対策に影響はない。
(3) 屋外タンクの損傷に伴う溢水による影響
1～4 号炉周辺，5～7 号炉周辺いずれも，タンクからの溢水影響を評価しており，周辺の空地が平坦かつ広大であり，周辺の道路上及び排水設備を自然流下し，拡散することからアクセスルートへの影響はない。
(4) 薬品タンクの損傷に伴う影響
1～4 号炉周辺，5～7 号炉周辺のアクセスルート近傍において，屋外に設置されている運用中の薬品タンクは液化窒素貯槽のみであり，漏えいした場合であっても外気中に拡散することから，漏えいによる影響は限定的である。
2. 同時被災時に必要な要員及び資源の十分性(1) 想定する重大事故等
福島第一原子力発電所の事故及び共通要因による複数炉の重大事故等の発生の可能性を考慮し，柏崎刈羽原子力発電所 1～7 号炉について，全交流動力電源喪失及び使用済燃料プールでのスロッシングの発生を想定する。なお，1～5 号炉の使用済燃料プールにおいて，全保有水喪失を想定した場合は自然対流による空気冷却での使用済燃料の冷却維持が可能と考えられるため，必要な要員及び資源を検討する本事象では，使用済燃料プールへの注水実施が必要となるスロッシングの発生を想定した。
また，不測の事態を想定し，1～5 号炉のうち，いずれか 1 つの号炉において事象発
生直後に内部火災が発生していることを想定する。なお，水源評価に際しては 1～5 号
炉における消火活動による水の消費を考慮する。
6 号及び 7 号炉について，有効性評価の各シナリオのうち，必要な要員及び資源（水源，燃料及び電源）ごとに最も厳しいシナリオを想定する。
第 1 表に想定する各号炉の状態を示す。上記に対して，7 日間の対応に必要な要員，
必要な資源，6 号及び 7 号炉の対応への影響を確認する。

1.0.16-2

(2) 必要となる対応操作，必要な要員及び資源の整理「(1)想定する重大事故等」にて必要となる対応操作，必要な要員及び 7 日間の対応に必要となる資源について,第 2 表及び第 2 図のとおり整理する。
(3) 評価結果
1～5 号炉にて「(1)想定する重大事故等」が発生した場合の必要な要員及び資源についての評価結果を以下に示す。
a.

必要な要員の評価
重大事故等時に必要な 1～5 号炉の対応操作，6 号及び 7 号炉の使用済燃料プールの対応操作については，各号炉の中央制御室に常駐している運転員，自衛消防隊，
緊急時対策要員，10 時間以降の発電所外からの参集要員にて対応可能である。

b.

必要な資源の評価(a) 水源6 号及び 7 号炉において，水源の使用量が最も多い「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）代替循環冷却を使用しない場合」を想定すると，原子炉への注水及び格納容器内にスプレイを実施するため，7 日間で号炉あた
り約 7,400m3 の水が必要となる（6 号及び 7 号炉で約 14,800m3）。また，第 3 表に示すとおり，6 号及び 7 号炉における使用済燃料プールへの注水量（通常水位までの回復，水位維持）は，7 日間の対応を考慮すると，約 2,529m3 の水が必要となる（6 号及び 7 号炉で合計約 17,329m3）。
6 号及び 7 号炉における水源として，各号炉の復水貯蔵槽に約 1,700m3 及び淡水
貯水池に約 18,000m3 の水を保有しているため，原子炉及び使用済燃料プールの対応に必要な水源は確保可能である（6 号及び 7 号炉で合計約 21,400m3）。
1～5 号炉において，スロッシングによる水位低下の発生後に，遮蔽に必要な高さまで水位を回復させ，蒸発による水位低下を防止するための必要な水量は 7 日間の対応を考慮すると，約 5,896m3 となる。
1～5 号炉における水源として，第 3 表に示す各号炉の必要な水量を各号炉の復水貯蔵槽，ろ過水タンク，純水タンク及びサプレッション・チェンバのプールにて確保する運用であることから，6 号及び 7 号炉における水源を用いなくても 1～5 号炉の 7 日間の対応が可能である※1。
内部火災に対する消火活動に必要な水源は約 180m3 であり，各防火水槽及びろ過水タンクに各必要な水量が確保されるため，6 号及び 7 号炉における水源を用いな
くても 7 日間の対応が可能である。

1.0.16-3

なお，1～5 号炉においても，使用済燃料プール水がサイフォン現象により流出する場合に備え，6 号及び 7 号炉と同様のサイフォンブレーク孔を設け，サイフォン現象による使用済燃料プール水の流出を停止することが可能な設計としている。
また，スロッシングによる水位低下により，線量率が上昇し原子炉建屋最上階での使用済燃料プールへの注水操作が困難になる場合に備え，消火系，常設代替
交流電源設備又は電源車により給電した残留熱除去系，復水補給水系，燃料プール補給水系等，当該現場作業を必要としない注水手段を確保している。さらに，
あらかじめ注水用ホースを設置することで，原子炉建屋最上階での注水操作が可能な設計としている。
1～5 号炉の注水及び給電に用いる設備の台数と共用の関係は第 4 表に示すとおりである。常設代替交流電源設備は発電所全体で 4 台保有しており，6 号及び 7 号
炉での重大事故等の対応に必要な台数は 2 台であるため，予備機を 1～5 号炉での対応で使用することも可能である。また,電源車を用いることで復水補給水系，燃料プール補給水系等への給電も実施可能である。
※1 使用済燃料プール（原子炉ウェル及び D/S ピットを含む）の通常水位までの回復を想定した場合，1～5 号炉においては，内部火災に対する消火活動に必要な水量と合わせ，合計約 10,792m3 の水が必要となる（1～7 号炉で合計約13,321m3）。
したがって，使用済燃料プールの通常水位までの回復及び運転中の原子炉での事故対応を想定すると，1～7 号炉にて合計約 28,121m3 の水が必要である。
しかし，6 号及び 7 号炉の復水貯蔵槽及び淡水貯水池における保有水は約21,400m3 であり，1～5 号炉の復水貯蔵槽，ろ過水タンク，純水タンク,サプレ
ッション・チェンバ・プール等の確保される保有水量は約 5,800m3 以上である（合計約 27,200m3 以上）。これらの合計量は，6 号及び 7 号炉の重大事故等対応及び 1～5 号炉の内部火災（7 日間で 5 箇所）への対応を実施した上で，1～5 号炉の使用済燃料プール（原子炉ウェル及び D/S ピットを含む）の水位を
通常水位から約 0.5m 下の水位まで回復させ,その後,7 日間の水位維持が可能となる水量である。7 日以降については十分時間余裕があるため，外部からの水源供給や支援等にも期待できることから，1～5 号炉の使用済燃料プールの水位を通常水位まで回復させることが可能である。
(b) 燃料（軽油）6 号及び 7 号炉において，軽油の使用量が最も多い「高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱」を想定すると，非常用ディーゼル発電機（3 台／号炉あたり）の
7 日間の運転継続に号炉あたり約 753kL※2，復水貯蔵槽補給用可搬型代替注水ポン

1.0.16-4

プ（A-2 級）（4 台／号炉あたり）の 7 日間の運転継続に号炉あたり約 15kL，代替
原子炉補機冷却系専用の電源車（2 台／号炉あたり）の 7 日間の運転継続に号炉あたり約 37kL※2，代替原子炉補機冷却系用の大容量送水車（熱交換器ユニット用）の 7 日間の運転継続に号炉あたり約 11kL の軽油が必要となる。また，6 号及び 7号炉の使用済燃料プールへの注水には，使用済燃料プール代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉で 8 台）の 7 日間の運転継続に約 30kL が必要となる※3。加えて，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及びモニタリング・ポスト用発電機の 7 日間運転継続は約 13kL※2 の軽油が必要となる（6 号及び 7 号炉での事故対応，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可
搬型電源設備及びモニタリング・ポスト用発電機にて使用する軽油:合計約
1,674kL）。
6 号及び 7 号炉の各軽油タンクにて約 1,020kL（6 号及び 7 号炉合計約 2,040kL）の軽油を保有しており，これらの使用が可能であることから，6 号及び 7 号炉の原
子炉及び使用済燃料プールの事故対応，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型
電源設備及びモニタリング・ポスト用発電機への電源供給について，7 日間の対応は可能である。
1～5 号炉の使用済燃料プールの注水設備への電源供給に使用する軽油の使用量
として，保守的に最大負荷で非常用ディーゼル発電機（2 台／号炉あたり）が起動した場合を想定しており（「(1)想定する重大事故等」では常設代替交流電源設備
及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の軽油を上回る保守的な想定），7 日間で号炉あたりの必要な軽油は約 632kL となる（1～5 号炉で合計約 3,160kL）。なお，1～5 号炉における使用済燃料プールへの注水と，内部火災が発生した号炉における消火活動に対して，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（注水と消火でそれぞれ 1 台）の 7 日間の運転継続に約 22kL が必要となる。
1～5 号炉の各軽油タンクにて約 632kL（1～5 号炉合計 約 3,160kL）の軽油を保有しており，これらの使用が可能であることから，1～5 号炉の使用済燃料プールの注水及び火災が発生した号炉での消火活動について，6 号及び 7 号炉における軽油を使用しなくても 7 日間の対応は可能である。
※2 保守的に事象発生直後から運転を想定し，燃費は最大負荷時を想定。
※3 使用済燃料プールへの必要な補給量は小さく時間余裕も長いことから，復水貯蔵槽の補給に使用している可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて注水を実施することも可能であるが，軽油の消費量の計算においては保守的に復水貯蔵槽の補給に使用している可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）とは別の可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて使用済燃料プールへの補給を行うことを想定する。

1.0.16-5

(c) 電源
常設代替交流電源設備，電源車等による電源供給により，重大事故等の対応に必要な負荷（計器類）に電源供給が可能である。なお，常設代替交流電源設備，電源車等による給電ができない場合に備え，デジタルレコーダ接続等の手順を用意している。
(4) 6 号及び 7 号炉の重大事故等時対応への影響について「(3)評価結果」に示すとおり，重大事故等時に必要となる対応操作は，各号炉の中央制御室に常駐している運転員，自衛消防隊，緊急時対策要員及び 10 時間以降の発電所外からの参集要員にて対応可能であることから，6 号及び 7 号炉の重大事故等に対応する要員に影響を与えない。
6 号及び 7 号炉の各資源にて当該号炉の原子炉及び使用済燃料プールにおける 7 日間の対応が可能であり，また，1～5 号炉の各資源にて 1～5 号炉の使用済燃料プール及び内部火災における 7 日間の対応が可能である。
以上のことから，1～5 号炉に重大事故等が発生した場合にも，6 号及び 7 号炉の重大事故等時の対応への影響はない。
3. 他号炉における高線量場発生による 6 号及び 7 号炉対応への影響(1) 想定する高線量場発生
6 号及び 7 号炉への対応に必要となる 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における活動，及び重大事故等対策に関する作業，アクセスルートの移動による現場の線量率を評価する際において，1～5 号炉の状態は放射線遮蔽の観点で厳しい使用済燃料プールの全保有水喪失を想定する。
1～5 号炉の使用済燃料プールで全保有水が喪失した場合の現場線量率の概略を第 3
図に示す。
(2) 6 号及び 7 号炉対応への影響
a.

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における活動への影響
5 号炉原子炉建屋内緊急対策所に最も近い 5 号炉の使用済燃料プールにおいて，高線量場が発生した場合の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所での線量率の評価結果は，以下の資料で示すとおり 6 号及び 7 号炉の重大事故等時対応に影響するものではない。
・61 条 緊急時対策所（補足説明資料）
61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について
添付資料 12 「使用済燃料プール等の燃料等による影響について」

1.0.16-6

b.

屋外作業への影響
6 号及び 7 号炉対応に関する屋外作業としては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への参集等のアクセスや，6 号及び 7 号炉の重大事故等への対応作業がある。第 4 図に，5 号炉で高線量場が発生した場合の線量率の概略分布を示す。

(a) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への参集及び保管場所への移動による影響
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への参集については，第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所からのアクセスルートにおける周辺斜面の崩落，敷地下斜面のすべりを考慮した徒歩の総移動時間は約 25 分であり，各エリアでの移動時間及び第 3 図の現場線量率の関係より移動にかかる被ばく線量は約 2mSv となる。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から荒浜側高台保管場所及び大湊側高台
保管場所への移動等における被ばく線量の一例として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から荒浜側高台保管場所（保守性を考慮し最も 1～4 号炉寄りの場所）への移動を考える。周辺斜面の崩落，敷地下斜面のすべりを考慮した場合，徒歩での総移動時間は約 30 分であり，各エリアでの移動時間及び第 3 図の現場線量率の関係より移動にかかる被ばく線量は約 3mSv となる。
なお，線量率の高いエリアは限られることから，これらを極力避けることにより，被ばく線量を抑えることができる。また，徒歩での移動に比べ車両で移動した場合は総移動時間及び被ばく線量はより小さくなる。
よって，高線量場の発生を含め，1～5 号炉に重大事故等が発生した場合であっても，6 号及び 7 号炉の重大事故等への対応作業のためのアクセスは可能であり，重大事故等時における活動が可能である。
(b) 6 号及び 7 号炉の重大事故等への対応作業への影響
6 号及び 7 号炉の重大事故等への対応作業のうち，比較的時間を要する操作として代替原子炉補機冷却系の準備操作（資機材配置及びホース敷設，起動及び系統
水張り）を想定しているが，5 号炉の使用済燃料プールに近い 6 号炉での当該操作場所での線量率は，第 4 図に示すとおり約 8.2mSv/h となる。なお，図中の現場線
量率は 5 号炉の使用済燃料プール内の線源からの影響を示しており，1～4 号炉の使用済燃料プール内の線源からの影響は本作業場所と 1km 程度離れていることか
らほぼ無視できるものである。
当該操作の想定操作時間は 10 時間であること，及びこの想定操作時間には当該操作場所への移動時間が含まれていること，あるいは参集要員による操作要員の1.0.16-7

交代も可能であることから，重大事故等時における活動が可能である。

4. まとめ「1.1～4 号炉（荒浜側）及び 5 号炉（大湊側）周辺の屋外設備の損傷による影響」，「2.同時被災時に必要な要員及び資源の十分性」及び「3.他号炉における高線量場発生による 6 号及び 7 号炉対応への影響」に示すとおり，高線量場の発生を含め，1～5 号炉に重大事故等が発生した場合にも，6 号及び 7 号炉の重大事故等の対応は可能である。

1.0.16-8

第 1 表 想定する各号炉の状態
項目
要員

水源

燃料
1.0.16-9

電源

6 号及び 7 号炉
・全交流動力電源喪失
・使用済燃料プールでのスロッシング発生
・「想定事故 2（使用済燃料プール漏えい）」※1
・「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRV 再閉失敗」
・全交流動力電源喪失
・使用済燃料プールでのスロッシング発生
・「想定事故 2（使用済燃料プール漏えい）」※1
・「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
代替循環冷却系を使用しない場合」
・外部電源喪失※2
・使用済燃料プールでのスロッシング発生
・「想定事故 2（使用済燃料プール漏えい）」※1
・「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」
・全交流動力電源喪失
・使用済燃料プールでのスロッシング発生
・「想定事故 2（使用済燃料プール漏えい）」※1
・「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」

1～5 号炉・全交流動力電源喪失※2
・使用済燃料プールでのスロッシング発生※3
・内部火災※4※1 サイフォン現象による漏えいは，各号炉（1～7 号炉）のサイフォン発生防止用の逆止弁及びサイフォンブレーク孔により停止される。
したがって，この漏えいによる影響はスロッシングによる溢水に包絡されるため，使用済燃料プールからの漏えいは，スロッシングによる漏えいを想定する。
※2 燃料については消費量の観点から非常用ディーゼル発電機の運転継続を想定する。
※3 使用済燃料プールへの注水が必要となるスロッシングの発生を想定する。
※4 6 号及び 7 号炉は火災防護措置が強化されることから，1～5 号炉での内部火災の発生を想定する。また，1～5 号炉で複数の内部火災を想定することが考えられるが，時間差で発生することを想定し，全交流動力電源喪失及び使用済燃料プールでのスロッシングと同時に発生する内部火災としては 1 つの号炉とする。ただし，消火活動に必要な水源は，5 号炉（1～5 号炉）分の消費を想定する。

第 2 表 同時被災時の 1～5 号炉の対応操作，6 号及び 7 号炉の使用済燃料プールの対応操作，必要な要員及び資源必要となる対応操作
対応操作概要非常用ディーゼル発
非常用ディーゼル発電機等の現場の状電機等の現場確認，直 態確認及び直流電源の長時間供給のた
流電源の負荷制限
めの負荷制限を実施する
内部火災に対する消
火活動

対応要員
運転員

自衛消防隊
建屋内での火災を想定し，当該火災に（運転員を含
対する現場確認・消火活動を実施する
む）

1.0.16-10

各注水系（復水補給水系，燃料プール補給水
各注水系による使用済燃料プールへの系，消火系，可搬型代給水を行い，使用済燃料からの崩壊熱替注水ポンプ（A-2の継続的な除去を行う級））による使用済燃料プールへの注水

運転員及び10 時間以降
の発電所外
からの参集
要員

常設代替交流電源設備等による給電

常設代替交流電源設備等による給電・受電操作を実施する

緊急時対策
要員及び運
転員

燃料給油作業

常設代替交流電源設備及び可搬型代替
注水ポンプ（A-2 級）に給油を行う

緊急時対策
要員

必要な資源
－
○水源
180m3（36m3/号炉×5（1～5 号炉））
○燃料
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）：約 4kL（21L/h×24h×7 日×1 台）
又はディーゼル駆動消火ポンプ：約 6kL（32L/h×24h×7 日×1 台）○水源（詳細は第 3 表参照）
1 号炉：約 280m3
2 号炉：約 1,401m3
3 号炉：約 1,425m3
4 号炉：約 1,366m3
5 号炉：約 1,424m3
6 号炉：約 8,654m3
7 号炉：約 8,675m3※6 号及び 7 号炉については有効性評価「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器
過圧・過温破損） 代替循環冷却系を使用しない場合」で想定している水源も含む○燃料
1～5 号炉可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）：約 18kL（21L/h×24h×7 日×5 台）
6 号及び 7 号炉
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）：約 30kL（21L/h×24h×7 日×4 台/号炉）○燃料
非常用ディーゼル発電機：約 3,160kL（1,879L/h×24h×7 日×10 台）※全交流動力電源喪失のため，実際は常設代替交流電源設備で給電することになるが，燃料消費量を保守的に見積もる観点から，非常用ディーゼル発電機（2 台／号炉）の運転を想定－

第 3 表 各号炉の必要な水量（平成 26 年 10 月時点での崩壊熱により計算）
ＫＫ１
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ２
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ３
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ４
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ５
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ６
運転中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ７
運転中
炉
ＳＦＰ

炉心燃料

全燃料取り出し

全燃料取り出し

全燃料取り出し

全燃料取り出し

全燃料取り出し装荷済

装荷済

原子炉開放状態

開放（プールゲー 開放（プールゲー 開放（プールゲー 開放（プールゲー 開放（プールゲー 未開放（プール 未開放（プール
ト開放）
ト開放）
ト開放）
ト開放）
ト開放）
ゲート閉）
ゲート閉）

水位

ウェル満水（オーバーフロー水位）想定するプラントの状態

スロッシングによ スロッシングによ スロッシングによ スロッシングによ スロッシングによる漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動
力電源喪失
力電源喪失
力電源喪失
力電源喪失
力電源喪失

スロッシング溢水
量 ※1[m 3]

ウェル満水（オーバーフロー水位）

ウェル満水（オーバーフロー水位）

ウェル満水（オーバーフロー水位）

ウェル満水（オーバーフロー水位）

通常運 通常運転 通常運 通常運転
転水位 水位 転水位 水位
スロッシングによる漏洩+全交流動

スロッシングによる漏洩+全交流動

力電源喪失

力電源喪失

1.0.16-11

710

710

710

710

710

690

710

38

42

35

45

33

15

15

91

100

85

107

80

36

36

84

52

76

43

103

336

471

396

492

398

4.0

1.7

1.7

1.7

1.7

2.1

2.1

必要な注水量② ※2[m 3@168h]

280

1,401

1,425

1,366

1,424

767

786

必要な注水量③ ※2[m 3@168h]

1,956

2,172

2,196

2,115

2,173

1,254

1,275

65℃到達までの時
間[hour]
100℃到達までの時
間[hour]
必要な注水量① ※2[m 3@168h]
事故発生からTAF到達までの時間[hour]
通常運転水位（オーバーフロー水位）から必要な遮へい水位までの水位差 ※2[m]

各重要
事故
シーケ
ンスに
よる

564
248

各重要
事故
シーケ
ンスに
よる

565
245

※1 1～5 号炉の溢水量は，6 号及び 7 号炉の評価結果に基づきスロッシングによる溢水量を設定（1～5 号炉の使用済燃料プールは 6 号及び 7 号炉に比べて保有水量やプール表面積が小さいため溢水量は少なくなると考えられる）。また,必要な注水量は原子炉開放状態（プールゲート開放状態）を考慮して評価。
※2 「必要な注水量①」：蒸発による水位低下防止に必要な注水量。
「必要な注水量②」：必要な遮蔽水位（原子炉建屋最上階のフロアでの現場の線量率が 10mSv/h 以下となる水位（遮蔽水位の計算に用いた各号炉の線源の強度は保守的な 6 号及び 7 号炉の線源強度を参照））まで回復させ，その後の水位維持に必要な注水量（使用済燃料プール,原子炉ウェル及び D/S ピットを考慮）。
「必要な注水量③」：通常水位までの回復及びその後の水位維持に必要な注水量（使用済燃料プール,原子炉ウェル及び D/S ピットを考慮）。

第 4 表 1～5 号炉の注水及び給電に用いる設備の台数
記載は設置台数であり，（）内はその系統のみで注水するのに必要な台数
１号炉

1.0.16-12

注水設備

2 号炉

3 号炉

4 号炉

5 号炉

共通

備考

残留熱除
去系

3（1）

3（1）

3（1）

3（1）

3（1）

－

全交流動力電源喪失時は常設代替交流電源
設備による給電を実施することで使用可能
電源負荷を考慮して，複数の同時運転は実施
せず，順次注水操作を実施する

復水補給水
系

3（1）

3（1）

3（1）

3（1）

3（1）

－

全交流動力電源喪失時は常設代替交流電源
設備又は電源車による給電を実施すること
で使用可能

燃料プール
補給水系

2（1）

1（1）

1（1）

1（1）

1（1）

－

全交流動力電源喪失時は常設代替交流電源
設備又は電源車による給電を実施すること
で使用可能

－

1～4 号炉は共通の消火ポンプを使用
5～7 号炉は共通の消火ポンプを使用
十分時間余裕があるため，１台を用いて，必要な箇所に順次注水を実施していくことが
可能

消火系
（ディーゼ
ル駆動ポン
プ）

1

1 号炉と
共通

1 号炉と
共通

1 号炉と
共通

1

可搬型代替
注水ポンプ
（A-2 級）

－

－

－

－

－

必要な台数に対して十分な台数を保有（1）

十分時間余裕があるため，1 台を用いて，必要な箇所に順次注水を実施していくことが
可能

常設代替交
流電源設備

－

－

－

－

－

4 台のうち，6 号及び 7 号炉で用いなかったものを使用することも可能

6 号及び 7 号炉の対応には第一ガスタービン
発電機 2 台のみで対応可能であるため，残りの第二ガスタービン発電機 2 台を使用可能

電源車

－

－

－

－

－

必要な台数に対して十分な台数を保有（1）

十分時間余裕があるため，１台を用いて，必要な箇所に順次注水を実施していくことが
可能

給電設備

第 1 図 柏崎刈羽原子力発電所におけるアクセスルート

1.0.16-13

経過時間（時間）
1

2

３

８

９

10

11

12

13

14

15

備考

事象発生

実施箇所・必要人員数
号機

直流電源の負荷制限作業開始

操作項目

運転員
（中央制
御室）※1

運転員
（現場）

緊急時対策要
員（現場）

自衛消防隊

２人
A, B

－

－

－

プラント状況判断

－－－プラント監視（給電不可能な場合等：デジタルレコーダ接続

参集要員による作業開始

常設代替交流電源設備による受電

１0分（1～２人）
A,（B）

隣接プラントの「全交流動力電源喪失及び使用済燃料プールのス
ロッシング」を想定する
号炉

火災時において応援が必要な際は１名となる

適宜実施

等による計器監視）

－

２人
C, D

－

－

－

－

－

－

－

（２人）
C, D

－

－

（２人）

参集要員にて－C,

２～３人
a, b , （e）

（１人）
a

D

－

対応※ ２

非常用ディーゼル発電機の現場確認
直流電源の負荷制限

非常用ディーゼル発電機

50分

機能回復

対応可能な要員により、対応する（解析上考慮せず）
復水補給水系や燃料プール補給水系、消火系によるSFP給水

適宜実施

消防車によるSFP給水

6,7号炉の作業を優先に適宜実施（復水補給水系等の給水が不可能な場合）
１0分

－

－

－

プラント状況判断

－－－プラント監視（給電不可能な場合等：デジタルレコーダ接続

適宜実施

等による計器監視）

1.0.16-14

２人※ 3
c, d

（１人）

（２人）※ 3－c,d

（1～2人）c,（ d）（１人）－－

火災現場確認30分－－

自衛消防隊を現場誘導

10分－

自衛消防隊にて対消火活動
応

消火活動継続実施「全交流動力電源喪失及び使用済燃料プールのス
ロッシング並びに火災発生」を想定する号炉（2人）
隣接プラントから－の応援が必要な際
は応援に期待b , e(又は B)

－

－

－

－

－

－

－

－

（１人）

b

（１人）

b

（２人）
,ｄ（又は
, B）
（２人）
,ｄ（又は
,

－

－

e

B）

（２人）
C, D （又はb
,

共通

e

e,
－

B)

参集要員にて対応※ ２

緊急時対策要員にて対応
参集要員にて対応－

非常用ディーゼル発電機の現場確認
直流電源の負荷制限

非常用ディーゼル発電機

50分（隣接プラントからの応援が必要な
際は応援が到着してから50分）

機能回復

対応可能な要員により、対応する（解析上考慮せず）

復水補給水系や燃料プール補給水系、消火系による燃料プール給水

適宜実施
適宜実施

消防車による燃料プール給水

6,7号炉の作業を優先に適宜実施（復水補給水系等の給水が不可能な場合）－

常設代替交流電源設備による給電・受電－

燃料給油作業6/7号炉の給電を実施後適宜実施

適宜実施（）内の数字は他の作業終了後，移動して対応する人員数※1 当直長を含む人数。
※2 図中は参集要員のみに期待した場合を示す。なお,1～5 号における現場の緊急時対策要員として夜間及び休日(平日の勤務時間帯以外)においても常駐要員が 2 名が確保されている。
※3 SA 事象と火災が発生した際の初期消火の体制については平成 28 年 1 月現在のものを示す。
なお，6号及び7号炉において原子炉運転中を想定した場合，原子炉側と使用済燃料プール側との重大事故等対応の重畳も考えられるが，運転中に使用済燃料プールに貯蔵されている燃料の崩壊熱が低いことから（第3表参照），原
子炉側の事故対応が収束に向かっている状態での対応となり，緊急時対策要員や参集要員により対応可能である。また号炉状態の監視においても，原子炉側で期待している運転員が併せて使用済燃料プール側を監視できるため，現在の想定する要員での対応が可能である。
また，時間差で発生する複数の内部火災に対しては，自衛消防隊が火災現場を都度移動することにより，現在の想定する要員での対応が可能である。

第 2 図 1～5 号炉における各作業と所要時間

1.0.16-15
第 3 図 線量率の概略とアクセスルート

1.0.16-16
第 4 図 線量率の概略分布（5～7 号炉周辺）

【参考】使用済燃料プール水瞬時全喪失時の使用済燃料の冷却性について
使用済燃料プールの保有水が全喪失した場合であっても，崩壊熱量が小さいときには，露出した使用済燃料が，空気の自然対流により冷却維持が可能と考えられる。
これらの検討は，建屋が損壊している福島第一原子力発電所 4 号炉の燃料プールの状態（大気開放）を想定した評価※1,2 や原子炉建屋最上階を考慮した評価※3 が実施されている。
ここでは，より自然対流の空気冷却が厳しくなる原子炉建屋最上階についても考慮した評価について示す。
原子炉建屋最上階を考慮した評価
電力中央研究所による使用済燃料プールの事故時の過渡解析※3 によると，使用済燃料プールにおいて全保有水喪失が発生しても，使用済燃料プール内の全崩壊熱が約 1MW 以下の場合，気相の自然循環冷却と使用済燃料プール壁への輻射伝熱により被覆管の健全性は維持されるとしている（参考第 1 図，参考第 2 図）。
なお，本解析モデルでは，ヒートシンクとして設定している使用済燃料プールの天井部
分は，使用済燃料プール床面積と同じ断面積で模擬しており，実際の原子炉建屋最上階に比べて非常に小さく，建屋からの放熱の観点からは保守的な設定となっている。また，空調設備には期待していない。使用済燃料ラックについては高密度型燃料ラックをモデル化しており，燃料間ピッチは 1～5 号炉のラックと比較し，同等若しくは保守的となっている。
現在の 1～5 号炉における使用済燃料プール内の燃料集合体の全崩壊熱及び 1 体当たりの崩壊熱は，参考第 1 表に示すとおり，各号炉とも 1MW 未満と低く，評価での想定より建屋の壁面の除熱を多く考慮できることから，使用済燃料は空気の自然対流による冷却でも健全性が維持されるものと考えられる。
※1：Analysis of Fuel Heat-up in a Spent Fuel Pool during a LOCA 平成 24 年 7 月 24
日，JNES「使用済燃料プール瞬時 LOCA 時の燃料被覆管温度の解析」
東京電力（株）福島第一原子力発電所事故に関する技術ワークショップ※2：Detailed analysis of the accident progression of Units 1 to 3 by using MAAP code
平成 24 年 7 月 23 日 ，東京電力株式会社「1Fー4 の使用済燃料プール瞬時 LOCA 時(LOCA)及び冷却機能喪失時の蒸発による水位低下(Non-LOCA)発生による PCT（MAAP）」※3：使用済燃料プールの事故時冷却特性評価―MAAP コードを用いた冷却機能及び冷却材喪失事故解析－（研究報告：L12007） 平成 25 年 5 月，電力中央研究所

1.0.16-17

参考第 1 表 使用済燃料の崩壊熱の比較
項目

解析
ケース

1 号炉

2 号炉

3 号炉

4 号炉

5 号炉

全 崩 壊熱
（MW）

1.01

約 0.7

約 0.5

約 0.5

約 0.4

約 0.7

集合体
1 体 当た
り(kW)

0.84

約 0.5

約 0.3

約 0.6

約 0.3

約 0.5

備考
1～5 号炉：平成 27 年 1
月時点※
1～5 号炉：平成 27 年 1
月時点※

※評価時点で原子炉圧力容器内にあった燃料は使用済燃料プールにあるものとする

1.0.16-18

参考第 1 図 解析モデル

1.0.16-19

参考第 2 図 崩壊熱を変化させた時の燃料チャンネル最高
温度の比較（プール水瞬時全量喪失を仮定）

1.0.16-20