東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-1 改 46
提出年月日
平成 29 年 8 月 21 日

東海第二発電所「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設
置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について

平成 29 年 8 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手
順等

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14

電源の確保に関する手順等

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等

目－1

2.

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

2.1

可搬型設備等による対応

目－2

1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項
下線部：今回提出資料
目

1.0.1
(1)

次

重大事故等への対応に係る基本的な考え方

1.0 1

重大事故等対処設備に係る事項

1.0-1

ａ.

切り替えの容易性

1.0 1

ｂ.

アクセスルートの確保

1.0 1

復旧作業に係る事項

1.0-2

ａ.

予備品等の確保

1.0 2

ｂ.

保管場所

1.0 3

ｃ.

アクセスルートの確保

1.0 3

(2)

(3)

支援に係る事項

1.0-4

(4)

手順書の整備、教育及び訓練の実施並びに体制の整備

1.0-4

ａ.

手順書の整備

1.0 4ｂ.

教育及び訓練の実施

1.0 5

ｃ.

体制の整備

1.0 5

1.0.2
(1)

共通事項

1.0-7

重大事故等対処設備に係る事項

1.0-7

ａ.

切り替えの容易性

1.0 7

ｂ.

アクセスルートの確保

1.0 9

復旧作業に係る事項

1.0-13ａ.

予備品等の確保1.0 14ｂ.

保管場所

1.0 15(2)

ｃ.

アクセスルートの確保

1.0 15(3)

支援に係る事項

1.0-16(4)

手順書の整備、教育及び訓練の実施並びに体制の整備

1.0-19ａ.

手順書の整備

1.0 19ｂ.

教育及び訓練の実施

1.0 27ｃ.

体制の整備

1.0 34

添付資料

添 付 資 料 1.0.1

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

復旧作業に必要な資機材及び外部からの支援について添 付 資 料 1.0.5

重大事故等対策に係る文書体系について

添 付 資 料 1.0.6

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について

添 付 資 料 1.0.7

有効性評価における重大事故時の対応手順について

添 付 資 料 1.0.8

大津波警報発令時の原子炉停止操作等について

添 付 資 料 1.0.9

重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練について

添 付 資 料 1.0.10

重大事故等発生時の体制について

添 付 資 料 1.0.11

重大事故等発生時の発電用原子炉主任技術者の役割について

添 付 資 料 1.0.12

福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応について

添 付 資 料 1.0.13

災害対策要員の作業時における装備について添 付 資 料 1.0.14

技術的能力対応手段と有効性評価
技術的能力対応手段と手順等

添 付 資 料 1.0.15

比較表

関連表

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

重大事故等発生時における東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の影響について

添付資料 1.0.10

東海第二発電所
重大事故等発生時の体制について

1.0.10-1

＜目

1.

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) 災害対策要員の確保に関する基本的な考え方

1.0.10-3(3) 重大事故等対策における判断者及び操作者について

1.0.10-32.

1.0.10-5

東海第二発電所における重大事故等対策に係る体制について

1.0.10-5(1) 災害対策本部の体制概要
a. 災害対策本部長（所長）及び本部長代理の役割

1.0.10-5

b. 災害対策本部の構成

1.0.10-5(2) 災害対策本部の要員招集

1.0.10-9
1.0.10-9

a. 当直要員b. 発電所構内等に常駐している災害対策要員（当直要員除く） 1.0.10-10c. 発電所外から発電所に招集する災害対策要員

1.0.10-11(3) 通報連絡1.0.10-13(4) 災害対策本部内の情報共有について

1.0.10-13

a. プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有

1.0.10-13

b. 指示・命令，報告

1.0.10-14

c. 本店対策本部との情報共有

1.0.10-15(5) 交代要員の考え方

1.0.10-15

3.

1.0.10-16

発電所外における重大事故等対策に係る体制について

1.0.10-16(1) 本店対策本部
a. 本店対策本部の体制概要

1.0.10-17

b. 本店対策本部設置までの流れ

1.0.10-18
1.0.10-2

1.0.10-18

c. 広報活動(2) 原子力事業所災害対策支援拠点

1.0.10-18(3) 中長期的な体制

1.0.10-19

第 1.0.10-1 表 防災体制の区分と緊急時活動レベル（ＥＡＬ）

1.0.10-21

第 1.0.10-2 表 所長（原子力防災管理者）不在時の代行順位

1.0.10-23

第 1.0.10-1 図 災害対策本部体制

1.0.10-24

第 1.0.10-2 図 災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

1.0.10-25

第 1.0.10-3 図 災害対策本部の初動体制から全体体制への移行

1.0.10-26

第 1.0.10-4 図 災害対策本部の要員（プルーム通過時）

1.0.10-27

第 1.0.10-5 図 中央制御室の当直要員等の体制（運転中）

1.0.10-28

第 1.0.10-6 図 中央制御室の当直要員等の体制（停止中）

1.0.10-29

第 1.0.10-7 図 発電所における非常事態宣言と災害対策要員の非常招集

1.0.10-30

第 1.0.10-8 図 プルーム通過前後の災害対策要員の動き

1.0.10-31

第 1.0.10-9 図 一斉通報装置による災害対策要員の非常招集連絡1.0.10-32

第 1.0.10-10 図 災害対策要員の非常招集の流れ

1.0.10-33

第 1.0.10-11 図 緊急時対策所災害対策本部内における各作業班，
本店対策本部との情報共有イメージ

1.0.10-34

第 1.0.10-12 図 重大事故等発生時の支援体制（概要）

1.0.10-35

第 1.0.10-13 図 本店対策本部の組織及び職務

1.0.10-36

第 1.0.10-14 図 本店における態勢発令と災害対策要員の非常招集 1.0.10-37
第 1.0.10-15 図 全面緊急事態発生時の情報発信体制

1.0.10-38

第 1.0.10-16 図 原子力事業所災害対策支援拠点の体制

1.0.10-39

別紙１ 自衛消防隊の体制について

1.0.10-40

別紙２緊急時対策所における主要な資機材一覧

1.0.10-51

1.0.10-3

別紙３重大事故等発生時における災害対策要員の動き

1.0.10-52

別紙４ 災害対策要員による通報連絡について

1.0.10-53

別紙５ 原子力事業所災害対策支援拠点について

1.0.10-55

別紙６ 発電所構外からの災害対策要員の参集について

1.0.10-57

補足１ 発電所が締結している医療協定について

1.0.10-78

1.0.10-4

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（所長）は，事象に応じて警戒事態又は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等の重大事故等発生の場合には非常事態を宣言し，所長を災害対策本部長とする発電所警戒本部又は発電所災害対策本部（以下「災害対策本部」という。）を設置する。（第 1.0.10-1 図）
また，発電所において警戒事態又は非常事態の宣言を受けた本店は，本店
警戒事態又は本店非常事態を発令し，本店警戒本部又は本店総合災害対策本部（以下「本店対策本部」という。）を設置する。
原子炉施設に異常が発生し，その状況が原災法第 10 条第１項に基づく特定事象である場合の通報，非常事態の宣言，災害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東海第二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。）及び関連する社内規程に定めている。
防災業務計画には，災害対策本部の設置，原子力防災要員を置くこと，及びこれを支援するため本店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。
本資料では，重大事故等発生時，即ち，原災法第 10 条第 1 項に基づく特定事象が発生して，東海第二発電所に発電所災害対策本部を設置し，本店に本店総合対策本部を設置した場合における体制について示す。

(1)

体制の特徴
1.0.10-1

原子力防災組織は，災害対策本部長，災害対策本部長代理，本部員及び発電用原子炉主任技術者で構成される「本部」と，7つの作業班で構成され，役割分担に応じて対処する。
災害対策本部において，指揮命令は基本的に災害対策本部長を最上位に置き，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。また，プラント状況や各班の対応
状況についても各本部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。
あらかじめ定めた手順に従って運転班（当直）が行う運転操作や復旧操作については，当直発電長の判断により自律的に実施し，運転本部員に実施の報告が上がってくることになる。
東海第二発電所において組織している災害対策本部体制について，以下に説明する。

ａ．災害対策本部の構成
災害対策本部体制は緊急時対策所に構築され，以下の要員（災害対策要員）で構成される。
・災害対策本部長：原子力防災管理者（所長）
・災害対策本部長代理：副原子力防災管理者
・発電用原子炉主任技術者
・本部員：担当班の統括
各班は基本的な役割，機能毎に以下の班を構成し，それぞれの本部
員の指揮の下，活動を実施する。
①情報班
②広報班
1.0.10-2

③庶務班
④技術班
⑤放射線管理班⑥保修班⑦運転班
各班の必要要員規模は，対応すべき事故の様相又は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とする。

(2)

災害対策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，発電所構内に必要な要員を常時確保する。また，火災発生時の初期消火活動に対応するため，初期消火要員についても発電所に常時確保する。
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）を含め要員の補充を行うとともに，そのような事態に備えた体制に係る管理を行う。
必要な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（平日の勤務時
間帯以外）を含めて必要な要員を非常招集できるよう，定期的に通報連絡訓練を実施する。

1.0.10-3

(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
発電所の重大事故等対策の災害対策活動に関する一切の業務は，災害対策本部のもとで行い，かつ，災害対策本部において行う対策活動
を本店総合災害対策本部は支援する。
運転班（当直）が行う運転操作や復旧操作については，あらかじめ定めた手順に従って当直発電長の判断により実施する。一方，あらか
じめ定めた手順によらない操作及び対応については，原子炉施設の運転に関し保安の監督を職務とする発電用原子炉主任技術者の指示を踏
まえ，災害対策本部長が最終的に判断する。
また，国及び自治体等の関係機関及び社外の支援組織との連携に係る対応の判断は，本店災害対策本部長が行う。
隣接する東海発電所との同時発災により各発電所での対応が必要な事象が発生した場合，災害対策本部は各発電所の状況や使用可能な設
備，事象の進展等の状況を共有し，東海発電所長及び東海第二発電所長を兼務する災害対策本部長が対応すべき優先順位の最終的な判断を行う。

ｂ．操作者の明確化
各種手順書は，使用主体に応じて，運転員が使用する運転手順書と，災害対策要員（運転員を除く）が災害対策本部で使用する手順等を整備する。
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を踏まえ，重大事故等対処設備の操作に当たっては，
中央制御室と災害対策本部の間で緊密な情報共有を図りながら行うこと
1.0.10-4

とする。

2.

東海第二発電所における重大事故等対策に係る体制について(1)

災害対策本部の体制概要

ａ．災害対策本部長（所長）及び本部長代理の役割
所長は，災害対策本部長として原子力防災組織を統括管理するとともに，必要な要員を招集し状況の把握に努め，原子力災害の発生又は拡大の防止のために必要な応急措置を行う。
所長が不在の場合は，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 1.0.10-2 表）
また，重大事故等の発生時には複数の事象が同時に進行することを想定
し，災害対策本部長の助成や，災害対策本部長の指示を受けて，原子力オ
フサイトセンターでの対応及び重大事故等の応急措置等に係る特定の課題を迅速に確認及び各班に具体的な対応を指示する本部長代理を 3 名配置する。

ｂ．災害対策本部の構成(a) 災害対策本部
災害対策本部は，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，当直，重大事故等の現場活動を行う重大事故等対応要員
及び初期消火活動を行う自衛消防隊から構成される。重大事故等対応要
員は，庶務班，保修班及び運転班で構成され，各班には班員に対して必要な指示を行う本部員及び班長を配置する。
支援組織のうち技術支援組織は，技術班，放射線管理班，保修班及び1.0.10-5

運転班から構成され，各班には班員に対して必要な指示を行う本部員及び班長を配置する。
支援組織のうち運営支援組織は，情報班，広報班及び庶務班から構成
され，各班には班員に対して必要な指示を行う本部員及び班長を配置する。（第 1.0.10-1 図～第 1.0.10-6 図）＜実施組織＞
当直：事故の影響緩和・拡大防止に関する運転上の措置，初期消火活動等
重大事故等対応要員：役割別に各班に分かれる。
庶務班：アクセスルート確保，放射性物質の拡散抑制対策に伴う措置，自衛消防隊による初期消火活動等
保修班：事故の影響緩和・拡大防止に関する対応，給水確保及び電源確保に伴う措置等
運転班：事故の影響緩和・拡大防止に関する運転上の措置
重大事故等対応要員のうち庶務班及び保修班の要員は，実施組織が行う各災害対策活動を相互に助勢して実施できる配置とし，対応する必要がある災害対策活動に対処可能な体制とする。
火災発生時には，火災の発生場所に応じて当直あるいは守衛が初期消火を行い ， 要請を受けた自衛消防隊が初期消火を引き続いて実施する。
また，平日（勤務時間中）と平日夜間及び休日では初期消火の対応要領が異なるが，どちらの場合においても，迅速かつ適切に初期消火活動を行うことができる。（別紙 1）＜技術支援組織＞
技術班：事故状況の把握・評価，プラント状態の進展予測・評価，事故
1.0.10-6拡大防止対策の検討及び技術的助言等
放射線管理班：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，汚染拡大防止措置等に関する技術的助言，二次災害防止に関する措置等
保修班：事故の影響緩和・拡大防止に関する対応指示，不具合設備の応急復旧及び技術的助言，放射性物質の汚染除去等
運転班：プラント状態の把握及び災害対策本部へのインプット，事故の影響緩和・拡大防止に関する対応指示及び技術的助言等＜運営支援組織＞
情報班：事故に関する情報収集・整理及び連絡調整，本店対策本部及び社外機関との連絡調整等
広報班：発生した事象に関する広報，関係地方公共団体の対応，報道機
関等の社外対応，発電所内外へ広く情報提供等
庶務班：災害対策本部の運営，防災資機材の調達及び輸送，所内警備，避難誘導，医療(救護)に関する措置，二次災害防止に関する措
置等(b) 災害対策要員
災害対策要員は重大事故等に対処するために必要な指示を行う本部
要員，各作業班員，現場にて対応を行う重大事故等対応要員，当直要
員及び自衛消防隊(初期消火要員)で構成する。

(c) 災害対策本部設置までの流れ
発電所において，重大事故等の原子力災害が発生するおそれがある
1.0.10-7場合，原子力防災管理者（所長）は直ちに警戒事態を宣言するとともに本店発電管理室長へ報告する。原子力防災管理者は速やかに発電所
警戒本部を設置し，災害対策本部体制を構成する災害対策本部要員に対し非常招集を行う。
さらに，発電所において，原災法第 10 条第 1 項に定める特定事象等を含む重大事故等の原子力災害が発生した場合，原子力防災管理者（所長）は直ちに非常事態を宣言するとともに本店発電管理室長へ報告する。原子力防災管理者は速やかに災害対策本部を設置し，災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対し非常招集を行う。
なお，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，当直発電長から事象の発生の連絡を受けた原子力防災管理者（所長）は，当直発電長に災害対策本部の要員の招集を指示し，通報連絡要員が一斉通報システムを用いて災害対策要員の非常招集を行う。
（ 第 1.0.10-7 図）

ｃ．災害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，災害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，重大事故等発生時において，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，必要な発電所内外各所へ通報連絡を行い，また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，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する。（別紙 3）(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1.0.10-8

安全パラメータ表示システム（以下「ＳＰＤＳ」という。），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に接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ－電話機，ＩＰ－ＦＡＸ），衛星電話設備及び無線連絡設備等を備えた緊
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，緊急時対策所及び現場との連携を図るため，携行型
有線通話装置，無線通話設備及び衛星電話設備等を整備する。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ヘッドライト及びランタン等を配備する。

(2)

災害対策本部の要員招集
平日の勤務時間帯に警戒事態又は非常事態が発生した場合，送受話器（ページング），所内放送等にて発電所構内の災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対して非常招集を行い，災害対策本部を設置した上で活動を実施する。東海第二発電所では，中長期的な対応も交替できるよう運転員以
外の発電所職員についてもほぼ全員が災害対策要員であることから，平日の勤務時間中での要員確保は可能である。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に警戒事態又は非常事態が発生した場合，一斉通報システムにて災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対し非常招集を行うとともに，災害対策本部体制が構築されるまでの間については，当直要員及び発電所構内に常駐している災害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。
1.0.10-9以下に，発電所構内の要員数が少なくなる夜間及び休日（平日の勤務時
間帯以外）における非常事態発生時の体制について記載する。この時期に
お い て も ， 重 大 事 故 等 発 生 時 に 適 切 に 対 応 を 行 う こ と が で き る 。（ 第1.0.10-3 図，第 1.0.10-5 図，第 1.0.10-6 図，第 1.0.10-7 図，第 1.0.108 図，第 1.0.10-9 図）

ａ．当直要員
原子炉運転時における中央制御室の当直要員は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名及び当直運転員 5 名の計 7 名／直を配置している。（第1.0.10-5 図）また，原子炉運転停止中 ※1 における当直要員は，現場対応操作を考慮して，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名及び当直運転員 3名の計 5 名／直を配置している。(第 1.0.10-6 図)※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

重大事故等発生時には，当直発電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，当直副発電長は当直発電長を補佐する。中央制御室で運転操作を行う当直運転員及び現場で対応する当直運
転員は，当直発電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。当直発電長は適宜，災害対策本部と連携し重大事故等対応操作の状況を報告する。
原子炉運転停止中の当直要員の数は，原子炉運転時の当直要員の数より少ないが，当直内の各役割及び指揮命令系統は維持される。
なお，当直要員の勤務形態は，通常サイクル5班2交替で運用しており，重大事故等発生時においても，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
1.0.10-10

いること，及び重大事故等の対応に当たっては有効性評価を考慮して中央制御室の当直運転員2名及び現場運転員6名（現場の当直運転員3名と重大事故等対応要員のうち運転操作対応3名（2人1組3チーム））の体制を整えている。また，特定の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，特定の現場運転員に作業負荷や被ばく線量が集中することはない。

ｂ．発電所構内に常駐している災害対策要員（当直要員除く）
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）には，発電所構内に常駐している緊急時対策所にて初動対応を行う。
初動対応の全体を指揮する総括待機当番者 1 名の下に，現場を指揮する現場統括待機者 1 名，外部通報・連絡及び情報収集を行う要員 2 名 ※2 ，現場対応を行う庶務班，運転班及び保修班の要員 26 名（内訳：アクセス
ルート確保要員 2 名，初期消火要員 11 名，運転操作要員 3 名，電源・給水確保要員 10 名）及び放射線測定等を行う放射線管理班要員 2 名の合計
32 名が非常招集を受けて参集し，災害対策本部の初動体制を確立する。
重大事故等の応急対応については，必要な対応を実施可能な要員を確保することとし，これを初動体制の各班の機能及び要員数により対応可能としている。このため，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。（第 1.0.10-2 図）※2：情報班員のうち１名が中央制御室に常駐し初動対応を行う。

ｃ．発電所外から発電所に参集する災害対策要員(a) 非常招集により参集する要員
災害対策本部の要員については，発電所員約 260 名のうち，約 130 名
1.0.10-11

が発電所から 5km 圏内に居住している。（平成 28 年 7 月現在）
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，災害対策要員の所在や参集ルート等を踏まえて参集時間と参集する
災害対策要員数を評価した。その結果，要員の参集開始時間を招集連絡の 30 分後とすることや，要員の参集手段を徒歩移動とするという保守的な条件においても，重大事故等の発生の 2 時間後には約 110 名が参集すると評価される。この評価結果は，東海第二発電所で抽出される全ての事故シナリオにおいて，外部からの参集要員に要求される参集時間及び要員数を十分に達成できる。（別紙 6）
参集した要員は災害対策本部の初動体制に加わることで，災害対策本部は初動体制から全体体制に移行する。統括待機当番者は，災害対策本部長の参集後には，本部長代理となる。また，初動体制における情報班，
保修班，放射線管理班，庶務班及び運転班は，参集した要員による班員数が増加により，長期の現場応急対応を円滑かつ確実に実施することが可能となる。さらに，参集した要員により，中長期的な対応等を検討する技術班が全体体制の中で設置される。なお，残りの要員は交代要員として待機する。（第 1.0.10-2 図）(b) 非常招集の流れ
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，発電所外にいる災害対策要員を速やかに非常招集するため，「一
斉通報システム」，「通信連絡手段」等を活用し災害対策要員の非常招集を行う。（第 1.0.10-9 図）
東海村周辺地域で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，非常招集の連絡がなくても支障がない限り発電所緊急時対策所又は発電所
1.0.10-12

外集合場所（第三滝坂寮）に参集する。なお，地震等により家族及び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された場合
は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
招集する災害対策要員のうち，あらかじめ指名されている発電所参集要員である災害対策要員は，直接に発電所緊急時対策所に参集する。
あらかじめ指名された発電所参集要員以外の要員は，発電所外の集合場所に参集し，災害対策本部の指示に従い対応する。
発電所外の集合場所に参集した要員は，災害対策本部と非常招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 1.0.1010 図）① 発電所の状況（設備及び所員の被災等）② 参集した要員の確認（人数，体調等）③ 重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④ 発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤ 気象及び災害情報等

(3)

通報連絡
原子力警戒事態又は非常事態が宣言された場合の通報連絡は情報班が行うが，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の場合，発電所に常駐する当直発電長又は通報連絡要員が，内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事，東海村長，原子力防災専門官，原子力緊急時支援・研修センター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。（別紙 4）
ａ．各通報連絡先に対しては，あらかじめ指名された通報連絡当番者が電話により，ＦＡＸの着信確認又はＦＡＸを送信した旨を連絡する。
1.0.10-13

ｂ．その後，災害対策要員の招集により通報連絡要員を確保し，更なる時間短縮を図る。

(4)

災害対策本部内の情報共有について
災害対策本部内及び本店対策本部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1.0.10-11 図,第 1.0.10-13 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情報班は，通信連絡設備を用い当直発電長又は情報班員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，主要な情報を災害対策本部に報告する。
②技術班は，ＳＰＤＳデータ表示装置によりプラントパラメータを監視し，状況把握，今後の進展予測及び中期的な対応・戦略を検討する。
③各作業班は，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，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。
④災害対策本部長は，本部と各作業班の発話，情報共有記録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，プラン
ト状況，今後の対応方針について災害対策本部内に説明し，状況認識，対応方針の共有化を図る。
⑤災害対策本部長は，定期的に対外対応を含む対応戦略等を災害対策本部要員と協議し，その結果を災害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情報班を中心に，災害対策本部長，災害対策本部長代理，各本部員の1.0.10-14

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記録・保存し，情報共有を図る。

ｂ．

指示・命令，報告①災害対策本部内において，指揮命令は基本的に災害対策本部長を最上位に置き，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。また，プラント状況や各班の対応状況についても各本部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。
②災害対策本部長は，各本部員からの発話，報告を受け，適宜指示・命令を出す。
③各本部員は，配下の各作業班長から報告を受け，各班長に指示・命令を行うとともに，重要な情報を災害対策本部内で適宜発話し情報共有する。また，災害対策本部長に報告する。
④各作業班長は，各班員に対応の指示を行うとともに，班員の対応状況等の情報を入手し，情報を整理した上で本部員へ報告する。
⑤情報班を中心に，災害対策本部長，災害対策本部長代理，各本部員の指示・命令，報告，発話内容をホワイトボード等への記載，並びにＯ
Ａ機器内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。

ｃ．本店対策本部との情報共有
災害対策本部と本店対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，
通信連絡設備，ＯＡ機器内の共通様式を用いて行う。

1.0.10-15

(5)交代要員の考え方
平日の勤務時間帯に警戒事態又は非常事態が宣言された場合，送受話器（ページング），所内放送等にて発電所構内の災害対策本部体制を構成す
る災害対策要員及び発電用原子炉主任技術者に対し非常招集を行う。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の場合，当直要員 7 名及び発電所構内に宿直している重大事故等に対処する災害対策要員 32 名にて初期対応を実施する（第 1.0.10-2 図，第 1.0.10-8 図）。それ以外の災害対策要員及び発電用原子炉主任技術者は，一斉通報システムにより非常招集される。（第 1.0.10-9 図） ※4※4 (2)災害対策本部の要員招集 c.発電所外から発電所に招集する災害対策要員を参照

非常招集の対象となる発電用原子炉主任技術者又は代行者については，召集連絡を受けた後，速やかに災害対策本部に駆けつけられるよう，東海村又は隣接市町村に配置する。
発電用原子炉主任技術者は，参集途上であっても通信連絡手段（衛星電話設備（携帯型）等）を携行することにより，災害対策本部からプラントの状況及び対策の状況等を確認あるいは情報連絡を受けることができる。
また，初動対応者の交代を考慮し，主要な本部要員，班長，発電用原子炉主任技術者の交代要員は，発電所に比較的早期に参集できるように配慮する。
平日の勤務時間帯，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）のいずれの場合も，参集する災害対策要員は，時間の経過とともに必要とする人員（110 名：第 1.0.10-1 図）以上になる。このため，長期的対応に備えて，対応者と待機者を人選する（第 1.0.10-9 図）。
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）で待機する。対応者は，基本的には 12 時間（目途）ごとに1.0.10-16

待機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，プルーム通過時には，必要な活動に対して交替要員を考慮した最小限の要員を緊急時対策所，中央制御室及び現場（原子炉建屋付属棟 3 階）に合計 70 名が待機する。
緊急時対策所には 64 名（内訳：主要な本部員・班長，発電用原子炉主任技術者の災害対策対応 23 名とその交替要員 23 名，中央制御室から退避
4 名，現場から退避 14 名）が待機し，中央制御室待機室には同様に 3 名（内訳：当直 3 名）が待機し，現場（原子炉建屋付属棟 3 階）にも同様に
3 名（内訳：重大事故等対応要員である運転班員 3 名）が待機する。なお，
プルーム通過中は，現場作業は行わないが，緊急時対策所の各班の機能は維持される。（第 1.0.10-4 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事態又は非常事態が宣言された場合，本店対策本部及び原子力事業所災害対策支援拠点において，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 1.0.10-12 図）
以下に発電所外における体制について示す。
(1)

本店対策本部

ａ．本店対策本部の体制概要(a) 本店対策本部長（社長）の役割
社長は，本店対策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店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，本店対策本部の副本部長がその職務を代行する。

1.0.10-17

(b) 本店対策本部の構成
本店対策本部は，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防止するために，特に中長期の対応について災害対策本部の活動を支援する。
重大事故等の応急対応を実施する災害対策本部の各班を支援するた
めに ，本店災害対策本部には対応する各班を設置するとともに，災害対策本部が事故対応に専念できるように，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・運営を行う各班を設置する。
また，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 1.0.1013 図）
情報班：事故に関する情報の収集，災害対策本部への指導・援助及び本店対策本部内での連絡調整，社外関係機関との連絡・調整及び法令上必要な連絡，報告等
庶務班：通信施設の確保，要員の確保，応援計画案の作成及び各班応
援計画の取り纏め等
広報班：報道機関等の対応，広報関係資料の作成，応援計画案の作成等
技術班：原子炉・燃料の安全に係る事項の検討，発電所施設・環境調
査施設の健全性確認，災害対策本部が行う応急活動の検討，応援計画案の作成等
放射線管理班：放射線管理に係る事項の検討，個人被ばくに係る事項の検討，応援計画の作成等
保健安全班：緊急被ばく医療に係る事項の検討，応援計画案の作成等
1.0.10-18

ｂ．本店対策本部設置までの流れ
発電所において原子力警戒事態又は非常事態が宣言された場合，発電管理室長は，本店対策本部組織の要員を非常招集する。（第 1.0.10-14図）
発電管理室長は，発電所に災害対策本部が設置された場合，社長を本部長とする本店対策本部を設置する。なお，夜間及び休日（平日の勤務
時間帯以外）において，本店対策本部体制が構築されるまでの間については，本店近傍で待機している宿直者 2 名にて初期対応を行う。

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（全面緊急事態発生時の場合）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）
及び緊急事態応急対策等拠点施設（オフサイトセンター）との情報発信体制を構築し，災害対策本部と連携し対応を行う。（第 1.0.10-15 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
発電所において非常事態が宣言された場合に，発電所外から 7 日間支援を受けなくとも災害対応が実施できるように，発電所構内には，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（不燃
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。
1.0.10-19一方で，災害対応が更に長期化する可能性を考慮し，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する。
本店対策本部長（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，原子力災害対策特別措置法第 10 条通報後に，原子力事
業所災害対策支援拠点の設営を庶務班長に指示する。
庶務班長は，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 5）また，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，現地責任者の指揮のもと，後方支援業務を行う。（第 1.0.10-16 図）(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，本店対策本部が中心となって社内外の関係各所と連係し，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（日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社）及び協力会社から，重大事故等発生後に現場操作対応等を実施する要員の派遣や，事故収束に向けた対策立案等の技術支援や要員の派遣等について，協議・合意の上，東海第二発電所の技術支援に関するプラントメー
カとの覚書を締結し，重大事故等発生後に必要な支援が受けられる体制を整備する。

1.0.10-20

第 1.0.10-1 表
防災体制

警戒事態

非常事態

緊急事態
の区分

警戒事態

施設敷地
緊急事態
（原災法
第10条事
象）

異常・緊急時の情勢○原子力防災管理者（所長）が，警戒事象（右の事象の種類参照）の発生について連絡を受け，又は自ら発見したとき。
○原子力規制委員会より，警戒事態とする旨の連絡があったとき。

○原子力防災管理者（所長）が，特定事象（右の事象の種類参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき。

防災体制の区分と緊急時活動レベル（ＥＡＬ）
施設の状況

事象の種類

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，原子力施設における異常事
象の発生又は，
そのおそれがある状態が発生(AL11)原子炉停止機能の異常のおそれ(AL21)原子炉冷却材の漏えい(AL22)原子炉給水機能の喪失(AL23)原子炉除熱機能の一部喪失(AL25)全交流電源喪失のおそれ(AL29)停止中の原子炉冷却機能の一部喪失(AL30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失のおそれ(AL42)単一障壁の喪失又は喪失可能性(AL51)原子炉制御室他の機能喪失のおそれ(AL52)所内外通信連絡機能の一部喪失

原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性のある事象が発生(SE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(SE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(SE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(SE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の放出(SE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の放出(SE06)施設内（原子炉外）臨界事故のおそれ(SE21)原子炉冷却材漏えいによる非常用炉
心冷却装置作動(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

1.0.10-21(AL53)重要区域での火災・溢水による安全機能の一部喪失のおそれ○外的事象（自然災害）
・大地震の発生，大津波警報の発令，竜巻等の発生○外的事象
・原子力規制委員会委員長又は委員長代理が警戒本部の設置を判断した場合○その他原子力施設の重要な故障等
・原子力防災管理者が警戒を必要と認める原子炉施設の重要な故障等(SE29)停止中の原子炉冷却機能の喪
失(SE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失(SE41)格納容器健全性喪失のおそれ(SE42)２つの障壁の喪失又は喪失可能性(SE43)原子炉格納容器圧力逃し装置の使用(SE51)原子炉制御室の一部の機能喪
失・警報喪失(SE52)所内外通信連絡機能のすべての喪失(SE53)火災・溢水による安全機能の一部喪失(SE55)防護措置の準備及び一部実施が必要な事象の発生

防災体制

非常事態

緊急事態
の区分

全面緊急
事態
（原災法
第15 条事象）

異常・緊急時の情勢○原子力防災管理者（所長）が，原災法第15条第1項に該当する事象（右の事象の種類参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき，若しくは内閣総理大臣が原
災法第15条第2項に基づく
原子力緊急事態宣言を行
ったとき。

施設の状況

原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性が高い事象が発生

事象の種類(GE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(GE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(GE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(GE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の異常放出(GE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の異常放出(GE06)施設内（原子炉外）での臨界事故(GE11)原子炉停止機能の異常(GE21)原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心冷却装置による注水不能(GE22)原子炉注水機能の喪失(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

1.0.10-22(GE25)全交流電源の1 時間以上喪失(GE27)全直流電源の５分以上喪失(GE28)炉心損傷の検出(GE29)停止中の原子炉冷却機能の完
全喪失(GE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失・放射線放出(GE41)格納容器圧力の異常上昇(GE42)２つの障壁喪失及び１つの障壁の喪失又は喪失可能性(GE51)原子炉制御室の機能喪失・警報喪失(GE55)住民の避難を開始する必要がある事象発生第 1.0.10-2 表

所長（原子力防災管理者）不在時の代行順位

代行順位

役職

1

所長代理

2

副所長

3

次長

4

各室長

1.0.10-23

第 1.0.10-1 図

災害対策本部体制

1.0.10-24

第1.0.10-2図

災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

1.0.10-25

第 1.0.10-3 図

災害対策本部の初動体制から全体体制への移行
1.0.10-26

第 1.0.10-4 図

災害対策本部の要員（プルーム通過時）
1.0.10-27

事故時体制

【当直側】

当直発電長
当直副発電長

当直運転員

中央制御室

・操作の判断・運転員への指揮・命令

・発電長補佐・監視・操作・現場の運転員への指示

当直運転員

現場

当直運転員※1

当直運転員※1

当直運転員※1

・現場対応操作・火災時の対応(初期消火等) ※2

現場支援体制【災害対策本部側】

重大事故等対応要員(運転操作対応)※1

重大事故等対応要員(運転操作対応)※1

重大事故等対応要員(運転操作対応)※1※１：重大事故等対応時は発電長の指示の下，現場の運転員及び災害対策要員の 2 人以上で 1 組のチームを組み，現場対応を行う。
※２：重大事故等の対応発生時は，それを優先する。
：火災時の対応要員

第 1.0.10-5 図

中央制御室の当直要員等の体制（運転中）
1.0.10-28

・現場支援対応

事故時体制

【当直側】

当直発電長

当直副発電長

当直運転員

当直運転員※1

中央制御室・操作の判断・運転員への指揮・命令

・発電長補佐・監視・操作・現場の運転員への指示

当直運転員※1

・現場対応操作・火災時の対応(初期消火等) ※2

現場支援体制【災害対策本部側】

重大事故等対応要員(運転操作対応)※１

重大事故等対応要員(運転操作対応)※１

重大事故等対応要員(運転操作対応)※１※１：重大事故等対応時は発電長の指示の下，現場の運転員及び災害対策要員の 2 人以上で 1 組のチームを組み，現場対応を行う。
※２：重大事故等の対応発生時は，それを優先する。
：火災時の対応要員

現場

第1.0.10-6図

中央制御室の当直要員等の体制（停止中）
1.0.10-29

・現場支援対応

発見者

報告

当直発電長

原子力防災管理者【夜間及び休日】

指示

指示（発電所警戒本部設置時）

報告

発電管理室長【勤務時間帯】

指示（発電所災害対策本部設置時）

招集（電話連絡等）

通報連絡要員

初動対応要員（発電所等に常駐）

一斉通報システム

送受話器，
所内放送

災害対策要員（一斉通報システム登録者）
招集（電話連絡等）

災害対策要員（一斉通報システム登録者以外）

発電所災害対策本部
非常招集※ 原子力警戒事態発令の場合，「発電所災害対策本部」は「発電所警戒本部」に読み替える。

第 1.0.10-7 図

発電所における非常事態宣言と災害対策要員の非常招集

1.0.10-30

第 1.0.10-8 図

プルーム通過前後の災害対策要員の動き
1.0.10-31

【一斉通報システムの概要】○ 一斉通報システムによる対策要員の招集
通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報装置に事故故障の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。

通報連絡要員（当直発電長）一斉通報装置
音声入力

事故事象，緊急招集等
の音声情報

各災害対策
要員
携帯電話

※ 発電所周辺地域（東海村）で震度６弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策
要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。

第 1.0.10-9 図

一斉通報装置による災害対策要員の非常招集連絡1.0.10-32

非常招集の連絡

非常招集のための準備

非常招集の実施○重大事故等が発生した場合，一斉通報システ ○参集する災害対策要員の指名と参集場所の○非常招集の開始
指定
ム等により招集の連絡を行う。
・発電所構内及び発電所近傍に常駐する初動対[初動対応要員（発電所構内及び発電所近傍に常駐）] ①発電所参集要員（拘束当番）の災害対策要員
応要員は，発電所緊急時対策所に参集，又は：発電所緊急時対策所（災害対策本部）《事象発生，招集連絡》
災害対策本部の指示により現場対応を行う。
※②発電所参集要員（拘束当番）以外の災害対策 ・あらかじめ指名されている発電所参集要員
当直発電長(連絡責任者)
通報連絡要員
要員：発電所外参集場所（第三滝坂寮）※※中央制御室常駐1名（拘束当番）である災害対策要員（本部長，・統括待機当番(本部長代理)：1名※災害対策本部と無線連絡設備等により連絡を取り合う。
本部長代理，各本部要員，各班長及び各班の・現場統括当番(本部長代理又は本部員)：1名○発電所外集合場所と災害対策本部間の通信要員）は，直接発電所に向け参集を開始する。
・情報班員(通報連絡要員)：1名
設備の配備及び連絡担当（庶務班員）の指名 ・あらかじめ指名された発電所参集要員（拘束※・重大事故等対応要員(現場要員):15名《発電所参集時の確認項目》
当番）以外の災害対策要員は，発電所外集合※放射線管理要員を除く
・発電所の状況（設備及び所員の被災等）
場所（第三滝坂寮）に参集し，災害対策本部
・消火活動要員：11名※ ※火災時現場出動・参集した要員の確認（人数，体調等）と参集に係る情報確認を行い，災害対策本部
・放射線管理要員：2名
・防護具（汚染防護服，マスク，線量計等）
からの要員派遣の要請に従い，集団で発電所・持参品（通信連絡設備，照明機器等）に移動する。
[参集要員（自宅，寮等からの参集）]・気象，災害情報等○非常招集中の連絡《非常招集連絡》○発電所参集ルートの選定
・所長（本部長）は，無線連絡設備，携帯電話
通報連絡要員又は当直発電長
・あらかじめ定めた参集ルートの中から，気象，等により，災害対策要員の参集状況等につい（一斉通報システム）
災害情報等を踏まえ，最適なルートを選定すて適宜確認を行う。
る。
○緊急時対策所への参集
災害対策要員※○発電所参集手段の選定
・災害対策要員（本部長，本部長代理，各本部※発電所緊急時対策所又は発電所外集合場所(第三滝坂寮)に参集する。
・参集ルートの道路状況や気象状況を勘案し最要員，各班長及びその他必要な要員）は，発発電所周辺地域で震度6弱以上の地震が発生
適な手段（自動車，自転車，徒歩等）を選定す
電所の緊急時対策所に参集し，本部長又は本した場合は，災害対策要員は自主的に参集するる。
部長代理の指揮のもとに活動を開始する。

第1.0.10-10図

災害対策要員の非常招集の流れ
1.0.10-33

本店対策本部
通信連絡設備

ＯＡ機器

東海第二 中央制御室

発話
災害対策本部

伝令

伝令

宿泊・休憩室(注 ) 緊 急 時 対 策 所 災 害 対 策 本 部 内 の 配 置 に つ い て は ， 今 後 訓 練 等の結果を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

第 1.0.10-11 図

緊急時対策所災害対策本部における各作業班
本店対策本部との情報共有イメージ

1.0.10-34

第 1.0.10-12図

重大事故等発生時の支援体制（概要）

1.0.10-35

第 1.0.10-13 図

本店対策本部の組織及び職務

1.0.10-36

第 1.0.10-14 図

本店における態勢発令と災害対策要員の非常招集（非常招集の連絡経路）

1.0.10-37

（例）全面緊急事態発生時の情報発信体制（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 。
② 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

第 1.0.10-15 図

平 成 28 年 12 月 7 日 一 部 改 訂 よ り 抜 粋 ）全面緊急事態発生時の情報発信体制
1.0.10-38

本店対策本部長
（社長）

統括管理

後方支援班
班長

原子力事業所災害対策支援拠点の運営

後方支援班
副班長

後方支援班班長の補佐

後方支援班

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

第 1.0.10-16 図

原子力事業所災害対策支援拠点の体制

1.0.10-39

別紙１
自衛消防隊の体制について
１．自衛消防隊の体制（１）自衛消防隊の編成
東海第二発電所（以下「東二」という。）の構内（東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備）において火災が発生した場合，発電所構内に常駐している当直守衛員及び当直運転員が，自衛消防隊（内訳：自衛消防隊長 1名，自衛消防副隊長 1 名及び消火担当 7 名）を編成し，初期消火活動を行う。（図 1，表 1）
また，火災発生時は，施設防護グループマネージャーが当直守衛員消防隊を出動させ初期消火活動を行う。
管理権原者（災害対策本部長）
所 長

施設防護グループマネージャー（庶務班長）

自衛消防隊長 *1
自衛消防副隊長 *2

当直守衛員
消防隊 *3

当直運転員
消防隊 *4

注：（ ）内は，災害対策本部設置後の体制を示す。
*1 現場指揮者(夜間及び休日は宿直当番者対応)*2 現場連絡責任者(夜間及び休日は宿直当番者対応)*3 構内全域における初期消火活動等*4 東二の管理区域及び周辺防護区域内における初期消火活動等

図１

自衛消防隊の編成

1.0.10-40

表１

初期消火活動のための要員と主な役割

初期消火活動の要員

消火活動における
担当（人数）

主な役割

当直発電長
当直守衛員

通報連絡責任者（1 名）

・消防機関への通報
・所内関係者への連絡及び出動指示

当直運転員
当直守衛員

連絡担当
（1 名）

・火災現場への移動及び状況確認
・現場状況の所内関係者への伝達
・可能な範囲での初期消火

自衛消防隊長（技術系管理職）

現場指揮者
（1 名）

・出動の準備／火災現場への移動
・火災状況の把握
・現場状況の所内関係者への伝達
・火災現場での消火活動の指揮

自衛消防副隊長（管理職）

現場連絡責任者
（1 名）

当直守衛員

消火担当
（7 名）

・消防機関への情報提供。
・消防機関の現場誘導
・出動の準備／火災現場への移動
・消防自動車，消火器，消火栓等による消火活動（２）火災発生時の消火活動要員の動き
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）と，平日勤務時間帯における火災
発生時の消火活動に係る要員の動きを，表 2 に示す。夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の時間帯は廃止措置消防隊が不在であるが，現場の監視及び消火活動は十分に対応可能である。また，火災活動に必要な資機材は必要に応じて，東二及び他施設とは別配置としている。以下に詳細を記載する。

ａ．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，また，当直守衛員は東海発電所管理区域及び屋外全般を所掌として，
1.0.10-41

火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。
b. 平日勤務時間帯
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，廃止措置室消防隊が東海発電所管理区域を所掌とし，当直守衛員が屋外全般を所掌として，火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。
自衛消防隊は，隊長と副隊長（夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）は，訓練により力量を確保している宿直当番者）及び当直守衛員７人により構成される。当直守衛員７人により，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を同時に使用した消火活動が可能である。
当直要員及び当直守衛員が，各々の所掌において火災を発見した場合は，上記のとおり初期消火対応及び公設消防への連絡を行うとともに，当直要員と当直守衛員の間で迅速に情報共有する。重大事故等発生時において複数個所の同時火災が確認された場合（災害対策本部の確立前）は，当直発電長が火災の程度と消火に係るマンパワーを考慮して消火箇所の優先度を判断する。
災害対策本部の確立後においては，当直発電長からの報告を踏まえて，災害対策本部長が消火箇所の優先度を判断する。
同時に複数個所における火災が発生した際の詳細な対応については ， 次項に記載する。
1.0.10-42

表2

火災発生時の消火活動要員の動き
本部体制
の所属

時系列
夜間及び休日（平日勤務時間帯を除く）

当直運転員

1

MCR～
火災現場

※４

※３

1

8

東一
内部
・
東二
内部
・
屋外
※３

2

東一
内部
・
屋外

火災現場
消火
対応

現場指揮
本部

※５

●

火災現場
監視所
監視所～
火災現場

●

●

●

庶務班（防災）

廃止措置
室消防隊

MCR

庶務班（防災）

自衛消防隊
宿直当番者
(技術系管理職)
自衛消防隊
宿直当番者
(管理職)
当直守衛員※１（7 名）
当直守衛員(通報連絡責任者)
当直守衛員(連絡担当)

東二内部

初動対応
自衛消 公設消
現場 119 自衛消 初期 防隊到 防の現 初動 全体
確認 通報 防隊出 消火 着後 場誘導 体制 体制
動要請
運転
●
●
対応
●
● 移行

当直要員

1

活動場所

当直要員

当直発電長

自衛消防隊

初期消火活動要員

災害対策本部体制（３９名）の要員
―

所掌

対応
継続
●

※６

（不在）
本部体制
の所属

時系列
平日勤務時間帯

所掌

当直運転員

1

自衛消防隊長

1

※１

当直守衛員
（7 名）

当直守衛員
(通報連絡責任者)
当直守衛員(連絡担当)
廃止措置 Gr マネージャー

※３

東一
内部
・

8

東二
内部
・
屋外

火災現場
消火
対応

現場指揮
本部
火災現場
監視所

2

屋外

●

※５

監視所～
火災現場
本部

●
●

●

対応
継続
●

※６

上
1
●
●
記
対応
※３
1
●
●
室消防隊 Gr 員
要
東一
継続
(廃止措置
火災現場
※７
※２ 内部
員
4
●
管理 Gr) Gr 員
外※１ 自衛消防隊のうち当直守衛員（7 名）は消防車操作の力量を有する※２ 廃止措置室消防隊のうち Gr 員の要員数は変動する場合あり※３ 東一：東海発電所のこと※４ 当直発電長及び当直運転員は中央制御室にてプラント運転対応に移行※５ 自衛消防隊長：火災現場で消火活動の指揮，自衛消防副隊長以下 8 名：火災現場等で消火対応※６ 通報連絡責任者：監視所で連絡の指揮，連絡担当：他火災の連絡業務に備える※７ 廃止措置室消防隊は東Ⅰの火災現場で消火対応実施

1.0.10-43

庶務班（防災）

自衛消防副隊長

東二
内部

全体
体制

当直要員

1

自衛消防隊

初期消火活動要員

災害対策本部体制（１１０名）の要員

当直発電長

初動対応
自衛消 公設消
現場 119 自衛消 初期 防隊到 防の現確認 通報 防隊出 消火 着後 場誘導
動要請
運転
MCR
●
●
対応
移行
MCR～
●
※４
火災現場 ●
活動場所

（３）消火活動用資機材
東二及び他施設（東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備）の消火活動用資機材は以下のとおり配備，設置する。
・化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車：
東二及び東海発電所の共用として配備
・屋外消火栓：東二及び東海発電所の共用として設置
・屋内消火栓：東二に設置
・消 火器：東二，東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の各々設置

上記より，消火活動用資機材は，東二，東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の各々配備，設置している。
また，消火活動用水源であるろ過水タンク（屋内消火栓），多目的タンク（屋内消火栓），防火水槽及び原水タンク（屋外消火栓）は，東二重大事故等対処
設備ではないため，東二重大事故等対応には影響しない。

２．重大事故等発生時における複数同時火災時の対応（１）概要
東二の構内において同時に複数個所において火災が発生した場合（東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備）は，災害対策本部の確立前は，当直発
電長は火災発生場所や状況に応じて消火の優先順位を判断し，自衛消防隊を出動させ消火活動にあたる。
東海発電所の発電用設備において火災が発生した場合は，当直発電長が指名した当直運転員及び自衛消防隊が初期消火活動等の必要な措置を行う。
なお，重大事故等の対応操作を優先して行う必要がある場合は，当直発電長の判断により，当直運転員は重大事故等の現場対応操作を優先する。
発電所構内で同時に火災発生した場合（東海発電所含む）の対応について
は，東二の建屋内部での同時火災（以下「建屋内火災」という。
）のケースと，発電所敷地内（建外）で火災が 2 箇所で同時に発生したケースの 2 ケースを以下に示す。

1.0.10-44

（２）建屋内火災
ａ．前提条件・重大事故等の対応中に原因を特定せず東二建屋内でも同時火災を想定する。
・建屋内火災が発生した場合，当直運転員は初期消火活動にあたるが，当直発電長の判断により，当直運転員が重大事故等の対応操作を優先して行う必要がある場合は，重大事故等の現場対応操作を優先する。
・建屋内火災のため，消火活動は建屋内の消火器，消火栓を使用する。

ｂ．建屋内火災での対応及び体制
東二建屋内での同時火災に対する対応フローを図2に，初期消火体制を図3に示す。
当直発電長は，火災の状況を含めプラント状況の把握や災害対策本部との連絡を行うとともに，現場指揮所設置までの当直運転員が行う初期消火活動の指揮を執る。
自衛消防隊長は，災害対策本部（庶務班長）の指示を受け，速やかに現場指揮所を設置するとともに，設置後は消火活動を指揮する。指揮権の委譲の際には，当直発電長と現場対応者（当直運転員等）から両方の火災状況の説明を受ける。その後は，一方の火災現場に現場指揮及び連絡を担当する担当者を配置し，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，災害対策本部との連絡を行う。
消火体制について，初期消火要員として当直発電長から指名された当直運
転員等が自衛消防隊で初期消火対応を行い，その後は自衛消防隊で2班を編成し消火活動に当たる。消火活動は，自衛消防隊長及び自衛消防隊員6名の計7名の体制で対応可能であり，必要により現場指揮所と火災現場の連絡担当を配置する。

1.0.10-45

【中央制御室】
・建屋内で同時火災検知【現場】
・建屋内での同時火災確認【中央制御室】
・当直運転員へ現場確認指示【中央制御室】
・当直発電長は当直運転員（及び自衛消防隊）への初期消火対応指示
・通報連絡要員（又は当直発電長）
は自衛消防隊に出動要請

火災現場

緊急時対策所【初期消火対応(運転員)】
・火災現場での状況確認
・延焼防止対応【災害対策本部】
・自衛消防隊出動指示
発電所監視所【自衛消防隊長】
・現場出向【自衛消防隊】
・隊員（6 名）を 2 班編成・現場出向（各現場）【自衛消防隊長】
・火災対応を指揮する現場指揮所を設置（火災対象建屋入口
部）⇒現場指揮所設置以降，当直発
電長から自衛消防隊長に指揮権を委譲【初期消火要員（自衛消防隊）】
・現場到着（各現場）
・消火活動

図３

建屋内部での同時火災に対する対応フロー

1.0.10-46

火災発生連絡【中央制御室】
当直発電長

初期消火活動（指示）【緊急時対策所】

【現場】
当直運転員

災害対策本部（運転班）
火災状況（情報伝達）

指揮・命令

自衛消防隊長（自衛消防隊）

災害対策本部
（庶務班）
情報共有

自衛消防隊
（連絡担当 1 名）※１

自衛消防隊
（連絡担当 1 名）※１

自衛消防隊
（消火担当 2 名）※２

自衛消防隊
（消火担当 2 名）※２

※１ 現場指揮対応※２ 自衛消防隊員 2 名一組での消火対応となるが，消火器及び屋
内消火栓での消火活動であるため，十分対応可能

図３

建屋内部同時火災（内部火災）発生時の初期消火体制

1.0.10-47

（２）屋外火災
ａ．前提条件・屋外火災として，重大事故等の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自動車及び水槽付消防ポンプ自動車により，消火活動を行う。
・重大事故等対応のための操作等を前提として消火活動が必要な場合で，火災状況や火災規模により，可搬型代替注水中型ポンプを使用する場合は消火設備として活用する。
・可搬型代替注水中型ポンプ使用による消火活動が必要な場合は，庶務班及び保修班の現場要員を消火活動の要員として活用する。

ｂ．外部火災での対応及び体制
同時火災に対する対応フローを図4に，初期消火体制を図5に示す。
外部火災における消火活動は，自衛消防隊長が指揮を執る。敷地内2箇所での同時火災に対しての消火活動は，常時待機している自衛消防隊（当直守衛員消防隊7名）と自衛消防隊長等の2名（現場指揮者及び現場連絡責任者）の計9名で十分対応可能である。また，庶務班や保修班の現場操作を前提として，可搬型代替注水中型ポンプを使用しての消火活動が必要な場合は，庶務班及び保修班の現場要員6名で消火活動を行う。
なお，消火活動を行う現場要員は，消火活動が終了した時点で，災害対策
本部の判断により速やかに原子炉への給水作業等に戻ることとする。

1.0.10-48

1.0.10-49

火災現場

指揮・命令

自衛消防隊長

自衛消防隊 4 名
（化学消防自動車）※１

庶務班長

自衛消防隊 3 名
（水槽付消防ポンプ自動車）※２

庶務班・保修班 6 名（可搬型代替注水
中型ポンプ）※３※1 筒先担当 1 名，機関操作 1 名，泡消火薬剤補充員 2 名※2 筒先担当 1 名，筒先担当補佐 1 名，機関操作 1 名※3 対応が必要な場合

図５ 緊急時における発電所敷地内の同時火災発生時の初期消火体制

1.0.10-50

別紙２
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。
〇通信連絡設備
通信種別
主要設備
台数※３
（固定型）
4台
電力保安通信用
※２
※１
（携帯型）
約40台
電話設備
発電所内外

（固定型)
（携帯型) ※２
（固定型）
（携帯型）※２

衛星電話設備発電所内

無線連絡設備
無線連絡設備

送受話器
携行型有線通話装置※２

7台
12台
2台
20台

3台
4台
2台
9台

テレビ会議システム（社内）
加入電話※１
発電所外
1式
テレビ会議システム
統合原子力防災
7台
IP 電話
ネットワークに3台接続する通信連絡設備
IP-FAX※１ 通信事業者回線に接続されており，発電所外への連絡も可能。
※２ 予備の充電池と交換することにより７日間以上継続して使用が可能。
※３ 台数は，予備を含む（台数については，今後訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある）。
〇必要な情報を把握できる設備
通信種別

主要設備

台数

発電所内外 安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

1式

発電所内

1式

ＳＰＤＳデータ表示装置

〇照明設備
通信種別

主要設備

台数

発電所内

ＬＥＤライト

20個

発電所内

ランタン

20個

発電所内

ヘッドライト20個

1.0.10-51

別紙３
重大事故等発生時における災害対策要員の動き

重大事故等発生時における災害対策要員の動きについては以下のとおり。
・平日の勤務時間中においては災害対策要員のほとんどが事務本館で執務しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに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）は，初動対応要員（本部要員，現場要員）が免震機能を持つ建物やその他の建物に待機しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に集合する。

図1

事務本館，緊急時対策所等の位置関係

1.0.10-52

別紙４
災害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，茨城県知事及び東海村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，その着信を確認する。また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，茨城県知事，東海村長並びに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，茨城県知事，東海村長に対しては，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，災害対策本部の通報連絡要員（6 名）が分担して行うこと
により時間短縮を図る。
⑤ その後，緊急時対策要員の招集で，参集した庶務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。

1.0.10-53

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 通報連絡の体制，要領については，手順書を整備し運用を行う。

茨城県

特定事象発見者（当直発電長）東海村
東海村周辺の市町通報連絡要員６名

茨城県警察本部，ひたちなか西警察署
東海地区交番
ひたちなか・東海広域事務組合消防本部，
東海消防署，日立市消防本部

原子力防災管理者

水戸労働基準監督署
茨城海上保安部原子力保安検査官
原子力防災専門官：原災法に基づく通報先：ＦＡＸ送信：電話等での着信確認

茨城県沿海地区漁業協同組合連合会，
久慈町漁協組合，久慈町丸小漁協組合，磯崎
漁協組合
内閣府総理大臣
原子力規制委員会
内閣官房
内閣府政策統括官付
消防庁

図１ 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先

1.0.10-54

別紙５
原子力事業所災害対策支援拠点について
１．日本原子力発電（株）地域共生部
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

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

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

別館

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

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

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

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

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

５．（株）日立製作所 電力システム社日立事業所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

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

1.0.10-55

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

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

地図は国土地理院地図より引用

東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 日立事務所別館

東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 常陸大宮事務所(株)日立製作所
電力システム社日立事業所

20km
10km

東海第二発電所

図 原子力事業所及び原子力事業所災害対策支援拠点の位置
東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 別館(株)日立パワーソリューションズ
勝田事業所
日本原子力発電(株)地域共生部 茨城事務所

1.0.10-56別紙６
発電所構外からの災害対策要員の参集について
１．要員の参集の流れ
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，発電所構外にいる災害対策要員への情報提供及び非常招集を速やかにするために，「一斉通報システム」を活用する。（図 1）○一斉通報システムによる災害対策要員の招集
通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報システムに事故故障の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。
一斉通報システム

通報連絡要員（当直発電長）

各災害対策
要員

事故事象，緊急招集等の
音声情報
携帯電話

音声入力

図１

一斉通報システムの概要

また，発電所周辺地域（東海村）で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。
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。
発電所参集要員（拘束当番）である災害対策要員は，直接発電所へ参集する。
発電所参集要員（拘束当番）以外の参集要員は，発電所外参集場所となる第三滝坂寮に集合し，発電所外参集場所で災害対策本部と参集に係る以下①～⑤の情報確認及び調整を行い，災害対策本部からの要員派遣の要請に従い，集団で発電所に移動する。（図 2）① 発電所の状況（設備及び所員の被災等）② 参集した要員の確認（人数，体調等）③ 重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④ 発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤ 気象及び災害情報等
２．災害対策要員の所在について
東海村の大半は東二から半径 5km 圏内であり，発電所員の約 5 割が居住している。さらに，東海村周辺のひたちなか市，那珂市など東二から半径 5～10km
圏内には，発電所員の約 2 割が居住しており，概ね東二から半径 10km 圏内に発電所員の約 7 割が居住している。（図 2）（表 1）

1.0.10-57

表1
居住地
居住者数

図 2 東二とその周辺
居住地別の発電所員数（平成 28 年 7 月時点）

東海村
（半径 5km 圏内）
133 名
（52%）

東海村周辺地域
ひたちなか市など（半径 5～10km 圏内）
58 名
（23%）

その他の地域（半径 10km 圏外）
64 名
（26%）

３．発電所構外からの災害対策要員の参集ルート
３．１ 概要発電所構外から参集する災害対策要員の主要な参集ルートについては，図 3に示すとおりである。（図 3）

1.0.10-58

図 3 主要な参集ルート
東二が立地する東海村は比較的平坦な土地であり，発電所構外の拠点となる要員の集合場所（第三滝坂寮）から発電所までの参集ルートは，通行に支障となる地形的な要因の影響が少ない。また，木造建物の密集地域はなくアクセスに支障はない。このため，参集要員は通行可能な道路等を状況に応じて選択して参集できる。
この他の参集に係る障害要因としては，地震による橋梁の崩壊，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壊については，参集ルート上の橋梁が崩壊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。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 23 年の東北地方太平洋沖地震においても，実際に徒歩による通行に支障はなかった。
参集ルートが津波により浸水した場合には，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1.0.10-59

るルート（図 3 に示す，ひたちなか市（那珂湊方面）及び日立市の比較的海に近いルート）は使用せず，これ以外の参集ルートを使用して参集する。
大規模な地震が発生し，発電所で重大事故等が発生した場合には，住民避難の交通渋滞が発生すると考えられるため，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住民避難の渋滞を避けることとし，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。
３．２ 津波による影響が考えられる場合の参集ルート
東海村津波ハザードマップ（図 4）によると，東海村中心部から東二までの参集ルートへの影響はほとんど見られない（川岸で数 10cm 程度）が，大津波警報発令時は，津波による影響を想定し，海側や新川の河口付近を避けたルートにより参集する

図4

茨城県（東海村）の津波浸水想定図（抜粋）
1.0.10-60

また，東二では，津波ＰＲＡの結果を踏まえ，基準津波を超えて敷地に遡上する津波に対して影響を考慮する必要がある。敷地に遡上する津波の遡上範囲の解析結果（図 5）から，発電所周辺に浸水する範囲が認められるが，東海村中心部から東二の敷地までの参集ルートに津波の影響がない範囲が確認できることから，津波の影響を避けたルートを選択することにより参集することは可能である。

図5

敷地に遡上する津波の遡上範囲想定図

３．３ 住民避難がなさ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，住民避難が開始されている場合には，住民の避難方向と逆方向に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，徒歩等により参集する。
1.0.10-61

３．４ 発電所構内への参集ルート
東二の敷地周辺の参集ルートについては，以下に示す敷地の特徴を踏まえて，複数の参集ルートを設定している。
・東二への参集に当たっては必ず国道 245 号線を通過することから，同国
道の交通状態及び道路状態によるアクセス性への影響を受けないように，
同国道を通行する距離を短くするとともに，できるだけ多くの参集ルートを設定し，更に各参集ルートの構内への進入場所をできるだけ離す
・敷地入口近傍にある 275kV 及び 154kV の送電鉄塔の倒壊による障害を想定し，鉄塔が倒壊しても影響を受けない参集ルートを設定する
・敷地高さを踏まえ，敷地を遡上する津波によっても影響を受けずに緊急時対策所に到達できる参集ルートを設定する
この考え方に基づき，発電所構外から発電所構内への参集ルートとして，正門ルート（通常時のルート）の他に，南側ルート，南西側ルート，西側ルート
及び北側ルートを設定する。（図 6，図 7）
各参集ルートの考慮すべき外的事象を表 2 に示す。また，送電鉄塔の倒壊時における通行の考え方を，別紙補足１に示す。
災害対策要員が参集する際は，各参集ルートの状況を踏まえて安全に通行できるルートを選定する。
なお，正門ルート及び代替正門ルートを通行できない場合は，隣接する他機関の敷地内を通行する南側ルート，南西側ルート，西側ルート及び北側ルート
を介して災害対策要員が発電所に参集する。このため，他機関とは，通行に係る運用及び参集ルートに影響する障害物の撤去等に係る運用について，予め取り決めることとしている。
３．５ 緊急時対策所への参集ルート
平日の勤務時間帯においては，災害対策要員の多くは事務本館で執務しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に参集する。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においては，初動対応要員が事務本館等での執務若しくは発電所構内に設けた待機場所に待機しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に参集する。
事務本館及び発電所構内に設けた待機場所から緊急時対策所までの主な参集ルートを，図 8 に示す。

1.0.10-62図６

発電所構内への参集ルート

1.0.10-63図７

発電所周辺の送電線路と発電所への参集ルート

1.0.10-64

８

緊急時対策所まの参集ルート

1.0.10-65

表2
参集ルート
（国道 245 号線からの進入ﾙｰﾄ→構内への進入ﾙｰﾄ）

各参集ルートの特徴を踏まえた要員参集の適合性考慮すべき外的事象による参集ルートへの影響の可能性
送電鉄塔
津波浸水※２の倒壊※１

要員参集の適合性（対応）
災害発生後１日程度以内

災害発生後１週間程度<凡例> ○：影響の可能性なし（通行可能），△：影響の可能性あり（状況に応じて通行可否を判断する）※１：参集ルートの幅の一部あるいは全幅が，送電鉄塔の倒壊範囲と重複すると評価される場合は△とした。
※２：参集ルートの一部が，敷地を遡上する津波により浸水する範囲の評価結果（T.P.+8m）と重複する場合は△とした。

1.0.10-66

４．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の要員参集条件及び参集時間について実際に実施した参集訓練等で得られた結果及び各種のハザードを考慮した参集条件を保守的に設定し，これを用いて災害対策要員の参集時間を以下に評価した。
４．１ 評価条件a)自宅等を出発するまでの時間
事象発生後に，予め拘束当番に指名されており発電所に参集する災害対策
要員は，災対本部からの招集連絡を受けて，発災 30 分後に自宅を出発するものとする。（図 7）（約 10 分）

（発災 30 分後）

自宅出発

※

要員受信

災

招集連絡

発

※ 出発の支度は，招集連絡を受けてから約 20 分を要すると保守的に想定

図９ 要員の招集から自宅出発までの概要
b)移動手段・移動速度
徒歩による移動とする。参集訓練実績をもとに移動速度を 4.0km／時（67m／分）※３とする。なお，参考として，自転車で参集する場合を想定し，同様の考え方で移動速度を 12km／時（200m／分）とする。
※３ 参集訓練の実績 4.8km／時（80m／分）に対して保守的に 4.0km／時（67m／分）とする。自転車は，訓練実績を踏まえて保守的に「12km／時（200m／分）」とする。

c)参集ルート
参集する災害対策要員は，津波による浸水を受ける発電所周辺の浸水エリ
アを迂回したルートで参集する設定とした。
４．２ 参集に要する時間と災害対策要員数
事象発生時には，発電所敷地内に既に待機している初動要員（39 名）を除く，予め拘束当番に指名されている災害対策要員（71 名）を含む全ての災害対策要員※４が発電所に参集する。
※４ 発電所に参集する要員数は，全ての災害対策要員（約 255 名，平成 28 年 7 月時点，
表 1 参照）から初動要員(39 名)を差し引いた 216 名となる。拘束当番である災害対策要員（71 名）は，216 名の内数である。

参集する災害対策要員が，東二の敷地に参集する（発電所構外の拠点となる集合場所を経由しない）までの所要時間と参集する災害対策要員数の関係を表 3 に示す。
1.0.10-67

表3

参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係（平成 28 年 7 月時点）
参集する災害対策要員数
参集に係る所要時間

徒 歩（4.0km／h）

60 分以内参 考
徒 歩（4.8km／h）

自転車（12km／h）

4名

12 名

126 名

90 分以内

100 名

112 名

176 名

120 分以内

128 名

132 名

200 名

表 3 より，予め拘束当番に指名されており発電所に参集する災害対策要員（71 名）は，事象発生後 120 分には参集すると考えられる。また，参集ルー
トの状況により自転車で参集できる場合には，更に短時間での参集が可能となる。
上記の参集に係る所要時間は，事象発生時に，構外から参集する災害対策要員に求められる参集時間（最短で約 4 時間 40 分，可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給）と比較して十分に早い。（別紙補足 2，別紙補足 3）
参集する災害対策要員は，参集ルート上に建物等の倒壊他により通行が困難な状態を確認した場合には，それを避けた別の参集ルートを通行する。この場合，参集時間に影響すると考えられるが，表 3 の評価結果は，以下に示す保守的な条件設定に基づく評価結果であるため，実際の参集性には影響はない。
・災害対策要員は発災 30 分後（招集連絡を受信してから 20 分後）に出発することしているが，実態は数分で出発可能である。
・移動手段は，発電所周辺の道路の通行に支障があることを想定し，道路の状況に応じて参集ルートを選べる徒歩による移動とした。
・移動速度は参集訓練の実績（4.8km／h）に対し，保守的に 4.0km／h とした。
・参集ルートは，発電所周辺には複数の道路があることから，主要な幹線道路を用いた主要参集ルートが通行できない場合でも比較的近い場所を
迂回参集ルートとして通行することが可能である。このため，迂回参集
ルートは主要参集ルートと比較して移動距離及び移動時間はあまり変わらない。（別紙補足 4）

1.0.10-68

別紙補足１
鉄塔倒壊時のアクセスについて
１．鉄塔の倒壊とアクセスルートについて発電所周囲には 275kV 及び 154kV の送電線鉄塔が設置されており，送電線及び送電鉄塔は参集ルート上を横断又は参集ルートに近接している。
送電線の脱落及び断線，あるいは送電線鉄塔が倒壊した場合においても，垂れ下がった送電線又は倒壊した送電線鉄塔に対して十分な離隔距離を保って通行すること，又は複数の参集ルートからその他の適切な参集ルートを選択することで，発電所へ参集することは可能である。
２．送電鉄塔の倒壊時に通行する参集ルート
送電鉄塔の倒壊等が発生した際に通行する参集ルートについては，倒壊した送電鉄塔の場所及び損壊状況に応じて，その他の複数の参集ルートから，
以下の事項を考慮して，確実に安全を確保できる適切な参集ルートを選定し通行する。
・大津波警報発生の有無
・倒壊した送電鉄塔及び送電線の損壊状態及び送電線の停電状況
・上記以外の倒壊物による参集ルートへの影響状況

1.0.10-69

２．１ 275kV No.2 送電鉄塔が倒壊した場合発電所進入道路を阻害することになる，275kV No.2 送電鉄塔の南側への倒壊又は 154kV No.5 鉄塔の北側への倒壊が起きても，275kV No.2 鉄塔を迂回することでアクセスすることは可能である。（図１）

図１

送電鉄塔倒壊時のアクセスルート（代替正門ルート）

1.0.10-70

２．２ 154kV No.3 送電鉄塔が倒壊した場合
西側ルートは，国道 245 号から２箇所の入口があるため，154kV No.3 送電鉄塔が倒壊しても，影響を受けない入口からアクセスすることは可能。また，
154kV No.3 送電鉄塔を迂回した場合は，JAEA 敷地内を通行して南西側ルー
トよりアクセスすることも可能である。（図２）

図２

鉄塔倒壊時のアクセスルート（西側ルート）

1.0.10-71

２．３ 154kV No.2～4 送電鉄塔が倒壊した場合
154kV No.1～4 送電鉄塔が全て西側へ倒壊して国道 245 号の通行を阻害しても，発電所周囲の別の道に迂回することで 154kV 送電鉄塔の倒壊の影響を避けて発電所進入道路へアクセスすることは可能。（図３）

図３

鉄塔倒壊時のアクセスルート（別ルート(国道 245 号迂回)）1.0.10-72

２．４ 154kV No.2～4 送電鉄塔が倒壊した場合
275kV No.2 鉄塔の南側への倒壊又は 154kV No.5 鉄塔の北側への倒壊が発生し，かつ 154kV No.1～4 送電鉄塔が全て西側へ倒壊して国道 245 号の通行を阻害している場合，津波警報が発生していない状況であれば，標高の低い箇所を辿る北側及び南側ルートを用いてアクセスすることが可能である。
（図４）

図４

鉄塔倒壊時のアクセスルート（北側，南側ルート）

1.0.10-73

３．倒壊した送電鉄塔の影響について
自然災害により送電鉄塔が倒壊した事例を以下に示す。

強風による送電鉄塔の倒壊事例①※1

強風による送電鉄塔の倒壊事例②※1

地震による斜面の崩落に伴う送電鉄塔の倒壊事例※2

津波による隣接鉄塔の倒壊に伴う送電鉄塔の倒壊事例※2【出典】※1 電力安全小委員会送電線鉄塔倒壊事故調査ワーキンググループ報告書(H14.11.28)※2 原子力安全・保安部会・電力安全小委員会電気設備地震対策ワーキンググループ報告書(H24.3 月)

いずれの自然災害においても，送電鉄塔は鉄骨間の間隙を保って倒壊していることが確認できることから，災害対策要員は，送電線の停電など安全を確認した上で，倒壊した送電鉄塔の影響を受けていない箇所を，離隔を保って迂回するルートで鉄塔の近傍を通過することが可能である。

1.0.10-74

別紙補足２

1.0.10-75

別紙補足３1.0.10-76

別紙補足４

参集ルートに対する迂回参集ルートの移動距離及び移動時間の影響

東二の構外の拠点（第三滝坂寮）から東二の敷地までの参集ルートを，広範囲に複数設定した場合に，各参集ルートの移動距離と所要時間を以下に比較した。

図1

発電所の構外拠点から発電所敷地までの参集ルート及び迂回参集ルート
表 1 図 1 の参集ルート及び迂回参集ルートの移動距離及び所要時間
所要時間

ルート

距離
（ｍ）

移動速度：4km／h（参考）
移動速度：4.8km／h

参集ルート①

3,180

47 分 28 秒

39 分 45 秒

参集ルート②

3,630

54 分 11 秒

45 分 23 秒

迂回参集ルート①

3,150

47 分 1 秒

39 分 23 秒

迂回参集ルート②

2,980

44 分 29 秒

37 分 15 秒

迂回参集ルート③

3,215

47 分 59 秒

40 分 12 秒

迂回参集ルート④

3,230

48 分 13 秒

40 分 23 秒

参集ルートと迂回参集ルートについて，距離の差は最大で 650m，所要時間の差は最大で 9 分 42 秒である。参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係の結果（本文表 3）を踏まえると，迂回参集ルート所要時間の増加による要員参集結果への影響は少ない。

1.0.10-77

補足１
発電所が締結している医療協定について
東二で は ， 自 然 災 害 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の診療が可能な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 ，茨 城 東 病 院 ，日 立 総 合 病 院 ，水 戸 赤 十 字 病 院 ，水 戸 医療 セ ン タ ー ， 筑 波 大 学 附 属 病 院 な ど ， 茨 城 県 内 外 に あ る 10 か 所 の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，汚染傷病者の受入態勢を確保している。

1.0.10-78

東海第二発電所

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ついて平成 29 年 8 月
日本原子力発電株式会社

目

2.

次

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

2.1

可搬型設備等による対応

2.1.1

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
ムへの対応に係る基本的な考え方

2.1.1.1

大規模損壊発生時の手順書の整備

2.1.1.2

大規模損壊の発生に備えた体制の整備

2.1.1.3

大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備

2.1.2

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

2.1.2.1

大規模損壊発生時の手順書の整備

2.1.2.2

大規模損壊の発生に備えた体制の整備

2.1.2.3

大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備

2.1.3

まとめ

目-1

添付資料 2.1.1

大規模損壊を発生させる可能性のある大規模な自然災害・
外部人為事象の抽出プロセスについて

添付資料 2.1.2

竜巻事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料 2.1.3

凍結事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料 2.1.4

積雪事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料 2.1.5

落雷事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料 2.1.6

火山事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料 2.1.7

森林火災事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料 2.1.8

自然現象の重畳に対する事故シーケンス抽出

添付資料 2.1.9

ＰＲＡで選定しなかった事故シーケンス等への対応について添付資料 2.1.10 大規模損壊発生時の対応
添付資料 2.1.11 大規模損壊発生時に使用する対応手順書及び設備一覧について添付資料 2.1.12 使用済燃料プール大規模漏えい時の対応について添付資料 2.1.13 放水砲の設置場所及び使用方法等について添付資料 2.1.14 大規模損壊に特化した設備と手順の整備について添付資料 2.1.15 竜巻に対する可搬型重大事故等対処設備の離隔について
添付資料 2.1.16 外部事象に対する対応操作の適合性について
添付資料 2.1.17 米国ガイド（NEI06-12 及び NEI12-06）で参考とした事項について添付資料 2.1.18 大規模損壊発生時に必要な可搬型重大事故等対処設備等の配備及び防護の状況について添付資料 2.1.19 重大事故等と大規模損壊対応に係る体制整備等の考え方
添付資料 2.1.20 大規模損壊の発生に備えて配備する資機材について
目-2

添付資料 2.1.21 設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況
添付資料 2.1.22 大規模損壊発生時における放射線防護に係る対応について添付資料 2.1.23 大規模な自然災害等による使用済燃料乾式貯蔵設備への影
響について

別冊

非公開資料

Ⅰ.

具体的対応の共通事項

Ⅱ.

大規模な自然災害の想定の具体的内容

Ⅲ.

テロの想定脅威の具体的内容

目-3

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

2-1

2.1

可搬型設備等による対応
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による発電用原子炉施設（以下「原子炉施設」という。）の大規模な損壊（以下「大規模損壊」という。）が発生した場合における体制の整備に関し，次の項目に関する手順書を適切に整備し，また，当該手順書に従って活動を行うための体制及び資機材を整備する。ここでは，原子炉施設にとって過酷な大規模損壊が発生した場合においても，当該の手順書等を活用した対策によって緩和措置を講じることができることを説明する。
一

大規模損壊発生時における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。

二

大規模損壊発生時における炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

三大規模損壊発生時における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。

四大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

五

大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策に関すること。

2.1-1

2.1.1

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
ムへの対応に係る基本的な考え方

2.1.1.1

大規模損壊発生時の手順書の整備

大規模損壊発生時の手順書を整備するに当たっては，大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象として，大規模な自然災害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定する。
大規模な自然災害については，多数ある自然災害の中から発電用原子炉施設に大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害により，重大事故又は大規模損壊等が発生する可能性を考慮した対応手順書を整備する。
上記に加え，確率論的リスク評価の結果に基づく事故シーケンスグループの選定において抽出しなかった地震及び津波特有の事故シーケンスについても対応できる手順書として，また，発生確率や地理的な理由により発生する可能性が極めて低いため抽出していない外部事象に対しても緩和措置が行えるよう整備する。
故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，大規模損壊を発生させる可能性の高い事象であることから，大規模損壊及び大規模な火災が発生することを前提とした対応手順書を整備する。

(1)

大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害への対応における考慮
大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を想定するに当たっては国内外の基準などで示されている外部事象を網羅的に収集し，その中から考慮すべき自然災害に対して，設計基準又は観測記録を超えるような規模を想定し，発電用原子炉施設の安全性に与える影響及び重畳することが考えられる自然災害の組合せについても考慮する。
2.1-2

また，事前予測が可能な自然災害については，影響を低減させるための必要な安全措置を講じることを考慮する。
さらに，事態収束に必要と考えられる機能の状態に着目して事象の進展を考慮する。

(2)

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考慮
テロリズムには様々な状況が想定されるが，その中でも施設の広範囲にわたる損壊，不特定多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生して発電用原子炉施設に大きな影響を与える故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定し，その上で流用性を持たせた柔軟で多様性のある対応ができるように考慮する。

(3)

大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対応操作
大規模損壊発生時の対応手順書については，ｃ．項に示す 5 つの項目に関する緩和等の措置を講じるため，可搬型重大事故等対処設備による対応を考慮した多様性及び柔軟性を有するものとして整備する。
大規模損壊発生時の手順書による対応操作は，大規模損壊によって発電用原子炉施設が受ける被害範囲は不確定性が大きく，あらかじめシナリオ
設定した対応操作は困難であると考えられることから，施設の損壊状況等の把握を迅速に試みるとともに断片的に得られる情報，確保できる要員及び使用可能な設備により，炉心の著しい損傷の緩和，格納容器の破損緩和，
使用済燃料プールの水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和又は放射性物質の放出低減のために効果的な対応操作を速やか，かつ，臨機応変に選択及び実行する必要がある。このため，発電用原子炉施設の被害状況を把握するための手順及び被害状況を踏まえた優先実施事項の実行判断を行うため
2.1-3

の手順を整備する。
また，当該の手順書については，大規模な自然災害及び故意による大型航空機の衝突が発電用原子炉施設に及ぼす影響等，様々な状況を想定した場合における事象進展の抑制及び緩和対策の実効性を確認し整備する。
ａ．大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と対応フロー
大規模損壊発生時は，発電用原子炉施設の状況把握が困難で事故対応の判断ができない場合は，プラント状態が悪化した等の安全側に判断した措置をとるよう対応フローを整備する。大規模損壊発生時に使用する手順書を有効かつ効果的に使用するため，対応手順書において適用開始
条件を明確化するとともに，対応フローを明示することにより必要な個別戦略への移行基準を明確化する。
(a)

大規模損壊発生の判断及び対応要否の判断基準
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
ズムの発生について，緊急地震速報，大津波警報，外部からの情報連絡，衝撃音，衝突音等により検知した場合，中央制御室の状況，プラント状態の大まかな確認及び把握（火災発生の有無，建屋の損壊状況等）を行うとともに，大規模損壊の発生（又は発生が疑われる場合）の判断を原子力防災管理者又は当直発電長が行う。また，原子力防災管理者又は当直発電長が以下の適用開始条件に該当すると判断した場
合は，大規模損壊時に対応する手順に基づく事故の進展防止及び影響を緩和するための活動を開始する。

ⅰ)

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

リズムにより発電用原子炉施設が以下のいずれかの状態となった場
合又は疑われる場合
・プラント監視機能又は制御機能の喪失によりプラント状態把握
2.1-4

に支障が発生した場合（中央制御室の機能喪失を含む）
・使用済燃料プールの損傷により漏えいが発生し，使用済燃料プー
ルの水位が維持できない場合
・原子炉冷却機能及び放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可能性があるような大規模な損壊（建屋損壊に伴う広範囲な機能喪失等）がプラントに発生した場合
・大型航空機の衝突による大規模な火災が発生した場合
ⅱ)

原子力防災管理者が大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合

ⅲ)

当直発電長が大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判
断した場合

(b)

大規模損壊発生時の対応フロー
大規模損壊時に対応する手順による対応実施を判断した後，発電用原子炉施設の被害状況を把握するための手段を用いて施設の損壊状況
及びプラントの状態等を把握し，把握した被害状況等から各個別戦略
における対応操作の必要性及び実施可否を判断することにより，事象進展に応じた対応操作を選定する。中央制御室の監視及び制御機能の喪失により，原子炉停止状況などのプラントの状況把握が困難な場合には，外からの目視による確認及び可搬型計測器による優先順位に従った内部の状況確認を順次行い，緩和措置を行う。また，中央制御室
又は緊急時対策所での監視機能の一部が健全であり，速やかな安全機
能等の状況把握が可能な場合には，外からの目視に加えて内部の状況
から全体を速やかに把握し，優先順位を付けて喪失した機能を回復又は代替させる等により緩和措置を行う。また，適切な個別戦略を速や
2.1-5

かに選択できるように，対応フローに個別戦略への移行基準を明確化する。個別戦略実行のために必要な設備の使用可否については，大規模損壊時に対応するチェックシートに基づく当該設備の状況確認を実施することにより判断する。
ｂ．優先順位に係る基本的な考え方
環境への放射性物質の放出を低減することを最優先に考え，炉心損傷の潜在的可能性を最小限にすること，炉心損傷を少しでも遅らせることに寄与できる初期活動を行うとともに，事故対応への影響を把握するため，火災の状況を確認する。また，確保できる要員及び残存する資源等を基に有効かつ効果的な対応を選定し，事故を収束させる対応を行う。
また，設計基準事故対処設備の機能喪失，大規模な火災の発生及び災害対策要員の一部が被災した場合でも対応できるようにする。
このような状況においても，可搬型重大事故対処設備等を活用することによって，「大規模な火災が発生した場合における消火活動」，「炉心の著しい損傷緩和」，「格納容器の破損緩和」，「使用済燃料プール水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和」及び「放射性物質の放出低減」の対応を行う。人命救助が必要な場合は原子力災害に対応しつつ，発電所構内の人員の協力を得て人命の救助を要員の安全を確保しながら行う。
さらに，環境への放射性物質の放出を低減することを最優先とする観点から，重大事故等対策におけるアクセスルート確保の考え方を基本に被害状況を確認し，早急に復旧可能なルートを選定し，ホイールローダ
等を用いてがれき等の撤去作業を実施することでアクセスルートの確保を行う。また，事故対応を行うためのアクセスルート及び各影響緩和対策の操作に支障となる火災並びに延焼することにより被害の拡散につながる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。
2.1-6

対応の優先順位については，対応可能な要員数，使用可能な設備及び施設の状態に応じて選定する。

ⅰ)

発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合
プラント監視機能が喪失し，発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合においては，外観より施設の状況を把握するとともに，対応可能な要員の状況を可能な範囲で把握し，環境への放射性物質の放出を低減することを最優先に考え，以下に示す当面達成すべき目標に基づき優先して実施すべき対応操作とその実効性を総合的に判断して必要な緩和措置を実施する。
当面達成すべき目標については，外観から原子炉建屋が健全であることや周辺の線量率が正常であることが確認できた場合は，第一義目的として原子炉注水等の「炉心損傷回避又は緩和」を目標として設定し，緩和措置を優先的に行う。ただし，原子炉圧力容器の破損までに速やかな原子炉注水の実施が困難である場合は，炉心損傷後における「格納容器破損回避又は緩和」の措置を優先的に行う。
使用済燃料プールへの対応については，外観から原子炉建屋が健全であることが確認できた場合は，「 使用済燃料プール水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和」のための措置を行う。また，外観から格納
容器や使用済燃料プールへの影響が懸念されるほどの原子炉建屋の損傷が確認され，周辺の線量率が上昇している場合は，「放射性物質の放出低減」のための措置を行う。
また，監視機能を復旧させるため，代替電源からの電源供給により監視機能の復旧を試みるとともに，可搬型計測器等を用いて可能
な限り継続的にプラントの状況把握に努める。
2.1-7

ⅱ)

発電用原子炉施設の状況把握がある程度可能な場合プラント監視機能が健全である場合には，対応可能な要員の状況，
発電用原子炉施設の状況を可能な範囲で速やかに把握し，「 止める」，「冷やす」，「閉じ込める」機能の確保を基本とし，状況把握が困難な場合と同様に環境への放射性物質の放出を低減することを最優先に考え，当面達成すべき目標を設定し，必要な緩和措置を実施する。
なお，部分的にパラメータ等を確認できない場合は，代替電源からの電源供給による復旧，可搬型計測器等による確認を試みる。

ｃ．大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手順書
大規模損壊が発生した場合に対応する手順については，（a）項に示す
5つの項目に関する緩和等の措置を講じるため，可搬型重大事故等対処設
備による対応を考慮した多様性及び柔軟性を有するものとして整備する。
また，(b)項から(n)項の手順等を基本に，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順，中央制御室
における監視及び制御機能が喪失した場合でも対応できるよう現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラント
パラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
また，大規模損壊に特化した手順を(o)項に示す。

(a)

5つの活動又は緩和対策を行うための手順書

イ．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手順等
大規模損壊発生時に大規模な火災が発生した場合における消火活動として，故意による大型航空機の衝突による大規模な航空機燃料火災
2.1-8

を想定し，放水砲等を用いた泡消火についての手順書を整備するとともに必要な設備を配備する。
また，地震や津波のような自然現象において，施設内の油タンク火災等の複数の危険物内包設備の火災が発生した場合にも対応が可能なように多様な消火手段を整備する。
手順については，以下の(l)項に該当する手順等を含むものとして整備する。

ロ．炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等
炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順については，
以下の(b)項から(e)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むもの
として整備する。
炉心の著しい損傷を緩和するための対策が必要な場合における対応
手段は次のとおりとする。
・原子炉停止機能が喪失した場合は，原子炉手動スクラム，原子炉
再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制，ほう酸水注入，代替制
御棒挿入機能による制御棒緊急挿入又は原子炉水位低下による原
子炉出力抑制を行う。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，高圧炉心スプレイ
系及び原子炉隔離時冷却系の故障により原子炉の冷却が行えない
場合に，高圧代替注水系により原子炉を冷却する。全交流動力電
源喪失及び所内常設直流電源設備喪失により原子炉の冷却が行えない場合は，常設代替直流電源設備より給電される高圧代替注水系による原子炉の冷却又は高圧代替注水系の現場起動により原子炉を冷却する。
2.1-9

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能が喪失している状態において，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に期待している
注水機能が使用できる場合又はインターフェイスシステムＬＯＣ
Ａが発生した場合は，逃がし安全弁による原子炉減圧操作を行う。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において原子炉冷却材喪失事
象が発生している場合は，残留熱除去系（低圧注水系）を優先し，全交流動力電源喪失により原子炉の冷却が行えない場合は，低圧
代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系又は補給水系により原子炉を冷却する。

ハ．格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等
格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順については，以下の(f)項から(i)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
格納容器の破損を緩和するための対策が必要な場合における対応手
段は次のとおりである。
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故障又は全交流動力
電源喪失により機能喪失した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），代替循環
冷却系，消火系又は補給水系により格納容器内の圧力及び温度を低下させる。
・残留熱除去系海水ポンプ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には，緊急用海水系とあわせて残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系，格納容器スプレイ冷却系又は原子炉停止時冷却系）により最終ヒートシ
2.1-10ンク（海洋）へ熱を輸送する。
・格納容器の過圧破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系により，格納容器内の減圧及び除熱を行う。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリ
ート相互作用（以下「ＭＣＣＩ」という。）による格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系（常設），格納容器下部
注水系（可搬型），消火系又は補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
・格納容器内に水素が放出された場合においても水素爆発による格納容器の破損を防止するために原子炉運転中の格納容器内は不活性ガス（窒素）置換により格納容器内雰囲気を不活性化した状態になっているが，炉心の著しい損傷が発生し，ジルコニウム－水反応並びに水の放射線分解による水素及び酸素の発生によって可燃限界を超えるおそれがある場合は，可燃性ガス濃度制御系により水素又は酸素の濃度を抑制する。さらに，格納容器圧力逃がし装置により水素ガスを格納容器外に排出する手段を有している。

ニ．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体の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等
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体の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順については，以下の(k)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
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体の著しい損傷を緩和するための対策が必要な場合における対応手段は次のとおりとする。
2.1-11

・使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料プール水位・温度，使用済燃料プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料プー
ル監視カメラを使用する。
・使用済燃料プールの注水機能の喪失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使用済燃料プールの水位が低下した場合は，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，補給水系又は消火系による使用済燃料プール注水により，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽する。
・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使用済燃料プールの水位維持が行えない場合は，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプによる使用済燃料プールス
プレイにより，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するとともに，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減させる。
・燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系による使用済燃料プール
冷却機能が喪失した場合，代替燃料プール冷却系により使用済燃料プールの除熱を実施する。
ホ．放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順等
炉心の著しい損傷及び格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順については，以下の(j)項，(l)項及び(m)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
放射性物質の放出を低減するための対策が必要な場合における対応
手段は次のとおりとする。
・原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合，可搬型代替注水
2.1-12大型ポンプ及び放水砲により原子炉建屋へ放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制する。
・その際，放水することで放射性物質を含む汚染水が発生するため，汚濁防止膜を設置することにより，汚染水の海洋への拡散抑制を
行う。

(b)

「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」
重大事故等対策にて整備する1.2の手順を用いた手順等を整備する。
(c)

「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」

重大事故等対策にて整備する1.3の手順を用いた手順等を整備する。
(d)

「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」
重大事故等対策にて整備する1.4の手順を用いた手順等を整備する。
(e)

「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」

重大事故等対策にて整備する1.5の手順を用いた手順等を整備する。
(f)

「1.6

格納容器内の冷却等のための手順等」

重大事故等対策にて整備する1.6の手順を用いた手順等を整備する。
(g)

「1.7

格納容器の過圧破損を防止するための手順等」

重大事故等対策にて整備する1.7の手順を用いた手順等を整備する。
(h)

「1.8

格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」

重大事故等対策にて整備する1.8の手順を用いた手順等を整備する。
(i)

「1.9

水素爆発による格納容器の破損を防止するための手順等」

重大事故等対策にて整備する1.9の手順を用いた手順等を整備する。
(j)

「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
2.1-13

順等」
重大事故等対策にて整備する1.10の手順を用いた手順等を整備する。
(k)

「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」

重大事故等対策にて整備する1.11の手順を用いた手順等を整備する。
(l)

「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」
重大事故等対策にて整備する1.12の手順を用いた手順等を整備する。
(m)

「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」

重大事故等対策にて整備する1.13の手順を用いた手順等を整備する。
(n)

「1.14

電源の確保に関する手順等」

重大事故等対策にて整備する1.14の手順を用いた手順等を整備する。
(o)

「2.1

可搬型設備等による対応手順等」

可搬型設備等による対応手順等のうち，柔軟な対応を行うための大規模損壊に特化した手順を以下に示す。
イ．移動式消火設備による送水手順
ロ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱手順
ハ．格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水手順
ニ．格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水手順
ホ．原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出手順
ヘ．可搬型代替注水中型ポンプによる消火手順
ト．現場での可搬型計測器によるパラメータ計測，監視手順

ｄ．ｃ．項に示す大規模損壊への対応手順書は，万一を考慮し中央制御室の機能が喪失した場合も対応できるよう整備するが，中央制御室での監視及び制御機能に期待できる可能性も十分に考えられることから，
2.1-14

運転手順書を活用した事故対応も考慮したものとする。

2.1.1.2

大規模損壊の発生に備えた体制の整備

大規模損壊時の体制については，組織が最も有効に機能すると考えられる
通常の災害対策本部の体制を基本としつつ，通常とは異なる対応が必要となる状況においても流動性を持って対応できるように整備する。また，重大事
故等を超えるような状況を想定した大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うことを前提とし，中央制御室が機能喪失するような通常とは異なる体制で活動しなければならない場合にも対応できるよう教育及び訓練の実施
並びに体制の整備を図る。

(1)

大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練
大規模損壊への対応のための災害対策要員への教育及び訓練については，
重大事故等対策にて実施する教育及び訓練に加え，大規模損壊発生時に対応する手順及び資機材の取扱い等を習得するための教育及び訓練を実施する。また，原子力防災管理者及び副原子力防災管理者を対象に，通常の指揮命令系統が機能しない場合を想定した個別の教育及び訓練を実施する。
さらに，要員の役割に応じて付与される力量に加え，流動性をもって柔軟に対応できるような力量を確保していくことにより，本来の役割を担う要員以外の要員でも対応できるよう教育の充実を図る。

(2)

大規模損壊発生時の体制
発電用原子炉施設において重大事故等及び大規模損壊のような原子力災
害が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，事故原因の除去並びに原子力災害の拡大防止及び緩和その他必要な活動を迅速かつ円滑に実施
2.1-15するため，災害対策本部体制を整備する。
また，夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）においても発電所構内に災害対策要員 39 名（当直要員 7 名及び自衛消防隊 11 名含む）を常時確保し，大規模損壊の発生により中央制御室（当直要員を含む）が機能しない場合においても，対応できるよう体制を整備する。
さらに，発電所構内に常時確保する災害対策要員により，参集要員が参集するまでの当面の間は事故対応を行えるよう体制を整備する。

(3)

大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる指揮命令系統の確立についての基本的な考え方
大規模損壊発生時には，通常の原子力防災体制での指揮命令系統が機能しない場合も考えられる。このような状況においても，発電所構内に必要な要員を確保するとともに指揮命令系統を確立できるよう，大規模損壊発生時に対応するための体制を基本的な考え方に基づき整備する。
ａ．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における統括待機当番者（副原子力防災管理者）を含む初動対応要員は，地震，津波等の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が発生した
場合にも対応できるよう，分散して待機する。万一，待機場所となる建屋の一部が倒壊し，一部の初動対応要員が被災した場合は，発電所構内に分散待機する初動対応要員で対応する。
ｂ．プルーム放出時は，緊急時対策所，中央制御室待避室及び二次隔離弁
操作室に残る要員（以下「最低限必要な要員」という。）は緊急時対策所，中央制御室待避室及び二次隔離弁操作室に留まり，プルーム通過後，活動を再開する。プルーム通過時，最低限必要な要員以外の要員は発電所構外へ一時避難し，その後，災害対策本部長の指示により再参集する。
2.1-16

ただし格納容器が破損している場合など，一時退避中に被ばくのおそれがある場合には，緊急時対策所に留まることとする。
ｃ．大規模損壊と同時に大規模火災が発生している場合，災害対策本部の指揮命令系統の下，自衛消防隊は消火活動を実施する。また，原子力防災管理者が，事故対応を実施又は継続するために，放水砲等による泡消火の実施が必要と判断した場合は，災害対策本部の指揮命令系統の下，
放水砲等の対応を行う要員を消火活動に従事させる。これら大規模損壊発生時の火災対応については，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）時には統括待機当番者（副原子力防災管理者）の指揮命令系統の下で消火活動を行う。

(4)

大規模損壊発生時の支援体制の確立
ａ．本店対策本部体制の確立
大規模損壊発生時における本店対策本部の設置による発電所への支援
体制は，技術的能力 1.0 で整備する支援体制と同様である。
ｂ．外部支援体制の確立
大規模損壊発生時における外部支援体制は，技術的能力 1.0 で整備する外部支援体制と同様である。

2.1.1.3

大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備

大規模損壊の発生に備え，大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うために必要な重大事故等対処設備及び資機材を配備する。

(1)

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
ムへの対応に必要な設備の配備及び当該設備の防護の基本的な考え方
2.1-17可搬型重大事故等対処設備は，重大事故等対策で配備する設備の基本的な考え方を基に，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失することのないよう，外部事象の影響を受けにくい場所に保管する。また，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の共通要因で，同時に複数の可搬型重大事故等対処設備が機能喪失しないように考慮する。
ａ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊等の影響により必要な機能を喪失しない場所に保管する。また，基準津波を一定程度超える津波に対して裕度を有する高所に保管する。
ｂ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備及び常設
重大事故等対処設備が設置されている原子炉建屋等から 100m 以上離隔を確保した上で，複数箇所に分散して保管する。
ｃ．可搬型重大事故等対処設備同士の距離を十分に離して複数箇所に分散して保管するとともに，常設設備への接続口，アクセスルートを複数設ける。また，速やかに消火及びがれき撤去できる可搬型設備を当該事象による影響を受けにくい場所に保管する。

(2)

大規模損壊に備えた資機材の配備に関する基本的な考え方
大規模損壊発生時の対応に必要な資機材については，重大事故等対策で配備する資機材の基本的な考え方を基に，高線量の環境，大規模な火災の発生及び外部支援が受けられない状況を想定し配備する。また，そのような状況においても使用を期待できるよう，原子炉建屋から 100ｍ以上離隔をとった保管場所に分散して配備する。
2.1-18

ａ．炉心損傷及び格納容器破損による高線量の環境下において，事故対応のために着用する全面マスク，タイベック，個人線量計等の必要な資機材を配備する。
ｂ．地震及び津波のような大規模な自然災害による油タンク火災又は故意による大型航空機の衝突に伴う大規模な燃料火災の発生に備え，必要な消火活動を実施するために着用する防護具，消火薬剤等の資機材を配備する。
ｃ．大規模損壊発生時において，災害対策本部と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信連絡手段を確保するため，多様な複数の通信連絡設備を配備する。

2.1-192.1.2

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ムへの対応における事項＜要求事項＞
発電用原子炉設置者において，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による発電用原子炉施設の大規損な損
壊（以下「大規模損壊」という。）が発生した場合における体制の整備に関し，以下の項目についての手順書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。また，当該手順書に従って活動を行うための体制及び資機材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。

一

大規模損壊発生時における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。

二

大規模損壊発生時における炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

三大規模損壊発生時における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。

四大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

五

大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策に関すること。

2.1-20

【解釈】1

発電用原子炉設置者において，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いて，第 1 号から第 5 号までに掲げる活動を実施するために必要な手順書，体制及び資機材等を適切に整備する方針であること。

2

第 1 号に規定する「大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動」について，発電用原子炉設置者は，故意による大型航空機の衝突による外部火災を想定し，泡放水砲等を用いた消火活動についての手順等を整備する方針であること。

3

発電用原子炉設置者は，本規程における「1，重大事故等対策における要求事項」の以下の項目について，大規模な自然災害を想定した手順等を整備する方針であること。
1.2 原子炉冷却材圧カ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 原子炉冷却材圧カ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

2.1-211.ll 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等
1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等
1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等
1.14 電源の確保に関する手順等
4

発電用原子炉設置者は，上記 3 の項目について，故意による大型航空
機の衝突その他のテロリズムも想定した手順等を整備する方針である
こと。

2.1.2.1

大規模損壊発生時の手順書の整備

大規模損壊発生時の手順書を整備するに当たっては，大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象として，大規模な自然災害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定する。
大規模な自然災害については，多数ある自然災害の中から発電用原子炉施設に大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を選定した上で，当該の自然災害により発電用原子炉施設に重大事故，大規模損壊等が発生する可能性を考慮した対応手順書を整備する。これに加え，確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」という。）の結果に基づく事故シーケンスグループの選定において抽出しなかった地震及び津波特有の事故シーケンスについても対応できる手順書として，また，発生確率や地理的な理由により発生する可能性が極めて低いため抽出していない外部事象に対しても緩和措置が行えるよう整備する。
故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，大規模損壊を発生させる可能性の高い事象であることから，大規模損壊及び及び大規模な火災が発生することを前提とした対応手順書を整備する。
以下において，大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象について整2.1-22

理する。検討プロセスの概要を第 2.1.1 図に示す。
(1)

大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害への対応における考慮
大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を網羅的に抽出するため，国内外の基準等で示されている外部事象を網羅的に収集し，自然災害 55 事象，外部人為事象 23 事象を抽出した。
そのうちの自然災害 55 事象について，設計基準又は観測記録を超える
ような非常に苛酷な状況を想定した場合にプラントの安全性が損なわれる可能性について評価し，発生しうるプラント状態（起因事象）を特定した。
その結果，特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある自然災害として，地震，津波，竜巻，凍結，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，隕石の 9 事象を選定した。また，重畳することが想定される自然災害である，
地震と津波が重畳して発生した場合，地震による影響に対する対応が津波によって遅れる等，事故対応に影響を及ぼす可能性があることから，選定したそれぞれの単独事象と同様にプラントへの影響評価を実施した。なお，
事前予測が可能な自然災害については，影響を低減させるための必要な安全措置を講じることを考慮した。特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある自然災害の影響を整理した結果を第 2.1.1 表及び第 2.1.2 表に示す。
また，外部人為事象 23 事象について，自然災害と同様の評価を行い，特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある外部人為事象として，衛星の落下，航空機落下を選定した。特にプラントの安全性に影響を与える
可能性のある外部人為事象の影響を整理した結果を第 2.1.3 表に示す。

ａ．自然災害の規模の想定
大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害の抽出に当たっては，
2.1-23

自然災害に対して，設計基準又は観測記録を超えるような非常に苛酷な状況を想定し，当該事象が発電用原子炉施設の安全性に与える影響を評価している。以下に，特にプラントの安全性に影響を与える自然災害として選定した事象において，想定した自然災害の規模を示す。また，特にプラントの安全性に影響を与える外部人為事象として選定した事象の規模も合わせて示す。
(a)

地震
基準地震動を超えるような大規模な地震が発生する可能性は低いものと考えるが，基準地震動を一定程度超える規模を想定する。
なお，地震の事前の予測については，現在確立した手法が存在しないことから，予兆なく発生することを想定する。

(b)

津波
基準津波を超えるような大規模な津波が発生する可能性は低いが，基準津波を一定程度超える規模を想定する。
なお，津波の事前の予測については，施設近傍で津波が発生する可能性は低いものと考えるが，地震発生後，時間的余裕の少ない津波が来襲すると想定する。

(c)

竜巻
最大風速 100m／s を超えるような竜巻が発生する可能性は低いが，100m／s を超える規模を想定する。
なお，事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置の確認等）を講じることが可能である。

(d)

凍結
敷地付近で観測された最低気温-12.7℃を下回る気温が発生する可2.1-24能性は低いが，最低気温-12.7℃を下回る規模を想定する。
なお，事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して安全対策（加温等の凍結防止対策）を講じることが可能である。
(e)

積雪
建築基準法で定められた敷地付近の垂直積雪量 30cm を超える積雪が発生する可能性は低いが，垂直積雪量 30 ㎝を超える規模を想定する。
なお，事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪）を講じることが可能である。

(f)

落雷
敷地付近で設計基準雷撃電流 220kA を超える雷サージが発生する可能性は低いが，設計基準雷撃電流 220kA を超える規模を想定する。
なお，雷発生までの時間的余裕はないものとする。

(g)

火山の影響
敷地において想定される降下火砕物の堆積厚さ 50 ㎝を超える降下
火砕物が発生する可能性は低いが，堆積厚さ 50 ㎝を超える規模を想定する。
なお，事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して安全対策（降下
火砕物の除去等）を講じることが可能である。

(h)

森林火災
防火帯を超えるような規模の森林火災が発生する可能性は低いが，防火帯を超えて延焼するような規模を想定する。
2.1-25

なお，森林火災が拡大するまでの時間的余裕は十分あることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，予防散水する等の安全対策を講じることが可能である。
(i)

隕石
敷地内に隕石が落下する可能性は低いが，敷地内の建屋及び屋外設
備に大きな損傷を及ぼし得る規模を想定する。
なお，隕石落下までの時間的余裕はないものとする。

(j)

地震と津波の重畳
大規模地震後に実施する屋外作業の開始が，大規模地震後の大規模津波によって，遅れる可能性がある。
斜面の崩壊，地盤の陥没，がれき，漂流物，タンク火災等により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
両事象の重畳が発生した場合においても，影響を受けにくい場所に分散配置している可搬型重大事故等対処設備等による事故の影響緩和
措置に期待できる。

(k)

衛星の落下
敷地内に衛星が落下する可能性は低いが，敷地内の建屋及び屋外設
備に大きな損傷を及ぼし得る規模を想定する。
なお，衛星落下までの時間的余裕はないものとする。

(l)

航空機落下
敷地内に航空機が落下する可能性は低いが，敷地内の建屋及び屋外設備に大きな損傷を及ぼし得る規模を想定する。

ｂ．大規模損壊を発生させる可能性のある事象の特定
2.1-26

特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある自然災害について，それぞれで特定した起因事象・シナリオからプラントへ与える影響を評
価し，大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を検討する。
プラント状態を特定するに当たっては，大規模損壊の事象収束に必要と考えられる以下の機能の状態に着目して作成したイベントツリーによる事象進展評価を考慮した。
(a)

建屋・構築物，機器の損傷により直接炉心損傷に至るおそれのあるものⅰ)

原子炉建屋・格納容器機能維持

ⅱ)

計装・制御

ⅲ)

原子炉冷却材圧力バウンダリ(b)

安全機能に広範な影響を及ぼすサポート機能ⅰ)

最終ヒートシンク

ⅱ)

非常用電源

(c)

安全機能

ⅰ)

炉心冷却

ⅱ)

崩壊熱除去

ｃ．イベントツリーによる整理
イベントツリーによる整理結果を第 2.1.2 図に示す。ここで，最終的なプラント状態が単独事象を考慮した場合と同様となる地震と津波の重畳については示していない。また，自然災害である隕石並びに外部人為事象である衛星の落下及び航空機落下については，大型航空機の衝突と同様プラントに大きな影響を与える事象であることは明らかなことから，
イベントツリーで示していない。
2.1-27

(a)地震
大規模な地震の想定では，変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失，設計基準事故対処設備の損傷に伴う炉心冷却機能喪失及び崩壊熱除去機
能喪失に至る可能性がある。また，非常用海水ポンプ損傷に伴う最終
ヒートシンク喪失や交流電源設備又は直流電源設備の損傷により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。これに加えて原子炉冷却材圧
力バウンダリ喪失（ＬＯＣＡ）等の事故が発生した場合には，設計基準事故対処設備が機能喪失していることから重大事故に至る可能性がある。さらに，全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合には，重大事故から大規模損壊に至る可能性がある。
また，レベル１ＰＲＡの知見から原子炉建屋損傷，格納容器損傷，格納容器バイパス，原子炉圧力容器損傷，Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯ
ＣＡ，計装・制御系喪失により大規模損壊に至る可能性がある。その他，地震によりスクラム信号が発信した場合は，現実的には炉内構造物等が損傷に至るおそれのある最大加速度による荷重を受けるより前に制御棒挿入が完了するものと考えらえるが，万一，地震による炉内構造物等の損傷により制御棒挿入が失敗し，さらに直流電源喪失又は交流電源喪失が重畳した場合（直流電源喪失＋原子炉停止失敗，交流
電源喪失＋原子炉停止失敗），大規模損壊に至る可能性がある。
また，レベル１．５ＰＲＡの知見により，地震により重大事故が発生した場合において，事象発生前に格納容器隔離失敗が発生していた
場合，大規模損壊に至る可能性がある。
その他，モニタリング・ポストの監視機能が喪失する可能性や斜面の崩壊，地盤の陥没等により，アクセスルートの通行に支障を来し，
2.1-28

重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
(b)

津波
大規模な津波の想定では，変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失に至る可能性がある。また，非常用海水ポンプ損傷に伴う最終ヒートシン
ク喪失により崩壊熱除去機能喪失に至る可能性があり，その状態において外部電源喪失が重畳した場合には，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。また，原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失に至る可能性がある。さらに，全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が津波により機能喪失した場合には，重大事故から大規模損壊に至る可能性がある。
また，レベル１ＰＲＡの知見から，防潮堤損傷により大規模損壊に至る可能性がある。
その他，保管している危険物による火災の発生の可能性，モニタリ
ング・ポストの監視機能が喪失する可能性，がれき，漂流物，タンク
火災等により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。

(c)

地震と津波の重畳(a)項の地震及び（b）項の津波の想定において発生する可能性のあるとしたプラント状態が，地震と津波の重畳の想定では同様に発生する可能性があり，大規模損壊に至る可能性がある。
大規模地震後に実施する屋外作業の開始が，大規模地震後の大規模津波によって，遅れる可能性がある。
斜面の崩壊，地盤の陥没，がれき，漂流物，タンク火災等により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
2.1-29(d)竜巻
大規模な竜巻の想定では，変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失に至る可能性がある。また，非常用海水ポンプ損傷に伴う最終ヒートシン
ク喪失により崩壊熱除去機能喪失に至る可能性があり，その状態において外部電源喪失が重畳した場合には，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。さらに，全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である
常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が竜巻により機能喪失
した場合には，重大事故から大規模損壊に至る可能性がある。ただし，竜巻については，竜巻進路周辺に影響が集中すると考えられ，可搬型
重大事故等対処設備は分散配置していることから，進路から離れた所に設置しているものは竜巻の影響を免れること，また，飛来物等によりアクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性があるものの，その影響は地震及び津波と比較して小さいと考えられることから，竜巻により，全交流動力電源喪失の発生に加え代替電源が喪失した場合における対応は，地震及び津波のシナリオに代表されると考えられる。

(e)

凍結
送電線や碍子への着氷により影響を与える可能性があることから，
外部電源喪失が発生する可能性がある。ただし，事前の予測が可能であることから，体制を強化して凍結防止等の必要な安全対策を講じる
ことにより，プラントの安全性に影響を与える可能性は低い。

(f)

積雪
送電線や碍子への着雪により影響を与える可能性があることから，
外部電源喪失が発生する可能性がある。ただし，事前の予測が可能であることから，体制を強化して除雪等の必要な安全対策を講じること
2.1-30により，プラントの安全性に影響を与える可能性は低い。
(g)

落雷
落雷の影響により，外部電源喪失が発生する可能性がある。また，非常用海水ポンプ損傷に伴う最終ヒートシンク喪失により崩壊熱除去
機能喪失に至る可能性があり，その状態において外部電源喪失が重畳した場合には，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
なお，雷害防止対策を講じている。

(h)

火山の影響
送電線や碍子への降下火砕物の付着により影響を与える可能性があることから，外部電源喪失が発生する可能性がある。ただし，事前の予測が可能であることから，体制を強化して降下火砕物の除去等の必要な安全対策を講じることにより，プラントの安全性に影響を与える
可能性は低い。

(i)

森林火災
送電鉄塔や送電線へ影響を与える可能性があることから，外部電源喪失が発生する可能性がある。ただし，発電用原子炉施設へ影響がな
いよう防火帯幅を確保しており，予防散水等の対策を講じる十分な時
間余裕があることから，プラントの安全性に影響を与える可能性は低
い。

(j)

隕石
隕石による影響については，以下に示す観点から，大型航空機の衝
突又は津波の影響と同様の影響を及ぼす事象として整理されると考えられる。
隕石の落下による影響については，歴史的には地球規模の災害をもたらすものから，家屋に損傷を与える程度のものまで様々であるが，2.1-31

影響緩和対策を講ずることを想定する観点から，被害程度は建屋及び屋外設備に大きな損傷を及ぼし得る規模までの隕石の落下を想定する。
この被害想定は，積載燃料による火災影響を除いた大型航空機の衝突と同様であり，同様の手順で対応できる。また，発電所近海への隕石の落下に伴う津波については，津波 と 同様の手順で対応できる。
(k)

衛星の落下
衛星の落下による影響については，以下に示す観点から，大型航空機の衝突又は津波の影響と同様の影響を及ぼす事象として整理されると考えられる。
人工衛星の落下による地上施設の損傷事例はこれまでないものの，
大型の宇宙ステーション等が地上に落下した場合には被害の発生を否定できないため，影響緩和対策を講ずることを想定する観点から，被害程度は建屋及び屋外設備に大きな損傷を及ぼし得る規模までの衛星の落下を想定する。この被害想定は，積載燃料による火災影響を除いた大型航空機の衝突と同様であり，同様の手順で対応できる。また，発電所近海への衛星の落下に伴う津波については，津波 と 同様の手順で対応できる。

(l)

航空機落下
航空機落下による影響については，故意による大型航空機の衝突と同様と考えられる。
これらの整理から，プラントの最終状態は次の 3 項目に類型化することができる。第 2.1.4 表に事象ごとに整理した結果を示す。
・大規模損壊（重大事故を上回る状態）
・重大事故又は重大事故に至るおそれがある事故
・設計基準事故
2.1-32

第 2.1.4 表に示すとおり，発電用原子炉施設において大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害については，地震，津波並びに地震及び津波の重畳の 3 事象を代表として整理する。また，上記 3 事象以外の自然災害，外部人為事象については，発電所の安全性に影響を与える可能性はあるものの大規模損壊に至ることはない事象又は大規模損壊に至ったとしても，上記 3 事象の自然災害又は(2)項に示す故意による大型航空機の衝突に代表され，被害の様態から同様の手順で対
応できる。

(2)

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考慮
テロリズムには様々な状況が想定されるが，その中でも施設の広範囲にわたる損壊，不特定多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生して発電用原子炉施設に大きな影響を与える故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定し，その上で流用性を持たせた柔軟で多様性のある対応ができるように考慮する。
以上より大規模損壊の対応手順の整備に当たっては，(1)項及び(2)項において整理した大規模損壊の発生によって，多量の放射性物質が環境中に放出されるような万一の事態に至る可能性も想定し，発電用原子炉施設において使える可能性のある設備，資機材及び要員を活用した柔軟で多様性のある手段を構築するよう考慮する。
（添付資料 2.1.1，2.1.2，2.1.3，2.1.4，2.1.5，2.1.6，2.1.7，
2.1.8，2.1.9）

2.1-33

第 2.1.1 表

自然災害 9 事象がプラントへ与える影響評価（1／7）

自然災害

設計基準を超える自然災害自然災害がプラントに与える影響評価

地震【影響評価に当たっての考慮事項】
・地震の事前の予測については，現在確立した手法が存在しないことから，予兆なく発生すると想定する。

2.1-34【設計基準を超える場合の影響評価】
・開閉所設備の碍子，変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・交流電源設備の損傷により，非常用交流電源が喪失し，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・非常用海水ポンプの損傷により，最終ヒートシンク喪失に至る可能性がある。
・直流電源設備の損傷により，非常用交流電源の制御機能が喪失し，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・中央制御室は，堅牢な建屋内にあることから，運転員による操作機能の喪失は可能性として低いが，計装・制御機能については喪失する可能性がある。
・原子炉建屋又は格納容器の損傷により，建屋内の機器，配管が損傷して大規模なＬＯＣ
Ａ又は格納容器バイパスが発生し，ＥＣＣＳ注入機能も有効に機能せず，重大事故に至る可能性がある。格納容器が損傷した場合には，閉じ込め機能に期待できない。
・原子炉建屋の損傷により，使用済燃料プールが損傷し，重大事故に至る可能性がある。
・モニタリング・ポストの監視機能が喪失する可能性がある。
・保管している危険物による火災の発生の可能性がある。
・斜面の崩壊，地盤の陥没等により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型設備による測定及び監視を行う。
・化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。
・ホイールローダ等によるアクセスルートの仮復旧を行う。

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器【基準地震動を一定程度超える規模】
・ 外部電源設備
・ 交流電源設備
・ 海水ポンプ（ＲＨＲＳ，ＤＧＳ，ＨＰＣＳ－ＤＧＳ）・ 直流電源・ 計測・制御系
・ 設計基準事故対処設備（ＥＣＣＳ等）
・ 原子炉冷却材圧力バウンダリ
・ 格納容器・ 原子炉圧力容器
・ 原子炉建屋・ 使用済燃料プール
・モニタリング・ポスト

最終的なプラント状態【以下のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】・外部電源喪失・崩壊熱除去機能喪失
・炉心冷却機能喪失
・全交流動力電源喪失
・ＬＯＣＡ
・計装・制御系喪失
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器バイパス・格納容器損傷
・原子炉建屋損傷
原子炉建屋損傷，格納容器損傷等による閉じ込め機能の喪失により大規模損壊に至る可能性がある。
また，全交流動力電源喪失（設計基準事故
対処設備の機能喪失）に加えて，地震により代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，大規模損壊に至る可能性がある。

第 2.1.1 表

自然災害 9 事象がプラントへ与える影響評価（2／7）

自然災害

設計基準を超える自然災害自然災害がプラントに与える影響評価

津波【影響評価に当たっての考慮事項】
・津波の事前の予測については，施設近傍で津波が発生する可能性は低いものと考えるが，地震発生後，時間的余裕の少ない津波が来襲すると想定する。

2.1-35【設計基準を超える場合の影響評価】
・ 津波の波力や漂流物衝突による変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・ 海水ポンプの被水により最終ヒートシンク喪失が発生し，これに伴い非常用ディーゼ
ル発電機の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
また，最終ヒートシンク喪失及び全交流動力電源喪失により，使用済燃料プールの冷却機能が喪失する可能性がある。
・原子炉建屋内への津波による浸水により，直流 125V 主母線盤が冠水することにより，直流 125V の制御電源が喪失する可能性がある。
・防潮堤の損傷により敷地内に多量の津波が流入することで，屋内外の施設が広範囲にわたり浸水し機能喪失する可能性がある。
・モニタリング・ポストの監視機能が喪失する可能性がある。
・ がれき，漂流物，タンク火災等により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型設備による測定及び監視を行う。
・化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。
・ホイールローダ等によるアクセスルートの仮復旧を行う。

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器【基準津波を一定程度超える規模】
・ 外部電源設備
・ 交流電源設備
・ 海水ポンプ（ＲＨＲＳ，ＤＧＳ，ＨＰＣＳ－ＤＧＳ）・ 設計基準事故対処設備（ＥＣＣＳ等）
・ 使用済燃料プール冷却設備
・モニタリング・ポスト

最終的なプラント状態【以下のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】・外部電源喪失・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失
・原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失
原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失により，大規模損壊に至る可能性がある。
また，全交流動力電源喪失（設計基準事故
対処設備の機能喪失）に加えて，津波により代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，大規模損壊に至る可能性がある。

第 2.1.1 表

自然災害 9 事象がプラントへ与える影響評価（3／7）

自然災害

設計基準を超える自然災害自然災害がプラントに与える影響評価

竜巻【影響評価に当たっての考慮事項】
・最大風速 100m／s を超えるような竜巻が発生する可能性は低いが，100m／s を超える規模を想定する。
・竜巻防護設備及び竜巻防護設備に波及的影響を及ぼし得る設備は，風速 100m／s の竜巻から設定した荷重に対して，飛来物防護対策設備等によって防護されている。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，
あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置の確認等）を講じることが可能である。

2.1-36【設計基準を超える場合の影響評価】
・風荷重及び飛来物の衝突による送電線の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・飛来物の衝突による海水ポンプの損傷により最終ヒートシンク喪失が発生し，非常用
ディーゼル発電機の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
また，最終ヒートシンク喪失及び全交流動力電源喪失により，使用済燃料プールの冷却機能が喪失する可能性がある。
・飛来物等によりアクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・ホイールローダ等の重機によるアクセスルートの仮復旧を行う
・あらかじめ体制を強化しての対策（飛散防止措置の確認等）。

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器【最大風速 100m／s を超える竜巻】
・外部電源設備
・交流電源設備
・ 海水ポンプ（ＲＨＲＳ，ＤＧＳ，ＨＰＣＳ－ＤＧＳ）
・使用済燃料プール冷却設備

最終的なプラント状態【以下のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】・外部電源喪失・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失
全交流動力電源喪失（設計基準事故対処設
備の機能喪失）に加えて，竜巻により代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事
故等対処設備が機能喪失した場合は，大規模損壊に至る可能性がある。

第 2.1.1 表
自然災害
凍結

自然災害 9 事象がプラントへ与える影響評価（4／7）

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器【影響評価に当たっての考慮事項】【-12.7℃を下回る低温】
・敷地付近で観測された最低気温-12.7℃を下回る気温が発生する可能性は低いが，最低 ・外部電源設備
気温-12.7℃を下回る規模を想定する。
・屋外機器で凍結のおそれのあるものは保温等の凍結防止対策を講じている。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，
あらかじめ体制を強化して安全対策（加温等の凍結防止対策）を講じることが可能である。

最終的なプラント状態
・外部電源喪失【観測記録を下回る場合の影響評価】
・送電線や碍子への着氷により相間短絡の発生に伴う外部電源喪失の可能性がある。

2.1-37【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・あらかじめ体制を強化しての対策（加温等の凍結防止対策）。
積雪【影響評価に当たっての考慮事項】【垂直積雪量 30 ㎝を超える積雪】
・建築基準法で定められた敷地付近の垂直積雪量 30cm を超える積雪が発生する可能性は ・外部電源設備
低いが，垂直積雪量 30 ㎝を超える規模を想定する。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，
あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪）を講じることが可能である。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・送電線や碍子への着雪により相間短絡の発生に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・積雪により, アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・ホイールローダ等によるアクセスルートの仮復旧を行う。
・あらかじめ体制を強化しての対策（除雪）。

・外部電源喪失

第 2.1.1 表

自然災害 9 事象がプラントへ与える影響評価（5／7）

自然災害

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器

落雷【影響評価に当たっての考慮事項】
・敷地付近で設計基準雷撃電流 220kA を超える雷サージが発生する可能性は低いが，設計基準雷撃電流 220kA を超える規模を想定する。
・落雷に対して，建築基準法に基づき高さ 20ｍを超える排気筒等へ避雷設備を設置し，避雷導体により接地網と接続する。接地網は，雷撃に伴う構内接地系の接地電位分布を平坦化することから，安全保護系等の設備に影響を与えることはなく，安全に大地に導くことができる。

【設計基準雷撃電流 220kA を超える雷サー
ジ】
・外部電源設備
・交流電源設備
・ 海水ポンプ（ＲＨＲＳ，ＤＧＳ，ＨＰＣＳ－ＤＧＳ）
・使用済燃料プール冷却設備

2.1-38【設計基準を超える場合の影響評価】
・雷サージの影響による外部電源喪失の可能性がある。
・雷サージの影響による海水ポンプの損傷により最終ヒートシンク喪失が発生し，これに伴い非常用ディーゼル発電機の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
また，最終ヒートシンク喪失及び全交流動力電源喪失により，使用済燃料プールの冷却機能が喪失する可能性がある。
【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。

最終的なプラント状態【以下のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】・外部電源喪失・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失

第 2.1.1 表
自然災害
火山の影響

自然災害 9 事象がプラントへ与える影響評価（6／7）

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器【影響評価に当たっての考慮事項】【堆積厚さ 50 ㎝を超える降下火砕物】
・敷地において想定される降下火砕物の堆積厚さ 50 ㎝を超える降下火砕物が発生する可 ・外部電源設備
能性は低いが，堆積厚さ 50 ㎝を超える規模を想定する。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，
あらかじめ体制を強化して安全対策（降下火砕物の除去等）を講じることが可能である。

最終的なプラント状態
・外部電源喪失

2.1-39【設計基準を超える場合の影響評価】
・送電線や碍子への降下火砕物の付着により相間短絡の発生に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・降下火砕物の堆積により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・ホイールローダ等の重機によるアクセスルートの仮復旧を行う。
・あらかじめ体制を強化しての対策（降下火砕物の除去）。
森林火災【影響評価に当たっての考慮事項】
・防火帯を超えるような規模の森林火災が発生する可能性は低いが，防火帯を超えて延焼するような規模を想定する。
・森林火災が拡大するまでの時間的余裕は十分あることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，予防散水する等の安全対策を講じることが可能である。
【設計基準を超える場合の影響評価】
・送電鉄塔，送電線の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・森林火災の延焼により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・化学消防自動車等の消火設備による建屋及びアクセスルートへの予防散水。

【防火帯を超えるような森林火災】
・外部電源設備

・外部電源喪失

第 2.1.1 表

自然災害 9 事象がプラントへ与える影響評価（7／7）

自然災害

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価

隕 石【影響評価に当たっての考慮事項】
・敷地内に隕石が落下する可能性は低いが，敷地内の建屋及び屋外設備に大きな損傷を及ぼし得る規模を想定する。
・予兆なく発生し，隕石落下までの余裕時間はないものとして想定する。
【隕石が落下した場合の影響評価】
・建屋又は屋外設備等に隕石が衝突した場合は，当該建屋又は設備が損傷し，機能喪失に至る可能性がある。
・発電所近海に隕石が落下した場合に発生する津波により安全機能が冠水し，機能喪失に至る可能性がある。

2.1-40【主な対応】
・建屋又は屋外設備等に隕石が衝突した場合は，故意による大型航空機の衝突と同様に対応する。
・発電所近海に隕石が落下し，津波が発生した場合は，津波発生時と同様に対応する。

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器

最終的なプラント状態

・具体的な喪失する機器は特定しない（津波又は故意による大型航空機の衝突による影響に包絡）・具体的なプラント状態は特定しない（津波又は故意による大型航空機の衝突による影響に包絡）第 2.1.2 表
自然
災害
地震と
津波の
重畳

自然災害の重畳がプラントへ与える影響評価

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価【影響評価に当たっての考慮事項】
・地震の事前の予測については，現在確立した手法が存在しないことから，予兆なく発生する。
・津波の事前の予測については，発電所近海での震源による地震を考え，地震発生後，時間的余裕の少ない津波が来襲すると想定する。
・地震により原子炉建屋の浸水防止対策が機能喪失し，建屋内浸水が発生することを想定する。
・地震と津波の重畳が発生した場合においても，影響を受けにくい場所に分散配置している可搬型重大事故等対処設備等による事故の影響緩和措置に期待できる。

2.1-41【設計基準を超える場合の影響評価】
・開閉所設備の碍子等の損傷又は津波の波力や漂流物衝突による変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・交流電源設備の損傷により，非常用交流電源が喪失し，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・海水ポンプの被水により最終ヒートシンク喪失が発生し，これに伴い非常用ディーゼル発電機の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・中央制御室は，堅牢な建屋内にあることから，運転員による操作機能の喪失は可能性として低いが，計装・制御機能については喪失する可能性がある。
・原子炉建屋又は格納容器の損傷により，建屋内の機器，配管が損傷して大規模なＬＯＣＡ又は格納容器バイパ
スが発生し，ＥＣＣＳ注入機能も有効に機能せず，重大事故に至る可能性がある。格納容器が損傷した場合には，閉じ込め機能に期待できない。
・最終ヒートシンク喪失及び全交流動力電源喪失により，使用済燃料プールの冷却機能が喪失する可能性がある。
・原子炉建屋の損傷により，使用済燃料プールが損傷し，重大事故に至る可能性がある。
・原子炉建屋内への津波による浸水により，直流 125V 主母線盤が冠水することにより，直流 125V の制御電源が喪失する可能性がある・防潮堤の損傷により敷地内に多量の津波が流入することで，屋内外の施設が広範囲にわたり浸水し機能喪失する可能性がある。
・モニタリング・ポストの監視機能が喪失する可能性がある。
・保管している危険物による火災の発生の可能性がある。
・大規模地震後に実施する屋外作業の開始が，大規模地震後の大規模津波によって，遅れる可能性がある。
・斜面の崩壊，地盤の陥没，がれき，漂流物，タンク火災等により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型設備による測定及び監視を行う。
・化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。
・ホイールローダ等によるアクセスルートの仮復旧を行う。

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器【基準地震動及び基準津波を一定程度超える規模】
・ 外部電源設備
・ 交流電源設備
・ 海水ポンプ（ＲＨＲＳ，ＤＧＳ，
ＨＰＣＳ－ＤＧＳ）
・ 直流電源・ 計測・制御系
・ 設計基準事故対処設備（ＥＣＣ
Ｓ等）
・ 原子炉冷却材圧力バウンダリ
・ 格納容器・ 原子炉圧力容器
・ 原子炉建屋・ 使用済燃料プール
・ 使用済燃料プール冷却設備
・ モニタリング・ポスト

最終的なプラント状態【以下のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】
・外部電源喪失・崩壊熱除去機能喪失
・炉心冷却機能喪失
・全交流動力電源喪失
・ＬＯＣＡ
・計装・制御系喪失
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器バイパス・格納容器損傷
・原子炉建屋損傷
・原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失
原子炉建屋損傷，格納容器損傷等による閉じ込め機能の喪失により，大規模損壊に至る可能性がある。
また，全交流動力電源喪失（設計基準事故対処設備の機能喪失）に加えて，地震，津波により代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，大規模損壊に至る可能性がある。

第 2.1.3 表
外部
人為事象
衛星の
落下

外部人為事象がプラントへ与える影響評価

外部人為事象がプラントに与える影響評価【影響評価に当たっての考慮事項】
・敷地内に衛星が落下する可能性は低いが，敷地内の建屋及び屋外設備に大きな損傷を及ぼし得る規模を想定する。
・予兆なく発生し，衛星の落下までの余裕時間はないものとして想定する。
【衛星が落下した場合の影響評価】
・建屋又は屋外設備等に衛星が衝突した場合は，当該建屋又は設備が損傷し，機能喪失に至る可能性がある。
・発電所近海に衛星が落下した場合に発生する津波により安全機能が冠水し，機能喪失に至る可能性がある。

2.1-42【主な対応】
・建屋又は屋外設備等に衛星が衝突した場合は，故意による大型航空機の衝突と同様に対応する。
・発電所近海に衛星が落下し，津波が発生した場合は，津波発生時と同様に対応する。

航空機
落下

外部人為事象の想定規模と喪失する可能性のある機器

最終的なプラント状態

・具体的な喪失する機器は特定しない（津波又は故意による大型航空機の衝突による影響に包絡）・具体的なプラント状態は特定しない（津波又は故意による大型航空機の衝突による影響に包絡）第 2.1.4 表
自然災害
外部人為事象地震

大規模損壊へ至る可能性のある自然災害・外部人為事象（1／2）

大規模損壊（重大事故を上回る状態）
・原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ）
・計装・制御系喪失
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器バイパス・格納容器損傷
・原子炉建屋損傷
全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性がある
・防潮堤損傷2.1-43

津波

地震と津波
の重畳

全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性がある
・原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ）
・計装・制御系喪失
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器バイパス・格納容器損傷
・原子炉建屋損傷
・原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失
全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性がある

竜巻

全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性がある

重大事故又は重大事故に至るおそれがある事故

設計基準事故等・崩壊熱除去機能喪失
・高圧・低圧注水機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失
・ＬＯＣＡ時注水機能喪失
・ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失
・ＬＯＣＡ＋全交流動力電源喪失

・外部電源喪失・過渡事象
・ＬＯＣＡ（設計基準事故）

・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失
・原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能
喪失

・外部電源喪失・通常／緊急停止等

・崩壊熱除去機能喪失
・高圧・低圧注水機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失
・ＬＯＣＡ時注水機能喪失
・ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失
・ＬＯＣＡ＋全交流動力電源喪失

・外部電源喪失・過渡事象
・通常／緊急停止等
・ＬＯＣＡ（設計基準事故）

・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失

・外部電源喪失・過渡事象

全交流動力電源喪失に加えて，重大事故等対処設備である常設代替高圧電源装置が機能喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性があるものの，被害の様態から地震及び津波のシナリオに代表させる事象として整理される

凍結

（なし）

（なし）

・外部電源喪失

積雪

（なし）

（なし）

・外部電源喪失

第 2.1.4 表
自然災害
外部人為事象

大規模損壊へ至る可能性のある自然災害・外部人為事象（2／2）

大規模損壊（重大事故を上回る状態）

重大事故又は重大事故に至るおそれがある事故

設計基準事故等

落雷（なし）

・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失

・外部電源喪失
・過渡事象

火山の影響

（なし）

（なし）

・外部電源喪失

森林火災

（なし）

（なし）

・外部電源喪失

隕石

津波又は故意による大型航空機の衝突と同様

衛星の落下

津波又は故意による大型航空機の衝突と同様

2.1-44

故意による大型航空機の衝突と同様

航空機落下

ａ. 外部事象の網羅的な抽出
国内外の基準を参考に，網羅的に外部事象を抽出・整理し自然災害 55 事象，外部人為事象 23
事象を抽出

ｂ. 個別の事象に対するプラントの安全性への影響評価（起因事象の特定）
設計基準又は観測記録を超えるような非常に過酷な状況を想定した場合の自然災害及び外部
人為事象によって，プラントの安全性が損なわれる可能性について評価を実施し，発生しうるプ
ラント状態（起因事象）を特定

ｃ. 特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある外部事象の選定
b.の影響評価により，特にプラントの安全性に影響を与える可能性がある自然災害9事象及び外部人為事象2事象を選定【自然災害】【外部人為事象】

・地震

・津波

・衛星の落下・竜巻

・凍結・航空機落下・積雪・落雷

・火山の影響・森林火災

・隕石

ｄ. 大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象の検討
ｃ.で選定した事象について，それぞれで特定した起因事象・シナリオからプラントへ与える影響を評価し，大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を検討する
また，重畳することが想定される自然災害として，地震と津波の重畳が発生した場合，地震による影響に対する対応が津波によって遅れる等，事故対応に影響を及ぼす可能性があることから，選定したそれぞれの単独事象と同様にプラントへの影響評価を実施する
評価の結果，大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害として，以下の3事象を代表として選定【自然災害】
・地震
・津波
・地震と津波の重畳

上記以外の自然災害及び外部人為事象については，大規模損壊に至ることはない事象又は大規模損壊に至ったとしても上記の3事象の自然災害又は「故意による大型航空機の衝突」に代表され，被害の様態から同様の手順で対応可能である

第 2.1.1 図

大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害の検討プロセスの概要

2.1-45

原子炉建屋・
格納容器機能維持○

原子炉冷却材
圧力バウンダリ

計装・制御

○

○

最終ヒートシンク

○

非常用電源

○

炉心冷却

○

大規模
地震

崩壊熱除去

○
×

外部電源喪失過渡事象
崩壊熱除去機能喪失
高圧・低圧注水機能喪失

×

高圧注水・減圧機能喪失
×

全交流動力電源喪失

×

崩壊熱除去機能喪失○
×

全交流動力電源喪失

×○○2.1-46

○
×

×

ＬＯＣＡ
（設計基準事故）
ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失
ＬＯＣＡ時注水機能喪失
原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Excessive－LOCA）

×

ＬＯＣＡ＋全交流動力電源喪失

×計装・制御系喪失
原子炉圧力容器損傷
格納容器バイパス

×

格納容器損傷
原子炉建屋損傷※○は機能維持又は事象発生なし，×は機能喪失又は事象発生ありを示す＜凡例＞：大規模損壊：重大事故に至るおそれがある事故又は重大事故

第 2.1.2 図：設計基準事故

自然災害（地震）により生じ得るプラントの状況（1／8）

原子炉建屋・
格納容器機能維持

計装・制御

原子炉冷却材
圧力バウンダリ○

最終ヒートシンク

非常用電源

炉心冷却

崩壊熱除去

外部電源喪失通常／緊急停止等

○
×

大規模
津波

崩壊熱除去機能喪失○
×

全交流動力電源喪失
防潮堤損傷

×

原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失

2.1-47※○は機能維持又は事象発生なし，×は機能喪失又は事象発生ありを示す＜凡例＞：大規模損壊：重大事故に至るおそれがある事故又は重大事故

第 2.1.2 図：設計基準事故

自然災害（津波）により生じ得るプラントの状況（2／8）

原子炉建屋・
格納容器機能維持

計装・制御

原子炉冷却材
圧力バウンダリ

最終ヒートシンク

非常用電源

炉心冷却

崩壊熱除去

外部電源喪失
過渡事象

○
×

大規模
竜巻

崩壊熱除去機能喪失○
×

全交流動力電源喪失

2.1-48※○は機能維持又は事象発生なし，×は機能喪失又は事象発生ありを示す＜凡例＞：大規模損壊：重大事故に至るおそれがある事故又は重大事故

第 2.1.2 図：設計基準事故

自然災害（竜巻）により生じ得るプラントの状況（3／8）

原子炉建屋・
格納容器機能維持

計装・制御

原子炉冷却材
圧力バウンダリ

最終ヒートシンク

非常用電源

炉心冷却

崩壊熱除去

外部電源喪失大規模
凍結

2.1-49※○は機能維持又は事象発生なし，×は機能喪失又は事象発生ありを示す＜凡例＞：大規模損壊：重大事故に至るおそれがある事故又は重大事故

第 2.1.2 図：設計基準事故

自然災害（凍結）により生じ得るプラントの状況（4／8）

原子炉建屋・
格納容器機能維持

計装・制御

原子炉冷却材
圧力バウンダリ

最終ヒートシンク

非常用電源

炉心冷却

崩壊熱除去

外部電源喪失大規模
積雪2.1-50※○は機能維持又は事象発生なし，×は機能喪失又は事象発生ありを示す＜凡例＞：大規模損壊：重大事故に至るおそれがある事故又は重大事故

第 2.1.2 図：設計基準事故

自然災害（積雪）により生じ得るプラントの状況（5／8）

原子炉建屋・
格納容器機能維持

計装・制御

原子炉冷却材
圧力バウンダリ

最終ヒートシンク

非常用電源

炉心冷却

崩壊熱除去

外部電源喪失
過渡事象

○
×

大規模
落雷

崩壊熱除去機能喪失○
×

全交流動力電源喪失

2.1-51※○は機能維持又は事象発生なし，×は機能喪失又は事象発生ありを示す＜凡例＞：大規模損壊：重大事故に至るおそれがある事故又は重大事故

第 2.1.2 図：設計基準事故

自然災害（落雷）により生じ得るプラントの状況（6／8）

原子炉建屋・
格納容器機能維持

原子炉冷却材
圧力バウンダリ

計装・制御

最終ヒートシンク

非常用電源

炉心冷却

崩壊熱除去

外部電源喪失
降下火砕物
（火山の
影響）

2.1-52※○は機能維持又は事象発生なし，×は機能喪失又は事象発生ありを示す＜凡例＞：大規模損壊：重大事故に至るおそれがある事故又は重大事故

第 2.1.2 図：設計基準事故

自然災害（火山の影響）により生じ得るプラントの状況（7／8）

原子炉建屋・
格納容器機能維持

計装・制御

原子炉冷却材
圧力バウンダリ

最終ヒートシンク

非常用電源

炉心冷却

崩壊熱除去

外部電源喪失大規模森林火災

2.1-53※○は機能維持又は事象発生なし，×は機能喪失又は事象発生ありを示す＜凡例＞：大規模損壊：重大事故に至るおそれがある事故又は重大事故

第 2.1.2 図：設計基準事故

自然災害（森林火災）により生じ得るプラントの状況（8／8）

(3)大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対応操作
大規模損壊発生時の対応手順書については，以下のｃ．(a)項に示す 5 つの項目に関する緩和等の措置を講じるため，可搬型重大事故等対処設備による対応を考慮した多様性及び柔軟性を有するものとして整備する。
大規模損壊発生時の手順書による対応操作は，大規模損壊によって発電用原子炉施設が受ける被害範囲は不確定性が大きく，あらかじめシナリオ
設定した対応操作は困難であると考えられることから，施設の損壊状況等の把握を迅速に試みるとともに断片的に得られる情報，確保できる要員及び使用可能な設備により，炉心の著しい損傷の緩和，格納容器の破損緩和，
使用済燃料プールの水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和又は放射性物質の放出低減のために効果的な対応操作を速やか，かつ，臨機応変に選択及び実行する必要がある。
このため，発電用原子炉施設の状態を把握するためのチェックシート及び以下に示す項目を目的とした対応操作の優先順位付けや対策決定の判断をするための災害対策本部で使用する対応フロー等を大規模損壊時に対応する手順として整備する。
また，この手順書については，大規模な自然災害及び故意による大型航空機の衝突が発電用原子炉施設に及ぼす影響等，様々な状況を想定した場合における以下の事象進展の抑制及び緩和対策の実効性を確認し整備する。
＜炉心の著しい損傷を緩和するための対策＞
・ 炉心の著しい損傷防止のための原子炉停止及び原子炉への注水＜格納容器の破損を緩和するための対策＞
・ 炉心損傷回避及び著しい炉心損傷緩和が困難な場合の格納容器からの除熱並びに格納容器破損回避

2.1－54

＜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体の著しい損傷を緩和するための対策＞
・ 使用済燃料プールの水位異常低下時の使用済燃料プールへの注水＜放射性物質の放出を低減するための対策＞
・ 水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための対策
・ 放射性物質放出の可能性がある場合の原子炉建屋への放水による拡散抑制＜大規模な火災が発生した場合における消火活動＞
・ 消火活動＜その他の対策＞
・ 対応に必要なアクセスルートの確保
・ 電源及び水源の確保並びに燃料補給
上記の各項目に対応する操作の一覧を第 2.1.5 表に示す。
大規模損壊発生時において，上記の大規模損壊時に対応する手順に基づく対応（火災対応を含む）の優先順位に係る基本的な考え方及び優先順位に従った具体的な対応について以下に示す。

ａ．大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と対応フロー
大規模損壊発生時は，発電用原子炉施設の状況把握が困難で事故対応の判断ができない場合は，プラント状態が悪化した等の安全側に判断した措置をとるよう対応フローを整備する。また，大規模損壊発生時に使用する手順書を有効かつ効果的に使用するため，対応手順書において適用開始条件を明確化するとともに，対応フローを明示することにより必要な個別戦略への移行基準を明確化する。
(a)

大規模損壊発生の判断及び対応要否の判断基準
2.1－55

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
ズムの発生について，緊急地震速報，大津波警報，外部からの情報連絡，衝撃音，衝突音等により検知した場合，中央制御室の状況，プラント状態の大まかな確認及び把握（火災発生の有無，建屋の損壊状況等）を行うとともに，大規模損壊の発生（又は発生が疑われる場合）の判断を原子力防災管理者又は当直発電長が行う。また，原子力防災管理者又は当直発電長が以下の適用開始条件に該当すると判断した場
合は，大規模損壊時に対応する手順に基づく事故の進展防止及び影響を緩和するための活動を開始する。
ⅰ)

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により発電用原子炉施設が以下のいずれかの状態となった場合又は疑われる場合
・ プラント監視機能又は制御機能の喪失によりプラント状態把握に支障が発生した場合（中央制御室の機能喪失を含む）
・ 使用済燃料プールの損傷により水の漏えいが発生し，使用済
燃料プールの水位が維持できない場合
・ 原子炉冷却機能及び放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可能性があるような大規模な損壊（建屋損壊に伴う広範囲な機能喪失等）がプラントに発生した場合
・ 大型航空機の衝突による大規模な火災が発生した場合
ⅱ)

原子力防災管理者が大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合 ※ⅲ)

当直発電長が大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合 ※※：大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場
2.1－56

合とは，重大事故等発生時に期待する設備等が機能喪失し，事故の進展防止及び影響緩和が必要と判断した場合をいう。

(b)

大規模損壊発生時の対応フロー
大規模損壊時に対応する手順による対応実施を判断した後，発電用原子炉施設の被害状況を把握するための手段を用いて施設の損壊状況
及びプラントの状態等を把握し，把握した被害状況等から各個別戦略
における対応操作の必要性及び実施可否を判断することにより，事象進展に応じた対応操作を選定する。中央制御室の監視及び制御機能の喪失により，原子炉停止状況などのプラントの状況把握が困難な場合には，外からの目視による確認及び可搬型計測器による優先順位に従った内部の状況確認を順次行い，緩和措置を行う。また，中央制御室
又は緊急時対策所での監視機能の一部が健全であり，速やかな安全機
能等の状況把握が可能な場合には，外からの目視に加えて内部の状況
から全体を速やかに把握し，優先順位を付けて喪失した機能を回復又は代替させる等により緩和措置を行う。また，適切な個別戦略を速やかに選択できるように，対応フローに個別戦略への移行基準を明確化する。個別戦略実行のために必要な設備の使用可否については，大規模損壊時に対応するチェックシートに基づく当該設備の状況確認を実施することにより判断する。
（添付資料 2.1.10，2.1.11）

ｂ．優先順位に係る基本的な考え方
大規模損壊発生時には，環境への放射性物質の放出を低減することを最優先に考え，炉心損傷の潜在的可能性を最小限にすること、炉心損傷を少しでも遅らせることに寄与できる初期活動を行うとともに，事故対2.1－57

応への影響を把握するため，火災の状況を確認する。また，確保できる要員及び残存する資源等を基に有効かつ効果的な対応を選定し，事故を収束させる対応を行う。
このような状況においても，可搬型重大事故対処設備等を活用することによって，「大規模な火災が発生した場合における消火活動」，「炉心の著しい損傷緩和」，「格納容器の破損緩和」，「使用済燃料プール水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和」及び「放射性物質の放出低減」の対応を行う。人命救助が必要な場合は原子力災害に対応しつつ，発電所構内の人員の協力を得て人命の救助を要員の安全を確保しながら行う。
さらに，環境への放射性物質の放出低減を最優先とする観点から，事故対応を行うためのアクセスルート及び操作場所に支障となる火災及び延焼することにより被害の拡大に繋がる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。
上記の火災への対応を含む優先順位に係る基本的な考え方に基づく，大規模損壊発生時の初動対応及び大規模火災への対応について，優先順位に従った具体的な対応を以下に示す。
(a)

大規模損壊が発生又は発生するおそれがある場合，原子力防災管理者又は当直発電長は事象に応じた以下の対応及び確認を行う

ⅰ)

事前の予測ができない自然災害（地震）又は大型航空機の衝突その他のテロリズムが発生した場合
中央制御室が機能している場合は，当直発電長が，地震発生時は緊急地震速報及び地震に伴う警報等により，大型航空機の衝突その他のテロリズム発生時は，衝撃音，衝突音，外部からの通報等により事象を検知し，被災状況，運転状況の確認を行い，原子力防災管理者へ状況報告を行うとともに，要員の非常招集及び外部への通報
2.1－58

連絡を行う。
中央制御室が機能していない場合又は当直発電長から原子力防災
管理者へ連絡がない場合は，原子力防災管理者が，地震発生時は緊
急地震速報等により，大型航空機の衝突その他のテロリズム発生時
は，衝撃音，衝突音，外部からの通報等により事象を検知し，中央制御室へ状況の確認，連絡を行うとともに，要員の非常招集及び外部への通報連絡を行う。
なお，外部からの通報等により，大型航空機の衝突その他のテロ
リズムの予兆情報を事前に入手した場合は，事前対応として大規模損壊発生時の影響を緩和するため，原子炉停止操作等の必要な措置を行う。
ⅱ)

事前の予測ができる自然災害（津波）が発生した場合
大津波警報が発表された場合，当直発電長は原子炉停止操作を開始するとともに，原子力防災管理者への連絡及び所内一斉放送による所内関係者への避難指示並びに関係各所への連絡を行う。連絡を受けた原子力防災管理者は，第 2 波，第 3 波の津波襲来等の情報収集及び海面状態の監視を行う。また，緊急時対策所へ要員の非常招集及び外部への通報連絡を行う。

(b)

原子力防災管理者は，非常招集した各要員から発電用原子炉施設の被災状況に関する情報を収集し，大まかな状況の確認及び把握（火災発生の有無，建屋の損壊状況，アクセスルート損傷状況）を行う。原
子力防災管理者が発電用原子炉施設の被害状況を把握するためのチェックシートを用いた状況把握が必要と判断すれば，大規模損壊時に対応する手順に基づく対応を開始する。
2.1－59(c)

災害対策本部は，以下の項目の確認及び対応を最優先に実施する。
・中央制御室との連絡及びプラントパラメータの監視機能確認（中央制御室と連絡が取れない場合等，当直発電長の指揮下で対応できない場合は，当直要員又は災害対策要員の中から運転操作に係る対応の責任者を定め対応に当たらせる）
・原子炉停止確認（停止していない場合，原子炉停止操作を速やかに試みる）
・放射線モニタ指示値の確認（モニタ指示値により事故，炉心及び使用済燃料プールの状況を推測する）
・火災の確認（火災が発生している場合は，事故対応への支障の有無を確認する）(d)

災害対策本部は，上記の確認及び対応を実施した後，詳細な状況を把握するため以下の項目を確認する。

ⅰ)

対応可能な要員の確認

ⅱ)

通信設備の確認ⅲ)

建屋等へのアクセス性確認

ⅳ)

施設損壊状態確認ⅴ)

電源系統の確認ⅵ)

可搬型設備，資機材等の確認

ⅶ)

常設設備の確認ⅷ)

水源の確認
2.1－60(e)

災害対策本部は，(c)項，(d)項の確認と並行して以下の対応を実施する。
その際，対応の優先順位については，把握した対応可能な災害対策
要員数，使用可能な設備及び施設の状態に応じて選定する。

ⅰ)

発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合
プラント監視機能が喪失し，発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合においては，外観より施設の状況を把握するとともに，対応可能な要員の状況を可能な範囲で把握し，環境への放射性物質の放出を低減することを最優先に考え，(f)項に示す当面達成すべき目標に基づき優先して実施すべき対応操作とその実効性を総合的に判断して必要な緩和措置を実施する。また，監視機能を復旧させるため，代替電源からの電源供給により監視機能の復旧を試みるとともに，可搬型計測器等を用いて可能な限り継続的にプラントの状況把握に努める。発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合の概略フローを
第 2.1.3 図に示す。

ⅱ)

発電用原子炉施設の状況把握がある程度可能な場合プラント監視機能が健全である場合には，対応可能な要員の状況，
発電用原子炉施設の状況を可能な範囲で速やかに把握し，「 止める」，「冷やす」，「閉じ込める」機能の確保を基本とし，状況把握が困難な場合と同様に環境への放射性物質の放出を低減することを最優先に考え，(f)項に示す当面達成すべき目標を設定し，必要な緩和措置を実施する。
なお，部分的にパラメータ等を確認できない場合は，代替電源か
2.1－61

らの電源供給による復旧，可搬型計測器等による確認を試みる。

(f)(e)項の対策の実施に当たっては，災害対策本部は，(c)項，(d)項の確認項目を基に，当面達成すべき目標を以下のとおり設定し，必要な緩和措置を実施する。

ⅰ)

炉心損傷回避又は緩和
炉心が損傷していないこと，又は炉心損傷しているものの原子炉
圧力容器が健全であることが確認された場合は，原子炉注水等の炉
心損傷回避又は緩和の措置を優先的に行う。
プラント監視機能が喪失し，発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合においては，外観から原子炉建屋が健全であることや周辺の線量率が正常であることが確認できた場合は，第一義目的として原子炉注水等の炉心損傷回避又は緩和のための緩和措置を優先的に行う。

ⅱ)

格納容器破損回避又は緩和
原子炉圧力容器が破損するまでにⅰ)項の措置による速やかな原子炉注水が困難である場合は，事象の進展に伴いペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融炉心冷却等の炉心損傷後における格納容器破損回避又は緩和の措置を優先的に行う。

ⅲ)

使用済燃料プール水位確保及び燃料体の損傷回避又は緩和
使用済燃料プール水位低下が確認された場合又は使用済燃料プー
ル冷却機能の喪失が確認された場合は，使用済燃料プール水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和のための措置を行う。
プラント監視機能が喪失し，発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合は，外観から原子炉建屋が健全であることが確認できた場合
2.1－62

は，使用済燃料プール内の燃料体への対応として使用済燃料プール
水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和のための措置を行う。
ⅳ)

放射性物質の放出低減
炉心損傷及び格納容器の損傷が確認された場合は，放射性物質の放出低減のための措置を行う。
プラント監視機能が喪失し，発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合においては，外観から格納容器や使用済燃料プールへの影響が懸念されるほどの原子炉建屋の損傷が確認され，周辺の線量率が上昇している場合は，放射性物質の放出低減のための措置を行う。

これらの目標は，複数の目標を同時に設定するケースも想定される。
その場合の優先順位は，環境への放射性物質放出等の影響緩和を最優先として，プラントの事象進展により決定する。また，プラントの事象進展に応じて，設定する目標も随時見直していくこととする。

(g)(c)項から(e)項の各対策の実施に当たっては，重大事故等対策におけるアクセスルート確保の考え方を基本に被害状況を確認し，早急に復旧可能なルートを選定し，ホイールローダ等を用いてがれき等の撤去作業を実施することでアクセスルートの確保を行う。また，事故対応を行うためのアクセスルート及び各影響緩和対策の操作に支障となる火災並びに延焼することにより被害の拡散につながる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。

2.1－63

第 2.1.5 表

大規模損壊発生時の対応操作一覧（1／6）

対応操作
炉心の著しい損傷を緩和するための対策

原子炉再循環ポン
プ停止による原子
炉出力抑制

ほう酸水注入原子炉水位低下による原子炉出力抑制
制御棒挿入

高圧代替注水系による原子炉の冷却高圧注水系機能の復旧

ほう酸水注入系又は制御棒駆動水圧系による進展抑制

内容

ＡＴＷＳが発生した場合に，代替原子炉再循環ポンプトリップ
機能又は原子炉再循環ポンプ手
動停止により，原子炉出力を抑制する。
ＡＴＷＳが発生した場合に，ほう酸水を注入することにより原子炉を未臨界とする。
ＡＴＷＳが発生した場合に，原子炉圧力容器内の水位を低下させることにより原子炉の出力を抑制する。
ＡＴＷＳが発生した場合に，原子炉手動スクラム又は代替制御
棒挿入機能による制御棒全挿入が確認できない場合，手動操作により，制御棒を挿入する。
高圧注水系（原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系）の
故障若しくは全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統の喪失
により原子炉の冷却ができない
場合，中央制御室又は現場手動による高圧代替注水系の起動により，原子炉の冷却を行う。
高圧注水系（原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系）の全交流動力電源喪失又は常設直流電源系統の喪失により原子炉の冷却ができない場合，代替電源の接続により原子炉を冷却できる設備に必要な電源を確保
し，原子炉の冷却を行う。
原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系及び高圧代替注水系の機能喪失により，高圧注水による原子炉水位維持ができない
場合，重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水注入系又は制御棒駆動水圧系により原子炉へ注水する。

2.1－64

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 1 項（1.1）

・第 3 項，4 項（1.2）

第 2.1.5 表

大規模損壊発生時の対応操作一覧（2／6）

対応操作
炉心の著しい損傷を緩和するための対策

原子炉減圧操作

逃がし安全弁用可搬型蓄電池接続による減圧

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（非常用）による窒素確保

低圧代替注水

代替循環冷却系による原子炉の冷却格納容器の破損を緩和する
ための対策

格納容器の水素爆
発防止

内

容

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態に，低圧での注水機
能による原子炉への注水を行う
ために，過渡時自動減圧回路，
逃がし安全弁，タービン・バイ
パス弁，原子炉隔離時冷却系又は高圧代替注水系により原子炉を減圧する。
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喪失し，原子炉の減圧ができない場合，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，原子炉を減圧する。
代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（逃がし弁機能）の電磁弁排気ポートに窒素を供給することで，逃がし安全弁（逃がし弁機能）を開放して原子炉を減圧する。

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項（1,3）

逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な窒素の供給源を
不活性ガス系から高圧窒素ガス
供給系（非常用）に切り替える
ことで窒素を確保し，原子炉を減圧する。
残留熱除去系（低圧注水系）及 ・第 3 項，4 項（1.4）
び低圧炉心スプレイ系が故障等により原子炉の冷却ができない
場合には，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），
消火系及び補給水系により原子炉を冷却する。
残留熱除去系（低圧注水系）が復旧の見込みがない場合には，代替循環冷却系により原子炉を冷却する
炉心の著しい損傷が発生した場 ・第 3 項，4 項（1.9）
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り格納容器内に発生する水素及び酸素を，格納容器圧力逃がし装
置により格納容器外に排出する。

2.1－65

第 2.1.5 表

大規模損壊発生時の対応操作一覧（3／6）

対応操作
格納容器の破損を緩和する
ための対策

可燃性ガス濃度制
御系による水素濃度制御

緊急用海水系による除熱

代替残留熱除去系
海水系による除熱

代替格納容器スプレイ

ペデスタル（ドライウェル部）への注水

内

容

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項（1.9）

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り格納容器内に発生する水素及び酸素を可燃性ガス濃度制御系により低減し，水素爆発による格納容器の破損を防止する。
残留熱除去系海水ポンプの故障 ・第 3 項，4 項（1.5）
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には，緊急用海水系とあわせて残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系，格納容器スプレイ冷却系又は原
子炉停止時冷却系）により最終
ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。
緊急用海水系が故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合には，代替残留熱除去系海水系とあわせて残留熱除去
系（サプレッション・プール冷
却系，格納容器スプレイ冷却系
又は原子炉停止時冷却系）により最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。
残留熱除去系（格納容器スプレ ・第 3 項，4 項
イ冷却系）が故障等により格納 (1.6),(1.7)
容器内の冷却ができない場合には，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型），代替循環冷
却系，消火系，補給水系により格納容器内の圧力及び温度を低下させる。
炉心の著しい損傷が発生した場 ・第 3 項，4 項（1.8）
合において，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した
溶融炉心を冷却するため，格納容器下部注水系（常設），格納容器下部注水系（可搬型），消火系
及び補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。

2.1－66

第 2.1.5 表

大規模損壊発生時の対応操作一覧（4／6）

対応操作
格納容器の破損を緩和する
ための対策

格納容器圧力逃がし装置等による減圧及び除熱

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体の著しい損傷を緩和するための対策

燃料プール代替注
水

燃料プールスプレイ

放射性物質の放出を低減するための対策

大気及び海洋への拡散抑制

大規模な火災が発生した場合における消
火活動

消火活動

内

容

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項(1.5)，(1.7)

残留熱除去系が故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合には，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系
により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。
使用済燃料プールの冷却機能若 ・第 3 項，4 項（1.11）
しくは注水機能の喪失，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいが発生した場合，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，補給水
系及び消火系による使用済燃料
プール注水により，使用済燃料
プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時，常設低圧代
替注水系ポンプ，可搬型代替注
水大型ポンプによる使用済燃料
プールスプレイにより燃料損傷を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減する。
炉心の著しい損傷及び格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲により，大気への拡散抑制を行う。また，放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場合は，汚濁防止膜
により海洋への拡散抑制を行う。
大規模な火災が発生した場合，可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲，可搬型代替注水中型ポン
プ，放水銃，化学消防自動車又は水槽付消防ポンプ自動車による泡消火並びに延焼防止のための消火を実施する。

2.1－67

・第 3 項，4 項（1.12）

・第 2 項(2.1)

第 2.1.5 表

大規模損壊発生時の対応操作一覧（5／6）

対応操作対応に必要な
アクセスルー
トの確保

アクセスルートの確保

電源確保

常設代替交流電源
設備による非常用
所内電気設備への給電

可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

常設代替直流電源
設備による給電

可搬型代替直流電
源設備による直流
125V 配電盤２Ａ・２Ｂへの給電内容

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 1 項，2 項(2.1)

大規模損壊発生時に可搬型設備の輸送や要員の移動の妨げとなるアクセスルート上の障害が発生した場合，がれきの撤去，道路段差の解消，堆積土砂の撤去，火災の消火及びその他のアクセ
スルートの確保の活動を行う。
非常用ディーゼル発電機の故障 ・第 3 項，4 項
により非常用所内電気設備への (1.14)，(1.15)
給電ができない場合は，常設代
替交流電源設備から代替所内電気設備を介して非常用所内電気
設備へ給電する。
非常用ディーゼル発電機の故障
により非常用所内電気設備への給電ができない場合は，可搬型
代替交流電源設備から代替所内
電気設備を介して非常用所内電気設備へ給電する。
非常用所内電気設備及び所内常設直流電源設備の機能が喪失した場合に，常設代替直流電源設
備により，緊急用直流 125V 主母
線盤及び可搬型代替直流電源設
備電源切替盤を介して直流
125V 主母線盤２Ａ・２Ｂへ給電
し，炉心の著しい損傷等を防止するために必要な電力を確保する。
外部電源喪失及び非常用ディー
ゼル発電機の故障により直流
125V 充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が喪失し，所内常設直流電源設備である直流 125V 蓄電池２Ａ・２Ｂの枯渇により直流 125V
主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電ができない場合は，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源
設備により直流 125V 主母線盤
２Ａ・２Ｂへ給電する。

2.1－68

第 2.1.5 表

大規模損壊発生時の対応操作一覧（6／6）

対応操作
代替所内電源設備
による給電

水源確保

代替淡水貯槽への補給

北側淡水池，高所
淡水池への補給

燃料補給

燃料補給

内 容

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項(1.14)，(1.15)

監視する計器に供給する電源が喪失し，監視機能が喪失した場
合に，蓄電池，代替電源（交流，直流）より給電し，当該パラメータの計器により計測又は監視する。 また，計器電源が喪失した場合に，電源（乾電池）を内蔵した可搬型計器を用いて計測又は監視する。
重大事故等の収束のために代替 ・第 3 項，4 項（1.13）
淡水貯槽を使用する場合は，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽へ補給する。
重大事故等の収束に必要な水の水源として北側淡水池又は高所
淡水池を使用する場合は，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽へ補給する。
可搬型重大事故等対処設備等への給油が必要な場合，タンクロ
ーリ，可搬型設備用軽油タンク
により給油する。

2.1－69・第 1 項(1.14)

大規模な損壊が発生
プラント状態の確認（最優先事項）
・中央制御室との連絡及びプラントパラメータの監視機能確認
・原子炉停止確認（c）・放射線モニタ指示値の確認
・火災の確認（g）・アクセスルート確保，消火 ※（e） ・可搬型計測器によるパラメー
タ確認・対応可能な要員の確認
・通信設備の確認
・建屋等へのアクセス性確認（d）・施設損壊状態確認
・電源系統の確認
・可搬型設備，資機材等の確認
・常設設備の確認
・水源の確認対応要員数，可搬型設備，常設設備を含めた残存する資源等を確認し，最大限の（e） 努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定する※：ホイールローダ等によるがれき等の撤去作業，事故対応を行うためのアクセスルート及び各影響緩和対策の操作に支障となる火災並びに延焼することにより被害の拡散につながる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する大規模火災への対応

炉心損傷の緩和，格納容器破損の緩和

第2.1.3図

使用済燃料
プール水位確保及び燃料体の
損傷緩和

放射性物質
の放出低減

大規模損壊発生時の対応全体概略フロー（プラント状況把握が困難な場合）

2.1－70

電源・水源
確保，
燃料補給

ｃ．大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手順書
大規模損壊が発生した場合に対応する手順については，（a）項に示す
5つの項目に関する緩和等の措置を講じるため，可搬型重大事故等対処設
備による対応を考慮した多様性及び柔軟性を有するものとして整備する。
また，(b)項から(n)項の手順等を基本に，共通要因で同時に機能喪失す
ることのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合でも対応できるよう現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメ
ータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。なお，プ
ラントパラメータの採取手段の優先順位は，採取に時間を要しない中央制
御室等の常設計器等の使用を第一優先とし，監視機能の喪失により採取できない場合は，中央制御室内の計器盤内にて可搬型計測器等の使用を第二優先とする。中央制御室内でパラメータが採取できない場合は，現場の常設計器又は可搬型計測器を使用して採取する。
技術的能力に係る審査基準1.2から1.14における重大事故等対処設備と整備する手順を(b)項から(n)項に示す。また，大規模損壊に特化した手順
を(o)項に示す。

(a)

5つの活動又は緩和対策を行うための手順書

イ．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手順等
大規模損壊発生時に大規模な火災が発生した場合における消火活動として，故意による大型航空機の衝突による大規模な航空機燃料火災を想定し，放水砲等を用いた泡消火についての手順書を整備するとともに必要な設備を配備する。
2.1－71

また，地震や津波のような自然現象において，施設内の油タンク火災
等の複数の危険物内包設備の火災が発生した場合にも対応が可能なよ
うに多様な消火手段を整備する。
手順については，(l)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
大規模な火災が発生した場合における対応手段の優先順位は，放水砲等を用いた泡消火について速やかに準備するとともに，早期に準備が可
能な化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車による泡消火並びに延焼防止のための消火を実施する。
地震により建屋内部に火災が発生した場合において，屋外に配備する
可搬型重大事故等対処設備は火災の影響を受けないと考えられるため，
これらの設備を中心とした事故対応を行うことが可能である。なお，当該の対応において，可搬型重大事故等対処設備の常設配管への接続場所
又は系統構成のために操作が必要な弁等の設置場所において火災が発生している場合は，消火活動を速やかに実施し，接続箇所までのアクセ
スルート等を確保する。具体的には，次の手順で対応を行う。
①アクセスルートに障害がない箇所があれば，その箇所を使用する。
②複数ある接続箇所へのいずれのアクセスルートにも障害がある場
合，最も確保しやすい接続箇所へのアクセスルートを優先的に確保する。
③①又は②で接続箇所へのアクセスルートを確保した後，予備として他の接続箇所1箇所へのアクセスルートを確保する。
消火活動を行うに当たっては，火災発見の都度，次に示す区分の消火活動の優先度に基づき消火対象を判定し,優先度の高い火災より順次消火活動を実施する。

2.1－72

(1)アクセスルート・活動場所の確保のための消火①アクセスルート確保②車両及びホースルートの設置エリアの確保（初期消火に用いる化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動
車等）

(2)

原子力安全の確保のための消火③重大事故等対処設備が設置された建屋，放射性物質内包の建屋④可搬型重大事故等対処設備の屋外接続箇所及び設置エリアの確保⑤可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲の設置エリア並びにホースルートの確保(3)

火災の波及性が考えられ，事故収束に向けて原子力安全に影響を与える可能性がある火災の消火⑥可搬型重大事故等対処設備の複数の屋外接続箇所の確保(4)

その他火災の消火(1)から(3)以外の火災は，対応可能な段階になってから，可能な範囲で消火する。
建屋内外ともに上記の考え方を基本に消火するが，大型航空機衝突による建屋内の大規模な火災時は，入域可能な状態になってから消火活動を実施する。

2.1－73

ロ．炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等
炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順については，(b)項から(e)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
炉心の著しい損傷を緩和するための対策が必要な場合における対応
手段は次のとおりとする。
・原子炉停止機能が喪失した場合は，原子炉手動スクラム，原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制，ほう酸水注入，代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入又は原子炉水位低下による原子炉
出力抑制を行う。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，高圧炉心スプレイ系
及び原子炉隔離時冷却系の故障により原子炉の冷却が行えない場
合に，高圧代替注水系により原子炉を冷却する。全交流動力電源喪失及び所内常設直流電源設備喪失により原子炉の冷却が行えない
場合は，常設代替直流電源設備より給電される高圧代替注水系による原子炉の冷却又は高圧代替注水系の現場起動により原子炉を冷却する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能が喪失している状態において，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に期待している注
水機能が使用できる場合又はインターフェイスシステムＬＯＣＡが発生した場合は，逃がし安全弁による原子炉減圧操作を行う。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において原子炉冷却材喪失事
象が発生している場合は，残留熱除去系（低圧注水系）を優先し，全交流動力電源喪失により原子炉の冷却が行えない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，
2.1－74

消火系又は補給水系により原子炉を冷却する。

ハ．格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等
格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順については，(f)項から(i)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
格納容器の破損を緩和するための対策が必要な場合における対応手
段は次のとおりである。
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故障又は全交流動力電
源喪失により機能喪失した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），代替循環冷却系，消火系又は補給水系により格納容器内の圧力及び温度を低下させる。
・残留熱除去系海水ポンプ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には，緊急用海水系とあわせて残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系，格納容器ス
プレイ冷却系又は原子炉停止時冷却系）により最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。
・格納容器の過圧破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系により，格納容器内の減圧及び除熱を行う。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，ＭＣＣＩによる格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系（常設），格納容器
下部注水系（可搬型），消火系又は補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
・格納容器内に水素が放出された場合においても水素爆発による格
2.1－75

納容器の破損を防止するために原子炉運転中の格納容器内は不活性ガス（窒素）置換により格納容器内雰囲気を不活性化した状態になっているが，炉心の著しい損傷が発生し，ジルコニウム－水反応
並びに水の放射線分解による水素及び酸素の発生によって可燃限界を超えるおそれがある場合は，可燃性ガス濃度制御系により水素又は酸素の濃度を抑制する。さらに，格納容器圧力逃がし装置により水素ガスを格納容器外に排出する手段を有している。

ニ．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体の著しい損
傷を緩和するための対策に関する手順等
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体の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順については，(k)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
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体の著しい損傷を緩和するための対策が必要な場合における対応手段は次のとおりとする。
・使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料プール水位・温度，使用済燃料プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料プール
監視カメラを使用する。
・使用済燃料プールの注水機能の喪失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使用済燃料プールの水位が低下した場合は，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，
補給水系又は消火系による使用済燃料プール注水により，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽する。
・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使
2.1－76

用済燃料プールの水位維持が行えない場合は，常設低圧代替注水系
ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプによる使用済燃料プールスプレ
イにより，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するとともに，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減させる。
・燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系による使用済燃料プール
冷却機能が喪失した場合，代替燃料プール冷却系により使用済燃料
プールの除熱を実施する。
ホ．放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順等
炉心の著しい損傷及び格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順については，(j)項，(l)項及び(m)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
放射性物質の放出を低減するための対策が必要な場合における対応
手段は次のとおりとする。
・原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲により原子炉建屋へ放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制する。
・その際，放水することで放射性物質を含む汚染水が発生するため，汚濁防止膜を設置することにより，汚染水の海洋への拡散抑制を行
う。

(b)

「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」
イ．重大事故等対策に係る手順
2.1－77

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
処設備が有する原子炉の冷却機能は，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔
離時冷却系による冷却機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉を冷却する対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメ
ータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における原
子炉を冷却するための手順の例を次に示す。（第2.1.6表参照）
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系による冷却機能が喪失した場合，中央制御室又は現場手動による高圧代替注水系の起動により原子炉の冷却を行う。
・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常設直流電源設備により給電している場
合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に常設代替交流
電源設備又は可搬型代替交流電源設備により，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉へ注水する。代替交
流電源設備による給電ができない場合は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続
2.1－78

に必要な直流電源を確保して原子炉へ注水する。

2.1－79

第 2.1.6 表

重大事故等対処設備と整備する手順(1.2）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／15）（重大事故等対処設備（設計基準拡張）における原子炉隔離時冷却による原子炉注水）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－80

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

関連設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁・ストレーナ
所内常設直流電源設備 ※１
非常用交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

重大事故等 対処設備

原子炉圧力容器重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

主要設備
原子炉隔離 時冷却系 による原 子 炉注水

重大事故等 対処設備 （設計基 準 拡張）－

原子炉隔離時冷却系ポンプ

重大 事故等 対処設備

サプレッション・プール ※２

整備する手順書

重大事故等の収束に必要と対応手段，対応設備，手順書一覧（2／15）（重大事故等対処設備（設計基準拡張）における高圧炉心スプレイ系による原
子炉注水）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－81

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

関連設備
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
燃料補給設備 ※１
高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機 ※１

重大事故等 対処設備

原子炉圧力容器重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

主要設備

高圧炉心ス プレイ系 による原 子 炉注水

重大事故等 対処設備 （設計基 準 拡張）－

高圧炉心スプレイ系ポンプ

重大 事故等 対処設備

サプレッション・プール ※２

整備する手順書

重大事故等の収束に必要と対応手段，対応設備，手順書一覧（3／15）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

常設高圧代替注水系ポンプ
サプレッション・プール※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－82非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等 対処設備

関連設備

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・
ストレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※１
可搬型代替交流電源設備 ※１
可搬型代替直流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

整備する手順書

重大事故等 対処設備

主要設備

高圧炉心スプレイ系ポンプ

高圧代替注 水系の中 央制 御室 か らの操作に よる原子 炉注水

フロントラ イン系故 障

原子炉隔離時冷却系ポン
プ

対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等の収束に必要と対応手段，対応設備，手順書一覧（4／15）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

常設高圧代替注水系ポンプ
サプレッション・プール

重大事故等 対処設備

関連設備

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・
ストレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁整備する手順書

重大事故等 対処設備

主要設備

高圧炉心スプレイ系ポンプ

高圧代替注水系の現 場操作に よ る原子炉注水

フロントラ イン系故 障

原子炉隔離時冷却系ポン
プ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

原子炉圧力容器※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－83

重大事故等の収束に必要と対応手段，対応設備，手順書一覧（5／15）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

常設高圧代替注水系ポンプ
サプレッション・プール※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－84

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等 対処設備

関連設備

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・
ストレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※１
可搬型代替交流電源設備 ※１
可搬型代替直流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

整備する手順書

重大事故等 対処設備

主要設備

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

高圧代替注 水系の中 央制 御室 か らの操作に よる原子 炉注水サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流
動力電源）

対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等の収束に必要と対応手段，対応設備，手順書一覧（6／15）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

常設高圧代替注水系ポンプ
サプレッション・プール

重大事故等 対処設備

関連設備

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・
ストレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁整備する手順書

重大事故等 対処設備

主要設備

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

高圧代替注水系の現 場操作に よ る原子炉注水

サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流
動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

原子炉圧力容器※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－85

重大事故等の収束に必要と対応手段，対応設備，手順書一覧（7／15）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－86非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

関連設備
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁・ストレーナ

重大事故等 対処設備

原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※１
可搬型代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

主要設備

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サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流
動力電源）

原子炉隔離時冷却系ポンプ

重大事故等 対処設備

サプレッション・プール

整備する手順書

重大事故等の収束に必要と対応手段，対応設備，手順書一覧（8／15）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

主要設備

2.1－87

重大事故等対策要領

自主対策設 備※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

補給水系配管・弁重大事故等 対処設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁・ストレーナ

自主対策設 備原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※１
可搬型代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

関連設備

代替交流電 源設備に よる原子炉 隔離時冷却 系への給 電②サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流
動力電源）

復水貯蔵タンク

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

原子炉隔離時冷却系ポンプ整備する手順書

重大事故等の収束に必要と対応手段，対応設備，手順書一覧（9／15）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－88非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

関連設備
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁・ストレーナ

重大事故等 対処設備

原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備 ※１
可搬型代替直流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

主要設備

代替直流電 源設備に よる原子 炉 隔離時冷却 系への給 電①サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流
動力電源）

原子炉隔離時冷却系ポンプ

重大事故等 対処設備

サプレッション・プール

整備する手順書

重大事故等の収束に必要と対応手段，対応設備，手順書一覧（10／15）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

主要設備

2.1－89

重大事故等対策要領

自主対策設 備※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

補給水系配管・弁重大事故等 対処設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁・ストレーナ

自主対策設 備原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備 ※１
可搬型代替直流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

関連設備

代替直流電 源設備に よる原子 炉 隔離時冷却 系への給 電②サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流
動力電源）

復水貯蔵タンク

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

原子炉隔離時冷却系ポンプ整備する手順書

重大事故等の収束に必要と対応手段，対応設備，手順書一覧（11／15）（監視及び制御）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
高圧代替注水系系統流量
サプレッション・プール水位※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－90

自主対策設 備原子炉水位（狭帯域）

整備する手順書

重大 事故等 対処設備

主要設備

高圧代替 注 水 系（中 央制 御室 起 動 時） の監 視監視及び制 御－対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等の収束に必要と対応手段，対応設備，手順書一覧（12／15）（監視及び制御）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
可搬型計測器※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－91

自主対策設 備原子炉水位（狭帯域）
高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系ポンプ入口圧力高圧代替注水系タービン入口圧
力
高圧代替注水系タービン排気圧力

整備する手順書

重大事故等 対処設備

主要設備

高 圧 代 替 注 水 系（ 現 場 起 動 時 ） の 監 視

監視及び制 御－対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等の収束に必要と対応手段，対処設備，手順書一覧（13／15）（重大事故等の進展抑制）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水貯蔵タンク※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－92

重大事故等 対処設備

関連設備

ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※１
可搬型代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

整備する手順書

重大事故等 対処設備

主要設備

ほう酸水注入系によ る進展抑 制「ほう 酸水 注入」

重大 事故等 の 進展抑 制

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等の収束に必要と対応手段，対処設備，手順書一覧（14／15）（重大事故等の進展抑制）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－93非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

自主対策設 備純水系

重大事故等 対処設備

関連設備

ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※１
可搬型代替交流電源設備 ※１
燃料補給設備 ※１

重大事故等 対処設備

主要設備
ほう酸水注 入系によ る進展抑 制「継続注水 」

重大 事故等 の進展抑 制－

ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水貯蔵タンク

整備する手順書

重大事故等の収束に必要と対応手段，対処設備，手順書一覧（15／15）（重大事故等の進展抑制）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

※1：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については，「1.13なる水の供給手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－94

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策設 備

制御棒駆動水圧系配管・弁補給水系配管・弁重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

関連設備

非常用交流電源設備
燃料補給設備

重大事故等 対処設備

原子炉圧力容器自主対策設 備

主要設備
制御棒駆動 水圧系に よる進展 抑 制

重大 事故等 の進展抑 制－

制御棒駆動水ポンプ
復水貯蔵タンク

整備する手順書

重大事故等の収束に必要と(c)「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」

イ．重大事故等対策に係る手順
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準対象
施設が有する原子炉の減圧機能は，逃がし安全弁による減圧機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための対処設備及び手順を整備する。
また，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，原子炉冷却材
圧力バウンダリの損傷箇所を隔離することで原子炉冷却材の漏えいを抑制する。原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所が隔離できない場
合は，逃がし安全弁による減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉冷却圧力バウンダリを減圧するための手順の例を次に示す。（第2.1.7表参照）
・逃がし安全弁の自動減圧機能喪失により逃がし安全弁が自動で作動しない場合，低圧で原子炉へ注水可能な系統又は低圧代替注水
2.1－95

系による原子炉注水準備が完了した後，逃がし安全弁の手動操作による原子炉の減圧を実施する。
・常設直流電源喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，常設代
替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備により直流電源を確保し逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を復旧する。
・全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失した場合，常設
代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により直流125V充電器に給電することで直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を復旧する。
・逃がし安全弁作動用窒素の喪失により逃がし安全弁が作動しない
場合，高圧窒素ガスボンベにより逃がし安全弁（自動減圧機能）
作動用窒素を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させて原子炉を減圧する。

2.1－96

第2.1.7表

重大事故等対処設備と整備する手順(1.3）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／18）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

※１

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

関連設備
非常用交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設備

自動減圧機能用アキュムレータ
主蒸気系配管・クエンチャ

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

主要設備
原子炉減圧 の自動化
（過渡時自動減圧機 能による 減 圧）

フロントラ イン系故 障時

自動減圧系

逃がし安全弁（安全弁機能）重大 事故等 対処設備

過渡時自動減圧機能
逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能） ※２

整備する手順書※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－97

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／18）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等 対処設備

関連設備

自動減圧機能用アキュムレータ
主蒸気系配管・クエンチャ
所内常設直流電源設備 ※３
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
常設代替直流電源設備 ※３
可搬型代替直流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

整備する手順書

重大事故等 対処設備

主要設備

手動による 原 子炉減 圧（ 逃 が し 安 全弁 に よ る 減 圧 ① ）フロントラ イン系故 障時

自動減圧系

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」
重大事故等対策要領※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－98

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／18）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

自主対策設 備

逃がし弁機能用アキュムレータ

重大事故等 対処設 備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
所内常設直流電源設備 ※３
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
常設代替直流電源設備 ※３
可搬型代替直流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

自主対策設 備主要設備
手動による 原子炉 減圧（逃がし安 全弁に よる減圧 ②）

フロントラ イン系 故障時

自動減圧系

逃がし安全弁（逃がし弁機能）整備する手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」
重大事故等対策要領※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－99

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／18）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

主要設備
所内常設直流電源設備※３

重大事故等対策要領

自主対策設備補給水系配管・弁

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

関連設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁重大事故等対処設備

手動による原子炉減圧（原子炉隔離時冷却系による減圧）

フロントライン系故障時

自動減圧系

自主対策設備

復水貯蔵タンク

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

原子炉隔離時冷却系ポンプ整備する手順書※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－100

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／18）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

タービン・バイパス弁

自主対策設 備

関連設備

タービン制御系整備する手順書

自主対策設 備主要設備

手動による 原子炉 減圧（ タ ー ビ ン ・ バ イ パス 弁 に よ る 減 圧 ）フ ロン トラ イン 系 故障 時

自動減圧系

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」
重大事故等対策要領※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－101

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／18）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

逃がし安全弁（逃がし弁機能）※４

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」
重大事故等対策要領

自主対策設備

代替逃がし安全弁駆動装置

重大事故等対処設備

主蒸気系配管・クエンチャ

自主対策設備主要設備

代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧

フロント系故障時

自動減圧系

対応
手段

※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－102

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／18）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ
常設代替直流電源設備※３

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

サポート系故障時

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」
重大事故等対策要領※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－103

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／18）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ
可搬型代替直流電源設備※３
燃料補給設備※３

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

サポート系故障時

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」
重大事故等対策要領※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－104

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／18）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）※５

重大事故等対処設備

関連設備

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

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

サポート系故障時

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」
重大事故等対策要領※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－105

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／18）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

高圧窒素ガスボンベ
自動減圧機能用アキュムレータ
高圧窒素ガス供給系（非常用）配管・弁整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保

サポート系故障時－対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」
重大事故等対策要領※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－106

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／18）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

逃がし安全弁（自動減圧機能）

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」
重大事故等対策要領

自主対策設備

可搬型窒素供給装置（小型）

重大事故等対処設備

自動減圧機能用アキュムレータ
高圧窒素ガス供給系（非常用）配管・弁
燃料補給設備※３

重大事故等対処設備

主要設備
高圧窒素ガス供給系（小型）による窒素確保

サポート系故障時－整備する手順書

対応設備※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－107対応手段，対応設備，手順書一覧（12／18）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替直流電源設備※３
可搬型代替直流電源設備※３
燃料補給設備※３

重大事故等対処設備

主要設備

所内常設直流電源設備のうち蓄電池及び充電器（常設直流電源）

代替直流電源設備による復旧

サポート系故障時

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」
重大事故等対策要領※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－108対応手段，対応設備，手順書一覧（13／18）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料補給設備※３

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

所内常設直流電源設備のうち蓄電池（常設直流電源）

代替交流電源設備による復旧

サポート系故障時

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」
重大事故等対策要領※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－109

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／18）（格納容器破損の防止）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

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①

格納容器破損の防止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－110対応手段，対応設備，手順書一覧（15／18）（格納容器破損の防止）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

関連設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」

自主対策設備

逃がし弁機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備

主蒸気系配管・クエンチャ

自主対策設備主要設備
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②

格納容器破損の防止－

逃がし安全弁（逃がし弁機能）整備する手順書※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－111

対応手段，対応設備，手順書一覧（16／18）（インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」等

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

高圧炉心スプレイ系注入弁
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
低圧炉心スプレイ系注入弁
残留熱除去系Ａ系注入弁
残留熱除去系Ｂ系注入弁
残留熱除去系Ｃ系注入弁

整備する手順書

重大事故等対処設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

主要設備

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応①

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時

－

対応
手段

※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－112

対応手段，対応設備，手順書一覧（17／18）（インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備
高圧炉心スプレイ系注入弁
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
低圧炉心スプレイ系注入弁
残留熱除去系Ａ系注入弁
残留熱除去系Ｂ系注入弁
残留熱除去系Ｃ系注入弁

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」等

自主対策設備

逃がし弁機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備

主蒸気系配管・クエンチャ

自主対策設備

逃がし安全弁（逃がし弁機能）整備する手順書

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

主要設備

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応②

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時

－

対応
手段

※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－113

対応手段，対応設備，手順書一覧（18／18）（逃がし安全弁が作動可能な条件）
分類

対応設備

主要設備

高圧窒素ガスボンベ

高圧窒素ガス供給系（非常用）配管・
弁整備する手順書

重大事故等 対処設 備

関連設備

逃がし安全 弁の背 圧対策

逃がし安全弁が作動可能な 環境 条件

－

対応
手段

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※６※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－114

(d)

「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」
イ．重大事故等対策に係る手順
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原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による冷却機能である。
また，原子炉を長期的に冷却するための設計基準事故対処設備が有する原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
による崩壊熱除去機能である。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため，原子炉を冷却する対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時における原子炉を冷却するための手順の例を次に示す。（第2.1.8表参照）
・残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による原子炉の冷却機能が喪失した場合，低圧代替注水系（常2.1－115

設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系
又は補給水系により原子炉を冷却する。

2.1－116

第2.1.8表

重大事故等対処設備と整備する手順(1.4）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／25）（重大事故等対処設備（設計基準拡張）における残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

残留熱除去系海水ポンプ ※ １（設計基準拡張）

残留熱除去系熱交換器

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

燃料補給設備 ※ ３（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器関連設備

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

重大事故等対処設備 （設計基準拡張）－

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

重大事故等対処設備

サプレッション・プール

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－117「水位確保」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／25）（重大事故等対処設備（設計基準拡張）における低圧炉心スプレイ系による原
子炉注水）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

（設計基準拡張）

残留熱除去系海水ポンプ ※ １

重大事故等対処設備

主要設備

低圧炉心スプレイ系による原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

原子炉圧力容器

非常用交流電源設備 ※ ３
燃料補給設備 ※ ３（設計基準拡張）

ナ・スパージャ

重大事故等対処設備

関連設備
低圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレー

重大事故等対処設備

重大事故等対処設備 （設計基準拡張）－

低圧炉心スプレイ系ポンプ

重大事故等対処設備

サプレッション・プール

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－118「水位確保」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／25）（重大事故等対処設備（設計基準拡張）における残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

ンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※ １

非常用交流電源設備 ※ ３
燃料補給設備 ※ ３（設計基準拡張）

再循環系配管・弁重大事故等対処設備

関連設備
残留熱除去系配管・弁重大事故等対処設備

原子炉圧力容器（設計基準拡張）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポ

整備する手順書
重大事故等対処設備

主要設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱

重大事故等対処設備 （設計基準拡張）

－

対応
手段

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す

2.1－119

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／25）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

重大事故等対処設備

低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※ ３
燃料補給設備 ※ ３

重大事故等対処設備

主要設備

低圧炉心スプレイ系ポンプ

関連設備
非常用交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※ ２

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－120

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／25）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
関連設備

可搬型代替交流電源設備※３

重大事故等対処設備

ンプ

代替淡水貯槽※２

重大事故等対処設備

主要設備

低圧炉心スプレイ系ポ

燃料補給設備※３（設計基準拡張）

非常用交流電源設備※３

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプ※２

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－121

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／25）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※ １（設計基準拡張）

自主対策設備ンプ

代替循環冷却系ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

低圧炉心スプレイ系ポ

代替 循環 冷却系 によ る原子 炉注水 ①

フロントライン系故障

残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）

残留熱除去系海水ポンプ ※ １

重大事故等対処設備

残留熱除去系熱交換器（Ａ）

整備する手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレー
ナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備 ※ １
燃料補給設備 ※ ３（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

代替循環冷却系配管・弁※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－122

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／25）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

サプレッション・プール
主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレー
ナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備 ※ １
燃料補給設備 ※ ３（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

ンプ

可搬型代替注水大型ポンプ ※ １

自主対策設備

低圧炉心スプレイ系ポ

代替 循環 冷却系 によ る原子 炉注水 ②

フロントライン系故障

残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）

代替循環冷却系ポンプ

重大事故等対処設備

残留熱除去系熱交換器（Ａ）

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－123「水位確保」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／25）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク

自主対策設備主要設備

電動駆動消火ポンプ

整備する手順書

多目的タンク

燃料補給設備 ※ ３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁
非常用交流電源設備 ※ ３

自主対策設備

消火系配管・弁（設計基準拡張）

関連設備

ンプ

可搬型代替交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

低圧炉心スプレイ系ポ

消火系による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）

常設代替交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－124「水位確保」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／25）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

復水貯蔵タンク

燃料補給設備 ※ ３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁
非常用交流電源設備 ※ ３

消火系配管・弁

自主対策設備補給水系配管・弁（設計基準拡張）

関連設備

ンプ

可搬型代替交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

低圧炉心スプレイ系ポ補給水 系 によ る原子 炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）

常設代替交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器自主対策設備主要設備

復水移送ポンプ

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－125「水位確保」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／25）（原子炉運転中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

緊急用海水ポンプ ※ １

残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※ １（設計基準拡張）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

原子炉圧力容器
非常用取水設備※１

常設代替交流電源設備 ※ ３（設計基準拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

重大事故等対処設備

関連設備

燃料補給設備 ※ ３

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水系

水冷却）重大事故等対処設備

交流動力電源）主要設備

ディーゼル発電機（全残留 熱除去系（低 圧注水系）の復旧後の原子 炉注水 ①

サポート系故障

外部電源系及び非常用

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ（海重大事故等対処設備

サプレッション・プール

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－126「水位確保」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／25）（原子炉運転中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

残留熱除去系熱交換器

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※ １（設計基準拡張）

残留熱除去系海水系

水冷却）重大事故等対処設備

交流動力電源）主要設備

ディーゼル発電機（全非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

原子炉圧力容器
非常用取水設備 ※ １
常設代替交流電源設備 ※ ３（設計基準拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

重大事故等対処設備

関連設備

燃料補給設備 ※ ３

重大事故等対処設備

残留熱除去系（低圧注水系）の復旧後の原子炉注水②サポート系故障

外部電源系及び非常用

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ（海重大事故等対処設備

サプレッション・プール

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－127

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／25）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

代替淡水貯槽※２

残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３
関連設備

燃料補給設備※３（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

非常用交流電源設備※３

重大事故等対処設備

低圧代替注水系配管・弁重大事故等対処設備

主要設備

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合－

常設低圧代替注水系ポンプ

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－128

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／25）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※ ２
代替淡水貯槽 ※ ２

残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージ
ャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※３

重大事故等対処設備

低圧代替注水系配管・弁整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備
関連設備

可搬型代替交流電源設備 ※ ３
燃料補給設備※３（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

低 圧代 替注水 系 （ 可 搬 型） によ る 残存 溶融 炉心の 冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

－

対応
手段

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－129

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／25）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

残留熱除去系熱交換器（Ａ）
サプレッション・プール（設計基準拡張）

残留熱除去系海水ポンプ ※ １

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレー
ナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備 ※ １
常設代替交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

代替循環冷却系配管・弁

燃料補給設備 ※ ３（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

関連設備

代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 残存 溶融 炉 心 の 冷却 ①

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合－

緊急用海水ポンプ ※ １

重大事故等対処設備

代替循環冷却系ポンプ整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－130「注水－４」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（15／25）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

残留熱除去系熱交換器（Ａ）
サプレッション・プール
主要設備

自主対策設備
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレー
ナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備 ※ １
常設代替交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

代替循環冷却系配管・弁

燃料補給設備 ※ ３（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

関連設備

代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 残存 溶融 炉 心 の 冷却 ②

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合－

可搬型代替注水大型ポンプ ※ １

重大事故等対処設備

代替循環冷却系ポンプ整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－131「注水－４」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（16／25）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク

自主対策設備主要設備

電動駆動消火ポンプ

整備する手順書

多目的タンク

可搬型代替交流電源設備 ※ ３
燃料補給設備 ※ ３

重大事故等対処設備

常設代替交流電源設備 ※ ３

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

非常用交流電源設備 ※ ３

自主対策設備

消火系配管・弁（設計基準拡張）

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁重大事故等対処設備

関連設備

消火 系 によ る 残存 溶融 炉心の 冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合－

原子炉圧力容器※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－132「注水－４」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（17／25）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

復水貯蔵タンク

常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料補給設備※３

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器自主対策設備主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

非常用交流電源設備※３

消火系配管・弁

自主対策設備補給水系配管・弁（設計基準拡張）

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁重大事故等対処設備

関連設備

補給水系による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合－

復水移送ポンプ

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－133「注水－４」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（18／25）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

代替淡水貯槽 ※ ２

残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※ ３
関連設備

燃料補給設備 ※ ３（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

非常用交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

低圧代替注水系配管・弁重大事故等対処設備

主要設備

停止時冷却系）ポンプ

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉

常設低圧代替注水系ポンプ

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－134

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（19／25）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

代替淡水貯槽 ※ ２

残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージ
ャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

低圧代替注水系配管・弁重大事故等対処設備

主要設備

停止時冷却系）ポンプ

関連設備

可搬型代替交流電源設備 ※ ３
燃料補給設備 ※ ３（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

低 圧代替 注水 系（ 可搬型） によ る原子 炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉

可搬型代替注水大型ポンプ ※ ２

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－135

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（20／25）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※ １（設計基準拡張）

自主対策設備代替循環冷却系ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

停止時冷却系）ポンプ

代替 循環 冷却系 によ る原子 炉注水 ①

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉

残留熱除去系海水ポンプ ※ １

重大事故等対処設備

残留熱除去系熱交換器（Ａ）

整備する手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレー
ナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備 ※ １
燃料補給設備 ※ ３（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

代替循環冷却系配管・弁※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－136

対応手段，対応設備，手順書一覧（21／25）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

サプレッション・プール
主要設備
可搬型代替注水大型ポンプ ※ １

自主対策設備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレー
ナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備 ※ １
燃料補給設備 ※ ３（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

停止時冷却系）ポンプ

代替 循環 冷却系 によ る原子 炉注水 ②

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉

代替循環冷却系ポンプ

重大事故等対処設備

残留熱除去系熱交換器（Ａ）

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－137「水位確保」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（22／25）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

整備する手順書

対応設備

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク

自主対策設備主要設備

電動駆動消火ポンプ

多目的タンク

可搬型代替交流電源設備 ※ ３
燃料補給設備 ※ ３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

非常用交流電源設備 ※ ３

自主対策設備

消火系配管・弁（設計基準拡張）関連設備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁重大事故等対処設備

停止時冷却系）ポンプ

消火系による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉

常設代替交流電源設備 ※ ３

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－138「水位確保」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（23／25）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

復水貯蔵タンク

重大事故等対処設備

燃料補給設備 ※ ３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

非常用交流電源設備 ※ ３

消火系配管・弁

自主対策設備補給水系配管・弁（設計基準拡張）

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁重大事故等対処設備

関連設備

補給水 系 によ る原子 炉注水

フロントライン系故障

停止時冷却系）ポンプ

常設代替交流電源設備 ※ ３
可搬型代替交流電源設備 ※ ３

自主対策設備主要設備

復水移送ポンプ

原子炉圧力容器

残留熱除去系（原子炉

整備する手順書

対応設備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－139「水位確保」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（24／25）（原子炉運転停止中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※ １（設計基準拡張）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

原子炉圧力容器
非常用取水設備 ※ １
常設代替交流電源設備 ※ ３

再循環系配管・弁（設計基準拡張）

残留熱除去系配管・弁重大事故等対処設備

関連設備

燃料補給設備 ※ ３

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水系

ンプ（海水冷却）重大事故等対処設備

交流動力電源）主要設備

ディーゼル発電機（全残留熱除去系（原子 炉停止時冷却系）の復旧後の原子 炉除熱①

サポート系故障

外部電源系及び非常用

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポ

重大事故等対処設備

緊急用海水ポンプ ※ １

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1-140「減圧冷却」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（25／25）（原子炉運転停止中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

原子炉圧力容器
非常用取水設備 ※ １
常設代替交流電源設備 ※ ３

再循環系配管・弁（設計基準拡張）

残留熱除去系配管・弁重大事故等対処設備

関連設備

燃料補給設備 ※ ３

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水系

可搬型代替注水大型ポンプ ※ １

自主対策設備交流動力電源）主要設備

ディーゼル発電機（全残留熱除去系（原子 炉停止時冷却系）の復旧後の原子 炉除熱②

サポート系故障

外部電源系及び非常用

残留熱除去系熱交換器（設計基準拡張）ンプ（海水冷却）重大事故等対処設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポ

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1-141「減圧冷却」
重大事故等対策要領

(e)

「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設計基準事故対処設備が有する機能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系
海水系による冷却機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び格納容器の破損（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，サプレッション･プールに蓄積された熱を最終ヒートシンクへ輸送するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を緩和するため，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラ
メータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメー
タを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順の例を次に示す。（第 2.1.9 表参照）
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール
冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）による冷却機能が喪失した場合，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系による格納容器内の減圧及び除熱を実施する。
2.1－142

・残留熱除去系海水系が機能喪失した場合は，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により海洋へ熱を輸送する手段を確保
し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プ
ール冷却系又は格納容器スプレイ冷却系）を使用して原子炉及び格納容器の除熱を行う。

2.1－143

第2.1.9表

重大事故等対処設備と整備する手順(1.5）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／9）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ ※１

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢減圧冷却｣等
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）関連設備
残留熱除去系配管・弁再循環系配管・弁
非常用交流電源設備 ※4
燃料補給設備 ※4

重大事故等 対処設備

原子炉圧力容器

整備する手順書

重大 事故等 対処設備
（ 設 計 基 準 拡張 ）主要設備

残留熱除去 系（原子 炉停止時 冷 却系）
による原子炉除熱

重大事故等 対処設備 （設計基 準 拡張）

－

対応
手段

※1：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－144

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／9）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）関連設備
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
非常用交流電源設備 ※4
燃料補給設備 ※4

重大事故等 対処設備

格納容器

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

主要設備

残留熱除去 系（サプ レッショ ン ・プール冷 却系）によるサプ レッショ ン・プー ル 水の冷却重大事故等 対処設備 （設計基 準 拡張）－

残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）ポンプ ※２

重大事故等 対処設備

サプレッション・プール

整備する手順書※1：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－145

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／9）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）関連設備
残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
非常用交流電源設備 ※4
燃料補給設備 ※4

重大事故等 対処設備

格納容器

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

主要設備
残留熱除去 系（格納 容器スプ レ イ冷却系）
による格納 容器内の 冷却重大事故等 対処設備 （設計基 準 拡張）－

残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系）ポンプ ※２

重大事故等 対処設備

サプレッション・プール

整備する手順書※1：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－146

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／9）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

重大事故等 対処設備

貯留堰
取水路

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

主要設備
関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等
重大事故等対策要領

残留熱除去系海水系配管・弁・海水ストレーナ
非常用交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※4

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

残留熱除去 系海水系 による除 熱

重大 事故等 対処設備 （設計基 準 拡張）－

残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系熱交換器

整備する手順書※1：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－147

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／9）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

格納容器圧力逃がし装置 ※３

整備する手順書

重大 事故等 対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配管・弁
格納容器
真空破壊弁（Ｓ／Ｃ→Ｄ／Ｗ）
常設代替交流電源設備 ※４
常設代替直流電源設備 ※４
可搬型代替交流電源設備 ※４
可搬型代替直流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※4

重大事故等 対処設備

関連設備

格納容器圧 力逃がし 装置による格納容器内 の減圧及 び除熱

フロントラ イン系故 障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・
プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）
ポンプ

対応
手段

重大事故等対策要領※1：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－148対応手段，対応設備，手順書一覧（6／9）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

重大事故等対処設備

主要設備
耐圧強化ベ ント系に よる
格納容器内 の減圧及 び除熱

フロントラ イン系故 障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・
プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）
ポンプ

耐圧強化ベント系

整備する手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設備

関連設備

格納容器
不活性ガス系配管・弁
非常用ガス処理系配管・弁
真空破壊弁（Ｓ／Ｃ→Ｄ／Ｗ）
非常用ガス処理系排気筒常設代替交流電源設備 ※４
常設代替直流電源設備 ※４
可搬型代替交流電源設備 ※４
可搬型代替直流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４※1：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－149

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／9）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

遠隔人力操作機構

整備する手順書

重大 事故等 対処設備

関連設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

格納容器圧 力逃がし 装置 の遠 隔
人力操作機 構による 現場操作

フ ロン トラ イン 系故 障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プ
ール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポ
ンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等
重大事故等対策要領※1：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－150

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／9）（サポート系故障）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

緊急用海水ポンプ

整備する手順書

重大事故等 対処設備

主要設備

緊 急 用 海水 系に よ る 除 熱

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等

重大事故等 対処設備

緊急用海水系配管・弁・ストレー
ナ
残留熱除去系海水系配管・弁重大事故等対策要領
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管
緊急用海水取水管
緊急用海水ポンプピット
常設代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

関連設備

サポート系 故障

残留熱除去系海水系ポ
ンプ

対応
手段

※1：手順については「1.4備する。
※2：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－151

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／9）（サポート系故障）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

主要設備
可搬型代替注水大型ポンプ

自主対策設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等
重大事故等対策要領

関連設備

残留熱除去系海水系配管・弁
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管
ＳＡ用海水ピット
常設代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

重大事故等 対処設備

代替残留熱 除去系海 水 系によ る 除熱

サポート系 故障

残留熱除去系海水系ポンプ

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

残留熱除去系熱交換器

整備する手順書※1：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－152

(f)

「1.6

格納容器内の冷却等のための手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
格納容器内を冷却するための設計基準事故対処設備が有する機能
は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プ
ール冷却系）による格納容器内を冷却する機能及びサプレッション・
プール水の冷却機能である。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，格納容器内の圧力及び温度を低下させ，また，炉心の著しい損傷が発生した場合においても格納容器内の破損を防止するため，格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に格納容器内を冷却するための手順の例を次に示す。（第2.1.10表参照）
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プ
ール冷却系）の喪失により，格納容器内の冷却及びサプレッション・プール水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），代替循環冷却系，消火系，補給水系又は代替格納
2.1－153

容器スプレイ冷却系（可搬型）により格納容器内を冷却する。
・全交流動力電源が喪失し，常設代替交流電源設備により交流動力電源が確保され，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサ
プレッション・プール冷却系）が復旧できる場合であって，残留熱除去系海水系が使用可能な場合には，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）により格納
容器内を冷却する。
・残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系海水系が使用できない場合は，緊急用海水系により冷却水を確保し，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）により格納容器内を冷却する。
・緊急用海水系が使用できない場合は，代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）により格納容器内を冷却するが，代替残留熱除去系海水系の運転に時間を要することから，代替格納容器スプレイ（常設）等による格納容器内の冷却を並行して実施する。

2.1－154

第2.1.10表

重大事故等対処設備と整備する手順(1.6）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／24）（重大事故等対処設備（設計基準拡張）における残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）による格納容器内の冷却）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

主要設備
重大事故等 対処設 備

格納容器

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※１

関連設備

残留熱除去 系（格 納容器ス プレ イ冷却系） による 格納容器 内の 冷却重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）―

重大 事故等 対処設 備

サプレッション・プール

整備する手順書

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
非常用交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－155

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／24）（重大事故等対処設備（設計基準拡張）における残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の冷却）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

重大 事故等 対処設 備

サプレッション・プール

整備する手順書

主要設備
重大事故等 対処設 備

格納容器

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※１

関連設備
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
非常用交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

残留熱除去 系（サ プレッシ ョン ・プール冷 却系） によるサ プレ ッション・ プール 水の冷却重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

―

対応
手段

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－156

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／24）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※２※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－157

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

非常用交流電源設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁
残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
格納容器
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替格納容 器スプ レイ冷却 系（ 常設）によ る格納 容器内の 冷 却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／24）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁
残留熱除去系（Ａ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
格納容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

非常用交流電源設備 ※３

重大事故等 対処設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２
代替淡水貯槽 ※２

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替格納容 器スプ レイ冷却 系（ 可搬型）に よる格 納容器内 の冷 却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－158

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／24）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

対応
手段

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器（Ａ）
サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※１

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

非常用交流電源設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・スト
レーナ・スプレイヘッダ
格納容器
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

主要設備

代替循環冷 却系に よる格納 容器 内の冷却①

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

残留熱除去系海水ポンプ ※１

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－159

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／24）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

非常用交流電源設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・スト
レーナ・スプレイヘッダ
格納容器
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※１

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替循環冷 却系に よる格納 容器 内の冷却②

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器（Ａ）
サプレッション・プール

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－160

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／24）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク

自主対策設 備残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
格納容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

主要設備

非常用交流電源設備 ※３

自主対策設 備

消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

関連設備

消火系による格納 容器内の 冷却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－161

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／24）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

自主対策設 備補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

関連設備
非常用交流電源設備 ※３

重大事故等 対処設 備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
格納容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

自主対策設 備主要設備

補給水系に よる格 納容器内 の冷 却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－162

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／24）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

重大事故等 対処設備

常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

自主対策設 備主要設備
関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｄ／Ｗ温度制御」
重大事故等対策要領

原子炉補機冷却水系

自主対策設 備ド ラ イウ ェ ル 内 ガ ス 冷 却 装 置 に よ る 格納 容 器 内 の 冷 却

フロントラ イン系故 障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

ドライウェル内ガス冷却装置送風機
ドライウェル内ガス冷却装置冷却コ
イル

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－163対応手段，対応設備，手順書一覧（10／24）（炉心損傷前のサポート系故障時）
分類

対応
手段

対応設備

サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※１

関連設備

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去 系（格 納容器ス プレ イ冷却系） 復 旧後 の格納容 器 内 の冷却①サポート系 故障

外部電源及び非常用
ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※１

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－164

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／24）（炉心損傷前のサポート系故障時）
分類

対応
手段

対応設備

サプレッション・プール

関連設備

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※１

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去 系（格 納容器ス プレ イ冷却系） 復旧後 の格納容 器内 の冷却②サポート系 故障

外部電源及び非常用
ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－165

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／24）（炉心損傷前のサポート系故障時）
分類

対応設備

サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※１

残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※１

関連設備

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

整備する手順書

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去 系（サプレッシ ョン ・プール冷 却系） 復旧後の サプ レッション ・プー ル水の冷 却①サポート系 故障

外部電源及び非常用
ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－166

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／24）（炉心損傷前のサポート系故障時）
分類

対応設備

サプレッション・プール

残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

関連設備

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※１

整備する手順書

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去 系（サ プレッシ ョン ・プール冷 却系） 復旧後の サプ レッション ・プー ル水の冷 却②サポート系 故障

外部電源及び非常用
ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－167

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／24）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※２

重大事故等 対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁
残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
格納容器
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

整備する手順書

重大事故等 対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

非常用交流電源設備 ※３

重大事故等 対処設備
（設計基準 拡張）

代替格納容 器スプレ イ冷却系（ 常設）によ る格納容 器内の冷 却

フロントラ イン系故 障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－168対応手段，対応設備，手順書一覧（15／24）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２
代替淡水貯槽 ※２※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－169

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

非常用交流電源設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁
残留熱除去系（Ａ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
格納容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替格納容 器スプ レイ冷却 系（ 可搬型）に よる格 納容器内 の冷 却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

対応手段，対応設備，手順書一覧（16／24）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

対応
手段

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器（Ａ）
サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※１

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

非常用交流電源設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・スト
レーナ・スプレイヘッダ
格納容器
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

主要設備

代替循環冷 却系に よる格納 容器 内の冷却①

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

残留熱除去系海水ポンプ ※１

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－170

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（17／24）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

非常用交流電源設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・スト
レーナ・スプレイヘッダ
格納容器
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※１

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替循環冷 却系に よる格納 容器 内の冷却②

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器（Ａ）
サプレッション・プール

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－171

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（18／24）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク

自主対策設 備残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
格納容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

主要設備

非常用交流電源設備

自主対策設 備

消火系配管・弁※３

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

関連設備

消火系による格納 容器内の 冷却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－172

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（19／24）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

自主対策設 備主要設備

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク

自主対策設 備補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

非常用交流電源設備※３

重大事故等 対処設 備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・スプ
レイヘッダ
格納容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

関連設備

補給水系に よる格 納容器内 の冷 却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－173

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（20／24）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

重大事故等 対処設備

常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

自主対策設 備主要設備
関連設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

原子炉補機冷却水系

自主対策設 備

ドライウェ ル内ガス 冷却装置 に よる格納容 器内の冷 却

フロントラ イン系故 障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

ドライウェル内ガス冷却装置送風機
ドライウェル内ガス冷却装置冷却コ
イル

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－174

対応手段，対応設備，手順書一覧（21／24）（炉心損傷後のサポート系故障時）
分類

対応設備

サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※１

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※１

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）関連設備
残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※整備する手順書

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去 系（格 納容器ス プレ イ冷却系） 復 旧後 の格納容 器 内 の冷却①サポート系 故障

外部電源及び非常用
ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－175

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（22／24）（炉心損傷後のサポート系故障時）
分類

対応
手段

対応設備

サプレッション・プール

関連設備

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※１

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去 系（格 納容器ス プレ イ冷却系） 復旧後 の格納容 器内 の冷却②サポート系 故障

外部電源及び非常用
ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－176

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（23／24）（炉心損傷後のサポート系故障時）
分類

対応設備

サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※１

残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※１

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）関連設備
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

整備する手順書

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去 系（サ プレッシ ョン ・プール冷 却系） 復旧後の サプ レッション ・プー ル水の冷 却①サポート系 故障

外部電源及び非常用
ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－177

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「Ｓ／Ｐ温度制御」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（24／24）（炉心損傷後のサポート系故障時）
分類

対応設備

サプレッション・プール

残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

関連設備

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

重大事故等 対処設 備

格納容器
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※１

整備する手順書

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

主要設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去 系（サ プレッシ ョン ・プール冷 却系） 復旧後の サプ レッション ・プー ル水の冷 却②サポート系 故障

外部電源及び非常用
ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－178

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」
重大事故等対策要領

(g)

「1.7

格納容器の過圧破損を防止するための手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器の破損を防止するため，格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷が生じた場合において格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に格納容器の過圧破損を防止するための手順の例を次に示す。（第2.1.11表参照）
・炉心の著しい損傷が発生した場合，格納容器の破損を防止するため，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系により冷却水が確保された場合は，代替循環冷却系による原子炉注水及び格納容器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る格納容器ベントにより減圧を行う。

2.1－179

第2.1.11表

重大事故等対処設備と整備する手順(1.7）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／6）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

フィルタ装置
圧力解放板
フィルタ装置遮蔽
配管遮蔽
二次隔離弁操作室遮蔽
二次隔離弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）二次隔離弁操作室空気ボンベユニット（配管・弁）

重 大 事 故 等 対 処 設備

関連設備

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）フィルタ装置入口水素濃度
移送ポンプ
可搬型窒素供給装置 ※ ３
二次隔離弁操作室
格納容器
格納容器圧力逃がし装置配管・弁
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁可搬型代替注水大型ポンプ ※ ２
代替淡水貯槽 ※ ２
常設代替交流電源設備 ※ ３
可搬型代替交流電源設備 ※ ３
常設代替直流電源設備 ※ ３
可搬型代替直流電源設備 ※ ３
燃料補給設備 ※ ３
真空破壊弁（Ｓ／Ｃ→Ｄ／Ｗ）

整備する手順書

重 大 事 故 等 対 処 設備

主要設備

格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱①

格納容 器の 過圧破損 防止

－

対応
手段

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－180

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／6）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

自主設備

淡水タンク ※ ３

重 大 事 故 等 対 処 設備

関連設備

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）フィルタ装置入口水素濃度
移送ポンプ
可搬型窒素供給装置 ※ ３
二次隔離弁操作室
格納容器
格納容器圧力逃がし装置配管・弁
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁可搬型代替注水大型ポンプ ※ ２
常設代替交流電源設備 ※ ３
可搬型代替交流電源設備 ※ ３
常設代替直流電源設備 ※ ３
可搬型代替直流電源設備 ※ ３
燃料補給設備 ※ ３
真空破壊弁（Ｓ／Ｃ→Ｄ／Ｗ）

重 大 事 故 等 対 処 設備

主要設備

格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱②

格納容 器の 過圧破損 防止－

フィルタ装置
圧力解放板
フィルタ装置遮蔽
配管遮蔽
二次隔離弁操作室遮蔽
二次隔離弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）二次隔離弁操作室空気ボンベユニット（配管・弁）

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－181

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／6）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

整備する手順書

重 大 事 故 等 対 処 設備

主要設備

重大事故等対策要領

－

－

－

－

可搬型窒素供給装置 ※ ３

重 大 事 故 等 対 処 設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」

重大事故等対策要領－

関連設備

不 活性 ガ ス （ 窒 素） に よ る系 統 内 の 置 換

格納容 器の 過圧破損 防止

関連設備

遠隔人力操作機構による現場操作

遠隔人力操作機構

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」－※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－182－

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／6）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

主要設備
（設計基準拡張）

重 大 事 故 等 対 処 設備

残留熱除去系海水ポンプ

非常時運転手順Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉圧力容器
格納容器
非常用取水設備
常設代替交流電源設備 ※ ３
燃料補給設備 ※ ３

重 大 事 故 等 対 処 設備

関連設備

代替循環冷却 系による格納容 器内の 減圧及び 除熱①

格納容 器の 過圧破損 防止－

重 大 事 故 等 対 処 設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換（Ａ）
サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※ １

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－183

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／6）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

主要設備
自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ

非常時運転手順Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉圧力容器
格納容器
非常用取水設備
常設代替交流電源設備 ※ ３
燃料補給設備 ※ ３

重 大 事 故 等 対 処 設備

関連設備

代替循環冷却 系による格納容 器内の 減圧及び 除熱②

格納容 器の 過圧破損 防止－

重 大 事 故 等 対 処 設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換（Ａ）
サプレッション・プール

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－184

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／6）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

薬注蓄圧タンク

整備する手順書

自主対策設備主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」

残留熱除去系（Ａ）配管・弁
残留熱除去系スプレイヘッダ
サプレッション・プール水ｐＨ制御設備
配管・弁蓄圧タンク加圧用窒素ガスボンベ

自主対策設備関連設備

サプレ ッション・プール水 ｐＨ制御設備 による薬液注入

格納容 器の 過圧破損 防止

－

対応
手段

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－185

重大事故等対策要領

(h)

「1.8

格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリー
ト相互作用による格納容器の破損を防止するため，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却する対処設備及び手順を整備する。また，溶融炉心の格納容器下部への落下を遅延させる又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても溶融炉心による格納容器の破損を緩和するため及び溶融炉心の格納容器下部への落下を遅延させる又は防止するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手
順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応でき
るよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順の例を次に示す。（第2.1.12表参照）
・全交流動力電源が喪失し，常設代替交流電源設備により交流動力電源が確保できた場合，格納容器下部注水系（常設），消火系，補給水系又は格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却を実施する。
・常設代替交流電源設備により交流動力電源が確保できない場合，
2.1－186

可搬型代替交流電源設備により交流動力電源を確保し，消火系，補給水系又は格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却を実施する。

2.1－187

第2.1.12表

重大事故等対処設備と整備する手順(1.8）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※２

整備する手順書

重大事故等対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領

低圧代替注水系配管・弁格納容器下部注水系配管・弁格納容器
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

格 納 容 器 下 部 注水 系 （ 常 設 ） に よ る ペ デス タ ル （ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ） へ の 注 水

ペ デスタル（ドラ イウ ェル 部） の床面に落 下した 溶融炉心 の冷 却

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－188

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２
代替淡水貯槽 ※２

整備する手順書

重大事故等 対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領
低圧代替注水系配管・弁格納容器下部注水系配管・弁格納容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

格納容器下 部注水 系（可搬 型） によるペデ スタル （ドライ ウ ェ ル部）への 注水

ペ デスタル （ドラ イウ ェル 部） の床面に落 下した 溶融炉心 の冷 却

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－189

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク

自主対策設 備

消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備

関連設備

格納容器下部注水系配管・弁格納容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

整備する手順書

自主対策設 備主要設備

消 火 系に よ る ペ デ ス タ ル （ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ） へ の 注 水

ペ デスタル （ドラ イウ ェル 部） の床面に落 下し た 溶融炉心 の冷 却

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－190

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク

自主対策設 備補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備

関連設備

格納容器下部注水系配管・弁格納容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

整備する手順書

自主対策設 備主要設備

補給水 系に よるペ デスタ ル （ド ラ イウ ェル 部） へ の 注水

ペ デス タ ル （ ド ラ イウ ェ ル 部 ） の 床 面 に 落 下し た 溶 融 炉 心 の 冷 却

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－191

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ

重大事故等 対処設 備

関連設備

原子炉圧力容器所内常設直流電源設備
常設代替直流電源設備 ※３
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
可搬型代替直流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大 事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

原子炉隔離時冷却系ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

原子炉隔離 時冷却 系による 原子 炉圧力容器 への注 水①

溶 融 炉 心 の ペ デス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ） の床 面 へ の 落 下 遅 延 ・ 防 止

サプレッション・プール

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－192

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

主要設備

自主対策設 備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－193

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

補給水系配管・弁重大事故等 対処設 備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁

自主対策設 備原子炉圧力容器所内常設直流電源設備
常設代替直流電源設備 ※３
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
可搬型代替直流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

関連設備

原子炉隔離 時冷却 系による 原子 炉圧力容器 への注 水②

溶融 炉 心の ペ デス タ ル（ド ラ イ ウ ェル部） の床 面 へ の落 下 遅 延 ・ 防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

復水貯蔵タンク

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

原子炉隔離時冷却系ポンプ整備する手順書

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

常設高圧代替注水系ポンプ
サプレッション・プール

重大事故等 対処設 備

関連設備

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
可搬型代替直流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

主要設備

高圧代替注 水系に よる原子 炉圧 力容器への 注水

溶融炉 心の ペ デス タ ル（ド ラ イ ウ ェル部） の床面 への落 下 遅 延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－194

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※２

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」

低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

低圧代替注 水 系（ 常設）に よる 原子炉圧力 容器へ の注水

溶融炉心の ペデス タル（ドライ ウ ェル部） の床面 への落下 遅延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－195

重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２
代替淡水貯槽 ※２

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

低圧代替注 水系（ 可搬型） によ る原子炉圧 力容器 への注水

溶融炉心の ペデス タル（ドライ ウ ェル部） の床面 への落下 遅延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－196

重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

残留熱除去系海水ポンプ ※１

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

代替循環冷却系ポンプ
サプレッション・プール
残留熱除去系熱交換器（Ａ）
緊急用海水ポンプ ※１

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替循環冷 却系に よる原子 炉圧 力容器への 注水①

溶融炉 心の ペ デス タ ル（ド ラ イ ウ ェル部） の床面 への落 下 遅 延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－197

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

重大事故等 対処設 備

代替循環冷却系ポンプ
サプレッション・プール
残留熱除去系熱交換器（Ａ）

整備する手順書

主要設備
自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※１

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替循環冷 却系に よる原子 炉圧 力容器への 注水②

溶融炉 心の ペ デス タ ル（ド ラ イ ウ ェル部） の床面 への落 下 遅 延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－198

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク

自主対策設 備主要設備

消 火 系に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

消火系配管・弁

自主対策設 備

溶融炉 心の ペ デス タ ル（ド ラ イ ウ ェル部） の床面 への落 下 遅 延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－199

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

自主対策設 備主要設備

補給 水 系に よ る 原 子炉 圧力 容 器 へ の 注水

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

補給水系配管・弁
消火系配管・弁

自主対策設 備

溶融炉 心の ペ デス タ ル（ド ラ イ ウ ェル部） の床面 への落 下 遅 延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－200

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水貯蔵タンク

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」

ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

ほう 酸水 注 入 系に よる 原 子 炉 圧 力容 器 へ の ほう 酸 水 注入

溶融炉心の ペデス タル（ドライ ウ ェル部） の床面 への落下 遅延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－201

重大事故等対策要領

(i)

「1.9

水素爆発による格納容器の破損を防止するための手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応
及び水の放射線分解による水素が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格納容器の破損を防止するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても水素爆発による格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手
順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応でき
るよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に水素爆発による格納容器の破損を防止するための手順の例を次に示す。（第2.1.13表参照）
・炉心の著しい損傷が発生した場合は，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を，それぞれ格納容器内水素濃度(ＳＡ)，格納容器内酸素濃度(ＳＡ)及び格納容器雰囲気モニタにて監視を行う。
・格納容器内酸素濃度(ＳＡ)及び格納容器雰囲気モニタにて，格納容器内酸素ガス濃度を監視し，格納容器内酸素濃度が規定値に到達した場合に，格納容器圧力逃がし装置により格納容器内に滞留している水素及び酸素を排出することで，水素爆発の発生を防止する。
2.1－202

第2.1.13表

重大事故等対処設備と整備する手順(1.9）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／5）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

整備する手順書

不活性ガス系 ※１

※2

関連設備

格 納 容 器 内 不 活 性 化に よ る
格納容器水 素爆発防止※1－

格納容器圧力逃がし装置 ※５
フィルタ装置入口水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

重大事故等 対処設 備

関連設備

不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配
管・弁
格納容器
真空破壊弁(S/C→D/W)

重大事故等 対処設 備

主要設備

格納容器圧 力逃が し装置に よる
格納容器内 の水素 及び酸素 の排 出

水素爆発に よる格 納容器の 破損 防止

－

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※2：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
:自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－203

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／5）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

主要設備
可燃性ガス濃度制御系再結合器ブロワ
可燃性ガス濃度制御系再結合装置

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」

自主対策設 備関連設備

可燃性ガス濃度制御系配管・弁

自主対策設 備

可燃 性ガス 濃度制 御系によ る
格納容器内 の水素 濃度制御

水素爆発に よる格 納容器の 破損 防止－

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

残留熱除去系ポンプ ※４

整備する手順書※1：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※2：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
:自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－204

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／5）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

主要設備

格納容器内水素濃 度（ＳＡ ）及 び格納容器 内酸素 濃度（Ｓ Ａ） による格 納 容 器 内 の水 素 濃 度 及 び 酸 素 濃 度 監 視

水素爆発に よる格 納容器の 破損 防止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」※1：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※2：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
:自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－205

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／5）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
「放出」

重大事故等
対処設備

関連設備

非常用取水設備 ※３
燃料補給設備※ ６

自主対策設 備

格納容器雰囲気モニタ
可搬型代替注水大型ポンプ ※３

重大事故等対処設 備（設計基準 拡張）

主要設備

格納容器雰 囲気モ ニタによ る
格納容器内の水素 濃度及び 酸素 濃度監視

水素爆発に よる格 納容器の 破損 防止－

残留熱除去系海水ポンプ ※３

重大事故等
対処設備

緊急用海水ポンプ ※３

整備する手順書※1：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※2：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
:自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－206

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／5）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

格納容器圧力逃がし装置
格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

主要設備

※6

常設代替交流電源設備 ※６
可搬型代替交流電源設備 ※６
常設代替直流電源設備 ※６
可搬型代替直流電源設備 ※６
燃料補給設備 ※６

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替電源設 備によ る必要な 設備 への給電

水素爆発に よる格 納容器の 破損 防止

－

対応
手段

※1：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※2：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
:自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－207

(j)

「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」
イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器内で発生した水素が原子炉建屋原子炉棟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原子炉棟の損傷を防止するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても水素爆発による原子炉建屋原子棟の損傷を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，
可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための手順の例を次に示す。（第2.1.14表参照）
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟
6階天井付近の水素濃度を原子炉建屋水素濃度により監視する。
・原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素が静的触媒式水素再結合器で処理しきれず，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が上昇し，原子炉建屋6階天井付近の水素濃度指示値が3％に到達した場合
は，原子炉建屋原子炉棟内での水素爆発を防止するため，原子炉
建屋原子炉棟ベントにより水素の排出を実施する。
2.1－208

・また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器雰囲
気温度の上昇継続を確認した場合は，格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを抑制するため，格納容器頂部注水系（常設）又は格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水を実施する。

2.1－209

第2.1.14表

重大事故等対処設備と整備する手順(1.10）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／2）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

整備する手順書

重大事故等
対処設備

静的触媒式水素再結合器 ※１
静的触媒式水素再結合器動作監視
装置

－ ※１

関 連設 備

－

－

重大事故等
対処設備

主要設備

原子炉建屋水素濃度－

関連設備

原子炉建屋 原子炉 棟内の水素濃度 監視

－

－

重大事故等
対処設備

主要設備

原子炉建屋水素濃度※３

常設代替直流電源設備
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
可搬型代替直流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等
対処設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－４」
重大事故等対策要領

格納容器頂部注水系配管・弁

自主対策
設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁
原子炉ウェル
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

自主対策
設備

主要設備

格納容器頂 部注水 系（常設 ）に よる
原子炉ウ ェ ルへの 注水

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※２

－ ※３

重大事故等
対処設備

関連設備

代替電源設 備による
必要な設備 への給 電

格納容器外 への水 素漏えい 抑制

－

主要設備

静的触媒式 水素再 結合器
による水素 濃度抑 制

水素濃度制 御によ る 原子炉 建屋 原子炉棟の 損傷防 止

－

対応設備

※1：静的触媒式水素再結合器は，運転員による操作不要の水素濃度制御設備である。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－210対応手段，対応設備，手順書一覧（2／2）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※３
代替淡水貯槽 ※２

自主対策
設備

主要設備
関連設備

原子炉建屋 原子炉 棟ベントによる水素 の排出

水素排出に よる原 子炉建屋
原子炉棟の 損傷防 止－

原子炉建屋原子炉棟ベント弁

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－４」
重大事故等対策要領

自主対策
設備

格納容器頂部注水系配管・弁

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁
原子炉ウェル
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

整備する手順書

自主対策
設備

主要設備

格納容器頂 部注水 系（可搬 型） による原子炉ウ ェ ルへの 注水（淡 水／ 海水）格納容器外 への水 素漏えい 抑制

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
重大事故等対策要領－－※1：静的触媒式水素再結合器は，運転員による操作不要の水素濃度制御設備である。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－211

(k)

「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
使用済燃料プールを冷却及び補給するための設計基準対象施設が有する機能は，燃料プール冷却浄化系による冷却機能，残留熱除去系による冷却及び補給機能及び補給水系による補給機能である。
これらの機能が喪失した場合，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，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等の冷却，放射線の遮蔽及び臨界防止のための対処設備及び手順を整備する。
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，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の対応設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても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，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に使用済燃料プールを冷却するための手順の例を次に示す。（第2.1.15表参照）
2.1－212

・使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えいが発生し，使用済燃料プールの水位低下が確認された場合は，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水を優先で使用する。
・なお，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プール注水又は使用済燃料プールスプレイの準備を常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水と同時並行で実施する。
・常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）にて使用済燃料プールへ注水ができない場合，補給水系，
消火系，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ，
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水又は可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プール注水を実施する。
・使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えいが発生し，燃料プール代替注水にて使用済燃料プールに注水ができない場合，又は燃料プール代替注水により使用済燃料プール
注水を実施している場合で，使用済燃料プール水位が燃料プール
水戻り配管下端未満の場合に，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済
燃料プールスプレイを優先で使用する。
・常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設ス2.1－213

プレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイにて使用済
燃料プールへスプレイができない場合，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイを実施する。
（添付資料2.1.12）

2.1－214

第2.1.15表

重大事故等対処設備と整備する手順(1.11）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／15）

残留熱除去系

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※２

整備する手順書

重大 事故等 対処設 備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

燃料プール冷却浄化系

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

使用済燃料 プール の冷却機 能又 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

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

常設低圧代 替注水 系ポンプ によ る代替燃料 プール 注水系（注水ライ ン）を 使用した 使用 済燃料プー ル注水分類※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－215

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／15）

残留熱除去系

可搬型代替注水大型ポンプ ※２
代替淡水貯槽 ※２

整備する手順書

重大 事故等 対処設 備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

燃料プール冷却浄化系

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

使用済燃料 プール の冷却機 能又 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

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

可搬型代替 注水大 型ポンプ によ る代替燃料 プール 注水系（注水ライ ン）を 使用した 使用 済燃料プー ル注水分類※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－216

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／15）

残留熱除去系

可搬型代替注水大型ポンプ ※２
可搬型スプレイノズル
代替淡水貯槽 ※２

整備する手順書

重大 事故等 対処設 備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

ホース
使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

燃料プール冷却浄化系

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

使用済燃料 プール の冷却機 能又 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

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

可搬型代替 注水大 型ポンプ によ る代替燃料 プール 注水系（可搬型ス プレイ ノズ ル） を使 用し た使用 済燃料 プール注 水

分類※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－217

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

対応設備

自主対策設 備主要設備

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

自主対策設 備補給水系配管・弁重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

関連設備

非常用交流電源設備
燃料補給設備 ※３※３

重大事故等 対処設 備

残留熱除去系

補給水系に よる使 用済燃料 プー ル注水

使用済燃料 プール の冷却機 能又 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

燃料プール冷却浄化系

整備する手順書※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－218

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

自主対策設 備

消火系配管・弁・ホース
残留熱除去系配管・弁重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

関連設備

非常用交流電源設備
燃料補給設備 ※３※３

重大事故等 対処設 備

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

自主対策設 備主要設備

残留熱除去系

消火系による使用 済燃料プ ール 注水

使用済燃料 プール の冷却機 能又 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

燃料プール冷却浄化系

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク

整備する手順書※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－219

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応設備

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

整備する手順書

重大 事故等 対処設 備

主要設備

漏えい抑制

使用済燃料 プール の冷却機 能又 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

－

対応
手段

※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－220－ ※４

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
常設スプレイヘッダ
代替淡水貯槽 ※２

整備する手順書

重大 事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

常設低 圧代 替 注水 系ポン プ に よ る代替燃 料 プール 注水 系
（常設スプ レイヘ ッダ）を 使用 した使用済 燃料プ ールスプ レイ

使用済燃料 プール からの大 量の 水の漏えい 発生時

－

対応
手段

※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－221

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２
常設スプレイヘッダ
代替淡水貯槽 ※２

整備する手順書

重大 事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

可搬型代替 注水大 型ポンプ によ る代替燃料 プール 注水系（常設スプ レイヘ ッダ）を 使用 した使用済 燃料プ ールスプ レイ

使用済燃料 プール からの大 量の 水の漏えい 発生時

－

対応
手段

※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－222

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２
可搬型スプレイノズル
代替淡水貯槽 ※２

整備する手順書

重大 事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

ホース
使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

可搬型代替 注水大 型ポンプ によ る代替燃料 プール 注水系（ 可 搬型ス プレイ ノズ ル） を 使 用し た使 用 済燃 料 プー ルス プレ イ

使用済燃料 プール からの大 量の 水の漏えい 発生時

－

対応
手段

※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－223

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応設備

シール材
接着剤
ステンレス鋼板
吊り降ろしロープ

整備する手順書

自主対策設 備

関 連設 備

漏えい緩和

使 用 済 燃 料 プ ー ル か ら の大 量 の 水 の 漏え い 発 生 時

－

対応
手段

重大事故等対策要領※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－224対応手段，対応設備，手順書一覧（11／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

対応設備

重大 事故等 対処設 備

主要設備
大気への拡散抑制

重大事故等対策要領

ホース
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

使用済燃料 プール からの大 量の 水の漏えい 発生時－

可搬型代替注水大型ポンプ ※２
放水砲 ※１

整備する手順書※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－225

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

対応設備

整備する手順書

燃料プール冷却浄化系
ポンプ入口温度

原子炉建屋換気系燃料
取扱床排気ダクト放射
線モニタ

主要設備

燃料取替フロア燃料プ
ールエリア放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

重大 事故等 対処設 備

使用済燃料プール温度

使用済燃料 プール の監視

重大 事故等 時にお ける使用 済燃 料プールの 監視

使用済燃料プール水位

重大事故等対策要領

原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－226

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

対応設備

重大 事故等 対処設 備

主要設備
代替電源に よる給 電－

常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

重大 事故等 時にお ける使用 済燃 料プールの 監視－

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

整備する手順書※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－227

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応設備

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器
緊急用海水ポンプ

整備する手順書

重大 事故等 対処設 備

主要設備

残留熱除去系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領
使用済燃料プール
スキマサージタンク
代替燃料プール冷却系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁
緊急用海水系配管・弁・ストレー
ナ
残留熱除去系海水系配管・弁
緊急用海水ポンプピット
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替燃料プ ール冷 却系によ る使 用済燃料プ ール冷 却①

重大 事故等 時にお ける使用 済燃 料プールの 冷却

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－228

対応手段，対応設備，手順書一覧（15／15）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

対応設備

主要設備
可搬型代替注水大型ポンプ

自主対策設 備残留熱除去系

代替燃料プ ール冷 却系によ る使 用済燃料プ ール冷 却②

重大 事故等 時にお ける使用 済燃 料プールの 冷却

燃料プール冷却浄化系

重大事故等 対処設 備

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器

整備する手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

関連設備

使用済燃料プール
スキマサージタンク
代替燃料プール冷却系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁
緊急用海水系配管・弁・ストレー
ナ
残留熱除去系海水系配管・弁
緊急用海水ポンプピット
常設代替交流電源設備 ※３
燃料補給設備 ※３※1：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－229

(l)

「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順

等」
イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷及び格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所敷地外への放射性物質の拡散を抑制するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑制するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因
で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた
手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑制するための手順の例を次に示す。（第2.1.16表参照）
・炉心の著しい損傷及び格納容器の破損のおそれ又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷のおそれがある場合，原子炉建屋への放水により放射性物質の大気への拡散抑制を行う。また，放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場合，汚濁防止膜により，海洋への拡散抑制を行う。
（添付資料 2.1.13）

2.1－230

第 2.1.16 表

重大事故等対処設備と整備する手順(1.12)

対応手段，対応設備，手順書一覧
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
放水砲
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット

燃料補給設備※1

重大事故等対策要領「大気への放射性物
質の拡散抑制」

重大事故等
対処設備

汚濁防止膜

関連設備

自主対策設 備主要設備

化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車
泡消火薬剤容器（消防車用）
消火栓（原水タンク）

燃料補給設備整備する手順書

重大 事故等 対処設 備

主要設備

初期対応に おける
延焼防止処 置①

※1
防火管理要領化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車
泡消火薬剤容器（消防車用）
防火水槽

関連設備

燃料補給設備

※1

関連設備

※1

電源の確保に関する手順等」にて整理する。

2.1－231

重大 事故等 対処設 備

主要設備

航空機燃料火災へ の泡消火

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
放水砲
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット

燃料補給設備

自主対策設 備主要設備

初期対応に おける
延焼防止処 置②

※1：手順は「1.14関連設備

海洋 への放 射性物質の拡散 抑制

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

－

対応設備

主要設備

大気への放 射性物 質の拡散 抑制

炉心の著しい損傷 及び格納 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

－

対応
手段

重大事故等対策要領「航空機燃料火災へ
の泡消火」

(m)

「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
重大事故等が発生した場合において，設計基準事故の収束に必要な水源とは別に重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，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に必要な設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても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，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，
可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に事故の収束に必要となる水の供給手順の例を次に示す。（第2.1.17表参照）
・代替淡水貯槽を水源とした各種注水時において，可搬型代替注水
大型ポンプにより北側淡水池，高所淡水池又は淡水タンクから代替淡水貯槽へ補給する。なお，代替淡水貯槽へ淡水を補給できない場合には，可搬型代替注水大型ポンプにより海から代替淡水貯槽へ海水を補給する。
・北側淡水池又は高所淡水池を水源とした可搬型代替注水大型ポン
プによる注水時において，可搬型代替注水大型ポンプにより代替
2.1－232

淡水貯槽，高所淡水池，北側淡水池又は淡水タンクから北側淡水池又は高所淡水池へ補給する。なお，北側淡水池又は高所淡水池へ補給できない場合には，可搬型代替注水大型ポンプにより海から北側淡水池又は高所淡水池へ海水を補給する。

2.1－233

第 2.1.17 表

重大事故等対処設備と整備する手順(1.13)

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

整備する手順書

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

原子炉冷却 材圧力 バウン ダ リ低 圧時の原子炉圧力 容器へ の注水

関連設備は「1.4 原子炉冷却材バウン
ダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

格納容器内 の冷却関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

格納容器下部への 注水

代替淡水貯 槽を水 源とした 対応 手段（常設 低圧代 替注水系 ポン プを使用す る場合 ）サプレッション・
プール

対応
手段

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」
にて整備する。

手順は「1.4 原子炉冷却材バウンダ
リ低圧時に発電用
原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格
納容器下部の溶融
炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」
にて整備する。

－

自主対策
設備

主要設備
関連設備

格納容器頂 部への 注水

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順
等」にて整備する。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－234

手順は「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」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ
常設スプレイヘッダ

整備する手順書

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

手順は「1.11 使
用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手
順等」にて整備する。

関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料補給設備※１

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷却材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」及び「1.8
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－235

重大事故等対策
要領

重大事故等
対処設備

主要設備

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配管・弁
ホース
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

主要設備

原子炉冷却 材圧力 バウン ダ リ低 圧時の原子炉圧力 容器へ の注水

サプレッション・
プール

可搬型代替 注水大 型ポンプによる送水

代替淡水貯 槽を水 源とした 対応 手段（可搬 型代替 注水大型 ポン プを使用す る場合）

サプレッション・
プール
燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

使 用 済 燃 料 プ ー ル へ の 注水 ／ス プ レ イ

代替淡水貯 槽を水 源とした 対応 手段（ 常 設 低 圧 代 替 注 水 系ポ ン プを 使 用す る 場 合 ）

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

対応
手段

手順は「1.4 原子炉冷却材バウンダ
リ低圧時に発電用
原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格
納容器下部の溶融
炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／20）
分類

対処設備

主要設備

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料補給設備※１

整備する手順書

重大事故等
対処設備

関連設備

格納容器内 の冷却

サプレッション・
プール

対応
手段

重大事故等
対処設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備す
る。

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料補給設備 ※１

手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」及び「1.7原子炉格納容器の過圧破損を防止す
るための手順等」
にて整備する。

重大事故等
対処設備

主要設備

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

格納容器圧力逃がし装置配管・
弁フィルタ装置ホース
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

関連設備

格納容器下部への 注水

－

主要設備

フィルタ装 置スクラビン グ水補 給手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」
にて整備する。

上記以外の関連設備は「1.8 原子炉格
納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

自主対策
設備

ホース
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

関連設備

格納容器頂 部への 注水

低圧代替注水系配管・弁

自主対策
設備

主要設備

代替淡水貯 槽を水 源とした 対応 手段（可搬 型代替 注水大型 ポン プを使用す る場合 ）上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

上記以外の関連設備は「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」にて整備する。
※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－236

手順は「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」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

使用済燃料 プール への注水 ／ス プレイ

代替淡水貯槽を水 源とした対応 手段（ 可 搬 型代 替 注水 大 型ポ ン プを 使 用 す る 場 合）

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型スプレイノズル
常設スプレイヘッダ

整備する手順書

手順は「1.11 使
用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手
順等」にて整備する。

上記以外の関連設備は「1.11 使用済
燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」
にて整備する。

重大事故等
対処設備

主要設備
重大事故等
対処設備
設計基準拡張(原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

)

関連設備

原子炉冷却材圧力 バウンダ リ高 圧時の原子炉圧力 容器への注水

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応 手段

復水貯蔵タンク

サプレッション・プール
常設高圧代替注水系ポンプ

関連設備は「1.2 原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及び「1.8 原子炉格
納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－237

手順は「1.2 原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ高圧時に発
電用原子炉を冷却するための手順等」及び「1.8 原
子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／20）
対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備
重大 事故等対処設備
設 計基 準 拡張

主要設備
残留熱除去系（低圧注水系）
ポンプ
低圧炉心スプレイ系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２

手順は「1.4 原子炉冷却材バウンダ
リ低圧時に発電用
原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

関連設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材バウン
ダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール

重大事故等
対処設備

－

重大事故等
対処設備
設計基準拡張
(主要設備

残留熱除去系（低圧注水系）
ポンプ
残留熱除去系熱交換器

)

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

関連設備

原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 低 圧 時の 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注水
（代替残留 熱除去 系海水系 使用 時）

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応 手段

原子炉冷却材圧力 バウンダリ低 圧時の原子炉圧力 容器への 注水

サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※２

整備する手順書)

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備(

分類

関連設備は「1.4 原子炉冷却材バウン
ダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－238

手順は「1.4 原子炉冷却材バウンダ
リ低圧時に発電用
原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（6／20）
分類

対応
手段

対処設備

サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※２

重大事故等
対処設備
設計基準拡張
(主要設備

残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２

)

関連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備す
る。

重大事故等
対処設備
重大事故等
対処設備
設計基準拡張

主要設備

残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）ポンプ
残留熱除去系熱交換器

)

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」に整備する。

重大事故等
対処設備

残留熱除去系熱交換器（Ａ）
残留熱除去系海水ポンプ ※２

重大事故等
対処設備
設計基準拡張

主要設備

)

自主対策
設備

代替循環冷却系ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ

関連設備

原子炉圧力 容器及び格納容 器の冷却
（代替 循環 冷 却系 による 原 子炉 注水）

サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※２

(

関連設備

格納容器内 の冷却（代替残留 熱除去 系海水系 使用 時）

サプレッション・プール

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

(

格納容器内 の冷却

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応 手段－

整備する手順書

重大事故等
対処設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材バウン
ダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－239

手順は「1.4 原子炉冷却材バウンダ
リ低圧時に発電用
原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（7／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
緊急用海水ポンプ ※２

整備する手順書

重大 事故等対処設備
設 計基 準 拡張

主要設備

(

)
関連設備は「1.4 原子炉冷却材バウン
ダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.6 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」及び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

重大事故等
対処設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ

重大事故等
対処設備
設計基準拡張

主要設備(－

残留熱除去系熱交換器（Ａ）)
可搬型代替注水大型ポンプ

自主対策
設備

原子炉圧力容器及び格納容 器の冷却（代替残留 熱除去 系海水系 使用 時）

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応 手段

関連設備

原子炉圧力 容器及 び格納容 器の 冷却

残留熱除去系熱交換器（Ａ）
残留熱除去系海水ポンプ ※２

関連設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材バウン
ダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.6 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」及び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－240

手順は「1.4 原子炉冷却材バウンダ
リ低圧時に発電用
原子炉を冷却するための手順等」，「1.6 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」及び「1.8原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（8／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

北側淡水池 ※３
高所淡水池 ※３

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料補給設備※１

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ

自主対策
設備

主要設備

原子炉冷却 材圧力 バウン ダ リ低 圧時の原子炉圧力 容器へ の注水

北側淡水池 ※３
高所淡水池 ※３

重大事故等対策要領

重大 事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配管・弁
ホース
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ

整備する手順書

自主対策
設備

主要設備

可搬型代替 注水大 型ポンプ によ る 送水

手順は「1.4 原子炉冷却材バウンダ
リ低圧時に発電用
原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格
納容器下部の溶融
炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷却材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」及び「1.8
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

関 連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料補給設備※１

重大事故等
対処設備

格納容器内 の冷却可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備

北側淡水池 ※３
高所淡水池 ※３

自主対策
設備

北側淡水池 又は高 所淡水池を水 源とした対 応手段

サプレッション・
プール
代替淡水貯槽対処設備

上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－241

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（9／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

北側淡水池 ※３
高所淡水池 ※３

重大事故等
対処設備
重大事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料補給設備 ※１

手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」及び「1.7原子炉格納容器の過圧破損を防止す
るための手順等」
にて整備する。

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

関連設備

格納容器下部への 注水主要設備

北側淡水池 ※３
高所淡水池 ※３

重大事故等
対処設備

関連設備

格納容器圧力逃がし装置配管・
弁フィルタ装置ホース
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ

整備する手順書

自主対策
設備

主要設備

フィルタ装 置スクラビン グ水補給

北側淡水池 又は高 所淡水池を水 源とした対 応手段

－

対処設備

手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」
にて整備する。

上記以外の関連設備は「1.8 原子炉格
納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

自主対策
設備

ホース
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

関連設備

格納容器頂 部への 注水

低圧代替注水系配管・弁

自主対策
設備

主要設備

北側淡水池 ※３
高所淡水池 ※３
可搬型代替注水大型ポンプ

上記以外の関連設備は「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」にて整備する。
※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－242

手順は「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」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（10／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

北側淡水池 ※３
高所淡水池 ※３

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型スプレイノズル
常設スプレイヘッダ

整備する手順書

自主対策
設備

主要設備

使用済燃料 プールへの注水 ／ス プレイ

北側淡水池 又は高 所淡水池を水 源とした対 応手段

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

対応
手段

手順は「1.11 使
用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手
順等」にて整備する。

上記以外の関連設備は「1.11 使用済
燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」
にて整備する。

自主対策
設備

主要設備
関連設備

原子炉冷却 材圧力 バウン ダ リ低 圧時の原子炉圧力 容器へ の注水

関連設備は「1.4 原子炉冷却材バウン
ダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

関連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－243

手順は「1.4 原子炉冷却材バウンダ
リ低圧時に発電用
原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格
納容器下部の溶融
炉心を冷却するための手順等」にて
整備する。

自主対策
設備

主要設備

格納容器内 の冷却ろ過水貯蔵 タンク 又は多目 的タ ンクを水源 とした 対応手段

サプレッション・
プール
代替淡水貯槽

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（11／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンクディーゼル駆動消火ポンプ

整備する手順書

自主対策
設備

主要設備
関連設備

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」
にて整備する。
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

自主対策
設備

主要設備
関連設備

関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備す
る。

重大事故等
対処設備
（設計基準拡張）

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

自主対策
設備

復水貯蔵タンク

主要設備
関連設備

関連設備は「1.2 原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及び「1.8 原子炉
格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

復水貯蔵タンク
制御棒駆動水ポンプ

自主対策
設備

主要設備
関 連設 備原子炉冷却 材圧力 バウン ダ リ高 圧時の原子炉圧力 容器へ の注水（制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水）

復水貯蔵タ ンクを 水源とし た対 応手段－

原子炉冷却 材圧力 バウン ダ リ高 圧時の原子炉圧力 容器へ の注水

サプレッション・
プール

使用済燃料 プール
への注水

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

格納容器下部への注水

ろ過水貯蔵 タンク 又は多目 的タ ンクを水源とし た対応 手段

－

対応
手段

関連設備は「1.2 原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－244

手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」
にて整備する。

手順は「1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

手順は「1.2 原
子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉
格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

手順は「1.2 原
子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（12／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

整備する手順書

自主対策
設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材バウン
ダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

関連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備す
る。

自主対策
設備

主要設備

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

関連設備

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」
にて整備する。

関連設備

関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－245

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整
備する。

自主対策
設備

主要設備

使用済燃料 プール への注水

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

手順は「1.4 原子炉冷却材バウンダ
リ低圧時に発電用
原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格
納容器下部の溶融
炉心を冷却するための手順等」にて
整備する。

自主対策
設備

主要設備

格納容器下部への 注水

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系関連設備

格納容器内 の冷却復水貯蔵タ ンクを 水源とし た対 応手段
－

対処設備

主要設備

原子炉冷却 材圧力 バウン ダリ低 圧時の原子炉圧力 容器へ の注水

サプレッション・
プール
代替淡水貯槽対応
手段

手順は「1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（13／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備
重大事故等
対処設備
重大事故等
対処設備
設計基準拡張）(関連設備

低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール冷却系配管・弁ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※１
Ｄ／Ｇ ２Ｃ海水系配管・弁Ｄ／Ｇ ２Ｄ海水系配管・弁
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ海水系配管・弁※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－246

自主対策
設備

残留熱除去系海水系配管・弁手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」及び「1.7原子炉格納容器の過圧破損を防止す
るための手順等」
にて整備する。

自主対策
設備

主要設備
可搬型代替 注水大 型ポンプによる送水

海を水源と した対 応手段

サプレッション・
プール
代替淡水貯槽

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

多目的タンク配管・弁

重大事故等
対処設備

関連設備

格納容器圧力逃がし装置配管・
弁フィルタ装置ホース
燃料補給設備 ※１

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等対策
要領

自主対策
設備

主要設備

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
純水貯蔵タンク
原水タンク

重大事故等
対処設備

－

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配管・弁
ホース
燃料補給設備 ※１

自主対策
設備

主要設備

可搬型代替注水大型ポンプ

多目的タンク配管・弁フィルタ装 置スク ラビング 水補 給淡水タンク を水源 とした対応手順

可搬型代替 注水大 型ポンプ によ る 送水

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

整備する手順書

重大事故等対策要領

対応手段，対処設備，手順書一覧（14／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

可搬型代替注水大型ポンプ

重大 事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備※１

整備する手順書

重大事故等
対処設備

主要設備

原子炉冷却 材圧力 バウン ダ リ低 圧時の原子炉圧力 容器へ の注水

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷却材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」及び「1.8 原
子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備※１

手順は「1.4 原子炉冷却材バウンダ
リ低圧時に発電用
原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格
納容器下部の溶融
炉心を冷却するための手順等」にて
整備する。

重大事故等
対処設備

関連設備

格納容器内 の冷却海を水源と した対 応手段

主要設備

サプレッション・
プール
代替淡水貯槽対処設備

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

主要設備

格納容器下部への 注水

代替淡水貯槽

可搬型代替注水大型ポンプ

上記以外の関連設備は「1.8 原子炉格
納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。
※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－247

手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」
にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（15／20）
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備
自主対策
設備

関連設備

ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備※１

自主対策
設備

主要設備

格納容器頂 部への 注水

低圧代替注水系配管・弁手順は「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」にて整備する。

上記以外の関連設備は「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」にて整備する。

代替淡水貯槽

可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型スプレイノズル
常設スプレイヘッダ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

主要設備

手順は「1.11 使
用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手
順等」にて整備する。

上記以外の関連設備は「1.11 使用済
燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」
にて整備する。

重大事故等
対処設備
重大事故等
対処設備
設計基準拡張

主要設備
残留熱除去系熱交換器

関連設備

最終ヒート シンク へ（海洋 ）へ の代替熱輸 送

緊急用海水ポンプ ※２)

使用済燃料 プール への注水 ／ス プレイ

海を水源と した対 応手段－

可搬型代替注水大型ポンプ

整備する手順書(

分類

関連設備は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－248

手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（16／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

整備する手順書

重大事故等対処設備
設計基準拡張

主要設備(

手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備
する。

)

自主対策
設備

残留熱除去系海水系配管・弁ホース
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管
ＳＡ用海水ピット

関連設備

最終ヒート シンク へ（ 海洋 ）へ の代替熱輸 送（代替残留 熱除去 系海水系 使用 時）

残留熱除去系熱交換器

可搬型代替注水大型ポンプ
放水砲

重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

主要設備

－

大気への放 射性物 質の拡散 抑制

海を水源と した対 応手段

上記以外の関連設備は「1.5 最終ヒート
シンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

ホース
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

放水ピット
放水路

自主対策
設備

関 連設備

重大事故等
対処設備

主要設備

大 気 へ の 放 射 性物 質 の 拡散 抑 制

可搬型代替注水大型ポンプ
放水砲※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－249

手順は「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（17／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

可搬型代替注水大型ポンプ
放水砲

重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※１

整備する手順書

重大事故等
対処設備

主要設備

航空機燃料火災へ の泡消火

ホース
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

放水ピット
放水路

自主対策
設備

関連設備

可搬型代替注水大型ポンプ
放水砲

重大事故等
対処設備

主要設備

航空機燃料火災へ の泡消火

可搬型代替注水大型ポンプ※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－250

自主対策
設備

ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備
（設計基準 拡張）

関連設備

Ｄ／Ｇ ２Ｃ海水系配管・弁Ｄ／Ｇ ２Ｄ海水系配管・弁
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ海水系配管・弁

重大事故等
対処設備
（設計基準 拡張）

関連設備

非常用ディ ーゼル （高圧炉 心ス プレイ系を 含む）
発電機用海 水系へ の代替送 水Ｄ／Ｇ ２ＣＤ／Ｇ ２ＤＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ

手順は「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備す
る。

自主対策
設備

主要設備

海を水源と した対 応手段

－

対処設備

手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（18／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備
緊急用海水ポンプ ※２
代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関 連設備

代替燃料プール冷却系配管・弁ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※１

整備する手順書

重大事故等
対処設備

主要設備

代替燃料プ ール冷 却系によ る
使用済燃料 プール 冷却

海を水源と した対 応手段

－

対応
手段

手順は「1.11 使
用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手
順等」にて整備する。

上記以外の関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備

関連設備は「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」及び「1.2 原子炉冷却材バウンダリ
高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

関連設備

手順は「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」及び「1.2 原
子炉冷却材バウン
ダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」
にて整備する。

関連設備は「1.2 原子炉冷却材バウン
ダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

2.1－251

自主対策
設備※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

重大事故等
対処設備

多目的タンク配管・弁

自主対策
設備

関 連設 備北側淡水池 ※３
高所淡水池 ※３
多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンクホース
代替淡水貯槽
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※１

重大事故等
対処設備

主要設備

可搬型代替 注水大 型ポンプ による
代 替 淡 水 貯 槽 へ の 補給 （ 淡 水 ／ 海水 ）代替淡水貯 槽へ水 を 補給す る た め の対応手 段

可搬型代替注水大型ポンプ

－

重大事故等
対処設備

主要設備

原子炉圧力 容器へ のほう酸水注 入（継続注入 ）

関連設備

原子炉圧力 容器へ のほう酸水注 入ほう酸水貯蔵タン クを水源 とし た対応手段－

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入ポンプ

重大事故等対策要領

対応手段，対処設備，手順書一覧（19／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

北側淡水池 ※３
高所淡水池 ※３

2.1－252

自主対 策
設備※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

重大事故等
対処設備
（設計基準 拡張）

補給水系配管・弁

重大事故等
対処設備

原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁・ストレーナ
高圧炉心スプレイ系配管・弁・
ストレーナ

自主対策
設備

サプレッション・プール

関連設備

サプレッシ ョン・ プールか ら
復水貯蔵タ ンクへ の切替え

主要設備

復水貯蔵タンク

重大事故等対策
要領

自主対策
設備

北側淡水池 ※３
高所淡水池 ※３
多目的タンク配管・弁

重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※１

自主対策
設備

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

重大事故等対策
要領

重大事故等
対処設備

主要設備

可搬型代替注水大型ポンプ

自主対策
設備

北側淡水池配管・弁
高所淡水池配管・弁整備する手順書

自主対策
設備

関連設備

可搬型代替 注水大 型ポンプ によ る北側淡水 池又は 高所淡水池へ の補給 （淡水 ／ 海水 ）水源を切替えるための対応 手段

－

主要設備

北側淡水池（高所 淡水池）
から
高所淡水池（北側淡水池）
への補給

北側淡水池 又は高 所淡水池 へ水 を 補給する ための 対応手段

－

対処設備

重大事故等対策要領

対応手段，対処設備，手順書一覧（20／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ

整備する手順書

主要設備
自主対 策
設備

淡水から海水への切替え

重大事故等対策要領

関連設備

代替淡水貯槽
ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※１※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2：手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－253

自主対策
設備

北側淡水池 ※３
高所淡水池 ※３
多目的タンク配管・弁

重大事故等
対処設備

水源を切替 える た めの対応 手段－

北側淡水池 ※３
高所淡水池 ※３
多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

(n)

「1.14

電源の確保に関する手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
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，格納容器の破損，使用済燃料貯蔵プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中において原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するため，代替電源から給電するための対処設備及び手順を整備する。

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷，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いて原子炉内燃料体の著しい損傷を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパラメー
タを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順
及び現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に電源の確保手順の例を次に示す。（第2.1.18表
参照）
・非常用ディーゼル発電機の故障により非常用所内電源設備への交流電源の給電ができない場合，常設代替交流電源設備により代替
所内電気設備を介して非常用所内電気設備へ給電する。
・非常用ディーゼル発電機の故障により直流125V充電器２Ａ・２Ｂの交流入力電源が喪失し，直流125V蓄電池２Ａ・２Ｂの枯渇によ
2.1－254

り直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電ができない場合，常設代
替直流電源設備により緊急用直流125V主母線盤及び可搬型代替直流電源設備電源切替盤を介して直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへ給電する。

2.1－255

第2.1.18表

重大事故等対処設備と整備する手順(1.14)

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／6）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

重大事故等 対処設 備

常設代替 交 流電源 設備によ る
非 常用 所 内 電気 設 備 へ の給 電

非 常 時 運 転 手順 書 （ 事 象 ベ ース）「全交流電源喪失」
重大事故等対策要領

非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源喪失）

可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－256

重大事故等 対処設 備

可搬型代替 交流電源設備に よる
非常用所内 電気設 備への給 電

代替交流電 源設備 による非 常用 所内電気設 備への 給電

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
緊急用Ｍ／Ｃ

整備する手順書

非 常 時 運 転 手順 書 （ 事 象 ベ ース）「全交流電源喪失」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／6）

自主対策設 備

2.1－257

重大事故等 対処設 備（設計基準 拡張）

Ｄ ／Ｇ海水 系への 代替 送水 によ る
Ｄ／Ｇ ２ Ｃ・２ Ｄ及びＨ ＰＣ Ｓ Ｄ／Ｇの電源供給 機能の復旧：自主的にて整備する対応手段を示す。

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

Ｄ ／Ｇ海水 系への 代替 送水 によ る
Ｄ／Ｇ ２ Ｃ・２ Ｄ及びＨ ＰＣ Ｓ Ｄ／Ｇの電源供給 機能の復旧

Ｄ／Ｇ ２ＣＤ／Ｇ ２ＤＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ

重大 事故等 対処設 備（ 設 計 基 準 拡張 ）ＨＰ ＣＳ Ｄ ／Ｇ （常用Ｍ ／Ｃ ２Ｅ経由 ）によるＭ／ Ｃ ２ Ｃ・ ２Ｄ への 給電

ＨＰ ＣＳ Ｄ ／Ｇ （常用Ｍ ／Ｃ ２Ｅ経由 ）によるＭ／ Ｃ ２ Ｃ・ ２Ｄ への 給電

２Ｅ
Ｍ／Ｃ

重大事故等対策要領
非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源喪失）重大事故等対策要領
非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機（全交流動力電源喪失）

ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ

整備する手順書
対応設備
対応
手段
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備
分類

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／6）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

重大事故等 対処設備

所 内常設直 流電源 設備に よ る
非常用所内 電気設 備への給 電

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流電源喪失」

非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源喪失）

可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ
可搬型整流器

重大事故等 対処設 備

可搬型代替 直流電 源設備に よる
非常用所内 電気設 備への給 電

代替直流電 源設備 による非 常用 所内電気設 備への 給電

125V Ａ系蓄電池※1
125V Ｂ系蓄電池※1
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ
中性子モニタ用蓄電池Ａ系※1
中性子モニタ用蓄電池Ｂ系※1

整備する手順書

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」
重大事故等対策要領※1：125V Ａ系・Ｂ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－258

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／6）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
緊急用Ｍ／Ｃ：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－259

重大事故等 対処設 備

可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ

整備する手順書

重大 事故等 対処設 備

可搬型代替 交流電源設備に よる
遮断器用制 御電源 の復旧

非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源喪失）
蓄電池（枯渇）常設代替交流電源 設備による遮断器用制 御電源 の復旧

常設直流電 源喪失 時の遮断 器用 制御電源の 復旧

非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源喪失）
蓄電池（枯渇）対応
手段

非 常 時 運 転 手順 書 （ 事 象 ベ ース）「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」
重大事故等対策要領

非 常 時 運 転 手順 書 （ 事 象 ベ ース）「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／6）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
緊急用Ｍ／Ｃ※1：緊急用直流125V蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－260

重大事故等 対処設 備

緊急用直流125V蓄電池※1

重大事故等 対処設 備

可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ
緊急用Ｐ／Ｃ

整備する手順書

重大事故等 対処設備

常設代替直 流電源 設備による代替所内電 気設備 への給電

代替直流電源設備 による代替所内電 気設備 への給電

非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源喪失）
非常用所内電気設備

可搬型代替 交流電 源設備に よる
代替所内電 気設備 への給電

非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源喪失）
非常用所内電気設備

常設代替 交 流電源 設備によ る
代替所内電 気設備 への給電

代替交流電源設備 による代 替所 内電気設備 への給 電

非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源喪失）
非常用所内電気設備

対応
手段

非 常 時 運 転 手順 書 （ 事 象 ベ ース）「外部電源喪失」
重大事故等対策要領

非 常 時 運 転 手順 書 （ 事 象 ベ ース）「外部電源喪失」
重大事故等対策要領

非 常 時 運 転 手順 書 （ 事 象 ベ ース）「全直流電源喪失」
重大事故等対策要領

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／6）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ
可搬型整流器

可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ。：自主的にて整備する対応手段を示す。

2.1－261

重大 事故等 対処設 備

燃料補給設 備によ る常設代 替
高圧電源装 置への 給油

軽油貯蔵タンク
常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

タンクロー リから各機器への給油

タンクローリ

整備する手順書

重大事故等 対処設 備

可搬型設備 用軽油 タンク
からタンク ローリ への補給

燃料の補給

－

対応設備

重大 事故等 対処設 備

可搬型代替 直 流電 源設備に よる
代替所内電 気設備 への給電

代替直流電源設備による代替所内電 気設備 への給電

非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源喪失）
非常用所内電気設備

対応
手段

非 常 時 運 転 手順 書 （ 事 象 ベ ース）「全直流電源喪失」
重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

(o)

「2.1

可搬型設備等による対応手順等」

大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時に使用する設備と手順については，先に記載した（b）項から（n）項で示した重大事故等対策で整備する手順等を活用することで「炉心の著しい損傷を緩和するための対策，「原子炉格納容器の破損を緩和するための対策」，「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体の著しい損傷を緩和するための対策」，「放射性物質の放出を低減させるための対策」，「大規模な火災が発生した場合
における消火活動」の措置を行う。
さらに，柔軟な対応を行うため上記の手順に加えて，以下の大規模損壊に特化した手順を整備する。
イ．移動式消火設備による送水手順
可搬型代替注水大型ポンプが使用できない場合を想定し，移動式消火設備を用いた原子炉，格納容器又は使用済燃料プールへの送水手順を整備する。
ロ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱手順
大規模損壊では，格納容器破損緩和や放射性物質の放出低減のための格納容器ベント操作を行うことを考慮し，格納容器スプレイが実施
できない場合，格納容器温度200℃以上において温度上昇が継続している場合又は原子炉建屋水素濃度が2vol％に到達した場合における格
納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器内の減圧及び除熱手順を整備する。
ハ．格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水手順
格納容器温度の上昇により格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいが発生する場合を想定し，水素漏えいを抑制するための格納
2.1－262

容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水手順を整備する。
ニ．格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水手順
格納容器温度の上昇により格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいが発生する場合を想定し，水素漏えいを抑制するための格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水手順を整備する。
ホ．原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出手順
原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素が静的触媒式水素再結合器
で処理し切れない場合を想定し，原子炉建屋原子炉棟トップベント設
備による水素の排出手順を整備する。
ヘ．可搬型代替注水中型ポンプによる消火手順
化学消防車，水槽付消防ポンプ自動車，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）等を用いた火災時の対応が困難な場合を想定し，可搬型代
替注水中型ポンプを用いた消火手順を整備する。
ト．現場での可搬型計測器によるパラメータ計測，監視手順
中央制御室が機能喪失する場合を想定し，現場での可搬型計測器によるパラメータ監視手順を整備する。

（添付資料 2.1.14）

2.1－263

第 2.1.19 表
想定

大規模損壊に特化した対応設備と整備する手順(1／2)
対応手段

対応手順

対応設備

主要設備
移動式消火設備による送水手順

格納容器スプレイが実施
できない場合格納容器温度 200℃以上
において温度上昇が継続している場合原子炉建屋水素濃度
2vol％到達

格納容器内の減圧及び除熱格納容器圧力逃がし装置による
格納容器内の減
圧及び除熱手順

主要設備

原子炉，格納容器又は使用済燃料プールへの注水

関連設備

可搬型代替注水大型ポン
プが使用できない場合

関連設備

2.1－264

整備する手
順書の分類

可搬型代替注水中型ポンプ
化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車
代替淡水貯槽低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁
残留熱除去系（Ａ）配管・弁・
スプレイヘッダ
残留熱除去系（Ｂ）配管・弁・
スプレイヘッダ
格納容器下部注水系配管・弁
格納容器
原子炉ウェル
格納容器頂部注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
燃料補給設備
非常用交流電源設備
フィルタ装置
大規模損壊
第一弁（Ｓ／Ｃ側）
時に対応す
第一弁（Ｄ／Ｗ側）
る手順
第二弁
第二弁バイパス弁
圧力開放板
第二弁操作室遮蔽
第二弁操作室空気ボンベユニッ
ト（空気ボンベ）
差圧計
遠隔人力操作機構
可搬型窒素供給装置
フィルタ装置遮蔽
配管遮蔽
移送ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
代替淡水貯槽
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配管・
弁
格納容器
真空破壊弁
窒素供給配管・弁
第二弁操作室空気ボンベユニッ
ト（配管・弁）移送配管・弁
補給水配管・弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
燃料補給設備

第 2.1.19 表
想定

対応手段

格納容器頂部注水系（常設）による原
子炉ウェルへの注
水手順

対応設備

関連設備

原子炉ウェルへ
の注水

対応手順

主要設備

格納容器温度の上昇により格納容器トップヘッド
フランジからの水素漏えいが発生する場合

大規模損壊に特化した対応設備と整備する手順（2／2）

主要設備

消火

現場での可搬型計
測器によるパラメ
ータ計測，監視手
順

2.1－265

主要設備

監視機能の回復

可搬型代替注水中型ポンプによる消火手順

関連設備

中央制御室の機能喪失等により，中央制御室にて可搬型計測器の接続が不可能となった場合

原子炉建屋原子炉棟トップベント設
備による水素の排出手順

主要設備

化学消防車，水槽付消防
ポンプ自動車，可搬型代
替注水大型ポンプ（放水用）等を用いた火災時の対応が困難な場合

原子炉建屋原子炉棟の水素排出格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの
注水手順

主要設備

原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素が静的触
媒式水素再結合器で処理し切れない場合

原子炉ウェルへの注水

関連設備

格納容器温度の上昇により格納容器トップヘッド
フランジからの水素漏えいが発生する場合

整備する手
順書の分類

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽低圧代替注水系配管・弁常設代替交流電源設備
燃料補給設備原子炉ウェル
格納容器頂部注水系配管・弁可搬型代替注水大型ポンプ
代替淡水貯槽低圧代替注水系配管・弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
燃料補給設備原子炉ウェル
格納容器頂部注水系配管・弁

原子 炉建屋原子炉 棟トップベ
ント設備

可搬型代替注水中型ポンプ
泡消火薬剤容器（消防車用）
放水銃

燃料補給設備

可搬型計測器

大規模損壊
時に対応す
る手順

ｄ．ｃ．項に示す大規模損壊への対応手順書は，万一を考慮し中央制御室の機能が喪失した場合も対応できるよう整備するが，中央制御室での監視及び制御機能に期待できる可能性も十分に考えられることから，運転手順書を活用した事故対応も考慮したものとする。
ｅ．ｃ．項に示す大規模損壊への対応手順書については，地震，津波等の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
により発生する可能性のある大規模損壊への対応を考慮する。また，Ｐ
ＲＡの結果に基づく事故シーケンスグループの選定にて抽出しなかった
地震及び津波特有の事象として発生する事故シーケンス等について，当該事故により発生する可能性のある重大事故，大規模損壊への対応も考慮する。加えて，大規模損壊発生時に，同等の機能を有する可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故等対処設備及び設計基準事故対処設備が同時に機能喪失することなく，炉心注水，電源確保，放射性物質拡散抑制等の各対策が上記設備のいずれかにより達成できるよう構成する。
(添付資料2.1.15，2.1.16)
ｆ．原子炉施設において整備する大規模損壊発生時の対応する手順については，大規模損壊に関する考慮事項等，米国におけるＮＥＩガイドの考え方も参考とする。また，当該ガイドの要求内容に照らして原子炉施設の対応状況を確認する。
(添付資料2.1.17)

2.1－2662.1.2.2

大規模損壊の発生に備えた体制の整備

大規模損壊発生時の体制については，組織が最も有効に機能すると考えられる通常の災害対策本部の体制を基本としつつ，通常とは異なる対応が必要となる状況においても流動性を持って対応できるように整備する。
また，2.1.2.1項の大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うことを前提とし，中央制御室が機能喪失するような通常とは異なる体制で活動しなければならない場合にも対応できるよう，重大事故等対策では考慮されていない大規模損壊に対する脆弱性を補完する手順書を用いた活動を行うための教育及び訓練の実施並びに体制の整備を図る。

(1)

大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練の実施
大規模損壊への対応のための災害対策要員への教育及び訓練については，
重大事故等対策にて実施する教育及び訓練に加え，大規模損壊発生時に対応する手順，資機材の取扱い等を習得するための教育及び訓練を実施する。
実施に当たり，各要員の役割に応じた任務を遂行するために必要となる力
量を習得及び維持できるよう，以下の教育及び訓練を実施する。さらに，要員の役割に応じて付与される力量に加え，流動性をもって柔軟に対応できるような力量を確保していくことにより，本来の役割を担う要員以外の要員でも対応できるよう教育の充実を図る。必要となる力量を第2.1.20表に示す。

ａ．大規模損壊発生時に対応する手順及び資機材の取扱い等を習得するための要素訓練を，訓練ごとに実施頻度を定めて実施する。
ｂ．重大事故等対応要員については，初動で対応する要員を最大限に活用する観点から，期待する要員以外の要員でも流動性を持って柔軟に対応
2.1-267

できるよう，要員の役割に応じて付与される力量に加え臨機応変な配置変更に対応できる知識及び技能を習得するなど，担当する役割以外の教育及び訓練の充実を図る。
ｃ．原子力防災管理者及び副原子力防災管理者に対し，通常の指揮命令系
統が機能しない場合及び残存する資源等を最大限に活用しなければならない事態を想定した個別の教育及び訓練を実施する。
ｄ．大規模損壊発生時に対応する組織及びそれを支援する組織の実効性等を確認するための定期的な総合訓練を継続的に実施する。

2.1-268

第 2.1.20 表

大規模損壊発生時の対応に係る発電所要員の力量管理について

要員

必要な作業

災害対策要員・本部長，本部長代理，本部員○発電所における災害対策
活動の実施○事故状況の把握○対応判断○適確な指揮○各班との連携

災害対策要員・上記及び当直要員以外の要員○発電所における災害対策
活動の実施（統括／班長指示による）○関係箇所への情報提供○各班要員の活動状況把握○所掌内容の理解○対策本部との情報共有○各班との連携

当直要員○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○確実なプラント状況把握○運転操作○事故対応手順の理解

実施組織

支援組織

○復旧対策の実施
・資機材の移動，電源車による給電，原子炉への注水，使用済燃料プールへの
注水等
○消火活動
○事故拡大防止対策の検討○資材の調達及び輸送○放射線・放射能の状況把握○社外関係機関への通報・連絡

2.1-269

必要な力量○個別手順の理解○資機材の取扱い○配置場所の把握○事故状況の把握○各班との情報共有○個別手順の理解○資機材の取扱い(2)大規模損壊発生時の体制
発電用原子炉施設において重大事故等及び大規模損壊（大規模火災の発生含む）のような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，事故原因の除去並びに原子力災害の拡大防止及び緩和その他必要な活動を迅速かつ円滑に実施するため，所長（原子力防災管理者）は，災害対策本部体制を整備する。

ａ．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等及び大規模損壊のような原子力災害が発生した場合にも，速やかに対応を行う
ため，発電所構内に災害対策要員39名（当直要員7名，自衛消防隊11名を含む）を常時確保した体制を整備する。
また，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生により，中央制御室（当直要員を含む）が機能しない場合も想定し，あらかじめ定められた災害対策要員の役割を変更することで迅速な対応を可能とする。
ｂ．大規模損壊発生時において，災害対策要員として参集を期待されている社員寮，社宅等の要員の発電所へのアクセスルートは複数確保されており，当該要員はその中から通行可能なルートを選択し発電所へ参集する。なお，あらかじめ指名された発電所参集要員以外の要員は発電所外集合場所に参集し，災害対策本部の指示に従い対応する。
ｃ．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，大規模な自然災害が発生した場合においても，上記アクセスルートで社員寮，社宅等からの参集に期待できると想定されるが，万一要員参集に時間を要する場合
であっても，要員が参集するまでの間，発電所構内に待機する災害対策要員により，事故対応を行えるよう体制を整備する。
2.1-270

(3)大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる指揮命令系統の確立についての基本的考え方
大規模損壊発生時には，通常の災害対策本部体制での指揮命令系統が機能しない場合も考えられる。このような状況においても，対応要員を確保するとともに指揮命令系統を確立できるよう，大規模損壊発生時に対応するための体制を次の基本的な考え方に基づき整備する。

ａ．大規模損壊への対応要員を常時確保するため，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，発電所構内に常時確保する初動対応要員39名（当直要員7名，自衛消防隊11名を含む）は，地震，津波等の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が発生した場合にも対応できるよう，分散して待機する。また，地震，津波等の大規模な自然災害による待機場所への影響が考えられる場合は，屋外への退避及び高所への避難等を行う。万一，待機場所となる建屋の一部が倒壊し，一部の初動対応要員が被災した場合は，発電所構内に分散待機
する初動対応要員で対応する。
ｂ．地震，津波等の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の発生により，通常の災害対策本部体制での指揮命令系統が機能しない場合も考慮し，原子力防災管理者の代行者（副原子力
防災管理者）をあらかじめ複数定めることで体制を維持する。
ｃ．大規模損壊等により炉心が損傷した場合において，格納容器の破損のおそれ又は破損した場合，緊急時対策所，中央制御室待避室及び二次隔
離弁操作室に残る要員（以下「最低限必要な要員」という。）以外を緊急時対策所で待機させるか発電所外へ一時退避させるかを判断する。プル
2.1-271

ーム放出時は，最低限必要な要員は，緊急時対策所，中央制御室待避室
及び二次隔離弁操作室に留まり，プルーム通過後，活動を再開する。プルーム通過時，最低限必要な要員以外の要員は発電所構外へ一時退避し，その後，災害対策本部長の指示により再参集する。ただし格納容器が破損している場合など，一時退避中に被ばくのおそれがある場合には，緊急時対策所に留まることとする。
ｄ．大規模損壊と同時に大規模な火災が発生している場合，災害対策本部の指揮命令系統の下，自衛消防隊は消火活動を実施する。また，原子力
防災管理者が，事故対応を実施及び継続するために，放水砲等による泡消火の実施が必要と判断した場合は，災害対策本部の指揮命令系統の下，
放水砲等の対応を行う要員を消火活動に従事させる。これら大規模損壊発生時の火災対応については，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）時には統括待機当番者（副原子力防災管理者）の指揮命令系統の下で消火活動を行う。

(4)

大規模損壊発生時の対応拠点
大規模損壊が発生した場合において，災害対策本部長を含む災害対策本部の要員が対応を行う拠点は，緊急時対策所を基本とする。また，代替可能なスペースとして，緊急時対策室建屋（免震構造）を状況に応じて活用する。
当直要員の拠点については，中央制御室が機能している場合は中央制御室とするが，中央制御室が機能していない場合や火災等により当直要員に危険が及ぶおそれがある場合は，施設の損壊状況及び対応可能な要員等を勘案し災害対策本部が適切な拠点を判断する。

2.1-272(5)大規模損壊発生時の支援体制の確立
ａ．本店対策本部体制の確立
大規模損壊発生時における本店対策本部の設置による発電所への支援
体制は，技術的能力1.0で整備する支援体制と同様である。
ｂ．外部支援体制の確立
大規模損壊発生時における外部支援体制は，技術的能力1.0で整備する
外部支援体制と同様である。

2.1.2.3

大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備

大規模損壊の発生に備え，2.1.2.1項における大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うために必要な重大事故等対処設備及び資機材を配備する。
(1)

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
ムへの対応に必要な設備の配備及び当該設備の防護の基本的な考え方
大規模損壊時において，可搬型重大事故等対処設備は，重大事故等対策で配備する設備の基本的な考え方を基に，同等の機能を有する設計基準事
故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失することのない
よう，外部事象の影響を受けにくい場所に保管する。また，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の共通要因で，同時に複数の可搬型重大事故等対処設備が機能喪失しないように考慮する。

ａ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊等の影響を受けない場所に保管する。
ｂ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，津波により設計基準事故対処設
備又は常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失させないよう基準津波2.1-273

を一定程度超える津波に対して裕度を有する高所に保管する。
ｃ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，設計基準を一定程度超える竜巻
及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮
して，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備が設置されている原子炉建屋等から 100m 以上離隔を確保した上で，複数箇所に分散して保管する。
ｄ． 原子力建屋外から水又は電力を供給する可搬型重大事故等対処設備は，可搬型重大事故等対処設備同士の距離を十分に離して複数箇所に分散して保管するとともに，常設設備への接続口，アクセスルートを複数設ける。
ｅ．地震，津波，大規模な火災等の発生に備え，アクセスルートを確保するために，速やかに消火及びがれき撤去できる可搬型設備を当該事象による影響を受けにくい場所に保管する。

(2)

大規模損壊に備えた資機材の配備に関する基本的な考え方
大規模損壊発生時の対応に必要な資機材については，重大事故等対策で配備する資機材の基本的な考え方を基に高線量の環境，大規模な火災の発生及び外部支援が受けられない状況を想定し配備する。また，そのような状況においても使用を期待できるよう，原子炉建屋から100m以上離隔をとった場所に分散して配備する。
ａ．全交流動力電源喪失が発生する環境で対応するために必要な照明機能を有する資機材を配備する。
ｂ．地震及び津波のような大規模な自然災害による油タンク火災又は故意による大型航空機の衝突に伴う大規模な燃料火災の発生に備え，必要な消火活動を実施するために着用する防護具，消火薬剤等の資機材及び消2.1-274

火設備を配備する。
ｃ．炉心損傷及び格納容器破損による高線量の環境下において，事故対応のために着用する全面マスク，タイベック，個人線量計等の必要な資機材を配備する。
ｄ．化学薬品等が流出した場合に事故対応するために着用するマスク，長靴等の資機材を配備する。
ｅ．大規模な自然災害により外部支援が受けられない場合も事故対応を行
うための防護具，線量計，食料等の資機材を配備する。
ｆ．大規模損壊発生時において，災害対策本部と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信連絡手段を確保するため，多様な複数の通信連絡設備を配備する。
また，通常の通信連絡手段が使用不能な場合を想定し，無線連絡設備，携行型有線通話装置，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備を配備する。

2.1.3

まとめ

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により，東海第二発電所において，プラント監視機能の喪失，建屋の損壊に伴う広範囲な機能の喪失等の大規模な損壊が発生した場合の対応措置として，プラント内において有効に機能する運転員を含む人的資源，設計基準事故対
処設備，重大事故等対処設備等の物的資源及びその時点で得られる発電所構
内外の情報を活用することにより，様々な事態において柔軟に対応できる「手順書の整備」，「体制の整備」及び「設備・資機材の整備」を行う方針とする。
「手順書の整備」においては，大規模な火災が発生した場合及び中央制御
2.1-275

室での監視・制御機能が喪失する場合も考慮し，可搬型重大事故等対処設備による対応を考慮とした多様性及び柔軟性を有するものとして整備する。
「体制の整備」においては，通常の指揮命令系統が機能しなくなる等の体制の一部が機能しない場合を考慮した対応体制を構築するとともに，要員に対して大規模損壊時に必要となる力量を習得及び維持するための教育・訓練を実施する。
「設備・資機材の整備」においては，可搬型重大事故等対処設備は，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失することのないよう，構内の高所に分散配置するとともに，原子炉建屋等から離隔距離を置いて配備する。
大規模損壊への対応として整備する「手順書」,「体制」及び「設備・資機材」については，今後とも新たな知見や教育・訓練の結果を取り入れること
で，継続的に改善を図っていく。

2.1-276

添付資料 2.1.1
大規模損壊を発生させる可能性のある大規模な自然災害・外部人為事象の抽出プロセスについて

国内外の基準等で示されている外部ハザードを収集し，海外文献の考え方を参考にした選定基準に基づき，東海第二発電所において大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害・外部人為事象を抽出した。
(1)

外部ハザードの収集
自然災害の選定に当たっては，以下の資料を参考に網羅的に事象を収集した。自然現象及び人為事象を整理した結果を第 1 表及び第 2 表に示す。
① DIVERSE AND FLEXIBLE COPING STRATEGIES (FLEX) IMPLEMENTATION GUIDE(NEI-12-06 August 2012)②「日本の自然災害」国会資料編纂会 1998 年③Specific Safety Guide (SSG-3)“Development and Application of Level
1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants”, IAEA,
April 2010④「 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 の 解釈」（制定：平成 25 年 6 月 19 日）⑤NUREG/CR-2300“PRA PROCEDURES GUIDE”,NRC, January 1983⑥「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の解釈」（制定：平成 25 年 6 月 19 日）⑦ ASME／ ANS RA-Sa-2009 “Addenda to ASME／ ANS RA-S-2008 Standard forLevel

1 ／ Large

Early

ReleaseFrequency

Probabilistic

Risk

Assessment for Nuclear Power Plant Applications”⑧ B.5.b Phase2&3 Submittal Guideline (NEI-06-12 December 2006) 2011.5 NRC 公表

添付 2.1.1-1

⑨「外部ハザードに対するリスク評価方法の選定に関する実施基準：2014」
一般社団法人

日本原子力学会

添付 2.1.1-2

第1表

外部ハザードの抽出（自然現象）（1／2）

丸数字は，外部ハザードを抽出した文献を示す。
No

外部ハザード①②○

外部ハザードを抽出した文献等
③
④
⑤
⑥
⑦

1-1

極低温（凍結）

○

○

○

1-2

隕石

○

1-3

降水（豪雨（降雨））

○

○

1-4

河川の迂回

○

○

1-5

砂嵐（or 塩を含んだ嵐）

○

1-6

静振

○

1-7

地震活動

○

○

○

○

○

1-8

積雪（暴風雪）

○

○

○

○

○

1-9

土壌の収縮又は膨張

○

○

1-10

高潮

○

○

1-11

津波

○

○

○

○

○

1-12

火山（火山活動・降灰）

○

○

○

○

○

1-13

波浪・高波

○

○

1-14

雪崩

○

○

1-15

生物学的事象

○

1-16

海岸浸食

○

1-17

干ばつ

○

1-18

洪水（外部洪水）

1-19

○
○

○

○

○

○

⑨

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○
○

⑧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

風（台風）

○

○

○

○

○

○

○

○

1-20

竜巻

○

○

○

○

○

○

○

○

1-21

濃霧

○

○

○

1-22

森林火災

○

○

○

○

○

1-23

霜・白霜

○

○

○

○

○

1-24

草原火災

○

1-25

ひょう・あられ

○

○

○

○

○

○

1-26

極高温

○

○

○

○

○

○

1-27

満潮

○

○

○

○

1-28

ハリケーン

○

○

○

1-29

氷結

○

○

○

1-30

氷晶

○
○

○
○

○

○

○
○

添付 2.1.1-3

○
○

第1表

外部ハザードの抽出（自然現象）（2／2）

丸数字は，外部ハザードを抽出した文献を示す。
No

外部ハザード①②

外部ハザードを抽出した文献等
③
④
⑤
⑥
⑦
○

⑧

⑨

1-31

氷壁

1-32

土砂崩れ（山崩れ，がけ崩
れ）

○

1-33

落雷

○

1-34

湖又は河川の水位低下

○

1-35

湖又は河川の水位上昇

1-36

陥没・地盤沈下・地割れ

1-37

極限的な圧力（気圧高低）

○

1-38

もや

○

1-39

塩害，塩雲

○

○

1-40

地面の隆起

○

○

1-41

動物

○

○

1-42

地滑り

1-43

カルスト

○

1-44

地下水による浸食

○

1-45

海水面低

○

○

1-46

海水面高

○

○

1-47

地下水による地滑り○

1-48

水中の有機物○1-49

太陽フレア，磁気嵐

1-50

高温水（海水温高）

○

○

1-51

低温水（海水温低）

○

○

1-52

泥湧出

○

1-53

土石流（液状化）

○

○

1-54

水蒸気

○

○

1-55

毒性ガス

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

添付 2.1.1-4

○

○

○

第2表

外部ハザードの抽出（外部人為事象）

丸数字は，外部ハザードを抽出した文献を示す。
No

外部ハザード2-1

衛星の落下ﾊﾟｲﾌﾟﾗｲﾝ事故(ｶﾞｽなど)，
ﾊﾟｲﾌﾟﾗｲﾝ事故によるサイト
内爆発等
交通事故
（化学物質 流出含む）
有毒ガス
タービンミサイル
飛来物（航空機落下）工業施設又は軍事施設事故
船舶の衝突（船舶事故）
自動車又は船舶の爆発
船舶から放出される固体液
体不純物
水中の化学物質
プラント外での爆発
プラント外での化学物質の流出
サイト貯蔵の化学物質の流出
軍事施設からのミサイル
掘削工事
他のユニットからの火災
他のユニットからのミサイル
他のユニットからの内部溢
水
電磁的障害
ダムの崩壊
内部溢水
火災（近隣工場等の火災）

2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10
2-11
2-12
2-13
2-14
2-15
2-16
2-17
2-18
2-19
2-20
2-21
2-22
2-23

①

②

外部ハザードを抽出した文献等
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○
○
○
○
○
○

○
○
○

○

○
○
○

○
○
○
○

○

○
○
○

○
○
○
○

○

○
○
○

○

○

○

○
○
○
○

○

○
○

○
○

○

○

○
○

⑨

○

○

○
○
○
○
○
○
○
○

添付 2.1.1-5

○
○
○
○

○
○

○
○
○
○

○
○
○
○

(2)

各事象の影響度評価
各自然現象・外部人為事象について，想定される原子炉施設への影響（損傷・機能喪失モード）を踏まえ，非常に過酷な状況を想定した場合に考え得る起因事象について評価を行った。評価結果を第 3 表，第 4 表に示
す。

(3)

選定結果
(2)の各事象の影響度評価から，特にプラントの安全性に影響を与える可能性がある事象を下記のとおり選定した。
【自然現象】
・地震
・津波
・竜巻
・凍結
・積雪
・落雷
・火山の影響・森林火災
・隕石【外部人為事象】
・衛星の落下・航空機落下添付 2.1.1-6

第3表
No.

1

自然現象

極低温
（凍結）
※詳細は添
付資料 2.1.3
参照

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

屋外のタンク及び配管内流体の凍結
温度
ヒートシンク（海水）の凍結
電気的影響

添付 2.1.1-7

4

河川の迂回

5

砂嵐

6

静振

7

地震活動

8

積雪
（暴風雪）
※詳細は添
付資料 2.1.4
参照○

荷重（衝突）
荷重（衝撃波）随伴津波による水没に伴う設備の浸水

安全施設の機能に影響が及ぶ規模の隕石等が衝突に至る事象は，極低頻度な事象
ではあるが，影響の大きさを踏まえて特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある事象として選定する。

○

浸水

降水による設備の浸水

津波（No.11）の評価に包絡される。

－

浸水
渇水
閉塞
(吸気
等)
浸水
渇水

河川の迂回による敷地内浸水
工業用水の枯渇

事象の進展が遅く，設備等への影響緩和又は排除が可能である。

－

砂塵，大陸からの黄砂による吸気口の閉塞

火山（No.12）の評価に包絡される。

－

静振による設備の浸水
静振による海水の枯渇

津波(No.11)の評価に包絡される。

－

荷重

荷重（地震）

地震ＰＲＡの知見により，プラントの安全性に影響を与える可能性のある事象として選定する。

○

浸水
降水
（豪雨
（降雨））

復水貯蔵タンク・配管内流体の凍結により補給水系が喪失し，手動停止／サポー
ト系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
軽油貯蔵タンク内流体の凍結による非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への着氷による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
東海第二発電所周辺の海水が凍結することは考え難いため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

選定
結果

送電線が着氷により短絡し，「外部電源喪失」に至るシナリオ。

隕石

3想定される起因事象等

着氷による送電線の相関短絡

荷重2自然現象 評価結果（1／14）

建屋屋上への積雪に伴う原子炉建屋（原子炉棟）損傷により原子炉補機冷却系サージタンクが損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
荷重

荷重（堆積）

建屋屋上への積雪に伴う原子炉建屋（付属棟）損傷により中央制御室換気系が損
傷，機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至る
シナリオ。

○

第3表
No.

添付 2.1.1-8

8

自然現象

積雪
（暴風雪）
※詳細は添
付資料 2.1.4
参照

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

荷重

電気的
影響

荷重（堆積）

着雪による送電線の相間短絡

自然現象 評価結果（2／14）想定される起因事象等
建屋屋上への積雪荷重に伴う原子炉建屋（廃棄物処理棟）損傷により気体廃棄物処理系が損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
建屋屋上への積雪荷重に伴うタービン建屋損傷によりタービン，発電機が損
傷，機能喪失し，過渡事象「非隔離事象」に至るシナリオ。
建屋屋上への積雪荷重に伴うタービン建屋損傷によりタービン補機冷却系サー
ジタンクが損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポー
ト系故障」に至るシナリオ。
超高圧開閉所等への積雪荷重による送電線，送受電設備の損傷に伴い機能喪失
し，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
復水貯蔵タンクへの積雪荷重により復水貯蔵タンクが損傷，補給水系が喪失
し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
非常用ディーゼル発電機吸気フィルタ及び排気ファンが積雪荷重により損傷
し，非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への着雪に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
残留熱除去系海水系ポンプモータが積雪荷重により損傷し，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系ポンプモータへの積雪荷重による損傷に伴う高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
非常用ディーゼル発電機海水系ポンプモータへの積雪荷重による損傷に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への着雪に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
補機冷却海水系ポンプモータが積雪荷重により損傷，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリ
オ。
循環水ポンプモータが積雪荷重により損傷，循環水ポンプが機能喪失，復水器
真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
送電線が着雪により短絡し，「外部電源喪失」に至るシナリオ。

選定
結果

○

第3表
No.

自然現象

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

閉塞
(給気等）

給気フィルタ等の閉塞

9

土壌の収縮
又は膨張

荷重

荷重（変位，傾斜）

10

高潮

11

津波

浸水
荷重
浸水
閉塞

高潮による設備の浸水
荷重（衝突）
津波による設備の浸水
閉塞（海水系）

添付 2.1.1-9

8

積雪
（暴風雪）
※詳細は添
付資料 2.1.4
参照

自然現象 評価結果（3／14）想定される起因事象等
積雪又は吸込みにより非常用ディーゼル発電機給気口，吸気フィルタの閉塞に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への着雪に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
中央制御室換気系の給気口は，地面より約 5.6m，約 19m の 2 箇所に設置されており，堆積物による閉塞は考え難いため，シナリオの選定は不要である。
積雪又は吸込みにより残留熱除去系海水系ポンプモータ空気冷却器が閉塞，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
積雪又は吸込みにより高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系ポンプモータ
空気冷却器が閉塞，高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
積雪又は吸込みにより非常用ディーゼル発電機海水系ポンプモータ空気冷却器の閉塞に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への着雪に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
積雪又は吸込みにより補機冷却海水系ポンプモータ空気冷却器が閉塞，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
積雪又は吸込みにより循環水ポンプモータ空気冷却器が閉塞，循環水ポンプが機能喪失，復水器真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
施設荷重によって有意な圧密沈下・クリープ沈下は生じず，また，膨潤性の地質でもない。なお，安全上重要な施設は岩着や杭基礎であり，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
また本事象は，事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。
津波（No.11）の評価に包絡される。
津波ＰＲＡの知見により，プラントの安全性に影響を与える可能性のある事象として選定する。

選定
結果

○

－

－
○

第3表
No.

添付 2.1.1-10

12

自然現象

火山
（火山活動・
降灰）※詳細は添付資料 2.1.6
参照

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

荷重

荷重（堆積）

自然現象 評価結果（4／14）
想定される起因事象等

選定
結果

建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴う原子炉建屋（原子炉棟）損傷により原子炉
補機冷却海水系サージタンクが損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴う原子炉建屋（付属棟）損傷により中央制御
室換気系が損傷，機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴う原子炉建屋（廃棄物処理棟）損傷により気体廃棄物処理系が損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴うタービン建屋損傷によりタービン，発電機が損傷，機能喪失し，過渡事象「非隔離事象」に至るシナリオ。
建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴うタービン建屋損傷によりタービン補機冷却系サージタンクが損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サ
ポート系故障に至るシナリオ。
超高圧開閉所への降下火砕物の堆積による送電線，送受電設備の損傷に伴い機能喪失し，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
復水貯蔵タンクへの降下火砕物の堆積により復水貯蔵タンクが損傷，補給水系が喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
非常用ディーゼル発電機吸気フィルタ及び排気ファンが降下火砕物の堆積による損傷に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への降下火砕物の付着に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシ
ナリオ。
残留熱除去系海水系ポンプモータが降下火砕物の堆積により損傷，残留熱除去系
海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系ポンプモータへの降下火砕物の堆積による損傷に伴う高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。

○

第3表
No.

自然現象

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

荷重

添付 2.1.1-1112荷重（堆積）

火山
（火山活
動・降灰）
※詳細は添
付資料 2.1.6
参照
閉塞
(海水系)

海水ストレーナの閉塞

自然現象 評価結果（5／14）想定される起因事象等

選定
結果

非常用ディーゼル発電機海水系ポンプモータへの降下火砕物の堆積による損傷に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線への降下火砕物の付着に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
補機冷却海水系ポンプモータが降下火砕物の堆積荷重により損傷，補機冷却海
水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
循環水ポンプモータが降下火砕物の堆積荷重により損傷，循環水ポンプが機能喪失，復水器真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
降下火砕物による残留熱除去系海水ストレーナ閉塞，又は熱交換器の伝熱管，海水ポンプ軸受の異常摩耗により残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
降下火砕物による高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ストレーナ閉塞，又は熱交換器の伝熱管，海水ポンプ軸受の異常摩耗により高圧炉心スプレイ系
が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシ
ナリオ。
降下火砕物による非常用ディーゼル発電機海水ストレーナ閉塞，又は熱交換器の伝熱管，海水ポンプ軸受の異常摩耗により非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線への降下火砕物の付着に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
降下火砕物による補機冷却系海水ストレーナ閉塞，又は熱交換器の伝熱管，海水ポンプ軸受の異常摩耗により補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
降下火砕物による循環水ポンプ潤滑水ストレーナ閉塞，又は熱交換器の伝熱管，海水ポンプ軸受の異常摩耗により循環水ポンプが機能喪失，復水器真空度
喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。

○

第3表
No.

添付 2.1.1-12

12

自然現象

火山
（火山活
動・降灰）
※詳細は添
付資料 2.1.6
参照

自然現象 評価結果（6／14）

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

閉塞
(吸気等)

腐食
電気的
影響

給気フィルタ等の閉塞

腐食成分による化学的影響
降下火 砕物の付着による 送電線 の相間短絡想定される起因事象等
降下火砕物の堆積又は吸込みにより非常用ディーゼル発電機吸気口，吸気フィル
タが閉塞，非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，「外部電源喪失」が同時発生
し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
中央制御室換気系の給気口は，地面より約 5.6m，約 19m の 2 箇所に設置されており，堆積物による閉塞は考え難いため，シナリオの選定は不要である。また，給気口へ降下火砕物の吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。
降下火砕物の堆積又は吸込みにより残留熱除去系海水系ポンプモータ空気冷却器
が閉塞，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシ
ナリオ。
降下火砕物の堆積又は吸込みにより高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
ポンプモータ空気冷却器が閉塞，高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／
サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
降下火砕物の堆積又は吸込みにより非常用ディーゼル発電機海水系ポンプモータ
空気冷却器が閉塞，非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への降下火砕物の付着に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
降下火砕物の堆積又は吸込みにより補機冷却海水系ポンプモータ空気冷却器が閉塞，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サ
ポート系故障」に至るシナリオ。
降下火砕物の堆積又は吸込みにより循環水ポンプモータ空気冷却器が閉塞，循環
水ポンプが機能喪失，復水器真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリ
オ。
事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。
送電線が降下火砕物の付着により短絡，「外部電源喪失」に至るシナリオ。

選定
結果

○

第3表
No.

自然現象

13

波浪・高波

浸水

波浪・高波による設備の浸水

14

雪崩

荷重

荷重（衝突）

15

生物学的
事象

16
17

添付 2.1.1-13

18
19

20

海岸浸食
干ばつ
洪水
(外部洪水)
風（台風）

竜巻
※詳細は添
付資料 2.1.3
参照

自然現象 評価結果（7／14）

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出想定される起因事象等

選定
結果

閉塞
(海水系)

取水口，海水ストレーナの閉塞

電気的
損傷
渇水
渇水

齧 歯類（ネ ズミ等 ）によるケ ーブ
ル類の損傷
海岸浸食による海水の枯渇
工業用水の枯渇

津波（No.11）の評価に包絡される。
東海第二発電所敷地周辺には急傾斜地はなく，雪崩を起こすことは考え難いた
め，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
除塵装置により海生生物等の襲来への対策を実施しており，取水口及び海水ス
トレーナの閉塞は考え難いため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
貫通部のシール等，小動物の侵入防止対策を実施しており，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。
事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。

浸水

洪水による設備の浸水

津波（No.11）の評価に包絡される。

－

荷重

荷重（風）
荷重（衝突）竜巻（No.20）の評価に包絡される。

－

荷重（風及び気圧差）

原子炉建屋は十分な厚さを有した鉄筋コンクリート造であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されていることから，極めて発生することが稀な設
計基準を超える風荷重を想定しても建屋の頑健性は維持できると考えられるため，シナリオの選定は不要である。
気圧差により原子炉建屋ブローアウトパネルが開放，原子炉棟の負圧維持機能が喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリ
オ。
風荷重及び気圧差荷重に伴うタービン建屋損傷によりタービン，発電機が損
傷，機能喪失し，過渡事象「非隔離事象」に至るシナリオ。
風荷重及び気圧差荷重に伴うタービン建屋損傷によりタービン補機冷却系サー
ジタンクが損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポー
ト系故障」に至るシナリオ。
風荷重及び気圧差荷重による送電線，送受電設備の損傷に伴い機能喪失し，「外部電源喪失」に至るシナリオ。

○

荷重

－
－

－

－
－

第3表
No.

添付 2.1.1-14

20

自然現象

竜巻
※詳細は添
付資料 2.1.3
参照

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

荷重

荷重（風及び気圧差）

自然現象 評価結果（8／14）想定される起因事象等

選定結果

主排気筒は風荷重に対して裕度を持った設計がなされていることから，極めて発生することが稀な設計基準を超える風荷重を想定しても排気筒の頑健性は維持できると考えられるため，シナリオの選定は不要である。
非常用ガス処理系配管及び排気筒は風荷重に対して裕度を持った設計がなされていることから，極めて発生することが稀な設計基準を超える風荷重を想定しても非常用ガス処理系配管及び排気筒の健全性は維持できると考えられるため，シナリオの選定は不要である。
風荷重により復水貯蔵タンクが損傷，補給水系が喪失し，手動停止／サポート
系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
気圧差により中央制御室換気系ファン，ダクト，ダンパが損傷，中央制御室換
気系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
風荷重による非常用ディーゼル発電機排気ファン，吸気フィルタ，消音器の損傷に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線の風荷重に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
風荷重により残留熱除去系海水系が損傷，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
風荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が損傷，高圧炉心ス
プレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
風荷重により非常用ディーゼル発電機海水系が損傷，非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線の風荷重に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生
し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
風荷重により補機冷却海水ポンプが損傷，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
風荷重により循環水系が損傷，循環水ポンプが機能喪失，復水器真空度喪失
し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。

○

第3表
No.

添付 2.1.1-15

20

自然現象

竜巻
※詳細は添
付資料 2.1.3
参照

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

荷重

荷重（衝突）

自然現象 評価結果（9／14）
想定される起因事象等

選定
結果

飛来物の衝突，屋内への貫通により原子炉補機冷却系サージタンクが損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通により原子炉建屋ガス処理系／非常用ガス処理系
配管，非常用ガス処理系排気筒が損傷，原子炉建屋ガス処理系／非常用ガス処
理系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通によりほう酸水注入系が損傷，ほう酸水注入系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通により可燃性ガス濃度制御系が損傷，可燃性ガス
濃度制御系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通により中央制御室換気系が損傷，機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通により気体廃棄物処理系が損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
飛来物の衝突による送電線，送受電設備の損傷に伴い機能喪失し，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により排気筒が損傷し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により非常用ガス処理系配管及び排気筒が損傷し，過渡事象「計画外停止」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通によりタービン，発電機が損傷，機能喪失し，過渡事象「非隔離事象」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通によりタービン補機冷却系サージタンクが損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至る
シナリオ。

○

第3表
No.

自然現象

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出添付 2.1.1-16

20

竜巻
※詳細は添
付資料 2.1.3
参照

荷重

荷重（衝突）

21

濃霧

－

－

自然現象 評価結果（10／14）
想定される起因事象等
飛来物の衝突，屋内への貫通により原子炉補機冷却系熱交換器又はポンプが損
傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通によりタービン補機冷却系熱交換器又はポンプが損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通により主蒸気管が損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により復水貯蔵タンクが損傷，補給水系が喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により非常用ディーゼル発電機排気ファン，吸気フィルタ，消音器が損傷し，非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線の風荷重に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により残留熱除去系海水系が損傷，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が損傷，高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により非常用ディーゼル発電機海水系が損傷，非常用ディーゼル
発電機が機能喪失し，送電線の風荷重に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により補機冷却海水系が損傷，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により循環水系が損傷，循環水ポンプが機能喪失，復水器真空度
喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
設備・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

選定
結果

○

－

第3表
No.

自然現象

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

温度

22

輻射熱

森林火災
※詳細は添
付資料 2.1.7
参照

添付 2.1.1-17

閉塞
(吸気等)

給気フィルタ等の閉塞

自然現象 評価結果（11／14）想定される起因事象等
森林火災の輻射熱により送受電設備が損傷した場合，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
（敷地外）
想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，設備等が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができるため，シナリオの選定は不要である。
ばい煙のモータ空気冷却器給気口への侵入について，モータは空気を吸い込まない構造であり，また，空冷モータの冷却流路の口径は，ばい煙の粒径より広いことから閉塞し難いため，シナリオの選定は不要である。

選定
結果

○

ばい煙の吸込みにより非常用ディーゼル発電機吸気フィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。
ばい煙の吸込みにより中央制御室換気系給気フィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。

23
24
25

霜・白霜
草原火災
ひょう・
あられ

－
－

－
－

設備・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
敷地周辺に草原はないため，設備・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

－
－

荷重

荷重（衝突）竜巻（No.20）の評価に包絡される。

－

日本の気候や一日の気温変化を考慮すると，設備等に影響を与えるほど極高温になることは考え難いため，設備・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
津波（No.11）の評価に包絡される。
日本がハリケーンの影響を受けることはないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシ
ナリオは考え難い。

－

着氷

凍結（No.1）の評価に包絡される。

－

着氷

凍結（No.1）の評価に包絡される。

－

26

極高温

－

－

27

満潮

浸水

満潮による設備の浸水

28

ハリケーン

－

－

29

氷結

30

氷晶

電気的
影響
電気的
影響

－

－

第3表
No.

自然現象

31

氷壁

電気的
影響

32

土砂崩れ
（山崩れ，
がけ崩れ）

荷重

想定される起因事象等

選定
結果

着氷

東海第二発電所敷地周辺には氷壁を含む海水の発生，流氷の到達は考え難いため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

－

荷重（衝突）

東海第二発電所敷地周辺には土砂崩れを発生させるような地形はないため，設備の損
傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

－

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

屋内外計測制御設備に発生するノイズ

添付 2.1.1-18

33

落雷
※詳細は添
付資料 2.1.5
参照

電気的
影響

自然現象 評価結果（12／14）

直撃雷

誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷
34

湖又は河川
の水位低下

渇水

工業用水の枯渇

35

湖又は河川
の水位上昇

浸水

湖又は河川の水位上昇による設備の浸水ノイズにより安全保護回路が誤動作した場合，「隔離事象」又は「原子炉緊急停止系誤動作」に至るシナリオ。
ノイズにより安全保護回路以外の計測制御系が誤動作した場合，「非隔離事象」，「全給水喪失」又は「水位低下事象」に至るシナリオ。
直撃雷による送電線，送受電設備の損傷に伴い機能喪失し，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
直撃雷により残留熱除去系海水ポンプモータが損傷，残留熱除去系海水系が機能喪失
し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
直撃雷により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ポンプモータが損傷，高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
直撃雷により非常用ディーゼル発電機海水ポンプモータが損傷，非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線の直撃雷による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
直撃雷により補機冷却海水系ポンプモータが損傷，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
直撃雷により循環水ポンプモータが損傷，循環水系が機能喪失，復水器真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
誘導雷サージにより計測制御系が損傷した場合，計測・制御系喪失により制御不能に至るシナリオ。
海水を冷却源としていること，淡水は復水貯蔵タンク等に保管しており設備等への影響の緩和又は排除が可能であることから，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
洪水（外部洪水）（No.18）の評価に包絡される。

○

－
－

第3表
No.

自然現象

36

陥没，地盤
沈下，地割
れ

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出想定される起因事象等

選定
結果

－

添付 2.1.1-19荷重

荷重（変位，傾斜）

安全上重要な施設は岩盤に設置されており，地下水の流動等による陥没は発生しない。
また，敷地及びその近傍に活断層は分布していないことから，地震に伴う地殻変動によって安全施設の機能に影響を及ぼすような不等沈下・地割れは発生しないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

荷重

気圧差（気圧高低）

竜巻（No.20）の評価に包絡される。

－

－
腐食

－
塩害による腐食

設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。
東海第二発電所の敷地及びその近傍に活断層は分布していないことから，地震に伴う地殻変動によって安全施設の機能に影響を及ぼすような地盤の隆起は発生しないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

－－

生物学的事象（No.15）の評価に包絡される。

－

38
39

極限的な
圧力
(気圧高低)
もや
塩害・塩雲

40

地面の隆起

荷重

荷重（変位，傾斜）

41

動物

物理的
損傷

ケーブル類の損傷

42

地滑り

荷重

荷重（変位，傾斜）

43

カルスト

荷重

荷重（変位，傾斜）

44

地下水によ
る浸食

荷重

荷重（変位，傾斜）37

自然現象 評価結果（13／14）

地すべり地形分布図及び土砂災害危険箇所図によると，東海第二発電所の敷地及びその近傍には地滑りを起こすような地形は存在しないため，敷地内における地滑りによる設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
発電所敷地及び敷地周辺にカルスト地形は認められず，発電所の地質もカルストを形成する要因はないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
敷地には地盤を浸食する地下水脈は認められず，また，敷地内の地下水位分布は海に向
かってこう配を示しており，浸食をもたらす流れは発生しないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

－

－
－
－

第3表
No.

自然現象

45

海水面低

渇水

46

海水面高

浸水

47
48
49

添付 2.1.1-20

50
51

地下水によ
る地滑り
水中の有機
物
太陽フレア
磁気嵐
高温水
(海水温高)
低温水(海水温低)

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出
海水面の低下による海水の枯渇
海水面の上昇による設備の浸水

自然現象 評価結果（14／14）
想定される起因事象等

選定
結果

津波（No.11）の評価に包絡される。

－

津波（No.11）の評価に包絡される。

－

荷重（変位，傾斜）

地滑り（No.42）の評価に包絡される。

－

取水口，ストレーナの閉塞

生物学的事象（No.15）の評価に包絡される。

－

磁気嵐による誘導電流

磁気嵐に伴う送電線に誘導電流が発生し，その影響は，落雷（No.33）の評価に包絡され
る。

－

温度

高温水

高温水による海水系に影響するため，生物学的事象（No.15）の評価に包絡される。

－

温度

－

低温水により設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

－

荷重
閉塞
(海水系)
電気的
影響

52

泥湧出
（液状化）

荷重

荷重（変位，傾斜）

53

土石流

荷重

荷重（衝突）

54

水蒸気

－

－

55

毒性ガス

閉塞
(吸気等)

毒性ガスの吸い込みによる吸気フィルタ等の閉塞

安全上重要な施設の基礎地盤は岩盤又は液状化対策（地盤改良）済みの地盤であり，液状化に伴う地盤変状の影響を受けないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
東海第二発電所周辺には土石流が発生する地形，地質はないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
周辺での水蒸気の発生は考え難く，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
森林火災（No.22）の評価に包絡される。

－
－
－
－

第4表
No.

外部人為事象

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出
荷重

1

衛星の落下
浸水

2

パイプライン事故（ガスなど），パイ
プライン事故によるサイト内爆発等

外部人為事象 評価結果（1／4）

荷重
温度

荷重（衝突）
荷重（爆風圧）随伴津波による設備の浸水荷重（衝突）
荷重（爆風圧）想定される起因事象等

選定
結果

安全施設の機能に影響が及ぶ範囲に衛星が落下する事象は，極低頻度な事象ではあるが，影響の大きさを踏まえて特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある事象として選定する。

○

プラント外での爆発（No.12）の評価に包絡される。

輻射熱

火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。

添付 2.1.1-21

ばい煙
有毒ガス

ばい煙による閉塞

火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。

ばい煙，有毒ガスの侵入

有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

3

交通事故（化学物
質の流出含む）

温度
ばい煙
有毒ガス

輻射熱
ばい煙による閉塞
ばい煙，有毒ガスの侵入

4

有毒ガス

有毒ガス

有毒ガスの侵入5

タービンミサイル

荷重

火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。
鉄道路線，主要道路，航路及び石油コンビナート施設は発電所から十分な離隔距離が確保されており，危険物を搭載した車両及び船舶を含む事故等による当該発電所への有毒ガスの影響はない。また，中央制御室換気系においては閉回路による再循
環運転も可能であるため，影響はない。
飛来物（航空機落下）（No.6）の評価に包絡される。

6

飛来物(航空機落下)

荷重
温度
ばい煙
有毒ガス

荷重（衝突）
荷重（衝突）
荷重（爆風圧）輻射熱
ばい煙による閉塞
ばい煙，有毒ガスの侵入

安全施設の機能に影響が及ぶ範囲に航空機が偶発的に落下する事象は，極低頻度な事象ではあるが，影響の大きさを踏まえて特にプラントの安全性に影響を与える可能性がある事象として選定する。

－

－

－
－

○

第4表
No.

外部人為事象

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出
荷重7添付 2.1.1-22

8

8

工事施設又は軍事施設事故

船舶の衝突（船舶事故）

船舶の衝突（船舶事故）

外部人為事象 評価結果（2／4）

温度
ばい煙
有毒ガス

閉塞
(海水系)

荷重（衝突）
荷重（爆風圧）輻射熱
ばい煙による閉塞
ばい煙，有毒ガスの侵入

取水口の閉塞想定される起因事象等
プラント外での爆発（No.12）の評価に包絡される。
火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。
発電所周辺の航路は十分な離隔距離が確保されているが，発電所周辺の航路を通行する輸送船が漂流した場合であっても，輸送船の喫水深さ 11.5m に対して，発電所
沖合約 900m での水深が約 11m であることから敷地に到達する可能性は低い。また，喫水の浅い小型船舶の漂流を想定した場合，敷地全面の防波堤に衝突して止まる可能性が高く，取水性に影響はない。
万が一，小型船舶や，港湾内に入港する船舶が事故によってカーテンウォール前面に到達した場合であっても，カーテンウォールにより取水路への侵入は阻害され，取水口の み口は広く閉塞する可能性は低いことから，取水性に影響はない。

閉塞
(海水系)

油漏えいによる海水スト
レーナの閉塞

船舶の座礁により重油流出事故が発生した場合に，カーテンウォールにより低層から取水することによって，残留熱除去系海水系及び非常用ディーゼル発電機海水系の取水性に影響はない。

ばい煙
有毒ガス

ばい煙による閉塞

火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。

ばい煙，有毒ガスの侵入

有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

荷重
9自動車又は船舶の爆発

10船舶から放出される固体・液体
不純物

閉塞
(海水系)

11

水中の化学物質

閉塞
(海水系)

温度
ばい煙
有毒ガス

荷重（衝突）
荷重（爆風圧）輻射熱
ばい煙による閉塞
ばい煙，有毒ガスの侵入
固体・液体不純物の放出による海水系ストレーナの閉塞
海水中に流出した化学物
質による海水系ストレー
ナの閉塞

選定
結果

－

－

－

プラント外での爆発（No.12）の評価に包絡される。
火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

－

船舶の衝突（船舶事故）（No.8）の影響に包絡される。

－

船舶の衝突（船舶事故）（No.8）の影響に包絡される。

－

表4表
No.

外部人為事象外部人為事象 評価結果（3／4）

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

荷重（衝突）

12

添付 2.1.1-2313

プラント外での爆発

プラント外での化学物質の流出14

サイト貯蔵の
化学物質の流出15

軍事施設からのミサイル

荷重
荷重（爆風圧）想定される起因事象等
鹿島臨海地区石油コンビナート等特別防災区域は，東海第二発電所周辺で石油コン
ビナート等特別防災区域に指定されている唯一の区域であり，また，発電所から約50km 以上の距離があることから，爆発の影響が安全施設の安全機能に及ぼすおそれはない。
発電所周辺で爆発による影響が最も大きいと考えられるＬＮＧ基地（敷地北東方向
約 1.5km）での爆発を想定しても，飛来物及び爆風圧の影響が及ばない離隔距離を確保している。

選定
結果

－

ばい煙
有毒ガス
閉塞
(海水系)
有毒ガス

ばい煙による閉塞
ばい煙，有毒ガスの侵入
化学物質の流出による海水系ストレーナの閉塞
有毒ガスの侵入有毒ガス

有毒ガスの侵入有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

－

偶発的なミサイル到達は考え難いため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

－

温度

荷重（衝突）
荷重（爆風圧）輻射熱
掘削工事による配管・ケーブル類の損傷
輻射熱
ばい煙による閉塞
ばい煙,有毒ガスの侵入

荷重

16

掘削工事

物理的
損傷

17

他ユニットからの
火災

温度
ばい煙
有毒ガス

18

他ユニットからのミサイル

荷重

荷重（衝突）

火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。
船舶の衝突（船舶事故）（No.8）の影響に包絡される。

－

有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

敷地内で，地面の掘削工事を行う場合は，事前調査で埋設ケーブル・配管位置の確認を行うため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。敷地外で，地面の掘削工事を行う場合は，送電鉄塔の損傷の可能性があるが，複数回線が同時に損傷するシナリオは考え難い。
火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。
有意なミサイル源はないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難
い。

－

－
－

表4表
No.

外部人為事象19

他ユニットからの
内部溢水

浸水

20

電磁的障害

電気的
影響

外部人為事象 評価結果（4／4）

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出添付 2.1.1-24

輻射熱
ばい煙による閉塞

東海発電所分も含めた屋外タンク及び貯槽類からの溢水を想定しても，東海第二発
電所の安全施設への影響がないことを確認したため，他のユニットからの内部溢水の影響による設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
安全保護回路は，日本工業規格（ＪＩＳ）等に基づき，ラインフィルタや絶縁回路の設置により，サージ・ノイズの侵入を防止するとともに，鋼製筐体や金属シール
ド付ケーブルの適用により電磁波の侵入を防止する設計としており，安全機能を損なうことはないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
敷地周辺の地形及び上流に位置している久慈川水系の竜神ダムの保有水量から判断して，ダムの崩壊が発生した場合においても，敷地が久慈川の洪水による被害を受けることはないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
基準地震動を一定程度超える地震により，建屋内の耐震Ｂ，Ｃクラス機器等が損傷し大規模な溢水が発生することによって，原子炉建屋各階が浸水し，最下階に設置している設計基事故等対処設備の機能が喪失する可能性があるが，それより上層階に設置する設備は防護されることが期待される。また，建屋内の設備への浸水については，自然現象 津波（No.11）の評価に包絡される。
自然現象 森林火災（No.22）の評価に包絡される。
自然現象 森林火災（No.22）の評価に包絡される。

ばい煙，有毒ガスの侵入

有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

内部溢水による設備の浸水サージ及び誘導電流
過電圧

21

ダムの崩壊

浸水

ダムの崩壊による浸水

22

内部溢水

浸水

内部溢水による設備の浸水

23

火災（近隣工場等
の火災）

温度
ばい煙
有毒ガス

想定される起因事象等

選定
結果
－

－

－

－

－

添付資料 2.1.2
竜巻事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
竜巻事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評
価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷④竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞(2)

評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋，屋外及び屋内設置の設備等を評価対象設
備として選定した。ただし，屋内設備については，飛来物の建屋外壁貫通を考慮すると屋内設備に影響が及ぶ可能性が考えられるため，飛来物が直接衝突する壁は損傷し，そのひとつ内側の壁との間に設置されている設備等を対象とする。

添付 2.1.2-1

①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・主排気筒
・非常用ガス処理系
・復水貯蔵タンク・非常用ディーゼル発電機の附属設備（排気ファン，吸気フィルタ等）
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系＜屋内設備＞
・中央制御室換気系②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・主排気筒
添付 2.1.2-2

・非常用ガス処理系
・復水貯蔵タンク・非常用ディーゼル発電機の附属設備（排気ファン，吸気フィルタ等）
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系＜屋内設備＞
・原子炉補機冷却系
・非常用ガス再循環系／非常用ガス処理系
・ほう酸水注入系
・可燃性ガス濃度制御系
・中央制御室換気系
・気体廃棄物処理設備
・タービン補機冷却系
・タービン及び発電機
・原子炉補機及びタービン補機冷却系熱交換器，ポンプ・主蒸気管（主蒸気隔離弁以降の配管）③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷
・①及び②にて選定した設備等

添付 2.1.2-3

④竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞
・取水口

(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評
価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
・原子炉建屋
原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）は十分な厚さを有した鉄筋コンクリート造であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されていることから，極めて発生することが稀な設計基準を超える風荷重を想定しても建屋の頑健性は維持されると考えるため，シナリオの選定は不要である。
また，風荷重に加えて気圧差荷重が作用した場合であっても，風荷
重と気圧差荷重を組み合わせた荷重は，原子炉建屋設計時の地震荷重よりも小さいため，建屋の頑健性は維持されると考えるため，シナリ
オの選定は不要である。
ただし，ブローアウトパネル開放は，建屋内外の差圧による開放に至る場合に「計画外停止」に至るシナリオ。
・タービン建屋
タービン建屋については，建屋上層部は鉄骨造である。万が一，風荷重及び気圧差荷重による破損に至るような場合に，建屋最上階に設置しているタービンや発電機に影響が及び，「非隔離事象」に至るシナリオ。また，タービン補機冷却系サージタンクに影響が及び，「タービ
添付 2.1.2-4

ン・サポート系故障」に至るシナリオ。
＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
風荷重及び気圧差荷重により超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器に影響が及び「外部電源喪失」に至るシナリオ。
・主排気筒
主排気筒は風荷重に対して裕度を持った設計がなされていることから，発生することが極めて稀な設計基準を超える風荷重を想定しても排気筒の頑健性は維持されると考えるため，シナリオの選定は不要である。
・非常用ガス処理系
非常用ガス処理系配管及び排気筒は風荷重に対して裕度を持った設計がなされていることから，発生することが極めて稀な設計基準を超える風荷重を想定しても非常用ガス処理系配管及び排気筒の頑健性は維持されると考えるため，シナリオの選定は不要である。
・復水貯蔵タンク
風荷重及び気圧差荷重により復水貯蔵タンクが損傷した場合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機の附属機器
風荷重により非常用ディーゼル発電機の附属機器が損傷した場合，
非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・残留熱除去系海水系
風荷重により残留熱除去系海水系が損傷した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
添付 2.1.2-5

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
風荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機海水系
風荷重により非常用ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・補機冷却海水系
風荷重により補機冷却海水系ポンプが損傷した場合，タービン補機
冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
・循環水系
風荷重により循環水ポンプが損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。
＜屋内設備＞
・中央制御室換気系は，原子炉建屋（付属棟）内に設置されており風荷重の影響を受けないが，気圧差荷重によりダクト，ファン，ダンパ等の損傷が考えられる。中央制御室換気系が損傷した場合，中央制御室換気系が機能喪失し，「計画外停止」に至るシナリオ。なお，
それらの設備の損傷により中央制御室の換気が困難になった場合，
中央制御室の温度が上昇するが，即，中央制御室の機器へ影響が及
ぶことはなく，また，竜巻の影響は瞬時であり，竜巻襲来後の対応は十分可能であるため計測・制御系喪失により制御不能に至るシナリオの選定は不要である。

添付 2.1.2-6

②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び屋内外設備に対する飛来物の衝撃荷重により発生可能性のあるシナリオは以下のとおり。
＜建屋＞
飛来物が建屋外壁を貫通することにより，屋内設備に波及的影響を及ぼすことが考えられるが，発生可能性のあるシナリオについては，＜屋内設備＞で選定する。
＜屋外設備＞
・送受電設備
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・主排気筒
飛来物による衝突荷重により主排気筒が損傷した場合，「隔離事象」に至るシナリオ。
・非常用ガス処理系
飛来物による衝突荷重により非常用ガス処理系配管及び排気筒が損傷した場合，「計画外停止」に至るシナリオ。
・復水貯蔵タンク
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・非常用ディーゼル発電機の附属機器
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・残留熱除去系海水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。

添付 2.1.2-7

・非常用ディーゼル発電機海水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・補機冷却海水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・循環水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
＜屋内設備＞
・原子炉建屋（原子炉棟）に設置している原子炉補機冷却系サージタ
ンクに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，原子炉補機冷却系が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ。非常用
ガス再循環系／非常用ガス処理系に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して機能喪失した場合，「計画外停止」に至るシナリオ。ほう酸水注入系に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して機能喪失した場合，「計画外停止」に至るシナリオ。可燃性ガス濃度制御系に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して機能喪失した場合，「計画外停止」に至るシナリオ。
・原子炉建屋（付属棟）に設置している中央制御室換気系に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，中央制御室換気系が機能喪失す
ることによる「計画外停止」に至るシナリオ。
・原子炉建屋（廃棄物処理棟）に設置している気体廃棄物処理設備に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，気体廃棄物処理系が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ。
・タービン建屋に設置しているタービンや発電機，タービン補機冷却系サージタンクに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，「 非隔離事象」に至るシナリオ。また，タービン補機冷却系が機能喪失す添付 2.1.2-8

ることによる「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。原子炉補機冷却系熱交換器又はポンプに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，「隔離事象」に至るシナリオ。タービン補機冷却系熱交換器又はポンプに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，「 ター
ビン・サポート系故障」に至るシナリオ。主蒸気管に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，「隔離事象」に至るシナリオ。

③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び屋内外設備に対する組合せ荷重により発生する可能性のあるシナリオについては，①，②に包絡される。

④竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞
竜巻により資機材，車両等が飛散した取水口周辺の海に入り取水口を閉塞させる可能性があるが，取水口は呑み口が広く，閉塞させるほどの資機材や車両等の飛散は考えられないことから考慮不要とする。

(4)

起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える風荷重，気圧差荷重
及び飛来物の衝撃荷重に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
建屋内外差圧の発生に伴う原子炉建屋ブローアウトパネルの開放によ添付 2.1.2-9

る計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
タービン建屋上層部は鉄骨造であり，風荷重に対して設計上の配慮はなされているものの，想定を超える風荷重が建屋に作用した場合，建屋が損傷してタービン，発電機及びタービン補機冷却系サージタンクに影響を及ぼす可能性は否定できないため，タービン建屋損傷に伴う非隔離事象，タービン・サポート系故障に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
＜屋外設備＞
超高圧開閉所や送受電設備が損傷した場合，風荷重に対して設計上の配慮はなされているものの，想定を超える風荷重に対しては発生を否定できないため，超高圧開閉所や送受電設備の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
復水貯蔵タンクが損傷した場合，補給水系が喪失し，計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機の附属機器が損傷した場合，非常用ディーゼ
ル発電機の機能喪失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力
電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
残留熱除去系海水系が損傷した場合，残留熱除去系の機能喪失による最終ヒートシンク喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，高圧炉
心スプレイ系の機能喪失による計画外停止に至るシナリオは考えられる
ため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，非常用ディーゼル発
添付 2.1.2-10

電機の機能喪失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
補機冷却海水系が損傷した場合，タービン補機冷却系喪失によるター
ビン・サポート系故障に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
循環水系が損傷した場合，復水器真空度喪失に伴う隔離事象に至るシ
ナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
＜屋内設備＞
中央制御室換気系が損傷した場合，中央制御室換気系が機能喪失し，計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
原子炉建屋，タービン建屋は，飛来物が建屋を貫通することにより，屋内設備に波及的影響を及ぼすが，＜屋内設備＞として起因事象を特定する。
＜屋外設備＞
超高圧開閉所や送電線が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に送受電設備の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
主排気筒が飛来物により損傷した場合，気体廃棄物処理系の機能喪失に伴う隔離事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ガス処理系配管及び排気筒が飛来物により損傷した場合，非常用ガス処理系の機能喪失による計画外停止に至るシナリオは考えられる
添付 2.1.2-11

ため，起因事象として特定する。
復水貯蔵タンクが飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に補給水系が喪失し，計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機の附属機器が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に非常用ディーゼル発電機の機能喪失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
残留熱除去系海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に残留熱除去系の機能喪失による最終ヒートシンク喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に高圧炉心スプレイ系の機能喪失による計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に非常用ディーゼル発電機の機能喪失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
補機冷却海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様にタービン
補機冷却系喪失によるタービン・サポート系故障に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
循環水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に復水器真空度喪
失に伴う隔離事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
＜屋内設備＞
添付 2.1.2-12

飛来物が原子炉建屋への衝突，貫通した場合，屋内設備の損傷の可能性を否定できないことから，原子炉補機冷却系の機能喪失に伴う隔離事
象，非常用ガス再循環系／非常用ガス処理系の機能喪失に伴う計画外停止，ほう酸水注入系の機能喪失に伴う計画外停止，可燃性ガス濃度制御系の機能喪失に伴う計画外停止，中央制御室換気系の機能喪失に伴う計画外停止，気体廃棄物処理系の機能喪失に伴う隔離事象に至るシナリオ
は考えられるため，起因事象として特定する。
飛来物がタービン建屋へ衝突，貫通した場合，(4)①と同様にタービン，
発電機の損傷に伴う非隔離事象，タービン補機冷却系の損傷に伴うター
ビン・サポート系故障，原子炉補機冷却系の損傷に伴う隔離事象，主蒸
気管の損傷に伴う隔離事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷(3)③のとおり，建屋及び屋内外設備に対する組合せ荷重により発生する可能性のあるシナリオについては，①，②に包絡されるため，起因事
象として特定不要であると判断した。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える竜巻事象に対し発生可能性のある起因事象として以下を選定した。
・原子炉建屋ブローアウトパネルの開放に伴う計画外停止
・原子炉補機冷却系の損傷に伴う隔離事象
・非常用再循環系／非常用ガス処理系の損傷に伴う計画外停止
添付 2.1.2-13

・ほう酸水注入系の損傷に伴う計画外停止
・可燃性ガス濃度制御系の損傷に伴う計画外停止
・中央制御室換気系の機能喪失に伴う計画外停止
・気体廃棄物処理系の機能喪失に伴う隔離事象
・タービン，発電機の損傷に伴う非隔離事象
・タービン補機冷却系の損傷に伴うタービン・サポート系故障
・主蒸気系の損傷に伴う隔離事象
・送電線の損傷に伴う外部電源喪失
・主排気筒の損傷に伴う隔離事象
・復水貯蔵タンクの損傷に伴う計画外停止
・非常用ディーゼル発電機の附属機器の損傷，かつ外部電源喪失の同時発生に伴う全交流動力電源喪失
・残留熱除去系海水系の損傷に伴う最終ヒートシンク喪失
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系の損傷に伴う計画外停止
・非常用ディーゼル発電機海水系の損傷，かつ外部電源喪失の同時発生に伴う全交流動力電源喪失
・補機冷却海水系の損傷に伴うタービン・サポート系故障
・循環水系の損傷に伴う隔離事象
上記起因事象については，いずれも運転時の内部事象や地震，津波レベル
１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，竜巻を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。

添付 2.1.2-14

添付資料 2.1.3
凍結事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
低温（凍結）事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事例や国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結②ヒートシンク（海水）の凍結③着氷による送電線の相間短絡(2)

評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す屋外設置の設備等を評価対象設備として選定した。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結・軽油貯蔵タンク及び非常用ディーゼル発電機用燃料移送系（以下「軽油貯蔵タンク等」という。）
・復水貯蔵タンク及び附属配管（以下「復水貯蔵タンク等」という。）②ヒートシンク（海水）の凍結
・取水設備（海水）添付 2.1.3-1

③着氷による送電線の相間短絡
・送電線

(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評
価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結・軽油貯蔵タンク等の凍結
低温によって軽油貯蔵タンク等の軽油が凍結するとともに，以下③に示す外部電源喪失が発生している状況下においては，非常用ディー
ゼル発電機デイタンクの燃料枯渇により「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・復水貯蔵タンク等の凍結
低温によって復水貯蔵タンク等の保有水が凍結した場合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシナリオ。

②ヒートシンク（海水）の凍結
低温によって東海第二発電所周辺の海水が凍結することは起こりえな
いと考えられるため，この損傷・機能喪失モードについては考慮しない。

③着氷による送電線の相間短絡
・送電線の地絡，短絡
送電線や碍子へ着氷することによって相間短絡を起こし，「 外部電源喪失」に至るシナリオ。

添付 2.1.3-2

(4)

起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える低温（凍結）事象に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンス
グループ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結・軽油貯蔵タンク等の凍結
燃料移送系が凍結するような低温事象は，事前に予測が可能であり，燃料移送系の循環運転等による凍結防止対策が可能であることから，
燃料移送系が凍結する可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
・復水貯蔵タンク等の凍結
復水貯蔵タンク等の保有水が凍結するような低温事象は，事前に予測が可能であり，復水貯蔵タンク等の循環運転等による凍結防止対策が可能であることから，保有水が凍結する可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。

②ヒートシンク（海水）の凍結(3)②のとおり，この損傷・機能喪失モードは考慮しないため，起因事
象として特定しない。
③着氷による送電線の相間短絡
・送電線の地絡，短絡
着氷に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超え
添付 2.1.3-3

る低温事象に対しては発生を否定できないため，送電線の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える低温事象に対し発生可能性のある起因事象として
外部電源喪失を特定したが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，凍結を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。

添付 2.1.3-4

添付資料 2.1.4
積雪事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
積雪事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評
価事例や国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①建屋天井や屋外設備に対する積雪荷重②着雪による送電線の相間短絡③給気フィルタ等の閉塞(2)

評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置（屋外に面した設備含む）の設備等を評価対象設備として選定した。
①建屋天井や屋外設備に対する積雪荷重＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・非常用ディーゼル発電機の附属機器（排気ファン，吸気フィルタ等）
添付 2.1.4-1

・復水貯蔵タンク
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系②着雪による送電線の相間短絡
・送電線③給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機の附属機器（給気口，吸気フィルタ）・中央制御室換気系（給気口）
・残留熱除去系海水系（モータ）・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（モータ）・非常用ディーゼル発電機海水系（モータ）・補機冷却海水系（モータ）・循環水系（モータ）(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評
価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①建屋天井や屋外設備に対する荷重＜建屋＞
・原子炉建屋
添付 2.1.4-2

原子炉建屋（原子炉棟）屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系サージタンクが物理的に機能喪失した場合，原子炉補機冷却系の機能喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。
原子炉建屋（付属棟）屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央制御室換気系が物理的に機能喪失した場合，
中央制御室換気系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
原子炉建屋（廃棄物処理棟）屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している気体廃棄物処理設備が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ。
・タービン建屋
タービン建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置しているタービンや発電機に影響が及び「非隔離事象」に至るシ
ナリオ。また，タービン補機冷却系サージタンクに影響が及び，「ター
ビン・サポート系故障」に至るシナリオ。
＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
超高圧開閉所屋上，特別高圧開閉所，変圧器が積雪荷重により崩落
し，送受電設備に影響が及び，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
・復水貯蔵タンク
復水貯蔵タンク天板が積雪荷重により崩落し，保有水が喪失した場
合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機の附属機器
積雪荷重により非常用ディーゼル発電機の附属機器が損傷した場合，
非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発
添付 2.1.4-3

生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・残留熱除去系海水系
積雪荷重により残留熱除去系海水系ポンプが損傷した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
積雪荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系ポンプが損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機海水系
積雪荷重により非常用ディーゼル発電機海水系ポンプが損傷した場
合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・補機冷却海水系
積雪荷重により補機冷却海水系ポンプが損傷した場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
・循環水系
積雪荷重により循環水ポンプが損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。

②着雪による送電線の相間短絡
送電線や碍子へ着雪することによって相間短絡を起こし，「 外部電源喪失」に至るシナリオ。

添付 2.1.4-4

③給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機附属機器の閉塞
積雪により非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリ
オ。
・中央制御室換気系給気口の閉塞
中央制御室換気系の給気口は，地面より約 5.6m，約 19m の２箇所に設置されており，堆積物による閉塞は考え難いため，シナリオの選定は不要である。
・海水ポンプモータ空気冷却器給気口の閉塞
積雪により残留熱除去系海水系ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシ
ンク喪失」に至るシナリオ。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
非常用ディーゼル発電機海水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリ
オ。
補機冷却海水系ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
循環水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，復水器真添付 2.1.4-5

空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。

(4)

起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える積雪事象に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ
抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①建屋天井や屋外設備に対する荷重
積雪事象が各建屋天井や屋外設備の許容荷重を上回った場合には，(3)項にて選定した各シナリオが発生する可能性はあるが，各建屋天井の崩落や屋外設備が損傷するような積雪事象は，積雪事象の進展速度を踏まえると除雪管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。

②着雪による送電線の相間短絡
着雪に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える
積雪事象に対しては発生を否定できないため，送電線の着雪による短絡を想定した場合，外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として選定する。

③給気フィルタ等の閉塞
積雪事象により非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞した場合には，(3)項にて選定したシナリオが発生する可能性がある
が，非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞するような積雪事象は，積雪事象の進展速度を踏まえると除雪管理が可能である
添付 2.1.4-6

ことから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事
故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。
また，モータ空気冷却器給気口が閉塞した場合には，(3)項で選定したシナリオが発生する可能性があるが，モータ空気冷却器給気口が閉塞するような積雪事象は，積雪事象の進展速度を踏まえると除雪管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える積雪事象に対し発生可能性のある起因事象として
外部電源喪失を特定したが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，積雪を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。

添付 2.1.4-7

添付資料 2.1.5
落雷事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という）の損傷・機能喪失モードの抽出
落雷事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評
価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①屋内外計測制御設備に発生するノイズ②直撃雷による設備損傷③誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷(2)

評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す屋内設置の設備及び屋外設置の設備を評価対象
設備として選定した。
①屋内外計測制御設備に発生するノイズ・計測制御系②直撃雷による設備損傷
・外部電源系・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
添付 2.1.5-1

・補機冷却海水系
・循環水系③誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷・計測制御系(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評
価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①屋内外計測制御系設備に発生するノイズ・計測制御系
ノイズにより安全保護回路が誤動作した場合，「隔離事象」又は「原子炉緊急停止系誤動作」に至るシナリオ。
ノイズにより安全保護回路以外の計測制御系が誤動作した場合，「非隔離事象」，「全給水喪失」又は「水位低下事象」に至るシナリオ。
②直撃雷による設備損傷
・外部電源系
直撃雷により外部電源系が損傷した場合，外部電源系の機能喪失による「外部電源喪失」に至るシナリオ。
・残留熱除去系海水系
直撃雷により残留熱除去系海水系が損傷した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
直撃雷により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至る
添付 2.1.5-2

シナリオ。
・非常用ディーゼル発電機海水系
直撃雷により非常用ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，外部電源喪失の同時発生を想定した
場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・補機冷却海水系
直撃雷により補機冷却海水系が損傷した場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
・循環水系
直撃雷により循環水系が損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。
③誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷・計測制御系
誘導雷サージにより計測制御系が損傷した場合，計測・制御系喪失により制御不能に至るシナリオ。

(4)

起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を上回る落雷に対する起因事
象発生可能性評価を実施し，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮
すべき起因事象の特定を行った。
①屋内外計測制御設備に発生するノイズ
落雷によって安全保護回路に発生するノイズの影響により誤動作する
可能性を否定できず，隔離事象又は原子炉緊急停止系誤動作に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
また，落雷によって安全保護回路以外の計測制御系に発生するノイズ
添付 2.1.5-3

の影響により誤動作する可能性を否定できず，非隔離事象，全給水喪失
又は水位低下事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
なお，上記事象以外の誤動作（ポンプの誤起動等）については，設備の機能喪失には至らず，かつ復旧についても容易であることから，起因事象としては特定しない。

②直撃雷による設備損傷
外部電源系に過渡な電流が発生した場合，機器には雷サージの影響を緩和するため保安器が設置されているが，落雷が発生した場合，外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
残留熱除去系海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプ
モータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定できない。
また，区分分離が実施された複数の系統に期待できるが，同時に機能喪失することを保守的に考慮し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオは考えられるため起因事象として特定する。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定できないことから，計画外停止に至るシナリオは考えられるため起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定できない。また，区分分離が実施された複数の系統に期待できるが，同時に機能喪失することを保守的に考慮し，全交流動力電源喪失に至るシ
ナリオは考えられるため起因事象として特定する。
添付 2.1.5-4

補機冷却海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定できない。また，
区分分離が実施された複数の系統に期待できるが，同時に機能喪失することを保守的に考慮し，タービン・サポート系故障に至るシナリオは考えられるため起因事象として特定する。
循環水ポンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定できないため，隔離事象に至るシナリオは考えられるため起因事象
として特定する。

③誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷
落雷による誘導雷サージを接地網に効果的に導くことができない場合には，電気盤内の絶縁耐力が低い回路が損傷し，原子炉施設の安全保護系機能が喪失する。しかし，安全保護回路はシールド付きケーブルを使用し，屋内に設置されているため，損傷に至る有意なサージの侵入はないものと判断されることから，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
なお，安全保護回路以外の計測制御系は，誘導雷サージの影響により損傷し，安全保護回路以外の計測・制御系喪失により制御不能に至る可能性を否定できない。制御不能となった場合は，非隔離事象，全給水喪
失又は水位低下事象に至る可能性は考えられるため，起因事象として特
定する。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える落雷事象に対し発生可能性のある起因事象として以下を特定した。
添付 2.1.5-5

・安全保護回路に発生するノイズの影響に伴う隔離事象又は原子炉緊急停
止系誤動作
・安全保護回路以外の計測制御系に発生するノイズの影響に伴う非隔離事
象，全給水喪失又は水位低下事象
・外部電源系の損傷に伴う外部電源喪失
・残留熱除去系海水系の損傷に伴う最終ヒートシンク喪失
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系の損傷に伴う計画外停止
・非常用ディーゼル発電機海水系の損傷，かつ外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失
・補機冷却海水系の損傷に伴うタービン・サポート系故障
・循環水系の損傷に伴う隔離事象
・安全保護回路以外の計測制御系の損傷に伴う非隔離事象，全給水喪失又は水位低下事象
上記起因事象については，いずれも運転時の内部事象や地震，津波レベル
１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，落雷を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断される。

添付 2.1.5-6

添付資料 2.1.6
火山事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
火山事象のうち，火山性土石流といった原子力発電所の火山影響評価ガ
イド（制定

平成 25 年 6 月 19 日

原規技発第 13061910 号

原子力規制委員会決定）（以下「影響評価ガイド」という。）において設計対応不可とされている事象については，影響評価に基づく立地評価にて原子力発電所の運用期間中に影響を及ぼす可能性がないと判断されている。よって，個々の火山事象への設計対応及び運転対応の妥当性について評価を行うため抽出した降下火砕物を対象に原子力発電所への影響を検討するものとする。
降下火砕物により設備等に発生する可能性のある影響について，影響評
価ガイドも参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①降下火砕物の堆積荷重②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡(2)

評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置（屋外に面した設備含む。）の添付 2.1.6-1

設備等を評価対象設備として選定した。
①降下火砕物の堆積荷重＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・非常用ディーゼル発電機の附属機器（排気ファン，吸気フィルタ等）
・復水貯蔵タンク・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機の附属機器（給気口，吸気フィルタ）・中央制御室換気系（給気口）
添付 2.1.6-2

・残留熱除去系海水系（モータ）・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（モータ）・非常用ディーゼル発電機海水系（モータ）・補機冷却海水系（モータ）・循環水系（モータ）④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響
・屋外設備全般⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡
・送電線

(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評
価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①降下火砕物の堆積荷重＜建屋＞
・原子炉建屋
原子炉建屋（原子炉棟）屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系サージタ
ンクが物理的に機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ。
原子炉建屋（付属棟）屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央制御室換気系が物理的に機能喪失した場合，中央制御室換気系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
添付 2.1.6-3

原子炉建屋（廃棄物処理棟）屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している気体廃棄物処理設備が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ。
・タービン建屋
タービン建屋屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置しているタービンや発電機に影響が及び，「非隔離事象」に至るシナリオ。また，タービン補機冷却系サージタンクに影響が及び，「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
超高圧開閉所屋上，特別高圧開閉所，変圧器が降下火砕物による堆積荷重により崩落し，送受電設備に影響が及び，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
・復水貯蔵タンク
復水貯蔵タンク天板が降下火砕物による堆積荷重により崩落し，保有水が喪失した場合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシ
ナリオ。
・非常用ディーゼル発電機の附属機器
降下火砕物による堆積荷重により非常用ディーゼル発電機の附属機器が損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・残留熱除去系海水系
降下火砕物による堆積荷重により残留熱除去系海水系ポンプが損傷した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク
添付 2.1.6-4

喪失」に至るシナリオ。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
降下火砕物による堆積荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機海水系ポンプが損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機海水系
降下火砕物による堆積荷重により非常用ディーゼル発電機海水系ポンプが損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・補機冷却海水系
降下火砕物による堆積荷重により補機冷却海水系ポンプが損傷した
場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
・循環水系
降下火砕物による堆積荷重により循環水ポンプが損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。

②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞
海水中への降下火砕物によって海水ストレーナが閉塞，熱交換器の伝熱管が閉塞及び海水ポンプ軸受が閉塞により異常摩耗した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」，高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発電機海水系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。非常用ディーゼル発電機海水系の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリ
添付 2.1.6-5

オ。補機冷却海水系の機能喪失による「タービン・サポート系故障」，循
環水系の機能喪失に伴う復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシ
ナリオ。

③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機附属機器の閉塞
降下火砕物の吸込み又は給気口への堆積により非常用ディーゼル発
電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・中央制御室換気系給気口の閉塞
中央制御室換気系の給気口は，地面より約 5.6m，約 19m の２箇所に設置されており，堆積物による閉塞は考え難いためシナリオの選定は不要である。また，吸気口へ降下火砕物の吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。
・海水ポンプモータ空気冷却器給気口の閉塞
降下火砕物の吸込み又は給気口への堆積により残留熱除去系海水系
ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
非常用ディーゼル発電機海水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源
添付 2.1.6-6

喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリ
オ。
補機冷却海水系ポンプの空気冷却器給気口が閉塞した場合，タービ
ン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリ
オ。
循環水ポンプの空気冷却器給気口が閉塞した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。

④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響
降下火砕物が屋外設備に付着することによる腐食については，屋外設
備表面には耐食性の塗装（エポキシ樹脂系等）が施されており腐食の抑制効果が考えられること，腐食の進展速度の遅さを考慮し，適切な保全管理が可能と判断したため，この損傷・機能喪失モードについては考慮しない。

⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡
降下火砕物が送電線や碍子へ付着し，霧や降雨の水分を吸収することによって，相間短絡を起こし「外部電源喪失」に至るシナリオ。

(4)

起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える降下火砕物に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグルー
プ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①降下火砕物の堆積荷重
降下火砕物の堆積が各建屋天井や屋外設備の許容荷重を上回った場合
添付 2.1.6-7

には，(3)①にて選定した各シナリオが発生する可能性はあるが，各建屋天井の崩落や屋外設備が損傷するような火山事象は，火山事象の進展速度を踏まえると除灰管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえな
いと考えられるため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞
海水系ストレーナの閉塞については，降下火砕物の粒径とストレーナ
目開きを比較すると，粒径の方が大きく，ストレーナ閉塞の可能性を否定できないが，海水ストレーナは切替及び清掃が可能であることから，機能喪失することは考えにくいため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
熱交換器の伝熱管，海水ポンプ軸受の異常摩耗については，降下火砕
物の硬度を考慮すると，海水中の降下火砕物によって熱交換器の伝熱管や海水ポンプ軸受の異常摩耗は進展しにくく，機能喪失することは考えにくいため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。

③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞
降下火砕物の吸込み又は給気口への堆積により非常用ディーゼル発電
機室の給気口，吸気フィルタを閉塞した場合には，(3)③にて選定したシナリオが発生する可能性があるが，非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞するような火山事象は，火山事象の進展速度を踏まえると除灰管理又はフィルタの交換が可能であることから，発生可能性
は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては特定不要
添付 2.1.6-8

であると判断した。
また，モータ空気冷却器給気口が閉塞した場合には，(3)③にて選定したシナリオが発生する可能性があるが，モータ空気冷却器給気口が閉塞するような火山事象は，火山事象の進展速度を踏まえると除灰管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。

④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響
降下火砕物が屋外設備に付着することによる腐食については，(3)④のとおり，この損傷・機能喪失モードは考慮しないため，起因事象として特定しない。

⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡
降下火砕物の影響を受ける可能性がある送受電設備は，発電所内外の広範囲に渡るため，全域における管理が困難なことを踏まえると設備等の不具合による外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事
象として特定する。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える火山事象に対し発生可能性のある起因事象として
外部電源喪失を特定したが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，火山事象を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。
添付 2.1.6-9

添付資料 2.1.7
森林火災事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
森林火災により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評
価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷②ばい煙による設備等の閉塞(2)

評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置の設備等を評価対象設備として選定した。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・復水貯蔵タンク・非常用ディーゼル発電機の附属設備（排気ファン，吸気フィルタ等）
添付 2.1.7-1

・主排気筒・非常用ガス処理系
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系②ばい煙による設備等の閉塞・非常用ディーゼル発電機の附属設備（空気冷却器等）
・中央制御室換気系
・残留熱除去系海水系（モータ）・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（モータ）・非常用ディーゼル発電機海水系（モータ）・補機冷却海水系（モータ）・循環水系（モータ）・中央制御室換気系(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評
価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷＜建屋＞
森林火災の輻射熱による建屋への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離
添付 2.1.7-2

があることを考慮すると，建屋の許容温度を下回り，建屋が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による建屋影響について，24 時
間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
森林火災の輻射熱により送受電設備が損傷した場合，「 外部電源喪失」に至るシナリオ。
なお，送受電設備への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，敷地内の送受電設備が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊
による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができる。
・復水貯蔵タンク
森林火災の輻射熱による復水貯蔵タンクへの影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，復水貯蔵タンク水の最高使用温度を下回り，タンクが損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
・非常用ディーゼル発電機の附属設備
森林火災の輻射熱による非常用ディーゼル発電機の附属設備への影
添付 2.1.7-3

響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，非常用ディーゼル発電機の附属設備が受ける輻射強度は低いため，非常用ディー
ゼル発電機の附属設備が損傷することはない。また，森林火災の輻射
熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
・主排気筒
森林火災の輻射熱による主排気筒への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，主排気筒が受ける輻射強度は低いため，主排気筒が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
・非常用ガス処理系
森林火災の輻射熱による非常用ガス処理系排気筒及び配管への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，非常用ガス処理
系排気筒及び配管が受ける輻射強度は低いため，海水系が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在
している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることからシナリオの選定は不要である。
・残留熱除去系海水系／高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
添付 2.1.7-4

／非常用ディーゼル発電機海水系／補機冷却海水系／循環水系（以下「海水系」という。）
森林火災の輻射熱による海水系への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，海水系が受ける輻射強度は低いため，海水系が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。

②ばい煙による設備等の閉塞・非常用ディーゼル発電機の附属設備（空気冷却器等）の閉塞
非常用ディーゼル発電機を構成する機器の間隙は，ばい煙の粒径より広いことから閉塞し難いため，シナリオの選定は不要である。
・非常用ディーゼル発電機の附属設備（吸気フィルタ等）の閉塞
森林火災で発生するばい煙の非常用ディーゼル発電機吸気フィルタ
への吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。
・海水系ポンプモータ空気冷却器給気口の閉塞
海水系ポンプモータは外気を取込まない構造であり，また，空冷モータの冷却流路の口径は，ばい煙の粒径より広いことから閉塞し難い
ため，シナリオの選定は不要である。
・中央制御室換気系の閉塞
森林火災で発生するばい煙の中央制御室換気系吸気口への吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能で添付 2.1.7-5

あることからシナリオの選定は不要である。

(4)

起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，森林火災に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷＜建屋＞
森林火災の輻射熱による各建屋の損傷については，(3)①のとおり，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
＜屋外設備＞
森林火災の輻射熱により送電線が損傷する可能性が否定できないた
め，送電線の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。その他の屋外設備についての損傷のシ
ナリオについては，(3)①及び(3)②のとおり，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。

②ばい煙等による設備等の閉塞
森林火災のばい煙等による設備等の閉塞については，(3)②のとおり，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて森林火災に対し発生可能性のある起因事象として外部電源喪失を特定したが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮している
ことから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
添付 2.1.7-6

よって，森林火災を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。

添付 2.1.7-7

添付資料 2.1.8
自然現象の重畳に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

設計基準を超える自然現象の重畳の考慮について
自然現象の重畳影響
自然現象の重畳評価については，損傷・機能喪失モードの相違に応じて，以下に示す影響を考慮する。
Ⅰ．各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース（例：積雪と降下火砕物による堆積荷重の増加）
Ⅱ．ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより影響が増長するケース（例：地震により浸水防止機能が喪失して浸水量が増加）Ⅲ-1．他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース（例：降水による降下火砕物密度の増加）
Ⅲ-2．他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース（例：斜面に降下火砕物が堆積した後に大量の降水により滑り，プラント周辺まで降下火砕物を含んだ水が押し寄せる状態。単独事象としては想定していない。）(2)

重畳を考慮する自然現象
添付資料2.1.1 大規模損壊を発生させる可能性のある大規模な自然災
害・外部人為事象の抽出プロセスによって収集した自然現象55事象のうち，添付資料2.1.1の第3表に示す評価結果から，以下の観点から除外した事象については，重畳影響について考慮不要と判断し，地震，津波，竜巻，凍結，積雪，落雷，火山の影響，森林火災の8事象に加え，単独事象においては除塵装置等に期待することで影響がないと判断した生物学的事象を加えた9事象を重畳影響として評価する。
添付 2.1.8-1

○東海第二発電所及びその周辺では発生しない（若しくは，発生が極めて稀）と判断した事象
No.2：隕石，No.9：土壌の収縮又は膨張，No.14：雪崩，No.24：草原
火災，No.28：ハリケーン，No.31：氷壁，No.32：土砂崩れ（山崩れ，がけ崩れ），No.42：地滑り，No.43：カルスト，No.44：地下水による浸食， No.53：土石流，No.54：水蒸気○単独事象での評価において設備等への影響がない（若しくは，非常に小さい）と判断した事象で，他の事象との重畳を考慮しても明らかに設備等への影響がないと判断した事象
No.4：河川の迂回，No.16：海岸浸食，No.17：干ばつ，No.21：濃霧，
No.23：霜・白霜，No.26：極高温，No.34：湖又は河川の水位低下，No.36：
陥没，地盤沈下，地割れ，No.38：もや，No.39：塩害・塩雲，No.40：
地面の隆起，No.51：低温水（海水温低），No.52：泥湧出（液状化）○影響が他の事象に包絡されると分類した事象（包絡する側の事象を評価することで，重畳影響も包絡される）
No.3：降水，No.5：砂嵐，No.6：静振，No.10：高潮，No.13：波浪・高波，No.18：洪水，No.19：風（台風），No.25：ひょう・あられ，No.27：
満潮，No.29：氷結，No.30：氷晶，No.35:湖又は河川の水位上昇，No.37:
極限的な圧力，No.41：動物，No.45：海水面低，No.46：海水面高，No.47：
地下水による地滑り，No.48：水中の有機物，No.49：太陽フレア・磁気嵐，No.50：高温水，No.55：毒性ガス確認した結果としては，重畳影響Ⅰ～Ⅲ-1については，以下に示す理由から，単独事象での評価において抽出されたシナリオ以外のシナリオが生じることはなく，重畳影響Ⅲ-2については，該当するケースは無かった。
Ⅰ．各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長す
添付 2.1.8-2

るケース
重畳により影響度合いが大きくなるのみであり，単独で設計基準を超える事象に対してシナリオの抽出を行っていることを踏まえると，
新たなシナリオは生じない。
Ⅱ．ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長するケース
単独の自然現象に対するシナリオの選定において，設計基準を超える事象を評価対象としているということは，つまり設備耐力や防護対策に期待していないということであり，単独事象の評価において抽出された以外の新たなシナリオは生じない。
Ⅲ-1．他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース
一方の自然現象の前提条件が，他方の自然現象により変化し，元の自然現象の影響度が大きくなったとしても，Ⅰ．と同様，単独で設計基準を超える事象に対してシナリオ抽出を行っているため，新たなシ
ナリオは生じない。

(3)

重畳影響評価まとめ
事故シーケンスの抽出という観点においては，上述のとおり，自然現象が重畳することにより，単独事象の評価で特定されたシナリオに対し新たなものが生じることはなく，自然現象重畳により新たに追加すべき事故シーケンスは発生しないものと判断した。

添付 2.1.8-3

－

津波による設備の浸水

荷重（堆積）

閉塞（海水系） 海水系ストレーナの閉塞

荷重（堆積）

閉塞（海水系） 漂流物による取水口，海水ストレーナの閉塞

浸水

荷重（衝突）

閉塞（吸気等） 給気フィルタ等の閉塞

荷重（衝突）

落雷

森林火災

竜巻

生物学的事象－降下火砕物の付着による送電線の相間短絡

電気的影響

－

－

屋内外計測制御設備に発生するノイズ－－

給気フィルタ等の閉塞

閉塞（吸気等）
電気的影響（ノイズ）
電気的影響（直撃雷）
電気的影響（雷サージ）

誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷

－

輻射熱

温度

直撃雷

－

荷重（気圧差） 気圧差による荷重－－

風圧による荷重

荷重（風）－荷重（飛来物） 飛来物による荷重

齧歯類（ネズミ等）によるケーブル類の損傷

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

－

腐食成分による化学的影響

電気的影響

－

－

－

腐食

閉塞（海水系） 取水口，海水ストレーナの閉塞

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

雪の堆積による

着雪による送電線の相間短絡

荷重（堆積）

電気的影響

－

－

Ⅱ

－

－

－

－

Ⅰ

Ⅰ

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅱ

Ⅱ

－

－

－

－

－

地震による荷重

電気的影響

荷重（地震）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

Ⅲ－１

Ⅲ－１

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

電気的影響

荷重
（堆積）

荷重
（地震）

－

電気的影響

積雪（暴風雪）地震活動

着氷による送電線の相間短絡

温度

極低温

屋外機器内部流体，ヒートシンク（海水）の凍結

事象1

温度

設備の損傷・機能喪失モード

火山（火山活動・
閉塞（吸気等） 給気フィルタ等の閉塞
降下火砕物）

津波

積雪（暴風雪）

地震活動

極低温

自然現象

事象2

【凡例】
－：各自然現象が重畳した場合でも単独事象同士の影響評価より増長しない
Ⅰ：各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース
Ⅱ：ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長するケース
Ⅲ－１：他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース
Ⅲ－２：他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

Ⅲ－１

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

－

－

－

閉塞
（吸気等）

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

Ⅰ

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

荷重
（衝突）

第1表

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

浸水

津波

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

閉塞
（海水系）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

Ⅲ－１

－

－

荷重
（堆積）

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

Ⅲ－１

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

閉塞
（吸気等）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

Ⅰ

－

－

－

－

－

－

－

－

閉塞
（海水系）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

腐食

火山（火山活動・降下火砕物）

自然現象の重畳確認結果

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

Ⅰ

－

電気的影響

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

－

Ⅰ

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

Ⅱ

－

－

閉塞
（海水系）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

電気的影響

生物学的事象

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅱ

Ⅰ

－

－

－

Ⅰ

－

－

荷重
（風）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅱ

Ⅰ

－

－

－

Ⅰ

－

－

荷重
（飛来物）

竜巻

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

荷重
（気圧差）

－

－

－

－

－

Ⅲ－１

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

温度

－

－

－

－

－

Ⅲ－１

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

閉塞
（吸気等）

森林火災

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

電気的影響
（ノイズ）

－

－

－

Ⅱ

Ⅱ

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅱ

－

－

－

Ⅱ

－

－

電気的影響
（直撃雷）

落雷

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

電気的影響
（雷サー
ジ）

重畳事象(事象1×事象2）

極低温（電気的影響）×積雪（電気的影響）

極低温（電気的影響）×火山（電気的影響）

地震活動（荷重（地震））×津波（荷重（浸水））

地震活動（荷重（地震）)×津波（閉塞（海水系））

地震活動（荷重（地震））×竜巻（荷重（風））地震活動（荷重（地震））×竜巻（荷重（飛来物））

地震活動（荷重（地震）×落雷（電気的影響（直撃雷））

積雪（荷重（堆積））×地震（荷重（地震））

積雪（荷重（堆積））×津波（荷重（波力））

積雪（荷重（堆積））×火山（荷重（堆積））積雪（電気的影響）×極低温（電気的影響）

積雪（電気的影響）×火山（電気的影響）

積雪（閉塞（吸気等））×火山（閉塞（吸気等））

No.

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅲ－１

Ⅲ－１

Ⅱ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅲ－１

Ⅱ

Ⅰ

Ⅰ

影響

検討結果

事象の重畳 個別検討結果（1/4）

雪と降下火砕物の同時発生によって，フィルタ閉塞による非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→積雪及び降下火砕物については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（フィルタ交換作業）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

送電線への付着物の増加により，送電線の相間短絡による外部電源喪失が考えられる。
→各々の事象で外部電源喪失を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

送電線への付着物の増加により，送電線の相間短絡による外部電源喪失が考えられる。
→各々の事象で外部電源喪失を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

積雪荷重と降下火砕物堆積荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→積雪及び降下火砕物については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪，降下火砕物の除去）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

積雪荷重と津波波力の同時発生によって，建屋内浸水び屋外設備等の損傷が考えられる。
→津波単独で喪失する可能性のある機器として，建屋内浸水及び屋外設備等の損傷を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，積雪については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪）を講じることが可能である。

積雪荷重と地震による荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，積雪については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪）を講じることが可能である。

地震によって避雷設備が損傷した後の落雷によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，落雷については，排気筒が避雷導体となることによって，落雷電流を地中の設置網へ導く機能は確保される。

地震による荷重と竜巻による飛来物の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，竜巻については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置等）を講じることが可能である。

地震による荷重と竜巻の風荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

地震による取水口周辺の構造物の損傷と津波による漂流物の同時発生により，取水機能の喪失が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，海水ポンプを想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

地震によって浸水防護機能が喪失した後の津波によって，原子炉建屋内への浸水及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→津波単独での影響評価として，原子炉建屋内への浸水を想定しており，事象の重畳によって浸水高さに変化がないことから，新たに想定すべきシ
ナリオは発生しない。

送電線への付着物の増加により，送電線の相間短絡による外部電源喪失が考えられる。
→各々の事象で外部電源喪失を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

送電線への付着物の増加により，送電線の相間短絡による外部電源喪失が考えられる。
→各々の事象で外部電源喪失を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

第2表

積雪（閉塞（吸気等））×竜巻（荷重（風））積雪（閉塞（吸気等））×森林火災（閉塞（吸気等））

津波（荷重（衝突））×地震活動（荷重（地震））

津波（荷重（衝突））×竜巻（荷重（風））津波（荷重（衝突））×竜巻（荷重（飛来物））

火山（荷重（堆積））×地震（荷重（地震））

火山（荷重（堆積））×積雪（荷重（堆積））

火山（閉塞（吸気等））×積雪（閉塞（吸気等））

火山（閉塞（吸気系））×竜巻（荷重（風））火山（閉塞（吸気系））×森林火災（閉塞（吸気系））

火山（閉塞（海水系））×津波（閉塞（海水系））

火山（閉塞（海水系））×生物学的事象（閉塞（海水系））

火山（電気的影響）×極低温（電気的影響）

15

16

17

18

19

20

21

22

23

24

25

26

重畳事象(事象1×事象2）

14

No.

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅲ－１

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅲ－１

影響

検討結果

事象の重畳 個別検討結果（2/4）

送電線への付着物の増加により，送電線の相間短絡による外部電源喪失が考えられる。
→各々の事象で外部電源喪失を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

降下火砕物とクラゲ等の海生生物の同時発生によって，ストレーナ閉塞による取水機能の喪失が考えられる。
→地震等の単独で喪失する可能性のある機器として，海水ポンプを想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

降下火砕物と津波による漂流物の同時発生によって，取水機能の喪失が考えられる。
→津波単独で喪失する可能性のある機器として，海水ポンプを想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

降下火砕物と森林火災の同時発生によって，フィルタ閉塞の可能性が高まり非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→降下火砕物については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（フィルタ交換作業）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

降下火砕物と竜巻の同時発生によって，フィルタ閉塞による非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→竜巻単独で喪失する可能性のある機器として，交流電源設備の損傷を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，降下火砕物については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（降下火砕物の除去）を講じることが可能である。

降下火砕物と雪の同時発生によって，フィルタ閉塞による非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→降下火砕物及び積雪については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（フィルタ交換作業）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

降下火砕物堆積荷重と積雪荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→降下火砕物及び積雪については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪，降下火砕物の除去）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

降下火砕物堆積荷重と地震による荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震の想定において，原子炉建屋及び屋外設備の損傷を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，降下火砕物については，
事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（降下火砕物の除去）を講じることが可能である。

津波波力と竜巻による飛来物の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，竜巻については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置等）を講じることが可能である。

津波波力と竜巻の風荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，竜巻については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置等）を講じることが可能である。

津波波力と余震による荷重との同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震の想定において，原子炉建屋及び屋外設備の損傷を想定しており，新たに想定すべきシナリオを発生しない。

雪と森林火災の同時発生によって，フィルタ閉塞の可能性が高まり非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→積雪については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（フィルタ交換作業）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

雪と竜巻の同時発生によって，フィルタ閉塞による非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→竜巻単独で喪失する可能性のある機器として，交流電源設備の損傷を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，積雪については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪）を講じることが可能である。

第2表

火山（電気的影響）×積雪（電気的影響）

生物学的事象（閉塞（海水系））×地震（地震（荷重））

生物学的事象（閉塞（海水系））×津波（閉塞（海水系））

生物学的事象（閉塞（海水系））×火山（閉塞（海水系））

生物学的事象（閉塞（海水系））×竜巻（荷重（飛来物））

竜巻（荷重（風））×地震活動（荷重（地震）)

竜巻（荷重（風））×津波（荷重（衝突））竜巻（荷重（風））×津波（浸水）

竜巻（荷重（飛来物））×地震活動（荷重（地震）)

竜巻（荷重（飛来物））×津波（荷重（衝突））竜巻（荷重（飛来物））×津波（浸水））

森林火災（温度）×竜巻（荷重（風））森林火災（閉塞（吸気等））×積雪（閉塞（吸気等））

28

29

30

31

32

33

34

35

36

37

38

39

重畳事象(事象1×事象2）

27

No.

Ⅰ

Ⅲ－１

Ⅱ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅱ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅱ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅱ

Ⅰ

影響

検討結果

事象の重畳 個別検討結果（3/4）

森林火災と雪の同時発生によって，フィルタ閉塞の可能性が高まり非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→積雪については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（フィルタ交換作業）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

竜巻の影響により，森林火災の輻射熱の影響が大きくなることによって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→竜巻の継続時間は短く風向は一定でないことから輻射熱の影響は限定的であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

竜巻による飛来物によって浸水防護機能が喪失した後の津波によって，原子炉建屋内への浸水及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→津波単独での影響評価として，原子炉建屋内への浸水を想定しており，事象の重畳によって浸水高さに変化がないことから，新たに想定すべきシ
ナリオは発生しない。また，竜巻については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置等）を講じることが可能である。

竜巻による飛来物と津波波力の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，竜巻については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置等）を講じることが可能である。

竜巻による飛来物と地震による荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，竜巻については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置等）を講じることが可能である。

竜巻の風荷重によって浸水防護機能が喪失した後の津波によって，原子炉建屋内への浸水及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→津波単独での影響評価として，原子炉建屋内への浸水を想定しており，事象の重畳によって浸水高さに変化がないことから，新たに想定すべきシ
ナリオは発生しない。

竜巻の風荷重と津波波力の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，竜巻については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置等）を講じることが可能である。

竜巻の風荷重と地震による荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

クラゲ等の海生生物と飛来物による除塵装置の機能喪失の同時発生によって，取水機能の喪失が考えられる。
→竜巻単独で喪失する可能性のある機器として，海水ポンプを想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

クラゲ等の海生生物と降下火砕物との同時発生によって，ストレーナ閉塞による取水機能の喪失が考えられる。
→地震等の単独で喪失する可能性のある機器として，海水ポンプを想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

クラゲ等の海生生物と津波による漂流物の同時発生によって，取水機能の喪失が考えられる。
→津波単独で喪失する可能性のある機器として，海水ポンプを想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

クラゲ等の海生生物と地震による除塵装置の機能喪失の同時発生によって，取水機能の喪失が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，海水ポンプを想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

送電線への付着物の増加により，送電線の相間短絡による外部電源喪失が考えられる。
→各々の事象で外部電源喪失を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

第2表

森林火災（閉塞（吸気等））×火山（閉塞（吸気等））

森林火災（閉塞（吸気系））×竜巻（荷重（風））落雷（電気的影響（直撃雷））×地震活動（荷重（地震））

落雷（電気的影響（直撃雷））×津波（荷重（衝突））

落雷（電気的影響（直撃雷））×竜巻（荷重（風））落雷（電気的影響（直撃雷））×竜巻（荷重（飛来物））

41

42

43

44

45

重畳事象(事象1×事象2）

40

No.

Ⅱ

Ⅱ

Ⅱ

Ⅱ

Ⅲ－１

Ⅰ

影響

検討結果

事象の重畳 個別検討結果（4/4）

落雷によって竜巻防護機能が喪失した後の竜巻によって，屋外設備等の損傷が考えられる。
→竜巻単独での影響評価として，原子炉建屋内への浸水を想定しており，事象の重畳によって浸水高さに変化がないことから，新たに想定すべきシ
ナリオは発生しない。

落雷によって竜巻防護機能が喪失した後の竜巻によって，屋外設備等の損傷が考えられる。
→竜巻単独での影響評価として，原子炉建屋内への浸水を想定しており，事象の重畳によって浸水高さに変化がないことから，新たに想定すべきシ
ナリオは発生しない。

落雷によって浸水防護機能が喪失した後の津波によって，原子炉建屋内への浸水及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→津波単独での影響評価として，原子炉建屋内への浸水を想定しており，事象の重畳によって浸水高さに変化がないことから，新たに想定すべきシ
ナリオは発生しない。

落雷と地震による荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

森林火災と竜巻の同時発生によって，フィルタ閉塞による非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→竜巻単独で喪失する可能性のある機器として，交流電源設備の損傷を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，森林火災については，予防散水を実施することで，影響が緩和可能である。

森林火災と降下火砕物の同時発生によって，フィルタ閉塞の可能性が高まり非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→降下火砕物については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（フィルタ交換作業）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

第2表

添付資料2.1.9
ＰＲＡで選定しなかった事故シーケンス等への対応について

レベル１ＰＲＡより抽出された事故シーケンスのうち，有効な炉心損傷防止対策の確保が困難な事故シーケンスは以下のとおりである。

ａ．原子炉建屋損傷
ｂ．格納容器損傷
ｃ．原子炉圧力容器損傷
ｄ．原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ）
ｅ．計装・制御系喪失
ｆ．格納容器バイパス
ｇ．防潮堤損傷
ｈ．大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
ｉ．直流電源喪失＋原子炉停止失敗
ｊ．交流電源喪失＋原子炉停止失敗

以上の事故シーケンスのうち，ａ．～ｇ．の事故シーケンスについては，外部事象による建屋・格納容器等の大規模な損傷を想定していることから，格納容器の閉じ込め機能に期待できない場合も想定されるシーケンスであるが，これらの全炉心損傷頻度への寄与割合は1％未満と小さく， 有意な頻度ではない。
また，これらの事象はプラントに及ぼす影響について大きな幅を有しており，影響が限定されるような小規模な事故の場合には，使用可能な炉心損傷防止対策や格納容器破損防止対策を柔軟に活用して，事故進展の緩和を図ることが可能である。万一，建屋全体が崩壊し，内部の安全系機器・配管の全てが機能喪
添付 2.1.9-1

失するような深刻な事故に至った場合でも，可搬型のポンプ・電源，放水砲等を駆使した対応により，臨機応変に影響緩和を試みることが可能であると考えられる。
ｈ．の事故シーケンスについては，ＬＯＣＡの破断面積が一定の大きさを超える場合，国内外の先進的な対策を考慮した場合であっても炉心損傷防止対策を講じることは困難であるが，格納容器の機能に期待できる事故シーケンスである。ｉ．～ｊ．の事故シーケンスについては，地震による直流電源又は交流電源の喪失と炉内構造物等の損傷による原子炉スクラムの失敗が重畳すること
により炉心損傷に至る事故シーケンスであるが，地震によりスクラム信号が発信した場合は，現実的には炉内構造物等が損傷に至るおそれのある最大加速度
による荷重を受けるより前に制御棒挿入が完了するものと考えらえる。なお，万一，地震による炉内構造物等の損傷により制御棒挿入が失敗し，さらに直流電源喪失又は交流電源喪失が重畳した場合は，可搬型のポンプ・電源，放水砲等を駆使した対応により，臨機応変に影響緩和を試みることが可能であると考えられる。
また，内部事象レベル１．５ＰＲＡにより炉心損傷後に格納容器バイパスに至るものとして，以下の格納容器破損モードを抽出している。

ｋ．格納容器隔離失敗

本事象が発生した場合，大量の放射性物質の放出に至る可能性があるが，全格納容器破損頻度への寄与割合は0.1％以下と小さく，有意な頻度ではない。
また，本事象については，事象進展に伴う物理的な現象に由来するものではなく，炉心損傷時点で格納容器が隔離機能を喪失している事象であることから，
炉心損傷防止対策が有効である。
添付 2.1.9-2

万一，本事象に至った場合においても，可搬型のポンプ・電源，放水砲等を駆使した対応により，臨機応変に影響緩和を試みることが可能であると考えられる。以上の事故シーケンス等への対応手順を第1表及び第2表に示す。

添付 2.1.9-3

第1表
事故シーケンスグループ

各事故シーケンスの対応の扱い（1／3）
事象の想定

ＣＤＦ
（／炉年）

対応手順

原子炉建屋が損傷することで，建屋内の格納容器，原子炉圧力容器等の構
造物及び機器が広範囲にわたり損傷し，原子炉注水を行った場合においても炉心損傷を回避できないことを想定した事故シーケンスである。
ａ．原子炉建屋損傷

大規模な損傷の場合，建屋損傷時に，緩和できない大規模なＬＯＣＡ（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ）が発生すると同時に，建屋内の原子炉注水系

1.5E-7

大規模損壊発生時の対応に含まれる。

4.1E-9

大規模損壊発生時の対応に含まれる。

2.2E-7

大規模損壊発生時の対応に含まれる。

配管が構造損傷して原子炉注水機能も喪失するため，炉心損傷に至る。建屋損傷の二次的被害により，格納容器や格納容器の貫通配管が損傷しており，閉じ込め機能にも期待することはできない。
格納容器が損傷することで，格納容器内の原子炉圧力容器等の構造物及び添付 2.1.9-4

機器が広範囲にわたり損傷し，原子炉注水を行った場合においても炉心損傷を回避できないことを想定した事故シーケンスである。
ｂ．格納容器損傷

大規模な損傷の場合，格納容器内の配管及びＥＣＣＳ注入配管が同時に構造損傷して，大規模なＬＯＣＡ（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ）が発生す
ると同時に，原子炉注水機能も喪失するため，炉心損傷に至る。なお，この場合，格納容器が損傷しており，閉じ込め機能にも期待することはできない。
原子炉圧力容器の支持機能喪失により，原子炉圧力容器に接続されている
原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の損傷や，原子炉冷却材の流路閉塞が発生することにより，原子炉注水を行った場合においても炉心損傷を回避できな

ｃ．原子炉圧力容器損傷

いことを想定した事故シーケンスである。
大規模な損傷の場合，原子炉圧力容器の損傷により，原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ配管の全周破断による原子炉注水機能の喪失や，炉内構造物の大規模破損による冷却材流路の閉塞により，炉心の除熱が困難となり炉心損傷に
至る。

第1表

各事故シーケンスの対応の扱い（2／3）

事故シーケンス

事象の想定

グループ

ＣＤＦ
（／炉年）

対応手順

原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失については，地震によるスクラム後，逃ｄ．原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣ
Ａ）

がし安全弁の開放失敗による原子炉圧力上昇又は地震による直接的な荷重により格納容器内の原子炉冷却材圧力バウンダリ配管が損傷に至ることを想定した事故シーケンスである。いずれの場合も原子炉冷却材圧力バウンダリの

3.0E-10

大規模損壊発生時の対応に含まれる。

3.7E-10

大規模損壊発生時の対応に含まれる。

3.2E-8

大規模損壊発生時の対応に含まれる。

3.3E-7

大規模損壊発生時の対応に含まれる。

損傷の規模や影響緩和系による事象収束可能性の評価が困難なため，保守的にＥｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ相当とし，炉心損傷に至る事故シーケンスとして整理している。
地震により計装・制御系が損傷した場合，プラントの監視及び制御ができ

ｅ．計装・制御系喪失

なくなる可能性があること，発生時のプラント挙動に対する影響が現在の知添付 2.1.9-5

見では明確でないことから，保守的に直接炉心損傷に至ることを想定した事
故シーケンスである。
格納容器バイパス事象は，常時開などの隔離弁に接続している配管が格納容器外で破損すると同時に隔離弁が閉失敗することで，原子炉冷却材が流出する事象である。高温・高圧の原子炉冷却材が隔離不能な状態で格納容器外

ｆ．格納容器バイパス（原子炉建屋）へ流出し，原子炉建屋内の広範な影響緩和系に係る機器（電気品，計装品等）が機能喪失し，損傷の規模や影響緩和系による事象収束可能性の評価が困難なため，保守的に直接炉心損傷に至る事故シーケンスとして整理している。
津波による防潮堤の損傷により，大規模な敷地内及び原子炉建屋内の浸水

ｇ．防潮堤損傷が発生することで，敷地内の施設・設備が広範囲にわたり損傷することを想定した事故シーケンスである。

第1表
事故シーケンスグループ

ｈ．大破断ＬＯＣＡ＋高圧
炉心冷却失敗＋低圧炉
心冷却失敗

各事故シーケンスの対応の扱い（3／3）
事象の想定

ＣＤＦ
（／炉年）

対応手順

大破断ＬＯＣＡの発生により原子炉圧力容器から多量の冷却材が失われて代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によいく事象であり，極めて短時間のうちに多量の注水を開始しなければ炉心損る格納容器冷却，低圧代替注水系（常設）

傷を防止することができない事故シーケンスである。国内外の先進的対策を

による原子炉注水，代替循環冷却系又は格考慮しても，事象発生から極めて短時間のうちに多量の注水が可能な対策（インターロックの追設等）は確認できなかったことから，炉心損傷防止対策を

1.4E-12

納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することにより，格納容器雰囲気の冷却及び除熱が可能であり，格納容器破講じることが困難な事故シーケンスとして整理している。

損及び放射性物質の異常な水準での敷地（格納容器破損防止対策が有効に機能することで，格納容器機能の維持に外への放出の防止を図る。

期待できる）

地震によりスクラム信号が発信した場合

添付 2.1.9-6ｉ．直流電源喪失＋原子炉
停止失敗

直流電源又は交流電源の喪失と原子炉スクラムの失敗が重畳することによ2.6E-8による荷重を受けるより前に制御棒挿入

り，炉心損傷に至る事故シーケンスである。制御棒による原子炉停止に期待が完了するものと考えらえるが，仮に地震できない場合の代替の原子炉停止手段として，ほう酸水注入系を設けているによる炉内構造物の損傷により制御棒挿が，直流電源又は交流電源の喪失によってほう酸水注入系が機能喪失に至る
ｊ．交流電源喪失＋原子炉
停止失敗

ことから，炉心損傷に至る事故シーケンスである。

は，現実的には構造物・機器が最大加速度

入が失敗し，さらに直流電源喪失又は交流
1.4E-8電源喪失が重畳した場合は，大規模損壊発生時の対応に含まれる。

第2表
格納容器破損モード

炉心損傷後に格納容器バイパスに至る格納容器破損モードの対応の扱い
事象の想定

ＣＦＦ
（／炉年）

対応手順

炉心が損傷した時点で，格納容器の隔離に失敗しており，格納容器の閉じ込め機能を喪失している事象を想定している。

大規模損壊発生時の対

なお，現状の運転管理として定期試験時及び原子炉起動前における格納容器隔離機
ｋ．格納容器隔離失敗

能の確認や手順書に基づく確実な操作を実施しており，格納容器隔離失敗の発生を防応に含まれる。
6.1E-10

ただし，原子炉注水等止する処置を実施している。また，出力運転中は格納容器内を窒素置換し管理していによる炉心損傷防止対るため，仮に格納容器からの漏えいが存在する場合でも，格納容器圧力の低下等によ策が有効である。

り速やかに検知できる可能性が高いと考える。

添付 2.1.9-7

添付資料 2.1.10

大規模損壊発生時の対応

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発生時の対応概要

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による大規模損壊発生時には，プラントの監視及び制御機能の喪失や航空機墜落等による大規模火災等の発生が想定され，このような状況において，初動対応を行う上で最も優先すべきはプラントの状況を把握することである。
このため，事象が発生した場合，災害対策本部は，中央制御室の状況，大まかなプラント状況の確認，把握を可能な範囲で行った後，速やかに「プラント状態確認チェックシート」を用いて，具体的にプラント被災状況，対応可能要員の把握等を行う。
以下に，初期対応の概要，大規模損壊発生時対応フロー，プラント状態確認
チェックシートを示す。

添付 2.1.10-1

1.

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突時の対応概要(1)

対応の全体フロー概略（地震等の事前予測ができない事象の場合）

自然災害の発生（地震等の事前予測できない事象）

中央制御室における状況確認
発電長から原子力防災管理者等への連絡（発電長からの連絡がない場合は，中央制御室との連絡確認を行う）

災害対策要員の非常招集を開始

大まかなプラント状況の確認，把握・火災発生の有無
・建屋の損壊状況
・アクセスルート損傷の有無

大規模損壊時に対応する手順に基づく対応を開始「プラント状態確認チェックシートに基づく状況確認
・原子炉停止確認・放射線モニタ指示値の確認
・火災の確認等

アクセスルート確保，消火（アクセスルート上又は戦略に支障となる箇所にがれき，火災が発生している場合
は，優先的に火災の消火活動，がれきの除去等を行う）

初動対応フローに基づく事故対応の実施
最大限の努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定して個別の対応を実施する。

添付 2.1.10-2(2)対応の全体フロー概略（大津波警報の発表（事前予測ができる事象）の場合）

自然災害の発生（大津波警報の発表）

発電長は原子炉停止操作を開始し，所内関係者へ避難指示を出すとともに，原子力防災管理者等へ状況連絡を行う

災害対策要員の非常招集を開始

大まかなプラント状況の確認，把握・火災発生の有無
・建屋の損壊状況
・アクセスルート損傷の有無

大規模損壊時に対応する手順に基づく対応を開始「プラント状態確認チェックシートに基づく状況確認
・原子炉停止確認・放射線モニタ指示値の確認
・火災の確認等

アクセスルート確保，消火（アクセスルート上又は戦略に支障となる箇所にがれき，火災が発生している場合
は，優先的に火災の消火活動，がれきの除去等を行う）

初動対応フローに基づく事故対応の実施
最大限の努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定して個別の対応を実施する。

添付 2.1.10-3(3)対応の全体フロー概略（大型航空機の衝突の場合）

大型航空機の衝突発生○予兆情報，事前対応
外部からの通報等により，大型航空機衝突の予兆情報を入手した場合は，事前対応として原子炉停止
操作等の必要な措置を行う。

中央制御室における状況確認
発電長から原子力防災管理者等への連絡（発電長からの連絡がない場合は，中央制御室との連絡確認を行う）

災害対策要員の非常招集を開始

大まかなプラント状況の確認，把握・火災発生の有無
・建屋の損壊状況
・アクセスルート損傷の有無

大規模損壊時に対応する手順に基づく対応を開始「プラント状態確認チェックシートに基づく状況確認
・原子炉停止確認・放射線モニタ指示値の確認
・火災の確認等

アクセスルート確保，消火（アクセスルート上又は戦略に支障となる箇所にがれき，火災が発生している場合
は，優先的に火災の消火活動，がれきの除去等を行う）

初動対応フローに基づく事故対応の実施
最大限の努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定して個別の対応を実施する。

添付 2.1.10-4(4)対応の全体フロー概略（テロリズムの発生の場合）

添付 2.1.10-5

初動対応フロー【活動原則】
災害対策要員の安全確保を最優先に活動する- 状況に適した装備の指示- 現場との連絡体制の確立- 環境の変化に応じ一時退避指示など緊急連絡の実施

添付 2.1.10-6※１「プラント状態確認チェックシート」はその後適宜更新し，必要に応じ，災害対策本部の情報共有のために使用する※２中央制御室と連絡が取れない場合等，発電長の指揮下で運転操作の対応ができない場合は，当直要員又は災害対策要員より対応操作の責任者を定め対応に当たらせる※３パラメータ監視機能喪失時は，可搬型代
替計測器によるパラメータ確認作業を実施する
パラメータ確認は，原子炉圧力容器内の水位，原子炉圧力容器内の圧力，格納容
器内の圧力，使用済燃料プールの水位を優先的に採取する

大規模な損壊が発生「プラント状態確認チェックシー
ト」に基づく状況確認を開始※１
中央制御室との連絡確認※２
プラントパラメータの監視機能確認

パラメータ確認※３

プラント状態の確認（初期状態確認）
・原子炉停止確認米４・放射線モニタ指示値の確認
・火災の確認対応可能な要員の確認
事故対応に支障となるがれき又は火災の発生あり※５
N

本フローに基づく判断は，原子力防災管理（夜間・休日の場合は，統括待機当番者（副原子力防災管理者））を含む災害対策本部が行う「プラント状態確認チェックシート」により被災状況を把握するとともに，判断フローに従った対応操作を試みる

Y①アクセスルート確保戦略②消火戦略※４原子炉が停止していない場合，原子炉停止
操作を速やかに試みる※５アクセスルート上又は戦略に支障となる箇
所にがれき，火災が発生※６炉心損傷や原子炉圧力容器破損等に至るまでの時間については，事故進展解析結果等も参考とするＢ

災害対策本部は, プラント状態確認チェックシートによる確認及びパラメータ確認によりプラント状況を把握し，環境への影響を最小限に抑えるための当面達成すべき目標を設定して優先すべき戦略を決定する
表 当面達成すべき目標設定の考え方
プラント状況
当面達成すべき目標
プラント監視機能健全時（【 】：確認パラメータ）
プラント監視機能喪失時（外観から確認等）「炉心損傷回避又は緩和」

原子炉圧力容器破損前に速やかな原子炉注水の見通
しあり※６【原子炉圧力容器内の水位】【原子炉圧力容器内の圧力】「格納容器破損回避又は緩和」

原子炉圧力容器が破損するまでの速やかな原子炉注水の実施が困難※６【原子炉圧力容器内の水位】【原子炉圧力容器内の圧力】「SFP水位確保及び燃料体の損傷
回避又は緩和」

使用済燃料プール水位低下，又は使用済燃料プール冷却機能喪失【使用済燃料プールの水位】

原子炉建屋が健全（外観），又は周辺の線量率が正常であり，使用済燃料プール内燃料体の冷却状態の維持が確認できていない「放射性物質の放出低減」

炉心損傷かつ格納容器損傷【原子炉圧力容器内の水位】【格納容器内の放射線量率】【格納容器内の圧力】

格納容器や使用済燃料プールへの影響が懸念されるほどの原子炉建屋が損傷（外観）し，周辺の線量率が上昇

Ａ

原子炉建屋が健全（外観），又は周辺の線量率が正常
・「炉心損傷回避又は緩和のための原子炉注水」を優先し，速やかな原子炉注水が困難な場合は「格納容器破損回避又は緩和」
を目標とする※６

Ａ
当面達成すべき目標「格納容器破損回避又は緩和」「SFP水位確保及び燃料体の損傷回避又は緩和」「炉心損傷回避又は緩和」

ＣＣ「放射性物質の放出低減」

Ｃ【確認パラメータ】※７

Ｃ

格納容器内の放射線量率

原子炉停止
成功
1.1

Y

【確認パラメータ】※７・平均出力領域計装・起動領域計装N

1.9，1.10③原子炉停止戦略

・格納容器雰囲気放射線モ

N

炉心損傷
発生

未臨界の監視・格納容器雰囲気放射線モ
ニタ（S/C）

Y

N

SFP水位低下有ニタ（D/W）【確認パラメータ】※７

Y

1.11

使用済燃料プールの監視

原子炉圧力容器内の温度・原子炉圧力容器温度⑤水素爆発防止戦略

・使用済燃料プール温度（SA）⑦使用済燃料プール
注水戦略

・使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）（【確認パラメータ】及び原・使用済燃料プールエリア放射子炉への注水が確認でき

原子炉注水
成功
1.1，1.3
1.4，1.13

YN

添付 2.1.10-7④原子炉注水戦略【確認パラメータ】※７
原子炉圧力容器内の水位・原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域）・原子炉水位（広帯域・燃

1.5，1.6
1.7，1.8料域）

・使用済燃料プール監視カメラ【確認パラメータ】※７

N

格納容器内の温度・ドライウェル雰囲気温度
バ雰囲気温度
格納容器内の圧力

・原子炉圧力(SA)・ドライウェル圧力・サプレッション・チェン

Y

SFP除熱成功・サプレッション・チェン

・原子炉圧力※８放射性物質拡散抑制戦略が必要な場合とは，以下のいずれかが該当する場合とする。
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への注水が確認できな
い場合
SFP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
大型航空機の衝突など，原子炉
建屋外観で大きな損傷を確認した場合

ジ）

SFP水位維持

ものとみなす）⑥格納容器除熱戦略

原子炉圧力容器内の圧力線モニタ（高レンジ・低レン

ない場合，炉心損傷した

Y

格納容器
除熱成功

※７確認パラメータが採取できない場合は，判断要素として代替できる他のパラメー
タを採取する。代替
パラメータも採取できない場合，間接的な手段（例，現場での可搬型線量計での確認，現場での目視による確認）にて確
認する

1.11

N

⑧使用済燃料プール
除熱戦略

バ圧力

Ｃ

N
アクセスルート
確保要NY①アクセスルート
確保戦略

N

電源喪失

火災発見
Y
②消火戦略

1.14

放射性物質拡散抑制
戦略が必要な場合※８

N

Y

1.12

⑩電源確保戦略Y⑨放射性物質拡散抑制戦略

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性があるＢ

個別戦略フロー① アクセスルート確保戦略

初動対応フローよりアクセスルート等の状況を確認し，使用するアクセスルートを選択する

添付 2.1.10-8

アクセスルート上の障害物を確認し,チームはそれを除去するための必要な資機材，物資等を集め障害物の除去に向かうN

道路段差・陥没，がれきによる通行不能箇所有り
Y
ホイールローダ等による道路補修，がれき撤去

火災によりアクセス不可NY②消火戦略の実施

初動対応フローの次のステップへ

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

② 消火戦略
初動対応フローより

火災発見※９消火活動の優先度
消火活動に当たっては，次に示す区分を基本に優先度を判定し，優先度の高い火災より順次消火活動を実
施する。

N

Y

119番通報添付 2.1.10-9

消火活動の優先度※９を検討(1) アクセスルート・活動場所の確保のための消火①アクセスルート確保②車両及びホースルートの設置エリアの確保(初期消火に用いる化学消防自動車，水槽付消防
ポンプ自動車等)(2) 原子力安全の確保のための消火③重大事故等対処設備が設置された建屋，放射性物質内包の建屋④可搬型重大事故等対処設備の屋外接続箇所及び設
置エリアの確保⑤可搬型代替注水大型ポンプ及びホースルート，放水砲の設置エリアの確保(3) 火災の波及性が考えられ，事故収束に向けて原子
力安全に影響を与える可能性がある火災の消火⑥可搬型重大事故等対処設備の複数の屋外接続箇所の確保

優先順位に従って順次消火活動を実施

初動対応フローの次のステップへ

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある(4) その他火災の消火(1)から(3)以外の火災は，対応可能な段階になってから，可能な範囲で消火する。
建屋内外ともに上記の考え方を基本に消火するが，大型航空機衝突による建屋内の大規模な火災時は，入域可能な状態になってから消火活動を実施する。

③ 原子炉停止戦略
重大事故等対策の有効性評価において期待していない設備による対応（有効性評価の範囲を超える対応）

初動対応フローより

自動スクラム
成功Y

N
手動スクラム
成功N

初動対応フローの次のステップへY

添付 2.1.10-10

初動対応フローの次のステップへ

再循環ポンプトリップ（並行して実施）

ほう酸水注入系注入操作

制御棒挿入操作・代替制御棒挿入機能の手動操作・選択制御棒挿入機構の手動操作
・スクラムパイロット弁ヒューズ引き抜き
・計器用空気系排気・スクラムリセット後手動スクラム
・個々の制御棒の単体スクラム
・個々の制御棒の手動挿入
・制御棒駆動水圧系引抜配管ベント弁からの排水

初動対応フローの次のステップへ
注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

水位低下操作条件成立
Y

水位低下操作N

④ 原子炉注水戦略
・複数の注水手段を選択可能な場合は，注水流量の大きなもの，サポート系の状態も含めて信頼性の高いものを選択する。
・炉心損傷している場合にはSLC注入操作を並行して実施する。

初動対応フローより原子炉減圧済み

重大事故等対策の有効性評価において期待していない設備による対応（有効性評価の範囲を超える対応）NY
高圧系統使用可能

添付 2.1.10-11

使用可能な設備で注水・高圧炉心スプレイ系
・給・復水系
・低圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系（低圧注水系）
・低圧代替注水系（常設）・代替循環冷却系
・消火系
・補給水系
・制御棒駆動水圧系
・ほう酸水注入系
・低圧代替注水系（可搬型）・移動式消火設備

NY
低圧系統使用可能
使用可能な設備で注水・高圧炉心スプレイ系
・給・復水系
・原子炉隔離時冷却系
・高圧代替注水系
・制御棒駆動水圧系
・ほう酸水注入系
・高圧代替注水系現場起動

高圧系統による継続的な炉心冷却成功YNY
原子炉減圧操作・逃がし安全弁による原子炉減圧（通常操作）
・高圧代替注水系による減圧・原子炉隔離時冷却系による減圧・タービンバイパス弁による減圧・高圧窒素ガス供給系（非常用）による減圧・逃がし安全弁用可搬型蓄電池による減圧・代替逃がし安全弁駆動装置による減圧N

使用可能な設備で注水・低圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系（低圧注水系）
・低圧代替注水系（常設）・代替循環冷却系
・消火系
・補給水系
・制御棒駆動水圧系
・ほう酸水注入系
・低圧代替注水系（可搬型）・移動式消火設備

炉水位：燃料有効長底部＋20%到達後
原子炉減圧操作・逃がし安全弁による原子炉減圧（通常操作）
・高圧代替注水系による減圧・原子炉隔離時冷却系による減圧・タービンバイパス系による減圧・高圧窒素ガス供給系（非常用）による減圧・逃がし安全弁用可搬型蓄電池による減圧・代替逃がし安全弁駆動装置による減圧

注水設備の復旧

初動対応フローの次のステップへ
注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

⑤ 水素爆発防止戦略

重大事故等対策の有効性評価において期待していない設備による対応（有効性評価の範囲を超える対応）

初動対応フローより

格納容器内の水素・酸素濃度監視

格納容器内
水素・酸素濃度
指示上昇

N
原子炉建屋
水素濃度
指示上昇

初動対応フローの
次のステップへY

添付 2.1.10-12

可燃性ガス濃度制御系起動可能原子炉建屋原子炉棟
水素濃度監視N

初動対応フローの
次のステップへYN

静的触媒式水素再結合器
作動確認

Y
格納容器スプレイ・残留熱除去系
・代替循環冷却系
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
・消火系
・補給水系
・移動式消火設備

格納容器
酸素濃度 4.3％到達
Y

原子炉建屋
水素濃度 2％到達

N

N
初動対応フローの
次のステップへY
初動対応フローの
次のステップへ

格納容器ベント

格納容器ベント
格納容器圧力を
運転制限圧力以下に
維持可能
Y

N

原子炉建屋
水素濃度 3％到達
YN
初動対応フローの
次のステップへ

原子炉建屋ベント
可燃性ガス濃度制御系起動
初動対応フローの次のステップへ
初動対応フローの次のステップへ

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

⑥-1 格納容器除熱戦略(炉心損傷前)

重大事故等対策の有効性評価において期待していない設備による対応（有効性評価の範囲を超える対応）

初動対応フローより

炉心損傷なしN
Y

Ｄ

添付 2.1.10-13

格納容器除熱・残留熱除去系による冷却又はスプレイ・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
・代替循環冷却系
・ドライウェル内ガス冷却装置による除熱
・消火系
・補給水系
・移動式消火設備

格納容器圧力制御可能
N
Y

S/P 水位制限到達後
格納容器圧力 310kPa[gage]
到達
N

Y
格納容器ベント・格納容器圧力逃がし装置
・耐圧強化ベント

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある
初動対応フローの次のステップへ

⑥-2 格納容器除熱戦略(炉心損傷後)

重大事故等対策の有効性評価において期待していない設備による対応（有効性評価の範囲を超える対応）

Ｄ（並行して実施）Y

炉心注水(④原子炉注水戦略
フローを使用）

原子炉圧力容器健全N

添付 2.1.10-14

ペデスタル（ドライウェル部）への注水
・格納容器下部注水系（常設）・格納容器下部注水系（可搬型）
・消火系
・補給水系
・移動式消火設備

D／W 雰囲気温度
190℃到達NY
原子炉ウェル注水・格納容器頂部注水系（常設）・格納容器頂部注水系（可搬型）・移動式消火設備

格納容器スプレイ・残留熱除去系
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替循環冷却系
・消火系
・補給水系
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・移動式消火設備

格納容器圧力制御可能

N

Y

S/P 水位制限到達

YN
格納容器ベント・格納容器圧力逃がし装置

初動対応フローの次のステップへ
注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

⑦ 使用済燃料プール注水戦略
重大事故等対策の有効性評価において期待していない設備による対応（有効性評価の範囲を超える対応）
初動対応フローより

使用済燃料プール水位の監視
・使用済燃料プール水位計
・使用済燃料プール監視カメラ
・現場での目視添付 2.1.10-15

N
使用済燃料プールからの漏えい有Y（並行して実施）※１０注水するための原子炉建屋の開口部がない場合
は，ブローアウトパネルの開放を検討する
漏えい箇所の隔離・サイフォンブレーク
・破断箇所手動隔離・ライナーの補修

初動対応フローの次のステップへ

使用可能な設備によるSFP注水又はSFPスプレイ
・代替燃料プール注水系（注水ライン）
・補給水系
・純水系
・消火系
・代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）
・代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
・残留熱除去系
・可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による放水※１０

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

⑧ 使用済燃料プール除熱戦略
初動対応フローより使用可能な設備によるSFP除熱・燃料プール冷却浄化系
・残留熱除去系
・代替燃料プール冷却系

添付 2.1.10-16

初動対応フローの次のステップへ

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

⑨ 放射性物質拡散抑制のための戦略

重大事故等対策の有効性評価において期待していない設備による対応（有効性評価の範囲を超える対応）

初動対応フローより（並行して実施）

モニタリング実施

添付 2.1.10-17放水砲実施条件※１１に該当

海洋への拡散抑制
・汚濁防止膜の設置

N※１１放水砲の実施条件

Y
初動対応フローの次のステップへ
建屋への放水による放射性物質拡散抑制
・可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による放水

初動対応フローの次のステップへ

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある

・格納容器へのあらゆる注水手段を講じても注水できず，格納容器の破損のおそれがあると判断した場合
・原子炉建屋天井付近の水素濃度が規定値を超えていることにより原子炉建屋トップベントを開放する場
合・代替燃料プール注水系による使用済燃料プールスプ
レイができない場合
・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

⑩ 電源確保戦略

重大事故等対策の有効性評価において期待していない設備による対応（有効性評価の範囲を超える対応）

初動対応フローより

直流電源正常N

Y
交流電源
早期受電が可能NY
直流電源延命操作Y

添付 2.1.10-18

外部電源，
非常用 DG 等からの受電可能

常設代替直流電源設備
使用可能

N

常設代替直流電源による緊急用125V主母線盤受電

NY

常設代替高圧電源装置
使用可能

緊急用125V主母線盤からの直流125V主母線盤2A,2B
受電

N

可搬型代替直流電源設備からの緊急用125V主母線盤，直流125V
主母線盤2A，2B受電

Y
緊急用 M/C
使用可能

N

Y
常設代替交流電源設備による緊急用M/C受電

外部電源，非常用DG等からの受電

初動対応フローの次のステップへ

緊急用M/Cからの非常用M/C受電

可搬型代替交流電源設備による非常用P/C，
緊急用P/C受電注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある【注意事項】
１．チェックシートには，本部責任者の指示に基づき確認した情報又は各作業班の担当者が必要に応じ確認した情報を記載する。
２．確認結果は，情報班に報告する。
３．情報班は，報告された確認結果を取りまとめ，本部内に情報共有する。
４．確認項目１．～３．項の確認を最優先に実施し，その後その他の確認項目の確認を行う。
５．建屋の損壊状況，周辺線量等，周囲の状況に十分注意しながらチェックし，
チェック困難な場合には「不明」とする。
６．動作可能及び使用可能は，外観，警報等で判断する。
１．中央制御室との連絡及びパラメータの確認
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

日

状態

時

分

備考

1-1

中央制御室と連絡

連絡可能・連絡不可

1-2

中央制御室でのパラメータ確認

確認可能・確認不可

1-3

緊急時対策所でのパラメータ確認

確認可能・確認不可

２．原子炉停止及びモニタ指示確認
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

日

状態

時

分

備考

2-1

原子炉停止

成功・失敗・不明
（確認日時
/
:

2-2

プロセスモニタ指示

上昇なし・上昇あり・不明

2-3

エリアモニタ指示

上昇なし・上昇あり・不明

2-4

屋外モニタ指示上昇なし・上昇あり・不明）

３．火災の確認
確認者

確認日時

年

月

番号

項目

状態

3-1

航空機燃料等による火災

火災あり・火災なし・不明

3-2

上記以外の火災

火災あり・火災なし・不明

添付 2.1.10-19

日

時
備考

分

４．対応可能な要員の確認
確認者

確認日時
※

番号

項目

年

月

日

要員数

原子力防災管理者（0名）

名

4-2

副原子力防災管理者（1名）

名

4-3

対応可能な当直要員数（7名）

名

4-5

分

備考

4-1

4-4

時

対応可能な災害対策要員数名（自衛消防隊を除く）（20名）
対応可能な災害対策要員数名（自衛消防隊）（11名）※ カッコ内は夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）において必要な要員として発電所内に確保している人数

５．通信設備の確認
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

状態

5-1

ＴＶ会議システム（原子力防災ネットワーク）

使用可能・使用不可・不明

5-2

ＴＶ会議システム（社内)

使用可能・使用不可・不明

5-3

一斉通報装置

使用可能・使用不可・不明

5-4

加入電話

使用可能・使用不可・不明

5-5

ＩＰ電話（有線系）

使用可能・使用不可・不明

5-6

ＩＰ電話（衛星系）

使用可能・使用不可・不明

5-7

保安電話（固定型）

使用可能・使用不可・不明

5-8

保安電話（携帯型）

使用可能・使用不可・不明

5-9

衛星電話（固定型）

使用可能・使用不可・不明

5-10

衛星電話（携帯型）

使用可能・使用不可・不明

5-11

無線連絡設備（固定型）

使用可能・使用不可・不明

5-12

無線連絡設備（携帯型）

使用可能・使用不可・不明

5-13

携行型有線通話装置

使用可能・使用不可・不明

5-14

ＩＰ－ＦＡＸ

使用可能・使用不可・不明

5-15

送受話器（ページング）

使用可能・使用不可・不明

5-16

ＳＰＤＳ

使用可能・使用不可・不明

5-17

社内ＬＡＮ

使用可能・使用不可・不明

5-18

ＦＡＸ

使用可能・使用不可・不明

添付 2.1.10-20

日

時
備考

分

６．建屋等へのアクセス性確認
確認者

確認日時

年

番号

項目

6-1

中央制御室へのアクセス可能・不可・不明

6-2

原子炉建屋へのアクセス可能・不可・不明

6-3

タービン建屋へのアクセス可能・不可・不明

6-4

サービス建屋へのアクセス可能・不可・不明

6-5

復水貯蔵タンク外部接続口

可能・不可・不明

6-6

代替淡水貯槽可能・不可・不明

6-7

東側接続口

可能・不可・不明

6-8

西側接続口

可能・不可・不明

6-9

高所東側接続口

可能・不可・不明

6-10

高所西側接続口

可能・不可・不明

6-11

代替残留熱除去系海水系外部東側接続口

可能・不可・不明

6-12

代替残留熱除去系海水系外部西側接続口

可能・不可・不明

6-13

可搬型代替交流電源設備外部東側接続口

可能・不可・不明

6-14

可搬型代替交流電源設備外部西側接続口

可能・不可・不明

6-15

窒素発生装置外部接続口

可能・不可・不明

月

日

状態

時

分

備考

※建屋又は接続口の損壊状態を含め，事故対応への支障の有無の観点から確認する。

７．施設損壊状態確認
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

状態

7-1

原子炉冷却材圧力バウンダリ

損傷あり・損傷なし・不明

7-2

格納容器（Ｄ／Ｗ）

損傷あり・損傷なし・不明

7-3

格納容器（Ｓ／Ｃ）

損傷あり・損傷なし・不明

7-4

使用済燃料プール

損傷あり・損傷なし・不明

添付 2.1.10-21

日

時
備考

分

８．電源系統の確認
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

状態

8-1

常設代替高圧電源装置

8-2

緊急用Ｍ／Ｃ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-3

緊急用Ｐ／Ｃ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-4

緊急用直流125V蓄電池

受電中・停電中・使用不可・不明

8-5

外部電源

受電中・停電中・使用不可・不明

8-6

緊急用電源切替盤

8-7

非常用ディーゼル発電機（２Ｄ）

運転中・待機中・使用不可・不明

8-8

Ｍ／Ｃ ２Ｄ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-9

Ｐ／Ｃ ２Ｄ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-10

直流125V蓄電池２Ｂ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-11

非常用高圧母線（２Ｅ）

受電中・停電中・使用不可・不明

8-12

非常用ディーゼル発電機（２Ｃ）

運転中・待機中・使用不可・不明

8-13

Ｍ／Ｃ ２Ｃ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-14

Ｐ／Ｃ ２Ｃ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-15

直流125V蓄電池２Ａ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-16

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

運転中・待機中・使用不可・不明

8-17

Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-18

軽油貯蔵タンク

使用可能・使用不可・不明

8-19

直流125V蓄電池ＨＰＣＳ

使用可能・使用不可・不明

使用可能・使用不可・不明

受電中・停電中・使用不可・不明

添付 2.1.10-22

日

時
備考

分

９．可搬型設備，資機材等の確認（1／4）(1)西側保管場所
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

状態

9-1

可搬型代替注水大型ポンプ

使用可能・使用不可・不明

9-2

送水ホース200A：3900m（1組）

使用可能・使用不可・不明

9-3

送水ホース250A：500m（1組）

使用可能・使用不可・不明

9-4

送水ホース300A：2000m（1組）

使用可能・使用不可・不明

9-5

大型ポンプ用送水ホース運搬車

9-6

日

時

分

備考
使用可能台数台

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

可搬型代替低圧電源車

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-7

ケーブル1組：360m

使用可能・使用不可・不明

9-8

可搬型ケーブル運搬車

使用可能・使用不可・不明

9-9

可搬型整流器

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-10

可搬型整流器運搬車

使用可能・使用不可・不明

9-11

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-12

送水ホース300A：2000m（1組）

使用可能・使用不可・不明

9-13

大型ポンプ用送水ホース運搬車（放水用）

使用可能・使用不可・不明

9-14

放水砲

使用可能・使用不可・不明

9-15

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）1組：5,000L

使用可能・使用不可・不明

9-16

放水砲／泡消火薬剤運搬車

使用可能・使用不可・不明

9-17

タンクローリ

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数

台

9-18

汚濁防止膜

使用可能・使用不可・不明

使用可能量 約m

9-19

汚濁防止膜運搬車

使用可能・使用不可・不明

9-20

小型船舶

使用可能・使用不可・不明

9-21

小型船舶運搬車

使用可能・使用不可・不明

9-22

ホイールローダ

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-23

窒素供給装置

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-24

可搬型代替注水中型ポンプ

使用可能・使用不可・不明

9-25

送水ホース150A：2000m（1組）

使用可能・使用不可・不明

9-26

中型ポンプ用送水ホース運搬車

使用可能・使用不可・不明

9-27

放水銃

使用可能・使用不可・不明

添付 2.1.10-23

９．可搬型設備，資機材等の確認（2／4）
番号

項目

状態

備考

9-28

水槽付消防ポンプ自動車

使用可能・使用不可・不明

9-29

泡消火薬剤容器（消防用）1組：1,500L

使用可能・使用不可・不明

9-30

予備電動機運搬用トレーラー

使用可能・使用不可・不明

9-31

予備電動機交換用クレーン

使用可能・使用不可・不明(2)南側保管場所
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

状態

9-32

可搬型代替注水大型ポンプ

使用可能・使用不可・不明

9-33

送水ホース200A：3900m（1組）

使用可能・使用不可・不明

9-34

送水ホース250A：500m（1組）

使用可能・使用不可・不明

9-35

送水ホース300A：2000m（1組）

使用可能・使用不可・不明

9-36

大型ポンプ用送水ホース運搬車

9-37

日

時

分

備考
使用可能台数台

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

可搬型代替低圧電源車

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-38

ケーブル1組：360m

使用可能・使用不可・不明

9-39

可搬型ケーブル運搬車

使用可能・使用不可・不明

9-40

可搬型整流器

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-41

可搬型整流器運搬車

使用可能・使用不可・不明

9-42

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-43

送水ホース300A：2000m（1組）

使用可能・使用不可・不明

9-44

大型ポンプ用送水ホース運搬車（放水用）

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数

台

9-45

放水砲

使用可能・使用不可・不明

9-46

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）1組：5,000L

使用可能・使用不可・不明

9-47

放水砲／泡消火薬剤運搬車

使用可能・使用不可・不明

9-48

タンクローリ

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数

台

9-49

汚濁防止膜

使用可能・使用不可・不明

使用可能量 約m

9-50

汚濁防止膜運搬車

使用可能・使用不可・不明

9-51

小型船舶

使用可能・使用不可・不明

添付 2.1.10-24

９．可搬型設備，資機材等の確認（3／4）
番号

項目

状態

備考

9-52

小型船舶運搬車

使用可能・使用不可・不明

9-53

ホイールローダ

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-54

窒素供給装置

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-55

油圧ショベル使用可能・使用不可・不明

9-56

ブルドーザ

使用可能・使用不可・不明

9-57

化学消防自動車

使用可能・使用不可・不明

9-58

泡消火薬剤容器（消防用）1組：1,500L

使用可能・使用不可・不明

9-59

ＲＨＲＳポンプ用予備電動機

使用可能・使用不可・不明

9-60

ＤＧＳＷポンプ用予備電動機

使用可能・使用不可・不明(3)予備機置場
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

日

状態

時

分

備考

9-61

可搬型代替注水大型ポンプ

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-62

大型ポンプ用送水ホース運搬車

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-63

可搬型代替低圧電源車

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-64

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-65

タンクローリ

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-66

ホイールローダ

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-67

可搬型高圧窒素供給装置

使用可能・使用不可・不明

9-68

放射能観測車

使用可能・使用不可・不明(4)監視所付近
確認者

確認日時

年

月

番号

項目

状態

9-69

水槽付消防ポンプ自動車

使用可能・使用不可・不明

9-70

化学消防自動車

使用可能・使用不可・不明

9-71

泡消火薬剤容器（消防用）1組：1,500L

使用可能・使用不可・不明

添付 2.1.10-25

日

時
備考

分

９．可搬型設備，資機材等の確認（4／4）(5)原子炉建屋内
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

状態

日

時

分

備考

9-72

可搬型スプレイノズル

使用可能・使用不可・不明

使用可能台数台

9-73

送水ホース65A：20m／本

使用可能・使用不可・不明

使用可能本数本

9-74

高圧窒素ガスボンベ

使用可能・使用不可・不明

使用可能本数本

9-75

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

使用可能・使用不可・不明

使用可能個数個

添付 2.1.10-26

１０．常設設備の確認（1／3）
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

状態

10-1

常設高圧代替注水系ポンプ

運転中・待機中・使用不可・不明

10-2

高圧炉心スプレイ系ポンプ

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-3

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-4-1

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）（低圧注水）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-4-2

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）（D/Wスプレイ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-4-3

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）（S/P冷却）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-5

残留熱除去系海水ポンプ（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-6

残留熱除去系海水ポンプ（Ｄ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-7

逃がし安全弁

使用可能・使用不可・不明

10-8

低圧炉心スプレイ系ポンプ

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-9-1

残留熱除去系ポンプ（Ａ）（低圧注水）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-9-2

残留熱除去系ポンプ（Ａ）（D/Wスプレイ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-9-3

残留熱除去系ポンプ（Ａ）（S/P冷却）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明10-10

残留熱除去系海水ポンプ（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-11

残留熱除去系海水ポンプ（Ｃ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-12

原子炉隔離時冷却系ポンプ

運転中・待機中・使用不可・不明

10-13

制御棒駆動水ポンプ（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-14

制御棒駆動水ポンプ（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-15

ほう酸水注入ポンプ（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-16

ほう酸水注入ポンプ（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-17

ほう酸水貯蔵タンク

使用可能・使用不可・不明

10-18

ほう酸水テストタンク

使用可能・使用不可・不明

10-19

電動駆動給水ポンプ（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-20

電動駆動給水ポンプ（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-21

高圧復水ポンプ（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-22

高圧復水ポンプ（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-23

高圧復水ポンプ（Ｃ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-24

低圧復水ポンプ（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

添付 2.1.10-27

日

時
備考

分

１０．常設設備の確認（2／3）
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

状態
運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-25

低圧復水ポンプ（Ｂ）

10-26

低圧復水ポンプ（Ｃ）

10-27

原子炉補機冷却水系ポンプ（Ａ）

10-28

原子炉補機冷却水系ポンプ（Ｂ）

10-29

原子炉補機冷却水系ポンプ（Ｃ）

10-30

タービン補機冷却水系ポンプ（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-31

タービン補機冷却水系ポンプ（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-32

タービン補機冷却水系ポンプ（Ｃ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-33

補機冷却海水ポンプ（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-34

補機冷却海水系ポンプ（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-35

補機冷却海水系ポンプ（Ｃ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-36

復水移送ポンプ（Ａ）

10-37

復水移送ポンプ（Ｂ）

10-38

純水移送ポンプ（Ａ）

10-39

純水移送ポンプ（Ｂ）

10-40

ディーゼル駆動消火ポンプ

10-41

電動消火ポンプ

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-42

タービンバイパス系

使用可能・使用不可・不明

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・使用不可・不明

10-43-1 常設低圧代替注水系ポンプ（低圧注水）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-43-2 常設低圧代替注水系ポンプ（D/Wスプレイ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-43-3 常設低圧代替注水系ポンプ（ペデスタル）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-43-3 常設低圧代替注水系ポンプ（ウェル）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-43-4 常設低圧代替注水系ポンプ（SFP）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-44-3 代替循環冷却系ポンプ（S/P冷却）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-45

格納容器圧力逃がし装置

使用可能・使用不可・不明

10-46

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

使用可能・使用不可・不明

10-47

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

使用可能・使用不可・不明

10-44-1 代替循環冷却系ポンプ（低圧注水）
10-44-2 代替循環冷却系ポンプ（D/Wスプレイ）

添付 2.1.10-28

日

時
備考

分

１０．常設設備の確認（3／3）
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

状態

10-48

耐圧強化ベント系

使用可能・使用不可・不明

10-49

高圧窒素ガス供給系（非常用）使用可能・使用不可・不明

10-50

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

使用可能・使用不可・不明

10-51

ドライウェル冷却送風機（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-52

ドライウェル冷却送風機（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-53

ドライウェル冷却送風機（Ｃ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-54

ドライウェル冷却送風機（Ｄ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-55

ドライウェル冷却送風機（Ｅ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-56

ドライウェル除湿冷却器（Ａ）

使用可能・使用不可・不明

10-57

ドライウェル除湿冷却器（Ｂ）

使用可能・使用不可・不明

10-58

可燃 性ガス濃度 制御系再結 合装置 ブロア（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-59

可燃性ガス濃度制御系再結合装置（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-60

可燃 性ガス濃度 制御系再結 合装置 ブロア（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-61

可燃性ガス濃度制御系再結合装置（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-62

ＣＡＭＳ（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-63

ＣＡＭＳ（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-64

原子炉建屋水素濃度

使用可能・使用不可・不明

10-65

静的触媒式水素再結合器

使用可能・使用不可・不明

10-66

燃料プール冷却系ポンプ（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-67

燃料プール冷却系ポンプ（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-68

代替燃料プール冷却系ポンプ

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-69

代替燃料プール冷却系熱交換器

使用可能・使用不可・不明

10-70

使用済燃料プール漏えい緩和資機材（シール材，ステンレス鋼板等）

使用可能・使用不可・不明

10-71

常設代替海水取水設備

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-72

計装用空気圧縮機（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-73

計装用空気圧縮機（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

10-74

代替逃がし安全弁駆動装置

使用可能・使用不可・不明

添付 2.1.10-29

日

時
備考

分

１１．水源の確認
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

日

状態

時
備考

11-1

高所淡水池

使用可能・使用不可・不明

11-2

北側淡水池

使用可能・使用不可・不明

11-3

サプレッション・プール

使用可能・使用不可・不明

水位

m

11-4

復水貯蔵タンク

使用可能・使用不可・不明

水位

m

11-5

代替淡水貯槽

使用可能・使用不可・不明

水位

m

11-6

ろ過水貯蔵タンク

使用可能・使用不可・不明

水位

m

11-7

多目的タンク使用可能・使用不可・不明

水位

m

11-8

純水タンク

使用可能・使用不可・不明

水位

m

11-9

原水タンク

使用可能・使用不可・不明

水位m

添付 2.1.10-30分

添付資料2.1.11
大規模損壊発生時に使用する対応手順書及び設備一覧について

大規模損壊発生時に初動対応フローから選択する個別戦略の決定に当たっては，要員及び設備を含めた残存する資源から必要な手順等を確認し，有効な戦略を迅速かつ確実に選定する必要がある。
第1表に個別戦略において必要な対応操作，対応操作に必要な設備とその容量，準備開始から必要となるまでの時間，必要な要員数をまとめた表を示す。
また，第1図に大規模損壊発生時の対応手順書体系図を示す。

添付 2.1.11-1

第 1表

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 1／ 13）
技術的能力に係る審査基

個別戦略

手順書等

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

所要時間

必要人員

（目安）

（目安）

30 分

重大事故等対応要員
2名

30 秒/12m

重大事故等対応要員
2名

3.3km/h

重大事故等対応要員
2名－

自衛消防隊員9名
重大事故等対応要員
8名

備考

準の該当項目・ホイールローダ「状況確認とアクセスルート確保」（保管場所:西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）－

台数:5 台①・ブルドーザ

被災状況・規模（1.0）
アクセスルート「がれき撤去」（保管場所：南側保管場所）－

により所要時間

（2.1）
確保戦略

台数:1 台は変動

・油圧ショベル（保管場所：南側保管場所）「漂流物撤去」－台数:1 台・化学消防自動車（保管場所：南側保管場所，監視所付近）

添付 2.1.11-2

台数:2 台（容量:670L/min/台，吐出圧力:1.0MPa）
・水槽付消防ポンプ自動車（保管場所:西側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:168m３/h/台，吐出圧力:0.85MPa）
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）
②

（1.0）

台数:3 台（容量:1,320m３/h/台，吐出圧力:1.2MPa）

・消火栓「消火活動」
消火戦略

－
（2.1）

・放水砲
（保管場所:西側保管場所，南側保管場所）
台数:2 台・大型ポンプ用送水ホース運搬車（放水用）（保管場所:西側保管場所，南側保管場所）
台数:2 台・放水砲／泡消火薬剤運搬車（保管場所:西側保管場所，南側保管場所）
台数:2 台注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

・取水箇所

第 1表

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 2／ 13）
技術的能力に係る審査基

個別戦略

手順書等

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

所要時間

必要人員

（目安）

（目安）

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

備考

準の該当項目
○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
・ほう酸水ポンプ台数:2 台（容量:9.78m３/h/台，揚程:870m）

・ほう酸水貯蔵タ「ほう酸水注入系起動操作」
・ほう酸水貯蔵タンク

ンク

台数:1 台（容量:19.5m３）「代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入操
－

－

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

－

－

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

－

－

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

作」「選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制操作」「スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ引き抜き操作」

添付 2.1.11-3（スクラム弁閉の場合）

－

－

－

73 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

－

－

－

中央操作

当直要員（中操）
1名③
原子炉停止戦略「計器用空気系の排気操作」（1.1）

「原子炉スクラムリセット後の手動スクラム操作」（スクラム弁開の場合）

－

－

－

128 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

－

－

－

329 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

－

－

－

982 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名「スクラム個別スイッチによる制御棒挿入操作」「制御棒駆動水圧系の水圧確保後の，制御棒手
動挿入操作」「制御棒駆動水圧系の引抜配管ベント弁からの排水操作」

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

第 1表個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 3／ 13）
技術的能力に係る審査基

個別戦略

手順書等

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

所要時間

必要人員

（目安）

（目安）

備考

準の該当項目・電動機駆動原子炉給水ポンプ
台数:2 台（容量:2,157.5m３/h/台，揚程:762m）
・高圧復水ポンプ台数:3 台（容量:3,792m３/h/台，揚程:365.8m）

・復水器

－

・低圧復水ポンプ当直要員（中操）

台数:3 台（容量:3,792m３/h/台，揚程:94.5m）③「原子炉水位低下操作」

中央操作

（1.1）
・制御棒駆動水ポンプ

原子炉停止戦略３・復水貯蔵タンク1名－

台数:2 台（容量:46.3m /h/台，揚程:823m）
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
台数:1 台（容量:142m３/h/台，揚程:869m）

・復水貯蔵タンク－・高圧炉心スプレイポンプ

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

添付 2.1.11-4

台数:1 台（容量:1,576.5m３/h/台，揚程:196.6m）○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント），非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領
・高圧炉心スプレイポンプ「高圧炉心スプレイ系による原子炉注水」

台数:1 台（容量:1,576.5m３/h/台，揚程:196.6m）

・復水貯蔵タンク－中央操作

当直要員（中操）
2名

・復水器

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

・代替淡水貯槽－中央操作

当直要員（中操）
2名

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ・電動機駆動原子炉給水ポンプ
台数:2 台（容量:2,157.5m３/h/台，揚程:762m）
・高圧復水ポンプ「給水系・復水系による原子炉注水」

台数:3 台（容量:3,792m３/h/台，揚程:365.8m）
（1.2）

④

（1.3）

原子炉注水戦略（1.4）
「低圧炉心スプレイ系による原子炉注水」（1.13）

・低圧復水ポンプ台数:3 台（容量:3,792m３/h/台，揚程:94.5m）
・低圧炉心スプレイポンプ
台数:1 台（容量:1,638.3m３/h/台，揚程:169.5m）
・残留熱除去系ポンプ「低圧注水系による原子炉注水」

台数:3 台（容量:1,691.9m３/h/台，揚程:85.3m）
・常設低圧代替注水系ポンプ「低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」

台数:2 台（容量:200m３/h/台，揚程:200m）
・代替循環冷却系ポンプ「代替循環冷却系による原子炉注水」

台数:1 台（容量:200m３/h，揚程:200m）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

第 1表個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 4／ 13）
技術的能力に係る審査基

個別戦略

所要時間

手順書等

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

（目安）
・ディーゼル駆動消火ポンプ「消火系による原子炉注水」

台数:1 台（容量:260m３/h/台，揚程 90m）

・ろ過水貯蔵タン

台数:2 台（容量:145.4m３/h/台，揚程:85.4m）

50 分・復水貯蔵タンク－

105 分・復水貯蔵タンク－中央操作

当直要員（中操）
1名

注水開始

中央操作

当直要員（中操）1名

60 分

当直要員（現場）
2名

・制御棒駆動水ポンプ「制御棒駆動水圧系による原子炉注水」

台数:2 台（容量:46.3m３/h/台，揚程:823m）

・ほう酸水ポンプ

添付 2.1.11-5「ほう酸水注入系による原子炉注水」

台数:2 台（容量:9.78m３/h/台，揚程:870m）

・ほう酸水貯蔵タンク（1.3）

原子炉注水戦略（1.4）
「低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水」（1.13）

継続注水
準備

（1.2）
④

（目安）
当直要員（中操）2名
当直要員（現場）2名
当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名－

ク・復水移送ポンプ「補給水系による原子炉注水」

必要人員

備考

準の該当項目

当直要員（中操）・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・北側淡水池系統構成を中央操3 時間

作で実施する場合

以内

系統構成を現場操3 時間作で実施する場合

以内（保管場所:西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）
台数:5 台（容量:1,320m３/h/台，吐出圧力:1.2MPa）

・高所淡水池・海・代替淡水貯槽・可搬型代替注水中型ポンプ
・北側淡水池（保管場所：西側保管場所）

3 時間－

・高所淡水池以内

台数：1 台（容量：2,000L/min/台）

2名
重大事故等対応要員
8名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
10名
当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

・海「移動式消火設備による原子炉注水」

・化学消防自動車（保管場所：南側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:水消火の場合 2,800L/min/台，泡消火の場合 800L/min/台） ・北側淡水池

3 時間－

・水槽付消防ポンプ自動車（保管場所:西側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:2,800L/min/台，吐出圧力:0.85MPa）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する・高所淡水池以内

当直要員（中操）
2名
自衛消防隊隊員2名
重大事故等対応要員
4名

第 1表

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 5／ 13）
技術的能力に係る審査基

個別戦略

手順書等

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

所要時間

必要人員

（目安）

（目安）

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

－

中央操作

当直要員（中操）2名

58 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
1名

備考

準の該当項目・原子炉隔離時冷却系ポンプ「原子炉隔離時冷却系による原子炉注水」

台数:1 台（容量:142m３/h/台，揚程:869m）

・復水貯蔵タンク・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・常設高圧代替注水系ポンプ「常設高圧代替注水系による原子炉注水」

台数:1 台（容量:136m３/h/台，揚程:872m）

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ
中央操作が実施
できない場合・逃がし安全弁「主蒸気逃がし安全弁による原子炉減圧」（1.2）

添付 2.1.11-6④「常設高圧代替注水系による減圧」（1.3）

「原子炉隔離時冷却系による減圧」（1.13）

原子炉注水戦略

（1.4）

－

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

－

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

－

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

－

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

－

－

281 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

－

－

57 分

当直要員（中操）
2名

－

－

102 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

台数：18 台（自動減圧機能付 7 台）・常設高圧代替注水系ポンプ台数:1 台（容量:136m３/h/台，揚程:872m）
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
台数:1 台（容量:142m３/h/台，揚程:869m）
・タービンバイパス弁「タービンバイパス弁による減圧」
台数：5 台・高圧窒素ガスボンベ「高圧窒素ガス供給系（非常用）による減圧」
本数：20 本・逃がし安全弁用可搬型蓄電池「逃がし安全弁用可搬型蓄電池による減圧」
体数：2 体「代替逃がし安全弁駆動装置による減圧」

・代替逃がし安全弁駆動装置

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

第 1表個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 6／ 13）
技術的能力に係る審査基

個別戦略

手順書等

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

所要時間

必要人員

（目安）

（目安）

当直要員（中操）

備考

準の該当項目
○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント），重大事故等対策要領
・格納容器内水素濃度（SA）
－

－

中央操作

－

－

中央操作

－

－

60 分

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
3名

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

・代替淡水貯槽－中央操作

当直要員（中操）
2名

・格納容器内酸素濃度（SA）「格納容器内水素・酸素濃度監視」

1名

・格納容器雰囲気モニタ「格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の・格納容器圧力逃がし装置

水素ガス及び酸素ガスの排出」

台数:1 台「残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に・残留熱除去系ポンプ
台数:2 台（容量:1,691.9m３/h/台，揚程:85.3m）

よる格納容器スプレイ」

・代替循環冷却系ポンプ「代替循環冷却系による格納容器スプレイ」

添付 2.1.11-7⑤
水素爆発防止戦「代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ」

略

台数:1 台（容量:200m３/h，揚程:200m）
・常設低圧代替注水系ポンプ（1.9）

台数:2 台（容量:200m３/h/台，揚程:200m）

系統構成を中央（1.10）

3 時間
・代替淡水貯槽操作で実施する・北側淡水池場合・高所淡水池系統構成を現場・海操作で実施する・可搬型代替注水大型ポンプ「代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によ以内（保管場所:西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）
る格納容器スプレイ」

台数:5 台（容量:1,320m３/h/台，吐出圧力:1.2MPa）

3 時間
以内
場合

・ディーゼル駆動消火ポンプ「消火系による格納容器スプレイ」

台数:1 台（容量:260m３/h/台，揚程 90m）

・復水移送ポンプ「補給水系による格納容器スプレイ」

台数:2 台（容量:145.4m３/h/台，揚程:85.4m）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する・ろ過水貯蔵タン
－

53 分

－

105 分

ク

・復水貯蔵タンク

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名
当直要員（現場）
1名
重大事故等対応要員
11名
当直要員（中操）2名
当直要員（現場）2名
当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名

第 1表

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 7／ 13）
技術的能力に係る審査基

個別戦略

手順書等

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源・可搬型代替注水中型ポンプ

所要時間

必要人員

（目安）

（目安）

備考

準の該当項目・代替淡水貯槽当直要員（中操）・北側淡水池（保管場所：西側保管場所）

3 時間

2名

以内

重大事故等対応要員－
・高所淡水池

台数：1 台（容量：2,000L/min/台）

8名

・海
（1.9）
「移動式消火設備による格納容器スプレイ」（1.10）⑤

・化学消防自動車（保管場所：南側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:2,800L/min/台）

水素爆発防止戦・北側淡水池3 時間－

・水槽付消防ポンプ自動車

略・高所淡水池以内（保管場所:西側保管場所，監視所付近）

当直要員（中操）
2名
自衛消防隊
2名
重大事故等対応要員
4名

台数:2 台（容量:2,800L/min/台，吐出圧力:0.85MPa）・再結合装置，ブロワ

添付 2.1.11-8「可燃性ガス濃度制御系起動」
（1.9）

3 時間
－

台数:2 台（容量:340Nm３/h/台）

－
以内

－

－

45 分

当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
4名

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

・代替淡水貯槽－中央操作

当直要員（中操）
2名（1.10）「原子炉建屋ベントによる水素排出」

当直要員（中操）
1名

・原子炉建屋原子炉棟ベント弁○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領「残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に・残留熱除去系ポンプ
台数:2 台（容量:1,691.9m３/h/台，揚程:85.3m）

よる冷却又はスプレイによる格納容器除熱」「代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による・常設低圧代替注水系ポンプ台数:2 台（容量:200m３/h/台，揚程:200m）

格納容器スプレイ」

系統構成を中央3 時間
・代替淡水貯槽操作で実施する・北側淡水池場合・高所淡水池系統構成を現場・海操作で実施する・可搬型代替注水大型ポンプ⑥-1
原子炉格納容器「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」

除熱戦略

（1.5）
（1.6）

以内

（保管場所:西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）
台数:5 台（容量:1,320m３/h/台，吐出圧力:1.2MPa）

（1.7）

3 時間
以内
場合

（1.8）
・代替循環冷却系ポンプ「代替循環冷却系による格納容器除熱」「ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器
除熱」

台数:1 台（容量:200m３/h，揚程:200m）

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

－

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

－

53 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）

台数:5 台３

台数:1 台（容量:260m /h/台，揚程 90m）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する当直要員（現場）
1名
重大事故等対応要員
11名

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・ドライウェル内ガス冷却装置

・ディーゼル駆動消火ポンプ「消火系による格納容器スプレイ」

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

・ろ過水貯蔵タンク

第 1表個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 8／ 13）
技術的能力に係る審査基

個別戦略

所要時間

手順書等

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

（目安）

（目安）

105 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名

・復水移送ポンプ「補給水系による格納容器スプレイ」

台数:2 台（容量:145.4m３/h/台，揚程:85.4m）

・復水貯蔵タンク－・代替淡水貯槽・可搬型代替注水中型ポンプ
・北側淡水池（保管場所：西側保管場所）

必要人員

備考

準の該当項目

3 時間－

・高所淡水池以内

台数：1 台（容量：2,000L/min/台）

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

・海
（1.5）
⑥-1

「移動式消火設備による格納容器スプレイ」（1.6）

原子炉格納容器（1.7）
除熱戦略

添付 2.1.11-9（1.8）

・化学消防自動車（保管場所：南側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:2,800L/min/台）

・北側淡水池3 時間－

・水槽付消防ポンプ自動車

・高所淡水池以内（保管場所:西側保管場所，監視所付近）

当直要員（中操）
2名
自衛消防隊
2名
重大事故等対応要員
4名

台数:2 台（容量:2,800L/min/台，吐出圧力:0.85MPa）「格納容器圧力逃がし装置による格納容器除

－

中央操作

当直要員（中操）2名
当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
3名
当直要員（中操）
2名

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

－

－

－

現場操作の場合

中央操作

・格納容器圧力逃がし装置

熱」

3 時間

台数:1 台以内「耐圧強化ベントによる格納容器除熱」－－○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント），非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領「格納容器下部注水系（常設）によるペデスタ
ル注水」

除熱戦略

（1.5）
（1.6）

⑥-2
原子炉格納容器

・常設低圧代替注水系ポンプ「格納容器下部注水系（可搬型）によるペデス
タル注水」

台数:2 台（容量:200m３/h/台，揚程:200m）

・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・北側淡水池（1.7）（保管場所:西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）（1.8）

台数:5 台（容量:1,320m３/h/台，吐出圧力:1.2MPa）（1.9）（1.10）「消火系によるペデスタル注水」

・代替淡水貯槽・ディーゼル駆動消火ポンプ
台数:1 台（容量:260m３/h/台，揚程 90m）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

3 時間－

・高所淡水池以内

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

・海・ろ過水貯蔵タン－ク

47 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

第 1表

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 9／ 13）
技術的能力に係る審査基

個別戦略

所要時間

手順書等

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

（目安）

（目安）

101 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名

・復水移送ポンプ「補給水系によるペデスタル注水」

台数:2 台（容量:145.4m３/h/台，揚程:85.4m）

・復水貯蔵タンク－・代替淡水貯槽・可搬型代替注水中型ポンプ
・北側淡水池（保管場所：西側保管場所）

必要人員

備考

準の該当項目

3 時間－

・高所淡水池以内

台数：1 台（容量：2,000L/min/台）

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

・海・化学消防自動車「移動式消火設備によるペデスタル注水」（保管場所：南側保管場所，監視所付近）

添付 2.1.11-10

台数:2 台（容量:2,800L/min/台）

・北側淡水池3 時間－

・水槽付消防ポンプ自動車

・高所淡水池以内（保管場所:西側保管場所，監視所付近）（1.5）
「格納容器頂部注水系（常設）によるウェル注
⑥-2

水」

（1.6）
（1.7）

当直要員（中操）
2名
自衛消防隊
2名
重大事故等対応要員
4名

台数:2 台（容量:2,800L/min/台，吐出圧力:0.85MPa）
当直要員（中操）・常設低圧代替注水系ポンプ
３・代替淡水貯槽－

中央操作

台数:2 台（容量:200m /h/台，揚程:200m）

1名

原子炉格納容器（1.8）
除熱戦略「格納容器頂部注水系（可搬型）によるウェル
注水」

（1.9）
（1.10）

・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・北側淡水池（保管場所:西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）
台数:5 台（容量:1,320m３/h/台，吐出圧力:1.2MPa）

3 時間－

・高所淡水池以内

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

・海・代替淡水貯槽・可搬型代替注水中型ポンプ
・北側淡水池（保管場所：西側保管場所）

3 時間－

・高所淡水池以内

台数：1 台（容量：2,000L/min/台）

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

・海「移動式消火設備によるウェル注水」

・化学消防自動車（保管場所：南側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:2,800L/min/台）

・北側淡水池3 時間－

・水槽付消防ポンプ自動車

・高所淡水池以内（保管場所:西側保管場所，監視所付近）

当直要員（中操）
2名
自衛消防隊
2名
重大事故等対応要員
4名

台数:2 台（容量:2,800L/min/台，吐出圧力:0.85MPa）「残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ」

・残留熱除去系ポンプ
台数:2 台（容量:1691.9m３/h/台，揚程:85.3m）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）2名

第 1表個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 10／ 13）
技術的能力に係る審査基

個別戦略

手順書等

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源「代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による・常設低圧代替注水系ポンプ台数:2 台（容量:200m３/h/台，揚程:200m）

格納容器スプレイ」

所要時間

必要人員

（目安）

（目安）

備考

準の該当項目・代替淡水貯槽－中央操作

当直要員（中操）
2名

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

－

53 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

・代替循環冷却系ポンプ「代替循環冷却系による格納容器スプレイ」

台数:1 台（容量:200m３/h，揚程:200m）
・ディーゼル駆動消火ポンプ「消火系による格納容器スプレイ」

台数:1 台（容量:260m３/h/台，揚程 90m）

台数:2 台（容量:145.4m３/h/台，揚程:85.4m）

添付 2.1.11-11

⑥-2

除熱戦略

「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」

ク・復水移送ポンプ「補給水系による格納容器スプレイ」

原子炉格納容器・ろ過水貯蔵タン

（1.5）
（1.6）

・可搬型代替注水大型ポンプ（保管場所:西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）
台数:5台（容量:1,320m３/h/台，吐出圧力:1.2MPa）（1.7）

・復水貯蔵タンク－105 分

・代替淡水貯槽

系統構成を中央操作で実施
する場合

3 時間
以内

系統構成を現
場操作で実施
する場合

3 時間
以内

・北側淡水池・高所淡水池
・海

（1.8）
（1.9）
（1.10）

・代替淡水貯槽・可搬型代替注水中型ポンプ
・北側淡水池（保管場所：西側保管場所）

3 時間－

・高所淡水池以内

台数：1 台（容量：2,000L/min/台）

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名
当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名
当直要員（現場）
1名
重大事故等対応要員
11名
当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

・海「移動式消火設備による格納容器スプレイ」

・化学消防自動車（保管場所：南側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:2,800L/min/台）

・北側淡水池3 時間－

・水槽付消防ポンプ自動車（保管場所:西側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:2,800L/min/台，吐出圧力:0.85MPa）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する・高所淡水池以内

当直要員（中操）
2名
自衛消防隊
2名
重大事故等対応要員
4名

第 1表

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 11／ 13）
技術的能力に係る審査基

個別戦略

手順書等

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

所要時間

必要人員

（目安）

（目安）

備考

準の該当項目
○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領
・代替淡水貯槽「可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ

・可搬型代替注水大型ポンプ
・北側淡水池ール注水系（注水ライン）を使用した SFP 注（保管場所:西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）

水」

台数:5 台（容量:1,320m３/h/台，吐出圧力:1.2MPa）

3 時間－

・高所淡水池以内

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

・海・代替淡水貯槽・可搬型代替注水中型ポンプ
・北側淡水池（保管場所：西側保管場所）

3 時間－

・高所淡水池以内

台数：1 台（容量：2,000L/min/台）

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

・海「移動式消火設備による代替燃料プール注水系

・化学消防自動車（注水ライン）を使用した SFP 注水」（保管場所：南側保管場所，監視所付近）

添付 2.1.11-12

台数:2 台（容量:2,800L/min/台）

・北側淡水池3 時間－

・水槽付消防ポンプ自動車⑦
使用済燃料プー（1.11）（保管場所:西側保管場所，監視所付近）

ル注水戦略（1.12）

台数:2 台（容量:2,800L/min/台，吐出圧力:0.85MPa）

・高所淡水池以内

当直要員（中操）
2名
自衛消防隊
2名
重大事故等対応要員
4名「常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プ
・常設低圧代替注水系ポンプ
ール注水系（注水ライン）を使用した SFP 注

台数:2 台（容量:200m３/h/台，揚程:200m）

・代替淡水貯槽－中央操作

当直要員（中操）
2名

・復水貯蔵タンク－55 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

水」

・復水移送ポンプ「補給水系による SFP 注水」

台数:2 台（容量:145.4m３/h/台，揚程:85.4m）

・ディーゼル駆動消火ポンプ「消火系による SFP 注水」

台数:1 台（容量:260m３/h/台，揚程 90m）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する・ろ過水貯蔵タン

2 時間
－

ク

以内

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

第 1表

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 12／ 13）
技術的能力に係る審査基

個別戦略

手順書等

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

必要人員

（目安）

（目安）

・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ「可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ

所要時間
備考

準の該当項目・北側淡水池ール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用（保管場所:西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）

した SFP 注水」

台数:5 台（容量:1,320m３/h/台，吐出圧力:1.2MPa）

7 時間－

・高所淡水池以内

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

・海・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）⑦
使用済燃料プー「可搬型代替大型ポンプ及び放水砲による放水」

6 時間（1.11）（保管場所:西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）（1.12）

台数:5 台（容量:1,320m３/h/台，吐出圧力:1.2MPa）

・海

－
以内

重大事故等対応要員
8名

ル注水戦略

添付 2.1.11-13「サイフォンブレーク」

－

－

－

－

－

「破断箇所手動隔離操作」

－

－

－

－

－

「ライナーの補修」

－

－

－

－

－

－

－

中央操作

当直要員（中操）
2名○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領
・緊急用海水系⑧
使用済燃料プー

台数：2 台「代替燃料プール冷却系による SFP 除熱」（1.11）
・代替燃料プール冷却系

ル除熱戦略

台数：1 台○重大事故等対策要領⑨

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）「可搬型代替大型ポンプ及び放水砲による放6 時間

放射性物質拡散（保管場所:西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）
水」

抑制のための戦（1.12）

・海

－
以内

３

台数:3 台（容量:1,320m /h/台，吐出圧力:1.2MPa）

略4 時間「汚濁防止膜の設置」

重大事故等対応要員
8名

・汚濁防止膜－－以内注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

重大事故等対応要員
6名

第 1表

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 13／ 13）
技術的能力に係る審査基

個別戦略

手順書等

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

所要時間

必要人員

（目安）

（目安）

87 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）

備考

準の該当項目
○非常時運転手順書（事象ベース）「常設代替交流電源設備による非常用所内電気

・常設代替高圧電源装置－

設備への給電」－

台数:5 台2名「可搬型代替交流電源設備による非常用所内電⑩

・可搬型代替交流電源設備

気設備への給電」

電源確保戦略

－

－

210 分

－

－

2 時間

－

－

190 分

台数:4 台（500kVA/台，電圧 440V）（1.14）「常設代替直流電源設備による給電による直流・常設代替直流電源設備
125V 主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電」

添付 2.1.11-14

・可搬型代替交流電源設備「可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母
台数:4 台（500kVA/台，電圧 440V）
線盤２Ａ・２Ｂへの給電」
・可搬型整流器

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名
当直要員（中操）2名
当直要員（現場）2名
当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
6名

大規模損壊発生時の対応

原子炉施設
保安規定

警報処置手順書
運転管理
業務要項【警報処置手順書，非常時運転手順書，非常時運転手
順書Ⅱ，非常時運転手順書Ⅲの対応】
・個別の操作手順に基づき，大規模損壊対応の各個別戦略を実行するための運転員操作行う。

非常時運転手順書（事象ベース）
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

品質保証規程原子力災害対策
業務要項

連携

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
災害対策要領緊急作業時における放射線管理，モニタリング
プラント挙動への影響評価実施した緩和対策の効果の評価

アクシデントマネジメントガイド

重大事故等対策要領

重大事故編

添付 2.1.11-15

大規模損壊編
力量設定
管理要項【 重 大 事 故 等 対 策 要 領 （ 重 大 事 故 編 ）】・重大事故対応の各個別戦略を実行するため，可搬型設備の準備等，事故状況に応じて運転員操作と連携した事故対応を行う。

※１

教育・訓練計画手順書
原子炉施設保安教育手順書

火災発生時の対応【 重 大 事 故 等 対 策 要 領 （ 大 規 模 損 壊 編 ）】大規模損壊対応の適用条件
大規模損壊発生時の体制
大規模損壊発生時の対応○予兆情報による事前対応（プラント停止，ＲＣＩＣ起動など）○事象発生直後の対応，達成すべき目標設定○個別戦略フローへの展開○個別手順による対応操作
・炉心損傷緩和・原子炉格納容器破損緩和
・使用済燃料プール水位確保，燃料損傷緩和・放射性物質放出低減
・大規模損壊に伴う火災への対応
・その他（アクセスルート確保）※２

発電用原子炉施設の火災防護
・火災防護の組織における責任と権限
・自衛消防隊の体制
・消火手順（ 大 規 模 損 壊 時 の 放 水 砲 等 を 用 い た 火 災 対 応 に つ い て は 「 重 大 事 故 等 対 策 要 領 （ 大 規 模 損 壊 編 ）」 に 定 め る ）火災防護計画※１：大規模損壊災害対策本部長又は発電長が適用条件を判断した場合に，重大事故等対策要領（大規模損壊編）を用いた緩和措置を講じる。
※２：個別戦略フローへの展開…使用可能な設備を加味し，初動対応フローに基づき事象進展に応じた対応を選定
個別手順による対応操作…上記により決定した対応操作を必要な各手順を用いて実施

第 1図

大規模損壊発生時の対応手順書体系図

添付資料 2.1.12
使用済燃料プール大規模漏えい時の対応について

1.

使用済燃料プールにおける事故対応
使用済燃料プールに大規模漏えいが発生した場合における，優先順位に従った事故対応例について以下に示す。

(1)

使用済燃料プールからの漏えいが発生した場合は，中央制御室から操作が可能であり，速やかな操作が可能である常設低圧代替
注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用
した使用済燃料プール注水を行う。

(2)(1)に よ る 使 用 済 燃 料 プ ー ル 注 水 を 行 え な い 場 合 ，使 用 済 燃 料 プールへのアクセスが可能であれば，準備から注水開始までの時間
が 比 較 的 短 い 恒 設 設 備（ 補 給 水 系 ，消 火 系 ）に よ る 使 用 済 燃 料 プ ール 注 水 を 行 う 。な お ，消 火 系 に よ る 使 用 済 燃 料 プ ー ル へ の 注 水 は ，
消火系による消火を必要とする火災が発生していないことが確認できた場合に実施する。

(3)(2)に よ る 使 用 済 燃 料 プ ー ル へ の 注 水 が 行 え な い 場 合 ，可 搬 型 代
替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水を行う。

(4)(1)，(2)，(3)に よ る 使 用 済 み 燃 料 プ ー ル 注 水 に よ り ，使 用 済 燃
料プール水位の維持ができない場合，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した
使用済燃料プールスプレイを行う。

(5)(4)に よ る 使 用 済 燃 料 プ ー ル ス プ レ イ が 行 え な い 場 合 ，使 用 済 燃料プールへのアクセスが可能であれば，可搬型代替注水大型ポン
添付 2.1.12-1

プによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用
した使用済燃料プールスプレイを行い，困難な場合は，可搬型代
替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイを行う。
(6)

また，使用済燃料プールへの注水により使用済燃料プール水位の 維 持 が で き な い 場 合 ， (4) 又 は (5) の 使 用 済 燃 料 プ ー ル ス プ レ イと並行して，使用済燃料プールの漏えいを緩和するため，あらか
じめ準備している漏えい緩和のための資機材を用いた手段により，使用済燃料プール内側からの漏えい緩和を行う。

(7)(1) ～ (5) の 操 作 に よ る 建 屋 内 部 か ら の 使 用 済 燃 料 プ ー ル へ の 注
水，スプレイにより使用済燃料プールの水位上昇が確認できない
場合，可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲等を用いた建屋外部からの使用済燃料プールへの放水を行う。

添付 2.1.12-2

2.

重大事故を想定した使用済燃料プールの監視対応フロー
使用済燃料プールの水位が低下①

使用済燃料プールの状況，周辺環境の把握

使用済燃料プール水漏えい緩和対策，漏えい率評価の実施

NO

常設代替注水系ポンプは使用可能か？

YES②
常設低圧代替注水系ポンプによる注水③
補 給 水 系 ，消 火 系 ※ １ ，可 搬 型 代
替注水大型ポンプによる注水

NO

使用済燃料
プール水位は維持可能か？

YES④
使用済燃料プールへの
スプレイ※２

使用済燃料プールへの注水
継続※１：重大事故等へ対処するために消火が必要な火災が発生していないこと※２：資機材等による漏えい緩和措置が有効な場合は実施する

第１図

使用済燃料プール水位低下時の監視対応フロー

第１表

水位
温度

各設備の監視機能

計器名称

①

②

③

④

使用済燃料プール水位（ＳＡ広域）

○

○

○

○

使用済燃料プール温度（ＳＡ広域）

○

○

○

－※3

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

○

○

○

－※3

○

○

○

－※3

－

－

○

○

○

○

○

－※3

使用済燃料プールエリア放射線モ
空間線量率ニタ（低レンジ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）

状態監視

使用済燃料プール監視カメラ※３：使用済燃料プールからの漏えいにより，使用済燃料プールの水位が使用済燃料ラック上端の位置を超えて低下する場合，水位の低下量に応じて計測できなくなる場合がある。

添付 2.1.12-3

3.

使用済燃料プールへの必要スプレイ流量について
使 用 済 燃 料 プ ー ル へ の 注 水（ 代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系 等 に よ る 注 水 ）によっても使用済燃料プール水位を維持できないような漏えいが生じた場合に実施する使用済燃料プールスプレイ戦略について，使用済燃料プール内に保管されている照射済燃料の冷却に必要なスプレ
イ流量を算出する。

(1)

評価条件
・使用済燃料プール内の冷却水が流出して照射済燃料が全露出している状態を想定する。
・崩壊熱除去に必要なスプレイ流量を算出する。
・ ス プ レ イ 水 の 温 度 は 保 守 的 に 見 積 も っ て も 35℃ で あ る が ， 顕 熱冷却による効果は考慮せずに，保守的に飽和水（大気圧における）と仮定する。
・想定する崩壊熱は，第 2 表，第 3 表及び第 4 表に示すとおり，
原 子 炉 運 転 中（ 運 転 開 始 直 後 ）と 原 子 炉 停 止 中（ 全 炉 心 燃 料 取 出後）の 2 ケースとする。

(2)

必要注水量の評価式
使用済燃料プールへの必要注水量は，崩壊熱による使用済燃料
プールの保有水の蒸発量に等しいとして扱い，以下の式で評価した。評価結果を第 5 表に示す。
Δ Ⅴ ／ Δ ｔ ＝ Ｑ ×10 ３ ×3,600／ （ hfg×ρ ）ΔⅤ／Δｔ： 必 要 注 水 量 ［ m ３ ／ h］

Ｑ

： 崩 壊 熱 ［ MW］

hfg： 飽 和 水 蒸 発 潜 熱 ［ kJ／ kg］（ ＝ 2,257kJ／ kg）

ρ： 注 水 密 度 ［ kg／ m ３ ］（ ＝ 958kg／ m ３ ）添付 2.1.12-4

第 2表

崩壊熱評価条件
原子炉運転中原子炉停止中照射期間／１サイクル

14 ヶ 月14 ヶ 月冷却期間／１サイクル

13 ヶ 月

13 ヶ 月停止期間※１30 日

30 日

1,48 6 体 ※ ２

1,48 6 体 ※ ３－764 体 ※ ３運転開始直後原子炉停止 9 日後※４

使用済燃料体数
定検時取出燃料体数
評価日※ １：過 去 の 定 期 検 査 に お け る 発 電 機 解 列 か ら 併 入 ま で の 期 間 の 実 績 よ り
も短い日数を設定した。
※ ２：使 用 済 燃 料 プ ー ル の 最 大 貯 蔵 量（ 2 ,25 0 体 ）か ら １ 炉 心 分 の 燃 料（ 7 64
体 ） を 除 い た 体 数 （ 1 ,486 体 ） が 貯 蔵 さ れ て い る も の と す る 。
※ ３ ： 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 最 大 貯 蔵 量 （ 2 ,25 0 体 ） の 燃 料 が 貯 蔵 （ 前 サ イ
ク ル ま で 原 子 炉 に 装 荷 さ れ て い た 取 出 燃 料 （ 76 4 体 ） ＋ 使 用 済 燃 料（ 1, 486 体 ）） さ れ て い る も の と す る 。
※ ４：過 去 の 全 燃 料 取 出 完 了 日 の 実 績 を 踏 ま え 余 裕 を 見 た 日 数 を 設 定 し た 。

添付 2.1.12-5

第3表

燃料取出スキーム（原子炉運転中）

使用済燃料プール
貯蔵燃料

冷却期間

燃料体数

崩壊熱
(MW)

8 サイクル冷却済燃料

8×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

142 体

0.047

7 サイクル冷却済燃料

7×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

168 体

0.059

6 サイクル冷却済燃料

6×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

168 体

0.064

5 サイクル冷却済燃料

5×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

168 体

0.072

4 サイクル冷却済燃料

4×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

168 体

0.085

3 サイクル冷却済燃料

3×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

168 体

0.110

2 サイクル冷却済燃料

2×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

168 体

0.161

1 サイクル冷却済燃料

1×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

168 体

0.283

定検時取出燃料

30 日

168 体

1.214

1,486 体2.095

合計（使用済燃料及び定検時取出燃料）

添付 2.1.12-6

第4表

燃料取出スキーム（原子炉停止中）

使用済燃料プール
貯蔵燃料

冷却期間

燃料体数

崩壊熱
(MW)

9 サイクル冷却済燃料

9×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

142 体

0.045

8 サイクル冷却済燃料

8×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.056

7 サイクル冷却済燃料

7×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.059

6 サイクル冷却済燃料

6×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.065

5 サイクル冷却済燃料

5×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.073

4 サイクル冷却済燃料

4×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.086

3 サイクル冷却済燃料

3×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.112

2 サイクル冷却済燃料

2×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.165

1 サイクル冷却済燃料

1×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.293

定検時取出燃料 5

9日

92 体

1.089

定検時取出燃料 4

9日

168 体

1.893

定検時取出燃料 3

9日

168 体

1.800

定検時取出燃料 2

9日

168 体

1.714

定検時取出燃料 1

9日

168 体

1.608

2,250 体9.058

合計（使用済燃料及び定検時取出燃料）

第5表

東海第二発電所において必要なスプレイ流量

崩壊熱

原子炉運転中原子炉停止中2.1［MW］

9.1［MW］

3.50［m３ ／h］

15.16［m３ ／h］

約 15.4［gpm］

約 66.7［gpm］

必要なスプレイ流量

添付 2.1.12-7

(3)

まとめ
東海第二発電所の使用済燃料プール内にある照射済燃料の冷却に必要なスプレイ流量を評価した。
この結果，使用済燃料プールの熱負荷が最大となるような組合せで照射
済燃料を貯蔵した場合でも，崩壊熱除去に必要なスプレイ流量は約15.2m３／hとなった。
東海第二発電所で配備する可搬型スプレイ設備（使用済燃料プールスプ
レイノズル（3 台），可搬型代替注水大型ポンプ）の流量は約 50m３ ／h であり，使用済燃料プール内にある照射済燃料はスプレイにより冷却可能である。また，NEI06-12 の使用済燃料プールスプレイ要求において示されている必要流量 200gpm（約 45.4m３ ／h）を上回る流量になっている。

添付 2.1.12-8

4.

使用済燃料プール水の大規模漏えい時の未臨界性評価
東海第二発電所の使用済燃料プールでは，ボロン添加ステンレス鋼製ラッ
クセルを平成 6 年 11 月に設置し，現在に至るまで燃料を貯蔵している。使用
済燃料プールには，通常は限られた体数の新燃料と照射済燃料を貯蔵するが，臨界設計では，新燃料及びいかなる燃焼度の照射済燃料を貯蔵しても十分安
全側の評価を得るように，炉心装荷時の無限増倍率が 1.30 となる燃料を用いて評価している。また，使用済燃料プール水温，ラック製造公差，ボロン
添加率，ラックセル内燃料配置それぞれについて最も結果が厳しくなる状態で評価している。未臨界性評価の基本計算条件を第 6 表に，ラック形状が確保された状態を前提とした計算体系を第 2 図に示す。
仮に使用済燃料プール水が大規模漏えいし，使用済燃料プールのスプレイ設備が作動する状態となった場合には，使用済燃料プールの水密度が減少することにより，ラックセル内で中性子を減速する効果が減少し，実効増倍率を低下させる効果が生じる。一方，ラックセル間では水及びラックセルによる中性子を吸収する効果が減少するため，隣接ラックへの中性子の流れ込みが強くなり，実効増倍率を増加させる効果が生じる。
低水密度状態を想定した場合の使用済燃料プールの実効増倍率は上記の 2
つの効果のバランスにより決定されるため，ラックの材質・ピッチの組合せ
によっては通常の冠水状態と比較して未臨界性評価結果が厳しくなる可能性がある。
そこで，東海第二発電所の使用済燃料プールにおいて水密度を一様に 1.0～0.0g／cm ３ と変化させて実効増倍率を計算したところ，中性子の強吸収体であるラックセル中のボロンの効果により，実効増倍率を増加させる効果がある隣接ラックへの中性子の流れ込みが抑制されることから，第 3 図に示す
とおり，水密度の減少に伴い実効増倍率は単調に減少する結果が得られた。
添付 2.1.12-9

ボロンは共用期間中に中性子を吸収し，中性子の吸収体としての効果が低下することが考えられるが，仮に共用期間を 60 年としても効果の低下はごく僅かである。このため，水密度が減少する事象が生じた場合でも未臨界は維持されることとなる。
なお，解析には，米国オークリッジ国立研究所（ＯＲＮＬ）が米国原子力規制委員会（ＮＲＣ）の原子力関連許認可評価用として作成したモンテカル
ロ法に基づく３次元多群輸送計算コードであり，米国内及び日本国内の臨界安全評価に広く使用されているＳＣＡＬＥシステムを用いた。

添付 2.1.12-10

第6表

未臨界性評価の基本計算条件
項目

燃料種類

燃料仕様

仕様
９×９燃料（Ａ型）※１

U235 濃縮度wt％

ペレット密度

理論密度の 97％

ペレット直径0.96 ㎝

被覆管外径1.12 ㎝

被覆管厚さ

0.71 ㎜

燃料有効長

3.71m

ラックタイプキャン型

ラックピッチ㎜

材料

ボロン添加ステンレス鋼

使用済燃料ラック
ボロン濃度

wt％

板厚

㎜

内のり

※２

㎜

※１：未臨界性評価用燃料集合体（ k∞＝1.3 未燃焼組成，Gd なし）※２：ボロン濃度の解析使用値は，製造公差下限値とする。

添付 2.1.12-11

第2図

角管型ラックの計算体系

第3図

実効増倍率の水密度依存性

添付 2.1.12-12

5.

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）について代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）によるスプレイは，使用済
燃料プールにアクセスすることなくスプレイできるように，スプレイヘッダ
1 台を使用済燃料プール近くに常時設置する。本スプレイヘッダ 1 台は，燃料損傷を緩和するとともに，スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により，環境への放射性物質放出を可能な限り低減することが可能な設計とする。

添付 2.1.12-13

添付資料2.1.13放水砲の設置場所及び使用方法等について

1.
(1)

放水砲による具体的なプラント事故対応
放水砲による放射性物質の拡散抑制，大規模な火災の消火活動の具体
的な対応例①放水砲の使用の判断
次のいずれかに該当する場合又はそのおそれのある場合は，放水砲を使用する。
・格納容器へあらゆる注水手段を講じても注水できず，格納容器の破損のおそれがあると判断した場合。
・原子炉建屋天井付近の水素濃度が規定値を超えていることにより原
子炉建屋トップベントを開放する場合。
・代替燃料プール注水系による使用済燃料プールスプレイができない場合。
・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。
・航空機燃料火災が発生した場合。

②放水砲の設置位置の判断
放水砲の設置位置として，放射性物質の拡散抑制の場合は予め設置位置候補を複数想定しているが，現場からの情報（風向き，損傷位置（高さ，方位））等を勘案し，災害対策本部長が総合的に判断して，適切な位置からの放水を重大事故等対応要員へ指示する。
また，消火活動の場合は，火災の状況（アクセスルート含む。）等を勘案し，設置位置を確保したうえで，適切な位置から放水する。
添付 2.1.13-1

③放水砲の設置位置と原子炉建屋（格納容器又は使用済燃料プール）への放水可能性
前述のとおり，放水砲は状況に応じて適切な場所に設置する。原子炉
建屋中心から約80mの範囲内に放水砲を仰角60°以上（泡消火放水の場
合は，原子炉建屋中心から約50mの範囲内に放水砲を仰角70°以上）で設置すれば，原子炉建屋トップ（屋根トラス）まで放水することができることから，格納容器又は使用済燃料プールへの放水は十分に可能である。
また，海水取水箇所については複数箇所を想定するとともに，ホースの敷設ルートについても，そのときの被害状況や火災の状況を勘案して柔軟な対応ができるよう複数のアクセスルートを確保し，複数のアクセ
スルートを想定した手順及び設備構成とする。
なお，放射性物質の拡散抑制の場合は，放射性物質を含む汚染水が雨
水排水の流路等を通って海へ流れることを想定し汚濁防止膜を設置することにより汚染水の海洋への拡散抑制を行う。

添付 2.1.13-2

2.
(1)

放水砲の設置位置について
海水放水（放射性物質拡散抑制）の場合

第 1図

射程と射高の関係

添付 2.1.13-3

(2)泡消火放水（大規模火災）の場合

第 2図

射程と射高の関係（泡消火放水（大規模火災）の場合）

添付 2.1.13-4

第3図

放水砲設置位置

添付 2.1.13-5

3.

放水砲の放射方法について
放水砲の放射方法としては，直状放射から噴霧放射への切替えが可能であり，噴霧放射は直状放射に比べ射程距離が短くなるものの，より細かい水滴径が期待できる。
放射性プルーム放出時には，放水砲により放水した水により，放射性プルームに含まれる微粒子状の放射性物質が除去されることが期待できるが，微粒子状の放射性物質の粒子径は，0.1～0.5μmと考えられ，この粒子径の微
粒子の水滴による除去機構は，水滴と微粒子の慣性衝突作用（水滴径0.3mm
φ前後で最も衝突作用が大きくなる。）によるものであり，噴霧放射を活用することで，その衝突作用に期待できる。また，水滴と微粒子の相対速度を大きくし，水の流量を大きくすることで，除去効果の増大が期待できる。
したがって，プルーム放出時の放水砲の放射方法としては，以下のとおりとする。

原子炉建屋（格納容器又は使用済燃料プール）の破損箇所が確認できる場
合・原子炉建屋損傷箇所に向けて放水し，噴射ノズルを調整することにより噴霧放射で損壊箇所を最大限覆うことができるように放射する。
原子炉建屋（格納容器又は使用済燃料プール）の破損箇所が不明な場合
・原子炉建屋の中央に向けて放水する。

なお，直状放射でしか届かない場合においても，到達点では霧状になっていることから（第4図参照），放射性物質の除去に期待できる。

添付 2.1.13-6

全景
第4図

到達点での状態
直状放射による放水（放水訓練）

添付 2.1.13-7

添付資料2.1.14
大規模損壊に特化した設備と手順の整備について大規模損壊発生時に使用する設備と手順については，技術的能力1.2～1.14
で整備する設備と手順を活用し，「炉心の著しい損傷を緩和するための対策」，「原子炉格納容器の破損を緩和するための対策」，「使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策」，「放射性物質の放出を低減させるための対策」の緩和措置を行う。更に柔軟な対応を行うため，技術的能力で整備する手順に加えて以下の手順を整備する。

添付 2.1.14-1

(1)移動式消火設備による送水手順
ａ．大規模損壊に特化した手順としている理由
技術的能力1.4，1.6，1.8，1.10，1.11，1.13では，可搬型代替注水大型ポンプを用いて原子炉，格納容器及び使用済燃料プールへの注水並びに水源への補給をすることとしている。
大規模損壊では，可搬型代替注水大型ポンプが使用できない場合も考えられることから，可搬型代替注水大型ポンプと同じ接続口に移動式消火設備（可搬型代替中型ポンプ，化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車）を接続し，原子炉，格納容器又は使用済燃料プールへ注水する手段（第1図），また，移動式消火設備を用いて水源へ水を補給する手段（第2図）を大規模に特化した手順として整備する。
ｂ．操作の成立性(a)

可搬型代替注水中型ポンプを用いた注水
代替淡水貯槽，北側淡水池，高所淡水池，又は海水を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを用いた注水は，重大事故等対応要員8名により作業を実施する。
10

手順の項目

20

30

40

50

60

経過時間（ 分）
70
80
90

110

120

130

140

可搬型代替 注水中型 ポンプ による送 水

手順着手判 断・指示

要員（数）

100

150

代替淡水貯槽から東150 分 側接続口へ の送水※1:防護具 着用，保管場所への移 動，使用する設備の準 備出動準備（ ※1）
移動（南側 保管場所 ～代替 淡水貯槽 ）代替淡水貯 槽蓋開放 ，ポン プ設置
可搬型代替 注水中型
ポンプによ る送水

重大事故等 対応
要員

備考

8

ホース敷設
ホース接続
送水準備
送水開始

※:西側接続口への送水の場合は，送水開始まで 145 分と想定する。

添付 2.1.14-2

10

手順の項目

20

30

40

50

60

経過時間（ 分）7080
110

手順着手判 断・指示

要員（数）

120

130

140

150

160

可搬型代替 注水中型 ポンプ による送 水

170

備考

北側淡水池から西側
170 分 接続口への 送水※1:防護具 着用，保 管
場所への移 動，使用 する設備の準 備出動準備（ ※1）
移動（南側 保管場所 ～北側 淡水池）
ポンプ設置

可搬型代替 注水中型 重大事故等 対応
ポンプによ る送水
要員

ホース敷設
8
西側接続口 蓋開放
ホース接続
送水準備
送水開始

※:東側接続口への送水の場合は，送水開始まで 135 分と想定する。

10

手順の項目

20

30

40

50

60

経過時間（ 分）708090

手順着手判 断・指示

要員（数）

100

110

120

130

140

150

備考

可搬型代替 注水中型 ポンプ による送 水

150 分

海から西側 接続口への送水
※ 1: 防 護 具 着 用 ， 保
管場所への移動，使用する設備 の準備

出動準備（ ※1）
移動（南側 保管場所 ～海）ポンプ設置

可搬型代替 注水中型 重大事故等 対応
ポンプによ る送水
要員

ホース敷設
8
西側接続口 蓋開放
ホース接続
送水準備
送水開始

※:東側接続口への送水の場合は，送水開始まで 135 分と想定する。

添付 2.1.14-3

(b)化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車を用いた注水北側淡水池又は高所淡水池を水源とした化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車を用いた注水は，自衛消防隊2名，重大事故等対応要員
4名により作業を実施する。
10

手順の項目

20

30

40

50

60

100

110

120

130

化学消防自 動車，水 槽付消 防ポンプ 自動車 による 送水

手順着手判 断・指示要員（数）

経過時間（ 分）
70
80
90

140

150

北側淡水池から西側接続口への 送水135 分

※1:防護具 着用，保管場所への移 動，使用する設備の準 備出動準備（ ※1）
移動（南側 保管場所 ～北側 淡水池）

2

自衛消防隊

※2： 消防 用ホ ースの他に，可搬型代 替注水
中型ポンプ又は可搬型代替大型ポンプ用のホースを一部使用する

ポンプ設置
出動準備（ ※1）
移動（南側 保管場所 ～北側 淡水池）

化学消防自 動車，
水槽付消防 ポンプ
自動車によ る送水備考

ホース敷設 （※2）
重大事故等 対応
要員

西側接続口 蓋開放

4

ホース接続
送水準備
送水開始

※:東側接続口への送水の場合は，送水開始まで 100 分と想定する(c)

可搬型代替注水中型ポンプを用いた水源への補給
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替淡水貯槽，北側淡水池又は高所淡水池への補給は，重大事故等対応要員8名により作業を実施する。

10

手順の項目

30

40

50

70

経過時間（ 分）
80
90
100

110

120

130

140

150

可搬型代替 注水中型 ポンプ による代 替淡水貯槽への補 給手順着手判 断・指示

要員（数）

中央制御
室運転員

20

2

155 分

代替淡水貯 槽水位確 認
出動準備（ ※1）
移動（南側 保管場所 ～北側 淡水池）
ポンプ設置

可搬型代替 注水中型ポンプに よる代
替淡水貯槽 への補給移動（北側淡 水池～代 替淡水 貯槽）
重大事故
等対応要
員

8

ホース敷設
代替淡水貯 槽ハッチ 開
放
ホース接続
送水準備
送水開始

※:西回りルートの場合は，送水開始まで 150 分と想定する。

添付 2.1.14-4

160

備考

北側淡水池から代替淡水貯槽への補 給※1:防護具 着用，保管場所への移動，使用す る設備の
準備

10

手順の項目

30

40

70

80

経過時間（ 分）
90
100
110

120

130

140

150

160

可搬型代替 注水中型 ポンプ による代 替淡水 貯槽への補給

手順着手判 断・指示

要員（数）

中央制御
室運転員

20

170

165 分

海から代替淡水貯槽への補給※ 1:防 護 具 着 用 ， 保 管 場所への移動，使用する設
備の準備

代替淡水貯 槽水位確 認2

備考

出動準備（ ※1）
移動（南側 保管場所 ～海）ポンプ設置
可搬型代替 注水中型ポンプに よる代
替淡水貯槽 への補給移動（海～ 代替淡水 貯槽）
重大事故
等対応
要員

ホース敷設

8

代替淡水貯 槽ハッチ 開放
ホース接続
送水準備
送水開始

※:東回りルートの場合は，送水開始まで 145 分と想定する。

(d)

化学消防自動車又は水槽付消防ポンプ自動車を用いた水源への補給
化学消防自動車又は水槽付消防ポンプ自動車を用いた代替淡水貯槽への補給は，自衛消防隊2名，重大事故等対応要員4名により作業を実
施する。
10

手順の項目

30

手順着手判 断・指示

要員（数）

中央制御
室運転員

20

40

50

60

経過時間（ 分）
70
80
90

100

110

化学消防自 動車又は 水槽付 消防ポン プ自動車による代 替淡水貯 槽への 補給

120

130

2

移動（南側 保管場所 ～北側 淡水池）
ポンプ設置

化学消防自 動車又は水槽付消防 ポンプ自動車による 代替淡水貯槽への補 給移動（南側 保管場所 ～北側 淡水池）
ホース敷設 （※2）
重大事故
等対応
要員

移動（南側 保管場所 ～代替 淡水貯槽 ）4
代替淡水貯 槽ハッチ 開放
ホース接続
送水準備
送水開始

※:西回りルートの場合は，送水開始まで 115 分と想定する。

添付 2.1.14-5

備考※1:防護具 着用，保管場所への移動，使用す る設備の準備

出動準備（ ※1）
自衛
消防隊

150

北側淡水池から代替淡水貯槽への補 給120 分

代替淡水貯 槽水位確 認

2

140

凡例
ホース
化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車

高所淡水池
2500m3北側淡水池
2500m3可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型代替注水
中型ポンプ

タービン建屋

原子炉建屋

添付 2.1.14-6

東側接続口

西側接続口

海
SA 用海水ﾋﾟｯﾄ

常設低圧代替注水系ポンプ

代替淡水貯槽4300m3可搬型代替注水
中型ポンプ

ｓ

第1図

移動式消火設備による送水（淡水／海水）概要図

SA 用海水ﾋﾟｯﾄ
取水塔

凡例
高所淡水池
2500m3北側淡水池
2500m3ホース

可搬型代替注水中型ポンプ

化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車

可搬型代替注水
中型ポンプ
タービン建屋

原子炉建屋

添付 2.1.14-7

東側接続口

海

西側接続口
SA 用海水ﾋﾟｯﾄ

常設低圧代替注水系ポンプ

代替淡水貯槽4300m3第2図

移動式消火設備による代替淡水貯槽，高所淡水池又は北側淡水池への補給（淡水／海水）概要図

添付 2.1.14-7

SA 用海水ﾋﾟｯﾄ
取水塔

(2)

格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱手順
ａ．大規模損壊に特化した手順としている理由
重大事故等の手順では，炉心損傷を判断した場合において，サプレッ
ション・プール水位指示値が通常水位＋5.5mに到達した場合に，格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱手順を整備している。
上記の手順に加えて，大規模損壊では格納容器破損緩和や放射性物質の放出低減のための格納容器ベント操作を行うことを想定し，以下のいずれかの状況に至った場合において，格納容器格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器内の減圧及び除熱を行う手順を整備する。
・炉心損傷を判断した場合において，格納容器スプレイが実施できない場合。
・炉心損傷を判断した場合において，格納容器温度200℃以上において温度上昇が継続している場合。
・炉心損傷を判断した場合において，原子炉建屋水素濃度が2vol％に到達した場合。

添付 2.1.14-8

ｂ．操作の成立性(a)

中央制御室操作の場合
中央制御室操作による格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱は，運転員等1名により作業を実施する。

格納容器ベント準備（第一弁）

格納容器ベント（第二弁）

添付 2.1.14-9

(b)

現場操作の場合
現場操作による格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱は，運転員等3名，重大事故等対応要員3名により作業を実施する。

格納容器ベント準備（第一弁）

格納容器ベント（第二弁）

第二弁操作室空気ボンベユニットによる第二弁操作室の正圧化

添付 2.1.14-10

(3)格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水手順
ａ．大規模損壊に特化した手順としている理由
格納容器から原子炉建屋原子炉棟内への水素漏えいを防止することはできないが，格納容器トップヘッドフランジ部を格納容器外部から冷却してシール材の熱劣化を緩和し，格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを抑制する手段として，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水手順を大規模損壊に特化した手順として整備する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ドライウェル雰囲気温度の上昇が継続し，ドライウェル雰囲気温度指示値が190℃に到達した場合，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止するため，代替淡水貯槽を水源として常設低圧代替注水系ポンプにより原子炉ウェルに注水することで格
納容器トップヘッドフランジ部を格納容器外部から冷却し，格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを抑制する。
ｂ．操作の成立性
格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水は，運転員等1名により作業を実施する。

添付 2.1.14-11

(4)格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水手順
ａ．大規模損壊に特化した手順としている理由
格納容器から原子炉建屋原子炉棟内への水素漏えいを防止することはできないが，格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを抑制する手段として，格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水手順を大規模損壊に特化した手順として整備する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ドライウェル雰囲気温度の上昇が継続し，ドライウェル雰囲気温度指示値が190℃に到達した場合，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止するため，可搬型代替注水大型ポンプにより原子炉ウェルに注水することで格納容器トップヘッドフラン
ジ部を格納容器外部から冷却し，格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを抑制する。
ｂ．操作の成立性
格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水は，運転員等1名，重大事故等対応要員8名により作業を実施する。

※1：東側接続口への送水の場合，格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水開始まで135分以内と想定する。

添付 2.1.14-12

(5)原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出手順

ａ．大規模損壊に特化した手順としている理由
重大事故発生時に，格納容器内から原子炉炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいした場合において，静的触媒式水素再結合器により水素濃度を可
燃限界未満に制御する手段があるが，大規模損壊では，原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素が静的触媒式水素再結合器で処理し切れない場合も考えられる。このため，原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出手順について，大規模損壊に特化した手順として整備する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいし，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が上昇した場合，原子炉建屋原子炉棟地上6階の天井付近の水素濃度が可燃限界に達する前に，原子炉建屋原子炉棟トップベント設備により，原子炉建屋原子炉棟
地上6階天井部の水素を外部に排出し，水素の原子炉建屋原子炉棟内の滞留を防止する。
ｂ．操作の成立性
原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出は，重大事故等対応要員4名により作業を実施する。

添付 2.1.14-13

(6)可搬型代替注水中型ポンプによる消火手順
ａ．大規模損壊に特化した手順としている理由
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，水槽付消防ポンプ自動車，可搬型代替
注水大型ポンプ（放水用）等を用いた火災時の対応手段があるが，大規模損壊では，これらの設備を用いた対応が困難な火災が発生する場合も考えられる。このため，可搬型代替注水中型ポンプを用いた消火手順について，大規模損壊に特化した手順として整備する。
ｂ．操作の成立性
可搬型代替注水中型ポンプによる消火手順は，重大事故等対応要員8名により作業を実施する。
10

手順の項目

20

30

40

50

手順着手判 断・指示

要員（数）

60

経過時間（ 分）
70
80
90

100

110

120

可搬型代替 注水中型 ポンプ による消 火

130

140

135 分

移動（西側 保管場所 ～北側 淡水池）
重大事故等 対応
要員

ポンプ設置
8
ホース敷設
送水準備
送水開始

添付 2.1.14-14

備考

北側淡水池を水源とした溶融炉灯油タン
ク火災の消 火を想定
※1:防護具 着用，保管場所への移 動，使 用する設備の準 備出動準備（ ※1）

可搬型代替 注水中型
ポンプによ る消火

150

(7)

現場での可搬型計測器によるパラメータ計測，監視手順
ａ．大規模損壊に特化した手順としている理由
重大事故等時に必要な監視パラメータへの給電が困難な場合における可搬型計測器によるパラメータ計測，監視手順については，中央制御室
において操作する手順を整備するが，大型航空機の衝突による大規模損
壊発生時には，航空機の衝突により中央制御室での操作が困難な場合も想定される。このため，現場での可搬型計測器によるパラメータ監視手
順について，大規模損壊に特化した手順として整備する。
航空機衝突により中央制御室が喪失した場合には，原子炉建屋内に設置されている現場計器又は中央制御室外原子炉停止装置に可搬型計測器を接続し，パラメータの計測，監視を実施する。
ｂ．操作の成立性
現場計器又は中央制御室外原子炉停止装置における可搬型計測器によるパラメータ計測，監視は，重大事故等対応要員2名により作業を実施する。

10

手順 の項 目20

経過 時間 （ 分）
40
50

30

要員 （数 ）
移動

可搬 型計 測 器に よる
パラ メー タ 確認

重大 事故 等
対応 要員

2

添付 2.1.14-15

60

70

80

90

備考

添付資料2.1.15
竜巻に対する可搬型重大事故等対処設備の離隔について

竜巻に対する設備の防護対策については，竜巻被害幅を考慮し設計基準事故
対処設備，常設重大事故等対処設備及び可搬型重大事故等対処設備が同時に機能喪失しないよう，可搬型重大事故等対処設備を原子炉建屋等から十分に離隔した保管場所に配置するとともに，当該設備同士も十分に距離をとって配置することとしている。

(1)

竜巻被害幅の考え方
可搬型重大事故等対処設備の分散配置検討においては，日本国内で観測された最大の竜巻であるＦ３竜巻を超えるＦ４竜巻による評価を行った。
評価に用いたパラメータは第 1 表に示すとおり。

第1表
最大風速
Ｖ Ｄ （m／s）
116

評価竜巻のパラメータ

移動速度
※１

Ｖ Ｔ （m／s）

最大接線風速※２

Ｖ Ｒｍ （m／s）

17.4

98.6

※２

最大接線風速半径Ｒ ｍ （m） ※２30※１：Ｆ４竜巻風速 93～116m／s の最大値を採用※２：原子力発電所の竜巻影響評価ガイドに従い設定

ランキン渦による竜巻モデルでは，渦の中心が速度Ｖ Ｔ で移動し，渦の中心から渦外周までは回転速度が一定であり，接線方向の風速は半径に比例し増加することを仮定する。第 1 図にランキン渦による風速分布の概念
図を，第 2 図にＦ４竜巻中心からの距離と風速の関係を示す。

添付 2.1.15-1

VD=V Rm+VT
風速

進行方向

Rm=30m

距離

VT

VRm
第1図

ランキン渦による風速分布の概念図

140
風速
風速（m/s）

120
100
80
60
40
20
0
0

50

100

150

200

250

300

350

400

450

500

550

600

竜巻中心からの距離（m）

第2図

Ｆ４竜巻中心からの距離と風速

被害幅については，竜巻による可搬型重大事故対処設備設備等の浮き上がりに伴う損傷及び飛来物の衝突による損傷を想定し，これらの設備等が浮き上がる風速となる竜巻の領域を被害幅と見なす。

(1)

可搬型重大事故等対処設備等が被害を受ける幅について
可搬型重大事故等対処設備等の浮き上がりについては，浮き上がりやす
添付 2.1.15-2

い（空力パラメータが大きい）タンクローリを，飛来物による損傷は，設計飛来物である鋼製材について，各々評価を行った。
浮き上がりの評価方法は，参考 1 に示すとおり，ランキン渦モデルに対し，タンクローリの空力パラメータより浮き上がりの生じる風速を求め，竜巻の中心からの距離を算出した。
タンクローリの空力パラメータ 0.0050 より算出された，浮き上がりの生じる距離は約 48m であった。タンクローリの浮き上がりに伴う被害幅を，当該距離を半径とした円と考え，約 96m とする。
飛来物による損傷については，鋼製材の空力パラメータ 0.0065 より算出された，浮き上がりの生じる距離は約 55m であった。鋼製材が浮き上がり設備を損傷させる被害幅を，同様に浮き上がりの生じる距離を半径とした円と考え，約 110m とする。
第 3 図に示すとおり，上記の被害幅のうち大きい方となる，直径 110mの竜巻の中心が原子炉建屋内に設置している非常用ディーゼル発電機を通過すると想定し，原子炉建屋内に設置している非常用ディーゼル発電機が機能喪失に至った場合においても，分散配置する可搬型代替低圧電源車が防護されると期待できることから，喪失した当該機能の回復措置を講じることが可能である。

添付 2.1.15-3

第3図

竜巻被害幅の範囲と可搬型重大事故等対処設備の位置関係

第 2 表に，東海第二発電所の竜巻影響評価において用いた設計飛来物と可搬型重大事故等対処設備の代表的な空力パラメータを示す。

添付 2.1.15-4

第2表
名

飛来物源の空力パラメータ等

称【設計飛来物】鋼製材
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替低圧電源車
可搬型ケーブル運搬車
放水砲
タンクローリ
ホイールローダ
大型ポンプ用送水ホース運搬車（300A）
可搬型代替注水中型ポンプ
中型ポンプ用送水ホース運搬車

サイズ（m）[長さ×幅×高さ]
4.2×0.3×0.2
11.995×2.49×3.47
6.88×2.2×2.94
7.01×2.2×2.72
4.48×1.92×2.03
5.91×2.2×2.46
6.895×2.55×3.11

質量
（kg）
135
22,700
7,760
7,270
3,020
4,350
9,815

空力パラメータ
CDA/m（m ２ /kg）
0.00650.00240.00360.00370.00480.00500.0032

8.44×2.49×3.32

21,9300.00188.3×2.49×3.58
8.255×2.49×3.63

14,92015,4700.00270.0026

第 4 図及び第 5 図は，それぞれの竜巻の規模（最大風速 100m／s 及び 116m／s）に対し，空力パラメータと飛来物の位置関係（初期位置）を表したものであり，上記に示す各飛来物源の空力パラメータがグラフの線から下部の領域となるような位置に存在すれば，当該資機材等が浮き上がることはない。
例えば，風速 100m／s を超えるような 116m／s の竜巻が発生した場合においても，タンクローリであれば，竜巻中心から約 48m 程度離れていれば浮き上がることはない評価となる。
なお，設計飛来物を超える運動エネルギ及び貫通力を持つ資機材等について
は，飛来物発生防止対策を実施することとしている。
以上より，設計竜巻を超える風速 116m／s の竜巻が東海第二発電所を通過する場合を想定しても，可搬型重大事故等対処設備，並びに原子炉建屋に設置している常設重大事故等対処設備及び設計基準事故対処設備が同時に機能喪失す
ることはない。

添付 2.1.15-5

0.1
0.09

浮き上がりあり空力パラメータ (m2/kg)

0.08
0.07

最大風速100m/sの竜巻

0.06

最大風速116m/sの竜巻

0.05
0.04
0.03
（第 5 図で拡大）

0.02

浮き上がりなし

0.01
0
0

50

100

150

200

250

竜巻中心からの飛来物の位置 (m)第4図

空力パラメータと竜巻中心からの飛来物の位置（その１）

0.016
最大風速100m/sの竜巻

空力パラメータ (m2/kg)

0.014

最大風速116m/sの竜巻

0.012
0.01
0.008
0.00650.006

0.00500.004
0.002
鋼製材：約55m

タンクローリ：約48m

0
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

竜巻中心からの飛来物の位置 (m)第5図

空力パラメータと竜巻中心からの飛来物の位置（その２）添付 2.1.15-6

参考１

ランキン渦モデルによる浮き上がり速度の算出

y
ｒ

Vｒｏｔ

Vθ
Ｖ θ：竜巻の接線方向風速

Vｒ

Ｖ ｒ ：竜巻の周方向風速
Ｖ Ｖ ：竜巻の鉛直方向風速

Rｍx

Ｖ ｔ ：竜巻の移動速度
Ｖ ｒｏ ｔ ：竜巻の旋回風速Vｔ

Ｖ Ｒｍ ：竜巻の最大旋回風速
Ｖ Ｄ ：竜巻の最大風速
ｒ：竜巻中心からの飛来物の位置
Ｒ ｍ ：竜巻の旋回風速が最大となる半径（＝30m）CD A（空力パラメータ）m

2g
VV V D2VV2が成立すれば，物体は浮き上がることとなる。したがって，前ページの第 4 図及び第 5 図において，折れ線から下部の領域に空力パラメータがあれば当該の物体は浮き上がらないことを意味す
る。

4

VV

3 5
Vrot

Vrot

r
V Rm
Rm
Rm
V Rm
r

(if 0 ≦ r ≦ R m )(if R m ≦ r )ここでＶ Ｒｍ はｒ=Ｒ ｍ のときのＶ ｒｏｔ であり，Ｖ ｒｏｔ の最大値。そのとき，最大風速Ｖ
Ｄ

は，

VD

V Rm

Vt

V Rm

0.15V D

添付 2.1.15-7

外部事象に対する対応操作の適合性について
航空機衝突に対する各対応操作の適用性の評価○：衝突箇所に対して多重性を有している設備に期待する手順
地震に対する各対応操作の適用性の評価○：基準地震動に対して一定程度裕度を有する設備に期待する手順
津波に対する各対応操作の適用性の評価○：基準津波に対して一定程度裕度を有する設備に期待する手順
竜巻に対する各対応操作の適用性の評価○：原子炉建屋を通過する竜巻でも機能が維持される△：衝突箇所によって使用可能である設備に期待する手順

×：損傷する可能性が高い設備に期待する手順△：基準地震動を満足する設備に期待する手順

×：基準地震動を満足しない設備に期待する手順△：基準津波を満足する設備に期待する手順

×：基準津波を満足しない設備に期待する手順
×：原子炉建屋を通過する竜巻で機能が喪失する

技術的能力に係る主要な使用設備
個別戦略

手順書等

水源

審査基準の該当項

手順成立のために

所要時間

必要人員

航空機

（目安）

（目安）

衝突

30 分

重大事故等対応要員
2名

○

○

○

○

－

30 秒/12m

重大事故等対応要員
2名

○

○

○

○

－

3.3km/h

重大事故等対応要員
2名

－

－

○

－

－

－

自衛消防隊員9名
重大事故等対応要員
8名

○

○

○

○

地震

備考

（保管場所，仕様等）

津波

竜巻
必要な手順

目
「状況確認とアクセスルート確・ホイールローダ（保管場所:西側保管場所，南側

添付 2.1.16-1

保」－
被災状況・規模に保管場所，予備機置場）台数:5 台

①
（1.0）

・ブルドーザ（保管場所: 南側保管場所）台数:1 台

アクセスルー 「がれき撤去」－

より所要時間は変（2.1）
動・油圧ショベル（保管場所: 南側保管場所）ト確保戦略

台数:1 台「漂流物撤去」－・化学消防自動車（保管場所:南側保管場所， 監視所付近）台数:2 台（容量:670L/min/台，吐出圧
力:1.0MPa）
・水槽付消防ポンプ自動車（保管場所: 西側保管場
所，監視所付近）台数:2 台（容量:168m３/h/台，
吐出圧力:0.85MPa）
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）（保管場
（1.0）

②
消火戦略

（2.1）

所:西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）
台数:3 台（容量:1,320m３/h/台，吐出圧力:1.2MPa）
・放水砲（保管場所:西側保管場所，南側保管場所）台数:2 台
・大型ポンプ用送水ホース運搬車（放水用）（保管場所:西側保管場所，南側保管場所）台数:2 台・放水砲／泡消火薬剤運搬車（保管場所: :西側保管場所，南側保管場所）台数:2 台

消火栓
－
取水箇所

・アクセスルート
確保
・燃料補給

添 付 資 料 2.1.16「消火活動」

技術的能力に個別戦略

手順書等

係る審査基準主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

所要時間

必要人員

航空機

（目安）

（目安）

衝突

手順成立のために
地震

備考

津波

竜巻
必要な手順

の該当項目
○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
・ほう酸水ポンプ台数:2 台（容量:9.78m3/h/台，「ほう酸水注入系起動操
SLC タンク－

中央操作

当直要員（中操）
1名

△

○

○

○

－

―

－

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

△

○

○

○

－

－

－

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

△

○

○

○

－

－

－

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

－

△

×

○

○

－

揚程:870m）
作」

・ほう酸水貯蔵タンク台数:1 台（容量:19.5m3）「代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入操作」「選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制操作」「スクラム・パイロット弁

添付 2.1.16-2

継電器用ヒューズ引き抜
き操作」（スクラム弁閉の場合）③
原子 炉 停 止戦
略

－

－

－

73分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

－

－

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

△

○

○

○

－

△

○

○

○

－

「計器用空気系の排気操
作」

（1.1）

「原子炉スクラムリセット
後の手動スクラム操作」（スクラム弁開の場合）

－

－

－

128分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

－

－

－

329分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

△

×

△

○

－

982分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

△

×

○

○

－

「スクラム個別スイッチによる制御棒挿入操作」「制御棒駆動水圧系の水圧確保後の，制御棒手動挿
入操作」「制御棒駆動水圧系の引抜
配管ベント弁からの排水
操作」

－

－

－

技術的能力に個別戦略

手順書等

係る審査基準主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

所要時間

必要人員

航空機

（目安）

（目安）

衝突

手順成立のために
地震

備考

津波

竜巻
必要な手順

の該当項目
・電動機駆動原子炉給水ポンプ

台数:2 台（容量:2,157.5m3/h/台，揚程:762m）
・高圧復水ポンプ台数:3 台（容量:3,792m3/h/
・復水器

－

△

×

×

×

・電源の確保△××

×

・電源の確保

△

○

○

○

△

○

△

○

台，揚程:365.8m）
・低圧復水ポンプ③
原子炉停止戦

台数:3 台（容量:3,792m3/h/

台，揚程:94.5m）「原子炉水位低下操作」

（1.1）

略

・制御棒駆動水ポンプ

台数:2 台（容ク

台数:1 台（容・復水貯蔵タン

量:142m3/h/台，揚程:869m）

ク・高圧炉心スプレイポンプ

当直要員（中操）
1名－

量:46.3m3/h/台，揚程:823m）
・原子炉隔離時冷却系ポンプ

中央操作

・復水貯蔵タン

台数:1 台（容量:1,576.5m3/h/台，揚程:196.6m）－

・電源の確保・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

添付 2.1.16-3○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント），非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領
・復水貯蔵タン・高圧炉心スプレイポンプ台数:1 台（容「高圧炉心スプレイ系によ

量:1,576.5m3/h/台，揚程:196.6m）

る原子炉注水」－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

△

○

・電源の確保

・復水器

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

×

×

×

・電源の確保・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保・代替淡水貯槽－中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保ク・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ・電動機駆動原子炉給水ポンプ

台数:2 台（容量:2,157.5m3/h/台，揚程:762m）
・高圧復水ポンプ「給水系・復水系による原
④

子炉注水」

（1.2）

原子 炉 注水 戦

（1.3）

略

（1.4）

台数:3 台（容量:3,792m3/h/

台，揚程:365.8m）
・低圧復水ポンプ台数:3 台（容量:3,792m3/h/

台，揚程:94.5m）（1.13）「低圧炉心スプレイ系による原子炉注水」「低圧注水系による原子炉注水」「低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」

・低圧炉心スプレイポンプ

台数:1 台（容量:1,638.3m3/h/台，揚程:169.5m）
・残留熱除去系ポンプ

台数:3 台（容量:1,691.9m3/h/台，揚程:85.3m）
・常設低圧代替注水系ポンプ量:200m3/h/台，揚程:200m）

台数:2 台（容技術的能力に個別戦略

手順書等

係る審査基準主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

手順成立のために必要

所要時間

必要人員

航空機

（目安）

（目安）

衝突

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保

－

50分

△

×

△

×

－

－

105分

△

×

△

×

・電源の確保－中央操作

当直要員（中操）
1名

△

×

△

○

・電源の確保注水開始

中央操作

当直要員（中操）
1名

△

○

○

○

・電源の確保60分

当直要員（現場）
2名

△

○

○

○

・電源の確保

地震

備考

津波

竜巻
な手順

の該当項目
・代替循環冷却系ポンプ「代替循環冷却系による原子台数:1 台（容量:200m3/h，揚程:200m）

炉注水」

・ディーゼル駆動消火ポンプ「消火系による原子炉注水」

台数:1 台（容量:260m3/h/台，揚程 90m）

「補給水系による原子炉注・復水移送ポンプ水」

台数:2 台（容量:145.4m3/h/

台，揚程:85.4m）

添付 2.1.16-4「制御棒駆動水圧系による原台数:2 台（容量:46.3m3/h/台，揚程:823m）「ほう酸水注入系による原子・ほう酸水ポンプ・ろ過水貯蔵タン
ク

・復水貯蔵タンク・制御棒駆動水ポンプ

子炉注水」

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・復水貯蔵タンク

台数:2 台（容量:9.78m3/h/
・SLC タンク

炉注水」

（1.2）

台，揚程:870m）

継続注水

④

（1.3）

準備

原子炉注水戦略（1.4）

系統構成を中

当直要員（中操）
5時間（1.13）

・代替淡水貯槽

央操作で実施・北側淡水池する場合

・高所淡水池系統構成を現・可搬型代替注水大型ポンプ（保管場所: 西側保「低圧代替注水系（可搬型）

以内

管場所，南側保管場所，予備機置場）台数:5 台による原子炉注水」（容量:1,320m3/h/台，吐出圧力:1.2MPa）・海場操作で実施以内

・代替淡水貯槽・可搬型代替注水中型ポンプ
3 時間

・北側淡水池－以内

・高所淡水池2名
重大事故等対応要員
8名
当直要員（現場）

5時間
する場合（保管場所：西側保管場所）

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）2名
当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名

台数：1 台（容量：2,000L/min/台）

・アクセスルート の
確保
・燃料補給
○

○

○

○
・アクセスルート の
確保
・燃料補給

2名
重大事故等対応要員
10名
当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

○

×

○

×

・アクセスルート の
確保
・燃料補給

当直要員（中操）
2名
自衛消防隊隊員2名
重大事故等対応要員
4名

○

×

○

○

・アクセスルート の
確保
・燃料補給

・海
「移動式消火設備による原子
炉注水」

・化学消防自動車（保管場所：南側保管場所，監視所付近）台数:2 台（容量:2,800L/min/台）
3 時間

・北側淡水池－・水槽付消防ポンプ自動車（保管場所:西側保管・高所淡水池場所，監視所付近）台数:2 台（容量:2,800L/h/
台，吐出圧力:0.85MPa）以内

技術的能力に個別戦略

手順書等

係る審査基準主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

手順成立のために必要

所要時間

必要人員

航空機

（目安）

（目安）

衝突

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

△

○

○

○

－

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

－

58分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
1名

△

○

○

○

－

地震

備考

津波

竜巻
な手順

の該当項目
・復水貯蔵タン・原子炉隔離時冷却系ポンプ「原子炉隔離時冷却系によ

台数:1 台（容ク

量:142m3/h/台，揚程:869m）

る原子炉注水」

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ「常設高圧代替注水系によ・常設高圧代替注水系ポンプ台数:1 台（容・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

量:136m3/h/台，揚程:872m）

る原子炉注水」

中央操作が実施できない場合添付 2.1.16-5「主蒸気逃がし安全弁による原子炉減圧」

・主蒸気逃がし安全弁（1.2）

台数：18 台（自動減圧機
－

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

△

○

○

○

－

－

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

△

○

○

○

－

－

－

中央操作

当直要員（中操）
1名

△

○

○

○

－

能付 7 台）④原子 炉 注水 戦
略「常設高圧代替注水系による減圧」「原子炉隔離時冷却系によ（1.3）

・常設高圧代替注水系ポンプ（1.4）

量:136m3/h/台，揚程:872m）（1.13）

・原子炉隔離時冷却系ポンプ

台数:1 台（容台数:1 台（容量:142m3/h/台，揚程:869m）

る減圧」「タービンバイパス弁によ・タービンバイパス弁

台数：5 台－－中央操作

当直要員（中操）
1名

△

×

○

○

－

・高圧窒素ガスボンベ

本数：20 本

－

－

281分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

△

○

○

○

－

－

－

57分

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

－

－

－

102分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

△

×

○

○

－

－

－

中央操作

△

○

○

○

－

－

－

中央操作

△

×

○

○

－

る減圧」
「高圧窒素ガス供給系（非常用）による減圧」「逃がし安全弁用可搬型蓄・逃がし安全弁用可搬型蓄電池

体数：2 体電池による減圧」「代替逃がし安全弁駆動装
・代替逃がし安全弁駆動装置
置による減圧」○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント），重大事故等対策要領⑤
・格納容器内水素濃度（SA）
水素 爆 発防 止戦略「格納容器内水素・酸素濃
度監視」

（1.9）

・格納容器内酸素濃度（SA）（1.10）
・格納容器雰囲気モニタ

当直要員（中操）
1名

技術的能力に個別戦略

手順書等

係る審査基準主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

所要時間

必要人員

航空機

（目安）

（目安）

衝突

手順成立のために必要
地震

備考

津波

竜巻
な手順

の該当項目
「格納容器圧力逃がし装置
－

－

60分

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
3名

△

○

○

○

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保・代替淡水貯槽－中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保による格納容器内の水素・格納容器圧力逃がし装置

台数:1 台ガス及び酸素ガスの排－出」「残留熱除去系（格納容器・残留熱除去系ポンプ
スプレイ冷却系）による

台数:2 台（容量:1,691.9m3/h/台，揚程:85.3m）

格納容器スプレイ」「代替循環冷却系による格・代替循環冷却系ポンプ

台数:1 台添付 2.1.16-6（容量:200m3/h，揚程:200m）

納容器スプレイ」「代替格納容器スプレイ冷・常設低圧代替注水系ポンプ⑤
水素 爆 発防 止却系（常設）による格納
容器スプレイ」（1.9）

台数:2 台（容量:200m3/h/台，揚程:200m）（1.10）
戦略

系統構成を中5時間
・可搬型代替注水大型ポンプ（保管場所: 西側

・代替淡水貯槽

央操作で実施保管場所，南側保管場所，予備機置場）台・北側淡水池する場合

数:5 台（容量:1,320m3/h/台，吐出圧・高所淡水池系統構成を現力:1.2MPa）

・海水

場操作で実施「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」

以内

5時間
以内
する場合

「消火系による格納容器ス
プレイ」「補給水系による格納容器

・ディーゼル駆動消火ポンプ

台数:1 台（容量:260m3/h/台，揚程 90m）

・復水移送ポンプ台数:2 台（容量:145.4m3/h/

台，揚程:85.4m）○○○
・アクセスルート
の確保
・燃料補給

△

×

△

×

105分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名

△

×

△

×

・復水貯蔵タンク○

当直要員（現場）
1名
重大事故等対応要員
11名
当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

ンク

－
スプレイ」

・アクセスルート
の確保
・燃料補給

53分

・ろ過水貯蔵タ－

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名－

・電源の確保

技術的能力に個別戦略

手順書等

係る審査基準主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

所要時間

必要人員

航空機

（目安）

（目安）

衝突

手順成立のために必要
地震

備考

津波

竜巻
な手順

の該当項目
・代替淡水貯当直要員（中操）・可搬型代替注水中型ポンプ
・北側淡水池（保管場所：西側保管場所）

・高所淡水池

－

○

×

○

×

・アクセスルートの確保
・燃料補給

当直要員（中操）
2名
自衛消防隊
2名
重大事故等対応要員
4名

○

×

○

○

・アクセスルートの確保
・燃料補給

当直要員（中操）
1名

△

×

○

○

・電源の確保

3 時間

2名

以内

重大事故等対応要員

台数：1 台（容量：2,000L/min/台）

8名

・海「移動式消火設備による格
・化学消防自動車（保管場所：南側保管場所，監視

納容器スプレイ」

所付近）台数:2 台（容量:2,800L/min/台）
3 時間

・北側淡水池⑤（1.9）

・水槽付消防ポンプ自動車（保管場所:西側保管場（1.10）

所，監視所付近）台数:2 台（容量:2,800L/min/

水素爆発防止戦略－
以内

・高所淡水池台，吐出圧力:0.85MPa）「可燃性ガス濃度制御系起・再結合装置，ブロワ

3 時間

台数:2 台（容－量:340Nm3/h/台）

動」

－
以内

添付 2.1.16-7

－

－

45 分

当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
4名

△

×

○

○

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保・代替淡水貯槽－中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保

「原子炉建屋ベントによる・原子炉建屋原子炉棟ベント弁
水素排出」

－

○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領「残留熱除去系（格納容器・残留熱除去系ポンプ

スプレイ冷却系）による冷却又はスプレイによる

台数:2 台（容量:1,691.9m3/h/台，揚程:85.3m）

格納容器除熱」⑥-1
原子 炉 格 納容
器除熱戦略「代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納（1.5）

容器スプレイ」（1.6）

・常設低圧代替注水系ポンプ台数:2 台（容量:200m3/h/台，揚程:200m）

（1.7）
（1.8）

系統構成を中5時間
・可搬型代替注水大型ポンプ（保管場所: 西側

・代替淡水貯槽

央操作で実施保管場所，南側保管場所，予備機置場）台・北側淡水池する場合

数:5 台（容量:1,320m3/h/台，吐出圧・高所淡水池系統構成を現「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」
力:1.2MPa）

・海水

以内

5時間
場操作で実施する場合

以内

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名
当直要員（現場）
1名
重大事故等対応要員
11名

・アクセスルート
の確保
・燃料補給
○

○

○

○
・アクセスルートの確保
・燃料補給

技術的能力に個別戦略

手順書等

係る審査基準主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

所要時間

必要人員

航空機

（目安）

（目安）

衝突

手順成立のために必要
地震

備考

津波

竜巻
な手順

の該当項目
・代替循環冷却系ポンプ「代替循環冷却系による格納

台数:1 台（容量:200m3/h，揚程:200m）

容器除熱」

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保－中央操作

当直要員（中操）
2名

△

×

○

○

・電源の確保

－

53分

△

×

△

×

－

105分

△

×

△

×

・電源の確保

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

○

×

○

×

・アクセスルートの確保
・燃料補給

当直要員（中操）
2名
自衛消防隊
2名
重大事故等対応要員
4名

○

×

○

○

・アクセスルートの確保
・燃料補給

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

－

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
3名

△

○

○

○

－

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

－

「ドライウェル内ガス冷却装・ドライウェル内ガス冷却装置

台数:5 台－・ディーゼル駆動消火ポンプ

台数:1 台（容・ろ過水貯蔵タ

置による格納容器除熱」「消火系による格納容器ス

量:260m3/h/台，揚程 90m）

プレイ」

「補給水系による格納容器

・復水移送ポンプスプレイ」

台数:2 台（容量:145.4m3/h/

台，揚程:85.4m）

ンク・復水貯蔵タンク・代替淡水貯槽添付 2.1.16-8・可搬型代替注水中型ポンプ
3 時間

・北側淡水池⑥-1（1.5）

原子 炉 格納 容

（1.6）

－

（保管場所：西側保管場所）

以内

・高所淡水池
台数：1 台（容量：2,000L/min/台）

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）2名
当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名

－

・海

（1.7）

器除熱戦略
「移動式消火設備による格
納容器スプレイ」

・化学消防自動車（保管場所：南側保管場所，監視
（1.8）
所付近）
台数:2 台（容量:2,800L/min/台）

・北側淡水池3 時間
・高所淡水池・水槽付消防ポンプ自動車－
以内（保管場所:西側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:2,800L/min/台，吐出圧
力:0.85MPa）
－

－

中央操作

現場操作の場

3 時間

合

以内

－

中央操作

「格納容器圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置

台数:1 台による格納容器除熱」－「耐圧強化ベントによる格－
納容器除熱」－

技術的能力に個別戦略

手順書等

係る審査基準主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

手順成立のために必要

所要時間

必要人員

航空機

（目安）

（目安）

衝突

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

○

○

○

○

・アクセスルート
の確保
・燃料補給

△

×

△

×

－

△

×

△

×

・電源の確保

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

○

×

○

×

・アクセスルートの確保
・燃料補給

当直要員（中操）
2名
自衛消防隊
2名
重大事故等対応要員
4名

○

×

○

○

・アクセスルート
の確保
・燃料補給

地震

備考

津波

竜巻
な手順

の該当項目
○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント），非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領「格納容器下部注水系（常・常設低圧代替注水系ポンプ設）によるペデスタル注台数:2 台（容量:200m3/h/台，揚程:200m）

・代替淡水貯槽－

水」
・可搬型代替注水大型ポンプ（保管場所: 西側

・代替淡水貯槽

保管場所，南側保管場所，予備機置場）台・北側淡水池「格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル

5 時間
－

3

数:5 台（容量:1,320m /h/台，吐出圧・高所淡水池力:1.2MPa）

・海水

以内

注水」

「消火系によるペデスタル

・ディーゼル駆動消火ポンプ

台数:1 台（容量:260m3/h/台，揚程 90m）

注水」

・ろ過水貯蔵タ
－

47 分

－

101 分

ンク

（1.5）

添付 2.1.16-9⑥-2
原子 炉 格納 容「補給水系によるペデスタ
ル注水」

器除熱戦略

（1.6）
（1.7）

・復水移送ポンプ台数:2 台（容量:145.4m3/h/

台，揚程:85.4m）

・復水貯蔵タン
ク

（1.8）
（1.9）
（1.10）

・代替淡水貯槽・可搬型代替注水中型ポンプ
3 時間

・北側淡水池－（保管場所：西側保管場所）

以内

・高所淡水池
台数：1 台（容量：2,000L/min/台）

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）2名
当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名

・海「移動式消火設備によるペデスタル注水」

・化学消防自動車（保管場所：南側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:2,800L/min/台）

・北側淡水池3 時間

・水槽付消防ポンプ自動車

・高所淡水池－以内（保管場所:西側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:2,800L/min/台，吐出圧
力:0.85MPa）

技術的能力に個別戦略

手順書等

係る審査基準主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

所要時間

必要人員

航空機

（目安）

（目安）

衝突

手順成立のために必要
地震

備考

津波

竜巻
な手順

の該当項目
⑥-2
原子 炉 格納 容「格納容器頂部注水系（常（1.5）

設）によるウェル注水」

（1.6）

器除熱戦略

・常設低圧代替注水系ポンプ

・代替淡水貯槽（1.7）
「格納容器頂部注水系（可搬型）によるウェル注水」

（1.8）
（1.9）
（1.10）

当直要員（中操）

台数:2 台（容量:200m3/h/台，揚程:200m）

－

中央操作

・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ（保管場所: 西側保5 時間

・北側淡水池管場所，南側保管場所，予備機置場）台数:5 台（容量:1,320m3/h/台，吐出圧力:1.2MPa）－
以内

・高所淡水池△○○○・電源の確保

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

○

○

○

○

・アクセスルートの確保
・燃料補給

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

○

×

○

×

・アクセスルートの確保
・燃料補給

当直要員（中操）
2名
自衛消防隊
2名
重大事故等対応要員
4名

○

×

○

○

・アクセスルート
の確保
・燃料補給

1名

・海水
・代替淡水貯槽・可搬型代替注水中型ポンプ
3 時間

・北側淡水池－（保管場所：西側保管場所）

以内

・高所淡水池
台数：1 台（容量：2,000L/min/台）
・海・化学消防自動車「移動式消火設備によるウ

添付 2.1.16-10

ェル注水」（保管場所：南側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:2,800L/min/台）

・北側淡水池3 時間
・高所淡水池・水槽付消防ポンプ自動車－
以内（保管場所:西側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:2,800L/min/台，吐出圧
力:0.85MPa）「残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ」

・残留熱除去系ポンプ

台 数 :2 台 （ 容

量:1,691.9m3/h/台，揚程:85.3m）

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保・代替淡水貯槽－中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保53 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

△

×

△

×

「代替格納容器スプレイ冷・常設低圧代替注水系ポンプ
却系（常設）による格納容

台数:2 台（容量:200m3/h/台，揚程:200m）

器スプレイ」「代替循環冷却系による格納容器スプレイ」「消火系による格納容器ス
プレイ」

・代替循環冷却系ポンプ

台数:1 台（容量:200m3/h，揚程:200m）
・ディーゼル駆動消火ポンプ
量:260m3/h/台，揚程 90m）

台数:1 台（容・ろ過水貯蔵タンク－－

技術的能力に個別戦略

手順書等

係る審査基準主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

所要時間

必要人員

航空機

（目安）

（目安）

衝突

105 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名△

手順成立のために必要
地震

備考

津波

竜巻
な手順

の該当項目
⑥-2
原子炉格納容器除熱戦略（1.5）
「補給水系による格納容器
スプレイ」

（1.6）
（1.7）

・復水移送ポンプ台数:2 台（容量:145.4m3/h/

台，揚程:85.4m）

・復水貯蔵タン
ク

－

（1.8）
（1.9）

系統構成を中5時間（1.10）「代替格納容器スプレイ冷・可搬型代替注水大型ポンプ（保管場所: 西側保却系（可搬型）による格納

管場所，南側保管場所，予備機置場）台数:5 台

容器スプレイ」（容量:1,320m3/h/台，吐出圧力:1.2MPa）

・代替淡水貯槽

央操作で実施・北側淡水池する場合

・高所淡水池系統構成を現

・海水

以内

5時間
場操作で実施以内
する場合

・代替淡水槽・可搬型代替注水中型ポンプ

添付 2.1.16-11

3 時間

・北側淡水池－（保管場所：西側保管場所）

以内

・高所淡水池
台数：1 台（容量：2,000L/min/台）

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

×

△

×

・電源の確保・アクセスルート
の確保
・燃料補給
○

○

○

○

当直要員（現場）
1名
重大事故等対応要員
11名

・アクセスルートの確保
・燃料補給

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

○

×

○

×

・アクセスルートの確保
・燃料補給

当直要員（中操）
2名
自衛消防隊
2名
重大事故等対応要員
4名

○

×

○

○

・アクセスルート
の確保
・燃料補給

・海
「移動式消火設備による格
納容器スプレイ」

・化学消防自動車（保管場所：南側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:2,800L/min/台）
3 時間

・北側淡水池－・水槽付消防ポンプ自動車
・高所淡水池（保管場所:西側保管場所，監視所付近）
台数:2 台（容量:2,800L/min/台，吐出圧
力:0.85MPa）以内

技術的能力に個別戦略

手順書等

係る審査基準主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

手順成立のために必要

所要時間

必要人員

航空機

（目安）

（目安）

衝突

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

○

○

○

○

・アクセスルートの確保
・燃料補給

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

○

×

○

×

・アクセスルートの確保
・燃料補給

当直要員（中操）
2名
自衛消防隊
2名
重大事故等対応要員
4名

○

×

○

○

・アクセスルート
の確保
・燃料補給

地震

備考

津波

竜巻
な手順

の該当項目
○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領「可搬型代替注水大型ポン・可搬型代替注水大型ポンプ（保管場所: 西側

・代替淡水貯槽プによる代替燃料プール

保管場所，南側保管場所，予備機置場）台・北側淡水池注水系（注水ライン）

数:5 台（容量:1,320m3/h/台，吐出圧・高所淡水池力:1.2MPa）

・海水を使用したSFP注水」

5時間
－
以内

・代替淡水貯槽・可搬型代替注水中型ポンプ
3 時間

・北側淡水池－（保管場所：西側保管場所）

以内

・高所淡水池
台数：1 台（容量：2,000L/min/台）「移動式消火設備による代・海替燃料プール注水系（注添付 2.1.16-12

・化学消防自動車（保管場所：南側保管場所，監視水ライン）を使用した所付近）台数:2 台（容量:2,800L/min/台）

SFP 注水」

・北側淡水池3 時間

・水槽付消防ポンプ自動車（保管場所:西側保管場 ・高所淡水池－
以内

所，監視所付近）台数:2 台（容量:2,800L/min/
台，吐出圧力:0.85MPa）⑦
使用 済 燃料 プール注水戦略「常設低圧代替注水系ポン（1.11）

プによる代替燃料プール（1.12）

注水系（注水ライン）

・常設低圧代替注水系ポンプ台数:2 台（容・代替淡水貯槽量:200m3/h/台，揚程:200m）

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保－55 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

△

×

△

×

・電源の確保

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

△

×

△

×

－

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
8名

○

○

○

○

・アクセスルートの確保・燃料補給を使用した SFP 注水」「補給水系による SFP 注水」

・復水移送ポンプ台数:2 台（容量:145.4m3/h/

台，揚程:85.4m）

・ディーゼル駆動消火ポンプ「消火系による SFP 注水」

ク

台数:1 台（容量:260m3/h/台，揚程 90m）

「可搬型代替注水大型ポン

2 時間

・ろ過水貯蔵タ－以内

ンク

・代替淡水貯槽プによる代替燃料プー・可搬型代替注水大型ポンプ（保管場所: 西側保ル注水系（可搬型スプ

管場所，南側保管場所，予備機置場）台数:5 台

レイノズル）を使用し（容量:1,320m3/h/台，吐出圧力:1.2MPa）

たSFP注水」

・復水貯蔵タン7時間

・北側淡水池－・高所淡水池・海水以内

技術的能力に個別戦略

手順書等

係る審査基準主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

手順成立のために必要

所要時間

必要人員

航空機

（目安）

（目安）

衝突

6時間

重大事故等対応要員
8名

○

○

○

○

・アクセスルート
の確保
・燃料補給

地震

備考

津波

竜巻
な手順

の該当項目
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）（保管場・代替淡水貯槽「可搬型代替大型ポンプ及所: 西側保管場所，南側保管場所，予備機置

・北側淡水池び放水砲による放水」

場）台数:5 台（容量:1,320m3/h/台，吐出圧・高所淡水池力:1.2MPa）

・海水

⑦
使用済燃料
プール注水
戦略
「サイフォンブレーク」（1.11）

－
以内

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

「破断箇所手動隔離操作」

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

「ライナーの補修」

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

中央操作

当直要員（中操）
2名

△

○

○

○

・電源の確保

重大事故等対応要員
8名

○

○

○

○

・アクセスルートの確保
・燃料補給

重大事故等対応要員
6名

○

○

○

○

・アクセスルートの確保
・燃料補給（1.12）

添付 2.1.16-13

⑧
使用済燃料
プール除熱

○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領
・緊急用海水系「代替燃料プール冷却系に

台数：2台（1.11）
・代替燃料プール冷却系

よる SFP 除熱」

台数：1 台戦略○重大事故等対策要領⑨
放射性物質

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）（保管場・代替淡水貯槽「可搬型代替大型ポンプ及所: 西側保管場所，南側保管場所，予備機置

・北側淡水池び放水砲による放水」

場）台数:3台（容量:1,320m3/h/台，吐出 圧・高所淡水池力:1.2MPa）

・海水（1.12）

拡散抑制の

6時間
－
以内

ための戦略
4 時間
「汚濁防止膜の設置」

・汚濁防止膜－－以内

技術的能力に個別戦略

手順書等

係る審査基準主要な使用設備（保管場所，仕様等）

水源

手順成立のために必要な

所要時間

必要人員

航空機

（目安）

（目安）

衝突

87 分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）

△

○

○

○

－

○

○

○

○

・ ア クセ ス ル ー トの
確保
・燃料補給

地震

備考

津波

竜巻
手順

の該当項目
○非常時運転手順書（事象ベース）「常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備

・常設代替高圧電源装置

台数:5 台

－

－

への給電」

2名

－

―

210分

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名

－

－

2時間

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

△

○

○

○

－

－

―

190分

当直要員（中操）
2名
重大事故等対応要員
6名

○

○

○

○

・ ア クセ ス ル ー トの
確保
・燃料補給

「可搬型代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

台数:4台（500kVA/

による非常用所内電気設
台，電圧440V）⑩

備への給電」

電源確保戦略（1.14）「常設代替直流電源設備に添付 2.1.16-14

よる給電による直流 125V
・常設代替直流電源設備
主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電」「可搬型代替直流電源設備
による直流 125V 主母線
盤２Ａ・２Ｂへの給電」

・可搬型代替交流電源設備
台，電圧440V）
・可搬型整流器

台数:4台（500kVA/

添付資料2.1.17
米国ガイド（NEI06-12及びNEI12-06）で参考とした事項について

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による大規模損壊についての前提条件を設定するに当たり，米国における大規模自然災害への対応ガイド（NEI12-06）及び航空機テロへの対応ガイド（NEI06-12）も参考にしている。
これらガイドラインは以下のような内容である。（第1図）【大規模損壊を発生させる可能性のある事象】

事前想定

喪失する
機能
及び
状況

予兆

設備の
防護

その他

大規模な自然災害

故意による大型航空機の衝突

2011 年の福島第一原子力発電所での事故を受けて米国において検討が進められているNEI 12-06 の考え方を参考とする。

2001 年の同時多発テロを受けた
航空機テロへの対応ガイドのNEI
06-12 の考え方を参考とする。

・サイト特有の外部ハザードを特定し，当該ハザードの設計基準外レベルを想定する。
・大規模地震又は津波による長期交流電源喪失（ELAP）及び最終ヒートシンク喪失（LUHS）の同時発生により，格納容器破損（炉心損傷）が発生する可能性がある。

・故意による大型航空機の衝突による大規模な火災・爆発により
広範囲なエリアが損傷する。
・機器のみならず中央制御室での運転員（当直員）によるプラン
ト監視・制御機能や機器への接近性が喪失する。
・格納容器破損により，放射性物質が放出される可能性がある。
・使用済燃料プールの破損により，水位が維持できなくなる可能性及び放射性物質が放出される可能性がある。

・事前の予兆がない災害と予兆を検知できる災害に分けられる。
予兆を検知できる場合には事前に安全措置を講じるための時間
的裕度がある。
・サイト特有の外部事象に対して，可搬型重大事故等対処設備
を適切に設置及び防護する。
・大規模自然災害は，複数号機に同時に発生する。
・発電所周辺にも大きな被害をもたらす大規模自然災害が発生した場合には，外部からの支援が一定期間受けられない。

第1図

・事前の予兆がなく突発的に発生する。
・損傷箇所から100m 以内の屋外設備等については，機能喪失している可能性がある。

－

米国ガイド（NEI06-12及びNEI12-06）の概要

添付 2.1.17-1

添付資料2.1.18
大規模損壊発生時に必要な可搬型重大事故等対処設備等の配備及び防護の状況について

大規模損壊を発生させる可能性のある大規模な自然災害(地震，津波)及び故意による大型航空機の衝突が発生した場合に備えた重大事故等対処設備等の配備及び防護について，対応状況を第1表に示す。
なお，これらの対応については，2.1.2.3(1)に示す「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必要な設備の配備及び当該設備の防護の基本的な考え方」に基づく。

添付 2.1.18-1

第1表

大規模損壊発生時の可搬型重大事故等対処設備等の配備及び防護の状況○大規模地震災害に対する考慮事項

対応状況
・ 屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，基機器の防護・機器の保管場所の考機能確保

慮

準地震動を一定程度超える地震動を考慮し，地震（保管場所の耐震性により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺等）

すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足，地下構造物の損壊等の影響を受けない場所に分散して保管する。
・ 保管場所周辺に，損壊により影響を及ぼすおそれのある建屋，鉄塔，煙突，タンク等の構造物がないことを確認している。

機器の配備

機器の輸送手段の確・ 想定される重大事故等の対処に必要な可搬型重

保

大事故等対処設備のアクセスルートについては，（輸送経路の障害の複数ルートが確保されている。また，地震に伴い，考慮）

アクセスルートに隣接する低耐震建屋等の倒壊によるがれき，周辺斜面の崩壊による流入土砂等を考慮し，ホイールローダ等の重機も配備している。

機器の接続箇所へのアクセス性の確保

・ 恒設ライン等への接続箇所を複数設置しており，これらの接続箇所は分散して配置する。
・ 各々の接続箇所までのアクセスルートは，それぞれ別ルートで確保されている。

添付 2.1.18-2

○大規模津波
災害に対する考慮事項

対応状況
・ 屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，基機器の防護・機器の保管場所の考機能確保

慮

準津波を一定程度超える津波を考慮し，津波の影（津波よりも高い位

響を受けない高台に分散して保管する。

置の保管）
機器の配備

機器の輸送手段の確・ 想定される重大事故等の対処に必要な可搬型重

保

大事故等対処設備のアクセスルートについては，（輸送経路の障害の複数ルートが確保されている。また，津波による考慮）がれき等を考慮し，ホイールローダ等の重機も配備している。

機器の接続箇所へのアクセス性の確保

・ 恒設ライン等への接続箇所を複数設置しており，これらの接続箇所は分散して配置する。
・ 各々の接続箇所までのアクセスルートは，それぞれ別ルートで確保されている。

○大規模竜巻
災害に対する考慮事項

対応状況
・ 屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，関機器の防護・機器の保管場所の考機能確保

慮連する常設重大事故等対処設備，設計基準事故対（保管場所の分散）

処設備と同時に影響を受けない場所に分散して
保管する。

機器の配備

機器の輸送手段の確・ 想定される重大事故等の対処に必要な可搬型重

保

大事故等対処設備のアクセスルートについては，（輸送経路の障害の複数ルートが確保されている。また，竜巻による考慮）がれき等を考慮し，ホイールローダ等の重機も配備している。

機器の接続箇所へのアクセス性の確保

・ 恒設ライン等への接続箇所を複数設置しており，これらの接続箇所は分散して配置する。
・ 各々の接続箇所までのアクセスルートは，それぞれ別ルートで確保されている。
・ 竜巻によるプラントへの被害は短時間と考えられることから，強風中におけるアクセス性確保は不要と考えられる。

添付 2.1.18-3

○故意による大型航空機の衝突災害に対する考慮事項

対応状況
・屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，故機器の防護・機器の保管場所の考機能確保慮意による大型航空機の衝突を考慮し，原子炉建屋（頑健性のある構造から100m以上の離隔距離を確保するとともに，関物内での保管，原子炉連する屋外の常設重大事故等対処設備，設計基準

建屋からの100m離隔）事故対処設備から100m以上の隔離距離を確保した上で分散して保管する。

機器の配備

機器の輸送手段の確・ 想定される重大事故等の対処に必要な可搬型重

保

大事故等対処設備のアクセスルートについては，（輸送経路の障害の複数ルートが確保されている。また，故意による考慮）

大型航空機の衝突によるがれき等を考慮し，ホイールローダ等の重機も配備している。
・ 大規模な燃料火災が発生した場合には，原子炉建屋から100m以上離れた場所に配置している化学消防自動車等の泡消火設備により消火活動を行
いアクセスルートを確保する。

機器の接続箇所へのアクセス性の確保

・ 恒設ライン等への接続箇所を複数設置しており，これらの接続箇所は分散して配置する。
・ 各々の接続箇所までのアクセスルートは，それぞれ別ルートで確保されている。

添付 2.1.18-4

添付資料2.1.19
重大事故等と大規模損壊対応に係る体制整備等の考え方

重大事故等と大規模損壊との対応内容を整理し，その相違部分を踏まえた体制の整備等の考え方を以下に取りまとめた。

１．重大事故等への対応
重大事故等の発生に対して，炉心の著しい損傷防止あるいは格納容器の破損防止，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷防止及び原子炉運転停止中における燃料体の著しい損傷防止を目的に発電所の体制及び発電所を支援するための体制を整備している。重大事故等発生時に組織として適切な対応を行うためには，事故対応に必要となる重大事故等対処設備の取扱いと手順の策定が重要である。そこで重大事故等対処設備に係る事項について，切替えの容易性及びアクセスルートの確保を図り，復旧作業に係る事項について，予備品等の確保及び保管場所等の整備を行っている。また，支援に係る事項，教育及び訓練の実施並びに手順の整備に係る事項を，通常業務の組織体制における実務経験を活かした体制で対応できるよう整備している。

２．大規模損壊への対応
大規模損壊に至る可能性のある事象は，基準地震動及び基準津波等の設計基準又は観測記録を超えるような規模の自然災害並びに故意による大型航空
機の衝突その他のテロリズムを想定しており，計装・制御系の喪失，大規模なＬＯＣＡ，格納容器の損傷等のプラントが受ける影響並びに中央制御室の機能喪失（当直要員を含む），夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における参集要員の遅延，大規模な火災の発生等の被害の程度が，重大事故等に比べて広範囲で不確定なものとなる。
添付 2.1.19-1

このことから，発電所施設の被害状況等の把握を迅速に行うとともに得られた情報及び残存する資源等の活用により，「炉心の著しい損傷の緩和」，「格納容器の破損緩和」，「使用済燃料プールの水位確保及び燃料体の著し
い損傷の緩和」又は「発電所外への放射性物質の放出低減」を目的とした効果的な対応を速やかかつ臨機応変に選択し実行することで事象進展の抑制及び緩和措置を図る。

３．重大事故等と大規模損壊への対応の違い２項に示すとおり，大規模損壊時は重大事故等に比べてその被害範囲が広範囲で不確定なものであり，重大事故等のように損傷箇所がある程度限定された想定に基づく事故対応とは異なる。そのため，発電所施設の被害状況等の把握を迅速に行うとともに得られた情報及び残存する資源等の活用により，効果的な対応を速やかかつ臨機応変に選択し実行する。
大規模損壊発生時は，共通要因で機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を活用した手順等で対応することにより，炉心損傷緩和，格納容
器破損緩和等の措置を図る。

４．対応の違いを踏まえた大規模損壊対応に係る体制の整備の考え方
３項で示した対応の違いはあるものの，被害状況等の把握を迅速に行うとともに得られた情報及び残存する資源等の活用に対応するには，通常業務の組織体制における実務経験を活かすことができる重大事故等に対応するための体制が最も有効に機能すると評価できる。運用面においても重大事故等に対応するための体制で引き続き対応することは，迅速な対応を求められる大規模損壊対応に適している。
このように，大規模損壊対応に係る体制の整備として重大事故等に対応す
添付 2.1.19-2

るための体制で臨むことは有効である。
ただし，中央制御室（当直要員を含む）の機能喪失及び重大事故等の対応で期待する重大事故等対処設備の一部が使用できない等の大規模損壊時の特徴的な状況においても，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）も含めて流動性を持って柔軟に対応できるよう体制を整備する。
このため，大規模損壊発生時の体制は第1図から第4図に示す重大事故等対応のための体制を基本としつつ，大規模損壊対応のために必要な体制，要員，教育及び訓練，外部からの支援等に関して，以下のとおり差異内容を考慮すべき事項として評価し，付加分を整備，充実内容として整備する。
なお，下記事項における技術的能力1.0と2.1に関する考え方の相違点について項目ごとに別紙に整理する。

(1)

体制の整備
ａ．大規模損壊として考慮すべき事項
・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における参集要員の参集
遅延・中央制御室（当直要員を含む）の機能喪失
ｂ．整備，充実内容
・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においては，統括待機当番者（副原子力防災管理者）が指揮を執る。統括待機当番者（副原子力防災管理者）がその職務を遂行できない場合には，現場統括当番者が代行する。
・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，大規模な自然災害が発生した場合には，要員参集までに時間を要する可能性があるが，発電所構内に常時確保する災害対策要員により，参集要
添付 2.1.19-3

員が参集するまでの当面の間は，事故対応が行えるよう体制を整備する。
・中央制御室（当直要員を含む）が機能しない場合においても，災害対策要員にて対応が可能な体制を整備する。

(2)

要員の配置
ａ．大規模損壊として考慮すべき事項
・中央制御室（当直要員を含む）の機能喪失
ｂ．整備，充実内容
・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における統括待機当番者（副原子力防災管理者）を含む災害対策要員は，分散して待機する。

(3)

教育及び訓練ａ．大規模損壊として考慮すべき事項
・通常の指揮命令系統が機能しない場合への対応
・初動で対応する要員を最大限に活用する観点から，臨機応変な配
置変更に対応できる知識及び技能を習得するなど，流動性を持って柔軟に対応可能にすること
ｂ．整備，充実内容
・原子力防災管理者及び副原子力防災管理者に対し，通常の指揮命
令系統が機能しない場合及び残存する資源等を最大限に活用しなければならない事態を想定した個別の教育及び訓練を実施する。
・大規模損壊時に対応する手順及び資機材の取扱い等を習得するための教育を定期的に実施する。
添付 2.1.19-4

・重大事故等対応要員については，役割に応じて付与される力量に加え，被災又は想定より多い要員が必要となった場合において，優先順位の高い緩和措置の実施に遅れが生じることがないよう，
臨機応変な配員変更に対応できる知識及び技能を習得するなど，流動性を持って柔軟に対応できるよう担当する役割以外の教育及び訓練の充実を図る。
・大規模損壊発生時に対応する組織とそれを支援する組織の実効性等を確認するための総合的な訓練を定期的にかつ継続的に実施する。
（第1表参照）(4)

手順
ａ．大規模損壊として考慮すべき事項
・大規模な火災の発生
・重大事故等に比べて広範囲で不確定な被害・重大事故等時では有効に機能しない設備等が大規模損壊のような状況下では有効に機能する場合も考えられるため，事象進展の抑制及び緩和に資するための設備等の活用
ｂ．整備，充実内容
・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手順として，故意による大型航空機の衝突による航空機燃料火災を想定
し，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車によるアクセス
ルート消火の手順に加え，技術的能力1.12で整備する可搬型代替
注水大型ポンプ及び放水砲を活用した手順を整備する。また，多様な消火手段として，可搬型代替注水中型ポンプによる高所放水添付 2.1.19-5

の手順を整備する。
・大規模損壊対応に特化した手順として，現場での可搬型計測器によるパラメータ監視手順を整備する。

(5)

本店対策本部体制の確立
・大規模損壊発生時における本店対策本部の設置による発電所への支援体制は，技術的能力1.0で整備する支援体制と同様である。

(6)

外部支援体制の確立
・大規模損壊発生時における外部支援体制は，技術的能力1.0で整備する外部支援体制と同様である。

(7)

可搬型重大事故等対処設備の保管場所とアクセスルート
・大規模損壊発生時において可搬型重大事故等対処設備は，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失することのないよう外部事象の影響を受けにくい場所に保管する。

(8)

資機材の配備・大規模損壊発生時の対応に必要な資機材については，重大事故等対策で配備する資機材の基本的な考え方を基に高線量の環境，大規模な火災の発生及び外部支援が受けられない状況を想定し配備する。

添付 2.1.19-6

第1図

災害対策本部体制
添付 2.1.19-7

災害対策本部（初動体制）

災害対策本部（全体体制）

災害対策本部要員（初動）：39 名

災害対策要員：110 名

統括待機当番者（副原子力防災管理者）：1 名

災害対策本部長（所長）（原子力防災管理者）：1 名

原子炉主任技術者：1 名

本部長代理（副原子力防災管理者）：3 名

現場統括待機者：1 名

オフサイトセンター派遣：8 名

添付 2.1.19-8

通報連絡（情報班員）：1 名
通報連絡（情報班員）（中央制御室常駐）：1 名

情報班：5 名広報班：4 名

重大事故等対応要員（保修班）：10 名
庶務班：34 名
重大事故等対応要員（放射線管理班）：2 名
保修班：20 名
重大事故等対応要員（庶務班）：2 名
自衛消防隊員（庶務班）：11 名

放射線管理班：7 名
技術班：3 名

重大事故等対応要員（運転班）：3 名

当直要員：７名

運転班：6 名

当直要員：7 名

第2図

災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

自衛消防隊員：11 名

添付 2.1.19-9
第3図

災害対策本部の初動体制から全体体制への移行

添付 2.1.19-10
第4図

災害対策本部の要員（プルーム通過時）

別紙
技術的能力 1.0 と技術的能力 2.1 の体制整備に関する考え方の相違点について（1／2）
項目

技術的能力1.0

技術的能力2.1

体制の整備
（要員の配
置）

重大事故等に対応するための体制
・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 を基本とし，更に以下の事項を考慮
担及び責任者を定め，効果的な することで体制の充実を図る
重大事故等対策を実施し得る体 ・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，大規模な自然災制を整備
害が発生した場合には，要員参集・実施組織について，必要な役割までに時間を要する可能性があるの分担を行い重大事故等対策がが，発電所構内に常時確保する災円滑に実施できる体制を整備
害対策要員により，参集要員が参・災害対策本部における指揮命令
集するまでの当面の間は，事故対系統の明確化応が行えるよう体制を整備
・中央制御室（当直要員を含む）が機能しない場合においても，災害対策要員にて対応が可能な体制を整備

教育及び訓練・運転員，実施組織，支援組織に対して必要な教育及び訓練を計画的に実施
・年１回の実施頻度では力量維持が困難と判断される教育及び訓練については，年２回以上に見直す・要員の各役割に応じて，重大事
故等発生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，定期的に知識ベースの理解向上に資する教育の実施
・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）を想定した要素訓練の実施手順

本店対策本部体制

重大事故等対策にて実施する教育及び訓練に以下の事項を加えること
で教育及び訓練の充実を図る
・大規模損壊時に対応する手順及び資機材の取扱い等を習得するための教育及び訓練を実施
・流動性を持って柔軟に対応できる
よう重大事故等対応要員の多能化を図るための教育及び訓練を計画
的に実施
・原子力防災管理者及び副原子力防災管理者に対し，通常の指揮命令系統が機能しない場合及び残存する資源等を最大限に活用しなければならない事態を想定した個別の教育及び訓練の実施
・大規模損壊発生時に対応する組織とそれを支援する組織の実効性等を確認するための定期的な総合訓
練を継続的に実施
・技術的能力1.1～1.19で整備した ・技術的能力1.2～1.14で整備した手順に加え，大規模損壊への対応
手順等により，炉心損傷防止，で整備した手順等により炉心損傷
格納容器破損防止等に対応
緩和，格納容器破損緩和等に対応
・発電所への本店の支援体制とし ・大規模損壊発生時の本店の支援体て本店総合災害対策本部の設置
制は，技術的能力1.0と同様

添付 2.1.19-11

技術的能力 1.0 と技術的能力 2.1 の体制整備に関する考え方の相違点について（2／2）
項目
外部支援

可搬型重大事
故等対処設備の保管場所とアクセスルー
ト
資機材の配備

技術的能力1.0

技術的能力2.1

・プラントメーカ及び協力会社から重大事故等発生後の現場操作対応等を実施する要員の派遣や事故収束に向けた対策立案等の技術支援や要員の派遣等について，必要な支援が受けられる体制を整備
・原子力事業所災害対策支援拠点の整備・想定される14事象の自然現象及び7事象の人為事象のうち，保管場所とアクセスルートに大きな影響を及ぼす可能性があるものとして地震を考慮
・事故発生後7日間は，外部からの支援がなくても継続した事故対応が維持できるよう必要数量を発電所内に確保・技術的能力1.0での原子力災害発生時における外部支援体制と同様
・技術的能力1.0と同様に，発電所において非常事態が宣言された場
合に，原子力事業所災害対策支援
拠点を整備

添付 2.1.19-12

・保管場所とアクセスルートに大きな影響を及ぼす可能性があるもの
として，大規模地震，大規模津波，大規模竜巻，及び故意による大型航空機の衝突を考慮・配備する資機材については，大規模損壊発生時における活動を考慮しても対応要員数等から技術的能力1.0で整備する数量で対応可能
・保管場所についても分散していることから技術的能力1.0での整備事項と同様第1表

大規模損壊対応に関する教育及び訓練
内容

添付 2.1.19-13

教育訓練名

目的

大規模損壊対応教育（指揮，状況判断）大 規 模 損 壊時 に 通 常の 指揮 命 令 系
統 が 機 能 しな い 場 合及 び残 存 す る
資 源 等 を 最大 限 に 活用 しな け れ ばな ら な い 事態 を 想 定し た対 応 の 習
得

現場でのパラメータ
計測訓練

可搬型代替注水中型
ポンプによる消火対
応訓練

大規模損壊対応訓練

対象者

時間･頻度

・大型航空機の衝突により中央制御室（当直要員を含む）が喪失した場合の初動対応の指揮，状況判断
・残存する資源・設備が限定される場合の対応の優先順位

防災管理者，副防災
管理者

1回/年以上大規模損壊時に，中央制御室が喪失した場合に，現場でパラメータを計測する技術の習得

・可搬型計測器による現場でのパラメータ
計測及び監視重大事故等対応要員（保修班，運転班）

1 回/年以上

可 搬 型 代 替注 水 中 型ポ ンプ 及 び 放水銃による消火対応の習得

・可搬型代替注水中型ポンプ及び放水銃による消火対応

重大事故等対応要員（庶務班，保修班）

1 回/年以上

災害対策要員

1 回/年以上

大 規 模 損 壊発 生 時 に対 応す る 組 織と そ れ を 支援 す る 組織 の実 効 性 等の確認

・各作業班の活動・各作業班の連携
・災害対策本部の意思決定
・本店本部との連携
・通常の指揮命令系統が機能しない場合の対応（要員の損耗の考慮）※教育訓練に使用する教育及び訓練の名称並びに頻度等は ， 今後の検討等により変更となる可能性があります。

添付資料2.1.20
大規模損壊の発生に備えて配備する資機材について

大規模損壊発生時に想定される以下のａ．～ｄ．の環境下等において，災害対策要員等が事故対応を行うために必要な資機材を第 1 表に示すとおり配備する。
ｅ．の資機材については，緊急時対策所及び中央制御室において必要数を配備することとしており，詳細を第 2 表に示す。
ｆ．の資機材については，詳細を第 3 表に示す。

ａ．全交流動力電源喪失が発生する環境で対応するために必要な照明機能を有する資機材を配備する。
ｂ．地震及び津波のような大規模な自然災害による油タンク火災，又は故意による大型航空機の衝突に伴う大規模な航空機燃料火災の発生に備え，必要な消火活動を実施するために着用する防護具，消火薬剤等の資機材
及び消火設備を配備する。
ｃ．炉心損傷及び格納容器破損による高線量の環境下において，事故対応のために着用する全面マスク，タイベック，個人線量計等の必要な資機材を配備する。
ｄ．化学薬品等が流出した場合に事故対応するために着用するマスク，長靴等の資機材を配備する。
ｅ．大規模な自然災害により外部支援が受けられない場合も事故対応を行うための防護具，線量計，食料等の資機材を配備する。
ｆ．大規模損壊発生時において，災害対策本部と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信連絡手段を確保するため，多様な複数の通信連絡設備を配備する。
添付 2.1.20-1

また，通常の通信連絡手段が使用不能な場合を想定し，無線連絡設
備，携行型有線通話装置，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワー
クに接続する通信連絡設備を配備する。

添付 2.1.20-2

第1表

重大事故等及び大規模損壊の発生に備えた資機材リスト（1／2）
品 名

保管場所

規程類※

ａ．全交流動力電源喪失発生時の環境で対応するために必要な照明機能を有する資機材
ヘッドライトＬＥＤライトランタン

中央制御室
緊急時対策所
中央制御室
廃棄物処理操作室
緊急時対策所

災害対策用常備資機材
整備基準

中央制御室

ｂ．大規模火災時に消火活動を実施するために着用する防護具及び消火剤等の資機材
耐熱服

消防服

泡消火薬剤

中央制御室
監視所
化学消防自動車に積載
水槽付消防ポンプ自動車に積載
監視所
事務本館
チェックポイント
中央制御室
可搬型設備保管場所
監視所付近

災害対策用常備資機材
整備基準

ｃ．高線量の環境下において事故対応するために着用するマスク及び線量計等の資機材
タイベック
靴下
帽子
綿手袋
ゴム手袋
全面マスク
チャコールフィルタ
アノラック
長靴
胴長靴
遮蔽ベスト

緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
中央制御室

災害対策用常備資機材
整備基準

緊急時対策所

緊急時対策所
中央制御室※ 記載する社内規程については，今後運用を踏まえた検討により変更となる可能性がある。
自給式呼吸用保護具

添付 2.1.20-3

第1表

重大事故等及び大規模損壊の発生に備えた資機材リスト（2／2）
品 名

個人線量計
ＧＭ汚染サーベイメータ
電離箱サーベイメータ

保管場所
緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
中央制御室

緊急時対策所エリアモニタ

緊急時対策所

可搬型モニタリング・ポスト ※2

緊急時対策所

ダストサンプラ

緊急時対策所
中央制御室

規程類※１

災害対策用常備資機材
整備基準

ｄ．化学薬品等が流出した場合に事故対応するために着用するマスク及び長靴等の資機材
緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
ケミカルスーツ
中央制御室
災害対策用常備資機材
整備基準
緊急時対策所
耐化学薬品用長靴
中央制御室
緊急時対策所
超強力耐酸手袋
中央制御室※1 記載する社内規程については，今後運用を踏まえた検討により変更となる可能性がある。
※2 緊急時対策所の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
ガスマスク

添付 2.1.20-4

第2表

外部支援を受けるまでの期間を想定した事故対応を行うための防護具，線量計，食料等の資機材(1)

放射線防護資機材及びチェンジングエリア用資機材（緊急時対策所）
ａ．放射線防護具類（緊急時対策所）
品 名

配備数※

根拠

タイベック

1,155 着110 名（要員数）×7 日間×1.5 倍

靴下

1,155 足110 名（要員数）×7 日間×1.5 倍

帽子

1,155 個110 名（要員数）×7 日間×1.5 倍

綿手袋

1,155 双110 名（要員数）×7 日間×1.5 倍

ゴム手袋

2,310 双

全面マスク

330 個

チャコールフィルタ

2,310 個

アノラック

462 着

長靴

132 足

胴長靴

11 足

遮蔽ベスト

15 着

自給式呼吸用保護具

2式

110 名（要員数）×7 日間×2 倍（二重にして着用）×1.5
倍
110 名（要員数）×2 日間（3 日目以降は除染にて対応）
×1.5 倍110 名（要員数）×7 日間×2 個×1.5 倍
44 名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7 日間×1.5 倍
44 名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2（現場での交代を考慮）×1.5 倍（基本再使用，必要により除染）
7 名（重大事故等対応要員 7 名）×1.5 倍（基本再使用，必要により除染）＝10.5→11
10 名（重大事故等対応要員（庶務班）6 名＋（保修班）4 名）×1.5 倍（基本再使用，必要により除染）
1 名（重大事故等対応要員 1 名）×1.5 倍＝1.5→2※ 今後，訓練等で見直しを行う。

添付 2.1.20-5

ｂ．放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）（緊急時対策所）
名 称

数量※１

根

拠

個人線量計

330 台

110 名（要員数）×2 台（交代時用）×1.5 倍

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台

身体の汚染検査用に 2 台＋3 台（予備）

電離箱サーベイメータ

5台

現場作業等用に 4 台＋1 台（予備）

緊急時対策所エリアモニタ

2台

加圧判断用に 1 台＋1 台（予備）

可搬型モニタリング・ポ
スト ※２

2台

加圧判断用に 1 台＋1 台（予備）ダストサンプラ2台

室内のモニタリング用に 1 台+1 台（予備）※1※2

今後，訓練等で見直しを行う。
緊急時対策所の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。

ｃ．チェンジングエリア用資機材（緊急時対策所）
名 称

数量※

根

拠

養生シート

4巻

105.5 m２（床、壁の養生面積）×2（補修張替え等）
÷90 m２ ／巻×1.5 倍≒4 巻

バリア

8個

各エリア間の 5 個×1.5 倍≒7.5 個→8 個

粘着マット

3枚

2 枚(設置箇所数)×1.5 倍

脱衣収納袋

8個

8 個(設置箇所数

難燃袋

525 枚

50 枚／日×7 日間×1.5 倍

難燃テープ

12 巻

クリーンウェス

31 缶

吸水シート

924 枚

はさみ，カッター

各3本

設置作業用、脱衣用、除染用の 3 本

筆記用具

2式

サーベイエリア用、除染エリア用の 2 式

簡易シャワー

1式

修繕しながら使用

簡易水槽

1個

修繕しながら使用

バケツ

1個

修繕しながら使用

排水タンク

1式

修繕しながら使用

可搬型空気浄化装置

3台

2 台×1.5 倍

修繕しながら使用)

57.54 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）×1.5倍÷30m／
巻＝11.5→12巻
110 名（要員数）×7 日間×8 枚（マスク、長靴、両手、身体の拭き取りに各 2 枚）×1.5 倍÷300（枚／缶）＝30.8→31 缶
簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
110 名（要員数）×7 日間×4 （1 回除染する際の排水量）÷5 （シート 1 枚の給水量）×1.5 倍※ 今後，訓練等で見直しを行う。

添付 2.1.20-6

ｄ．その他資機材（緊急時対策所）
名 称

保管数

酸素濃度計

2台

二酸化炭素濃度計

2台

一般テレビ（回線，機器）1式

社内パソコン

1式

飲食料

考え方
故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備1個も含め，2台を保有する。
故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備 1 個も含め，2 台を保有する。
報道や気象情報等を入手するため。

・2,310 食
・1,540 本

社内情報共有に必要な資料・書類を作成するため。
プル－ム通過中に災害対策本部から退出する必要がないよう，災対要員の1日分以上の食料及び飲料水を災害対策本部内に保管する。

・110名（災対要員数）×7日間×3食
・110名（災対要員数）×7日間×2本（1.5 ／本） ※プル－ム通過中に災害対策本部から退出する必要
簡易トイレ
一式
がないよう，連続使用可能な簡易トイレを配備する。
交代要員を考慮し要員数の約2倍
よう素剤
1,760 錠・110名（災対要員数）×（初日2錠＋2日目以降1
錠×6日）×2倍※ 飲料水 1.5 容器での保管の場合（要員 1 名当たり 1 日 3 を目安に配備）

添付 2.1.20-7

(2)中央制御室等に保管する放射線管理用資機材及びチェンジングエリア
用資機材等
ａ．放射線防護具類（中央制御室 ※１）
数量※２

根

タイベック

17 着

11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍＝16.5→17

靴下

17 足

11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍＝16.5→17

帽子

17 個

11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍＝16.5→17

綿手袋

17 双

11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍＝16.5→17

ゴム手袋

34 双

11 名(中央制御室要員数)×2 倍（二重にして着用）
1.5 倍＝33 双→34 双（2 双をセットで使用する）

全面マスク

17 個

11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍＝16.5→17

チャコールフィルタ

34 個

11 名（中央制御室要員数）×2 個×1.5 倍＝33→34（2 個を 1 セットで使用）

アノラック

17 着

11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍＝16.5→17

名 称

拠

3 名（運転員（現場））×2 倍（現場での交代を考慮）×
1.5 倍
3 名（運転員（現場））×2 倍（現場での交代を考慮）×
胴長靴
9足
1.5 倍
3 名（運転員（現場））×2 倍（現場での交代を考慮）×
自給式呼吸用保護具
9式
1.5 倍※1 運転員等は交代のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参する。
※2 今後，訓練等で見直しを行う。
長靴

9足

添付 2.1.20-8

ｂ．放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）（中央制御室）
名 称

数量※

根

拠

個人線量計

33 台

11 名（中央制御室要員数）×2 台（交代時用）×1.5 倍

ＧＭ汚染サーベイメータ

3台

身体の汚染検査用に 2 台＋1 台（予備）

電離箱サーベイメータ

3台

現場作業等用に 2 台＋1 台（予備）ダストサンプラ2台

室内のモニタリング用に 1 台+1 台（予備）※ 今後，訓練等で見直しを行う。

ｃ．チェンジングエリア用資機材（中央制御室）
名 称

数量※

根

拠

テントハウス1式

修繕しながら使用

養生シート

2巻

54.4 m２（床、壁の養生面積）×2（補修張替え等）
÷90 m２ ／巻×1.5 倍＝1.8→2 巻

バリア

6個

各エリア間の 4 個×1.5 倍

粘着マット

2枚

1 枚(設置箇所数)×1.5 倍＝1.5→2 枚

脱衣収納袋

7個

7 個(設置箇所数

難燃袋

84 枚

8 枚／日×7 日間×1.5 倍

難燃テープ

8巻

クリーンウェス

5缶

吸水シート

62 枚

はさみ，カッター

各3本

設置作業用、脱衣用、除染用の 3 本

筆記用具

2式

サーベイエリア用、除染エリア用の 2 式

簡易シャワー

1式

修繕しながら使用

簡易水槽

1個

修繕しながら使用

バケツ

1個

修繕しながら使用

排水タンク

1式

修繕しながら使用

可搬型空気浄化装置

2台

1 台×1.5 倍＝1.5→2 台

修繕しながら使用)

37.6 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）×1.5倍÷30m／
巻＝7.52→8巻
11 名（中央制御室要員数）×7 日間×2 交代×8 枚（マスク、長靴、両手、身体の拭き取りに各 2 枚）
÷300 枚／缶＝4.1→5 缶
簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
11 名（中央制御室要員数）×7 日間×4 （1 回除染する際の排水量）÷5 （シート 1 枚の給水量）×1.5 倍＝61.6→62 枚※ 今後，訓練等で見直しを行う。

添付 2.1.20-9

ｄ．飲食料（中央制御室）
名 称

配備数※

考え方

飲食料等
・食料
・飲料水(1.5 リットル)

・231 食・154 本・ 11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員
1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日間×3 食・ 11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員
1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日間×2 本

簡易トイレ

1式

－

よう素剤

176 錠

11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1
名＋運転対応要員 3 名）×（初日 2 錠＋二日目以
降 1 錠／1 日）×2 交代※今後，訓練等で見直しを行う。

ｅ．その他資機材（中央制御室）
名 称

保管数※

4台
（予備 1 台）※今後，訓練等で見直しを行う。

可搬型照明（ＳＡ）

考え方
チェンジングエリア運用に必要な数量

添付 2.1.20-10

第3表
(1)

通信連絡設備の確保

発電所内の通信連絡設備

通信種別

発電所内

主要施設
携行型有線通話装置

携行型有線通話装置 ※

中央制御室

送受話器
（警報装置含む）

ハンドセットスピーカー

中央制御室
緊急時対策所

固定型

中央制御室
緊急時対策所

携帯型 ※緊急時対策所

無線連絡設備※通常の通信連絡設備が使用不能な場合(2)

発電所内外の通信連絡設備

通信種別

主要施設
固定電話
電力保安通信用
電話設備

ＰＨＳ端末
ＦＡＸ

発電所内外
固定型 ※
衛星電話設備携帯型 ※テレビ会議システム
（社内）

(3)

中央制御室
緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
緊急時対策所

テレビ会議システム
緊急時対策所（社内）※通常の通信連絡設備が使用不能な場合

発電所外の通信連絡設備

通信種別

主要施設

統合原子力防災
ネットワークに接続する通信連絡設備
発電所外

テレビ会議システム ※（有線系，衛星系）
ＩＰ電話 ※（有線系，衛星系）
ＩＰ－ＦＡＸ ※（有線系，衛星系）

緊急時対策所
緊急時対策所
緊急時対策所

加入電話

緊急時対策所

加入ＦＡＸ

緊急時対策所

加入電話設備

専用電話設備

専用電話（ホットライン）緊急時対策所（自治体向）※通常の通信連絡設備が使用不能な場合

添付 2.1.20-11

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（1／11）

添付 2.1.21-1

外部からの衝撃による損傷の防止
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 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
基準に関する規則
第六条 安全施設は，想定される自然現象（地震及び津波を 第七条 設計基準対象施設が想定される自然現象（地震及び除く。次項において同じ。）が発生した場合においても津波を除く。）によりその安全性を損なうおそれがある
安全機能を損なわないものでなければならない。
場合は，防護措置，基礎地盤の改良その他の適切な措置
２ 重要安全施設は，当該重要安全施設に大きな影響を及ぼを講じなければならない。
すおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない。
「外部からの衝撃による損傷の防止」の大規模損壊における対応状況

添付資料2.1.21（１）洪水・敷地の地形及び表流水の状況から判断して，安全施設に洪水による被害が生じることはない。
（２）風（台風）・敷地付近で観測された最大瞬間風速は44.2m／sである。風荷重の影響については，竜巻の影響に包絡される。
・風荷重による変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置の確認等）を講じることが可能である。
（３）竜巻
・竜巻防護設備及び竜巻防護設備に波及的影響を及ぼし得る設備は，風速100m／sの竜巻から設定した荷重に対して，飛来物防護対策設備等によって防護されている。
・風荷重及び飛来物の衝突による変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。飛来物の衝突による海水ポンプの損傷により最終ヒートシンク喪失が発生し非常用ディーゼル発電機の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。また，最終ヒートシンク喪失及び全交流動力電源喪失により，使用済燃料プールの冷却機能が喪失する可能性がある。全交流動力電源喪失に加えて代替電源設備が機能喪失した場合は，大規模損壊に至る可能性がある。その他，飛来物等によりアクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（2／11）

添付 2.1.21-2

外部からの衝撃による損傷の防止
・可搬型重大事故等対処設備は，互いに可能な限り離隔をとって分散配置していることから，全てが同時に影響を受ける
可能性は小さい。
（４）凍結・敷地付近で観測された最低気温は-12.7℃である。屋外機器で凍結のおそれがあるものは保温等の凍結防止対策を講じている。
・送電線や碍子への着氷による相間短絡の発生に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して安全対策（加温等の凍結防止対策）を講じることが可能である。
（５）降水・敷地付近で観測された日最大1時間降水量は81.7mmである。発電所構内は，基準降水量（127.5mm／h）に対して，構内排水路で集水し海域へ排出を行う設計とする。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して安全対策（一般排水路の点検・清掃等）を講じることが可能である。また，降水による影響としては，津波の影響に包絡さ
れる。
（６）積雪
・敷地付近で観測された月最深積雪は32cmである。安全施設は，建築基準法で定められた敷地付近の垂直積雪量30cmに対して設計している。
・送電線や碍子への着雪による相間短絡の発生に伴う外部電源喪失の可能性がある。その他，積雪によりアクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪）を講じることが可能である。
（７）落雷
・設計基準雷撃電流は220kAである。
・雷害防止対策として，建築基準法に基づき高さ20mを超える排気筒等へ避雷設備を設置し，避雷導体により接地網と接続する。接地網は，雷撃に伴う構内接地系の接地電位分布を平坦化することから，安全保護系等の設備に影響を与えることはなく，安全に大地に導くことができる。

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（3／11）

添付 2.1.21-3

外部からの衝撃による損傷の防止
・雷サージの影響による外部電源喪失，海水ポンプの損傷により最終ヒートシンク喪失が発生し，これに伴い非常用ディーゼル発電機の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
（８）地滑り・原子炉施設の設置位置及びその付近の地盤は，地形，地質・地質構造等から，安全施設の安全機能に影響を及ぼすような地滑り等が生ずることはないと考えられる。
（９）火山の影響
・敷地において想定される降下火砕物の堆積厚さは40cmである。
・送電線や碍子への降下火砕物の付着による相間短絡の発生に伴う外部電源喪失の可能性がある。その他，降下火砕物の堆積により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して安全対策（降下火砕物の除去）を講じることが可能である。
（１０）生物学的事象
・安全施設は，海生生物に対して，取水口に除塵機能を設けている。また，ネズミ等の小動物に対しては，ケーブル貫通部等の開口部には小動物が侵入しない対策を施していることから影響はない。
・大量のクラゲ等の海生生物の来襲により，海水ポンプに影響を与える可能性がある場合は，運転手順により発電所を安全に停止できる運用としている。
（１１）森林火災
・影響評価に基づいた防火帯幅を確保した設計とする。
・送電鉄塔，送電線の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。その他，森林火災の延焼により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
・森林火災が拡大するまでの時間的余裕は十分あることから，予防散水する等の必要な安全対策を講じることができる。
（１２）高潮・安全施設は高潮の影響を受けないように設置することから，影響はない。

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（4／11）

添付 2.1.21-4

外部からの衝撃による損傷の防止
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 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
基準に関する規則
３ 安全施設は，工場等内又はその周辺において想定される ２ 周辺監視区域に隣接する地域に事業所，鉄道，道路その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
他の外部からの衝撃が発生するおそれがある要因がある
れがある事象であって人為によるもの（故意によるもの
場合には，事業所における火災又は爆発事故，危険物をを除く。）に対して安全機能を損なわないものでなけれ搭載した車両，船舶又は航空機の事故その他の敷地及びばならない。
敷地周辺の状況から想定される事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）により発電用原子炉施設の安全性が損なわれないよう，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。
３ 航空機の墜落により発電用原子炉施設の安全性を損なう
おそれがある場合は，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。
「外部からの衝撃による損傷の防止」の大規模損壊における対応状況（１）航空機落下・発電用原子炉施設への航空機落下確率は「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価について」（平成21・06・
25 原院第1号）等に基づき評価した結果，防護設計の要否判断基準である10－７ 回／炉・年を超えないため，航空機落下による防護については設計上考慮する必要はない。なお，当事象が万が一発生した場合でも，故意による大型航空機の衝突と同様の対応を行う。
（２）ダムの崩壊
・ダムの崩壊により安全施設の安全機能を損なうような河川はないことから，影響はない。
（３）爆発・石油コンビナート等，爆発により安全施設の安全機能を損なうような爆発物の製造及び貯蔵設備はない。
（４）近隣工場等の火災・石油コンビナート等，火災により安全施設の安全機能を損なうような施設はない。

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（5／11）

添付 2.1.21-5

外部からの衝撃による損傷の防止
・敷地内に存在する危険物貯蔵施設の火災については，火災による輻射熱を受けた場合でも外部火災防護施設の建屋等の表面温度が許容温度以下となる設計とする。
・航空機墜落による火災については，火災による輻射熱を受けた場合でも外部火災防護施設の建屋等の表面温度が許容温度以下となる設計とする。
・二次的影響（ばい煙等）については，発電所敷地内に存在する危険物貯蔵施設の火災及び航空機墜落による火災に伴う火災に伴うばい煙等発生時の二次的影響に対して，外気を取り込む換気空調設備，外気を設備内に取り込む機器及び室内の空気取り込む機器に分類し，影響評価行い，必要な場合は対策を行う設計とする。
（５）有毒ガス
・石油コンビナート等の有毒物質を貯蔵する固定施設はなく，陸上輸送等の可動施設についても幹線道路や航路から安全施設は離れているため，有毒ガスを考慮する必要はない。
（６）船舶の衝突
・一般航路は発電所から離隔距離が確保されている。海水取水口は防波堤内に設けられており，取水口と防波堤の位置関係を考慮すると，船舶の衝突を考慮する必要はない。
・船舶の座礁により重油等の流出が発生した場合は，取水路への重油の流入を防止し取水機能に影響を与えないようオイ
ルフェンスを設置する措置を講じる。
（７）電磁的障害
・サージノイズや電磁波の侵入があり，これらは計測制御回路に対して影響を及ぼすおそれがあるが，安全保護回路は，
日本工業規格（JIS）等に基づき，ラインフィルタや絶縁回路の設置により，サージノイズの侵入を防止する設計とする。

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（6／11）

添付 2.1.21-6

火災による損傷の防止
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 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
基準に関する規則
第八条 設計基準対象施設は，火災により発電用原子炉施設
第十一条 設計基準対象施設が火災によりその安全性が損なの安全性が損なわれないよう，火災の発生を防止するこ
われないよう，次に掲げる措置を講じなければならなとができ，かつ，早期に火災発生を感知する設備（以下い。
「火災感知設備」という。）及び消火を行う設備（以下
一 火災の発生を防止するため，次の措置を講ずること。
「消火設備」といい，安全施設に属するものに限る。）
イ 発火性又は引火性の物質を内包する系統の漏えい防止そ並びに火災の影響を軽減する機能を有するものでなけれの他の措置を講ずること。
ばならない。
ロ 安全施設（設置許可基準規則第二条第二項第八号 に規定する安全施設をいう。以下同じ。）には，不燃性材料
又は難燃性材料を使用すること。ただし，次に掲げる場
合は，この限りでない。
（１） 安全施設に使用する材料が，不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」という。）である場合（２） 安全施設の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，安全施設における火災に起因して他の安全施設において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合
ハ 避雷設備その他の自然現象による火災発生を防止するための設備を施設すること。
ニ 水素の供給設備その他の水素が内部に存在する可能性がある設備にあっては，水素の燃焼が起きた場合においても発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう施設すること。
ホ 放射線分解により発生し，蓄積した水素の急速な燃焼に

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（7／11）

添付 2.1.21-7

火災による損傷の防止
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 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
基準に関する規則
よって，発電用原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合には，水素の蓄積を防止する措置を講ずること。
二 火災の感知及び消火のため，次に掲げるところにより，早期に火災発生を感知する設備（以下「火災感知設備」という。）及び早期に消火を行う設備（以下「消火設備」という。）を施設すること。
イ 火災と同時に発生すると想定される自然現象により，その機能が損なわれることがないこと。
ロ 消火設備にあっては，その損壊，誤作動又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉施設の安全性が損なわれることがないこと。
三 火災の影響を軽減するため，耐火性能を有する壁の設置
その他の延焼を防止するための措置その他の発電用原子炉施設の火災により発電用原子炉を停止する機能が損なわれることがないようにするための措置を講ずること。
第四十一条 重大事故等対処施設は，火災により重大事故等第五十二条 重大事故等対処施設が火災によりその重大事故に対処するために必要な機能を損なうおそれがないよう，等に対処するために必要な機能が損なわれないよう，次火災の発生を防止することができ，かつ，火災感知設備及に掲
び消火設備を有するものでなければならない。
げる措置を講じなければならない。
一 火災の発生を防止するため，次の措置を講ずること。
イ 発火性又は引火性の物質を内包する系統の漏えい防止その他の措置を講ずること。
ロ 重大事故等対処施設には，不燃性材料又は難燃性材料を使用すること。ただし，次に掲げる場合は，この限りで

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（8／11）

添付 2.1.21-8

火災による損傷の防止
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 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
基準に関する規則
ない。
（１） 重大事故等対処施設に使用する材料が，代替材料である場合（２） 重大事故等対処施設の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，重大事故等対処施設における火災に起因して他の重大事故等対処
施設において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合
ハ 避雷設備その他の自然現象による火災発生を防止するための設備を施設すること。
ニ 水素の供給設備その他の水素が内部に存在する可能性がある設備にあっては，水素の燃焼が起きた場合においても重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないよう施設すること。
ホ 放射線分解により発生し，蓄積した水素の急速な燃焼によって，重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがある場合には，水素の蓄積を防止する措置を講ずること。
二 火災の感知及び消火のため，火災と同時に発生すると想定される自然現象により，火災感知設備及び消火設備の機能が損なわれることがないように施設すること。

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（9／11）
火災による損傷の防止
火災による損傷防止のうち「影響の低減」の大規模損壊における対応状況

添付 2.1.21-9・基準地震動を一定程度超える地震により，耐震性の低い機器については損傷し，潤滑油等を火災源として火災が発生する可能性が考えられる。
・常設重大事故等対処設備は当該機器が有する基準地震動に対する裕度まで損傷することはなく，火災は発生しないと考えられることから，当該設備自体については防護できると考えられる。なお，操作対象弁等へのアクセスルート確保のため，火災発生時には消火器等により消火活動を行い接近する。
・消火が不可能となるような大規模火災が発生した場合，建屋内の常設重大事故等対処設備は損傷することが考えられるが，この場合においても屋外に配備している可搬型重大事故等対処設備は使用可能であると考えられるため，建屋内の火災が鎮火した後に操作対象弁等へアクセスすることで対応が可能である。

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（10／11）
溢水による損傷の防止等
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 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
基準に関する規則
第九条 安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発 第十二条 設計基準対象施設が発電用原子炉施設内における生した場合においても安全機能を損なわないものでなけ
溢水の発生によりその安全性を損なうおそれがある場合ればならない。
は，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。
「溢水による損傷の防止等」（内部溢水）の大規模損壊における対応状況

添付 2.1.21-10・基準地震度を一定程度超える地震により，建屋内の耐震Ｂ，Ｃクラス機器等が損傷し大規模な溢水が発生することによって原子炉建屋各階が浸水する可能性がある。この場合，最下階に設置している設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の機能が一部喪失する可能性があるが，それより上層階に設置する設備については防護されることが期待できる。また，屋外に配備している可搬型重大事故等対処設備による注水・給電が可能であり，常設及び可搬型重大事故等
対処設備が同時に機能喪失することはない。
２ 設計基準対象施設は，発電用原子炉施設内の放射性物質 ２ 設計基準対象施設が発電用原子炉施設内の放射性物質をを含む液体を内包する容器又は配管の破損によって当該含む液体を内包する容器又は配管の破損により当該容器
容器又は配管から放射性物質を含む液体があふれ出た場
又は配管から放射性物質を含む液体があふれ出るおそれ合において，当該液体が管理区域外へ漏えいしないものがある場合は，当該液体が管理区域外へ漏えいすることでなければならない。
を防止するために必要な措置を講じなければならない。
設計基準対象施設の要求であり，大規模損壊では対象外である。

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（11／11）
安全施設
設計基準対象施設
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 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
基準に関する規則
第十二条
第十五条
５ 安全施設は，蒸気タービン，ポンプその他の機器又は配 ４ 設計基準対象施設に属する設備であって，蒸気タービ
管の損壊に伴う飛散物により，安全性を損なわないものン，ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物にでなければならない。
より損傷を受け，発電用原子炉施設の安全性を損なうことが想定されるものには，防護施設の設置その他の損傷防止措置を講じなければならない。
「安全施設及び設計基準対象施設の機能」（内部飛来物）の大規模損壊における対応状況
添付 2.1.21-11・タービンミサイルについては，蒸気タービン及び発電機破損防止対策を行うことにより，蒸気タービン及び発電機の破損事故の発生確率を低くするとともに，ミサイルの発生を仮に想定しても安全施設の損傷確率を低くすることによって，発電用原子炉の安全を損なう可能性を極めて低くする設計とする。
・再循環ポンプは，原子炉再循環配管破断を想定しても，ポンプミサイルが生じないように，破壊限界に対し十分な強度を持つ設計とする。
・安全施設のうち，独立性を要求されているものは，各系統相互の離隔距離又は障壁によって分離し，ある区分で発生した飛散物が他の区分の構築物，系統及び機器に影響を与えず，かつ，ある区分の内部発生飛散物による配管の破損，機器の故障等の二次的影響が他の区分に波及しないこと，及び1区分の損傷により安全機能が喪失されない設計とする。
・仮に建屋内でミサイルが発生し重大事故等対処設備の損傷に至った場合においても屋外に配備している可搬型重大事故等対処設備にて対応が可能である。

添付資料 2.1.22
大規模損壊発生時における放射線防護に係る対応について

大規模損壊発生時，現場作業等を行う要員は，個人線量計を装着し，緊急作業従事者は緊急作業に係る線量限度（100mSv 又は 250mSv）※ ，緊急作業従事者
でない者は通常の線量限度（50mSv／年，100mSv／5 年）を超えないように確認を行う。また，放射性物質の放出後，放射性物質濃度の高い場所で作業を行う
場合は，全面マスク等の放射線防護具を装着する。
※ 大規模損壊発生時，原子力災害対策特別措置法第 10 条通報の一部及び第 15条宣言を行う前は 100mSv，行った後は 250mSv が，緊急作業従事者全員に適用される。
なお，プラントの状況把握が困難な大規模損壊初動対応においては，発電長又は放射線管理班長が，プラント状況（炉心損傷の可能性，原子炉格納容器の破損，使用済燃料貯蔵プールからの漏えいの有無等）を考慮し，大気に放出された放射性物質が大規模損壊対応に影響を与える可能性がある場合，放射線防護具類の着用を指示する。
以下に，大規模損壊対応及び消火活動対応に必要な装備品について整理する。

1.

大規模損壊対応時に着用する装備品について
大規模損壊対応時に着用する装備品として，第 1 表にプラント対応時の装備品，第 2 表に火災対応時の装備品を示す。また，第 3 表に緊急作業に係る線量限度を示す。

添付 2.1.22-1

第1表

プラント対応時の装備品
着用基準

名称
炉心損傷の徴候 あり

炉心損傷の徴候 なし

個人線量計

必ず着用

同左

綿手袋・ゴム手袋

必ず着用

タイベック

緊急を要する作業を除き着用

アノラック・長靴又は湿潤状況下で作業を行う場合に管理区域内で身体汚染のおそれが

胴長靴

着用

ある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

移動を伴わない高線量下での作遮蔽ベスト業を行う場合に着用

全面マスク
自給式呼吸用保護具

同左

原則着用（自給式呼吸用保護具等

管理区域内で身体汚染のおそれがを着用する場合を除く）

ある場合に着用

高湿度環境下で作業を行う場合
に着用

第2表

同左

火災対応時の装備品
着用基準

名称
炉心損傷の徴候 あり
個人線量計

必ず着用

全面マスク

原則着用

空気呼吸器
消防服

同左
管理区域内で身体汚染のおそれがある場合に着用

内部被ばく，酸欠等のおそれがある場合に着用火災近くで作業を行う場合に着用

第3表

炉心損傷の徴候 なし

同左
同左

緊急作業に係る線量限度
緊急作業に係る線量限度

実効線量100mSv 又は 250mSv（緊急作業従事者に選定された者）（女子については，妊娠不能と診断された者に限る。）

添付 2.1.22-2

2.

放射線防護具等の携行について
大規模損壊対応において，現場作業等を行う要員は，各箇所に配備されている装備品一式を携行し，発電長又は放射線管理班長の指示により必要な放射線防護具類の着用を行う。
なお，個人線量計については，被ばく管理のため必ず着用し，各対応を行
う。

(1)

配備箇所
・中央制御室・緊急時対策所(2)

携行品一式
・放射線防護具：綿手袋，ゴム手袋，タイベック，全面マスク

3.

火災対応時の装備品について
大規模損壊時の消火活動の装備品については，中央制御室又は緊急時対策所等に配備してある消防服及び自給式呼吸用保護具等の必要な装備品を着用し消火対応を行う。

(1)

装備品
・個人線量計・空気呼吸器又は全面マスク
・消防服

4.

大規模損壊対応時の留意事項
現場作業等を行う要員は，個人線量計を着用するとともに，適示，線量を確認し，自身の被ばく状況を把握する。
現場作業等を行う要員は，被ばく管理のため，消火活動時の滞在箇所，滞添付 2.1.22-3

在時間及び被ばく線量等の情報を確認・記録する。
予期せぬ放射線量の上昇が確認された場合は，その場を一時的に離れ，発電所災害対策本部（発電所災害対策本部設置前であれば，副原子力防災管理者又は発電長）の指示により対応する。

添付 2.1.22-4

添付資料 2.1.23
大規模な自然災害等による使用済燃料乾式貯蔵設備への影響と対応について

大規模な自然災害により使用済燃料乾式貯蔵設備 ※１（以下「貯蔵設備」という。）が被災した場合，貯蔵設備への影響として使用済燃料乾式貯蔵容器（以下「貯蔵容器」という。）の安全機能（除熱機能，密封機能，遮蔽機能及び臨界防止機能）の喪失が考えられる。このため，大規模な自然災害による貯蔵容器の安全機能への影響評価を実施し，貯蔵容器の安全機能を確保する体制や資機材等の整備による対応を検討した。
また，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム（以下「航空機衝突等」という。）による貯蔵設備への影響については，貯蔵設備と原子炉及び使用済燃料プール（以下「原子炉等」という。）との間に十分な離隔距離（約200m）があるため，貯蔵設備単独の被災となる。この場合の貯蔵設備の安全機能を確保する体制や資機材等の整備による対応についても検討した。
※1

貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「貯蔵建屋」という。），貯
蔵建屋に付属する設備（天井クレーン等），貯蔵容器，貯蔵容器支持構造
物及び監視装置で構成される。

添付 2.1.23-1

1.

大規模な自然災害による影響の検討
大規模な自然災害で，貯蔵容器の安全機能に影響を与えると考えられる事象として，原子炉等の大規模損壊を発生させる可能性のある，基準地震動を一定程度超える地震（以下「地震」という。），基準津波を一定程度超える
津波（以下「津波」という。）及び設計基準を一定程度超える竜巻（以下「竜巻」という。）が考えられる。これらによる想定事象と貯蔵容器の安全機能に与える影響を第1表（1）のとおり検討した。
なお，その他の自然現象等については第1表（2）に示すとおりであるが，第1表（1）の地震，津波及び竜巻による安全機能の影響評価に包絡されるか，又は貯蔵容器の安全機能に影響を与えないことを確認している。
地震，津波及び竜巻による貯蔵容器の安全機能への影響のうち除熱機能への影響として，貯蔵容器の周囲にがれきが隙間なく堆積し貯蔵容器ががれきに埋没した状態を，代表的な想定事象として評価する。
遮蔽機能への影響は，除熱機能の喪失により遮蔽体が制限温度を超え消失することによって生じることから，除熱機能への影響評価に包絡される。
密封機能への影響として，地震及び津波による貯蔵建屋の損壊発生時に，天井スラブ等の重量物が落下し，直立した貯蔵容器及び横転した貯蔵容器の密封シール部に衝撃を与える状態を，代表的な想定事象として評価する。なお，設計基準竜巻飛来物の密封機能への影響評価では十分余裕があることから，竜巻による飛来物の影響は小さく，前述の重量物の貯蔵容器への落下による影響評価に十分包絡される。
臨界防止機能への影響は，燃料集合体を収納するバスケットが変形し燃料棒ピッチが変化することにより生じる。貯蔵容器内部が乾燥状態であれば実効増倍率は0.3程度と十分に深い未臨界度であり，燃料棒ピッチと燃料集合体間のピッチが外縁部で部分的に縮小することによる実効増倍率への影響を考慮しても添付 2.1.23-2

十分に未臨界は維持される。実効増倍率が最も高くなる冠水状態の燃料集合体の実効増倍率は0.93程度であり，燃料棒ピッチが縮小する場合，実効増倍率は小さくなるため，臨界防止機能は維持される。
以上から，貯蔵容器の安全機能への影響評価は，密封機能に与える影響に対して重量物落下による貯蔵容器への衝撃を，除熱機能への影響に対して貯蔵容器のがれき埋没を，それぞれ代表的な想定事象として評価する。
2.

貯蔵容器への重量物落下による影響評価(1) 評価内容
貯蔵建屋損壊時には，天井スラブ及び天井クレーンが貯蔵容器に落下することが想定される。貯蔵建屋天井が落下する場合，実際には天井スラブのがれき化，細粒化又はたわみにより，貯蔵容器1基に天井全面が衝突荷重としてかかることはないと考えられるため，貯蔵容器に落下する重量物として貯蔵
建屋天井の1区画分を想定する。更に厳しい条件として天井スラブ及び天井クレーンの貯蔵容器への同時落下を想定する。

(2) 評価条件
天井スラブと天井クレーンが直立した貯蔵容器及び横転した貯蔵容器上に自由落下する。第2表に天井スラブ及び天井クレーンについて，重量及び落下時の衝撃加速度を示す。

① 落下の評価式【貯蔵容器直立時】
落下物は蓋部に衝突することとし，円板のたわみと曲げ応力の式より蓋部応力を求め，許容応力と比較する。蓋部の発生応力（蓋端部で発生する最大応力とする）は，以下の式で求める（機械工学便覧基礎編α3材料力学
添付 2.1.23-3

表5

－1より）。

σ＝0.75・

ｐα
ｈ

２

２

p ：荷重分布（＝F／S）
F ：衝突荷重＝M×a（MN）
M ：落下物重量（kg）
a ：落下物の衝撃加速度（m／s２ ）S ：衝撃を受ける面積（一次蓋断面積）（m２ ）（α：一次蓋ボルト中心半径 （mm） （h ：板厚（一次蓋厚さ）（mm） （

m２ ）

mm）
mm）

【貯蔵容器横転時】
貯蔵容器胴部は落下物の衝突荷重Fをそのまま受けるため，衝突荷重Fを求め，横転時衝突荷重と比較する。

② 評価基準蓋部の許容応力及び胴部衝突荷重は以下のとおり。
貯蔵容器蓋部：一次膜＋一次曲げ応力強さ（
貯蔵容器胴部：横転時衝突荷重（

MPa）

MN）

(3) 評価結果
貯蔵建屋の倒壊により，天井スラブ及び天井クレーンが貯蔵容器の上に落下した場合の評価結果は第3表のとおりである。
天井スラブ及び天井クレーンが貯蔵容器上に同時に落下したとしても貯蔵容器は形状を維持し，密封機能，遮蔽機能及び臨界防止機能への影響はない。
添付 2.1.23-4

3.

貯蔵容器のがれき埋没の影響評価(1) 評価内容
地震や津波で貯蔵建屋が損壊して発生したがれき又は津波で運ばれてくる
土砂，漂流物等が貯蔵容器の周囲に堆積し，貯蔵容器ががれきに埋没する場合の影響評価を行った。
貯蔵建屋倒壊に伴うがれき埋没を模擬した伝熱試験の結果 ※２ では，貯蔵容器周辺に外気が少しでも流入する通気孔が存在すれば，貯蔵容器表面から除熱され，貯蔵容器温度の上昇は事故時の基準温度を下回る温度で止まり，熱的健全性が担保できる新たな定常状態に収束することが確認されている。
本評価では，前述の条件よりも保守的に，空隙の生じないがれきを仮定し，横転した貯蔵容器表面の50％まで堆積する場合の除熱機能を評価した。
さらに，現実には非常に起こり難いが，前述の50％埋没の場合と同様に，横転した貯蔵容器の周囲に保守的に空隙の生じないがれきを仮定し，貯蔵容器が完全埋没した場合の除熱機能を評価した。

※2「使用済燃料キャスク貯蔵技術の確立－キャスクの伝熱特性評価－
U92038」（（一財）電力中央研究所，平成５年１月）
使用済燃料の模擬物を収納した実寸大の確証試験用貯蔵容器を用いて，がれき等への埋没状況を模擬した伝熱試験を実施している。確証試験用
貯蔵容器は実容器同様の複雑な本体多層構造で模擬しており，各部材の伝熱性能は東海第二発電所における貯蔵容器と同等であること，本試験の総発熱量は，東海第二発電所における貯蔵容器よりも高いことから，
本評価結果を参照することは可能と考えられる。

添付 2.1.23-5

(2) 評価条件
貯蔵容器表面の50％までがれきに埋没した場合及び完全に埋没した場合の評価条件を第4表に，貯蔵容器各部材の制限温度を第5表に示す。貯蔵容器は床面に水平に横転しているものとし，がれき埋没状況は第1図のとおりとする。
評価コードは既許可の伝熱解析で使用しているＡＢＡＱＵＳ ※ ３ コードである。

※3

米国 Hibbitt,Karlsson and Sorensen,Inc.（HKS 社）で開発された有限要素法に基づく伝熱解析等の汎用解析コードであり，輸送キャ
スクの伝熱解析等に広く利用されている。

(3) 評価結果
貯蔵容器表面の50％までがれきに埋没している場合の評価結果を第6表及び第2図に示す。貯蔵容器各部の温度は上昇した後，制限温度に達することなく一定値となった。制限温度に対する余裕が最も少ない側部レジン温度の最高温度は制限温度℃に対し定常状態で℃であり，その他の部材も第6表の制限温度を下回り，除熱機能は維持される。
このことから，貯蔵容器の各部位とも温度上昇によって変形や破損に至ることはなく密封機能及び臨界防止機能は維持される。また，中性子遮蔽体及びγ線遮蔽体も健全であることから，遮蔽機能も維持される。
次に，仮に貯蔵容器ががれきに完全埋没した場合の評価結果を第7表に示す。
各部位の温度上昇は緩やかであり，側部レジンの制限温度に到達するまでには，埋没から10日程度の十分な余裕がある。

添付 2.1.23-6

4.

大規模な自然災害による影響とその対応
大規模な自然災害により，貯蔵容器の安全機能（除熱機能，密封機能，遮蔽機能及び臨界防止機能）に影響を与えるような事象の選定と，貯蔵容器への影響評価を実施した。
影響が考えられる事象としては，地震，津波及び竜巻による貯蔵容器への重量物の落下と，貯蔵容器のがれき埋没が選定されたため，それぞれの影響評価を行った。
容器への重量物落下については，貯蔵容器の安全機能は維持され影響はない。
貯蔵容器のがれき埋没については，貯蔵容器表面の50％が保守的に空隙なく埋没した場合でも，貯蔵容器各部の最高温度は制限温度以下であり，貯蔵容器の安全機能は維持される。
また，実際には完全に埋没することはないと考えられるが，仮に完全埋没した場合でも，安全機能に影響するまで10日程度の十分な余裕がある。
以上から，大規模な自然災害により貯蔵設備が被災した場合，原子炉等での放射性物質の放出低減のための対応を優先した後に，貯蔵容器の安全機能の状態を確保する対応が可能である。

なお，貯蔵容器の安全機能の状態については，可搬型計測機器を用いて貯蔵容
器周辺の線量及び貯蔵容器の表面温度を測定することにより確認を行い，必要に応じて放水又はがれき撤去等の除熱対策を実施する。
放水による貯蔵容器の除熱機能の維持等については，原子炉等における大規
模な自然災害の対応と同じ資機材等により対応する。

5.

航空機衝突等による影響とその対応
貯蔵設備と原子炉等との間には第3図に示すように十分な離隔距離（約200m）
添付 2.1.23-7

があるため，貯蔵設備単独の被災となる。
貯蔵設備が航空機衝突等により被災しても，貯蔵容器は堅牢であり，収納する燃料体の著しい損傷は発生しないと考えられる。また貯蔵容器は使用済
燃料プールにて長い冷却期間を経た使用済燃料を貯蔵しており，内包する放射性物質のインベントリが原子炉等よりも小さく，崩壊熱も除熱に必要な注水量に換算して最大でも消防車1台分より十分少ないことから，航空機衝突及び航空機燃料の漏出による大規模火災の発生により，仮に貯蔵容器から放射性物質の放出が想定される場合においても，放水による貯蔵容器の除熱機能の維持及び放射性物質の拡散抑制，並びに大規模火災が発生した場合の消火等，原子炉等における航空機衝突等の対応と同じ資機材等により対応する。
なお，南側及び西側の２つの可搬型対処設備保管場所は，貯蔵設備の航空
機衝突等の被災時においても，延焼防止措置により同時に被災することはな
いため，貯蔵設備用に可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲が確保できる。

添付 2.1.23-8

第 1 表（1）
自然災害

自然災害による想定事象と貯蔵容器の安全機能に与える影響
想定事象

基 準 地 震 動 を 一 定 ・貯蔵建屋の損壊

貯蔵容器の安全機能に与える影響
・重量物の落下又は衝突の衝撃による程度超える地震（地 ・重量物（貯蔵建屋部材，津波に貯蔵容器の密封機能の喪失

震）

よる漂流物，又は竜巻飛来物） ・貯蔵容器ががれきに埋没することに

基準津波を一定程の貯蔵容器への落下又は衝突度超える津波（津

による衝撃

波）

・貯蔵容器のがれき埋没

設計基準を一定程
度超える竜巻（竜巻）

添付 2.1.23-9

よる貯蔵容器の除熱機能の喪失

第 1 表（2）

その他の自然現象等による貯蔵容器への影響

自然現象又は
外部人為事象等

貯蔵容器への影響
・豪雨，暴風，森林火災，積雪，火山降灰等の自然現象により，送電線損傷

自然現象（地震，津波を除く）

による外部電源喪失，又は貯蔵容器及び監視設備水没のシナリオが考えられるが，貯蔵容器の安全機能は電源喪失に影響されないことから，貯蔵容器の安全機能への影響はない。さらに，貯蔵建屋の損傷が生じるシ
ナリオの場合は，地震，津波の影響評価に包絡される（第1表（1））。

・外部からの衝撃により，貯蔵建屋の損傷，重量物の貯蔵容器への落下又は外部人為事象衝突による衝撃，外部電源喪失のシナリオが考えられるが，地震，津波の影響評価に包絡され，同様に貯蔵容器への安全機能への影響はない（第1表（1））。
・貯蔵建屋内において，電気室及び出入管理室の制御盤・電気盤，また，ト
レーラエリアと電気室・出入管理室の2階部に常時待機している天井クレーンの減速用の潤滑油が可燃物であり，火災発生の可能性がある。
・しかし，火災区域であるキャスク貯蔵エリアは，電気室及び出入り管理室

内部火災とコンクリート壁で隔てられ，電気室・出入管理室（及び天井クレーン）から10m以上離隔距離があること，また，電気室の制御盤等の可燃物や天井クレーンの潤滑油が発火したとしても,火災継続時間は短く，さらに，貯蔵容器自体は不燃材で構成されていることから，火災により貯蔵容器の安全機能への影響はない。
・貯蔵容器は自然冷却により使用済燃料の崩壊熱を除去しており，内部溢内部溢水

水により電源喪失が生じても除熱機能に影響はない。また，貯蔵容器が水で満たされても，貯蔵容器は冷却され熱除去機能は維持されるため，貯蔵容器の除熱機能に影響を与えない。

添付 2.1.23-10

第 2 表（1）項

重量及び落下時の衝撃加速度【天井スラブ】目

重量＝40t

入力値の考え方・貯蔵建屋の天井は鉄筋コンクリート製であり，かつ，鉄骨トラス等の構造物が支えることにより，大規模に落下することは考えにくいが，天井1区画が1枚板として落下し，貯蔵容器1基に衝突すると仮定。第4図に貯蔵建屋概要図を示す。
・重量 W＝ρ×V＝2,592×15.28＝39,606kg＝約40t
ρ：コンクリート密度（＝2,592㎏／m３ ）V：天井1区画の体積(＝

落下時の衝撃加速度＝15.28 m３ )・別添に基づき衝撃加速度が自由落下速度に比例すると仮定して算定。

容器直立時；20G※・ｈ（貯蔵建屋天井－貯蔵容器蓋部間距離）＝15m

容器横転時；23G・ｈ（貯蔵建屋天井－貯蔵容器胴部間距離）＝18.7m※天井スラブの容器直立時の衝撃加速度は保守的に17.1m落下時の20Gを用いる。

第2表（2）
項

重量及び落下時の衝撃加速度【天井クレーン】

目

入力値の考え方

重量＝100t

トロリ（30t）及びガーダ（67t）の総重量に余裕をみた値

落下時の衝撃加速度

・天井スラブ同様，別添に基づき算定。

容器直立時；14G（9G） ※ ・ｈ（クレーン－貯蔵容器蓋部間距離）＝3m
容器横転時；14G・ｈ（クレーン－貯蔵容器胴部間距離）＝7m※ 天井クレーンの容器直立時の衝撃加速度は保守的に7m落下時の14Gを用いる。

添付 2.1.23-11

第3表

評価結果

貯蔵容器直立時

貯蔵容器横転時

蓋部の応力（MPa）

胴部の衝突荷重（MN）

落下物（重量）① 天井スラブ（40t）

14

10② 天井クレーン（100t）

24

14③ ①＋②（140t）

38

24

評価基準

添付 2.1.23-12

第4表
項

目

評価条件

評価条件（入力値の考え方）

キャスク仕様（第5図）

・外径（外筒部）
約2.4m
・全長
約5.7m
・全発熱量（61体分）
17.1kW／基（工認値）
・総重量（燃料含む）
118t（燃料除き101t）
・使用済燃料収納体数
61体
高燃焼度燃料（初期濃縮度3.44wt％），
収納物平均／最高燃焼度；39,500／50,000 MWd／t，
冷却期間；7年
周辺環境
・大気温度【50％埋没】 39℃ ※１【完全埋没】 45℃（温度上昇率がより大きくなる
よう更に保守的な値を設定）
・周辺初期温度（がれき，床）45℃
800W／m ２ ※２・太陽入熱（表面）
がれき埋没状況
・床面に貯蔵容器を横置き（縦置きよりも横置きのほうが床面に近い空間の貯蔵容器体積が大きくなり，貯蔵容器のがれき埋没率が高及び断熱条件くなるため保守的）・貯蔵容器単体を扱う（境界条件を断熱とする）
・がれき埋没状況：第1図（保守的に容器とがれきの間に空隙がない
仮定とする（添付2.1.23-5参照））（貯蔵エリアの長壁1面（内壁含む）及び天井の一部が落下，倒壊し，貯蔵容器間に敷き詰められた状態を想定すると，がれき高さは約93cm（約40％）だが，保守的に50％埋没を想定）
・貯蔵容器又はがれきと空気の熱伝達＜貯蔵容器上面＞
貯蔵容器の上半分及びがれき表面から空気への放熱は，貯蔵容器と空気間の熱伝達率 ※３ を使用＜貯蔵容器側面（がれき埋没部）＞
隣接する貯蔵容器も同発熱量であるため境界面にて断熱状態＜床面＞
貯蔵容器の床面は約2.2mの土台（コンクリート）があり，この下端を断熱境界とする（がれき材質はコンクリートとする）※1 過去（119年間）の茨城県水戸市での最高温度38.4℃（気象庁，1997年7月5日）
を基に，39℃に設定した。
※2 IAEA安全基準（放射性物質安全輸送規則 2012年版）に基づく。（太陽放射入熱
条件は，表面の形状及び位置が「水平に輸送される平面－上向きの表面」のケー
スに対し，1日12時間当たりの放射入熱は800W／m２ ）ただし，貯蔵容器とがれき表面への太陽入熱は24時間連続として非定常／定常解析を行う。
※3 貯蔵容器表面及びがれき表面における自然対流熱伝達率を以下に示す。なお，貯蔵時（工認解析）と同式を用いている。
・垂直面（側面）における自然対流熱伝達率は，垂直平面における乱流自然対流
熱伝達を表す次のMcAdams の式を用いる。

h0.13・ ・g・ β ・ T
・ Pr
２

1

3

添付 2.1.23-13

・上向き水平面における自然対流熱伝達率は，加熱水平面（上向き）の乱流自然
対流熱伝達を表す次のMcAdams の式を用いる。

hg・ β ・ T
0.14・ ・
・ Pr
２

1

3

ｈ：熱伝達率（W／（m２ ・K））
λ ：熱伝導率（W／（m・K））
ｇ ：重力加速度（m／s２ ）（9.80665m／s ２ ）β ：体積膨張係数（1／K）
ν ：動粘性係数（m ２ ／s）
Pr ：プラントル数
ΔT：設定する表面と雰囲気温度の温度差（K）

添付 2.1.23-14

第5表
部

材

材

貯蔵容器の各部材の制限温度

料

制限温度（安全機能維持基準）≦℃ ※１

中性子遮蔽体エポキシ系レジン ≦（側部,蓋部,底部）
γ線遮蔽体
≦
鉛
（側部）
金属ガスケット
アルミニウム合金≦（一次蓋,二次蓋） 等
アルミニウム合金≦
バスケット
等
内筒，中間胴，外筒 ステンレス鋼
≦

℃ ※２

一次蓋

ステンレス鋼

二次蓋

燃料被覆管

ジルカロイ－２

制限温度の根拠・累積クリープ歪1％以下となる制限
温度
・レジン熱分解が急速 に進み始める
温度（水素原子保持の上限）℃ ※１・鉛融点（鉛原子保持の上限）

℃ ※３

℃

・クリープラプチャを 考慮した使用開始初期の密封機能保持の制限温度
・構造強度保証制限温度（安全審査資料）
同上

≦

℃

同上

ステンレス鋼≦℃

同上

上部フランジステンレス鋼≦℃

同上

底板，底部プラグ

ステンレス鋼

≦

℃

同上

℃

※１
※２

工認記載値
レジン連続加熱試験より水素が℃の範囲で熱分解により急減する結果
から，熱分解開始が急速に進む以前の℃を遮蔽機能維持の基準温度とした。
※３ 金属ガスケットのメーカカタログ使用可能範囲は℃～℃で，メーカでの10,000時間（約417日）の加熱試験により，℃で十分気密性が維持できることを確認している。
℃においても最低2.5カ月気密性は維持できることから，
本機能維持の観点からの金属ガスケットの制限温度を℃とする。

添付 2.1.23-15

第6表

定常状態での各部材の最高温度【50％埋没時】
部

材

最高温度
（定常状態）℃）

制限温度
（℃）

燃料被覆管
中性子遮蔽体（側部レジン）
中性子遮蔽体（蓋部レジン）
中性子遮蔽体（底部レジン）
γ線遮蔽体（側部）一次蓋金属ガスケット
二次蓋金属ガスケット
バスケット
一次蓋
二次蓋
上部フランジ
内胴（表面）
中間胴
外筒（表面）
底板
底板プラグ
がれき表面

―

添付 2.1.23-16

第7表

一定期間後の各部材の最高温度【完全埋没時】
最高温度（℃）
部

材

約9.6日後 ※（側部中性子遮蔽体制
限温度到達時）

7日後
（参考）

制限
温度
（℃）

燃料被覆管
中性子遮蔽体（側部レジン）
中性子遮蔽体（蓋部レジン）
中性子遮蔽体（底部レジン）
γ線遮蔽体（側部）一次蓋金属ガスケット
二次蓋金属ガスケット
バスケット
一次蓋
二次蓋
上部フランジ
内胴（表面）
中間胴
外筒（表面）
底板
底板プラグ
がれき表面

―

※ がれき埋没時点からの経過時間を示す。

添付 2.1.23-17

第 1図 (1)が れ き 埋 没 状 況 【 50％ 埋 没 時 】

第 1図 (2)

がれき埋没状況【完全埋没時】

添付 2.1.23-18

（側 部 レジン）
温 度 （ ℃）

添 付 2.1.23-19
鳥 瞰 図 （全 体 ）第 2図

燃料有効長部断面図（最 高 温 度 を示 す断 面 ）定 常 解 析 に よ る 温 度 分 布 図 【 50％ 埋 没 時 】

第3図

原子炉建屋と屋外重大事故対処設備，貯蔵設備の位置関係

添付 2.1.23-20

天井

長壁
コンクリート
仕切り壁

天井クレーン
内壁
貯蔵エリア

電気室
出入管理室
第4図

トレーラエリア
貯蔵建屋概要図

添付 2.1.23-21

第5図

貯蔵容器本体断面図

添付 2.1.23-22

別添
天井スラブが貯蔵容器に落下する際の衝突加速度について

電中研での実規模貯蔵容器への天井スラブ落下試験 ※ の結果を基に，衝突加速度を求めた。
落下試験条件は以下のとおりである。
貯蔵建屋の天井全面が落下する場合，実際にはがれき化，細粒化又はたわみにより，貯蔵容器1基への天井全面の落下はないと考えられ，6m四方程度が1枚板状で貯蔵容器に衝突した場合を想定した評価としている。

【落下物】鉄筋コンクリート製天井スラブ（6m×6m，厚さ0.162m）【落下高度（ｈ）】17.1m

落下実験の試験結果である一次蓋の歪量εと，ヤング率から一次蓋の受けた応力σは以下のとおり求められる。
σ＝εE＝50×10 －６ ×158,000 ＝ 7.9MPa
ε：一次蓋の弾性歪

最大50×10－６ （落下試験結果より）

E :ヤング率（MPa）（黒鉛鋳鉄では158,000MPa）
貯蔵容器胴部が受ける衝突荷重Pは，
P＝σ×A＝ 15.8MN
A：胴部断面積（m ２ ） 2m ２ （落下試験条件より）
よって，17.1m高さからの天井スラブが貯蔵容器胴部に衝突する際に発生した衝撃加速度aは以下のとおり算定できる。
a ＝ P／（W・g）＝ 20G
W：試験容器重量（kg） （約93,000kg）
g：重力加速度（m／s２ ）（9.80665m／s２ ）添付 2.1.23-23

一方エネルギー保存則から，衝撃加速度が自由落下速度（v＝ 2gh）に比例すると仮定し，重量落下物の貯蔵容器までの落下距離における衝撃加速度を，
第1表のとおり算定した。
落下距離（h）17.1mの落下試験結果にて加速度は20Gであったが，保守的に15mで20Gであるとしている。

第1表

重量落下物の貯蔵容器までの落下距離における衝撃加速度
倍率（ h／ h０ ）落下距離（m）（h）（落下試験）

衝撃加速度（G）

17.1

―

20

（天井スラブ‐容器直立時）

15（＝ｈ ０ ）

1.00

20

（天井スラブ‐容器横転時）

18.7

1.12

23

（天井クレーン‐容器直立時）

3

0.45

9

（天井クレーン‐容器横転時）

7

0.69

14

※電力中央研究所，「電力中央研究所報告

使用済燃料キャスク貯蔵技術の確立―建屋倒壊に対するキャスクの健全性評価―U92036」（平成4年12月）

添付 2.1.23-24