柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二
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＜ 目 次 ＞＜

1.7.1 対応手段と設備の選定

1.7.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方(2) 対応手段と設備の選定の結果(2) 対応手段と設備の選定の結果

a. 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手段及び設備

目 次 ＞

ａ．原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手段及び設備(a) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(a) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(b) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(c) 格納容器内 pH 制御(c) サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b. 手順等

ｂ．手順等

1.7.2 重大事故等時の手順

1.7.2 重大事故等時の手順

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 交流電源が健全である場合の対応手順(1) 交流動力電源が健全である場合の対応手順
ａ．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

a. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱1

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東海第二b. 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
c. 格納容器内 pH 制御

ｃ．サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入

d. 可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給(2) 全交流動力電源喪失時の対応手順
a. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）(2) 全交流動力電源喪失時の対応手順
ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

1.7.2.2 その他の手順項目について考慮する手順

1.7.2.2 その他の手順項目について考慮する手順

1.7.2.3 重大事故等時の対応手段の選択

1.7.2.3 重大事故等時の対応手段の選択

2

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1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等【要求事項】

東海第二1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等【要求事項】

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等が適破損を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）原子炉格納容器の過圧破損の防止【解釈】
１「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）原子炉格納容器の過圧破損の防止

ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、格納

ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、格納容器代替循環冷却系、格納容器圧力逃がし装置又は格納容器再循環ユニットにより、原子容器代替循環冷却系、格納容器圧力逃がし装置又は格納容器再循環ユニットにより、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等を整備すること。

炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等を整備すること。

ｂ）格納容器代替循環冷却系又は格納容器再循環ユニットによる原子炉格納容器内の圧力及ｂ）格納容器代替循環冷却系又は格納容器再循環ユニットによる原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下の手順は、格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の圧力及び温度のび温度の低下の手順は、格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の圧力及び温度の低下の手順に優先して実施されるものであること。

低下の手順に優先して実施されるものであること。

（２）悪影響防止ａ）格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては、必要に応じて、原子炉格納容器の負圧破損を防止する手順等を整備すること。
（３）現場操作等
ａ）格納容器圧力逃がし装置の隔離弁は、人力により容易かつ確実に開閉操作ができること。
ｂ）炉心の著しい損傷時においても、現場において、人力で格納容器圧力逃がし装置の隔離弁の操作ができるよう、遮蔽又は離隔等の放射線防護対策がなされていること。
ｃ）隔離弁の駆動源が喪失した場合においても、格納容器圧力逃がし装置の隔離弁を操作できるよう、必要な資機材を近傍に配備する等の措置を講じること。
（４）放射線防護ａ）使用後に高線量となるフィルター等からの被ばくを低減するための遮蔽等の放射線防護
対策がなされていること。

（２）悪影響防止ａ）格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては、必要に応じて、原子炉格納容器の負圧破損を防止する手順等を整備すること。
（３）現場操作等
ａ）格納容器圧力逃がし装置の隔離弁は、人力により容易かつ確実に開閉操作ができること。
ｂ）炉心の著しい損傷時においても、現場において、人力で格納容器圧力逃がし装置の隔離弁の操作ができるよう、遮蔽又は離隔等の放射線防護対策がなされていること。
ｃ）隔離弁の駆動源が喪失した場合においても、格納容器圧力逃がし装置の隔離弁を操作できるよう、必要な資機材を近傍に配備する等の措置を講じること。
（４）放射線防護ａ）使用後に高線量となるフィルター等からの被ばくを低減するための遮蔽等の放射線防護
対策がなされていること。

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東海第二炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した

容器内の圧力及び温度を低下させるための対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用し手順等について説明する。

た手順等について説明する。

1.7.1 対応手段と設備の選定

1.7.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内へ流出した高温の冷却材及び炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内へ流出した高温の冷却材及び溶融炉心の崩壊熱により発生する水蒸気により，原子炉格納容器内の圧力及び温度が上昇し，溶融炉心の崩壊熱により発生する水蒸気により，原子炉格納容器内の圧力及び温度が上昇し，原子炉格納容器の過圧破損に至るおそれがある。

原子炉格納容器の過圧破損に至るおそれがある。

原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
なお，設備の選定に当たっては，様々な条件下での事故対処を想定し，全交流動力電源の喪失を考慮する。

原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
なお，設備の選定に当たっては，様々な条件下での事故対処を想定し，全交流動力電源の喪失を考慮する。

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

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

※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効

な設備。

な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけ選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけ

でなく，設置許可基準規則第五十条及び技術基準規則第六十五条（以下「基準規則」という。）

でなく，設置許可基準規則第五十条及び技術基準規則第六十五条（以下「基準規則」という。
）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。
(2) 対応手段と設備の選定の結果
全交流動力電源が喪失した場合に使用可能な対応手段と設備を選定する。ただし，全交流動力電源が喪失した場合は代替交流電源設備により給電する。
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係
を第 1.7.1 表に整理する。

を明確にする。
(2) 対応手段と設備の選定の結果
全交流動力電源が喪失した場合に使用可能な対応手段と設備を選定する。ただし，全交流動力電源が喪失した場合は代替交流電源設備により給電する。
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第1.7－1表に整理する。

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備考

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a. 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手段及び設備

東海第二ａ．原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手段及び設備【以下，ページ 14 より当該箇所を引用】(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替
循環冷却系により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手段がある。

(a) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替循環冷却系により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手段がある。

放射線防護対策として，現場での系統構成は代替循環冷却系の運転開始前に行い，代替循
環冷却系の起動及びその後の流量調整等の操作については中央制御室から操作を行う。

なお，代替循環冷却系運転後長期における系統廻りの線量低減対策として，可搬型代替

なお，代替循環冷却系運転後長期における系統廻りの線量低減対策として，可搬型代替

注水ポンプを使用した外部注水により系統水を入れ替えることでフラッシングが可能であ

注水大型ポンプを使用した外部注水により系統水を入れ替えることでフラッシングが可能る。
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプである。
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備は以下のとおり。
・代替循環冷却系ポンプ

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備考

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・代替原子炉補機冷却系

東海第二・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水系ポンプ
・残留熱除去系海水系ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ

・防火水槽

・代替淡水貯槽・淡水貯水池・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ポンプ

・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スプレイヘッダ

・高圧炉心注水系配管・弁・復水補給水系配管・弁・代替循環冷却系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・格納容器スプレイ・ヘッダ

・ホース

・ホース

・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・原子炉格納容器・原子炉格納容器

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備

・燃料給油設備【引用ここまで】

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備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(a) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
ⅰ. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

東海第二(b) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱ⅰ) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手段があ

格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手段がある。

る。

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備は以下のとおり。
・フィルタ装置

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備は以下のとおり。
・フィルタ装置

・よう素フィルタ

・ラプチャーディスク

・圧力開放板・ドレン移送ポンプ

・移送ポンプ・ドレンタンク
・遠隔手動弁操作設備

・遠隔人力操作機構
・第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
・第二弁操作室差圧計7

備考

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東海第二・遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

・可搬型窒素供給装置

・可搬型窒素供給装置

・スクラバ水 pH 制御設備

・フィルタベント遮蔽壁

・フィルタ装置遮蔽

・配管遮蔽

・配管遮蔽
・第二弁操作室遮蔽・第一弁（Ｓ／Ｃ側）
・第一弁（Ｄ／Ｗ側）
・第二弁
・第二弁バイパス弁

・不活性ガス系配管・弁・不活性ガス系配管・弁・耐圧強化ベント系配管・弁・耐圧強化ベント系配管・弁8

備考

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・格納容器圧力逃がし装置配管・弁

東海第二・格納容器圧力逃がし装置配管・弁・第二弁操作室空気ボンベユニット（配管・弁）・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁・窒素供給配管・弁・移送配管・弁・補給水配管・弁・ホース・接続口
・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）

・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバを含む）
・真空破壊弁・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

・防火水槽

・西側淡水貯水設備

・淡水貯水池・代替淡水貯槽・淡水タンク※２

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備考

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・常設代替交流電源設備

東海第二・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・代替所内電気設備
・常設代替直流電源設備

・常設代替直流電源設備

・可搬型直流電源設備

・可搬型代替直流電源設備
・燃料給油設備※2 淡水タンク：多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンクを示す。

格納容器ベントを実施する際の設備とラインの優先順位は以下のとおりとする。
優先①:格納容器圧力逃がし装置によるウェットウェルベント（以下「W/W ベント」とい

格納容器ベントを実施する際の設備とラインの優先順位は以下のとおりとする。
優先①：格納容器圧力逃がし装置によるＳ／Ｃ側ベントう。）

優先②：格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベント（以下「D/W ベント」という。）

優先②：格納容器圧力逃がし装置によるＤ／Ｗ側ベント

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なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用

東海第二
なお，可搬型代替注水中型ポンプによるフィルタ装置への水の補給は，原則として西側淡水貯水設備又は淡水タンクの淡水を利用する。

する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）によるフィルタ装置への水の補給は防火水槽又は淡水貯水池の淡水を利用する。
ⅱ. 現場操作

また，可搬型代替注水大型ポンプによるフィルタ装置への水の補給は，原則として代替淡水貯槽又は淡水タンクの淡水を利用する。
ⅱ) 現場操作

格納容器圧力逃がし装置の隔離弁（空気駆動弁，電動駆動弁）の駆動源や制御電源が喪失

格納容器圧力逃がし装置の隔離弁（電動駆動弁）の駆動源や制御電源が喪失した場

した場合，隔離弁を遠隔で手動操作することで原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させ合，隔離弁を遠隔で手動操作することで原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるる手段がある。

手段がある。

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放射線防護対策として，隔離弁を遠隔で手動操作するエリアは原子炉建屋内の原子炉区域外とする。

東海第二放射線防護対策として，隔離弁を遠隔で手動操作するエリアは二次格納施設外である原子炉建屋付属棟又は原子炉建屋廃棄物処理棟とする。さらに，格納容器圧力逃がし装置の第二弁及び第二弁バイパス弁の操作場所である第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な
遮蔽に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベユニットにて正圧化することにより，外気の流入を一定時間遮断することで，格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプルームの影響による操作員の被ばくを低減する。

格納容器圧力逃がし装置の現場操作で使用する設備は以下のとおり。

格納容器圧力逃がし装置の現場操作で使用する設備は以下のとおり。

・遠隔手動弁操作設備

・遠隔人力操作機構
・第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

・遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
・第二弁操作室差圧計・第二弁操作室遮蔽・第二弁操作室空気ボンベユニット（配管・弁）・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁ⅲ. 不活性ガス（窒素ガス）による系統内の置換
排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，格納容器圧力逃がし装置の系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換する手段がある。

ⅲ) 不活性ガス（窒素）による系統内の置換
排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，格納容器圧力逃がし装置の系統内を不活性ガス（窒素）で置換する手段がある。

不活性ガス（窒素ガス）による系統内の置換で使用する設備は以下のとおり。

不活性ガス（窒素）による系統内の置換で使用する設備は以下のとおり。

・可搬型窒素供給装置

・可搬型窒素供給装置

・ホース・接続口・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・フィルタ装置
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備12

備考

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ⅳ. 原子炉格納容器負圧破損の防止

東海第二ⅳ) 原子炉格納容器負圧破損の防止

格納容器圧力逃がし装置の使用後に格納容器スプレイを行う場合は，原子炉格納容器

格納容器圧力逃がし装置の使用後に格納容器スプレイを行う場合は，原子炉格納容器の負圧破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力を監視し，規定の圧力に到達した時の負圧破損を防止するとともに，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減するため，点で格納容器スプレイを停止する手順を定めている。格納容器スプレイについては，「1.6

可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器内へ不活性ガス（窒素）を供給する手段があ

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整理する。

る。また，原子炉格納容器内の圧力を監視し，サプレッション・チェンバ圧力指示値が13.7kPa［gage］に到達した時点で格納容器スプレイを停止する手順を定めている。なお，格納容器スプレイについては，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」
にて整理する。

また，中長期的に原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による原子炉格納容器の負圧破損を防止するとともに原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減するため，可搬型格納容器窒素供給設備により原子炉格納容器へ窒素ガスを供給する手段がある。

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器の負圧破損の防止で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型大容量窒素供給装置

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器の負圧破損の防止で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型窒素供給装置

・ホース
・可燃性ガス濃度制御系配管・弁・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・原子炉格納容器
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備13

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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東海第二(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替
循環冷却系により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手段がある。
放射線防護対策として，現場での系統構成は代替循環冷却系の運転開始前に行い，代替循
環冷却系の起動及びその後の流量調整等の操作については中央制御室から操作を行う。

なお，代替循環冷却系運転後長期における系統廻りの線量低減対策として，可搬型代替注
水ポンプを使用した外部注水により系統水を入れ替えることでフラッシングが可能である。
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備は以下のとおり。

14

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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東海第二・復水移送ポンプ
・代替原子炉補機冷却系
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）・サプレッション・チェンバ
・防火水槽
・淡水貯水池・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ポンプ
・高圧炉心注水系配管・弁・復水補給水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・格納容器スプレイ・ヘッダ
・ホース
・原子炉圧力容器
・原子炉格納容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備(c) 格納容器内 pH 制御(c) サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入

格納容器圧力逃がし装置を使用する際，格納容器 pH 制御設備による薬液注入により原子炉

格納容器圧力逃がし装置を使用する際，サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による格納容器内が酸性化することを防止し，サプレッション・チェンバのプール水中によう素を薬液注入によりサプレッション・プール水が酸性化することを防止し，サプレッション・

保持することで，よう素の放出量を低減する手段がある。

プール水中によう素を保持することで，よう素の放出量を低減する手段がある。

格納容器 pH 制御設備による薬液注入で使用する設備は以下のとおり。

サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入で使用する設備は以下のとおり。

・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器下部注水系（常設）
・薬液タンク・蓄圧タンク加圧用窒素ガスボンベ

15

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
・格納容器 pH 制御設備

東海第二・サプレッション・プール水ｐＨ制御装置配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッダ
・サプレッション・チェンバ・常設代替直流電源設備
・可搬型代替直流電源設備
・燃料給油設備(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備【以下，ページ 17 より当該箇所を引用】
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備のうち，復水移送

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備のうち，代替循

ポンプ，代替原子炉補機冷却系，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），サプレッション・チェン

環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海水系ポンプ，残留熱除去系海水

バ，残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ポンプ，高圧炉心注水系配管・弁，復水補給水系配系ストレーナ，緊急用海水ポンプ，緊急用海水系ストレーナ，可搬型代替注水大型ポン

管・弁，給水系配管・弁・スパージャ，格納容器スプレイ・ヘッダ，ホース，原子炉圧力容器，

プ，サプレッション・チェンバ，代替淡水貯槽，残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ス

原子炉格納容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃

プレイヘッダ，代替循環冷却系配管・弁，ホース，原子炉圧力容器，原子炉格納容器，常料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。防火水槽及び淡水貯水池は「1.13 重大

設代替交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。

【引用ここまで】
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備のう

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備のうち，フィルタ装置，よう素フィルタ， ラプチャーディスク，ドレン移送ポンプ，ドレンタン

ち，フィルタ装置，圧力開放板，移送ポンプ，遠隔人力操作機構，第二弁操作室空気ボン

ク，遠隔手動弁操作設備，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ，可搬型窒素供給装置，スクラバ水 pH

ベユニット（空気ボンベ），第二弁操作室差圧計，可搬型窒素供給装置，フィルタ装置遮制御設備，フィルタベント遮蔽壁，配管遮蔽，不活性ガス系配管・弁，耐圧強化ベント系配管・

蔽，配管遮蔽，第二弁操作室遮蔽，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二弁，第弁，格納容器圧力逃がし装置配管・弁，遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁，ホース・接続口，

二弁バイパス弁，不活性ガス系配管・弁，耐圧強化ベント系配管・弁，格納容器圧力逃が原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む），可搬型代替注水ポンプ（A-し装置配管・弁，第二弁操作室空気ボンベユニット（配管・弁），窒素供給配管・弁，移送2 級），常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備，常設代替直流

配管・弁，補給水配管・弁，原子炉格納容器（サプレッション・チェンバを含む），真空

電源設備及び可搬型直流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。防火水槽及び淡破壊弁，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備，代水貯水池は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1b)項を満足する

替淡水貯槽，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，ための代替淡水源（措置）として位置付ける。

可搬型代替直流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

16

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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現場操作で使用する設備のうち，遠隔手動弁操作設備，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁は重大事故等対処設備として位置付ける。

東海第二現場操作で使用する設備のうち，遠隔人力操作機構，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ），第二弁操作室差圧計，第二弁操作室遮蔽及び第二弁操作室空気ボンベユ
ニット（配管・弁）は重大事故等対処設備として位置付ける。

不活性ガス（窒素ガス）による系統内の置換で使用する設備のうち，可搬型窒素供給装置及びホース・接続口は重大事故等対処設備として位置付ける。

不活性ガス（窒素）による系統内の置換で使用する設備のうち，可搬型窒素供給装置，
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，フィルタ装置，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備のうち，復水移送
ポンプ，代替原子炉補機冷却系，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），サプレッション・チェン
バ，残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ポンプ，高圧炉心注水系配管・弁，復水補給水系配管・弁，給水系配管・弁・スパージャ，格納容器スプレイ・ヘッダ，ホース，原子炉圧力容器，
原子炉格納容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。防火水槽及び淡水貯水池は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。
原子炉格納容器負圧破損の防止で使用する設備のうち，可搬型窒素供給装置，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，原子炉格
納容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ，ホース
敷地に遡上する津波が発生した場合のアクセスルートの復旧には不確実さがあり，使用できない場合があるが，可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水供給により代替循環
冷却系が使用可能となれば，原子炉格納容器内の減圧及び除熱する手段として有効であ
る。

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備考

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東海第二・淡水タンク（多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンク）
耐震性は確保されていないが，重大事故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。
なお，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生している場
合は，消火系の水源である多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク及び原水タンクは使用できない。

・格納容器内 pH 制御で使用する設備

・サプレッション・プール水ｐＨ制御装置

重大事故等対処設備であるよう素フィルタにより中央制御室の被ばく低減効果が一定

重大事故等対処設備である格納容器圧力逃がし装置により中央制御室の被ばく低減

程度得られており，復水移送ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設），格納

効果が一定程度得られており，サプレッション・プール水ｐＨ制御装置によりサプレッ

容器下部注水系（常設）の運転に併せて原子炉格納容器内に薬剤を注入することで原子

ション・チェンバに薬液を注入することで原子炉格納容器外に放出されるよう素の放出

炉格納容器外に放出されるよう素の放出量を低減する手段は更なるよう素低減対策とし量を低減する手段は更なるよう素低減対策として有効である。

て有効である。
・可搬型格納容器窒素供給設備
有効性評価における原子炉格納容器内の圧力評価により，事故発生後 7 日間は窒素ガスを供給しなくても原子炉格納容器が負圧破損に至る可能性はない。
その後の安定状態において，サプレッション・チェンバ・プール水の温度が低下し，原
子炉格納容器内で発生する水蒸気が減少した場合においても，本設備を用いて原子炉格
納容器へ窒素ガスを供給することで原子炉格納容器内の負圧化を回避できることから，
原子炉格納容器の負圧破損防止対策として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において 重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

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b. 手順等
上記「a.原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事故時運転操作手順書（シビアア

東海第二
ｂ．手順等
上記「ａ．原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員等※３及び重大事故等対応要員の対応として「非常時運転手順書Ⅲ

クシデント）（以下「SOP」という。），AM 設備別操作手順書及び多様なハザード対応手順に定（シビアアクシデント）」，「ＡＭ設備別操作手順書」及び「重大事故等対策要領」に定めるめる（第 1.7.1 表）。

（第 1.7－1 表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第 1.7.2 表，第 1.7.3 表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整備する（第 1.7－2 表，第 1.7－3 表）。
※3 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

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東海第二1.7.2 重大事故等時の手順

1.7.2 重大事故等時の手順

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 交流動力電源が健全である場合の対応手順(1) 交流電源が健全である場合の対応手順【以下，ページ 63 より当該箇所を引用】
b. 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

ａ．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

炉心の著しい損傷が発生した場合において，復水補給水系を用いた代替循環冷却系の運転により，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることで原子炉格納容器の過圧破損を防止

炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替循環冷却系の運転により，原子炉格納容
器内の圧力及び温度を低下させることで原子炉格納容器の過圧破損を防止する。

する。
(a) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
ⅰ. 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準※1

炉心損傷を判断した場合※2において，残留熱除去系の復旧に見込みがなく

原子炉格納容器内の除熱が困難な状況で，以下の条件が全て成立した場合。

炉心損傷を判断した場合※１において，残留熱除去系の復旧に見込みがなく※２原子炉格納容器内の減圧及び除熱が困難な状況で，以下の条件が全て成立した場合。

・復水補給水系が使用可能※3 であること。

・代替循環冷却系が使用可能※３であること。

・代替原子炉補機冷却系による冷却水供給が可能であること。

・残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系のいずれかによる冷・原子炉格納容器内の酸素濃度が 4vol%以下※4 であること。

・原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3vol％以下であること。

却水供給が可能であること。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン

基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レ

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格ベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を※2:設備に故障が発生した場合，又は駆動に必要な電源若しくは補機冷却水が確保できな※2：設備に故障が発生した場合，又は駆動に必要な電源若しくは冷却水が確保できない場

確認した場合。
い場合。
※3:設備に異常がなく，電源及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている場
合。

合。
※3：設備に異常がなく，電源及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている場合。

※4:ドライ条件の酸素濃度を確認する。格納容器内酸素濃度（CAMS）にて 4vol%以下を確認できない場合は，代替格納容器スプレイを継続することで，ドライウェル側とサプレッション・チェンバ側のガスの混合を促進させる。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅱ. 操作手順
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順の概要は以下のとおり。

東海第二(b) 操作手順
代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順の概要は以下のとおり（代替循環冷却系Ｂ系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順も同様。
）。

原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合は， 残留熱除去系（A）注入配管使用による原子炉圧力容器への注水と残留熱除去系（B）スプレイ配管使用によるドライウェルスプレイ（以下「D/W スプレイ」という。）を同時に実施する手順とし，前提条件として復水貯蔵槽を水源とした残留熱除去系（B）スプレイ配管使用による
D/W スプレイ中とする。
また，原子炉圧力容器への注水ができない状況において，原子炉圧力容器の破損を判断した場合は，原子炉格納容器下部への注水と残留熱除去系（B）スプレイ配管使用による D/W
スプレイを同時に実施する手順とし，前提条件として復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水及び残留熱除去系（B）スプレイ配管使用による D/W スプレイ中とする。
手順の対応フローは第 1.7.1 図に，概要図を第 1.7.19 図に，タイムチャートを第 1.7.20
図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の準備開始を指示する。

手順の対応フローを第1.7－1図に，概要図を第1.7－3図に，タイムチャートを第1.7－4
図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の準備開始を指示する。

②中央制御室運転員 A 及び B は，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱②運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内の減圧及びに必要なポンプ・電動弁及び監視計器の電源，冷却水が確保されていることを状態表示

除熱に必要な残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，にて確認する。

残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁，残留熱除去系Ａ系注入弁及び残留熱除去系
Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁の電源切替え操作を実施するとともに，代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に必要な電動弁の電源が確保されたことを状態
表示にて確認する。また，ポンプ及び監視計器の電源並びに冷却水が確保されていることを状態表示等にて確認する。

③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量を確認し，復水補給水系が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器補助盤にて復水補給水系バイパス流防止として
タービン建屋負荷遮断弁の全閉確認を実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプ水源切替え準備のため，復水補給水系復水貯蔵槽出口弁,高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一，第二元弁，復水移送ポンプミニマムフロ
ー逆止弁後弁，復水補給水系制御棒駆動系駆動水供給元弁を全閉とし，復水補給水系常／非常用連絡 1 次，2 次止め弁の全開確認を実施する。

21

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑥a 原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合
現場運転員 E 及び F は，電動弁操作盤にて代替循環冷却系の系統構成を実施する。（残留熱除去系熱交換器出口弁（A），サプレッションプール水浄化系復水貯蔵槽側吸込弁，
残留熱除去系最小流量バイパス弁（B），残留熱除去系熱交換器出口弁（B），残留熱除去
系 S/P スプレイ注入隔離弁（B）の全閉，及び残留熱除去系注入弁（A）の全開操作を実

東海第二③運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注水配管分離弁，残留熱除去系Ａ系ミ
ニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁及び残留熱除去系熱交換器（Ａ）バ
イパス弁の全閉操作を実施する。
④運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）入口弁及び代替循環冷却系
Ａ系テスト弁の全開操作を実施する。

施する。）⑥b 原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合
現場運転員 E 及び F は，電動弁操作盤にて代替循環冷却系の系統構成を実施する。（サプレッションプール水浄化系復水貯蔵槽側吸込弁，残留熱除去系最小流量バイパス弁（B），残留熱除去系熱交換器出口弁（B），残留熱除去系 S/P スプレイ注入隔離弁（B）の全閉操作を実施する。）⑦中央制御室運転員 A 及び B は，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の準備完了を当直副長に報告する。
⑧当直副長は，運転員に代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱開始を指⑤運転員等は，発電長に代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の系統構成が完了したことを報告する。
⑥発電長は，運転員等に代替循環冷却系ポンプ（Ａ）の起動を指示する。

示する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプを停止後，残留熱除去系洗浄水弁（B）を全閉とし，現場運転員 C 及び D へ連絡する。
⑩現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口元弁を全閉とし，当直副長に報告する。
⑪現場運転員 E 及び F は， 当直副長からの指示により，残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁及び残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁の全開操作を実施する。
⑦運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）を起動し，代替循環冷却系
ポンプ吐出圧力指示値が約1.2MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報
告する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑫a 原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合aa（⑫ ～⑮ ）

東海第二⑧ａ原子炉圧力容器への注水（100m３／h）及び原子炉格納容器へのスプレイ（150m３／h）を実施する場合（⑧ａ～⑫ａ）※４
発電長は，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイの開始を指示する。

中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁（B）を調整開とした後に復水移送ポンプを起動し，速やかに残留熱除去系洗浄水弁（A）及び残留熱除去系洗浄水弁（B）を開として代替循環冷却系の運転を開始する。

⑨ａ運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注入弁の全開操作を実施後，代替循環
冷却系Ａ系注入弁を開にし，代替循環冷却系Ａ系テスト弁の全閉操作を実施する。
⑩ａ運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁の全開操作を実施
後，代替循環冷却系Ａ系格納容器スプレイ弁を開とする。

⑬a 中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水移送ポ⑪ａ運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを代替循環冷

ンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及却系原子炉注水流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認する。あわび原子炉水位指示値の上昇により確認する。あわせて，原子炉格納容器内へのスプレイ

せて，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを代替循環冷却系格納容器スが開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量（RHR B 系

プレイ流量の上昇，原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下により確認し，発電長に代替注水流量）指示値の上昇，並びに格納容器内圧力指示値及び格納容器内温度指示値報告する。

の低下により確認し，当直副長に報告する。
⑭a 当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注
水及び原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑮a 当直副長は，原子炉圧力容器内の水位及び原子炉格納容器内の圧力を継続監視し，残留⑫ａ発電長は，原子炉圧力容器内の水位及び原子炉格納容器内の圧力を継続監視し，代替

熱除去系洗浄水弁（A）及び残留熱除去系洗浄水弁（B）にて適宜，原子炉圧力容器内の水循環冷却系Ａ系注入弁及び代替循環冷却系Ａ系格納容器スプレイ弁にて適宜，原子炉

位及び原子炉格納容器内の圧力の調整を行うよう中央制御室運転員に指示する。

圧力容器内の水位及び原子炉格納容器内の圧力の調整を行うよう運転員等に指示する。

また，状況により残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（B），残留熱除去系格納容器

また，状況により代替循環冷却系Ａ系注入弁及び代替循環冷却系Ａ系格納容器スプレ

冷却ライン隔離弁（B）を全閉，残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁（B）を全開とす

イ弁を全閉，代替循環冷却系Ａ系テスト弁を全開とすることで，原子炉圧力容器へのることで，D/Wスプレイからサプレッション・チェンバ・プールスプレイ（以下｢S/Pス

注水及び原子炉格納容器へのスプレイからサプレッション・プールの除熱へ切り替えプレイ｣という。）へ切り替える。

る。
※4：炉心損傷前における代替循環冷却系による原子炉格納容器内へのスプレイ手順は
同様。

23

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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東海第二⑫b 原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合（⑫b～⑯b）中央制御室運転員A及びBは，下部ドライウェル注水ライン隔離弁の全開操作を実施する。
⑬b 中央制御室運転員A及びBは，残留熱除去系洗浄水弁（B）を調整開とした後に復水移送ポンプを起動し，速やかに下部ドライウェル注水流量調節弁及び残留熱除去系洗浄水弁（B）を開として代替循環冷却系の運転を開始する。
⑭b 中央制御室運転員A及びBは，原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）指示値の上昇により確認する。あわせて，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）指示
値の上昇，並びに格納容器内圧力指示値及び格納容器内温度指示値の低下により確認
し，当直副長に報告する。
⑮b 当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替循環冷却系による原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑯b 当直副長は，原子炉格納容器内の圧力を継続監視し，残留熱除去系洗浄水弁（B）にて適宜，原子炉格納容器内の圧力の調整を行うよう中央制御室運転員に指示する。
⑧ｂ原子炉格納容器へのスプレイ（250m３／h）を実施する場合（⑧ｂ～⑪ｂ）
発電長は，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内へのスプレイの開始を指示する。
⑨ｂ運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁の全開操作を実施
後，代替循環冷却系Ａ系格納容器スプレイ弁を開とする。
⑩ｂ運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを代替
循環冷却系格納容器スプレイ流量の上昇，原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下により確認し，発電長に報告する。
⑪ｂ発電長は，原子炉格納容器内の圧力を継続監視し，代替循環冷却系Ａ系格納容器スプレイ弁にて適宜，原子炉格納容器内の圧力の調整を行うよう運転員等に指示する。
また，状況により代替循環冷却系Ａ系注入弁及び代替循環冷却系Ａ系格納容器スプレ
イ弁を全閉，代替循環冷却系Ａ系テスト弁を全開とすることで，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイからサプレッション・プールの除熱へ切り替え
る。

24

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅲ. 操作の成立性

東海第二(c) 操作の成立性

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運

上記の操作は，運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施し，作業開始を判断した後，転員 4 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから代替循環冷却系による原子炉格納容

冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱開始まで41

器内の減圧及び除熱開始まで約 90 分で可能である。

分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

【引用ここまで】
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370分以
内※５※5：代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの現場操作は，重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合の所要時間を示す。
a. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系の機能が喪失した場合，及び代炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系の機能が喪失した場合，及び代替循環冷却系の運転が期待できない場合は，サプレッション・チェンバ・プール水以外の水源を替循環冷却系の運転が期待できない場合は，サプレッション・チェンバ以外の水源を用いた用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施しているため，サプレッション・チェンバ・プール

原子炉格納容器内へのスプレイを実施しているため，サプレッション・プール水位が上昇す

水位が上昇するが，外部水源注水制限値に到達した場合は，このスプレイを停止するため，原子るが，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.5mに到達した場合は，サプレッシ

炉格納容器内の圧力を 620kPa[gage]以下に抑制できる見込みがなくなることから，格納容器圧ョン・チェンバの格納容器ベント排気ラインの水没を防止するために原子炉格納容器内への力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施し，原子炉格納容器の過圧破損をスプレイを停止し，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施防止する。

することで原子炉格納容器の過圧破損を防止する。

また，原子炉格納容器内でジルコニウム－水反応により発生した水素ガスが原子炉建屋に漏また，原子炉格納容器内でジルコニウム－水反応により発生した水素が原子炉建屋原子炉棟

えいする可能性があることから，原子炉建屋オペレーティングフロア天井付近の水素濃度，非に漏えいする可能性があることから，原子炉建屋原子炉棟 6 階天井付近の水素濃度，原子炉建

常用ガス処理系吸込配管付近の水素濃度及び原子炉建屋オペレーティングフロア以外のエリア

屋原子炉棟 2 階及び原子炉建屋原子炉棟地下 1 階のハッチ等の貫通部付近の水素濃度並びに静の水素濃度並びに静的触媒式水素再結合器動作監視装置の出入口温度の監視を行い，原子炉建的触媒式水素再結合器動作監視装置にて静的触媒式水素再結合器の出入口温度の監視を行い，屋内において異常な水素ガスの漏えいを検知した場合は原子炉格納容器内に滞留した水素ガス

原子炉建屋原子炉棟内において異常な水素の漏えいを検知した場合は原子炉格納容器内に滞留を排出することで，原子炉建屋への水素ガスの漏えいを防止する。

した水素を排出することで，原子炉建屋原子炉棟への水素の漏えいを防止する。

なお，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるため，運転員は待避室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。

なお，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるため，中央制御室待避室へ待避及び第二弁操作室にて待機し，プラントパラメータを中央制御室待避室内のデータ表示装置（待避室）により継続して監視する。

25

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東海第二格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器

格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内

内の除熱機能が1系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつの除熱機能が1系統回復し，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度

可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する

制御機能及び可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器負圧破損防止機能が使用可能な場合，ことを基本として，その他の要因を考慮した上で総合的に判断し，適切に対応する。

並びに原子炉格納容器内の圧力310kPa［gage］（1Pd）未満，原子炉格納容器内の温度171℃未満
及び原子炉格納容器内の水素濃度が可燃限界未満であることを確認した場合は第一弁を全閉し，格納容器ベントを停止することを基本として，その他の要因を考慮した上で総合的に判断

なお，二次隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に1 系

し，適切に対応する。なお，フィルタ装置出口弁については，第一弁を全閉後，原子炉格納容統回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。

器内の除熱機能が更に1系統回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。

(a) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(a) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱ⅰ) 手順着手の判断基準

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，炉心の著しい損傷の緩和及び原子炉格納容器の破損※2防止のために必要な操作が完了した場合 。

炉心損傷を判断した場合※１において，残留熱除去系及び代替循環冷却系による原子炉
格納容器内の減圧及び除熱ができず，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※２。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガ

準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル

ンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

※2:炉心の著しい損傷を防止するために原子炉圧力容器への注水を実施する必要がある場合，※2：発電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の温度及び圧力の制御

又は原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施する必ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。

要がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始する。ただし，発電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。

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備考

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ⅱ. 操作手順

東海第二ⅱ) 操作手順

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の手順は以下のとお

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順の概要は以下のり。手順の対応フローを第 1.7.1 図に，概要図を第 1.7.2 図に，タイムチャートを第 1.7.3

とおり。手順の対応フローを第1.7－1図及び第1.7－2図に，概要図を第1.7－5図に，タ図及び第 1.7.4 図に示す。

イムチャートを第1.7－7図に示す。

［W/W ベントの場合（D/W ベントの場合，手順⑬以外は同様）］【Ｓ／Ｃ側ベントの場合（Ｄ／Ｗ側ベントの場合，手順⑨以外は同様。）。】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備を依頼する。
②災害対策本部長代理は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備のため，第二弁操作室に重大事故等対応要員を派遣し，発電長に報告する。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・③発電長は，格納容器圧力逃がし装置によるＳ／Ｃ側からの格納容器ベントの準備を

チェンバ・プール水位外部水源注水制限（ベントライン-1m）以下であることを確認し，開始するよう運転員等に指示する（Ｓ／Ｃ側からの格納容器ベントができない場合

格納容器圧力逃がし装置によりウェットウェル（以下「W/W」という。）側から格納容器

は，Ｄ／Ｗ側からの格納容器ベントの準備を開始するよう指示する。
）。

ベント実施の準備を開始するよう運転員に指示する（原子炉格納容器内の水位がサプレ
ッション・チェンバ・プール水位外部水源注水制限を越えている場合はドライウェル（以下「D/W」という。）側からの格納容器ベント実施の準備を開始するよう指示する）。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器圧力逃がし装置に④発電長は，災害対策本部長代理に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備開始を報告する。

よる格納容器ベントの準備開始を報告する。
③現場運転員 C 及び D は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動弁⑤運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動弁の電源切替え操作を実施する。

の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な⑥運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要

電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示

な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状にて確認する。

態表示等にて確認する。

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東海第二⑤中央制御室運転員 A 及び B は，FCVS 制御盤にてフィルタ装置水位指示値が通常水位範囲内であること及びフィルタ装置ドレン移送ポンプの水張りが完了していることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の確認として，不活性ガス系（以下「AC⑦運転員等は，格納容器ベント前の確認として，不活性ガス系の隔離信号が発生して系」という。）隔離信号が発生している場合は，格納容器補助盤にて，AC 系隔離信号のいる場合は，中央制御室にて，不活性ガス系の隔離信号の除外操作を実施する。

除外操作を実施する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統構成として，非常用ガス処理系⑧運転員等は中央制御室にて，格納容器ベント前の系統構成として，耐圧強化ベントが運転中であれば非常用ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離

系一次隔離弁，原子炉建屋ガス処理系一次隔離弁，換気空調系一次隔離弁，耐圧強弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全閉操作， 並びに耐圧強化ベント弁，非化ベント系二次隔離弁，原子炉建屋ガス処理系二次隔離弁及び換気空調系二次隔離

常用ガス処理系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁，非常用ガス処理系第二隔離弁及び弁の全閉を確認する。

換気空調系第二隔離弁の全閉，及びフィルタ装置入口弁の全開を確認後，二次隔離弁をａ⑨ Ｓ／Ｃ側ベントの場合
運転員等は中央制御室にて，第一弁（Ｓ／Ｃ側）の全開操作を実施する。

調整開（流路面積約 50%開）とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス⑨ｂＤ／Ｗ側ベントの場合弁を調整開（流路面積約 50%開）とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準第一弁（Ｓ／Ｃ側）が開操作できない場合は，運転員等は中央制御室にて，第一弁備完了を当直副長に報告する。

（Ｄ／Ｗ側）の全開操作を実施する。

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備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑧現場運転員 C 及び D は，格納容器ベント前の系統構成として，フィルタベント大気放出

東海第二⑩運転員等は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を発電長に報告する。

ラインドレン弁を全閉，水素バイパスライン止め弁を全開とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベン⑪発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備が完了したことを災害対策本部長代理に報告する。

ト準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑩当直副長は，原子炉格納容器内の圧力及び水位，並びに原子炉建屋内の水素濃度に関する情報収集を適宜行い，当直長に報告する。また，当直長は，原子炉格納容器内の圧力及び水位，並びに原子炉建屋内の水素濃度に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベン⑫発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの開始を災害対策本部長
代理に報告する。

トの開始を緊急時対策本部に報告する。
⑫当直副長は，以下のいずれかの条件に到達したことを確認し，運転員に格納容器ベント⑬発電長は，以下のいずれかの条件に到達したことを確認し，運転員等に格納容器ベント開始を指示する。

開始を指示する。
・外部水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施中に，サプレッション・チェン

・外部水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施中に，サプレッション・プ
ール水位指示値が通常水位＋6.5mに到達した場合。

バ・プール水位が「真空破壊弁高さ」に到達した場合。
・原子炉建屋オペレーティングフロア天井付近の水素濃度が 2.2vol%に到達した場合。

・原子炉建屋水素濃度指示値が2.0vol％に到達した場合。

⑬ａ W/W ベントの場合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気⑭運転員等は中央制御室にて，第二弁の全開操作を実施し，格納容器圧力逃がし装置

供給弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバによる格納容器ベントを開始する。なお，第二弁の開操作ができない場合は，第二側）の全開操作により，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。現場

弁バイパス弁の全開操作を実施し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント

運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を遠隔手動弁操作設備を開始する。

による操作で全開状態を保持させる。

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東海第二⑬ｂ D/W ベントの場合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作により，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウェル側）を遠隔手動弁操作設備による操作で全開状態を保持させる。
⑭中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始さ⑮運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始れたことを，格納容器内圧力指示値の低下又は原子炉建屋水素濃度指示値が安定若しくされたことをドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力指示値の低下，は低下，フィルタ装置入口圧力指示値の上昇，フィルタ装置出口放射線モニタ指示値の並びにフィルタ装置圧力及びフィルタ装置スクラビング水温度指示値の上昇により上昇により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，格納容器圧力逃がし装置によ確認するとともに，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）指示値

る格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

の上昇により確認し，発電長に報告する。また，発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを災害対策本部長代理に報告する。

⑮中央制御室運転員 A 及び B は，FCVS 制御盤にてフィルタ装置水位指示値を確認し，水位調整が必要な場合は当直副長に報告する。また，当直長は，フィルタ装置の水位調整を実施するよう緊急時対策本部に依頼する。
⑯中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却⑯運転員等は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及炉格納容器内の除熱機能が1系統回復し，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容

び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離

器内の水素・酸素濃度制御機能及び可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器負圧弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全開保持状態を遠隔手動弁操作

破損防止機能が使用可能な場合，並びに原子炉格納容器内の圧力310kPa［gage］

設備により解除するよう現場運転員に指示する。

（1Pd）未満，原子炉格納容器内の温度171℃未満及び原子炉格納容器内の水素濃度が可燃限界未満であることを確認することにより，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）の全閉操作を実施し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを停止する。

⑰現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）
を遠隔手動弁操作設備による操作で全開保持状態を解除する。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウ
ェル側）の全閉操作を実施し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを停止する。一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は， 二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施
する。

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ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運
転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱開始まで約 45 分で可能である。原子炉格納容器内の減東海第二ⅲ) 操作の成立性
格納容器ベント準備開始を判断してから格納容器ベント準備完了までの必要な要員数
及び所要時間は以下のとおり。
・中央制御室からの第一弁（Ｓ／Ｃ側）操作の場合

圧及び除熱開始後，現場運転員 2 名にて一次隔離弁を遠隔手動弁操作設備による操作で全中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，5分以内で可開状態を保持させた場合，約 40 分で可能である。

能である。
・中央制御室からの第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作の場合
中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，5分以内で可能である。
第二弁操作室正圧化基準到達から第二弁操作室の正圧化開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
・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
現場対応を重大事故等対応要員3名にて作業を実施した場合，4分以内で可能である。
格納容器ベント基準到達から格納容器ベント開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
・中央制御室からの第二弁操作の場合
中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，2分以内で可能である。
【Ｓ／Ｃ側ベントの場合】
サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋5.5mに到達後，第一弁（Ｓ／Ｃ側）
操作を中央制御室にて実施した場合，5分以内で可能である。また，サプレッション・プ
ール水位指示値が通常水位＋6.5mに到達後，第二弁操作を中央制御室にて実施した場
合，2分以内で可能である。
【Ｄ／Ｗ側ベントの場合】
サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋5.5m に到達後，第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作を中央制御室にて実施した場合，5 分以内で可能である。また，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.5m に到達後，第二弁操作を中央制御室にて実施
した場合，2 分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。一次隔離弁の操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外に設置することに加え，あらかじめ遮蔽材を設置することで作業時の被ばくによる影響を低減している。また，操作前にモニタリングを行い接近可能であることを確認し防護具を確実に装着して操作する。

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備考

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東海第二(b) 第二弁操作室の正圧化
格納容器圧力逃がし装置を使用する際に，第二弁操作室を第二弁操作室空気ボンベユニ
ットにより加圧し，第二弁操作室の居住性を確保する。
ⅰ) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※１において，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※２。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガ
ンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。
※2：発電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の温度及び圧力の制御ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。
ⅱ) 操作手順
第二弁操作室の正圧化手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.7－1 図に，概要図を第 1.7－6 図に，タイムチャートを第 1.7－7 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に第二弁操作室の正圧化準備を指示する。
②重大事故等対応要員は第二弁操作室にて，第二弁操作室空気ボンベユニット空気ボンベ集合弁及び第二弁操作室空気ボンベユニット空気供給出口弁を全開とし，第二弁操作室の正圧化準備が完了したことを発電長に報告する。
③発電長は，サプレッション・プール水位指示値が第二弁操作室の正圧化基準である
通常水位＋6.4m※３に到達したことを確認し，重大事故等対応要員に第二弁操作室の正圧化の開始を指示する。
④重大事故等対応要員は第二弁操作室にて，第二弁操作室空気ボンベユニット空気供
給流量調整弁により規定流量に調整し，第二弁操作室の正圧化を開始する。
⑤重大事故等対応要員は，第二弁操作室内外の差圧指示値により第二弁操作室内の正圧化開始を確認し，発電長に報告する。なお，必要により第二弁操作室空気ボンベ
ユニット空気供給流量調整弁を調整する。
※3：格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの前に，速やかに第二弁操作室の加圧を行えるように設定。なお，サプレッション・プール水位が通常水位＋6.4m から＋6.5m に到達するまで評価上約 20 分である。

32

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東海第二ⅲ) 操作の成立性
上記の現場対応を重大事故等対応要員3名にて実施した場合，作業開始を判断してから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準備完了まで50分以内で可能である。
第二弁操作室の正圧化基準到達から第二弁操作室内の正圧化開始まで4分以内で可能である。このうち，第二弁操作室空気ボンベユニットの第二弁操作室空気供給差圧調整弁の操作から正圧に達するまで1分以内である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

【以下，ページ 50 より当該箇所を引用】(c) フィルタ装置水位調整（水張り）フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達する前に，フィルタ装置補給水ラ
インからフィルタ装置へ水張りを実施する。

(c) フィルタ装置スクラビング水補給
フィルタ装置の水位が待機時水位下限である 2,530mm を下回り下限水位である 1,325mmに到達する前に，西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽又は淡水タンクを水源とした可搬型代
替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによりフィルタ装置へ水張りを実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置の水位が通常水位を下回ると判断した場合。
ⅱ. 操作手順
フィルタ装置水位調整（水張り）手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.7.7 図に，タイムチャートを第 1.7.8 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へフィルタ装置水位ⅰ) 手順着手の判断基準
フィルタ装置水位指示値が 1,500mm 以下の場合。
ⅱ) 操作手順
フィルタ装置スクラビング水補給手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.7－8 図に，タイムチャートを第 1.7－9 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理にフィルタ装置スクラ
ビング水補給の準備開始を依頼する。

調整（水張り）の準備開始を指示する。

②災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員にフィルタ装置スクラビング水補給の準備開始を指示する。
③発電長は，運転員等にフィルタ装置スクラビング水補給の準備開始を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置スクラビング水補給に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，フィルタ装置スクラビング水補
給の準備完了を発電長に報告する。
⑤発電長は，フィルタ装置スクラビング水補給の準備完了を災害対策本部長代理に報告
する。

33

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二②a 防火水槽から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開した水張りの場合又は淡水貯水池
から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）にて，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を配備し，防火水槽又は淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）へ，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からフィルタ装置補給水接続口へそれぞれ送水ホースを接続し，フィルタ装置水位調整（水張り）の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
②b 事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を使用した水張り⑥重大事故等対応要員は，フィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替の場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの配備及びホースを接続し，フィルタ

緊急時対策要員は，事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

装置スクラビング水補給の準備完了を災害対策本部長代理に報告する。

からフィルタベント装置補給水接続口へ送水ホースを接続し，フィルタ装置水位調整（水張り）の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑦災害対策本部長代理は，フィルタ装置スクラビング水補給の準備完了を発電長に報告する。
⑧発電長は，災害対策本部長代理にフィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を依頼する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員にフィルタ装置水位調整（水張り）の開始を指示す⑨災害対策本部長代理は，フィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替る。

注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を重大事故等対応要員に指示する。

④緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）起動と FCVS フィルタベント装置給⑩重大事故等対応要員は，フィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替

水ライン元弁の全開操作を実施し，フィルタ装置への給水が開始されたことを，フィル

注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，格納容器圧力逃がし装

タベント遮蔽壁附室の FCVS 計器ラックにて，フィルタ装置水位指示値の上昇により確

置格納槽付属室にてフィルタベント装置補給水ライン元弁の全開操作を実施し，フィ

認し，給水開始を緊急時対策本部に報告する。

ルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長代理に報告する。

⑤緊急時対策本部は，当直長にフィルタ装置の水位を監視するよう依頼する。

⑪災害対策本部長代理は，フィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替
注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを発電長に報告する。

⑥当直副長は，フィルタ装置の水位を監視するよう中央制御室運転員に指示する。
⑦中央制御室運転員 A は，フィルタ装置水位にて水位を継続監視し，規定水位に到達した⑫運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置スクラビング水補給が開始されたことをフ
ィルタ装置水位指示値の上昇により確認した後，待機時水位下限である2,530mm以上ことを当直副長に報告する。

まで補給されたことを確認し，発電長に報告する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ（A－東海第二⑬発電長は，災害対策本部長代理にフィルタ装置スクラビング水補給の停止を依頼す

2 級）停止操作を依頼する。
⑨緊急時対策本部は，緊急時対策要員へ可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）停止操作を指示る。
⑭災害対策本部長代理は，フィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替する。

注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの停止を重大事故等対応要員に指示する。

⑩緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）停止操作，FCVS フィルタベント装⑮重大事故等対応要員は格納容器圧力逃がし装置格納槽付属室にて，フィルタベント装置給水ライン元弁の全閉操作及びフィルタ装置補給水接続口送水ホースの取外し操作を置補給水ライン元弁を全閉とした後，フィルタ装置スクラビング水補給として使用す実施する。

る可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを停止し，災害対策本部長代理に報告する。

⑪緊急時対策要員は，緊急時対策本部にフィルタ装置水位調整（水張り）の完了を報告す⑯災害対策本部長代理は，フィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替る。

注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水を停止したことを発電長に報告する。

ⅲ. 操作の成立性

ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してからフィルタ装置スクラビング水補給の開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

防火水槽から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開したフィルタ装置水位調整（水張【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置スクラビングり）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実

水補給】（水源：代替淡水貯槽）

施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定～可搬型代替注水ポンプ（A・現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，180 分以内で可能である。

－2 級）の配備～送水準備～フィルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による注水開始まで約 65 分，フィルタ装置水位調整（水張り）完了まで約 125分で可能である。
淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開したフィルタ装置水位調整（水【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置スクラビング張り）（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央

水補給】（水源：淡水タンク）

制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 10 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断して・現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，165 分以内で可能である。

から水源と送水ルートの特定～可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備～送水準備～フィルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による注水開始まで約65 分，フィルタ装置水位調整（水張り）完了まで約 125 分で可能である。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二また，事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を使用したフィルタ装置水位調整（水張り）（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり，中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 10 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替注水ポンプ位置（A－2 級）と送水ルートの確認～送水準備～フィルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替
注水ポンプ（A－2 級）による注水開始まで約 95 分，フィルタ装置水位調整（水張り）完了
まで約 155 分で可能である。
なお，屋外における本操作は格納容器ベント実施後の短期間において，フィルタ装置水

格納容器圧力逃がし装置格納槽付属室における操作は，フィルタ装置スクラビング水の蒸発によるフィルタ装置の水位低下は評価上想定されないため，フィルタ装置水位調整が格納容器ベント開始後 7 日間は補給操作が不要となる水量を保有していることから，（水張り）操作を実施することはないと考えられるが，作業時の被ばくによる影響を低減

大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しているとともに，格納容器するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。

圧力逃がし装置格納槽の遮蔽壁により作業が可能な放射線環境である。

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

【引用ここまで】

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，フィルタ装置スク
ラビング水補給として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン
プの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作
業性についても確保する。

【以下，ページ 73 より当該箇所を引用】
d. 可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給(d) 原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

中長期的に原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による原子炉格納容器の負圧破損を防止するとと格納容器ベント停止後における水の放射線分解によって発生する可燃性ガス濃度の上昇

もに原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減するため，可搬型格納容器窒素供給設備によりを抑制，及び原子炉格納容器の負圧破損を防止するため，可搬型窒素供給装置により原子原子炉格納容器へ窒素ガスを供給する。

炉格納容器内を不活性ガス（窒素）で置換する。

(a) 手順着手の判断基準

ⅰ) 手順着手の判断基準

炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の除熱を開始した場合※2。

格納容器ベント停止可能※１と判断した場合。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計※1：残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復

基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レ

し，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度制御機能及びベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器負圧破損防止機能が使用可能な場合，並※2:格納容器ベントによる原子炉格納容器内の除熱を開始した場合。

びに原子炉格納容器内の圧力が 310kPa［gage］（1Pd）未満，原子炉格納容器内の温度が 171℃未満及び原子炉格納容器内の水素濃度が可燃限界未満であることを確認
した場合。

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備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 操作手順
可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給の手順は以下のとおり。概要図を第 1.7.25 図に，タイムチャートを第 1.7.26 図に示す。

東海第二ⅱ) 操作手順
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換手順の概要は以下のとおり。手順の対応
フローを第 1.7－2 図に，概要図を第 1.7－10 図に，タイムチャートを第 1.7－11 図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に原子炉格納容器への窒素ガス供給①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に原子炉格納容器内のの準備開始を指示する。

不活性ガス（窒素）による置換を依頼する。

②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に原子炉格納容器への窒素ガ
ス供給のための可搬型格納容器窒素供給設備の準備を依頼する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に可搬型格納容器窒素供給設備の準備を指示する。

②災害対策本部長代理は，可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入をするための接続口を発電長に報告する。なお，格納容器窒素供給ライン接続口は，接続口蓋開放作業を必要としない格納容器窒素供給ライン東側接続口を優先する。
③災害対策本部長代理は，可搬型窒素供給装置として使用する窒素供給装置をＳ／Ｃ側用に1台，Ｄ／Ｗ側用に1台の準備及び可搬型窒素供給装置として使用する窒素供給装置用電源車1台の準備を重大事故等対応要員に指示する。

④現場運転員 C 及び D は，可搬型格納容器窒素供給設備を接続するための準備作業を実施④重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置として使用する窒素供給装置及び窒素供する。

給装置用電源車を原子炉建屋東側屋外に配備した後，可搬型窒素供給装置として使用⑤緊急時対策要員は，原子炉建屋近傍に可搬型格納容器窒素供給設備を移動させる。

する窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車にケーブルを接続するとともに，窒素供⑥緊急時対策要員は，可燃性ガス濃度制御系配管に可搬型格納容器窒素供給設備を接続す

給用ホースを接続口に取り付ける。また，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋西側屋外る。

に配備した場合は，接続口の蓋を開放した後，窒素供給用ホースを接続口に取り付ける。

⑦緊急時対策要員は，可搬型大容量窒素供給装置を起動する。
⑧緊急時対策要員は，窒素ガス供給ユニット D/W 側止め弁又は窒素ガス供給ユニット S/C⑤重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ

側止め弁を全開し，原子炉格納容器への窒素ガス供給の準備が完了したことを緊急時対／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入をするための準備が完了したことを災害対策策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

本部長代理に報告する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑥災害対策本部長代理は，可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入の開始を発電長に報告する。

⑨当直副長は，サプレッション・チェンバ・プール水温度指示値が 104℃になる前に，中央⑦災害対策本部長代理は，可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ制御室運転員に原子炉格納容器への窒素ガス供給を開始するよう指示する。

／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入の開始を重大事故等対応要員に指示する。

⑩中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系入口第一，第二隔離弁又は可燃性⑧重大事故等対応要員は原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，窒素ガス補ガス濃度制御系出口第一，第二隔離弁を全開し，窒素ガスを原子炉格納容器に供給する。

給弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）の全開操作を実施し，原子炉格納容器内への不活性ガ
ス（窒素）注入を開始したことを，災害対策本部長代理に報告する。
⑨災害対策本部長代理は，可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入を開始したことを発電長に報告する。
⑩発電長は，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）全閉による格納容器ベント停止を指示する。
⑪運転員等は，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）の全閉操作を実施し，格納容器ベントを停止したことを発電長に報告する。
⑫発電長は，運転員等に残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱開始を指示する。また，原子炉格納容器内の圧力を310kPa［gage］（1Pd）～13.7kPa［gage］の間で制御※２するように指示する。
⑬運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱を開始した後，原子炉格納容器内の圧力を310kPa［gage］（1Pd）～13.7kPa［gage］の間で制御する。
⑭運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）注入によりドラ
イウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示値が310kPa［gage］（1Pd）に到達したことを確認し，原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）注入が完了したことを発電長に報告する。

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備考

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

東海第二⑮発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントのため，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）の全開操作を指示する。
⑯運転員等は中央制御室にて，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）の全開操作を実施し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始したことを発電長に報告する。
⑰発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始したことを災害対策
本部長代理に報告する。
⑱発電長は，可燃性ガス濃度制御系が起動可能な圧力まで原子炉格納容器内の圧力が低下したことを確認し，運転員等に可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度制御を指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度制御を実施し，発電長に報告する。
⑳発電長は，可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入の停止を災害対策本部長代理に依頼する。
災害対策本部長代理は，可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入の停止を重大事故等対応要員に指示する。
重大事故等対応要員は原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）の全閉操作を実施し，原子炉格納容器内への不活性ガ
ス（窒素）注入を停止した後，災害対策本部長代理に報告する。
災害対策本部長代理は，可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入の停止を発電長に報告する。
発電長は，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）全閉による格納容器ベント停止を指示する。
運転員等は中央制御室にて，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）の全閉操作を実施し，格納容器ベントを停止したことを発電長に報告する。
※2：原子炉格納容器内の圧力が245kPa［gage］（0.8Pd）又は原子炉格納容器内の温度が150℃到達で原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。

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備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員

東海第二ⅲ) 操作の成立性
上記の操作において，作業開始を判断してから原子炉格納容器内の不活性ガス（窒2 名及び緊急時対策要員 16 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型格納素）置換開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給開始まで約 480 分で可能である。

【格納容器窒素供給ライン西側接続口を使用した原子炉格納容器内の不活性ガス（窒なお，本操作は，格納容器ベント後に時間が経過した後の操作であることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しているため，作業可能である。

素）置換の場合】・現場対応を重大事故等対応要員 6 名にて実施した場合，135 分以内で可能である。
【格納容器窒素供給ライン東側接続口を使用した原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換の場合】・現場対応を重大事故等対応要員 6 名にて実施した場合，115 分以内で可能である。

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

【引用ここまで】

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，窒素供給用ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型
窒素供給装置の保管場所に使用工具及び窒素供給用ホースを配備する。車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確
保する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二【以下，ページ 55 より当該箇所を引用】(e) 格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ(e) フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

格納容器ベント停止後において，スクラバ水に貯留された放射性物質による水の放射線分格納容器ベントを実施した際には，原子炉格納容器内に含まれる非凝縮性ガスがフィル

解にて発生する水素ガス及び酸素ガスを排出する。また，フィルタ装置上流側の残留蒸気凝タ装置を経由して大気へ放出されることから，フィルタ装置内での水素爆発を防止するた縮によりフィルタ装置上流側配管内が負圧となることにより，スクラバ水が上流側配管に吸め，可搬型窒素供給装置によりフィルタ装置内を不活性ガス（窒素）で置換する。

い上げられることを防止するため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
格納容器圧力逃がし装置を停止した場合。
ⅱ. 操作手順
格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの概要は以下のとおり。概要図を第1.7.11 図に，タイムチャートを第 1.7.12 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断に基づき，当直長に格納容器圧力逃がし装置停止後

ⅰ) 手順着手の判断基準
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換が終了した場合。
ⅱ) 操作手順
フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換手順の概要は以下のとおり。手順の対応フ
ローを第1.7－2図に，概要図を第1.7－12図に，タイムチャートを第1.7－13図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理にフィルタ装置内の不の窒素ガスパージの系統構成を開始するよう依頼するとともに，緊急時対策要員に格納
容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの準備開始を指示する。

活性ガス（窒素）による置換を依頼する。
②災害対策本部長代理は，可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内への不活性ガス（窒素）注入をするための準備開始を重大事故等対応要員に指示する。

②当直副長は，中央制御室運転員に格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系
統構成開始を指示する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統
構成として，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側），一次隔離弁（ドライウェル側）
及び耐圧強化ベント弁の全閉確認，並びにフィルタ装置入口弁の全開確認後，二次隔離弁を全開操作し，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統構成完了を当直副長に報告する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を全開操作する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備にて二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁を全開する手段がある。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統構成完了を緊急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策要員は，原子炉建屋外壁南側（屋外）へ可搬型窒素供給装置を配備し送気ホー③重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側屋外へ可搬型窒素供給装置を配備し，接続口

スを接続口へ取り付け，窒素ガスパージの準備完了を緊急時対策本部に報告する。

の蓋を開放した後，窒素供給用ホースを接続口へ取り付け，フィルタ装置内への不活性ガス（窒素）注入をするための準備が完了したことを災害対策本部長代理に報告する。

⑥緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスパージの開始を指示する。

④災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内への不活性ガス（窒素）注入の開始を指示する。

41

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑦緊急時対策要員は，FCVS PCV ベントラインフィルタベント側 N2 パージ用元弁の開操作に⑤重大事故等対応要員は原子炉建屋西側屋外にて，フィルタベント装置窒素供給ライン

より窒素ガスの供給を開始するとともに，緊急時対策本部に窒素ガスパージの開始を報

元弁の全開操作を実施し，フィルタ装置内への不活性ガス（窒素）注入を開始したこ

告する。

とを災害対策本部長代理に報告する。
⑥災害対策本部長代理は，可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換を開始したことを発電長に報告する。
⑦発電長は，運転員等にフィルタ装置スクラビング水温度の確認を指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置スクラビング水温度指示値が55℃※１以下であることを確認し，発電長に報告する。

⑧緊急時対策本部は，窒素ガスパージの開始を当直長に報告するとともに，緊急時対策要⑨発電長は，運転員等にフィルタ装置入口水素濃度計を起動するように指示する。

員に水素濃度測定のためのサンプリングポンプの起動を指示する。
⑨緊急時対策要員は，原子炉建屋非管理区域内サンプリングラックにて，系統構成，工具準⑩運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置入口水素濃度計を起動し，発電長に報告す

備及びサンプリングポンプの起動を実施するとともに，緊急時対策本部にサンプリング

るとともに，フィルタ装置入口水素濃度指示値を監視する。

ポンプの起動完了を報告する。

※1：可搬型窒素供給装置出口温度と同程度の温度とし，さらにフィルタ装置スクラビ
ング水温度が上昇傾向にないことの確認により冷却が完了したと判断できる温度。

⑩緊急時対策本部は，サンプリングポンプの起動完了を当直長に報告するとともに，フィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の監視を依頼する。
⑪当直副長は，中央制御室運転員にフィルタ装置の入口圧力及び水素濃度を監視するよう指示する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B は，FCVS 制御盤にてフィルタ装置入口圧力によりフィルタ装
置入口配管内の圧力が正圧であることを確認する。また，フィルタ装置水素濃度により水素濃度が許容濃度以下まで低下したことを確認し，窒素ガスパージ完了を当直副長に報告する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に窒素ガスパージ完了を報告する。
⑭緊急時対策本部は，緊急時対策要員へ窒素ガス供給の停止を指示するとともに，当直長にフィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の継続監視を依頼する。
⑮緊急時対策要員は，FCVS PCV ベントラインフィルタベント側 N2 パージ用元弁の全閉操作を実施し，緊急時対策本部に窒素ガス供給の停止を報告する。

42

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑯当直副長は，中央制御室運転員にフィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の継続監視を指示する。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガス供給停止後のフィルタ装置入口圧力指示値及びフィルタ装置水素濃度指示値が，窒素ガスパージ完了時の指示値と差異が発生しないことを継続的に監視する。
⑱当直長は，当直副長からの依頼に基づき，フィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の継続監視をもって格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの完了を緊急時対策本部に報告する。
⑲当直副長は，窒素ガスパージ完了後の系統構成を開始するよう運転員に指示する。
⑳中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガスパージ完了後の系統構成として，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁を全閉とし，系統構成完了を当直副長に報告する。また，中央制
御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備にて二次隔離弁又は二次隔離弁
バイパス弁を全閉する手段がある。
現場運転員 C 及び D は，窒素ガスパージ完了後の系統構成として，水素バイパスライン
止め弁を全閉とし，系統構成完了を当直副長に報告する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置ⅲ) 操作の成立性
上記の現場対応を重大事故等対応要員6名にて実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換開始まで135分以内で可能である。

停止後の窒素ガスパージ完了まで約 270 分で可能である。その後，中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて窒素ガスパージ完了後の系統構成を実施した場合，約 15 分で可能である。
なお，屋外における本操作は，格納容器ベント停止後の操作であることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

【引用ここまで】

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，窒素供給用ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型
窒素供給装置の保管場所に使用工具及び窒素供給用ホースを配備する。車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確
保する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

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東海第二【以下，ページ 53 より当該箇所を引用】(d) フィルタ装置水位調整（水抜き）(f) フィルタ装置スクラビング水移送

格納容器ベントにより原子炉格納容器内から排気されたガスが格納容器圧力逃がし装置の水の放射線分解により発生する水素がフィルタ装置内に蓄積することを防止するため，配管内及びフィルタ装置内で凝縮し，その凝縮水がフィルタ装置に溜まることでフィルタ装

フィルタ装置スクラビング水をサプレッション・チェンバへ移送する。移送ポンプの電源

置の水位が上限水位に到達すると判断した場合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設

は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源

計上限差圧に到達すると判断した場合はフィルタ装置機能維持のためフィルタ装置の排水を設備として使用する可搬型代替低圧電源車から受電可能である。

実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断した場合，又はフィルタ装置金属フィ
ルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合。
ⅱ. 操作手順
フィルタ装置水位調整（水抜き）手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.7.9 図に，タイムチャートを第 1.7.10 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へフィルタ装置水位ⅰ) 手順着手の判断基準
フィルタ装置スクラビング水温度指示値が55℃以下において，フィルタ装置水位が規定値以上確保されている場合。
ⅱ) 操作手順
フィルタ装置スクラビング水移送手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.7－2図に，概要図を第1.7－14図に，タイムチャートを第1.7－15図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理にフィルタ装置水張り

調整（水抜き）の準備開始を指示する。

の準備開始を依頼する。
②災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員にフィルタ装置水張りの準備開始を指示する。
③発電長は，運転員等にフィルタ装置スクラビング水移送の準備開始を指示する。

②緊急時対策要員は，FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁及び④運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置のスクラビング水移送に必要なポンプ，電FCVS フィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁を全開操作した後，FCVS

動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長にフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁を微開操作する。また，フィル

報告する。

タベント遮蔽壁附室にて，ドレン移送ポンプの電源が確保されていることを FCVS 現場制
御盤のドレン移送ポンプ運転状態ランプにより確認する。
⑤発電長は，運転員等にフィルタ装置のスクラビング水移送に必要な系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，フィルタベント装置移送ライン止め弁を全開とする。
⑦運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，フィルタベント装置ドレン移送ライン切替
え弁（Ｓ／Ｃ側）を全開とする。
③緊急時対策要員は，フィルタ装置水位調整（水抜き）の系統構成完了を緊急時対策本部に⑧運転員等は，フィルタ装置のスクラビング水移送に必要な系統構成が完了したことを発電長に報告する。

報告する。

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東海第二④緊急時対策本部は，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水抜き）の開始を指示する。

⑨発電長は，運転員等にフィルタ装置のスクラビング水移送を指示する。

⑤緊急時対策要員は，ドレン移送ポンプ A 又は B の起動操作を実施し，FCVS フィルタベン

⑩運転員等は中央制御室にて，移送ポンプを起動した後，フィルタ装置水位指示値が計

ト装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁の増開操作により，ポンプ吐出側流量を必要

測範囲下端である180mmまで低下したことを確認し，移送ポンプを停止する。

流量に調整する。また，フィルタ装置からの排水が開始されたことをフィルタベント遮
蔽壁附室 FCVS 計器ラックのフィルタ装置水位指示値の低下により確認し，フィルタ装置
水位調整（水抜き）が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑥緊急時対策本部は，当直長にフィルタ装置の水位を監視するよう依頼する。
⑦当直副長は，フィルタ装置の水位を監視するよう中央制御室運転員に指示する。
⑧中央制御室運転員 A は，フィルタ装置水位にて水位を継続監視し，通常水位に到達したことを当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部にドレン移送ポンプ停止操作を依頼する。
⑩緊急時対策本部は，緊急時対策要員へドレン移送ポンプ停止操作を指示する。
⑪緊急時対策要員は，ドレン移送ポンプを停止し，FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポ
ンプ吐出側第一止め弁，FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁及び FCVS フィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁を全閉操作する。
⑫緊急時対策要員は，緊急時対策本部にフィルタ装置水位調整（水抜き）の完了を報告す⑪運転員等は，フィルタ装置のスクラビング水移送が完了したことを発電長に報告する。

る。
⑫発電長は，災害対策本部長代理にフィルタ装置水張りの準備が完了したことを報告する。
⑬重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理にフィルタ装置水張りの準備が完了した
ことを報告する。
⑭災害対策本部長代理は，発電長にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水
中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を報告する。
⑮災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。

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東海第二⑯重大事故等対応要員は，フィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型ポン
プ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，格納容器圧力逃がし装置格納槽付属室にてフィルタベント装置補給水ライン元弁の全開操作を実施し，フィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長代理に報告する。
⑰災害対策本部長代理は，発電長にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水
中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを報告する。
⑱発電長は，運転員等にフィルタ装置水位を確認するように指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置水位指示値が待機時水位下限である
2,530mm以上まで水張りされたことを確認し，発電長に報告する。
⑳発電長は，災害対策本部長代理にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水
中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水の停止を依頼する。
災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの停止を指示する。
重大事故等対応要員は，格納容器圧力逃がし装置格納槽付属室にてフィルタベント装置補給水ライン元弁を全閉とした後，フィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替
注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを停止し，災害対策本部長代理に報告する。
災害対策本部長代理は，発電長にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水
中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水停止を報告する。
発電長は，運転員等にフィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄のため，スクラビ
ング水移送を指示する。

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東海第二
運転員等は中央制御室にて，移送ポンプを起動した後，フィルタ装置水位指示値が計
測範囲下端である180mmまで低下したことを確認し，移送ポンプを停止する。
運転員等は，フィルタ装置スクラビング水移送ラインの洗浄が完了したことを発電長に報告する。
発電長は，運転員等にフィルタ装置入口水素濃度を確認するように指示する。
運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置入口水素濃度指示値が可燃限界未満であることを確認し，発電長に報告する。
発電長は，災害対策本部長代理にフィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換の停止を依頼する。
災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員にフィルタ装置内の不活性ガス（窒素）による置換の停止を指示する。
重大事故等対応要員は原子炉建屋東側屋外にて，フィルタベント装置窒素供給ライン
元弁を全閉とし，フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換を停止する。
重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換の停止を報告する。
災害対策本部長代理は，発電長に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換の停止を報告する。
発電長は，運転員等にフィルタ装置出口弁を全閉とするように指示する。
運転員等は格納容器圧力逃がし装置格納槽付属室にて，フィルタ装置出口弁を全閉とし，発電長に報告する。

ⅲ. 操作の成立性

ⅲ) 操作の成立性

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 10 名にて作

上記の操作のうちフィルタ装置スクラビング水移送については，中央制御室対応を運業を実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装置水位調整（水抜き）完了まで約

転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，130 分で可能である。なお，屋外における本操作は，格納容器ベント実施から 25 時間後以作業開始を判断してからフィルタ装置スクラビング水移送開始まで54分で可能である。

降に行うことから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しており，

また，フィルタ装置水張りについては，フィルタ装置スクラビング水移送完了からフ

また，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応するこ

ィルタ装置水張り開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

とで，作業可能である。

【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置水張り】（水源：
代替淡水貯槽）・現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，180 分以内で可能である。

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備考

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東海第二【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置水張り】（水源：
淡水タンク）
・現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，165 分以内で可能である。
フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄については，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，フィルタ装置水張り完了からフィルタ装置スクラ
ビング水移送ライン洗浄開始まで4分以内で可能である。

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

【引用ここまで】

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，フィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型ポン
プ及び可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

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東海第二(b) フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り
格納容器ベント中に想定されるフィルタ装置の水位調整準備として，乾燥状態で保管されているドレン移送ポンプへ水張りを実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
残留熱除去系の機能が喪失した場合，又は炉心損傷を判断した場合※1。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
ⅱ. 操作手順
フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張りの手順は以下のとおり。概要図を第 1.7.5 図に，タイムチャートを第 1.7.6 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へドレン移送ポンプ
水張りを指示する。
②緊急時対策要員は，FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁を全開操作し，FCVS
フィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁を遠隔手動弁操作設備にて全開した後，FCVS フィルタベント装置移送ポンプテストライン止め弁を開操作することで系統内のエア抜きを実施し，エア抜き完了後，FCVS フィルタベント装置移送ポンプテストライン止め弁を全閉操作する。
③緊急時対策要員は，ドレン移送ポンプ水張りの完了を緊急時対策本部に報告する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装置ドレン移送ポンプ水張りの完了まで 45 分以内で可能である。
なお，屋外における本操作は，格納容器ベント実施前の操作であることから，作業エリアの環境による作業性への影響はない。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，照明及び通信連絡設備を整備する。

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東海第二(c) フィルタ装置水位調整（水張り）フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達する前に，フィルタ装置補給水ラ
インからフィルタ装置へ水張りを実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置の水位が通常水位を下回ると判断した場合。
ⅱ. 操作手順
フィルタ装置水位調整（水張り）手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.7.7 図に，タイムチャートを第 1.7.8 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水張り）の準備開始を指示する。
②a 防火水槽から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開した水張りの場合又は淡水貯水池
から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）にて，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を配備し，防火水槽又は淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）へ，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からフィルタ装置補給水接続口へそれぞれ送水ホースを接続し，フィルタ装置水位調整（水張り）の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
②b 事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を使用した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
緊急時対策要員は，事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からフィルタベント装置補給水接続口へ送水ホースを接続し，フィルタ装置水位調整（水張り）の準備完了を緊急時対策本部に報告する。

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東海第二③緊急時対策本部は，緊急時対策要員にフィルタ装置水位調整（水張り）の開始を指示する。
④緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）起動と FCVS フィルタベント装置給水ライン元弁の全開操作を実施し，フィルタ装置への給水が開始されたことを，フィル
タベント遮蔽壁附室の FCVS 計器ラックにて，フィルタ装置水位指示値の上昇により確認し，給水開始を緊急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策本部は，当直長にフィルタ装置の水位を監視するよう依頼する。
⑥当直副長は，フィルタ装置の水位を監視するよう中央制御室運転員に指示する。
⑦中央制御室運転員 A は，フィルタ装置水位にて水位を継続監視し，規定水位に到達したことを当直副長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）停止操作を依頼する。
⑨緊急時対策本部は，緊急時対策要員へ可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）停止操作を指示する。
⑩緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）停止操作，FCVS フィルタベント装置給水ライン元弁の全閉操作及びフィルタ装置補給水接続口送水ホースの取外し操作を実施する。
⑪緊急時対策要員は，緊急時対策本部にフィルタ装置水位調整（水張り）の完了を報告す
る。

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東海第二ⅲ. 操作の成立性
防火水槽から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開したフィルタ装置水位調整（水張り）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定～可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備～送水準備～フィルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による注水開始まで約 65 分，フィルタ装置水位調整（水張り）完了まで約 125分で可能である。
淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開したフィルタ装置水位調整（水張り）（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 10 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定～可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備～送水準備～フィルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による注水開始まで約65 分，フィルタ装置水位調整（水張り）完了まで約 125 分で可能である。
また，事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を使用したフィルタ装置水位調整（水張り）（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり，中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 10 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替注水ポンプ位置（A－2 級）と送水ルートの確認～送水準備～フィルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替
注水ポンプ（A－2 級）による注水開始まで約 95 分，フィルタ装置水位調整（水張り）完了
まで約 155 分で可能である。
なお，屋外における本操作は格納容器ベント実施後の短期間において，フィルタ装置水の蒸発によるフィルタ装置の水位低下は評価上想定されないため，フィルタ装置水位調整（水張り）操作を実施することはないと考えられるが，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(d) フィルタ装置水位調整（水抜き）
格納容器ベントにより原子炉格納容器内から排気されたガスが格納容器圧力逃がし装置の配管内及びフィルタ装置内で凝縮し，その凝縮水がフィルタ装置に溜まることでフィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断した場合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設
計上限差圧に到達すると判断した場合はフィルタ装置機能維持のためフィルタ装置の排水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断した場合，又はフィルタ装置金属フィ
ルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合。
ⅱ. 操作手順
フィルタ装置水位調整（水抜き）手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.7.9 図に，タイムチャートを第 1.7.10 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水抜き）の準備開始を指示する。
②緊急時対策要員は，FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁及びFCVS フィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁を全開操作した後，FCVS
フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁を微開操作する。また，フィル
タベント遮蔽壁附室にて，ドレン移送ポンプの電源が確保されていることを FCVS 現場制
御盤のドレン移送ポンプ運転状態ランプにより確認する。
③緊急時対策要員は，フィルタ装置水位調整（水抜き）の系統構成完了を緊急時対策本部に報告する。
④緊急時対策本部は，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水抜き）の開始を指示する。
⑤緊急時対策要員は，ドレン移送ポンプ A 又は B の起動操作を実施し，FCVS フィルタベン
ト装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁の増開操作により，ポンプ吐出側流量を必要流量に調整する。また，フィルタ装置からの排水が開始されたことをフィルタベント遮
蔽壁附室 FCVS 計器ラックのフィルタ装置水位指示値の低下により確認し，フィルタ装置
水位調整（水抜き）が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑥緊急時対策本部は，当直長にフィルタ装置の水位を監視するよう依頼する。
⑦当直副長は，フィルタ装置の水位を監視するよう中央制御室運転員に指示する。
⑧中央制御室運転員 A は，フィルタ装置水位にて水位を継続監視し，通常水位に到達したことを当直副長に報告する。

53

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部にドレン移送ポンプ停止操作を依頼する。
⑩緊急時対策本部は，緊急時対策要員へドレン移送ポンプ停止操作を指示する。
⑪緊急時対策要員は，ドレン移送ポンプを停止し，FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポ
ンプ吐出側第一止め弁，FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁及び FCVS フィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁を全閉操作する。
⑫緊急時対策要員は，緊急時対策本部にフィルタ装置水位調整（水抜き）の完了を報告する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 10 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装置水位調整（水抜き）完了まで約130 分で可能である。なお，屋外における本操作は，格納容器ベント実施から 25 時間後以降に行うことから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す
る。

54

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(e) 格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ
格納容器ベント停止後において，スクラバ水に貯留された放射性物質による水の放射線分解にて発生する水素ガス及び酸素ガスを排出する。また，フィルタ装置上流側の残留蒸気凝縮によりフィルタ装置上流側配管内が負圧となることにより，スクラバ水が上流側配管に吸い上げられることを防止するため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
格納容器圧力逃がし装置を停止した場合。
ⅱ. 操作手順
格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの概要は以下のとおり。概要図を第1.7.11 図に，タイムチャートを第 1.7.12 図に示す。
①緊急時対策本部は， 手順着手の判断に基づき，当直長に格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統構成を開始するよう依頼するとともに，緊急時対策要員に格納
容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの準備開始を指示する。
②当直副長は，中央制御室運転員に格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系
統構成開始を指示する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統
構成として，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側），一次隔離弁（ドライウェル側）
及び耐圧強化ベント弁の全閉確認，並びにフィルタ装置入口弁の全開確認後，二次隔離弁を全開操作し，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統構成完了を当直副長に報告する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を全開操作する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備にて二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁を全開する手段がある。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統構成完了を緊急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策要員は，原子炉建屋外壁南側（屋外）へ可搬型窒素供給装置を配備し送気ホースを接続口へ取り付け，窒素ガスパージの準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑥緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスパージの開始を指示する。

55

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑦緊急時対策要員は，FCVS PCV ベントラインフィルタベント側 N2 パージ用元弁の開操作により窒素ガスの供給を開始するとともに，緊急時対策本部に窒素ガスパージの開始を報告する。
⑧緊急時対策本部は，窒素ガスパージの開始を当直長に報告するとともに，緊急時対策要員に水素濃度測定のためのサンプリングポンプの起動を指示する。
⑨緊急時対策要員は，原子炉建屋非管理区域内サンプリングラックにて，系統構成，工具準
備及びサンプリングポンプの起動を実施するとともに，緊急時対策本部にサンプリング
ポンプの起動完了を報告する。
⑩緊急時対策本部は，サンプリングポンプの起動完了を当直長に報告するとともに，フィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の監視を依頼する。
⑪当直副長は，中央制御室運転員にフィルタ装置の入口圧力及び水素濃度を監視するよう指示する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B は，FCVS 制御盤にてフィルタ装置入口圧力によりフィルタ装
置入口配管内の圧力が正圧であることを確認する。また，フィルタ装置水素濃度により水素濃度が許容濃度以下まで低下したことを確認し，窒素ガスパージ完了を当直副長に報告する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に窒素ガスパージ完了を報告する。
⑭緊急時対策本部は，緊急時対策要員へ窒素ガス供給の停止を指示するとともに，当直長にフィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の継続監視を依頼する。
⑮緊急時対策要員は，FCVS PCV ベントラインフィルタベント側 N2 パージ用元弁の全閉操作を実施し，緊急時対策本部に窒素ガス供給の停止を報告する。
⑯当直副長は，中央制御室運転員にフィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の継続監視を指示する。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガス供給停止後のフィルタ装置入口圧力指示値及びフィルタ装置水素濃度指示値が，窒素ガスパージ完了時の指示値と差異が発生しないことを継続的に監視する。

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑱当直長は，当直副長からの依頼に基づき，フィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の継続監視をもって格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの完了を緊急時対策本部に報告する。
⑲当直副長は，窒素ガスパージ完了後の系統構成を開始するよう運転員に指示する。
⑳中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガスパージ完了後の系統構成として，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁を全閉とし，系統構成完了を当直副長に報告する。また，中央制
御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備にて二次隔離弁又は二次隔離弁
バイパス弁を全閉する手段がある。
現場運転員 C 及び D は，窒素ガスパージ完了後の系統構成として，水素バイパスライン
止め弁を全閉とし，系統構成完了を当直副長に報告する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置
停止後の窒素ガスパージ完了まで約 270 分で可能である。その後，中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて窒素ガスパージ完了後の系統構成を実施した場合，約 15 分で可能である。
なお，屋外における本操作は，格納容器ベント停止後の操作であることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(f) フィルタ装置スクラバ水 pH 調整
フィルタ装置水位調整（水抜き）によりスクラバ水に含まれる薬液が排水されることでス
クラバ水の pH が規定値よりも低くなることを防止するため薬液を補給する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
排気ガスの凝縮水により，フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断し，排水を行った場合。
ⅱ. 操作手順
フィルタ装置スクラバ水 pH 調整の手順は以下のとおり。概要図を第 1.7.13 図に，タイ
ムチャートを第 1.7.14 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へスクラバ水の pH 測
定及び薬液補給の準備開始を指示する。
②緊急時対策要員は，pH 測定の系統構成として，フィルタベント装置 pH 入口止め弁及びフィルタベント装置 pH 出口止め弁を全開操作した後，pH 計サンプリングポンプを起動させ，サンプリングポンプの起動完了を緊急時対策本部に報告する。また，フィルタベント遮蔽
壁南側（屋外）へ薬液補給用として可搬型窒素供給装置，ホース，補給用ポンプ及び薬液を配備するとともに，系統構成を行い，緊急時対策本部に薬液補給の準備完了を報告する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員にフィルタ装置への薬液補給の開始を指示する。
④緊急時対策要員は，薬液補給のためホース接続及び FCVS フィルタベント装置給水ライン
元弁を全開操作し，補給用ポンプを起動，所定量の薬液を補給するとともに，補給用ポンプの起動完了を緊急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策本部は，当直長にスクラバ水の pH 値及び水位を確認するよう依頼する。
⑥当直副長は，スクラバ水の pH 値及び水位を確認するよう中央制御室運転員に指示する。
⑦中央制御室運転員 A は，FCVS 制御盤のフィルタ装置スクラバ水 pH 及びフィルタ装置水位によりスクラバ水の pH 値及び水位を確認するとともに，フィルタ装置スクラバ水 pH 指
示値が規定値であることを当直副長に報告する。

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，スクラバ水の pH 値及び水位，並びにフィルタ装置への薬液補給の完了を緊急時対策本部に報告する。
⑨緊急時対策本部は，緊急時対策要員に薬液補給の停止及び pH 測定の停止を指示する。
⑩緊急時対策要員は，薬液補給を停止するため，補給用ポンプを停止し，FCVS フィルタベ
ント装置給水ライン元弁を全閉操作する。また，pH 測定を停止するため，pH 計サンプリ
ングポンプを停止，フィルタベント装置 pH 入口止め弁及びフィルタベント装置 pH 出口
止め弁を全閉操作し，緊急時対策本部にフィルタ装置スクラバ水 pH 調整の完了を報告する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 10 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装置スクラバ水 pH 調整完了まで約 85分で可能である。なお，屋外における本操作は，格納容器ベント実施から 25 時間後以降に行うことから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
(g) ドレン移送ライン窒素ガスパージ
フィルタ装置水位調整（水抜き）後，フィルタ装置排水ラインの水の放射線分解により発生する水素ガスの蓄積を防止するため，窒素ガスによるパージを実施し，排水ラインの残留水をサプレッション・チェンバに排水する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置水位調整（水抜き）完了後又はドレンタンク水抜き完了後。
ⅱ. 操作手順
ドレン移送ライン窒素ガスパージ手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.7.15 図に，タイムチャートを第 1.7.16 図に示す。

59

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へドレン移送ライン
窒素ガスパージの準備開始を指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）にて，可搬型窒素供給装置を配備
し，排水ライン接続口に可搬型窒素供給装置からの送気ホースを接続する。また，FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁及び FCVS フィルタベント装置ドレ
ンライン二次格納施設外側止め弁を全開操作し，ドレン移送ライン窒素ガスパージの準備完了を緊急時対策本部に報告する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの供給開始を指示する。
④緊急時対策要員は，FCVS フィルタベント装置ドレンライン N パージ用元弁を全開操作
し，窒素ガスの供給を開始するとともに，緊急時対策本部にドレン移送ライン窒素ガス
パージの開始を報告する。
⑤緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの供給停止を指示する。
⑥緊急時対策要員は，FCVS フィルタベント装置ドレンライン N2 パージ用元弁を全閉操作
し，窒素ガスの供給を停止する。また，FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁及び FCVS フィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁を全閉操作し，ドレン移送ポンプ出口ライン配管内が正圧で維持されていることをドレン移送
ライン圧力により確認し，ドレン移送ライン窒素ガスパージが完了したことを緊急時対策本部に報告する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからドレン移送ライン窒素ガスパージ完了まで約 130 分で可能である。なお，
屋外における本操作は，格納容器ベント実施から 25 時間後以降に行うことから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
(h) ドレンタンク水抜き
ドレンタンクが水位高に到達した場合は，よう素フィルタの機能維持のため排水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
ドレンタンクが水位高に到達すると判断した場合。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二ⅱ. 操作手順
ドレンタンク水抜きの概要は以下のとおり。概要図を第 1.7.17 図に， タイムチャート
を第 1.7.18 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員にドレンタンク水抜きを指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁附室にてドレン移送ポンプの電源が確保されていることを FCVS 現場制御盤のドレン移送ポンプ運転状態ランプにより確認する。また，ドレンタンク水抜きの系統構成として FCVS フィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁を遠隔手動弁操作設備にて全閉，FCVS フィルタベント装置ドレンタンク出口止め弁を遠隔手動弁操作設備にて全開，FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁及び FCVS フィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁を全開操作した
後，FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁を微開操作し，ドレン移送ポンプ A 又は B を起動する。その後，FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐
出側第一止め弁の増開操作によりポンプ吐出側流量を必要流量に調整し，ドレンタンク
内の水をサプレッション・チェンバへ排水開始したことを緊急時対策本部に報告する。
③緊急時対策本部は，当直長にドレンタンクの水位を確認するよう依頼する。
④当直副長は，ドレンタンクの水位を確認するよう中央制御室運転員に指示する。
⑤中央制御室運転員 A は，ドレンタンク水位にて継続監視し，規定水位に到達したことを当直副長に報告する。
⑥当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部にドレン移送ポンプ停止操作を依頼する。
⑦緊急時対策本部は，緊急時対策要員へドレン移送ポンプ停止操作を指示する。
⑧緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁附室 FCVS 計器ラックのドレンタンク水位にて排水による水位の低下を確認し，ドレン移送ポンプを停止した後，FCVS フィルタベント
装置ドレンタンク出口止め弁を遠隔手動弁操作設備にて全閉，FCVS フィルタベント装置
ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁，FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側
第二止め弁及び FCVS フィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁を全閉，
FCVS フィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁を遠隔手動弁操作設備にて全開操作し，ドレンタンク水抜きの完了を緊急時対策本部に報告する。

61

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからドレンタンク水抜き完了まで約 80 分で可能である。なお，屋外における本操作は，格納容器ベント実施から 25 時間後以降に行うことから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被ば
くによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す
る。

62

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二b. 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，復水補給水系を用いた代替循環冷却系の運転により，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることで原子炉格納容器の過圧破損を防止する。
(a) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系の復旧に見込みがなく※2 原子炉格納容器内の除熱が困難な状況で，以下の条件が全て成立した場合。
・復水補給水系が使用可能※3 であること。

・代替原子炉補機冷却系による冷却水供給が可能であること。
・原子炉格納容器内の酸素濃度が 4vol%以下※4 であること。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に故障が発生した場合，又は駆動に必要な電源若しくは補機冷却水が確保できない場合。
※3:設備に異常がなく，電源及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている場合。
※4:ドライ条件の酸素濃度を確認する。格納容器内酸素濃度（CAMS）にて 4vol%以下を確認できない場合は，代替格納容器スプレイを継続することで，ドライウェル側とサプレッション・チェンバ側のガスの混合を促進させる。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二ⅱ. 操作手順
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順の概要は以下のとおり。
原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合は， 残留熱除去系（A）注入配管使用による原子炉圧力容器への注水と残留熱除去系（B）スプレイ配管使用によるドライウェルスプレイ（以下「D/W スプレイ」という。）を同時に実施する手順とし，前提条件として復水貯蔵槽を水源とした残留熱除去系（B）スプレイ配管使用による
D/W スプレイ中とする。
また，原子炉圧力容器への注水ができない状況において，原子炉圧力容器の破損を判断した場合は，原子炉格納容器下部への注水と残留熱除去系（B）スプレイ配管使用による D/W
スプレイを同時に実施する手順とし，前提条件として復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水及び残留熱除去系（B）スプレイ配管使用による D/W スプレイ中とする。
手順の対応フローは第 1.7.1 図に，概要図を第 1.7.19 図に，タイムチャートを第 1.7.20
図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に必要なポンプ・電動弁及び監視計器の電源，冷却水が確保されていることを状態表示
にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量を確認し，復水補給水系が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器補助盤にて復水補給水系バイパス流防止として
タービン建屋負荷遮断弁の全閉確認を実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプ水源切替え準備のため，復水補給水系復水貯蔵槽出口弁,高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一，第二元弁，復水移送ポンプミニマムフロ
ー逆止弁後弁，復水補給水系制御棒駆動系駆動水供給元弁を全閉とし，復水補給水系常／非常用連絡 1 次，2 次止め弁の全開確認を実施する。
⑥a 原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合
現場運転員 E 及び F は，電動弁操作盤にて代替循環冷却系の系統構成を実施する。（残留熱除去系熱交換器出口弁（A），サプレッションプール水浄化系復水貯蔵槽側吸込弁，
残留熱除去系最小流量バイパス弁（B），残留熱除去系熱交換器出口弁（B），残留熱除去
系 S/P スプレイ注入隔離弁（B）の全閉，及び残留熱除去系注入弁（A）の全開操作を実
施する。）

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑥b 原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合
現場運転員 E 及び F は，電動弁操作盤にて代替循環冷却系の系統構成を実施する。（サプレッションプール水浄化系復水貯蔵槽側吸込弁，残留熱除去系最小流量バイパス弁（B），残留熱除去系熱交換器出口弁（B），残留熱除去系 S/P スプレイ注入隔離弁（B）の全閉操作を実施する。）⑦中央制御室運転員 A 及び B は，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の準備完了を当直副長に報告する。
⑧当直副長は，運転員に代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱開始を指示する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプを停止後，残留熱除去系洗浄水弁（B）を全閉とし，現場運転員 C 及び D へ連絡する。
⑩現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口元弁を全閉とし，当直副長に報告する。
⑪現場運転員 E 及び F は， 当直副長からの指示により，残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁及び残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁の全開操作を実施する。
⑫a 原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合（⑫a～⑮a）
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁（B）を調整開とした後に復水移送ポンプを起動し，速やかに残留熱除去系洗浄水弁（A）及び残留熱除去系洗浄水弁（B）を開として代替循環冷却系の運転を開始する。
⑬a 中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水移送ポ
ンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認する。あわせて，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量（RHR B 系
代替注水流量）指示値の上昇，並びに格納容器内圧力指示値及び格納容器内温度指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。
⑭a 当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注
水及び原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑮a 当直副長は，原子炉圧力容器内の水位及び原子炉格納容器内の圧力を継続監視し，残留熱除去系洗浄水弁（A）及び残留熱除去系洗浄水弁（B）にて適宜，原子炉圧力容器内の水位及び原子炉格納容器内の圧力の調整を行うよう中央制御室運転員に指示する。
また，状況により残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（B），残留熱除去系格納容器
冷却ライン隔離弁（B）を全閉，残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁（B）を全開とすることで，D/Wスプレイからサプレッション・チェンバ・プールスプレイ（以下｢S/Pス
プレイ｣という。）へ切り替える。
⑫b 原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合（⑫b～⑯b）中央制御室運転員A及びBは，下部ドライウェル注水ライン隔離弁の全開操作を実施する。
⑬b 中央制御室運転員A及びBは，残留熱除去系洗浄水弁（B）を調整開とした後に復水移送ポンプを起動し，速やかに下部ドライウェル注水流量調節弁及び残留熱除去系洗浄水弁（B）を開として代替循環冷却系の運転を開始する。
⑭b 中央制御室運転員A及びBは，原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）指示値の上昇により確認する。あわせて，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）指示
値の上昇，並びに格納容器内圧力指示値及び格納容器内温度指示値の低下により確認
し，当直副長に報告する。
⑮b 当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替循環冷却系による原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑯b 当直副長は，原子炉格納容器内の圧力を継続監視し，残留熱除去系洗浄水弁（B）にて適宜，原子炉格納容器内の圧力の調整を行うよう中央制御室運転員に指示する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運
転員 4 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから代替循環冷却系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱開始まで約 90 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

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備考

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東海第二(b) 代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
炉心の著しい損傷が発生し，原子炉格納容器の過圧破損を防止するために代替循環冷却系の運転を実施する場合，代替原子炉補機冷却系により補機冷却水を確保し，代替循環冷却系で使用する残留熱除去系熱交換器（B）及び代替循環冷却系の運転可否の判断で使用する格納容器内酸素濃度（CAMS）へ供給する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，代替循環冷却系設備を使用する場合。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
ⅱ. 操作手順
代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.7.1 図に，概要図を第 1.7.21 図に，タイムチャート
を第 1.7.22 図に示す。
代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットの手順については，「1.5.2.2(1)a.代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保」の操作手順と同様である。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保の準備のため，熱交換器ユニットの配備及び主配管（可搬型）の接続を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保に必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示
にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保の中央制
御室側系統構成を実施し，当直副長に報告する。（第 1.7.21 図参照）
⑥現場運転員 C 及び D は，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保の非管理区域側
系統構成を実施し，当直副長に報告する。（第 1.7.21 図参照）

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東海第二⑦緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保のための熱交換器ユニットの配備及び主配管（可搬型）の接続完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水供給開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑨緊急時対策要員は，熱交換器ユニット内の代替原子炉補機冷却水ポンプを起動し，代替
原子炉補機冷却水系による補機冷却水供給開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 13 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから運転員
操作の系統構成完了まで約 115 分，緊急時対策要員操作の補機冷却水供給開始まで約 540分で可能である。
なお，炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原子炉補機冷却系を設置する場合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を 2 班体制とし，交替して対応する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう， 使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
室温は通常運転時と同程度である。

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c. 格納容器内 pH 制御

東海第二ｃ．サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内のケーブル被覆材に含まれ炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内のケーブル被覆材に含まれる塩素等の酸性物質の発生により，サプレッション・チェンバ・プール水が酸性化する。サプレ

る塩素等の酸性物質の発生により，サプレッション・プール水が酸性化する。サプレッショッション・チェンバ・プール水が酸性化すると，サプレッション・チェンバ・プール水に含まれン・プール水が酸性化すると，サプレッション・プール水に含まれる粒子状よう素が元素状

る粒子状よう素が元素状よう素に変わり，その後に有機よう素となる。これにより格納容器圧

よう素に変わり，その後に有機よう素となる。これにより格納容器圧力逃がし装置による格

力逃がし装置による格納容器ベント時に外部への放射性物質の放出量が増加することとなる。

納容器ベント時の放射性物質の放出量が増加することとなる。

格納容器ベント時の放射性物質の系外放出量を低減させるために，復水移送ポンプ吸込配管

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性物質の放出量を低減させるために薬液（水酸化ナトリウム）を注入し，格納容器スプレイ配管から原子炉格納容器内に注入するに，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・チェン

ことで，サプレッション・チェンバ・プール水の酸性化を防止し格納容器ベント時の放射性物質

バ側）からサプレッション・チェンバ内に薬液（水酸化ナトリウム）を注入することで，サの系外放出を低減する。

プレッション・プール水の酸性化を防止し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

時の放射性物質の放出量を低減する。
炉心損傷を判断した場合※1 において，復水補給水系が使用可能な場合※2。

炉心損傷を判断した場合※１において，サプレッション・プール水ｐＨ制御装置が使用可
能な場合※２。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガ基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レ

ンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又ベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

※2:設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。
(b) 操作手順
格納容器内 pH 制御の手順は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.7.1 図に，概要図を第1.7.23 図に，タイムチャートを第 1.7.24 図に示す。

※2：設備に異常がなく，電源及び水源（薬液タンク）が確保されている場合。
(b) 操作手順
サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.7－2図に，概要図を第1.7－16図に，タイムチャートを第1.7－17図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に復水補給水系による原子炉格納容
器内へのスプレイ，原子炉格納容器下部への注水及び格納容器内 pH 制御のため，薬液注①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にサプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入の開始を指示する。

入の開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認し，発電長に報告する。

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）②中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプが運転中であることを確認し，S/P スプレイの系統構成のため残留熱除去系 S/P スプレイ注入隔離弁（B）を全開にする。

東海第二③運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系Ｓ／Ｃスプレイ弁及び残留熱除去系Ｂ
系Ｓ／Ｃスプレイ弁の全閉を確認する。
④運転員等は中央制御室にて，弁駆動用窒素供給弁の全開操作を実施する。

③現場運転員 C 及び D は，廃棄物処理建屋地上 2 階レイダウンエリア（管理区域）にて，薬液タンク水位指示値により薬液量が必要量以上確保されていることを確認し，当直副長に報告する。また，復水移送ポンプの運転状態に異常がないことを確認する。
④現場運転員 C 及び D は，薬液注入の系統構成のため，復水移送ポンプ吸込配管注入弁を全開にする。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，薬液注入準備完了を確認した後に，復水補給水系流量（RHR
B 系代替注水流量）指示値が規定値となるように残留熱除去系洗浄水弁（B）を調整開し，⑤発電長は，運転員等にサプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入操作を指示する。

S/P スプレイを開始する。S/P スプレイの開始を当直副長に報告するとともに，現場運転員 C 及び D へ薬液注入操作を指示する。
⑥現場運転員 C 及び D は，S/P スプレイが開始されたことを中央制御室運転員 A 及び B に確認し，薬液の復水貯蔵槽への混入を防止するため復水補給水系ポンプミニマムフロー
戻り弁の全閉操作を実施する。
⑥運転員等は中央制御室にて，圧送用窒素供給弁の全開操作を実施し，薬液タンク圧力の上昇を確認する。
⑦現場運転員 C 及び D は， 薬液注入タンク出口弁の全開操作を実施し，薬液注入が開始されたことを廃棄物処理建屋地上 2 階レイダウンエリア（管理区域）にて，薬液タンク水⑦運転員等は中央制御室にて，薬液注入窒素作動弁の全開操作を実施し，薬液注入が開始されたことを薬液タンク液位指示値の低下により確認する。

位指示値の低下により確認する。

⑧現場運転員 C 及び D は，廃棄物処理建屋地上 2 階レイダウンエリア（管理区域）にて，⑧運転員等は中央制御室にて，規定量の薬液が注入されたことを薬液タンク液位にて確

規定量の薬液が注入されたことを薬液タンク水位にて確認後，薬液注入タンク出口弁の認後，薬液注入窒素作動弁の全閉操作を実施し薬液注入を停止する。また，薬液注入

全閉操作を実施し薬液注入を停止する。また，薬液注入を停止した旨を当直副長に報告を停止したことを発電長に報告する。

する。

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東海第二⑨中央制御室運転員 A 及び B は，S/P スプレイから D/W スプレイに切替えることを当直副長に報告するとともに，現場運転員 C 及び D へ連絡する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（B）の全開操作
後，残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（B）の全開操作を実施する。
⑪中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系 S/P スプレイ注入隔離弁（B）の全閉操作を実施する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B は，S/P スプレイから D/W スプレイに切替えが完了したことを，当直副長に報告するとともに現場運転員 C 及び D へ薬液注入操作を指示する。
⑬現場運転員 C 及び D は，薬液注入タンク出口弁の全開操作を実施し，薬液注入が開始されたことを廃棄物処理建屋地上 2 階レイダウンエリア（管理区域）にて，薬液タンク水
位指示値の低下により確認する。
⑭現場運転員 C 及び D は，廃棄物処理建屋地上 2 階レイダウンエリア（管理区域）にて，規定量の薬液が注入されたことを薬液タンク水位にて確認後，薬液注入タンク出口弁の全閉操作を実施し薬液注入を停止する。また，薬液注入を停止した旨を当直副長に報告する。
⑮中央制御室運転員 A 及び B は，D/W スプレイから原子炉格納容器下部への注水に切替えることを当直副長に報告するとともに，現場運転員 C 及び D へ連絡する。
⑯中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器下部への注水の系統構成のため，下部ドライウェル注水ライン隔離弁を全開とする。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）指示値が規定値となるように下部ドライウェル注水流量調節弁を調整開し，原子炉格納容器下部への注水を開始する。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁（B），残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（B），及び残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（B）の全閉操作を実施す
る。

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東海第二⑲中央制御室運転員 A 及び B は，D/W スプレイから原子炉格納容器下部への注水に切替えが完了したことを，当直副長に報告するとともに現場運転員 C 及び D へ薬液注入操作を指示する。
⑳現場運転員 C 及び D は， 薬液注入タンク出口弁の全開操作を実施し，薬液注入が開始されたことを廃棄物処理建屋地上 2 階レイダウンエリア（管理区域）にて，薬液タンク水
位指示値の低下により確認する。
現場運転員 C 及び D は， 廃棄物処理建屋地上 2 階レイダウンエリア（管理区域）にて，規定量の薬液が注入されたことを薬液タンク水位にて確認後，薬液注入タンク出口弁の全閉操作を実施し薬液注入を停止する。また，薬液注入を停止した旨を当直副長に報告する。
現場運転員 C 及び D は，復水補給水系ポンプミニマムフロー戻り弁の全開操作を実施する。
中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部水位にて+2m（総注水量 180m3）となったら
下部ドライウェル注水流量調節弁，下部ドライウェル注水ライン隔離弁の全閉操作を実施する。
(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断し

員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器内 pH 制御のための薬液注てからサプレッション・プール水ｐＨ制御のための薬液注入開始まで15分以内で可能であ入開始までの所要時間は以下のとおり。

る。

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東海第二・原子炉格納容器内へのスプレイ（S/P）による薬液注入開始まで約 30 分で可能である。
・原子炉格納容器内へのスプレイ（D/W）による薬液注入開始まで約 65 分で可能である。
・原子炉格納容器下部への注水による薬液注入開始まで約 100 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。
d. 可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給
中長期的に原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による原子炉格納容器の負圧破損を防止するとともに原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減するため，可搬型格納容器窒素供給設備により原子炉格納容器へ窒素ガスを供給する。
(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の除熱を開始した場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:格納容器ベントによる原子炉格納容器内の除熱を開始した場合。
(b) 操作手順
可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給の手順は以下のとおり。概要図を第 1.7.25 図に，タイムチャートを第 1.7.26 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に原子炉格納容器への窒素ガス供給の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に原子炉格納容器への窒素ガ
ス供給のための可搬型格納容器窒素供給設備の準備を依頼する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に可搬型格納容器窒素供給設備の準備を指示する。
④現場運転員 C 及び D は，可搬型格納容器窒素供給設備を接続するための準備作業を実施する。
⑤緊急時対策要員は，原子炉建屋近傍に可搬型格納容器窒素供給設備を移動させる。
⑥緊急時対策要員は，可燃性ガス濃度制御系配管に可搬型格納容器窒素供給設備を接続する。
⑦緊急時対策要員は，可搬型大容量窒素供給装置を起動する。
⑧緊急時対策要員は，窒素ガス供給ユニット D/W 側止め弁又は窒素ガス供給ユニット S/C
側止め弁を全開し，原子炉格納容器への窒素ガス供給の準備が完了したことを緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

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備考

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

東海第二⑨当直副長は，サプレッション・チェンバ・プール水温度指示値が 104℃になる前に，中央制御室運転員に原子炉格納容器への窒素ガス供給を開始するよう指示する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系入口第一，第二隔離弁又は可燃性
ガス濃度制御系出口第一，第二隔離弁を全開し，窒素ガスを原子炉格納容器に供給する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員
2 名及び緊急時対策要員 16 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給開始まで約 480 分で可能である。
なお，本操作は，格納容器ベント後に時間が経過した後の操作であることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しているため，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
(2) 全交流動力電源喪失時の対応手順
a. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）(2) 全交流動力電源喪失時の対応手順
ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系の機能が喪失した場合及び代替炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系の機能が喪失した場合及び代替

循環冷却系の運転が期待できない場合は，サプレッション・チェンバ・プール水以外の水源を

循環冷却系の運転が期待できない場合は，サプレッション・チェンバ以外の水源を用いた原

用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施しているため，サプレッション・チェンバ・プー

子炉格納容器内へのスプレイを実施しているため，サプレッション・プール水位が上昇する

ル水位が上昇するが，外部水源注水制限値に到達した場合は，このスプレイを停止するため，が，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.5mに到達した場合は，サプレッショ

原子炉格納容器内の圧力を 620kPa[gage]以下に抑制できる見込みがなくなることから，格納

ン・チェンバの格納容器ベント排気ラインの水没を防止するために原子炉格納容器内へのス

容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施し，原子炉格納容器の過プレイを停止し，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施

圧破損を防止する。

し，原子炉格納容器の過圧破損を防止する。

また，原子炉格納容器内でジルコニウム－水反応により発生した水素ガスが原子炉建屋に漏また，原子炉格納容器内でジルコニウム－水反応により発生した水素が原子炉建屋原子炉棟

えいする可能性があることから，原子炉建屋オペレーティングフロア天井付近の水素濃度，非に漏えいする可能性があることから，原子炉建屋原子炉棟 6 階天井付近の水素濃度，原子炉建

常用ガス処理系吸込配管付近の水素濃度及び原子炉建屋オペレーティングフロア以外のエリア

屋原子炉棟 2 階及び原子炉建屋原子炉棟地下 1 階のハッチ等の貫通部付近の水素濃度並びに静の水素濃度並びに静的触媒式水素再結合器動作監視装置の出入口温度の監視を行い，原子炉建的触媒式水素再結合器動作監視装置にて静的触媒式水素再結合器の出入口温度の監視を行い，屋内において異常な水素ガスの漏えいを検知した場合は原子炉格納容器内に滞留した水素ガス

原子炉建屋原子炉棟内において異常な水素の漏えいを検知した場合は原子炉格納容器内に滞留を排出することで，原子炉建屋への水素ガスの漏えいを防止する。

した水素を排出することで，原子炉建屋原子炉棟への水素の漏えいを防止する。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）を中央制御室からの遠隔操作により開できない場合は，遠隔人力操作機構による現場操作（二次格納施設外）を実施する。
第二弁及び第二弁バイパス弁を操作する第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベユニットにて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断し，格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプルームの影響による操作員のなお，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるため，運転員は待避室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。

被ばくを低減する。また，格納容器ベントを実施した際のプルームの影響による被ばくを低減するため，中央制御室待避室へ待避及び第二弁操作室にて待機し，プラントパラメータを
中央制御室待避室内のデータ表示装置（待避室）により継続して監視する。

格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器

格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内

内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かの除熱機能が1系統回復し，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度

つ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する

制御機能及び可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器負圧破損防止機能が使用可能な場合，ことを基本として，その他の要因を考慮した上で総合的に判断し，適切に対応する。

並びに原子炉格納容器内の圧力310kPa［gage］（1Pd）未満，原子炉格納容器内の温度171℃未満
及び原子炉格納容器内の水素濃度が可燃限界未満であることを確認した場合は，第一弁を閉し，格納容器ベントを停止することを基本として，その他の要因を考慮した上で総合的に判断

なお，二次隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統

し，適切に対応する。なお，フィルタ装置出口弁については，第一弁を全閉後，原子炉格納容回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。

器内の除熱機能が更に1系統回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。

全交流動力電源喪失時は，現場手動にて系統構成を行うとともに原子炉建屋原子炉区域の系

全交流動力電源喪失時は，現場手動にて系統構成を行う。

統構成は事前に着手する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(a) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
ⅰ. 手順着手の判断基準

東海第二(a) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）ⅰ) 手順着手の判断基準［原子炉建屋原子炉区域の系統構成］
全交流動力電源喪失時に，早期の電源復旧が見込めない場合。
［格納容器ベント準備］
炉心損傷を判断した場合※1 において，炉心の著しい損傷の緩和及び原子炉格納容器の破※2損防止のために必要な操作が完了した場合 。

炉心損傷を判断した場合※１において，全交流動力電源喪失時の場合に残留熱除去系及び代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱ができない場合において，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※２。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガ基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レ

ンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又ベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

※2:炉心の著しい損傷を防止するために原子炉圧力容器への注水を実施する必要がある場※2：発電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の温度及び圧力の制御ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。

合，又は原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施する必要がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始する。ただし，発電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。
ⅱ. 操作手順ⅱ) 操作手順

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）の手順は

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）の手順は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.7.1 図に， 概要図を第 1.7.27 図に，タイムチャ

以下のとおり。手順の対応フローを第1.7－1図及び第1.7－2図に，概要図を第1.7－18図ートを第 1.7.28 図及び第 1.7.29 図に示す。

に，タイムチャートを第1.7－19図に示す。

［W/W ベントの場合（D/W ベントの場合，手順⑭以外は同様）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉建屋原子炉区域の系統構成を現場運【Ｓ／Ｃ側ベントの場合（Ｄ／Ｗ側ベントの場合，手順⑦以外は同様。）。】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備を依頼する。

転員に指示する。
②現場運転員 E 及び F は，非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁及び非常用ガス処理②災害対策本部長代理は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備のため，第二弁操作室に重大事故等対応要員を派遣し，発電長に報告する。

系出口 U シール隔離弁の全閉操作を実施する。
③当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・③発電長は，格納容器圧力逃がし装置によるＳ／Ｃ側からの格納容器ベントの準備を開

チェンバ・プール水位外部水源注水制限（ベントライン-1m）以下であることを確認し，始するよう運転員等に指示する（Ｓ／Ｃ側からの格納容器ベントができない場合は，格納容器圧力逃がし装置により W/W 側から格納容器ベント実施の準備を開始するよう運Ｄ／Ｗ側からの格納容器ベントの準備を開始するよう指示する。）。

転員に指示する（原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位外部水源注水制限を越えている場合は D/W 側からの格納容器ベント実施の準備を開始するよう指示する）。

76

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器圧力逃がし装置に

東海第二④発電長は，災害対策本部長代理に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準よる格納容器ベントの準備開始を報告する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な備開始を報告する。
⑤運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な監視計器の電源が確保されていることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統構成として非常用ガス処理系第監視計器の電源が確保されていることを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，格納容器ベント前の系統構成として，原子炉建屋ガス処

二隔離弁及び換気空調系第二隔離弁の全閉を確認する。

理系一次隔離弁，原子炉建屋ガス処理系二次隔離弁，換気空調系一次隔離弁及び換気
空調系二次隔離弁の全閉を確認する。

⑦中央制御室運転員 A 及び B は，FCVS 制御盤にてフィルタ装置水位指示値が通常水位範囲内であること及びフィルタ装置ドレン移送ポンプの水張りが完了していることを確認する。
⑧現場運転員 C 及び D は，フィルタベント大気放出ラインドレン弁を全閉， 水素バイパス⑦ａＳ／Ｃ側ベントの場合
運転員等は原子炉建屋付属棟にて，第一弁（Ｓ／Ｃ側）を遠隔人力操作機構による操ライン止め弁を全開とする。また，耐圧強化ベント弁の全閉を遠隔手動弁操作設備の開作で全開とする。

度指示にて確認し，二次隔離弁を遠隔手動弁操作設備にて調整開（流路面積約 50%開）とする。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を遠隔手動弁操作⑦ｂＤ／Ｗ側ベントの場合第一弁（Ｓ／Ｃ側）が開できない場合は，運転員等は原子炉建屋付属棟にて，第一弁

設備にて調整開（流路面積約 50%開）とする。

（Ｄ／Ｗ側）を遠隔人力操作機構による操作で全開とする。

⑨中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了⑧運転員等は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を発電長に報告する。

を当直副長に報告する。
⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベン⑨発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を災害対策本部長
代理に報告する。

ト準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑪当直副長は，原子炉格納容器内の圧力及び水位，並びに原子炉建屋内の水素濃度に関する情報収集を適宜行い，当直長に報告する。また，当直長は原子炉格納容器内の圧力及び水位，並びに原子炉建屋内の水素濃度に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベン⑩発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの開始を災害対策本部長
代理に報告する。

トの開始を緊急時対策本部に報告する。

77

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑬当直副長は，以下のいずれかの条件に到達したことを確認し，運転員に格納容器ベント

東海第二⑪発電長は，以下のいずれかの条件に到達したことを確認し，運転員等に格納容器ベン
ト開始を指示する。

開始を指示する。
・外部水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施中に，サプレッション・チェン

・外部水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施中に，サプレッション・プ
ール水位指示値が通常水位＋6.5mに到達した場合。

バ・プール水位が「真空破壊弁高さ」に到達した場合。
・原子炉建屋オペレーティングフロア天井付近の水素濃度が 2.2vol%に到達した場合。

・原子炉建屋水素濃度指示値が2.0vol％に到達した場合。

⑭ａ W/W ベントの場合⑫重大事故等対応要員は第二弁操作室にて，第二弁を遠隔人力操作機構にて全開とし，現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を遠隔手動弁操作設

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。第二弁の開操作ができな

備による操作で全開とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。

い場合は，第二弁バイパス弁を遠隔人力操作機構にて全開とし，格納容器圧力逃がし⑭ｂ D/W ベントの場合装置による格納容器ベントを開始する。

現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウェル側）を遠隔手動弁操作設備による操作で全開とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント操作を開始する。
⑮中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始さ⑬運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを，格納容器内圧力指示値の低下又は原子炉建屋水素濃度指示値が安定若しくれたことをドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力指示値の低下，並びは低下，フィルタ装置入口圧力指示値の上昇，フィルタ装置出口放射線モニタ指示値のにフィルタ装置圧力及びフィルタ装置スクラビング水温度指示値の上昇により確認

上昇により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，格納容器圧力逃がし装置によするとともに，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）指示値の上昇

る格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

により確認し，発電長に報告する。また，発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを災害対策本部長代理に報告する。

78

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑯中央制御室運転員 A 及び B は，FCVS 制御盤にてフィルタ装置水位指示値を確認し，水位調整が必要な場合は当直副長に報告する。また，当直長は，フィルタ装置の水位調整を実施するよう緊急時対策本部に依頼する。
⑭運転員等は中央制御室にて，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が1系統回復し，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度制御機能及び可搬型窒素供給装置による原子炉格
納容器負圧破損防止機能が使用可能な場合，並びに原子炉格納容器内の圧力310kPa［gage］（1Pd）未満，原子炉格納容器内の温度171℃未満及び原子炉格納容器内の水素濃度が可燃限界未満であることを確認することにより，格納容器ベント停止判断をする。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）を全閉するよう現場運転員に指示する。
⑱現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備により一次隔離弁（サプレッション・チェ

⑮運転員等は原子炉建屋付属棟にて，遠隔人力操作機構により第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ

ンバ側又はドライウェル側）の全閉操作を実施する。

／Ｗ側）の全閉操作を実施する。

⑲中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バ
イパス弁を全閉するよう現場運転員に指示する。
⑳現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備により二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス
弁の全閉操作を実施する。

79

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運
転員 4 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱開始まで約 75 分で可能である。

東海第二ⅲ) 操作の成立性
格納容器ベント準備開始を判断してから格納容器ベント準備完了までの必要な要員数
及び所要時間は以下のとおり。
・現場からの第一弁（Ｓ／Ｃ側）操作の場合
現場対応を運転員等（当直運転員）3名にて作業を実施した場合，125分以内で可能である。
・現場からの第一弁（Ｄ／Ｗ側）操作の場合
現場対応を運転員等（当直運転員）3名にて作業を実施した場合，140分以内で可能である。
また，格納容器ベント準備開始を判断してから第二弁操作室までの移動は45分以内で可能である。
第二弁操作室正圧化基準到達から第二弁操作室の正圧化開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
・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
現場対応を重大事故等対応要員3名にて作業を実施した場合，4分以内で可能である。
格納容器ベント判断基準到達から格納容器ベント開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
・現場操作（第二弁）遠隔操作不可の場合
現場対応を重大事故等対応要員3名にて作業を実施した場合，30分以内で可能である。
【Ｓ／Ｃ側ベント】
サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋5.5mに到達後，第一弁（Ｓ／Ｃ側）
操作を現場にて実施した場合，125分以内で可能である。また，サプレッション・プール
水位指示値が通常水位＋6.5mに到達後，第二弁操作を現場にて実施した場合，30分以内で可能である。
（総要員数：運転員等3名，重大事故等対応要員3名，総所要時間：155分
以内）【Ｄ／Ｗ側ベント】
サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋5.5mに到達後，第一弁（Ｄ／Ｗ側）
操作を現場にて実施した場合，140分以内で可能である。また，サプレッション・プール
水位指示値が通常水位＋6.5mに到達後，第二弁操作を現場にて実施した場合，30分以内で可能である。
（総要員数：運転員等3名，重大事故等対応要員3名，総所要時間：170分
以内）

80

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

東海第二
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

遠隔手動弁操作設備の操作については，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様で遠隔人力操作機構については，速やかに操作ができるように，汎用電動工具（電動ドあるため，容易に実施可能である。操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外に設置するこライバ）を操作場所近傍に配備する。また，作業エリアには蓄電池内蔵型照明を配備しとに加え，あらかじめ遮蔽材を設置することで作業時の被ばくによる影響を低減している。

ており，建屋内常用照明消灯時における作業性を確保しているが，ヘッドライト及びＬ

また，操作前にモニタリングを行い接近可能であることを確認し防護具を確実に装着してＥＤライトをバックアップとして携行する。

操作する。また，作業エリアにはバッテリー内蔵型 LED 照明を配備しており，建屋内常用
照明消灯時における作業性を確保しているが，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行する。

(b) 第二弁操作室の正圧化
格納容器圧力逃がし装置を使用する際に，第二弁操作室を第二弁操作室空気ボンベユニ
ットにより加圧し，第二弁操作室の居住性を確保する。
なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)ｂ．(b) 第二弁操作室の正圧化」の操作手順と同様である。

【以下，ページ 83 より当該箇所を引用】(c) フィルタ装置水位調整（水張り）フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達する前に，フィルタ装置補給水ラ
インからフィルタ装置へ水張りを実施する。

(c) フィルタ装置スクラビング水補給
フィルタ装置の水位が待機時水位下限である 2,530mm を下回り下限水位である 1,325mmに到達する前までに，西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽又は淡水タンクを水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによりフィルタ装置へ水張りを実施する。

なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)a.(c)フィルタ装置水位調整（水張り）」の操作
手順と同様である。

なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)ｂ．(c) フィルタ装置スクラビング水補給」の操作手順と同様である。

【引用ここまで】

81

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二【以下，ページ 73 より当該箇所を引用】
d. 可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給(d) 原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

中長期的に原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による原子炉格納容器の負圧破損を防止するとと格納容器ベント停止後における水の放射線分解によって発生する可燃性ガス濃度の上昇

もに原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減するため，可搬型格納容器窒素供給設備によりを抑制，及び原子炉格納容器の負圧破損を防止するため，可搬型窒素供給装置により原子原子炉格納容器へ窒素ガスを供給する。

炉格納容器内を不活性ガス（窒素）で置換する。

【引用ここまで】

なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)ｂ．(d) 原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換」の操作手順と同様である。

【以下，ページ 83 より当該箇所を引用】(e) 格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ(e) フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

格納容器ベント停止後において，スクラバ水に貯留された放射性物質による水の放射線分格納容器ベントを実施した際には，原子炉格納容器内に含まれる非凝縮性ガスがフィル

解にて発生する水素ガス及び酸素ガスを排出する。また，フィルタ装置上流側の残留蒸気凝タ装置を経由して大気へ放出されることから，フィルタ装置内での水素爆発を防止するた縮によりフィルタ装置上流側配管内が負圧となることにより，スクラバ水が上流側配管に吸め，可搬型窒素供給装置によりフィルタ装置内を不活性ガス（窒素）で置換する。

い上げられることを防止するため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)a.(e)格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ」の操作手順と同様である。

なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)ｂ．(e) フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換」の操作手順と同様である。

【引用ここまで】【以下，ページ 83 より当該箇所を引用】(d) フィルタ装置水位調整（水抜き）(f) フィルタ装置スクラビング水移送

格納容器ベントにより原子炉格納容器内から排気されたガスが格納容器圧力逃がし装置の水の放射線分解により発生する水素がフィルタ装置内に蓄積することを防止するため，配管内及びフィルタ装置内で凝縮し，その凝縮水がフィルタ装置に溜まることでフィルタ装

フィルタ装置スクラビング水をサプレッション・チェンバへ移送する。移送ポンプの電源

置の水位が上限水位に到達すると判断した場合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設

は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源

計上限差圧に到達すると判断した場合はフィルタ装置機能維持のためフィルタ装置の排水を設備として使用する可搬型代替低圧電源車から受電可能である。

実施する。ドレン移送ポンプの電源は， 代替交流電源設備から受電可能である。
なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)a.(d)フィルタ装置水位調整（水抜き）」の操作
手順と同様である。

なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)ｂ．(f) フィルタ装置スクラビング水移送」の操作手順と同様である。

【引用ここまで】

82

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(b) フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り
格納容器ベント中に想定されるフィルタ装置の水位調整準備として，乾燥状態で保管されているドレン移送ポンプへ水張りを実施する。
なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)a.(b)フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」の操作手順と同様である。
(c) フィルタ装置水位調整（水張り）フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達する前に，フィルタ装置補給水ラ
インからフィルタ装置へ水張りを実施する。
なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)a.(c)フィルタ装置水位調整（水張り）」の操作
手順と同様である。
(d) フィルタ装置水位調整（水抜き）
格納容器ベントにより原子炉格納容器内から排気されたガスが格納容器圧力逃がし装置の配管内及びフィルタ装置内で凝縮し，その凝縮水がフィルタ装置に溜まることでフィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断した場合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設
計上限差圧に到達すると判断した場合はフィルタ装置機能維持のためフィルタ装置の排水を実施する。ドレン移送ポンプの電源は， 代替交流電源設備から受電可能である。
なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)a.(d)フィルタ装置水位調整（水抜き）」の操作
手順と同様である。
(e) 格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ
格納容器ベント停止後において，スクラバ水に貯留された放射性物質による水の放射線分解にて発生する水素ガス及び酸素ガスを排出する。また，フィルタ装置上流側の残留蒸気凝縮によりフィルタ装置上流側配管内が負圧となることにより，スクラバ水が上流側配管に吸い上げられることを防止するため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)a.(e)格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ」の操作手順と同様である。

83

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(f) フィルタ装置スクラバ水 pH 調整
フィルタ装置水位調整（水抜き）によりスクラバ水に含まれる薬液が排水されることでス
クラバ水の pH が規定値よりも低くなることを防止するため薬液を補給する。
なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)a.(f)フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」の操作手順と同様である。
(g) ドレン移送ライン窒素ガスパージ
フィルタ装置水位調整（水抜き）後は，フィルタ装置排水ラインの水の放射線分解により発生する水素ガスの蓄積を防止するため，窒素ガスによるパージを実施し，排水ラインの残留水をサプレッション・チェンバに排水する。
なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)a.(g)ドレン移送ライン窒素ガスパージ」の操作
手順と同様である。
(h) ドレンタンク水抜き
ドレンタンクが水位高に到達した場合は，よう素フィルタの機能維持のため排水を実施する。ドレン移送ポンプの電源は，代替交流電源設備から受電可能である。
なお，操作手順については，「1.7.2.1(1)a.(h)ドレンタンク水抜き」の操作手順と同様で
ある。

84

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.7.2.2 その他の手順項目について考慮する手順
復水移送ポンプ，電動弁，中央制御室監視計器類への電源供給手順及び代替交流電源設備への燃料補給手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

東海第二

備考

1.7.2.2 その他の手順項目について考慮する手順
常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器による代替循環
冷却系ポンプ，移送ポンプ，電動弁及び監視計器への電源供給手順並びに常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型窒素供給装置として使用する窒素供給装置用電源車への燃料給油手順については，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

残留熱除去系又は代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による減圧及び除熱の手順については，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
代替循環冷却系への代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保手順については，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
水源から接続口までの可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

残留熱除去系による減圧及び除熱手順については，「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。
残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷却水確保手順については，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽への水の補給手順並びに水源から接続口への可搬型代替注
水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

原子炉建屋内の水素濃度監視手順については，｢1.10 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。

原子炉建屋内の水素濃度監視手順については，｢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。
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御手順については，「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」にて整備する。

操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

85

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.7.2.3 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第 1.7.30
図に示す。

東海第二
1.7.2.3 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.7－20図に示す。

炉心の著しい損傷が発生した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるスプレイを実

炉心の著しい損傷が発生した場合は，サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注

施しながら原子炉格納容器の圧力及び温度の監視を行うとともに，格納容器ベント操作に備え，格入を行うとともに，代替格納容器スプレイにより原子炉格納容器内の冷却を実施しながら原子

納容器 pH 制御装置による薬液の注入を行う。

炉格納容器の圧力及び温度の監視を行う。

代替原子炉補機冷却系の設置が完了し，代替循環冷却系が起動できる場合は，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
また，原子炉圧力容器の破損を判断した後に代替循環冷却系が起動できる場合は，代替循環冷却系による原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
代替循環冷却系が起動できない場合は， 格納容器圧力逃がし装置により格納容器ベントによる減圧を行う。

残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合は，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に優先し，内部水源である代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施する。
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱ができない場合は，外部水源を使用した代替
格納容器スプレイを実施する。外部水源を使用するためサプレッション・プール水位が上昇
し，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.5mに到達した場合は，外部水源を使用した代替格納容器スプレイを停止し，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施する。

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントは，弁の駆動電源及び空気源がない場合，現場での手動操作を行う。

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントは，弁の駆動電源がない場合，現場での手動操作を行う。

なお，格納容器圧力逃がし装置を用いて，格納容器ベントを実施する際には，スクラビングに

なお，格納容器圧力逃がし装置を用いて，格納容器ベントを実施する際には，スクラビングによる放射性物質の排出抑制を期待できる W/W を経由する経路を第一優先とする。W/W ベントライン

よる放射性物質の排出抑制を期待できるＳ／Ｃを経由する経路を第一優先とする。Ｓ／Ｃ側ベンが水没等の理由で使用できない場合は，D/W を経由してフィルタ装置を通る経路を第二優先とする。

トラインが水没等の理由で使用できない場合は，Ｄ／Ｗを経由してフィルタ装置を通る経路を第二優先とする。

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱又は格納容器ベント実施後は，残留熱除去系の復旧を行い，長期的な原子炉格納容器内の除熱を実施する。

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱又は格納容器ベント実施後は，残留熱除去系の復旧を行い，長期的な原子炉格納容器の除熱を実施する。
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施する際の系統の選択は，常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ冷却系と配管を共有しない系統を優先して使用する。優先順位は以下のとおり。
優先①：代替循環冷却系Ａ系
優先②：代替循環冷却系Ｂ系

86

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

第1.7－1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順
第 1.7.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順
対応手段，対処設備，手順書一覧（1/3）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

分類

対処設備

対応
手段

対処設備

ィーゼル発電機（全交流動力電源）

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。

87「除熱－１」等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

自主対策

淡水タンク※２（シビアアクシデント）

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備※1:手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。
※5:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※6:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b）項を満足するための代替淡水源（措置）

格納容器圧力逃がし装置によ る原子炉格納容器内の減圧及び除熱

外部電源系及び非常用デフィルタ装置
圧力開放板
移送ポンプ
遠隔人力操作機構
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）第二弁操作室差圧計
可搬型窒素供給装置
フィルタ装置遮蔽
配管遮蔽
第二弁操作室遮蔽
第一弁（Ｓ／Ｃ側）
第一弁（Ｄ／Ｗ側）
第二弁
第二弁バイパス弁
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・弁第二弁操作室空気ボンベユニット（配管・弁）
窒素供給配管・弁
移送配管・弁
補給水配管・弁原子炉格納容器（サプレッション・チェン
バを含む）
真空破壊弁
可搬型代替注水中型ポンプ※２
可搬型代替注水大型ポンプ※２
西側淡水貯水設備※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
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅲ

ＡＭ設備別操作手順書

設備

可搬型代替注水大型ポンプ※１
ホース

手順書

自主対策

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
可搬型代替注水大型ポンプ
サプレッション・チェンバ
代替淡水貯槽※２
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スプ
レイヘッダ
代替循環冷却系配管・弁ホース
原子炉圧力容器
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

多様なハザード対応手順「フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」「フィルタベント水位調整（水張り）」「フィルタベント水位調整（水抜き）」「フィルタベント停止後の N2 パージ」「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」「ドレン移送ライン N2 パージ」
「ドレンタンク水抜き」

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

AM 設備別操作手順書「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（S/C））」「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（D/W））」

自主対策設備

防火水槽 ※5，※6
淡水貯水池 ※5，※6
第二代替交流電源設備 ※3

事故時運転操作手順書（シビアアク
シデント）「PCV 制御」「R/B 制御」

原子炉格納容器の過圧破損防止

フィルタ装置よう素フィルタ
ラプチャーディスク
ドレン移送ポンプ
ドレンタンク遠隔手動弁操作設備
遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
可搬型窒素供給装置
スクラバ水 pH 制御設備
フィルタベント遮蔽壁
配管遮蔽
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配管・弁
遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁ホース・接続口
原子炉格納容器（サプレッション・チェン
バ，真空破壊弁を含む）
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級） ※5
常設代替交流電源設備 ※3
可搬型代替交流電源設備 ※3
代替所内電気設備 ※3
常設代替直流電源設備 ※3
可搬型直流電源設備 ※3

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手順書

重大事故等対処設備

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

原子炉格納容器の過圧破損防止

－

対応
手段

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／2）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

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

対処設備

AM 設備別操作手順書「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（S/C））」「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（D/W））」

対処設備

遠隔人力操作機構
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）第二弁操作室差圧計
第二弁操作室遮蔽
第二弁操作室空気ボンベユニット（配管・弁）

手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

可搬型窒素供給装置
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
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

薬液タンク
蓄圧タンク加圧用窒素ガスボンベ
サプレッション・プール水ｐＨ制御装置配管・弁
残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッダ
サプレッション・チェンバ常設代替直流電源設備※３
可搬型代替直流電源設備※３
燃料給油設備※３（シビアアクシデント）「除熱－１」等
ＡＭ設備別操作手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅲ※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。

88

非常時運転手順書Ⅲ

重大事故等対策要領

自主対策設備による薬液注入

サプレッション・プール水ｐＨ制御装置※1:手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。
※5:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※6:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b）項を満足するための代替淡水源（措置）原子炉格納容器負圧破損の防止

原子炉格納容器の過圧破損防止－

可搬型窒素供給装置
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・弁フィルタ装置常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

多様なハザード対応手順「フィルタベント停止後の N パージ」

多様なハザード対応手順「可搬型格納容器窒素供給設備による PCV 窒素供給」

自主対策設備原子炉格納容器負圧破損の防 止

可搬型大容量窒素供給装置
ホース
可燃性ガス濃度制御系配管・弁事故時運転操作手順書（シビアアク
シデント）「PCV 制御」「R/B 制御」

対応
手段

不活性ガス（窒素）による系統内の置換

重大事故等対処設備による系統内の置換

不活性ガス︵ 窒素ガス ︶可搬型窒素供給装置
ホース・接続口機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

現場操作

現場操作

原子炉格納容器の過圧破損防止－

重大事故等対処設備

遠隔手動弁操作設備
遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁手順書

重大事故等対処設備

全交流動力電源

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／2）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/3）
分類

東海第二

（シビアアクシデント）「放出」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（3/3）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

復水移送ポンプ
代替原子炉補機冷却系 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級） ※5
サプレッション・チェンバ
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ポンプ
高圧炉心注水系配管・弁
復水補給水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
格納容器スプレイ・ヘッダ
ホース
原子炉圧力容器
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※3
可搬型代替交流電源設備 ※3
代替所内電気設備 ※3
燃料補給設備 ※3

自主対策設備

格納容器内ｐＨ制 御代替格納容器スプレイ冷却系（常設） ※1
格納容器下部注水系（常設） ※4
格納容器 pH 制御設備

事故時運転操作手順書（シビアアク
シデント）「PCV 制御」

AM 設備別操作手順書「代替循環冷却系による PCV 内の減圧及び除熱」

自主対策設備

防火水槽 ※5，※6
淡水貯水池 ※5，※6
第二代替交流電源設備 ※3

手順書

重大事故等対処設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除 熱

原子炉格納容器の過圧破損防止

－

対応
手段

事故時運転操作手順書（シビアアク
シデント）「PCV 制御」

AM 設備別操作手順書「炉心損傷後格納容器薬品注入」※1:手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。
※5:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※6:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b）項を満足するための代替淡水源（措置）89

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

第1.7－2表 重大事故等対処に係る監視計器
第 1.7.2 表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧（1/7）

監視計器一覧（1／10）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1)交流電源が健全である場合の対応手順
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」「R/B 制御」

AM 設備別操作手順書「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（S/C））」「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（D/W））」

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度･原子炉建屋地上 4 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 交流動力電源が健全である場合の対応手順
ａ．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

判断基準

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

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度

原子炉格納容器内の酸素濃度

最終ヒートシンクの確保

電源
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

緊急用メタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。
）電圧
緊急用パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
）電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧
サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度

原子炉圧力容器への注水量

代替循環冷却系原子炉注水流量

最終ヒートシンクの確保

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
代替循環冷却系ポンプ入口温度
残留熱除去系熱交換器入口温度

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ出口流量

水源の確保

サプレッション・プール水位操作

90

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交
換器）

水源の確保

ＡＭ設備別操作手順書

電源監視パラメータ（計器）柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（2/7）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／10）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）AM 設備別操作手順書「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（S/C））」「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（D/W））」

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 交流動力電源が健全である場合の対応手順
ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(a) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1)交流電源が健全である場合の対応手順
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」「R/B 制御」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉格納容器内の放射線量率

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉建屋内の水素濃度

操作

判断基準

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
・原子炉建屋地上 2 階
・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
直流125V主母線盤２Ａ電圧
直流125V主母線盤２Ｂ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋原子炉棟 6 階・原子炉建屋原子炉棟 2 階・原子炉建屋原子炉棟地下 1 階

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等
ＡＭ設備別操作手順書

操作91

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

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）フィルタ装置入口水素濃度

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1)交流電源が健全である場合の対応手順
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
多様なハザード対応手順「フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」

原子炉格納容器内の放射線量率

判断基準
判断基準
操作
判断基準
判断基準
操作
判断基準

多様なハザード対応手順「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

操作
判断基準

多様なハザード対応手順「ドレン移送ライン N2 パージ」

操作
判断基準

多様なハザード対応手順「ドレンタンク水抜き」

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量－－

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置金属フィルタ差圧

補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量－

補機監視機能補機監視機能ＡＭ設備別操作手順書－

フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置入口水素濃度
・フィルタ装置出口水素濃度
フィルタ装置入口圧力－－

フィルタ装置スクラバ水 pH
フィルタ装置水位－－

操作

補機監視機能ドレン移送ライン圧力

補機監視機能ドレンタンク水位

補機監視機能ドレンタンク水位
フィルタ装置ドレン移送流量

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 交流動力電源が健全である場合の対応手順
ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(b) 第二弁操作室の正圧化

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

補機監視機能第二弁操作室差圧
空気ボンベユニット空気供給流量操作

操作

多様なハザード対応手順「フィルタベント停止後の N2 パージ」

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

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

判断基準

操作

多様なハザード対応手順「フィルタベント水位調整（水抜き）」

備考

監視計器一覧（3／10）

監視計器一覧（3/7）

多様なハザード対応手順「フィルタベント水位調整（水張り）」

東海第二

92

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

監視計器一覧（4／10）

監視計器一覧（4/7）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1)交流電源が健全である場合の対応手順
b.代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

判断基準

原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉格納容器内の水位

格納容器下部水位

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

フィルタ装置水位

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 交流動力電源が健全である場合の対応手順
ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(d) 原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

判断基準

最終ヒートシンクの確保

最終ヒートシンクの確保

ＡＭ設備別操作手順書

操作AM 設備別操作手順書「代替循環冷却系による PCV 内の減圧及び除熱」

原子炉格納容器内の放射線量率

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 交流動力電源が健全である場合の対応手順
ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(c) フィルタ装置スクラビング水補給

判断基準

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系系統流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

ＡＭ設備別操作手順書

操作原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

操作

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

最終ヒートシンクの確保

サプレッション・チェンバ・プール水温度
復水補給水系温度（代替循環冷却）復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力93

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 交流動力電源が健全である場合の対応手順
ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(e) フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1)交流電源が健全である場合の対応手順
c.格納容器内 pH 制御
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」

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

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位
格納容器下部水位

補機監視機能薬液タンク水位
サプレッションプール水 pH

ＡＭ設備別操作手順書

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置入口水素濃度

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置水位

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位
フィルタ装置入口水素濃度

ＡＭ設備別操作手順書

操作

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

原子炉格納容器内の圧力

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 交流動力電源が健全である場合の対応手順
ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(f) フィルタ装置スクラビング水移送

判断基準

原子炉圧力容器温度

操作

操作

原子炉圧力容器内の温度

判断基準

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1)交流電源が健全である場合の対応手順
d.可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給
多様なハザード対応手順「可搬型格納容器窒素供給設備による PCV 窒素供給」

備考

監視計器一覧（5／10）

監視計器一覧（5/7）

AM 設備別操作手順書「炉心損傷後格納容器薬品注入」

東海第二

94

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

監視計器一覧（6／10）

監視計器一覧（6/7）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(2)全交流動力電源喪失時の対応手順
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」「R/B 制御」

AM 設備別操作手順書「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（S/C））」「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（D/W））」

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 交流動力電源が健全である場合の対応手順
ｃ．サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度･原子炉建屋地上 4 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（A）
格納容器内水素濃度（B）
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
・原子炉建屋地上 2 階
・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

操作

原子炉圧力容器温度

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
ＡＭ設備別操作手順書

95

操作

判断基準

原子炉圧力容器内の温度判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

補機監視機能薬液タンク圧力薬液タンク液位柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（7/7）
監視パラメータ（計器）多様なハザード対応手順「フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」

判断基準

フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置金属フィルタ差圧

判断基準

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量

補機監視機能

判断基準
操作
判断基準
操作
判断基準
操作

－

フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量－

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
直流125V主母線盤２Ａ電圧
直流125V主母線盤２Ｂ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋原子炉棟 6 階・原子炉建屋原子炉棟 2 階・原子炉建屋原子炉棟地下 1 階－

フィルタ装置スクラバ水 pH
フィルタ装置水位

－

－

操作
判断基準

補機監視機能ドレン移送ライン圧力

補機監視機能ドレンタンク水位操作

補機監視機能原子炉圧力容器内の温度フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置入口水素濃度
・フィルタ装置出口水素濃度
フィルタ装置入口圧力－

補機監視機能格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）－

ＡＭ設備別操作手順書
補機監視機能監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器内の放射線量率

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等

操作

判断基準

多様なハザード対応手順「ドレンタンク水抜き」

原子炉圧力容器温度－操作

多様なハザード対応手順「ドレン移送ライン N2 パージ」

原子炉圧力容器内の温度

判断基準

多様なハザード対応手順「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

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

操作

多様なハザード対応手順「フィルタベント停止後の N パージ」

原子炉格納容器内の放射線量率

補機監視機能重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(2) 全交流動力電源喪失時の対応手順
ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）(a) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(2)全交流動力電源喪失時の対応手順
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

多様なハザード対応手順「フィルタベント水位調整（水抜き）」

備考

監視計器一覧（7／10）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

多様なハザード対応手順「フィルタベント水位調整（水張り）」

東海第二ドレンタンク水位
フィルタ装置ドレン移送流量96

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

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

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

監視計器一覧（8／10）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(2) 全交流動力電源喪失時の対応手順
ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）(b) 第二弁操作室の正圧化

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

補機監視機能第二弁操作室差圧
空気ボンベユニット空気供給流量

ＡＭ設備別操作手順書

操作97

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

監視計器一覧（9／10）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）判断基準

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(2) 全交流動力電源喪失時の対応手順
ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）(c) フィルタ装置スクラビング水補給
最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(2) 全交流動力電源喪失時の対応手順
ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）(d) 原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系系統流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

判断基準

原子炉格納容器内の圧力ＡＭ設備別操作手順書

操作98

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

監視計器一覧（10／10）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(2) 全交流動力電源喪失時の対応手順
ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）(e) フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

判断基準

ＡＭ設備別操作手順書

操作原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置入口水素濃度

判断基準

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(2) 全交流動力電源喪失時の対応手順
ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）(f) フィルタ装置スクラビング水移送
最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置水位

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置入口水素濃度

ＡＭ設備別操作手順書

操作99

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

第 1.7.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

第 1.7－3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文
【1.7】
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

供給対象設備
格納容器圧力逃がし装置

給電元給電母線

対象条文

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備

供給対象設備

備考

給電元
給電母線

代替循環冷却系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
）

代替循環冷却系 弁

常設代替交流電源設備
緊急用モータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセン
タ」を「ＭＣＣ」という。
）

残留熱除去系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

不活性ガス系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

格納容器圧力逃がし装置 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ
緊急用直流125V主母線盤

AM 用 MCC
AM 用直流 125V
不活性ガス系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備

MCC C 系
AM 用 MCC
直流 125V B 系
AM 用直流 125V
非常用ガス処理系弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系
MCC D 系
復水移送ポンプ【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

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系
AM 用 MCC
復水補給水系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC
残留熱除去系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

計測用 A 系電源
計測用 B 系電源100

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

101

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

102

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二以下、ページ 142，143，144，145 より当該箇所を引用

103

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

104

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

105

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

106

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二以下、ページ 146 より当該箇所を引用

107

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

108

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

109

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

110

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

111

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

112

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二以下、ページ 127 より当該箇所を引用

113

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二以下、ページ 128～130 より当該箇所を引用

114

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

115

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

116

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二以下、ページ 151 より当該箇所を引用

117

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二以下、ページ 152 より当該箇所を引用

118

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二以下、ページ 133，134 より当該箇所を引用

119

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

120

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二以下、ページ 135 より当該箇所を引用

121

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二以下、ページ 131 より当該箇所を引用

122

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二以下、ページ 132 より当該箇所を引用

123

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二・比較表ページ 132 から引用した柏崎タイムチャートを 123 ページに記載。

124

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

125

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

126

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

127

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

128

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

129

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

130

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

131

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

132

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

133

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

134

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

135

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

136

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

137

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

138

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

139

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

140

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

141

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

142

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

143

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

144

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

145

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

146

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

147

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

148

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

149

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

150

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

151

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

152

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

153

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

154

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

155

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

156

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

157

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二
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＜ 目 次 ＞＜

1.8.1 対応手段と設備の選定

1.8.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方(2) 対応手段と設備の選定の結果(2) 対応手段と設備の選定の結果

a. 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段及び設備

目 次 ＞

ａ．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のための対応手段及び設
備(a) 格納容器下部注水(a) ペデスタル（ドライウェル部）への注水(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b. 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手段及び設備

ｂ．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・防止のための対応手段及(a) 原子炉圧力容器への注水(a) 原子炉圧力容器への注水び設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

c. 手順等

ｃ．手順等

1.8.2 重大事故等時の手順

1.8.2 重大事故等時の手順

1.8.2.1 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順

1.8.2.1 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のための対応手順(1) 格納容器下部注水(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水

a. 格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水

ａ．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

b. 格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水（淡水/海水）

ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海c. 消火系による原子炉格納容器下部への注水

ｃ．消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

水）
ｄ．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

1

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二1.8.2.2 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順

1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水(1) 原子炉圧力容器への注水

a. 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

ａ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

b. 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）

ｂ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）
ｃ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

c. 消火系による原子炉圧力容器への注水

ｄ．消火系による原子炉圧力容器への注水
ｅ．補給水系による原子炉圧力容器への注水

d. 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

ｆ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

e. ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

ｇ．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

f. 制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水2

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二g. 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

1.8.2.3 その他の手順項目について考慮する手順

1.8.2.3 その他の手順項目について考慮する手順

1.8.2.4 重大事故等時の対応手段の選択

1.8.2.4 重大事故等時の対応手段の選択

3

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等【要求事項】

東海第二1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等【要求事項】

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な破損を防止するため、溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】

【解釈】

１ 「溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な手順等」とは、

１

以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
なお、原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は、溶融炉心・コンクリート相互作
用(MCCI)を抑制すること及び溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
（１）原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において、原子炉格納容器下部注水設備により、原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（２）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止
ａ）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため、原子炉圧力容器へ注水する手順等を整備すること。

「溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる装置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
なお、原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は、溶融炉心・コンクリート相互作
用（ＭＣＣＩ）を抑制すること及び溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
（１）原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において、原子炉格納容器下部注水設備により、原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（２）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止
ａ）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため、原子炉圧力容器へ注水する手順等を整備すること。

4

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二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「MCC

炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリート相互作用（以下「ＭＣＣI」という。）を抑制すること及び溶融炉心の原子炉格納容器バウンダリへの接触を防止するＩ」という。
）による原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部（以下ことにより原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下し「ペデスタル（ドライウェル部）」という。）に落下した炉心を冷却する対処設備を整備する。

た炉心を冷却する対処設備を整備している。

5

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
また，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する対処設備を整備している。
ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

東海第二また，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する対処設備を整備する。
ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

1.8.1 対応手段と設備の選定

1.8.1 対応手段と設備の選定(1)対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方

炉心の著しい損傷が発生した場合において，MCCI による原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却する必要がある。
また，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する必要がある。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ＭＣＣＩによる原子炉格納容器の破損を防止するため，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必要がある。
また，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するため，
原子炉圧力容器へ注水する必要がある。

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却及び溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

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及び溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

なお，対応手段の選定は電源の有無に依存しないことから，交流電源を確保するための対応
手段を含めることとする。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備※ 1 をなお，対応手段の選定は電源の有無に依存しないことから，交流電源を確保するための対応
手段を含めることとする。

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

選定する。
※ 1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効
な設備。

な設備。
選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけ選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。
）だけ

でなく，設置許可基準規則第五十一条及び技術基準規則第六十六条（以下「基準規則」といでなく，設置許可基準規則第五十一条及び技術基準規則第六十六条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備とのう。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

関係を明確にする。

6

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2)対応手段と設備の選定の結果
全交流動力電源が喪失した場合に使用可能な対応手段と設備を選定する。ただし，全交流動
力電源が喪失した場合は代替交流電源設備により給電する。
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係

東海第二(2) 対応手段と設備の選定の結果
全交流動力電源が喪失した場合に使用可能な対応手段と設備を選定する。ただし，全交流動
力電源が喪失した場合は代替交流電源設備により給電する。
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係

を第 1.8.1 表に整理する。

を第1.8－1表に整理する。

a. 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段及び設備

ａ．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のための対応手段及び設
備

炉心損傷の進展により原子炉圧力容器の破損に至る可能性がある場合，あらかじめ原子炉格納ペデスタル（ドライウェル部）には，通常運転時から水を確保※２するとともに炉心が損傷

容器下部に注水しておくことで，原子炉圧力容器が破損に至った場合においても，原子炉格納容した場合に，ペデスタル（ドライウェル部）の水位が確実に確保されていることを確認する

器下部に落下した溶融炉心の冷却性を向上させ，MCCI の抑制及び溶融炉心の原子炉格納容器バウ

ため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水することで，原子炉圧力容器が破損に至った場

ンダリへの接触防止を図る。

合においても，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下する溶融炉心の冷却を向上させ，ＭＣＣＩの抑制を図る。

また，原子炉圧力容器破損後は原子炉格納容器下部に注水を継続することで，原子炉格納容器

また，原子炉圧力容器破損後はペデスタル（ドライウェル部）に注水することで，ペデス下部に落下した溶融炉心を冠水冷却し，MCCI の抑制及び溶融炉心の原子炉格納容器バウンダリへタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却し，ＭＣＣＩの抑制を図る。

の接触防止を図る。

7

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
さらに，原子炉格納容器下部への注水に併せてコリウムシールドを設置することで，原子炉格

東海第二さらに，ペデスタル（ドライウェル部）への注水に併せてコリウムシールドの設置，格納納容器下部へ落下した溶融炉心がドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度

容器ドレンサンプの形状変更及びペデスタル（ドライウェル部）の床面を平坦化すること

廃液サンプへ流入することを防止し，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制する。

で，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心とコンクリートの相互作用による浸食及びコンクリートへの熱影響を抑制する。また，コリウムシールド内は格納容器床
ドレンサンプとして用いるために，ペデスタル（ドライウェル部）内に設ける排水の流入口
をスワンネック構造とする。
なお，「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に伴う水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響を小さく抑えるとともに，ＭＣＣＩの抑制効果に期待できる深さを考慮してペデスタル（ドライウェル部）の水位を約1mに維持する。
※2：原子炉起動前において，消火系，補給水系又は純水系を使用して事前水張りを行い，ペデスタル（ドライウェル部）水位を約 1m とする。通常運転時は，原子炉格納容器内のドライウェル内ガス冷却装置から発生する凝縮水と原子炉格納容器内で発生する結露水
が床ドレン水としてペデスタル（ドライウェル部）へ流入し，流入した床ドレン水は 1mに立ち上げたスワンネックから原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備へ排水される。
原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備へ排水される流量を監視することで，原子炉格
納容器内の原子炉冷却材漏えい率を確認することができる。

8

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(a)格納容器下部注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却す

東海第二(a) ペデスタル（ドライウェル部）への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落るため，原子炉格納容器下部へ注水する手段がある。

下した溶融炉心を冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）へ注水する手段がある。

ⅰ.格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水

ⅰ) 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

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。

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）への注水で使用する設備は以下のとおり。

・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽・復水補給水系配管・弁・低圧代替注水系配管・弁・格納容器下部注水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・原子炉格納容器床ドレン系配管・弁・原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁・原子炉格納容器・原子炉格納容器

・コリウムシールド・コリウムシールド・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

9

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二・第二代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備

・燃料給油設備10

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅱ.格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

東海第二ⅱ) 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
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）への注水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

・防火水槽

・西側淡水貯水設備

・淡水貯水池・代替淡水貯槽・ホース・接続口

・ホース

11

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
・復水補給水系配管・弁

東海第二・低圧代替注水系配管・弁・格納容器下部注水系配管・弁・原子炉格納容器床ドレン系配管・弁・原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁・原子炉格納容器・原子炉格納容器

・コリウムシールド・コリウムシールド・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・代替所内電気設備
・燃料補給設備

・燃料給油設備

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

また，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

なお，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
は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。

12

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅲ. 消火系による原子炉格納容器下部への注水
消火系による原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。

東海第二ⅲ) 消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水で使用する設備は以下のとおり。

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ろ過水タンク

・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク

・消火系配管・弁・消火系配管・弁・復水補給水系配管・弁・格納容器下部注水系配管・弁・原子炉格納容器床ドレン系配管・弁・原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁・原子炉格納容器・原子炉格納容器

・コリウムシールド・コリウムシールド・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・代替所内電気設備
・燃料補給設備

・燃料給油設備13

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二ⅳ) 補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンク・補給水系配管・弁・消火系配管・弁・格納容器下部注水系配管・弁・原子炉格納容器床ドレン系配管・弁・原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁・原子炉格納容器
・コリウムシールド・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備14

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

格納容器下部注水で使用する設備のうち，復水移送ポンプ，復水貯蔵槽，復水補給水系配ペデスタル（ドライウェル部）への注水で使用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポ

管・弁，高圧炉心注水系配管・弁，原子炉格納容器，コリウムシールド，常設代替交流電源

ンプ，代替淡水貯槽，低圧代替注水系配管・弁，格納容器下部注水系配管・弁，原子炉格設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級），ホ

納容器床ドレン系配管・弁，原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁，原子炉格納容器，コース・接続口及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。防火水槽及び淡水

リウムシールド，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，可搬型代替注水中型

貯水池は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足する

ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備，ホース及び燃料給油設備は重大ための代替淡水源（措置）として位置付ける。

事故等対処設備として位置付ける。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融
炉心を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び消火系配管・弁耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）と耐震性は確保されていないが，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必

同等の機能（流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必

要な火災が発生していない場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落要な火災が発生していない場合において，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却下した溶融炉心を冷却する手段として有効である。

する手段として有効である。

・復水移送ポンプ，復水貯蔵タンク及び補給水系配管・弁耐震性は確保されていないが，使用可能であれば，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手段として有効である。

15

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
b. 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手段及び設備

ｂ．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・防止のための対応手段及(a) 原子炉圧力容器への注水(a) 原子炉圧力容器への注水

び設備
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する手段がある。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する手段がある。

16

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅰ. 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。

東海第二ⅰ) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。

・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽・復水補給水系配管・弁・低圧代替注水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系Ｃ系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・代替所内電気設備
・燃料給油設備17

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅱ. 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

東海第二ⅱ) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

・防火水槽

・西側淡水貯水設備

・淡水貯水池・代替淡水貯槽・ホース・接続口

・ホース・復水補給水系配管・弁・低圧代替注水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系Ｃ系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ

・低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ

・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・代替所内電気設備
・燃料補給設備

・燃料給油設備

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

なお，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水は，西側淡水貯水設
備又は代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。

18

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二ⅲ) 代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・代替循環冷却系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器
・代替循環冷却系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
・原子炉圧力容器
・残留熱除去系海水系ポンプ
・残留熱除去系海水系ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ・ホース
・常設代替交流電源設備
・燃料給油設備

ⅲ. 消火系による原子炉圧力容器への注水
消火系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。

ⅳ) 消火系による原子炉圧力容器への注水
消火系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ろ過水タンク

・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク

・消火系配管・弁・消火系配管・弁・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系Ｂ系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・代替所内電気設備
・燃料補給設備

・燃料給油設備19

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二ⅴ) 補給水系による原子炉圧力容器への注水
補給水系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンク・補給水系配管・弁・消火系配管・弁・残留熱除去系Ｂ系配管・弁・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備

ⅳ. 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。

ⅵ) 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水※３で使用する設備は以下のとおり。

・高圧代替注水系ポンプ

・常設高圧代替注水系ポンプ

・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ20

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・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・高圧代替注水系（注水系）配管・弁・復水補給水系配管
・高圧炉心注水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
・高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ

・給水系配管・弁・スパージャ

・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・原子圧力容器・原子炉圧力容器

・常設代替直流電源設備

・常設代替直流電源設備

・可搬型直流電源設備

・可搬型代替直流電源設備

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

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備

なお，6 号炉の注水配管は直接給水系に接続するが，7 号炉の注水配管は残留熱除去系配※3：高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却は，ヘッドスプレイノズルによる原子炉管を経由して給水系に接続する。

注水である。

21

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅴ. ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入で使用する設備は以下のとおり。

東海第二ⅶ) ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入で使用する設備は以下のとおり。

・ほう酸水注入系ポンプ

・ほう酸水注入ポンプ

・ほう酸水注入系貯蔵タンク

・ほう酸水貯蔵タンク

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

・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備

ⅵ. 制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・制御棒駆動水ポンプ
・復水貯蔵槽・制御棒駆動系配管・弁・復水補給水系配管・弁・原子炉圧力容器
・原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

22

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二ⅶ. 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水で使用する設備は以下のとおり。
・高圧炉心注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・復水補給水系配管
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水で使用する設備のうち，復水移送

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水で使用する設備のうち，常設低ポンプ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・弁，残留熱除去系配管・弁・スパージャ，給水系

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，残留熱除去系Ｃ系配管・配管・弁・スパージャ，高圧炉心注水系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料給油設備

可搬型代替交流電源設備及び代替所内電気設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

は重大事故等対処設備として位置付ける。

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水で使用する設備のうち，可搬

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水で使用する設備のうち，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級），ホース・接続口，復水補給水系配管・弁，残留熱除去系配管・型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽，

弁・スパージャ，給水系配管・弁・スパージャ，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，ホース，低圧代替注水系配管・弁，残留熱除去系Ｃ系配管・弁，低圧炉心スプレイ系配

可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として

管・弁・スパージャ，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備

位置付ける。防火水槽及び淡水貯水池は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備のうち，代替循環冷却系
ポンプ，サプレッション・チェンバ，残留熱除去系熱交換器，代替循環冷却系配管・弁，
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ，原子炉圧力容器，残留熱除去系海水系ポンプ，残留熱除去系海水系ストレーナ，緊急用海水ポンプ，緊急用海水系ストレーナ，常設代替交流
電源設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

23

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東海第二

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備のうち，高圧代替注水系

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備のうち，常設高圧代替注

ポンプ，復水貯蔵槽，高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁，主蒸気系配管・弁，原子炉隔水系ポンプ，サプレッション・チェンバ，高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁，主蒸気系

離時冷却系（蒸気系） 配管・弁，高圧代替注水系（注水系）配管・弁，復水補給水系配配管・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・管，高圧炉心注水系配管・弁，残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ），給水系配管・弁・ス

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・

パージャ，原子炉圧力容器，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備，常設代替交流弁，原子炉圧力容器，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，常設代替交流電

電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入で使用する設備のうち，ほう酸

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入で使用する設備のうち，ほう酸

水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク，ほう酸水注入系配管・弁，高圧炉心注水系

水注入ポンプ，ほう酸水貯蔵タンク，ほう酸水注入系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代

配管・弁・スパージャ，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源

替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

位置付ける。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止し，原子炉圧力容器内に残存した溶融炉心を冷却することができる。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止し，原子炉圧力容器内に残存した溶融炉心を冷却することができる。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ，ホース
敷地に遡上する津波が発生した場合のアクセスルートの復旧には不確実さがあり，使用できない場合があるが，可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水供給により代替
循環冷却系が使用可能となれば，発電用原子炉を冷却する手段として有効である。

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備考

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・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁東海第二・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び消火系配管・弁耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）と耐震性は確保されていないが，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必

同等の機能（流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が要な火災が発生していない場合において，原子炉圧力容器への注水手段として有効で必要な火災が発生していない場合において，原子炉圧力容器への注水手段として有効であある。

る。
・復水移送ポンプ，復水貯蔵タンク及び補給水系配管・弁耐震性は確保されていないが，使用可能であれば，原子炉圧力容器へ注水する手段として有効である。
・制御棒駆動系
発電用原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，加えて耐震性が確保されていないが，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に原子炉圧力容器下部に落下した溶融炉心を冷却し，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する手段として有効である。
・高圧炉心注水系
モータの冷却水がない状態での運転となるため運転時間に制限があり，十分な期間の運転継続はできないが，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における原子炉圧力容器への注水手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

25

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二ｃ．手順等

上記「a. 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段及び設備」及び「b.

上記「ａ．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のための対応

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順及び設備」により選定した手段及び設備」及び「ｂ．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・対応手段に係る手順を整備する。

防止のための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事故時運転操作手順書（シビアアク

これらの手順は，運転員等※４及び重大事故等対応要員の対応として「非常時運転手順書Ⅲシデント）（以下「SOP」という。），AM 設備別操作手順書及び多様なハザード対応手順に定め（シビアアクシデント）」，「ＡＭ設備別操作手順書」及び「重大事故等対策要領」に定めるる（第 1.8.1 表）。

（第1.8－1表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第 1.8.2 表，第 1.8.3 表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第1.8－2表，第1.8－3表）。
※4 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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東海第二1.8.2 重大事故等時の手順

1.8.2 重大事故等時の手順

1.8.2.1 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順

1.8.2.1 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のための対応手順(1) 格納容器下部注水(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水

a. 格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため格納容器
下部注水系（常設）により原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施する。

ａ．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
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため格納容器
下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。

炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。

炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保す
るため，水位確保操作を実施する。

また，原子炉圧力容器破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却する

また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉ため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内の減心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を継続する。その際の注水

圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達しない

量は，サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ように崩壊熱相当の流量とする。

崩壊熱による蒸発量相当とする。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(a) 手順着手の判断基準［原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準］

損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注水系（常設）が使用可能な場合※2。

東海第二(a) 手順着手の判断基準【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保操作の判断基準】

炉心損傷を判断した場合※１で，格納容器下部注水系（常設）が使用可能な場合※２。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）［原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水操作の判断基準］

東海第二【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水操作の判断基準】

原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容※2

原子炉圧力容器の破損の徴候※３及び破損によるパラメータの変化※４により原子炉圧力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系（常設）が使用可能な場合 。

器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系（常設）が使用可能な場合※２。

※ 1:「損傷炉心の冷却が未達成」は，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が 300℃に達した場※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン合。

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

※ 2:設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合。

※ 3:「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下，制御棒の位置表※3：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪失），制御棒

示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認する。

の位置表示の喪失数増加及び原子炉圧力容器温度（下鏡部）指示値が300℃到達により確認する。

※ 4:「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の低※4：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，格納容器下部水温（水温計兼下，原子炉格納容器内の圧力の上昇，原子炉格納容器内の温度の上昇により確認する。

デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇
又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。

(b) 操作手順(b) 操作手順

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水手順の概要は以下のとお

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）への注水手順の概要

り。手順の対応フローを第 1.8.1 図に，概要図を第 1.8.3 図に，タイムチャートを第 1.8.4

は以下のとおり。手順の対応フローを第1.8－1図及び第1.8－2図に，概要図を第1.8－4図

図に示す。

に，タイムチャートを第1.8－5図に示す。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水の準備開始を指示する。
②現場運転員 E 及び F は，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。

東海第二①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に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）への注水の準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，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）への注水に必要な格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の電源切替え操作を実施する。

③運転員等は中央制御室にて，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限する制
限弁が全閉，及びベント管に接続する排水弁が全開であることを確認する。なお，ベント管に接続する排水弁が全閉している場合は，全開操作を実施する。

30

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二③中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部④運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライへの注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていウェル部）への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと並びにポンプ及び監視計ることを状態表示にて確認する。

器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。

④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，格納容器下部注水系（常設）が使用可能か確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプの起動操作を実施し，復水移送ポンプ吐
出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。

⑤運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプの起動操作を実施し，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が約2.0MPa［gage］以上であることを確認する。

⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部⑥運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライへの注水の系統構成として，下部ドライウェル注水ライン隔離弁の全開操作を実施し，ウェル部）への注水の系統構成として，常設低圧代替注水系系統分離弁，格納容器下当直副長に格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水の準備完了

部注水系ペデスタル注水弁，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格を報告する。

納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の全開操作を実施し，発電長に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）への注水の準備完了を報告する。

31

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑧当直副長は，運転員に格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水開始を指示する。
⑨a 原子炉格納容器下部への初期水張りの場合
中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水流量調節弁の全開操作を実施し，

東海第二⑦発電長は，運転員等に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）への注水開始を指示する。
【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合】⑧運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁を開と復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）指示値の上昇（90m /h 程度）により注水さし，低圧代替注水系格納容器下部注水流量指示値の上昇（80m３／h程度）により注水されたことを確認し，当直副長に報告する。

れたことを確認し，発電長に報告する。

なお，格納容器下部水位にて+2m（総注水量 180m3）到達後，原子炉格納容器下部への注

なお，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁により低圧代替注水系格納容器

水を停止する。

下部注水流量を80m３／hに調整し，格納容器下部水位（高さ1m超検知用）が1m（約27m
３）を超える水位を検知したことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注

水を停止する。その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れ
で排水弁が自動で全閉となることを確認する。

32

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑨b 原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水流量調節弁を開とし，崩壊熱除去に必要な注水流量（35～70m3/h）に調整し，注水を継続する。

東海第二【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合】⑨運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁を開とし，低圧代替注水系格納容器下部注水流量指示値の上昇により注水されたことを確認し，発電長に報告する。
⑩発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心堆積高さに応じたペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。
⑪ａ溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m未満であることを確認後，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を0.5m～1.0mに維持するため，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を崩壊熱による蒸発量相当の注水量以上に調整
し，発電長に報告する。
⑪ｂ溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m以上であることを確認後，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持するため，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を崩壊熱による蒸発量相当の注水量以上に調整し，発電長に報告する。

⑩現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保として復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補給水系常/非常用連絡 1 次，2 次止め弁の全開操作）を実施する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運
転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉格納容器下部への初期水(c) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから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）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

張り開始を確認するまで 35 分以内で可能である。その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保を実施した場合，15 分以内で可能である。
【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，17分以内で可能である。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，1分以内で可能であ
る。

33

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
b. 格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水（淡水/海水）

ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）

炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）及び消火系による炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給

原子炉格納容器下部への注水機能が喪失した場合，原子炉格納容器の破損を防止するため格納水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水機能が喪失した場合，原子炉格納容器の容器下部注水系（可搬型）により原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施する。

破損を防止するため格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。

炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。

炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保す
るため，水位確保操作を実施する。

また，原子炉圧力容器破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却する

また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉ため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内の減心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を継続する。その際は，サ

圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達しない

プレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタ

ように崩壊熱相当の流量とする。

ル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持する。

なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により復水補給水系外部接続口及び消火系連結送水口を任意に選択できる構成としている。

なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により原子炉建屋西側接続口，原子炉建屋
東側接続口，高所西側接続口及び高所東側接続口を任意に選択できる構成としている。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(a) 手順着手の判断基準［原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準］
損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注水系（常設）及び消火系による原子

東海第二(a) 手順着手の判断基準【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保操作の判断基準】
炉心損傷を判断した場合※１で，格納容器下部注水系（可搬型）が使用可能な場合※２。

炉格納容器下部への注水ができず，格納容器下部注水系（可搬型）が使用可能な場合※2。

［原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水操作の判断基準］【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水操作の判断基準】

原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容

原子炉圧力容器の破損の徴候※３及び破損によるパラメータの変化※４により原子炉圧力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系（常設），消火系による原子炉格納容器下器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給水系によるペデ部への注水ができず，格納容器下部注水系（可搬型）が使用可能な場合※2。

スタル（ドライウェル部）への注水ができず，格納容器下部注水系（可搬型）が使用可能な場合※２。

※ 1:「損傷炉心の冷却が未達成」は，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が 300℃に達した場合。

※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン
マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

※ 2:設備に異常がなく，燃料及び水源（防火水槽又は淡水貯水池）が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽）が確※ 3:「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下，制御棒の位置表※3：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪失），制御棒

保されている場合。
示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認する。

の位置表示の喪失数増加及び原子炉圧力容器温度（下鏡部）指示値が300℃到達により確認する。

※ 4:「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の※4：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，格納容器下部水温（水温計兼低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇，原子炉格納容器内の温度の上昇により確認す

デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇る。

又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 操作手順
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第 1.8.1 図に，概要図を第 1.8.5 図に，タイムチャートを第 1.8.6 図
及び第 1.8.7 図に示す。

東海第二(b) 操作手順
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）への注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.8－1図及び第1.8－2図に，概要図を第1.8－6図に，タイムチャートを第1.8－7図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に低圧代替注水系配管・弁の接続口への格納容器下部注水系（可搬型）の接続を依頼する。
②災害対策本部長代理は，発電長に格納容器下部注水系（可搬型）で使用する低圧代替
注水系配管・弁の接続口を報告するとともに重大事故等対応要員に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）への注水の準備開始を指示する。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水の準備開始を指示する。

③発電長は，運転員等に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）への注水の準備開始を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，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）への注水に必要な格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の電源切替え操作を実施する。
⑤運転員等は中央制御室にて，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限する制
限弁が全閉，及びベント管に接続する排水弁が全開であることを確認する。なお，ベント管に接続する排水弁が全閉している場合は，全開操作を実施する。

②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水準備のため，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下⑥運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドラ部への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されてイウェル部）への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源がいることを状態表示にて確認する。

確保されていることを状態表示等にて確認する。

⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥aMUWC 接続口内側隔離弁(B)を使用する場合
緊急時対策要員は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水の系統構成として，屋外にて MUWC 接続口内側隔離弁(B)の全開操作（遠隔手動弁操作設
備による操作）を実施する。
⑥bMUWC 接続口内側隔離弁(A)を使用する場合
現場運転員 C 及び D は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水の系統構成として，非管理区域にて MUWC 接続口内側隔離弁(A)の全開操作（遠隔手動弁操作設備による操作）を実施する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下⑦運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドラ部への注水の系統構成として，下部ドライウェル注水流量調節弁，下部ドライウェル注

イウェル部）への注水の系統構成として，格納容器下部注水系ペデスタル注水弁，格水ライン隔離弁の全開操作を実施し，当直副長に格納容器下部注水系（可搬型）による納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁，格納容器下部注水系ペデスタル注入

原子炉格納容器下部への注水の準備完了を報告する。

ライン流量調整弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁の全開操作を実施し，発電長に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）
への注水の準備完了を報告する。

⑧緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作⑧重大事故等対応要員は，格納容器下部注水系（可搬型）による送水準備完了についてを行い，格納容器下部注水系（可搬型）による送水準備完了について緊急時対策本部に

災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。

報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策要員又は運転員が選択した送水ラ⑨災害対策本部長代理は，発電長に格納容器下部注水系（可搬型）として使用する可搬

インからの可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼す

型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を報告する。

る。
⑩当直副長は，中央制御室運転員に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器
下部への注水の確認を指示する。

⑩発電長は，運転員等に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）への注水の確認を指示する。

⑪緊急時対策要員は，緊急時対策要員又は運転員が選択した送水ラインから送水するた⑪重大事故等対応要員は，格納容器下部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注

め，MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)，2(B)又は MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)のどちら

水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，原子炉建屋西側接続口，かの全開操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対原子炉建屋東側接続口，高所西側接続口又は高所東側接続口の弁の全開操作を実施

策本部は当直長に報告する。

し，送水開始について災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。

⑫中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを復水補⑫運転員等は中央制御室にて，ペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたこ

給水系流量（格納容器下部注水流量）指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。

とを低圧代替注水系格納容器下部注水流量指示値の上昇により確認し，発電長に報告する。

⑬a 原子炉格納容器下部への初期水張りの場合
当直長は，当直副長の依頼に基づき，格納容器下部水位にて+2m（総注水量 180m3）到達
後，原子炉格納容器下部への注水の停止を緊急時対策本部に依頼する。

【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】⑬運転員等は中央制御室にて，格納容器下部水位（高さ1m超検知用）が1mを超える水位を検知したことを確認し，発電長に報告する。
⑭発電長は災害対策本部長代理にペデスタル（ドライウェル部）への注水の停止を依頼
する。

38

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑮災害対策本部長代理は重大事故等対応要員にペデスタル（ドライウェル部）への注水の停止を指示する。
⑯重大事故等対応要員はペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止し，災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。
⑰運転員等は中央制御室にて，ペデスタル（ドライウェル部）の水位がベント管を通じた排水により低下し，一定の時間遅れで排水弁が自動で全閉となることを確認する。

⑬b 原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水の場合【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】⑱ａ溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m未満であることを確認し，発電長に報告する。また，発電長は災害対策本部長代理にペデスタル（ドライウェル部）への注水を依頼する。
⑲ａ災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員にペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。
⑳ａ重大事故等対応要員は，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を実施し，災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。
ａ

発電長は，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を0.5m～1.0mに維持するため，崩壊熱による蒸発量相当の注水量以上に格納容器下部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにて送水するように災害対策本部長代理に依頼する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】⑱ｂ溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m以上であることを確認し，発電長に報告する。また，発電長は災害対策本部長代理にペデスタル（ドライウェル部）への注水を依頼する。
⑲ｂ災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員にペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。
⑳ｂ重大事故等対応要員は，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を実施し，災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。
ｂ

発電長は，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持するため，崩壊熱による蒸発量相当の注水量以上に格納容器下部注水系（可搬型）として使用する
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにて送水するように災害対策本部長代理に依頼する。
当直長は，当直副長の依頼に基づき，崩壊熱除去に必要な注水流量（35～70m3/h）を可搬型代
替注水ポンプ（A－2 級）にて継続して送水するよう緊急時対策本部に依頼する。
(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水操作のうち，運転員が実施する原子炉建屋での系統構成を 1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合に必要な時間は約 35 分である。
また，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋外での格納容器下部注水系（可搬型）による送水操作に必要な 1

上記の操作は，作業開始を判断してから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）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊急時対策要員 3 名にて実施した場合：約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊急時対策要員 4 名にて実施した場合：約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊急時対策要員 6 名にて実施した場合：約 330 分
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水操作は，作業開始を判断してから原子炉格納容器下部への初期水張り開始を確認するまで約 330 分で可能で
ある。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二【高所東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合】（水源：代替
淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，215分以内で可能である。
【高所西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合】（水源：西側淡水貯水設備）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，140分以内で可能である。
【原子炉建屋東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合】（水
源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，535分以内で可能である。
【原子炉建屋東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合】（水
源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，320分以内で可能である。
【高所東側接続口を使用した原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，20分以内で可能である。
【高所西側接続口を使用した原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，20分以内で可能である。
【原子炉建屋東側接続口を使用した原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，20分以内で可能である。

41

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作備する。格納容器下部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

42

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二ｃ．消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

c. 消火系による原子炉格納容器下部への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，ろ過水

炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）によりペデスタ

タンクを水源とした消火系により原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施す

ル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない場合に，原子炉格納容器る。

の破損を防止するため，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした消火系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。

炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。

炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保す
るため，水位確保操作を実施する。

また，原子炉圧力容器破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却する

また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉ため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内の減心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を継続する。その際は，サプ

圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達しない

レッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル

ように崩壊熱相当の流量とする。

（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保操作の判断基準】［原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準］
損傷炉心の冷却が未達成の場合※1で，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器※2

炉心損傷を判断した場合※１で，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライ

下部への注水ができず，消火系が使用可能な場合 。ただし，重大事故等へ対処するために

ウェル部）への注水ができず，消火系が使用可能な場合※２。ただし，重大事故等へ対処す

消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

るために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

43

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）［原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水操作の判断基準］

東海第二【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水操作の判断基準】

原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容

原子炉圧力容器の破損の徴候※３及び破損によるパラメータの変化※４により原子炉圧力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェ

水ができず，消火系が使用可能な場合※2。ただし，重大事故等へ対処するために消火系によル部）への注水ができず，消火系が使用可能な場合※２。ただし，重大事故等へ対処するたる消火が必要な火災が発生していない場合。

めに消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

※1:「損傷炉心の冷却が未達成」は，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が 300℃に達した場※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン合。

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

※2:設備に異常がなく，燃料及び水源（ろ過水タンク）が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）が確※3:「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下，制御棒の位置表※3：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪失），制御棒

保されている場合。
示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認する。

の位置表示の喪失数増加及び原子炉圧力容器温度（下鏡部）指示値が300℃到達により確認する。

※4:「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇，原子炉格納容器内の温度の上昇により確認する。

※4：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇
又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。

(b) 操作手順
消火系による原子炉格納容器下部への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フロー
を第 1.8.1 図に，概要図を第 1.8.8 図に，タイムチャートを第 1.8.9 図に示す。

(b) 操作手順
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.8－1図及び第1.8－2図に，概要図を第1.8－8図に，タイムチャートを
第1.8－9図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉格納容器下部への注水の準備開始を指示する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水の準備開始を指示する。

②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に消火系による原子炉格納容器下部への注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，消火系による原子炉格納容器下部への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。

②運転員等は中央制御室にて，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の電源切替え操作を実施する。

44

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二③運転員等は中央制御室にて，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限する制
限弁が全閉，及びベント管に接続する排水弁が全開であることを確認する。なお，ベント管に接続する排水弁が全閉している場合は，全開操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉格納容器下部への注水に必要な電動④運転員等は中央制御室にて，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮態表示等にて確認する。
⑤運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁の全閉操作を実施する。

断弁の全閉操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉格納容器下部への注水の系統構成として，復水補給水系消火系第 1，第 2 連絡弁の全開操作及び下部ドライウェル注水ライ⑥運転員等は，発電長に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水の準備完了を報告する。

ン隔離弁の全開操作を実施し，当直副長に消火系による原子炉格納容器下部への注水の準備完了を報告する。
⑦発電長は，運転員等にディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
⑦5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

⑧運転員等は中央制御室にて，ディーゼル駆動消火ポンプを起動し，消火系ポンプ吐出
ヘッダ圧力指示値が約0.79MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。

⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉格納容器下部への注水開始を緊急時対策本部に報告する。

⑨運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁の全開操作を実施し，発電長に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水の準備完了を報告する。

⑨当直副長は中央制御室運転員に消火系による原子炉格納容器下部への注水開始を指示する。

⑩発電長は，運転員等に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水開始を指
示する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑩a 原子炉格納容器下部への初期水張りの場合
中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水流量調節弁の全開操作を実施し，

東海第二【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】⑪運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁を

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）指示値の上昇（90m /h 程度）により注水さ開とし，低圧代替注水系格納容器下部注水流量指示値の上昇（80m ／h程度）により注れたことを確認し，当直副長に報告する。

水されたことを確認し，発電長に報告する。

なお，格納容器下部水位にて+2m（総注水量 180m3）到達後，原子炉格納容器下部への注

なお，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁により低圧代替注水系格

水を停止する。

納容器下部注水流量を80m３／hに調整し，格納容器下部水位（高さ1m超検知用）が1mを超える水位を検知したことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止する。その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れで排水弁が自動で全閉となることを確認する。

⑩b 原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水流量調節弁を開とし，崩壊熱除去に必要な注水流量（35～70m3/h）に調整し，注水を継続する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】⑫運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁を開とし，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量指示値の上昇により確認した後，発電長に報告する。
⑬発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心堆積高さに応じたペデスタル（ドライウェル部）への注水開始を指示する。
⑭ａ溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m未満であることを確認後，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を0.5m～1.0mに維持するため，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁
により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を崩壊熱による蒸発量相当の注水量以上に調整し，発電長に報告する。
⑭ｂ溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m以上であることを確認後，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持するため，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整
弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を崩壊熱による蒸発量相当の注水量以上に調整し，発電長に報告する。

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合， 作業開始を判断してから原子炉格

東海第二(c) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

納容器下部への初期水張り開始を確認するまで約 30 分で可能である。
【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，54分以内で可能である。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，1分以内で可能である。
円滑に作業できるように， 移動経路を確保し， 防護具， 照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
ｄ．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，復水貯蔵タンクを水源とした補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保す
るため，水位確保操作を実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉
心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を実施する。その際は，サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(a) 手順着手の判断基準【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保操作の判断基準】
炉心損傷を判断した場合※１で，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によるペデスタ
ル（ドライウェル部）への注水ができず，補給水系が使用可能な場合※２。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水操作の判断基準】
原子炉圧力容器の破損の徴候※３及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※４により原子炉圧力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができず，補給水系が使用可能な場合※２。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン
マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。
※2：設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵タンク）が確保されている場合。
※3：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪失），制御棒の位置表示の喪失数増加及び原子炉圧力容器温度（下鏡部）指示値が300℃到達により確認する。
※4：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇
又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。

48

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(b) 操作手順
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.8－1図及び第1.8－2図に，概要図を第1.8－10図に，タイムチャートを第1.8－11図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水の準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の電源切替え操作を実施する。
③運転員等は中央制御室にて，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限する制
限弁が全閉，及びベント管に接続する排水弁が全開であることを確認する。なお，ベント管に接続する排水弁が全閉している場合は，全開操作を実施する。
④運転員等は中央制御室にて，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと並びにポンプ及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。
⑤発電長は，災害対策本部長代理に連絡配管閉止フランジの切替えを依頼する。
⑥災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に連絡配管閉止フランジの切替えを指示する。
⑦重大事故等対応要員は，連絡配管閉止フランジの切替えを実施し，連絡配管閉止フランジの切替え完了について災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。
⑧運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，補給水系－消火系連絡ライン止め弁の全開操作を実施する。
⑨運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁の全閉操作を実施する。
⑩運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁の全開操作を実施する。
⑪発電長は，運転員等に復水移送ポンプの起動を指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，復水移送ポンプを起動し，復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧
力指示値が約 0.84MPa［gage］以上であることを確認する。
⑬運転員等は，発電長に補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水の準備完了を報告する。
⑭発電長は，運転員等に補給水系よるペデスタル（ドライウェル部）への注水開始を指
示する。

49

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】⑮運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁を開とし，低圧代替注水系格納容器下部注水流量指示値の上昇（80m ／h程度）により注
水されたことを確認し，発電長に報告する。
なお，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁により低圧代替注水系格
納容器下部注水流量を80m３／hに調整し，格納容器下部水位（高さ1m超検知用）が1mを超える水位を検知したことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止する。その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れで排水弁が自動で全閉となることを確認する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】⑯運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁を開とし，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことを
低圧代替注水系格納容器下部注水流量指示値の上昇により確認した後，発電長に報告する。
⑰発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心堆積高さに応じたペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。
⑱ａ溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m未満であることを確認後，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を0.5m～1.0mに維持するため，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁
により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を崩壊熱による蒸発量相当の注水量以上に調整し，発電長に報告する。
⑱ｂ溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m以上であることを確認後，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持するため，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整
弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を崩壊熱による蒸発量相当の注水量以上に調整し，発電長に報告する。

50

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(c) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）
への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2
名及び重大事故等対応要員4名にて実施した場合，108分以内で可能である。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名にて実施した場合，1 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

51

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.8.2.2 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

東海第二1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止

炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落するため原子炉圧力容器へ注水する。また，十分な炉心の冷却ができず原子炉圧力容器下部へ溶下を遅延又は防止するため原子炉圧力容器へ注水する。また，十分な炉心の冷却ができず原子融炉心が移動した場合でも原子炉圧力容器へ注水することにより原子炉圧力容器の破損遅延又

炉圧力容器下部へ溶融炉心が移動した場合でも原子炉圧力容器へ注水することにより原子炉圧は防止を図る。

力容器の破損遅延又は防止を図る。
溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するため原子炉圧
力容器への注水手段を着手する場合は，低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉圧
力容器への注水手段を同時並行で準備する。
なお，原子炉圧力容器内の水位が不明と判断した場合は，原子炉底部からジェットポンプ上端（以下「原子炉水位Ｌ０」という。
）以上まで水位を回復させるために必要な原子炉注水量を注水する。その後，原子炉水位をＬ０以上で維持するため崩壊熱相当の注水量以上での注水を継続的に実施する。

52

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
a. 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

東海第二ａ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

炉心の著しい損傷が発生した場合において,給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉心の著しい損傷が発生した場合において，給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び非常

炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備とし搬型代替交流電源設備により低圧代替注水系（常設）の電源を確保し，原子炉圧力容器へ注水て使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低する。

圧電源車により低圧代替注水系（常設）の電源を確保し，原子炉圧力容器へ注水する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，給水・復水系，原子炉隔離時冷却系，非常用炉心冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合
は，低圧代替注水系（常設）の運転状態確認後，逃がし安全弁により減圧を実施する。

逃がし安全弁により減圧を実施する手順については「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」にて整備する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行し

なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行し

て行う。

て行う。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

炉心損傷を判断した場合※1 において，給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧※2

力容器への注水ができず，低圧代替注水系（常設）が使用可能な場合 。

炉心損傷を判断した場合※１において，給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び非常用炉
心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，低圧代替注水系（常設）が使用可能な場合※２。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン

準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

※2:設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合。

53

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(b) 操作手順

低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.8.2 図に，概要図を第 1.8.10 図に，タイムチャートを第 1.8.11 図に順の対応フローを第1.8－3図に，概要図を第1.8－12図に，タイムチャートを第1.8－13図

示す。

に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に低圧代替注水系（常設）による
原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水に必要な残留熱除去系Ｃ系注入弁の電源切替え操作を実施する。

②中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水③運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認に必要な電動弁の電源が確保されたこと並びにポンプ及び監視計器の電源が確保されする。

ていることを状態表示等にて確認する。

③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，低圧代替注水系（常設）が使用可能か確認する。

54

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプ（2 台）の起動操作を実施し，復水移送
ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。

④運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）の使用モードを選択し，低圧代
替注水系（常設）を起動操作した後，常設低圧代替注水系ポンプが起動し，常設低圧
代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が約2.0MPa［gage］以上であることを確認するとともに常設低圧代替注水系系統分離弁，原子炉注水弁及び原子炉圧力容器注水流量調整
弁が自動開したことを確認する。
⑤発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認後，運転員等に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。

a⑥ 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作を実施する。

⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｃ系注入弁の全開操作を実施する。

⑥b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作を実施する。
⑦当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が復水移送ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，運転員に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
a⑧ 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。
⑧b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。
⑨a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを低圧代替注系流量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認

水系原子炉注水流量（常設ライン用），（常設ライン狭帯域用）指示値の上昇及び原子

し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）

炉水位指示値の上昇により確認し，発電長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。

位を原子炉水位Ｌ０以上に維持する。

⑨b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。

55

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑩現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保として復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補給水系常/非常用連絡 1 次，2 次止め弁の開操作）を実施する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始まで7

注水開始まで残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)のいずれの注入配管を使用した場合に分以内で可能である。

おいても約 12 分で可能である。その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保を実施した場合，15 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
b. 低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）

東海第二ｂ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）

炉心の著しい損傷が発生した場合において，低圧代替注水系（常設）及び消火系による原子炉心の著しい損傷が発生した場合において，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器への火系及び補給水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（可搬

注水を実施する。

型）により原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（可搬型）の運転状態確認後，逃がし安全弁により減圧を実施する。

なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行し

なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行し
て行う。

て行う。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準※1

炉心損傷を判断した場合において，低圧代替注水系（常設）及び消火系による原子炉圧力※2

容器への注水ができず，低圧代替注水系（可搬型）が使用可能な場合 。

炉心損傷を判断した場合※１において，給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び非常用炉
心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，低圧代替注水系（可搬型）が使用可能な場合※２。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン

準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

※2:設備に異常がなく，燃料及び水源（防火水槽又は淡水貯水池）が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽）が確保されている場合。

(b) 操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.8.2 図に，概要図を第 1.8.12 図に，タイムチャートを第 1.8.13 図及び第 1.8.14 図に示す。

(b) 操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.8－3図に，概要図を第1.8－14図に，タイムチャートを第1.8－15図に示す（残留熱除去系Ｃ系配管を使用する原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口又は高所東側接続口による原子炉圧力容器への注水及び低圧炉心スプレイ系配管を使用する
原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の手順は，手順⑦以外同様。
）
。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に低圧代替注水系配管・弁の接続口への低圧代替注水系（可搬型）の接続を依頼する。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。

②災害対策本部長代理は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）で使用する低圧代替注水
系配管・弁の接続口を連絡するとともに重大事故等対応要員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。

②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に低圧代替注水系（可搬型）③発電長は，運転員等に残留熱除去系Ｃ系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を使用したによる原子炉圧力容器への注水準備のため，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。

ホース接続及び起動操作を依頼する。
④運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水に必要な残留熱除去系Ｃ系注入弁又は低圧炉心スプレイ系注入弁の電源切替え操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注⑤運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。

水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていること
を状態表示等により確認する。

④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑤aMUWC 接続口内側隔離弁(B)を使用する場合
緊急時対策要員は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，屋外にて MUWC 接続口内側隔離弁(B)の全開操作（遠隔手動弁操作設備による操作）を実施する。
⑤bMUWC 接続口内側隔離弁(A)を使用する場合
現場運転員 C 及び D は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，非管理区域にて MUWC 接続口内側隔離弁(A)の全開操作（遠隔手動弁操作
設備による操作）を実施する。
⑥発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認後，運転員等に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の系統構成を指示する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑥a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合

東海第二⑦ａ残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口又は高所東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合

中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作及び原子炉圧力指示

運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁，残留熱除去系Ｃ系注入弁及び原子炉圧力値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，残留熱除去系洗浄水弁

容器注水流量調整弁の全開操作を実施する。

(B)の全開操作を実施する。
⑥b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合⑦ｂ低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合

中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作及び原子炉圧力指示

運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁，低圧炉心スプレイ系注入弁及び原子炉圧値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，残留熱除去系洗浄水弁

力容器注水流量調整弁の全開操作を実施する。

(A)の全開操作を実施する。
⑧発電長は，災害対策本部長代理に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器へ注水するための原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを連絡する。

59

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑨災害対策本部長代理は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代
替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を連絡するとともに重大事故等対応要員に低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。

⑦緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作⑩重大事故等対応要員は，低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中を行い，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備完了を緊急時対策本部に報告型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，原子炉建屋西側接続口，原子する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

炉建屋東側接続口，高所西側接続口又は高所東側接続口の弁の全開操作を実施し，低⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策要員又は運転員が選択した送水ラ

圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注

インからの可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼す

水大型ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長代理に報告する。また，災る。

害対策本部長代理は，発電長に報告する。

⑨当直副長は，中央制御室運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の確認を指示する。

⑪発電長は，運転員等に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の確認を指示する。

⑩緊急時対策要員は，緊急時対策要員又は運転員が選択した送水ラインから送水するた
め，MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)，2(B)又は MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)のどちらかの全開操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑪a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水⑫運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを低圧代替注系流量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認

水系原子炉注水流量（常設ライン用），（常設ライン狭帯域用）又は低圧代替注水系原し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）

子炉注水流量（可搬ライン用），（可搬ライン狭帯域用）指示値の上昇及び原子炉水位から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。

指示値の上昇により確認し，発電長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位Ｌ０以上に維持する。

⑪b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作のうち，運転員が実施する原子炉建屋での各注入配管の系統構成を 1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及東海第二(c) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合の所要時間は約 20 分である。
また，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作のうち，緊急時対策
要員が実施する屋外での低圧代替注水系（可搬型）による送水操作に必要な 1 ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊急時対策要員 3 名にて実施した場合：約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊急時対策要員 4 名にて実施した場合：約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊急時対策要員 6 名にて実施した場合：約 330 分
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作は，作業開始を判断してから低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水開始まで約 330 分で可能であ
る。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二【残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場
合】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，215分以内で可能である。
【残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場
合】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，140分以内で可能である。
【低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注
水の場合】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，535分以内で可能である。
【低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注
水の場合】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，320分以内で可能である。

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

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作整備する。低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

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

東海第二ｃ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により代替循環冷却系の電源を確保し，原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉
冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，代替循環冷却系の運転状態確認後，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して行う。
(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※１において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができず，代替循環冷却系が使用可能な場合※２。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン
マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。
※2：設備に異常がなく，電源，冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている場合。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(b) 操作手順
代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり（代替循
環冷却系Ｂ系による原子炉圧力容器への注水手順も同様。
）。
手順の対応フローを第1.8－3図に，概要図を第1.8－16図に，タイムチャートを第1.8－17図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水に必要な残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留熱除去系
熱交換器（Ａ）バイパス弁及び残留熱除去系Ａ系注入弁の電源切替え操作を実施する。
③運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水に必
要な電動弁の電源が確保されたこと並びにポンプ及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認する。
④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注水配管分離弁，残留熱除去系Ａ系ミ
ニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁及び残留熱除去系熱交換器（Ａ）バ
イパス弁の全閉操作を実施する。
⑤運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）入口弁及び代替循環冷却系
Ａ系テスト弁の全開操作を実施する。
⑥運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）を起動し，代替循環冷却系
ポンプ吐出圧力指示値が約1.2MPa［gage］以上であることを確認後，発電長に報告する。
⑦発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認後，運転員等に
代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。

64

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑧運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注入弁の全開操作を実施した後，代替
循環冷却系Ａ系注入弁の全開操作を実施するとともに，代替循環冷却系Ａ系テスト弁の全閉操作を実施する。
⑨運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを代替循環冷
却系原子炉注水流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，発電長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位Ｌ０以上に維持する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで41分以内で可能である。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二ｄ．消火系による原子炉圧力容器への注水

c. 消火系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができない場合は， 消火系による原子炉圧力容器への注水を実施する。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，低圧代替注水系（常設）及び代替循環冷却系
による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，消火系による原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系
及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，消火系の運転状態確認後，逃がし安全弁により減圧を実施する。

なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行し

なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行し

て行う。

て行う。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

炉心損傷を判断した場合※1 において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への※2

炉心損傷を判断した場合※１において，低圧代替注水系（常設）及び代替循環冷却系によ注水ができず，消火系が使用可能な場合 。ただし，重大事故等へ対処するために消火系にる原子炉圧力容器への注水ができず，消火系が使用可能な場合※２。ただし，重大事故等へよる消火が必要な火災が発生していない場合。

対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン

基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レ

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格ベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

※2:設備に異常がなく，燃料及び水源（ろ過水タンク）が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）が確保されている場合。

66

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 操作手順
消火系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.8.2 図に，概要図を第 1.8.15 図に，タイムチャートを第 1.8.16 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。

東海第二(b) 操作手順
消火系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを
第1.8－3図に，概要図を第1.8－18図に，タイムチャートを第1.8－19図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。

③運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁の全閉操作を実施する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に消火系による原子炉圧力容器への注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。

④発電長は，運転員等に消火系による原子炉圧力容器への注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，ディーゼル駆動消火ポンプを起動し，消火系ポンプ吐出
ヘッダ圧力指示値が約0.79MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。

③現場運転員 C 及び D は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，復水補給水系消火系第 1，第 2 連絡弁の全開操作を実施する。

67

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑦a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作を実施する。
⑦b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作を実施する。
⑧5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了を緊急時対策本部に報告する。
また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水開始を
緊急時対策本部に報告する。
⑩当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力がディーゼル駆動消火ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，中央制御室運転員に消火系による原子炉圧力容器への注水の開始を指⑥発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認後，運転員等に消火系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。

示する。
⑪a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。

⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁及び残留熱除去系Ｂ系
注入弁の全開操作を実施する。

⑪b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。
⑫a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去系流量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認

系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，発電長に報告す

し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）

るとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位Ｌ０以上で維持する。

から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。

⑫b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

68

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性

東海第二(c) 操作の成立性

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系によ直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉圧力容器へる原子炉圧力容器への注水開始まで残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)のいずれの注入の注水開始まで56分以内で可能である。

配管を使用した場合においても約 30 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
ｅ．補給水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系及び消火系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，補給水系による原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離
時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，補給水系の運転状態確認後，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して行う。
(a) 手順着手の判断基準，代替循環冷却系及び消火
炉心損傷を判断した場合※１において，低圧代替注水系（常設）
系による原子炉圧力容器への注水ができず，補給水系が使用可能な場合※２。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン
マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。
※2：設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵タンク）が確保されている場合。
(b) 操作手順
補給水系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.8－3図に，概要図を第1.8－20図に，タイムチャートを第1.8－21図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，補給水系による原子炉圧力容器への注水に必要なポン
プ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。
③発電長は，災害対策本部長代理に連絡配管閉止フランジの切替えを依頼する。

69

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二④災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に連絡配管閉止フランジの切替えを指示する。
⑤重大事故等対応要員は，連絡配管閉止フランジの切替えを実施し，災害対策本部長代理に連絡配管閉止フランジの切替えが完了したことを報告する。また，災害対策本部長代理は，発電長に報告する。
⑥運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，補給水系－消火系連絡ライン止め弁の全開操作を実施する。
⑦運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁の全閉操作を実施する。
⑧運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁の全開操作を実施する。
⑨発電長は，運転員等に復水移送ポンプの起動を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，復水移送ポンプを起動し，復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧
力指示値が約0.84MPa［gage］以上であることを確認する。
⑪発電長は，原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認後，運転員等に補給水系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系注入弁の全開操作を実施し，原子炉圧
力容器への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量指示値及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，発電長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉
水位Ｌ０以上に維持する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員4名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉圧力容器への注水開始まで110分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

70

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
d. 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態

東海第二ｆ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態

で，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができない

で，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができない

場合は，常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備により高圧代替注水系の電源を場合は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源確保し，原子炉圧力容器へ注水する。

設備として使用する可搬型代替低圧電源車，常設代替直流電源設備として使用する緊急用
125V系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型
整流器により高圧代替注水系の電源を確保し，原子炉圧力容器へ注水する。

なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行し

なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行し

て行う。

て行う。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失し，高圧代替注水系が使用可能な場合※2。

炉心損傷を判断した場合※１において，給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心
スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができず，高圧代替注水系が使用可能な場合※２。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン

基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レ

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格ベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

※2:原子炉圧力指示値が規定値以上ある場合において，設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。
(b) 操作手順
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水については，「1.2.2.1(1)a. 中央制御室
からの高圧代替注水系起動」の操作手順と同様である。
(c) 操作の成立性※2：原子炉圧力指示値が0.69MPa[gage]以上ある場合において，設備に異常がなく，電源及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている場合。
(b) 操作手順
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水については，「1.2.2.1(1)ａ．中央制御室
からの高圧代替注水系起動」の操作手順と同様である。
(c) 操作の成立性

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名にて操作を実施した場合，実施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始

作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始まで 10 分以内

まで 15 分以内で可能である。

で可能である。

71

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
e. ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
損傷炉心へ注水する場合，ほう酸水注入系によるほう酸水の注入を並行して実施する。
(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，損傷炉心へ注水する場合で，ほう酸水注入系が使※2

東海第二ｇ．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
損傷炉心へ注水する場合，ほう酸水注入系によるほう酸水の注入を並行して実施する。
(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※１において，損傷炉心へ注水する場合で，ほう酸水注入系が使用可能な場合 。

用可能な場合※２。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン

基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レ

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格ベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を※2:設備に異常がなく，電源及び水源（ほう酸水注入系貯蔵タンク）が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源及び水源（ほう酸水貯蔵タンク）が確保されている場合。

確認した場合。
(b) 操作手順
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第 1.8.2 図に，概要図を第 1.8.17 図に，タイムチャートを第 1.8.18
図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入の準備開始を指示する。

(b) 操作手順
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.8－3図に，概要図を第1.8－22図に，タイムチャートを第1.8－23図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にほう酸水注入系による原子炉圧
力容器へのほう酸水注入の準備開始を指示する。

②現場運転員 C 及び D は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入に必要なポンプ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入②運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入に必要なポンプ及び電動弁の電源が確保されたこと並びに監視計器の電源が確保されに必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にてていることを状態表示にて確認する。

確認する。

72

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，ほう酸水注入系が使用可
能か確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系ポンプ(A)又は(B)の起動操作（ほう酸水③運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又はほう酸水注入ポンプ

注入系起動用キー・スイッチを「ポンプ A」位置（B 系を起動する場合は「ポンプ B」位（Ｂ）の起動操作（ほう酸水注入系起動用キー・スイッチを「ＳＹＳ Ａ」位置（Ｂ置）にすることで，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁が全開とな系を起動する場合は「ＳＹＳ Ｂ」位置）にすることで，ほう酸水貯蔵タンク出口弁

り，ほう酸水注入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始される。）

及びほう酸水注入系爆破弁が全開となり，ほう酸水注入ポンプが起動し，原子炉圧力を実施し，発電用原子炉が未臨界であることを継続して監視する。

容器へのほう酸水注入が開始される。）を実施し，ほう酸水注入ポンプ吐出圧力が原
子炉圧力容器内の圧力以上であることを確認する。

⑥当直副長は，ほう酸水注入系ポンプの運転時間によりほう酸水注入系貯蔵タンクの液位を推定し，ほう酸水の全量注入完了を確認後，中央制御室運転員にほう酸水注入系ポン④発電長は，運転員等にほう酸水貯蔵タンク液位を監視し，ほう酸水の全量注入完了を確認後，ほう酸水注入ポンプを停止するよう指示する。

プの停止を指示する。

⑦中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系ポンプを停止し，当直副長に報告する。
(c) 操作の成立性⑤運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入ポンプを停止し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開

転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからほう酸水注入系による原子炉圧始を判断してからほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入開始まで2分以内

力容器へのほう酸水注入開始まで約 20 分で可能である。

で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。

73

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

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東海第二f. 制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において,原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系及び高圧
代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により制御棒駆動系の電源を確保し，原子炉圧力容器の下部への注水を実施することで，原子炉圧力容器の下部に落下した溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器の破損の進展を抑制する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して行う。
(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失し，制御棒駆動系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。
(b) 操作手順
制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水については，「1.2.2.3(1)b.制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水」の操作手順と同様である。
(c) 操作の成立性
上記の現場操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水開始まで約 20 分で可能である。

74

備考

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東海第二g. 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において,原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備
により高圧炉心注水系の電源を確保することで高圧炉心注水系を冷却水がない状態で一定時間運転し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への緊急注水を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して行う。
(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失し，高圧炉
心注水系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線
レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場
合。
※2:設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。
(b) 操作手順
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水については，「1.2.2.3(1)c.高圧炉心
注水系による原子炉圧力容器への緊急注水」の操作手順と同様である。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水開始まで約 25 分で可能である。

75

備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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1.8.2.3 その他の手順項目について考慮する手順

東海第二1.8.2.3 その他の手順項目について考慮する手順
逃がし安全弁による減圧手順については，「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」にて整備する。
残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷却水確保手順については，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

復水貯蔵槽，防火水槽及びろ過水タンクへの水の補給手順並びに水源から接続口までの可搬型

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽への水の補給手順並びに水源から接続口までの可搬型代替

代替注水ポンプ（A－2 級）による送水手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水

注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順については，「1.13 重大事故等のの供給手順等」にて整備する。

収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

復水移送ポンプ，高圧代替注水系，ほう酸水注入系ポンプ，制御棒駆動水ポンプ 高圧炉心注水

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備として

系ポンプ，電動弁及び中央制御室監視計器類への電源供給手順並びに第一ガスタービン発電機，第使用する可搬型代替低圧電源車，常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池又は二ガスタービン発電機，電源車，ディーゼル駆動消火ポンプ及び可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器による常設低圧への燃料補給手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

代替注水系ポンプ，高圧代替注水系，代替循環冷却系ポンプ，ほう酸水注入ポンプ，電動弁及び監視計器への電源供給手順並びに常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプへの燃料給油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

76

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.8.2.4 重大事故等時の対応手段の選択(1) 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.8.19 図に示す。

東海第二1.8.2.4 重大事故等時の対応手段の選択(1) 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のための対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第
1.8－24図に示す。

代替交流電源設備により交流電源が確保できた場合，復水貯蔵槽が使用可能であれば格納容器

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交流動力電源が確保できた場合，下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水（初期水張り）を実施する。復水貯蔵槽

代替淡水貯槽が使用可能であれば格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェが使用できない場合，消火系又は格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部へのル部）の水位確保操作を実施する。代替淡水貯槽が使用できない場合，消火系，補給水系又は注水（初期水張り）を実施する。また，原子炉圧力容器が破損し，原子炉格納容器下部へ落下し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）の水位確保操作を実施す

た溶融炉心を冠水冷却する場合においても，初期水張りを実施する際と同様の順で対応手段を選る。また，原子炉圧力容器が破損し，ペデスタル（ドライウェル部）へ落下した溶融炉心を冠択し，原子炉格納容器下部へ注水する。

水冷却する場合においても，ペデスタル（ドライウェル部）の水位確保を実施する際と同様の順で対応手段を選択し，ペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。ペデスタル（ドライウェ
ル部）の水位確保操作は，発電用原子炉の冷却や原子炉格納容器内の冷却と並行して実施するが，発電用原子炉の冷却や原子炉格納容器内の冷却とペデスタル（ドライウェル部）の水位確
保操作が並行して実施できない場合は，発電用原子炉の冷却や原子炉格納容器内の冷却を実施
した後，ペデスタル（ドライウェル部）への水張りを実施する。
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）への注水手段について
は，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）への注水手段と同時並行で準備する。
また，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の手段のうちペデスタル（ドライウェル部）への注水可能な系統1系統以上を起動し，注水のための系統構成が完了した時点で，その手段によるペデスタル（ドライウェル部）への注水を開始する。

なお，消火系による原子炉格納容器下部への注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ

なお，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水は，重大事故等へ対処するため対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用に消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水貯蔵タンク又は多目的タン可認できた場合に実施する。

クの使用可能が確認できた場合に実施する。また，補給水系は連絡配管閉止フランジの切替えに時間を要することから，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができない場
合に実施する。

77

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手段の選択

東海第二(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・防止のための対応手段の選択

重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.8.19 図に示す。

重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第
1.8－24図に示す。

代替交流電源設備により交流電源が確保できるまでは,交流電源を必要としない高圧代替注水

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交流動力電源が確保できるまで

系により原子炉圧力容器へ注水し,代替交流電源設備により交流電源が確保できた段階で，高圧は，交流動力電源を必要としない高圧代替注水系により原子炉圧力容器へ注水し，常設代替交

代替注水系に併せてほう酸水注入系によるほう酸水注入及び制御棒駆動系による原子炉圧力容

流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により交流動力電源が確保できた段階で，高圧代替注器への注水を行う。また，低圧代替注水系の運転が可能となり発電用原子炉の減圧が完了するま水系に併せてほう酸水注入系によるほう酸水注入を行う。また，低圧の代替注水手段の運転がでの期間は，高圧代替注水系により原子炉圧力容器への注水を継続するが，高圧代替注水系が使可能となり発電用原子炉の減圧が完了するまでの期間は，高圧代替注水系により原子炉圧力容用できなくなった場合は高圧炉心注水系により原子炉圧力容器へ緊急注水する。

器への注水を継続する。

発電用原子炉の減圧が完了し，復水貯蔵槽が使用可能であれば低圧代替注水系（常設）により発電用原子炉の減圧が完了し，代替淡水貯槽が使用可能であれば低圧代替注水系（常設）に原子炉圧力容器へ注水する。復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は低圧代替注水系（可搬より原子炉圧力容器へ注水する。代替淡水貯槽が使用できない場合，代替循環冷却系，消火型）により原子炉圧力容器へ注水する。その際も併せてほう酸水注入系によるほう酸水注入を行系，補給水系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。その際も併せう。

てほう酸水注入系によるほう酸水注入を行う。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手段については，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手段と同時並行で準備する。
また，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，補給
水系及び高圧代替注水系の手段のうち原子炉圧力容器への注水可能な系統1系統以上を起動し，注水のための系統構成が完了した時点で，その手段による原子炉圧力容器への注水を開始する。

なお，消火系による原子炉圧力容器への注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないことが確認できた場合に実施する。

なお，消火系による原子炉圧力容器への注水は，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないことが確認できた場合に実施する。また，補給水系は連絡
配管閉止フランジの切替えに時間を要することから，消火系による原子炉圧力容器への注水ができない場合に実施する。

低圧代替注水を実施する際の注入配管の選択は，中央制御室からの操作が可能であって，注水流量が多いものを優先して使用する。
溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のために原子炉圧力容器へ注水を実施している際， 損傷炉心の冷却が未達成と判断した場合は， 原子炉格納容器下部への注水操作を開始する。

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のために原子炉圧力容器へ注水を実施している際，炉心損傷と判断した場合は，原子炉格納容器下部への注水操作を開始する。
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水を実施する際の系統の選択は，常設低圧代替
注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ冷却系と配管を共有しない系統を優先して使用する。優先順位は以下のとおり。
優先①：代替循環冷却系Ａ系
優先②：代替循環冷却系Ｂ系
78

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二第1.8－1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第 1.8.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／5）

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/3）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

手順書

復水移送ポンプ
復水貯蔵槽 ※1

高圧炉心注水系配管・弁常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
第二代替交流電源設備 ※2

原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備 ※2
可 搬型 代 替 交流 電源 設 備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

防火水槽 ※1，※4
淡水貯水池 ※1，※4
第二代替交流電源設備 ※2

シデント）「RPV 制御」
AM 設備別操作手順書「MUWC による下部 D/W 注水」

自
主
対
策
設
備

事故時運転操作手順書（シビアアクシ
重
大
事
故
等
対
処
設
備

デント）
「RPV 制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による下部 D/W 注水」

多様なハザード対応手順「消防車による送水（デブリ冷
却）
」

自
主
対
策
設
備

ディーゼル駆動消火ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアクシ

ろ過水タンク ※1

デント）

消火系による

原子炉格納容器下部への注水

消火系配管・弁復水補給水系配管・弁
原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2「RPV 制御」
自
主
対
策
設
備

※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※２
低圧代替注水系配管・弁格納容器下部注水系配管・弁
原子炉格納容器床ドレン系配管・弁
原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁
原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」等

可搬型代替注水中型ポンプ※２
可搬型代替注水大型ポンプ※２
西側淡水貯水設備※２
代替淡水貯槽※２
ホース
低圧代替注水系配管・弁格納容器下部注水系配管・弁
原子炉格納容器床ドレン系配管・弁
原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁
原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」等

ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領－

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

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水－

復水補給水系配管・弁手順書

事故時運転操作手順書（シビアアク
重
大
事
故
等
対
処
設
備

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）
ホース・接続口

対処設備

重大事故等対処設備

コリウムシールド

対応
手段

重大事故等対処設備

原子炉格納容器

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

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

復水補給水系配管・弁分類

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格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水

原
子
炉
格
納
容
器
下
部
に
落
下
し
た
溶
融
炉
心
の
冷
却

備考

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる下部 D/W 注水」※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。

79

ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／5）
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

対処設備

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－３ａ」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

自主対策設備ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク※２
多目的タンク※２
消火系配管・弁

－格納容器下部注水系配管・弁
原子炉格納容器床ドレン系配管・弁
原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁
原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

重大事故等対策要領

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク※２
補給水系配管・弁
消火系配管・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。

80

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」等
ＡＭ設備別操作手順書

自主対策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

消火系による
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配管・弁
原子炉格納容器床ドレン系配管・弁
原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁
原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

手順書

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

分類

対応
手段

対処設備

手順書
事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽 ※1

シデント）

高圧炉心注水系配管・弁
原子炉圧力容器

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備「RPV 制御」「R/B 制御」
AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備「RPV 制御」

残留熱除去系配管・弁・スパージャ
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可 搬型 代 替 交流 電 源 設 備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

淡水貯水池 ※1，※4
第二代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」
多様なハザード対応手順「消防車による送水（デブリ冷却）
」

シデント）

消火系配管・弁「RPV 制御」

復水補給水系配管・弁

「R/B 制御」

残留熱除去系配管・弁・スパージャ
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアク

ろ過水タンク ※1

自主対策設備消火系による

原子炉圧力容器への注水

ディーゼル駆動消火ポンプ－

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

常設代替交流電源設備 ※2

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※２
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ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
燃料給油設備※３

可搬型代替注水中型ポンプ※２
可搬型代替注水大型ポンプ※２
西側淡水貯水設備※２
代替淡水貯槽※２
ホース
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・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
燃料給油設備※３

代替循環冷却系ポンプ
サプレッション・チェンバ
残留熱除去系熱交換器
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

可 搬型 代 替 交流 電 源 設 備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

可搬型代替注水大型ポンプ※１ホース※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）ＡＭ設備別操作手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書※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。

81

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

重大事故等対策要領

自主対策設備

第二代替交流電源設備 ※2

手順書

重大事故等対処設備

自設主備対策防火水槽 ※1，※4「R/B 制御」

対処設備

重大事故等対処設備

シデント）

復水補給水系配管・弁低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアク

ホース・接続口

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器への注水

低圧代替注水系（可搬型）による溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

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

自設主備対策

第二代替交流電源設備 ※2対応
手段

重大事故等対処設備

給水系配管・弁・スパージャ

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器への注水

低圧代替注水系（常設）による残留熱除去系配管・弁・スパージャ

分類

低圧代替注水系（常設）による
原子炉圧力容器への注水

復水移送ポンプ

復水補給水系配管・弁－備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／5）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/3）
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

東海第二重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
対応手段，対処設備，手順書一覧（3/3）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／5）
対処設備

手順書

復水貯蔵槽

シデント）

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁「RPV 制御」

主蒸気系配管・弁「R/B 制御」※3

高圧炉心注水系配管・弁残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備 ※2
可搬型直流電源設備 ※2

可搬型代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（シビアアク

ほう酸水注入系貯蔵タンク

シデント）

ほう酸水注入系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ「RPV 制御」「R/B 制御」

原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書

可搬型代替交流電源設備 ※2「SLC ポンプによるほう酸水注入」

自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※2

復水補給水系配管・弁
原子炉圧力容器「RPV 制御」「R/B 制御」
AM 設備別操作手順書

常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2「CRD による原子炉注水」 ※3

高圧炉心注水系ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽 ※1

シデント）

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
復水補給水系配管
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2

自主対策設備高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

原子炉補機冷却系※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※4:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク※２
補給水系配管・弁
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ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
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領「RPV 制御」「R/B 制御」

常設高圧代替注水系ポンプ
サプレッション・チェンバ
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※３
可搬型代替直流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

重大事故等対処設備

シデント）

制御棒駆動系配管・弁ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク※２
多目的タンク※２
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ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
燃料給油設備※３

手順書－

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽 ※1

自主対策設備

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

制御棒駆動水ポンプ

対処設備

自主対策設備

ほう酸水注入系ポンプ

重大事故等
対処設備

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

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止

自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※2対応
手段

補給水系による
原子炉圧力容器への注水

常設代替交流電源設備 ※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

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

復水補給水系配管

重大事故等対処設備

高圧代替注水系（注水系）配管・弁機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

自主対策設備

事故時運転操シビアアク

分類

消火系による
原子炉圧力容器への注水

高圧代替注水系ポンプ

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁

－

東海第二

AM 設備別操作手順書「HPCF 緊急注水」 ※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。

82

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／5）
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

ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水貯蔵タンク
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
燃料給油設備※３

手順書

重大事故等対処設備

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

－

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。

83

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

第1.8－2表 重大事故等対処に係る監視計器

第 1.8.2 表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧（1／11）

監視計器一覧（1/7）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.1 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)格納容器下部注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）
原子炉格納容器内の放射線量率「RPV 制御」

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

1.8.2.1 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のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水
ａ．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
原子炉格納容器内の放射線量率

AM 設備別操作手順書「MUWC による下部 D/W 注水」

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器内の温度・原子炉圧力容器下鏡部温度

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉圧力容器内の水位

判断基準

判
断
基
準

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度

電源

サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)

制御棒の位置

制御棒操作監視系

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」等

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
原子炉圧力容器温度
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）
緊急用メタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。
）電圧
緊急用パワーセンタ（以下「パワーセン
タ」を「Ｐ／Ｃ」という。
）電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

補機監視機能制御棒位置指示

水源の確保

代替淡水貯槽水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

M/C C 電圧M/C D 電圧
電源

ＡＭ設備別操作手順書

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

水源の確保

原子炉格納容器内の温度

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

操作

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

操
作

原子炉格納容器内の水位

格納容器下部水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

84

原子炉格納容器内の水位

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）
格納容器下部水位（高さ 1m 超検知用）
格納容器下部水位（高さ 0.5m，1.0m 未満検知用）
格納容器下部水位（満水管理用）
格納容器下部雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（2/7）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／11）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.1 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)格納容器下部注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）
原子炉格納容器内の放射線量率「RPV 制御」

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

1.8.2.1 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のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水
ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）

AM 設備別操作手順書「消防車による下部 D/W 注水」

原子炉圧力容器内の温度

多様なハザード対応手順「消防車による送水（デブリ冷却）」

原子炉圧力容器内の水位

原子炉格納容器内の放射線量率

・原子炉圧力容器下鏡部温度
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器内の水位

判断基準

判
断
基
準

原子炉圧力容器温度

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器温度
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）

サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)

制御棒の位置

制御棒操作監視系
M/C C 電圧非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」等

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

補機監視機能制御棒位置指示

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

M/C D 電圧電源

P/C C-1 電圧

ＡＭ設備別操作手順書

P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

操作

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の水位

原子炉格納容器内の水位

格納容器下部水位

操
作
原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

85

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）
格納容器下部水位（高さ 1m 超検知用）
格納容器下部水位（高さ 0.5m，1.0m 未満検知用）
格納容器下部水位（満水管理用）
格納容器下部雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（3/7）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／11）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.1 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)格納容器下部注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）
原子炉格納容器内の放射線量率「RPV 制御」

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

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

1.8.2.1 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のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水
ｃ．消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる下部 D/W 注水」

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器内の水位

原子炉格納容器内の放射線量率

原子炉圧力容器温度

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉格納容器内の温度

格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積
検知用）

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流125V主母線盤２Ｂ電圧

補機監視機能制御棒位置指示

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)

制御棒の位置

制御棒操作監視系

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」等

M/C C 電圧M/C D 電圧
電源

ＡＭ設備別操作手順書

P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
復水貯蔵槽水位

水源の確保

原子炉格納容器内の温度

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
ドライウェル雰囲気温度

操作

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

操
作

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

・原子炉圧力容器下鏡部温度

判断基準

判
断
基
準

監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器内の水位

格納容器下部水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位

原子炉格納容器内の水位86

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）
格納容器下部水位（高さ 1m 超検知用）
格納容器下部水位（高さ 0.5m，1.0m 未満検知用）
格納容器下部水位（満水管理用）
格納容器下部雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

監視計器一覧（4／11）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.1 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のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水
ｄ．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉格納容器内の温度

格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）

電源
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」等

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流125V主母線盤２Ａ電圧
直流125V主母線盤２Ｂ電圧

補機監視機能制御棒位置指示ＡＭ設備別操作手順書

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

判断基準

原子炉圧力容器内の温度

原子炉格納容器内の温度

操作

87

原子炉格納容器内の水位

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）
格納容器下部水位（高さ 1m 超検知用）
格納容器下部水位（高さ 0.5m，1.0m 未満検知用）
格納容器下部水位（満水管理用）
格納容器下部雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（4/7）

東海第二

備考

監視計器一覧（5／11）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」
原子炉圧力容器内の温度
AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

原子炉圧力容器内の水位
判
断基
準原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器への注水量

補機監視機能水源の確保
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）
原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」
原子炉圧力容器内の温度
AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」「消防車による送水（デブリ冷却）」

原子炉圧力容器内の水位
判
断
基
準
電源

P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力(SA)
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出圧力(A)
復水移送ポンプ吐出圧力(B)
復水移送ポンプ吐出圧力(C)
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）
原子炉圧力容器温度

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧操作

多様なハザード対応手順

原子炉圧力容器温度
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
M/C C 電圧

判断基準

水源の確保

「RPV 制御」

1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
ａ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
水源の確保

防火水槽

原子炉圧力容器内の圧力

淡水貯水池
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

原子炉圧力容器内の水位

操
作

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

水源の確保

代替淡水貯槽水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位

M/C D 電圧
電源

操
作

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

88柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

重大事故等の対応に手順書必要となる監視項目
1.8.2.2 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」

判断基準「消火ポンプによる原子炉注水」

備考

監視計器一覧（6／11）

監視計器一覧（5/7）

AM 設備別操作手順書

東海第二原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器内の水位監視パラメータ（計器）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）
原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の放射線量率

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
M/C C 電圧

原子炉圧力容器内の温度判断基準

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

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の圧力復水貯蔵槽水位
水源の確保

原子炉圧力容器内の水位

操作

原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器への注水量
補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位「RPV 制御」
原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」

原子炉圧力容器内の温度

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器への注水量

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

電源

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

操作

原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器内の圧力

水源の確保

ＡＭ設備別操作手順書

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

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器内の水位

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

操作

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

電源

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

水源の確保

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
高圧代替注水系系統流量
高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

補機監視機能高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力
高圧代替注水系ポンプ吸込圧力

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
ｂ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）

M/C D 電圧電源

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

89

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
原子炉圧力容器温度
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧
西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ラ
イン狭帯域用）西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（6/7）

東海第二

備考

監視計器一覧（7／11）

重大事故等の対応に必要となる監視項目
1.8.2.2 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順
手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」「SLC ポンプによるほう酸水注入」

判断基準

AM 設備別操作手順書

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器内の水位

電源

1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
ｃ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
M/C C 電圧

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

M/C D 電圧

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

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

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

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

判断基準

操作

原子炉圧力容器内の水位

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）
原子炉圧力容器温度

原子炉圧力
原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力(SA)

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」「R/B 制御」
AM 設備別操作手順書

判断基準「CRD による原子炉注水」

原子炉圧力容器内の水位

電源

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
M/C C 電圧非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

代替循環冷却系原子炉注水流量

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確認

サプレッション・プール水位

P/C C-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧

補機監視機能原子炉補機冷却水系(A)系統流量

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

操作

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器への注水量

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力容器温度操作

原子炉圧力容器内の水位・原子炉圧力容器下鏡部温度制御棒駆動系系統流量

補機監視機能制御棒駆動系充てん水ライン圧力

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

90

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（7/7）

東海第二

備考

監視計器一覧（8／11）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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

1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
ｄ．消火系による原子炉圧力容器への注水

AM 設備別操作手順書「HPCF 緊急注水」
判
断
基
準

原子炉格納容器内の放射線量率

M/C D 電圧
電源

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流125V主母線盤２Ｂ電圧

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

原子炉圧力容器内の水位

判断基準

水源の確保

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

高圧炉心注水系(B)系統流量

操作

補機監視機能高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書

操作91

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

監視計器一覧（9／11）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
ｅ．補給水系による原子炉圧力容器への注水

原子炉格納容器内の放射線量率

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流125V主母線盤２Ａ電圧
直流125V主母線盤２Ｂ電圧

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作92

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

監視計器一覧（10／11）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
ｆ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書

操作93

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

高圧代替注水系系統流量

補機監視機能常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

監視計器一覧（11／11）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
ｇ．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

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

ほう酸水貯蔵タンク液位
ほう酸水注入ポンプ吐出圧力ＡＭ設備別操作手順書

操作94

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

第 1.8.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

第1.8－3表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

給電元
対象条文

対象条文

供給対象設備

供給対象設備

給電母線【1.8】

復水移送ポンプ

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順
等

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ低圧代替注水系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用モータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセン
タ」を「ＭＣＣ」という。
）

格納容器下部注水系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

MCC C 系
AM 用 MCC

復水補給水系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC
残留熱除去系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

残留熱除去系 弁
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

低圧炉心スプレイ系 弁
高圧代替注水系弁

給電元
給電母線

常設低圧代替注水系ポンプ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

備考

常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
AM 用直流 125V
ほう酸水注入系ポンプ・弁常設代替交流電源設備【1.8】
原子炉格納容器下部の溶融
炉心を冷却するための手順
等

代替循環冷却系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ

代替循環冷却系 弁

常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

原子炉隔離時冷却系 弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流125V主母線盤

高圧代替注水系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流125V主母線盤

ほう酸水注入ポンプ・弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
ＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ
緊急用直流125V主母線盤

可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源95

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

96

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

97

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

98

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

99

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

100

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

101

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

102

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

103

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

104

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

105

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

106

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

107

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

108

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

109

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

110

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

111

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

112

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

113

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

114

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

115

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

116

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

117

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

118

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

119

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

120

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

121

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

122

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

123

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

124

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

125

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

126

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

127

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

128

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

129

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二
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＜ 目 次 ＞

＜ 目 次 ＞

1.9.1 対応手段と設備の選定

1.9.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方(2) 対応手段と設備の選定の結果(2) 対応手段と設備の選定の結果

a. 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備

ａ．水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) 原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止(a) 原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止(b) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止(b) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止(c) 水素濃度及び酸素濃度の監視(c) 水素濃度及び酸素濃度の監視(d) 代替電源による必要な設備への給電(d) 代替電源による必要な設備への給電(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b. 手順等

ｂ．手順等

1.9.2 重大事故等時の手順

1.9.2 重大事故等時の手順

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1) 原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止(1) 原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止

a. 発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化

ａ．発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化

b. 可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給

ｂ．可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器への窒素供給

1

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止

東海第二(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
ａ．可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化

a. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出

ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出

b. 耐圧強化ベント系(W/W)による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出2

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
c. 可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御(3) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
a. 格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度監視

東海第二ｃ．可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御(3) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

b. 格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
1.9.2.2 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の電源を代替電源設備から給電する手順

ｂ．格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
1.9.2.2 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の電源を代替電源設備から給電する手順

1.9.2.3 その他の手順項目について考慮する手順

1.9.2.3 その他の手順項目について考慮する手順

1.9.2.4 重大事故等時の対応手段の選択

1.9.2.4 重大事故等時の対応手段の選択

3

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合

における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には、水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等が適切に整備されには、水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

ているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】

【解釈】

１「水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる

１「水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

（１）BWR（１）BWRａ)原子炉格納容器内の不活性化により、原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格
納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（２）PWR のうち必要な原子炉ａ)水素濃度制御設備により、原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（３）BWR 及び PWR 共通ａ)原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要なａ）原子炉格納容器内の不活性化により、原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格
納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（２）PWRのうち必要な原子炉ａ）水素濃度制御設備により、原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（３）BWR及びPWR共通ａ）原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

ｂ）炉心の著しい損傷後、水－ジルコニウム反応及び水の放射線分解による水素及び酸素の水ｂ）炉心の著しい損傷後、水－ジルコニウム反応及び水の放射線分解による水素及び酸素の水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備すること。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解による水素素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備すること。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解による水素

ガス及び酸素ガスが，原子炉格納容器内に放出された場合においても水素爆発による原子炉格納容器 及び酸素が，原子炉格納容器内に放出された場合においても，水素爆発による原子炉格納容器の破損の破損を防止するため，水素濃度制御を行う対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活 を防止するため，水素濃度制御を行う対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順
用した手順等について説明する。

等について説明する。

4

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二1.9.1 対応手段と設備の選定

1.9.1 対応手段と設備の選定(1)対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応により短期的に発生する水

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，水の放射線分解及び金属

素ガス及び水の放射線分解により発生する水素ガス及び酸素ガスの水素爆発による原子炉格納容

腐食（以下「ジルコニウム－水反応，水の放射線分解等」という。）により発生する水素及び酸器の破損を防止するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

素の水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

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

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

※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効

な設備。

な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけ選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけ

でなく，設置許可基準規則第五十二条及び技術基準規則第六十七条（以下「基準規則」といでなく，設置許可基準規則第五十二条及び技術基準規則第六十七条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備とのう。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。
(2)対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係
を第 1.9.1 表に整理する。

関係を明確にする。
(2) 対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を
第1.9－1表に整理する。

5

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二a. 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備

ａ．水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) 原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止(a) 原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止ⅰ) 不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化

原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため，発原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため，発電電用原子炉運転中の原子炉格納容器内は，不活性ガス（窒素ガス）置換により原子炉格納用原子炉運転中の原子炉格納容器内は，不活性ガス（窒素）により原子炉格納容器内雰囲

容器内雰囲気を不活性化した状態になっている。

気を不活性化した状態としており，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，水の放射線分解等にて発生する水素及び酸素により原子炉格納容器内で水素爆発が発生することを防止する。なお，格納容器ベントを開始するまでは，原子炉格納容器内は不活性ガス（窒素）が封入された状態となっている。

原子炉格納容器内の不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止で使用する設備は以不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化で使用する設備は以下のとおり。

下のとおり。

・不活性ガス系
・不活性ガス系

・原子炉格納容器ⅱ) 可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器水素爆発防止
炉心の著しい損傷が発生し，原子炉格納容器内の酸素濃度が上昇した場合に原子炉格納また，中長期的に原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減させるため，可搬型格納容器窒素供給設備により原子炉格納容器へ窒素ガスを供給する手段がある。

容器内の可燃性ガス濃度を低減させるため，可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器へ窒素を供給する手段がある。

6

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

この対応手段及び設備は，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」

この対応手段及び設備は，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順

における「原子炉格納容器負圧破損の防止」にて選定する対応手段及び設備と同様であ等」における「原子炉格納容器負圧破損の防止」にて選定する対応手段及び設備と同様で

る。

ある。

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器水素爆発防止で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型格納容器窒素供給設備

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器水素爆発防止で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型窒素供給装置
・不活性ガス系配管・弁・原子炉格納容器(b) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
ⅰ.格納容器圧力逃がし装置等による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出(b) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
ⅰ) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを，格納容器圧力逃がし装置

等により原子炉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原又は耐圧強化ベント系により原子炉格納容器外に排出することにより，水素爆発による原子炉格納容器外に排出することにより，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する

子炉格納容器の破損を防止する手段がある。

手段がある。

7

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二これらの対応手段及び設備は，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」

これらの対応手段及び設備は，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手における「耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」及び「1.7 原子炉

順等」における「格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」及び格納容器の過圧破損を防止するための手順等」における「格納容器圧力逃がし装置による「現場操作」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

原子炉格納容器内の減圧及び除熱」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

なお，格納容器圧力逃がし装置内を可搬型窒素供給装置から供給する不活性ガス（窒素）にて，発電用原子炉起動前に不活性化した状態としておくことで，格納容器ベント実施時における水素爆発を防止する。

(ⅰ) 可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化
可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型窒素供給装置
・格納容器圧力逃がし装置
・燃料給油設備(ⅱ) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出で使用する設備は以下の格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出で使用する設備は以下のとおり。

とおり。

・格納容器圧力逃がし装置

・格納容器圧力逃がし装置

・フィルタ装置出口放射線モニタ

・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置入口水素濃度
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・常設代替直流電源設備
・可搬型代替直流電源設備
・燃料給油設備8

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(ⅲ) 遠隔人力操作機構による現場操作
遠隔人力操作機構による現場操作で使用する設備は以下のとおり。
・遠隔人力操作機構

耐圧強化ベント系（W/W）による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッション・チェンバ・耐圧強化ベント系（W/W）
・可搬型窒素供給装置
・ホース・接続口・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・フィルタ装置水素濃度
ⅱ. 可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御(ⅳ) 可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解

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等により原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを可燃性ガス濃度制御系に解等により原子炉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より低減し，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手段がある。

減し，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手段がある。

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御で使用する設備は以下のとおり。

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御で使用する設備は以下のとおり。

・可燃性ガス濃度制御系再結合器ブロワ

・可燃性ガス濃度制御系ブロワ
・可燃性ガス濃度制御系加熱器

・可燃性ガス濃度制御系再結合装置

・可燃性ガス濃度制御系再結合器
・可燃性ガス濃度制御系冷却器

・可燃性ガス濃度制御系配管・弁・可燃性ガス濃度制御系配管・弁・残留熱除去系

・残留熱除去系
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・燃料給油設備9

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 水素濃度及び酸素濃度の監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスの濃度を測定し，監視する手

東海第二(c) 水素濃度及び酸素濃度の監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等
により原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素の濃度を測定し，監視する手段がある。

段がある。
ⅰ.格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度監視ⅰ) 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

原子炉格納容器内において変動する可能性のある範囲にわたり水素濃度を測定する設備は以下のとおり。
・格納容器内水素濃度(SA)原子炉格納容器内において変動する可能性のある範囲にわたり水素濃度及び酸素濃度を測定する設備は以下のとおり。
・格納容器内水素濃度（ＳＡ）
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備

ⅱ.格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
原子炉格納容器内の水素燃焼の可能性を把握するのに十分な計測範囲で水素濃度及び酸素濃度を測定する設備は以下のとおり。

ⅱ) 格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
原子炉格納容器内の水素燃焼の可能性を把握するのに十分な計測範囲で水素濃度及び酸素濃度を測定する設備は以下のとおり。

・格納容器内水素濃度

・格納容器内水素濃度

・格納容器内酸素濃度

・格納容器内酸素濃度・残留熱除去系海水系ポンプ
・残留熱除去系海水系ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・燃料給油設備(d)代替電源による必要な設備への給電(d) 代替電源による必要な設備への給電

上記「(b)炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止」や「(c)上記「(b) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止」や「(c)水素濃度及び酸素濃度の監視」で使用する設備について，全交流動力電源又は直流電源

水素濃度及び酸素濃度の監視」で使用する設備について，全交流動力電源喪失時に，代替電喪失時に，代替電源設備から給電する手段がある。

源設備から給電する手段がある。

10

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

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東海第二

代替電源設備による必要な設備への給電で使用する設備は以下のとおり。

代替電源設備による必要な設備への給電で使用する設備は以下のとおり。

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・常設代替直流電源設備
・可搬型直流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料給油設備(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備
可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器水素爆発防止で使用する設備のうち，可搬型窒
素供給装置，不活性ガス系配管・弁及び原子炉格納容器は重大事故等対処設備として位置付ける。

格納容器圧力逃がし装置等による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出で使格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出で使用する設備のうち，格納用する設備のうち，格納容器圧力逃がし装置，サプレッション・チェンバ，耐圧強化ベン

容器圧力逃がし装置，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），フィルタ装ト系（W/W），フィルタ装置出口放射線モニタ，フィルタ装置水素濃度，可搬型窒素供給装

置入口水素濃度，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設

置，ホース・接続口及び耐圧強化ベント系放射線モニタは重大事故等対処設備として位置

備，可搬型代替直流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

付ける。

遠隔人力操作機構による現場操作で使用する設備のうち，遠隔人力操作機構は重大事故等対処設備として位置付ける。

水素濃度及び酸素濃度の監視で使用する設備のうち，格納容器内水素濃度(SA)，格納
容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は重大事故等対処設備として位置付ける。

水素濃度及び酸素濃度の監視で使用する設備のうち，格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ），常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料給油設
備は重大事故等対処設備として位置付ける。

代替電源による必要な設備への給電で使用する設備のうち，常設代替交流電源設
備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備及び代替

代替電源設備による必要な設備への給電で使用する設備のうち，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

所内電気設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止することができる。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止すること
ができる。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・可燃性ガス濃度制御系

東海第二また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・可燃性ガス濃度制御系

炉心損傷による大量の水素ガスが発生するような状況下では，可燃性ガス濃度制御系の炉心損傷による大量の水素が発生するような状況下では，可燃性ガス濃度制御系の処処理能力を超える水素ガスが発生することから，可燃性ガス濃度制御系による水素ガスの理能力を超える水素が発生することから，可燃性ガス濃度制御系による水素の処理には

処理には期待できず，また原子炉格納容器圧力の上昇に伴い可燃性ガス濃度制御系の使用期待できず，また原子炉格納容器圧力の上昇に伴い可燃性ガス濃度制御系の使用に制限に制限がかかるが，格納容器ベント又は格納容器スプレイにより原子炉格納容器内の圧力がかかるが，格納容器ベント又は格納容器スプレイにより原子炉格納容器内を可燃性ガ

を可燃性ガス濃度制御系運転可能圧力まで低下し，かつ電源復旧等により設計基準事故対ス濃度制御系運転可能圧力及び温度まで低下し，かつ電源復旧等により設計基準事故対

処設備である可燃性ガス濃度制御系を運転することが可能であれば，中長期的な格納容器

処設備である可燃性ガス濃度制御系を運転することが可能であれば，中長期的な原子炉

内水素対策として有効である。

格納容器内水素対策として有効である。
・格納容器内水素濃度，格納容器内酸素濃度
原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇に伴い格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は使用できない場合があるが，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），代替
循環冷却系，代替格納容器スプレイ又は格納容器ベントにより原子炉格納容器内の圧力及び温度が低下し，かつ電源等が復旧し，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度の使用が可能となれば，水素濃度及び酸素濃度を監視する手段として有効である。
・可搬型代替注水大型ポンプ，ホース
敷地に遡上する津波が発生した場合のアクセスルートの復旧には不確実さがあり，使用できない場合があるが，可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水供給により格納容器
内水素濃度及び格納容器内酸素濃度が使用可能となれば，水素濃度及び酸素濃度を監視する手段として有効である。

・可搬型格納容器窒素供給設備
発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内を窒素ガスで置換しているため，炉心損傷に伴い水素ガスが発生した場合においても，事故発生直後に酸素濃度が可燃限界に至ることはない。
有効性評価における原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度評価により，事故発生後 7 日間
は原子炉格納容器への窒素ガス供給は不要であるが，その後の安定状態において，本設備を用いて原子炉格納容器へ窒素ガスを供給することで原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減できることから，水素爆発による原子炉格納容器の破損防止対策として有効であ
る。

12

備考

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東海第二・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

なお，原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止として使用す

なお，原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止として使用するる設備である不活性ガス系は，発電用原子炉運転中に原子炉格納容器内を常時不活性設備である不活性ガス系は，発電用原子炉運転中に原子炉格納容器内を常時不活性化す化する手段として使用する設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものでる手段として使用する設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないはないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

ため，重大事故等対処設備とは位置付けない。また，「1.9.1(2)ａ．(b)ⅰ)(ⅰ) 可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化」として使用する設備である可搬型窒素供給装置は，発電用原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内を不活性化する手段として使用する設備であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

b. 手順等
上記「a.水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

ｂ．手順等
上記「ａ．水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事故時運転操作手順書（シビ

これらの手順は，運転員等※２及び重大事故等対応要員の対応として，「非常時運転手順書

アアクシデント）（以下「SOP」という。），AM 設備別操作手順書及び多様なハザード対応

Ⅱ（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」，「ＡＭ設備別操作手

手順に定める（第 1.9.1 表）。

順書」及び「重大事故等対策要領」に定める（第1.9－1表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第 1.9.2 表，第 1.9.3 表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第1.9－2表，第1.9－3表）。

※2 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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東海第二1.9.2 重大事故等時の手順

1.9.2 重大事故等時の手順

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1) 原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止(1) 原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止

a. 発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化

ａ．発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等で炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等で発生する水素ガスにより，原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を発生する水素により，原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止防止するため，発電用原子炉起動時に原子炉格納容器内を不活性ガス（窒素ガス）により置換するため，発電用原子炉起動時に原子炉格納容器内を不活性ガス（窒素）により置換し，発電し，発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態を維持する。

用原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態を維持する。

これらの操作は，重大事故等時に対応するものではなく通常の運転操作により対応する。

これらの操作は，重大事故等時に対応するものではなく通常の運転操作により対応する。
概要図を第1.9－3図に示す。

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備考

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東海第二
ｂ．可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器への窒素供給

b. 可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給
中長期的に原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減させるため，可搬型格納容器窒素供給

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素の反応による水素爆発により原子炉格納容器が破損することを防止するため，可搬型窒素供給装置

設備により原子炉格納容器へ窒素ガスを供給する。

により原子炉格納容器へ窒素を供給する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1※2において，原子炉格納容器内の除熱を開始した場合 。

炉心損傷を判断した場合※１において，可燃性ガス濃度制御系による水素濃度及び酸素濃度の制御ができず，原子炉格納容器内の酸素濃度が3.5vol％に到達した場合。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

※2:代替循環冷却系又は残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱を開始した場合。

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

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給の手順は以下のとおり。概要図を第 1.9.2 図に，タイムチャートを第 1.9.3 図に示す。

東海第二(b) 操作手順

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器への窒素供給の手順は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.9－2 図に，概要図を第 1.9－4 図に，タイムチャートを第 1.9－5 図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に原子炉格納容器への窒素ガス供給の準備開始を指示する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に原子炉格納容器への窒素供給の準備開始を依頼する。

②当直長は，当直副長の依頼に基づき，緊急時対策本部に原子炉格納容器への窒素ガス供給のための可搬型格納容器窒素供給設備の準備を依頼する。
②災害対策本部長代理は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）への窒素供給をするための接続口を報告する。なお，格納容器窒素供給
ライン接続口は，接続口蓋開放作業を必要としない格納容器窒素供給ライン東側接続口を優先する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に可搬型格納容器窒素供給設備の準備を指示する。

③災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置として使用する窒素供給装置をＳ／Ｃ側用に1台，Ｄ／Ｗ側用に1台を準備及び可搬型窒素供給装置として使用する窒素供給装置用電源車1台の準備を指示する。

④現場運転員 C 及び D は，可搬型格納容器窒素供給設備を接続するための準備作業を実施する。

④重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置として使用する窒素供給装置及び窒素供給
装置用電源車を原子炉建屋東側屋外に配備した後，可搬型窒素供給装置として使用する⑤緊急時対策要員は，原子炉建屋近傍に可搬型格納容器窒素供給設備を移動させる。

窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車にケーブルを接続するとともに，窒素供給用ホ⑥緊急時対策要員は，可燃性ガス濃度制御系配管に可搬型格納容器窒素供給設備を接続する。

ースを接続口に取り付ける。また，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋西側屋外に配備した場合は，接続口の蓋を開放した後，窒素供給用ホースを接続口に取り付ける。

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東海第二⑦緊急時対策要員は，可搬型大容量窒素供給装置を起動する。

⑤重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置を起動する。

⑧緊急時対策要員は，窒素ガス供給ユニット D/W 側止め弁又は窒素ガス供給ユニット S/C 側止⑥重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／め弁を全開し，原子炉格納容器への窒素ガス供給の準備が完了したことを緊急時対策本部にＷ側）への窒素供給の準備が完了したことを災害対策本部長代理に報告する。また，災報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

害対策本部長代理は発電長に報告する。
⑦発電長は，格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内酸素濃度が，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）への窒素供給基準である4.0vol％に到達したことを確認し，災害対策本部長代理に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）への窒素供給を依頼する。

⑨当直副長は，格納容器ベントによる水素ガス及び酸素ガスの排出を実施した場合，又はサプ
レッション・チェンバ・プール水温度指示値が 104℃以下になる前に，中央制御室運転員に⑧災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）への窒素供給開始を指示する。

原子炉格納容器への窒素ガス供給を開始するよう指示する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系入口第一，第二隔離弁又は可燃性ガス
濃度制御系出口第一，第二隔離弁を全開し，窒素ガスを原子炉格納容器に供給する。

⑨重大事故等対応要員は，原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）を全開とし，窒素を原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）に供給を開始したことを，災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。
⑩発電長は，運転員等に原子炉格納容器内の酸素濃度指示値を確認し，原子炉格納容器内の酸素濃度が上昇傾向の場合は，災害対策本部長代理に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）への窒素供給の追加を依頼する。

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備考

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東海第二⑪ａ原子炉格納容器内の酸素濃度上昇傾向の場合
災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）への窒素供給開始を指示し，重大事故等対応要員は，原子炉建屋東側屋
外又は原子炉建屋西側屋外にて，可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）への窒素供給を開始する。なお，ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ
圧力指示値が310kPa［gage］（1Pd）に到達するまで可搬型窒素供給装置による原子炉
格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）への窒素供給を継続する。その後，運転員等は中央制御室にて，ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示値が310kPa［gage］（1Pd）に到達したことを確認し，発電長に報告する。
⑪ｂ原子炉格納容器内の酸素濃度上昇傾向でない場合
可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）への窒素供給をドライウェル圧
力又はサプレッション・チェンバ圧力指示値が310kPa［gage］（1Pd）に到達するまで継続し，運転員等は中央制御室にて，ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ
圧力指示値が310kPa［gage］（1Pd）に到達したことを確認し，発電長に報告する。
⑫発電長は，災害対策本部長代理に原子炉格納容器内の圧力が310kPa［gage］（1Pd）に到達したことを報告し，原子炉格納容器への窒素供給停止を依頼する。
⑬災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に原子炉格納容器への窒素供給停止を指示する。
⑭重大事故等対応要員は，原子炉格納容器への窒素供給を停止するため，⑪ａにより原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）へ窒素供給をしていた場合は，原子炉建屋東側屋
外又は原子炉建屋西側屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）を全閉とする。また，⑪ｂにより原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）への窒素供給を継続した場合は，原
子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）を全閉とする。なお，重大事故等対応要員は，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）又は原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）への窒素供給を停止した後，災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。
⑮発電長は，運転員等に原子炉格納容器内の酸素濃度の確認を指示する。

18

備考

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東海第二⑯ａ原子炉格納容器内の酸素濃度4.0vol％到達時点で事故後7日経過している場合
運転員等は中央制御室にて，格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内酸素濃度指示
値が4.0vol％に到達したことを確認し，発電長に報告する。
⑯ｂ原子炉格納容器内の酸素濃度4.0vol％到達時点で事故後7日経過していない場合
運転員等は中央制御室にて，格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内酸素濃度指示
値が4.0vol％に到達したことを確認し，発電長に報告する。また，災害対策本部長代理
は，重大事故等対応要員に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）への窒素供給を指示し，重大事
故等対応要員は，原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）への窒素供給を開始する。なお，原子炉格納容器
内の酸素濃度指示値の傾向に応じて，以下の操作を実施する。
ⅰ) 原子炉格納容器内の酸素濃度上昇傾向の場合
災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉
格納容器（Ｄ／Ｗ側）への窒素供給開始を指示し，重大事故等対応要員は，原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）への窒素供給を開始する。その後，運転員等は中央制御室にて，ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示値が465kPa［gage］（1.5Pd）に到達したことを発電長に報告する。また，重大事故等対応要員は，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ
側及びＤ／Ｗ側）を全閉とし，原子炉格納容器への窒素供給を停止する。
ⅱ) 原子炉格納容器内の酸素濃度上昇傾向でない場合
運転員等は中央制御室にて，ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示値が465kPa［gage］（1.5Pd）に到達したことを発電長に報告する。また，重大事故等対応要員は，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）を全閉とし，原子炉格納容器への窒素供給を停止する。
⑰発電長は，運転員等に原子炉格納容器内の酸素濃度の確認を指示する。
⑱運転員等は中央制御室にて，格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内酸素濃度指示
値が格納容器ベント判断基準である4.3vol％に到達したことを確認し，発電長に報告する。
⑲発電長は，運転員等にサプレッション・プール水温度の確認を指示する。

19

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東海第二⑳ａサプレッション・プール水温度指示値が100℃未満の場合
発電長は災害対策本部長代理に，原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）への窒素供給を依頼する。なお，原子炉格納容器への窒素供給停止前に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）への窒素供給を実施していた場合は，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）への窒素供給を依頼する。
⑳ｂサプレッション・プール水温度指示値が100℃以上の場合
発電長は，運転員等に外部水源である代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の起動及び内部水源である残留熱除去系又は代替循環冷却系の停止を指示し，災害対策本部長代理に原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）への窒素供給を依頼する。なお，原子炉格納容器への窒素供給停止前に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）への窒素供給を実施していた
場合は，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）への窒素供給を依頼する。
災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器への窒素供給開始を指示する。
ａ

原子炉格納容器への窒素供給停止前の操作が⑪ａ又は⑯ｂⅰ)により可搬型窒素供給装

置2台で実施した場合
重大事故等対応要員は，原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）を全開とし，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）
への窒素供給を開始したことを災害対策本部長代理に報告する。
ｂ

原子炉格納容器への窒素供給停止前の操作が⑪ｂ又は⑯ｂⅱ)により可搬型窒素供給装

置1台で実施した場合
重大事故等対応要員は，原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｄ／Ｗ側）を全開とし，原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）への窒素供給を開始したことを災害対策本部長代理に報告する。
災害対策本部長代理は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器へ窒素供給を開始したことを報告する。
発電長は，運転員等に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備を指示す
る。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2名及び緊急時対策要員 16 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型格納容器

東海第二(c) 操作の成立性
上記の操作において，作業開始を判断してから原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）への窒素供給開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給開始まで約 480 分で可能である。
なお，本操作は，格納容器ベント後に時間が経過した後の操作であることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しているため，作業可能である。
【格納容器窒素供給ライン西側接続口を使用した原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）への窒素供給の場合】・現場対応を重大事故等対応要員 6 名にて実施した場合，135 分以内で可能である。
【格納容器窒素供給ライン東側接続口を使用した原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）への窒素供給の場合】・現場対応を重大事故等対応要員 6 名にて実施した場合，115 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。窒素供給用ホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥ
Ｄライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止

東海第二(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
ａ．可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化
格納容器圧力逃がし装置は，可搬型窒素供給装置から供給する不活性ガス（窒素）にて，発電用原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内を不活性化した状態としておくことで，格納容器ベント実施時における系統内での水素爆発を防止する。この操作は，重大事故等時に対応するものではなく通常の運転操作により対応する。

a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出

ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，ジルコニ

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，ジルコニ

ウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が

ウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された場合，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベント操作により原子炉格納容確認された場合，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベント操作により原子炉格納容

器内の水素ガス及び酸素ガスを排出することで原子炉格納容器の水素爆発による破損を防止す

器内の水素及び酸素を排出することで原子炉格納容器の水素爆発による破損を防止する。

る。
なお，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるため，運転員は待避室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。

格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるた
め，運転員等は中央制御室待避室へ待避し中央制御室待避室内のデータ表示装置（待避室）によりプラントパラメータを継続して監視する。
なお，中央制御室から格納容器圧力逃がし装置の遠隔操作ができない場合は，遠隔人力操作機構を使用した現場（二次格納施設外）での操作を実施する。格納容器圧力逃がし装置の遠隔人力操作機構を使用した現場操作による格納容器ベント手順については，「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。

格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内

格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつの除熱機能が1系統回復し，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度

可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する

制御機能及び可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器負圧破損防止機能が使用可能と判断しことを基本として，その他の要因を考慮した上で総合的に判断し，適切に対応する。なお，二次た場合，並びに原子炉格納容器内の圧力310kPa［gage］（1Pd）未満，原子炉格納容器内の温隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，

度171℃未満及び原子炉格納容器内の水素濃度が可燃限界未満であることを確認した場合は，より安定的な状態になった場合に全閉する。

第一弁を全閉とし，格納容器ベントを停止することを基本として，その他の要因を考慮した上で総合的に判断し，適切に対応する。

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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東海第二(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，炉心の著しい損傷の緩和及び原子炉格納容器の破損防※2止のために必要な操作が完了した場合 。

炉心損傷を判断した場合※１において，可燃性ガス濃度制御系による水素濃度及び酸素濃度の制御ができず，原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3vol％に到達した場合※２で，原子炉格納容器内へ不活性ガス（窒素）を注入している場合。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確※2:炉心の著しい損傷を防止するために原子炉圧力容器への注水を実施する必要がある場合，認した場合。

又は原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施する必要※2：炉心の著しい損傷を防止するために原子炉圧力容器への注水を実施する必要がある場

がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始する。ただし，発合，又は原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施

電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やする必要がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始す

かに格納容器ベントの準備を開始する。

る。ただし，発電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。

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備考

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

東海第二(b) 操作手順

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出手順の概要

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出手順の概要は以下のとおり。

は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.9.1 図に，概要図を第 1.9.4 図に，タイムチャート

手順の対応フローを第1.9－2図に，概要図を第1.9－6図に，タイムチャートを第1.9－7図にを第 1.9.5 図に示す。

示す。

なお，格納容器圧力逃がし装置補機類の操作手順は「1.7.2.1（1）a.格納容器圧力逃がし装置
による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」にて整備する。また，原子炉格納容器ベント弁駆動源

なお，格納容器圧力逃がし装置補機類の操作手順は「1.7.2.1（1）ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」にて整備する。

確保（予備ボンベ）の操作手順は「1.5.2.1（1）a.(b)原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）」にて整備する。

ウェットウェルベント（以下「W/W ベント」という。）の場合(ドライウェルベント（以下「D/W【Ｓ／Ｃ側ベントの場合（Ｄ／Ｗ側ベントの場合，手順⑦以外は同様。）】

ベント」という。）の場合，手順⑫以外は同様)①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェ

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，格納容器圧力逃がし装置によるＳ／Ｃ側から

ンバ・プール水位外部水源注水制限（ベントライン-1m）以下であることを確認し，格納容器の格納容器ベントの準備を開始するよう運転員等に指示する（Ｓ／Ｃ側からの格納容器

圧力逃がし装置によるウェットウェル（以下「W/W」という。）側からの格納容器ベントの準ベントができない場合は，Ｄ／Ｗ側からの格納容器ベントの準備を開始するよう指示す

備を開始するよう運転員に指示する(原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・る）。

プール水位外部水源注水制限を越えている場合はドライウェル（以下「D/W」という。）側からの格納容器ベントの準備を開始するよう指示する)。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備開始を報告する。
③現場運転員 C 及び D は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。

②発電長は，災害対策本部長代理に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備開始を報告する。
③運転員等は，中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動弁の電源切替え操作を実施する。

④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動④運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認

動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等する。

にて確認する。

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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東海第二⑤中央制御室運転員 A 及び B は，FCVS 制御盤にてフィルタ装置水位指示値が通常水位範囲内であること及びフィルタ装置ドレン移送ポンプの水張りが完了していることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の確認として，不活性ガス系（以下「AC 系」という。）隔離信号が発生している場合は，格納容器補助盤にて，AC 系隔離信号の除外操作⑤運転員等は，格納容器ベント前の確認として，不活性ガス系の隔離信号が発生している
場合は，中央制御室にて，不活性ガス系の隔離信号の除外操作を実施する。

を実施する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統構成として，非常用ガス処理系が運⑥運転員等は中央制御室にて，格納容器ベント前の系統構成として，耐圧強化ベント系一転中であれば非常用ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁及び非次隔離弁，原子炉建屋ガス処理系一次隔離弁，換気空調系一次隔離弁，耐圧強化ベント

常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全閉操作，並びに耐圧強化ベント弁，非常用ガス処理

系二次隔離弁，原子炉建屋ガス処理系二次隔離弁及び換気空調系二次隔離弁の全閉を確系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁，非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系第二隔認する。

離弁の全閉，及びフィルタ装置入口弁の全開確認後，二次隔離弁を調整開（流路面積約 50%開）とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。二次
隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を調整開（流路面積約 50%開）とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。

⑦ａＳ／Ｃ側ベントの場合
運転員等は中央制御室にて，第一弁（Ｓ／Ｃ側）の全開操作を実施する。
⑦ｂＤ／Ｗ側ベントの場合第一弁（Ｓ／Ｃ側）の開操作ができない場合は，運転員等は中央制御室にて，第一弁（Ｄ／Ｗ側）の全開操作を実施する。

⑧現場運転員 C 及び D は，格納容器ベント前の系統構成として，フィルタベント大気放出ライ
ンドレン弁を全閉，水素バイパスライン止め弁を全開とし，格納容器圧力逃がし装置による⑧運転員等は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を発電長に報告する。

格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を緊急時対策本部に報告する。

⑨発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を災害対策本部長代理に報告する。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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東海第二⑩当直副長は，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を適宜確認し，当直長に報告する。また，当直長は原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。なお，ドライ条件の酸素濃度が 4.0vol%以上の場合は，代替格納容器スプレイを実施することで，ドライウェル側とサプレッション・チェンバ側のガスの混合を促進させる。

⑪当直副長は，原子炉格納容器内のウェット条件の酸素濃度が 4.0vol%に到達したこと，及びド⑩発電長は，運転員等に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント開始を指示する。

ライ条件の酸素濃度が 5.0vol%以下であることを確認し，運転員に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント開始を指示する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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東海第二⑫ａ W/W ベントの場合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給
弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全開操作により，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備による操作にて一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側）を全開する手段がある。更に一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給
弁及び一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を全開す
る手段がある。
⑫ｂ D/W ベントの場合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作により，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備による操作にて一次隔離弁（ドライウェル側）を全開する手段がある。更に一次隔離弁（ドライウェル側）逆操作用空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁及び一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（ドライウェル側）を全開する手段がある。
⑬中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始された⑪運転員等は中央制御室にて，第二弁（優先）を全開とするが，第二弁が全開できない場

ことを，格納容器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値の低下，フィルタ装置出

合は，第二弁バイパス弁を全開とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが口放射線モニタ指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，格納容器開始されたことを格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ），格納容

圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度指示値の低下，並びにフィルタ装置入口水素濃度
及びフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）指示値の上昇により確認
し，発電長に報告する。また，発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを災害対策本部長代理に報告する。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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東海第二⑭中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，フィルタ装置水素濃度による水素濃⑫運転員等は，格納容器ベント開始後，フィルタ装置水素濃度による水素濃度の監視及び度の監視及びフィルタ装置出口放射線モニタによる放射線量率の監視を行う。また，緊急時

フィルタ装置出口放射線モニタによる放射線量率の監視を行う。また，緊急時対策要員

対策要員は，フィルタ装置出口放射線モニタから得た放射線量率及び事前にフィルタ装置出

は，フィルタ装置出口放射線モニタから得た放射線量率及び事前にフィルタ装置出口配口配管表面の放射線量率と配管内部の放射性物質濃度から算出した換算係数を用いて放射性

管表面の放射線量率と配管内部の放射性物質濃度から算出した換算係数を用いて放射性物質濃度を推定する。

物質濃度を推定する。

⑮中央制御室運転員 A 及び B は，FCVS 制御盤にてフィルタ装置水位指示値を確認し，水位調整が必要な場合は当直副長に報告する。また，当直長は，フィルタ装置の水位調整を実施するよう緊急時対策本部に依頼する。
⑯中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系に⑬運転員等は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格

よる原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃納容器内の除熱機能が1系統回復し，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁（サプレッシ

水素・酸素濃度制御機能及び可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器負圧破損防止機

ョン・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作を実施し，格納容器圧力逃がし装置による能が使用可能な場合，並びに原子炉格納容器内の圧力が310kPa［gage］（1Pd）未満，格納容器ベントを停止する。一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系

原子炉格納容器内の温度が171℃未満及び原子炉格納容器内の水素濃度が可燃限界未満

統回復する等，より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁のであることを確認することにより，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）の全閉操作を実施

全閉操作を実施する。

し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを停止する。

(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，格納容2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置による原子炉格器ベント準備については，作業開始を判断してから格納容器ベント準備完了までは5分以内

納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出開始まで約 45 分で可能である。

で可能である。
格納容器ベント開始については，格納容器ベント判断基準到達から格納容器ベント開始まで2分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。一次隔離弁の操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外に設置することに加え，あらかじめ遮蔽材を設置することで作業時の被ばくによる影響を低減している。また，操作前にモニタリングを行い接近可能であることを確認し防護具を確実に装着して
操作する。

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備考

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東海第二b. 耐圧強化ベント系（W/W）による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，ジルコニ
ウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認され，格納容器圧力逃がし装置の機能が喪失した場合に，耐圧強化ベント系を使用した格納容器ベント操作により原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを排出することで原子炉格
納容器の水素爆発による破損を防止する。
なお，耐圧強化ベント系を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるため，運転員は待避室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。
格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する
ことを基本として，その他の要因を考慮した上で総合的に判断し，適切に対応する。なお，二次隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する
等，より安定的な状態になった場合に全閉する。
(a) 耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，炉心の著しい損傷の緩和及び原子炉格納容器の破損防止のために必要な操作が完了した場合※2 で格納容器圧力逃がし装置が使用できず※3，耐圧強化
ベント系が使用可能な場合。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準
事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:炉心の著しい損傷を防止するために原子炉圧力容器への注水を実施する必要がある場合，又は原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施する必要がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始する。ただし，発電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。
※3:「格納容器圧力逃がし装置が使用できない」とは，設備に故障が発生した場合。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

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

東海第二ⅱ. 操作手順
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.9.1 図に，概要図を第 1.9.6 図に，タイムチャートを第1.9.7 図に示す。
なお，原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の操作手順は「1.5.2.1（1）b.(b)原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）」にて整備する。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チ
ェンバ・プール水位外部水源注水制限（ベントライン-1m）以下であることを確認し，耐圧強化ベント系による W/W 側からの格納容器ベントの準備を開始するよう運転員に指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベントの準備開
始を緊急時対策本部に報告するとともに，緊急時対策要員による耐圧強化ラインの窒素ガス
パージ中であることの確認を行う。
③現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントに必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント前の系統構成として，非常用ガス処理系が運転中であれば非常用ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全閉操作，並びに非常用ガ
ス処理系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁，非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系
第二隔離弁の全閉確認を実施する。
⑥現場運転員 C 及び D は，フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁を全開とすることで，フィルタ装置入口弁の駆動源を確保し，当直副長に報告する。
⑦現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁を全開とすることで，耐圧強化ベント弁の駆動源を確保し，当直副長に報告する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント前の系統構成として，フィルタ装置入口弁の全閉操作を実施する。現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設
備によりフィルタ装置入口弁の全閉操作を実施する。また，中央制御室及び遠隔手動弁操作
設備からの操作以外の手段として，フィルタ装置入口弁逆操作用空気排気側止め弁を全閉，フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁及びフィルタ装置入口弁操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，フィルタ装置入口弁を全閉する手段がある。

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑨中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント前の系統構成として，耐圧強化ベント弁を全開とする。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備による操作にて耐圧強化ベント弁を全開する手段がある。更に耐圧強化ベン
ト弁逆操作用空気排気側止め弁を全閉，耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁及び耐圧強化ベント弁操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，耐圧強化ベント弁を全開する手段がある。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，二次隔離弁を調整開（弁開度約 20％開）とする。開度指示は現場運転員 C 及び D にて確認する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイ
パス弁を調整開（弁開度約 20％開）とする。
⑪中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑫現場運転員 C 及び D は，水素バイパスライン止め弁を全開とし，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了
を緊急時対策本部に報告する。
⑭当直副長は，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を適宜確認し，当直長に報告する。
また，当直長は原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。なお，ドライ条件の酸素濃度が 4.0vol%以上の場合は，代替格納容器スプレイを実施することで，ドライウェル側とサプレッション・チェンバ側のガスの混合を促進させる。
⑮当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベントの開始を
緊急時対策本部に報告する。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを，格納容器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値の低下，耐圧強化ベント系放射線モニタ指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑲中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，フィルタ装置水素濃度による水素濃度の監視及び耐圧強化ベント系放射線モニタによる放射線量率の監視を行う。また，緊急時対策要員は，耐圧強化ベント系放射線モニタから得た放射線量率及び事前に耐圧強化ベント
系配管表面の放射線量率と配管内部の放射性物質濃度から算出した換算係数を用いて放射性物質濃度を推定する。
⑳中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全閉操作を実施し，耐圧強化ベント系による格納容器ベントを停止する。一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから耐圧強化ベント系による水素ガス及び酸素ガス排出開始まで約 60 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。一次隔離弁の操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外に設置することに加え，あらかじめ遮蔽材を設置することで作業時の被ばくによる影響を低減している。また，操作前にモニタリングを行い接近可能であることを確認し防護具を確実に装着して操作する。

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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東海第二(b) 耐圧強化ラインの窒素ガスパージ
炉心の著しい損傷が発生し，耐圧強化ベント系により原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出を実施する際，耐圧強化ベントライン主排気筒側の大気開放されたラインに対してあらかじめ窒素ガスパージを実施することにより，系統内の酸素濃度を可燃限界未満に保ち，水素爆発を防止する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷後，代替循環冷却系を長期使用し原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇を確認した場合。
ⅱ. 操作手順
耐圧強化ラインの窒素ガスパージ手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.9.8 図に，タイ
ムチャートを第 1.9.9 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員に耐圧強化ベント系の窒素ガスパージを指示する。
②緊急時対策要員は，荒浜側高台保管場所にて，可搬型窒素供給装置の健全性を確認するとともに，タービン建屋西側大物搬入口前(屋外)に可搬型窒素供給装置を配備する。
③緊急時対策要員は，タービン建屋－原子炉建屋連絡通路南西側(タービン建屋)にて，可搬型
窒素供給装置から接続口への送気ホース取付け操作を実施する。また，耐圧強化ベント系 N
パージ用元弁（二次格納施設側）及び耐圧強化ベント系 N パージ用元弁（タービン建屋側）の全開操作を実施した後，窒素ガス供給の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
④緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの供給開始を指示する。
⑤緊急時対策要員は，可搬型窒素供給装置より窒素ガスの供給を開始し，耐圧強化ベント系への窒素ガスパージの開始を緊急時対策本部に報告する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから耐圧強化ラインの窒素ガスパージ完了まで約 360 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。

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備考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
c. 可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

東海第二ｃ．可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，原子炉

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，原子炉格

格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された場合，可燃性ガス濃度制御系により納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された場合，可燃性ガス濃度制御系により原子原子炉格納容器内の水素濃度の抑制を行う。

炉格納容器内の水素濃度の抑制を行う。

なお，可燃性ガス濃度制御系の運転に際しては，原子炉格納容器内の圧力を可燃性ガス濃なお，可燃性ガス濃度制御系の運転に際しては，原子炉格納容器内の圧力を可燃性ガス濃度度制御系運転時の制限圧力(105kPa[gage])以下に維持する。

制御系運転時の制限圧力（147kPa［gage］）未満に維持する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の水素濃度が 5vol%以下で，可燃性炉心損傷を判断した場合※１において，原子炉格納容器内の水素濃度が4vol％以下で，可ガス濃度制御系が使用可能な場合※2。

燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合※２。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

※2:原子炉格納容器内の圧力が 105kPa[gage](可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力)以下で※2：原子炉格納容器内の圧力が147kPa［gage］（可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧あり，設備に異常がなく，電源，残留熱除去系から供給される冷却水（サプレッション・チ力）未満であり，設備に異常がなく，電源及び残留熱除去系から供給される冷却水ェンバ・プール水）が確保されている場合。

（サプレッション・プール水）が確保されている場合。

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 操作手順
可燃性ガス濃度制御系(A)による原子炉格納容器内の水素濃度制御手順の概要は以下のとおり。(可燃性ガス濃度制御系(B)による原子炉格納容器内の水素濃度制御手順も同様)
手順の対応フローを第 1.9.1 図に，概要図を第 1.9.10 図に，タイムチャートを第 1.9.11 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可燃性ガス濃度制御系(A)による原子炉
格納容器内の水素濃度制御の準備開始を指示する。

東海第二(b) 操作手順
可燃性ガス濃度制御系Ａ系による原子炉格納容器内の水素濃度制御手順の概要は以下のとおり（可燃性ガス濃度制御系Ｂ系による原子炉格納容器内の水素濃度制御手順も同様。）。
手順の対応フローを第1.9－1図及び第1.9－2図に，概要図を第1.9－8図に，タイムチャー
トを第1.9－9図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に可燃性ガス濃度制御系Ａ系による原子炉格納容器内の水素濃度制御の準備開始を指示する。

②現場運転員 C 及び D は，可燃性ガス濃度制御系(A)による原子炉格納容器内の水素濃度制御に必要なブロワ，ヒータ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。

③中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系(A)による原子炉格納容器内の水素濃度②運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系Ａ系による原子炉格納容器内の水素制御に必要なブロワ，ヒータ，電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保さ濃度制御に必要なブロワ，加熱器，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることをれていることを状態表示にて確認する。

状態表示等にて確認する。

④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，可燃性ガス濃度制御系が使用可能か確認する。

⑤中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(A)(サプレッション・チェンバ・プール水冷却③運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）Ａ系が運モード)が運転中であり，可燃性ガス濃度制御系(A)冷却器への冷却水供給が可能であること

転中であり，可燃性ガス濃度制御系Ａ系冷却器への冷却水供給が可能であることを確認

を確認する。

し，発電長に可燃性ガス濃度制御系Ａ系の起動準備完了を報告する。

⑥中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系(A)起動準備として，可燃性ガス濃度制
御系(A)隔離信号の除外操作を実施する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系室を二次格納施設として負圧管理とするため，可燃性ガス濃度制御系室連絡弁を「全開」とし,当直副長に可燃性ガス濃度制御系の起動準備完了を報告する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑧当直副長は，原子炉格納容器内の圧力が可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力

東海第二④発電長は，原子炉格納容器内の圧力が可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力（147kPa(105kPa[gage])以下であることを確認し，中央制御室運転員に可燃性ガス濃度制御系の起動［gage］）未満であることを確認し，運転員等に可燃性ガス濃度制御系Ａ系の起動操作操作を指示する。

を指示する。

⑨中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系(A)の起動操作を実施し，可燃性ガス濃⑤運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系Ａ系の起動操作を実施し，可燃性ガ

度制御系入口ガス流量指示値，ブロワ吸込ガス流量指示値，ブロワ吸込圧力指示値の上昇後，ス濃度制御系再循環ガス流量指示値，可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量指示値

系統が安定に運転していることを確認する。

及び可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス圧力指示値の上昇後，系統が安定に運転していることを確認する。

⑩中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系ヒータが正常に動作していることを加⑥運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系加熱器が正常に動作していることを

熱管表面温度指示値及び再結合器表面温度指示値の上昇により確認し，予熱運転が開始した

可燃性ガス濃度制御系加熱器入口温度指示値，可燃性ガス濃度制御系加熱器表面温度指ことを確認する。

示値，可燃性ガス濃度制御系再結合器内ガス温度指示値，可燃性ガス濃度制御系再結合器出口ガス温度指示値及び可燃性ガス濃度制御系再結合器表面温度指示値の上昇により確認し，予熱運転が開始したことを確認する。

⑪中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系起動後 180 分以内に可燃性ガス濃度制⑦運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系Ａ系起動後，約180分で可燃性ガス

御系の予熱運転が完了することを確認し，その後再結合器内ガス温度指示値が規定値で安定濃度制御系Ａ系の予熱運転が完了することを確認し，その後可燃性ガス濃度制御系再結し温度制御されることを確認する。

合器内ガス温度指示値が649℃で安定し温度制御されることを確認する。

⑫中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値から可燃性ガス濃度制御系の吸引流量と再循環流量の調整を実施する。

⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器内水素濃度及び酸素濃度から可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量と可燃性ガス濃度制御系再循環ガス流量の調整を実施する。

⑬中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系による水素濃度制御が行われているこ⑨運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系Ａ系による水素濃度制御が行われてとを格納容器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値が低下することにより確認いることを原子炉格納容器内水素濃度及び酸素濃度が低下することにより確認し，発電

し，当直副長に報告する。

長に報告する。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性

東海第二(c) 操作の成立性

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施し，作業開始判断から可燃性

2 名にて作業を実施し，作業開始判断から可燃性ガス濃度制御系起動まで約 30 分で可能である。

ガス濃度制御系起動まで8分以内で可能である。また，可燃性ガス濃度制御系起動後，再結また，可燃性ガス濃度制御系起動後，再結合運転開始までの予熱時間は約 180 分で可能である。

合運転開始までの予熱時間は約180分で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
(3) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
a. 格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度監視(3) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等でで原子炉格納容器内に発生する水素ガスの濃度を格納容器内水素濃度(SA)により監視する。

原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素の濃度を格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器
内酸素濃度（ＳＡ）により監視する。

なお，格納容器内水素濃度(SA)は，通常時から常時監視が可能である。

なお，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置（Ａ）を優先して使用する。

(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※１。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 操作手順
格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度監視手順の概要は以下のとおり。

東海第二(b) 操作手順
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置（Ａ）
による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視手順の概要は以下のとおり（格納容器
内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置（Ｂ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視手順も同様。）。
手順の対応フローを第1.9－2図に，概要図を第1.9－10図に，タイムチャートを第1.9－11
図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器内水素濃度(SA)による原子炉
格納容器内の水素濃度の監視を指示する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置（Ａ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測に必要な圧縮機，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに格納容器内水
素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置（Ａ）の暖気が開始※２又は完了していることを状態表示等にて確認する。

②中央制御室運転員 A 又は B は，格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度③運転員等は中央制御室にて，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（Ｓの監視を強化する。また，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合は，代替電源設備からＡ）のサンプリング装置（Ａ）の暖気完了を確認した後，格納容器内水素濃度（ＳＡ）

給電されていることを確認後，格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置（Ａ）の起動操作を行い，格納容の監視を強化する。

器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置（Ａ）により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の測定※３が開始されたことを確認し，発電長に報告する。
※2：通常時から緊急用モータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセン
タ」を「ＭＣＣ」という。）は外部電源系にて受電され暖気しており，全交流動
力電源の喪失時は常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車により緊急用Ｍ
ＣＣを受電した後，暖気が自動的に開始される。
※3：格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置（Ａ）によるＤ／Ｗ側，Ｓ／Ｃ側の雰囲気ガスのサンプリングは自動で切り替
わる。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応は運転員 1 名により確認を実施する。運転員による準備や起動操作は
ない。

東海第二
(c) 操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施し，作業開始を判断した後，交流電源を確保してから格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置（Ａ）による計測開始まで38分以内で可能である。なお，全交流動力電源の喪失時には常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流
電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車により緊急用ＭＣＣを受電した後，暖気が自動的に開始され，最長38分で計測が可能である。

b. 格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

ｂ．格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等でで原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを格納容器内水素濃度及び格納容器内

原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素を格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度によ

酸素濃度により監視する。

り監視する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

炉心損傷を判断した場合※1 において，格納容器内雰囲気計装が使用可能な場合※2。

炉心損傷を判断した場合※１において，格納容器雰囲気モニタが使用可能な場合※２。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レベル

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確※2:設備に異常がなく，電源及び補機冷却水が確保されている場合。

認した場合。
※2：設備に異常がなく，電源及び冷却水が確保されている場合。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(b) 操作手順

格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視手順の概要は格納容器雰囲気モニタ（Ａ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視手順

以下のとおり。手順の対応フローを第 1.9.1 図に，概要図を第 1.9.12 図に，タイムチャートをの概要は以下のとおり（格納容器雰囲気モニタ（Ｂ）による原子炉格納容器内の水素濃度及第 1.9.13 図に示す。

び酸素濃度の監視手順も同様。）。手順の対応フローを第1.9－2図に，概要図を第1.9－12
図に，タイムチャートを第1.9－13図に示す。

なお，格納容器内雰囲気計装は，重大事故等時には代替交流電源設備からの給電により電源を確保し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保した後，計測を開始する。
代替交流電源設備からの電源供給手順については，「1.14.2.1(1)a.第一ガスタービン発電機,
第二ガスタービン発電機又は電源車による M/CC 系及び M/CD 系受電」手順にて対応する。
代替原子炉補機冷却系による冷却水確保手順については，「1.5.2.2(1)a.代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保」手順にて対応する。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器内雰囲気計装による原子炉格
納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測準備開始を指示する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に格納容器雰囲気モニタ（Ａ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測準備開始を指示する。

②現場運転員 C 及び D は，格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測に必要なサンプリングポンプ，電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及②運転員等は中央制御室にて，格納容器雰囲気モニタ（Ａ）による原子炉格納容器内の水

び酸素濃度計測に必要なサンプリングポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されている

素濃度及び酸素濃度計測に必要なサンプリングポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確こと，並びに冷却水が確保されていることを状態表示にて確認する。

保されていること，並びに冷却水が確保されていることを状態表示等にて確認する。

④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の測定が開始されたことを確認し，当直副長に報告する。

③運転員等は中央制御室にて，格納容器雰囲気モニタ（Ａ）の起動操作を実施後，格納容器雰囲気モニタ（Ａ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の測定が開始されたことを確認し，発電長に報告する。

(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員
2 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから格納容器内雰囲気計装の計測開始まで約 25 分(c) 操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施し，作業開始を判断してから格納容器雰囲気モニタの計測開始まで5分以内で可能である。

で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

40

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二1.9.2.2 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の電源を代替電源設備から給1.9.2.2 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の電源を代替電源設備から給

電する手順

電する手順

炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合に，水素爆発による炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合に，水素爆発による原原子炉格納容器破損を防止するために使用する設備へ代替電源設備により給電する手順を整備す

子炉格納容器破損を防止するために使用する設備へ代替電源設備により給電する手順を整備する。

る。
代替電源設備により給電する手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備す

代替電源設備により給電する手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

る。
1.9.2.3 その他の手順項目について考慮する手順

1.9.2.3 その他の手順項目について考慮する手順
残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷却水確保手順について
は，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

格納容器圧力逃がし装置補機類の操作手順及び格納容器圧力逃がし装置の遠隔人力操作機構を使用した現場操作による格納容器ベント手順については，「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。

中央制御室監視計器類への電源供給手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替
交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，常設代替直流電源設備として使用する緊急用
125V系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器
による可燃性ガス濃度制御系ブロワ，可燃性ガス濃度制御系加熱器，電動弁及び監視計器への電源供給手順並びに可搬型窒素供給装置として使用する窒素供給装置用電源車，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車への燃料給油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

41

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.9.2.4 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第 1.9.14
図に示す。
炉心の著しい損傷が発生した場合は，格納容器内雰囲気計装により原子炉格納容器内の水素濃度
及び酸素濃度を，格納容器内水素濃度(SA)により原子炉格納容器内の水素濃度を監視する。

東海第二1.9.2.4 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.9－14図に示す。
炉心の著しい損傷が発生した場合は，格納容器雰囲気モニタ又は格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を監視する。

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された場合において，原子炉格納容器

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された場合において，原子炉格納容器内

内の圧力を可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力以下に維持可能で，原子炉格納容器内の水素濃の圧力を可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力未満に維持可能で，可燃性ガス濃度制御系を起動度が規定値以下の場合は，可燃性ガス濃度制御系を起動し，原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素

し，原子炉格納容器内の水素及び酸素を再結合させることで，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度

ガスを再結合させることで，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度が可燃限界へ到達することを防止

が可燃限界へ到達することを防止する。

する。
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度の抑制ができず，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度の抑制ができず，原子炉格納容器内の酸素濃度が規定値に到達した場合は，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内に滞留して酸素濃度が3.5vol％に到達した場合は，原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素の反応による水いる水素ガス及び酸素ガスを排出することで，水素爆発の発生を防止する。格納容器圧力逃がし装素爆発を防止するため，可搬型窒素供給装置により不活性ガス（窒素）を原子炉格納容器内へ注入置が機能喪失した場合は耐圧強化ベント系により原子炉格納容器内に滞留している水素ガス及び酸する準備を行う。原子炉格納容器内の酸素濃度が4.0vol％に到達した場合は，可搬型窒素供給装置

素ガスを排出することで，水素爆発の発生を防止する。

により不活性ガス（窒素）を原子炉格納容器内へ注入する。原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3vol％に到達した場合は，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内に滞留している水素及び酸素を排出することで，水素爆発の発生を防止する。

なお，格納容器圧力逃がし装置を用いて，原子炉格納容器内に滞留している水素ガス及び酸素ガ

なお，格納容器圧力逃がし装置を用いて，原子炉格納容器内に滞留している水素及び酸素を排出

スを排出する際には，スクラビングによる放射性物質の排出抑制を期待できる W/W を経由する経路

する際には，スクラビングによる放射性物質の排出抑制を期待できるＳ／Ｃ側を経由する経路を第を第一優先とする。W/W ベントラインが水没等の理由で使用できない場合は，D/W を経由してフィル一優先とする。Ｓ／Ｃ側ベントラインが水没等の理由で使用できない場合は，Ｄ／Ｗ側を経由してタ装置を通る経路を第二優先とする。

フィルタ装置を通る経路を第二優先とする。

発電用原子炉起動時には，原子炉格納容器内の空気を窒素ガスにより置換し，発電用原子炉運転

発電用原子炉起動時には，原子炉格納容器内の空気を窒素により置換し，発電用原子炉運転中の中の原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態を維持することで，原子炉格納容器内の気体の組

原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態を維持することで，原子炉格納容器内の気体の組成が成が可燃限界に至ることを防ぎ，原子炉格納容器内における水素爆発の発生を防止している。

可燃限界に至ることを防ぎ，原子炉格納容器内における水素爆発の発生を防止している。

42

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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東海第二第1.9－1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第 1.9.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／4）

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/2）

分類
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

不活性ガス系 ※1

－ ※1

－
※5

可搬型格納容器窒素供給設備

多様なハザード対応手順「可搬型格納容器窒素供給設備による PCV 窒素供給」

多様なハザード対応手順「耐圧強化ベント系 N パージ」

※1:発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化している。
※2:格納容器圧力逃がし装置補機類の手順は「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※3:原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の手順は「1.5 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:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5:不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

対処設備

不活性ガス系※１
原子炉格納容器

可搬型窒素供給装置
不活性ガス系配管・弁
原子炉格納容器

可搬型窒素供給装置※３
格納容器圧力逃がし装置
燃料給油設備※７

手順書－※２

重大事故等対処設備－

可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化

AM 設備別操作手順書「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベント使用（S/C））
」「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベント使用（D/W））
」「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強化ライン使用（S/C））
」「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強化ライン使用（D/W）
）
」

対応
手段

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器水素爆発防止

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「PCV 制御」

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

重大事故等
対処設備

サプレッション・チェンバ
耐圧強化ベント系（W/W） ※3
可搬型窒素供給装置
ホース・接続口
耐圧強化ベント系放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度

重大事故等
対処設備

格納容器圧力逃がし装置等による

原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出

格納容器圧力逃がし装置 ※2，※3
フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度

自主対策設備原子炉格納容器水素爆発防止

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

原子炉格納容器内不活性化による－機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手順書

不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化

分類

備考

－※４

－※１

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領－※３※1：発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性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，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※3：発電用原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内は不活性化した状態とする。
※4：可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化に用いる可搬型窒素供給装置及び燃料給油設備は，発電用原子炉起動前に使用するものであり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※5：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。
※6：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。
※7：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。

43

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

自主対策
設備

※1:発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化している。
※2:格納容器圧力逃がし装置補機類の手順は「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※3:原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の手順は「1.5 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:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5:不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

格納容器圧力逃がし装置※６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
常設代替交流電源設備※７
可搬型代替交流電源設備※７
常設代替直流電源設備※７
可搬型代替直流電源設備※７
燃料給油設備※７

遠隔人力操作機構※６

可燃性ガス濃度制御系ブロワ
可燃性ガス濃度制御系加熱器
可燃性ガス濃度制御系再結合器
可燃性ガス濃度制御系冷却器
可燃性ガス濃度制御系配管・弁残留熱除去系
非常用交流電源設備※７
常設代替交流電源設備※７
燃料給油設備※７

手順書

自主対策設備

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

－ ※4

対処設備

重大事故等対処設備

AM 設備別操作手順書「代替 Hx による補機冷却水(A)確保」「代替 Hx による補機冷却水(B)確保」－

遠隔人力操作機構による現場操作

事故時運転操作手順書(シビアアク
シデント)「PCV 制御」

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

重大事故等
対処設備

第二代替交流電源設備 ※4

重大事故等対処設備

代替電源による

必要な設備への給電

常設代替交流電源設備 ※4
可搬型代替交流電源設備 ※4
常設代替直流電源設備 ※4
可搬型直流電源設備 ※4
代替所内電気設備 ※4

AM 設備別操作手順書「FCS(A)による格納容器水素制
御」「FCS(B)による格納容器水素制御」事故時運転操作手順書(シビアアク
シデント)「PCV 制御」

対応
手段

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「PCV 制御」

重大事故等対処設備

水素濃度及び酸素濃度の監視

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止－

格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出

可燃性ガス濃度制御系再結合器ブロワ
可燃性ガス濃度制御系再結合装置
可燃性ガス濃度制御系配管・弁残留熱除去系

格納容器内水素濃度(SA)－

手順書

自主対策設備

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

－

分類

対応
手段

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／4）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/2）
分類

東海第二

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ水素濃度制御」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性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，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※3：発電用原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内は不活性化した状態とする。
※4：可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化に用いる可搬型窒素供給装置及び燃料給油設備は，発電用原子炉起動前に使用するものであり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※5：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。
※6：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。
※7：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。

44

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／4）
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

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
常設代替交流電源設備※７
可搬型代替交流電源設備※７
燃料給油設備※７

自主対策設備

格納容器雰囲気モニタ
による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度
残留熱除去系海水系ポンプ※５
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ※５
緊急用海水系ストレーナ
可搬型代替注水大型ポンプ※５ホース
非常用交流電源設備※７
常設代替交流電源設備※７
燃料給油設備※７

手順書

重大事故等対処設備

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

水素爆発による原子炉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」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ水素濃度制御」
等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性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，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※3：発電用原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内は不活性化した状態とする。
※4：可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化に用いる可搬型窒素供給装置及び燃料給油設備は，発電用原子炉起動前に使用するものであり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※5：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。
※6：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。
※7：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。

45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／4）
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

常設代替交流電源設備※７
可搬型代替交流電源設備※７
燃料給油設備※７

手順書

重大事故等対処設備

代替電源による必要な設備への給電

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「電源供給回復」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性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，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※3：発電用原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内は不活性化した状態とする。
※4：可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化に用いる可搬型窒素供給装置及び燃料給油設備は，発電用原子炉起動前に使用するものであり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※5：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。
※6：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。
※7：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。

46

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二第 1.9－2 表

第 1.9.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ(計器)1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止
b.可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

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

操作―

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2)炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
b.耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出事故時運転操作手順書(シビアアクシデン
ト)「PCV 制御」

判断基準

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

操作

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ
耐圧強化ベント系放射線モニタ

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）
残留熱除去系系統流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

水源の確保

代替淡水貯槽水位
サプレッション・プール水位
ろ過水貯蔵タンク水位
復水貯蔵タンク水位

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力ＡＭ設備別操作手順書

操作原子炉格納容器内の放射線量率

監視パラメータ（計器）1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1) 原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止
ｂ．可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器への窒素供給

原子炉圧力容器温度－

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

判断基準

原子炉圧力容器内の温度

AM 設備別操作手順書「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベン
ト使用（S/C））」「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベン
ト使用（D/W））」「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強化ライン使用（S/C））」「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強化ライン
使用（D/W））」

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／5）

監視計器一覧(1/3)

多様なハザード対応手順「可搬型格納容器窒素供給設備によるPCV 窒素供給」

備考47

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

監視計器一覧（2／5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

電源

メタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッ
ド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。
） ２Ｃ電圧
パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
）２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流125V主母線盤２Ａ電圧
直流125V主母線盤２Ｂ電圧

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置圧力
フィルタ装置水位
フィルタ装置スクラビング水温度
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）

ＡＭ設備別操作手順書

操作48

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

監視計器一覧（3／5）

監視計器一覧(2/3)
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ(計器)

原子炉格納容器内の水素濃度

AM 設備別操作手順書「FCS(A)による格納容器水素制御」「FCS(B)による格納容器水素制御」

監視パラメータ（計器）1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止ｃ．可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2)炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止c.可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
事故時運転操作手順書(シビアアクシデン
ト)「PCV 制御」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

補機監視機能可燃性ガス濃度制御系(A)(B)入口ガス流量
ブロワ(A)(B)吸込ガス流量
ブロワ(A)(B)吸込圧力
加熱管(A)(B)内ガス温度
加熱管(A)(B)出口ガス温度
加熱管(A)(B)表面温度
再結合器(A)(B)内ガス温度
再結合器(A)(B)表面温度

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ水素濃度制御」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系系統流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

補機監視機能可燃性ガス濃度制御系再循環ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス圧力
可燃性ガス濃度制御系加熱器入口温度
可燃性ガス濃度制御系加熱器表面温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器内ガス温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器出口ガス温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器表面温度

ＡＭ設備別操作手順書

操作

操作

電源

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

判断基準

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力判断基準

原子炉格納容器内の酸素濃度

原子炉格納容器内の水素濃度49

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

監視計器一覧（4／5）

監視計器一覧(3/3)
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ(計器)1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(3)原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
a.格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度監視
事故時運転操作手順書(シビアアクシデン
ト)「PCV 制御」

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度操作

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(SA)電源

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(SA)

判断基準

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

電源

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

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)操作

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

最終ヒートシンクの確保

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

ＡＭ設備別操作手順書

操作AM 設備別操作手順書「代替 Hx による補機冷却水(A)確保」「代替 Hx による補機冷却水(B)確保」

原子炉格納容器内の放射線量率

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」

1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(3)原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
b.格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
事故時運転操作手順書(シビアアクシデン
ト)「PCV 制御」

監視パラメータ（計器）1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(3) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度
監視

判断基準

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書50

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

監視計器一覧（5／5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.9.2.1 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(3) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
ｂ．格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

補機監視機能残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ水素濃度制御」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
ＡＭ設備別操作手順書

操作51

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二第 1.9.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

第1.9－3表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文

【1.9】
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

給電元
給電母線

供給対象設備

格納容器圧力逃がし装置

対象条文

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備

供給対象設備

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備

MCC C 系
AM 用 MCC
直流 125V B 系
AM 用直流 125V
非常用ガス処理系弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系
MCC D 系
フィルタ装置水素濃度【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

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備

給電元
給電母線

不活性ガス系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

格納容器圧力逃がし装置 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流125V主母線盤

フィルタ装置入口水素濃度

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ
緊急用直流125V主母線盤

AM 用 MCC
AM 用直流 125V
不活性ガス系弁備考

AM 用直流 125V
フィルタ装置出口放射線モニタ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備

AM 用直流 125V
耐圧強化ベント系放射線モニタ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備

AM 用直流 125V
水素濃度及び酸素濃度監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備

MCC C 系
MCC D 系
AM 用直流 125V

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

計測用 A 系電源
計測用 B 系電源52

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

53

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

54

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

55

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

56

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

57

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

58

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

59

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

60

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

61

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

62

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

63

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

64

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

65

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

66

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

67

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

68

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

69

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

70

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

71

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

72

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

73

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.9 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

74

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二1.10 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＜ 目 次 ＞＜

1.10.1 対応手段と設備の選定

1.10.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方(2) 対応手段と設備の選定の結果(2) 対応手段と設備の選定の結果

目 次 ＞

a. 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設備

ａ．水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設備(a) 水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷防止(a) 水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷防止(b) 原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制(b) 原子炉格納容器外への水素漏えい抑制(c) 水素ガス排出による原子炉建屋等の損傷防止(c) 水素排出による原子炉建屋等の損傷防止(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b. 手順等

ｂ．手順等

1.10.2 重大事故等時の手順

1.10.2 重大事故等時の手順

1.10.2.1 原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制のための対応手順

1.10.2.1 原子炉格納容器外への水素漏えい抑制のための対応手順(1) 原子炉ウェル注水(1) 原子炉ウェル注水
ａ．格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水

a. 格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（淡水/海水）

ｂ．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）

b. サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水

1

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順

東海第二1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(1) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出ａ．交流動力電源が健全である場合の操作手順
ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の操作手順(1) 原子炉建屋内の水素濃度監視(2) 原子炉建屋内の水素濃度監視(2) 原子炉建屋トップベント(3) 原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放及びブローアウトパネル閉止装置のパネル部開放による水素排出ａ．ブローアウトパネル強制開放装置による原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放
ｂ．ブローアウトパネル閉止装置のパネル部開放

1.10.2.3 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の電源を代替電源設備から給電する手順

1.10.2.3 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の電源を代替電源設備から給電する手順

1.10.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

1.10.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

1.10.2.5 重大事故等時の対応手段の選択

1.10.2.5 重大事故等時の対応手段の選択

2

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」と

子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。)の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当該原子炉建屋等のいう。
）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示さ損傷を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

れていること。

【解釈】

【解釈】

１ 「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

１「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するた

ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するため、水素濃度制御設備又は水素排出設備により、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防め、水素濃度制御設備又は水素排出設備により、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）水素爆発による損傷を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とする手順等を整備すること。

止するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）水素爆発による損傷を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とする手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，水素ガスが原子炉格納容器内に放出され，原子炉格

炉心の著しい損傷が発生した場合において，水素が原子炉格納容器内に放出され，原子炉格納容

納容器から原子炉建屋に漏えいした場合においても，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止す

器から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等の損傷を防るための対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

止するための対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

3

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二1.10.1 対応手段と設備の選定

1.10.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素ガスが原子炉格

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉格納納容器から原子炉建屋に漏えいした場合に，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するため容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした場合に，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止の対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。

するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。

また，原子炉格納容器外への水素ガスの漏えいを抑制するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。

また，原子炉格納容器外への水素の漏えいを抑制するための対応手段及び重大事故等対処設
備を選定する。

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

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

※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。
選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけな設備。
選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけ

でなく，設置許可基準規則第五十三条及び技術基準規則第六十八条（以下「基準規則」といでなく，設置許可基準規則第五十三条及び技術基準規則第六十八条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備とのう。
）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

関係を明確にする。

(2) 対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係
を第 1.10.1 表に整理する。

(2) 対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第1.10－1表に整理する。

4

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
a. 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設備(a) 水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷防止
ⅰ. 静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制

東海第二ａ．水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設備(a) 水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷防止
ⅰ) 静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素ガスが原

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素が原子

子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした場合に，原子炉建屋内の水素濃度の上昇を抑制

炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした場合に，原子炉建屋内の水素濃度の上し，水素爆発を防止するため，静的触媒式水素再結合器により漏えいした水素ガスと酸素昇を抑制し，水素爆発を防止するため，静的触媒式水素再結合器により漏えいした水素ガスを触媒反応によって再結合させる手段がある。

と酸素を触媒反応によって再結合させる手段がある。

なお，静的触媒式水素再結合器は触媒反応により受動的に起動する設備であり，運転員による起動操作は必要としない。

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制で使用する設備は以下のとおり。

なお，静的触媒式水素再結合器は触媒反応により受動的に起動する設備であり，運転員等※２による起動操作は必要としない。

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制で使用する設備は以下のとおり。

・静的触媒式水素再結合器

・静的触媒式水素再結合器

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

・原子炉建屋原子炉区域

・原子炉建屋原子炉棟※2 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

ⅱ. 原子炉建屋内の水素濃度監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋内の水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり水素濃度を測定し，監視する手段がある。

ⅱ) 原子炉建屋内の水素濃度監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋内の水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり水素濃度を測定し，監視する手段がある。

5

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

原子炉建屋内の水素濃度監視で使用する設備は以下のとおり。

原子炉建屋内の水素濃度監視で使用する設備は以下のとおり。

・原子炉建屋水素濃度

・原子炉建屋水素濃度

上記設備は原子炉建屋原子炉区域に 8 個（ そのうち，原子炉建屋オペレーティングフロ
アに 3 個）設置している。

ⅲ. 代替電源による必要な設備への給電
上記「ⅰ.静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制」及び「ⅱ.原子炉建屋内

上記設備は原子炉建屋原子炉棟内に5個（そのうち，原子炉建屋原子炉棟の最上階である6階に2個）設置する。

ⅲ) 代替電源による必要な設備への給電「(a)ⅰ) 静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制」，「(a)ⅱ) 原子炉建屋内のの水素濃度監視」で使用する設備について，全交流動力電源又は直流電源喪失時に代替電

水素濃度監視」及び「（c)ⅰ) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出」で使用する設備

源設備から給電する手段がある。

について，全交流動力電源又は直流電源喪失時に代替電源設備から給電する手段がある。

代替電源による必要な設備への給電で使用する設備は以下のとおり。

代替電源による必要な設備への給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・常設代替直流電源設備

・常設代替直流電源設備

・可搬型直流電源設備

・可搬型代替直流電源設備

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

6

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二・燃料給油設備・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

7

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制

東海第二(b) 原子炉格納容器外への水素漏えい抑制

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器頂部を冷却して原子炉格納

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器頂部を冷却して原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール材の熱劣化を緩和することにより，原子炉格納容器ト

容器トップヘッドフランジ部のシール材の熱劣化を緩和することにより，原子炉格納容器

ップヘッドフランジからの水素ガスの漏えいを抑制し，原子炉建屋等の水素爆発を防止す

トップヘッドフランジ部からの水素の漏えいを抑制し，原子炉建屋等の水素爆発を防止する手段がある。

る手段がある。
ⅰ) 格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水
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し，原子炉格納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器トップヘッドフランジ部からの水素の漏えいを抑制する。
格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・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・格納容器頂部注水系配管・弁・原子炉ウェル
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備

ⅰ. 格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水ⅱ) 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

防火水槽又は淡水貯水池を水源として可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）により原子炉ウ

西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源として可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬

ェルに注水し，原子炉格納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器トップヘッドフラ型代替注水大型ポンプにより原子炉ウェルに注水し，原子炉格納容器頂部を冷却するこンジからの水素ガスの漏えいを抑制する。

とで，原子炉格納容器トップヘッドフランジ部からの水素の漏えいを抑制する。

格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。

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で使用する設備は以下の
とおり。

8

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
・可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

東海第二・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

・防火水槽

・西側淡水貯水設備

・淡水貯水池・代替淡水貯槽・ホース・接続口

・ホース
・低圧代替注水系配管・弁・格納容器頂部注水系配管・弁・格納容器頂部注水系配管・弁・燃料プール冷却浄化系配管・弁9

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二・原子炉ウェル
・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

・燃料給油設備

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

また，格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

なお，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，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。

10

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二ⅱ．サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水
サプレッションプール浄化系により復水貯蔵槽の水を原子炉ウェルに注水し，原子炉格
納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水素ガスの漏えいを抑制する。
サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッションプール浄化系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッションプール浄化系配管・弁・燃料プール冷却浄化系配管・弁・原子炉ウェル
・原子炉補機冷却系（6 号炉のみ）
なお，7 号炉のサプレッションプール浄化系ポンプは空冷式の設備であるため，原子炉
補機冷却系による冷却が不要である。
(c) 水素ガス排出による原子炉建屋等の損傷防止(c) 水素排出による原子炉建屋等の損傷防止
ⅰ) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，原子炉建屋ガス処理系により水素を大気へ排出し，原子炉建屋原子炉棟内における水素の滞留を防止する手段がある。
原子炉建屋ガス処理系による水素排出で使用する設備は以下のとおり。
・非常用ガス処理系排風機
・非常用ガス再循環系排風機
・非常用ガス処理系フィルタトレイン
・非常用ガス再循環系フィルタトレイン
・非常用ガス処理系配管・弁・非常用ガス再循環系配管・弁・非常用ガス処理系排気筒
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・燃料給油設備11

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅰ. 原子炉建屋トップベントによる水素ガスの排出

東海第二ⅱ) 原子炉建屋外側ブローアウトパネルによる水素の排出

原子炉建屋内に水素ガスが漏えいし，原子炉建屋内の水素濃度が上昇した場合，原子炉

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建屋トップベントを開放し，原子炉建屋オペレーティングフロア天井部の水素ガスを大気た場合，原子炉建屋外側ブローアウトパネルを開放し，原子炉建屋原子炉棟の最上階でへ排出することで，原子炉建屋内における水素ガスの滞留を防止する手段がある。

ある6階の水素を大気へ排出することで，原子炉建屋原子炉棟内における水素の滞留を防止する手段がある。

原子炉建屋トップベントによる水素ガスの排出で使用する設備は以下のとおり。

原子炉建屋外側ブローアウトパネルによる水素の排出で使用する設備は以下のとおり。

・原子炉建屋トップベント

・原子炉建屋外側ブローアウトパネル
・ブローアウトパネル強制開放装置
・ブローアウトパネル閉止装置
・ブローアウトパネル開閉状態表示

・大容量送水車（ 原子炉建屋放水設備用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

・ホース

・ホース

・放水砲

・放水砲

・燃料補給設備

・燃料給油設備(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備

水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷防止で使用する設備のうち，静的触媒式水素再水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷防止で使用する設備のうち，静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置，原子炉建屋原子炉区域，原子炉建屋水素結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置，原子炉建屋原子炉棟，原子炉建屋水素濃濃度，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代

度，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代

替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

替直流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
水素排出による原子炉建屋等の損傷防止で使用する設備のうち，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系フィルタトレイン，非常用ガス再循環系フィルタトレイン，非常用ガス処理系配管・弁，非常用ガス再循環系配管・弁，非常用
ガス処理系排気筒，非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されてい
る。

12

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
以上の重大事故等対処設備により，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・原子炉ウェルに注水するための設備（格納容器頂部注水系，サプレッションプール浄化系）

東海第二
以上の重大事故等対処設備により，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・原子炉ウェルに注水するための設備（格納容器頂部注水系（常設）及び格納容器頂部
注水系（可搬型））

原子炉格納容器からの水素ガス漏えいを防止する効果に不確かさはあるが，原子炉格

原子炉格納容器からの水素漏えいを防止する効果に不確かさはあるが，原子炉格納納容器頂部を冷却して原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール材の熱劣化を緩和

容器頂部を冷却して原子炉格納容器トップヘッドフランジ部のシール材の熱劣化を緩することにより，原子炉建屋への水素ガス漏えいを抑制できることから有効である。

和することにより，原子炉建屋原子炉棟への水素漏えいを抑制できることから有効である。

・原子炉建屋トップベント

・原子炉建屋外側ブローアウトパネルによる水素を排出するための設備（原子炉建屋
外側ブローアウトパネル，ブローアウトパネル強制開放装置及びブローアウトパネ
ル閉止装置）

原子炉建屋オペレーティングフロア天井部を開放する操作であり放射性物質を低減す

原子炉建屋外側ブローアウトパネルを開放する操作であり放射性物質を低減する機る機能はないが，仮に原子炉建屋内に漏えいした水素ガスが静的触媒式水素再結合器で能はないが，仮に原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素が原子炉建屋ガス処理系及処理しきれない場合において，水素ガスを排出することで原子炉建屋内における水素ガ

び静的触媒式水素再結合器で処理しきれない場合において，水素を排出することで原スの滞留を防止する手段として有効である。

子炉建屋原子炉棟内における水素の滞留を防止する手段として有効である。

・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

13

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
b. 手順等
上記「a.水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

東海第二
ｂ．手順等
上記「ａ．水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事故時運転操作手順書（シビアア

これらの手順は，運転員等及び重大事故等対応要員の対応として「非常時運転手順書Ⅱ

クシデント）（以下「SOP」という。），AM 設備別操作手順書及び多様なハザード対応手順に（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」，「ＡＭ設備別操作手順書」

定める（第 1.10.1 表）。

及び「重大事故等対策要領」に定める（第1.10－1表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整備する（第 1.10.2 表，第 1.10.3 表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整備する（第1.10－2表，第1.10－3表）
。

14

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二1.10.2 重大事故等時の手順

1.10.2 重大事故等時の手順

1.10.2.1 原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制のための対応手順

1.10.2.1 原子炉格納容器外への水素漏えい抑制のための対応手順(1) 原子炉ウェル注水(1) 原子炉ウェル注水
ａ．格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，代替淡水貯槽を水源として格納容器頂部注水系（常設）により原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への水素漏えいを抑制する。
(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※１において，ドライウェル雰囲気温度指示値が171℃を超えるおそれがある場合で，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水が可能な場
合※２。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン
マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。
※2：設備に異常がなく，燃料及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合。

15

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(b) 操作手順
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の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.10－1図に，概要図を第1.10－3図に，タイムチャートを第1.10－4
図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへ注水するための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注
水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプの起動を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを起動し，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が約2.0MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等に格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェル注水の開始を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系系統分離弁及びウェル注水弁の全開操作を実施した後，ウェル注水流量調節弁を開とし，格納容器頂部注水系（常設）により原子炉ウェル注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器頂部注水流量（常設ライン用）の流量上昇及びドライウェル雰囲気温度の低下により確認し，発電長に報告する。
⑦発電長は，運転員等に原子炉格納容器トップヘッドフランジ部が冠水するために必要な注水量の注水及び格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェル注水の停止を指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器トップヘッドフランジ部が冠水するために必要な注水量の注水及びウェル注水流量調節弁，ウェル注水弁及び常設低圧代替注
水系系統分離弁を全閉にし，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェル注水の停止を発電長に報告する。

16

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(c) 操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水開始まで6分以内で可能である。
なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジ部が冠水するまで注水した後は，蒸発による水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジ部が冠水する水位を維持することにより，原子炉格納容器トップヘッドフランジ部のシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。

17

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
a. 格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（淡水/海水）

東海第二ｂ．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）

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，防火

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，西水槽又は淡水貯水池を水源として格納容器頂部注水系により原子炉ウェルに注水することで原側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源として格納容器頂部注水系（可搬型）により原子炉

子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素ガス漏えいを抑制する。

ウェルに注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への水素漏えいを抑制する。

(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の温度が 171℃を超えるおそれがある場合で，格納容器頂部注水系が使用可能な場合※2。

(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※１において，ドライウェル雰囲気温度指示値が171℃を超えるおそれがある場合で，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水ができず，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が可能な場合※２。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場

納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を合。

確認した場合。

※2:設備に異常がなく，燃料及び水源（防火水槽又は淡水貯水池）が確保されている場
合。

※2：設備に異常がなく，燃料及び水源（西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽）が確保されている場合。

18

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二(b) 操作手順

格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応

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の概要は以下のとおフローを第 1.10.1 図に，概要図を第 1.10.2 図に，タイムチャートを第 1.10.3 図に示す。

り。手順の対応フローを第1.10－1図に，概要図を第1.10－5図に，タイムチャートを第
1.10－6図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器頂部注水系による原子炉
ウェルへの注水の準備開始を指示する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に低圧代替注水系配管・弁の接続口への格納容器頂部注水系（可搬型）の接続を依頼する。
②災害対策本部長代理は，発電長に格納容器頂部注水系（可搬型）で使用する低圧代替
注水系配管・弁の接続口を連絡する。
③災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に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の準備を指示する。
④発電長は，運転員等に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の準備を指示する。

②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水準備のため，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配置，ホース接
続及び起動操作を依頼する。

19

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）③中央制御室運転員 A は，格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。

東海第二⑤運転員等は中央制御室にて，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に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。

⑥発電長は，運転員等に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の系統構成を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，ウェル注水弁及びウェル注水流量調節弁を開とし，発電長に報告する。
⑧発電長は，災害対策本部長代理に格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへ注水するための原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを報告する。
④緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配置，ホース接続及び起動操作を行い，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備完了を緊急時対策本部に報告⑨重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへ注水するための準備が完了したことを報告する。

する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑤当直副長は，原子炉格納容器内の温度が 171℃に到達したことを確認し，当直長に報告する。
⑥当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水開始を依頼する。
⑩災害対策本部長代理は，発電長に格納容器頂部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を報告するとともに，重大事故等対応要員に格納容器頂部注水系（可搬型）として使用する可搬型代
替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
⑦緊急時対策要員は， 緊急時ウェル注水ライン（南側）元弁又は（北側）元弁のどちら⑪重大事故等対応要員は，格納容器頂部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注かを開操作して送水流量を必要流量に調整し，送水開始について緊急時対策本部に報告

水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，原子炉建屋西側接続口，する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

原子炉建屋東側接続口，高所西側接続口又は高所東側接続口の弁を開とし，格納容器
頂部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水
大型ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は，発電長に報告する。
⑫発電長は，運転員等に格納容器頂部注水系（可搬型）により原子炉ウェルへの注水が開始されたことの確認を指示する。

20

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑧中央制御室運転員 A は，原子炉ウェルに注水が開始されたことを上部ドライウェル内雰
囲気温度指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。

東海第二⑬運転員等は中央制御室にて，原子炉ウェルに注水が開始されたことを低圧代替注水系
格納容器頂部注水流量（常設ライン用）又は低圧代替注水系格納容器頂部注水流量（可搬ライン用）の流量上昇及びドライウェル雰囲気温度の低下により確認し，発電長に報告する。
⑭発電長は，災害対策本部長代理に格納容器頂部注水系（可搬型）により原子炉ウェルへの注水が開始されたことを報告する。
⑮運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器トップヘッドフランジ部が冠水するために必要な注水量の注水又はウェル注水流量調節弁及びウェル注水弁を閉にし，格納容
器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル注水の停止を発電長に報告する。

⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に原子炉格納容器トップヘッ⑯発電長は，災害対策本部長代理に原子炉格納容器トップヘッドフランジ部が冠水する

ドフランジが冠水するために必要な注水量の注水及び注水後の停止操作を依頼する。

ために必要な注水量の注水及び格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル注
水の停止を依頼する。
⑰重大事故等対応要員は，原子炉格納容器トップヘッドフランジ部が冠水するために必
要な注水量の注水又は格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル注水の停止したことを災害対策本部長代理に報告する。
⑱災害対策本部長代理は，原子炉格納容器トップヘッドフランジ部が冠水するために必
要な注水量の注水又は格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル注水の停止したことを発電長に報告する。

21

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性
防火水槽を水源とした格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水操作は，1 ユニッ

東海第二(c) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉

ト当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始

ウェルへの注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

を判断してから格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水開始まで約 110 分で可能で【高所東側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場合】（水源：代替淡水貯槽）ある。
淡水貯水池を水源とした格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（あらかじめ敷・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，215分以内で可能である。

設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び【高所西側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場合】（水源：西側淡水貯水設備）

緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器頂部注水系

・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実による原子炉ウェルへの注水開始まで約 115 分で可能である。

施した場合，140分以内で可能である。

また，淡水貯水池を水源とした格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（あらか【原子炉建屋東側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場合】（水源：代替淡水貯槽）

じめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器頂部
注水系による原子炉ウェルへの注水開始まで約 330 分で可能である。

施した場合，535分以内で可能である。
【原子炉建屋東側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場合】（水源：西側淡水貯水設
備）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，320分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具及び通信連絡設備を整備する。可搬

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を型代替注水ポンプ（A－2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業ス整備する。格納容器頂部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及びペースを確保していることから，容易に実施可能である。

可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業ス
ペースを確保していることから，容易に実施可能である。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発になお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジ部が冠水するまで注水した後は，蒸発よる水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水すによる水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジ部が冠る水位を維持することにより， 原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度を水する水位を維持することにより，原子炉格納容器トップヘッドフランジ部のシール部温シールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。

度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二b. サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，復水貯蔵槽を水源としてサプレッションプール浄化系により原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素ガス漏えいを抑制する。
(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の温度が 171℃を超えるおそれがある場合で，サプレッションプール浄化系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線
レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場
合。
※2:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。ただし，7 号炉のサプレッションプール浄化系ポンプは空冷式の設備であるため，補機冷却水による冷却が不要である。
(b) 操作手順
サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.10.1 図に， 概要図を第 1.10.4 図に， タイムチャートを第 1.10.5 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にサプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注
水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，サプレッションプール浄化系が使用可能か確認する。
④現場運転員 C 及び D は，サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水の系統構成として，燃料プール冷却浄化系使用済燃料貯蔵プール入口弁の全閉操作，燃料プ
ール冷却浄化系ウェル再循環弁の全開操作を実施し，当直副長にサプレッションプール
浄化系による原子炉ウェルへの注水の準備完了を報告する。
⑤当直副長は， 原子炉格納容器内の温度が 171℃に到達したことを確認し，中央制御室運転員にサプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水開始を指示する。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑥中央制御室運転員 A 及び B は，サプレッションプール浄化系ポンプを起動し，速やかにサプレッションプール浄化系燃料プール注入弁の開操作にて，サプレッションプール浄化系系統流量指示値が必要流量になるよう調整する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉ウェルへの注水が開始されたことを上部ドライウ
ェル内雰囲気温度指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
⑨当直副長は，中央制御室運転員 A 及び B に原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するために必要な注水量の注水及び注水後の停止操作を指示する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運
転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからサプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水開始まで約 40 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発による水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水する水位を維持することにより，原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。
1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順

1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(1) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉格納容器から
原子炉建屋原子炉棟に漏えいする可能性があることから，外部電源又は非常用ディーゼル発電
機により電源を確保し，原子炉建屋ガス処理系の自動起動を確認する。ただし，原子炉建屋ガ
ス処理系が自動起動していない場合は，原子炉建屋ガス処理系を手動起動する。また，全交流
動力電源喪失時には常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により電源を確保し，原子炉建屋ガス処理系を手動起動する。なお，原子炉建屋ガス処理系は，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内へ漏えいする水素等を含む気体を吸引し，放射性物質を低減して原子炉建屋外に排出する。

24

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二ａ．交流動力電源が健全である場合の操作手順(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※１において，外部電源又は非常用ディーゼル発電機により原子
炉建屋ガス処理系に給電が可能な場合。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン
マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。
(b) 操作手順
原子炉建屋ガス処理系による水素排出手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを
第1.10－2図に，概要図を第1.10－7図に，タイムチャートを第1.10－8図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉建屋ガス処理系Ａ系及び原子炉建屋ガス処理系Ｂ系の自動起動の確認を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，自動起動信号（原子炉水位低（レベル３），ドライウェル
圧力高，原子炉建屋換気系排気ダクトモニタ放射能高又は原子炉建屋換気系燃料取替
床排気ダクトモニタ放射能高信号）により非常用ガス処理系排風機（Ａ）及び非常用
ガス処理系排風機（Ｂ）並びに非常用ガス再循環系排風機（Ａ）及び非常用ガス再循
環系排風機（Ｂ）が起動したことを確認するとともに，非常用ガス再循環系空気流量
及び非常用ガス処理系空気流量の上昇を確認する。
③運転員等は中央制御室にて，非常用ガス再循環系原子炉建屋通常排気系隔離弁の閉を確認するとともに，非常用ガス再循環系系統入口弁，非常用ガス再循環系フィルタト
レイン入口弁，非常用ガス再循環系フィルタトレイン出口弁，非常用ガス処理系フィ
ルタトレイン入口弁，非常用ガス処理系フィルタトレイン出口弁及び非常用ガス再循
環系系統再循環弁の開を確認する。
④運転員等は，発電長に原子炉建屋ガス処理系Ａ系及び原子炉建屋ガス処理系Ｂ系が自動起動したことを報告する。

25

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二⑤発電長は，環境へのガス放出量の増大，フィルタトレインに湿分を含んだ空気が流入すること等を考慮し，運転員等に原子炉建屋ガス処理系Ａ系又は原子炉建屋ガス処理
系Ｂ系の停止を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，非常用ガス処理系排風機（Ａ）及び非常用ガス再循環系
排風機（Ａ）又は非常用ガス処理系排風機（Ｂ）及び非常用ガス再循環系排風機（Ｂ）を停止し，発電長に報告する。
⑦発電長は，運転員等に原子炉建屋換気系が隔離していることを確認するように指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋換気系が隔離されていることを確認し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉建屋ガス処理系による水素排出開始まで6分以内で可能である。
ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の操作手順(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合※１において，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用メタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。）が受電され，緊急用Ｍ／Ｃからモータコント
ロールセンタ（以下「モータコントロールセンタ」を「ＭＣＣ」という。） ２Ｃ又はＭＣＣ ２Ｄの受電が完了した場合。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン
マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。
(b) 操作手順
原子炉建屋ガス処理系Ａ系による水素排出手順の概要は以下のとおり（原子炉建屋ガス処理系Ｂ系による水素排出手順も同様。
）。手順の対応フローを第1.10－2図に，概要図を第1.10－7図に，タイムチャートを第1.10－8図に示す。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉建屋ガス処理系Ａ系による水素排出の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋ガス処理系Ａ系による水素排出に必要な排風機及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
③運転員等は中央制御室にて，非常用ガス再循環系原子炉建屋通常排気系隔離弁の閉を確認するとともに，非常用ガス再循環系系統入口弁，非常用ガス再循環系フィルタト
レイン入口弁，非常用ガス再循環系フィルタトレイン出口弁，非常用ガス処理系フィ
ルタトレイン入口弁，非常用ガス処理系フィルタトレイン出口弁及び非常用ガス再循
環系系統再循環弁の開を確認する。なお，非常用ガス再循環系原子炉建屋通常排気系
隔離弁が閉でない場合，又は非常用ガス再循環系系統入口弁，非常用ガス再循環系フィルタトレイン入口弁，非常用ガス再循環系フィルタトレイン出口弁，非常用ガス処
理系フィルタトレイン入口弁，非常用ガス処理系フィルタトレイン出口弁及び非常用
ガス再循環系系統再循環弁が開でない場合は，中央制御室にて系統構成を実施する。
④運転員等は，発電長に原子炉建屋ガス処理系による水素排出の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に原子炉建屋ガス処理系の起動を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，非常用ガス処理系排風機（Ａ）及び非常用ガス再循環系
排風機（Ａ）を起動し，非常用ガス再循環系空気流量及び非常用ガス処理系空気流量の上昇を確認した後，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉建屋ガス処理系による水素排出開始まで5分以内で可能である。

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(1) 原子炉建屋内の水素濃度監視

東海第二(2) 原子炉建屋内の水素濃度監視

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内で発生した水素ガスが原子炉格納容器か

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉格納容器から

ら原子炉建屋に漏えいする可能性があることから，原子炉建屋水素濃度にて原子炉建屋オペレー

原子炉建屋原子炉棟に漏えいする可能性があることから，原子炉建屋水素濃度にて原子炉建屋

ティングフロア天井付近の水素濃度，非常用ガス処理系吸込配管付近の水素濃度及び原子炉建屋

原子炉棟の最上階である6階の水素濃度，原子炉建屋原子炉棟2階及び原子炉建屋原子炉棟地下1

オペレーティングフロア以外のエリアの水素濃度（以下「原子炉建屋内の水素濃度」という。）

階のハッチ等の貫通部付近の水素濃度（以下「原子炉建屋内の水素濃度」という。）を監視すを監視する。また，静的触媒式水素再結合器の動作状況を確認するため，静的触媒式水素再結合

る。また，静的触媒式水素再結合器の動作状況を確認するため，静的触媒式水素再結合器動作器動作監視装置にて静的触媒式水素再結合器の出入口温度を監視する。

監視装置にて静的触媒式水素再結合器の出入口温度を監視する。

また，原子炉建屋内の水素濃度の上昇を確認した場合は，非常用ガス処理系の系統内での水素

また，原子炉建屋内の水素濃度の上昇を確認した場合は，原子炉建屋ガス処理系の系統内で爆発を回避するため，非常用ガス処理系を停止する。

の水素爆発を回避するため，原子炉建屋ガス処理系を停止する。

a. 手順着手の判断基準

ａ．手順着手の判断基準

炉心損傷を判断した場合※1

炉心損傷を判断した場合※１※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計※1：格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガン

基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線レ

マ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合，又は格ベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
b. 操作手順
原子炉建屋内の水素濃度監視手順の概要は以下のとおり。

東海第二ｂ．操作手順原子炉建屋内の水素濃度監視手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.10－2図に，概要図を第1.10－9図に，タイムチャートを第1.10－10図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に原子炉建屋水素濃度による原子炉建①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉建屋水素濃度による原子炉

屋内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置による静的触媒式水素再建屋内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置による静的触媒式水結合器の動作状況の監視を指示する。

素再結合器の動作状況の監視を指示する。

また，原子炉建屋オペレーティングフロアの水素濃度が 1.3vol%に到達した場合は，非常また，原子炉建屋内の原子炉建屋水素濃度が 2.0vol％に到達した場合は，非常用ガス処

用ガス処理系が運転中であれば非常用ガス処理系を停止するよう指示する。

理系が運転中であれば非常用ガス処理系を停止するよう指示する。

②中央制御室運転員 A は，原子炉建屋水素濃度による原子炉建屋内の水素濃度の監視及び静②運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋水素濃度による原子炉建屋内の水素濃度の監視

的触媒式水素再結合器動作監視装置による静的触媒式水素再結合器の動作状況の監視を強及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置による静的触媒式水素再結合器の動作状況を化する。なお，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合は，代替電源設備から給電さ監視する。なお，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合は，代替電源設備から給れていることを確認後，原子炉建屋内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器の動電されていることを確認後，原子炉建屋内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合

作状況の監視を強化する。

器の動作状況の監視を強化する。

③中央制御室運転員 A は，原子炉建屋オペレーティングフロアの原子炉建屋水素濃度指示値
が 1.3vol%に到達したことを確認した場合は，非常用ガス処理系を停止する。

③運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋内の原子炉建屋水素濃度指示値が2.0vol％に到達したことを確認した場合は，非常用ガス処理系排風機（Ａ）及び非常用ガス再循環系
排風機（Ａ）又は非常用ガス処理系排風機（Ｂ）及び非常用ガス再循環系排風機（Ｂ）
を停止する。

c. 操作の成立性
原子炉建屋内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器の動作状況の監視は，1 ユニッ
ト当たり中央制御室運転員１名にて対応を実施する。
また，非常用ガス処理系の停止操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから非常用ガス処理系の停止まで約ｃ．操作の成立性
原子炉建屋内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器の動作状況の監視は，運転員等1名にて対応を実施する。
また，原子炉建屋ガス処理系の停止操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉建屋ガス処理系の停止まで6分以内で可能である。

5 分で可能である。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) 原子炉建屋トップベント

東海第二(3) 原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放及びブローアウトパネル閉止装置のパネル部開放による水素排出

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉建屋内の水素濃度が可燃限界に達する前に，原子炉

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉建屋内の水素濃度が可燃限界に達する前に，原子建屋トップベントを開放することにより，原子炉建屋オペレーティングフロア天井部に滞留した

炉建屋外側ブローアウトパネルの開放及びブローアウトパネル閉止装置のパネル部を開放する

水素ガスを大気へ排出し，原子炉建屋の水素爆発を防止する。

ことにより，原子炉建屋原子炉棟の最上階である6階に滞留した水素を大気へ排出し，原子炉建
屋原子炉棟の水素爆発を防止する。

また，原子炉建屋トップベントを開放する場合は，放水砲を用いた原子炉建屋への放水を実施

また，原子炉建屋外側ブローアウトパネルを開放する場合は，放水砲を用いた原子炉建屋へする。なお，放水砲を用いた原子炉建屋への放水手順については，「1.12.2.1(1)a.大容量送水の放水を実施する。なお，放水砲を用いた原子炉建屋への放水手順については，「1.12.2.1(1)車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制」にて整備する。

ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制」
にて整備する。
ａ．ブローアウトパネル強制開放装置による原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放

a. 手順着手の判断基準
原子炉建屋内の水素濃度の上昇により格納容器ベントを実施したにもかかわらず，原子炉建
屋内の水素濃度が低下しない場合。
b. 操作手順
原子炉建屋トップベント操作の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.10.6 図に，概要図を第 1.10.7 図に，タイムチャートを第 1.10.8 図に示す。

(a) 手順着手の判断基準
原子炉建屋内の水素濃度の上昇により格納容器ベントを実施したにもかかわらず，原子炉建屋内の水素濃度が低下しない場合。
(b) 操作手順
ブローアウトパネル強制開放装置による原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放操作手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.10－2図に，概要図を第1.10－11図に，タイ
ムチャートを第1.10－12図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，当直長を経由して，原子炉建屋トップベント①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放にの実施を緊急時対策本部に依頼する。また，中央制御室運転員に原子炉建屋オペレーティ

よる水素排出の実施を災害対策本部長代理に依頼する。また，運転員等に原子炉建屋内

ングフロア天井付近の水素濃度を継続的に監視するよう指示する。

の水素濃度を継続的に監視するように指示する。

②中央制御室運転員 A は，原子炉建屋内の水素濃度の監視に必要な監視計器の電源が確保されていることを確認する。
③緊急時対策本部は，原子炉建屋トップベントの開放の準備開始を緊急時対策要員に指示する。
④緊急時対策要員は，工具を準備し，原子炉建屋トップベントの開放の準備が完了したことを緊急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策本部は，原子炉建屋トップベントの開放の実施を緊急時対策要員に指示する。

②災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開⑥緊急時対策要員は，原子炉建屋トップベントの開放を実施し， 緊急時対策本部に報告す③重大事故等対応要員は，現場（二次格納施設外）にてブローアウトパネル強制開放装置

放を指示する。
る。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

を操作し，原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放を実施し，災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に連絡する。

30

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑦中央制御室運転員 A は，原子炉建屋トップベントの開放により原子炉建屋オペレーティン
グフロアの原子炉建屋水素濃度指示値が低下したことを確認し，当直副長に報告する。
c. 操作の成立性

東海第二④運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋外側ブローアウトパネルの開放により原子炉建
屋内の水素濃度が低下したことを確認し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 3 名にて作業を

上記の操作は，重大事故等対応要員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してか実施した場合，作業開始を判断してから原子炉建屋トップベントの開放まで約 55 分で可能であらブローアウトパネル強制開放装置による原子炉建屋外側ブローアウトパネルの1箇所を開る。

放するまで50分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，通信連絡設備を整備する。反力用フック及び円滑に作業できるように，移動経路を確保し，通信連絡設備を整備する。

トップベント開放用ワイヤーロープのレバーブロックへの取り付け，レバーブロックの操作は容易に実施可能である。
また，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保してまた，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についてもいる。なお，放射性物質の放出が予想されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴ確保している。なお，放射性物質の放出が予想されることから，放射線防護具を装備してム手袋）を装備して作業を行う。

作業を行う。

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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東海第二ｂ．ブローアウトパネル閉止装置のパネル部開放(a) 手順着手の判断基準
ブローアウトパネル閉止装置の遠隔操作により原子炉建屋外側ブローアウトパネル開口部が閉止されている場合において，原子炉建屋水素濃度指示値が2.0vol％に到達後，格納容器圧力逃がし装置による水素排出を実施したにもかかわらず，原子炉建屋内の水素濃度が上昇を継続している場合。
(b) 操作手順
ブローアウトパネル閉止装置のパネル部開放操作手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.10－2図に，概要図を第1.10－11図に，タイムチャートを第1.10－13図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，ブローアウトパネル閉止装置のパネル部開放による水素排出の実施を災害対策本部長代理に依頼する。また，運転員等に原子炉建屋
内の水素濃度を監視するように指示する。
②災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員にブローアウトパネル閉止装置のパネル部
開放を指示する。
③重大事故等対応要員は，現場（二次格納施設外）にてブローアウトパネル閉止装置を操作し，ブローアウトパネル閉止装置のパネル部開放を実施後，災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に連絡する。
④運転員等は中央制御室にて，ブローアウトパネル閉止装置のパネル部開放により原子炉
建屋内の水素濃度が低下したことを確認し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，重大事故等対応要員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからブローアウトパネル閉止装置のパネル部の1箇所を開放するまで40分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，通信連絡設備を整備する。
また，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。なお，放射性物質の放出が予想されることから，放射線防護具を装備して作業を行う。

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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1.10.2.3

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の電源を代替電源設備から給

東海第二

備考

1.10.2.3 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の電源を代替電源設備から給

電する手順

電する手順

炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合に，水素爆発による炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合に，水素爆発による

原子炉建屋等の損傷を防止するために使用する設備へ代替電源設備により給電する手順を整備す

原子炉建屋等の損傷を防止するために使用する設備へ代替電源設備により給電する手順を整備する。

る。

代替電源設備により給電する手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
1.10.2.4 その他の手順項目について考慮する手順
復水貯蔵槽，防火水槽への水の補給手段及び水源から接続口までの可搬型代替注水ポンプ（A－2

代替電源設備により給電する手順については，「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。
1.10.2.4 その他の手順項目について考慮する手順
西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽への水の補給手順並びに水源から接続口までの可搬型代替級）による送水手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順については，「1.13備する。

収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

重大事故等のサプレッションプール浄化系ポンプ，電動弁及び中央制御室監視計器類への電源供給手順並びに非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代

常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備， 可搬型代替交流電源設備，可搬型直流電源設

替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，常設代替直流電源設備として使用する緊備，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）及び大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）への燃料補給手

急用125V系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型

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。

整流器による非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，常設低圧代替注水系ポン
プ，電動弁及び監視計器への電源供給手順並びに常設代替交流電源設備として使用する常設代替
高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替
低圧電源車，非常用交流電源設備，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプへの燃料給油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

放水砲を用いた原子炉建屋への放水については，「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

放水砲を用いた原子炉建屋への放水手順については，「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

33

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.10.2.5 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第 1.10.9

東海第二1.10.2.5 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.10

図に示す。

－14図に示す。

(1) 原子炉ウェル注水(1) 原子炉ウェル注水

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水素

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器トップヘッドフランジ部からのガス漏えいを抑制するため，原子炉格納容器内の温度の上昇が継続している場合で，サプレッシ

水素漏えいを抑制するため，ドライウェル雰囲気温度の上昇が継続している場合，格納容器頂ョンプール浄化系が使用可能であればサプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水

部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水を実施する。格納容器頂部注水系（常設）によを実施する。サプレッションプール浄化系が使用不可能な場合は，格納容器頂部注水系による原る原子炉ウェルへの注水が使用不可能な場合は，格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉

子炉ウェルへの注水を実施する。この際の水源は防火水槽を優先し，防火水槽が使用不可能な場

ウェルへの注水を実施する。

合は淡水貯水池を使用する。
(2) 原子炉建屋内の水素濃度監視及び原子炉建屋トップベント(2) 原子炉建屋ガス処理系，原子炉建屋内の水素濃度監視及び原子炉建屋外側ブローアウトパネル
炉心の著しい損傷が発生した場合は，原子炉建屋ガス処理系により水素を排出するととも

原子炉建屋オペレーティングフロアの水素濃度を原子炉建屋水素濃度により監視し，静的触媒
式水素再結合器の動作状況を静的触媒式水素再結合器動作監視装置により監視する。

に，原子炉建屋内の水素濃度を原子炉建屋水素濃度により監視し，静的触媒式水素再結合器の動作状況を静的触媒式水素再結合器動作監視装置により監視する。

静的触媒式水素再結合器の動作により，原子炉建屋内の水素濃度の上昇は抑制されるが，仮に原子炉建屋ガス処理系による水素排出及び静的触媒式水素再結合器の動作により，原子炉建

原子炉建屋内に漏えいした水素ガスが静的触媒式水素再結合器で処理しきれない場合は，水素ガ

屋内の水素濃度の上昇は抑制されるが，仮に原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素が原子炉スの発生源を断つため，格納容器ベント操作を実施する。それでもなお原子炉建屋内の水素濃度

建屋ガス処理系及び静的触媒式水素再結合器で処理しきれない場合は，原子炉建屋水素濃度指が低下しない場合は，原子炉建屋の水素爆発を防止するため，原子炉建屋トップベントにより水示値が2.0vol％到達後原子炉建屋ガス処理系を停止するとともに，水素の発生源を断つため，

素ガスの排出を実施する。

格納容器ベント操作を実施する。それでもなお原子炉建屋内の水素濃度が低下しない場合は，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止するため，原子炉建屋外側ブローアウトパネルにより水素の排出を実施する。

34

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二第1.10－1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第 1.10.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／3）

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/2）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

－ ※1

自主対策
設備
事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「PCV 制御」

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉ウェル注
水」

サプレッションプール浄化系ポンプ
復水貯蔵槽 ※3
サプレッションプール浄化系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁
原子炉ウェル
原子炉補機冷却系（6 号炉のみ）※1:静的触媒式水素再結合器は，運転員による操作不要の原子炉建屋水素濃度制御設備である。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4:手順は「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「PCV 制御」

AM 設備別操作手順書「SPCU による原子炉ウェル注水」

原子炉建屋水素濃度

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
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」等

重大事故等対処設備

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉ウェ
ル注水）」

自主対策設備

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水

代替電源による必要な設備への給電自主対策設備

格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）※3
防火水槽 ※3
淡水貯水池 ※3
ホース・接続口
格納容器頂部注水系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁
原子炉ウェル
燃料補給設備 ※2－

原子炉建屋内の水素濃度監視

重大事故等
対処設備

第二代替交流電源設備 ※2

水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷防止－ ※2

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
原子炉建屋原子炉棟

手順書

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「R/B 制御」

対処設備

重大事故等対処設備

重大事故等
対処設備

代替電源による必要な設備への給電常設代替直流電源設備 ※2
可搬型直流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2対応
手段

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制

原子炉建屋水素濃度

分類

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
原子炉建屋原子炉区域

原子炉建屋内の水素濃度監視

原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制

－

手順書

対処設備

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等の損傷防止

－

対応
手段

備考

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「電源供給回復」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：静的触媒式水素再結合器は，運転員等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。
※4：手順については「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

35

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／3）
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

格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水

原子炉格納容器外への水素漏えい抑制

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※２
低圧代替注水系配管・弁格納容器頂部注水系配管・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
燃料給油設備※３

手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領－

自主対策設備

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

可搬型代替注水中型ポンプ※２
可搬型代替注水大型ポンプ※２
西側淡水貯水設備※２
代替淡水貯槽※２
ホース
低圧代替注水系配管・弁格納容器頂部注水系配管・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
燃料給油設備※３

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※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。
※4：手順については「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

36

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

分類
対処設備

手順書

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備－

非常用ガス処理系排風機
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系フィルタトレイン
非常用ガス再循環系フィルタトレイン
非常用ガス処理系配管・弁
非常用ガス再循環系配管・弁
非常用ガス処理系排気筒
非常用交流電源設備※３
常設代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

原子炉建屋外側ブローアウトパネル
ブローアウトパネル強制開放装置
ブローアウトパネル閉止装置
ブローアウトパネル開閉状態表示
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
※４

ホース
放水砲※４
燃料給油設備※３

手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

自主対策設備※1:静的触媒式水素再結合器は，運転員による操作不要の原子炉建屋水素濃度制御設備である。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4:手順は「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

原子炉建屋外側ブローアウトパネル
による水素の排出

水素排出による原子炉建屋等の損傷防止

多様なハザード対応手順「水素対策（原子炉建屋トップベ
ント）
」

対処設備

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「R/B 制御」

対応
手段

原子炉建屋ガス処理系
による水素排出原子炉建屋トップベント
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用） ※4
ホース
放水砲 ※4
燃料補給設備 ※2

自主対策設備原子炉建屋トップベントによる水素ガスの排出

水素ガス排出による原子炉建屋等の損傷防止

－

対応
手段

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／3）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/2）
分類

東海第二

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※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。
※4：手順については「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

37

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二第 1.10.2 表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧（1/2）

第1.10－2表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧（1／3）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」

操作

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」

判断基準

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度

電源

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

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度

補機監視機能サプレッションプール浄化系系統流量

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書

監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
）電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

水源の確認

代替淡水貯槽水位

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系格納容器頂部注水流量（常設ラ
イン用）

水源の確保

代替淡水貯槽水位

1.10.2.1 原子炉格納容器外への水素漏えい抑制のための対応手順(1) 原子炉ウェル注水
ｂ．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）

判断基準

操作

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

操作

AM 設備別操作手順書「SPCU による原子炉ウェル注水」

原子炉格納容器内の放射線量
率

判断基準

判断基準

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

1.10.2.1 原子炉格納容器外への水素漏えい抑制のための対応手順(1) 原子炉ウェル注水
ａ．格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水

1.10.2.1 原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制のための対応手順(1)原子炉ウェル注水

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉ウェル注水」

備考

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書

操作38

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

水源の確認

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

補機監視機能低圧代替注水系格納容器頂部注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系格納容器頂部注水流量（可搬ラ
イン用）

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

備考

監視計器一覧（2／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(1) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出ａ．交流動力電源が健全である場合の操作手順

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
ＡＭ設備別操作手順書

操作原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

補機監視機能非常用ガス再循環系空気流量
非常用ガス処理系空気流量

1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(1) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の操作手順

ＡＭ設備別操作手順書

操作39

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

補機監視機能非常用ガス再循環系空気流量
非常用ガス処理系空気流量

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」

原子炉格納容器内の放射線量率

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二監視計器一覧（3／3）

監視計器一覧（2/2）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
・原子炉建屋地上 2 階
・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」等

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
・原子炉建屋地上 2 階
・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(2)原子炉建屋トップベント

判断基準

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋原子炉棟 6 階・原子炉建屋原子炉棟 2 階・原子炉建屋原子炉棟地下 1 階
静的触媒式水素再結合器動作監視装置

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋原子炉棟 6 階・原子炉建屋原子炉棟 2 階・原子炉建屋原子炉棟地下 1 階
静的触媒式水素再結合器動作監視装置

補機監視機能非常用ガス再循環系空気流量
非常用ガス処理系空気流量

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
・原子炉建屋地上 2 階
・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階

1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(3) 原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放及びブローアウトパネル閉止装置のパネル部開放による水素排出
ａ．ブローアウトパネル強制開放装置による原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」等

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋原子炉棟 6 階・原子炉建屋原子炉棟 2 階・原子炉建屋原子炉棟地下 1 階
静的触媒式水素再結合器動作監視装置

操作

操作

原子炉建屋内の水素濃度

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

判断基準

多様なハザード対応手順「水素対策(原子炉建屋トップベント)」

監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器内の放射線量率

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

操作

操作

原子炉建屋内の水素濃度

判断基準

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

電源重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(2) 原子炉建屋内の水素濃度監視

1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(1)原子炉建屋内の水素濃度監視

事故時運転操作手順書(シビアアクシデント)「R/B 制御」

備考

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋原子炉棟 6 階・原子炉建屋原子炉棟 2 階・原子炉建屋原子炉棟地下 1 階

1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(3) 原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放及びブローアウトパネル閉止装置のパネル部開放による水素排出
ｂ．ブローアウトパネル閉止装置のパネル部開放

原子炉建屋内の水素濃度

操作

40

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」等

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋原子炉棟 6 階・原子炉建屋原子炉棟 2 階・原子炉建屋原子炉棟地下 1 階
静的触媒式水素再結合器動作監視装置

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋原子炉棟 6 階・原子炉建屋原子炉棟 2 階・原子炉建屋原子炉棟地下 1 階柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二第 1.10.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

第1.10－3表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文

供給対象設備【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

静的触媒式水素再結合器動作監視装
置

給電元
給電母線

対象条文

常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

供給対象設備

常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

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
緊急用直流 125V 主母線盤

原子炉建屋水素濃度

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用ＭＣＣ
緊急用直流 125V 主母線盤

非常用ガス処理系排風機

常設代替交流電源設備
ＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

非常用ガス処理系 弁

常設代替交流電源設備
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ

非常用ガス再循環系排風機

常設代替交流電源設備
ＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

非常用ガス再循環系 弁

常設代替交流電源設備
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ
緊急用直流125V主母線盤

AM 用直流 125V

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

【1.10】
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

41

給電元
給電母線

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

AM 用直流 125V
原子炉建屋水素濃度

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

42

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

43

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

44

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

45

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

46

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

47

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

48

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

49

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

50

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

51

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

52

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

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備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 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】

黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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

東海第二

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備考

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東海第二

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備考

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黄色ハッチング：前回からの変更点

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