東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-1 改 58
提出年月日
平成 29 年 9 月 27 日

東海第二発電所

重大事故等対処設備について

平成 29 年 9 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目
1

重大事故等対処設備

2

基本設計の方針
2.1

3

次

耐震性・耐津波性
2.1.1

発電用原子炉施設の位置

2.1.2

耐震設計の基本方針 【39 条】

2.1.3

耐津波設計の基本方針【40 条】

2.2

火災による損傷の防止

2.3

重大事故等対処設備の基本設計方針 【43 条】
2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について

2.3.2

容量等

2.3.3

環境条件等

2.3.4

操作性及び試験・検査性について

個別設備の設計方針
3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備 【44 条】
3.2 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設備 【45 条】
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備 【46 条】
3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 【47 条】
3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備 【48 条】
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 【49 条】
3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備 【50 条】
3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 【51 条】
目-1

3.9 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設備 【52 条】
3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備 【53 条】
3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備 【54 条】
3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備 【55 条】
3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 【56 条】
3.14 電源設備 【57 条】
3.15 計装設備 【58 条】
3.16 原子炉制御室 【59 条】
3.17 監視測定設備 【60 条】
3.18 緊急時対策所 【61 条】
3.19 通信連絡を行うために必要な設備【62 条】

別添資料-1基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する津波防護方針について

別添資料-2

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器
圧力逃がし装置）について

別添資料-3

代替循環冷却の成立性について

別添資料-4

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に
ついて

目-2

3.15 計装設備【58 条】

基準適合への対応状況

16.

計測制御系統施設

6.4

計装設備（重大事故等対処設備）

6.4.1

概要

重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置又は保管する。
当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータ）は，添付書類十の「第5.1-1 表重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15

事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された主要パラメータ（重要監視パラメータ及び有効監視パラメータ）とする。
当該パラメータを推定するために必要なパラメータは，添付書類十の「第5.1-1 表重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15

事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された代替パラメータ（重要代替監視パラメータ及び常用代替監視パラメータ）とする。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備（重大事
故等対処設備）について，設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握するための能力（最高計測可能温度等（設計基準最大値等））
を明確にする。計測範囲を第 6.4-1 表に，設計基準最大値等を第 6.4-3 表に示す。
計装設備（重大事故等対処設備）系統概要図を第 6.4-1 図から第 6.4-6 図に示す。

58 条-12

6.4.2

設計方針(1)

監視機能喪失時に使用する設備
発電用原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計とする。
重要監視パラメータ又は有効監視パラメータ（原子炉圧力容器内の温度，
圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量等）の計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合は，添付書類十の「第5.1-1 表重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15

事故時の計装に関する手順等」の計器故障又は計器故障が疑われる場合の代替
パラメータによる推定又は計器の計測範囲を超えた場合の代替パラメータによる推定の対応手段等により推定ができる設計とする。
計器故障又は計器故障が疑われる場合に，当該パラメータの他チャンネ
ルの計器がある場合，他チャンネルの計器により計測するとともに重要代替監視パラメータが複数ある場合は，推定する重要監視パラメータとの関係性がより直接的なパラメータ，検出器の種類及び使用環境条件を踏まえた確からしさを考慮し，優先順位を定める。推定手段及び優先順位を第
6.4-4 表に示す。
(2)

計器電源喪失時に使用する設備
全交流動力電源が喪失した場合，又は直流電源の喪失が想定される場合
において，計測設備への代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備を使用する。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替交流電源設備（10.2

代替電源設備）・可搬型代替交流電源設備（10.2

代替電源設備）・可搬型代替直流電源設備（10.2

代替電源設備）58 条-23

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電
源設備については，「10.2代替電源設備」に示す。

代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合，特に重要なパラメータとして，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備については，温度，圧力，水位及び流量に係るものについて，乾電池を電源とした可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）及び可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）（以下「可搬型計測器」という。）により計測できる設計とする。計
測できるパラメータ最大値等を第 6.4-3 表に示す。
なお，可搬型計測器による計測においては，計測対象の選定を行う際の考え方として，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合は，いずれか
1 つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視するものとする。また，同一の物理量について，複数のパラメータがある場合は，いずれか 1 つの適
切なパラメータを選定し計測又は監視するものとする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，
水位及び流量（注水量）計測用）
・可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）(3)

パラメータ記録時に使用する設備
原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視
パラメータは，計測又は監視及び記録ができる設計とする。
重大事故等の対応に必要となるパラメータは，原則，電磁的に記録，保58 条-34

存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。
具体的な設備は以下のとおりとする。
・安全パラメータ表示システム（SPDS）（データ伝送装置，緊急時対策
支援システム伝送装置及び SPDS データ表示装置）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。
非常用ディーゼル発電機については，「10.2

6.4.2.1

代替電源設備」に示す。

多様性，位置的分散

基本方針については，「1.1.7.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
重大事故等対処設備のうち重要代替監視パラメータを計測する設備は，重要監視パラメータと異なる物理量（水位，注水量等）の計測又は測定原理とすることで，重要監視パラメータを計測する設備に対して可能な限り多様性を持った計測方法により計測できる設計とする。
重要代替監視パラメータは，重要監視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。
重要監視パラメータを計測する設備及び重要代替パラメータを計測する設
備の電源は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2

代替電源設備」に示す。

58 条-45

6.4.2.2

悪影響妨止

基本方針については，「1.1.7.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備のうち，多重性を有するパラメータの計測装置は，チャンネル相互を物理的，電気的に分離し，チャンネル間の独立を図る設計とする。また，重要監視パラメー
タ及び重要代替監視パラメータの計測装置の間においても，パラメータ相互を電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
データ表示装置は，重大事故等時は重大事故等対処設備として系統を構成することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型計測器は，通常時は接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備として系統を構成することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

6.4.2.3

容量等

基本方針については，「1.1.7.2

容量等」に示す。

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，設計基準事故時の計測機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の計測範囲が，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できるため，設計基準事故対処設備と同仕様の設計とする。
・原子炉圧力58 条-56

・原子炉水位（広帯域）
・原子炉水位（燃料域）
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・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）
・起動領域計装・平均出力領域計装・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系海水系系統流量
・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できる設計とする。
・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力（SA）
・原子炉水位（SA 広帯域）
・原子炉水位（SA 燃料域）
58 条-6

7

・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
・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・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・プール水位
・格納容器下部水位
・格納容器内水素濃度（SA）
・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・代替循環冷却系ポンプ入口温度・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）
・代替淡水貯槽水位
58 条-78

・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・格納容器内酸素濃度（SA）
・使用済燃料プール温度（SA）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，想定される重大事故等時に発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ容量を伝送できる設計とする。
データ表示装置は，中央制御室の運転員が，発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うために必要なデータの表示が可能な設計とする。
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）の計測用）は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）の計測用として 1 セット 20 個（測定時の故障を想定した予備 1 個含む）使用する。保有数は，故障時及び保守点
検による待機除外時の予備として 20 個を含めて合計 40 個を分散して保管する。
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）の計測用）は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，
水位及び流量（注水量）の計測用として 1 セット 18 個（測定時の故障を想定した予備 1 個含む）使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機58 条-89除外時の予備として 18 個を含めて合計 36 個を分散して保管する。

6.4.2.4

環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3

環境条件等」に示す。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・原子炉圧力容器温度・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
・格納容器下部水温・格納容器下部水位
・起動領域計装・平均出力領域計装
なお，起動領域計装，平均出力領域計装については，重大事故等時初期における原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，インターフェイスシステ
ム LOCA 時に使用する設備は，その環境条件を考慮した設計とする。
・原子炉圧力・原子炉圧力（SA）
・原子炉水位（広帯域）
・原子炉水位（燃料域）
58 条-910

・原子炉水位（SA 広帯域）
・原子炉水位（SA 燃料域）
・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
・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・プール水位
・格納容器内水素濃度（SA）
・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）
・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・残留熱除去系熱交換器出口温度・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
58 条-1011

・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・格納容器内酸素濃度(SA)・使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
・使用済燃料プール温度（SA）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋廃棄物処理棟内に設置し，想定される重大事
故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，インターフェイスシ
ステム LOCA 時に使用する設備は，その環境影響を受けない原子炉建屋廃棄物処理棟内の区画に設置する設計とする。
・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・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）
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置格納槽内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度
58 条-1112

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・代替淡水貯槽水位
・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条
件を考慮した設計とする。
・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）
・耐圧強化ベント系放射線モニタ
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋付属棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，原子炉建屋付属棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち緊急時対策支援システム伝送
装置は，緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環境条
件を考慮した設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち SPDS データ表示装置は，緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は，設置場所で可能な設計とする。
データ表示装置は，原子炉建屋付属棟内及び緊急時対策所内に保管し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は，設58 条-1213

置場所で可能な設計とする。
可搬型計測器は，原子炉建屋付属棟内及び緊急時対策所内に保管し，重大事故等時は原子炉建屋付属棟内に設置するため，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は，設置場所（計測場所）で可能な設計とする。

6.4.2.5

操作性の確保基本方針については，「1.1.7.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ構成で使用できる設計とする。
・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）
・原子炉水位（燃料域）
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・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）
・起動領域計装・平均出力領域計装・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系海水系系統流量
58 条-1314

・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
常設の重大事故等対象設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力（SA）
・原子炉水位（SA 広帯域）
・原子炉水位（SA 燃料域）
・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
・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・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・プール水位
58 条-1415

・格納容器下部水位・格納容器内水素濃度（SA）
・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・代替循環冷却系ポンプ入口温度・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）
・代替淡水貯槽水位
・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・格納容器内酸素濃度（SA）
・使用済燃料プール温度（SA）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内酸素濃度（SA）及びフィルタ装置
入口水素濃度を計測するためのサンプリング装置は，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。また，中央制御室の制御盤
58 条-15

16

にてスイッチによりサンプリング装置の操作が可能な設計とする。
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。また，中央制御室の制御盤にてス
イッチにより弁開閉操作及び起動操作が可能な設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処
設備として使用する設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置及び緊急時対策支援システム伝送装置は，常時伝送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち SPDS データ表示装置は，付属のスイッチにより緊急時対策所内で操作が可能な設計とする。
データ表示装置は，設計基準対象施設とは兼用しないため，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。また，付属のスイッチにより中央制御室内で操作が可能な設計とする。
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）の計装ケーブルの接続は，ボルト・ネジ接続とし，接続規格を統一することにより，一般的に使用される工具を用いて確実に接続できる設計とし，付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。また，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）の計装ケーブルの接続は，ボルト・ネジ接続とし，接続規格を統一することにより，一般的に使用される工具を用いて確実に接続できる設計とし，付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計とす
58 条-1617

る。また，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

6.4.3

主要設備及び仕様

計装設備の主要設備及び仕様を第 6.4-1 表及び第 6.4-2 表に示す。また，重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パ
ラメータを第 6.4-5 表に示す。

6.4.4

試験検査

基本方針については，「1.1.7.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備は，原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）
及び校正ができる設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）及びデータ表示装置は，原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
可搬型計測器は，原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）ができる設計とする。

58 条-1718

第 6.4-1 表(1)

原子炉圧力容器温度
個

数

計測範囲

(2)

計装設備（常設）の設備仕様

40～500℃

原子炉圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

(3)

0～10.5MPa［gage］

原子炉圧力（SA）
個

数

計測範囲

(4)

2

2
0～10.5MPa［gage］

原子炉水位（広帯域）兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

2
－3,800～1,500mm

58 条-1819

(5)原子炉水位（燃料域）
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

2

計測範囲

(6)

－3,800～1,300mm

原子炉水位（SA 広帯域）
個

数

1

計測範囲

(7)

－3,800～1,500mm

原子炉水位（SA 燃料域）
個

数

1

計測範囲

(8)

－3,800～1,300mm

高圧代替注水系系統流量
個

数

1

計測範囲

(9)

0～50L／s

低圧代替注水系原子炉注水流量
低圧代替注水系（常設）
個

数

計測範囲

1
0～500m ３ ／h

低圧代替注水系（常設）個

数

158 条-1920計測範囲0～80m ３ ／h

低圧代替注水系（可搬型）
個

数

計測範囲

1
0～300m ３ ／h

低圧代替注水系（可搬型）
個

数

計測範囲

1
0～80m ３ ／h(10) 代替循環冷却系原子炉注水流量
個

数

計測範囲

1
0～150m ３ ／h(11) 原子炉隔離時冷却系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

1
0～50L／s(12) 高圧炉心スプレイ系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

1
0～500L／s
58 条-2021

(13) 残留熱除去系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

3

計測範囲

0～600L／s(14) 低圧炉心スプレイ系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

1

計測範囲

0～600L／s(15) 低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系（常設）
個

数

計測範囲

1
0～500m ３ ／h

低圧代替注水系（可搬型）
個

数

計測範囲

1
0～500m ３ ／h(16) 低圧代替注水系格納容器下部注水流量
個

数

計測範囲

1
0～200m ３ ／h
58 条-2122

(17) 代替循環冷却系格納容器スプレイ流量個数

10～300m ３ ／h

計測範囲(18) ドライウェル雰囲気温度
個

数

8

計測範囲

0～300℃(19) サプレッション・チェンバ雰囲気温度
個

数

2

計測範囲

0～200℃(20) サプレッション・プール水温度
個

数

3

計測範囲

0～200℃(21) 格納容器下部水温
ペデスタル床面高さ 0m 検知用
個

数

計測範囲

5
0～500℃

ペデスタル床面高さ＋0.2m 検知用
個

数

計測範囲

5
0～500℃

58 条-2223

(22) ドライウェル圧力
個

数

1

計測範囲

0～1MPa［abs］(23) サプレッション・チェンバ圧力
個

数

1

計測範囲

(24)

0～1MPa［abs］

サプレッション・プール水位
個

数

1

計測範囲

－1～9m（EL.2,030～12,030mm）(25) 格納容器下部水位
ペデスタル床面高さ＋1.05m 検知用
個

数

計測範囲

2
EL.12,856mm

ペデスタル床面高さ＋0.50m 検知用
個

数

計測範囲

2
EL.12,306mm

ペデスタル床面高さ＋0.95m 検知用
個

数

計測範囲

2
EL.12,756mm

ペデスタル床面高さ＋2.25m 満水管理用
個

数

計測範囲

2
EL.14,056mm
58 条-2324

ペデスタル床面高さ＋2.75m 満水管理用
個

数

計測範囲

2
EL.14,556mm(26) 格納容器内水素濃度（SA）
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
個

数

計測範囲

1
0～100vol％(27) 格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
・放射線管理設備（通常運転時等）
・放射線管理設備（重大事故等時）
個

数

計測範囲

2
10－２ ～10 ５ Sv／h(28) 格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
・放射線管理設備（通常運転時等）
58 条-24

25

・放射線管理設備（重大事故等時）
個

数

計測範囲

2
10－２ ～10 ５ Sv／h(29) 起動領域計装兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

8
10－１ ～10 ６ cps（1.0×10 ３ ～1.0×10 ９ cm －２ ・s －１ ）0～40％又は 0～125％（1.0×10 ８ ～1.5×10 １３ cm－２ ・s －１ ）(30) 平均出力領域計装兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

2
0～125％（1.0×10１２ ～1.0×10１４ cm－２ ・s－１ ）(31) フィルタ装置水位
個

数

計測範囲

2
180～5,500mm

58 条-25

26

(32) フィルタ装置圧力
個

数

1

計測範囲

(33)

0～1MPa［gage］

フィルタ装置スクラビング水温度
個

数

1

計測範囲

0～300℃(34) フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・放射線管理設備（重大事故等時）
・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
高レンジ
個

数

計測範囲

2
10－２ ～10 ５ Sv／h

低レンジ
個

数

計測範囲

1
10－３ ～10 ４ mSv／h(35) フィルタ装置入口水素濃度兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
個

数

258 条-2627

計測範囲0～100vol％(36) 耐圧強化ベント系放射線モニタ兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・放射線管理設備（重大事故等時）
個

数

計測範囲

1
10－３ ～10 ４ mSv／h(37) 代替循環冷却系ポンプ入口温度
個

数

計測範囲

1
0～100℃(38) 残留熱除去系熱交換器入口温度兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

2
0～300℃(39) 残留熱除去系熱交換器出口温度兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）個数

258 条-2728

計測範囲0～300℃(40) 残留熱除去系海水系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

2
0～550L／s(41) 緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
個

数

計測範囲

1
0～800m ３ ／h(42) 緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
個

数

計測範囲

1
0～50m３ ／h(43) 代替淡水貯槽水位
個

数

計測範囲

1
0～20m

(44) 常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
個

数

計測範囲

1
0～10MPa［gage］

58 条-2829

(45) 常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
個

数

計測範囲

2
0～5MPa［gage］(46) 代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
個

数

計測範囲

1
0～5MPa［gage］(47) 原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

1
0～10MPa［gage］(48) 高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

1
0～10MPa［gage］(49) 残留熱除去系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
58 条-2930

・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

3
0～4MPa［gage］(50) 低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

1
0～4MPa［gage］(51) 原子炉建屋水素濃度兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
個

数

計測範囲

2 ＊１
0～10vol％＊1：原子炉建屋原子炉棟 6 階(52) 原子炉建屋水素濃度兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
個

数

計測範囲

3 ＊１
0～20vol％
58 条-3031

＊1：原子炉建屋原子炉棟 2 階，地下 1 階(53) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
個

数

計測範囲

4 ＊１
0～300℃＊1：2 個の静的触媒式水素再結合器に対して，
出入口に 1 個ずつ設置(54) 格納容器内酸素濃度（SA）
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
個

数

計測範囲

1
0～25vol％(55) 使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

水位：1
温度：1 ＊１
58 条-3132

計測範囲

水位：－4,300～＋7,200mm（EL.35,077～46,577mm）
温度：0～120℃＊1：検出点 2 箇所

(56) 使用済燃料プール温度（SA）
個

1 ＊１

数

計測範囲

0～120℃＊1：検出点 8 箇所

(57) 使用済燃料プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・計装設備（重大事故等対処設備）
・放射線管理設備（重大事故等時）
高レンジ
個

数

計測範囲

1
10－２ ～10 ５ Sv／h

低レンジ
個

数

計測範囲

1
10－３ ～10 ４ mSv／h(58) 使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装
置を含む）
兼用する設備は以下のとおり。
58 条-32

33

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・計装設備（重大事故等対処設備）個数

1(59) 安全パラメータ表示システム（SPDS）
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
データ伝送装置個数一式

緊急時対策支援システム伝送装置
個

数

一式

SPDS データ表示装置
個

数

一式

58 条-33

34

第 6.4-2 表(1)

データ表示装置個(2)計装設備（可搬型）の設備仕様

数一式

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，
水位及び流量（注水量）計測用）
個

(3)

数

20（予備 20）

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）
個数

18（予備 18）58 条-3435

②原子炉圧力容器内の
圧力58 条-35＊2

低圧代替注水系原子炉注水流量＊2＊2

残留熱除去系系統流量

低圧炉心スプレイ系系統流量＊2＊2

高圧代替注水系系統流量

高圧炉心スプレイ系系統流量＊1

原子炉水位（SA 燃料域）

＊2

＊1

原子炉水位（SA 広帯域）

＊2＊1

原子炉水位（燃料域）

原子炉隔離時冷却系系統流量＊1

代替循環冷却系原子炉注水流量＊2＊2

原子炉水位（SA 燃料域）

原子炉圧力容器温度＊2

原子炉水位（広帯域）＊2原子炉水位（燃料域）＊2

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（SA 広帯域）

＊1

＊2

残留熱除去系熱交換器入口温度

原子炉圧力（SA）＊2

原子炉水位（SA 燃料域）

＊1

＊2

原子炉圧力

＊2

＊2

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（燃料域）＊2

原子炉水位（SA 広帯域）

＊2

原子炉圧力

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力（SA）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

1

1

2

2

2

2

4

個数

1

重大事故等時において，炉心損傷の判断基準である 300℃を監視可能。

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

重大事故等時における原子炉圧力容器最高使用圧力（8.62MPa［gage］）の 1.2 倍（事故時の判断基準）である
10.34MPa［gage］を監視可能。

448～1,300 ㎜＊5

炉心の冷却状況を把握する上で,原子炉水位制御範囲（レベル3～8）（300～1,400mm ＊4）及び燃料有効長下端付近まで監視－3,800～1,400 ㎜＊4 可能。
448～1,300 ㎜＊5－3,800～1,400 ㎜＊4「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

8.23MPa[gage]

8.23MPa[gage]「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

－3,800～1,300 ㎜＊5－3,800～1,500 ㎜＊4－3,800～1,300 ㎜＊5－3,800～1,500 ㎜＊4

0～10.5MPa[gage]

0～10.5MPa[gage]

1

1

可搬型
計測器
個数

把握能力（計測範囲の考え方）「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

302℃＊3

設計基準「⑫最終ヒートシンクの確保＜残留熱除去系＞」を監視するパラメータと同じ。

0～500℃

計測範囲

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（1／8）

分類

第 6.4-3 表①原子炉圧力容器内の温度③原子炉圧力容器 内の水 位

36

分類

④原 子 炉圧 力 容器 へ の注水量

58 条-36⑤原子炉格納容器への
注水 量

37

＊2
＊2
＊2

原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（SA 広帯域）

原子炉水位（SA 燃料域）

(可搬型)

＊2
＊2
＊2

代替淡水貯槽水位

サプレッション・プール水位

格納容器下部水位

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量＊2

原子炉水位（広帯域）

(常設)

＊2

サプレッション・プール水位

456L／s

低圧炉心スプレイ系ポンプの最大流量（456L／s）を監視可能。

残留熱除去系ポンプの最大流量（470L／s）を監視可能。

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水時における最大流量（470m ３ ／h）を監視可能。
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水時におけるミニフロー調整時の最大流量（75m３ ／h）を監視可能。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水時における可搬型代替注水大型ポンプによる最大流量（268m ３／h）を監視可能。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水時に お け る 可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ に よ る ミニ フ ロ ー 調 整
時の最大流量（75m ３ ／h）を監視可能。
代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注水 時 に お け る
最大流量（100m ３ ／h）を監視可能。

高圧炉心スプレイ系ポンプの最大流量（438L／s）を監視可能。

原子炉隔離時冷却系ポンプの最大流量（40L／s）を監視可能。

常設高圧代替注水系ポンプの最大流量（38L／s）を監視可能。

把握能力（計測範囲の考え方）－＊60～200m ３ ／h

1

低圧代替注水系（常設）による格納容器スプレイ時における最大流量（449m ３ ／h）を監視可能。
低圧代替注水系（可搬型）による格納容器スプレイ時における 可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ に よ る 最 大 流 量（ 349m ３ ／ h）
を監視可能。
低圧代替注水系（常設）による格納容器下部への注水時における最大流量（168m ３ ／h）を監視可能。

「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

－＊6

－＊6

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

0～500m ３ ／h＊80～500m ３ ／h＊70～600L／s

470L／s－＊60～150m ３ ／h
0～600L／s－＊60～80m ３ ／h＊8,＊9－＊60～80m ３ ／h＊7,＊9
－＊6

－＊6

0～500m ／h＊70～300m ３ ／h＊8

438L／s

３

40L／s

－＊6

設計基準

0～500L／s

0～50L／s

0～50L／s

計測範囲

1

1

1
＊2

低圧炉心スプレイ系系統流量

代替淡水貯槽水位3

残留熱除去系系統流量

1

(可搬型)
1

1

(可搬型)

代替循環冷却系原子炉注水流量

低圧代替注水系原子炉注水流
量

1

(常設)

1

高圧炉心スプレイ系系統流量11

原子炉隔離時冷却系系統流量

(常設)

1

高圧代替注水系系統流量個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（2／8）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 6.4-3 表

1

1

1

1

可搬型
計測器
個数

分類

⑥原子炉格納容器 内の温度

⑦原子炉格納容器
内の圧力58 条-37⑧原子炉格納容器 内の水 位

38

＊2
＊2

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

＊2
＊2
＊2
＊2
＊2
＊2

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

代替淡水貯槽水位

ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力

各2

(満水管理
用)

低圧代替注水系原子炉注水流量

各2低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

格納容器下部水位

2

1

1

1

5

5

(高さ
0.5m,1.0m未満検知用)(高さ 1m 超検知用)

サプレッション・プール水位

＊1
＊2

＊1

ドライウェル圧力

ドライウェル雰囲気温度＊2

サプレッション・チェンバ圧力＊2

ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力格納容器下部水温＊1

サプレッション・プール水温度

(水温計兼
デブリ落下
検知用)
(水温計兼
デブリ堆積
検知用)

2

＊1

サプレッション・チェンバ雰囲気温度
38

ドライウェル雰囲気温度

個数

格納容器の限界圧力（620kPa[gage]）におけるサプレッション・プール水の飽和温度（約 167℃）を監視可能。
ペ デ ス タ ル 底 部 に デ ブ リ が 落 下 し た 際 に 水 温上 昇 や 高 温 の
デ ブ リ が 接 触 し 指 示 値 が ダ ウ ン ス ケ ー ル す るこ と で デ ブ リ
落下を検知可能。
ペデスタル床面から 0.2m 以上のデブリが堆積した際に水温
上 昇 や 高 温 の デ ブ リ が 接 触 し 指 示 値 が ダ ウ ンス ケ ー ル す る
ことでデブリ堆積を検知可能。

格納容器の限界温度（200℃）を監視可能。

把握能力（計測範囲の考え方）

格納容器の限界圧力（620kPa[gage]）を監視可能。

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

196kPa[gage]

250kPa[gage]「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

－＊6

－＊6

88℃

136℃

136℃

設計基準

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

－1～9m＊12－0.5～0m
ウェットウェルベント操作可否判断（ベントライン下端高さ（EL.2,030～12,030mm）（EL.2,530～3,030mm） －1.64m：通常水位＋6.5m）を把握できる範囲を監視可能。
重大事故等時（原子炉圧力容器破損前）において，格納容器＋1.05m＊11,＊13－＊6
下部に溶融炉心の冷却に必要 な水量（底面から＋1.05m）が（EL.12,856mm）あることを監視可能。
＋0.50m,＋0.95m
重 大 事 故 等 時 （ 原子炉圧 力容器破 損 後 の デ ブ リ 堆 積 高 さ ＜＊11,＊140.2m の 場 合 ）に お い て ，格 納 容 器 下 部 に 溶 融 炉 心 の 冷 却 に－＊6（EL.12,306mm，
必 要 な 水 量 （ 底 面 か ら ＋ 0.50m～ ＋ 0.95m） があ る こ と を 監
12,756mm）視可能。
＋2.25m,＋2.75m
重 大 事 故 等 時 （ 原子炉圧 力容器破 損 後 の デ ブ リ 堆 積 高 さ ≧＊11,＊150.2m の 場 合 ）に お い て ，格 納 容 器 下 部 に 溶 融 炉 心 の 冷 却 に－＊6（EL.14,056mm，
必 要 な 水 量 （ 底 面 か ら ＋ 2.25m～ ＋ 2.75m） があ る こ と を 監
14,556mm）視可能。

0～1MPa［abs］

0～1MPa［abs］

0～500℃＊10（ペデスタル
床面 0m＊11）0～500℃＊10（ペデスタル
床面＋0.2m＊11）0～200℃

0～200℃

0～300℃

計測範囲

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（3／8）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 6.4-3 表

1

1

1

1

4

4

1

1

1

可搬型
計測器
個数

分類

⑨原 子炉格納 容器 内 ⑩原 子炉格納 容器 内の水 素 濃度の放射線量率⑪未臨界の維持又は確認

58 条-38

39

＊2

＊1

＊1

サプレッション・チェンバ圧力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)＊1＊2

ドライウェル圧力

平均出力領域計装＊2

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)＊1＊2

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)

起動領域計装＊1

格納容器内水素濃度（SA）

可搬型
計測器
個数
－＊22

把握能力（計測範囲の考え方）
重大事故等時において，格納容器内の水素燃焼の可能性を把握する上で，水素濃度の可燃限界（4vol％）を監視可能。

0～125％（1.0×10 １ ２ ～1.0
×10 １ ４ cm － ２ ・s － １ ）2＊17定格出力の約 19 倍

10Sv／h 未満＊16

10 － ２ ～10 ５ Sv／h

8

10Sv／h 未満＊16

原子炉の起動時から定格出力運転時の中性子束を監視可能。
なお，設計基準事故時及び重大事故等時，一時的に計測範囲を超えるが，負の反応度フィードバック効果により短期間であり，かつ出力上昇及び下降は急峻である。125％を超えた
領 域 で そ の 指 示 に 基 づ き 操 作 を 伴 う も の で ない こ と か ら ， －＊22
125％を一時的に超える計測範囲を計測する必要はない。また，重大事故等時においても原子炉再循環ポンプトリップ等
により中性子束は低下するため，現状の計測範囲でも対応が
可能。

－＊22

－＊22

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場合は約10Sv／h）を把握する上で監視可能（上記の判断値及び推定
値は原子炉停止後の経過時間とともに低くなる）。
原 子 炉 停 止 時 か ら 起 動 時 及 び 起 動 時 か ら 定 格出 力 運 転 時 の中性子束を監視可能。
なお，起動領域計装が測定できる範囲を超えた場合は，平均出力領域計装によって監視可能。

－＊22

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場合は約10Sv／h）を把握する上で監視可能（上記の判断値及び推定
値は原子炉停止後の経過時間とともに低くなる）。

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「⑩原子炉格納容器内の放射線量率」を監視するパラメータと同じ。

3.3vol％以下

設計基準

10 － ２ ～10 ５ Sv／h

0～100vol％計測範囲

10 － １ ～10 ６ cps（1.0×10 ３ ～1.0
×10 ９ cm － ２ ・s － １ ）0～40％又は 0～125％（1.0×10 ８ ～1.5
×10 １ ３ cm － ２ ・s － １ ）

2

2

1

個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（4／8）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 6.4-3 表

分類⑫最終 ヒートシンク の確保（ １／２）

58 条-3940

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

代替循環冷却系原子炉注水流量

代替循環冷却系ポンプ入口温度

サプレッション・プール水温度＜代替循環冷却系＞

耐圧強化ベント系放射線モニタ＜耐圧強化ベント系＞

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）

＊1

1

1

1

2

0～300m ／h

３0～100℃

10 － ３ ～10 ４ mSv／h

0～100vol％10 － ３ ～10 ４ mSv／h

耐圧強化ベント実施時に，想定される排気ラインの最大線量当量率（約 4×10 ３ mSv／h）を監視可能。

代 替 循 環 冷 却 時 に お け る 代 替 循 環 冷 却 系 ポ ンプ 入 口 の 最 高
使用温度（77℃）を監視可能。

－＊6

代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 格 納 容 器 ス プ レ イ 時 にお け る 最 大 流量（250m ３ ／h）を監視可能。

「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

－＊6

1

可搬型
計測器
個数

1

1

－＊22

格納容器ベント実施時に，格納容器圧力逃がし装置の最高使
1
用圧力（0.62MPa［gage］）が監視可能。
格納容器ベント実施時に，格納容器圧力逃がし装置の最高使
1
用温度（200℃）が監視可能。
格納容器ベント実施時（炉心損傷している場合）に，想定されるフィルタ装置出口の最大線量当量率（約 5×10 １ Sv／h） －＊22を監視可能。
格納容器ベント実施時（炉心損傷していない場合）に，想定されるフィルタ装置出口の最大線量当量率（約 7×10 ０ mSv／ －＊22h）を監視可能。
格納容器ベント停止後の窒素によるパージを実施し，フィルタ 装 置 の 配 管 内 に 滞 留 す る 水 素 濃 度 が 可 燃 限 界 濃 度 －＊22
（4vol％）未満であることを監視可能。

把握能力（計測範囲の考え方）「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

－＊6

－＊6

－＊6

－＊6

10 － ２ ～10 ５ Sv／h

2

1

－＊6

－＊6

－＊6

設計基準

0～300℃

0～1MPa［gage］

180～5,500mm

計測範囲

1

1

フィルタ装置圧力

フィルタ装置スクラビング水温度2

フィルタ装置水位＜格納容器圧力逃がし装置＞

個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（5／8）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 6.4-3 表

分類⑫最終 ヒート シンク の確保（ ２／２）

⑬格納容器バイパスの監視

58 条-40412

残留熱除去系熱交換器出口温度

＊1
＊1
＊1
＊1

原子炉圧力

原子炉圧力（SA）

ドライウェル雰囲気温度

ドライウェル圧力＊1＊1

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（SA 燃料域）

＊2

原子炉圧力容器温度＊1＊2

サプレッション・チェンバ圧力＊1＊2

ドライウェル圧力

原子炉水位（燃料域）＊2

原子炉水位（SA 広帯域）

＊21

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

ドライウェル雰囲気温度1

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

サプレッション・チェンバ雰囲気温度2

残留熱除去系海水系系統流量

残留熱除去系系統流量2

残留熱除去系熱交換器入口温度＜残留熱除去系＞

個数

残留熱除去系の運転時における，残留熱除去系熱交換器入口
温度の変動範囲（249℃）を監視可能。
残留熱除去系の運転時における，残留熱除去系熱交換器出口
温度の変動範囲（249℃）を監視可能。

把握能力（計測範囲の考え方）

－＊6
－＊6

0～800m ３ ／h
0～50m ３ ／h

残留熱除去系の運転時における，残留熱除去系海水系ポンプの最大流量（493L／S）を監視可能。
緊急用海水系の運転時における，緊急用海水系流量（残留熱
除去系熱交換器）の最大流量（660m ３ ／h）を監視可能。
緊急用海水系の運転時における，緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）の最大流量（40m ３ ／h）を監視可能。

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

493L／s「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

249℃

249℃

設計基準

0～550L／s

0～300℃

0～300℃

計測範囲

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（6／8）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 6.4-3 表

1

1

1

可搬型
計測器
個数

分類

⑭水源の確保

58 条-41⑮原子炉建屋内の水 素 濃度

42

＊2
＊2
＊2
＊2
＊2
＊2
＊2

常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

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

＊2

＊2

＊2

低圧炉心スプレイ系系統流量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量＊2

残留熱除去系系統流量＊2＊2

高圧炉心スプレイ系系統流量＊2＊2

原子炉隔離時冷却系系統流量

低圧代替注水系原子炉注水流量＊2

代替循環冷却系原子炉注水流量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量＊2

高圧代替注水系系統流量

代替淡水貯槽水位

サプレッション・プール水位把握能力（計測範囲の考え方）－＊6

代 替 淡 水 貯 槽 の 底 部 よ り 上 の 水 位 計 検 出 点 から ポ ン プ テ ス
トライン配管下端（0～19m）を監視可能。

「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

設計基準

－＊6

2.53MPa[gage]

2.30MPa[gage]－＊6

7.24MPa[gage]

5.98MPa[gage]－＊6

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（2.53MPa［gage］）を監視可能。
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力（3.50MPa［gage］）を監視可能。

残留熱除去系ポンプ吐出圧力（2.30MPa［gage］）を監視可能。

高圧代替注水系ポンプ吐出圧力（6.90MPa［gage］）を監視可能。
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力（5.98MPa［gage］）を監視可能。
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（7.24MPa［gage］）を監視可能。
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力（3.45MPa［gage］）を監視可能。

0～20vol％
0～300℃

4＊18

0～10vol％

－＊6

－＊6

1

1

1

可搬型
計測器
個数

重大事故等時において，静的触媒式水素再結合器の最高使用
温度（300℃）を監視可能。

2

重大事故等時において，水素と酸素の可燃 限 界（ 水素 濃 度： －＊22
4vol％）を監視可能。
－＊22「④原子炉圧力容器への注水量」及び「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

0～5MPa［gage］

0～4MPa［gage］

0～4MPa［gage］

0～5MPa［gage］

0～10MPa［gage］

0～10MPa［gage］

0～10MPa［gage］「④原子炉圧力容器への注水量」及び「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

0～20m

計測範囲

3

2

2

1

3

1

1

1

1

1

個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（7／8）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 6.4-3 表

分類⑯原子炉格納容器内の酸素濃度

58 条-42＊1＊1＊1

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

使用済燃料プール監視カメラ＊2

サプレッション・チェンバ圧力

使用済燃料プール温度（SA）＊2

ドライウェル圧力＊1＊2

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）＊2

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)

格納容器内酸素濃度（SA）

1－

10 － ３ ～10 ４ mSv／h

10 － ２ ～10 ５ Sv／h

1
10～120℃

0～120℃

4.4vol％以下

設計基準

－＊22

重大事故等時において，格納容器内の水素燃焼の可能性を把握する上で，酸素濃度の可燃限界（5vol％）を監視可能。

－＊6

－＊6

66℃

66℃

＋6,818mm（EL.46,195mm）

1

重 大 事 故 等 時 に お い て 使 用 済 燃 料 プ ー ル 及 びそ の 周 辺 の 状
況を監視可能。

－＊22

重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性 が あ る 放 射 線量 率 （ 3.0mSv－＊22／h 以下）を監視可能。

重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性 の あ る 使 用 済燃 料 プ ー ル 上部から使用済燃料ラック下端 （EL.35,097mm）までの範囲にわたり水位を監視可能。
重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性 の あ る 使 用 済燃 料 プ ー ル の温度（100℃）を監視可能。
重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性 の あ る 使 用 済燃 料 プ ー ル の温度（100℃）を監視可能。

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

－＊22

可搬型
計測器
個数

把握能力（計測範囲の考え方）「⑩原子炉格納容器内の放射線量率」を監視するパラメータと同じ。

－4,300～＋7,200mm＊19（EL.35,077～46,577mm）

0～25vol％

計測範囲

1
＊20
1
＊21

1

1

個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（8／8）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 6.4-3 表＊1：分類のうち，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータとして使用する。
＊2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
＊3：設計基準事故時に想定される原子炉圧力容器の最高圧力に対する飽和温度。
＊4：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm），＊5：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）＊6：重大事故等時に使用する設備のため，設計基準事故時は値なし。
＊7：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用，＊8：可搬型設備による対応時に使用，＊9：狭帯域流量＊10：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器），＊11：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面）からの高さ＊12：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm），＊13：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）＊14：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）＊15：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）＊16：炉心損傷は，原子炉停止後の経過時間における格納容器雰囲気放射線モニタの値で判断する。原子炉停止直後に炉心損傷した場合の判断値は約 10Sv／h（経過時間とともに判断
値は低くなる）であり，設計基準では炉心損傷しないことからこの値を下回る。
＊17：平均出力領域計装 A～F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計装の A,C,E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B,D,F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。
＊18：2 個の静的触媒式水素再結合器に対して，出入口に 1 個ずつ設置＊19：基準点は使用済燃料ラック上端 EL.39,377mm（使用済燃料プール底部より 4,688mm）＊20：検出点 2 箇所，＊21：検出点 8 箇所
＊22：全交流動力電源喪失時は，水素・酸素濃度監視装置，放射線監視装置，炉内核計装装置及び使用済燃料プール監視装置（水位・温度(SA 広域)，監視カメラ）に対して常設代替交
流電源設備により電源供給された場合には，監視計器は使用可能である。

⑰使用済燃料プールの監視

43

分類

原子炉圧力容器内の温度

58 条-43

原子炉圧力（SA）

原子炉圧力

原子炉圧力容器温度

主要パラメータ

代替パラメータ ＊1③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（SA 広帯域）
③原子炉水位（SA 燃料域）
③原子炉圧力容器温度①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（SA 広帯域）
③原子炉水位（SA 燃料域）
③原子炉圧力容器温度①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力（SA）③残留熱除去系熱交換器入口温度②原子炉圧力②原子炉圧力（SA）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①原子炉圧力（SA）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力（SA）の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力により推定する。
③ 原 子 炉 水 位 か ら 原 子 炉 圧 力容 器 内 が 飽 和 状 態 に あ る と 想定 する こ と で ,原子炉圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①原子炉圧力の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力（SA）により推定する。
③ 原 子 炉 水 位 か ら 原 子 炉 圧 力容 器 内 が 飽 和 状 態 に あ る と 想定 する こ と で ,原子炉圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①原子炉圧力容器温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力容器温度の監視が不可能となった場合には，原子炉水位から原子 炉 圧 力 容 器 内 が 飽 和 状 態 にあ る と 想 定 す る こ と で ,原 子 炉圧 力 よ り 飽 和
温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の温度を推定する。
また,スクラム後，原子炉水位が燃料有効長頂部に到達するまでの経過時間
より原子炉圧力容器内の温度を推定する。
③残留熱除去系が運転状態であれば，残留熱除去系熱交換器入口温度により推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（1／14）①主要パラメータの他チャンネル

第 6.4-4 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉圧力容器内の圧力

44

分類

58 条-44

原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

主要パラメータ

代替パラメータ ＊1②高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量②代替循環冷却系原子炉注水流量②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心スプレイ系系統流量②残留熱除去系系統流量②低圧炉心スプレイ系系統流量①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）③高圧代替注水系系統流量③低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量③原子炉隔離時冷却系系統流量③高圧炉心スプレイ系系統流量③残留熱除去系系統流量③低圧炉心スプレイ系系統流量

推定は，原子炉圧力容器内の水位を直接計測する原子炉水位（広帯域・燃料域）を優先する。

①原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域）の監視が不可能となった場合には，原子炉水位（広帯域・燃料域）により推定する。
②高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系
統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量のうち機器動作状態にある流量より，崩壊熱による原子炉水位変化量を考慮し,原子炉
圧力容器内の水位を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①原子炉水位（広帯域・燃料域）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉水位（広帯域・燃料域）の監視が不可能となった場合には,原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域）により推定する。
③高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系
統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量のうち機器動作状態にある流量より，崩壊熱による原子炉水位変化量を考慮し,原子炉
圧力容器内の水位を推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（2／14）①主要パラメータの他チャンネル②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

第 6.4-4 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉 圧力 容 器内 の水位

45

分類

58 条-45①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

①代替淡水貯槽水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）
①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

低圧代替注水系原子炉注水流量

代替循環冷却系原子炉注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量

高圧炉心スプレイ系系統流量

代替パラメータ ＊1

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優先する。

①高圧炉心スプレイ系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧炉心スプレイ系系統流量を推定する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優先する。

①原子炉隔離時冷却系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により原子炉隔離時冷却系系統流量を推定する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優先する。

① 代 替 循 環 冷 却 系 原 子 炉 注 水流 量 の 監 視 が 不 可 能 と な っ た場 合に は ,水 源 であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により代替循環冷却系原子炉注水流量を推定する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さい代替淡水貯槽水位を優先する。

① 低 圧 代 替 注 水 系 原 子 炉 注 水流 量 の 監 視 が 不 可 能 と な っ た場 合に は ,水 源 である代替淡水貯槽水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧代替注水系原子炉注水流量を推定する。

を優先する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位① 高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 の監 視 が 不 可 能 と な っ た 場 合 には ,水源 で あ る サ
プレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧代替注水系系統流量を推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（3／14）

高圧代替注水系系統流量

主要パラメータ

第 6.4-4 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉圧力容器への注水 量（ １／２）

46

分類

原子 炉 圧力 容 器へ の 注水 量（ ２／ ２）

58 条-46①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

①代替淡水貯槽水位②サプレッション・プール水位①代替淡水貯槽水位②格納容器下部水位

低 圧 代 替注 水 系格 納 容器 ス プレ
イ流量

低 圧 代 替注 水 系格 納 容器 下 部注
水流量

②サプレッション・プール水位③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（SA 広帯域）
③原子炉水位（SA 燃料域）

①主要パラメータの他チャンネル

代替パラメータ ＊1

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さい代替淡水貯槽水位を優先する。

①低圧代替注水系格納容器下部注水流量の監視が不可能となった場合には，水源である代替淡水貯槽水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の格納容器下部水位の変化により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を推定する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さい代替淡水貯槽水位を優先する。

①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の監視が不可能となった場合には，水源である代替淡水貯槽水位の変化により注水量を推定する。
②注水先のサプレッション・プール水位の変化により低圧代替注水系格納容器スプレイ流量を推定する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優先する。

①低圧炉心スプレイ系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧炉心スプレイ系系統流量を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①残留熱除去系系統流量の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。（他系統が運転状態の場合）②残留熱除去系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサプ
レッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
③注水先の原子炉水位の水位変化により残留熱除去系系統流量を推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（4／14）

低圧炉心スプレイ系系統流量

残留熱除去系系統流量

主要パラメータ

第 6.4-4 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉格納容器への注水 量

47

分類

58 条-47

格納容器下部水温

サプレッション・プール水温度

サ プ レ ッシ ョ ン・ チ ェン バ 雰囲
気温度

ドライウェル雰囲気温度

主要パラメータ

代替パラメータ ＊1①主要パラメータの他チャンネル③サプレッション・チェンバ圧力①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・チェンバ雰囲気温度③サプレッション・チェンバ圧力①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・プール水温度②ドライウェル圧力③サプレッション・チェンバ圧力①格納容器下部水温の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①サプレッション・プール水温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②サプレッション・プール水温度の監視が不可能となった場合には，サプレッション・チェンバ雰囲気温 度によりサプレッション・プ ール水温度を推定する。
③飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ圧力によりサ
プレッション・プール水温度を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①サプレッション・チェンバ雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，
他チャンネルにより推定する。
② サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ雰 囲 気 温 度 の 監 視 が 不 可 能 とな った 場 合 に は ,サプレッション・プール水温 度によりサプレッション・チ ェンバ雰囲気温度を推定する。
③飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ圧力によりサ
プレッション・チェンバ雰囲気温度を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
② ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 の監 視 が 不 可 能 と な っ た 場 合 には ,飽和 温 度 ／ 圧
力の関係を利用してドライウ ェル圧力によりドライウェル 雰囲気温度を推定する。
③サプレッション・チェンバ圧力により，上記①と同様にドライウェル雰囲
気温度を推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（5／14）①主要パラメータの他チャンネル

第 6.4-4 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉格納容器内の温度

48

分類

58 条-48

サプレッション・チェンバ圧力

ドライウェル圧力

主要パラメータ

代替パラメータ ＊1

ンバ圧力を優先する。

推定は，真空破壊装置，ベント管を介して均圧されるサプレッション・チェ

①ドライウェル圧力の監視が不可能となった場合には，サプレッション・チ
ェンバ圧力により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してドライウェル雰囲気温度によりドライウ
ェル圧力を推定する。
③監視可能であればドライウェル圧力（常用計器）により，圧力を推定する。

②サプレッション・チェンバ雰囲気温度②サプレッション・プール水温度

推定は，真空破壊装置，ベント管を介して均圧されるドライウェル圧力を優先する。

①サプレッション・チェンバ圧力の監視が不可能となった場合には，ドライ
ウェル圧力により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ雰囲気温度及びサプレッション・プール水温度によりサプレッション・チェンバ圧力を③［サプレッション・チェンバ圧力］＊2
推定する。
③監視可能であればサプレッション・チェンバ圧力（常用計器）により，圧力を推定する。

①ドライウェル圧力③［ドライウェル圧力］＊2②ドライウェル雰囲気温度

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（6／14）①サプレッション・チェンバ圧力第 6.4-4 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉格納容器内の圧力

49

分類

原子炉格納容器内の水位

58 条-49

格納容器内水素濃度（SA）

格納容器下部水位

サプレッション・プール水位

主要パラメータ

代替パラメータ ＊1②［格納容器内水素濃度］＊2①格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）①格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力③代替淡水貯槽水位②低圧代替注水系格納容器下部注水流量①主要パラメータの他チャンネル④［サプレッション・プール水位］＊2③ドライウェル圧力③サプレッション・チェンバ圧力①格納容器内水素濃度（SA）の監視が不可能となった場合には，格納容器雰
囲気放射線モニタ（D/W）又は格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）にて炉心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的なＧ値を入力とした評価結果（解析結果）により推定する。
①ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力により，格納容器内
圧力が正圧であることを確認することで，事故後の格納容器内への空気（酸素）の流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。
②監視可能であれば格納容器内水素濃度（常用計器）により，水素濃度を推定する。
推定は，重要代替計器を優先する。

①格納容器下部水位の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器下部水位の監視が不可能となった場合には，低圧代替注水系格納容器下部注水流量の注水量により,格納容器下部水位を推定する。
③水源である代替淡水貯槽水位の変化により，格納容器下部水位を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①サプレッション・プール水位の監視が不可能となった場合には,低圧代替注
水系原子炉注水流量，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量及び低圧代替
注水系格納容器下部注水流量の注水量により,サプレッション・プール水位を推定する。
②水源である代替淡水貯槽水位の変化により,サプレッション・プール水位を推定する。
＜ベント判断基準＞
サプレッション・プール水位不明時は，上記①又は②の推定方法により，
注水流量及び水源の水位変化から算出した水量が全てサプレッション・プールへ移行する場合を想定しており，サプレッション・プール水位の計測
目的から考えると保守的な評価となり問題ないことから，推定した値からベント実施判断基準であるサプレッション・プール通常水位＋6.5m（ベントライン下端から－1.64m）の到達確認をもって，ベントを実施する。
③ドライウェル圧力とサプレッション・チェンバ圧力の差圧によりサプレッ
ション・プール水位を推定する。
④監視可能であればサプレッション・プール水位（常用計器）により，水位を推定する。
推定は，注水先に近い低圧代替注水系格納容器スプレイ流量を優先する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（7／14）①低圧代替注水系原子炉注水流量①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量①低圧代替注水系格納容器下部注水流量②代替淡水貯槽水位

第 6.4-4 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉格納容器内の水 素 濃度50

分類

原子炉格納容器内の放射線量率58 条-50［制御棒操作監視系］

平均出力領域計装①主要パラメータの他チャンネル②平均出力領域計装

起動領域計装①起動領域計装②平均出力領域計装③［制御棒操作監視系］＊2①主要パラメータの他チャンネル②起動領域計装③［制御棒操作監視系］＊2①主要パラメータの他チャンネル②格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）①主要パラメータの他チャンネル②格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）

代替パラメータ ＊1

推定は，低出力領域を監視する起動領域計装を優先する。

①制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）の監視が不可能となった場合には，起動領域計装により推定する。
②平均出力領域計装により推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①平均出力領域計装の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②平均出力領域計装の監視が不可能となった場合には，起動領域計装により推定する。
③制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる場合は，未臨界状態の維持を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①起動領域計装の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②起動領域計装の監視が不可能となった場合には,平均出力領域計装により推定する。
③制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる場合は，未臨界状態の維持を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）の監視が不可能となった場合には，格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）により推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）の監視が不可能となった場合には，格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）により推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（8／14）

格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）

格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）

主要パラメータ

第 6.4-4 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

未臨界 の維持又は 確認

51

分類

58 条-51

代替パラメータ推定方法①主要パラメータ（サプレッション・プ
ール水温度）の他チャンネル＜代替循環冷却系＞
サプレッション・プール水温度
代替循環冷却系ポンプ入口温度
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレ
イ流量②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲気温度①ドライウェル雰囲気温度①サプレッション・チェンバ雰囲気温度①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力を優先する。

推定は，主要パラメータ（サプレッション・プール水温度）の他チャンネル①主要パラメータのうち，サプレッション・プール水温度の1チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②代替循環冷却系による冷却において，サプレッション・プール水温度，代替循環冷却系ポンプ入口温度，代替循環冷却系原子炉注水流量，代替循環
冷却系格納容器スプレイ流量の監視が不可能となった場合には，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により最終ヒート
シンクが確保されていることを推定する。

推定は，ドライウェル又はウェットウェルのベントに使用した方を優先する。

①耐圧強化ベント系による冷却において，耐圧強化ベント系放射線モニタの監視が不可能となった場合には,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,ドライウェル圧力,サプレッション・チェンバ圧
力により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。

推定は，主要パラメータ（フィルタ装置水位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度）の他チャンネルを優先する。

①主要パラメータ（フィルタ装置水位， ①主要パラメータのうち，フィルタ装置水位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度の1チャンネルが故障した場合
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度）のは，他チャンネルにより推定する。
②格納容器圧力逃がし装置による冷却において，フィルタ装置水位，フィル
他チャンネル
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②ドライウェル雰囲気温度
モニタ（高レンジ・低レンジ），フィルタ装置入口水素濃度の監視が不可能②サプレッション・チェンバ雰囲気温度となった場合には，ドライウェル雰囲気温度ドライウェル圧力又はサプレ②ドライウェル圧力
ッション・チェンバ雰囲気温度，サプレッション・チェンバ圧力により最②サプレッション・チェンバ圧力
終ヒートシンクが確保されていることを推定する。
②なお，フィルタ装置圧力の監視が不可能となった場合には,フィルタ容器内は飽和状態であるため，スクラビング水温度からフィルタ装置圧力を推定する。
②フィルタ装置スクラビング水温度の監視が不可能となった場合には,優先して予備側検出素子により計測する。予備側の監視が不可能な場合には，フィルタ容器内は飽和状態であるため，フィルタ装置圧力からスクラビン
グ水温度を推定する。

代替パラメータ ＊1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（9／14）＜耐圧強化ベント系＞
耐圧強化ベント系放射線モニタ＜格納容器圧力逃がし装置＞
フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度

主要パラメータ

第 6.4-4 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

最終 ヒ ート シンク の確保（１ ／２）

52

①主要パラメータ（残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出
口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量）の他チャンネル＜残留熱除去系＞
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
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）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

推定は，主要パラメータ（残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量）の他チャンネルを優先する。

①主要パラメータのうち，残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量の1チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②残留熱除去系による冷却において，残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出口温度，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），緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力容
器温度，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・プール水温度により最終ヒートシンクが確保されていることを確認する。

代替パラメータ推定方法＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

②原子炉圧力容器温度②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲気温度②サプレッション・プール水温度

代替パラメータ ＊1

主要パラメータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（10／14）

分類

第 6.4-4 表

最終 ヒ ート シ ンク の 確保 （２ ／２）

58 条-5253

分類

58 条-53［エリア放射線モニタ］

ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力

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）

主要パラメータ

代替パラメータ ＊1

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（11／14）①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）①原子炉水位（SA 広帯域）
①原子炉水位（SA 燃料域）
①原子炉圧力①原子炉圧力（SA）①ドライウェル雰囲気温度①ドライウェル圧力②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）
②原子炉圧力②原子炉圧力（SA）②［エリア放射線モニタ］＊2①主要パラメータ（ドライウェル雰囲気温度）の他チャンネル①エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）の監視が不可能となった場合には，原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域），
原子炉圧力，原子炉圧力（SA），ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧
力により格納容器バイパスの発生を推定する。

する。

推定は，主要パラメータ（ドライウェル雰囲気温度）の他チャンネルを優先①主要パラメータのうち，ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧力の監視が不可能となった場合には，原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域），
原子炉圧力，原子炉圧力（SA），エリア放射線モニタ（有効監視パラメー
タ）により格納容器バイパスの発生を推定する。

推定は，主要パラメータ（原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA
広帯域・SA 燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（SA））の他チャンネルを優先する。

①主要パラメータ（原子炉水位（広帯域・ ①主要パラメータのうち，原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA
広帯域・SA 燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（SA）の 1 チャンネルが故燃料域），原子炉水位（SA 広帯域・SA
障した場合は，他チャンネルにより推定する。
燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（SA））②原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域），原子の他チャンネル
炉圧力，原子炉圧力（SA）の監視が不可能となった場合には，ドライウェ②ドライウェル雰囲気温度
ル雰囲気温度，ドライウェル圧力，エリア放射線モニタ（有効監視パラメ②ドライウェル圧力ータ）により格納容器バイパスの発生を推定する。
②［エリア放射線モニタ］＊2

第 6.4-4 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

格納容器バイ パス の監視

54

分類

58 条-54

代替淡水貯槽水位

サプレッション・プール水位

主要パラメータ

代替パラメータ ＊1①低圧代替注水系原子炉注水流量①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量①低圧代替注水系格納容器下部注水流量②常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力③［サプレッション・プール水位］＊2

推定は，代替淡水貯槽を水源とするポンプの注水量を優先する。

①代替淡水貯槽水位の監視が不可能となった場合には，代替淡水貯槽水位を水源とする常設低圧代替注水系ポンプによる各注水先への流量から，代替
淡水貯槽水位を推定する。
②常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力から，ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源である代替淡水貯槽水位が確保されていることを推定する。

推定は，サプレッション・プールを水源とするポンプの注水量を優先する。

①サプレッション・プール水位の監視が不可能となった場合には，サプレッ
ション・プールを水源とする高圧代替注水系，代替循環冷却系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系，低圧炉心スプレイ系の流量から各系統が正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・プールの水位が確保されていることを推定する。
②サプレッション・プールを水源とする常設高圧代替注水系ポンプ，代替循
環冷却系ポンプ，原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ，
残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプの吐出圧力から各ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・プール水位が確保されていることを推定する。
＜ポンプ停止基準＞
サプレッション・プール水位不明時は，上記①又は②の推定方法により，水源が確保されていることを推定する。原子炉圧力容器への注水中に，ＥＣＣＳ系の配管破断などによりサプレッション・プール水が流出し，ポンプの必要ＮＰＳＨが得られず，吐出圧力の異常（圧力低下，ハンチングなど）が確認された場合に，ポンプを停止する。
③監視可能であればサプレッション・プール水位（常用計器）により，水位を推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（12／14）①高圧代替注水系系統流量①代替循環冷却系原子炉注水流量①原子炉隔離時冷却系系統流量①高圧炉心スプレイ系系統流量①残留熱除去系系統流量①低圧炉心スプレイ系系統流量②常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力②代替循環冷却系ポンプ吐出圧力②原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力②高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力②残留熱除去系ポンプ吐出圧力②低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

第 6.4-4 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

水源の確保

55

分類

原子炉 建屋内の水 素 濃度58 条-55

格納容器内酸素濃度（SA）

原子炉建屋水素濃度

主要パラメータ

代替パラメータ ＊1②［格納容器内酸素濃度］＊2①格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）①格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力②静的触媒式水素再結合器動作監視装置

推定は，重要代替計器を優先する。

①格納容器内酸素濃度（SA）の監視が不可能となった場合には，格納容器雰
囲気放射線モニタ（D/W）又は格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）にて炉心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的なＧ値を入力とした評価結果（解析結果）により推定する。
①ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力により，格納容器内
圧力が正圧であることを確認することで，事故後の原子炉格納容器内への空気（酸素）の流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。
②監視可能であれば格納容器内酸素濃度（常用計器）により，酸素濃度を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①原子炉建屋水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉建屋水素濃度の監視が不可能となった場合には，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入ロ／出ロの差温度から水素濃度を推定）により推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（13／14）①主要パラメータの他チャンネル

第 6.4-4 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉格納容器内
の酸素濃度

56

分類

58 条-56

使用済燃料プール監視カメラ

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域） ①使用済燃料プール温度（SA）の監視が不可能となった場合には，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）により温度を推定する。
②使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）②使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済②使用済燃料プール監視カメラ
燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

使用済燃料プール温度（SA）①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域） ①使用済燃料プール監視カメラの監視が不可能となった場合には，使用済燃①使用済燃料プール温度（SA）
料プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料プール温度（SA），使用済燃料
プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて，使用済燃料プー①使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
ルの状態を推定する。

広域）を優先する。

推定は，使用済燃料プールを直接監視する使用済燃料プール水位・温度（SA①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域） ①使用済燃料プールエリア放射線モニタの監視が不可能となった場合には，②使用済燃料プール温度（SA）
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）にて水位を計測した後，水位と放②使用済燃料プール監視カメラ
射線量率の関係から放射線量を推定する。
②使用済燃料プール温度（SA）及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

推定は，同じ仕様である使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）を優先する。

の場合は使用済燃料プールを直接監視する使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）を優先する。

推定は，温度の場合は同じ仕様である使用済燃料プール温度（SA）を，水位①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）の監視が不可能となった場合には，使用済燃料プール温度（SA）により使用済燃料プールの温度を推定する。
また，使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて放射線量を計測した後，水位と放射線量率の関係から水位を推定する。
②使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

①使用済燃料プール温度（SA）①使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）②使用済燃料プール監視カメラ

使用済燃料プール水位・温度（SA広域）

代替パラメータ推定方法

代替パラメータ ＊1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（14／14）

主要パラメータ

第 6.4-4 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

使用済燃料プールの監視57

第 6.4-5 表

重大事故等対処設備に活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラメータ

分類
電源関係

補助パラメータＭ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ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Ａ電圧
直流 125V 主母線盤Ｂ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

補機関係

ほう酸水注入ポンプ吐出圧力その他

高圧窒素ガス供給系供給圧力
窒素ガスボンベ出口圧力
代替逃がし安全弁駆動装置窒素ガスボンベ出口圧力

58 条-5758

58 条-58

59

第 6.4-1 図

計装設備（重大事故等対処設備） 系統概要図（1）（監視機能喪失時に使用する設備）

58 条-59

60

第 6.4-2 図

計装設備（重大事故等対処設備） 系統概要図（2）（監視機能喪失時に使用する設備）

58 条-60

61

第 6.4-3 図

計装設備（重大事故等対処設備） 系統概要図（3）（計器電源喪失時に使用する設備）

58 条-61

62

第 6.4-4 図

計装設備（重大事故等対処設備） 系統概要図（4）（計器電源喪失時に使用する設備）

58 条-62

63

第 6.4-5 図

計装設備（重大事故等対処設備） 系統概要図（5）（計器電源喪失時に使用する設備）

58 条-63

64

第 6.4-6 図

計装設備（重大事故等対処設備） 系統概要図（6）（パラメータ記録時に使用する設備）

3.15

計装設備【58条】

＜

3.15

添付資料

目次

＞

計装設備

3.15.1

設置許可基準規則第58条への適合方針(1)

把握能力の整備（設置許可基準規則解釈の第1項 ａ））(2)

推定手段の整備（設置許可基準規則解釈の第1項 ｂ））
ａ．監視機能喪失時に使用する設備
ｂ．計器電源喪失時に使用する設備(3)

パラメータ記録時に使用する設備（設置許可基準規則解釈の第1項
ｃ））

3.15.2

重大事故等対処設備

3.15.2.1

計装設備

3.15.2.1.1

設備概要

3.15.2.1.2

主要設備の仕様

3.15.2.1.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.15.2.1.3.1

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針(1)

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第43条第1項一）(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）(4)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）

目－1

65

3.15.2.1.3.2

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針(1)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）(3)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）3.15.2.1.3.3

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針(1)

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）(2)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）(3)

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）(4)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）(5)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）(6)

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）

目－2

66

3.15

計装設備【58 条】【設置許可基準規則】（計装設備）
第五十八条

発電用原子炉施設には、重大事故等が発生し、計測機器（非常用のものを含む。）の故障により当該重大事故等に対処するために監視す
ることが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備を設けなければならない。

（解釈）１

第５８条に規定する「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
なお、「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメー
タ」とは、事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を
意味する。
ａ）

設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態の把握能力を明確にすること。（最高計測可能温度等）
ｂ）

発電用原子炉施設の状態の把握能力（最高計測可能温度等）を超えた場合の発電用原子炉施設の状態の推定手段を整備すること。
ⅰ） 原子炉圧力容器内の温度、圧力及び水位が推定できる手段を整備すること。

3.15-167

ⅱ）

原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量が推定できる手段を整備すること。

ⅲ） 推定するために必要なパラメータは、複数のパラメータの中から確からしさを考慮し、優先順位を定めておくこと。
ｃ） 原子炉格納容器内の温度、圧力、水位、水素濃度及び放射線量率など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計測又は監視及び記録ができること。

3.15-2

68

3.15

計装設備

3.15.1

設置許可基準規則第 58 条への適合方針

重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置又は保管する。
当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータ）は，「第 3.15-15 表
事故等対策における手順書の概要」のうち ， 「1.15

重大事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された主要パラメータ（重要監視パラメータ）とする。
当該パラメータを推定するために必要なパラメータは，「 第 3.15-15 表
大事故等対策における手順書の概要」のうち ， 「1.15

重事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された代替パラメータ（重要代替監視
パラメータ）とする。
主要パラメータ及び代替パラメータのうち，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも１つ以上有するパラメータを，それぞれ重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータとする。
主要パラメータ及び代替パラメータのうち，自主対策設備の計器のみで計測される場合は，有効監視パラメータとする。
また，電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態により発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメー
タを補助パラメータとする。なお，重大事故等対処設備の運転及び動作状態を表示する設備（ランプ表示灯等）については，各条文の設置許可基準規則
3.15-369

第 43 条への適合方針のうち，(2)操作の確実性（設置許可基準規則第 43 条第1 項二）にて，適合性を整理する。
重要監視パラメータ，重要代替監視パラメータ，有効監視パラメータ及び補助パラメータの選定については，第 3.15-1 図に示す。
なお，主要パラメータ及び代替パラメータを計測する設備を以下のとおり分類する。
主要パラメータを計測する計器は以下のとおり。
・重要計器
主要パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器をいう。
・常用計器
主要パラメータを計測する計器のうち，重要計器以外の自主対策設備の計器をいう。
代替パラメータを計測する計器は以下のとおり。
・重要代替計器
重要代替監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器をいう。
・常用代替計器代替パラメータを計測する計器のうち，重要代替計器以外の自主対策
設備の計器をいう。

(1)

把握能力の整備（設置許可基準規則解釈の第 1 項 ａ））
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備（重大事故等対処設備）について，設計基準を超える状態における発電用原子炉
施設の状態を把握するための能力（最高計測可能温度等（設計基準最大値
3.15-470等））を明確にする。計測範囲を第 3.15-16 表に示す。

(2)

推定手段の整備（設置許可基準規則解釈の第 1 項 ｂ））
ａ．監視機能喪失時に使用する設備
発電用原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計とする。
重要監視パラメータ又は有効監視パラメータ（原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量等）の計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合は，「第 3.1515 表

重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15

事故時の計装に関する手順等」の計器故障又は計器故障が疑われる場合の代替
パラメータによる推定又は計器の計測範囲を超えた場合の代替パラメー
タによる推定の対応手段等により推定ができる設計とする。

計器故障又は計器故障が疑われる場合に，当該パラメータの他チャンネルの計器がある場合は，他チャンネルの計器により計測とともに重要
代替監視パラメータが複数ある場合は，推定する重要監視パラメータとの関係性がより直接的なパラメータ，検出器の種類及び使用環境条件を踏まえた確からしさを考慮し，優先順位を定める。推定手段及び優先順
位を第 3.15-17 表に示す。

ｂ．計器電源喪失時に使用する設備
全交流動力電源が喪失した場合，又は直流電源の喪失が想定される場
合において，計測設備への代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備を使用する。
3.15-571

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替交流電源設備（10.2

代替電源設備）・可搬型代替交流電源設備（10.2

代替電源設備）・可搬型代替直流電源設備（10.2

代替電源設備）

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備については，「10.2代替電源設備」に示す。

代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合，特に重要なパラメータとして，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメー
タを計測するための設備については，温度，圧力，水位及び流量に係るものについて，乾電池を電源とした可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原
子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）及び可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）（以下「可搬型計測器」という。）により計測できる設計とする。
なお，可搬型計測器による計測においては，計測対象の選定を行う際の考え方として，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合は，いず
れか 1 つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視するものとする。また，同一の物理量について，複数のパラメータがある場合は，いずれか
1 つの適切なパラメータを選定し計測又は監視するものとする。

(3)

パラメータ記録時に使用する設備（設置許可基準規則解釈の第 1 項 ｃ））
原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視
3.15-672

パラメータが計測又は監視及び記録ができる設計とする。
重大事故等の対応に必要となるパラメータは，原則，電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。
重大事故等発生時の対応に必要となる可搬型計測器によるパラメータ及び複数の計算結果を使用し計算により推定するパラメータについても記録できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・安全パラメータ表示システム（SPDS）（データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置，SPDS データ表示装置）（第 3.15-4 図）

3.15-773

3.15.2

重大事故等対処設備

3.15.2.1
3.15.2.1.1

計装設備
設備概要

重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置又は保管する。
重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（主要パラメータ）及び当該パラメータを推定するために必要なパラメータ（代替パラメータ）の内，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータは，設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を把握できる計測範囲を有し，また，把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計とする。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備の電源は，直流又は交流電源が喪失した場合，代替電源設備から給電できる設計とする。
また，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータは，計測又は監視及び記録ができる設計とする。
計装設備に関する重大事故等対処設備一覧を第 3.15-1 表に示す。
第 3.15-2,3 図に重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計装設備の概要図を示す。

3.15-874

第 3.15-1 表計装設備に関する重大事故等対処設備一覧（1／3）

設備区分
主要設備 ＊１

設備名
原子炉圧力容器温度【常設】原子炉圧力【常設】原子炉圧力（SA）【常設】原子炉水位（広帯域）【常設】原子炉水位（燃料域）【常設】原子炉水位（SA 広帯域)【常設】
原子炉水位（SA 燃料域）【常設】高圧代替注水系系統流量【常設】低圧代替注水系原子炉注水流量【常設】代替循環冷却系原子炉注水流量【常設】原子炉隔離時冷却系系統流量【常設】高圧炉心スプレイ系系統流量【常設】残留熱除去系系統流量【常設】低圧炉心スプレイ系系統流量【常設】低圧代替注水系格納容器スプレイ流量【常設】低圧代替注水系格納容器下部注水流量【常設】代替循環冷却系格納容器スプレイ流量【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】格納容器下部水温【常設】サプレッション・チェンバ雰囲気温度【常設】サプレッション・プール水温度【常設】ドライウェル圧力【常設】サプレッション・チェンバ圧力【常設】サプレッション・プール水位【常設】格納容器下部水位【常設】格納容器内水素濃度（SA）【常設】格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）【常設】格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）【常設】
起動領域計装【常設】平均出力領域計装【常設】フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置圧力【常設】フィルタ装置スクラビング水温度【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】

3.15-975

第 3.15-1 表計装設備に関する重大事故等対処設備一覧（2／3）

設備区分
主要設備 ＊１

設備名
フィルタ装置入口水素濃度【常設】耐圧強化ベント系放射線モニタ【常設】代替循環冷却系ポンプ入口温度【常設】残留熱除去系熱交換器入口温度【常設】残留熱除去系熱交換器出口温度【常設】残留熱除去系海水系系統流量【常設】緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）【常設】
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）【常設】
代替淡水貯槽水位【常設】常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力【常設】常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力【常設】代替循環冷却系ポンプ吐出圧力【常設】原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力【常設】高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力【常設】残留熱除去系ポンプ吐出圧力【常設】低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力【常設】原子炉建屋水素濃度【常設】静的触媒式水素再結合器動作監視装置【常設】格納容器内酸素濃度（SA）【常設】
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）【常設】
使用済燃料プール温度（SA）【常設】
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】
使用済燃料プール監視カメラ【常設】（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置【常設】を含む）
データ伝送装置【常設】緊急時対策支援システム伝送装置【常設】SPDS データ表示装置【常設】データ表示装置【可搬】
可搬型計測器【可搬】

3.15-1076

第 3.15-1 表計装設備に関する重大事故等対処設備一覧（3／3）

設備区分
関連設備

設備名

付属設備

－

水源

－

流路

－

注水先

－

電源設備 ＊２

常設代替交流電源設備（燃料補給

常設代替高圧電源装置【常設】設備含む）

軽油貯蔵タンク【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機【常設】燃料移送ポンプ【常設】軽油貯蔵タンク【常設】燃料デイタンク【常設】非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ【常設】所内常設直流電源設備
125V

Ａ系蓄電池【常設】125V

Ｂ系蓄電池【常設】中性子モニタ用蓄電池Ａ【常設】中性子モニタ用蓄電池Ｂ【常設】常設代替直流電源設備
緊急用直流 125V 蓄電池【常設】
可搬型代替交流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
可搬型代替直流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型整流器【可搬】
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
代替所内電気設備
緊急用Ｍ／Ｃ【常設】緊急用Ｐ／Ｃ【常設】3.15-1177

＊１：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，格納容器内水素濃度（SA）及び格納容器内酸素濃度（SA）については，「3.9

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設備（設置許可基準規則第 52 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊１：原子炉建屋水素濃度及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置については，「3.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備（設置許可基準規則第 53 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊１：使用済燃料プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料プール温度（SA），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プー
ル監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）については，「3.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備（設置許可基準規則第 54 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊１：データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置，SPDS データ表示装置については，「3.18

緊急時対策所（設置許可基準規則第 61 条に対する設計方針を示す章）」及び「3.19通信連絡を行うために必要な設備（設置許可基準規則第 62 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊２：単線結線図を補足説明資料 58-2 に示す。
＊１：電気設備については，「3.14

電気設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.15-1278

発電用原子炉施設等の状態を監視する※１ 当該重大事故等に対処するために各技術的能力等に用いられる，以下に示すパラメータ・技術的能力に係る審査基準 1.1～1.15（設置許可基準規則第 44～58 条）の手順着手の判断基準及び当該重大事故等に対処するた
めに各技術的能力等に用いられるパラメータか ※１

操作手順に用いられるパラメータ。
ＮＯ・有効性評価の監視項目に係るパラメータ
・各技術的能力等で使用する設備（重大事故等対処設備を含む）の運転・動作状態を表示する設備

ＹＥＳ
対象外

（ランプ表示灯等）についてはパラメータとしては抽出しない。

※３

抽出パラメータ※２

重要監視パラメータは，重要代替監視パラメータ（当該パラメータ以外の重要監視パラメータ等）
もしくは有効監視パラメータによる推定手段を整備する。

炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視する
パラメータか※３ 重大事故等対処設備の運転・動作状態を表示する設備（ランプ表示灯等）については，各条文の設置
ＮＯ

許可基準規則第 43 条への適合方針のうち，(2)操作の確実性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）にて，適合性を整理する。
※４ 代替パラメータ：主要パラメータの推定に必要なパラメータ

ＹＥＳ

補助パラメータ ※５

パラメータの選定※５

電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態により発電用原

主要パラメータ

重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）について
は，重大事故等対処設備とする。

子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータ
主要パラメータは耐震性，耐環境性のある計器で確認できるかＮＯ
重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

ＹＥＳ

ＮＯ

当該パラメータの代替パラメータを計測する計器があるか

ＹＥＳ

代替パラメータ※４
当該パラメータに耐震性，耐環境性のある計器で確認できる代替パラメータがあるかＮＯ

代替パラメータは耐震性，耐環境性のある計器で確認できるか

ＮＯ

ＹＥＳ
ＹＥＳ

主要パラメータ

代替パラメータ※４

代替パラメータ

代替パラメータ

主要パラメータ

代替パラメータ

重要監視パラメータ ※２

重要代替監視パラメータ

有効監視パラメータ

有効監視パラメータ

重要代替監視パラメータ

重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも１つ以上有するパラメータ

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも１つ以上有するパラメータ

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が自主対策設備の計器でのみ計測されるパラメータ

自主対策設備の計器でのみ計測されるが，計測することが困難となった場合にその代替パラメータが重大事
故等対処設備としての要求事項を満たした計器で計測されるパラメータ

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも１つ以上有するパラメータ

計器は耐震性，耐環境性の
あるものか

ＮＯ

計器の選定

ＹＥＳ

ＮＯ
重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

主要パラメータを計測する計器は常用計器
主要パラメータの代替パラメータを計測する計器は常用代替計器

主要パラメータを計測する計器は重要計器・計測が困難になった場合は，計器の不確かさ等を考慮し，代替パラメータを計測する計器の優先順位を整備する。

・必要なパラメータの記録を行う。

計器は耐震性，耐環境性の
あるものか

ＹＥＳ

主要パラメータの代替パラメータを計測する
計器は重要代替計器
・主要パラメータを計測する計器の計測が困難となった場合
は，計器の不確かさ等を考慮し，代替パラメータを計測す

・計器電源喪失時は可搬型計測器により可能な限り監視を行う。
・パラメータの記録を行う。

仕様変更等の実施
・主要パラメータを計測する計器は重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器へ変更

る計器の優先順位を整備する。
・パラメータの記録を行う。

第 3.15-1 図

重大事故等時に必要なパラメータ及び計器の選定フロー
3.15-1379

3.15-14

80

第 3.15-2 図

計装設備（重大事故等対処設備） 概略系統図（1）3.15-15

81

第 3.15-3 図

計装設備（重大事故等対処設備） 概略系統図（2）3.15-16

82

第 3.15-4 図

計装設備（重大事故等対処設備） 概略系統図（3）（パラメータ記録時に使用する設備）

3.15-17

83

第 3.15-5 図

計装設備（重大事故等対処設備） 概略系統図（4）（計器電源喪失時に使用する計器）

3.15.2.1.2

主要設備の仕様

主要機器の仕様を第 3.15-2 表に示す。

第 3.15-2 表
名称

計装設備の主要機器仕様（1／4）

検出器の種類

計測範囲

個数

熱電対

0～500℃

4

原子炉格納容器内

原子炉圧力

弾性圧力検出器

0～10.5MPa[gage]

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉圧力（SA）

弾性圧力検出器

0～10.5MPa[gage]

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉水位（広帯域）

差圧式水位検出器－3,800～1,500mm＊１2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉水位（燃料域）

差圧式水位検出器－3,800～1,300mm＊２2

原子炉建屋原子炉棟 2 階

原子炉水位（SA 広帯域）

差圧式水位検出器－3,800～1,500mm＊１1

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉水位（SA 燃料域）

差圧式水位検出器－3,800～1,300mm＊２1

原子炉建屋原子炉棟 2 階

高圧代替注水系系統流量

差圧式流量検出器

0～50L／s

1

原子炉建屋原子炉棟地
下2階

0～500m３ ／h＊３0～ 80m３ ／h＊３,＊５

各1

原子炉建屋原子炉棟 3 階

0～300m３ ／h＊４0～ 80m３ ／h＊４,＊５

各1

原子炉建屋原子炉棟 2 階

原子炉圧力容器温度

低圧代替注水系原子炉注
水流量

取付箇所

差圧式流量検出器

代替循環冷却系原子炉注水流量

差圧式流量検出器

0～150m３ ／h

1

原子炉建屋原子炉棟地
上2階

原子炉隔離時冷却系系統
流量

差圧式流量検出器

0～50L／s

1

原子炉建屋原子炉棟地下2階

高圧炉心スプレイ系系統
流量

差圧式流量検出器

0～500L／s

1

原子炉建屋原子炉棟地
下1階

残留熱除去系系統流量

差圧式流量検出器

0～600L／s

3

原子炉建屋原子炉棟地
下1階

低圧炉心スプレイ系系統
流量

差圧式流量検出器

0～600L／s

1

原子炉建屋原子炉棟地
下1階

0～500m３ ／h＊３

1

原子炉建屋原子炉棟地
下1階

0～500m３ ／h＊４

1

原子炉建屋原子炉棟 3 階

低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量

差圧式流量検出器

低圧代替注水系格納容器
下部注水流量

差圧式流量検出器

0～200m３ ／h

1

原子炉建屋原子炉棟 3 階

代替循環冷却系格納容器
スプレイ流量

差圧式流量検出器

0～300m３ ／h

1

原子炉建屋原子炉棟地下2階

ドライウェル雰囲気温度

熱電対

0～300℃

8

原子炉格納容器内

サプレッション・チェン
バ雰囲気温度

熱電対

0～200℃

2

原子炉格納容器内

3.15-1884

第 3.15-2 表計装設備の主要機器仕様（2／4）

名称

検出器の種類

計測範囲

個数

サプレッション・プール
水温度

測温抵抗体

0～200℃

3

原子炉格納容器内

格納容器下部水温測温抵抗体

0～500℃ ＊６（ペデスタル床面 0m，＋0.2m＊７ ）各5

原子炉格納容器内

ドライウェル圧力

弾性圧力検出器

0～1MPa[abs]1

原子炉建屋原子炉棟 4 階

サプレッション・チェン
バ圧力

弾性圧力検出器

0～1MPa[abs]1

原子炉建屋原子炉棟 1 階

サプレッション・プール
水位

差圧式水位検出器－1～9m＊８（EL.2,030～12,030mm）

1

原子炉建屋原子炉棟地
下2階＋1.05m＊７,＊９（EL.12,856mm）

2

原子炉格納容器内＋0.50m,＋0.95m＊７,＊10（EL.12,306mm，12,756mm）

各2

原子炉格納容器内＋2.25m,＋2.75m＊７,＊11（EL.14,056mm，14,556mm）

各2

原子炉格納容器内

格納容器下部水位

電極式水位検出器

取付箇所

格納容器内水素濃度（SA）

熱伝導式
水素検出器

0～100vol％1

原子炉建屋原子炉棟 3 階

格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W)

イオンチェンバ

10－２ ～10５ Sv／h

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

格納容器雰囲気放射線モ
ニタ（S/C)

イオンチェンバ

10－２ ～10５ Sv／h

2

原子炉建屋原子炉棟地下1階

起動領域計装核分裂電離箱10－１ ～10６ cps（1.0×10３ ～1.0×10９
cm－２ ・s－１ ）0～40％又は 0～125％(1.0×10８～1.5×10１３
cm－２ ・s－１ )8

原子炉格納容器内

平均出力領域計装

核分裂電離箱0～125％(1.0×10１２ ～1.0×10１４
cm－２ ・s－１ )2＊12

原子炉格納容器内

フィルタ装置水位

差圧式水位検出器

180～5,500mm

2

格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽内

フィルタ装置圧力

弾性圧力検出器

0～1MPa[gage]1

格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽内

熱電対

O～300℃

1

格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽内

フィルタ装置スクラビン
グ水温度3.15-1985

第 3.15-2 表
名称フィルタ装置出口放射線
モニタ（高レンジ・低レ
ンジ）

計装設備の主要機器仕様（3／4）

検出器の種類

イオンチェンバ

計測範囲

個数

取付箇所

10－２ ～10５ Sv／h

1

原子炉建屋廃棄物処理棟1階

10－２ ～10５ Sv／h1

屋外（原子炉建屋南側外
壁面）

10－３ ～10４ mSv／h

1

原子炉建屋廃棄物処理棟1階

フィルタ装置入口水素濃
度

熱伝導式
水素検出器

0～100vol％2

原子炉建屋廃棄物処理
棟3階

耐圧強化ベント系放射線モニタ

イオンチェンバ

10－３ ～10４ mSv／h1

屋外（原子炉建屋東側外
壁面）

代替循環冷却系ポンプ入
口温度

熱電対

0～100℃

1

原子炉建屋原子炉棟地下2階

残留熱除去系熱交換器入
口温度

熱電対

0～300℃

2

原子炉建屋原子炉棟 1 階

残留熱除去系熱交換器出
口温度

熱電対

0～300℃

2

原子炉建屋原子炉棟地
下1階

残留熱除去系海水系系統
流量

差圧式流量検出器

0～550L／s

2

原子炉建屋廃棄物処理棟地下 1 階

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

差圧式流量検出器

0～800m３ ／h

1

原子炉建屋廃棄物処理棟地下 1 階

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

差圧式流量検出器

0～50m３ ／h

1

原子炉建屋廃棄物処理棟地下 1 階代替淡水貯槽水位

差圧式水位検出器

0～20m

1

常設低圧代替注水系格
納槽内

常設高圧代替注水系ポン
プ吐出圧力

弾性圧力検出器

0～10MPa[gage]

1

原子炉建屋原子炉棟地
下1階

常設低圧代替注水系ポン
プ吐出圧力

弾性圧力検出器

0～5MPa[gage]2

常設低圧代替注水系格
納槽内

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

弾性圧力検出器

0～5MPa[gage]

1

原子炉建屋原子炉棟地下2階

原子炉隔離時冷却系ポン
プ吐出圧力

弾性圧力検出器

0～10MPa[gage]

1

原子炉建屋原子炉棟地
下1階

高圧炉心スプレイ系ポン
プ吐出圧力

弾性圧力検出器

0～10MPa[gage]

1

原子炉建屋原子炉棟地
下1階

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

弾性圧力検出器

0～4MPa[gage]

3

原子炉建屋原子炉棟地
下1階

低圧炉心スプレイ系ポン
プ吐出圧力

弾性圧力検出器

0～4MPa[gage]

1

原子炉建屋原子炉棟地
下1階

3.15-2086

第 3.15-2 表
名称

計装設備の主要機器仕様（4／4）

検出器の種類

計測範囲

個数

取付箇所

触媒式
水素検出器

0～10vol％

2

原子炉建屋原子炉棟 6 階

熱伝導式
水素検出器

0～20vol％

3

原子炉建屋原子炉棟地
下 1 階，2 階

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置熱電対

0～300℃

4＊13

原子炉建屋原子炉棟 6 階

格納容器内酸素濃度（SA）

磁気力式
酸素検出器

0～25vol％

1

原子炉建屋原子炉棟 3 階

ガイドパルス式
水位検出器－4,300～＋7,200mm＊14（EL.35,077～46,577mm）

1

測温抵抗体

0～120℃

1

＊15

熱電対

0～120℃

1＊16

10－２ ～10５ Sv／h

1

10－３ ～10４ mSv／h

1

原子炉建屋水素濃度

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

原子炉建屋原子炉棟 6 階

イオンチェンバ

原子炉建屋原子炉棟 6 階

原子炉建屋原子炉棟 6 階

赤外線カメラ－1

原子炉建屋原子炉棟 6 階（使用済燃料プール監
視カメラ用空冷装置：原子炉建屋付属棟 4 階）

＊１：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）＊２：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）＊３：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用＊４：可搬型設備による対応時に使用＊５：狭帯域流量＊６：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器）＊７：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面）からの高さ＊８：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm）＊９：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）＊10：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）＊11：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）＊12：平均出力領域計装 A～F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計装の A,C,E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B,D,F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。
＊13：2 個の静的触媒式水素再結合器に対して，出入口に 1 個ずつ設置＊14：基準点は使用済燃料ラック上端 EL.39,377mm（使用済燃料プール底部より 4,688mm）＊15：検出点 2 箇所
＊16：検出点 8 箇所

3.15-2187

データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置，SPDS データ表示装置，データ表示装置の主要機器仕様を以下に示す。

兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（重大事故等時）
設

備名

データ伝送装置

使 用 回 線

有線系回線，無線系回線

個

一式

数

取 付 箇 所

原子炉建屋付属棟 4 階

設

緊急時対策支援システム伝送装置

備

名

使 用 回 線

有線系回線，衛星系回線

個

一式

数

取 付 箇 所

緊急時対策所 2 階

設

名

SPDS データ表示装置

数

一式

備

個

取 付 箇 所

緊急時対策所 2 階

設

名

データ表示装置 ※１

数

1（予備 1）個備

保 管 場 所

原子炉建屋付属棟 3 階
3.15-2288緊急時対策所 2 階（予備）※1：当該機器に関しては兼用する設備はない。

可搬型計測器の主要機器仕様を以下に示す。

設

備

名

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）

個数

保 管 場 所

20（予備 20）
原子炉建屋付属棟 3 階
緊急時対策所 2 階（予備）

設

備

名

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）

個数

保 管 場 所

18（予備 18）
原子炉建屋付属棟 3 階
緊急時対策所 2 階（予備）3.15-2389

3.15.2.1.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.15.2.1.3.1(1)

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉格納容器内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉
格納容器内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15-3 表に示す設計とする。
・原子炉圧力容器温度・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
・格納容器下部水温・格納容器下部水位
・起動領域計装・平均出力領域計装

なお，起動領域計装，平均出力領域計装については，未臨界確認を目
的に重大事故等時初期においてのみ機能を期待する設備のため，重大事
3.15-2490

故等時初期の原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。

第 3.15-3 表

想定する環境条件（原子炉格納容器内）

環境条件

対応

温度・圧力・湿度・放 検出器の設置場所である原子炉格納容器内で想定射線される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の 天候 によ る影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響
響は受けない。
海水を 通水 する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

風（台風）・竜巻・積 原子炉格納容器内に設置するため，風（台風）・
雪・火山の影響
竜巻・積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15-4 表に示す設計とする。
・原子炉圧力・原子炉圧力（SA）
・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）

3.15-2591

・原子炉水位（SA 燃料域）
・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
・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・プール水位
・格納容器内水素濃度（SA）
・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）
・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・残留熱除去系熱交換器出口温度・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力3.15-2692

・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・格納容器内酸素濃度（SA）
・使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
・使用済燃料プール温度（SA）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ

第 3.15-4 表

想定する環境条件（原子炉建屋原子炉棟内）

環境条件

対応

温度・圧力・湿度・放 検出器の設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で射線想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の 天候 によ る影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響
響は受けない。
海水を 通水 する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

風（台風）・竜巻・積 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台雪・火山の影響風）・竜巻・積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.15-2793

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋廃棄物処理棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋廃棄物処理棟内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15-5
表に示す設計とする。
・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・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）

第 3.15-5 表

想定する環境条件（原子炉建屋廃棄物処理棟内）

環境条件

対応

温度・圧力・湿度・放 検出器の設置場所である原子炉建屋廃棄物処理棟
射線内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の 天候 によ る影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響
響は受けない。
海水を 通水 する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

風（台風）・竜巻・積 原子炉建屋廃棄物処理棟内に設置するため，風（台雪・火山の影響風）・竜巻・積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.15-2894

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置格納槽内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置格納槽内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15-6 表に示す設計とする。
・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度

第 3.15-6 表

想定する環境条件（格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納層内）
対応

環境条件

温度・圧力・湿度・放 検出器の設置場所である格納容器圧力逃がし装置
射線
フィルタ装置格納槽内で想定される温度，圧力，
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の 天候 によ る影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響
響は受けない。
海水を 通水 する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

風（台風）・竜巻・積 格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置格納槽内に雪・火山の影響設置するため，風（台風）・竜巻・積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.15-2995

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，常設低圧代替注水系格納槽内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15-7
表に示す設計とする。
・代替淡水貯槽水位
・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

第 3.15-7 表

想定する環境条件（常設低圧代替注水系格納層内）

環境条件

対応

温度・圧力・湿度・放 検出器の設置場所である常設低圧代替注水系格納
射線
槽内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条
件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の 天候 によ る影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響
響は受けない。
海水を 通水 する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

風（台風）・竜巻・積 常設低圧代替注水系格納槽内に設置するため，風雪・火山の影響（台風）・竜巻・積雪及び火山の影響は受けな
い。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.15-3096

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の第 3.15-8 表に示す設計とする。
・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）
・耐圧強化ベント系放射線モニタ

第 3.15-8 表

想定する環境条件（屋外）

環境条件

対応

温度・圧力・湿度・放 検出器の設置場所 ※１ である屋外で想定される温射線
度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に よ る 影 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう
響
防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海 水 を 通 水 す る 系 統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

風（台風）・竜巻・積 屋外に設置するため，想定される風（台風）及び雪・火山の影響
竜巻の風荷重，積雪，火山の影響による荷重を考
慮し，機器が損傷しない設計とする。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

※1：フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）；原子炉建屋南側外壁面 EL.約 23m※1：耐圧強化ベント系放射線モニタ；原子炉建屋東側外壁面 EL.約 35m

3.15-3197

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋付属棟内に設置又は保管する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋付属棟内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15-9 表に示す
設計とする。
・使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
データ伝送装置は，原子炉建屋付属棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋付属棟内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15-9 表に示す設計とする。
データ表示装置及び可搬型計測器は，原子炉建屋付属棟内に保管するため，重大事故等時における原子炉建屋付属棟内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15-9 表に示す設計とする。

第 3.15-9 表

想定する環境条件（原子炉建屋付属棟内）

環境条件

対応

温度・圧力・湿度・放 設置場所である原子炉建屋付属棟内で想定される
射線
温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の 天候 によ る影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響
響は受けない。
海水を 通水 する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

風（台風）・竜巻・積 原子炉建屋付属棟内に設置するため，風（台風）・
雪・火山の影響
竜巻・積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.15-3298

緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS データ表示装置は，緊急時対策所内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事
故等が発生した場合における，緊急時対策所内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15-10 表に示す設計とする。
データ表示装置及び可搬型計測器は，緊急時対策所内に保管するため，
重大事故 等時に おけ る緊急時 対策所 内の 環境条件 を考慮し， 以下の 第3.15-10 表に示す設計とする。

第 3.15-10 表

想定する環境条件（緊急時対策所内）

環境条件

対応

温度・圧力・湿度・放 設置又は保管場所である緊急時対策所内で想定さ射線れる温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に よ る 影 屋外に設置するものではないため，天候による影響
響は受けない。
海 水 を 通 水 す る 系 統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

風（台風）・竜巻・積 緊急時対策所内に設置又は保管するため，風（台雪・火山の影響風）・竜巻・積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。
（58-3-1～19）

3.15-3399

(2)

操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
第 3.15-11 表に操作対象機器を示す。
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内酸素濃度（SA）及びフィルタ装
置入口水素濃度を計測するためのサンプリング装置は，中央制御室のＳ
Ａ監視操作盤から操作が可能な設計とする。ＳＡ監視操作盤を操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，
操作対象及び操作状況については画面表示された機器名称及び状態表示を確認することで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，中央制御室にて空冷装置の弁操作及び起動操作を可能とし，想定される重大事故等発生時の環境下においても，確実に操作ができる設計とする。また，スイッチは，機器の名称等を表示した銘板又は操作画面の表示等により，操作者の操作性及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
SPDS データ表示装置は，電源，通信ケーブルは接続されており，各パラメータを監視するにあたり，運転員等及び重大事故等対応要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。重大事故等が発生した場合において，設置場所である緊急時対策所において，一般のコンピュータと3.15-34100

同様にスイッチ操作することにより，確実に各パラメータを監視することが可能な設計とする。
データ表示装置は，設計基準対処施設とは兼用しないため，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。データ表
示装置は，通常は操作を行わずに常時伝送が可能な設計とする。
可搬型計測器の接続箇所は，中央制御室にて操作を可能とし，想定される重大事故等時の環境下においても，確実に操作できる設計とする。
操作場所である中央制御室の各制御盤では，十分な操作空間を確保する。
可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，ボルト・ネジ接続とし，接続規格を統一することにより，一般的に使用される工具を用いて確実に接続できる設計とし，付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。

第 3.15-11 表

操作対象機器

機器名称

状態の変化

操作場所

操作方法

サンプリング装置
格納容器内水素濃度（SA）
格納容器内酸素濃度（SA）

停止⇒起動
自動⇔手動
系統選択（D/W⇔S/C）

中央制御室

スイッチ操作

サンプリング装置（フィルタ装置入口水素濃度）

停止⇒起動
自動⇔手動
系統選択（A 系⇔B 系）

中央制御室

スイッチ操作使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置

停止⇒起動

中央制御室

スイッチ操作使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置空気供給弁

全閉⇒全開

中央制御室

スイッチ操作SPDS データ表示装置

起動・停止（パラメータ監視）

緊急時対策所

スイッチ操作

データ表示装置

起動・停止（パラメータ監視）

中央制御室

スイッチ操作

可搬型計測器

接続箇所端子リフト
可搬型計測器接続

中央制御室

接続操作

3.15-35101

常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備
は設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ構成で使用できる設計とする。
・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）
・原子炉水位（燃料域）
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・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)
・起動領域計装・平均出力領域計装・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系海水系系統流量
・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）

常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備
は設計基準事故対処設備と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使
3.15-36102用できる設計とする。
・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力（SA）
・原子炉水位（SA 広帯域）
・原子炉水位（SA 燃料域）
・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
・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・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・プール水位
・格納容器下部水位
・格納容器内水素濃度（SA）
・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度
3.15-37103

・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・代替循環冷却系ポンプ入口温度・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）
・代替淡水貯槽水位
・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・格納容器内酸素濃度（SA）
・使用済燃料プール温度（SA）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）（58-3-18,20）（58-8-9）(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）（ⅰ）要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
3.15-38104

第 3.15-12 表に計装設備の試験・検査内容を示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備は，原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正ができる設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）及びデータ表示装置は，原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
可搬型計測器は，原子炉の運転中又は停止中に，，模擬入力による性能の確認ができる設計とする。
（58-5-1～11）

3.15-39105

第 3.15-12 表
計器分類

計装設備の試験及び検査内容（1／3）
原子炉の状
態

パラメータ
原子炉水位（広帯域）

項目

内容

停止中

機能・性能検査 計器校正

格納容器下部水位

停止中

機能・性能検査 動作確認

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）

運転中又は
停止中

機能･性能検査

計器校正

原子炉圧力

停止中

機能･性能検査

計器校正

停止中

機能･性能検査計器校正

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）
水位計

サプレッション・プール水位
フィルタ装置水位
代替淡水貯槽水位

原子炉圧力（SA）
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
フィルタ装置圧力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力圧力計
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量流量計

低圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
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）

3.15-40

106

第 3.15-12 表
計器分類

計装設備の試験及び検査内容（2／3）
原子炉の状
態

パラメータ
原子炉圧力容器温度

停止中

ドライウェル雰囲気温度

項目

内容

機能・性能検査 絶縁抵抗測定
温度 1 点確認
計器校正

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
格納容器下部水温フィルタ装置スクラビング水温度
温度計

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
残留熱除去系熱交換器出口温度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）

運転中又は
停止中

使用済燃料プール温度（SA）
格納容器内水素濃度（SA）
水素及び
酸素濃度
計

停止中

機能・性能検査 基準ガス校正
計器校正

停止中

機能・性能検査 線源校正
計器校正

フィルタ装置入口水素濃度
原子炉建屋水素濃度
格納容器内酸素濃度（SA）
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)

放射線量
率計

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
耐圧強化ベント系放射線モニタ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レ 運転中又は停止中
ンジ・低レンジ）
起動領域計装原子炉
出力
平均出力領域計装3.15-41

運転中

機能・性能検査 プ ラ トー 特 性確認

停止中

絶縁抵抗測定計器校正

運転中

機能・性能検査 プ ラ トー 特 性確認

停止中

絶縁抵抗測定計器校正

107

第 3.15-12 表
計器分類

計装設備の試験及び検査内容（3／3）
原子炉の状
態

パラメータ

項目

内容

使用済燃料プール監視カメラ

運転中又は 機能・性能検査 外観点検
停止中
表示確認

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置

運転中又は 機能・性能検査 外観点検
停止中
動作確認

データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装 運転中又は 機能・性能検査 外観検査
置，SPDS データ表示装置，データ表示装置
停止中
データの表示及び
伝送の確認
運転中又は 機能・性能検査 模 擬 入 力 に よ る 表
停止中
示の確認

可搬型計測器(4)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）（ⅰ）要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備は，本来の用途以外に使用しない設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）及びデータ表示装置は，本来の用途以外に使用しない設計とする。

可搬型計測器は，本来の用途以外には使用しない設計とする。可搬型
計測器の計装ケーブルの接続は，接続規格を統一することにより，速や3.15-42108

かに接続操作可能な設計とする。
可搬型計測器の移動及び接続については，中央制御室でのパラメータ
監視が不能となった場合に第 3.15-6 図に示すタイムチャートのとおり
速やかに接続操作可能である。

第 3.15-6 図

可搬型計測器による監視パラメータ計測のタイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.15（事故時の計装に関する手順等）で示すタイムチャート

3.15-43109

(5)悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）（ⅰ）要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備のう
ち，多重性を有するパラメータの計測装置（第 3.15-13 表）は，チャンネル相互を物理的，電気的に分離し，チャンネル間の独立を図る設計とする。また，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測装置の間においてもパラメータ相互をヒューズにより電気的に分離することで，当該計装設備以外の設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
データ表示装置は，重大事故等時は重大事故等対処設備として系統を構成することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型計測器は，通常時は接続先の系統と分離された状態であること
及び重大事故等時は重大事故等対処設備として系統を構成することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

3.15-44110

第 3.15-13 表
名称

多重性を有するパラメータ

計測範囲

個数

原子炉圧力

0～10.5MPa[gage]

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉圧力（SA）

0～10.5MPa[gage]

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉水位（広帯域）－3,800～1,500mm＊１2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉水位（燃料域）－3,800～1,300mm＊２2

原子炉建屋原子炉棟 2 階

格納容器下部水温0～500℃ ＊３（ペデスタル床面 0m，0.2m＊４ ）各5

原子炉格納容器内＋1.05m＊４,＊５（EL.12,856mm）

2

原子炉格納容器内＋0.50m,＋0.95m＊４,＊６（EL.12,306mm，12,756mm）

各2

原子炉格納容器内＋2.25m,＋2.75m＊４,＊７（EL.14,056mm，14,556mm）

各2

原子炉格納容器内

格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W)

10－２ ～10５ Sv／h

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C)

10－２ ～10５ Sv／h

2

原子炉建屋原子炉棟地下 1 階

起動領域計装10－１ ～10６ cps（1.0×10３ ～1.0×10９
cm－２ ・s－１ ）0～40％又は 0～125％(1.0×10８～1.5×10１３
cm－２ ・s－１ )8

原子炉格納容器内

平均出力領域計装0～125％(1.0×10１２ ～1.0×10１４
cm－２ ・s－１ )2＊８

原子炉格納容器内

フィルタ装置水位

180～5,500mm

2

格納容器圧力逃がし装置フィ
ルタ装置格納槽内

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）

10－２ ～10５ Sv／h

2

原子炉建屋廃棄物処理棟 1 階，
屋外（原子炉建屋南側外壁面）

フィルタ装置入口水素濃度0～100vol％2

原子炉建屋廃棄物処理棟 3 階

格納容器下部水位

取付場所＊１：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）＊２：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）＊３：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器）＊４：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面）からの高さ＊５：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）＊６：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）＊７：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）＊８：平均出力領域計装 A～F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計
装の A,C,E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B,D,F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。

3.15-45111

(6)設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

格納容器内水素濃度（SA），格納容器内酸素濃度（SA），フィルタ装置
入口水素濃度のサンプリング装置は，原子炉建屋原子炉棟，原子炉建屋
付属棟又は原子炉建屋廃棄物処理棟に設置し，中央制御室にて監視を行う設計とする。サンプリング装置は，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ない中央制御室のＳＡ監視操作盤から操作が可能な設計とする。
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋付属棟 4 階に設置し，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ない中央制御室にて空冷装置の弁操作及び起動操作が可能な設計とする。
データ表示装置及び SPDS データ表示装置は，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ない中央制御室又は緊急時対策所にそれぞれ設置し，操作可能な設計とする。
可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，放射線量が高くなるおそれの少ない中央制御室で操作可能な設計とする。
第 3.15-14 表に操作対象機器設置場所を示す。

3.15-46112

第 3.15-14 表

操作対象機器設置場所

機器名称

設置場所

操作／監視場所

サンプリング装置
格納容器内水素濃度（SA）
格納容器内酸素濃度（SA）

原子炉建屋原子炉棟 3 階

中央制御室／中央制御室

サンプリング装置（フィルタ装置入口水素濃度）

原子炉建屋廃棄物処理棟
3階

中央制御室／中央制御室

使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置

原子炉建屋付属棟 4 階

中央制御室／中央制御室

使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置空気供給弁

原子炉建屋付属棟 4 階

中央制御室／中央制御室

データ表示装置

中央制御室

中央制御室／中央制御室

SPDS データ表示装置

緊急時対策所

緊急時対策所／緊急時対策所

可搬型計測器

中央制御室

中央制御室／中央制御室（58-3-17,19）（58-8-8）

3.15.2.1.3.2(1)

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針

容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測範囲について
は，第 3.15-16 表に示す。
常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，
設計基準事故時の計測機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する
場合の計測範囲が，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できるため，設計基準事故対処

3.15-47113

設備と同仕様の設計とする。
・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）
・原子炉水位（燃料域）
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・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)
・起動領域計装・平均出力領域計装・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系海水系系統流量
・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できる設計とする。
・原子炉圧力容器温度
3.15-48114

・原子炉圧力（SA）
・原子炉水位（SA 広帯域）
・原子炉水位（SA 燃料域）
・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
・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・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・プール水位
・格納容器下部水位
・格納容器内水素濃度（SA）
・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・代替循環冷却系ポンプ入口温度
3.15-49

115

・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）
・代替淡水貯槽水位
・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・格納容器内酸素濃度（SA）
・使用済燃料プール温度（SA）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

安全パラメータ表示システム（SPDS）は，想定される重大事故等時に発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ容量を伝送できる設計とする。
SPDS データ表示装置は緊急時対策所に 1 セットを設置し，常設設備であるが，保守点検又は故障時のバックアップ用として，自主的に 1 セットを保管する設計とする。
（58-6-1～78）(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）（ⅰ）要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，3.15-50116

二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，二以上の発電用原子炉施設
において共用しない設計とする。

(3)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）（ⅰ）要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。
重要代替監視パラメータを計測する設備は，重要監視パラメータと異なる物理量（水位，注水量等）の計測又は測定原理とすることで，重要監視パラメータを計測する設備に対して可能な限り多様性を持った計測方
法により計測できる設計とする。
3.15-51117

重要代替監視パラメータは，重要監視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，共通要因によって，その機能が損なわれることを防止するために，有線系及び無線系の通信回線を設けるなど多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする。
また，電源については，設計基準事故対処設備である非常用交流電源
設備及び非常用直流電源設備に対して多様性及び位置的分散を考慮した
代替電源設備からの供給が可能な設計とする。
（58-2-1～3）（58-3-1～19）

3.15-52118

3.15.2.1.3.3(1)

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針

容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある
容量を有するものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

データ表示装置は，中央制御室の運転員が，発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うために必要なデータの表示が可能な設計とする。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 個を含めて合計 2 個を中央制御室及び緊急時対策所に分散して保管する。
可搬型計測器は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）の計測用として 1 セット 20 個（測定時の故障を想定した予備として 1 個含む）使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップとして 20 個を含めて合計 74
個を中央制御室及び緊急時対策所に分散して保管する。
可搬型計測器は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）の計測用として 1 セット 18 個（測定時の故障を想定した予備 1 個含む）使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 18 個を含めて合計 36 個を分散して保管する。
（58-3-17,19）（58-8-1～5）

3.15-53119

(2)確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）（ⅰ）要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
データ表示装置の接続ケーブルは，工具を用いない簡便な方法により容易に接続できる設計とする。
可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，ボルト・ネジ接続とし，接続規格を統一することにより，一般的に使用される工具を用いて容易かつ確実に接続操作可能な設計とする。

(3)

複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）（ⅰ）要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

（ⅱ）適合性3.15-54120

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。
データ表示装置及び可搬型計測器は，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）に該当しないことから，対象外である。
（58-8-6～9）(4)

設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

データ表示装置の接続ケーブル及び可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，放射線量が高くなるおそれの少ない設置場所である中央制御室で操作可能な設計とする。
（58-8-6～9）(5)

保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）（ⅰ）要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
3.15-55121

備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。
データ表示装置及び可搬型計測器は，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備と可能な限り位置的分散を図り，頑健性を有する原子炉建屋付属棟及び緊急時対策所に保管する設計とする。
（58-3-17,19）（58-8-6～9）(6)

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
データ表示装置及び可搬型計測器は，中央制御室及び緊急時対策所に保管しており，保管場所から接続場所までの運搬経路について，移動に支障をきたすことがないよう複数のアクセスルートを確保し，接続場所
である中央制御室まで移動できる設計とする。
（58-3-17,19）（58-8-6～9）
3.15-56122

(7)設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）（ⅰ）要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。
データ表示装置及び可搬型計測器は，可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）であり，可搬型重大事故防止設備に該当しないことから，対象外である。
（58-3-17,19）（58-8-6～9）

3.15-57

123

第 3.15-15 表
1.15

重大事故等対策における手順書の概要

事故時の計装に関する手順等

方針 目的

重大事故等が発生し，計測機器の故障等により当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合に，当該パラメータの推定に有効な情報を把握するため，計器故障時の対応，計器の計測範囲を超えた場合への対応，計器電源の喪失時の対応，計測結果を記録する手順等を整備する。
主要パラメータを計測する計器の故障により主要パラメータの監視機能が喪失した場合は，代替パラメータによる推定を行う。
推定にあたっては，使用する計器が複数ある場合は，代替パラメータと主要パラメータの関連性，検出器の種類，使用環境条件及び計測される値の不確かさを考慮し，使用するパラメータの優先順位をあらかじめ定める。
代替パラメータの優先順位及び推定方法は，第 3.15-17 表に示す。
代替パラメータによる主要パラメータの推定は，以下の方法で行う。
・同一物理量（温度，圧力，水位，放射線量率，水素濃度及び中性子束）から推

計器 故障 時 のパラ メー タ推 定

定・水位を注水源もしくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力から推定・流量を注水先又は注水源の水位変化を監視することにより推定
・除熱状態を温度，圧力等の傾向監視により推定
・原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいを水位,圧力等の傾向監視により推定・圧力又は温度を水の飽和状態の関係から推定
・ドライウェル圧力とサプレッション・チェンバ圧力の差圧から原子炉格納容器内の水位を推定・未臨界状態の維持を制御棒の挿入状態により推定
・あらかじめ評価したパラメータの相関関係により酸素濃度を推定

監視 機能 の喪失

対応 手段 等・装置の作動状況（差温度）により水素濃度を推定
・使用済燃料プールの状態を同一物理量（温度），あらかじめ評価した水位と放射線量の相関関係及びカメラによる監視により，使用済燃料プールの水位又は必要な水遮蔽が確保されていることを推定
主要パラメータを計測する多重化された重要計器 ※１ が，計器の故障により計測することが困難になった場合に，故障計器以外の他チャンネルの重要計器により計測を行う。

計器 の計 測 範囲 を 超え た場 合 の パラ メ ータ 推 定

原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータのうち，パラメータの値が計器の計測範囲を超えるものは，原子炉圧力容器内の温度と水位である。
原子炉圧力容器内の温度及び水位の値が計器の計測範囲を超えた場合，発電用原子炉施設の状態を推定するための手段は，以下のとおり。
・原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータである原子炉圧力容器温度が計
測範囲を超えた場合，原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容
器内の温度を推定する。
・原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータである原子炉水位が計測範囲を超えた場合，高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレ
イ系系統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量のうち，機器動作状態にある流量計より崩壊熱除去に必要な水量の差を算出し，直前まで判明していた水位に変換率を考慮することにより原子炉圧力容器内の水位を推定する。

3.15-58124

計器 電源 の喪失 時 の対応

計器 電源 の喪失
対応 手段 等

全交流動力電源喪失及び直流電源喪失により計器電源が喪失した場合，特に重要なパラメ一タとして，パラメータ選定で選定した重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視を行う手段は，以下のとおり。
・全交流動力電源喪失及び直流電源喪失により計器電源が喪失した場合に，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備
から，計器へ給電する。
・代替電源設備による給電ができない場合には，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する計器については，温度，圧力，水位及び流量に係るものについて，可搬型計測器を接続し計測又は監視する。
また，可搬型計測器の計測結果を工学値に換算する換算表を準備する。
可搬型計測器による計測対象の選定を行う際，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合は，いずれか 1 つの適切なパラメータを選定し計測又は監視する。
同一の物理量について，複数のパラメータがある場合は，いずれか 1 つの適切なパラメータを選定し計測又は監視する。

記録

重大事故等発生時において，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度
及び放射線量率等，想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメー
タ及び重要代替監視パラメータの計測結果について，以下の方法により計測結果を記録する。
・データ伝送装置又は緊急時対策支援システム伝送装置にて電磁的に記録，保存する。
・複数の計測結果を使用し計算により推定する主要パラメータの値，可搬型計
測器により計測されるパラメータの値は，記録用紙に記録する。

3.15-59125

パラ メー タ の選 定

重大事故等に対処するために監視することが必要となるパラメータを技術的能力
1.1～1.15（設置許可基準規則第 44 条～58 条）の手順着手の判断基準及び操作手順に用いるパラメータ並びに有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータより抽出し，これを抽出パラメータとする。
抽出パラメータのうち，炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策等を成功させる
ために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータを主要パラメータとする。
また，計器の故障，計器の計測範囲を超えた場合及び計器電源の喪失により，主要パラメータを計測することが困難となった場合において，主要パラメータを推定するために必要なパラメータを代替パラメータとする。
主要パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要監視パラメータ
主要パラメータのうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも 1 つ以上有するパラメータをいう。
・有効監視パラメータ
主要パラメータのうち，自主対策設備の計器のみで計測されるが，計測することが困難になった場合にその代替パラメータが重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器で計測されるパラメータをいう。

配慮 すべ き 事項

代替パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要代替監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも 1 つ以上有するパラメータをいう。
・有効監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータが自主対策設備の計器のみで計測されるパラメータをいう。

発電用
原子 炉施 設 の
状態把握

また，抽出パラメータのうち，発電用原子炉施設の状態を直接監視することはでき
ないが，電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態等により発電用原子炉施設の状態を捕助的に監視するパラメータを補助パラメータとする。なお，重大事故等対処設備の運転・動作状態を表示する設備（ランプ表示等）については，各条文の設置許可基準規則第 43 条への適合状況のうち，(2)操作の確実性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）にて，適合性を整理する。
主要パラメータを計測する多重化された重要計器 ※ １ が,計器の故障により計測することが困難になった揚合に,故障計器以外の他チャンネルの重要計器により計測を行う。
重要監視パラメータを計測する重要計器 ※ １ 及び重要代替監視パラメータを計測す
る重要代替計器 ※ ２ の計測範囲及び個数，耐震性及び非常用電源からの給電の有無を示し,設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握する能力を明確化する。

確か らし さの考慮

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

電源 確保

全交流動力電源が喪失した場合において,計測設備への代替電源設備として常設
代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備より，計器へ給電する。

※１：重要計器；重要代替監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器※２：重要代替計器；重要代替監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器

3.15-60126

分類①原子炉圧力容器内の
温度

1
6
5
1
.
3

②原子炉圧力容器内の圧力③原子炉圧力容器 内の水 位

127

＊2

原子炉水位（SA 広帯域）

＊2

＊2

＊2

原子炉水位（SA 広帯域）

原子炉水位（SA 燃料域）

原子炉圧力容器温度

8.23MPa[gage]

8.23MPa[gage]＊2＊2

高圧炉心スプレイ系系統流量

残留熱除去系系統流量＊2

原子炉隔離時冷却系系統流量

低圧炉心スプレイ系系統流量＊2＊2

代替循環冷却系原子炉注水流量＊2－3,800～1,500 ㎜ －3,800～1,400 ㎜＊1＊4＊4－3,800～1,300 ㎜
448～1,300 ㎜
＊1
＊5
＊5

低圧代替注水系原子炉注水流量

高圧代替注水系系統流量

原子炉水位（SA 燃料域）

原子炉水位（SA 広帯域）

原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（広帯域）

＊2

4

個数
Ss 機能
維持

耐震性

電源
緊急用
直流電源

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

重 大 事 故 等 時 に お い て ， 炉 心損 傷 の 判 断 基準である 300℃を監視可能。

把握能力（計測範囲の考え方）

2

2

Ss 機能
維持

S

区分Ⅰ,Ⅱ
直流電源
緊急用
直流電源

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

重 大 事 故 等 時 に お け る 原 子 炉圧 力 容 器 最 高使用圧力（8.62MPa［gage］）の 1.2 倍（事故時の判断基準）である 10.34MPa［gage］
を監視可能。

「⑫最終ヒートシンクの確保＜残留熱除去系＞」を監視するパラメータと同じ。

302℃＊3

設計基準「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
Ss 機能 区分Ⅰ,Ⅱ
2
維持
直流電源
区分Ⅰ,Ⅱ
2
S
直流電源
炉心の冷却状況を把握する上で,原子炉水位
緊急用（300～1,400mm ＊4）－3,800～1,500 ㎜ －3,800～1,400 ㎜ 制御範囲（レベル 3～8）
Ss 機能
＊1
1
直流電源
及び燃料有効長下端付近まで監視可能。
＊4
＊4
維持
＊22
緊急用
－3,800～1,300 ㎜
448～1,300 ㎜
Ss 機能
＊1
1
直流電源
＊5
＊5
維持
＊22
＊2

＊2

原子炉水位（燃料域）＊1 0～10.5MPa[gage]

原子炉圧力（SA）

原子炉水位（広帯域）＊1 0～10.5MPa[gage]

原子炉圧力

＊2

＊2

原子炉水位（燃料域）＊2＊2

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（SA 燃料域）

＊2

原子炉圧力（SA）

残留熱除去系熱交換器入口温度＊20～500℃

計測範囲

差圧式水位
検出器

差圧式水位
検出器

差圧式水位
検出器
差圧式水位
検出器

弾性圧力
検出器
弾性圧力
検出器

熱電対

検出器の
種類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（1／10）

原子炉圧力

原子炉圧力容器温度

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 3.15-16 表

1

1

1

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

2
6
5
1
.
3

分類

④原子炉圧力容器への注水量

128

＊2

＊2

＊2

＊2

＊2

サプレッション・プール水位

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）

0～600L／s

低圧炉心スプレイ系系統流量＊20～600L／s

残留熱除去系系統流量

代替淡水貯槽水位－＊60～150m ３ ／h

代替循環冷却系原子炉注水流量456L／s

470L／s－＊6－＊60～80m ３ ／h
＊8,＊9

(可搬型)

0～300m ３ ／h
＊8－＊6

0～80m ３ ／h
＊7,＊9

(常設)

(可搬型)

－＊6

0～500m ３ ／h
＊7

(常設)

低圧代替注水系原子炉
注水流量438L／s0～500L／s

高圧炉心スプレイ系系統流量

40L／s

0～50L／s

原子炉隔離時冷却系系統流量

－＊6

設計基準

0～50L／s

計測範囲

11

高圧炉心スプレイ系ポンプの最大流量（438L／s）
を監視可能。

1

低圧炉心スプレイ系ポンプの最大流量（456L／s）
を監視可能。

差圧式流量
検出器
差圧式流量
検出器

緊急用
直流電源
区分Ⅰ
直流電源
区分Ⅲ
計測用
交流電源
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22

S

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

緊急用
直流電源
＊22
区分Ⅰ,Ⅱ
計測用
交流電源
区分Ⅰ
計測用
交流電源
Ss 機能
維持
S

差圧式流量
検出器

緊急用
直流電源
＊22

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

検出器の
種類

電源

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持
Ss 機能
維持

耐震性

「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

3

残留熱除去系ポンプの最大流量（470L／s）を
監視可能。

1

1

1

1

1

1

常設高圧代替注水系ポンプの最大流量（38L／s）
を監視可能。
原子炉隔離時冷却系ポンプの最大流量（40L／s）
を監視可能。

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器
へ の注 水 時 に お け る 最 大 流 量 （ 470m ３ ／ h） を監視可能。
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水時におけるミニフロー調整時の最大流量（75m３ ／h）を監視可能。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水時における可搬型代替注水大型ポンプによる最大流量（268m ３ ／h）を監視可能。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水時における可搬型代替注水大型ポンプによるミニフロー調整時の最大流量（75m３／h）を監視可能。
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注
水 時に お け る 最 大 流 量 （ 100m ３ ／ h） を 監 視 可能。

個数

把握能力（計測範囲の考え方）

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（2／10）

高圧代替注水系系統流量

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 3.15-16 表

1

1

⑦

⑥

③

②

⑤

④

①

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

分類

3
6
5
1
.
3

⑤原子炉格納容器への注水 量⑥原子炉格納容器内の温度

129

0～200m ３ ／h

(可搬型)

低圧代替注水系格納容器下部注水流量＊2

格納容器下部水位＊1

サプレッション・チェンバ圧力

＊2

(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)
ドライウェル圧力＊2

サプレッション・プール水温度

サプレッション・チェンバ雰囲気 ＊1
温度

ドライウェル雰囲気温度＊2＊2

代替淡水貯槽水位

サプレッション・プール水位

0～500℃＊10（ペデスタル
床面 0m＊11）0～500℃＊10（ペデスタル
床面＋0.2m＊11）0～200℃

0～200℃

0～300℃

0～500m ３ ／h
＊8

個数

耐震性

5

ペデスタル床面から 0.2m 以上のデブリが堆積し た際 に 水温 上 昇や 高 温の デブ リ が 接 触し 指
示 値が ダ ウン ス ケー ル する こと で デ ブ リ堆 積を検知可能。

－＊6

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源
＊23

緊急用
直流電源
＊23

緊急用
直流電源

緊急用
直流電源
＊22,＊23
緊急用
直流電源
＊22

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

5

3

2

ペ デス タ ル底 部 にデ ブ リが 落下 し た 際 に水 温
上 昇や 高 温の デ ブリ が 接触 し指 示 値 が ダウ ン
スケールすることでデブリ落下を検知可能。

格 納容 器 の 限 界 圧 力 （ 620kPa[gage]） に お ける サプ レ ッシ ョ ン・ プ ール 水の 飽 和 温 度（ 約
167℃）を監視可能。

格納容器の限界温度（200℃）を監視可能。

8

電源
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊23

「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

低 圧代 替 注水 系 （常 設 ）に よる 格 納 容 器ス プ
Ss 機能
レイ時における最大流量（449m ３ ／ h）を監視
1維持可能。
低 圧代 替 注水 系 （可 搬 型） によ る 格 納 容器 ス
Ss 機能プ レイ 時 にお け る可 搬 型代 替注 水 大 型 ポン プ
1
維持
３
による最大流量（349m ／h）を監視可能。
低 圧代 替 注水 系 （常 設 ）に よる 格 納 容 器下 部
Ss 機能への注水時における最大流量 （168m ３ ／h）を
1
維持
監視可能。
「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

把握能力（計測範囲の考え方）

－＊6

88℃

136℃

136℃

－＊6

－＊6

－＊6

0～500m ３ ／h
＊7

(常設)

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

設計基準

測温
抵抗体

測温
抵抗体

測温
抵抗体

熱電対

熱電対

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

検出器の
種類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（3／10）
計測範囲

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 3.15-16 表

4

4

1

1

1

1

1

⑨

⑧

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

分類

4
6
5
1
.
3

⑦原子炉格納容器内の
圧力⑧原子炉格納容器 内の水 位

130

＊2
＊2

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

－＊6

－＊6

＋2.25m,＋2.75m＊11,＊15（EL.14,056mm，14,556mm）

(満水管
理用)

＊2

＊2

ドライウェル圧力＊2

サプレッション・チェンバ圧力

代替淡水貯槽水位

低圧代替注水系原子炉注水流量 ＊2
低圧代替注水系格納容器スプレイ ＊2
流量低圧代替注水系格納容器下部注水 ＊2
流量

格納容器下部水位－＊6－0.5～0m（EL.2,530～
3,030mm）

196kPa[gage]

250kPa[gage]＋0.50m,＋0.95m＊11,＊14（EL.12,306mm，12,756mm）＋1.05m＊11,＊13（EL.12,856mm）－1～9m＊12（EL.2,030～
12,030mm）

0～1MPa［abs］

0～1MPa［abs］

設計基準

(高さ
0.5m,1.0m 未満検
知用)(高さ 1m
超検知用)

サプレッション・プール水位＊1

サプレッション・チェンバ圧力

＊2

＊1

計測範囲

1

1

個数

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

耐震性
弾性圧力
検出器

緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

ウェットウェルベント操作可否判断（ベント
緊急用
Ss 機能
ライン下端高 さ－ 1.64m：通常水位 ＋ 6.5m）
1
直流電源
維持
を把握できる範囲を監視可能。
＊22
重大事故等時（原子炉圧力容器破損前）にお緊急用
いて，格納容器下部に溶融炉心の冷却に必要
Ss 機能
2
直流電源
な水量（底面か ら＋ 1.05m）がある ことを 監
維持
＊23
視可能。
重大事故等時（原子炉圧力容器破損後のデブ リ堆 積 高 さ ＜ 0.2m の 場 合 ）に お い て ，格
緊急用
Ss 機能
納容器下部に溶融炉心の冷却に必要な水量 各 2
直流電源
維持（ 底面 か ら ＋0.50m～＋0.95m）があることを
＊23
監視可能。
重大事故等時（原子炉圧力容器破損後のデブ リ堆 積 高 さ ≧ 0.2m の 場 合 ）に お い て ，格
緊急用
Ss 機能
納容器下部に溶融炉心の冷却に必要な水量 各 2
直流電源
維持（ 底面 か ら ＋2.25m～＋2.75m）があることを
＊23
監視可能。
「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

電極式水位
検出器

電極式水位
検出器

電極式水位
検出器

差圧式水位
検出器

弾性圧力
検出器

検出器の
種類

電源

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

格納容器の限界圧力（620kPa[gage]）を監視可能。

把握能力（計測範囲の考え方）

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（4／10）

ドライウェル圧力

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 3.15-16 表

1

1

1

1

52
○

51
○

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

分類⑨原子炉格納容器 内の水
素濃度

5
6
5
1
.
3

⑩原子炉格納容器内の放射線量率⑪未臨界の維持又は確認

131

＊2

＊2

＊2

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)
ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力

平均出力領域計装

起動領域計装＊1

格納容器雰囲気放射線モニタ
(S/C)

10

10

－２

－２

～10 Sv／h

５～10 Sv／h

５0～100vol％

計測範囲

＊1

0～125％（1.0×10 １ ２ ～1.0
×10 １ ４ cm － ２ ・s － １ ）重大事故等時において，格納容器内の水素燃焼の可能性を把握する上で，水素濃度の可燃限界（4vol％）を監視可能。

把握能力（計測範囲の考え方）

1

個数

原子炉の起動時から定格出力運転時の中性子束を監視可能。
なお，設計基準事故時及び重大事故等時，一時的に計測範囲を超えるが，負の反応度フィードバック効果により短期間であり，かつ出力上昇及び下降は 急峻である。 125％ を超えた領域でその指示に基づき操作を伴うもの
でないことから， 125％を一時的に 超える計
測範囲を計測する必要はない。また，重大事
故等時においても原子炉再循環ポンプトリ
ップ等により中性子束は低下するため，現状の計測範囲でも対応が可能。

2
＊17

8

2

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場合は約 10Sv／h）を把握する上で監視可能（上記の判断値及び推定値は原子炉停止後の経過時間とともに低くなる）。

10Sv／h 未満＊16

原子炉停止時から起動時及び起動時から定格出力運転時の中性子束を監視可能。
なお，起動領域計装が測定できる範囲を超えた場合は，平均出力領域計装によって監視可能。

2

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場合は約 10Sv／h）を把握する上で監視可能（上記の判断値及び推定値は原子炉停止後の経過時間とともに低くなる）。

S

S

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

区分Ⅰ,Ⅱ
直流電源

区分Ⅰ,Ⅱ
原子炉
保護系
交流電源

区分Ⅰ,Ⅱ
中性子
モニタ用
直流電源

区分Ⅰ,Ⅱ
直流電源
緊急用
直流電源

区分Ⅰ,Ⅱ
直流電源
緊急用
直流電源

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

10Sv／h 未満
＊16

定格出力の
約 19 倍

電源

検出器の
種類

核分裂
電離箱

核分裂
電離箱

イオン
チェンバ

イオン
チェンバ

－＊24

－＊24

－＊24

－＊24

58
○

57
○

56
○

55
○

53
○

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

計器，サンプSs 機能 リング装置： 熱伝導式
－＊24
維持
緊急用
水素検出器
交流電源

耐震性

「⑩原子炉格納容器内の放射線量率」を監視するパラメータと同じ。

3.3vol％以下

設計基準

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（5／10）

10 － １ ～10 ６ cps（1.0×10 ３ ～1.0
×10 ９ cm － ２ ・s － １ ）＊1
0～40％又は 0～125％（1.0×10 ８ ～1.5
×10 １ ３ cm － ２ ・s － １ ）＊1

格納容器雰囲気放射線モニタ
(D/W)

＊2

＊1

格納容器内水素濃度（SA）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 3.15-16 表

6
6
5
1
.
3

分類

⑫最終 ヒート シンク の確保（ １／２）

132

＊1

0～300℃

フィルタ装置スクラビング水温度

代替循環冷却系格納容器スプレイ
流量

代替循環冷却系原子炉注水流量

代替循環冷却系ポンプ入口温度

サプレッション・プール水温度＜代替循環冷却系＞

耐圧強化ベント系放射線モニタ＜耐圧強化ベント系＞

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）

0～1MPa［gage］

フィルタ装置圧力

0～300m ３ ／h

0～100℃

10 － ３ ～10 ４ mSv／h

0～100vol％10 － ３ ～10 ４ mSv／h

10 － ２ ～10 ５ Sv／h

180～5,500mm

計測範囲

－＊6

－＊6

－＊6

－＊6

－＊6

－＊6

－＊6

－＊6

－＊6

設計基準

1

2

緊急用
直流電源
＊22

緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22

電源

イオン
チェンバ

熱電対

弾性圧力
検出器

差圧式水位
検出器

検出器の
種類

－＊24

－＊24

1

1

1

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源
＊22

代替循環冷却時における代替循環冷却系ポ
Ss 機能
緊急用
1
ンプ入口の最高使用温度（77℃）を監視可能。
維持
直流電源「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。
緊急用
代替循環冷却系による格納容器スプレイ時
Ss 機能
1
直流電源
３
における最大流量（250m ／h）を監視可能。
維持
＊22

差圧式流量
検出器

熱電対

イオン
チェンバ

1

1

－＊24

⑩

⑪

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

計器，サンプリング装置：
Ss 機能
熱伝導式
－＊24
緊急用
維持
水素検出器
交流電源
＊22

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

耐震性

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

耐圧強化ベント実施時に，想定される排気ラインの最大線量当量率（約 4×10 ３ mSv／h）
を監視可能。

格納容器ベント停止後の窒素によるパージを実施し，フィルタ装置の配管内に滞留する
水素濃度が可燃限界濃度（4vol％）未満であることを監視可能。

1

2

1

格納容器ベント実施時に，格納容器圧力逃がし装置の最高使用温度（200℃）が監視可能。
格納容器ベント実施時（炉心損傷している場
合）に，想定されるフィルタ装置出口の最大線量当量率（約 5×10 １ Sv／h）を監視可能。
格納容器ベント実施時（炉心損傷していない場合）に，想定されるフィルタ装置出口の最大線量当量率（約 7×10 ０ mSv／h）を監視可
能。

1

2

個数

格納容器ベント実施時に，格納容器圧力逃がし装置の最高使用圧力（0.62MPa［gage］）が監視可能。

把握能力（計測範囲の考え方）

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（6／10）

フィルタ装置水位＜格納容器圧力逃がし装置＞

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 3.15-16 表

7
6
5
1
.
3

分類

⑫最終 ヒートシンク の確保（ ２／２）

⑬格納容器バイパスの監視

133

0～300℃

残留熱除去系熱交換器出口温度

0～800m ３ ／h

0～50m ３ ／h

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）＊2

原子炉圧力容器温度
原子炉水位（広帯域）

＊1

＊1

＊1

＊1

＊1

原子炉圧力

原子炉圧力（SA）

ドライウェル雰囲気温度

ドライウェル圧力＊1

原子炉水位（SA 燃料域）

＊1

原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（SA 広帯域）

＊1

＊2

＊2

ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力＊2
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 ＊2
温度0～550L／s

残留熱除去系海水系系統流量

残留熱除去系系統流量

0～300℃

計測範囲

－＊6

－＊6

493L／s

249℃

249℃

設計基準

個数

耐震性

電源

1

1

1

1

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

S

Ss 機能
維持

区分Ⅰ
計測用
交流電源
区分Ⅱ
計測用
交流電源
緊急用
直流電源
＊22
緊急用
直流電源
＊22

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

緊 急用 海 水系 の 運転 時 にお ける ， 緊 急 用海 水
系 流量 （ 残留 熱 除去 系 熱交 換器 ） の 最 大流 量
（660m ３ ／h）を監視可能。
緊急用海水系の運転時における，緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）の最大流量（40m ３ ／h）を監視可能。

残 留熱 除 去系 の 運転 時 にお ける ， 残 留 熱除 去系海水系ポンプの最大流量（493L／S）を監視
可能。

区分Ⅰ,Ⅱ
残 留熱 除 去系 の 運転 時 にお ける ， 残 留 熱除 去
Ss 機能
計測用
系熱交換器入口温度の変動範囲（249℃）を監
2
維持
視可能。
交流電源
残 留熱 除 去系 の 運転 時 にお ける ， 残 留 熱除 去
区分Ⅰ,Ⅱ
Ss 機能
系熱交換器出口温度の変動範囲（249℃）を監
2
計測用
維持
視可能。
交流電源
「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

把握能力（計測範囲の考え方）

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

熱電対

熱電対

検出器の
種類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（7／10）

残留熱除去系熱交換器入口温度＜残留熱除去系＞

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 3.15-16 表

1

1

1

⑭

⑭

⑬

⑫

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

8
6
5
1
.
3

分類

⑭水源の確保

134

＊2

＊2

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力低圧代替注水系原子炉注水流量 ＊2
低圧代替注水系格納容器スプレイ ＊2
流量低圧代替注水系格納容器下部注水 ＊2流量＊2

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

残留熱除去系ポンプ吐出圧力＊2

低圧炉心スプレイ系系統流量
常設高圧代替注水系ポンプ吐出
圧力

＊2

＊2
＊2

残留熱除去系系統流量

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力＊2

高圧炉心スプレイ系系統流量＊2＊2

原子炉隔離時冷却系系統流量

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出
圧力

＊2

＊2

代替循環冷却系原子炉注水流量＊20～5MPa［gage］

0～4MPa［gage］

0～4MPa［gage］

0～5MPa［gage］

0～10MPa［gage］

0～10MPa［gage］

0～10MPa［gage］

0～20m

計測範囲

個数

耐震性

電源

「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。
代 替 淡 水 貯 槽 の 底 部 よ り 上 の水 位 計 検 出 点
緊急用
Ss 機能
からポンプテストライン配管下端（0～19m） 1
直流電源
維持を監視可能。
＊22

把握能力（計測範囲の考え方）

差圧式水位
検出器

検出器の
種類

3

残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ 吐 出 圧 力 （ 2.30MPa［gage］）を監視可能。

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力（3.50MPa［gage］）を監視可能。

2

1

1

代 替 循 環 冷 却 系 ポ ン プ 吐 出 圧 力 （ 3.45MPa［gage］）を監視可能。

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（2.53MPa［gage］）を監視可能。

1

1

1

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（7.24MPa［gage］）を監視可能。

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力（5.98MPa［gage］）を監視可能。

高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ 吐 出 圧 力 （ 6.90MPa［gage］）を監視可能。

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源
区分Ⅰ
直流電源
緊急用
直流電源
区分Ⅲ
計測用
交流電源
緊急用
直流電源
区分Ⅰ,Ⅱ
計測用
交流電源
区分Ⅰ
計測用
交流電源
緊急用
直流電源
＊23

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

「④原子炉圧力容器への注水量」及び「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

－＊6

2.53MPa[gage]

2.30MPa[gage]－＊6

7.24MPa[gage]

5.98MPa[gage]－＊6「④原子炉圧力容器への注水量」及び「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

－＊6

設計基準

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（8／10）

高圧代替注水系系統流量

代替淡水貯槽水位

サプレッション・プール水位

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 3.15-16 表

1

1

1

⑳

⑰

⑲

⑱

⑯

⑮

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

分類⑮原子炉建屋内の水 素 濃度

9
6
5
1
.
3

⑯原子炉格納容器内
の酸素濃度

135

＊2

＊2

＊2

サプレッション・チェンバ圧力＊2＊20～25vol％

0～300℃

0～20vol％

0～10vol％

計測範囲

4.4vol％以下

－＊6

－＊6

設計基準

3

2

個数

1

電源

検出器の
種類

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

54
○

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

緊急用
触媒式
－＊24
交流電源 水素検出器
緊急用
熱伝導式
－＊24
直流電源 水素検出器
緊急用
熱電対
2
直流電源
計器，サンプSs 機能 リング装置： 磁気力式
－＊24
維持
緊急用
酸素検出器
交流電源

Ss 機能
維持
Ss 機能
維持
Ss 機能
維持

耐震性

「⑩原子炉格納容器内の放射線量率」を監視するパラメータと同じ。

重 大 事 故 等 時 に お い て ， 格 納容 器 内 の 水 素
燃 焼 の 可 能 性 を 把 握 す る 上 で， 酸 素 濃 度 の可燃限界（5vol％）を監視可能。

重 大 事 故 等 時 に お い て ， 静 的触 媒 式 水 素 再4結合器の最高使用温度（300℃）を監視可能。 ＊18

重 大 事 故 等 時 に お い て ， 水 素と 酸 素 の 可 燃
限界（水素濃度：4vol％）を監視可能。

把握能力（計測範囲の考え方）

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（9／10）

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)
ドライウェル圧力

格納容器内酸素濃度（SA）

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

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 3.15-16 表

0
7
5
1
.
3

＊1

＊1

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

使用済燃料プール監視カメラ

10

－３

－

～10 mSv／h

４

10 － ２ ～10 ５ Sv／h

0～120℃

0～120℃

把握能力（計測範囲の考え方）

－＊6

－＊6
1

1

重大事故等時において使用済燃料プール及びその周辺の状況を監視可能。

1

1
＊20
1
＊21

1

個数

重大事故等時に変動する可能性がある放射線量率（3.0mSv／h 以下）を監視可能。

重大事故等時に変動する可能性のある使用＋6,818mm済燃料プール上部から使用済燃料ラック下（EL.46,195mm） 端 （EL.35,097mm）まで の範囲に わたり 水位を監視可能。
重大事故等時に変動する可能性のある使用
66℃
済燃料プールの温度（100℃）を監視可能。
重大事故等時に変動する可能性のある使用
66℃
済燃料プールの温度（100℃）を監視可能。

設計基準

カメラ：緊急Ss 機能 用直流電源
維持 空冷装置：緊
急用交流電源

緊急用
直流電源

Ss 機能
維持
Ss 機能
維持

緊急用
直流電源

Ss 機能
維持

電源

区分Ⅱ
直流電源
緊急用
直流電源

耐震性

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

赤外線
カメラ

イオン
チェンバ

熱電対

測温
抵抗体

－＊24

－＊24

1

ガイドパル
ス式水位 －＊24
検出器

検出器の
種類

＊1：分類のうち，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータとして使用する。
＊2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
＊3：設計基準事故時に想定される原子炉圧力容器の最高圧力に対する飽和温度。
＊4：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm），＊5：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）＊6：重大事故等時に使用する設備のため，設計基準事故時は値なし。
＊7：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用，＊8：可搬型設備による対応時に使用，＊9：狭帯域流量＊10：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器），＊11：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面）からの高さ＊12：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm），＊13：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）＊14：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）＊15：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）＊16：炉心損傷は，原子炉停止後の経過時間における格納容器雰囲気放射線モニタの値で判断する。原子炉停止直後に炉心損傷した場合の判断値は約 10Sv／h（経過時間とともに判断
値は低くなる）であり，設計基準では炉心損傷しないことからこの値を下回る。
＊17：平均出力領域計装 A～F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計装の A,C,E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B,D,F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。
＊18：2 個の静的触媒式水素再結合器に対して，出入口に 1 個ずつ設置＊19：基準点は使用済燃料ラック上端 EL.39,377mm（使用済燃料プール底部より 4,688mm）＊20：検出点 2 箇所，＊21：検出点 8 箇所
＊22：設置許可基準規則第 47 条，48 条及び 49 条で抽出された計装設備は設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ることとしており，電源について
は，非常用所内電気設備と独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。詳細については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）の補足説明
資料 57-9」参照。なお，各条文に対するパラメータの選定結果は，補足説明資料 58-10 に整理している。
＊23：設置許可基準規則第 51 条で抽出された計装設備は複数のパラメータとすることで多様性を有しており，低圧代替注水系格納容器下部注水流量及び格納容器下部水位に対して，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力及びドライウェル雰囲気温度はそれぞれ独立性を有する設計としている。電源については，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
から代替所内電源設備を経由して電源を受電できる設計とするとともに，可搬型計測器による計測が可能な設計としており，多様性を有している。詳細については，「3.14 電源
設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）の補足説明資料 57-9」参照。なお，各条文に対するパラメータの選定結果は，補足説明資料 58-10 に整理している。
＊24：全交流動力電源喪失時は，水素・酸素濃度監視装置，放射線監視装置，炉内核計装装置及び使用済燃料プール監視装置（水位・温度(SA 広域)，監視カメラ）に対して常設代替交
流電源設備により電源供給された場合には，監視計器は使用可能である。

＊1

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）

計測範囲

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（10／10）－4,300～＋7,200mm＊19（EL.35,077～＊1
46,577mm）

使用済燃料プール温度（SA）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ分類

第 3.15-16 表⑰使用済燃料プールの監視

136

：
：
：
：
：
：
：
：
：
：
：

代替パラメータによる主要パラメータの推定（1／15）

分類

主要パラメータ

代替パラメータ ＊1
ケース６

ケース１

③残留熱除去系熱交換器入口温度

ケース１

推定ケース

②原子炉圧力②原子炉圧力（SA）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

①主要パラメータの他チャンネル

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①原子炉圧力容器温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力容器温度の監視が不可能となった場合には，原子炉水位から原子 炉 圧 力 容 器 内 が 飽 和 状 態 にあ る と 想 定 す る こ と で ,原子 炉圧 力 よ り 飽 和
温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の温度を推定する。
また,スクラム後，原子炉水位が燃料有効長頂部に到達するまでの経過時間
より原子炉圧力容器内の温度を推定する。
③残留熱除去系が運転状態であれば，残留熱除去系熱交換器入口温度により推定する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉圧力容器温度

代替パラメータ推定方法

同一物理量（温度，圧力，水位，放射線量率，水素濃度及び中性子束）から推定する。
水位を注水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力から推定する。
流量を注水先又は注水源の水位変化を監視することにより推定する。
除熱状態を温度，圧力等の傾向監視により推定する。
原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいを水位，圧力等の傾向監視により推定する。
圧力又は温度を水の飽和状態の関係から推定する。
格納容器内の水位をドライウェル圧力とサプレッション・チェンバ圧力の差圧より推定する。
未臨界状態の維持を制御棒の挿入状態により推定する。
あらかじめ評価したパラメータの相関関係により酸素濃度を推定する。
装置の作動状況（差温度）により水素濃度を推定する。
使用済燃料プールの状態を同一物理量（温度），あらかじめ評価した水位と放射線量率の相関関係及びカメラによる監視により，使用済燃料プールの水位又は必要な水遮へいが確保されていることを推定する。

第 3.15-17 表

なお，代替パラメータによる推定に当たっては，代替パラメータの誤差による影響を考慮する。

【推定ケース】
ケース１
ケース２
ケース３
ケース４
ケース５
ケース６
ケース７
ケース８
ケース９
ケース１０
ケース１１

原子炉圧力容器内の温度

1
7
5
1
.
3

137

分類

原子炉圧力（SA）

原子炉圧力

主要パラメータ

ケース１
ケース６③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（SA 広帯域）
③原子炉水位（SA 燃料域）
③原子炉圧力容器温度

ケース６③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（SA 広帯域）
③原子炉水位（SA 燃料域）
③原子炉圧力容器温度①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力ケース１①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力（SA）

推定ケース

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①原子炉圧力（SA）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力（SA）の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力により推定する。
③ 原 子 炉 水 位 か ら 原 子 炉 圧 力容 器 内 が 飽 和 状 態 に あ ると 想定 す る こ と で ,原子炉圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①原子炉圧力の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力（SA）により推定する。
③ 原 子 炉 水 位 か ら 原 子 炉 圧 力容 器 内 が 飽 和 状 態 に あ ると 想定 す る こ と で ,原子炉圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（2／15）

代替パラメータ ＊1

第 3.15-17 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉圧力容器内の圧力

2
7
5
1
.
3

138

分類

原子炉水位（SA 広帯域）
原子炉水位（SA 燃料域）

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

主要パラメータ

ケース１
ケース２②高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量②代替循環冷却系原子炉注水流量②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心スプレイ系系統流量②残留熱除去系系統流量②低圧炉心スプレイ系系統流量

ケース２③高圧代替注水系系統流量③低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量③原子炉隔離時冷却系系統流量③高圧炉心スプレイ系系統流量③残留熱除去系系統流量③低圧炉心スプレイ系系統流量①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）

ケース１①主要パラメータの他チャンネル②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

推定ケース

推定は，原子炉圧力容器内の水位を直接計測する原子炉水位（広帯域・燃料域）を優先する。

①原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域）の監視が不可能となった場合には，原子炉水位（広帯域・燃料域）により推定する。
②高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系
統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量のうち機器動作状態にある流量より，崩壊熱による原子炉水位変化量を考慮し,原子炉
圧力容器内の水位を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①原子炉水位（広帯域・燃料域）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉水位（広帯域・燃料域）の監視が不可能となった場合には,原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域）により推定する。
③高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系
統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量のうち機器動作状態にある流量より，崩壊熱による原子炉水位変化量を考慮し,原子炉
圧力容器内の水位を推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（3／15）

代替パラメータ ＊1

第 3.15-17 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉 圧力 容 器内 の水位

3
7
5
1
.
3

139

分類

①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

①代替淡水貯槽水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

低圧代替注水系原子炉注水流量

代替循環冷却系原子炉注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量

高圧炉心スプレイ系系統流量

代替パラメータ ＊1

ケース３

ケース３

ケース３

ケース３

① 高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 の監 視 が 不 可 能 と な っ た 場 合には ,水 源 で あ る サ
プレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧代替注水系系統流量を推定す
る。

ケース３

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優先する。

①高圧炉心スプレイ系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧炉心スプレイ系系統流量を推定する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優先する。

①原子炉隔離時冷却系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により原子炉隔離時冷却系系統流量を推定する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優先する。

① 代 替 循 環 冷 却 系 原 子 炉 注 水流 量 の 監 視 が 不 可 能 と な った場 合 に は ,水 源 であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により代替循環冷却系原子炉注水流量を推定する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さい代替淡水貯槽水位を優先する。

① 低 圧 代 替 注 水 系 原 子 炉 注 水流 量 の 監 視 が 不 可 能 と な った場 合 に は ,水 源 である代替淡水貯槽水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧代替注水系原子炉注水流量を推定する。

を優先する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位

代替パラメータ推定方法

推定ケース

代替パラメータによる主要パラメータの推定（4／15）

高圧代替注水系系統流量

主要パラメータ

第 3.15-17 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉圧力容器への注水 量（ １／２）

4
7
5
1
.
3

140

分類

原子 炉 圧力 容 器へ の 注水 量（ ２／ ２）①代替淡水貯槽水位②サプレッション・プール水位①代替淡水貯槽水位②格納容器下部水位

低 圧 代 替注 水 系格 納 容器 ス プレ
イ流量

低 圧 代 替注 水 系格 納 容器 下 部注
水流量

ケース３

ケース３

ケース３

ケース３

①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）

ケース１

①主要パラメータの他チャンネル

推定ケース②サプレッション・プール水位③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（SA 広帯域）
③原子炉水位（SA 燃料域）

代替パラメータ ＊1

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さい代替淡水貯槽水位を優先する。

①低圧代替注水系格納容器下部注水流量の監視が不可能となった場合には，水源である代替淡水貯槽水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の格納容器下部水位の変化により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を推定する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さい代替淡水貯槽水位を優先する。

①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の監視が不可能となった場合には，水源である代替淡水貯槽水位の変化により注水量を推定する。
②注水先のサプレッション・プール水位の変化により低圧代替注水系格納容器スプレイ流量を推定する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優先する。

①低圧炉心スプレイ系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧炉心スプレイ系系統流量を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①残留熱除去系系統流量の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。（他系統が運転状態の場合）②残留熱除去系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサプ
レッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
③注水先の原子炉水位の水位変化により残留熱除去系系統流量を推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（5／15）

低圧炉心スプレイ系系統流量

残留熱除去系系統流量

主要パラメータ

第 3.15-17 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉格納容器への注水 量

5
7
5
1
.
3

141

分類

格納容器下部水温

サプレッション・プール水温度

サ プ レ ッシ ョ ン・ チ ェン バ 雰囲
気温度

ドライウェル雰囲気温度

主要パラメータ

ケース１

ケース６

③サプレッション・チェンバ圧力①主要パラメータの他チャンネル

ケース１

ケース６

①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・チェンバ雰囲気温度③サプレッション・チェンバ圧力

ケース１

ケース６

①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・プール水温度

ケース１①主要パラメータの他チャンネル②ドライウェル圧力③サプレッション・チェンバ圧力推定ケース①格納容器下部水温の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①サプレッション・プール水温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②サプレッション・プール水温度の監視が不可能となった場合には，サプレッション・チェンバ雰囲気温 度によりサプレッション・プ ール水温度を推定する。
③飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ圧力によりサ
プレッション・プール水温度を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①サプレッション・チェンバ雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，
他チャンネルにより推定する。
② サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ雰 囲 気 温 度 の 監 視 が 不 可能 とな っ た 場 合 に は ,サプレッション・プール水温 度によりサプレッション・チ ェンバ雰囲気温度を推定する。
③飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ圧力によりサ
プレッション・チェンバ雰囲気温度を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
② ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 の監 視 が 不 可 能 と な っ た 場合 には ,飽 和 温 度 ／ 圧
力の関係を利用してドライウ ェル圧力によりドライウェル 雰囲気温度を推定する。
③サプレッション・チェンバ圧力により，上記①と同様にドライウェル雰囲
気温度を推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（6／15）

代替パラメータ ＊1

第 3.15-17 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉格納容器内の温度

6
7
5
1
.
3

142

分類

サプレッション・チェンバ圧力

ドライウェル圧力

主要パラメータ

ケース１
ケース６
ケース１

①ドライウェル圧力③［サプレッション・チェンバ圧力］＊2

ケース１③［ドライウェル圧力］＊2②サプレッション・チェンバ雰囲気温度②サプレッション・プール水温度

ケース１
ケース６

①サプレッション・チェンバ圧力②ドライウェル雰囲気温度

推定ケース

推定は，真空破壊装置，ベント管を介して均圧されるドライウェル圧力を優先する。

①サプレッション・チェンバ圧力の監視が不可能となった場合には，ドライ
ウェル圧力により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ雰囲気温度及びサプレッション・プール水温度によりサプレッション・チェンバ圧力を推定する。
③監視可能であればサプレッション・チェンバ圧力（常用計器）により，圧力を推定する。

ンバ圧力を優先する。

推定は，真空破壊装置，ベント管を介して均圧されるサプレッション・チェ

①ドライウェル圧力の監視が不可能となった場合には，サプレッション・チ
ェンバ圧力により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してドライウェル雰囲気温度によりドライウ
ェル圧力を推定する。
③監視可能であればドライウェル圧力（常用計器）により，圧力を推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（7／15）

代替パラメータ ＊1

第 3.15-17 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉格納容器内の圧力

7
7
5
1
.
3

143

分類

原子炉格納容器内の水位

格納容器内水素濃度（SA）

格納容器下部水位

サプレッション・プール水位

主要パラメータ②［格納容器内水素濃度］＊2

ケース１

ケース９

ケース２

③代替淡水貯槽水位①格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）①格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力ケース２①格納容器内水素濃度（SA）の監視が不可能となった場合には，格納容器雰
囲気放射線モニタ（D/W）又は格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）にて炉心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的なＧ値を入力とした評価結果（解析結果）により推定する。
①ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力により，格納容器内
圧力が正圧であることを確認することで，事故後の格納容器内への空気（酸素）の流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。
②監視可能であれば格納容器内水素濃度（常用計器）により，水素濃度を推定する。
推定は，重要代替計器を優先する。

①格納容器下部水位の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器下部水位の監視が不可能となった場合には，低圧代替注水系格納容器下部注水流量の注水量により,格納容器下部水位を推定する。
③水源である代替淡水貯槽水位の変化により，格納容器下部水位を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

ケース１④［サプレッション・プール水位］＊2

ケース１

ケース７

③ドライウェル圧力③サプレッション・チェンバ圧力②低圧代替注水系格納容器下部注水流量①サプレッション・プール水位の監視が不可能となった場合には,低圧代替注
水系原子炉注水流量，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量及び低圧代替
注水系格納容器下部注水流量の注水量により,サプレッション・プール水位を推定する。
②水源である代替淡水貯槽水位の変化により,サプレッション・プール水位を推定する。
＜ベント判断基準＞
サプレッション・プール水位不明時は，上記①又は②の推定方法により，
注水流量及び水源の水位変化から算出した水量が全てサプレッション・プールへ移行する場合を想定しており，サプレッション・プール水位の計測
目的から考えると保守的な評価となり問題ないことから，推定した値からベント実施判断基準であるサプレッション・プール通常水位＋6.5m（ベントライン下端から－1.64m）の到達確認をもって，ベントを実施する。
③ドライウェル圧力とサプレッション・チェンバ圧力の差圧によりサプレッ
ション・プール水位を推定する。
④監視可能であればサプレッション・プール水位（常用計器）により，水位を推定する。
推定は，注水先に近い低圧代替注水系格納容器スプレイ流量を優先する。

ケース２①低圧代替注水系原子炉注水流量①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量①低圧代替注水系格納容器下部注水流量②代替淡水貯槽水位①主要パラメータの他チャンネル

代替パラメータ推定方法

推定ケース

代替パラメータによる主要パラメータの推定（8／15）

代替パラメータ ＊1

第 3.15-17 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉格納容器内の水 素 濃度

8
7
5
1
.
3

144

分類

原子炉格納容器内の放射線量率［制御棒操作監視系］

ケース８

ケース８

③［制御棒操作監視系］＊2①起動領域計装②平均出力領域計装

ケース１①主要パラメータの他チャンネル②起動領域計装ケース８③［制御棒操作監視系］＊2

平均出力領域計装

ケース１①主要パラメータの他チャンネル②平均出力領域計装

起動領域計装

ケース１

ケース１

推定ケース

①主要パラメータの他チャンネル②格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）①主要パラメータの他チャンネル②格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）

代替パラメータ ＊1

推定は，低出力領域を監視する起動領域計装を優先する。

①制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）の監視が不可能となった場合には，起動領域計装により推定する。
②平均出力領域計装により推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①平均出力領域計装の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②平均出力領域計装の監視が不可能となった場合には，起動領域計装により推定する。
③制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる場合は，未臨界状態の維持を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①起動領域計装の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②起動領域計装の監視が不可能となった場合には,平均出力領域計装により推定する。
③制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる場合は，未臨界状態の維持を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）の監視が不可能となった場合には，格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）により推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）の監視が不可能となった場合には，格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）により推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（9／15）

格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）

格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）

主要パラメータ

第 3.15-17 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

未臨界 の維持又は 確認

9
7
5
1
.
3

145

分類

ケース４

ケース１
ケース４

①ドライウェル雰囲気温度①サプレッション・チェンバ雰囲気温度①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力①主要パラメータ（サプレッション・プ
ール水温度）の他チャンネル②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲気温度＜代替循環冷却系＞
サプレッション・プール水温度
代替循環冷却系ポンプ入口温度
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレ
イ流量

ケース４

②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲気温度②ドライウェル圧力②サプレッション・チェンバ圧力＜耐圧強化ベント系＞
耐圧強化ベント系放射線モニタ①主要パラメータのうち，フィルタ装置水位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度の1チャンネルが故障した場合
は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器圧力逃がし装置による冷却において，フィルタ装置水位，フィル
タ装置圧力，フィルタ装置スクラビング水温度，フィルタ装置出口放射線
モニタ（高レンジ・低レンジ），フィルタ装置入口水素濃度の監視が不可能となった場合には，ドライウェル雰囲気温度ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度，サプレッション・チェンバ圧力により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。
②なお，フィルタ装置圧力の監視が不可能となった場合には,フィルタ容器内は飽和状態であるため，スクラビング水温度からフィルタ装置圧力を推定する。
②フィルタ装置スクラビング水温度の監視が不可能となった場合には,優先して予備側検出素子により計測する。予備側の監視が不可能な場合には，フィルタ容器内は飽和状態であるため，フィルタ装置圧力からスクラビン
グ水温度を推定する。

ケース１①主要パラメータ（フィルタ装置水位，
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度）の他チャンネル＜格納容器圧力逃がし装置＞
フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度を優先する。

推定は，主要パラメータ（サプレッション・プール水温度）の他チャンネル①主要パラメータのうち，サプレッション・プール水温度の1チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②代替循環冷却系による冷却において，サプレッション・プール水温度，代替循環冷却系ポンプ入口温度，代替循環冷却系原子炉注水流量，代替循環
冷却系格納容器スプレイ流量の監視が不可能となった場合には，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により最終ヒート
シンクが確保されていることを推定する。

推定は，ドライウェル又はウェットウェルのベントに使用した方を優先する。

①耐圧強化ベント系による冷却において，耐圧強化ベント系放射線モニタの監視が不可能となった場合には,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,ドライウェル圧力,サプレッション・チェンバ圧
力により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。

推定は，主要パラメータ（フィルタ装置水位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度）の他チャンネルを優先する。

代替パラメータ推定方法

推定ケース

代替パラメータ ＊1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（10／15）

主要パラメータ

第 3.15-17 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

最終 ヒ ート シンク の確保（１ ／２）

0
8
5
1
.
3

146

ケース４

②原子炉圧力容器温度②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲気温度②サプレッション・プール水温度

推定は，主要パラメータ（残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量）の他チャンネルを優先する。

①主要パラメータのうち，残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量の1チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②残留熱除去系による冷却において，残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出口温度，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），緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力容
器温度，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・プール水温度により最終ヒートシンクが確保されていることを確認する。

代替パラメータ推定方法＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

ケース１①主要パラメータ（残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出
口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量）の他チャンネル＜残留熱除去系＞
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
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）
緊急用海水系流量（残留熱除去
系補機）

推定ケース

代替パラメータ ＊1

主要パラメータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（11／15）

分類

第 3.15-17 表

最終 ヒ ート シ ンク の 確保 （２ ／２）

1
8
5
1
.
3

147

分類

［エリア放射線モニタ］

ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力

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）

主要パラメータ

ケース５

ケース５

②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA 広帯域）
②原子炉水位（SA 燃料域）
②原子炉圧力②原子炉圧力（SA）②［エリア放射線モニタ］＊2①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）①原子炉水位（SA 広帯域）
①原子炉水位（SA 燃料域）
①原子炉圧力①原子炉圧力（SA）①ドライウェル雰囲気温度①ドライウェル圧力

ケース１

ケース５

②ドライウェル雰囲気温度②ドライウェル圧力②［エリア放射線モニタ］＊2①主要パラメータ（ドライウェル雰囲気温度）の他チャンネル

ケース１①主要パラメータ（原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA 広帯域・SA燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（SA））の他チャンネル

推定ケース①エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）の監視が不可能となった場合には，原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域），
原子炉圧力，原子炉圧力（SA），ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧
力により格納容器バイパスの発生を推定する。

する。

推定は，主要パラメータ（ドライウェル雰囲気温度）の他チャンネルを優先①主要パラメータのうち，ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧力の監視が不可能となった場合には，原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域），
原子炉圧力，原子炉圧力（SA），エリア放射線モニタ（有効監視パラメー
タ）により格納容器バイパスの発生を推定する。

推定は，主要パラメータ（原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA
広帯域・SA 燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（SA））の他チャンネルを優先する。

①主要パラメータのうち，原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA
広帯域・SA 燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（SA）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉水位（SA 広帯域・SA 燃料域），原子
炉圧力，原子炉圧力（SA）の監視が不可能となった場合には，ドライウェ
ル雰囲気温度，ドライウェル圧力，エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）により格納容器バイパスの発生を推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（12／15）

代替パラメータ ＊1

第 3.15-17 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

格納容器バイ パス の監視

2
8
5
1
.
3

148

分類

代替淡水貯槽水位

サプレッション・プール水位

主要パラメータ①低圧代替注水系原子炉注水流量①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量①低圧代替注水系格納容器下部注水流量②常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力③［サプレッション・プール水位］＊2①高圧代替注水系系統流量①代替循環冷却系原子炉注水流量①原子炉隔離時冷却系系統流量①高圧炉心スプレイ系系統流量①残留熱除去系系統流量①低圧炉心スプレイ系系統流量②常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力②代替循環冷却系ポンプ吐出圧力②原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力②高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力②残留熱除去系ポンプ吐出圧力②低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

ケース２

推定は，代替淡水貯槽を水源とするポンプの注水量を優先する。

①代替淡水貯槽水位の監視が不可能となった場合には，代替淡水貯槽水位を水源とする常設低圧代替注水系ポンプによる各注水先への流量から，代替
淡水貯槽水位を推定する。
②常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力から，ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源である代替淡水貯槽水位が確保されていることを推定する。

推定は，サプレッション・プールを水源とするポンプの注水量を優先する。

①サプレッション・プール水位の監視が不可能となった場合には，サプレッ
ション・プールを水源とする高圧代替注水系，代替循環冷却系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系，低圧炉心スプレイ系の流量から各系統が正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・プールの水位が確保されていることを推定する。
②サプレッション・プールを水源とする常設高圧代替注水系ポンプ，代替循
環冷却系ポンプ，原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ，
残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプの吐出圧力から各ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・プール水位が確保されていることを推定する。
＜ポンプ停止基準＞
サプレッション・プール水位不明時は，上記①又は②の推定方法により，水源が確保されていることを推定する。原子炉圧力容器への注水中に，ＥＣＣＳ系の配管破断などによりサプレッション・プール水が流出し，ポンプの必要ＮＰＳＨが得られず，吐出圧力の異常（圧力低下，ハンチングなど）が確認された場合に，ポンプを停止する。
③監視可能であればサプレッション・プール水位（常用計器）により，水位を推定する。

ケース２

ケース１

代替パラメータ推定方法

推定ケース

代替パラメータによる主要パラメータの推定（13／15）

代替パラメータ ＊1

第 3.15-17 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

水源の確保

3
8
5
1
.
3

149

分類

原子炉 建屋内の水 素 濃度

格納容器内酸素濃度（SA）

原子炉建屋水素濃度

主要パラメータ②［格納容器内酸素濃度］＊2①格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）①格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力②静的触媒式水素再結合器動作監視装置①主要パラメータの他チャンネル

ケース１

ケース９

ケース１０

ケース１

推定ケース

推定は，重要代替計器を優先する。

①格納容器内酸素濃度（SA）の監視が不可能となった場合には，格納容器雰
囲気放射線モニタ（D/W）又は格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）にて炉心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的なＧ値を入力とした評価結果（解析結果）により推定する。
①ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力により，格納容器内
圧力が正圧であることを確認することで，事故後の原子炉格納容器内への空気（酸素）の流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。
②監視可能であれば格納容器内酸素濃度（常用計器）により，酸素濃度を推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①原子炉建屋水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉建屋水素濃度の監視が不可能となった場合には，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入ロ／出ロの差温度から水素濃度を推定）により推定する。

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（14／15）

代替パラメータ ＊1

第 3.15-17 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉格納容器内
の酸素濃度

4
8
5
1
.
3

150

分類

①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域） ケース１１②使用済燃料プール温度（SA）②使用済燃料プール監視カメラ①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域） ケース１１①使用済燃料プール温度（SA）①使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

使用済燃料プール監視カメラ①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域） ケース１１②使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）②使用済燃料プール監視カメラ

使用済燃料プール温度（SA）①使用済燃料プール監視カメラの監視が不可能となった場合には，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料プール温度（SA），使用済燃料
プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて，使用済燃料プー
ルの状態を推定する。

広域）を優先する。

推定は，使用済燃料プールを直接監視する使用済燃料プール水位・温度（SA①使用済燃料プールエリア放射線モニタの監視が不可能となった場合には，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）にて水位を計測した後，水位と放射線量率の関係から放射線量を推定する。
②使用済燃料プール温度（SA）及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

推定は，同じ仕様である使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）を優先する。

①使用済燃料プール温度（SA）の監視が不可能となった場合には，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）により温度を推定する。
②使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済
燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

の場合は使用済燃料プールを直接監視する使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）を優先する。

推定は，温度の場合は同じ仕様である使用済燃料プール温度（SA）を，水位①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）の監視が不可能となった場合には，使用済燃料プール温度（SA）により使用済燃料プールの温度を推定する。
また，使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて放射線量を計測した後，水位と放射線量率の関係から水位を推定する。
②使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

ケース１１①使用済燃料プール温度（SA）①使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）②使用済燃料プール監視カメラ

使用済燃料プール水位・温度（SA広域）

代替パラメータ推定方法

推定ケース

代替パラメータ ＊1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（15／15）

主要パラメータ

第 3.15-17 表＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

使用済燃料プールの監視

5
8
5
1
.
3

151