H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

資料番号：SA技-4-1 改0

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）
1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

東海第二

備考

1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等＜ 目 次 ＞＜

1.3.1 対応手段と設備の選定

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

目 次 ＞

a.フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a)代替減圧(a) 代替減圧(b)重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b.サポート系故障時の対応手段及び設備

ｂ．サポート系故障時の対応手段及び設備(a)常設直流電源系統喪失時の減圧(a) 常設直流電源系統喪失時の減圧(b)逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧(b) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
記載方針の相違(c)逃がし安全弁が作動可能な環境条件(d)復旧(c) 復旧(e)重大事故等対処設備と自主対策設備(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備

c.原子炉格納容器破損を防止するための対応手段及び設備

ｃ．格納容器破損を防止するための対応手段及び設備(a)炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止(a) 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止(b)重大事故等対処設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

d.インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手段及び設備

ｄ．インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手段及び設備(a)インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応(a) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応(b)重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備
ｅ．逃がし安全弁が作動可能な環境条件

設備の相違

記載方針の相違(a) 逃がし安全弁の背圧対策(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備
e.手順等

ｆ．手順等

1.3.2 重大事故等時の手順

1.3.2 重大事故等時の手順

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)代替減圧(1) 代替減圧

a.手動による原子炉減圧

ａ．手動による原子炉減圧
ｂ．代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧(2)重大事故等時の対応手段の選択(2) 重大事故等時の対応手段の選択

1

設備の相違

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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東海第二

1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順

1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1)常設直流電源系統喪失時の減圧(1) 常設直流電源系統喪失時の減圧

備考

ａ．常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

設備の相違

a. 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放

ｂ．可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

記載方針の相違b. 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放ｃ．逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復

記載方針の相違
設備の相違

c.代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放(2)逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧
a.高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保(2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
ａ．高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保
ｂ．可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保

(3)復旧

設備の相違

(3) 復旧a.代替直流電源設備による復旧

ａ．代替直流電源設備による復旧

b.代替交流電源設備による復旧

ｂ．代替交流電源設備による復旧(4)重大事故等時の対応手段の選択(4) 重大事故等時の対応手段の選択

1.3.2.3 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順

1.3.2.3 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順

1.3.2.4 インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手順

1.3.2.4 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順(1)EOP「原子炉建屋制御」(1)

1.3.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

1.3.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

添付資料 1.3.1 審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.3.1 審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料 1.3.2 対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料1.3.2 対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料 1.3.3 重大事故対策の成立性

添付資料1.3.3 重大事故対策の成立性

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」

1．代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧

現場対応の相違

1.可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放2.逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放
3.代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放
4.高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

2．高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保

5.インターフェイスシステム LOCA 発生時の漏えい停止操作(高圧炉心注水系の場合)(1) 予備の高圧窒素ガスボンベへの交換

記載方針の相違(2) 可搬型窒素供給装置（小型）による窒素供給

設備の相違

3．インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の漏えい停止操作（残留熱除去系の場合）

2

事象想定設備の相違

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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東海第二添付資料 1.3.4 インターフェイスシステム LOCA 時の概要図

添付資料1.3.4 インターフェイスシステムＬＯＣＡ時の概要図

添付資料 1.3.5 インターフェイスシステム LOCA 発生時の破断面積及び現場環境等について

添付資料1.3.5 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の破断面積及び現場環境等について添付資料 1.3.6 インターフェイスシステム LOCA 発生時の検知手段について

添付資料1.3.6 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の検知手段について
記載方針の相違添付資料 1.3.7 低圧代替注水系（常設）のポンプ１台又は代替注水系１系注水準備完了にて原子炉を急速減圧する条件及び理由について
添付資料 1.3.8 解釈一覧

備考

添付資料1.3.7 解釈一覧

1.判断基準の解釈一覧

1．判断基準の解釈一覧

2.操作手順の解釈一覧

2．操作手順の解釈一覧

3

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
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1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等【要求事項】

東海第二1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等【要求事項】

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基準事

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基準

故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及

子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な手順等

び原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要なが適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること｡

【解釈】

【解釈】

１ 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要

１ 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

順等をいう｡（１）可搬型重大事故防止設備（１）可搬型重大事故防止設備ａ）常設直流電源系統喪失時において、減圧用の弁（逃がし安全弁（ＢＷＲの場合）又は、主蒸気ａ）常設直流電源系統喪失時において、減圧用の弁（逃がし安全弁（BWR の場合）又は、主蒸逃がし弁及び加圧器逃がし弁（ＰＷＲの場合））を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧

気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWR の場合））を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの操作が行えるよう、手順等が整備されていること。

減圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること｡ｂ）減圧用の弁が空気作動弁である場合、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベを整備すること。
ｃ）減圧用の弁が作動可能な環境条件を明確にすること。
（２）復旧
ａ）常設直流電源喪失時においても、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、代替電源による復旧手順等が整備されていること。
（３）蒸気発生器伝熱管破損（ＳＧＴＲ）

ｂ）減圧用の弁が空気作動弁である場合、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベを整備すること｡
ｃ）減圧用の弁が作動可能な環境条件を明確にすること｡（２）復旧
ａ）常設直流電源喪失時においても、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、代替電源による復旧手順等が整備されていること｡（３）蒸気発生器伝熱管破損（SGTR）

ａ）ＳＧＴＲ発生時において、破損した蒸気発生器を隔離すること。隔離できない場合、加圧器逃ａ）SGTR 発生時において、破損した蒸気発生器を隔離すること。隔離できない場合、加圧器逃がし弁を作動させること等により原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順がし弁を作動させること等により原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手等が整備されていること。（ＰＷＲの場合）順等が整備されていること。（PWR の場合）

（４）インターフェイスシステムＬＯＣＡ（ＩＳＬＯＣＡ）（４）インターフェイスシステムLOCA（ISLOCA）

ａ）ＩＳＬＯＣＡ発生時において、原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所を隔離すること。隔離ａ）ISLOCA 発生時において、原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所を隔離すること。隔離でできない場合、原子炉を減圧し、原子炉冷却材の漏えいを抑制するために、逃がし安全弁（ＢＷ

きない場合、原子炉を減圧し、原子炉冷却材の漏えいを抑制するために、逃がし安全弁（BWR

Ｒの場合）又は主蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（ＰＷＲの場合）を作動させること等によりの場合）又は主蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWR の場合）を作動させること等により原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること。

原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること｡

4

備考H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
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原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）による自動減圧機能（以下，「自動減圧系」とい

東海第二

備考

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準対象施設が有する発電用原子炉（以 設備の相違, 記載方針の相違
下「原子炉」という。）の減圧機能は，逃がし安全弁による減圧機能である。

（略称定義）う。）である。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止する

これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器（以下「格納容器」 記載方針の相違（略称定義）

ため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する対処設備を整備しており，ここでは，これらの対処設という。）の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための対処設備を整備す

備を活用した手順等について説明する。

る。ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

インターフェイスシステム LOCA 発生時は，原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所を隔離するこ

また,インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所を隔とで原子炉冷却材の漏えいを抑制する。なお，損傷箇所の隔離ができない場合は，逃がし安全弁によ離することで原子炉冷却材の漏えいを抑制する。なお，損傷箇所の隔離ができない場合は，逃がし安る減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制することとしており，これらの手順等について説明する。

全弁による減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制することとしており，これらの手順等について説明する。

5

記載方針の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

1.3.1 対応手段と設備の選定

1.3.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1)対応手段と設備の選定の考え方
炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態にある場合に炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態にある場合には，は，原子炉の減圧が必要である。原子炉の減圧をするための設計基準事故対処設備として自動原子炉の減圧が必要である。原子炉の減圧をするための設計基準対象施設として，逃がし安全弁 設備の相違

減圧系を設置している。

（自動減圧機能なし），設計基準事故対処設備として，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）のう
ち逃がし安全弁（自動減圧機能）（以下「自動減圧系」という。）を設置している。

この設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対記載方針の相違（略称定義）

この設計基準対象施設及び設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するため 設備の相違

処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下，「機能喪失原因対策分析」という。）上に，設計基準対象施設及び設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定する（図 1.3.1）。

能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。（第1.3−1図）

また，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器破損の防止及びイン
ターフェイスシステム LOCA の対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

また，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による格納容器破損の防止，並びにインターフェイスシステムＬＯＣＡの対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。

※１

重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備を選定

重大事故等対処設備の他に，設計基準事故対処設備により重大事故等の対応を行うための対応 記載方針の相違
手段と重大事故等対処設備（設計基準拡張）※１及び柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主する。

対策設備※２を選定する。
※1 重大事故等対処設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設の機能を重大事故等時に期待する設備であって，新たに重大事故等に対処する機能が付加されていない設備。
※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況におい※2 自主対策設備て使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に

技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは有効な設備。

困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

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

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

なく，設置許可基準規則第四十六条及び技術基準規則第六十一条（以下「基準規則」という。
）のという。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，重大事故等要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，重大事故等対処設備び自主対処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。

対策設備との関係を明確にする。

6

記載方針の相違（定義付け）H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）(2)対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，自動減圧系の故障を想定する。

東海第二(2) 対応手段と設備の選定の結果

機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，自動減圧系における自動減圧機 記載方針の相違

また，サポート系故障として，全交流動力電源喪失又は直流電源（常設直流電源若しくは常設

能の故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流動力電源喪失，直流電源（常設直流直流電源系統）喪失を想定する。

電源若しくは常設直流電源系統）喪失又は高圧窒素ガス供給系の故障を想定する。

設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準

準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対主対策設備を以下に示す。

策設備を以下に示す。

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を表 1.3.1 に整理する。

主対策設備と整備する手順についての関係を第1.3−1表に整理する。
ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a)代替減圧(a) 代替減圧

炉減圧の自動化，又は中央制御室からの手動操作により原子炉を減圧する手段がある。

故障起因設備の相違

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自a.フロントライン系故障時の対応手段及び設備
設計基準事故対処設備である自動減圧系が故障等により原子炉の減圧ができない場合は，原子備考

設計基準事故対処設備である自動減圧系が故障により原子炉の自動での減圧ができない

記載方針の相違場合に，原子炉減圧の自動化，又は中央制御室からの手動操作により原子炉を減圧する手段がある。なお，原子炉冷却材圧力バウンダリの過渡の圧力上昇を抑えるため，逃がし安全弁 記載方針の相違（逃がし弁機能）のバックアップとして，圧力の上昇を防止する逃がし安全弁（安全弁機能）がある。

ⅰ.原子炉減圧の自動化
原子炉水位低（レベル 1）到達 10 分後及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場

ⅰ) 原子炉減圧の自動化
原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達10分後及び残留熱除去系（低圧注水系）ポ合に，代替自動減圧機能により原子炉を自動で減圧する。なお，「1.1 緊急停止失敗時に発電

ンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプが運転している場合に，過渡時自動減圧機能により原 設備の相違, 記載方針の相違

用原子炉を未臨界にするための手順等」における「EOP 原子炉制御「反応度制御」」対応操作

子炉を自動で減圧する。

中は，原子炉の自動減圧による原子炉への冷水注水量の増加に伴う原子炉出力の急上昇を防止するため，以下に記す「自動減圧系の起動阻止スイッチ」により自動減圧系の作動を阻止する。
代替自動減圧機能により原子炉を減圧する設備は以下のとおり。

過渡時自動減圧機能による減圧で使用する設備は以下のとおり。

・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）・過渡時自動減圧機能
記載方針の相違（東二は主要・自動減圧系の起動阻止スイッチ
・逃がし安全弁（自動減圧機能付き C,H,N,T の 4 個）・逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）

設備のみ記載）・逃がし安全弁（安全弁機能）

設備の相違

・主蒸気系配管・クエンチャ・自動減圧機能用アキュムレータ
・非常用交流電源設備

7

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）
ⅱ.手動による原子炉減圧

東海第二

備考

ⅱ) 手動による原子炉減圧

中央制御室からの手動操作により逃がし弁機能用電磁弁又は自動減圧機能用電磁弁を作動

中央制御室からの手動操作により逃がし弁機能用電磁弁又は自動減圧機能用電磁弁をさせ，アキュムレータに蓄圧された窒素ガスを逃がし安全弁に供給することにより逃がし安全作動させ，アキュムレータに蓄圧された窒素を逃がし安全弁に供給することにより逃がし弁を開放し，原子炉を減圧する。また，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全

安全弁を開放し，原子炉を減圧する。また，原子炉隔離時冷却系を中央制御室からの操作 設備の相違, 記載方針の相違

で，復水器の真空状態が維持できていれば，中央制御室からの手動操作によりタービンバイパ

により起動し，原子炉蒸気の一部を用いて復水貯蔵タンクの水を循環することにより原子ス弁を開操作し，原子炉を減圧する。

炉を減圧する。さらに，主蒸気隔離弁が全開状態であり，復水器の真空状態が維持できていれば，中央制御室からの手動操作によりタービン・バイパス弁を開操作し，原子炉を減圧する。

逃がし安全弁による減圧で使用する設備は以下のとおり。

逃がし安全弁による減圧で使用する設備は以下のとおり。

・逃がし安全弁・逃がし安全弁（自動減圧機能）

記載方針の相違（東二は主要・逃がし安全弁（逃がし弁機能）設備のみ記載）・主蒸気系配管・クエンチャ
・逃がし弁機能用アキュムレータ
・自動減圧機能用アキュムレータ
・所内蓄電式直流電源設備
また，上記所内蓄電式直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備

また，所内常設直流電源設備への継続的な給電は，常設代替交流電源設備，可搬型代替 記載方針の相違
交流電源設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備にて実施する。

記載方針の相違, 設備の相違

・可搬型代替交流電源設備
・可搬型直流電源設備
原子炉隔離時冷却系による減圧で使用する設備は以下のとおり。

設備の相違

・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵タンク
タービンバイパス弁による減圧で使用する設備は以下のとおり。

タービン・バイパス弁による減圧で使用する設備は以下のとおり。

・タービンバイパス弁

・タービン・バイパス弁
記載方針の相違

・タービン制御系ⅲ) 代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧
代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（逃がし弁機能）の電磁弁排気ポートに窒素を供給することで，逃がし安全弁（逃がし弁機能）を開放して原子炉を減圧する。
代替逃がし安全弁駆動装置による減圧で使用する設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁（逃がし弁機能）

8

記載方針の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b)重大事故等対処設備と自主対策設備
代替減圧で使用する設備のうち，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能），自動減圧系の「1.3.1(2)ａ．(a)ⅰ) 原子炉減圧の自動化（過渡時自動減圧機能による減圧）」で使用 記載方針の相違（東二は主要起動阻止スイッチ，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，自動減圧機能用アキュムレー

する設備のうち，過渡時自動減圧機能及び逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）は重大事故 設備のみ記載）

タ，逃がし弁機能用アキュムレータ，所内蓄電式直流電源設備，常設代替交流電源設備，可搬型等対処設備として位置づける。

代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備は重大事故等対処設備として位置づける。また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。

「1.3.1(2)ａ．(a)ⅰ) 原子炉減圧の自動化（過渡時自動減圧機能による減圧）」で使用する設備のうち，逃がし安全弁（安全弁機能）は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。
「1.3.1(2)ａ．(a)ⅱ) 手動による原子炉減圧（逃がし安全弁による減圧）」で使用する設備のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能）は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.3.1(2)ａ．(a)ⅱ) 手動による原子炉減圧（原子炉隔離時冷却系による減圧）」で使 設備の相違
用する設備のうち，原子炉隔離時冷却系ポンプは重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

される設備が全て網羅されている。

（添付資料1.3.1）（添付資料 1.3.1）

9

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）
以上の重大事故等対処設備により，自動減圧系が機能喪失した場合においても，原子炉を減圧することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。

東海第二

備考

以上の重大事故等対処設備により，逃がし安全弁の自動減圧系の自動減圧機能が機能喪失した場合においても，原子炉を減圧することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・逃がし安全弁（逃がし弁機能）

設備の相違

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動に使用する高圧窒素ガス供給系は，耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉冷却材圧力にかかる圧力を最高使用圧力の1.1倍未満に維持する手段として有効である。
・タービンバイパス弁，タービン制御系

・タービン・バイパス弁

炉心損傷前において，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，復水器の真空状態が維持できていれば，逃がし安全弁の代替手段として有効である。

記載方針の相違

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用母線が健全で，復水器が使用可能であれば，原子炉を減圧することができるため，逃がし安全弁の代替減圧手段として有効である。
・復水貯蔵タンク

設備の相違

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，原子炉隔離時冷却系により原子炉蒸気の一部を用いて復水貯蔵タンクの水を再循環することにより，原子炉を減圧することができるため，原子炉を減圧する手段として有効である。
・代替逃がし安全弁駆動装置

設備の相違

逃がし安全弁（逃がし弁機能）開放まで時間を要するが，使用可能であれば，逃がし
安全弁（逃がし弁機能）による代替減圧手段として有効である。
b.サポート系故障時の対応手段及び設備

ｂ．サポート系故障時の対応手段及び設備(a)常設直流電源系統喪失時の減圧(a) 常設直流電源系統喪失時の減圧

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源が喪失し，原子炉の減常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源が喪失し，原子炉圧ができない場合は，可搬型直流電源設備又は逃がし安全弁用可搬型蓄電池により逃がし安全弁の減圧ができない場合に，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備及び逃がし安全の機能を回復させて原子炉を減圧する手段がある。

弁用可搬型蓄電池により逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて原子炉を減圧す 記載方針の相違

設備の相違

る手段がある。
記載方針の相違

また，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が確保できない場合においても，代替逃がし安全
弁駆動装置により逃がし安全弁を作動させて原子炉を減圧する手段がある。

10

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二ⅰ) 常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

備考
対応手順の相違

常設代替直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて原子炉を減圧する。
常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復後の原子炉減圧で使用する設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁（自動減圧機能）
ⅰ.可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
可搬型直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の機能を回復させて原子炉を減圧する。なお，可ⅱ) 可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
可搬型代替直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源 設備の相違を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて原子炉を減圧する。

記載方針の相違

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

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復後の原子炉減圧で使用する設備は以

記載方針の相違下のとおり。
・可搬型直流電源設備

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

記載方針の相違（東二は主要設備のみ記載）, 設備の相違

・AM 用切替装置（SRV）
・代替所内電気設備
・常設代替直流電源設備
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）
・主蒸気系配管・クエンチャ
・逃がし弁機能用アキュムレータ
ⅱ.逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復
逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の機能を回復させて原子炉を減圧する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復で使用する設備は以下のとおり。

ⅲ) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復
逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させ原子炉を減圧する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復後の原子炉減圧で使用する設備は以下のとおり。
記載方針の相違（東二は主要・逃がし安全弁用可搬型蓄電池
・逃がし安全弁（自動減圧機能付き）

記載方針の相違・逃がし安全弁（自動減圧機能）

・主蒸気系配管・クエンチャ・自動減圧機能用アキュムレータ

11

設備のみ記載）H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
設備の相違

ⅲ.代替逃がし安全弁駆動装置による減圧
代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の電磁弁排気ポート
へ窒素ガスを供給し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して原子炉を減圧する。
代替逃がし安全弁駆動装置による減圧で使用する設備は以下のとおり。
・高圧窒素ガス供給系（代替逃がし安全弁駆動装置）
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし D,E,K,U の 4 個）・主蒸気系配管・クエンチャ(b)逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧(b) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレー

逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュ

タの供給圧力が喪失した場合に，高圧窒素ガス供給系（非常用）により逃がし安全弁の駆動源を確

ムレータの供給圧力が喪失した場合に，高圧窒素ガス供給系（非常用）により逃がし安全弁

保し，逃がし安全弁の機能を回復させて原子炉を減圧する手段がある。

（自動減圧機能）の駆動源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて原記載方針の相違

子炉を減圧する手段がある。
ⅰ.高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素ガス確保
逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供給源を不活性ガス系から高圧窒素ガス供給系

ⅰ) 高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保
逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な窒素の供給源を不活性ガス系から高圧窒 記載方針の相違（非常用）に切り替えることで窒素ガスを確保し，原子炉を減圧する。また，逃がし安全弁の素ガス供給系（非常用）に切り替えることで窒素を確保し，原子炉を減圧する。また，逃駆動源が高圧窒素ガス供給系（非常用）から供給されている期間中において，逃がし安全弁のがし安全弁（自動減圧機能）の駆動源が高圧窒素ガス供給系（非常用）から供給されてい作動に伴い逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの圧力が低下した場合は，予備の高圧窒素る期間中において，逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に伴い逃がし安全弁（自動減圧

ガスボンベに切り替えることで窒素ガスを確保し，原子炉を減圧する。

機能）の作動に必要な窒素の圧力が低下した場合は，予備の高圧窒素ガスボンベに切り替えることで窒素を確保し，原子炉を減圧する。

高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素ガス確保で使用する設備は以下のとおり。

高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保で使用する設備は以下のとおり。

・高圧窒素ガスボンベ

・高圧窒素ガスボンベ

・高圧窒素ガス供給系配管・弁記載方針の相違（東二は主要・自動減圧機能用アキュムレータ

設備のみ記載）・逃がし弁機能用アキュムレータ
ⅱ) 可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保
予備の高圧窒素ガスボンベから供給されている期間中において，逃がし安全弁の作動に伴い逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な窒素の圧力が低下した場合は，可搬型
窒素供給装置（小型）から供給することで窒素を確保し，原子炉を減圧する。
可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型窒素供給装置（小型）

12

設備の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
記載方針の相違(c)逃がし安全弁が作動可能な環境条件想定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよ
うに，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供給圧力を調整可能な設計としている。
ⅰ.逃がし安全弁の背圧対策想定される重大事故等の環境条件を考慮して，原子炉格納容器圧力が設計圧力の 2 倍の状態
（620kPa[gage]）となった場合においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，
あらかじめ供給圧力を設定する。
逃がし安全弁の背圧対策として，窒素ガスの供給圧力を調整するために使用する設備は以下のとおり。
・高圧窒素ガスボンベ
・高圧窒素ガス供給系配管・弁・主蒸気系配管・弁(d)復旧(c) 復旧

全交流動力電源喪失又は常設直流電源喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場

全交流動力電源喪失又は常設直流電源喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失

合は，代替電源により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復した場合に，代替電源により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保

旧することにより原子炉を減圧する手段がある。

し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を復旧することで原子炉を減圧する手段がある。

ⅰ.代替直流電源設備による復旧

ⅰ) 代替直流電源設備による復旧

代替直流電源設備（可搬型直流電源設備又は直流給電車）により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

代替直流電源設備（常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備）により逃がし

記載方針の相違

設備の相違

安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁（自動減圧機能） 記載方針の相違の機能を復旧させ原子炉を減圧する。

代替直流電源設備により逃がし安全弁を復旧する設備は以下のとおり。

代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）復旧後の原子炉減圧で使用する設備は以下のとおり。

・可搬型直流電源設備

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

設備のみ記載）・直流給電車及び可搬型代替交流電源設備
ⅱ.代替交流電源設備による復旧
代替交流電源設備（常設又は可搬型）により充電器を受電し，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

記載方針の相違（東二は主要ⅱ) 代替交流電源設備による復旧
代替交流電源設備（常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備）により直流記載方針の相違

125V充電器を受電し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を復旧させ原子炉を減圧する。

代替交流電源設備により逃がし安全弁を復旧する設備は以下のとおり。

代替交流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）復旧後の原子炉減圧で使用する ）設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁（自動減圧機能）

記載方針の相違（東二は主要設備のみ記載・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

13H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二(e)重大事故等対処設備と自主対策設備

備考(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備

常設直流電源系統喪失時の減圧で使用する設備のうち，可搬型直流電源設備，AM 用切替装置（SRV），代替所内電気設備，常設代替直流電源設備，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，
逃がし弁機能用アキュムレータ，逃がし安全弁用可搬型蓄電池，自動減圧機能用アキュムレータ
は重大事故等対処設備として位置づける。

「1.3.1(2)ｂ．(a)ⅰ) 常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復」で使用する 記載方針の相違（東二は主要設備のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能）は重大事故等対処設備として位置づける。

設備のみ記載）「1.3.1(2)ｂ．(a)ⅱ) 可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復」で使用する設備のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能）は重大事故等対処設備として位置づける。

逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧で使用する設備のうち，高圧窒素ガスボン「1.3.1(2)ｂ．(a)ⅲ) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復」で使ベ，高圧窒素ガス供給系配管・弁，自動減圧機能用アキュムレータ及び逃がし弁機能用アキュムレ

用する設備のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能）は重大事故等対処設備として位置づける。

ータは重大事故等対処設備として位置づける。

「1.3.1(2)ｂ．(b)ⅰ) 高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保」で使用する設備

逃がし安全弁が作動可能な環境条件で使用する設備のうち，高圧窒素ガスボンベ，高圧窒素ガ
ス供給系配管・弁及び主蒸気系配管・弁は重大事故等対処設備として位置づける。
復旧で使用する設備のうち，可搬型直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流
電源設備は重大事故等対処設備として位置づける。

のうち，高圧窒素ガスボンベは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.3.1(2)ｂ．(c)ⅰ) 代替直流電源設備による復旧」で使用する設備のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能）は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.3.1(2)ｂ．(c)ⅱ) 代替交流電源設備による復旧」で使用する設備のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能）は重大事故等対処設備として位置づける。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

（添付資料 1.3.1）（添付資料1.3.1）

以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は直流電源喪失が発生した場合にお以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失，常設直流電源系統喪失又は逃がいても，原子炉を減圧することができる。

故障起因設備の相違

し安全弁の作動に必要な窒素喪失が発生した場合においても，原子炉を減圧することができる。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型窒素供給装置（小型）
可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保まで時間を要するが，逃がし安全弁（自動減圧機能）に窒素を供給可能であれば，重大事故等の対処に必要となる窒素を確保できることから有効な手段である。

14

設備の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
設備の相違

・高圧窒素ガス供給系（代替逃がし安全弁駆動装置）
現状の設備では系統構成（フランジ取り外し，ホース取り付け）を二次格納容器内で実施しなければならず，事象の進展によってはアクセス困難となる可能性があるが，逃がし安全弁を作動させる手段として有効である。
・直流給電車
給電開始までに時間を要するが，給電可能であれば逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保できることから，原子炉を減圧するための直流電源を確保する手段として有効である。
c.原子炉格納容器破損を防止するための対応手段及び設備

ｃ．格納容器破損を防止するための対応手段及び設備(a)炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止(a) 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止

炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出／

炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器破損を防止するため，逃がし安全弁の手動開操作

出／格納容器雰囲気直接加熱による格納容器破損を防止するため，逃がし安全弁の手動開操により原子炉を減圧する手段がある。

作により原子炉を減圧する手段がある。

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止で使用する設備は以下のとおり。

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止するための原子炉減圧で使用する設備
は以下のとおり。

・逃がし安全弁・逃がし安全弁（自動減圧機能）

記載方針の相違（東二は主要・逃がし安全弁（逃がし弁機能）設備のみ記載）・主蒸気系配管・クエンチャ
・逃がし弁機能用アキュムレータ
・自動減圧機能用アキュムレータ
(b)重大事故等対処設備
原子炉格納容器破損の防止で使用する設備のうち，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，
逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設備として設備の相違(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止するための原子炉減圧で使用する設備

記載方針の相違のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能）は重大事故等対処設備として位置づける。

位置づける。
以上の重大事故等対処設備により，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であ以上の重大事故等対処設備により，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態る場合においても，原子炉を減圧することで，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱によるである場合においても，原子炉を減圧することで，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加原子炉格納容器破損を防止することができる。

熱による格納容器破損を防止することができる。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要 記載方針の相違
求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.3.1）

15

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二以上の重大事故等対処設備により，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態 設備の相違である場合において，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による格納容器破損を防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・逃がし安全弁（逃がし弁機能）
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動に使用する高圧窒素ガス供給系は，耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉冷却材圧力にかかる圧力を最高使用圧力の1.1倍未満に維持する手段として有効である。

16

備考H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二d.インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手段及び設備

ｄ．インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手段及び設備(a)インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応(a) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応

インターフェイスシステム LOCA 発生時に，漏えい箇所の隔離操作を実施するものの隔離できな

備考

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，中央制御室から漏えい箇所の隔離操作を実 記載方針の相違

い場合，原子炉冷却材が原子炉格納容器外へ漏えいする。原子炉格納容器外への漏えいを抑制す

施するが，漏えい箇所の隔離ができない場合，格納容器外に原子炉冷却材の漏えいが継続するため，逃がし安全弁及びタービンバイパス弁により原子炉を減圧するとともに，弁の隔離操作る。格納容器外への漏えいを抑制するため，逃がし安全弁により原子炉を減圧し，現場での 設備の相違により原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離する手段がある。

弁の隔離操作により原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離する手段がある。

原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧で使用する設備は以下のとおり。

原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧で使用する設備は以下のとおり。

・逃がし安全弁・逃がし安全弁（自動減圧機能）

記載方針の相違（東二は主要・逃がし安全弁（逃がし弁機能）設備のみ記載）・主蒸気系配管・クエンチャ
・逃がし弁機能用アキュムレータ
・自動減圧機能用アキュムレータ
設備の相違

・タービンバイパス弁
・タービン制御系
原子炉冷却材の漏えい箇所の隔離で使用する設備は以下のとおり。

原子炉冷却材の漏えい箇所の隔離で使用する設備は以下のとおり。

・高圧炉心注水系注入隔離弁

・高圧炉心スプレイ系注入弁

設備の相違

・原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁

事象想定設備の相違

・低圧炉心スプレイ系注入弁
・残留熱除去系Ａ系注入弁
・残留熱除去系Ｂ系注入弁
・残留熱除去系Ｃ系注入弁(b)重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

インターフェイスシステム LOCA 発生時における原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧で使用する「インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応（原子炉冷却材圧力バウンダリの減設備のうち，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，逃がし安全弁機能用アキュムレータ及び圧）」で使用する設備のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能）を重大事故等対処設備として記載方針の相違（東二は主要

自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設備として位置づける。

位置づける。

設備のみ記載）インターフェイスシステム LOCA 発生時における原子炉冷却材の漏えい箇所の隔離で使用する高圧炉心注水系注入隔離弁は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。

「インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応（原子炉冷却材の漏えい箇所の隔離）」で使用する高圧炉心スプレイ系注入弁，原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁，低圧炉心スプレ 事象想定設備の相違
イ系注入弁，残留熱除去系Ａ系注入弁，残留熱除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系Ｃ系注入
弁は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

（添付資料 1.3.1）（添付資料1.3.1）

17

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）
以上の重大事故等対処設備により，インターフェイスシステム LOCA が発生した場合においても，原子炉を減圧することで，原子炉冷却材が原子炉格納容器外へ漏えいすることを抑制できる。

東海第二

備考

以上の重大事故等対処設備により，インターフェイスシステムＬＯＣＡが発生した場合においても，中央制御室から漏えい箇所の隔離操作をすることで原子炉冷却材の漏えい箇所を 記載方針の相違
隔離するが，漏えい箇所の隔離が出来ない場合には，原子炉を減圧することで原子炉冷却材が格納容器外へ漏えいすることを抑制し，現場による弁の隔離操作で原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離することができる。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
設備の相違

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動に使用する高圧窒素ガス供給系は，耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉冷却材圧力にかかる圧力を最高使用圧力の1.1倍未満に維持する手段として有効である。

設備の相違

・タービンバイパス弁，タービン制御系
主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，復水器の真空状態が維持できていれば，原子炉を減圧する手段として有効である。

記載方針の相違ｅ．逃がし安全弁が作動可能な環境条件(a) 逃がし安全弁の背圧対策
高圧窒素ガス供給系（非常用）は，想定される重大事故等の環境条件を考慮して，格納容器内圧力が設計圧力の2倍の状態（620kPa［gage］）となった場合においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定する。
逃がし安全弁の背圧対策である高圧窒素ガス供給系（非常用）への供給に使用する設備は以下のとおり。
・高圧窒素ガスボンベ(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備
逃がし安全弁の背圧対策で使用する設備のうち，高圧窒素ガスボンベは重大事故等対処設
備として位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.3.1）
以上の重大事故等対処設備により，格納容器内圧力が設計圧力の2倍の状態（620kPa［gage］）となった場合においても，確実に逃がし安全弁を作動させ原子炉を減圧すること
ができる。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

e.手順等

備考

ｆ．手順等

上記「a.フロントライン系故障時の対応手段及び設備」，「b.サポート系故障時の対応手段及び上記「ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備」，「ｂ．サポート系故障時の対応手設備」，「c.原子炉格納容器破損を防止するための対応手段及び設備」及び「d.インターフェイス

段及び設備」，「ｃ．格納容器破損を防止するための対応手段及び設備」及び「ｄ．インターフシステム LOCA 発生時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

ェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

これらの手順は，運転員の対応として事故時運転操作手順書（徴候ベース）（以下，「EOP」といこれらの手順は，運転員等※１及び重大事故等対応要員の対応として「非常時運転手順書Ⅱ（徴記載方針の相違（略称定義）

う。）及び事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）（以下，「SOP」という。）及び AM 設備

候ベース）
」
，
「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」及び「重大事故等対策要領」に定 整備する手順書類の相違（柏別操作手順書に定める（表 1.3.1）。

める。（第1.3−1表）

また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整理する（表 1.3.2，表 1.3.3）。

崎：AM 設備別操作手順書,東また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整理す Ⅱ：重大事故等対策要領（以下同様））る。（第1.3−2表，第1.3−3表）※1 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応要員）をいう。 体制の明確化（添付資料 1.3.2）（添付資料1.3.2）

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

1.3.2 重大事故等時の手順

1.3.2 重大事故等時の手順

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)代替減圧
a.手動による原子炉減圧
原子炉の冷温停止への移行又は低圧注水系による原子炉注水への移行を目的として，逃がし

備考(1) 代替減圧
ａ．手動による原子炉減圧
低圧で原子炉へ注水可能な系統による原子炉注水への移行を目的として，逃がし安全弁，原 記載方針の相違, 設備の相違

安全弁又はタービンバイパス弁を使用した中央制御室からの手動操作による原子炉の減圧を行

子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転及び主蒸気隔離弁が開状態での復水器を使用しう。

たタービン・バイパス弁により原子炉の減圧を実施する。

また，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器破損の防止を目的とまた，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による格納容器破損の防止を目的として，して，逃がし安全弁を使用した中央制御室からの手動操作による原子炉の減圧を行う。

逃がし安全弁により原子炉の減圧を行う。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

記載方針の相違
記載方針の相違①原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合
・復水器が使用可能であり，タービンバイパス弁の開操作が可能な場合・復水器が使用不可能であるが，逃がし安全弁の開操作が可能な場合

記載方針の相違①逃がし安全弁による減圧②急速減圧の場合
・低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系(常設)のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2
系以上※1 起動により原子炉注水手段が確保され，逃がし安全弁の開操作が可能な場合【急速減圧の場合】
低圧で原子炉へ注水可能な系統※１又は低圧代替注水系※２1系統以上起動により原子炉記載方針の相違

注水手段が確保された場合。

・逃がし安全弁が使用できない場合は，復水器が使用可能で，タービンバイパス弁の開操作が可能な場合③炉心損傷後の原子炉減圧の場合【炉心損傷後の原子炉減圧の場合】[低圧注水手段がある場合]

炉心損傷を判断した場合※３で，原子炉圧力が0.69MPa［gage］以上の場合に高圧注水系

・高圧注水系は使用できないが，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場合で，逃がし統※４が使用できず，低圧注水系統※５1系統以上起動できた場合，又は原子炉注水手段が安全弁の開操作が可能な場合[注水手段がない場合]

記載方針の相違なく，原子炉圧力容器内の水位が規定水位（燃料有効長底部から燃料有効長の20％高い
位置）に到達した場合。

・原子炉注水手段が確保できず，原子炉圧力容器内の水位が規定水位（有効燃料棒底部から
有効燃料棒の長さの 10%上の位置）に到達した場合で，逃がし安全弁の開操作が可能な場
合
設備の相違②原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による減圧
低圧で原子炉へ注水可能な系統※１

又は低圧代替注水系※２

1系統以上起動により原子炉注水手段が確保され，逃がし安全弁による原子炉の減圧ができない場合。
③タービン・バイパス弁による減圧
低圧で原子炉へ注水可能な系統※１又は低圧代替注水系※２1系統以上起動により原子炉注水手段が確保され，逃がし安全弁による原子炉の減圧ができず，原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による原子炉の減圧ができない場合。

20

記載方針の相違

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二※1:「低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系(常設)のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系※1：炉心損傷前における「低圧で原子炉へ注水可能な系統」とは，高圧炉心スプレイ系，
低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）又は復水系をいう。

2 系以上」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧炉
心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード），給水系及び復水系のいずれか 1 系以上，又備考※2：炉心損傷前における「低圧代替注水系」とは，低圧代替注水系（常設），低圧代替注
水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系又は補給水系をいう。

は低圧代替注水系(常設)のポンプ 2 台以上，若しくは消火系及び低圧代替注水系(可搬型)の組み合わせによる 2 系以上をいう。

設備の相違

なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容器内の水位が規定値に到達した場合
は，低圧代替注水系(常設)のポンプ 1 台又は代替注水系１系であっても減圧を行う。
（添付資料 1.3.7）※3：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材

記載方針の相違

喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲
気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。
※4：炉心損傷後における「高圧注水系統」とは，高圧炉心スプレイ系，給水系，原子炉隔離時冷却系又は高圧代替注水系をいう。
※2:「低圧注水系 1 系」とは，残留熱除去系（低圧注水モード），低圧代替注水系(常設)，消※5：炉心損傷後における「低圧注水系統」とは，復水系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除火系，低圧代替注水系(可搬型)，給水系及び復水系の 1 系のいずれかをいう。

去系（低圧注水系），低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循
環冷却系，消火系又は補給水系をいう。

(b)操作手順
逃がし安全弁又はタービンバイパス弁を使用した手動による原子炉減圧手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを図 1.3.2，図 1.3.3 及び図 1.3.4 に示す。

(b) 操作手順
逃がし安全弁，原子炉隔離時冷却系又はタービン・バイパス弁を使用した手動による原子設備の相違

炉減圧手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.3−2図及び第1.3−3図に示す。

[タービンバイパス弁による原子炉の減圧]記載方針の相違（東二は比較①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員にタービンバイパス弁を手

表 22 ページに記載）

動で開操作し，原子炉を減圧するよう指示する。
a② （判断基準①：原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合）
中央制御室運転員 A は，原子炉減圧時の原子炉冷却材温度変化率が 55℃/h 以内になるよ
うに，タービンバイパス弁の開閉操作を行う。
②b（判断基準②：急速減圧の場合）
中央制御室運転員 A は，原子炉を急速減圧するため，タービンバイパス弁を開操作する。

21

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）[逃がし安全弁による原子炉の減圧]①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に逃がし安全弁を手動で開操作し，原子炉を減圧するよう指示する。

東海第二【逃がし安全弁による減圧】

備考
記載方針の相違①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に逃がし安全弁を手動で開操作し， 設備の相違
原子炉を減圧するよう指示する。

②a（判断基準①：原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合）

記載方針の相違

中央制御室運転員 A は，原子炉減圧時の原子炉冷却材温度変化率が 55℃/h 以内になるよ
うに，逃がし安全弁を手動で開閉操作を行う。
②b（判断基準②：急速減圧の場合）②ａ急速減圧の場合

記載方針の相違

中央制御室運転員 A は，逃がし安全弁(自動減圧機能付き)8 個を手動で開操作し，原子炉運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁（自動減圧機能）7個を手動で開操作し，原子 設備の相違の急速減圧を行う。

炉の急速減圧を実施し，発電長に報告する。

逃がし安全弁(自動減圧機能付き)が開放できない場合は，自動減圧機能を有する逃がし安

逃がし安全弁（自動減圧機能）が開放できない場合は，自動減圧機能を有する逃がし安全弁とそれ以外の逃がし安全弁を合わせて 8 個を開放する。

全弁とそれ以外の逃がし安全弁を合わせて7個を開放し，発電長に報告する。

②c（判断基準③：炉心損傷後の原子炉減圧の場合）②ｂ炉心損傷後の原子炉減圧の場合

中央制御室運転員 A は，逃がし安全弁(自動減圧機能付き又は逃がし弁機能) 2 個を手動で運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁（自動減圧機能又は逃がし弁機能）2個を手動開操作し，原子炉を減圧する。

で開操作し，原子炉を減圧し，発電長に報告する。

記載方針の相違

記載方針の相違
記載方針の相違
記載方針の相違③中央制御室運転員 A は，サプレッション・チェンバ・プール水の温度上昇防止のため，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッション・
チェンバ・プール水の除熱を行う。
【原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による減圧】

設備の相違①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉隔離時冷却系を復水貯蔵タ
ンクの循環運転で起動し，原子炉を減圧するよう指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系を復水貯蔵タンク循環で起動し，原子炉を減圧したことを，発電長に報告する。
【タービン・バイパス弁による減圧】

記載方針の相違（柏崎は比較①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にタービン・バイパス弁を手動で開 表 21 ページに記載）
操作し，原子炉を減圧するよう指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉を減圧するため，タービン・バイパス弁を開操作し，発電長に報告する。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）(c)操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 1 名で対応が可能である。
作業開始を判断してから原子炉の減圧を開始するまでの所要時間は下記のとおり。

東海第二

備考

(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等1名にて実施した場合，作業開始を判断してから手動に記載方針の相違よる原子炉減圧開始までの所要時間は下記のとおり想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
記載方針の相違,設備の相違

・タービンバイパス弁による原子炉の減圧：1 分以内
・逃がし安全弁による原子炉の減圧：1 分以内

・逃がし安全弁による減圧：1分以内

記載方針の相違

・原子炉隔離時冷却系による減圧：22分以内

設備の相違

・タービン・バイパス弁による減圧：3分以内

設備の相違

ｂ．代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧設備の相違（柏崎は比較表 33

逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合に，代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし 〜35 ページに記載）
安全弁（逃がし弁機能）の電磁弁排気ポートへ窒素を供給することで，逃がし安全弁（逃がし弁機能）を開放し，原子炉を減圧する。
なお，原子炉減圧の確認は，中央制御室の計器により確認が可能である。
(a) 手順着手の判断基準
低圧で原子炉へ注水可能な系統※１又は低圧代替注水系※２1系統以上起動により原子炉注
水手段が確保され，逃がし安全弁による原子炉の減圧ができない場合。
※1：炉心損傷前における「低圧で原子炉へ注水可能な系統」とは，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）又は復水系をいう。
※2：炉心損傷前における「低圧代替注水系」とは，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系又は補給水系をいう。
(b) 操作手順
代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.3−2図に，概要図を第1.3−4図に，タイムチャートを第1.3−5図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力指示値を確認する。
③運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，代替逃がし安全弁駆動装置窒素ボンベ圧力指示値
が0.5MPa［gage］以上であり，逃がし安全弁（逃がし弁機能）の駆動源が確保されていることを確認する。
④運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，代替逃がし安全弁駆動装置排気ライン止め弁を閉にし，耐圧ホースの接続を実施する。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

⑤運転員等は，発電長に代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧の準備が完了したこ 設備の相違（柏崎は比較表 33〜35 ページに記載）とを報告する。
⑥発電長は，運転員等に代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁（逃がし弁機能）を閉を確認する。
⑧運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，代替逃がし安全弁駆動装置窒素供給弁及び格納容器隔離弁を開とする。
⑨運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力指示値の低下により減圧が開始されたことを確認し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を運転員等2名にて実施した場合，作業開始を判断してから代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧開始まで101分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
（添付資料1.3.3）(2)重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを図 1.3.16 に示す。
自動減圧系機能喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，低圧注水系，低圧代替注水系(常(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.3−20図に示す。
逃がし安全弁の自動減圧機能喪失により逃がし安全弁が自動で作動しない場合，低圧で原子炉 記載方針の相違

設)又は代替注水系による原子炉注水準備が完了し，復水器が使用可能であればタービンバイパへ注水可能な系統又は低圧代替注水系による原子炉注水準備が完了した後，逃がし安全弁の手動 設備の相違

ス弁による原子炉減圧を実施する。復水器が使用不可能であれば逃がし安全弁による原子炉減圧操作による原子炉の減圧を実施する。

を実施する。また，原子炉水位低(レベル 1)到達 10 分後及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合は，代替自動減圧機能が自動で作動し原子炉を減圧する。

逃がし安全弁による原子炉の減圧ができない場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉の減圧を 設備の相違実施する。
代替逃がし安全弁駆動装置は，使用準備に時間を要することから，逃がし安全弁が使用不可能 設備の相違な場合に，あらかじめ準備を行い，使用準備が完了したら代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉の減圧を実施する。
原子炉隔離時冷却系による原子炉の減圧ができない場合で，主蒸気隔離弁が開状態であれば，復水器を使用したタービン・バイパス弁による原子炉減圧を実施する。
また，原子炉水位低異常低下（レベル１）設定点到達10分後及び残留熱除去系（低圧注水系）
ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプが運転している場合は，過渡時自動減圧機能が自動で作動 設備の相違
し原子炉を減圧する。

24

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順

1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1)常設直流電源系統喪失時の減圧(1) 常設直流電源系統喪失時の減圧
ａ．常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，常設代替直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して，原子炉を減圧する。その後，可搬型代替直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を継続的に供給する。
(a) 手順着手の判断基準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁による原子炉の減圧ができない場合。
(b) 操作手順
常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.3−2図に，概要図を第1.3−6図に，タイムチャートを第1.3−7図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に逃がし安全弁（自動減圧機能）の電源を所内常設直流電源設備から常設代替直流電源設備への切替準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，常設代替直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能）
開放に必要な緊急用直流電源母線電圧が確保されていることを確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に逃がし安全弁（自動減圧機能）の電源を所内常設直流電源設備から常設代替直流電源設備への切り替えを指示する。
④運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁（自動減圧機能）を閉とし，逃がし安全弁の制御回路電源を所内常設直流電源設備から常設代替直流電源設備への切り替えを実施
し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等に常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁（自動減圧機能）を手動にて開操作し，原子炉圧力容器内の圧力が低下したことを確認し，発電長に報告する。

25

備考

設備の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二(c) 操作の成立性

備考
設備の相違

上記の中央制御室対応を運転員等1名にて実施した場合，作業開始を判断してから常設代
替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放まで5分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
また，常設代替直流電源設備の枯渇による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動電源喪失を防止するため，可搬型代替直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必
要な直流電源を継続的に維持させる。なお，可搬型代替直流電源設備に関する操作の成立性
は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
a.可搬型直流電源設備による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，可搬型直流電

ｂ．可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

記載方針の相違

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，可搬型代替直源設備により逃がし安全弁(自動減圧機能なし)の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安 設備の相違

弁(自動減圧機能なし)を開放して原子炉の減圧を実施する。なお，可搬型直流電源設備による全弁（自動減圧機能）を開放して，原子炉を減圧する。

記載方針の相違

直流電源の供給準備が整うまでの期間は，常設代替直流電源設備にて逃がし安全弁(自動減圧機能なし)の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁(自動減圧機能なし)を開放して原子炉の減圧を実施する。
原子炉の減圧確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下 1 階計装ラック室(管理区域)
にて確認が可能であるため，いずれかの計器で原子炉の減圧を確認する。
(a)手順着手の判断基準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，以下の条件が全て成立した場合。

(a) 手順着手の判断基準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁による原子炉の減圧ができない場合において， 記載方針の相違
常設代替直流電源設備による緊急用直流125V主母線盤への給電ができない場合。

・炉心損傷前の原子炉減圧は，低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系(常設)のポンプ 2 台
以上若しくは代替注水系 2 系以上※1 起動により原子炉注水手段が確保されている場合。炉心損傷後の原子炉減圧は，高圧注水系が使用できない場合で，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場合，又は原子炉圧力容器内の水位が規定水位(有効燃料棒底部から有効燃
料棒の長さの 10%上の位置)に到達した場合。
・逃がし安全弁(自動減圧機能なし)作動用の窒素ガスが確保されている場合。
・逃がし安全弁(自動減圧機能なし)の作動に必要な直流電源を常設代替直流電源設備から給電可能な場合。

26

設備及び設備運用の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
判断基準の相違※1:「低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系(常設)のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系
2 系以上」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧
炉心注水系，残留熱除去系(低圧注水モード)，給水系及び復水系のいずれか 1 系以上，又は低圧代替注水系(常設)のポンプ 2 台以上，消火系若しくは低圧代替注水系(可搬型)の組み合わせによる 2 系以上をいう。なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容器内の水位が規定値に到達した場合は，代替注水系１系であっても減圧を行う。
※2:「低圧注水系 1 系」とは，残留熱除去系(低圧注水モード)，低圧代替注水系(常設)，消火系，低圧代替注水系(可搬型)，給水系及び復水系の 1 系のいずれかをいう。
（添付資料 1.3.7）(b)操作手順
可搬型直流電源設備による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを図 1.3.3 に，概要図を図 1.3.5 に，タイムチャートを図 1.3.6 に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可搬型直流電源設備による逃がし
安全弁(自動減圧機能なし)開放の準備開始を指示する。

(b) 操作手順
可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復手順の概要は以下のとおり。

記載方針の相違

手順の対応フローを第1.3−2図に，概要図を第1.3−8図に，タイムチャートを第1.3−9図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に逃がし安全弁（自動減圧機能）の 設備の相違
電源を所内常設直流電源設備から可搬型代替直流電源設備への切替準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，可搬型代替直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機 設備の相違
能）開放に必要な緊急用直流電源母線電圧が確保されていることを確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に逃がし安全弁（自動減圧機能）の電源を所内常設直流電源設備か 設備の相違
ら可搬型代替直流電源設備への切り替えを指示する。
設備の相違②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ可搬型直流電源設備による直流電源の復旧を依頼する。

設備の相違③当直副長は，可搬型直流電源設備による直流電源の復旧が完了するまでの間，逃がし安全弁による原子炉の減圧を実施するため，運転員に常設代替直流電源設備による逃がし
安全弁(自動減圧機能なし)開放の準備開始を指示する。
［逃がし安全弁の駆動源（電源）確保及び開放操作］④a（中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合）

設備の相違

中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室の ATWS/RPT 盤に原子炉圧力(可搬計測器)を接続し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
（現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合）
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室(管理区域)の原子炉圧力(現場計器)にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する。

27

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）⑤a 中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室の AM 用切替装置(SRV)で，125V DC 分電盤側

東海第二

備考

④運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁（自動減圧機能）を閉とし，逃がし安全弁の 設備の相違の逃がし安全弁用供給電源 NFB を開放し，125V AM 分電盤側の逃がし安全弁用供給電源

制御回路電源を所内常設直流電源設備から可搬型代替直流電源設備への切り替えを実NFB を投入し，当直副長に常設代替直流電源設備による逃がし安全弁(自動減圧機能な施し，発電長に報告する。

し)開放の準備完了を報告する。
a⑥ 当直副長は，中央制御室運転員に常設代替直流電源設備による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放を指示する。

⑤発電長は，運転員等に可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）開 設備の相違
放を指示する。

a

記載方針の相違

転員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に原子炉の減圧

設備の相違⑦ 当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運状況の確認を指示する。
⑧a 中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁(自動減圧機能なし)を手動で開操作し，原子炉の減圧を開始する。

⑥運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁（自動減圧機能）を手動にて開操作し，原子 設備の相違
炉圧力容器内の圧力が低下したことを確認し，発電長に報告する。

⑨a（中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合）

記載方針の相違
記載方針の相違

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉の減圧が開始されたことを中央制御室の ATWS/RPT
盤に接続した原子炉圧力容器(可搬計測器)指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 C，D，E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全
弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
設備の相違（現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合）
現場運転員 C 及び D は，原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階計装ラック室(管理区域)の原子炉圧力(現場計器)指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
⑩a 中央制御室運転員 A 及び B，又は現場運転員 C 及び D は，原子炉圧力容器内の圧力が逃記載方針の相違がし安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長へ原子炉の減圧が完了したことを報告する。
設備の相違［逃がし安全弁の開保持用の駆動源（高圧窒素ガス）確保操作］④b 現場運転員 C 及び D は，常設代替直流電源設備による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施する。
なお，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の操作場所は二次格納施設内であり，事象の進展によりアクセス困難となった場合は，全閉操作は実施しない。

28

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二⑤b 現場運転員 E 及び F は，常設代替直流電源設備による逃がし安全弁(自動減圧機能な

備考
設備の相違

し)開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B)の全開操作及び高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全開操作を実施する。
⑥b 現場運転員 E 及び F は，窒素ガスボンベ出口圧力指示値が規定値以上であることを確

設備の相違認し，高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全閉操作を実施する。
(c) 操作の成立性(c)操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転

上記の中央制御室対応を運転員等1名にて実施した場合，作業開始を判断してから常設代 設備の相違,記載方針の相違

員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設代替直流電源設備による逃

替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放まで5分以内と想定する。中央制御がし安全弁(自動減圧機能なし)開放まで約 35 分で可能である。

室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。なお，可搬型

また，可搬型直流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」
にて整理する。

代替直流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理す
る。
設備の相違

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
(添付資料 1.3.3-1)

29

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

b.逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放ｃ．逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，現場多重伝送

記載方針の相違

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，中央制御室に 設備の相違

盤にて逃がし安全弁(自動減圧機能付き)の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，て逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし

逃がし安全弁(自動減圧機能付き)を開放して原子炉を減圧する。

安全弁（自動減圧機能）を開放して，原子炉の減圧を実施する。

原子炉の減圧確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下 1 階計装ラック室(管理区域)

備考

なお，原子炉減圧の確認は，中央制御室の計器により確認が可能である。

にて確認が可能であるため，いずれかの計器で原子炉の減圧を確認する。
(a)手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，炉心損傷前の原子炉減圧は，低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系(常設)のポンプ

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁による原子炉の減圧ができない場合において， 記載方針の相違
常設代替直流電源設備による緊急用直流125V主母線盤への給電ができない場合。

2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上※1 起動により原子炉注水手段が確保されている場合，
炉心損傷後の原子炉減圧は，高圧注水系が使用できない場合で，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場合，又は原子炉圧力容器内の水位が規定水位(有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置)に到達した場合で，逃がし安全弁(自動減圧機能付き)作動用の窒素ガスが確保されている場合。
※1:「低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系(常設)のポンプ 2 台以上若しくは代替注水
系 2 系以上」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である
高圧炉心注水系，残留熱除去系(低圧注水モード)，給水系及び復水系のいずれか 1 系
以上，又は低圧代替注水系(常設)のポンプ 2 台以上，消火系若しくは低圧代替注水系(可搬型)の組み合わせによる 2 系以上をいう。
なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容器内の水位が規定値に到達した場
合は，代替注水系 1 系であっても減圧を行う。
※2:「低圧注水系 1 系」とは，残留熱除去系(低圧注水モード)，低圧代替注水系(常設)，
消火系，低圧代替注水系(可搬型)，給水系及び復水系の 1 系のいずれかをいう。
（添付資料 1.3.7）

30

設備の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）(b)操作手順

東海第二(b) 操作手順

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放手順の概要は逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復手順の概要は以下のとおり。

以下のとおり。手順の対応フローを図 1.3.3 に，概要図を図 1.3.7 に，タイムチャートを図

手順の対応フローを第1.3−2図に，概要図を第1.3−10図に，タイムチャートを第1.3−11

1.3.8 に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放の準備開始を指示する。

接続し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。

記載方針の相違

図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に逃がし安全弁用可搬型蓄電池によ 体制の相違
る逃がし安全弁（自動減圧機能）開放の準備を指示する。
記載方針の相違②（中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合）
中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室の ATWS/RPT 盤に原子炉圧力(可搬計測器)を

備考②運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の圧力を監視するため，可搬型計測器の 設備の相違
ケーブルを盤内に接続し，原子炉圧力指示値を確認する。
設備の相違（現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合）
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室(管理区域)の原子炉圧力(現場計器)にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する。

設備の相違③現場運転員 C 及び D は，逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施する。
なお，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の操作場所は二次格納施設内であり，事象の進展によりアクセス困難となった場合は，全閉操作は実施しない。

設備の相違④現場運転員 E 及び F は，逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B)の全開操作及び高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全開操作を実
施する。

設備の相違

⑤現場運転員 E 及び F は，窒素ガスボンベ出口圧力指示値が規定値以上であり，逃がし安全弁(自動減圧機能付き)の駆動源が確保されていることを確認する。
⑥現場運転員 E 及び F は，多重伝送現場盤内の逃がし安全弁(自動減圧機能付き)作動回路に，逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び仮設ケーブルを接続し，当直副長に逃がし安全弁
用可搬型蓄電池による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放の準備完了を報告する。

③運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁（自動減圧機能）の閉を確認し，逃がし安全設備の相違, 記載方針の相違

弁作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び仮設ケーブルを接続する。
④運転員等は，発電長に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能） 体制の相違
開放の準備が完了したことを報告する。

⑦当直副長は，現場運転員に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)の開放を指示する。

⑤発電長は，運転員等に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能） 体制の相違開放を指示する。

31

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
記載方針の相違⑧当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運転
員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に原子炉の減圧状
況の確認を指示する。
⑨現場運転員 E 及び F は，多重伝送現場盤に接続した逃がし安全弁用可搬型蓄電池の操作により逃がし安全弁(自動減圧機能付き)を開放し，原子炉の減圧を開始する。

⑥運転員等は中央制御室にて，接続した逃がし安全弁用可搬型蓄電池の操作により逃がし 設備の相違
安全弁（自動減圧機能）を開放し，原子炉の減圧を開始する。
記載方針の相違⑩（中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合）
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉の減圧が開始されたことを中央制御室の ATWS/RPT
盤に接続した原子炉圧力(可搬計測器)指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場⑦運転員等は中央制御室にて，接続した可搬型計測器の原子炉圧力指示値の低下により減設備の相違

圧が開始されたことを確認し，発電長に報告する。
記載方針の相違

運転員 C，D，E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。

設備の相違（現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合）
現場運転員 C 及び D は，原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階計装ラック室(管理区域)の原子炉圧力(現場計器)指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
⑪現場運転員 E 及び F は，窒素ガスボンベ出口圧力指示値が規定値以上であることを確認し，高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全閉操作を実施する。

記載方針の相違⑫中央制御室運転員 A 及び B，又は現場運転員 C 及び D は，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長へ原子炉の減圧が完了したことを報告する。
(c) 操作の成立性(c)操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転

上記の中央制御室対応を運転員等1名にて実施した場合，作業開始を判断してから逃がし 設備の相違

員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから逃がし安全弁用可搬型蓄電池によ安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁開放まで56分以内と想定する。中央制御室に設置 記載方針の相違

る逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放まで約 55 分で可能である。

されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
操作場所の相違

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
(添付資料 1.3.3-2)

32

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
設備の相違（東Ⅱは比較表

c.代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放23,24 ページに記載）

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁(自動減圧機能なし D,E,K 又は U)の電磁弁排気ポートへ窒素ガスを供給し，逃がし安全弁(自動減圧機能なし D,E,K 又は U)を開放して原子炉を減圧する。
原子炉の減圧確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下 1 階計装ラック室(管理区域)
にて確認が可能であるため，いずれかの計器で原子炉の減圧を確認する。
(a)手順着手の判断基準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系(常設)のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系
2 系以上※1 起動により原子炉注水手段が確保され，逃がし安全弁(自動減圧機能なし)作動用の窒素ガスが確保されている場合。
※1:「低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系(常設)のポンプ 2 台以上若しくは代替注水
系 2 系以上」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である
高圧炉心注水系，残留熱除去系(低圧注水モード)，給水系及び復水系のいずれか 1 系
以上，又は低圧代替注水系(常設)のポンプ 2 台以上，消火系若しくは低圧代替注水系(可搬型)の組み合わせによる 2 系以上をいう。
なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容器内の水位が規定値に到達した場
合は，代替注水系１系であっても減圧を行う。
（添付資料 1.3.7）(b)操作手順(A 系使用の例)
代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを図 1.3.3 に，概要図を図 1.3.9 に，タイムチャートを図1.3.10 に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放の準備開始を指示する。
②（中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合）
中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室の ATWS/RPT 盤に原子炉圧力(可搬計測器)を接続し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
（現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合）
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室(管理区域)の原子炉圧力(現場計器)にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する。

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技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】

設備の相違（東Ⅱは比較表③現場運転員 C 及び D は，代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁(自動減圧機能

23,24 ページに記載）なし)開放の系統構成として代替逃がし安全弁駆動装置のホース接続用フランジへ仮設ホースを接続し，高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス供給弁後弁(A)，高圧窒素ガ
ス供給系重大事故時用窒素ガス PCV 第一隔離弁(A)，高圧窒素ガス供給系重大事故時用
窒素ガス PCV 第二隔離弁(A)の全開操作を実施する。
④現場運転員 E 及び F は，代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放の系統構成として高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス排気止め弁(A)の全閉操作を実施し，当直副長に代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放の準備完了を報告する。
⑤当直副長は，現場運転員に代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)の開放を指示する。
⑥当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運転
員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に原子炉の減圧状
況の確認を指示する。
⑦現場運転員 E 及び F は，高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス(A)供給弁を開操作
し，原子炉の減圧を開始する。
⑧（中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合）
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉の減圧が開始されたことを中央制御室の ATWS/RPT
盤に接続した原子炉圧力(可搬計測器)指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場
運転員 C，D，E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
（現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合）
現場運転員 C 及び D は，原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階計装ラック室(管理区域)の原子炉圧力(現場計器)指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B 又は現場運転員 C 及び D は，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長へ原子炉の減圧が完了したことを報告する。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
設備の相違（東Ⅱは比較表(c)操作の成立性

23,24 ページに記載）

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放まで約 40 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
(添付資料 1.3.3-3)(2)逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧
a.高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
不活性ガス系からの窒素ガスの供給が喪失し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供給(2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
ａ．高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保
不活性ガス系からの窒素の供給が喪失し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素の供給圧力が低圧力が低下した場合に，供給源を高圧窒素ガスボンベに切り替えることで逃がし安全弁の駆動下した場合に，供給源が高圧窒素ガス供給系（非常用）に自動で切り替わることで逃がし安全 設備の相違源を確保する。

弁（自動減圧機能）の駆動源を確保する。

また，高圧窒素ガスボンベからの供給期間中において，高圧窒素ガス供給系(非常用)出口のまた，高圧窒素ガス供給系（非常用）からの供給期間中において，逃がし安全弁（自動減圧

ボンベ圧力が低下した場合に，高圧窒素ガスボンベ(待機)側へ切替えを実施し，使用済みの高機能）の窒素の供給圧力が低下した場合に，予備の高圧窒素ガスボンベへ切り替えを実施し，圧窒素ガスボンベを予備の高圧窒素ガスボンベと交換する。

使用済みの高圧窒素ガスボンベを予備の高圧窒素ガスボンベと交換する。

(a)手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準『不活性ガス系から高圧窒素ガス供給系（非常用）への切替え』
高圧窒素ガス供給系ドライウェル入口圧力低警報が発生した場合。

【不活性ガス系から高圧窒素ガス供給系（非常用）への切替】
不活性ガス系からの窒素の供給が喪失し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要 記載方針の相違
な自動減圧系作動用アキュムレータ圧力低下を確認した場合。

『高圧窒素ガスボンベの切替え及び交換』
高圧窒素ガスボンベから逃がし安全弁作動用の窒素ガスを供給している期間中において，高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報が発生した場合。

【高圧窒素ガス供給系（非常用）高圧窒素ガスボンベ切替】

記載方針の相違

高圧窒素ガスボンベから逃がし安全弁（自動減圧機能）作動用の窒素を供給している期 設備の相違
間中において，高圧窒素ガスボンベ圧力低下を確認した場合。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）(b)操作手順
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保手順の概要は以下のとおり。概要図を
図 1.3.11 に，タイムチャートを図 1.3.12 に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に高圧窒素ガスボンベによる逃がし
安全弁駆動源確保開始を指示する。

東海第二

備考

(b) 操作手順
高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.3−12図に，タイムチャートを第1.3−13図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に高圧窒素ガス供給系（非常用）に 体制の相違
よる窒素確保を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，高圧窒素ガスボンベ供給止め弁が開したことを確認する。 設備の相違
あわせて，自動減圧系作動用アキュムレータ圧力低警報が消灯することを確認する。
③運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，自動減圧系作動用アキュムレータ供給圧力指示値 設備の相違
が0.902MPa［gage］以上であり，逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源が確保されていることを確認し，発電長に報告する。
設備の相違②中央制御室運転員 A 及び B は，高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の操作スイッチを全閉位置から全開位置とし，高圧窒素ガスボンベによる供給に切り替わることを高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B)の全閉及び高圧窒素ガ
ス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全開により確認する。あわせて，高圧窒素ガ
ス供給系 ADS 入口圧力指示値が規定値以上であることを確認し，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B) の操作スイッチを自動位置から全開位置とし当直副長に報告する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，手動操作にて高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施し，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B)及び高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全開操作を実施する。
③当直副長は，高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁への作動用窒素ガス供給中，高圧④発電長は，高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁（自動減圧機能）への窒素供給中に， 設備の相違

窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報が発生した場合，現場運転員に高圧窒素

高圧窒素ガスボンベ圧力低下を確認した場合，運転員等に予備ボンベラックに配備して 記載方針の相違

ガスボンベ(待機)側への切替え及び使用済み高圧窒素ガスボンベの交換を指示する。

いる予備の高圧窒素ガスボンベと使用済みの高圧窒素ガスボンベの交換を指示する。
設備の相違④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ新たに高圧窒素ガスボンベの確保を依頼する。
⑤現場運転員 C，D，E 及び F は，高圧窒素ガスボンベを使用側から待機側へ切替え操作を実施する。
⑥現場運転員 C，D，E 及び F は，予備ボンベラックに配備している予備の高圧窒素ガスボ
ンベと使用済みの高圧窒素ガスボンベを交換する。

⑤運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，予備の高圧窒素ガスボンベを運搬し，使用済みの 記載方針の相違
高圧窒素ガスボンベと予備の高圧窒素ガスボンベの入れ替えを実施する。
⑥運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，使用済みの高圧窒素ガスボンベを予備の高圧窒素 記載方針の相違
ガスボンベに切り替えを実施し，発電長に報告する。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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備考

⑦発電長は，運転員等に高圧窒素ガスボンベを交換した後の窒素供給圧力指示値の確認を 記載方針の相違指示する。
⑦現場運転員 C 及び D は，高圧窒素ガスボンベ交換後，高圧窒素ガス供給ラインのリーク⑧運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，高圧窒素ガスボンベを交換した後，窒素が供給さ 記載方針の相違チェックを実施し，当直副長に高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保完了

れていることを自動減圧系作動用アキュムレータ供給圧力指示値により確認し，発電長を報告する。

に報告する。

体制の相違(c) 操作の成立性(c)操作の成立性
作業開始を判断してから，高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保完了までの必要な要員及び所要時間は以下のとおり。

作業開始を判断してから，高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保完了までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

・高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名にて作業を実施した場【不活性ガス系から高圧窒素ガス供給系（非常用）への切替】

記載方針の相違

・中央制御室対応を運転員等1名にて実施した場合，1分以内と想定する。

設備の相違,記載方針の相違【高圧窒素ガス供給系（非常用）高圧窒素ガスボンベ切替】

記載方針の相違合は約 20 分で可能である。
・ボンベ切替え及び予備の高圧窒素ガスボンベへの交換による逃がし安全弁駆動源確保
現場運転員 4 名にて作業を実施した場合は約 60 分で可能である。

・中央制御室対応を運転員等1名，現場対応を運転員等2名にて実施した場合，281分以内と 設備の相違,記載方針の相違想定する。

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

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整記載方針の相違備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(添付資料 1.3.3-4)（添付資料1.3.3）

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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ｂ．可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保
高圧窒素ガス供給系（非常用）からの供給期間中において，逃がし安全弁（自動減圧機能）の窒素の供給圧力が低下した場合に，可搬型窒素供給装置（小型）からの供給に切り替えを実施する。
(a) 手順着手の判断基準
高圧窒素ガス供給系（非常用）から逃がし安全弁（自動減圧機能）へ作動用の窒素供給期
間中に，高圧窒素ガスボンベ圧力低下を確認した場合。
(b) 操作手順
可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保手順の概要
は以下のとおり。
概要図を第1.3−14図に，タイムチャートを第1.3−15図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための準備を依頼する。
②発電長は，運転員等に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための系統構成を指示する。
③運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟及び原子炉建屋原子炉棟にて，可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための系統構成を実施し，発電長に報告する。
④発電長は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための系統構成が完了したことを連絡する。
⑤発電長は，運転員等に窒素供給用ホースの接続を指示する。
⑥運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟及び原子炉建屋原子炉棟にて，窒素供給用ホースを接続し，発電長に報告する。
⑦災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための準備を指示する。
⑧重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋附属棟東側屋外に配備し，接続口の蓋を開放した後，窒素供給用ホースを接続口に取り付ける。
⑨重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための準備が完了したことを報告する。
⑩災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）への駆動源の供給開始を連絡する。
⑪災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）への駆動源の供給開始を指示する。

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備考
設備の相違

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

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備考

⑫重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機 設備の相違
能）への駆動源供給のための系統構成を実施し，可搬型窒素供給装置（小型）を起動する。
⑬重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置（小型）により逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源へ供給を開始し，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置（小型）により逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源へ供給を開始したことを報告する。
⑭災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源の確保が完了したことを連絡する。
⑮発電長は，運転員等に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）
駆動源が確保されていることの確認を指示する。
⑯運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，自動減圧系作動用アキュムレータ供給圧力指示値
が0.902MPa［gage］以上であり，可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源が確保されたことを確認し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の現場対応を運転員等2名及び重大事故等対応要員2名にて実施した場合，作業開始を判断してから可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保
まで310分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
（添付資料1.3.3）

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

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備考

(3) 復旧(3)復旧
a.代替直流電源設備による復旧
常設直流電源喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，代替直流電源設備
により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

ａ．代替直流電源設備による復旧
常設直流電源喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，常設代替直流電源
設備又は可搬型代替直流電源設備により逃がし安全弁(自動減圧機能)の作動に必要な直流電 設備の相違源を確保して逃がし安全弁(自動減圧機能)の機能を復旧する。

(a)手順着手の判断基準
常設直流電源喪失により，直流 125V 主母線(A)系及び(B)系の電圧喪失を確認した場合において，可搬型直流電源設備又は直流給電車いずれかの設備からの給電が可能な場合。
(b)操作手順
代替直流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

(a) 手順着手の判断基準
常設直流電源喪失により，直流125V主母線盤２Ａ及び直流125V主母線盤２Ｂの電圧喪失を確認した場合。

記載方針の相違(b) 操作手順
常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備に関する手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応する。

代替直流電源による復旧後，逃がし安全弁(自動減圧機能)は，中央制御室に設置されてい記載方針の相違, 設備の相違

る操作盤からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応する。
(c)操作の成立性
代替直流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

(c) 操作の成立性
常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

また，逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名にまた，逃がし安全弁(自動減圧機能)による原子炉減圧操作は，中央制御室対応を運転員等 設備の相違て作業を実施した場合，可搬型直流電源設備又は直流給電車いずれかの設備による直流電源

1名にて実施した場合，代替直流電源設備により電源復旧後，逃がし安全弁開放まで1分以内 記載方針の相違の復旧が完了してから逃がし安全弁の開放まで約 1 分で可能である。

と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

b.代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失

ｂ．代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，代替交流電源設備により充電器を受電し，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源をした場合，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により直流125V充電器を受電 記載方針の相違確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

し，逃がし安全弁(自動減圧機能)の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復 設備の相違旧する。

(a)手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，直流 125V 主母線(A)系及び(B)系の電圧喪失を確認した場合において，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備いず(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，直流125V主母線盤２Ａ及び直流125V
主母線盤２Ｂの電源喪失を確認した場合。

れかの設備からの給電が可能な場合。

40

記載方針の相違

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）(b)操作手順
代替交流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応す
る。

東海第二

備考

(b) 操作手順
常設代替交流電源設備に関する手順及び可搬型代替交流電源設備に関する手順について
は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
代替交流電源による復旧後，逃がし安全弁(自動減圧機能)は，中央制御室からの遠隔操作 記載方針の相違, 設備の相違が可能であり，通常の運転操作により対応する。

(c)操作の成立性
代替交流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
また，逃がし安全弁による原子炉減圧は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名にて作(c) 操作の成立性
常設代替交流電源設備に関する操作の成立性及び可搬型代替交流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
また，逃がし安全弁(自動減圧機能)による原子炉減圧操作は，中央制御室対応を運転員等

設備の相違業を実施した場合，代替交流電源設備による直流電源の復旧が完了してから逃がし安全弁の1名にて実施した場合，代替直流電源設備により電源復旧後，逃がし安全弁開放まで1分以内 記載方針の相違

開放まで約 1 分で可能である。

と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

(4)重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フロー
チャートを図 1.3.16 に示す。

(4) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等が発生した場合の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.3−21図に示す。

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，可搬型直流電源設備(給電

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，常設代替直流電源設備，可搬型

準備が完了するまでの間は常設代替直流電源設備を使用)若しくは逃がし安全弁用可搬型蓄

代替直流電源設備又は逃がし安全弁用可搬型蓄電池により逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動

電池により直流電源を確保して逃がし安全弁を作動させるか，又は代替逃がし安全弁駆動装させて原子炉を減圧する。

設備の相違
記載方針の相違

置により逃がし安全弁を作動させて原子炉を減圧する。
常設直流電源喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，可搬型直流電源設備又は直流給電車により直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失した場合，常設代替交流電源設備又は可常設直流電源喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，常設代替直流電源設備又は可搬型代 設備の相違
替直流電源設備により直流電源を確保し逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を復旧する。
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失した場合，常設代替交流電源設備又は可搬型

搬型代替交流電源設備により充電器を充電し，直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復代替交流電源設備により直流125V充電器に給電することで直流電源を確保し，逃がし安全弁（自 記載方針の相違旧する。

動減圧機能）の機能を復旧する。

逃がし安全弁作動用窒素ガスの喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，高圧窒素ガス
ボンベにより窒素ガスを確保し，逃がし安全弁を作動させて原子炉を減圧する。

逃がし安全弁作動用窒素の喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，高圧窒素ガスボンベにより逃がし安全弁（自動減圧機能）作動用窒素を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動

記載方針の相違

させて原子炉を減圧する。
なお，逃がし安全弁の背圧対策として，想定される重大事故等の環境条件においても確実

なお，逃がし安全弁の背圧対策として，想定される重大事故等の環境条件においても確実に逃に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ窒素ガスの供給圧力を調整してがし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ逃がし安全弁に必要な窒素の供給圧力を 記載方針の相違いる。

調整している。

41

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）
1.3.2.3 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順

東海第二1.3.2.3 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順

炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出／格

炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出／

納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器破損を防止するため，逃がし安全弁を使用した中央制格納容器雰囲気直接加熱による格納容器破損を防止するため，逃がし安全弁を使用した中央制御御室からの手動操作による原子炉の減圧を行う。

室からの手動操作による原子炉の減圧を行う。

原子炉格納容器破損を防止するための手動による原子炉減圧手順については，「1.3.2.1(1)a.手動による原子炉減圧」にて整備する。

備考

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による格納容器破損を防止するための手動による 記載方針の相違
原子炉減圧の操作手順については，「1.3.2.1(1)ａ．手動による原子炉減圧」の対応手順と同様である。

1.3.2.4 インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手順(1)EOP「原子炉建屋制御」

1.3.2.4 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」

インターフェイスシステム LOCA 発生時は，原子炉冷却材圧力バウンダリ機能が喪失し，原子インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，原子炉冷却材圧力バウンダリ機能が喪失し，格炉格納容器外へ原子炉冷却材の漏えいが生じる。したがって，原子炉格納容器外への漏えいを停

納容器外へ原子炉冷却材の漏えいが生じる。したがって，格納容器外への漏えいを停止するため止するための破断箇所の隔離，保有水を確保するための原子炉注水が必要となる。

の漏えい箇所の隔離，保有水を確保するための原子炉注水が必要となる。

破断箇所の発見又は隔離ができない場合は，逃がし安全弁及びタービンバイパス弁により原子漏えい箇所の隔離ができない場合は，逃がし安全弁により原子炉を減圧することで，原子炉建 記載方針の相違,設備の相違

炉を減圧することで，原子炉建屋への原子炉冷却材の漏えいを抑制し，破断箇所の隔離を行う。

屋原子炉棟への原子炉冷却材漏えいを抑制し，漏えい箇所の隔離を行う。

a.手順着手の判断基準

ａ．手順着手の判断基準

非常用炉心冷却系の吐出圧力上昇，原子炉建屋内の温度上昇若しくはエリア放射線モニタの

非常用炉心冷却系の吐出圧力，原子炉水位，系統異常過圧警報等の漏えいに関連する警報の 記載方針の相違

指示値上昇等漏えいが予測されるパラメータの変化，又は漏えい関連警報の発生によりインタ発生及び漏えいが予測されるパラメータ変化によりインターフェイスＬＯＣＡの発生を判断

ーフェイスシステム LOCA の発生を判断した場合。

した場合。

b.操作手順EOP「原子炉建屋制御」における操作手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを図 1.3.13
及び図 1.3.14 に，タイムチャートを図 1.3.15 に示す。

ｂ．操作手順「二次格納施設制御」における操作手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.3−16図，第1.3−17図及び第1.3−18図にタイムチャートを第1.3−19図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，インターフェイスシステム LOCA の発生を判断し，中央制御室運転員に原子炉手動スクラムと破断箇所の特定及び隔離を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉手動スクラムを実施する。また，発生した警報及①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に漏えい箇所を隔離し漏えいの抑制を 体制の相違, 記載方針の相指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋原子炉棟への異常漏えい等を示すパラメータの変 設備の相違

びパラメータの変化から，破断箇所の特定及び中央制御室からの遠隔操作にて隔離を実化及び警報発報により，漏えい箇所を特定し中央制御室からの遠隔操作にて隔離を実施

施する。

し，発電長に報告する。

記載方針の相③発電長は，運転員等に漏えい箇所の隔離ができない場合は，原子炉スクラム及び主蒸気隔 設備の相違
離弁の閉操作を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，原子炉スクラム及び主蒸気隔離弁の閉操作を実施し，発電長 設備の相違に報告する。
⑤発電長は，運転員等に原子炉建屋ガス処理系の停止操作及び中央制御室換気系の起動操作 設備の相違を指示する。

42

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
設備の相違

③当直副長は，破断箇所の特定及び中央制御室からの遠隔操作にて隔離できない場合は，中央制御室運転員に非常用ガス処理系の起動操作，及び低圧注水系 2 系以上又は代替注
水系の起動操作を指示する。

⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋ガス処理系の停止操作及び中央制御室換気系の起 設備の相違
動操作を実施し，発電長に報告する。
⑦発電長は，運転員等に原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で原子炉へ注水可能な系 設備の相違
統又は代替注水系を1系統以上の起動後，原子炉減圧及び残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）の起動操作を指示する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，非常用ガス処理系の起動操作，及び低圧注水系 2 系以上
又は代替注水系の起動操作を実施する。

⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で原子炉へ注水可
能な系統又は代替注水系を1系統以上の起動操作を実施する。

設備の相違
設備の相違

⑤当直副長は，非常用ガス処理系の起動，及び低圧注水系 2 系以上又は代替注水系の起動後，運転員に原子炉減圧操作，原子炉水位低下操作及び原子炉建屋環境悪化(建屋温度，
建屋圧力，建屋放射線量)抑制操作の開始を指示する。
⑥a 復水器使用可能の場合

設備の相違

中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁及びタービンバイパス弁により原子炉急速減圧を行い，原子炉の減圧(大気圧まで)を実施することで，原子炉建屋への原子炉冷却材漏えい量を抑制する。
⑥b 復水器使用不可能の場合

記載方針の相違

中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁により原子炉急速減圧を行い，原子炉の減圧(減圧完了圧力まで)を実施することで，原子炉建屋への原子炉冷却材漏えい量を抑制する。

⑨運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁により原子炉急速減圧を行い，原子炉の減圧を実施することで，原子炉建屋原子炉棟への原子炉冷却材漏えい量を抑制する。
設備の相違⑩運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の起動操作を実施し，発電長に報告する。

記載方針の相違⑪発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位異常低下（レベル２）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の間で維持するよう指示する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，低圧注水系 2 系以上又は代替注水系により原子炉圧力容
器内の水位を原子炉水位低（レベル 1）から原子炉水位低（レベル 1.5）の間で維持する。

⑫運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で原子炉へ注水可 設備の相違
能な系統又は代替注水系により，原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル２）設定点か 記載方針の相違⑧中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ指示値及び燃料ら原子炉水位低（レベル３）設定点の間に維持し，発電長に報告する。

取替エリア排気放射線モニタ指示値が制限値以下の場合，原子炉区域･タービン区域換気
空調系の起動操作を実施し，原子炉建屋環境(建屋温度，建屋圧力，建屋放射線量)の悪化を抑制する。

43

設備の相違

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
記載方針の相違⑨現場運転員 C 及び D は，中央制御室からの遠隔操作による破断箇所の隔離ができない場
合は，蒸気漏えいに備え保護具(酸素呼吸器及び耐熱服)を装着し(現場運転員 E 及び F は装着補助を行う)，原子炉建屋(管理区域)にて隔離弁を全閉することで原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいを停止する。
⑬発電長は，運転員等に漏えい箇所の隔離を指示する。

記載方針の相違⑭運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，現場手動操作による漏えい箇所の隔離を実施し，発 記載方針の相違
電長に報告する。
⑮発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上か 記載方針の相違
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するよう指示する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，各種監視パラメータの変化から，破断箇所の隔離が成功⑯運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で原子炉へ注水可 記載方針の相違

していることを確認し，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉

能な系統又は代替注水系により，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設

水位高（レベル 8）の間で維持する。

定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持し，発電長に報告する。
記載方針の相違⑪中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)を起動し，原子炉の冷却を行う。
c.操作の成立性
上記の操作のうち，中央制御室からの隔離操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名

ｃ．操作の成立性
上記の操作のうち，中央制御室からの隔離操作を運転員等2名にて実施した場合，インター 設備の相違（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，インターフェイスシステム LOCA 発生から破断

フェイスシステムＬＯＣＡ発生から漏えい箇所の隔離完了まで12分以内と想定する。中央制御箇所の隔離完了まで 15 分以内で可能である。

室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

遠隔操作による隔離ができない場合の現場での隔離操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転中央制御室からの隔離操作により隔離ができない場合の現場対応を運転員等3名及び重大事

記載方針の相違
設備の相違

員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，インターフェイス

故対応要員1名にて実施した場合，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生から漏えい箇所の 記載方針の相違

システム LOCA 発生から破断箇所の隔離完了まで約 240 分で可能である。

隔離完了まで300分以内と想定する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，保護具(酸素呼吸器及び耐熱服)，照明及び通信連絡設備を整備する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。なお，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，漏えいした水の滞留及び蒸気によ 記載方針の相違
る高湿度環境が想定されるため，現場での隔離操作は環境性等を考慮し，自給式呼吸用保護具を着用する。

44

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）(中央制御室からの遠隔隔離操作の成立性)
インターフェイスシステム LOCA が発生する可能性のある操作は，定例試験として実施する
非常用炉心冷却系電動弁手動開閉試験における原子炉注入弁の手動開閉操作である。

東海第二

備考

(中央制御室からの遠隔隔離操作の成立性)
インターフェイスシステムＬＯＣＡが発生する可能性のある操作は，定期試験として実施す
る非常用炉心冷却系電動弁作動試験における原子炉注入弁の手動開閉操作である。

上記試験を行う際は，系統圧力を監視し上昇傾向にならないことを確認しながら操作し，系

上記試験を行う際は，系統圧力を監視し上昇傾向にならないことを確認しながら操作し，系

統圧力が上昇傾向になった場合は速やかに原子炉注入弁の閉操作を実施することとしている。

統圧力が上昇傾向になった場合は速やかに原子炉注入弁の閉操作を実施することとしている。

しかし，隔離弁の隔離失敗等により系統圧力が異常に上昇し，低圧設計部分の過圧を示す警報

しかし，隔離弁の隔離失敗等により閉操作が困難となり系統圧力が異常に上昇し，低圧設計部 記載方針の相違の発生及び漏えい関連警報が発生した場合には，同試験を実施していた非常用炉心冷却系でイ分の過圧を示す警報の発生及び漏えい関連警報が発生した場合には，同試験を実施していた非ンターフェイスシステム LOCA が発生していると判断できる。これにより，漏えい箇所の特定

常用炉心冷却系でインターフェイスシステムＬＯＣＡが発生していると判断できる。これによ及び隔離操作箇所の特定が容易であり，中央制御室からの遠隔隔離操作を速やかに行うことがり，漏えい箇所の特定及び隔離操作箇所の特定が容易であり，中央制御室からの隔離操作を速可能である。

やかに行うことを可能とする。

(現場隔離操作の成立性)(現場隔離操作の成立性)

隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートの環境を考慮しても，現場での隔離操作

隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートの環境を考慮しても，現場での隔離操作は可能である。

は可能とする。

(溢水の影響)(溢水の影響)隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートは，インターフェイスシステム LOCA に隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートは，インターフェイスシステムＬＯＣＡ

より漏えいが発生する機器よりも上層階に位置し，溢水の影響を受けない。

により漏えいが発生する機器よりも上層階に位置し，溢水の影響を受けない。

(インターフェイスシステム LOCA の検知について)(インターフェイスシステムＬＯＣＡの検知について)

インターフェイスシステム LOCA 発生時は，原子炉格納容器内外のパラメータ等によりインインターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，非常用炉心冷却系等の吐出圧力，原子炉水位， 記載方針の相違

ターフェイスシステム LOCA と判断する。非常用炉心冷却系ポンプ設置室は，原子炉建屋内に系統異常過圧警報等のパラメータによりインターフェイスシステムＬＯＣＡと判断する。非常

おいて各部屋が分離されているため，床漏えい検出器，監視カメラ及び火災報知器により，漏用炉心冷却系ポンプ室は，原子炉建屋原子炉棟内において各部屋が分離されているため，床漏 設備の相違

えい場所を特定するための参考情報の入手並びに原子炉建屋の状況を確認することが可能でえい検出器及び火災報知器により，漏えい場所を特定するための参考情報の入手並びに原子炉ある。

建屋原子炉棟内の状況を確認することを可能とする。
（添付資料1.3.3，添付資料1.3.4，添付資料1.3.5，添付資料1.3.6）(添付資料 1.3.3-5，添付資料 1.3.4，添付資料 1.3.5，添付資料 1.3.6)
1.3.2.5 その他の手順項目について考慮する手順
逃がし安全弁，中操監視計器類への電源供給手順及び可搬型代替直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備への燃料補給手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.3.2.5 その他の手順項目について考慮する手順
常設代替交流電源設備，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よる復旧手順に 記載方針の相違（1.14 の電源
ついては，「1.14 電源の確保に関する手順等」に整備する。
可搬型窒素供給装置（小型），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への燃料補給手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」に整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

45

供給手順と燃料補給手順を分けて記載）,設備の相違

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二
第1.3−1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

表 1.3.1 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順
対応手段，対応設備，手順書一覧(1/4)

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／18）(フロントライン系故障時)（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

※２

備に分けて記載（以下同様）※１

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

関連設備
非常用交流電源設備※３
燃料補給設備※３

重大事故等対処設備

自動減圧機能用アキュムレータ
主蒸気系配管・クエンチャ対応設備を主要設備と関連設

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

主要設備
原子炉減圧の自動化︵過渡時自動減圧機能による減圧︶

フロントライン系故障時

自動減圧系

逃がし安全弁（安全弁機能）整備する手順書

重大事故等対処設備

過渡時自動減圧機能
逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順については，「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:想定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定し
ている。

備考

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

設備の明確化（以下同様）

自主対策設備による対応手段の明確化（以下同様）

46

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

対応手段，対応設備，手順書一覧(2/4)

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

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

柏崎は比較表 46 ページに記載

対応
手段

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

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

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

手動による原子炉減圧︵逃がし安全弁による減圧①︶

フロントライン系故障時

自動減圧系

備考

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

※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順については，「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:想定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定し
ている。

47

対応手段に分ける

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

対応手段，対応設備，手順書一覧(3/4)

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

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

柏崎は比較表 46 ページに記載

対応
手段

対応設備

重大事故等対処設備

関連設備

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

自主対策設備

逃がし安全弁（逃がし弁機能）

処設備（①）による対応手段と自主対策設備（②）による対応手段に分ける
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」
重大事故等対策要領

自主対策設備

逃がし弁機能用アキュムレータ

※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順については，「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:想定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。

整備する手順書

対応設備により重大事故等対主要設備

手動による原子炉減圧︵逃がし安全弁による減圧②︶

フロントライン系故障時

自動減圧系

備考

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

48

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

対応手段，対応設備，手順書一覧(4/4)

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／18）(原子炉格納容器破損の防止，インターフェイスシステム LOCA 発生時）

（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

東二固有の対応

対応
手段

対応設備

主要設備
補給水系配管・弁重大事故等対策要領

自主対策設備※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順については，「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:想定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

関連設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁重大事故等対処設備

手動による原子炉減圧︵原子炉隔離時冷却系による減圧︶

フロントライン系故障時

所内常設直流電源設備※３

自主対策設備

復水貯蔵タンク

整備する手順書

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

原子炉隔離時冷却系ポンプ

自動減圧系

備考

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

49

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／18）
柏崎は比較表 46 ページに記載（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

タービン・バイパス弁

自主対策設備

関連設備

タービン制御系整備する手順書

自主対策設備主要設備

手動による原子炉減圧︵タービン・バイパス弁による減圧︶

フロントライン系故障時

自動減圧系

対応
手段

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

50

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／18）
東二固有の対応（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

逃がし安全弁（逃がし弁機能）※４

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」
重大事故等対策要領

自主対策設備

代替逃がし安全弁駆動装置

重大事故等対処設備

主蒸気系配管・クエンチャ

自主対策設備主要設備

代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧

フロント系故障時

自動減圧系

対応
手段

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

51

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／18）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

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

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

サポート系故障時

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

東二固有の対応
対応
手段

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

52

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／18）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

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

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

サポート系故障時

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

柏崎は比較表 47 ページに記載
対応
手段

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

53

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／18）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）※５

重大事故等対処設備

関連設備

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

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復

サポート系故障時

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

柏崎は比較表 47 ページに記載
対応
手段

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

54

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／18）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

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

重大事故等対処設備

主要設備

高圧窒素ガス供給系︵非常用︶による窒素確保

サポート系故障時−

柏崎は比較表 47 ページに記載
対応
手段

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

55

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／18）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

東二固有の対応
対応
手段

逃がし安全弁（自動減圧機能）

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」
重大事故等対策要領

自主対策設備

可搬型窒素供給装置（小型）

重大事故等対処設備

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

重大事故等対処設備

主要設備
高圧窒素ガス供給系︵小型︶による窒素確保

サポート系故障時−整備する手順書

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

56

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／18）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替直流電源設備※３
可搬型代替直流電源設備※３
燃料補給設備※３

重大事故等対処設備

主要設備

所内常設直流電源設備のうち蓄電池及び充電器（常設直流電源）

代替直流電源設備による復旧

サポート系故障時

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

柏崎は比較表 48 ページに記載
対応
手段

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

57

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／18）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料補給設備※３

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

所内常設直流電源設備のうち蓄電池（常設直流電源）

代替交流電源設備による復旧

サポート系故障時

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

柏崎は比較表 48 ページに記載
対応
手段

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

58

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
対応手段，対応設備，手順書一覧（14／18）（格納容器破損の防止）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ

整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

炉心損傷時における高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱の防止①

格納容器破損の防止−

柏崎は比較表 49 ページに記載
対応
手段

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

59

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
対応手段，対応設備，手順書一覧（15／18）（格納容器破損の防止）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

柏崎は比較表 49 ページに記載
対応
手段

対応設備

整備する手順書

対応設備により重大事故等対関連設備と自主対策設備（②）による対応手段に分ける

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」

自主対策設備

逃がし弁機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備

主蒸気系配管・クエンチャ

自主対策設備主要設備
炉心損傷時における高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱の防止②

格納容器破損の防止−

逃がし安全弁（逃がし弁機能）

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

60

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
対応手段，対応設備，手順書一覧（16／18）

柏崎は比較表 49 ページに記載（インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生）

東二固有の対応分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

処設備（①）による対応手段と自主対策設備（②）による対応手段に分ける

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」等※1：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※5：逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち2個が対象である。
※6：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

61（事象想定設備の相違）
対応設備により重大事故等対重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

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

整備する手順書

重大事故等対処設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

主要設備

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応①

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時

−

対応
手段

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
対応手段，対応設備，手順書一覧（17／18）

柏崎は比較表 49 ページに記載（インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生）

東二固有の対応分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

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

関連設備

処設備（①）による対応手段と自主対策設備（②）による対応手段に分ける

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」等

自主対策設備

逃がし弁機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備

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

62（事象想定設備の相違）
対応設備により重大事故等対自主対策設備

逃がし安全弁（逃がし弁機能）整備する手順書

重大事故等対処設備︵設計基準拡張︶

主要設備

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応②

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時

−

対応
手段

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
対応手段，対応設備，手順書一覧（18／18）（逃がし安全弁が作動可能な条件）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

柏崎は比較表 48 ページに記載
対応設備

高圧窒素ガスボンベ

重大事故等対処設備

関連設備

高圧窒素ガス供給系（非常用）配管・弁整備する手順書

重大事故等対処設備

主要設備

逃がし安全弁の背圧対策

逃がし安全弁が作動可能な環境条件

−

対応
手段

※６

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

63

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
表 1.3.2 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧(1/6)

第1.3−2表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧（1／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ

書を記載（以下同様）

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 代替減圧

判断基準

ａ．手動による原子炉減圧①逃がし安全弁による原子炉の減圧【急速減圧の場合】

格納容器内の水位

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※３
残留熱除去系ポンプ吐出圧力※３
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※３
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※３
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力※３
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１
原子炉水位（狭帯域）
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
サプレッション・プール水位※１

格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度※１

格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

注水手段の確保（運転状態）

原子炉圧力容器内の圧力

操作

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の圧力判断基準

ａ．手動による原子炉減圧①逃がし安全弁による減圧【炉心損傷後の減圧の場合】

原子炉圧力容器への注水量

注水手段の確保（運転状態）

原子炉圧力容器内の圧力

操作

原子炉圧力容器内の水位

格納容器内の放射線量率
原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１
原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧代替注水系系統流量※１
給水流量
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※３
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力※３
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力※３
残留熱除去系ポンプ吐出圧力※３
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※３
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※３
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力※３
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１
原子炉水位（狭帯域）
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
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
原子炉圧力容器温度※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満た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示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：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ではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

64

東二は対応手順，柏崎は手順

柏崎は比較表 65 ページに記載

監視パラメータ（計器）の位置
づけを示す。（以下同様）

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／6）
監視計器一覧(2/6)

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 代替減圧

判断基準

格納容器内の水位

残留熱除去系ポンプ吐出圧力※３
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※３
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※３
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力※３
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１
原子炉隔離時冷却系系統流量※３
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力※３
復水貯蔵タンク水位
原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１
原子炉水位（狭帯域）
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
サプレッション・プール水位※１

格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度※１

注水手段の確保（運転状態）

原子炉圧力容器内の圧力ａ．手動による原子炉減圧②原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による減圧

運転状態の監視（運転状態）
原子炉圧力容器内の圧力

操作
原子炉圧力容器内の水位判断基準

注水手段の確保（運転状態）

原子炉圧力容器内の圧力ａ．手動による原子炉減圧③タービン・バイパス弁による減圧

運転状態の監視（運転状態）
原子炉圧力容器内の圧力

操作

原子炉圧力容器内の水位

補機監視機能判断基準
操作ｂ．代替逃がし安全弁駆動装
置による原子炉減圧

残留熱除去系ポンプ吐出圧力※３
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※３
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※３
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力※３
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１
原子炉隔離時冷却系系統流量※３
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力※３
復水貯蔵タンク水位
原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１
原子炉水位（狭帯域）
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
復水器真空度

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

補機監視機能高圧窒素ガス供給系供給圧力※３
代替逃がし安全弁駆動装置窒素ガスボン
ベ出口圧力※３※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満た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示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：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ではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

65

柏崎は比較表 64 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）
監視計器一覧(3/6)

東海第二

備考

監視計器一覧（3／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1) 常設直流電源系統喪失時の減圧

判断基準

電源

直流 125V 主母線盤２Ａ電圧※３
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧※３

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

電源

緊急用直流 125V 主母線盤電圧※３

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

電源

直流 125V 主母線盤２Ａ電圧※３
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧※３
緊急用直流 125V 主母線盤電圧※３

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

電源

緊急用直流 125V 主母線盤電圧※３
緊急用Ｐ／Ｃ電圧※３

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

電源

直流 125V 主母線盤２Ａ電圧※３
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧※３

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

ａ．常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

操作
判断基準
判断基準
操作

ｃ．逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機
能回復操作

ｂ．可搬型代替直流電源設備
による逃がし安全弁機能回復※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満た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示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：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ではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

66

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）
監視計器一覧(4/6)

東海第二

備考

監視計器一覧（4／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧

補機監視機能高圧窒素ガス供給系供給圧力

判断基準

駆動源の確保

高圧窒素ガスボンベ圧力低警報
高圧窒素ガス供給系供給圧力※３
窒素ガスボンベ出口圧力※３操作

補機監視機能高圧窒素ガス供給系供給圧力※３
窒素ガスボンベ出口圧力※３

駆動源の確保

高圧窒素ガスボンベ圧力低警報
高圧窒素ガス供給系供給圧力※３
窒素ガスボンベ出口圧力※３

補機監視機能高圧窒素ガス供給系供給圧力※３

判断基準

自動減圧系作動用アキュムレータ圧力低警報
高圧窒素ガス供給系供給圧力※３

操作

ａ．高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保【高圧窒素ガス供給系（非常用）高圧窒素ガスボンベ切替】

判断基準

ａ．高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保【不活性ガス系から高圧窒素ガス
供給系（非常用）への切替】

駆動源の確保ｂ．可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満た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示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：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ではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す

67

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）
監視計器一覧(5/6)

東海第二

備考

監視計器一覧（5／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.3.2.4 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順

漏えい関連警報

ISOLATION SYS MS LINE PRESS LOWISOLATION SYS MS LINE FLOW HIGHLDS CUW ⊿F HIGH OR CONT. TROUBLE
RCIC PUMP SUCTION PRESS HIGH
RCIC STEAM LINE BREAK ⊿P HIGHLDS MS TUNNEL TEMP HI
LDS T/B MS LINE TEMP HI
LDS RCIC EQUIP AREA TEMP HI
LDS RCIC PIPE AREA TEMP HI
LDS CUW ROOMS TEMP HI
LDS RHR EQUIP AREA TEMP HI
プロセス放射線モニタ警報
火災報知器警報
原子炉建屋内放射線モニタ警報
原子炉建屋内ダストモニタ警報
床漏えい警報原子炉建屋サンプ液位警報
原子炉建屋サンプ温度警報
原子炉建屋内異常漏えい警報
HPCS SPRAY HEAD TO TOP OF CORE-PLATE⊿P HIGH
HPCS PUMP SUCTION PRESS HI/LO
RHR INJECTION VALVE ⊿P LOW
RHR PUMP DISCH PRESS ABNORMAL HI/LO
RHR SHUTDOWN HEADER PRESS HIGH
LPCS INJECTION VALVE ⊿P LOW
LPCS PUMP ABNORMAL HI/LO DISCH PRESS

判断基準(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制
御」格納容器バイパスの監視

原子炉水位（狭帯域）
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※１
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※１
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力※１
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※１
残留熱除去系ポンプ吐出圧力※１
主蒸気流量
給水流量

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満た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示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：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ではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

68

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）
監視計器一覧(6/6)

東海第二

備考

監視計器一覧（6／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.3.2.4 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順

操作(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制
御」格納容器バイパスの監視

原子炉水位（狭帯域）
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※１
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※１
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力※１
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※１
残留熱除去系ポンプ吐出圧力※１
主蒸気流量
給水流量

原子炉圧力容器への注水量

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※１
低圧代替注水系原子炉注水流量※１

補機監視機能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
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※１
代替淡水貯槽水位※１

格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度※１

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１
残留熱除去系系統流量※１
残留熱除去系海水系系統流量※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満た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示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：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ではないが，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

69

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

表 1.3.3 審査基準における要求事項毎の給電対象設備

備考

第1.3−3表 審査基準における要求事項毎の給電対象設備
対象条文

供給対象設備

逃がし安全弁

給電元
給電母線
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
逃がし安全弁用可搬型蓄電池
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ
緊急用直流 125V 主母線盤

【1.3】
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

中央制御室監視計器類

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

70

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
黄色以外の色分けについて
は、相違箇所を示すものではなく系統状態・凡例を表記（以下同様）
対応手段と主要設備の記載を

図 1.3.1 機能喪失原因対策分析(1/2)

第 1.3−1 図 機能喪失原因対策分析（1／3）

追記（以下同様）

71

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
東海第二

備考

図 1.3.1 機能喪失原因対策分析(2/2)

第 1.3−1 図 機能喪失原因対策分析（2／3）

柏崎（平成２９年１月２０日版）

72

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
柏崎は比較表 71,72 ページに第 1.3−1 図 機能喪失原因対策分析（3／3）

記載

73

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

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

図 1.3.1 機能喪失原因対策分析(補足)74

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

図 1.3.2 EOP 原子炉制御「減圧冷却」対応フロー

柏崎固有の記載75

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
黄色以外の色分けについて
は、相違箇所を示すものではなく系統状態・凡例を表記

図 1.3.3 EOP 不測事態「急速減圧」対応フロー

第 1.3−2 図 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）不測事態 「急速減圧」における対応フロー（以下同様）

76

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
東海第二

備考

図 1.3.4 SOP 「注水-1」対応フロー

第 1.3−3 図 非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント） 「注水-１」における対応フロー

柏崎（平成２９年１月２０日版）

77

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考
黄色以外の色分けについて
は、相違箇所を示すものではなく系統状態・凡例を表記（以下同様）

記載例① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

柏崎は比較表 88 ページに記載

78

第 1.3−4 図 代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧 概要図

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

第 1.3−5 図 代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧 タイムチャート

柏崎は比較表 89 ページに記載

79

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

図 1.3.5 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放 概要図

東二は比較表 84 ページに記載

80

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

図 1.3.6 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放 タイムチャート

東二は比較表 85 ページに記載

81H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

第1.3−6図 常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復 概要図

東二固有の対応82

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

第1.3−7図 常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復 タイムチャート

東二固有の対応83

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

記載例

記載例

84

第1.3−8図 可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復 概要図① ：操作手順番号を示す。

柏崎は比較表 80 ページに記載

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

第 1.3−9 図 可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復 タイムチャート

柏崎は比較表 81 ページに記載

85

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
東海第二

備考

第 1.3−10 図 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復 概要図

図 1.3.7 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放 概要図

柏崎（平成２９年１月２０日版）

86

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
東海第二第1.3−11図 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復 タイムチャート

図 1.3.8 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放 タイムチャート

柏崎（平成２９年１月２０日版）

87

備考H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

図 1.3.9 代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放 概要図

東二は比較表 78 ページに記載

88H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

図 1.3.10 代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放 タイムチャート

東二は比較表 79 ページに記載

89H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】

記載例 ① ：操作手順番号を示す。

備考

90

第 1.3−12 図 高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保 概要図東海第二

図 1.3.11 高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保 概要図

柏崎（平成２９年１月２０日版）

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
東海第二

備考

図 1.3.12 高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保 タイムチャート

第 1.3−13 図 高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保 タイムチャート

柏崎（平成２９年１月２０日版）

91

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

記載例

① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

東二固有の対応92

第 1.3−14 図 可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保 概要図

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

第 1.3−15 図 可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保 タイムチャート

東二固有の対応93H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

第 1.3−16 図 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
図 1.3.13 EOP 原子炉制御「スクラム」におけるインターフェイス

備考

原子炉制御「スクラム」における二次格納施設制御の対応フローシステム LOCA 発生時の対応フロー

94

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

黄色以外の色分けについて
は、相違箇所を示すものでは

第 1.3−17 図 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」における対応フロー

図 1.3.14 EOP 「原子炉建屋制御」におけるインターフェイスシステム LOCA 発生時の対応フロー

なく系統状態・凡例を表記

95（以下同様）

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

第 1.3−18 図 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）不測事態 「急速減圧」における対応フロー

柏崎は比較表 95 ページに記載

96H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

黄色以外の色分けについて
は、相違箇所を示すものではなく系統状態・凡例を表記

97（中央制御室からの遠隔操作による漏えい箇所の隔離ができない場合）

第 1.3−19 図 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」 タイムチャート※：漏えい量によらず，現場での隔離操作の所要時間は 300 分以内と想定する。

(中央制御室からの遠隔操作による破断箇所の隔離ができない場合)

図 1.3.15 インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応 タイムチャート（以下同様）

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎（平成２９年１月２０日版）

東海第二

備考

黄色以外の色分けについて
は、相違箇所を示すものではなく系統状態・凡例を表記

第 1.3−20 図 重大事故等時の対応手段選択フローチャート（１／２）(1) フロントライン系故障時の対応手段の選択

図 1.3.16 重大事故等時の対応手段選択フローチャート（以下同様）

98

H29.6.9 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：4 月 28 日からの変更点：本文十号に記載する箇所

技術的能力比較表

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】

備考(2) サポート系故障時の対応手段の選択（1／3）

第 1.3−21 図 重大事故等時の対応手段選択フローチャート（２／２）

東海第二

図 1.3.16 重大事故等時の対応手段選択フローチャート

柏崎（平成２９年１月２０日版）

99