東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-7 改 4
提出年月日
平成 30 年 4 月 26 日

東海第二発電所

技術的能力 比較表

平成 30 年 4 月
日本原子力発電株式会社

本資料のうち，は営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

次

技術的能力比較表
1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手
順等

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14

電源の確保に関する手順等

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等
目−1

2.

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

2.1

可搬型設備等による対応

目−2

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

東海第二1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等＜ 目 次 ＞＜

1.11.1 対応手段と設備の選定

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

a. 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手段及び設備

目 次 ＞

ａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手段及び設備(a) 燃料プール代替注水(a) 燃料プール代替注水(b) 漏えい抑制(b) 漏えい抑制(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b. 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備

ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a) 燃料プールスプレイ(a) 燃料プールスプレイ(b) 漏えい緩和(b) 漏えい緩和(c) 大気への放射性物質の拡散抑制(c) 大気への放射性物質の拡散抑制(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備

1

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二c. 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備

ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備(a) 使用済燃料プールの監視(a) 使用済燃料プールの監視(b) 代替電源による給電(b) 代替電源による給電(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備

d. 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための対応手段及び設備ｄ．使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための対応手段及び設備(a) 代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱(a) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱

備考

東二は，使用済燃料プールを除熱する設備として代替燃料プール冷却系をＳＡ設備として新設する。
柏崎は，燃料プール冷却浄化系に代替交流電源設備を用いる。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由①と示す。

(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. 手順等

ｅ．手順等

1.11.2 重大事故等時の手順

1.11.2 重大事故等時の手順

1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な

1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模漏えい発生時の対応手順

な漏えい発生時の対応手順

2

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(1) 燃料プール代替注水

東海第二

備考

ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッ

東二は，常設低圧代替注水系ポ(1) 燃料プール代替注水ダ）を使用した使用済燃料プールへの注水

a. 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）b. 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）ンプまたは可搬型の代替注水ポ

ｂ．可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系

ンプにて送水するが，柏崎は，（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水（淡水／海可搬型の代替注水ポンプのみと水）している。また，東二は，代替

ｃ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用
した使用済燃料プールへの注水（淡水／海水）

燃料プール注水系として常設注
水ライン，常設スプレイヘッダ
及び可搬スプレイヘッダを設置
し，起因事象により注水とスプレイを使い分ける。柏崎は常設
スプレイヘッダと可搬型スプレ
イヘッダにて注水とスプレイを行う。なお，東二は，燃料プー
ルスプレイ設備を使用済燃料プールへの注水として用いることができる。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由②と示す。

3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
c. 消火系による使用済燃料プールへの注水

東海第二

備考

ｄ．消火系による使用済燃料プールへの注水(2) 漏えい抑制

相違理由①

a. サイフォン現象による使用済燃料プール水漏えい発生時の漏えい抑制
1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順

1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 燃料プールスプレイ(1) 燃料プールスプレイ
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

東二は，燃料プールスプレイ手段として，常設低圧代替注水系
ポンプ及び常設スプレイヘッダを使用した手段並びに可搬型代
替注水中型ポンプ又は可搬型代
替注水大型ポンプ及び常設スプ
レイヘッダ又は可搬型スプレイ
ノズルを使用した手段を整備する。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由③と示す。

a. 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水/海水）ｂ．可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水／海水）

相違事項③
設備名称の相違
以降，同様の相違理由によるものは相違理由④と示す。

b. 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレ
イ（淡水/海水）ｃ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用
した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水／海水）4

相違事項③④

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) 漏えい緩和a. 使用済燃料プール漏えい緩和

東海第二

備考

(2) 漏えい緩和
ａ．使用済燃料プール漏えい緩和

1.11.2.3 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

1.11.2.3 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順(1) 使用済燃料プールの状態監視(1) 使用済燃料プールの状態監視

a. 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動

ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動

b. 代替電源による給電

ｂ．代替電源による給電

1.11.2.4 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための対応手順

1.11.2.4 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための対応手順(1) 代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱(1) 使用済燃料プールの除熱
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱(a) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱(b) 緊急用海水系による冷却水（海水）の確保(c) 代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保

1.11.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

1.11.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

1.11.2.6 重大事故等時の対応手段の選択

1.11.2.6 重大事故等時の対応手段の選択

5

相違理由④

相違理由①

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等【要求事項】
１ 発電用原子炉設置者において、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は東海第二1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等【要求事項】
１

発電用原子炉設置者において、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下

使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」

した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」という。）を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等が適切に整という。）を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

２ 発電用原子炉設置者は、使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当２

発電用原子炉設置者は、使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整進行を緩和し、及び臨界を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料【解釈】
１第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」

貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」とは、実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈とは、実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈（原規技発第 1306193 号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））第３７条３−１（原規技発第1306193号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））第３７条３−１(a)及び(b)で定義する想定事故１及び想定事故２ において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位(a)及び(b)で定義する想定事故１及び想定事故２において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低下をいう。

の低下をいう。

２ 第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するた

２

第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行う

めに必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれ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。

ための手順等をいう。

ａ）想定事故１ 及び想定事故２ が発生した場合において、代替注水設備により、使用済燃料ａ）想定事故１及び想定事故２が発生した場合において、代替注水設備により、使用済燃料

貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等を貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。

整備すること。

ｂ）想定事故１及び想定事故２が発生した場合において発生する水蒸気が重大事故等対処設ｂ）想定事故１及び想定事故２が発生した場合において発生する水蒸気が重大事故等対処設

備に悪影響を及ぼす可能性がある場合は、当該悪影響を防止するために必要な手順等を整備に悪影響を及ぼす可能性がある場合は、当該悪影響を防止するために必要な手順等を整備すること。

備すること。

6

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
３ 第２項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止する

東海第二３第２項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置をために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

行うための手順等をいう。

ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合において、スプレイ設備により、燃料損傷ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合において、スプレイ設備により、燃料損傷を緩和し、臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。

を緩和し、臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）燃料損傷時に、できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための手順等を整備す

ｂ）燃料損傷時に、できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための手順等を整備す
ること。

ること。
４ 第１項及び第２項の手順等として、使用済燃料貯蔵槽の監視は、以下によること。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位、水温及び上部の空間線量率について、燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定できること。
ｂ）使用済燃料貯蔵槽の計測設備が、交流又は直流電源が必要な場合には、代替電源設備からの給電を可能とすること。

備考

４

第１項及び第２項の手順等として、使用済燃料貯蔵槽の監視は、以下によること。

ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位、水温及び上部の空間線量率について、燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定できること。
ｂ）使用済燃料貯蔵槽の計測設備が、交流又は直流電源が必要な場合には、代替電源設備からの給電を可能とすること。

使用済燃料貯蔵槽（以下「使用済燃プール」という。）の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽（以下「使用済燃料プール」という。
）の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した

使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場

場合において，使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料（以下「使用済燃料プール内の燃料体合において，使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料（以下「使用済燃料プール内の燃料体等」という。）を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための対処設備を整備している。

等」という。）を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための対処設備を整備する。

東二は対処設備の設置工事を未だ実施していないため方針を示し，他条文と整合を図る記載とした。

また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水

また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するための対処設備を整備している。

臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するための対処設備を整備する。

東二は対処設備の設置工事を未

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。

だ実施していないため方針を示

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。

し，他条文と整合を図る記載とした。

7

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二1.11.1 対応手段と設備の選定

1.11.1 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

使用済燃料プールの冷却機能を有する設計基準対象施設として，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（燃料プール冷却モード）を設置している。
また，使用済燃料プールの注水機能を有する設備として，残留熱除去系（残留熱除去系ポンプによる補給機能），復水補給水系及びサプレッションプール浄化系（非常時補給モード）を設置して備考

使用済燃料プールの冷却機能を有する設計基準対象施設として，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プールの冷却機能）を設置している。
また，使用済燃料プールの注水機能を有する設備として，残留熱除去系（残留熱除去系ポン
プによる補給機能）及び補給水系を設置している。

相違理由④
相違理由④
東二は，柏崎に設置するサプレ
ッションプール水を浄化する系いる。

統は設置していない。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑤と示す。
これらの冷却及び注水機能が故障等により喪失した場合，又は使用済燃料プールに接続する配これらの冷却及び注水機能が故障等により喪失した場合，又は使用済燃料プールに接続する管の破断等による使用済燃料プールの小規模な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合は，配管の破断等による使用済燃料プールの小規模な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合その機能を代替するために，各設計基準対象施設が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機は，その機能を代替するために，各設計基準対象施設が有する機能，相互関係を明確にした

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（以下「機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備を選定する（第 1.11.1 図）。

事故等対処設備を選定する（第1.11−1図）。

図表番号の附番ルールの相違。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑥と示す。

使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能喪失時，又は使用済燃料プールの小規模な漏え

使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能喪失時，又は使用済燃料プールの小規模な漏い発生時において，発生する水蒸気による重大事故等対処設備への悪影響を防止するための対応

えい発生時において，発生する水蒸気による重大事故等対処設備への悪影響を防止するための手段及び重大事故等対処設備を選定する。

対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。

使用済燃料プールから大量の水が漏えいし，使用済燃料プールの水位が維持できない場合を想

使用済燃料プールからの大量の水が漏えいし，使用済燃料プールの水位が維持できない場合

定し，使用済燃料プールへのスプレイにより使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷を緩和を想定し，使用済燃料プールへのスプレイにより使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。なお，使用済燃料プール内の燃料体等を緩和するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。なお，使用済燃料プール内のをボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵することにより，未臨界は維持される。

燃料体等をボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵することにより，未臨界は維持される。

8

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な

えい若しくは使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時において，使用済燃料プールの水

漏えい若しくは使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時において，使用済燃料プール

位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定するための対応の水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定するため手段及び重大事故等対処設備を選定する。

の対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。

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

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

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

使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効

備。

な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけで選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけなく，設置許可基準規則第五十四条及び技術基準規則第六十九条（以下「基準規則」という。）のでなく，設置許可基準規則第五十四条及び技術基準規則第六十九条（以下「基準規則」とい要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明う。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との確にする。

関係を明確にする。

9

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) 対応手段と設備の選定の結果

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，使用済燃料プールの冷却設備若しくは注水設備が故障等により機能喪失原因対策分析の結果，使用済燃料プールの冷却設備若しくは注水設備が故障等によ機能喪失した場合，使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プールの小規模り機能喪失した場合，使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プールの小な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合，又は使用済燃料プールから大量の水が漏えい

規模な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合，又は使用済燃料プールからの大量の水がし，使用済燃料プールの水位が維持できない場合を想定する。

漏えいし，使用済燃料プールの水位が維持できない場合を想定する。

設計基準対象施設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， 基準規則

設計基準対象施設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，基準規からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備

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対象施設，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策

なお，機能喪失を想定する設計基準対象施設，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主設備と整備する手順についての関係を第 1.11.1 表に整理する。

対策設備と整備する手順についての関係を第1.11−1表に整理する。

a. 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模ない発生時の対応手段及び設備(a) 燃料プール代替注水

備考

相違理由⑥

漏えい発生時の対応手段及び設備(a) 燃料プール代替注水

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規

水の漏えい発生時に，使用済燃料プールへの注水により使用済燃料プール内の燃料体等を冷却

模な水の漏えい発生時に，使用済燃料プールへの注水により使用済燃料プール内の燃料体

し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段がある。

等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段がある。
ⅰ) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽10

相違理由②

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

・低圧代替注水系配管・弁・代替燃料プール注水系配管・弁・常設スプレイヘッダ
・使用済燃料プール
・常設代替交流電源設備
・燃料給油設備
ⅰ. 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水ⅱ) 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水

見出し記号の附番ルールの相違。

系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水

以降，同様の相違理由によるもの
は相違理由⑦と示す。
相違理由②

常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水相違理由②

系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。

・可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）・可搬型代替注水中型ポンプ

相違理由④・可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）・可搬型代替注水大型ポンプ

相違理由④

・防火水槽

・西側淡水貯水設備

東二は可搬型設備による注水等

・淡水貯水池・代替淡水貯槽に使用する水源として西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽（代替淡水源:重大事故等対処設備）を新設。柏崎は可搬型設備による注水等に使用する水源として
防火水槽及び淡水貯水池（代替
淡水源：自主対策設備）を新設
し，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1b）項を満足するための代替淡水源（措置）と位置付ける。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑧と示す。

11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
第 54 条で選定されている設備を記載。
以降，同様の相違理由によるもの
は相違理由⑨と示す。

・ホース・接続口

・ホース

東二は接続口を低圧代替注水系
配管の設備に含める。
以降，同様の相違理由によるもの
は相違理由⑩と示す。

・低圧代替注水系配管・弁相違理由②

・燃料プール代替注水系配管・弁・代替燃料プール注水系配管・弁相違理由④

・常設スプレイヘッダ

・常設スプレイヘッダ

・使用済燃料プール

・使用済燃料プール
・常設代替交流電源設備

東二は給電が必要とされる設備

・可搬型代替交流電源設備に用いる電源設備を記載。
以降，同様の相違理由によるもの
は相違理由⑪と示す。

・燃料補給設備

・燃料給油設備12

相違理由④

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

東海第二

備考

なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ

柏崎はあらかじめ敷設したホー

敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用

スを使用することを記載していする場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可るが，東二はホースをあらかじ

搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。

め敷設する前提ではないため記載していない。
以降，同様の相違理由によるもの
は相違理由⑫と示す。

また，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水は，防火水槽又は淡水
貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。
ⅱ. 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注

なお，注水ライン又は常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。
ⅲ) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を水使用した使用済燃料プールへの注水

可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のと可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）をおり。

相違理由②⑧

相違理由②
相違理由②

使用した使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ

相違理由④・淡水貯水池・代替淡水貯槽

相違理由⑧・ホース・接続口

・ホース・可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）・可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）・防火水槽

・燃料プール代替注水系配管・弁・可搬型スプレイヘッダ

・可搬型スプレイノズル

・使用済燃料プール

・使用済燃料プール

・燃料補給設備

・燃料給油設備

相違理由③
相違理由④
相違理由⑫

なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。

13

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
また，可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく， 海水も利用できる。
ⅲ. 消火系による使用済燃料プールへの注水

東海第二
なお，可搬型スプレイノズルを使用した使用済燃料プールへの注水は，代替淡水貯槽

備考
相違理由③⑧の淡水だけでなく，海水も利用できる。
ⅳ) 消火系による使用済燃料プールへの注水

相違理由⑦

消火系による使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。

消火系による使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ろ過水タンク

・ろ過水貯蔵タンク

相違理由④

・多目的タンク

東二はろ過水貯蔵タンクを代替する淡水タンクとして，多目的タンクを設置している。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑬と示す。
相違理由⑨・消火系配管・弁・消火系配管・弁・消防用ホース

東二では消防用ホースを使用する。また，柏崎の消火系による注・復水補給水系配管・弁

水流路は複数系統の配管を経由する。
・残留熱除去系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・残留熱除去系Ｂ系配管・弁東二では残留熱除去系Ｂ系配管・弁を使用する。

・燃料プール冷却浄化系配管・弁・燃料プール冷却浄化系配管・弁・使用済燃料プール

・使用済燃料プール
・非常用交流電源設備

東二では非常用交流電源設備又は常設代替交流電源設備により給電する。柏崎は常設代替交流
電源設備により給電される。

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
・常設代替交流電源設備

東海第二

備考

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備

東二は，常設代替交流電源設備を
常設代替高圧電源装置 5 台で定格とし，故障や点検を想定し，1台予備を確保している。よって，
柏崎で記載している自主対策設
備は設置していない。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑭と示す。

・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・燃料補給設備

・燃料給油設備15

相違理由④

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

東海第二

備考

(b) 漏えい抑制

使用済燃料プールに接続する配管の破断等により，使用済燃料プールディフューザ配管か

使用済燃料プールに接続する配管の破断等により，燃料プール水戻り配管からサイフォン

らサイフォン現象による使用済燃料プール水漏えいが発生した場合に，使用済燃料プールの現象による使用済燃料プール水漏えいが発生した場合に，燃料プール水戻り配管上部に設置

サイフォン防止機能を有するサイフォンブレーク孔によりサイフォン現象の継続を防止する

する静的サイフォンブレーカにより，静的サイフォンブレーカ下端まで水位が低下した時点

設計方針の相違とともに，現場手動弁の隔離操作により漏えいを停止する手段がある。

で，自動的にサイフォン現象の継続を防止することで，漏えいを停止する手段がある。

東二は，サイフォン現象による漏漏えい抑制で使用する設備は以下のとおり。

えい時に静的サイフォンブレーカ

・静的サイフォンブレーカ

により漏えいの継続を防止する設

漏えい抑制で使用する設備は以下のとおり。
・サイフォン防止機能計であるが，柏崎はサイフォンブ

レーク用孔によりサイフォン現象の継続を防止し，現場の手動弁の隔離操作により漏えいを停止する設計である。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑮と示す。
(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備

燃料プール代替注水で使用する設備のうち，可搬型代替注水ポンプ（A−1 級），可搬型代

燃料プール代替注水で使用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ，代替淡水貯相違理由②④⑧

替注水ポンプ（A−2 級），ホース・接続口，燃料プール代替注水系配管・弁，常設スプレイ

槽，低圧代替注水系配管・弁，代替燃料プール注水系配管・弁，常設スプレイヘッダ，使相違理由②④⑨

ヘッダ，可搬型スプレイヘッダ，使用済燃料プール及び燃料補給設備は重大事故等対処設備

用済燃料プール，常設代替交流電源設備，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大相違理由②④として位置付ける。

型ポンプ，西側淡水貯水設備，ホース，可搬型代替交流電源設備，可搬型スプレイノズル

相違理由③④⑧⑩⑪

及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

相違理由④

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

東海第二防火水槽及び淡水貯水池は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】

備考
相違理由⑧

1b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。
漏えい抑制で使用する設備のうち，サイフォン防止機能は重大事故等対処設備として位置付ける。また，重大事故等時には現場手動弁による隔離操作を併せて実施する。
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。
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁漏えい抑制で使用する設備のうち，静的サイフォンブレーカは重大事故等対処設備として位置付ける。

相違理由⑮
相違理由⑮

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。
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク，消火系配管・弁・消防用ホース

相違理由④⑬
東二では消防用ホースを使用する。

耐震性は確保されていないが，可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）と同等の機能（流量）

耐震性は確保されていないが，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必

柏崎の同等の機能（流量）に関を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生

要な火災が発生していない場合において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，する記載は，東二では常設低圧していない場合において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段として有効である。

代替注水系ポンプ，可搬型代替

び臨界を防止する手段として有効である。

注水中型ポンプ及び可搬型代替
注水大型ポンプの設計仕様が同等の機能（容量）を有するとは言えないため，柏崎と同様な記載は困難である。（例：可搬型
代替注水ポンプ（A−2 級）柏崎
120m3/h/台，常設低圧代替注水
系ポンプ東二 200m3/h/台）
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑯と示す。

17

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東海第二・第二代替交流電源設備

備考
相違理由⑭

耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
b. 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備

ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a) 燃料プールスプレイ(a) 燃料プールスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時，使用済燃料プールへのスプレイにより燃料損傷を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減する手段がある。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時，使用済燃料プールへのスプレイにより燃料損傷を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減する手段がある。
ⅰ) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイで使用する設備は以下のとおり。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽・低圧代替注水系配管・弁・代替燃料プール注水系配管・弁・常設スプレイヘッダ
・使用済燃料プール
・常設代替交流電源設備
・燃料給油設備18

相違理由③

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ⅰ. 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプ

東海第二ⅱ) 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水

レイ

系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイで使用する設備は以下の可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水

とおり。

備考
相違理由③④⑦
相違理由④

系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイで使用する設備は以下のとおり。

・可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）・可搬型代替注水中型ポンプ

相違理由④・可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）・可搬型代替注水大型ポンプ

相違理由④

・防火水槽

・西側淡水貯水設備

相違理由⑧・淡水貯水池・代替淡水貯槽

相違理由⑧・ホース・接続口

・ホース

相違理由⑩

・低圧代替注水系配管・弁相違理由③

・燃料プール代替注水系配管・弁・代替燃料プール注水系配管・弁相違理由④

・常設スプレイヘッダ

・常設スプレイヘッダ

・使用済燃料プール

・使用済燃料プール

・燃料補給設備

・常設代替交流電源設備

相違理由⑪・可搬型代替交流電源設備

相違理由⑪・燃料給油設備

相違理由④

相違理由⑫

なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。

また，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイは，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

なお，，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイは，代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。

19

相違理由⑧

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ⅱ. 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのス

東海第二ⅲ) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）をプレイ使用した使用済燃料プールへのスプレイ

可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイで使用する設備は以下

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）をのとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）

備考
相違理由③④⑦
相違理由③④使用した使用済燃料プールへのスプレイで使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ

相違理由④・可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）

相違理由④

・防火水槽

相違理由⑧

・淡水貯水池・代替淡水貯槽

相違理由⑧・ホース・接続口

・ホース

相違理由⑩
東二は既設配管を使用しない。

・燃料プール代替注水系配管・弁・可搬型スプレイヘッダ

・可搬型スプレイノズル

・使用済燃料プール

・使用済燃料プール

・燃料補給設備

・燃料給油設備

相違理由③
相違理由④
相違理由⑫

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

東二の燃料プールスプレイは燃する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可料プールへの注水機能のとして搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。

も満足出来る。
相違理由③

また，可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイは，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

なお，可搬型スプレイノズルを使用した使用済燃料プールへのスプレイは，代替淡水
貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。

20

相違理由⑧

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東海第二(b) 漏えい緩和

使用済燃料プール内側から漏えいしている場合に，シール材を張り付けたステンレス鋼板

使用済燃料プール内側から漏えいしている場合に，シール材を張り付けたステンレス鋼を使用済燃料プール開口部付近までロープで吊り下ろし，漏えいするプール水の流れやプー板を使用済燃料プール開口部付近までロープで吊り下ろし，漏えいするプール水の流れやル水による水圧を利用して開口部を塞ぐことで漏えいを緩和する手段がある。

プールによる水圧を利用して開口部を塞ぐことで漏えいを緩和する手段がある。

この手段では漏えいを緩和できない場合があること，重いステンレス鋼板を使用するため

この手段では漏えいを緩和できない場合があること，重いステンレス鋼板を使用するた作業効率が悪いことから，今後得られた知見を参考に，より効果的な漏えい緩和策を取り入め作業効率が悪いことから，今後得られた知見を参考に，より効果的な漏えい緩和策を取れていく。

り入れていく。

漏えい緩和で使用する資機材は以下のとおり。

漏えい緩和で使用する資機材は以下のとおり。

・シール材

・シール材

・接着剤

・接着剤

・ステンレス鋼板

・ステンレス鋼板

・吊り降ろしロープ・吊り降ろしロープ(c) 大気への放射性物質の拡散抑制(c) 大気への放射性物質の拡散抑制

重大事故等により，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において，大重大事故等により，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合におい気へ放射性物質が拡散するおそれがある場合は，原子炉建屋放水設備により大気への放射性て，大気へ放射性物質が拡散するおそれがある場合は，放水設備により大気への放射性物

物質の拡散を抑制する手段がある。

質の拡散を抑制する手段がある。

大気への放射性物質の拡散抑制で使用する設備は以下のとおり。

備考

相違理由④

大気への放射性物質の拡散抑制で使用する設備は以下のとおり。
相違理由④・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

・ホース

・ホース

・放水砲

・放水砲

・燃料補給設備

・燃料給油設備

相違理由④

なお，大気への放射性物質の拡散抑制の操作手順については，「1.12 工場等外への放射

手順名等の相違

なお，大気への放射性物質の拡散抑制の操作手順については，「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備

性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備

21

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東海第二

備考

燃料プールスプレイで使用する設備のうち，可搬型代替注水ポンプ（A−1 級），可搬型代

燃料プールスプレイで使用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ，代替淡水貯相違理由③⑧

替注水ポンプ（A−2 級），ホース・接続口，燃料プール代替注水系配管・弁，常設スプレイ

槽，低圧代替注水系配管・弁，代替燃料プール注水系配管・弁，常設スプレイヘッダ，使相違理由④⑨ヘッダ，可搬型スプレイヘッダ，使用済燃料プール及び燃料補給設備は重大事故等対処設備

用済燃料プール，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，可搬型代替注水中型

相違理由③⑪として位置付ける。

ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備，ホース，可搬型スプレイノズル

相違理由④⑩及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
防火水槽及び淡水貯水池は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】相違理由⑧1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。
大気への放射性物質の拡散抑制で使用する設備のうち，大容量送水車（原子炉建屋放水設
備用），ホース，放水砲及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

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。
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷を緩和し，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

大気への放射性物質の拡散抑制で使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），ホース，放水砲及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

これらの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。
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷を緩和
し，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

・シール材， 接着剤，ステンレス鋼板，吊り降ろしロープ・シール材，接着剤，ステンレス鋼板，吊り降ろしロープ

漏えい箇所により漏えいを緩和できない場合があり，また，プラントの状況によって使用

漏えい箇所により漏えいを緩和できない場合があり，また，プラントの状況によって使済燃料プールへのアクセスができない場合があるが，使用できれば漏えいを抑制する手段と用済燃料プールへのアクセスができない場合があるが，使用できれば漏えいを抑制する手して有効である。

段として有効である。

22

相違理由④
相違理由④

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

東海第二c. 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備

ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備(a) 使用済燃料プールの監視(a) 使用済燃料プールの監視

重大事故等時において，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定するための手段がある。

備考

重大事故等時において，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定するための手段がある。

使用済燃料プールの監視で使用する設備（監視計器）は以下のとおり。

使用済燃料プールの監視で使用する設備（監視計器）は以下のとおり。

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

・使用済燃料プール温度（ＳＡ）

東二の使用済燃料プール水位は・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

使用済燃料プール上端付近から底部まで測定可能なＳＡ広域のみを設置する。
柏崎は測定範囲の異なる使用済
燃料貯蔵プール水位（SA 広域）
及び使用済燃料貯蔵プール水位（SA）を設置。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑰と示す。

・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

相違理由④・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（ 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む）

・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

相違理由④

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 代替電源による給電
全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合において，使用済燃料プールの状態を監視するため，代替電源設備により使用済燃料プール監視計器へ給電する手段がある。

東海第二

備考

(b) 代替電源による給電
全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合において，使用済燃料プールの状態を監視するため，代替電源設備により使用済燃料プール監視計器へ給電する手段がある。

代替電源による給電で使用する設備は以下のとおり。

代替電源による給電で使用する設備は以下のとおり。

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備

相違理由⑭・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備

・所内蓄電式直流電源設備

・常設代替直流電源設備

相違理由④・可搬型直流電源設備

・可搬型代替直流電源設備

相違理由④・燃料給油設備

柏崎は代替交流電源設備に燃料に係わる設備が含まれるが，東二は代替交流電源設備に燃料給油設備は含まれていないため記載
している。
以降，同様の相違理由によるもの
は相違理由⑱と示す。

(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備

使用済燃料プールの監視で使用する設備（監視計器）のうち，使用済燃料貯蔵プール水位・

使用済燃料プールの監視で使用する設備（監視計器）のうち，使用済燃料プール温度

相違理由④

温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モ（ＳＡ），使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プールエリア放射線モニ

相違理由⑰

ニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監

タ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメ

相違理由④

視カメラ用空冷装置を含む）は重大事故等対処設備として位置付ける。

ラ用空冷装置を含む）は重大事故等対処設備として位置付ける。

代替電源による給電で使用する設備のうち，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源

代替電源による給電で使用する設備のうち，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電設備，所内蓄電式直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付

源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等ける。

対処設備として位置付ける。

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。

24

相違理由④⑱

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料貯蔵プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定することができる。

東海第二以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量

備考
相違理由④

率について変動する可能性のある範囲にわたり測定することができる。
東二は，本項で使用する設備にまた，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

自主対策設備はない。

設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

相違理由⑭

・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
d. 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための対応手段及び設備ｄ．使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための対応手段及び設備(a) 代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱(a) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱

相違理由①

燃料プール冷却浄化系が全交流動力電源喪失により起動できず，使用済燃料プールから発使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールから発生する水蒸気が重大事

生する水蒸気が重大事故等対処設備に悪影響を及ぼす可能性がある場合は，常設代替交流電

故等対処設備に悪影響を及ぼす可能性がある場合は，常設代替交流電源設備又は可搬型代源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ替交流電源設備により代替燃料プール冷却系の電源を確保し，緊急用海水ポンプ又は可搬

相違理由①⑭電源を供給することで燃料プール冷却浄化系の電源を確保し，原子炉補機冷却系又は代替原型代替注水大型ポンプで冷却水を確保することで代替燃料プール冷却系による使用済燃料相違理由①

子炉補機冷却系により冷却水を確保することで燃料プール冷却浄化系を起動し，使用済燃料

プールを除熱する手段がある。

相違理由①

プールを除熱する手段がある。
代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱で使用する設備は以下のとおり。

相違理由①

・燃料プール冷却浄化系ポンプ

・代替燃料プール冷却系ポンプ

相違理由①

・使用済燃料プール

・使用済燃料プール

代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱で使用する設備は以下のとおり。

相違理由①

・燃料プール冷却浄化系熱交換器
・燃料プール冷却浄化系配管・弁・スキマサージタンク・ディフューザ

・スキマサージタンク

相違理由①

・代替燃料プール冷却系熱交換器

相違理由①

・代替燃料プール冷却系配管・弁相違理由①

・燃料プール冷却浄化系配管・弁25

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

東海第二

備考

・原子炉補機冷却系

・緊急用海水ポンプ

東二は代替燃料プール冷却系冷・代替原子炉補機冷却系

・緊急用海水系ストレーナ

却水の確保手段として，緊急用・緊急用海水系配管・弁海水系（緊急用海水ポンプ）,代・残留熱除去系海水系配管・弁替残留熱除去系海水系（可搬型・非常用取水設備

代替注水大型ポンプ）により残・可搬型代替注水大型ポンプ

留熱除去系へ直接海水を送水す

・ホースる手段を整備している。柏崎は代替原子炉補機冷却系（代替原子炉補機冷却海水ポンプ，大容
量送水車）を設置しており，代替原子炉補機冷却系により原子
炉補機冷却系を間接的に冷却する手段と直接原子炉補機冷却系に海水を送水する手段がある。

・常設代替交流電源設備

・常設代替交流電源設備
相違理由⑭・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備26

相違理由⑱

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二

備考

(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱で使用代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱で使用する設備のうち，代替燃料

相違理由①

する設備のうち，燃料プール冷却浄化系ポンプ，使用済燃料プール，燃料プール冷却浄化系熱

プール冷却系ポンプ，使用済燃料プール，スキマサージタンク，代替燃料プール冷却系熱

相違理由①

交換器，燃料プール冷却浄化系配管・弁・スキマサージタンク・ディフューザ，代替原子炉補交換器，代替燃料プール冷却系配管・弁，燃料プール冷却浄化系配管・弁，緊急用海水ポ

相違理由①

機冷却系，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ンプ，緊急用海水系ストレーナ，緊急用海水系配管・弁，残留熱除去系海水系配管・弁，相違理由①

位置付ける。

非常用取水設備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料給油設備は重相違理由①⑱

大事故等対処設備として位置付ける。
相違理由①

また，原子炉補機冷却系は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
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。
以上の重大事故等対処設備により，燃料プール冷却浄化系が全交流動力電源喪失により起動できない場合においても，燃料プール冷却浄化系の電源を確保し，使用済燃料プールを除

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。
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合においても，使用済燃料プールを除熱することができる。

相違理由①④
相違理由①

熱することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
相違理由⑭

・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・可搬型代替注水大型ポンプ，ホース
敷地に遡上する津波が発生した場合のアクセスルートの復旧には不確実さがあり，使用できない場合において，使用済燃料プールが沸騰し原子炉建屋原子炉棟内の環境が悪化する前に，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱を開始できない場合があるが，可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水供給により代替燃料プール冷却系に使用可能であれば，使用済燃料プールを除熱する手段として有効である。
e. 手順等

ｅ．手順等

上記「a.使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小上記「ａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水

規模な漏えい発生時の対応手段及び設備」，「b.使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生の小規模な漏えい発生時の対応手段及び設備」，「ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏時の対応手段及び設備」，「c.重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段

えい発生時の対応手段及び設備」，「ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監視のた及び設備」及び「d. 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための対応

めの対応手段及び設備」及び「ｄ．使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

止するための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

27

東二は左記のとおり自主設備と位置付ける。

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東海第二

備考

これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事故時運転操作手順書（徴候ベー

これらの手順は，運転員等※２及び重大事故等対応要員の対応として，「非常時運転手順書

東二は「技術的能力 1.0 重大事ス）（以下「EOP」という。），事故時運転操作手順書（ シビアアクシデント）（以下「SOP」

Ⅱ（徴候ベース）」，「ＡＭ設備別操作手順書」及び「重大事故等対策要領」に定める（第故対策における共通事項（添付資という。），事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）（以下「停止時 EOP」という，AM 設備

1.11−1表）。

料 1.0.10

重大事故等発生時の体制について）」より,当直運転

別操作手順書及び多様なハザード対応手順に定める（第 1.11.1 表）。

員と重大事故等対応要員のうち
運転操作対応要員が重大事故の対応に当たることとしている。
以降，同様の相違理由によるもの
は相違理由⑲と示す。
整備する対応手順書名の相違
相違理由⑥

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第 1.11.2 表，第 1.11.3 表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第1.11−2表，第1.11−3表）。

相違理由⑥※2 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

運転員の定義を追記。

28

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東海第二1.11.2 重大事故等時の手順

1.11.2 重大事故等時の手順

1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な

1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模漏えい発生時の対応手順(1) 燃料プール代替注水

備考

な漏えい発生時の対応手順(1) 燃料プール代替注水
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏えいが発生した場合に，代替淡水貯槽を水源として常設低圧代替注水系ポンプにより使用済燃料プールへ注水する。
また，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ実施のための準備作業として，原子炉建屋廃棄物
処理棟東側扉から原子炉建屋原子炉棟6階までのホース敷設，原子炉建屋原子炉棟6階での可搬型スプレイノズル設置，可搬型スプレイノズルとのホース接続等を実施する。本作業は，原子炉建屋原子炉棟内で作業を行うことから，作業環境が悪化する前に常設低圧代替注水系
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済
燃料プールへの注水と同時に本手段に係わる準備を開始する。なお，原子炉建屋廃棄物処理
棟東側扉が使用できない場合は，原子炉建屋原子炉棟大物搬入口から原子炉建屋原子炉棟6階までのホース敷設を実施する。
(a) 手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。
・使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報が発生した場合。
・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

29

相違理由②

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東海第二(b) 操作手順
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−3図に，タイムチャートを第1.11−4図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料
プールへの注水準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動」手順により使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動が完了していること及び使用済燃料プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。
④発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプの起動を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを起動し，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が約2.0MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑥発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水
ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水の開始を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系系統分離弁の全開操作を実施した
後，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開とし，使用済燃料プールへの注水が開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位の上昇及び使用済燃料プール温度の低下により確認する。また，発電長に報告するとともに使用済
燃料プール水位を使用済燃料プール水位低レベル以上に維持する。なお，代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）による注水ラインを使用した使用済
燃料プールへの注水が実施できない場合は，使用済燃料プールスプレイライン元弁の全開操作を実施した後，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開とし，使用済燃料プールへの注水を実施する。

30

備考
相違理由②

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東海第二(c) 操作の成立性

備考
相違理由②

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレ
イヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水開始まで15分以内で可能である。
a. 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）ｂ．可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水（淡水／海相違理由②④相違理由②水）
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の相違理由②④

えいが発生した場合に，防火水槽又は淡水貯水池を水源として可搬型代替注水ポンプにより使漏えいが発生した場合に，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源として代替燃料プール

相違理由②④

用済燃料プールへ注水する。

注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより使用済燃料プールへ注水する。

相違理由②(a) 手順着手の判断基準

優先する系統の相違

可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）1 台又は（A−2 級）1 台により，常設スプレイヘッダを使用
した使用済燃料プールへの注水が可能である。
可搬型代替注水ポンプ（A−1 級） 及び（A−2 級）で送水が可能となるよう準備を行うが，可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）の準備ができない場合は，可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）で常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
(a) 手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。

以下のいずれかの状況に至り，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水及び消火系による使用済燃料プールへの注水ができない場合。

・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。

・使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報が発生した場合。

・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

31

相違理由④

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 操作手順

東海第二(b) 操作手順

備考
設備運用・設計，体制等の違いに起因する記載の相違はある
が，実態として記載内容に違いはない。
以降，同様な相違理由によるものは相違理由⑳と示す。

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系

相違理由②（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第 1.11.2 図，第 1.11.4 図及び第 1.11.5 図に，概要図を第 1.11.6 図に，タイムチャートを第 1.11.7 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に燃料プール代替注水系による常設
スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水準備開始を指示する。

手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−5図に，タイムチャートを第1.11−6図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に低圧代替注水系配

相違理由⑥
相違理由⑥
柏崎は，③で記載。

管・弁の接続口への可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる相違理由②④

代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）の接続を依頼する。

相違理由②②災害対策本部長代理は，発電長に代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイ

相違理由⑳ヘッダ）で使用する低圧代替注水系配管・弁の接続口を報告するとともに重大事故等対応要員に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水準備開始を指示する。
③発電長は，運転員等に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによ柏崎は，①で記載。

る代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料

相違理由②④⑲⑳

プールへの注水準備開始を指示する。

32

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東海第二

備考

②中央制御室運転員 A は，｢1.11.2.3(1)a.使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起④運転員等は中央制御室にて，「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置

相違理由④⑲⑳

動｣手順により冷却装置の起動が完了していること及び使用済燃料貯蔵プール監視カメ

起動」手順により使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動が完了していること及東二は運転員等の対応要員数をラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。

び使用済燃料プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。

タイムチャートに示す。
以降，同様な相違理由によるものは相違理由 と示す。

東二は，①で記載。

③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に燃料プール代替注水系によ相違理由②④⑳

る常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水準備のため，可搬型代替注
水ポンプ（A−1 級）又は（A−2 級）の配備，ホース接続及び起動操作を依頼する。

相違理由⑳④緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）又は（A−2 級）の配備，ホース接
続及び起動操作を行い，可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）又は（A−2 級）による送水準備完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

相違理由⑳⑤当直長は当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料プールへの注水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑤運転員等は中央制御室にて，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポン

相違理由⑲⑳

プによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状

監視計器に電源確保の状態表示

態表示等にて確認する。

がない場合，指示値により確認するため「状態表示等」と記載。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

⑥発電長は，運転員等に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによ

相違理由⑳

る代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料
プールへの注水の系統構成を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開とする。

相違理由⑲⑳

また，中央制御室からの遠隔操作により開できない場合は，運転員等は原子炉建屋原

東二は，系統構成において中央

子炉棟にて，現場手動操作により使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開とす

制御室からの電動弁の遠隔操作る。なお，代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）による注水ラができない場合，現場にて手動インを使用した使用済燃料プールへの注水が実施できない場合は，使用済燃料プール操作を行う。

スプレイライン元弁の全開操作を実施した後，使用済燃料プール注水ライン流量調整

以降，同様の相違理由によるも弁を開とし，使用済燃料プールへの注水を実施する。

のは相違理由 と示す。

33

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東海第二⑧発電長は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型

備考
相違理由⑳

ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した
使用済燃料プールへの注水の原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを報告する。
⑨重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型

相違理由⑳

代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水準備が完了したことを報告する。
⑩災害対策本部長代理は，発電長に代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイ

相違理由⑳ヘッダ）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を報告するとともに重大事故等対応要員に代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
東二は,⑫で記載。

⑥当直副長は，中央制御室運転員に燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使相違理由②④⑳

用した使用済燃料プールへの注水状況について，使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール水位・温度による確認を指示する。

相違理由②④⑳⑦緊急時対策要員は，使用済燃料プール外部注水原子炉建屋北側注水ライン元弁又は使用⑪重大事故等対応要員は，代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）

済燃料プール外部注水原子炉建屋東側注水ライン元弁のどちらかを開操作して送水流量として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した

相違理由④を規定流量に調整し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本後，原子炉建屋西側接続口，原子炉建屋東側接続口，高所東側接続口又は高所西側接相違理由④部は当直長に報告する。

続口の弁の全開操作を実施し，送水開始ついて災害対策本部長代理に報告する。ま相違理由⑳

た，災害対策本部長代理は，発電長に報告する。

相違理由⑳⑫発電長は，運転員等に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料
プールへの注水が開始されたことの確認を指示する。

34

柏崎は,⑥で記載。
相違理由②④⑳

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

⑧中央制御室運転員 A は，使用済燃料プールへの注水が開始されたことを使用済燃料貯蔵⑬運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールへの注水が開始されたことを使用済燃

相違理由④

プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール水位・温度により確認し，当直副長に報告

料プール監視カメラ及び使用済燃料プール水位・温度により確認し，発電長に報告す

相違理由④

する。

るとともに使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低レベル以上に維持する。

柏崎は，⑩で記載。

⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による常設スプレイヘ⑭発電長は，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料

相違理由②④⑳

ッダを使用した使用済燃料プールへの注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告す

プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの相違理由②⑳る。

注水が開始されたことを災害対策本部長代理に報告する。

相違理由⑳
東二は，⑬で記載。

⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，使用済燃料プールの水位を使用済燃料プール

相違理由⑳

水位低レベル以上に維持するよう，可搬型代替注水ポンプの間欠運転又は現場での流量調整を緊急時対策本部に依頼する。
(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

防火水槽を水源とし，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水操作は，1

上記の操作は，作業開始を判断してから可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水

東二は，水源，接続口及び操作ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した

場所での組合わせた状況での時業開始を判断してから使用済燃料プールへの注水開始まで 110 分以内で可能である。

使用済燃料プールへの注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

間を記載している。

淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースを使用した場合の常設スプレイヘ【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】ッダを使用した使用済燃料プールへの注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及

（水源：代替淡水貯槽）

び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プール

・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実への注水開始まで 115 分以内で可能である。
また，淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合の常設施した場合，215分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】

スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運（水源：西側淡水貯水設備）

転員 1 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済

・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実

燃料プールへの注水開始まで 330 分以内で可能である。

施した場合，140分以内で可能である。
【現場操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，215分以内で可能である。
【現場操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】（水源：西側
淡水貯水設備）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，140分以内で可能である。

35

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

東海第二【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の

備考
東二は，水源，接続口及び操作場合）】（水源：代替淡水貯槽）

場所での組合わせた状況での時

・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実間を記載している。

施した場合，535分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】（水源：西側淡水貯槽）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，320分以内で可能である。
【現場操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，535分以内で可能である。
【現場操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】（水源：西側淡水貯槽）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，320分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，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相違理由④

可搬型代替注水ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペース整備する。代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した可搬型

相違理由②④を確保していることから，容易に実施可能である。

代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金

相違理由④具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

36

相違理由④

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b. 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水

東海第二ｃ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用

備考
相違理由③④（淡水/海水）した使用済燃料プールへの注水（淡水／海水）

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水のえいが発生した場合に，防火水槽又は淡水貯水池を水源として可搬型代替注水ポンプにより使漏えいが発生した場合に，代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を優

相違理由②⑧

用済燃料プールへ注水する。

先して使用するが，代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）の機能が喪相違理由②⑧

失した場合は，代替淡水貯槽を水源として代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）

相違理由②③を使用した可搬型代替注水大型ポンプにより使用済燃料プールへ注水する。
柏崎固有の手順

可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）1 台又は（A−2 級）1 台により，可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水が可能である。
可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）及び（A−2 級）で送水が可能となるよう準備を行うが，可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）の準備ができない場合は，可搬型代替注水ポンプ（A−2級）で可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
(a) 手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至り，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水(a) 手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。

東二は可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系ができない場合。

（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注
水の準備を常設低圧代替注水系
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレ
イヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水と同時並行で実施する。
・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。

・使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報が発生した場合。

・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

相違理由④

ただし，使用済燃料プールエリアへアクセスできる場合。
東二は原子炉建屋原子炉棟 6 階に可搬型スプレイノズルを設置するため判断基準に記載

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 操作手順
手順の対応フローを第 1.11.2 図，第 1.11.4 図及び第 1.11.5 図に，概要図を第 1.11.8 図に，タイムチャートを第 1.11.9 図及び第 1.11.10 図に示す。

東海第二

備考

(b) 操作手順
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使

相違理由③⑳用した使用済燃料プールへの注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.11

相違理由⑥−2図に，概要図を第1.11−7図に，タイムチャートを第1.11−8図に示す。

相違理由⑥①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料

相違理由③⑲⑳
柏崎は③a，③b に記載

プールへの注水の準備開始を依頼する。
②災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる代替

東二固有の手順

燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水の準備として，可搬型代替注水大型ポンプの配置，及び原子炉建屋原子炉棟6階に可搬型
スプレイノズルの設置を指示する。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に燃料プール代替注水系による可搬
スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水準備開始を指示する。

③発電長は，運転員等に可搬型代替大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型ス

相違理由③⑲⑳

プレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水の準備開始を指示する。

②中央制御室運転員 A は，｢1.11.2.3(1)a.使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起④運転員等は中央制御室にて，「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装動｣手順により冷却装置の起動が完了していること及び使用済燃料貯蔵プール監視カメ

置起動」手順により使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動が完了しているこラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。

と及び使用済燃料プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認す

相違理由④⑲⑳

る。
③a SFP 可搬式接続口使用の場合

柏崎は表題を記載

当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に燃料プール代替注水系によ相違理由③⑲⑳

る可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水準備のため，可搬型代替

柏崎は使用する接続口毎に手順

注水ポンプ（A−1 級）又は（A−2 級）の配備，ホース接続及び起動操作を依頼する。

を整備している。

③b 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合

東二は①に記載

可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）又は（A−2 級）の配備， ホース接続及び起動操作，並びに原子炉建屋扉外側の防潮扉の開放を依頼する。

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東海第二⑤運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用

備考
東二固有の手順

した使用済燃料プールへの注水に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態
表示等にて確認する。
⑥発電長は，災害対策本部長代理に可搬型代替大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水の準備が完了したことを報告する。
④a SFP 可搬式接続口使用の場合
相違理由③④⑲⑳

現場運転員 C 及び D は，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した⑦重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可

使用済燃料プールへの注水の系統構成として，原子炉建屋地上 1 階 SFP 可搬式接続口（原搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水の準備として，可搬型代

柏崎は使用する接続口毎に手順

子炉建屋南側）から南東側階段を経由して原子炉建屋オペレーティングフロアまでホー替注水大型ポンプを配置するとともに，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子炉建を整備している。

スを敷設し，原子炉建屋オペレーティングフロアにて可搬型スプレイヘッダを設置しホ

屋原子炉棟6階までホースの敷設を行い，原子炉建屋原子炉棟6階にて可搬型スプレイ

東二は⑦に記載ースと接続する。

ノズルを設置しホースと接続する。原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場
合は，原子炉建屋原子炉棟大物搬入口から原子炉建屋原子炉棟6階までのホース敷設を実施する。

④b 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋扉内側から北西側階段を経由して原子炉建屋オペレ
ーティングフロアまでホースを敷設し，原子炉建屋オペレーティングフロアにて可搬型
スプレイヘッダを設置しホースと接続する。
⑤a SFP 可搬式接続口使用の場合
現場運転員 C 及び D は，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへの注水の系統構成として，SFP 接続口内側隔離弁の全開操作を実施する。
⑤b 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合
現場運転員 C 及び D は，可搬型代替注水ポンプとのホースの接続のために原子炉建屋扉の開放を実施する。緊急時対策要員は，原子炉建屋扉外側の防潮扉を開放し，現場運転員
による原子炉建屋扉の開放操作完了後，原子炉建屋内に敷設されたホースとの接続を実
施する。

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東海第二⑧重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる代替

備考
東二固有の手順

燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水の準備が完了したことを報告する。
⑨災害対策本部長代理は，発電長に代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を報告するとともに重大事
故等対応要員に代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
⑥緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）又は（A−2 級）の配備，ホース接⑩重大事故等対応要員は，代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用

続及び起動操作を行い，可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）又は（A−2 級）による送水準する可搬型代替注水大型ポンプを起動し，ホース内の水張りを実施した後，代替燃料

備完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプよ相違理由③⑲⑳

り送水を開始したことを災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理
は，発電長に報告する。
柏崎固有の手順⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑧当直副長は，中央制御室運転員に燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水状況について使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び⑪発電長は，運転員等に代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使相違理由③⑲⑳

用済燃料プールへの注水が開始されたことの確認を指示する。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度による確認を指示する。
⑨a SFP 可搬式接続口使用の場合
緊急時対策要員は，SFP 接続口外側隔離弁を開操作して送水流量を規定流量に調整し，送柏崎は使用する接続口毎に手順

水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

を整備している。

⑨b 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合
緊急時対策要員は，送水流量を規定流量に調整し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

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東海第二

備考

⑩中央制御室運転員 A は，使用済燃料プールへの注水が開始されたことを使用済燃料貯蔵⑫運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールへの注水が開始されたことを使用済燃相違理由③⑲⑳

プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール水位・温度により確認し，当直副長に報告

料プール監視カメラ及び使用済燃料プール水位・温度により確認し，発電長に報告す

相違理由④⑳する。

る。

⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ⑬発電長は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイ

相違理由③⑳

ヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告

ノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水が開始されたことを災害対策本部長代

相違理由⑲

する。

理に報告する。
柏崎固有の手順⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，使用済燃料プールの水位を使用済燃料プール
水位低レベル以上に維持するよう，可搬型代替注水ポンプの間欠運転又は現場での流量調整を緊急時対策本部に依頼する。

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

東海第二

備考

(c) 操作の成立性

可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水操作のうち，運転員が実施す

上記の操作は，作業開始を判断してから可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プー

東二は水源と接続口に対して所る原子炉建屋での系統構成を 1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び現場運転員 2 名にル注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水開始までの必要

要時間を示し，柏崎はあらかじて作業を実施した場合に必要な時間は約 65 分である。

な要員数及び所要時間は以下のとおり。

め敷設してあるホースの使用有【原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合】（水源：代替淡水貯槽）無に対して所要時間を示していまた，可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋外での燃料プール代替注水系による送水操作に必要な 1 ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊急時対策要員 2 名にて実施し，SFP 可搬式接続口を使用した場合：約 110 分
緊急時対策要員 2 名にて実施し，原子炉建屋大物搬入口から接続した場合：約 120 分

・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実る。

施した場合，435分以内で可能である。
【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】（水源：代替淡水貯槽）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，370 分以内で可能である。

［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊急時対策要員 4 名にて実施し，SFP 可搬式接続口を使用した場合：約 115 分
緊急時対策要員 4 名にて実施し，原子炉建屋大物搬入口から接続した場合：約 120 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊急時対策要員 6 名にて実施し，SFP 可搬式接続口を使用した場合：約 330 分
緊急時対策要員 6 名にて実施し，原子炉建屋大物搬入口から接続した場合：約 340 分
可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水操作は，作業開始を判断してから燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水開始まで約 340 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

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

相違理由④

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。可搬型代整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，原子炉建屋内で使用する資機材は作業

相違理由⑳

替注水ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保し場所近傍に配備する。代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可相違理由③ていることから，容易に実施可能である。

搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結相違理由④

合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇におけ

相違理由④

る作業性についても確保している。

室温は，事象初期に可搬型スプレイヘッダの設置を実施するため通常運転時と同程度であ東二は手順着手の判断基準に原
子炉建屋原子炉棟６階へのアクる。

セス可否の判断があるため室温の管理はしない。

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
c. 消火系による使用済燃料プールへの注水

東海第二ｄ．消火系による使用済燃料プールへの注水

備考
相違理由⑦

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水のえいが発生した場合に，消火系による使用済燃料プールへの注水を行う。ろ過水タンクを水源

漏えいが発生した場合に，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源としてディーゼル駆動

相違理由⑫としてディーゼル駆動消火ポンプにより残留熱除去系洗浄水ラインから残留熱除去系最大熱負消火ポンプにより消防用ホース又は残留熱除去系Ｂ系ラインを経由して使用済燃料プールへ

相違理由⑳

荷ラインを経由して使用済燃料プールへ注水する。

注水する。

消火栓を使用した使用済燃料プールへの注水に用いる流路とな
る消防用ホースを記載。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準【消火栓を使用した使用済燃料プールへの注水の場合】

消火系は「消火栓」及び「残留熱除去系ライン」を使用した使用済燃料プールへの注水手順があるため，対象手順項目を記載。

以下のいずれかの状況に至り，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水が以下のいずれかの状況に至り，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系

できず，消火系が使用可能な場合※1。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火（注水ライン／常設スプレイヘッダ）による使用済燃料プールへの注水ができず，消火系が必要な火災が発生していない場合。

が使用可能な場合※1。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火

東二は、放射線環境等によりア

災が発生していない場合及び使用済燃料プールエリアへアクセスできる場合。

クセスが困難な場合があるため記載

・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。

・使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報が発生した場合。

・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

※1:設備に異常がなく，燃料及び水源（ろ過水タンク）が確保されている場合※1：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）が確保されている場合。

43

相違理由④⑳
相違理由⑬

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プールへの注水の場合】

備考
消火系は「消火栓」及び「残留熱除去系ライン」を使用した使用済燃料プールへの注水手順であるため，対象手順項目を記載。

以下のいずれかの状況に至り，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）による使用済燃料プールへの注水ができず，消火系が使用可能な場合※２。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合及び使用済燃料プールエリアへアクセスができない場合。

・使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報が発生した場合。
・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。
※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）が確保されている場合。

44

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 操作手順
消火系による使用済燃料プールへの注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを
第 1.11.2 図， 第 1.11.4 図及び第 1.11.5 図に，概要図を第 1.11.11 図に，タイムチャート

東海第二

備考

(b) 操作手順
消火系による使用済燃料プールへの注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フロー
を第1.11−2図に，概要図を第1.11−9図に，タイムチャートを第1.11−10図に示す。

相違理由⑥【消火栓を使用した使用済燃料プールへの注水の場合】

消火系は「消火栓」及び「残留を第 1.11.12 図に示す。
熱除去系ライン」を使用した使用済燃料プールへの注水手順を記載①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系（消火栓からの消防用ホ
ース接続）による使用済燃料プールへの注水準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動」手順により使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動が完了していること及び使用済燃料プール監視カメラにて使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，消火系（消火栓からの消防用ホース接続）による使用済
燃料プールへの注水に必要なポンプ及び監視計器の電源が確保されていることを状態
表示等にて確認する。
④運転員等は原子炉建屋原子炉棟5階又は原子炉建屋原子炉棟6階の消火栓から使用済燃料プールまで消防用ホースの敷設を行い，手すり等に固縛し，固定する。
⑤発電長は，運転員等に消火系（消火栓からの消防用ホース接続）による使用済燃料プールへの注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，ディーゼル駆動消火ポンプを起動し，消火系ポンプ吐出
ヘッダ圧力指示値が約0.79MPa［gage］以上であることを確認する。
⑦発電長は，運転員等に消火系（消火栓からの消防用ホース接続）による使用済燃料プールへの注水の開始を指示する。
⑧運転員等は原子炉建屋原子炉棟5階又は原子炉建屋原子炉棟6階にて，消火系（消火栓からの消防用ホース接続）による使用済燃料プールへの注水を開始する。
⑨運転員等は中央制御室にて，消火系（消火栓からの消防用ホース接続）による使用済
燃料プールへの注水が開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料
プール水位・温度により確認し，発電長に報告する。
⑩運転員等は原子炉建屋原子炉棟5階又は原子炉建屋原子炉棟6階にて，消火栓により使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低レベル以上に維持する。

45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プールへの注水の場合】

備考
消火系は「消火栓」及び「残留熱除去系ライン」を使用した使用済燃料プールへの注水手順を記載①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による使用済燃料プールへの注水準備開始を指示する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系（残留熱除去系ライン）

相違理由⑳による使用済燃料プールへの注水準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動」手順により使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動が完了しているこ

使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置起動手順を記載。

と及び使用済燃料プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。
東二は⑤で記載。

②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に消火系による使用済燃料プールへの注水準備のためディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。

相違理由⑳③ 現場運転員 C 及び D は，消火系による使用済燃料プールへの注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による使用済燃料プールへの注水に必要な電動弁③運転員等は中央制御室にて，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プールの電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認

への注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表する。

示等にて確認する。

⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮相違理由⑲⑳
相違理由④運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁の全閉操作を実施する。

相違理由⑳⑤発電長は，運転員等に消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プールへの注

柏崎は②で記載。

断弁の全閉操作を実施する。
水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，ディーゼル駆動消火ポンプを起動し，消火系ポンプ吐出
ヘッダ圧力指示値が約0.79MPa［gage］以上であることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による使用済燃料プールへの注水の系統構成とし相違理由⑳て，復水補給水系消火系第 1，第 2 連絡弁の全開操作及び残留熱除去系燃料プール側第一出口弁(B)，第二出口弁の全開操作を実施し，当直副長に消火系による使用済燃料プールへの注水準備完了を報告する。
⑦5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了について緊急時対策本部に報告す

相違理由⑳る。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による使用済燃料プールへの注水開始

相違理由⑳を緊急時対策本部に報告する。

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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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑨当直副長は，中央制御室運転員に消火系による使用済燃料プールへの注水開始を指示する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。

東海第二⑦発電長は，運転員等に消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プールへの注

備考
相違理由⑳

水開始を指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁の全開操作を実施す

相違理由⑲⑳る。
⑨運転員等は原子炉建屋原子炉棟3階にて，残留熱除去系Ｂ系燃料プール冷却浄化系ライ相違理由⑳

ン隔離弁の全開操作を実施する。
⑩運転員等は原子炉建屋原子炉棟4階にて，残留熱除去系使用済燃料プールリサイクル弁

相違理由⑳の全開操作を実施し，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プールへの注水を開始する。
⑪中央制御室運転員 A 及び B は，使用済燃料プールへの注水が開始されたことを使用済燃⑪運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールへの注水が開始されたことを使用済燃料貯蔵プール監視カメラ，復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇，使料プール監視カメラ，残留熱除去系系統流量指示値の上昇及び使用済燃料プール水

用済燃料貯蔵プール水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告するとともに，使用

位・温度により確認し，発電長に報告する。

相違理由④⑲⑳
東二は⑫で記載。

済燃料プールの水位を使用済燃料プール水位低レベル以上に維持する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による使用済燃料プールへの注水が開相違理由⑳始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑫運転員等は原子炉建屋原子炉棟4階にて，残留熱除去系使用済燃料プールリサイクル弁

柏崎は⑪で記載。

により使用済燃料プールの水位を使用済燃料プール水位低レベル以上に維持する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員(c) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから消火系による使用済燃料プールへの注水開始ま2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による使での必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

用済燃料プールへの注水開始まで約 30 分で可能である。

【消火栓を使用した使用済燃料プールへの注水の場合】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）4名及び重大事故等対応要員1名にて作業を実施した場合，60分以内で可能である。
【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プールへの注水の場合】

相違理由
東二は「消火栓」使用した場合と「残留熱除去系ライン」使用
した場合で要員数と所要時間を記載している。

・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3名にて作業を実施した場合，105分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。

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

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相違理由④

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二(2) 漏えい抑制

備考
柏崎は使用済燃料プール漏えい
発生時の漏えい抑制を実施する

a. サイフォン現象による使用済燃料プール水漏えい発生時の漏えい抑制

際に隔離操作を行うことから手サイフォン現象により使用済燃料プールディフューザ配管から使用済燃料プール水の漏えいが発生し，サイフォンブレーク孔位置まで使用済燃料プールの水位が低下した場合は，サイフ順を整備している。

ォンブレーク孔からの空気の流入によりサイフォン現象の継続が停止し，使用済燃料プール水

東二は自動的にサイフォンブレの流出が停止することを確認する。その後，現場の手動弁操作により破断箇所を系統から隔離

ーカーにより漏えいの継続が防する。

止されるため手順を整備しない。

また，サイフォンブレーク孔の機能が喪失した場合は，サイフォン現象が継続することから，隔離により使用済燃料プール水の流出を停止させる。
(a) 手順着手の判断基準
燃料プール水位低警報が発生した場合。
(b) 操作手順
サイフォン現象による使用済燃料プール水漏えい発生時の漏えい抑制手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.11.2 図から第 1.11.5 図に， 概要図を第 1.11.13 図に，タイムチャートを第 1.11.14 図に示す。
［有効性評価想定事故 2 残留熱除去系（最大熱負荷モード）運転時における配管からの漏えい発生の例］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に使用済燃料プール水位低下の要因の調査を指示する。
②中央制御室運転員 A は，使用済燃料プールの漏えいを示す警報（使用済燃料プールライナ
ードレン漏えい大，使用済燃料プールゲート/RPV・PCV 間漏えい大）の発生の有無を確認する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，要因調査の結果から漏えいの発生している残留熱除去系（最大熱負荷モード）の運転を停止し，隔離可能な電動弁にて隔離操作を実施する。
④当直副長は，中央制御室運転員に残留熱除去系（最大熱負荷モード）の運転の停止及び電動弁での隔離操作後，使用済燃料プールの水位がサイフォンブレーク孔露出水位付近で安定することの確認を指示する。
⑤中央制御室運転員 A は，使用済燃料貯蔵プール水位・温度及び使用済燃料貯蔵プール監視
カメラにて使用済燃料プールの水位を監視し，サイフォンブレーク孔露出水位付近での水位低下状況を当直副長に報告する。

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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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二⑥当直副長は，使用済燃料プールの水位低下が継続している場合，サイフォン現象が継続

備考
柏崎は使用済燃料プール漏えい
発生時の漏えい抑制を実施するしていると判断し，現場運転員に現場での隔離操作を指示する。

際に隔離操作を行うことから手⑦現場運転員 C 及び D は，破断箇所を系統から隔離するため，現場での手動操作による燃料プール冷却浄化系使用済燃料貯蔵プール入口弁の全閉操作を実施するとともに，隔離順を整備している。

による漏えいの停止を確認する。

東二は自動的にサイフォンブレーカーにより漏えいの継続が防⑧中央制御室運転員 A は，現場での隔離操作によってサイフォン現象が停止し，使用済燃止されるため手順を整備しない。

料プールの水位が安定したことを確認する。
また，使用済燃料プールの水位が使用済燃料プール水位低レベル以上となるまで注水する。
（注水手段及び手順については，「(1)a.燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）」，「(1)b.燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）」及び「(1)c.消火系による使用済燃料プールへの注水」の操作手順と同様である。)(c) 操作の成立性
上記の現場操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場
運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからサイフォン現象による使用済
燃料プール水漏えい発生時の漏えい抑制まで 90 分以内で可能である。
なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
室温は通常運転時と同程度である。

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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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順

1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 燃料プールスプレイ(1) 燃料プールスプレイ
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下
し，燃料プール代替注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，常設低圧
代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイを実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。
また，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な漏えい発生時に，燃料プール代替注水設備により使用済燃料プールへの注水ができない場合においても，使用済燃料プールへの注水として用いることができる。
なお，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水／海水）実施のための準備作業として，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子炉建屋原子炉棟6階までのホース敷設，原子炉建屋原子炉棟6階での可搬型スプレイノズル設置及び可搬型スプレイノズルとのホース接続等を実施する。本作業は，原子炉建屋原子炉棟内で作業を行うことから，作業環境が悪化する前に常設
低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水と同時に本手段に係わる準備を開始する。また，原子炉
建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場合は，原子炉建屋原子炉棟大物搬入口から原子炉
建屋原子炉棟6階までのホース敷設を実施する。
(a) 手順着手の判断基準
使用済燃料プール水位が水位低警報レベルまで低下し，さらに以下のいずれかの状況に至った場合。
・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。
・使用済燃料貯蔵ラック上端＋6,668mmを下回る水位低下を使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）にて確認した場合。
(b) 操作手順
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用
した使用済燃料プールへのスプレイ手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−11図に，タイムチャートを第1.11−12図に示す。

50

備考

相違理由③

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのス
プレイの準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動」手順により使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動が完了していること及び使用済燃料プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイに必要なポンプ，
電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。
④運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水又は可搬型代替注水中型ポンプ若しくは可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施している場合は，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁及び使用済燃料プール注水
ライン元弁の全閉操作を実施する。
⑤運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを起動し，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が約2.0MPa［gage］以上であることを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系系統分離弁及び使用済燃料プールス
プレイライン元弁の全開操作を実施する。
⑦発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイの開始を指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開とし，使用済燃料プールへのスプレイが開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料プール水位・温度により確認した後，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ開始まで15分以内で可能である。

51

備考
相違理由③

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
a. 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ

東海第二ｂ．可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系

備考
相違理由⑳

（淡水/海水）（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水／海水）

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に低下し，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に低下

使用済燃料プール注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，可搬型代替注

し，燃料プール代替注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，西側淡水相違理由④⑳

水ポンプ（A−1 級）1 台及び（A−2 級）2 台により，常設スプレイヘッダを使用したスプレイを

貯水設備又は代替淡水貯槽を水源として可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型

相違理由②⑳

実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。

ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイを実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。

なお，可搬型代替注水ポンプは（A−2 級）2 台を並列に連結し，更に可搬型代替注水ポンプ

柏崎固有の記載（A−1 級）1 台を直列に連結して使用する。（接続方法を第 1.11.15 図に示す。）
また，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小相違理由②

規模な漏えい発生時に，燃料プール代替注水設備により使用済燃料プールへの注水ができな
い場合においても，使用済燃料プールへの注水として用いることができる。
(a) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至った場合。

(a) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，さらに以下のいずれかの状況

相違理由⑳に至り，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）

相違理由②を使用した使用済燃料プールへのスプレイができない場合。
・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。

・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。

・使用済燃料貯蔵ラック上端+6000mm を下回る水位低下を使用済燃料貯蔵プール水位・温度・使用済燃料貯蔵ラック上端＋6,668mmを下回る水位低下を使用済燃料プール水位・温度にて確認した場合。

(b) 操作手順

相違理由⑰⑳（ＳＡ広域）にて確認した場合。

(b) 操作手順

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

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系

相違理由③④イ手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.11.2 図，第 1.11.4 図及び第 1.11.5（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ手順の概要は以下のと相違理由⑤

図に，概要図を第 1.11.15 図に，タイムチャートを第 1.11.16 図に示す。

おり。手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−13図に，タイムチャートを第相違理由⑤

1.11−14図に示す。

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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：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に低圧代替注水系配管・弁の接続口への代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可

備考
相違理由③⑲⑳
柏崎は③に記載

搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの接続を依頼する。
②災害対策本部長代理は，発電長に代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）で使相違理由⑳

用する低圧代替注水系配管・弁の接続口を報告するとともに重大事故等対応要員に可
搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイの準備開始を指示①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に燃料プール代替注水系による常設する。

相違理由③⑲⑳

スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイの準備開始を指示する。

③発電長は，運転員等に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによ②中央制御室運転員 A は，｢1.11.2.3(1)a.使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起る代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのス

相違理由④⑲⑳

プレイの準備開始を指示する。

相違理由④動｣手順により冷却装置の起動が完了していること及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。

④運転員等は中央制御室にて，「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に燃料プール代替注水系によ置起動」手順により使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動が完了しているこる常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイの準備のため，可搬型と及び使用済燃料プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認す

代替注水ポンプ（A−1 級）及び（A−2 級）の配備，ホース接続及び起動操作を依頼する。

る。

⑤運転員等は中央制御室にて，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポン

東二は①に記載

相違理由⑳

プによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プール
へのスプレイに必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。
⑥発電長は，運転員等に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによ

相違理由⑳

る代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのス
プレイの系統構成を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系

相違理由⑳（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水又は可搬型代替注水中型ポンプ若しくは可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施している場合は，使用済燃料プール注水ライン元弁の全閉操作を実施する。
⑧運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールスプレイライン元弁の全開操作を実施した後，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開とする。

53

相違理由⑳

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二⑨発電長は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型

備考
相違理由⑳

ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイの原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを報告する。
④緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A−2⑩重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型

東二は⑩に記載

級）を第 1.11.15 図に示す接続方法となるよう配備し，ホース接続及び起動操作を行い，代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した

相違理由⑲⑳可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）及び（A−2 級）による送水準備完了について緊急時対使用済燃料プールへのスプレイの準備が完了したことを報告する。
相違理由⑲⑳

策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑪災害対策本部長代理は，発電長に代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を報告するとともに重大事故等対応要員に代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起⑤当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による常設スプレイヘ

動を指示する。

相違理由⑳

ッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイの開始を緊急時対策本部に依頼する。
相違理由⑳⑥当直副長は，中央制御室運転員に燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ状況について，使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
による確認を指示する。
⑦緊急時対策要員は，使用済燃料プール外部注水原子炉建屋北側注水ライン元弁又は使用⑫重大事故等対応要員は，代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用す

済燃料プール外部注水原子炉建屋東側注水ライン元弁のどちらかを開操作して送水流量る可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，原子炉建を規定流量に調整し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本屋西側接続口，原子炉建屋東側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口の弁の全部は当直長に報告する。

開操作を実施し，送水開始について災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策

相違理由⑲⑳

本部長代理は，発電長に報告する。
⑬発電長は，運転員等に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによ

相違理由⑳

る代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのス
プレイが開始されたことの確認を指示する。
⑧中央制御室運転員 A は，使用済燃料プールへのスプレイが開始されたことを使用済燃料⑭運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールへのスプレイが開始されたことを使用

相違理由⑲⑳

貯蔵プール監視カメラにより確認し当直副長に報告するとともに，使用済燃料プール内

済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料プール水位・温度により確認し，発電長に報相違理由④⑳の燃料へ均等にスプレイされていること及び使用済燃料プールがオーバーフローしてい告する。

ないことを監視する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による常設スプレイヘ⑮発電長は，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料

相違理由②⑳

ッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイが開始されたことを緊急時対策本部に報プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイが開

相違理由⑱

告する。

始されたことを災害対策本部長代理に報告する。

54

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性

東海第二

備考

(c) 操作の成立性

防火水槽を水源とし，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ操作

上記の操作は，作業開始を判断してから可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水

東二は水源と接続口に対して所は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 3 名にて作業を実施した場

大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プ

要時間を示し，柏崎はあらかじ

合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへのスプレイ開始まで 125 分以内で可能であールへのスプレイ開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

め敷設してあるホースの使用有る。

【高所東側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプレイの場合】（水源：代替淡水貯無に対して所要時間を示してい淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースを使用した場合の常設スプレイヘ
ッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへのスプレイ開始まで 140 分以内で可能である。
また，淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合の常設
スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ操作は，1 ユニット当たり中央制
御室運転員 1 名，緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合， 作業開始を判断してから使用済燃料プールへのスプレイ開始まで 330 分以内で可能である。

槽）る。

・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，215分以内で可能である。
【高所西側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプレイの場合】（水源：西側淡水貯水設備）
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，140分以内で可能である。
【原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプレイの場合】（水源：代替淡水貯槽）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，535分以内で可能である。
【原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプレイの場合】（水源：西側淡水貯水設備）
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，320分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，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相違理由④

可搬型代替注水ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペース整備する。代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水

相違理由②を確保していることから，容易に実施可能である。

中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であ

相違理由④り，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

55

相違理由④

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
b. 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレ

東海第二ｃ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用

備考
相違理由③

イ（淡水/海水）した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水／海水）

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下し，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下

使用済燃料プール注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に常設スプレイヘ

し，燃料プール代替注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，常設スプ

相違理由④

ッダを優先して使用するが，外的要因(航空機衝突又は竜巻等)により，常設スプレイヘッダのレイヘッダを優先して使用するが，常設スプレイヘッダの機能が喪失した場合は，可搬型代

相違理由⑳

機能が喪失した場合は，可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）1 台及び（A−2 級）1 台，又は（A−替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済

相違理由⑳

2 級）2 台により，可搬型スプレイヘッダを使用したスプレイを実施することで使用済燃料プー

燃料プールへのスプレイを実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進

相違理由⑳

ル内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。

行を緩和し，臨界を防止する。

なお，可搬型代替注水ポンプは（A−1 級）1 台及び（A−2 級）1 台を直列に連結，又は（A−

柏崎固有の手順2 級）2 台を直列に連結して使用する。（接続方法を第 1.11.17 図に示す。）
また，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの相違理由②

小規模な漏えい発生時に，燃料プール代替注水設備により使用済燃料プールへの注水ができない場合においても，使用済燃料プールへの注水として用いることができる。
(a) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至り，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイができない場合。

(a) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，さらに以下のいずれかの状況

相違理由⑳に至り，常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイができない場合。

東二は原子炉建屋原子炉棟 6 階

ただし，使用済燃料プールエリアへアクセスできる場合。

に可搬型スプレイノズルを設置するため判断基準に記載

・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。

・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。

・使用済燃料貯蔵ラック上端+6000mm を下回る水位低下を使用済燃料貯蔵プール水位・温度・使用済燃料貯蔵ラック上端＋6,668mmを下回る水位低下を使用済燃料プール水位・温度にて確認した場合。

(b) 操作手順

相違理由④⑰⑳（ＳＡ広域）にて確認した場合。

(b) 操作手順（可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）1 台及び（A−2 級）1 台使用した場合）

柏崎は表題を記載

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使

相違理由⑳

レイ手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.11.2 図，第 1.11.4 図及び第 1.11.5

用した使用済燃料プールへのスプレイ手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第

相違理由⑥

図に，概要図を第 1.11.17 図に，タイムチャートを第 1.11.18 図及び第 1.11.19 図に示す。

1.11−2図に，概要図を第1.11−7図に，タイムチャートを第1.11−8図に示す。

相違理由⑥

56

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

東海第二

備考

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき， 運転員に燃料プール代替注水系による可搬①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型

柏崎は③に記載型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイの準備開始を指示する。

ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料

相違理由⑲⑳

プールへのスプレイの準備開始を依頼する。

相違理由⑳②災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる代替

相違理由⑳

燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレ
イの準備として，可搬型代替注水大型ポンプの配置，及び原子炉建屋原子炉棟6階に可搬型スプレイノズルの設置を指示する。
③発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬柏崎は①に記載型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイの準備開始を指示す

相違理由⑲⑳る。
②中央制御室運転員 A は，｢1.11.2.3(1)a.使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起④運転員等は中央制御室にて，「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装相違理由⑳動｣手順により冷却装置の起動が完了していること及び使用済燃料貯蔵プール監視カメ

置起動」手順により使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動が完了しているこ

相違理由④ラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。

と及び使用済燃料プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用

相違理由⑳

した使用済燃料プールへのスプレイに必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。
⑥発電長は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注

相違理由⑳

水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイの準備が完了したことを報告する。
⑦重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイの準備として，可搬型代替注水大型ポンプを配置するとともに，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子
炉建屋原子炉棟6階までホースの敷設を行い，原子炉建屋原子炉棟6階にて可搬型スプレイノズルを設置しホースと接続する。原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できな
い場合は，原子炉建屋原子炉棟大物搬入口から原子炉建屋原子炉棟6階までのホース敷設を実施する。

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相違理由⑳

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東海第二③a SFP 可搬式接続口使用の場合

備考
柏崎は使用する接続口毎に手順

当直長は当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に燃料プール代替注水系によるを整備している。

可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ準備のため，可搬型代

東二は①に記載。

替注水ポンプ（A−1 級）及び（A−2 級）の配備，ホース接続及び起動操作を依頼する。
③b 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合
可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）及び（A−2 級）の配備，ホース接続及び起動操作，並びに原子炉建屋扉外側の防潮扉の開放を依頼する。
④a SFP 可搬式接続口使用の場合
現場運転員 C 及び D は，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへのスプレイの系統構成として，原子炉建屋地上 1 階 SFP 可搬式接続口（原子炉建屋南側）から南東側階段を経由して原子炉建屋オペレーティングフロアまでホースを敷設し，原子炉建屋オペレーティングフロアにて可搬型スプレイヘッダを設置しホースと接続する。
④b 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋扉内側から北西側階段を経由して原子炉建屋オペレ
ーティングフロアまでホースを敷設し，原子炉建屋オペレーティングフロアにて可搬型
スプレイヘッダを設置しホースと接続する。
⑤a SFP 可搬式接続口使用の場合
現場運転員 C 及び D は，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへのスプレイの系統構成として，SFP 接続口内側隔離弁の全開操作を実施する。
⑤b 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合
現場運転員 C 及び D は，可搬型代替注水ポンプとのホースの接続のために原子炉建屋扉の開放を実施する。緊急時対策要員は，原子炉建屋扉外側の防潮扉を開放し，現場運転員
による原子炉建屋扉の開放操作完了後，原子炉建屋内に敷設されたホースとの接続を実
施する。

58

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東海第二

備考

⑥緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）と（A−2 級）が直列となるよう配⑧重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる代替

相違理由⑲⑳

備し，ホース接続及び起動操作を行い，可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）及び（A−2 級）

燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレ

相違理由⑳による送水準備完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直

イの準備が完了したことを報告する。

東二は⑨に記載。

長に報告する。
⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ⑨災害対策本部長代理は，発電長に代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）とヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイの開始を緊急時対策本部に依頼する。

して使用する可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を報告するとともに重大事

柏崎は⑥⑦に記載。
相違理由⑲⑳故等対応要員に代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
⑩重大事故等対応要員は，代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用

相違理由⑳

する可搬型代替注水大型ポンプを起動し，ホース内の水張りを実施した後，代替燃料
プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプより送水を開始したことを災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理
は，発電長に報告する。
⑧当直副長は，中央制御室運転員に燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ状況について，使用済燃料貯蔵プール監視カメ⑪発電長は，運転員等に代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイが開始されたことの確認を指示する。

相違理由⑲⑳
相違理由⑳

ラによる確認を指示する。
⑨a SFP 可搬式接続口使用の場合

柏崎は使用する接続口毎に手順を整備している。

緊急時対策要員は，SFP 接続口外側隔離弁を開操作して送水流量を規定流量に調整し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨b 原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合
緊急時対策要員は，送水流量を規定流量に調整し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑩中央制御室運転員 A は，使用済燃料プールへのスプレイが開始されたことを使用済燃料⑫運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールへのスプレイが開始されたことを使用

相違理由⑲⑳

貯蔵プール監視カメラにより確認し当直副長に報告するとともに，使用済燃料プール内の済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料プール水位・温度により確認し，発電長に報相違理由⑰⑳

燃料へ均等にスプレイされていること及び使用済燃料プールがオーバーフローしていな

告する。

相違理由⑳

いことを監視する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ⑬発電長は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイ

相違理由④⑳

ヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイが開始されたことを緊急時対策本部にノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイが開始されたことを災害対策本部長

相違理由⑲

報告する。

代理に報告する。

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東海第二

備考

(c) 操作の成立性

可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ操作のうち，運転員が実

上記の操作は，作業開始を判断してから可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プー施する原子炉建屋での系統構成を 1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び現場運転員 2ル注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ開始までの名にて作業を実施した場合に必要な時間は約 65 分である。

必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

相違理由⑲⑳

また，可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋外での燃料プール代替注水系による送水操作に必要な 1 ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊急時対策要員 2 名にて実施し，SFP 可搬式接続口を使用した場合：約 125 分
緊急時対策要員 2 名にて実施し，原子炉建屋大物搬入口から接続した場合：約 135 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊急時対策要員 4 名にて実施し，SFP 可搬式接続口を使用した場合：約 125 分
緊急時対策要員 4 名にて実施し，原子炉建屋大物搬入口から接続した場合：約 135 分【原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合】（水源：代替淡水貯槽）・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，435分以内で可能である。
【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】（水源：代替淡水貯槽）

東二は使用する入口毎に所要時間を整理している。柏崎は水源，ホース敷設の有無で所要時間を整理している。

・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，370分以内で可能である。

［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊急時対策要員 6 名にて実施し，SFP 可搬式接続口を使用した場合：約 330 分
緊急時対策要員 6 名にて実施し，原子炉建屋大物搬入口から接続した場合：約 340 分
可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ操作は，作業開始を判断してから燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへのスプレイ開始まで約 340 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

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

相違理由④

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。可搬型代整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，原子炉建屋内で使用する資機材は作業

相違理由⑳

替注水ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保し場所近傍に配備する。代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可

相違理由⑳ていることから，容易に実施可能である。

搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペ

相違理由④ースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇におけ

相違理由④

る作業性についても確保している。

室温は，事象初期に可搬型スプレイヘッダの設置を実施するため通常運転時と同程度であ東二は手順着手の判断基準に原る。

子炉建屋原子炉棟 6 階へのアクセス可否の判断があるため，室温の整理はしない。

60

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) 漏えい緩和a. 使用済燃料プール漏えい緩和
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合において，あらかじめ準備してい東海第二(2) 漏えい緩和
ａ．使用済燃料プール漏えい緩和
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合において，あらかじめ準備してる漏えい抑制のための資機材を用いて，使用済燃料プール内側からの漏えいを緩和する。

いる漏えい抑制のための資機材を用いて，使用済燃料プール内側からの漏えいを緩和する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至り，使用済燃料プールエリアへアクセスできる場合。

使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，さらに以下のいずれかの状況
・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。

・使用済燃料貯蔵ラック上端+6000mm を下回る水位低下を使用済燃料貯蔵プール水位・温度・使用済燃料貯蔵ラック上端＋6,668mmを下回る水位低下を使用済燃料プール水位・温度(b) 操作手順
使用済燃料プールからの漏えい緩和の手順の概要は以下のとおり。タイムチャートを第
1.11.20 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に資機材を用いた使用済燃料プール
からの漏えい緩和措置の開始を指示する。

相違理由⑳に至り，使用済燃料プールエリアへアクセスできる場合。

・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。
にて確認した場合。

備考

相違理由④⑰⑳（ＳＡ広域）にて確認した場合。
(b) 操作手順
使用済燃料プールからの漏えい緩和の手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを
第1.11−2図に，タイムチャートを第1.11−15図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置の開始を依頼する。
②災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に資機材を用いた使用済燃料プールから

相違理由⑥
相違理由⑲⑳
相違理由⑳
相違理由⑳の漏えい緩和措置を指示する。
③発電長は，運転員等に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置のための準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A は，｢1.11.2.3(1)a.使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起④運転員等は中央制御室にて，「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装動｣手順により冷却装置の起動が完了していること及び使用済燃料貯蔵プール監視カメ

置起動」手順により使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動が完了しているこラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。

と及び使用済燃料プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認す

柏崎は①に記載
相違理由⑲⑳
相違理由④⑲⑳
相違理由④る。
⑤運転員等は中央制御室にて，資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置

相違理由⑲⑳に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。
③現場運転員 E 及び F は，ステンレス鋼板にシール材を接着させ，吊り降ろし用のロープ⑥重大事故等対応要員は原子炉建屋原子炉棟 6 階にて，ステンレス鋼板にシール材を接を取り付けた後，貫通穴付近まで吊り下げ，手すり等に固縛・固定し，漏えい緩和措置が着させ，吊り降ろしロープを取り付けた後，貫通穴付近まで吊り下げ，手すり等に固完了したことを当直副長に報告する。

縛・固定し，漏えい緩和措置が完了したことを災害対策本部長代理に報告する。ま相違理由⑳

た，災害対策本部長代理は，発電長に報告する。

相違理由⑳

61

相違理由⑲⑳

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

東海第二⑦発電長は，運転員等に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置が完了

備考
相違理由⑲⑳

したことの確認を指示する。
④中央制御室運転員 A は，使用済燃料プールからの漏えい量が減少したことを使用済燃料⑧運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールからの漏えい量が減少したことを使用

相違理由⑲⑳

貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール水位・温度にて確認し，当直副長に報済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料プール水位にて確認し，発電長に報告する。

相違理由④⑰⑳

告する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 1 名及び現場運転員 2 名にて作業を実施する。作業開始を判断してから使用済燃料プールからの漏えい緩和措置完了まで約 120 分で可能である。

(c) 操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員4名にて作業を実施

相違理由⑲した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プールからの漏えい緩和措置完了まで150分

相違理由⑳以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。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。

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。

相違理由④
柏崎は資機材の配備場所を選定
している。

62

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.11.2.3 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

東海第二

備考

1.11.2.3 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい

生時又は使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合，使用済燃料プール監視計器の発生時又は使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合，使用済燃料プール監視計

環境条件は，使用済燃料プール水の沸騰による蒸散が継続し，高温（大気圧下のため 100℃を超える

器の環境条件は，使用済燃料プール水の沸騰による蒸散が継続し，高温（大気圧下のため100℃をことはない。），高湿度の環境が考えられるが，監視計器の構造及び位置により直接検出器の電気回超えることはない。），高湿度の環境が考えられるが，監視計器の構造及び位置により事故時環境

相違理由⑳

路部等に接しないことから，監視計器を事故時環境下においても使用できる。

下においても使用できる。

相違理由⑳

なお，使用済燃料プール監視カメラについては，耐環境性向上のため冷気を供給することで冷却

相違理由④

なお，使用済燃料貯蔵プール監視カメラについては，耐環境性向上のため冷気を供給することで
冷却する。

する。

使用済燃料プールの監視は，想定される重大事故等時においては，これらの計器を用いることで使用済燃料プールの監視は，想定される重大事故等時においては，これらの計器を用いること変動する可能性のある範囲を各計器がオーバーラップして監視する。また，各計器の計測範囲を把で変動する可能性のある範囲にわたり監視する。また，各計器の計測範囲を把握した上で使用済

握した上で使用済燃料プールの水位，水温，上部空間線量率及び状態監視を行う。

燃料プールの水位，水温，上部空間線量率及び状態監視を行う。

相違理由⑳

また，使用済燃料プールの温度，水位及び上部の空間線量率の監視設備並びに監視カメラは，非常

また，使用済燃料プールの温度，水位及び上部の空間線量率の監視設備並びに監視カメラは，相違理由④

用所内電源設備から給電され，交流又は直流電源が必要な場合は，代替電源設備から電源が給電さ常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池及び可搬型代替直流電源設備として使相違理由⑳れる。これらの監視設備を用いた使用済燃料プールの監視は運転員が行う。

用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から給電され，使用済燃料プール監視カメラ用空相違理由⑳

冷装置は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置及び可搬型代替交流電源

相違理由⑳

設備として使用する可搬型代替低圧電源車から給電することにより，使用済燃料プールの監視を

相違理由⑳

実施する。
(1) 使用済燃料プールの状態監視
通常時の使用済燃料プールの状態監視は，使用済燃料プール水位警報検出器（フロート式），使用済燃料プール温度及び燃料貯蔵プールエリア放射線モニタにより実施する。

(1) 使用済燃料プールの状態監視
通常時の使用済燃料プールの状態監視は，使用済燃料プール水位，燃料プール冷却浄化系ポ

相違理由④

ンプ入口温度，使用済燃料プール温度，燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子相違理由⑳

炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ及び原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニ

相違理由⑳

タにより実施する。
重大事故等時においては，重大事故等対処設備である使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），

重大事故等時においては，重大事故等対処設備である使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広相違理由④⑰⑳

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レ

相違理由④⑰⑳

低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラにより，使用済燃料プールの水位，水温，上部空ンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）に

相違理由④

間線量率及び状態監視を行う。上記の重大事故等対処設備による監視計器は，常設設備であり設

より，使用済燃料プールの水位，水温，上部空間線量率及び状態監視を行う。上記の重大事故置を必要としない。また，通常時から常時監視が可能な設備であり，継続的に監視を実施する。

等対処設備である監視計器は，常設設備であり可搬型設備を必要としない。また，通常時から常時監視が可能な設備であり，継続的に監視を実施する。

63

相違理由⑳

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東海第二燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レ

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料プールエリア放射線モニタンジ）の機能が喪失している場合は，あらかじめ評価（ 使用済燃料配置変更ごとに行う空間線量（高レンジ・低レンジ）の機能が喪失している場合は，あらかじめ評価（使用済燃料配置変更率評価）し把握した相関（減衰率）関係により使用済燃料プールの空間線量率を推定する。

ごとに行う空間線量率評価）し把握した水位と放射線線量率の相関（減衰率）関係により使用

備考
相違理由④
相違理由⑳

済燃料プールの空間線量率を推定する。
a. 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動

ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

以下のいずれかの状況に至った場合。

以下のいずれかの状況に至った場合。

・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。

・使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報が発生した場合。

・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

(b) 操作手順
使用済燃料プールの状態監視に必要な監視カメラの空冷装置の起動手順の概要は以下のとおり。また， 概要図を第1.11.21 図に， タイムチャートを第1.11.22 図に示す。

相違理由④

相違理由④

(b) 操作手順
使用済燃料プールの状態監視に必要な使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動手

相違理由④

順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−16図に，相違理由⑥

タイムチャートを第1.11−17図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に使用済燃料貯蔵プール監視カメラの空冷装置の起動準備を指示する。
②中央制御室運転員 A は，使用済燃料貯蔵プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できること及び空冷装置起動に必要な電源が確保されていることを確認する。
③現場運転員 C 及び D は，使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置冷却空気止め弁の全開操作後，空冷装置を起動する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に使用済燃料プール監視カメラ用

相違理由④⑲⑳

空冷装置の起動準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラにて使用済燃料プールが視相違理由⑲

認できること及び使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動に必要なコンプレッ

相違理由④⑳

サ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。

相違理由④③運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置出口弁の全開操作後，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を起動する。

相違理由④⑲⑳
東二は中央制御室での操作，柏崎は現場操作での操作。

④中央制御室運転員 A は，使用済燃料貯蔵プール監視カメラの状態に異常がないことを確認する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合， 作業開始を判断してから使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動まで約④運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラの状態に異常がないことを相違理由④⑲

確認する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動まで7分以内で可能である。

相違理由⑲
相違理由④⑳

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

柏崎は現場での操作があるため室温は通常運転時と同程度である。

記載している。

64

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b. 代替電源による給電
全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合，使用済燃料プールの状態を監視するため，代替電源により使用済燃料プール監視計器へ給電する手順を整備する。
代替電源により使用済燃料プール監視計器へ給電する手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

東海第二

備考

ｂ．代替電源による給電
全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合，使用済燃料プールの状態を監視するため，代替電源により使用済燃料プール監視計器へ給電する手順を整備する。
代替電源により使用済燃料プール監視計器へ給電する手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.11.2.4 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための対応手順

1.11.2.4 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための対応手順(1) 代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱(1) 使用済燃料プールの除熱
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱

相違理由①
相違理由①
相違理由⑳

全交流動力電源の喪失により燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱ができず，使設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プール水の用済燃料プールから発生する水蒸気が重大事故等対処設備に悪影響を及ぼす可能性がある場合は，冷却及び補給）による使用済燃料プールの除熱ができず，使用済燃料プールから発生する水常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により燃料プール冷却浄化系の電源を確保し，原蒸気が重大事故等対処設備に悪影響を及ぼす可能性がある場合は，常設代替交流電源設備と相違理由①

子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで，燃料プール冷却浄化系

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

相違理由①④⑳による使用済燃料プールの除熱を実施する。なお，水源であるスキマサージタンクへの補給につい低圧電源車により代替燃料プール冷却系の電源を確保し，緊急用海水系又は代替燃料プール

相違理由⑳ては，「1.11.2.1(1)a.燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プ

冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保することで，代替燃料ールへの注水（淡水/海水）」，「1.11.2.1(1)b.燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッ

プール冷却系による使用済燃料プールの除熱を実施する。なお，使用済燃料プールの水位がダを使用した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）」又は「1.11.2.1(1)c.消火系による使用済

オーバーフロー水位付近でない場合は，「1.11.2.1(1) 燃料プール代替注水」又は燃料プールへの注水」と同様の手順にて実施する。また，常設代替交流電源設備及び第二代替交流「1.11.2.2(1) 燃料プールスプレイ」と同様の手順により使用済燃料プール水位をオーバー

相違理由②

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。

フロー水位付近とする。また，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置

相違理由⑳及び可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車に関する手順等は「1.14相違理由⑳

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

65

相違理由⑳

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東海第二(a) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱

a. 手順着手の判断基準

ⅰ) 手順着手の判断基準

全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧※1

母線 C 系及び D 系の受電が完了し，燃料プール冷却浄化系が使用可能な状態

備考
相違理由①
相違理由⑦

使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，代替燃料プール冷却系が使用可能な場合※１。

相違理由①※1：設備に異常がなく，電源，水源（スキマサージタンク）及び緊急用海水系又は可搬

相違理由⑳である場合。

※1:設備に異常がなく，電源，水源（スキマサージタンク）及び原子炉補機冷却系又は代替原
子炉補機冷却系による補機冷却水が確保されている状態。
b. 操作手順（A 系のポンプ及び熱交換器を使用の例）

型代替注水大型ポンプによる冷却水が確保されている状態。
ⅱ) 操作手順相違理由⑦

代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱手順の概

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱手順の概要は以下のとおり。手相違理由①

要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.11.2 図，第 1.11.4 図及び第 1.11.5 図に，概要図順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−18図に，タイムチャートを第1.11−

相違理由⑥

を第 1.11.23 図に,タイムチャートを第 1.11.24 図に示す。

19図に示す。

相違理由⑥①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に燃料プール冷却浄化系による使用済①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替燃料プール冷却系による燃料プールの除熱の準備開始を指示する。

相違理由①

使用済燃料プールの除熱の準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷

東二固有の手順

装置起動」手順により使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動が完了していること及び使用済燃料プール監視カメラにて使用済燃料プールが視認できることを確認する。
柏崎固有の手順②現場運転員 E 及び F は，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱に必要なポンプ，電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，燃料プール冷却浄化系の起動に必要なポンプ，電動弁及び③運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱監視計器の電源が確保されていること，並びに補機冷却水が確保されていることを状態表に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等に示及びパラメータにて確認する。

て確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認する。
④発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱の系統構成を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，燃料プール冷却浄化系入口隔離弁の全閉操作を実施する。
⑥運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系ポンプ入口弁及び代替燃料プー
ル冷却系熱交換器出口弁の全開操作を実施する。

66

相違理由①⑲⑳
相違理由
相違理由①
東二固有の手順柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
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東海第二④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機又は

備考
相違理由①
柏崎固有の手順

第二ガスタービン発電機の負荷容量確認を依頼し，燃料プール冷却浄化系が使用可能か確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱の系統構成として，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器第一入口弁，燃料プール冷却浄化系ろ過
脱塩器第二入口弁及び燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器出口弁を全閉操作，燃料プール冷
却浄化系ろ過脱塩器バイパス弁(A)，(B)の全閉確認を実施する。
⑥現場運転員 C 及び D は，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱効率を上げるため，補機冷却水を通水していない熱交換器の燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口弁の全閉操作を実施する。
なお，燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口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。
⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱開始を緊急時対策本部に報告する。
⑧当直副長は， 中央制御室運転員に燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱開⑦発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱を指示

始を指示する。

相違理由①⑲⑳する。
柏崎固有の手順⑨中央制御室運転員 A 及び B は，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器バイパス弁(A)を微開とし，燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)の起動操作を実施する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器バイパス弁(A)を調整開と⑧運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系ポンプ※２を起動し，使用済燃料

し，FPC ポンプ(A)吐出流量指示値の上昇及び使用済燃料貯蔵プール温度指示値の低下によ

プールの除熱が開始されたことを使用済燃料プール温度の低下により確認した後，り使用済燃料プールの除熱が開始されたことを確認する。

発電長に報告する。
※2：代替燃料プール冷却系は，燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去系（使用済燃相違理由①④⑲⑳

東二固有の記載

料プール水の冷却及び補給）が復旧した場合に，代替燃料プール冷却系を停止

東二は代替燃料プール冷却系のし，燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び停止条件について記載している。

補給）により使用済燃料プールの冷却を実施する。なお，使用済燃料プール内の燃料体等から発生する崩壊熱により，燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去
系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）を選択し，使用済燃料プールの冷却を実施する。ただし，燃料プール冷却浄化系は非常用電源設備が復旧した場合に，使用済燃料プールの冷却に用いる。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プール

柏崎固有の手順の除熱が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

67

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c. 操作の成立性

東海第二ⅲ) 操作の成立性

備考
相違理由⑦

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

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

相違理由⑲

名にて作業を実施し，作業開始を判断してから燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プール

してから代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱開始まで15分以内で可能

相違理由⑳の除熱開始まで約 45 分で可能である。

である。
東二は現場操作を実施しない。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
(b) 緊急用海水系による冷却水（海水）の確保
ⅰ) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度が上昇していることを確認した場合。
ⅱ) 操作手順
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保手順の概要は以下のとおり（緊急用海水系
Ａ系による冷却水（海水）の送水手順を示す。緊急用海水系Ｂ系による冷却水（海水）の送水手順も同様。）。手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−20図に，タイムチャートを第1.11−21図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に緊急用海水系による冷却水確保の準備開始を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，緊急用海水系による冷却水の確保に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。
③発電長は，運転員等に緊急用海水系による冷却水確保の系統構成を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替
え弁（Ａ）の全開操作を実施する。
⑤運転員等は中央制御室にて，緊急用海水ポンプ室空調機を起動する。
⑥発電長は，運転員等に緊急用海水ポンプ（Ａ）の起動を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，緊急用海水ポンプ（Ａ）を起動し，発電長に報告する。
⑧発電長は，運転員等に緊急用海水系による冷却水の供給を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水供給流量調節弁を調整開とし，緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却系熱交換器）の流量上昇を確認した後，発電長に報告する。

68

相違理由①
東二は冷却水の確保手順を記載。

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東海第二ⅲ) 操作の成立性

備考
相違理由①

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから緊急用海水系による冷却水の供給開始まで20分以内で可能である。
(c) 代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保ⅰ) 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度が上昇していることを確認した場合で，緊急用海水系が使用できない場合。
ⅱ) 操作手順
代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保手順の概要は以下のとおり（代替燃料プール冷却系東側接続口，代替燃料プール冷却系西側接続口，代替残留熱除去系海水系西側接続口を使用した手順は，手順⑨以外は同様。）。手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−22図に，タイムチ
ャートを第1.11−23図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保の準備開始を依頼する。
②災害対策本部長代理は，プラントの被災状況に応じて代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保のため，水源からの接続口を決定し，発電長に使用する代替燃料プール冷却系の接続口を報告する。なお，代替
燃料プール冷却系の接続口は，各作業時間（出動準備，移動，代替淡水貯槽蓋開放，ポンプ設置，ホース敷設，西側接続口蓋開放，ホース接続及び送水準備）を考慮し，送水開始までの時間が最短となる代替燃料プール冷却系東側接続口を優先する。
③災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保のため，使用する水源から代替燃料
プール冷却系の接続口を指示する。
④重大事故等対応要員は，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプを海に配置し，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを設置する。
⑤重大事故等対応要員は，海から代替燃料プール冷却系の接続口までホースの敷設を
実施する。

69

東二は冷却水の確保手順を記載。

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東海第二⑥発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保の準備開始を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水
大型ポンプによる冷却水確保に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。
⑧発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保の系統構成を指示する。
ａ⑨ 代替燃料プール冷却系東側接続口又は代替燃料プール冷却系西側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合
運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水供給流量調節弁が全閉していることを確認する。
ｂ⑨ 代替残留熱除去系海水系西側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合
運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水供給流量調節弁の全開操作を実施する。
⑩運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替
え弁（Ａ）又は代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ｂ）の全開操作を実施する。
⑪重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保の準備が完了したことを報告する。
⑫災害対策本部長代理は，発電長に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替
注水大型ポンプによる冷却水の送水開始を報告するとともに重大事故等対応要員に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
⑬重大事故等対応要員は，代替燃料プール冷却系西側接続口，代替燃料プール冷却系
東側接続口又は代替残留熱除去系海水系西側接続口の弁が全閉していることを確認した後，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプを起動し，ホース内の水張り及び空気抜きを実施する。
⑭重大事故等対応要員は，ホース内の水張り及び空気抜きが完了した後，代替燃料プール冷却系西側接続口，代替燃料プール冷却系東側接続口又は代替残留熱除去系海水系西側接続口の弁の全開操作を実施し，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は，発電長に報告する。

70

備考
相違理由①
東二は冷却水の確保手順を記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二⑮発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水の供給が開始されたことを確認するように指示する。
⑯運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水
大型ポンプにより冷却水の供給が開始されたことを緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却系熱交換器）の流量上昇により確認し，発電長に報告する。
⑰発電長は，災害対策本部長代理に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替
注水大型ポンプにより冷却水の供給が開始されたことを報告する。
⑱災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの回転数を制御するように指示する。
⑲重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ付きの圧力計にて圧力指示値を確認し，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの回転数を制御し，災害対策本部長代理に報告する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから代替燃料プール冷却系として使用する可搬型
代替注水大型ポンプによる冷却水の供給開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【代替燃料プール冷却系東側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，370分以内で可能である。
【代替燃料プール冷却系西側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，310分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

71

備考
相違理由①
東二は冷却水の確保手順を記載。

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.11.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

東海第二

備考

1.11.2.5 その他の手順項目について考慮する手順
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制手順については，「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽に補給する手順並びに水源から接続口までの可搬型代替注
水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順については，「1.13 重大事故等の収柏崎は後段に記載
相違理由⑳，手順名の相違
柏崎は後段に記載
相違理由④⑧束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代

東二は電源を明確にしている。

替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型
整流器による常設低圧代替注水系ポンプ，代替燃料プール冷却系ポンプ，復水移送ポンプ，緊急
電動弁及び中央制御室監視計器類への電源供給手順並びに可搬型代替注水ポンプへの燃料補給手
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。

用海水ポンプ，電動弁及び監視計器への電源供給手順並びに常設代替交流電源設備として使用す

相違理由④⑳る常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する
可搬型代替低圧電源車，非常用交流電源設備，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプへの燃料給油手順については，「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

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。

東二は操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順を「1.15
事故時の計装に関する手順等」に整備する。
東二は前段に記載

防火水槽及びろ過水タンクへの水の補給手順並びに水源から接続口までの可搬型代替注水ポンプによる送水手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

東二は前段に記載

原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制手順については，「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

相違理由①

燃料プール冷却浄化系への代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保手順は，「1.5 最終ヒー
トシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

72

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1.11.2.6 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手順の選択方法は以下のとおり。対応手順の選択フローチャートを第 1.11.25
図に示す。

東海第二

備考

1.11.2.6 重大事故等時の対処手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.11−24図に示す。

相違理由⑥

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の漏えいが発生し使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の漏えいが発た場合は，燃料プール水位低又は温度高警報の発生により事象を把握するとともに，使用済燃料貯生した場合は，使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報の発生により事相違理由④

蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール

象を把握するとともに，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（Ｓ

相違理由④⑰⑳

放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラにて状態の監視を行う。

Ａ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視相違理由④⑰⑳

カメラにて状態の監視を行う。
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールの水位が低下した場

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の漏えいが発相違理由⑳

合は，その程度によらず,可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）を使用した使用済燃料プールへの注水又生し，使用済燃料プールの水位低下が確認された場合は，常設低圧代替注水系ポンプによる代相違理由②はスプレイが可能となるように準備する。可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）が使用できない場合は，

替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注

可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）を準備するが，可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）が使用できない水を実施する。常設低圧代替注水系ポンプが使用できない場合は，消火系による使用済燃料プ

相違理由②

場合は，消火系による使用済燃料プールへの注水を実施する。

ールへの注水，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プー

優先する系統の相違

ル注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用し東二は常設低圧代替注水系ポン

た使用済燃料プールへの注水手段については，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プープによる代替燃料プール注水系

ル注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水手段と同（注水ライン／常設スプレイヘ

時並行で準備する。

ッダ）を使用した使用済燃料プー

また，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイ

ルへの注水及び可搬型代替注水ヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水，消火系による使用済燃料プールへの注水，可大型ポンプによる代替燃料プー

搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ラル注水系（可搬型スプレイノズ

イン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水及び可搬型代替注水大型ポル）を使用した使用済燃料プール

ンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのへの注水を同時並行で準備する。

注水の手段のうち使用済燃料プールへの注水可能な系統1系統以上を起動し，注水のための系統

また，注水のための系統構成が完

構成が完了した時点で，その手段による使用済燃料プールへの注水を開始する。

了した時点で，その手段を使用した注水を開始する旨を明記してなお，消火系による使用済燃料プールへの注水は，発電所構内(大湊側)における火災への対応や消火系を用いた原子炉冷却等の用途に用いられる可能性があることから，可搬型代替注水ポンプのなお，消火系による使用済燃料プールへの注水は，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合に実施する。

使用を優先する。

73

いる。
相違理由⑳

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東海第二

備考
優先する系統の相違

可搬型代替注水ポンプによる使用済燃料プールへの注水又はスプレイを実施する際は，防火水槽を水源として使用し，防火水槽が使用できない場合は淡水貯水池を使用する。また，可搬型スプレイ
ヘッダよりも系統構成が容易で使用済燃料プール近傍での現場操作がなく，スロッシング等により使用済燃料プールの水位が低下しても被ばくを低減できることから，常設スプレイヘッダの使用を優先する。
可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）又は（A−2 級）による使用済燃料プールへの注水を実施しても燃料プール代替注水設備による使用済燃料プールへの注水ができない場合又は燃料プール代

使用済燃料プールの水位の低下が継続する場合は，漏えい量が緩和できればその後の対応に余裕が替注水設備による使用済燃料プールへの注水を実施しても使用済燃料プールの水位の低下が継生じることから，漏えい緩和を実施する。ただし，漏えい緩和には不確定要素が多いことから，可搬続する場合は，漏えい量が緩和できればその後の対応に余裕が生じることから，漏えい緩和を型代替注水ポンプ（A−1 級）又は（A−2 級）を使用した使用済燃料プールへのスプレイを実施する。

実施する。ただし，漏えい緩和には不確定要素が多いことから，常設低圧代替注水系ポンプに相違理由③⑳

相違理由③よる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイを実施する。常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）

相違理由③を使用した使用済燃料プールへのスプレイにて使用済燃料プールへスプレイができない場合
は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用し相違理由⑳

た使用済燃料プールへのスプレイ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系

相違理由⑳

可搬型代替注水ポンプが使用できず，使用済燃料プールへのスプレイが実施できない場合は，大気（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイを実施する。使用済燃料への放射性物質の拡散を抑制するための対応を実施する。

プールへのスプレイが実施できない場合は，大気への放射性物質の拡散を抑制するための対応を実施する。

全交流動力電源の喪失により燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱ができず，使使用済燃料プール冷却機能の喪失により使用済燃料プールの除熱ができず，使用済燃料プー

相違理由⑳

用済燃料プールから発生する水蒸気が重大事故等対処設備に悪影響を及ぼす可能性がある場合は，ルから発生する水蒸気が重大事故等対処設備に悪影響を及ぼす可能性がある場合は，常設代替

相違理由①

常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により燃料プール冷却浄化系の電源を確保し，原交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備として使用す

相違理由①

子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水の確保及び燃料プール代替注水により水源る可搬型代替低圧電源車により代替燃料プール冷却系の電源を確保し，緊急用海水系又は代替

相違理由⑳であるスキマサージタンクへの補給を行うことで，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プール

燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水の確保及び燃料プー

相違理由⑳の除熱を実施する。

ル代替注水により使用済燃料プール水位をオーバーフロー水位付近とすることで，代替燃料プ

相違理由①④ール冷却系による使用済燃料プールの除熱を実施する。

74

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東海第二

備考

第1.11−1表 機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順
第 1.11.1 表 機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順
対応手段，対処設備，手順書一覧（1/3）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による可搬型 SFP スプレイ」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

多様なハザード対応手順「消防車による送水（SFP 可搬型スプレ
イ）」

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」「原子炉建屋制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却
及び補給）

手順書

違理由については四角点線枠にて示し，備考に理由を記載しているため下線は省略する。柏崎の記
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※１
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁常設スプレイヘッダ
使用済燃料プール
常設代替交流電源設備※２
燃料給油設備※２

可搬型代替注水中型ポンプ※１
可搬型代替注水大型ポンプ※１
西側淡水貯水設備※１
代替淡水貯槽※１
ホース
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁常設スプレイヘッダ
使用済燃料プール
常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備※２

非常時運転手順書Ⅱ載が他ページに示される場合は（徴候ベース）

ページ数を記載する。

「使用済燃料プール制御」（以下，
第1.11−1 表において同様）
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制御」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※２

燃料給油設備※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：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。
※3：静的サイフォンブレーカは，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※4：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

75⑧⑨⑩⑪⑫⑬⑭⑮⑰⑱については記載を省略する。それ以外の相重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる SFP 注水」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

燃料プール冷却浄化系

対処設備

重大事故等対処設備※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※4:重大事故等時には現場手動弁による隔離操作を併せて実施する。
※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

多様なハザード対応手順「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」

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

漏えい抑制

−

重大事故等対処設備

サイフォン防止機能 ※4

自主対策設備消火系による使用済燃料プールへの注水

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※1
消火系配管・弁復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁使用済燃料プール
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
燃料補給設備 ※2

自主対策設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5

重大事故等対処設備

可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）
ホース・接続口
燃料プール代替注水系配管・弁可搬型スプレイヘッダ
使用済燃料プール
燃料補給設備 ※2

自主対策設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による SFP スプレイ」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水

可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）
ホース・接続口
燃料プール代替注水系配管・弁常設スプレイヘッダ
使用済燃料プール
燃料補給設備 ※2

手順書

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系

対処設備
重大事故等対処設備

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水

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

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

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

対応
手段

対応
手段
／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水

機能喪失を想定する
設計基準対象施設分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン

分類

全体を通して共通の相違理由④

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／7）

相違理由②柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
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東海第二

備考

第1.11−1表 機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順
対応手段，対処設備，手順書一覧（2／7）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ※１
代替淡水貯槽※１
ホース
可搬型スプレイノズル
使用済燃料プール
燃料給油設備※２

手順書

重大事故等対処設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水

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

柏崎の消火系による使用済燃料
プールへの注水に係る記載は，比ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク※１
多目的タンク※１
消火系配管・弁・消防用ホース
使用済燃料プール

自主対策設備消火系による使用済燃料プールへの注水（消火栓を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）

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

燃料プール冷却浄化系

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」東二は消火系による使用済燃料
プールへの注水において，消火栓による使用済燃料プールへの注

ＡＭ設備別操作手順書

水と残留熱除去系ラインを使用

重大事故等対策要領

した使用済燃料プールへの注水※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：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。
※3：静的サイフォンブレーカは，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※4：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

76

較表ページ 75 に記載。

手段を選定する。

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東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／7）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対処設備

手順書

柏崎の消火系による使用済燃料
プールへの注水に係る記載は，比較表ページ 75 に記載。
ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク※１
多目的タンク※１
消火系配管・弁残留熱除去系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁使用済燃料プール
非常用交流電源設備※２
常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備※２
燃料給油設備※２

東二は消火系による使用済燃料
プールへの注水において，消火栓
自主対策設備残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）消火系による使用済燃料プールへの注水（残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プールへの注水の場合）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」ＡＭ設備別操作手順書

による使用済燃料プールへの注
水と残留熱除去系ラインを使用
した使用済燃料プールへの注水
手段を選定する。

柏崎の漏えい抑制に係る記載は，

静的サイフォンブレーカ

重大事故等対策設備

漏えい抑制

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

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：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。
※3：静的サイフォンブレーカは，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※4：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

77

比較表ページ 75 に記載。

―※３

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東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（4／7）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/3）

分類
対応
手段

−

多様なハザード対応手順「大容量送水車及び放水砲による大気への拡散抑制」 ※3

※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※4:重大事故等時には現場手動弁による隔離操作を併せて実施する。
※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

対処設備

手順書

相違理由③

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽※１
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁常設スプレイヘッダ
使用済燃料プール
常設代替交流電源設備※２
燃料給油設備※２

可搬型代替注水中型ポンプ※１
可搬型代替注水大型ポンプ※１
西側淡水貯水設備※１
代替淡水貯槽※１
ホース
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁常設スプレイヘッダ
使用済燃料プール
常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備※２
燃料給油設備※２

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

重大事故等対処設備

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」「原子炉建屋制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「SFP 漏えい緩和」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

重大事故等対処設備

大気への放射性物質の拡散抑制

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）
ホース
放水砲
燃料補給設備 ※2

多様なハザード対応手順「消防車による送水（SFP 可搬型スプレ
イ）」

自主対策設備シール材
接着剤
ステンレス鋼板
吊り降ろしロープ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による可搬型 SFP スプレイ」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

自主対策設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5

多様なハザード対応手順「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」

重大事故等対処設備

可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）
ホース・接続口
燃料プール代替注水系配管・弁可搬型スプレイヘッダ
使用済燃料プール
燃料補給設備 ※2

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による SFP スプレイ」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

対応
手段

重大事故等対処設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5

自主対策設備漏 えい 緩 和−

燃料プール代替注水系による可搬型スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時−

可搬型代替注水ポンプ（A−1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）
ホース・接続口
燃料プール代替注水系配管・弁常設スプレイヘッダ
使用済燃料プール
燃料補給設備 ※2

手順書

重大事故等対処設備

燃料プール代替注水系による常設スプレイ
ヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ

−

対処設備

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ
注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

備考

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：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。
※3：静的サイフォンブレーカは，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※4：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

78

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／7）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対処設備

手順書

柏崎の可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系
可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレ

可搬型代替注水大型ポンプ※１
代替淡水貯槽※１
ホース
可搬型スプレイノズル
使用済燃料プール
燃料給油設備※２

重大事故等対処設備

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時

−

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」イに係る記載は，比較表ページ 78に記載。

ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

柏崎の漏えい緩和可に係る記載
自主対策設備

漏えい緩和

シール材
接着剤
ステンレス鋼板
吊り降ろしロープ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」は，比較表ページ 78 に記載。

ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

可搬型代替注水大型ポンプ（放水
用）※４
ホース
放水砲※４
燃料給油設備※２

重大事故等対処設備

大気への放射性物質の拡散抑制

柏崎の大気への放射性物質の拡散抑制に係る記載は，比較表ペー
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：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。
※3：静的サイフォンブレーカは，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※4：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

79

ジ 78 に記載。

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
対応手段，対処設備，手順書一覧（3/3）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

手順書

分類

原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モ
ニタ

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

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※２

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備※２
常設代替直流電源設備※２
可搬型代替直流電源設備※２
燃料給油設備※２

重大事故等対処設備−
原子炉補機冷却系 ※6

自主対策設備

第二代替交流電源設備 ※2

手順書

原子炉建屋換気系排気ダ
クト放射線モニタ

代替電源による給電

重大事故等時における使用済燃料プールの監視

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデン
ト）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「FPC による SFP 除熱」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

対処設備

重大事故等対処設備

燃料取替フロア燃料プー
ルエリア放射線モニタ−

使用済燃料プールの監視

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度

自主対策設備

燃料プール冷却浄化系ポンプ
使用済燃料プール
燃料プール冷却浄化系熱交換器
燃料プール冷却浄化系配管・弁・スキマサージタンク・ディフューザ
代替原子炉補機冷却系 ※6
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響の防止

代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱

全交流動力電源

第二代替交流電源設備 ※2対応
手段

使用済燃料プール水位

重大事故等対処設備−
代替電源による給電

重大事故等時における使用済燃料プールの監視

使用済燃料プールの監視

AM 設備別操作手順書「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

使用済燃料プール温度
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
所内蓄電式直流電源設備 ※2
可搬型直流電源設備 ※2

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（6／7）

対処設備

使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)
使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA 広域)
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ(高レ
ンジ・低レンジ)
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ(使用済
燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含
む)

東海第二

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「電源供給回復」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：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。
※3：静的サイフォンブレーカは，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※4：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※4:重大事故等時には現場手動弁による隔離操作を併せて実施する。
※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

80

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（7／7）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対処設備

代替燃料プール冷却系ポンプ
使用済燃料プール
スキマサージタンク
代替燃料プール冷却系熱交換器
代替燃料プール冷却系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁
緊急用海水ポンプ
緊急用海水系ストレーナ
緊急用海水系配管・弁残留熱除去系海水系配管・弁
非常用取水設備
常設代替交流電源設備※３
可搬型代替交流電源設備※３
燃料給油設備※３

手順書

相違理由①
重大事故等対処設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース

自主対策設備

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱

使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響の防止

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：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。
※3：静的サイフォンブレーカは，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※4：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

81

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

東海第二

備考

第 1.11.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

第1.11−2表 重大事故等対処に係る監視計器

全体を通して共通の相違理由④

監視計器一覧（1／12）

監視計器一覧（1/4）

手順書

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順(1)燃料プール代替注水

使用済燃料プールの監視

電源

多様なハザード対応手順「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」「消防車による送水（SFP 可搬型スプレイ）」

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 充電器盤 A-2 蓄電池電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

操作

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
スキマサージタンク水位
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア雰囲気温度
エリア放射線モニタ
・燃料貯蔵プール
プロセス放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射能モニタ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レ
ンジ）

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ

電源

緊急用メタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。
）電圧
緊急用パワーセンタ（以下「パワーセン
タ」を「Ｐ／Ｃ」という。
）電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

水源の確保

代替淡水貯槽水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系使用済燃料プール流量（常設ライン用）

水源の確保

代替淡水貯槽水位

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制御」
ＡＭ設備別操作手順書

防火水槽
淡水貯水池

操作

水源の確保

監視パラメータ（計器）1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応
手順(1) 燃料プール代替注水
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済
燃料プールへの注水

判断基準

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による SFP スプレイ」「消防車による可搬型 SFP スプレイ」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」⑧⑨⑩⑪⑫⑬⑭⑮⑰⑱について
重大事故等の対応に必要となる監視項目

82

は記載を省略する。それ以外の相違理由については四角点線枠にて示し，備考に理由を記載しているため下線は省略する。柏崎の記載が他ページに示される場合はページ数を記載する。
（以下，第1.11−2 表において同様）
相違理由②

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（2/4）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順(1)燃料プール代替注水

使用済燃料プールの監視

判断基準

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
スキマサージタンク水位
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア雰囲気温度
エリア放射線モニタ
・燃料貯蔵プール
プロセス放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射能モニタ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レ
ンジ）

操作

ろ過水タンク水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能低圧代替注水系使用済燃料プール流量（常設ライン用）
低圧代替注水系使用済燃料プール流量（可搬ライン用）

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制御」
ＡＭ設備別操作手順書

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位操作

使用済燃料プールへの注水量

1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順(2)漏えい抑制

判断基準

使用済燃料プールの監視操作

使用済燃料プールの監視

監視パラメータ（計器）1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応
手順(1) 燃料プール代替注水
ｂ．可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプ
レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水（淡水／海水）

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 充電器盤 A-2 蓄電池電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

水源の確保

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

判断基準

電源

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」「原子炉建屋制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

備考

監視計器一覧（2／12）

手順書

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる SFP 注水」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

東海第二燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
スキマサージタンク水位
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア雰囲気温度
エリア放射線モニタ
・燃料貯蔵プール
プロセス放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射能モニタ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レ
ンジ）

柏崎の燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用
した使用済燃料プールへの注水（淡水/海水）に係る記載は比較表ページ 82 に記載。

東二は自動的にサイフォンブレーカーにより漏えいの継続が防止されるため漏えい抑制手順を整備しない。

83

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応
手順(1) 燃料プール代替注水
ｃ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水（淡水／海水）

電源

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

水源の確保

代替淡水貯槽水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニ
タ

水源の確保

代替淡水貯槽水位判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制御」
ＡＭ設備別操作手順書

操作84

柏崎の燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注
水（淡水/海水）に係る記載は比較表ページ 82 に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（4／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.11.2.1 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応
手順(1) 燃料プール代替注水
ｄ．消火系による使用済燃料プールへの注水

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

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制御」
ＡＭ設備別操作手順書

操作85

柏崎の消火系による使用済燃料
プールへの注水に係る記載は比較表ページ 82 に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1)燃料プールスプレイ

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
スキマサージタンク水位
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア雰囲気温度
エリア放射線モニタ
・燃料貯蔵プール
プロセス放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射能モニタ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レ
ンジ）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

操作

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

水源の確保

代替淡水貯槽水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

補機監視機能低圧代替注水系使用済燃料プール流量（常設ライン用）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制御」
ＡＭ設備別操作手順書

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(2)漏えい緩和操作

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
スキマサージタンク水位
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア雰囲気温度
エリア放射線モニタ
・燃料貯蔵プール
プロセス放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射能モニタ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レ
ンジ）

操作

判断基準

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

監視パラメータ（計器）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 燃料プールスプレイ
ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへ
のスプレイ

判断基準

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 充電器盤 A-2 蓄電池電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

判断基準

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

多様なハザード対応手順「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」「消防車による送水（SFP 可搬型スプレイ）」

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」「原子炉建屋制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「SFP 漏えい緩和」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

備考

監視計器一覧（5／12）

監視計器一覧（3/4）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による SFP スプレイ」「消防車による可搬型 SFP スプレイ」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

東海第二

86

相違理由③

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（6／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 燃料プールスプレイ
ｂ．可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水／海水）

柏崎の燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用
した使用済燃料プールへのスプ

電源

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

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制御」

水源の確保

ＡＭ設備別操作手順書

使用済燃料プールの監視

操作
補機監視機能水源の確保

87

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ
低圧代替注水系使用済燃料プール流量（常設ライン用）
低圧代替注水系使用済燃料プール流量（可搬ライン用）
西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

レイ（淡水/海水）に係る記載は比較表ページ 86 に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（7／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 燃料プールスプレイ
ｃ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プール
へのスプレイ（淡水／海水）

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

水源の確保

代替淡水貯槽水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニ
タ

水源の確保

代替淡水貯槽水位判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制御」
ＡＭ設備別操作手順書

操作88

柏崎の燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのス
プレイ（淡水/海水）に係る記載は比較表ページ 86 に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（8／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(2) 漏えい緩和
ａ．使用済燃料プール漏えい緩和

緩和に係る記載は比較表ページ

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト
放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制御」

柏崎の使用済燃料プール漏えい

ＡＭ設備別操作手順書

操作89

86 に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（9／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.11.2.3 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順(1) 使用済燃料プールの状態監視
ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動

柏崎の使用済燃料貯蔵プール監
視カメラ用空冷装置起動に係る記載は比較表ページ 86 に記載。

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制御」

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ

ＡＭ設備別操作手順書

操作90

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二監視計器一覧（10／12）

監視計器一覧（4/4）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「SFP 水位・温度制御」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

使用済燃料プールの監視

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書
監視パラメータ（計器）1.11.2.4 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための対応手順(1)代替交流電源設備を使用した燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
スキマサージタンク水位

判断基準
電源

操作

最終ヒートシンクの確保

使用済燃料プールの監視

燃料プール水位低 警報
燃料プール温度高 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
スキマサージタンク水位
FPC ポンプ（A）吐出流量
FPC ポンプ（B）吐出流量
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料プールエリア雰囲気温度

判断基準

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 充電器盤 A-2 蓄電池電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量

監視パラメータ（計器）1.11.2.4 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための対応手順(1) 使用済燃料プールの除熱
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱(a) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱

使用済燃料プールの監視
AM 設備別操作手順書「FPC による SFP 除熱」「SFP 監視カメラ冷却装置起動」

備考

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制御」

電源

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ
スキマサージタンク水位

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

補機監視機能緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却
系熱交換器）

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ

補機監視機能代替燃料プール冷却系熱交換器出口温度
緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却
系熱交換器）

ＡＭ設備別操作手順書

操作

91

相違理由①

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（11／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.11.2.4 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための対応手順(1) 使用済燃料プールの除熱
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱(b) 緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ

補機監視機能緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却
系熱交換器）

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制御」
ＡＭ設備別操作手順書

操作

92

相違理由①

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（12／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.11.2.4 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための対応手順(1) 使用済燃料プールの除熱
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱(c) 代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ

補機監視機能緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却
系熱交換器

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制御」
ＡＭ設備別操作手順書

操作

93

相違理由①

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二第 1.11.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

第1.11−3表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備
対象条文

対象条文

【1.11】
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

使用済燃料プール監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
所内蓄電式直流電源設備
可搬型直流電源設備

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

常設低圧代替注水系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ低圧代替注水系 弁

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

代替燃料プール注水系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

代替燃料プール冷却系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

代替燃料プール冷却系 弁常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

緊急用海水ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｍ／Ｃ

緊急用海水系 弁

常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

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

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

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

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

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

使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プー
ル監視カメラ用空冷装置を含む）

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

中央制御室監視計器類

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

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系
MCC D 系
中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

柏崎との相違箇所については四角
点線枠にて示し，備考に理由を記

相違理由②

MCC C 系（6 号炉）
MCC D 系（6 号炉）
P/C C 系（7 号炉）
P/C D 系（7 号炉）
燃料プール冷却浄化系弁

給電元
給電母線

載しているため下線を省略。

直流 125V A 系
直流 125V A-2 系
AM 用直流 125V
MCC C 系

燃料プール冷却浄化系ポンプ

供給対象設備

給電元
給電母線

供給対象設備

備考【1.11】
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

94

相違理由①

相違理由①

相違理由⑰

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

95

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

96

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 95，96 に記載。

97柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は先行 PWR との比較のため補足を作成しており，東二は柏崎との比較となるため補足は作成
していない。

98

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

99

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

100

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

101

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

102

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由②

103

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由②

104

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由②⑧105

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由⑧⑳106

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由⑧⑳107

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由⑧⑳108

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由⑧⑳109

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由②

110

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由⑳

111

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由⑳

112

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

東二は消火系による使用済燃料
プールへの注水において，消火栓による使用済燃料プールへの注
水と残留熱除去系ラインを使用
した使用済燃料プールへの注水の手順を整備する。

113

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由⑬

114

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由⑳

115

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

東二は自動的にサイフォンブレーカーにより漏えいの継続が防止されるため漏えい抑制手順を整備しない。

116

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

東二は自動的にサイフォンブレーカーにより漏えいの継続が防止されるため漏えい抑制手順を整備しない。

117

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由③

118

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由③

119

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由③⑧120

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由⑧⑳121

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由⑧⑳122

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

東二は比較表ページ 110 に記載。

123

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

東二は比較表ページ 111〜112 に
記載。

124

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

東二は比較表ページ 111〜112 に
記載。

125

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

東二は比較表ページ 111〜112 に
記載。

126

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等】
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東海第二

備考

相違理由⑳

127

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

東海第二

128

備考

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

東海第二

備考

相違理由⑳

129

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東海第二

備考

相違理由①

130

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東海第二

備考

相違理由①

131

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東海第二

備考

相違理由①

132

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東海第二

備考

相違理由①

133

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東海第二

備考

相違理由①

134

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東海第二

備考

相違理由①

135

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東海第二

136

備考

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東海第二

137

備考

（参考資料）
１．１１ 比較表の相違理由一覧

比較表ﾍﾟｰｼﾞ

番号

2

相違理由①

3

相違理由②

内容
東二は，使用済燃料プールを除熱する設備として代替燃料プール
冷却系をＳＡ設備として新設する。
柏崎は，燃料プール冷却浄化系に代替交流電源設備を用いる。
東二は，常設低圧代替注水系ポンプまたは可搬型の代替注水ポ
ンプにて送水するが，柏崎は，可搬型の代替注水ポンプのみとしている。また，東二は，代替燃料プール注水系として常設注水ライン，常設スプレイヘッダ及び可搬スプレイヘッダを設置し，起因事象により注水とスプレイを使い分ける。柏崎は常設スプレイヘッダと可搬型スプレイヘッダにて注水とスプレイを行う。なお，東二は，燃料プールスプレイ設備を使用済燃料プールへの注水として用いることができる。

4

相違理由③

4

相違理由④

東二は，燃料プールスプレイ手段として，常設低圧代替注水系
ポンプ及び常設スプレイヘッダを使用した手段並びに可搬型代
替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプ及び常設ス
プレイヘッダ又は可搬型スプレイノズルを使用した手段を整備する。
設備名称の相違8

相違理由⑤

東二は，柏崎に設置するサプレッションプール水を浄化する系
統は設置していない。

8
11

相違理由⑥
相違理由⑦

11

相違理由⑧

12
12
12

相違理由⑨
相違理由⑩
相違理由⑪

13

相違理由⑫

14

相違理由⑬

東二はろ過水貯蔵タンクを代替する淡水タンクとして，多目的タンクを設置している。

相違理由⑭

東二は，常設代替交流電源設備を常設代替高圧電源装置5台で定格とし，故障や点検を想定し，1台予備を確保している。
よって，柏崎で記載している自主対策設備は設置していない。

相違理由⑮

東二は，サイフォン現象による漏えい時に静的サイフォンブレーカ
により漏えいの継続を防止する設計であるが，柏崎はサイフォン
ブレーク用孔によりサイフォン現象の継続を防止し，現場の手動弁の隔離操作により漏えいを停止する設計である。

相違理由⑯

柏崎の同等の機能（流量）に関する記載は，東二では常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型
代替注水大型ポンプの設計仕様が同等の機能（容量）を有す
るとは言えないため，柏崎と同様な記載は困難である。（例：可搬型代替注水ポンプ（A−2級）柏崎120m3/h/台，常設低圧代
替注水系ポンプ東二200m3/h/台）

15

1

16

図表番号の附番ルールの相違。
見出し記号の附番ルールの相違。
東二は可搬型設備による注水等に使用する水源として西側淡
水貯水設備及び代替淡水貯槽（代替淡水源:重大事故等対処設備）を新設。柏崎は可搬型設備による注水等に使用する水源として防火水槽及び淡水貯水池（代替淡水源：自主対策設備）を新設し，「1.13重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1b）項を満足するための代替淡水源（措置）と位置付ける。
第54条で選定されている設備を記載。
東二は接続口を低圧代替注水系配管の設備に含める。
東二は給電が必要とされる設備に用いる電源設備を記載。
柏崎はあらかじめ敷設したホースを使用することを記載しているが，東二はホースをあらかじめ敷設する前提ではないため記載していない（参考資料）
１．１１ 比較表の相違理由一覧
比較表ﾍﾟｰｼﾞ

番号

22

相違理由⑰

内容
東二の使用済燃料プール水位は使用済燃料プール上端付近
から底部まで測定可能なＳＡ広域のみを設置する。
柏崎は測定範囲の異なる使用済燃料貯蔵プール水位（SA 広域）及び使用済燃料貯蔵プール水位（SA）を設置。

相違理由⑱

柏崎は代替交流電源設備に燃料に係わる設備が含まれるが，東二は代替交流電源設備に燃料給油設備は含まれていないため記載している。

27

相違理由⑲

東二は「技術的能力1.0 重大事故対策における共通事項（添付資料1.0.10 重大事故等発生時の体制について）」より,当直運転員と重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が重大事故の対応に当たることとしている。

31

相違理由⑳

設備運用・設計，体制等の違いに起因する記載の相違はある
が，実態として記載内容に違いはない。

32

相違理由

東二は運転員等の対応要員数をタイムチャートに示す。

32

相違理由

監視計器に電源確保の状態表示がない場合，指示値により確認するため「状態表示等」と記載。

32

相違理由

東二は，系統構成において中央制御室からの電動弁の遠隔操作ができない場合，現場にて手動操作を行う。

23

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

東海第二1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等＜ 目 次 ＞
1.12.1 対応手段と設備の選定＜目次＞
1.12.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方(2) 対応手段と設備の選定の結果(2) 対応手段と設備の選定の結果

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

備考

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

他手順書「1.11 使用済燃料貯

傷時の対応

損傷時の対応蔵槽の冷却等のための手順等」(a) 大気への放射性物質の拡散抑制(a) 大気への放射性物質の拡散抑制の記載に統一している。

(b) 海洋への放射性物質の拡散抑制(b) 海洋への放射性物質の拡散抑制

以降，同様の相違理由によるも

b. 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の対応手段及び設備

ｂ．原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の対応手段及び設備

c. 重大事故等対処設備と自主対策設備

ｃ．重大事故等対処設備と自主対策設備(a) 大気及び海洋への放射性物質の拡散抑制(a) 大気及び海洋への放射性物質の拡散抑制(b) 航空機燃料火災への泡消火(b) 航空機燃料火災への泡消火

d. 手順等

ｄ．手順等

1.12.2 重大事故等時の手順

1.12.2 重大事故等時の手順

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

1.12.2.1

損傷時の手順等(1) 大気への放射性物質の拡散抑制のは相違理由①と示す。

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著 相違理由①
しい損傷時の手順等(1) 大気への放射性物質の拡散抑制

a. 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

設備名称の相違b. ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質漏えい箇所の絞り込み

ｂ．ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質漏えい箇所の絞り込み

以降，同様の相違理由によるものは相違理由②と示す。

(2) 海洋への放射性物質の拡散抑制(2) 海洋への放射性物質の拡散抑制

a. 放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制

ａ．汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制

東二は，放射性物質吸着材を自b. 汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制

ｂ．放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制

主対策設備と整理していることから，「汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制」
を先に記載。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由③と示す。

1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
c. 重大事故等時の対応手段の選択
1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順(1) 初期対応における延焼防止処置
a. 化学消防自動車単独又は大型化学高所放水車等による泡消火

東海第二

備考

ｃ．重大事故等時の対応手段の選択
1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順(1) 初期対応における延焼防止処置
ａ．化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による泡消火

東二は，初期対応における延焼防止処置として，化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）を整備。大型化学高所放水車等は整備しない。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由④と示す。

(2) 航空機燃料火災への泡消火
a. 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置による航空機燃料火災への泡消火(2) 航空機燃料火災への泡消火
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び泡混合器による航空機燃料火災への泡消火

相違理由②
東二は，泡消火薬剤を容器に入れた状態で整備。柏崎の泡原液搬送車，泡消火薬剤備蓄車に対して，それぞれ泡消火薬剤容器（大型ポンプ用），泡消火薬剤
容器（消防車用）が対応している。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑤と示す。

b. 重大事故等時の対応手段の選択

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択

1.12.2.3 その他の手順項目にて考慮する手順

1.12.2.3 その他の手順項目にて考慮する手順

2

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等【要求事項】【要求事項】

１

１

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

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

【解釈】

【解釈】

１ 「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等」とは、以下に規定する措置

１ 「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等」とは、以下に規定する措置

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。

又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

ａ）炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場

ａ）炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場

合において、放水設備により、工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順合において、放水設備により、工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等を整備すること。

等を整備すること。

ｂ）海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順等を整備すること。

ｂ）海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に 相違理由①

った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備を整備しており，ここでは， 至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備を整備しており，ここでこの設備を活用した手順等について説明する。

は，この設備を活用した手順等について説明する。

3

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
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1.12.1 対応手段と設備の選定

東海第二

備考

1.12.1 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

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

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損 相違理由①に至った場合において，発電所外へ放射性物質が拡散するおそれがある。発電所外へ放射性物質傷に至った場合において，発電所外へ放射性物質が拡散するおそれがある。発電所外へ放射性物の拡散を抑制するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

質の拡散を抑制するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合において，消火対応するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合において，消火対応するための対応手段と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ほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備

を選定

する。

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

※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において※1

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

な設備。

効な設備。

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

でなく，設置許可基準規則第五十五条及び技術基準規則第七十条（以下「基準規則」という。）

でなく，設置許可基準規則第五十五条及び技術基準規則第七十条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，重大事故等対処設備，設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，重大事故等対処設備及び 東二は，本手順で「設計基準事

計基準事故対処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。

自主対策設備との関係を明確にする。

（2）対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段とその対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を
第 1.12.1 表に整理する。

故対処設備」を使用しない。

(2) 対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段とその対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を
第 1.12−1 表に整理する。

図表の付番方法による相違。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑥と示す。

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

ａ．炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい 相違理由①

傷時の対応手段及び設備損傷時の対応手段及び設備

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれがある場合，又は使用済燃料プール内

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれがある場合，又は使用済燃料プール内

燃料体等の著しい損傷のおそれがある場合は，大気への放射性物質の拡散抑制，放射性物質をの燃料体等の著しい損傷のおそれがある場合は，大気への放射性物質の拡散抑制，放射性物質 相違理由①含む汚染水が発生する場合は，海洋への放射性物質の拡散抑制を図る。

を含む汚染水が発生する場合は，海洋への放射性物質の拡散抑制を図る。

(a) 大気への放射性物質の拡散抑制(a) 大気への放射性物質の拡散抑制

炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合は，放水設備により，大気への放射性物質の拡散抑制を行う手段がある。

炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損相違理由①

傷に至った場合は，原子炉建屋放水設備により，大気への放射性物質の拡散抑制を行う手段

相違理由②

がある。

4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二大気への放射性物質の拡散抑制に使用する設備（原子炉建屋放水設備）は以下のとおり。

大気への放射性物質の拡散抑制に使用する設備（原子炉建屋放水設備）は以下のとおり。

・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

・ホース

・ホース

・放水砲

・放水砲

備考

相違理由②

・ＳＡ用海水ピット取水塔

海水取水に必要となる設備（構・海水引込み管造物）を記載。

・ＳＡ用海水ピット
・燃料補給設備

・燃料給油設備・ガンマカメラ・ガンマカメラ・サーモカメラ・サーモカメラ(b) 海洋への放射性物質の拡散抑制(b) 海洋への放射性物質の拡散抑制

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

炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損に至った場合において，原子炉建屋への放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場合傷に至った場合において，原子炉建屋への放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場

は，海洋への放射性物質の拡散抑制を行う手段がある。

合は，海洋への放射性物質の拡散抑制を行う手段がある。

海洋への放射性物質の拡散抑制に使用する設備（海洋拡散抑制設備）は以下のとおり。

相違理由①

海洋への放射性物質の拡散抑制に使用する設備（海洋拡散抑制設備）は以下のとおり。

・放射性物質吸着材
・汚濁防止膜

相違理由②

相違理由③
・汚濁防止膜・放射性物質吸着材

相違理由③
東二は，汚濁防止膜設置用の小・小型船舶（汚濁防止膜設置用）

型船舶を使用しない。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑦と示す。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されてい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。

る。
b. 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の対応手段及び設備
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合,初期対応における延焼防止処置により,火災に対応する手段がある。

ｂ．原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の対応手段及び設備
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合，初期対応における延焼防止処置により，火災に対応する手段がある。

初期対応における延焼防止処置に使用する設備は以下のとおり。

初期対応における延焼防止処置に使用する設備は以下のとおり。

・化学消防自動車

・化学消防自動車

・水槽付消防ポンプ自動車

・水槽付消防ポンプ自動車

・泡消火薬剤備蓄車

・泡消火薬剤容器（消防車用）

・大型化学高所放水車

相違理由⑤
相違理由④

・消火栓（原水タンク）

東二は，手順で使用する淡水源を明記している。
以降，同様の相違理由によるも5

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
のは相違理由⑧と示す。

・防火水槽
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合,航空機燃料火災の泡消火により火災に対応する手段がある。

相違理由⑧

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合，航空機燃料火
災の泡消火により火災に対応する手段がある。

航空機燃料火災への泡消火に使用する設備は以下のとおり。

航空機燃料火災への泡消火に使用する設備は以下のとおり。

・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

・ホース

・ホース

・放水砲

・放水砲

・泡原液搬送車

・泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

相違理由⑤

・泡原液混合装置

・泡混合器

相違理由②

・ＳＡ用海水ピット取水塔

海水取水に必要となる設備（構・海水引込み管造物）を記載。

相違理由②

・ＳＡ用海水ピット
・燃料補給設備
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。
c. 重大事故等対処設備と自主対策設備(a) 大気及び海洋への放射性物質の拡散抑制

・燃料給油設備
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。
ｃ．重大事故等対処設備と自主対策設備(a) 大気及び海洋への放射性物質の拡散抑制

審査基準及び基準規則に要求される，大気への放射性物質の拡散抑制に使用する設備のう

審査基準及び基準規則に要求される，大気への放射性物質の拡散抑制に使用する設備のう

ち，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），ホース，放水砲及び燃料補給設備は，いずれ

ち，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），ホース，放水砲及び燃料給油設備は，いずれもも重大事故等対処設備と位置付ける。

重大事故等対処設備と位置付ける。

海洋への放射性物質の拡散抑制に使用する設備のうち，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は重大事故等対処設備と位置付ける。
以上の重大事故等対処設備により発電所外への放射性物質の拡散抑制が可能であることから，以下の設備は自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

相違理由②

海洋への放射性物質の拡散抑制に使用する設備のうち，汚濁防止膜は重大事故等対処設備

相違理由②
相違理由③⑦と位置付ける。
以上の重大事故等対処設備により発電所外への放射性物質の拡散抑制が可能であることから，以下の設備は自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

・ガンマカメラ・ガンマカメラ・サーモカメラ・サーモカメラ

これらの設備については，大気への放射性物質の拡散を直接抑制する手段ではないが，原これらの設備については，大気への放射性物質の拡散を直接抑制する手段ではないが，原子炉建屋放水設備により原子炉建屋に向けて放水する際に，原子炉建屋から漏えいする放射子炉建屋放水設備により原子炉建屋に向けて放水する際に，原子炉建屋から漏えいする放射性物質や熱を検出する手段として有効である。

性物質や熱を検出する手段として有効である。
・放射性物質吸着材

相違理由③

放射性物質吸着材を設置するためには，地震発生後のアクセスルートの液状化による影響

相違理由③

6

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東海第二

備考

（一部のアクセスルートで車両通行不可）を踏まえると最短でも，作業開始を判断してから15 時間程度要することになるが，放射性物質の吸着効果が期待され，海洋への放射性物質の拡散抑制及び放出量の低減を図る手段として有効である。
なお，アクセスルートに液状化の影響が無い場合は，作業開始を判断してから約 6.5 時間と想定する。
(b) 航空機燃料火災への泡消火(b) 航空機燃料火災への泡消火基準規則に要求される,航空機燃料火災への泡消火に使用する設備のうち,大容量送水車

基準規則に要求される，航空機燃料火災への泡消火に使用する設備のうち，可搬型代替注（原子炉建屋放水設備用），ホース,放水砲，泡原液搬送車, 泡原液混合装置及び燃料補給設

水大型ポンプ（放水用），ホース，放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用），泡混合器及び備は,重大事故等対処設備と位置付ける。

燃料給油設備は，重大事故等対処設備と位置付ける。

以上の重大事故等対処設備により航空機燃料火災への泡消火が可能であることから，以下の設備は自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

相違理由②⑤以上の重大事故等対処設備により航空機燃料火災への泡消火が可能であることから，以下の設備は自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

・化学消防自動車

・化学消防自動車

・水槽付消防ポンプ自動車

・水槽付消防ポンプ自動車

・泡消火薬剤備蓄車

・泡消火薬剤容器（消防車用）

相違理由⑤
相違理由④

・大型化学高所放水車
これらの設備については，航空機燃料火災への対応手段として放水量が少ないため，同等

これらの設備については，航空機燃料火災への対応手段として放水量が少ないため，同等の放水効果は得られにくいが，早期に消火活動が可能であり，航空機燃料の飛散によるアクの放水効果は得られにくいが，早期に消火活動が可能であり，航空機燃料の飛散によるアクセスルート及び建屋への延焼拡大防止の手段として有効である。

セスルート及び建屋への延焼拡大防止の手段として有効である。
・消火栓（原水タンク）

相違理由⑧

・防火水槽

相違理由⑧

これらの設備については，耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，初期対相違理由⑧

応における延焼防止処置の水源として使用する手段としては有効である。
d. 手順等
上記のａ．
，b .及び c .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，緊急時対策要員の対応として，多様なハザード対応手順に定める（第 1.12.1 表）
。

ｄ．手順等
上記のａ．
，ｂ．及びｃ．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，重大事故等対応要員の対応として，「重大事故等対策要領」に，自衛消防隊の対応として，「防 整備する手順書の違い
火管理要領」に定める（第 1.12−1 表）。

東二は，初期対応における延焼防止処置は，自衛消防隊が，防火管理要領に基づき実施する。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑨と示す。
相違理由⑥

また，重大事故等時に監視が必要となる計器についても整理する（第 1.12.2 表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器についても整理する（第 1.12−2 表）。

7

相違理由⑥

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東海第二1.12.2 重大事故等時の手順

1.12.2 重大事故等時の手順

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

1.12.2.1

損傷時の手順等

備考

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著 相違理由①
しい損傷時の手順等（1）大気への放射性物質の拡散抑制(1) 大気への放射性物質の拡散抑制

a. 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

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

容器スプレイによる原子炉格納容器内の除熱や格納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却器スプレイによる原子炉格納容器内の除熱や格納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却によによる原子炉格納容器の減圧及び除熱させる手段がある。

る原子炉格納容器の減圧及び除熱させる手段がある。

また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に

相違理由②

また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に低低下し，使用済燃料プール注水設備で注水しても水位が維持できない場合は，燃料プールス

下し，使用済燃料プール注水設備で注水しても水位が維持できない場合は，使用済燃料プール 相違理由②

プレイにより燃料損傷を緩和する手段がある。

スプレイにより燃料損傷を緩和する手段がある。

しかし，これらの機能が喪失し，原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合を想定し，しかし，これらの機能が喪失し，原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合を想定し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲により原子炉建屋に海水を放水し，大気へ可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲により原子炉建屋に海水を放水し，大気への放 相違理由②の放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。

射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

以下のいずれかが該当する場合とする。
・炉心損傷を判断した場合※1において，あらゆる注水手段を講じても発電用原子炉への以下のいずれかが該当する場合とする。
・炉心損傷を判断した場合※１において，あらゆる注水手段を講じても発電用原子炉への注水が確認できない場合
・使用済燃料プール水位が低下した場合において，あらゆる注水手段を講じても水位低下

注水が確認できない場合
・使用済燃料プール水位が低下した場合において，あらゆる注水手段を講じても水位低が継続する場合

下が継続する場合

・大型航空機の衝突等，原子炉建屋の外観で大きな損傷を確認した場合

・大型航空機の衝突等，原子炉建屋の外観で大きな損傷を確認した場合※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計※1

ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガンマ線線量率が，設計基準事

有効性評価における炉心損傷

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

故相当のガンマ線線量率の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線の判断にならい記載。東二でレベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場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。

は，10 倍を含めて炉心損傷を判合。

断するため，「10 倍以上」としている。

(b) 操作手順(b) 操作手順

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への放射性物質の拡散を抑制

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲による大気への放射性物質の拡散を抑制す

相違理由②

する手順の概要は以下のとおり。
手順の概要図を第 1.12.1 図に，タイムチャートを第 1.12.2

る手順の概要は以下のとおり。手順の概要図を第 1.12−1 図に，タイムチャートを第 1.12

相違理由⑥

図に，ホース敷設ルート及び放水砲の設置位置を第 1.12.3 図に示す。

−2 図に，ホース敷設ルート及び放水砲の設置位置を第 1.12−3 図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，当直長を経由して，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の準備を緊急時対策本①

災害対策本部長代理は，発電長と連携を密にし，手順着手の判断基準に基づき，可搬 体制の違いによる記載内容の型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の準備 相違。

8

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部に依頼する。

東海第二開始を重大事故等対応要員に指示する。

備考
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑩と示す。
相違理由②
東二は，手順①で対応の指示ま②緊急時対策本部は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への放で実施する。

射性物質の拡散抑制の準備開始を緊急時対策要員に指示する。
③緊急時対策要員は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）を海水取水箇所周辺に設置する。
④緊急時対策要員は，ホースを取水ポンプに接続後，取水ポンプを取水箇所へ設置し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）吸込口にホースを接続する。
⑤緊急時対策要員は，放水砲を設置し，ホースの運搬，大容量送水車（原子炉建屋放水設
備用）から放水砲までのホース敷設を行い，放水砲にホースを接続する。
⑥緊急時対策要員は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）取水ポンプを起動し，水張りを行う。

② 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を海水取水箇所周辺に相違理由②⑩設置する。
③ 重大事故等対応要員は，ホースを水中ポンプに接続後，水中ポンプを取水箇所へ設置

相違理由②⑩し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）吸込口にホースを接続する。
④ 重大事故等対応要員は，放水砲を設置し，ホースの運搬，可搬型代替注水大型ポンプ

相違理由②⑩（放水用）から放水砲までのホース敷設を行い，放水砲にホースを接続する。
⑤ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を起動し，ホースの水相違理由②⑩張り及び空気抜きを行った後に，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を待機状態（ア 東二は，この段階で放水砲までイドリング状態）にする。

のホース水張り及び空気抜きを実施し，待機状態にする。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑪と示す。

⑦緊急時対策要員は，放水砲噴射ノズルを原子炉建屋の破損口等の放射性物質放出箇所に向けて調整し，準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑧当直副長は，手順着手を判断した時の状況が継続しており，以下の状況であると判断し⑥ 重大事故等対応要員は，放水砲噴射ノズルを原子炉建屋の破損口等の放射性物質放出

相違理由⑩箇所に向けて調整し，準備完了を災害対策本部長代理に報告する。
⑦災害対策本部長代理は，発電長と連携を密にし，手順着手を判断した時の状況が継続し相違理由②⑩た場合は，当直長を経由して，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲によるており，以下のいずれかの状況が該当し，放水により発生する汚染水が直接海洋に流出 東二は，放水開始の判断に汚濁

大気への放射性物質の拡散抑制実施を緊急時対策本部に依頼する。

する経路となる 4 箇所への汚濁防止膜 1 重設置による放射性物質の拡散抑制措置が完了 防止膜の設置（放水路Ａ〜Ｃ及されている場合は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲による大気への放射び集水桝-8 の 4 箇所への 1 重設性物質の拡散抑制実施を重大事故等対応要員に指示する。ただし，プラント状況により， 置）が完了していることを条件
大量の大気への放射性物質の拡散を回避する必要が生じた場合は，汚濁防止膜の設置作 付けている。ただし，大規模損業と並行して放水砲による放水を開始するよう重大事故等対応要員に指示する。

壊時のようなプラント状況下においては，その限りではないこととする。

・原子炉格納容器へあらゆる注水手段を講じても注水できず，原子炉格納容器の破損のおそれがあると判断した場合
・原子炉格納容器からの異常な漏えいにより，格納容器圧力逃がし装置で原子炉格納容・原子炉格納容器へあらゆる注水手段を講じても注水できず，原子炉格納容器の破損のおそれがあると判断した場合
・原子炉建屋水素濃度が 2vol％に到達した場合，原子炉格納容器内の水素排出のため格

格納容器圧力逃がし装置によ器の減圧及び除熱をしているものの，原子炉建屋内の水素濃度が低下しないことによ

納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベントによる水素排出ができず，原子炉建屋 る水素排出ができない場合に，り原子炉建屋トップベントを開放する場合

水素濃度の上昇が継続することにより，原子炉建屋外側ブローアウトパネル（ブローア 原子炉建屋外側ブローアウト
ウトパネル閉止装置使用後においては，ブローアウトパネル閉止装置）を開放する場合

パネルを開放する運用としている。

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東海第二・燃料プール代替注水系（可搬型）による燃料プールスプレイができない場合

・代替燃料プール注水系による使用済燃料プールスプレイができない場合・プラントの異常により，モニタリング・ポストの指示がオーダーレベルで上昇した場・プラントの異常により，モニタリング・ポストの指示がオーダーレベルで上昇した場

合東二は，手順⑦で対応の指示まで実施している。

射性物質の拡散抑制の実施を緊急時対策要員に指示する。
⑩緊急時対策要員は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の送水ポンプを起動し，放⑧ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を操作（昇圧）し，放水砲により原子炉建屋の破損口等の放射性物質放出箇所へ海水の放水を開始し，緊急時

水砲により原子炉建屋破損口等の放射性物質放出箇所へ海水の放水を開始し，災害対策対策本部に報告する。

本部長代理に報告する。

射性物質の拡散抑制開始について，当直長を経由して当直副長に報告する。

相違理由②

合

⑨緊急時対策本部は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への放⑪緊急時対策本部は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への放備考⑨ 災害対策本部長代理は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲による大気への相違理由②⑩

相違理由②⑩放射性物質の拡散抑制開始について，発電長に報告する。

⑫緊急時対策要員は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の運転状態を継続監視し，⑩ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の運転状態を継続監視

定格負荷運転時における給油間隔を目安に燃料の給油を実施する。（燃料を給油しない

し，定格負荷運転時における給油間隔を目安に燃料の給油を実施する。（燃料を給油し場合，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）は約 2 時間の運転が可能）ない場合，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は約 3.5 時間の運転が可能）

相違理由②⑩
設備性能（燃料タンク容量）の相違
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑫と示す。

(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性
相違理由②⑩

上記(b) の現場対応は，準備段階では緊急時対策要員 8 名（水張りは 5 名）にて実施し，

上記(b)の現場対応は，準備段階では重大事故等対応要員 8 名（可搬型代替注水大型ポン

所要時間は，複数あるホース敷設ルートのうち，設置距離が短くなる 7 号炉南側からのループ（放水用）の起動，ホースの水張り及び空気抜きは 4 名）にて実施し，所要時間は，複数

東二は，訓練実績より，指揮者

トを優先的に選択することで，手順着手から約 130 分（7 号炉の場合，6 号炉の場合は約あるホース敷設ルートのうち，設置距離が短くなる廃棄物処理建屋南側から原子炉建屋南側

1 名，可搬型代替注水大型ポン

160 分）で大気への放射性物質の拡散抑制の準備を完了することとしている。（ホース敷設

エリアへのルートを選択した場合は，手順着手から 145 分で大気への放射性物質の拡散抑制

プ（放水用）操作者 1 名，放水距離が長くなる 5 号炉北側からのルートでホースを敷設した場合は，約 190 分で大気へのの準備を完了することとしている（ホース敷設距離が長くなる敷地南側の防潮堤沿いのルー砲操作者 1 名，放水砲操作補助

放射性物質の拡散抑制の準備を完了することとしている。）

トでホースを敷設した場合は，210 分で大気への放射性物質の拡散抑制の準備を完了するこ

者 1 名の計 4 名で実施する。

ととしている）。

また，敷地の違いにより経路の記載，所要時間が異なる。

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

円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，可搬型照明，通信連絡設備を整備す

業環境の周囲温度は外気温と同程度である。ホース等の取り付けについては速やかに作業がる。作業環境の周囲温度は外気温と同程度である。ホース等の取付けについては速やかに作できるように大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の保管場所に使用工具及びホースを配業ができるように可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の保管場所に使用工具及びホースを

備する。

配備する。

相違理由②

緊急時対策本部からの指示を受けて，大気への放射性物質の拡散抑制を開始する。緊急時

災害対策本部長代理からの指示を受けて，大気への放射性物質の拡散抑制を開始する。重相違理由⑩

対策要員 5 名にて実施し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への大事故等対応要員 4 名にて実施し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲による大相違理由②

放射性物質の拡散抑制の実施指示から 10 分で放水することが可能である。

気への放射性物質の拡散抑制の実施指示から 5 分で放水することが可能である。

配備車両（設備）の違いから，
東二は，柏崎よりも短時間で放10柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
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東海第二

備考
水可能となる。

放水砲は可搬型設備のため，任意に設置場所を設定することが可能であり，風向き等の天放水砲は可搬型設備のため，任意に設置場所を設定することが可能であり，風向き等の天候状況及びアクセス状況に応じて，最も効果的な方角から原子炉建屋の破損口等，放射性物

候状況及びアクセス状況に応じて，最も効果的な方角から原子炉建屋の破損口等，放射性物

質の放出箇所に向けて放水する。なお，原子炉建屋への放水に当たっては，原子炉建屋から質の放出箇所に向けて放水する。なお，原子炉建屋への放水に当たっては，原子炉建屋から漏えいする放射性物質や熱を検出する手段として，必要に応じてガンマカメラ又はサーモカ

漏えいする放射性物質や熱を検出する手段として，必要に応じてガンマカメラ又はサーモカ

メラを活用する。原子炉建屋の破損箇所や放射性物質の放出箇所が確認できない場合は，原メラを活用する。原子炉建屋の破損箇所や放射性物質の放出箇所が確認できない場合は，原

子炉建屋の中心に向けて放水する。

子炉建屋の中心に向けて放水する。

放水砲による放水は，噴射ノズルを調整することで放水形状を直線状又は噴霧状に調整で放水砲による放水は，噴射ノズルを調整することで放水形状を直線状又は噴霧状に調整でき，放水形状は，直線状とするとより遠くまで放水できるが，噴霧状とすると直線状よりもき，放水形状は，直線状とするとより遠くまで放水できるが，噴霧状とすると直線状よりも放射性物質の拡散抑制効果が期待できることから，なるべく噴霧状を使用する。

放射性物質の拡散抑制効果が期待できることから，なるべく噴霧状を使用する。

また，直線状で放射する場合も到達点では，噴霧状になっているため放射性物質の拡散抑制効果がある。

また，直線状で放射する場合も到達点では，噴霧状になっているため放射性物質の拡散抑制効果がある。

なお，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲の準備にあたり，プラント状況やなお，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲の準備にあたり，プラント状況や周周辺の現場状況，ホースの敷設時間等を考慮し，複数あるホース敷設ルートから全対応の作

辺の現場状況，ホースの敷設時間等を考慮し，複数あるホース敷設ルートから全対応の作業

業時間が短くなるよう適切なルートを選択する。

時間が短くなるよう適切なルートを選択する。

b. ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質漏えい箇所の絞り込み

ｂ．ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質漏えい箇所の絞り込み

原子炉建屋放水設備により原子炉建屋に向けて放水する際に，原子炉建屋から放出される放原子炉建屋放水設備により原子炉建屋に向けて放水する際に，原子炉建屋から放出される放射性物質の漏えい箇所を把握し，大気への放射性物質の拡散抑制をより効果的なものとするた

射性物質の漏えい箇所を把握し，大気への放射性物質の拡散抑制をより効果的なものとするため，ガンマカメラ又はサーモカメラにより放射性物質や熱を検出し，放射性物質漏えい箇所をめ，ガンマカメラ又はサーモカメラにより放射性物質や熱を検出し，放射性物質漏えい箇所を絞り込む手順を整備する。

絞り込む手順を整備する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制を

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制を行行う手順の着手を判断した場合において，放射性物質の漏えい箇所が原子炉建屋外観上で判う手順の着手を判断した場合において，放射性物質の漏えい箇所が原子炉建屋外観上で判断断できない場合。

できない場合。

(b) 操作手順

相違理由②

相違理由②

(b) 操作手順

ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質の漏えい箇所を特定する手順の概要はガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質の漏えい箇所を特定する手順の概要は以下のとおり。また，手順の概要図を第 1.12.4 図，タイムチャートを第 1.12.5 図に示す。

以下のとおり。また，手順の概要図を第 1.12−4 図に，タイムチャートを第 1.12−2 図に示

相違理由⑥

す。

東二は，「大気への放射性物質の拡散抑制」手順と，「海洋への放射性物質の拡散抑制」手順のタイムチャートを統合し，作業時間の相関が分かるように
している。

11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑬と示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へガンマカメラ又は① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員へガンマ

サーモカメラによる放射性物質の漏えい箇所を絞り込む作業の開始を指示する。

カメラ又はサーモカメラによる放射性物質の漏えい箇所を絞り込む作業の開始を指示

相違理由⑩

する。
②緊急時対策要員は，ガンマカメラ又はサーモカメラを原子炉建屋が視認できる場所に運搬する。
③緊急時対策要員は，ガンマカメラ又はサーモカメラにより放射性物質の漏えい箇所を絞り込む。
(c) 操作の成立性
ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質漏えい箇所の特定は，緊急時対策要員 2名の体制である。

② 重大事故等対応要員は，ガンマカメラ又はサーモカメラを原子炉建屋が視認できる場

相違理由⑩

所に運搬する。
③ 重大事故等対応要員は，ガンマカメラ又はサーモカメラにより放射性物質の漏えい箇

相違理由⑩

所を絞り込む。
(c) 操作の成立性
ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質漏えい箇所の特定は，可搬型代替注水大相違理由②⑩型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制にて放水砲設置に携わ

東二は，大気への拡散抑制に携る重大事故等対応要員 2 名が実施する。

わる重大事故等対応要員が兼務することとしている。
相違理由⑩

作業は，緊急時対策本部の指示に従い対応することとしており，ガンマカメラ又はサーモ

作業は，災害対策本部長代理の指示に従い対応することとしており，ガンマカメラ又はサ

カメラによる放射性物質漏えい箇所の絞り込み手順着手から約 60 分で絞り込み作業を開始

ーモカメラによる放射性物質漏えい箇所の絞り込み手順着手から 35 分で絞り込み作業を開設備の違いから，柏崎より短時することとしている。

始することとしている。

間で絞り込み作業が開始可能。

（2）海洋への放射性物質の拡散抑制(2) 海洋への放射性物質の拡散抑制＜参考：柏崎の当該箇所＞
b. 汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，原子炉建屋から直接放ａ．汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合，又は使用済燃料プール内の燃料相違理由③
東二では，使用済燃料プールの射性物質が拡散する場合を想定し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲により原体等の著しい損傷に至った場合において，原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合を想 対応も必要と考えている。

子炉建屋に海水を放水する場合は，放射性物質を含む汚染水が発生する。

定し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲により原子炉建屋に海水を放水する場合 相違理由②は，放射性物質を含む汚染水が発生する。

放射性物質を含む汚染水は構内排水路を通って放水口から海へ流れ込むため，汚濁防止膜を設置することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。

放射性物質を含む汚染水は原子炉建屋周辺を取り囲む地上部の一般排水路で集水され，地下相違理由②

埋設の一般排水路を通って雨水排水路集水桝又は放水路から海へ流れ込むため，汚濁防止膜を 排水経路の違いによる記載の設置することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。

相違。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑭と示す。

小型船舶（汚濁防止膜設置用）を用いて，取水口 3 箇所，放水口 1 箇所の合計 4 箇所に汚汚濁防止膜は，防潮堤に囲まれた発電所敷地内から海洋に接続する全ての排水経路である雨濁防止膜を設置する。設置に当たっては，放水した汚染水が海洋に流れ込むルートにある放水水排水路集水桝−１〜９及び放水路−Ａ〜Ｃの計 12 箇所に設置する。設置に当たっては，原口 1 箇所を優先する。

子炉建屋に放水することで発生する汚染水が，放水範囲の周囲にある一般排水路を経由して直接流れ込む雨水排水路集水桝−８及び放水路−Ａ〜Ｃの 4 箇所を優先する。

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相違理由⑭

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(a) 手順着手の判断基準
放射性物質吸着材の設置作業が完了した後において，汚濁防止膜の設置が可能な状況（大津波警報，津波警報が出ていない又は解除された等）である場合。
(b) 操作手順
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順の概要は以下のとおり。また，汚濁防止膜の設置位置図を第 1.12.8 図に，タイムチャートを第 1.12.9 図に示す。

東海第二

備考

(a) 手順着手の判断基準
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制を

相違理由③行う手順の着手を判断した場合。
(b) 操作手順
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順の概要は以下のとおり。また，汚濁防止膜の設置位置図を第 1.12−5 図に，タイムチャートを第 1.12−2 図に，汚濁防相違理由⑥⑬

止膜設置手順の概要図を第 1.12−6 図に示す。

東二は，汚濁防止膜の設置手順が複雑なので，補足説明用の概要図を作成した。

① 緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へ汚濁防止膜の設
置開始を指示する。
② 緊急時対策要員は，汚濁防止膜と付属資機材及び海上作業に必要な小型船舶（汚濁防① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員へ汚濁防相違理由⑩

止膜の設置開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜及び付属資機材を設置位置近傍に運搬する。

相違理由⑦⑩
運搬位置の違い

止膜設置用）を設置位置背面に運搬する。

東二は，1 箇所で必要となる汚③ 緊急時対策要員は，汚濁防止膜をシャックル及び，接続ロープ等で必要本数を連結さ濁防止膜の長さが短く，連結作

せる。

業が不要。
設置箇所の形状，長さ等の違い
による設置手順の相違。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑮と示す。
④ 緊急時対策要員は，汚濁防止膜の両端部に固定用ロープを取り付け，連結させた汚濁③ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜の両端部に固定用ロープを取り付け，他端を所定防止膜を順次，護岸から海面に投入し，片方の固定用ロープを護岸沿いに引き，汚濁の箇所に固定する。合わせて，汚濁防止膜のフロート部を設置位置上部のグレーチング防止膜を所定の位置に配置する。

等にロープで固縛し，雨水排水路集水桝等内に吊り下げる。

相違理由⑮

相違理由⑦

⑤ その際，緊急時対策要員は，小型船舶（汚濁防止膜設置用）を使用し，汚濁防止膜が水面上で支障物等に絡まないよう調整する。

上記手順③で固定を実施する。

⑥ 緊急時対策要員は，汚濁防止膜配置後，両端部の固定用ロープを護岸の所定の箇所へ固定する。
⑦ 緊急時対策要員は，小型船舶（汚濁防止膜設置用）を使用し，汚濁防止膜のカーテン部を結束していたロープを切断し，カーテン部を開放する。

④ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜のカーテン部を結束していたロープを外し，カー

相違理由⑦⑩

テン部を開放する。
⑤ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜両端部の固定用ロープを保持しながらフロート部

相違理由⑮を固縛していたロープを解き，その後，固定用ロープを繰り出すことにより雨水排水路
集水桝等の所定の箇所へ設置する。
⑧ 緊急時対策要員は，同作業完了後，引き続き，同様の手順により 2 重目の汚濁防止膜を設置する。

⑥ 重大事故等対応要員は，同作業完了後，引き続き，同様の手順により 2 重目の汚濁防止膜を設置する。

13

相違理由⑩

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性
汚濁防止膜の設置は，北放水口への 1 重目の汚濁防止膜の設置を緊急時対策要員 6 名で
実施する。

東海第二

備考

(c) 操作の成立性
汚濁防止膜の設置は，12 箇所における現場対応のうち，優先的に設置する 4 箇所（雨水排相違理由⑭

水路集水桝−８及び放水路−Ａ〜Ｃ）への 1 重目については，重大事故等対応要員 5 名で実施する。

その後の汚濁防止膜の設置については，積込み・運搬を緊急時対策要員 6 名，設置を緊急時対策要員 7 名，合計 13 名で実施する。

その後の汚濁防止膜の設置については，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲に相違理由③⑩

よる大気への放射性物質の拡散抑制の現場対応にて，放水砲設置，ホース敷設準備及びホー
ス敷設を終えた重大事故等対応要員 4 名が合流し，合計 9 名で実施する。
相違理由⑩⑭

汚濁防止膜の設置作業は，北放水口（1 箇所）の設置を約 190 分，その後の取水口（3 箇

汚濁防止膜の設置作業は，優先的に設置する 4 箇所（雨水排水路集水桝−８及び放水路−所）への設置を約 24 時間で行うこととしている。それぞれ 1 重目の汚濁防止膜の設置完了

Ａ〜Ｃ）への 1 重目の設置を手順着手から 140 分で行うこととしている。優先的に設置する

東二は，汚濁防止膜は 1 箇所ご後，緊急時対策本部の指示により，2 重目の汚濁防止膜を設置する。

4 箇所への 1 重目の汚濁防止膜の設置完了後，災害対策本部長代理の指示により，優先的にとに 2 重設置するが，放水砲に設置する 4 箇所への 2 重目の汚濁防止膜の設置，及び残る 8 箇所への汚濁防止膜の設置を 6よる放水開始前には，優先設置

時間以内に行うこととしている。

4 箇所への 1 重設置を完了させることとするため，その所要時
間を主に記載。

円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，可搬型照明，通信連絡設備を整備す

相違理由②⑦

円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，照明，通信連絡設備を整備する。
さらに，積み込み，運搬等にユニック車を使用することで重量物である汚濁防止膜を効率的る。また，複数の汚濁防止膜を効率的に運搬できるよう車両を配備することで作業安全を確

東二は，1 本の汚濁防止膜重量に運搬でき，また，海上作業では小型船舶（汚濁防止膜設置用）を使用することで汚濁防止保するとともに作業時間の短縮を図る。

が軽いため，重量物とは記載し膜の展開作業が容易となり，作業安全を確保するとともに作業時間の短縮を図る。

ていない。また，ユニック車に限らず，使用可能な車両を使用する。

a. 放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合は，原子炉建屋から直接放射性物

ｂ．放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合，又は使用済燃料プール内の燃料

東二では，使用済燃料プールに質が拡散する場合を想定し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲により原子炉建体等の著しい損傷に至った場合は，原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合を想定し， 関する対応も必要と考えてい屋に海水を放水する場合は，放射性物質を含む汚染水が発生する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲により原子炉建屋に海水を放水する場合は，放 る。
射性物質を含む汚染水が発生する。

防潮堤内側の合計 6 箇所に放射性物質吸着材を設置することにより，海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。設置に当たっては，放水した汚染水が流れ込む 6 号及び 7 号

防潮堤内側の合計 10 箇所に放射性物質吸着材を設置することにより，海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。

相違理由②
東二は，放射性物質吸着材の設置に関しては優先順位を設けていないため，設置箇所数のみ

炉近傍の構内雨水排水路の集水桝 2 箇所を優先する。

を記載。
(a) 手順着手の判断基準
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制を行う手順の着手を判断した場合。

(a) 手順着手の判断基準
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制を行

相違理由②

う手順の着手を判断した場合。（汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制措置が完

相違理由③

14

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

東海第二

備考

了した後に実施する。）(b) 操作手順(b) 操作手順

放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順の概要は以下のとお

放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制を行う手順の概要は以下のとおり。また，放射性物質吸着材の設置位置図を第 1.12.6 図に，タイムチャートを第 1.12.7 図り。また，放射性物質吸着材の設置位置図を第 1.12−7 図に，タイムチャートを第 1.12−2

に示す。

図に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へ放射性物質吸着材① 災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員へ放射性の設置開始を指示する。

相違理由⑥⑬
相違理由⑩

物質吸着材の設置開始を指示する。

②緊急時対策要員は，放射性物質吸着材を，設置位置近傍まで運搬する。

② 重大事故等対応要員は，放射性物質吸着材を，設置箇所近傍まで運搬する。

相違理由⑩③緊急時対策要員は，放射性物質吸着材を設置する。（6 号及び 7 号炉に放水した汚染水③ 重大事故等対応要員は，放射性物質吸着材を設置する。

相違理由⑩が流れ込む 6 号及び 7 号炉近傍の構内雨水排水路の集水桝 2 箇所を優先的に設置す

東二は，放射性物質吸着材の設る。
）

置に関しては優先順位を設けていないため，優先箇所の記載不要。

(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

放射性物質吸着材の設置は，緊急時対策要員 4 名の体制である。

放射性物質吸着材の設置は，重大事故等対応要員 9 名の体制である。

相違理由⑩

設置作業は，緊急時対策本部の指示に従い対応することとしており，放射性物質吸着材を設置作業は，災害対策本部長代理の指示に従い対応することとしており，放射性物質吸着

相違理由⑩

放射性物質拡散抑制の手順着手から約 180 分で設置することとしている。
（6 号及び 7 号炉

材を放射性物質拡散抑制の手順着手から約 21 時間で設置することとしている。

設置箇所数及び設置方法の違いにより，所要時間が異なる。

に放水した汚染水が流れ込む 6 号及び 7 号炉近傍の構内雨水排水路の集水桝 2 箇所へ放射性物質吸着材を約 100 分で設置することとしている。）
円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，照明，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，防護具，可搬型照明，通信連絡設備を整備する。

b. 汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制＜東二では，本項目は比較表 12〜14 ページに掲載＞

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合を想定し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲により原子炉建屋に海水を放水する場合は，放射性物質を含む汚染水が発生する。
放射性物質を含む汚染水は構内排水路を通って放水口から海へ流れ込むため，汚濁防止膜を設置することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。
小型船舶（汚濁防止膜設置用）を用いて，取水口 3 箇所，放水口 1 箇所の合計 4 箇所に汚濁防止膜を設置する。設置に当たっては，放水した汚染水が海洋に流れ込むルートにある放水口 1 箇所を優先する。
(a) 手順着手の判断基準
放射性物質吸着材の設置作業が完了した後において，汚濁防止膜の設置が可能な状況（大

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相違理由②

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二津波警報，津波警報が出ていない又は解除された等）である場合。
(b) 操作手順
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順の概要は以下のとおり。また，汚濁防止膜の設置位置図を第 1.12.8 図に，タイムチャートを第 1.12.9 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へ汚濁防止膜の設置開始を指示する。
②緊急時対策要員は，汚濁防止膜と付属資機材及び海上作業に必要な小型船舶（汚濁防止膜設置用）を設置位置背面に運搬する。
③緊急時対策要員は，汚濁防止膜をシャックル及び，接続ロープ等で必要本数を連結させる。
④緊急時対策要員は，汚濁防止膜の両端部に固定用ロープを取り付け，連結させた汚濁防止膜を順次，護岸から海面に投入し，片方の固定用ロープを護岸沿いに引き，汚濁防止
膜を所定の位置に配置する。
⑤その際，緊急時対策要員は，小型船舶（汚濁防止膜設置用）を使用し，汚濁防止膜が水面上で支障物等に絡まないよう調整する。
⑥緊急時対策要員は，汚濁防止膜配置後，両端部の固定用ロープを護岸の所定の箇所へ固定する。
⑦緊急時対策要員は，小型船舶（汚濁防止膜設置用）を使用し，汚濁防止膜のカーテン部
を結束していたロープを切断し，カーテン部を開放する。
⑧緊急時対策要員は，同作業完了後，引き続き，同様の手順により 2 重目の汚濁防止膜を設置する。
(c) 操作の成立性
汚濁防止膜の設置は，北放水口への 1 重目の汚濁防止膜の設置を緊急時対策要員 6 名で実施する。
その後の汚濁防止膜の設置については，積込み・運搬を緊急時対策要員 6 名，設置を緊急時対策要員 7 名，合計 13 名で実施する。
汚濁防止膜の設置作業は，北放水口（1 箇所）の設置を約 190 分，その後の取水口（3 箇所）への設置を約 24 時間で行うこととしている。それぞれ 1 重目の汚濁防止膜の設置完了
後，緊急時対策本部の指示により，2 重目の汚濁防止膜を設置する。
円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，照明，通信連絡設備を整備する。
さらに，積み込み，運搬等にユニック車を使用することで重量物である汚濁防止膜を効率的に運搬でき，また，海上作業では小型船舶（汚濁防止膜設置用）を使用することで汚濁防止膜の展開作業が容易となり，作業安全を確保するとともに作業時間の短縮を図る。
c. 重大事故等時の対応手段の選択

ｃ．重大事故等発生時の対応手段の選択

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
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炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，大容量送水車（原子炉

東海第二

備考

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，可搬型代替注水大型ポン 相違理由②

建屋放水設備用），放水砲により原子炉建屋に海水を放水することで放射性物質を含む汚染水

プ（放水用），放水砲により原子炉建屋に海水を放水することで放射性物質を含む汚染水が発生が発生するため，放射性物質吸着材の設置による汚染水の海洋への拡散抑制を開始する。

するため，汚濁防止膜の設置による汚染水の海洋への拡散抑制を開始する。

相違理由③

海洋への放射性物質の拡散抑制手順の流れを第 1.12.10 図に示す。

海洋への放射性物質の拡散抑制の手順の流れを第 1.12−8 図に示す。

相違理由⑥

放射性物質吸着材は，6 号及び 7 号炉に放水した汚染水が流れ込む 6 号及び 7 号炉近傍の汚濁防止膜は，原子炉建屋に放水した汚染水が流れ込む雨水排水路集水桝−８及び放水路−Ａ 相違理由③⑭

構内雨水排水路の集水桝 2 箇所を優先的に設置し，最終的に合計 6 箇所設置することで，海〜Ｃの 4 箇所を優先的に設置し，最終的に合計 12 箇所に設置することで，海洋への放射性物質

洋への放射性物質の拡散抑制を行う。

の拡散抑制を行う。

その後，汚濁防止膜を設置するが，汚濁防止膜の設置が困難な状況（大津波警報，津波警報

その後，放射性物質吸着材を設置することで，更なる海洋への放射性物質の拡散抑制を行う。 相違理由③が出ている状況等）である場合，汚濁防止膜の設置が可能な状況になり次第，汚濁防止膜の設

東二は，海洋への放射性物質の置を開始する。

拡散抑制作業を，全て防潮堤内で実施するため記載不要。

また，放射性物質吸着材の設置作業と汚濁防止膜の設置作業を異なる要員で対応できる場合

東二は，対応可能要員が想定より多く確保できる場合は，重大は，並行して作業を実施することが可能である。

事故等対処設備である「汚濁防止膜の設置」を優先させることから，本記載は省略した。
1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順（1）初期対応における延焼防止処置
a. 化学消防自動車単独又は大型化学高所放水車等による泡消火
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合において,化学消1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順(1) 初期対応における延焼防止処置
ａ．化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による泡消火

相違理由④⑤

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合において，化学消防自動車単独，又は，化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び大型化学高所放水車によ防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）により初期対応における 相違理由④⑤

り初期対応における泡消火を行う手順を整備する。使用可能な淡水源がある場合は，防火水槽

泡消火を行う手順を整備する。水源は，消火栓（原水タンク）又は防火水槽を使用する。

東二は，海水取水箇所の地面から海水面までの落差が大きく，や消火栓（淡水タンク），使用可能な淡水がなければ海水を使用する。

ポンプ吸込み能力が不足する
ため海水の使用は想定しない。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑯と示す。
(a) 手順着手の判断基準
航空機燃料火災が発生した場合。
(b) 操作手順
化学消防自動車単独又は大型化学高所放水車等による泡消火を行う手順の概要は以下の(a) 手順着手の判断基準
航空機燃料火災が発生した場合。
(b) 操作手順
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による泡消火

17

相違理由④⑤

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

東海第二

備考

とおり。また，航空機燃料火災への対応の概要図を第 1.12.11 図に，タイムチャートを第を行う手順の概要は以下のとおり。また，初期対応における延焼防止処置の概要図を第 1.12

図の名称の相違

1.12.12 図に，水利の配置図を第 1.12.13 図に示す。

−9 図に，タイムチャートを第 1.12−10 図に，水利の配置図を第 1.12−11 図に示す。

相違理由⑥① 自衛消防隊の消防隊長は,発電所敷地内において航空機衝突による火災を確認した場① 自衛消防隊の現場指揮者は，発電所敷地内において航空機衝突による火災を確認した場

合，現場の火災状況及び安全を確保した後，初期消火に必要な設備の準備を開始する。

合，現場の火災状況及び安全を確保した後，初期消火に必要な設備の準備を開始する。

・周辺の状況（けが人の有無，モニタリングの状況）

・周辺の状況（けが人の有無，モニタリングの状況）

・消火の水源に，防火水槽や消火栓（淡水タンク）を使用する場合は，水量が確保され・消火の水源である防火水槽や消火栓（原水タンク）に，水量が確保され使用できるこ

使用できることを確認

とを確認

相違理由⑩

相違理由②⑯
使用する水源は淡水のみ
相違理由④・化学消防自動車単独による泡消火又は大型化学高所放水車による泡消火の実施判断

東二は，初期対応における設備

は，現場火災状況を基に自衛消防隊の消防隊長が自衛消防隊へ指示の選択は不要②自衛消防隊の消防隊長は，現場火災状況を緊急時対策本部へ報告する。

② 自衛消防隊の現場指揮者は，現場火災状況を災害対策本部長代理へ報告する。

・周辺の状況（けが人の有無，モニタリング実施結果）

・周辺の状況（けが人の有無，モニタリング実施結果）

・消火の水源・消火の水源

相違理由⑩

相違理由④

・化学消防自動車単独による泡消火又は大型化学高所放水車による泡消火の実施判断の結果③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に大型化学高所放水車，大容量送水車（原子炉建屋

東二は，初期対応における延焼放水設備用）による泡消火の開始及び必要により淡水貯水池から防火水槽への送水を指防止処置の実施判断を自衛消示する。

防隊の現場指揮者が判断するため，災害対策本部長代理（緊急時対策本部）からの指示は不
要。
相違理由④

④緊急時対策要員は，自衛消防隊が使用する大型化学高所放水車及び泡原液搬送車を現場まで運転する。

相違理由④⑤自衛消防隊は，緊急時対策要員から大型化学高所放水車及び泡原液搬送車を引き取る。
＜化学消防自動車単独での泡消火を選択した場合＞

相違理由②⑥自衛消防隊は，水源近傍に化学消防自動車を設置し，水利を確保する。

③ 自衛消防隊は，水源近傍に水槽付消防ポンプ自動車を設置し，水利を確保する。

⑦自衛消防隊は，初期消火活動場所へホースを敷設，接続及び準備作業を行う。

④ 自衛消防隊は，初期消火活動場所へ化学消防自動車を設置し，水槽付消防ポンプ自動 相違理由②
車から化学消防自動車へのホース敷設，接続及び準備作業を行う。

⑧自衛消防隊は，消火用水と泡消火薬剤を混合させて，化学消防自動車による泡消火を開始する。
⑨自衛消防隊は，適宜，泡消火薬剤備蓄車から，泡原液の補給を実施する。

⑤ 自衛消防隊は，消火用水と泡消火薬剤を混合させて，化学消防自動車による泡消火を開始する。
⑥ 自衛消防隊は，適宜，泡消火薬剤容器（消防車用）を運搬して泡消火薬剤の補給を実

相違理由⑤

施する。
相違理由④

＜大型化学高所放水車等による泡消火を選択した場合＞⑩自衛消防隊は，水源近傍に化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を設置し, 水利を確保する。
⑪自衛消防隊は，初期消火活動場所へホースを敷設するとともに大型化学高所放水車の中

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

東海第二

備考

継口へホースを接続する。
⑫自衛消防隊は，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車から取水し, 大型化学高所
放水車へ送水を開始する。
⑬自衛消防隊は, 大型化学高所放水車による泡消火を実施する。現場状況により化学消防
自動車からも泡消火又は延焼防止を実施する。（必要に応じて，緊急時対策要員を活用する。
）⑭自衛消防隊は，適宜，泡消火薬剤備蓄車から，泡原液の補給を実施する。（泡原液搬送車を接続することも可能である。）(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

上記の現場対応は，自衛消防隊 6 名及び緊急時対策要員 2 名の合計 8 名で対応する。化

上記の現場対応は，自衛消防隊 9 名で対応する。化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動

学消防自動車単独での泡消火を選択した場合，初期消火開始まで手順着手から約 35 分，大車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による初期消火開始まで手順着手から 20 分で対応する型化学高所放水車等による泡消火を選択した場合，初期消火開始まで手順着手から 55 分でこととしている。

相違理由④⑤⑩
車両移動時間の相違

対応することとしている。
（緊急時対策要員 2 名は，大型化学高所放水車，泡原液搬送車を運転し，自衛消防隊への引き渡し後，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置による航空機燃料火災への泡消火に向けた準備にとりかか
る。
）
相違理由④

なお, 大型化学高所放水車のテーブルは 360°旋回することが可能なため,火災現場の状況に応じて，最も効果的な方角から泡消火を実施する。
円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，照明，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，防護具，可搬型照明，通信連絡設備を整備す

相違理由②

る。
（2）航空機燃料火災への泡消火
a. 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置による航(2) 航空機燃料火災への泡消火
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び泡混 相違理由②⑤

空機燃料火災への泡消火合器による航空機燃料火災への泡消火

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合は,大容量送水車

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合は，可搬型代替注（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置により，海水を水源と水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び泡混合器により，海した航空機燃料火災への泡消火を行う手順を整備する。

水を水源とした航空機燃料火災への泡消火を行う手順を整備する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

航空機燃料火災が発生した場合。
(b) 操作手順

相違理由②⑤

航空機燃料火災が発生した場合(b) 操作手順

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置によ可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び泡る泡消火手順の概要は以下のとおり。また，航空機燃料火災への対応の概要図を第 1.12.11

混合器による泡消火手順の概要は以下のとおり。また，航空機燃料火災への対応の概要図を図に，タイムチャートを第 1.12.12 図に，水利の配置及び大容量送水車（原子炉建屋放水設

第 1.12−12 図に，タイムチャートを第 1.12−10 図に，水利の配置及び可搬型代替注水大型備用）及び放水砲による泡消火に関するホース敷設ルートを第 1.12.13 図に示す。

ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び泡混合器による泡消火に

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相違理由②⑤⑥

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備考

関するホース敷設ルートの例を第 1.12−13 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へ大容量送水車（原①

災害対策本部長代理は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員へ可搬型 相違理由②⑤⑩

子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置の設置開始を指示す

代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び泡混合る。

器の設置開始を指示する。

②緊急時対策要員は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）を取水箇所周辺に設置する。

② 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を取水箇所周辺に設置

相違理由②⑩する。
③緊急時対策要員は，ホースを取水ポンプに接続後，取水ポンプを取水箇所へ設置し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）吸込口にホースを接続する。

③ 重大事故等対応要員は，ホースを水中ポンプに接続後，水中ポンプを取水箇所へ設置
し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）吸込口にホースを接続する。

④緊急時対策要員は，放水砲を設置し，ホースの運搬，大容量送水車（原子炉建屋放水設④ 重大事故等対応要員は，放水砲を設置し，ホースの運搬，可搬型代替注水大型ポンプ備用），泡原液搬送車，泡原液混合装置から放水砲までホースを敷設し，放水砲にホー（放水用），泡消火薬剤容器（大型ポンプ用），泡混合器から放水砲までホースを敷設し，スを接続する。

放水砲にホースを接続する。

⑤緊急時対策要員は，放水砲にホースを接続後，放水砲噴射ノズルを火災発生箇所に向けて調整する。
⑥緊急時対策要員は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）送水ポンプを起動し，放水砲による消火を開始する。
⑦緊急時対策要員は，泡原液搬送車の弁操作を行い，泡消火を開始する。

相違理由②⑩⑤ 重大事故等対応要員は，放水砲にホースを接続後，放水砲噴射ノズルを火災発生箇所

相違理由②⑤⑩

相違理由⑩に向けて調整する。
⑥ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を起動し，放水砲によ 相違理由②⑩
る消火を開始する。
⑦ 重大事故等対応要員は，泡混合器を起動し，泡消火を開始する。

相違理由②⑩
設備の違いにより操作内容が異なる。

⑧緊急時対策要員は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の運転状態を継続監視し，⑧ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の運転状態を継続監視 相違理由②⑩⑫

定格負荷運転時における給油間隔を目安に燃料の給油（燃料を給油しない場合，大容量し，定格負荷運転時における給油間隔を目安に燃料の給油（燃料を給油しない場合，送水車（原子炉建屋放水設備用）は約 2 時間の運転が可能）を実施する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は約 3.5 時間の運転が可能）を実施する。

(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置によ可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び泡る泡消火は，準備段階では現場にて 8 名で実施する。手順着手から約 130 分（7 号炉の場

混合器による泡消火は，準備段階では現場にて 8 名で実施する。所要時間は，複数あるホー敷地の違いにより経路の記載，合，6 号炉の場合は約 160 分）で準備を完了することとしている。（ホース敷設距離が長く

ス敷設ルートのうち，設置距離が短くなる廃棄物処理建屋南側から原子炉建屋南側エリアへ

所要時間が異なる。

なる 5 号炉北側からのルートでホースを敷設した場合は，約 190 分で対応することとしてのルートを選択した場合は，手順着手から 145 分で準備を完了することとしている（ホースいる。
）

敷設距離が長くなる敷地南側の防潮堤沿いのルートでホースを敷設した場合は，210 分で対相違理由②⑤

応することとしている）。
放水段階では緊急時対策要員 5 名にて実施する。1％濃縮用泡消火剤を 4,000L 配備し，放水開始から約 25 分の泡消火が可能である。
泡消火剤は，放水流量（15,000L/min）の 1％濃度で自動注入となる。

放水段階では，重大事故等対応要員 5 名にて実施する。1％濃縮用泡消火薬剤を 5m３配備し， 相違理由②⑩
泡消火開始から約 20 分の泡消火が可能である。
３

泡消火薬剤は，放水流量（約 1,338m ／h）の 1％濃度で自動注入となる。

放水用ポンプの違いから放水流量が異なるため，泡消火薬剤の配備量及び泡消火時間（目安）も異なる。

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

円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，可搬型照明，通信連絡設備を整備すース等の取付けについては，速やかに作業ができるように大容量送水車（原子炉建屋放水設

る。ホース等の取付けについては，速やかに作業ができるように可搬型代替注水大型ポンプ

備用）の保管場所に使用工具及びホースを配備する。

（放水用）の保管場所に使用工具及びホースを配備する。

20

相違理由②

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備考

ｂ． 重大事故等時の対応手段の選択

b. 重大事故等時の対応手段の選択
航空機燃料火災への対応は，各消火手段に対して異なる要員で対応することから，準備完了

航空機燃料火災への対応は，各消火手段に対して異なる要員で対応することから，準備完了したものから泡消火を開始する。

したものから泡消火を開始する。
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤備蓄車又は大型化学高所放水車

化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）は，可搬型代替注 相違理由②④⑤

は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），泡原液搬送車，泡原液混合装置及び放水砲によ水大型ポンプ（放水用），泡消火薬剤容器（大型ポンプ用），泡混合器及び放水砲による泡消火を

る泡消火を開始するまでのアクセスルートを確保するための泡消火，要員の安全確保のための開始するまでのアクセスルートを確保するための泡消火，要員の安全確保のための泡消火，航空

泡消火，航空機燃料の飛散による延焼拡大防止のための広範囲の泡消火を行う。

機燃料の飛散による延焼拡大防止のための広範囲の泡消火を行う。

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），泡原液搬送車，泡原液混合装置及び放水砲による
3

泡消火は，航空機燃料火災を約 900m /h の流量で消火する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），泡消火薬剤容器（大型ポンプ用），泡混合器及び放水砲 相違理由②⑤
による泡消火は，航空機燃料火災を約 1,338m３／h の流量で消火する。
相違理由④

初期対応において，アクセスルートを確保するための泡消火，要員の安全確保のための泡消
火，航空機燃料の飛散による延焼拡大防止のための消火活動については，大型化学高所放水車
より車両の移動が容易で,機動性が高い化学消防自動車を優先する。
建屋等高所への消火活動を行える場合，大型化学高所放水車による泡消火を行う。
使用する水源について，化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車又は大型化学高所放水車
は，防火水槽，消火栓（淡水タンク）のうち，準備時間が短く，大容量である防火水槽を優先

使用する水源について，化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車は，防火水槽，消火栓（原相違理由②④⑯

水タンク）のうち，準備時間が短い消火栓（原水タンク）を優先する。

する。防火水槽，消火栓（淡水タンク）が使用できなければ海水を使用する。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），泡原液搬送車，泡原液混合装置及び放水砲による泡消火の水源は，大流量の放水であるため海水を使用する。
1.12.2.3 その他の手順項目にて考慮する手順
原子炉建屋トップベントに関する手順は「1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），泡消火薬剤容器（大型ポンプ用），泡混合器及び放水砲 相違理由②⑤
による泡消火の水源は，大流量の放水であるため海水を使用する。
1.12.2.3 その他の手順項目にて考慮する手順
原子炉建屋からの水素の排出に関する手順は，「2.

大規模な自然災害又は故意による大型航空 東二は，原子炉建屋からの水素機の衝突その他のテロリズムへの対応 別冊Ⅰ. 具体的対応の共通事項」にて整備する。

の排出には，ブローアウトパネ
ルを開放する運用としている。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
大容量送水車等の車両への燃料補給に関する手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順は，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）等の車両への燃料補給に関する手順は，「1.14
保に関する手順等」にて整備する。

21

電源の確

相違理由②

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東海第二第 1.12.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第1.12−1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順
対応手段，対応設備，手順書一覧（1／2）

対応手段，対応設備，手順書一覧
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

手順書

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
ホース
放水砲
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管
ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備※１

手順書

相違理由②④⑤⑦⑨

重大事故等対策要領

ガンマカメラサーモカメラ

自主対策設備

自主対策設備※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

22

重大事故等対策要領

放射性物質吸着材

電源の確保に関する手順等」にて整理する。

自主対策設備手順は「1.14

汚濁防止膜

重大事故等対処設備

多様なハザード対応手順「 初期対 応におけ る延焼 防止処
置」「航空機燃料火災への泡消火」

※1

対処設備

−

海洋への放射性物質の拡散抑制

重大事故等対処設備

初期対応における
延焼防止処置

化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車
泡消火薬剤備蓄車
大型化学高所放水車

重大事故等対処設備

航空機燃料火災への泡消火

大容量送水車（原子炉建屋放水設備
用）
ホース
放水砲
泡原液搬送車
泡原液混合装置
燃料補給設備 ※１

多様なハザード対応手順「放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制」「汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制」

対応
手段

重大事故等対処設備

自主対策設備海洋への放射性物質の拡散抑制

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災

放射性物質吸着材
汚濁防止膜
小型船舶（汚濁防止膜設置用）

多様なハザード対応手順「大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制」

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

大気への放射性物質の拡散抑制

ガンマカメラサーモカメラ分類

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

重大事故等対処設備

大気への放射性物質の拡散抑制

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

大容量送水車（原子炉建屋放水設備
用）
ホース
放水砲
燃料補給設備 ※1

−

−

備考

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東海第二

備考

第1.12−1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順
対応手段，対応設備，手順書一覧（2／2）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
ホース
放水砲
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
泡混合器
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管
ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備※１

手順書

重大事故等対処設備

航空機燃料火災への泡消火

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災

重大事故等対策要領−

化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車
泡消火薬剤容器（消防車用）
消火栓（原水タンク）
防火水槽

手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
消防法に基づく社内規程23

自主対策設備

初期対応における延焼防止処置

※1
※2

対応
手段

防火管理要領※２
重大事故等対策要領

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備考

第 1.12.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

第 1.12−2 表 重大事故等対処に係る監視計器
監視計器一覧（1／4）

監視計器一覧（1/3）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手順等(1) 大気への放射性物質の拡散抑制
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

相違理由②⑨判断基準

重大事故等の対応に
監視パラメータ（計器）手順書
必要となる監視項目
1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷時の手順等(1) 大気への放射性物質の拡散抑制
a. 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制
格納容器内雰囲気放射線レベル(a) (D/W)
「大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による大気へ
原子炉格納容器内の放射 格納容器内雰囲気放射線レベル(a) (S/C)
格納容器内雰囲気放射線レベル(b) (D/W)の放射性物質の拡散抑制」
線量率
格納容器内雰囲気放射線レベル(b) (S/C)
原子炉圧力容器内の温度 原子炉圧力容器温度
原子炉水位(広帯域)
原子炉圧力容器内の水位 原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量(RHR A 系代替注水流量)
復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量)
原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉圧力容器への注水 制御棒駆動系系統流量
残留熱除去系(a) 系統流量量
残留熱除去系(b) 系統流量
残留熱除去系(c) 系統流量
高圧炉心注水系(b) 系統流量
高圧炉心注水系(c) 系統流量
燃料プール水位低 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)
使用済燃料プールの監視 使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA 広域)
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量(RHR A 系代替注水流量)
復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量)
原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉圧力容器への注水 制御棒駆動系系統流量
残留熱除去系(a) 系統流量量
残留熱除去系(b) 系統流量
残留熱除去系(c) 系統流量
高圧炉心注水系(b) 系統流量
高圧炉心注水系(c) 系統流量
格納容器内圧力(D/W)
原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(S/C)
原子炉建屋内の水素濃度 原子炉建屋水素濃度
燃料プール水位低 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)
使用済燃料プールの監視 使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA 広域)
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
屋外の放射線量
モニタリング・ポスト

判断基準

重大事故等対策要領

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水
位

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

原子炉圧力容器への注
水量

高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
代替循環冷却系原子炉注水流量（可搬ライン用）
代替循環冷却系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量

使用済燃料プールの監視

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

原子炉格納容器への注
水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系格納容器下部注水流量

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度

使用済燃料プールの監視

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

原子炉建屋周辺の放射線量率モニタリング・ポスト
可搬型モニタリング・ポスト

操作

原子炉格納容器内の放
射線量率

操作

24

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備考

監視計器一覧（2／4）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手順等(1) 大気への放射性物質の拡散抑制
ｂ．ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質漏えい箇所の絞り込み

判断基準

重大事故等対策要領

操作25

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水
位

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

原子炉圧力容器への注
水量

高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
代替循環冷却系原子炉注水流量（可搬ライン用）
代替循環冷却系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量

使用済燃料プールの監視

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

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／4）

監視計器一覧（2/3）
重大事故等の対応に
監視パラメータ（計器）必要となる監視項目
1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷時の手順等(2) 海洋への放射性物質の拡散抑制
a.放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
格納容器内雰囲気放射線レベル(a) (D/W)
多様なハザード対応手順「放射性物質吸着材による海洋
原子炉格納容器内の放射 格納容器内雰囲気放射線レベル(a) (S/C)
格納容器内雰囲気放射線レベル(b) (D/W)
への放射性物質の拡散抑制」
線量率
格納容器内雰囲気放射線レベル(b) (S/C)
原子炉圧力容器内の温度 原子炉圧力容器温度
原子炉水位(広帯域)
原子炉圧力容器内の水位 原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量(RHR A 系代替注水流量)
復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量)
原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉圧力容器への注水 制御棒駆動系系統流量
残留熱除去系(a) 系統流量量
残留熱除去系(b) 系統流量
残留熱除去系(c) 系統流量
高圧炉心注水系(b) 系統流量
高圧炉心注水系(c) 系統流量
燃料プール水位低 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)
使用済燃料プールの監視 使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA 広域)
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
手順書

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手順等(2) 海洋への放射性物質の拡散抑制
ａ．汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制

判断基準

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水
位

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

原子炉圧力容器への注
水量

高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
代替循環冷却系原子炉注水流量（可搬ライン用）
代替循環冷却系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量

使用済燃料プールの監視

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

判断基準

操作

原子炉格納容器内の放射線量率

重大事故等対策要領−

操作

1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷時の手順等(2) 海洋への放射性物質の拡散抑制
b.汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
多様なハザード対応手順
格納容器内雰囲気放射線レベル(a) (D/W)
「汚濁防止膜による海洋への放原子炉格納容器内の放射 格納容器内雰囲気放射線レベル(a) (S/C)
射性物質の拡散抑制」
線量率
格納容器内雰囲気放射線レベル(b) (D/W)
格納容器内雰囲気放射線レベル(b) (S/C)
原子炉圧力容器内の温度 原子炉圧力容器温度
原子炉水位(広帯域)
原子炉圧力容器内の水位 原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA)
高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量(RHR A 系代替注水流量)
復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量)
原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉圧力容器への注水 制御棒駆動系系統流量量
残留熱除去系(a) 系統流量
残留熱除去系(b) 系統流量
残留熱除去系(c) 系統流量
高圧炉心注水系(b) 系統流量
高圧炉心注水系(c) 系統流量
燃料プール水位低 警報
使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)
使用済燃料プールの監視 使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA 広域)
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

判断基準
操作

−

26

−

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（4／4）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手順等(2) 海洋への放射性物質の拡散抑制
ｂ．放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制

判断基準

重大事故等対策要領

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水
位

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

原子炉圧力容器への注
水量

高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
代替循環冷却系原子炉注水流量（可搬ライン用）
代替循環冷却系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量

使用済燃料プールの監視

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

監視計器一覧（3/3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

操作

判断基準

1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順(1) 初動対応における延焼防止処置
a.化学消防自動車単独又は大型化学高所放水車等による泡消火
多様なハザード対応手順「初期対応における延焼防止処置」−

1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順(1) 初期対応における延焼防止処置
ａ．化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置−

防火管理要領

判断基準

操作

−

−

1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順(2) 航空機燃料火災への対応
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火

判断基準

判断基準

−

操作

重大事故等対策要領
1.12.2.2 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時の手順(2) 航空機燃料火災への泡消火
a.大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置による航空機燃料火災への泡消火
多様なハザード対応手順「航空機燃料火災への泡消火」

−

−

操作

操作

重大事故等対策要領−

27−

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

28

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由⑬

29

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

30

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

第 1.12.4 図 ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質の漏えい箇所の絞り込み手順の概略
図

相違理由⑬

第 1.12.5 図 ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質の漏えい箇所の絞り込み手順 タイム
チャート

31

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

32

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

東二は，汚濁防止膜の設置手順が複雑なので，補足説明用の概要図を作成した。

33

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由⑬

34

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由⑬

35

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

相違理由③

36

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

東二は，「初期対応における延焼防止処置」のみの概要図とした。

37

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

38

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

39

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

40

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二発電所
1.15 事故時の計装に関する手順等

1.15 事故時の計装に関する手順等
＜

＜

目 次 ＞

1.15.1 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(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

パラメータを計測する計器の故障時に発電用原子炉施設の状態を把握するための手段及び
設備

b.

目 次 ＞

1.15.1 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a.

備考

ａ．パラメータを計測する計器の故障時に発電用原子炉施設の状態を把握するための手段及び設
備

原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注ｂ．原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に発電用原子炉施設の状態

水量を監視するパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を把握するための手段及び設備を把握するための手段及び設備

c.

計測に必要な計器電源が喪失した場合の手段及び設備

ｃ．計測に必要な計器電源が喪失した場合の手段及び設備d.

重大事故等時のパラメータを記録する手段及び設備

ｄ．重大事故等時のパラメータを記録する手段及び設備

e.

手順等

ｅ．手順等

1.15.2 重大事故等時の手順等

1.15.2 重大事故等時の手順等

1.15.2.1 監視機能喪失

1.15.2.1 監視機能喪失(1) 計器の故障(1) 計器の故障(2) 計器の計測範囲(把握能力)を超えた場合(2) 計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合a.

代替パラメータによる推定

ａ．代替パラメータによる推定b.

可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視

ｂ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視

1.15.2.2 計測に必要な電源の喪失(1) 全交流動力電源喪失及び直流電源喪失

1.15.2.2 計測に必要な電源の喪失(1) 全交流動力電源喪失及び直流電源喪失

a.

所内蓄電式直流電源設備からの給電

ａ．所内常設直流電源設備又は常設代替直流電源設備からの給電対処設備の相違b.

常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電

ｂ．常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電

以降，同様の相違理由によるもc.

可搬型直流電源設備又は直流給電車からの給電

ｃ．可搬型代替直流電源設備からの給電のは相違理由①と示す。

d.

可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視ｄ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視e.

重大事故等時の対応手段の選択

ｅ．重大事故等時の対応手段の選択

1.15.3 重大事故等時のパラメータを記録する手順

1.15.3 重大事故等時のパラメータを記録する手順

1.15.4 その他の手順項目にて考慮する手順

1.15.4 その他の手順項目にて考慮する手順

1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.15 事故時の計装に関する手順等【要求事項】

東海第二発電所
1.15 事故時の計装に関する手順等【要求事項】

発電用原子炉設置者において、重大事故等が発生し、計測機器（非常用のものを含む。）

発電用原子炉設置者において、重大事故等が発生し、計測機器（非常用のものを含む。）の故障により当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測の故障により当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示さ握するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

れていること。

【解釈】

【解釈】

１

１

「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測すること「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合においても当該パラメータを推定するために有効な情報を把握するが困難となった場合においても当該パラメータを推定するために有効な情報を把握するために必要な手順等」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ために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。なお、「当該重大事故等に対処するために監視することが置を行うための手順等をいう。なお、「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ」とは、事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止

必要なパラメータ」とは、事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を意味する。

対策を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を意味する。

ａ）設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態の把握能力を明確化するこａ）設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態の把握能力を明確化すること。
（最高計測可能温度等）
ｂ）発電用原子炉施設の状態の把握能力（最高計測可能温度等）を超えた場合の発電用原と。（最高計測可能温度等）
ｂ）発電用原子炉施設の状態の把握能力（最高計測可能温度等）を超えた場合の発電用原子炉施設の状態を推定すること。

子炉施設の状態を推定すること。

ⅰ）原子炉圧力容器内の温度、圧力及び水位を推定すること。

ⅰ）原子炉圧力容器内の温度、圧力及び水位を推定すること。

ⅱ）原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を推定すること。

ⅱ）原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を推定すること。

ⅲ）推定するために必要なパラメータについて、複数のパラメータの中から確からしⅲ）推定するために必要なパラメータについて、複数のパラメータの中から確からしさを考慮し、優先順位を定めておくこと。
ｃ）原子炉格納容器内の温度、圧力、水位、水素濃度及び放射線量率など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計測又は監視及び記録ができること。
ｄ）直流電源喪失時に、特に重要なパラメータを計測又は監視を行う手順等（テスター又は換算表等）を整備すること。
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障等により，当該重大事故等に対処さを考慮し、優先順位を定めておくこと。
ｃ）原子炉格納容器内の温度、圧力、水位、水素濃度及び放射線量率など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計測又は監視及び記録ができること。
ｄ）直流電源喪失時に、特に重要なパラメータを計測又は監視を行う手順等（テスター又は換算表等）を整備すること。
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障等により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合に，当該パラメータ するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合に，当該パラメータの推定に有効な情報を把握するため，計器の故障（検出器の測定値不良，ケーブルの断線等）時の対 の推定に有効な情報を把握するため，計器の故障（検出器の測定値不良，ケーブルの断線等）時の対応，計器の計測範囲を超えた場合への対応，計器電源の喪失時の対応，計測結果を記録する手順等を 応，計器の計測範囲を超えた場合への対応，計器電源の喪失時の対応，計測結果を記録する手順等を
整備する。

整備する。

2

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二発電所

備考

1.15.1 対応手段と設備の選定

1.15.1 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
重大事故等時において，炉心損傷防止対策，格納容器破損防止対策等を実施するため，発電用重大事故等時において，炉心損傷防止対策，格納容器破損防止対策等を実施するため，発電用原子炉施設の状態を把握することが重要である。当該重大事故等に対処するために監視すること

原子炉施設の状態を把握することが重要である。当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを，技術的能力に係る審査基準（以下「審査基準」という。）1.1〜1.15の手が必要なパラメータを，技術的能力に係る審査基準（以下「審査基準」という。）1.1〜1.15 の手

順着手の判断基準及び操作手順に用いられるパラメータ並びに有効性評価の判断及び確認に用順着手の判断基準及び操作手順に用いられるパラメータ並びに有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータを抽出する（以下「抽出パラメータ」という。）。

いるパラメータを抽出する（以下「抽出パラメータ」という。）。

なお，審査基準1.16〜1.19 の手順着手の判断基準及び操作手順に用いられるパラメータにつなお，審査基準1.16〜1.19の手順着手の判断基準及び操作手順に用いられるパラメータについいては，炉心損傷防止対策，格納容器破損防止対策等を成功させるための手順ではないため，各々ては，炉心損傷防止対策，格納容器破損防止対策等を成功させるための手順ではないため，各々の手順において整理する。

の手順において整理する。

抽出パラメータのうち，当該重大事故等の炉心損傷防止対策，格納容器破損防止対策等を成功※1抽出パラメータのうち，当該重大事故等の炉心損傷防止対策，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 （以下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※１（以下「主要パラメータ」という。）及び主要パラメータを計測するための重大事故等対処設備を選定「主要パラメータ」という。）及び主要パラメータを計測するための重大事故等対処設備を選定

する。

する。

※1：原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水※1：原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び放射線量率，未臨界の維持又は量，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び放射線量率，未臨界の維持又は監視，最終ヒートシンクの確保，格納容器バイパスの監視，水源の確保，原子炉建屋内の監視，最終ヒートシンクの確保，格納容器バイパスの監視，水源の確保，原子炉建屋内の水素濃度,原子炉格納容器内の酸素濃度，使用済燃料プールの監視。

水素濃度，原子炉格納容器内の酸素濃度，使用済燃料プールの監視。

また，計器の故障，計器の計測範囲（把握能力）の超過及び計器電源喪失により，主要パラメ

また，計器の故障，計器の計測範囲（把握能力）の超過及び計器電源喪失により，主要パラメータを計測することが困難となった場合において，主要パラメータの推定に必要なパラメータータを計測することが困難となった場合において，主要パラメータの推定に必要なパラメータ（以下「代替パラメータ」という。）を用いて対応する手段を整備し，重大事故等対処設備を選（以下「代替パラメータ」という。）を用いて対応する手段を整備し，重大事故等対処設備を選定する（第1.15.1 図，第1.15.2 図）（以下「機能喪失原因対策分析」という。）。

定する（第 1.15−1 図，第 1.15−2 図）（以下「機能喪失原因対策分析」という。）。

図表付番の相違
以降，同様の相違理由によるものは相違理由②と示す。

さらに，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等，想定される重大事

さらに，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等，想定される重大事

故等の対応に必要となるパラメータの記録手順及びそのために必要となる重大事故等対処設備

故等の対応に必要となるパラメータの記録手順及びそのために必要となる重大事故等対処設備を選定する。抽出パラメータのうち，発電用原子炉施設の状態を直接監視することができないパを選定する。抽出パラメータのうち，発電用原子炉施設の状態を直接監視することができないパラメータについては，電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備のラメータについては，電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態により発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータ（以下「補助パラメータ」

運転状態により発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータ（以下「補助パラメータ」という。）に分類し，第1.15.4 表に整理する。なお，重大事故等対処設備の運転・動作状態を表という。）に分類し，第 1.15−4 表に整理する。なお，重大事故等対処設備の運転・動作状態を 相違理由②

示する設備（ランプ表示灯等）については，各条文の設置許可基準規則第四十三条への適合状況表示する設備（ランプ表示灯等）については，各条文の設置許可基準規則第四十三条への適合状のうち，(2)操作性（設置許可基準規則第四十三条第一項二）にて，適合性を整理する。

況のうち，(2)操作性（設置許可基準規則第四十三条第一項二）にて，適合性を整理する。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※2を選定する。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※２を選定する。

3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）※2

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東海第二発電所※2

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

効な設備。

効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，審査基準だけでなく，設置許可基準規則第五十八条及び選定した重大事故等対処設備により，審査基準だけでなく，設置許可基準規則第五十八条及び技術基準規則第七十三条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されて技術基準規則第七十三条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていいることを確認するとともに自主対策設備との関係を明確にする。

ることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

主要パラメータは以下のとおり分類する。
・重要監視パラメータ
主要パラメータのうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも1 つ以上有するパラメータをいう。
・有効監視パラメータ

主要パラメータは以下のとおり分類する。
・重要監視パラメータ
主要パラメータのうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも 1 つ以上有するパラメータをいう。
・有効監視パラメータ

主要パラメータのうち，自主対策設備の計器のみで計測されるが，計測することが困難と

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

で計測されるパラメータをいう。

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

備考

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

東二では以下としている。
有効監視パラメータ：主要パラメータでＳＡ設備としての要求を満足しないもの。
常用代替監視パラメータ：代替
パラメータでＳＡ設備としての要求を満足しないもの。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由③と示す。

また，主要パラメータ及び代替パラメータを計測する設備を以下のとおり分類する。

また，主要パラメータ及び代替パラメータを計測する設備を以下のとおり分類する。

主要パラメータを計測する計器は以下のとおり。

主要パラメータを計測する計器は以下のとおり。

・重要計器
重要監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設
備として位置付ける計器をいう。
・常用計器

・重要計器
重要監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設
備として位置付ける計器をいう。
・常用計器

4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二発電所

主要パラメータを計測する計器のうち，重要計器以外の自主対策設備の計器をいう。
代替パラメータを計測する計器は以下のとおり。

備考

主要パラメータを計測する計器のうち，重要計器以外の自主対策設備の計器をいう。
代替パラメータを計測する計器は以下のとおり。

・重要代替計器・重要代替計器

重要代替監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備として位置付ける計器をいう。

重要代替監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備として位置付ける計器をいう。

・常用代替計器・常用代替計器代替パラメータを計測する計器のうち，重要代替計器以外の自主対策設備の計器をいう。

代替パラメータを計測する計器のうち，重要代替計器以外の自主対策設備の計器をいう。

なお，主要パラメータが重大事故等対処設備で計測できず，かつその代替パラメータも重大事

なお，主要パラメータが重大事故等対処設備で計測できず，かつその代替パラメータも重大事

故等対処設備で計測できない場合は，重大事故等時に発電用原子炉施設の状況を把握するため，

故等対処設備で計測できない場合は，重大事故等時に発電用原子炉施設の状況を把握するため，

主要パラメータを計測する計器の１つを重大事故等対処設備としての要求を満たした計器へ変

主要パラメータを計測する計器の１つを重大事故等対処設備としての要求を満たした計器へ変

更する。

更する。

以上の分類により抽出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第1.15.2表に以上の分類により抽出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第 1.15−2 表に示す。あわせて，設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握する能力を明確示す。あわせて，設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握する能力を明確化するために，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測範囲，個数，耐震性及び化するために，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測範囲，個数，耐震性及び非常用電源からの給電の有無についても整理する。

非常用電源からの給電の有無についても整理する。

整理した結果を踏まえ，原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び整理した結果を踏まえ，原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータの値が計測範囲を超えた場合，発電用原子炉施

原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータの値が計測範囲を超えた場合，発電用原子炉施設の状態を推定するための手段を整備する。

設の状態を推定するための手段を整備する。

重大事故等の対処に必要なパラメータを計測又は監視し，記録する手順等を整備する。
(2) 対応手段と設備の選定の結果

相違理由②

重大事故等の対処に必要なパラメータを計測又は監視し，記録する手順等を整備する。
(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，監視機能の喪失として計器故障及び計器の計測範囲（把握能力）

機能喪失原因対策分析の結果，監視機能の喪失として計器故障及び計器の計測範囲（把握能力）を超過した場合を想定する。また，全交流動力電源喪失及び直流電源喪失による計器電源の喪失を超過した場合を想定する。また，全交流動力電源喪失及び直流電源喪失による計器電源の喪失を想定する。

を想定する。

a.

ａ．パラメータを計測する計器の故障時に発電用原子炉施設の状態を把握するための手段及び設パラメータを計測する計器の故障時に発電用原子炉施設の状態を把握するための手段及び備

設備(a) 対応手段(a) 対応手段

重大事故等の対処時に主要パラメータを計測する計器が故障した場合，発電用原子炉施設※3

重大事故等の対処時に主要パラメータを計測する計器が故障した場合，発電用原子炉施設の状態を把握するため，多重化された計器の他チャンネル の計器により計測する手段及びの状態を把握するため，多重化された計器の他チャンネル※３の計器により計測する手段及び代替パラメータを計測する計器により当該パラメータを推定する手段がある（第1.15.3表）。

代替パラメータを計測する計器により当該パラメータを推定する手段がある（第 1.15−3
表）。

5

相違理由②

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

東海第二発電所※3 チャンネル：単一故障を想定しても，パラメータの監視機能が喪失しないように，1※3 チャンネル：単一故障を想定しても，パラメータの監視機能が喪失しないように，1つのパラメータを測定原理が同じである複数の計器で監視しており，

つのパラメータを測定原理が同じである複数の計器で監視しており，多重化された監視機能のうち，検出器から指示部までの最小単位をチ

多重化された監視機能のうち，検出器から指示部までの最小単位をチャンネルと呼ぶ。

ャンネルと呼ぶ。

他チャンネルによる計測に使用する計器は以下のとおり。

他チャンネルによる計測に使用する計器は以下のとおり。

・主要パラメータの他チャンネルの重要計器

・主要パラメータの他チャンネルの重要計器

・主要パラメータの他チャンネルの常用計器・主要パラメータの他チャンネルの常用計器

代替パラメータを計測する計器は以下のとおり。

代替パラメータを計測する計器は以下のとおり。

・重要代替計器・重要代替計器・常用代替計器・常用代替計器(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

機能喪失原因対策分析の結果により選定した，主要パラメータを計測する計器の故障時に機能喪失原因対策分析の結果により選定した，主要パラメータを計測する計器の故障時に発電用原子炉施設の状態を把握するための設備のうち，当該パラメータの他チャンネルの重発電用原子炉施設の状態を把握するための設備のうち，当該パラメータの他チャンネルの重

要計器は重大事故等対処設備として位置付ける。代替パラメータによる推定に使用する設備

要計器は重大事故等対処設備として位置付ける。代替パラメータによる推定に使用する設備のうち，重要代替計器は重大事故等対処設備として位置付ける。

のうち，重要代替計器は重大事故等対処設備として位置付ける。

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

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

以上の重大事故等対処設備により，主要パラメータを把握することができる。また，以下以上の重大事故等対処設備により，主要パラメータを把握することができる。また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

置付ける。あわせて，その理由を示す。

・主要パラメータの他チャンネルの常用計器及び常用代替計器

・主要パラメータの他チャンネルの常用計器及び常用代替計器
耐震性又は耐環境性はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握する

耐震性又は耐環境性はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能なことから代替手段として有効である。
b.

ことが可能なことから代替手段として有効である。

原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注ｂ．原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に発電用原子炉施設の状態

水量を監視するパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を把握するための手段及び設備を把握するための手段及び設備(a) 対応手段

備考(a) 対応手段

重大事故等の対処時に当該パラメータが計測範囲を超えた場合は，発電用原子炉施設の状

重大事故等の対処時に当該パラメータが計測範囲を超えた場合は，発電用原子炉施設の状態を把握するため，代替パラメータを計測する計器により必要とするパラメータの値を推定

態を把握するため，代替パラメータを計測する計器により必要とするパラメータの値を推定する手段及び可搬型の計測器により計測する手段がある。

する手段及び可搬型の計測器（可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度， 東二は可搬型計測器を温度計
圧力，水位及び流量（注水量）計測用）及び可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納測機能付きとその機能を有さ容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）（以下「可搬型計測器」という。））により計ない 2 種類あるため仕様毎に記

6

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

東海第二発電所
測する手段がある。

載。先行ＢＷＲは温度計測機能

代替パラメータによる推定に使用する設備は以下のとおり。

代替パラメータによる推定に使用する設備は以下のとおり。

付き 1 種類のため仕様毎の記載

・重要代替計器・重要代替計器がない。

・常用代替計器・常用代替計器

可搬型の計器による計測に使用する設備は以下のとおり。

可搬型の計測器による計測に使用する設備は以下のとおり。

・可搬型計測器

・可搬型計測器(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

機能喪失原因対策分析の結果により選定した，主要パラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に，発電用原子炉施設の状態を把握するための設備のうち，重要代替計器及び可搬えた場合に，発電用原子炉施設の状態を把握するための設備のうち，重要代替計器及び可搬型計測器は重大事故等対処設備として位置付ける。

型計測器は重大事故等対処設備として位置付ける。

る。

記載の適正化(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

機能喪失原因対策分析の結果により選定した，主要パラメータの値が計器の計測範囲を超

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

以上の重大事故等対処設備により，当該パラメータを把握することができる。また，以下以上の重大事故等対処設備により，当該パラメータを把握することができる。また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設備として位の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

置付ける。あわせて，その理由を示す。

・常用代替計器・常用代替計器

耐震性又は耐環境性はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能なことから代替手段として有効である。
c.

備考

計測に必要な計器電源が喪失した場合の手段及び設備(a) 対応手段

耐震性又は耐環境性はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能なことから代替手段として有効である。
ｃ．計測に必要な計器電源が喪失した場合の手段及び設備(a) 対応手段監視する計器に供給する電源（以下「計器電源」という。）が喪失し，監視機能が喪失し監視する計器に供給する電源（以下「計器電源」という。
）が喪失し，監視機能が喪失した

た場合に，代替電源（交流，直流）から給電し，当該パラメータの計器により計測又は監視場合に，代替電源（交流，直流）から給電し，当該パラメータの計器により計測又は監視すする手段がある。

る手段がある。

また，計器電源が喪失した場合に，電源（乾電池）を内蔵した可搬型の計測器を用いて計測又は監視する手段がある。計器の電源構成図を第1.15.4図に示す。
代替電源（交流）からの給電に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，計器電源が喪失した場合に，電源（乾電池）を内蔵した可搬型の計測器を用いて計測又は監視する手段がある。計器の電源構成図を第 1.15−4 図に示す。
代替電源（交流）からの給電に使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
代替電源（直流）からの給電に使用する設備は以下のとおり。
・所内蓄電式直流電源設備
・可搬型直流電源設備

相違理由②

相違理由①
・可搬型代替交流電源設備
代替電源（直流）からの給電に使用する設備は以下のとおり。
・所内常設直流電源設備

相違理由①

・常設代替直流電源設備

相違理由①

・可搬型代替直流電源設備

相違理由①・直流給電車及び可搬型代替交流電源設備

相違理由①

7

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可搬型の計測器による計測又は監視する設備は以下のとおり。
・可搬型計測器(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二発電所
可搬型の計測器による計測又は監視に使用する設備は以下のとおり。
・可搬型計測器(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

機能喪失原因対策分析の結果により選定した，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電機能喪失原因対策分析の結果により選定した，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電

源設備，所内蓄電式直流電源設備，可搬型直流電源設備，可搬型計測器は，重大事故等対処

源設備，所内常設直流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，可搬型設備として位置付ける。

計測器は，重大事故等対処設備として位置付ける。

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

備考

相違理由①

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

以上の重大事故等対処設備により，主要パラメータを把握することができる。また以下の以上の重大事故等対処設備により，主要パラメータを把握することができる。

東二は計器電源喪失時の対応

設備は，プラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設備として位手段として自主対策設備を設置付ける。あわせて，その理由を示す。

定していないため，それに相当

・第二代替交流電源設備する記載がない。

耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要となるパラメータの監視が可能となることから代替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，給電可能であれば重大事故等の対処に必要となるパラメータの監視が可能となることから代替手段として有効である。
d.

重大事故等時のパラメータを記録する手段及び設備(a) 対応手段

ｄ．重大事故等時のパラメータを記録する手段及び設備(a) 対応手段

重大事故等時において，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等，重大事故等時において，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等，想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメー

想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメー

タを記録する手段がある。

タを記録する手段がある。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを記録する設備は以下のとおり。
・安全パラメータ表示システム（SPDS）
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，データ伝送装置，緊急時対策支援システム
伝送装置及びSPDS表示装置により構成される。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを記録する設備は以下のとおり。
・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，データ伝送装置，緊急時対策支援システ
ム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置により構成される。

設備名称の相違
以降，同様の相違理由によるものは相違理由④と示す。

・データ表示装置

東二はＭＣＲで監視するデー
タ表示装置を重大事故等対処
設備に位置付けて使用するため。

8

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東海第二発電所

備考以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑤と示す。

また，重大事故等時の有効監視パラメータが使用できる場合は，パラメータを記録する手段がある。

また，重大事故等時の有効監視パラメータ及び常用代替監視パラメータが使用できる場合

相違理由③

は，パラメータを記録する手段がある。

有効監視パラメータを記録する設備は以下のとおり。

有効監視パラメータ及び常用代替監視パラメータを記録する設備は以下のとおり。

相違理由③

・安全パラメータ表示システム（SPDS）

・プロセス計算機

先行ＢＷＲは重要監視パラメ

・記録計ータ及び重要代替監視パラメータに加え，有効監視パラメー
タもＳＰＤＳへ記録可能。東二は有効監視パラメータ及び常用代替監視パラメータの記録
は既設の左記機器にて記録手段を確保。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑥と示す。

なお，その他の記録として，警報発生及びプラントトリップ状態を記録する手段がある。

なお，その他の記録として，警報発生及びプラントトリップ状態を記録する手段がある。

その他のパラメータを記録する設備は以下のとおり。

その他のパラメータを記録する設備は以下のとおり。

・プロセス計算機・プロセス計算機

重要監視パラメータは，原則，安全パラメータ表示システム（SPDS）へ記録するが，監視重要監視パラメータは，原則，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）へ記録するが， 東二は現場測定する計器がなが必要な時に現場に設置する計器，複数の計測結果を使用し計算により推定する監視パラメ

可搬型計測器により測定したパラメータの値，複数の計測結果を使用し計算により推定する

く，可搬型計測器もＭＣＲで測ータ（計測結果を含む）の値は，記録用紙に記録する手順を整備する。

監視パラメータ（計測結果を含む）の値は，記録用紙に記録する手順を整備する。

定可能なため。

(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを記録する設備である安全パラメータ
表示システム（SPDS）は，重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを記録する設備である安全パラメータ
表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ表示装置は，重大事故等対処設備として位置付ける。 相違理由⑤
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

以上の重大事故等対処設備により，重要な監視パラメータを記録することができる。また，以上の重大事故等対処設備により，重要な監視パラメータを記録することができる。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,自主対策設備と以下の設備は，プラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

して位置付ける。あわせて，その理由を示す。

・プロセス計算機・プロセス計算機
・記録計

9

相違理由⑥

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耐震性を有していないが，設備が健全である場合は重大事故等の対処に必要となる監視パラメータの記録が可能なことから代替手段として有効である。
e.

手順等

東海第二発電所
耐震性を有していないが，設備が健全である場合は重大事故等の対処に必要となる監視パラメータの記録が可能なことから代替手段として有効である。
ｅ．手 順 等

上記の「a. パラメータを計測する計器の故障時に発電用原子炉施設の状態を把握するため

上記の「ａ．パラメータを計測する計器の故障時に発電用原子炉施設の状態を把握するための手段及び設備」，「b. 原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及の手段及び設備」，「ｂ．原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に発び原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を把握するための手段及び設備」，「c. 計測に必要な計器電源が喪失

電用原子炉施設の状態を把握するための手段及び設備」，「ｃ．計測に必要な計器電源が喪失した場合の手段及び設備」及び「d. 重大事故等時のパラメータを記録する手段及び設備」にした場合の手段及び設備」及び「ｄ．重大事故等時のパラメータを記録する手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

より選定した対応手段に係る手順を整備する。

これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事故時運転操作手順書(徴候ベース)，AM 設備別操作手順書及びアクシデントマネジメントの手引きに定める(第1.15.1 表)。

備考

これらの手順は，運転員等※４，重大事故等対応要員及び災害対策要員の対応として「非常時

東二は運転員等を「技術的能力

運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）」，「ＡＭ設備別操作 1.0
手順書」及び「重大事故等対策要領」に定める（第 1.15−1 表）。

重大事故対策における共通事項（添付資料 1.0.10 重大事故等発生時の体制について）」より，当直運転員と重大事
故等対応要員のうち運転操作対応要員が重大事故等の対応に当たることとしているため。
その他に重大事故等対応要員
はＳＰＤＳの記録保存の操作に，災害対策要員を可搬型計測器による計測対応に設定している。
対応手順書名の相違
相違理由②※4 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

10

運転員等の定義を追記。

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東海第二発電所

1.15.2 重大事故等時の手順等

1.15.2 重大事故等時の手順等

1.15.2.1 監視機能喪失

1.15.2.1 監視機能喪失(1) 計器の故障
主要パラメータを計測する計器が，故障により計測することが困難となった場合，当該パラメ(1) 計器の故障
主要パラメータを計測する計器が，故障により計測することが困難となった場合，当該パラメータを推定する手段を整備する(第1.15.3 表)。

ータを推定する手段を整備する（第 1.15−3 表）。

a.

ａ．手順着手の判断基準

手順着手の判断基準
重大事故等に対処するために発電用原子炉施設の状態を把握するために必要な重要監視パ
ラメータを計測する重要計器が故障した場合※１。
※1：重要計器の指示値に，以下のような変化があった場合b.

ラメータを計測する重要計器が故障した場合※１。
※1：重要計器の指示値に，以下のような変化があった場合
・通常時や事故時に想定される値から，大きな変動がある場合・複数ある計器については，それぞれの指示値の差が大きい場合・複数ある計器については，それぞれの指示値の差が大きい場合

・計器信号の喪失に伴い，指示値が計測範囲外にある場合

・計器信号の喪失に伴い，指示値が計測範囲外にある場合

・計器電源の喪失に伴い，指示値の表示が消滅した場合

・計器電源の喪失に伴い，指示値の表示が消滅した場合

計器の故障の判断及び対応手順は，以下のとおり。

ｂ．操作手順計器の故障の判断及び対応手順は，以下のとおり。

①運転員は，発電用原子炉施設の状態を把握するために必要な重要監視パラメータについ①運転員等は，発電用原子炉施設の状態を把握するために必要な重要監視パラメータにつ体制の違いに起因する記載のて，他チャンネルの重要計器がある場合には，当該計器により当該パラメータを計測す

いて，他チャンネルの重要計器がある場合には，当該計器により当該パラメータを計測

相違はあるが，実態として記載

る。

する。

内容に違いはない。

また，当該パラメータの常用計器が監視可能であれば確認に使用する。

また，当該パラメータの常用計器が監視可能であれば確認に使用する。

以降，同様の相違理由によるも②運転員は，読み取った指示値が正常であることを，計測範囲内にあること及びプラント②運転員等は，読み取った指示値が正常であることを，計測範囲内にあること及びプラン状況によりあらかじめ推定される値との間に大きな差異がないことより確認する。

ト状況によりあらかじめ推定される値との間に大きな差異がないことより確認する。

③当該パラメータが計測範囲外，又はプラント状況によりあらかじめ推定される値との間③当該パラメータが計測範囲外，又はプラント状況によりあらかじめ推定される値との間に大きな差異がある場合には，当直副長は，あらかじめ選定した重要代替監視パラメーに大きな差異がある場合には，発電長は，あらかじめ選定した重要代替監視パラメータ

タの計測を運転員に指示する。

の計測を運転員等に指示する。

④運転員は，読み取った指示値を当直副長に報告する。なお，常用代替計器が使用可能であれば，併せて確認する。
⑤当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ重要代替監視パラメータの指示値から主要パラメータの推定を依頼する。

④運転員等は，読み取った指示値を発電長に報告する。なお，常用代替計器が使用可能であれば，併せて確認する。
⑤発電長は，災害対策本部長代理へ重要代替監視パラメータの指示値から主要パラメータの推定を依頼する。
⑥災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に重要代替監視パラメータの値から主要パ
ラメータの推定を指示する。
⑦重大事故等対応要員は，主要パラメータの推定結果を災害対策本部長代理へ報告する。

⑥緊急時対策本部は，当直長に主要パラメータの推定結果を報告する。
c.

相違理由②

重大事故等に対処するために発電用原子炉施設の状態を把握するために必要な重要監視パ

・通常時や事故時に想定される値から，大きな変動がある場合

操作手順

備考

操作の成立性⑧災害対策本部長代理は，発電長に主要パラメータの推定結果を報告する。
ｃ．操作の成立性

11のは相違理由⑧と示す。
（以下，体制に係る箇所は同様のため記載を省略）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
上記の計測及び推定は，中央制御室運転員１名で対応が可能である。

東海第二発電所
上記の計測及び推定は，運転員等（当直運転員）１名，重大事故等対応要員 1 名で対応が可能である。

速やかに作業ができるように，推定手順を整備する。

速やかに作業ができるように，推定手順を整備する。

備考
相違理由⑧，東二は運転員等（当直運転員）に加え，パラメ
ータを推定する重大事故等対応要員を記載。

d.

代替パラメータでの推定方法
主要パラメータを計測する計器の故障により，主要パラメータの監視機能が喪失した場合
は，代替パラメータによる推定を行う。

ｄ．代替パラメータでの推定方法
主要パラメータを計測する計器の故障により，主要パラメータの監視機能が喪失した場合
は，代替パラメータによる推定を行う。

計器が故障するまでの発電用原子炉施設の状態及び事象進展状況を踏まえ，関連するパラメ

計器が故障するまでの発電用原子炉施設の状態及び事象進展状況を踏まえ，関連するパラメータを複数確認し，得られた情報の中から有効な情報を評価することで，発電用原子炉施設のータを複数確認し，得られた情報の中から有効な情報を評価することで，発電用原子炉施設の状態を把握する。

状態を把握する。

推定に当たっては，使用する計器が複数ある場合，代替パラメータと主要パラメータの関連推定に当たっては，使用する計器が複数ある場合，代替パラメータと主要パラメータの関連性，検出器の種類，使用環境条件等，以下に示す事項及び計測される値の不確かさを考慮し，性，検出器の種類，使用環境条件等，以下に示す事項及び計測される値の不確かさを考慮し，使用するパラメータの優先順位をあらかじめ定める。

使用するパラメータの優先順位をあらかじめ定める。

・基準配管に水を満たした構造の計器で計測するパラメータについては，急激な原子炉減圧・基準配管に水を満たした構造の計器で計測するパラメータについては，急激な原子炉減圧等により基準配管の水が蒸発し，不確かな指示を示すことがある。そのような状態が想定

等により基準配管の水が蒸発し，不確かな指示を示すことがある。そのような状態が想定される場合は，関連するパラメータを複数確認しパラメータを推定する。なお，原子炉水される場合は，関連するパラメータを複数確認しパラメータを推定する。なお，原子炉水位及び原子炉圧力を除き，基準配管の水位変動に起因する不確かさを考慮する必要はな

位及び原子炉圧力を除き，基準配管の水位変動に起因する不確かさを考慮する必要はな

い。

い。

・常用代替計器が監視機能を維持している場合，重大事故等の対処に有効な情報を得ること

・常用代替計器が監視機能を維持している場合，重大事故等の対処に有効な情報を得ることができる。ただし，環境条件や不確かさを考慮し，重要計器又は重要代替計器で測定されができる。ただし，環境条件や不確かさを考慮し，重要計器又は重要代替計器で測定されるパラメータの値との差異を評価し，パラメータの値，信頼性を考慮した上で使用する。

るパラメータの値との差異を評価し，パラメータの値，信頼性を考慮した上で使用する。

・重大事故等時に最も設置雰囲気の環境が厳しくなるのは，炉心損傷及び原子炉圧力容器が・重大事故等時に最も設置雰囲気の環境が厳しくなるのは，炉心損傷及び原子炉圧力容器が破損した状況であるため，原子炉格納容器内の圧力，温度，放射線量率等が厳しい環境下破損した状況であるため，原子炉格納容器内の圧力，温度，放射線量率等が厳しい環境下においても，その監視機能を維持できる重要代替計器を優先して使用する。また，重大事においても，その監視機能を維持できる重要代替計器を優先して使用する。また，重大事

故等発生時と校正時の状態変化による影響を考慮する。

故等発生時と校正時の状態変化による影響を考慮する。

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

び事象進展状況を踏まえ，複数の関連パラメータを確認し，有効な情報を得た上で推定する。

る。

・推定に当たっては，代替パラメータの誤差による影響を考慮する。

・推定に当たっては，代替パラメータの誤差による影響を考慮する。

12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
代替パラメータによる主要パラメータの推定ケースは以下のとおりであり，具体的な推定方法については，第1.15.3表に整理する。
・同一物理量（温度，圧力，水位，放射線量率，水素濃度及び中性子束）により推定するケース

東海第二発電所

備考

代替パラメータによる主要パラメータの推定ケースは以下のとおりであり，具体的な推定方法については，第 1.15−3 表に整理する。

相違理由②

・同一物理量（温度，圧力，水位，流量，放射線量率，水素濃度及び中性子束）により推定

東二は同一物理量に「流量」をするケース

・水位を注水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力により推定するケース

・水位を注水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力により推定するケース

・流量を注水源又は注水先の水位変化を監視することにより推定するケース

・流量を注水源又は注水先の水位変化を監視することにより推定するケース

・除熱状態を温度，圧力，流量等の傾向監視により推定するケース

・除熱状態を温度，圧力，流量等の傾向監視により推定するケース

・必要なpHが確保されていることを，フィルタ装置水位の水位変化により推定するケース

加えて推定する。

東二はフィルタ装置のｐＨ計
を自主対策設備に位置付けているため，それに伴う推定ケースの記載がない。
・原子炉圧力容器内の圧力と原子炉格納容器内の圧力（Ｓ／Ｃ）の差圧により原子炉圧力容器の満水状態を推定するケース

東二は上記ｐＨ計の推定ケースがない分，他の推定ケースと順番を合わせのため，先行ＢＷ
Ｒで最後に設定している同ケースをここで記載。（記載内容は同じ）

・圧力又は温度を水の飽和状態の関係により推定するケース

・圧力又は温度を水の飽和状態の関係により推定するケース

・注水量を注水先の圧力から注水特性の関係により推定するケース

東二は左記の推定方法により推定するケースがないため。
・原子炉圧力容器破損後にペデスタル（ドライウェル部）に落下したデブリの冠水状態を温度により推定するケース

東二はＭＣＣＩ／ＦＣＩ対策として，ＲＰＶ破損後のデブリの冠水状態を温度計により推定する手段を設定しているため。

・原子炉格納容器内の水位を格納容器内圧力(D/W)と格納容器内圧力(S/C)の差圧により推定するケース

・原子炉格納容器内の水位をドライウェル圧力とサプレッション・チェンバ圧力の差圧により推定するケース・未臨界状態の維持を制御棒の挿入状態により推定するケース

・未臨界状態の維持を制御棒の挿入状態により推定するケース

・あらかじめ評価したパラメータの相関関係により酸素濃度を推定するケース

・あらかじめ評価したパラメータの相関関係により酸素濃度を推定するケース・装置の作動状況により水素濃度を推定するケース・装置の作動状況により水素濃度を推定するケース

13

相違理由④

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
・エリア放射線モニタの傾向監視により格納容器バイパス事象が発生したことを推定するケース
・原子炉格納容器への空気（酸素）の流入の有無を原子炉格納容器内圧力により推定するケース

東海第二発電所
・エリア放射線モニタの傾向監視により格納容器バイパス事象が発生したことを推定するケース
・原子炉格納容器への空気（酸素）の流入の有無を原子炉格納容器内圧力により推定するケース

・使用済燃料プールの状態を同一物理量（温度及び水位），あらかじめ評価した水位と放射・使用済燃料プールの状態を同一物理量（温度），あらかじめ評価した水位と放射線量率の相

先行ＢＷＲはＳＦＰ水位計を

線量率の相関関係及びカメラの監視により，使用済燃料プールの水位又は必要な水遮蔽が関関係及びカメラの監視により，使用済燃料プールの水位又は必要な水遮蔽が確保されて多重化し，同一物理量による推確保されていることを推定するケースいることを推定するケース

定手段があるため。
東二は本推定ケースを前述に・原子炉圧力容器内の圧力と原子炉格納容器内の圧力（S/C）の差圧により原子炉圧力容器の記載。

満水状態を推定するケースe.

備考

重大事故等時の対応手段の選択

ｅ．重大事故等時の対応手段の選択

主要パラメータを計測する計器が故障した場合の，対応手段の優先順位を以下に示す。

主要パラメータを計測する計器が故障した場合の，対応手段の優先順位を以下に示す。

主要パラメータを計測する多重化された重要計器が，計器の故障により計測することが困難

主要パラメータを計測する多重化された重要計器が，計器の故障により計測することが困難となった場合に，他チャンネルの重要計器により計測できる場合は，他チャンネルの重要計器となった場合に，他チャンネルの重要計器により計測できる場合は，他チャンネルの重要計器により主要パラメータを計測する。

により主要パラメータを計測する。

他チャンネルの重要計器の故障により，計測することが困難となった場合は，他チャンネルの常用計器により主要パラメータを計測する。
主要パラメータを計測する計器の故障により，主要パラメータの監視機能が喪失した場合

他チャンネルの重要計器の故障により，計測することが困難となった場合は，他チャンネルの常用計器により主要パラメータを計測する。
主要パラメータを計測する計器の故障により，主要パラメータの監視機能が喪失した場合

は，第1.15.3表にて定める優先順位にて代替計器により代替パラメータを計測し，主要パラメ

は，第 1.15−3 表にて定める優先順位にて代替計器により代替パラメータを計測し，主要パラ 相違理由②ータを推定する。

メータを推定する。

(2) 計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合(2) 計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合

原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水

原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を計測するパラメータのうち，パラメータの値が計器の計測範囲を超えるものは，原子炉圧力量を計測するパラメータのうち，パラメータの値が計器の計測範囲を超えるものは，原子炉圧力容器内の温度及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量である。なお，こ容器内の温度と水位である。なお，これらのパラメータ以外で計器の計測範囲を超えた場合には， 東二は計測範囲を超過するの

れらのパラメータ以外で計器の計測範囲を超えた場合には，可搬型計測器により計測することも可搬型計測器により計測することも可能である。可搬型計測器により計測可能な計器について第 はＲＰＶ温度と水位に対し，先可能である。可搬型計測器により計測可能な計器について第1.15.2 表に示す。

1.15−2 表に示す。

行ＢＷＲはその他に，復水補給
水系流量（RHR A 系代替注水流量）と復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）が対象。
相違理由②

・原子炉圧力容器内の温度・原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器内の温度を計測する計器の計測範囲は，0〜350℃である。原子炉の冷却機

原子炉圧力容器内の温度を計測する計器の計測範囲は，0〜500℃である。原子炉の冷却機能が喪失し，原子炉圧力容器内の水位が有効燃料棒頂部以下になった場合，原子炉圧力容器能が喪失し，原子炉圧力容器内の水位が燃料有効長頂部以下になった場合，原子炉圧力容器

以降，同様の相違理由によるも温度の計測範囲を超える場合があるが，重大事故等時における損傷炉心冷却成否及び格納容温度の計測範囲を超える場合があるが，重大事故等時における損傷炉心の冷却失敗及び原子のは相違理由⑨と示す。

器下部注水判断の温度は，300℃であり計測範囲内で判断可能である。

炉圧力容器の破損徴候を検知する温度は，300℃であり計測範囲内で判断可能である。

東二はＲＰＶ下鏡部温度を14

設備仕様の相違柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
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東海第二発電所

備考
300℃到達によりＲＰＶ破損徴
候の検知に用いるパラメータとして設定。

また，原子炉圧力容器温度が計測範囲を超える（350℃以上）場合は炉心損傷状態と推定して対応する。

なお，原子炉圧力容器温度が計測範囲を超える（500℃以上）場合は，可搬型計測器により
原子炉圧力容器温度を計測する。

東二は計測範囲を 500℃まで有し，それを超えた場合に可搬型
計測器を用いることを記載。

・原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器内の圧力を計測する計器の計測範囲は，0〜11MPa[gage]である。原子炉圧

・原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器内の圧力を計測する計器の計測範囲は，0〜10.5MPa［gage］である。原子 相違理由⑨

力容器の最高使用圧力（8.62MPa）の1.2倍（10.34MPa[gage]）を監視可能であり，重大事故

炉圧力容器の最高使用圧力（8.62MPa［gage］）の 1.2 倍（10.34MPa［gage］）を監視可能であ等時において原子炉圧力容器内の圧力は，計器の計測範囲内で計測が可能である。

り，重大事故等時において原子炉圧力容器内の圧力は，計器の計測範囲内で計測が可能であ

記載の適正化る。
・原子炉圧力容器内の水位・原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の水位を計測する計器の計測範囲は，蒸気乾燥器スカート下端を基準と原子炉圧力容器内の水位を計測する計器の計測範囲は，蒸気乾燥器スカート下端を基準として，−8000mm〜3500mmであり，原子炉水位制御範囲（レベル3〜8）及び有効燃料棒底部ました−3,800 ㎜〜1,500mm 及び燃料有効長頂部を基準とした−3,800 ㎜〜1,300mm であり，原で計測できるため，重大事故等時において原子炉圧力容器内の水位は，計器の計測範囲内で

子炉水位制御範囲（レベル３〜８）及び燃料有効長底部まで計測できるため，重大事故等時計測が可能である。

において原子炉圧力容器内の水位は，計器の計測範囲内で計測が可能である。

原子炉圧力容器内の水位のパラメータである，原子炉水位の計測範囲を超えた場合，高圧

原子炉圧力容器内の水位のパラメータである，原子炉水位の計測範囲を超えた場合，高圧

代替注水系系統流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心注水系系統流量，復水補給水

代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原系流量(RHR A 系代替注水流量)，復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量），残留熱除去

子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉系系統流量のうち，機器動作状態にある流量計から崩壊熱除去に必要な水量の差を算出し，心スプレイ系系統流量のうち，機器動作状態にある流量計から崩壊熱除去に必要な水量の差直前まで判明していた水位に変換率を考慮することにより原子炉圧力容器内の水位を推定を算出し，直前まで判明していた水位に変換率を考慮することにより原子炉圧力容器内の水する。

位を推定する。

また，発電用原子炉の満水確認は原子炉圧力(SA)と格納容器内圧力(S/C)の差圧により，原相違理由①

また，発電用原子炉の満水確認は原子炉圧力又は原子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・ 相違理由④

子炉圧力容器内の水位が有効燃料棒頂部以上であることは原子炉圧力容器温度により監視

チェンバ圧力の差圧により，原子炉圧力容器内の水位が燃料有効長頂部以上であることは原可能である。

子炉圧力容器温度により監視可能である。

・原子炉圧力容器への注水量

相違理由⑨④

・原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力容器の注水量を監視するパラメータは，高圧代替注水系系統流量，原子炉隔離

原子炉圧力容器の注水量を監視するパラメータは，高圧代替注水系系統流量，低圧代替注時冷却系系統流量，高圧炉心注水系系統流量，復水補給水系流量(RHR A 系代替注水流量)，

水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧

復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)，残留熱除去系系統流量である。

炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量である。

15

相違理由①④

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高圧代替注水系系統流量の計測範囲は，0〜300m3/h としており，計測対象である高圧代替
3

東海第二発電所
高圧代替注水系系統流量の計測範囲は，0〜50L／s としており，計測対象である常設高圧

注水ポンプの最大注水量は，182m /h であるため，重大事故等時において計器の計測範囲内

代替注水系ポンプの最大注水量は，38L／s であるため，重大事故等時において計器の計測範

での流量測定が可能である。

囲内での流量測定が可能である。

原子炉隔離時冷却系系統流量の計測範囲は，0〜300m3/h としており，計測対象である原子

備考
相違理由④⑨原子炉隔離時冷却系系統流量の計測範囲は，0〜50L／s としており，計測対象である原子相違理由⑨

炉隔離時冷却ポンプの最大注水量は，182m /h であるため，計器の計測範囲内での流量測定

炉隔離時冷却系ポンプの最大注水量は，40L／s であるため，計器の計測範囲内での流量測定

相違理由④⑨が可能である。

が可能である。

3

高圧炉心注水系系統流量の計測範囲は，0〜1000m3/h としており，計測対象である高圧炉

高圧炉心スプレイ系系統流量の計測範囲は，0〜500L／s としており，計測対象である高圧

相違理由⑨

心注水ポンプの最大注水量は，727m /h であるため，重大事故等時において計器の計測範囲

炉心スプレイ系ポンプの最大注水量は，438L／s であるため，重大事故等時において計器の相違理由④⑨内での流量測定が可能である。

計測範囲内での流量測定が可能である。

3

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）の計測範囲は，0〜200m3/h（6 号炉），0〜
3

相違理由①⑨3150m /h（7 号炉）としており，計測対象である復水移送ポンプの最大注水量は300m /h であるため，計器の計測範囲を超える場合がある。
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）の計測範囲を超えた場合，低圧代替注水系使

先行ＢＷＲは計測範囲を超え

用時においては，水源である復水貯蔵槽の水位または注水先である原子炉圧力容器内の水位た場合の推定方法を記載。東二変化により注水量を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定す

は流量関係で計測範囲を超過る。代替循環冷却系使用時においては，注水先である原子炉圧力容器内の水位変化により注する対象はない。

水量を推定する。
復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量)の計測範囲は，0〜350m3/h としており，計測対

相違理由①⑨3

象である復水移送ポンプの最大注水量は，300m /h であるため，計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
低圧代替注水系（常設）による低圧代替注水系原子炉注水流量の計測範囲は，0〜500m３／

相違理由①⑨h（狭帯域は 0〜80m３／h）としており，計測対象である低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水時の最大注水量は，378m３／h（狭帯域は 75m３／h）であるため，重大事
故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
低圧代替注水系（可搬型）による低圧代替注水系原子炉注水流量の計測範囲は，0〜300m３

相違理由①⑨３／h（狭帯域は 0〜80m ／h）としており，計測対象である低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水時の最大注水量は，110m３／h（狭帯域は 75m３／h）であるため，重大事故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
代替循環冷却系原子炉注水流量の計測範囲は，0〜150m３／h としており，計測対象である

16

相違理由①⑨

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東海第二発電所

備考

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水時の最大注水量は，100m３／h であるため，重大事故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
残留熱除去系系統流量の計測範囲は，0〜1500m3/h としており，計測対象である残留熱除

残留熱除去系系統流量の計測範囲は，0〜600L／s としており，計測対象である残留熱除去 相違理由④⑨

去ポンプの最大注水量は，954m3/h であるため，計器の計測範囲内での流量測定が可能であ系ポンプの最大注水量は，470L／s であるため，計器の計測範囲内での流量測定が可能である。

る。
低圧炉心スプレイ系系統流量の計測範囲は，0〜600L／s としており，計測対象である低圧

相違理由①

炉心スプレイ系ポンプの最大注水量流量は，456L／s であるため，計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
・原子炉格納容器への注水量

・原子炉格納容器への注水量
原子炉格納容器の注水量を監視するパラメータは，復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量)，復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)である。

原子炉格納容器の注水量を監視するパラメータは，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，低圧代替注水系格納容器下部注水流量，代替循環冷却系格納容器スプレイ流量である。

相違理由①⑨

格納容器スプレイに用いる復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量)の計測範囲は，0〜
3

相違理由①

3

350m /h としており，計測対象である復水移送ポンプの最大注水量は，300m /h であるため，計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の計測

相違理由①⑨

範囲は，0〜500m３／h としており，計測対象である代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ時における最大注水量は，300m３／h であるため，重大事故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の計

相違理由①⑨３

測範囲は，0〜500m ／h としており，計測対象である代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ時における最大注水量は，130m３／h であるため，重大事故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
格納容器下部注水に用いる復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)の計測範囲は，0〜

格納容器下部注水系（常設又は可搬型）による低圧代替注水系格納容器下部注水流量の計

150m3/h（6 号炉），0〜100m3/h（7 号炉）としており，計測対象である復水移送ポンプの最測範囲は，0〜200m３／h としており，計測対象である格納容器下部注水系（常設又は可搬型）

大注水量は，300m3/h であるため，計器の計測範囲を超える場合がある。

による格納容器下部注水時における最大注水量は，80m３／h であるため，重大事故等時にお相違理由①⑨

いて計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)の計測範囲を超えた場合，水源である復水貯蔵

先行ＢＷＲは計測範囲を超え槽の水位又は注水先である原子炉格納容器内の水位変化により注水量を推定する。なお，復た場合の推定方法を記載。東二水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。

は流量関係で計測範囲を超過する対象はない。

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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：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）a.

代替パラメータによる推定
重大事故等時において，計器の計測範囲を超過した場合，代替パラメータによる推定を行う

東海第二発電所
ａ．代替パラメータによる推定
重大事故等時において，計器の計測範囲を超過した場合，代替パラメータによる推定を行う

手順を整備する。

手順を整備する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

重大事故等時に，原子炉圧力容器内の水位，原子炉圧力容器又は原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータが計器の計測範囲を超過し，指示値が確認できない場合。
(b) 操作手順

備考

重大事故等時に，原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータが計器の計測範囲を超過
し，指示値が確認できない場合。

計測範囲を超過する対象パラメータの相違。

(b) 操作手順

計器の計測範囲超過の判断及び対応手順は，以下のとおり。

計器の計測範囲超過の判断及び対応手順は，以下のとおり。

①運転員は，発電用原子炉施設の状態を把握するために必要な重要監視パラメータについ①運転員等は，発電用原子炉施設の状態を把握するために必要な重要監視パラメータにつ相違理由⑧（以下，体制に係るて，他チャンネルの重要計器がある場合には，当該計器により当該パラメータを計測す

いて，他チャンネルの重要計器がある場合には，当該計器により当該パラメータを計測

箇所は同様のため記載を省略）

る。

する。

また，当該パラメータの常用計器が監視可能であれば確認に使用する。

また，当該パラメータの常用計器が監視可能であれば確認に使用する。

②運転員は，読み取った指示値が正常であることを，計測範囲内にあること及びプラント②運転員等は，読み取った指示値が正常であることを，計測範囲内にあること及びプラン状況によりあらかじめ推定される値との間に大きな差異がないことより確認する。

ト状況によりあらかじめ推定される値との間に大きな差異がないことより確認する。

③当該パラメータが計測範囲外にある場合には，当直副長は，あらかじめ選定した重要代③当該パラメータが計測範囲外にある場合には，発電長は，あらかじめ選定した重要代替替監視パラメータの計測を運転員に指示する。
④運転員は，読み取った指示値を当直副長に報告する。なお，常用代替計器が使用可能で監視パラメータの計測を運転員等に指示する。
④運転員等は，読み取った指示値を発電長に報告する。

あれば，併せて確認する。

東二は計測範囲を超過する主要パラメータに対し，常用代替
計器で推定するパラメータはない。

⑤当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ重要代替監視パラメータの指示値から主要パラメータの推定を依頼する。

⑤発電長は，災害対策本部長代理へ重要代替監視パラメータの指示値から主要パラメータの推定を依頼する。
⑥災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に重要代替監視パラメータの値から主要パ
ラメータの推定を指示する。
⑦重大事故等対応要員は，主要パラメータの推定結果を災害対策本部長代理へ報告する。

⑥緊急時対策本部は，当直長に主要パラメータの推定結果を報告する。
(c) 操作の成立性
上記の計測及び推定は，中央制御室運転員１名で対応が可能である。

⑧災害対策本部長代理は，発電長に主要パラメータの推定結果を報告する。
(c) 操作の成立性
上記の計測及び推定は，運転員等（当直運転員）１名，重大事故等対応要員 1 名で対応が可能である。

速やかに作業ができるように，推定手順を整備する。

速やかに作業ができるように，推定手順を整備する。

相違理由⑧，東二は運転員等（当直運転員）に加え，パラメ
ータを推定する重大事故等対応要員を記載。

b.

可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視

ｂ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視18柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
重大事故等時において，主要パラメータが計器の計測範囲を超過した場合，可搬型計測器に

東海第二発電所
重大事故等時において，主要パラメータが計器の計測範囲を超過した場合，可搬型計測器による計測を行う手順を整備する。

よる計測を行う手順を整備する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

重大事故等時に，主要パラメータが計器の計測範囲を超過し，指示値が確認できない場合。
(b) 操作手順（現場での計測の場合）

備考

重大事故等時に，主要パラメータが計器の計測範囲を超過し，指示値が確認できない場合。
(b) 操作手順

東二は可搬型計測器による現場計測がないため括弧書きの記載は不要。

可搬型計測器によるパラメータ計測の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第
1.15.5図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可搬型計測器によるパラメータの計測開始を指示する。

可搬型計測器によるパラメータ計測の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第1.15−5 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型計測器によるパラメータの計測を依頼する。
②災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型計測器による計測開始を指示する。

②現場運転員C 及びD は，可搬型計測器を使用する前に電池容量を確認し，残量が少ない
場合は予備乾電池と交換する。

③重大事故等対応要員は，必要な資機材を携帯し，中央制御室まで移動する。移動後，中相違理由②
東二は可搬型計測器を重大事
故等対応要員にて計測。このため，緊急時対策所より中央制御室まで移動し，それに必要な手順を記載。

央制御室保管の可搬型計測器を使用する前に電池容量を確認し，残量が少ない場合は予備乾電池と交換する。

③現場運転員C 及びD は，原子炉建屋地下１階又はタービン建屋地下中2 階（6 号炉）のあらかじめ定めた端子台にて，測定対象パラメータの信号出力端子と可搬型計測器を接④重大事故等対応要員は，中央制御室のあらかじめ定めた端子台にて，測定対象パラメー
タの信号出力端子と可搬型計測器を接続し，測定を開始する。

続し，測定を開始する。
④現場運転員C 及びD は，可搬型計測器に表示される計測結果を読み取り，結果を中央制
御室運転員A 及びB に報告する。
⑤中央制御室運転員A 及びB は，現場運転員C 及びD からの計測結果を換算表により工学⑤重大事故等対応要員は，可搬型計測器に表示される計測結果を読み取り，記録用紙に記録する。
⑥重大事故等対応要員は，計測結果を換算表により工学値に換算し，記録する。

値に換算し，記録する。
⑦重大事故等対応要員は，計測結果を災害対策本部長代理に報告する。

東二は発電長が本部へ依頼し⑧災害対策本部長代理は，計測結果を発電長へ報告する。

て測定するため，報告ルートを記載。

(c) 操作の成立性
上記の現場対応は1測定点当たり，中央制御室運転員2名，現場運転員2名にて実施し，作業開始を判断してから所要時間は約18分で可能である。また，中央制御室での計測の場合，中(c) 操作の成立性
上記の操作対応は１測定点当たり，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，作業開始を判断してから所要時間は 63 分以内と想定する。2 測定点以降は 10 分追加となる。

央制御室運転員2名にて実施し，作業開始を判断してから所要時間は約10分で可能である。
円滑に作業ができるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

東二は緊急時対策所からの移動が必要なため，計測開始までにその分の所要時間を要する。

円滑に作業ができるように，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，作業環境（作業空間，温度等）に支障がないことを確認する。

相違理由④
東二は作業空間に支障のないことを記載。

19

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
1.15.2.2 計測に必要な電源の喪失(1) 全交流動力電源喪失及び直流電源喪失

東海第二発電所

備考

1.15.2.2 計測に必要な電源の喪失(1) 全交流動力電源喪失及び直流電源喪失

全交流動力電源喪失，直流電源喪失等により計器電源が喪失した場合に，代替電源（交流，直全交流動力電源喪失，直流電源喪失等により計器電源が喪失した場合に，代替電源（交流，直流）から計器へ給電する手順及び可搬型計測器により，重要監視パラメータ及び重要代替監視パ流）から計器へ給電する手順及び可搬型計測器により，重要監視パラメータ及び重要代替監視

ラメータを計測又は監視する。

パラメータを計測又は監視する。

a.

所内蓄電式直流電源設備からの給電
全交流動力電源喪失が発生した場合に，所内蓄電式直流電源設備からの給電に関する手順は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ａ．所内常設直流電源設備又は常設代替直流電源設備からの給電

相違理由①

全交流動力電源喪失が発生した場合に，所内常設直流電源設備である 125V 系蓄電池Ａ系，Ｂ系及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系，Ｂ系又は常設代替直流電源設備である緊急用 125V 系蓄電池からの給電に関する手順は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

なお，所内蓄電式直流電源設備からの給電により計測可能な計器について第1.15.2表に示す。
b.

常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電

なお，所内常設直流電源設備又は常設代替直流電源設備からの給電により計測可能な計器について第 1.15−2 表に示す。

相違理由②

ｂ．常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電
全交流動力電源喪失が発生した場合に，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置

可搬型代替交流電源設備からの給電に関する手順は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車からの給電に関する手順は，「1.14整備する。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

c.

全交流動力電源喪失が発生した場合に，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型直流電源設備又は直流給電車からの給電
全交流動力電源喪失が発生し，直流電源が枯渇するおそれがある場合に，可搬型直流電源設

ｃ．可搬型代替直流電源設備からの給電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器からの給電に関する手順は，「1.14る。

源の確保に関する手順等」にて整備する。

可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視相違理由①

全交流動力電源喪失が発生し，直流電源が枯渇するおそれがある場合に，可搬型代替直流電

備又は直流給電車からの給電に関する手順は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備す

d.

電

ｄ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視代替電源(交流，直流)からの給電が困難となり，中央制御室でのパラメータ監視が不能とな代替電源（交流，直流）からの給電が困難となり，中央制御室でのパラメータ監視が不能とった場合に，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち，手順着手の判断基準及なった場合に，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち，手順着手の判断基準

び操作に必要なパラメータを可搬型計測器で計測又は監視を行う手順を整備する。

及び操作に必要なパラメータを可搬型計測器で計測又は監視を行う手順を整備する。

可搬型計測器による計測対象の選定を行う際，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合

可搬型計測器による計測対象の選定を行う際，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合

は，いずれか１つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視する。同一の物理量について複数は，いずれか１つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視する。同一の物理量について複数のパラメータがある場合は，いずれか１つの適切なパラメータを選定し計測又は監視する。

のパラメータがある場合は，いずれか１つの適切なパラメータを選定し計測又は監視する。

なお，可搬型計測器により計測可能な計器について第1.15.2表に示す。
(a) 手順着手の判断基準
計器電源が喪失し，中央制御室でパラメータ監視ができない場合。
(b) 操作手順（現場での計測の場合）

相違理由①

なお，可搬型計測器により計測可能な計器について第 1.15−2 表に示す。

相違理由②(a) 手順着手の判断基準
計器電源が喪失し，中央制御室でパラメータ監視ができない場合。
(b) 操作手順

20

東二は可搬型計測器による現柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二発電所

備考
場計測がないため括弧書きの記載は不要。

可搬型計測器によるパラメータ計測の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第
1.15.5図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可搬型計測器によるパラメータの計測開始を指示する。

可搬型計測器によるパラメータ計測の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第1.15−5 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型計測器によるパラメータの計測を依頼する。
②災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型計測器による計測開始を指示する。

②現場運転員C 及びD は，可搬型計測器を使用する前に電池容量を確認し，残量が少ない
場合は予備乾電池と交換する。

③重大事故等対応要員は，必要な資機材を携帯し，中央制御室まで移動する。移動後，中相違理由②
東二は可搬型計測器を重大事
故等対応要員にて計測。このため，緊急時対策所より中央制御室まで移動し，それに必要な手順を記載。

央制御室保管の可搬型計測器を使用する前に電池容量を確認し，残量が少ない場合は予備乾電池と交換する。

③現場運転員C 及びD は，原子炉建屋地下１階又はタービン建屋地下中2 階（6 号炉）のあらかじめ定めた端子台にて，測定対象パラメータの信号出力端子と可搬型計測器を接④重大事故等対応要員は，中央制御室のあらかじめ定めた端子台にて，測定対象パラメー
タの信号出力端子と可搬型計測器を接続し，測定を開始する。

続し，測定を開始する。
④現場運転員C 及びD は，可搬型計測器に表示される計測結果を読み取り，結果を中央制
御室運転員A 及びB に報告する。
⑤中央制御室運転員A 及びB は，現場運転員C 及びD からの計測結果を換算表により工学⑤重大事故等対応要員は，可搬型計測器に表示される計測結果を読み取り，記録用紙に記録する。
⑥重大事故等対応要員は，計測結果を換算表により工学値に換算し，記録する。

値に換算し，記録する。
⑦重大事故等対応要員は，計測結果を災害対策本部長代理に報告する。

東二は発電長が本部へ依頼し⑧災害対策本部長代理は，計測結果を発電長へ報告する。

て測定するため，報告ルートを記載。

(c) 操作の成立性
上記の現場対応は1測定点当たり，中央制御室運転員2名，現場運転員2名にて実施し，作業開始を判断してから所要時間は約18分で可能である。また，中央制御室での計測の場合，中(c) 操作の成立性
上記の操作対応は１測定点当たり，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，作業開始を判断してから所要時間は 63 分以内と想定する。2 測定点以降は 10 分追加となる。

る。

動が必要なため，計測開始までにその分の所要時間を要する。

央制御室運転員2名にて実施し，作業開始を判断してから所要時間は約10分で可能である。
円滑に作業ができるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

東二は緊急時対策所からの移円滑に作業ができるように，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，作業環境（作業空間，温度等）に支障がないことを確認する。

相違理由④
東二は作業空間に支障のないことを記載。

e.

重大事故等時の対応手段の選択
全交流動力電源喪失，直流電源喪失等により，計器電源が喪失した場合に，計器に給電する対応手段の優先順位を以下に示す。
全交流動力電源喪失が発生した場合には，所内蓄電式直流電源設備から計測可能な計器に給電される。

ｅ．重大事故等時の対応手段の選択
全交流動力電源喪失，直流電源喪失等により，計器電源が喪失した場合に，計器に給電する対応手段の優先順位を以下に示す。
全交流動力電源喪失が発生した場合には，所内常設直流電源設備又は常設代替直流電源設備
から計測可能な計器に給電される。

21

相違理由①

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
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所内蓄電式直流電源設備から給電されている間に，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から計器に給電する。
常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が困難となった場合で直流電源が枯渇するおそれがある場合は，可搬型直流電源設備又は直流給電

東海第二発電所

備考

所内常設直流電源設備又は常設代替直流電源設備から給電されている間に，常設代替交流電 相違理由①
源設備又は可搬型代替交流電源設備から計器に給電する。
常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が困難となった場合で直流電源が枯渇するおそれがある場合は，可搬型代替直流電源設備から計器に給電する。

相違理由①

車から計器に給電する。
代替電源(交流，直流)からの給電が困難となった場合は，可搬型計測器により重要監視パラ
メータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視する。
1.15.3 重大事故等時のパラメータを記録する手順
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータは，安全パラメータ表示システム（SPDS）により，計測結果を記録する。
ただし，複数の計測結果を使用し計算により推定する主要パラメータ(使用した計測結果を含む)の値，現場操作時のみ監視する現場の指示値及び可搬型計測器で計測されるパラメータの値

代替電源（交流，直流）からの給電が困難となった場合は，可搬型計測器により重要監視パ
ラメータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視する。
1.15.3 重大事故等時のパラメータを記録する手順
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータは，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
により，計測結果を記録する。
ただし，複数の計測結果を使用し計算により推定する主要パラメータ（使用した計測結果を含む）の値及び可搬型計測器で計測されるパラメータの値は，記録用紙に記録する。

は，記録用紙に記録する。
主要パラメータのうち記録可能なものについて，自主対策設備であるプロセス計算機により計測結果，警報等を記録する。
有効監視パラメータの計測結果の記録について整理し，第1.15.5表に示す。
(1) 手順着手の判断基準
重大事故等が発生した場合。
(2) 操作手順
重大事故等が発生し，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測結果を記録するため記載がない。
主要パラメータのうち記録可能なものについて，自主対策設備であるプロセス計算機及び記録計により計測結果，警報等を記録する。
有効監視パラメータの計測結果の記録について整理し，第 1.15−5 表に示す。

を設定。
相違理由③

重大事故等が発生した場合。
(2) 操作手順
重大事故等が発生し，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測結果を記録する
手順の概要は以下のとおり。

a.

ａ．安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）による記録

安全パラメータ表示システム（SPDS）は，常時記録であり，非常用電源又は代替電源から給安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，常時記録であり，非常用電源設備である非常電可能で，14日間の記録容量を持っている。重大事故等時のパラメータの値を継続して確認で用ディーゼル発電機又は代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電可能で，14 日間のきるよう，記録された計測結果が記録容量を超える前に定期的にメディア(記録媒体)に保存す

記録容量を持っている。重大事故等時のパラメータの値を継続して確認できるよう，記録される。

た計測結果が記録容量を超える前に定期的にメディア（記録媒体）に保存する。

b.

東二は自主対策設備に記録計(1) 手順着手の判断基準

手順の概要は以下のとおり。
安全パラメータ表示システム（SPDS）による記録

東二は現場の監視計器がない

現場指示計の記録

東二は現場記録がないため記

現場運転員は，現場操作時に監視する手順着手の判断基準及び操作に必要なパラメータの現載がない。

場指示計がある場合には，記録用紙へ記録する。

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c.

可搬型計測器の記録

東海第二発電所
ｂ．可搬型計測器の記録

中央制御室運転員は，「1.15.2.1(2)b. 可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視」又は重大事故等対応要員は，「1.15.2.1(2) ｂ. 可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視」 相違理由⑧「1.15.2.2(1) d. 可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視」で得られた可搬型計測器で又は「1.15.2.2(1) ｄ. 可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視」で得られた可搬型計測計測されたパラメータの値を記録用紙に記録する。

器で計測されたパラメータの値を記録用紙に記録する。

d.

プロセス計算機の記録(a) 発電日誌

ｃ．プロセス計算機の記録(a) 運転記録

プロセス計算機が稼動状態にあれば，定められたプロセスの計測結果を定時ごとに自動で記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。
(b) 警報記録

記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。
(b) 警報記録
プロセス計算機が稼動状態にあれば，プロセス値の異常な状態による中央制御盤の警報発
生時，警報の状態を記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。

プラントの過渡変化による重要警報のファーストヒット警報発生時，その発生順序（シープラントの過渡変化による重要警報のファーストヒット警報発生時，その発生順序（シーケンス），トリップ状態，工学的安全施設作動信号及び工学的安全施設の作動状況を記録し，ケンス），トリップ状態，工学的安全施設作動信号及び工学的安全施設の作動状況を記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。

中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。

(c) 事故時データ収集記録

相違理由④

プロセス計算機が稼動状態にあれば，定められたプロセスの計測結果を定時ごとに自動でプロセス計算機が稼動状態にあれば，プロセス値の異常な状態による中央制御盤の警報発
生時，警報の状態を記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。

備考(c) 事故時データ収集記録

プロセス計算機が稼動状態にあれば，事象発生前後のプラント状態の推移を把握するたプロセス計算機が稼動状態にあれば，事象発生前後のプラント状態の推移を把握するため，定められたプロセス値のデータを自動で収集，記録し，運転員等は，中央制御室にて事め，定められたプロセス値のデータを自動で収集，記録し，運転員等は，中央制御室にて事象発生後に手動で帳票印刷する。

象発生後に手動で帳票印刷する。
ｄ．記録計による記録
記録計が稼働状態であれば，定められたプロセスの計測結果を，中央制御室にてチャート紙

東二は記録計を自主対策設備の位置付けで設定。

に自動で記録する。
(3) 操作の成立性
安全パラメータ表示システム（SPDS）による記録は，安全パラメータ表示システム（SPDS）の(3) 操作の成立性
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）による記録は，安全パラメータ表示システム（ＳＰ

記録容量（14 日間）を超える前に，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所にて緊急時対策要員１名でＤＳ）の記録容量（14 日間）を超える前に，緊急時対策所にて災害対策要員 2 名で行う。室内で 相違理由⑧行う。室内での端末操作であるため，対応が可能である。

の端末操作であるため，対応が可能である。

現場指示計及び可搬型計測器の記録は記録用紙への記録であり，運転員１名にて対応が可能である。
プロセス計算機による記録のうち，事故時データ収集記録の帳票印刷は，中央制御室内での端末操作であるため，運転員１名で対応が可能である。

可搬型計測器の記録は記録用紙への記録であり，重大事故等対応要員 2 名にて対応が可能である。

東二は現場記録がないため。相違理由⑧

プロセス計算機による記録のうち，事故時データ収集記録の帳票印刷は，中央制御室内での端末操作であるため，運転員等１名で対応が可能である。また，記録計に記録されたチャート紙の 東二は自主対策設備に設定の交換は，中央制御室にて運転員等 1 名で対応が可能である。

23

記録計についても記載柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
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1.15.4 その他の手順項目にて考慮する手順
審査基準1.9，1.10，1.14については，各審査基準において要求事項があるため，以下のとおり
各々の手順において整備する。
原子炉格納容器内の水素濃度監視に関する手順は「1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等」にて整備する。
原子炉建屋内の水素濃度監視に関する手順は「1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」にて整備する。

東海第二発電所

備考

1.15.4 その他の手順項目にて考慮する手順
審査基準 1.9，1.10，1.11，1.14，1.18 については，各審査基準において要求事項があるため，以下のとおり各々の手順において整備する。
原子炉格納容器内の水素濃度監視に関する手順は「1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等」にて整備する。
原子炉建屋内の水素濃度監視に関する手順は「1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」にて整備する。
使用済燃料プールの監視に関する手順は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」 東二はＳＦＰ監視装置の手順にて整備する。

全交流動力電源喪失時の代替電源確保に関する手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて
整備する。

と紐づけ。

全交流動力電源喪失時の代替電源確保に関する手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）に関する手順は「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」にて整備する。

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東二はＳＰＤＳの手順と紐づけ。

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

対処設備の相違
設備名称の相違
手順書名称の相違

東二は自主対策設備に記録計
を設定。

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

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備考①先行ＢＷＲと東二の対比箇
所を黒太枠で示す。
②対処設備，設備仕様，設備名称の相違及び把握能力（計測範
囲の考え方）の相違を下線で示す。
※上記①，②の内容は，次頁以
降同様。

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東海第二発電所

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備考

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東海第二発電所

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備考

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所30

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

31

備考

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

32

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

33

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

34

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

35

備考

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所36

備考

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東海第二発電所37

備考

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

38

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

39

備考

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所40

備考

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

41

備考

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所42

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

43

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

44

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所45

備考

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所46

備考

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
対処設備，設備名称の相違及び代替パラメータ推定方法の相違を下線で示す。（次頁以降同様）

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東海第二発電所48

備考

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東海第二発電所49

備考

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所50

備考

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東海第二発電所

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備考

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所52

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東海第二発電所53

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
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東海第二発電所

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備考

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

55

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
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東海第二発電所

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備考

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所57

備考

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東海第二発電所58

備考

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東海第二発電所

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備考

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東海第二発電所60

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

61

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

62

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

63

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

65

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

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備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

69

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違

70

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東海第二発電所

備考
設備の相違

71

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違

72

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違

73

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違

74

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東海第二発電所

備考
先行ＢＷＲは先行ＰＷＲとの比較のため補足を作成しており，東二は先行ＢＷＲとの比較になるため補足は作成していない。

75

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東海第二発電所76

備考

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備考
設備の相違（以降の系統概要図
同様）

77

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東海第二発電所78

備考

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東海第二発電所

79

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違（以降の電源構成図
同様）

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東海第二発電所

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備考

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東海第二発電所82

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備考
東二は可搬型計測器による計測を重大事故等対応要員にて対応するため，緊急時対策所より中央制御室まで移動した後，計測を開始するため，その分の所要時間を要する。
＜所要時間目安＞
・1 測定点あたり約 63 分
＜所要時間内訳＞
・中央制御室までの移動時間：
53 分①出動準備：4 分②放射線防護具の着用：12 分③移動（緊急時対策所建屋から
原子炉建屋付属棟 4 階空調機械室（原子炉建屋付属棟 1 階電気室入口扉を経由））：17 分④放射線防護具の脱衣，身体サーベイ：16 分⑤移動（原子炉建屋付属棟 4 階
空調機械室から中央制御室）：4
分
・可搬型計測器 1 測定点当たりの時間：10 分（2 測定点以降，連続で接続する場合は 10 分追加）83