添付資料 1.0.8

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

大津波警報発令時の原子炉停止操作等について

＜

目

次 ＞

1.

大津波警報発令時の原子炉停止の考え方と対応........................... 1.0.8-1

2.

体制の整備 .......................................................... 1.0.8-1

3.

その他 .............................................................. 1.0.8-1(1) 海水ポンプの防護対策 .............................................. 1.0.8-1(2) 建屋の浸水防護対策 ................................................ 1.0.8-2(3) 基準津波を超える津波に対する対策 .................................. 1.0.8-2

第 1 表 津波警報・注意報の種類について .................................... 1.0.8-3
第 1 図 気象庁が定める津波予報区.......................................... 1.0.8-4

柏崎刈羽原子力発電所では，自然災害等の影響によりプラントの原子炉安全に影響を及ぼす可能性がある事象（以下「前兆事象」という。
）について，前兆事象として把握ができるか，重大事故等を引き起こす可能性があるかを考慮して，設備の安全機能の維持並びに事故の未然防止対策をあらかじめ検討しておき，前兆事象を確認した時点で事前の対応ができる体制及び手順を整備している。
本資料では，前兆事象を確認した時点での事前対応の 1 例として「大津波警報」発令時の対応について示す。
1. 大津波警報発令時の原子炉停止の考え方と対応
柏崎刈羽原子力発電所では安全対策を幾重にも講じているものの，津波の対応については，プラントが被災して機器・電源が使用不能になることを想定し，被災前にプラントを停止するとともに，燃料の崩壊熱を除去することで，炉心損傷に至るまでの時間を延長し，被災後の対応時間に余裕を持たせることが重要である。
津波の規模と発電所への影響として，引き波による除熱喪失のリスクがあること，また，発電所近くが震源の場合，発生した津波の波高等確認する時間的余裕がないことや発電所遠方の津波では，波高等の予測精度が低下する可能性があること等を考慮し，対応に必要な時間余裕の確保の観点から，気象庁が定めている津波予報区のうち，第 1 図に示す発電所を含む区域である「新潟県上中下越」区域に対し，第 1 表に示す発表基準に従い気象庁から大津波警報が発令された場合，具体的な予想波高の発表を待たず，発電用原子炉を停止する。
また，所員の高台への避難及び水密扉の閉止確認を行い，津波監視カメラ及び取水槽
水位計による津波の継続監視を行う。
2. 体制の整備
大津波警報が発令された場合，原子力警戒態勢を発令し，緊急時対策要員を非常召集することにより，速やかに重大事故等対策を実施できる体制を整える。
なお，作業を実施する際は，津波を考慮して，安全なルートを選定する。
3. その他
柏崎刈羽原子力発電所における基準津波の遡上波による発電所遡上域の最高水位は
T.M.S.L.+8.3ｍと評価しており，敷地高さ（T.M.S.L.+12.0ｍ）までは到達しないものの津波に対し，以下の対策を講じている。
(1) 海水ポンプの防護対策
海水ポンプが設置されているタービン建屋海水熱交換器区域は，取水路，放水路等の経路から津波の流入を防止する観点で，浸水防止設備（取水槽閉止板）を設置する。
1.0.8-1

(2) 建屋の浸水防護対策
タービン建屋内で地震により循環水配管が破損し，津波が流入することを想定し，浸水防止設備（水密扉）の設置や境界部の配管貫通部の止水対策を実施することにより，浸水防護重点化範囲（原子炉建屋，タービン建屋海水熱交換器区域等）への浸水を防止する。
水密扉は原則閉運用としており，更に開放時に現場でブザー等による注意喚起を行
い閉止忘れ防止を図っている。なお，資機材の運搬や作業に伴い，水密扉を連続開放する必要がある場合は，大津波警報の情報が得られ次第，速やかに扉を閉める運用としている。
また，水密扉の開閉状態が確認できる監視設備を設置しており，開状態の水密扉があった場合，運転員はその状況を速やかに認知し，閉することが可能である。
これ以外にも，海水貯留堰を設置することにより，引き波時において，原子炉補機
冷却海水ポンプによる原子炉補機冷却に必要な海水を確保し，原子炉補機冷却海水ポンプの機能を保持する。さらに，津波監視カメラ及び取水槽水位計による津波の監視を継続する。
(3) 基準津波を超える津波に対する対策
基準津波を超える津波に対しても，防潮堤(T.M.S.L.+15.0ｍ)の設置，原子炉建屋，タービン建屋等の水密化，特に重要な安全機能を有する施設を内包する重要区画の水
密化，排水設備の設置等，更なる信頼性向上の観点から自主的な対策を実施している。

1.0.8-2

第 1 表 津波警報・注意報の種類について

種類

発生基準

予想される津波の高さ
大津波警報 が高いところで３ｍを超える場合。

発表される津波の高さ
数値での発表
巨大地震の（津波の高さ予想の区分）
場合の発表

１０ｍ超
(10ｍ＜予想高さ)
巨大

木造家屋が全壊・流失し、人は津波による流れに巻き込まれます。
沿岸部や川沿いにいる人は、ただちに高台や避難ビルなど安全な場所へ避難してください。

高い

標高の低いところでは津波が襲い、浸水被害が発生します。人は津波による流れに巻き込まれます。
沿岸部や川沿いにいる人は、ただちに高台や避難ビルなど安全な場所へ避難してください。

１０ｍ(5ｍ＜予想高さ≦10ｍ)
５ｍ(3ｍ＜予想高さ≦5ｍ)

津波警報

予想される津波の高さが高いところで１ｍを超え、３ｍ以下の場合。

津波注意報

予想される津波の高さが高いところで０．２ｍ以
上、１ｍ以下の場合であって、津波による災害のおそれがある場合。

３ｍ(1ｍ＜予想高さ≦3ｍ)

１ｍ(0.2ｍ≦予想高さ≦1ｍ)

想定される被害と取るべき行動

海の中では人は速い流れに巻き込まれ、また、養殖いかだが流失し小型船舶が転覆しま（表記しない） す。
海の中にいる人はただちに海から上がって、海岸から離れてください。

出典：気象庁ホームページ「津波警報・注意報、津波情報、津波予報について」

1.0.8-3

柏崎刈羽原子力発電所

出典：気象庁ホームページ「津波予報区について」
第 1 図 気象庁が定める津波予報区

1.0.8-4

添付資料 1.0.9

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練について＜
１．基本となる教育目

次＞・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-1

２．運転員の教育及び訓練

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-5

３．当直（運転員）を除く実施組織に対する教育及び訓練 ・・・・・・・・・・・・1.0.9-5
４．支援組織に対する教育及び訓練

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-5

５．教育及び訓練計画の頻度の考え方 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-6
６．教育及び訓練の効果の確認についての整理
７．実務経験によるプラント設備への習熟・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-6

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-7

８．自衛消防隊（当社社員以外）の教育及び訓練参加について ・・・・・・・・・・・・1.0.9-7
９．本社の緊急時対策要員の教育及び訓練について ・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-8

第１表

重大事故等対策に関する教育及び訓練（運転員の主な教育内容） ・・・・・・・・1.0.9-9

第２表

重大事故等対策に関する教育及び訓練（実施組織（運転員を除く）の主な教育内容）
・・1.0.9-11

第３表

重大事故等対策に関する教育及び訓練（支援組織の主な教育内容）

・・・・・・1.0.9-12

第４表

重大事故等対策に関する主な訓練

第５表

教育及び訓練計画の頻度の考え方について

第６表

重大事故等に対処する要員の力量管理について

第７表

プラント設備の習熟のための保守点検活動

補足１

要員の力量評価及び教育訓練の有効性評価について ・・・・・・・・・・・1.0.9-22

補足２

社外評価に対するフィードバックについて ・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-24

補足３

全交流動力電源喪失（ＳＢＯ）環境下における・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-13
・・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-19
・・・・・・・・・・・・・1.0.9-20

・・・・・・・・・・・・・・1.0.9-21

操作項目の訓練実績について ・・・・・・・・・・・1.0.9-25

重大事故等に対処する要員（緊急時対策要員，運転員及び自衛消防隊を含む全体をいう）
は，常日頃から重大事故等時の対応のための教育及び訓練を実施することにより，事故対応に必要な力量の習得を行い，当該事故等時においても的確な判断のもと，平常心をもって適切な対応操作が行えるように準備している。また，当該の教育及び訓練については，
保安規定及び保安規定に基づく社内マニュアルに基づいて実施しており，事故時操作の知
識・技術の向上に努めている。
福島第一原子力発電所の事故以降は，事故の教訓を踏まえ，緊急安全対策として整備してきた全交流動力電源喪失時における初動活動の訓練も継続的に実施してきている。具体的には，給水確保・電源確保の訓練，がれき撤去のための訓練等を必要な時間内に成立することの確認も含め，継続的に実施している。
これらの教育及び訓練は，必要な資機材の運搬，操作手順に従い行うことを基本とし，更に各機器の取り扱いの習熟化を図っている。
新規制基準として新たに要求された重大事故等対策に係る教育及び訓練については，保安規定及び保安規定に基づく社内マニュアルに適切に定め，知識・技能の向上を図るために定められた頻度，内容で実施し，必要に応じて手順等の改善を図り実効性を高めていくこととしており，教育及び訓練の状況は以下のとおりである。
また，教育及び訓練の結果を評価し，継続的改善を図っていくこととし，各項で参照する表に記載の教育及び訓練についても，今後必要な改善，見直しを行っていくものである。
なお，発電所対策本部の構成は添付資料1.0.10にて定義の通りで，自衛消防隊は緊急時対策要員と同等の教育及び訓練を実施するが，自衛消防隊のうち協力企業社員については業務委託契約に基づき実施する。

１．基本となる教育（第１，２，３，４表参照）（１）基本教育（第１，２，３表参照）
ａ．防災教育緊急事態応急対策等，原子力防災対策活動に関する知識を深めるための教育を実施している。
・「原子力防災組織及び活動に関する知識」
緊急時対策要員に対して，発電所内外で行われる活動を踏まえて，各自が実施
すべき活動を教育する。
・「放射線防護に関する知識」
緊急時対策要員のうち技術系所員に対して，放射線の人体に及ぼす影響，放射線の測定と防護等に関する教育を実施する。
・｢放射線及び放射性物質の測定方法並び機器を含む防災対策上の諸設備に関する知識」
1.0.9-1

緊急時対策要員のうち保安班の要員に対して，測定対象に応じた放射線測定器の特徴及びその原理，放射線測定器の取扱に関する教育を実施する。

ｂ．アクシデントマネジメント教育
アクシデントマネジメントに関する教育については，実施組織となる当直（運転員）
への教育については勿論であるが，技術支援組織として重大事故等時に中央制御室での対応をバックアップする緊急時対策要員及び実施組織として現場で活動する緊急時対策要員の知識レベルの向上を図ることも重要である。そのため，重大事故等時のプラントの挙動に関する知識の向上を図るとともに，要員の役割に応じて定期的に知識ベースの理解向上を図る。具体的には，教育内容に応じて以下のとおり基礎的知識，
応用的知識に分かれ，それぞれ対象者を設定している。
・基礎的知識：アクシデントマネジメントに関する基礎的知識
・応用的知識：事故時のプラント挙動，プラント状況に合致した機能別設備を活用したアクシデントマネジメントの専門的知識（２）原子力防災訓練
保安規定に定める非常事態に対処するための総合的な訓練として，原子力防災訓練を実施している。原子力防災訓練の具体的な要領は，原子力災害対策特別措置法に基づき定めている柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画に従い実施している。
原子力防災訓練は，原子力防災管理者の指揮のもと，原子力防災組織が原子力災害発生時に有効に機能することを確認するために実施する。また，訓練項目ごとに訓練対象者の力量向上のために実施する個別訓練，各個別訓練を組み合わせ組織全体として活動を行う総合訓練があり，それぞれ計画に基づいて実施する。
訓練においては，重大事故等対策における中央制御室での操作及び動作状況確認等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作について，必要な要員数及び想定時間にて対応できるよう，教育及び訓練により効率的かつ確実に実施できるようになっていることを確認する。
なお，重大事故等対策に使用する資機材・手順書については，担当箇所にて適切に管理しており，訓練の実施に当たっては，これらの資機材及び手順書を用いて実施し，訓練から得られた改善点等を適宜反映することとしている。
原子力防災訓練の具体的な内容について，以下に示す。
ａ．個別訓練（第４表参照）
新規制基準で示される重大事故等対策における技術的能力審査基準に対応する各手
順に対する力量の維持，向上を図るために実施する事項を第４表に整理している。
発電用原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確保及び可搬型重大事故等
1.0.9-2

対処設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，実施組織の要員に対し，重大事故等対策に関する教育として手順の内容理解（作業の目的，事故シーケンスとの関係等）や資機材の取り扱い方法等の習得を図るため個別訓練等を計画的に繰り返し実施する。
個別訓練は，現場操作の指揮，発電所緊急時対策本部との連絡等を行う指揮者，現場操作等を行う担当者等のチームで行い，各人の事故対応能力の向上，役割分担の確認等を行う。また，力量評価者を置き，原子力災害発生時に対応できるよう確実に力量が確保されていることを，定期的に評価する。訓練は，訓練ごとの訓練対象者全員が原則として実際の設備，活動場所で実施することとするが，実際の設備を使用するとプラントに影響を及ぼす場合（例：実際の充電中の電源盤への電源ケーブルの接続を実施すると，電気事故，感電が発生する。）は，訓練設備を用いた訓練を実施する。
なお，運転員についても上記に準じた訓練，評価を実施し，第４表の訓練頻度については運転員の習熟等を踏まえ適宜見直しを行う。
（ａ）訓練内容は，様々な場合を想定し実施する。活動エリアの放射線量の上昇が予測される場合には放射線防護具（不織布カバーオール，全面マスク）を装着して活動を行う等，悪条件（高線量下，夜間，悪天候（降雨，降雪，強風等）及び照明機能低下等）を想定し，必要な防護具等を着用した訓練も実施する。
これらの訓練内容を網羅的に盛り込んだ教育訓練内容を設定することにより，円滑かつ確実な災害対策活動が実施できる要員を継続的に確保することとしている。
今後も悪条件（高線量下，夜間，悪天候（降雨，降雪，強風等）及び照明機能低下等）を想定し，必要な防護具等を着用した訓練を取り入れた上で計画的に訓練を行い，重大事故等対処に係る保安規定変更が施行され運用が開始されるまでには，必要な訓練対象者に対し訓練が実施され力量が確保されている状態に体制整備を実施する。
（ｂ）アクシデントマネジメント訓練により，アクシデントマネジメントガイドを使用して，事故状況の把握，事象進展防止・影響緩和策の判断を実施し，発電所緊急時対策本部が中央制御室の運転員を支援できることを確認している。また，緊急事態支援
組織対応訓練，通報訓練，緊急被ばく医療訓練，モニタリング訓練，避難誘導訓練により，各要素の活動が確実に実施できることを確認するとともに，これらを組み合わせて実施する総合訓練において，重大事故の発生を想定した場合においても発電所緊
急時対策本部が総合的に機能することを確認している。
ｂ．総合訓練組織全体としての力量向上を図るために発電所は年１回以上総合訓練を実施する。
各個別訓練を組み合わせ，組織内各班の情報連携や組織全体の運営が適切に行えるかどうかの検証を行う。本社等と行う総合訓練においては，当社経営層も参加し，発電
1.0.9-3

所緊急時対策本部における活動の指揮命令及び情報収集，中央制御室を模擬したシミ
ュレータによる運転員と発電所緊急時対策本部との情報連携，並びに他の災害対策本部等との連携についての活動訓練を実施することにより，原子力災害発生時における発電所と本社等のコミュニケーションの強化を図っている。
また，総合訓練では，適宜，原子力防災センターや自治体等への情報提供等の連携
や，原子力事業所災害対策支援拠点の立ち上げ，他の原子力事業者との連携（協力要請等），社外への情報提供（模擬記者会見訓練）等にも取り組んでいる。具体的には，
原子力防災センターへ実際に対応要員を派遣し，プラントの情報収集や原子力防災センターからの情報を社内に共有する訓練や，自治体関係者へプラントの情報を直接説明するために人員を派遣し説明を行う訓練，原子力事業所災害対策支援拠点へ実際に派遣される要員自らが拠点を立ち上げる訓練，他の原子力事業者への連携では発電所が発災した場合の支援本部幹事事業者である東北電力株式会社へ実際に協力要請を行う連携訓練，本社等において社外へのプラントの状況の説明等を行う模擬記者会見訓練等を行なっている。
総合訓練に使用する事故シナリオは，炉心損傷等の重大事故を想定したシナリオを用いて発電所緊急時対策本部の各活動との連携が確実に実施できていることを，全体を通して確認している。
また，２プラント同時被災時の対応等，複数号炉同時被災のシナリオも取り込み，発電所緊急時対策本部の各活動が輻輳しないことも確認している。
訓練に当たっては，事象進展に応じて訓練者が対応手段を判断していくシナリオ非提示型の訓練を実施し，対応能力を強化するとともに，これまでも地震及び津波による外部電源喪失だけでなく，様々な自然災害（竜巻，台風，雷，高潮等）や外部事象，
宿直体制等の各事故シーケンスに対応して実施しており，今後も計画的に実施する。
保安規定に定める非常事態に対処するための総合的な訓練として，原子力防災訓練（緊急時演習）を実施している。原子力防災訓練（緊急時演習）は，原子力災害対策
特別措置法に基づき定めている柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画に従い，総合訓練の一環として年１回実施している。

（３）その他の教育及び訓練
日本原子力発電株式会社内に設置されている原子力緊急事態支援組織（以下「緊急時支援組織」という。）に対する協力要請等の対応訓練を年１回実施し，緊急時支援組織への出動要請，資機材の搬入及び資機材を使用した操作訓練を実際に行うことにより，対応手順及び操作手順の習熟を図る。さらに緊急時支援組織に緊急時対策要員を定期的に派遣し，遠隔操作が可能なロボットの操作訓練及び保修訓練等を行い操作の習熟を図っている。
1.0.9-4

２．運転員の教育及び訓練（第１，４表参照）
運転員に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，重大事故時の物理挙動やプラント挙動等の教育を実施する。また，知識の向上と実効性を確認するため，自社のシミュレータ又はＢＷＲ運転訓練セン
ターにてシミュレーション可能な範囲において，対応操作訓練を実施する。
第１表に示すシミュレータ訓練は，従来からの設計基準事象ベース，設計基準外事象
ベースの訓練に加え，国内外で発生したトラブル対応訓練，中越沖地震の教訓を反映した地震を起因とした複合事象の対応訓練，福島第一原子力発電所の事故の教訓から全交
流動力電源喪失を想定した対応訓練等，原子力安全の達成には運転員の技術的能力の向上が重要であるとの観点から随時拡充し，実施している。また，重大事故が発生したときの対応力を養成するため，手順に従った監視，操作において判断に用いる監視計器の故障や動作すべき機器の不動作等，多岐にわたる機器の故障を模擬し，関連パラメータによる事象判断能力，代替手段による復旧対応能力等の運転操作の対応能力向上を図っている。今後も重大事故等時に適切に対応できるよう，シミュレータ訓練を計画的に実施していく。
また，中央制御室ごとにおける同一直の運転員で連携訓練を定期的に実施することで，事故時に当直長，当直副長の指揮のもとに，チームワークを発揮して発電用原子炉施設の安全を確保できるように，指示，命令系統の徹底，各自の事故対応能力の向上，役割分担の再確認等を行っている。
さらに，運転員は緊急時に緊急時対策要員の対応操作をバックアップできるように電源車及び可搬型代替注水ポンプ（消防車）の運転や接続の訓練を実施している。

３．当直（運転員）を除く実施組織に対する教育及び訓練（第２，４表参照）
緊急時対策要員のうち当直（運転員）を除く実施組織の要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，役割に応じてアクシデントマネジメントの概要について教育するとともに，重大事故時の物理挙動やプラント挙動等の教育を実施する。
これら基本となる教育を踏まえ，発電用原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，手順や資機材の取り扱い方法等の個別訓練を，年１回以上実施する。また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための総合訓練を年１回以上実施する。

４．支援組織に対する教育及び訓練（第３，４表参照）
緊急時対策要員のうち支援組織の要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて支援組織の位置付け，実施組織との連携及び資機材等に関する教育に加え，役割に応
1.0.9-5

じた個別訓練を実施する。また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための総合訓練を年１回以上実施する。

５．教育及び訓練計画の頻度の考え方（第５表参照）
各要員に対し必要な教育及び訓練を年１回以上実施し，教育及び訓練の有効性評価を行い，力量の維持及び向上が図れる実施頻度への見直しを実施する。
・ 各要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。各要員の役割に応じた教育及び訓練を計画的に繰り返すことにより，各手順を習熟し，力量の維持及び向上を図る。
・ 各要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評価を行い，年１回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育及び訓練については，年２回以上の実施頻度に見直す。
有効性評価の結果，現状，実施頻度を年２回以上としている訓練の例は，次のとおり。
・瓦礫撤去訓練（２回／年）・電源車，ガスタービン発電機（GTG）操作訓練（２回／年）
・ケーブル接続訓練（２回／年）
・可搬型代替注水ポンプ（消防車）による連結送水訓練（２回／年）

６．教育及び訓練の効果の確認についての整理（第６表参照）
各要員が必要な教育及び訓練を計画的に実施し，力量の維持・向上が図られていることを確認することにより，教育及び訓練内容が適切であることを確認する。力量を有していると確認された要員は，管理リストへの反映により管理している。各要員に必要な力量の維持・向上が図られていない場合は，教育及び訓練内容の改善を速やかに実施する。

（１）要員の力量管理並びに教育及び訓練の有効性評価
教育及び訓練の効果については，各要員が必要な教育及び訓練を計画的に実施し，力量の維持及び向上が図られていることをもって確認する。
・ 各要員が社内マニュアルに従い，確実に教育及び訓練を実施していることの確認を行う。
・ 各要員の力量の評価は，教育の履歴及び訓練における対応操作の評価結果で行い，各要員の力量の維持及び向上が図られていることを確認する。あわせて，必要な力量を有した要員を確保できているか確認することにより教育及び訓練の有効性評価を行う。
・ 教育及び訓練の有効性評価は，教育及び訓練計画書へ反映する。
1.0.9-6

（２）対応能力の向上
総合訓練における評価の信頼性向上を図るため，ＷＡＮＯ（世界原子力発電事業者協会）の「パフォーマンス目標と基準」の評価項目を取り入れた緊急時対策本部要員の訓練評価シートを整備している。訓練参加者以外の者を評価者として配置し，評価者が訓練評価シートを用いて訓練参加者の対応状況を確認，評価する。総合訓練実施
後は，訓練参加者及び評価者で訓練を振り返り，反省点，課題等を集約する等，訓練の実施結果を確認し，その中から改善が必要な事項を抽出し，手順，資機材，教育及び訓練計画への反映を行う。また，ＷＡＮＯピアレビュー，ＩＡＥＡ（国際原子力機関）のＯＳＡＲＴ（運転安全調査団）等社外機関を招き，教育及び訓練を含む取り組
みについて，社外の視点での客観的な評価も取り入れている。

７．実務経験によるプラント設備の習熟（第７表参照）
運転員及び緊急時対策要員のうち保全部員は，計画的に実施する教育及び訓練の他，
日常業務に応じた実務経験を通じてプラント設備の習熟を図っている。
運転員は，通常時に実施する項目を定めた手順書に基づき，設備の巡視点検，定例試
験及び運転に必要な操作を行うことにより，普段から，設備についての習熟を図る。
緊急時対策要員のうち保全部員は，設備の点検において，保守実施方法をまとめた社
内マニュアルに基づき，現場にて，巡視点検，分解機器の状況確認，組立状況確認及び試運転の立会確認を行うとともに，施工要領書の内容確認及び作業工程検討等の保守点
検活動を行うことにより，普段から，設備についての習熟を図る。また，技能訓練施設
にてポンプ，弁設備の分解点検，調整，部品交換等の実習を社員自らが実施することにより技能及び知識の向上を図る。
なお，予備品を用いた補機冷却系ポンプ電動機の復旧作業は，協力企業の支援による実施としているが，本復旧作業は事故収束後のプラント安定状態を継続する上で有効であることから，直営訓練等を通じて復旧手順の整備や作業内容把握，技能訓練施設において予備品の類似機器を用いた分解点検や組立作業訓練等を通じて現場技能向上への取り組みを継続的に実施する。

８．自衛消防隊（当社社員以外）の教育及び訓練参加について
自衛消防隊のうち，協力企業社員は，個別に締結している業務委託契約に基づいて必要な教育及び訓練を行うこととし，当社が作成した計画に従い，必要な教育を受け，当社が実施する個別訓練及び総合訓練に参加することにより，必要な力量の維持・向上を図る。

1.0.9-7

９．本社の緊急時対策要員の教育及び訓練について
本社の緊急時対策要員に対しては，原子力防災対策活動及び重大事故等の現象について理解するための教育を行う。また，発電所緊急時対策本部への支援，社内外の情報収集及び災害状況の把握，情報発信，関係組織への連絡等，本社の活動に関する訓練を役割に応じて行い，必要な力量の維持・向上を図る。

1.0.9-8

第１表 重大事故等対策に関する教育及び訓練（運転員の主な教育内容）
（１／２）
教育名

目的

内容

対象者

時間･頻度

1.0.9-9異常時対応訓練（指揮，状況判断)異常時に指揮者として適切な指揮，状況判断がで・異常時操作の対応(判断，指揮命令含む)
きるよう，異常時操作の対応(判断・指揮命令)及・警報発生時の監視項目
び，警報発生時の監視項目について理解する。

異常時対応訓練（中央制御室内対応)

異常時に中央制御室において適切な処置がとれるように，警報発生時の対応及び異常時操作の対応について理解する。
役割に応じた活動に要する資機材等に関する知識を習得する。

異常時対応訓練（現場機器対応)

・原子炉の起動停止の概要
異常時に現場において適切な処置がとれるよう・各設備の運転操作の概要(現場操作)に，警報発生時の対応及び異常時操作の対応につ・警報発生時の対応操作(現場操作)
いて理解する。
・異常時操作の対応(現場操作)

当直長，当直副長，当直主任，
当直副主任，主機操作員，
補機操作員

シミュレータ訓練Ⅰ（連携訓練）

異常事象対応時(設計基準外事象含む)の連携措置 ・運転操作の連携訓練の万全を図る。
【重大事故等の対応を含む】※

当直長，当直副長，当直主任，
３年間で１５時間
当直副主任，主機操作員，
以上
補機操作員

シミュレータ訓練Ⅱ

警報発生時及び異常事象時（設計基準外事象含 ・起動停止・異常時・警報発生時対応訓練
む）対応の万全を図る。
【重大事故等の対応を含む】※

シミュレータ訓練Ⅲ

警報発生時及び異常事象時（設計基準外事象含む）対応の万全を図る。

※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

・原子炉の起動停止に関する操作と監視項目
・各設備の運転操作と監視項目
・警報発生時の対応操作(中央制御室)・異常時操作の対応(中央制御室)・起動停止，異常時・警報発生時の対応・判断・
指揮命令訓練【重大事故等の対応を含む】※

当直長，当直副長

当直長，当直副長，当直主任，
当直副主任，主機操作員

３年間で３０時間
以上（他の項目も含む）

当直主任，当直副主任，
主機操作員

３年間で９時間
以上

当直長，当直副長

３年間で９時間以上

第１表 重大事故等対策に関する教育及び訓練（運転員の主な教育内容）
（２／２）
教育名

目的

内容

アクシデントマネジメント アクシデントマネジメントに関する基礎的知識 ・アクシデントマネジメントの概要
教育（基礎的知識）を習得する。
・津波アクシデントマネジメントの概要 ※事故時のプラント挙動，プラント状況に合致した ・代表的な事故シナリオの流れとプラント挙動
アクシデントマネジメント
機能別設備を活用したアクシデントマネジメン ・機能別の設備のプラント状況にあった優先順
教育（応用的知識）
トの専門的知識を習得する。
位

1.0.9-10

防災教育

・原災法及び関係法令の概要
・発電所員として必要な基礎知識を理解する。
・原子力事業者防災業務計画の概要
・原子力災害に関する知識を習得し，原子力防災 ・防災体制，防災組織及び活動
活動の円滑な実施に資する。
・防災関係設備
・緊急時活動レベル（ＥＡＬ）※※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

対象者

時間･頻度

当直長，当直副長，当直主任，
当直副主任，主機操作員，
補機操作員

１回／年

当直長，当直副長

１回／年

実施組織
（役割に応じた項目）

１回／年

第２表 重大事故等対策に関する教育及び訓練（実施組織（運転員を除く）の主な教育内容）
教育名

目的

内容

アクシデントマネジメント アクシデントマネジメントに関する基礎的知識 ・アクシデントマネジメントの概要
教育（基礎的知識）の習得
・津波アクシデントマネジメントの概要 ※事故時のプラント挙動，プラント状況に合致した ・代表的な事故シナリオの流れとプラント挙動
アクシデントマネジメント
機能別設備を活用したアクシデントマネジメン ・機能別の設備のプラント状況にあった優先順
教育（応用的知識）
トの専門的知識の習得
位

総合訓練

・各機能班の活動想定した原子力災害への対応，各機能や組織間の ・各機能班の連携
連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮 ・本部の意思決定できることを確認する。
・本社本部との連携【重大事故等を想定し，上記を実施】※

1.0.9-11

防災教育

・原災法及び関係法令の概要
・原子力事業者防災業務計画の概要
・発電所員として必要な基礎知識の理解
・防災体制，防災組織及び活動
・原子力災害に関する知識を習得し，原子力防災
・防災関係設備
活動の円滑な実施に資する。
・発電所設備概要
・緊急時活動レベル（ＥＡＬ）※※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

対象者

頻度

実施組織
（自衛消防隊を除く）

１回／年

実施組織
（統括，班長）１回／年

実施組織（役割に応じた項目）

１回／年

緊急時対策要員

１回／年

第３表 重大事故等対策に関する教育及び訓練（支援組織の主な教育内容）
教育名

目的

内容

対象者

頻度

技術支援組織，運営支援組織
（広報班，
立地班，
通報班）

１回／年

事故時のプラント挙動，プラント状況に合致した ・代表的な事故シナリオの流れとプラント挙動
アクシデントマネジメント
技術支援組織機能別設備を活用したアクシデントマネジメン ・機能別の設備のプラント状況にあった優先順
教育（応用的知識）（統括，班長，要員（計画班））
トの専門的知識の習得
位

１回／年

アクシデントマネジメント アクシデントマネジメントに関する基礎的知識 ・アクシデントマネジメントの概要
教育（基礎的知識）の習得
・津波アクシデントマネジメントの概要 ※1.0.9-12

防災教育

・原災法及び関係法令の概要
・発電所員として必要な基礎知識の理解
・原子力事業者防災業務計画の概要
・原子力災害に関する知識を習得し，原子力防災 ・防災体制，防災組織及び活動
活動の円滑な実施に資する。
・防災関係設備
・緊急時活動レベル（ＥＡＬ）※

総合訓練

・各機能班の活動想定した原子力災害への対応，各機能や組織間の ・各機能班の連携
連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮 ・本部の意思決定できることを確認する。
・本社本部との連携【重大事故等を想定し，上記を実施】※
・通報訓練

その他訓練

あらかじめ定められた機能を発揮できるように ・モニタリング訓練
するために資機材操作を含めて行い，機能ごとの ・避難誘導訓練
対応能力向上を図る。
・原子力災害医療訓練※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

技術支援組織，運営支援組織（役割に応じた項目）

１回／年

緊急時対策要員

１回／年

運営支援組織（通報班）
技術支援組織（保安班）
運営支援組織（総務班）
運営支援組織（総務班）,
技術支援組織（保安班）

１回／年

第４表 重大事故等対策に関する主な訓練（１／６）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書

ＧＴＧによる給電○多様なハザード対応手順
・「第二 GTG による荒浜側緊急用 M/C 受電」
・「第二 GTG による大湊側緊急用 M/C 受電」

対象者

個別訓練名称及び頻度

1.0.9-13

復旧班員

・ガスタービン発電機車（GTG 車）操作訓練：２回／年
・緊急用 M/C 受電訓練：１回／年

電源車による給電○多様なハザード対応手順①「電源車による荒浜側緊急用 M/C 受電」②「電源車による給電（動力変圧器 7C-1 接続）」②「電源車による給電（AM 用動力変圧器接続）」②「電源車による給電（緊急用電源切替箱 7A 接続）」

復旧班員①②電源車操作訓練：２回／年①緊急用 M/C 受電訓練：１回／年②P/C 受電訓練：２回／年①②ケーブル接続訓練：２回／年

緊急用Ｍ／Ｃからの受電○AM 設備別操作手順書
・「緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ７Ｃ・７Ｄへの電路構成」

運転員

・緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ７Ｃ・７Ｄへの電路構成：１回/年○AM 設備別操作手順書
・「Ｄ／Ｇ（Ａ）（Ｂ）による他号炉への電力融通」

運転員

・Ｄ／Ｇ（Ａ）（Ｂ）による他号炉への電力融通：１回／年○多様なハザード対応手順
・「各号炉 D/G(A)(B)による緊急用 M/C 受電から各号炉への送電」

復旧班員

・緊急用 M/C 受電訓練：１回／年○多様なハザード対応手順①「非常用Ｄ／Ｇ軽油タンクからタンクローリへの給油」②「タンクローリから各機器等への給油」

復旧班員①非常用Ｄ／Ｇ軽油タンクからの補給訓練：２回／年②軽油地下タンクからの補給訓練：２回／年

電源確保

号機間融通

ＧＴＧ，電源車への燃料補給

第４表 重大事故等対策に関する主な訓練（２／６）
教育訓練項目

1.0.9-14

対象者

個別訓練名称及び頻度

高圧の原子炉への注入操作○AM 設備別操作手順書①「HPAC 現場起動」②「ＲＣＩＣ現場起動」③「ＨＰＣＦ緊急注水」④「ＣＲＤによる原子炉注水」⑤「ＳＬＣポンプによる原子炉注水」

運転員①ＨＰＡＣ現場起動：１回／年②ＲＣＩＣ現場起動：１回／年③ＨＰＣＦ緊急注水：１回／年④ＣＲＤによる原子炉注水：１回／年⑤ＳＬＣポンプによる原子炉注水：１回／年

原子炉の減圧○AM 設備別操作手順書①「ＳＲＶ駆動源確保」②「バッテリーによるＳＲＶ開放（多重伝送盤）」

運転員①ＳＲＶ駆動源確保：１回／年②バッテリーによるＳＲＶ開放（多重伝送盤）：１回／年○AM 設備別操作手順書①「ＲＨＲによる原子炉注水」②「ＭＵＷＣによる原子炉注水」③「消火ポンプによる原子炉注水」④「消防車による原子炉注水」

運転員①ＲＨＲによる原子炉注水：１回／年②ＭＵＷＣによる原子炉注水：１回／年③消火ポンプによる原子炉注水：１回／年④消防車による原子炉注水：１回／年○多様なハザード対応手順
・「消防車による送水（原子炉注水）」

復旧班員

・消防車による注水訓練：１回／年
・消防車による連結送水訓練：2 回／年○AM 設備別操作手順書①「ＲＨＲによる原子炉除熱」②「代替Ｈｘによる補機冷却水確保」

運転員①ＲＨＲによる原子炉除熱：１回／年②代替Ｈｘによる補機冷却水確保：１回／年

復旧班員①②③代替 Hx による補機冷却水確保訓練（下記訓練の総称）・資機材移動・配置訓練：１回／年・代替 Hx 車移動訓練：１回／年・ホース接続訓練：１回／年
・ケーブル接続訓練：１回／年
・代替 RSW ポンプ設置訓練：１回／年
・電源車訓練：２回／年

低圧の原子炉への注入操作教育訓練に使用する手順書

炉心損傷緩和最終ヒートシンクへの熱輸送○多様なハザード対応手順①「熱交換器ユニットによる補機冷却水確保」②「代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保」③「大容量送水車による補機冷却水確保」

第４表 重大事故等対策に関する主な訓練（３／６）
教育訓練項目

格納容器内の冷却・減圧
格納容器破損防止1.0.9-15

水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止

使用済燃料プール水位維持及び
燃料損傷緩和

使用済燃料プールへの注水

使用済燃料プールへのスプレイ

教育訓練に使用する手順書○AM 設備別操作手順書①「MUWC による PCV スプレイ」②「消火ポンプによるＰＣＶスプレイ」③「消防車によるＰＣＶスプレイ」④「ＰＣＶベント（フィルタベント使用）」⑤「ＰＣＶベント（耐圧強化ライン使用）」⑥「ＰＣＶベント弁駆動源確保［予備ボンベ］」

対象者

個別訓練名称及び頻度

運転員①MUWC による PCV スプレイ：１回／年②消火ポンプによるＰＣＶスプレイ：１回／年③消防車によるＰＣＶスプレイ：１回／年④ＰＣＶベント（フィルタベント使用）：１回／年⑤ＰＣＶベント（耐圧強化ライン使用）：１回／年⑥ＰＣＶベント弁駆動源確保［予備ボンベ］：１回／年○多様なハザード対応手順①「フィルタベント水位調整(水張り)」②「フィルタベント水位調整(水抜き)」③「フィルタベント停止後の N₂パージ」

復旧班員①消防車による注水訓練：１回／年①消防車による連結送水訓練：2 回／年①②フィルタベント水位調整：１回／年③フィルタベント N2 パージ：1 回／年○多様なハザード対応手順①「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」②「原子炉建屋トップベント」

復旧班員①消防車による注水：１回／年①消防車による連結送水：2 回／年②トップベント設備他開放訓練：１回／年○AM 設備別操作手順書①「ＲＨＲによるＳＦＰ注水」②「ＳＰＣＵによるＳＦＰ注水」③「ＭＵＷＣによるＳＦＰ注水」④「消火ポンプによるＳＦＰ注水」⑤「消防車によるＳＦＰ注水」

運転員①ＲＨＲによるＳＦＰ注水：１回／年②ＳＰＣＵによるＳＦＰ注水：１回／年③ＭＵＷＣによるＳＦＰ注水：１回／年④消火ポンプによるＳＦＰ注水：１回／年⑤消防車によるＳＦＰ注水：１回／年○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）」

復旧班員

・消防車による注水訓練：１回／年
・消防車による連結送水訓練：2 回／年○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）」

復旧班員

・消防車による注水訓練：１回／年
・消防車による連結送水訓練：2 回／年

第４表 重大事故等対策に関する主な訓練（４／６）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書○多様なハザード対応手順①「大容量放水車及び放水砲による大気への拡散抑制」②「汚濁防止膜による海洋への拡散抑制」
放射性物質放出 発電所外への放射性③「放射性物質吸着材による海洋への拡散抑制」
緩和
物質の拡散抑制○ 多様なハザード対応手順書①「初期対応における延焼防止処置」②「航空機燃料火災への対応」

対象者

個別訓練名称及び頻度

1.0.9-16

復旧班員① 大容量送水車による放水訓練：２回／年②シルトフェンス運搬訓練：１回／年②シルトフェンス組み立て・送り出し・展開訓練：１回／年③放射性物質吸着材設置訓練：1 回／年

自衛消防隊
復旧班員

① 消防車操法訓練：１回／年① 高所放水車連結訓練：１回／年②大容量送水車による放水訓練：２回／年

防火水槽への補給○多様なハザード対応手順①「貯水池から大湊側防火水槽への補給」②「大湊側淡水タンクから防火水槽への補給」③「大容量送水車による防火水槽への海水補給」③「代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給」④「消防車による防火水槽への海水補給」

復旧班員①②貯水池から大湊側への送水訓練【日勤対応時】：１回／年①②貯水池から大湊側への送水訓練【宿直対応時】：１回／年①②貯水池から大湊側及び荒浜側への送水訓練【送水ホース交換】：１回／年③代替 Hx による補機冷却水確保訓練：１回／年④消防車による注水訓練：１回／年④消防車による連結送水訓練：2 回／年

送水○多様なハザード対応手順
・「消防車による送水（原子炉注水）」
・「消防車による送水（格納容器スプレイ）」・「消防車による送水（デブリ冷却）」
・「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」
・「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）」

復旧班員

・消防車による注水訓練：１回／年
・消防車による連結送水訓練：2 回／年

ＣＳＰへの補給○多様なハザード対応手順①「消防車による CSP への補給(淡水/海水)」②「大湊側純水移送ポンプ電源確保」

復旧班員①消防車による注水訓練：１回／年①消防車による連結送水訓練：2 回／年②エンジン発電機移動訓練：１回／年②ＣＶケーブル接続訓練：１回／年

水源確保

第４表 重大事故等対策に関する主な訓練（５／６）
教育訓練項目

その他対策

教育訓練に使用する手順書

1.0.9-17

対象者

個別訓練名称及び頻度

アクセスルートの確保○多様なハザード対応手順①「状況確認とアクセスルート確保」②「段差復旧・陥没箇所復旧」③「瓦礫除去」復旧班員①②③瓦礫撤去範囲重機走行（ホイールローダ）：２回／年①②③瓦礫撤去（ホイールローダ）：２回／年①②③道路段差復旧（ホイールローダ）：２回／年

事故時の計装○多様なハザード対応手順
・「重要監視計器復旧」

復旧班員

・ＳＦＰ水位計及び監視パラメータのデジタルレコーダへの接続訓練：１回／年

運転員

・可搬型陽圧化空調機による中央制御室待避室陽圧化：１回／年

保安班員

・緊急時対策所等チェンジングプレース設営訓練：１回／年○保安班運用ガイド①「チェンジングエリアの設営」②「可搬空調の設置」

保安班員①緊急時対策所等チェンジングプレース設営訓練：１回／年②可搬型陽圧化空調の設置訓練：１回／年

緊急時対策所の居住○総務班運用ガイド性の確保
・「緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の
測定手順」

総務班員

・酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定訓練：１回／年○号機班運用ガイド
・「プラント状況収集・共有手順」

号機班員

・プラント状況収集・共有訓練：１回／年○AM 設備別操作手順書
・「可搬型陽圧化空調機による中央制御室待避室
中央制御室の居住性
陽圧化」の確保○保安班運用ガイド
・「緊急時出入管理所の設営」

第４表 重大事故等対策に関する主な訓練（６／６）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書○多様なハザード対応手順①「非常用Ｄ／Ｇ軽油タンクからタンクローリへの給油」②「タンクローリから各機器等への給油」③「５号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬式発電
緊急時対策所の居住機起動」
性の確保④「５号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬式発電機の切替」⑤「５号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬式発電機燃料タンクへの燃料給油」

対象者

個別訓練名称及び頻度

復旧班員①⑤非常用Ｄ／Ｇ軽油タンクからの補給訓練：２回／年②⑤軽油地下タンクからの補給訓練：２回／年③④可搬式発電機操作訓練：１回／年

環境モニタリング○保安班運用ガイド①「緊急時構内モニタリング」②「小型船舶による海上モニタリング」③「モニタリングポストの電源確保」

保安班員①放射線観測車による緊急時測定訓練：１回／年①緊急時構内モニタリング代替測定訓練：１回/年②小型船舶による海上モニタリング訓練：１回／年③モニタリングポスト発電機起動訓練：１回／年

気象条件の測定○保安班運用ガイド・「可搬型気象観測装置測定」

保安班員

・可搬型気象観測設備取扱訓練：１回／年

その他対策
1.0.9-18

第５表 教育及び訓練計画の頻度の考え方について項目

教育訓練の計画

頻 度

教育訓練の方針

教育訓練の内容

１回／年

・ 原子炉施設保安規定に基づく社内マニュアルで計画の策定方針を規定する。

・ 重大事故等対策に関する知識向上のための教育訓練等

１回／年・ 各要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。
各要員の役割に応じた教育及び訓練を計画的に繰り返すことにより，各手順を習熟し，力量の維持及び向上を図る。

個別訓練
1.0.9-19

２回以上／年

総合訓練・ 各要員に対し必要な教育及び訓練項目を年１回以上実施し，評価することにより，力量が維持されていることを確認する。

１回以上／年・ 各要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評価を行い，年１回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育又は訓練については，年２回以上の実施頻度に見直す。
・ 想定した原子力災害への対応，各機能や組織間の連携等，組織が予め定められた機能を発揮できることを総合的に確認する訓練を年１回以上実施し，評価することにより，緊急時対応要員の実
効性等を確認する。

・ 給水活動及び電源復旧活動等の各項目の教育・訓練（消防車による注水訓練，緊急用 M/C 受電訓練，緊急時構内モニタリング代替測定訓練他）

・ 給水活動及び電源復旧活動等の各項目の教育・訓練（有効性評価の結果，現状，実施頻度を年２回以上としている訓練の例は次のとおり）（瓦礫撤去（２回／年），電源車・GTG 操作（２回／年），
ケーブル接続（２回／年），消防車による連結送水（２回／年））・ 緊急時対応要員の実効性等を総合的に確認。

第６表 重大事故等に対処する要員の力量管理について
要員

必要な作業

緊急時対策要員
・本部長，各統括及び ○発電所における災害対策活動の実施
技術スタッフ

必要な力量○事故状況の把握○対応判断○適確な指揮○各班との連携

主要な教育・訓練

主要な効果（力量）の確認方法○アクシデントマネジメント
教育○防災教育の実施状況，総合訓練の結果か○防災教育
ら効果（力量）の確認を行う。
○総合訓練

1.0.9-20

緊急時対策要員
・上記以外の要員○発電所における災害対策活動の実施○所掌内容の理解（統括／班長指示による）○対策本部との情報共有○関係箇所への情報提供○各班との連携○各班要員の活動状況把握

運転員○事故状況の把握○事故拡大防止に必要な運転上の措置○除熱機能等確保に伴う措置

実施組織○復旧対策の実施
・資機材の移動，電源車による給電， ○個別手順の理解
原子炉への注水，使用済燃料プール ○資機材の取り扱い
への注水等○配置場所の把握○消火活動○アクシデントマネジメント○必要な活動ができることを各班機能に教育応じた個別訓練の結果，総合訓練の結○防災教育
果，防災教育の実施状況から効果（力量）○総合訓練の確認を行う。
○各班機能に応じた個別訓練

支援組織○事故拡大防止対策の検討○資材の調達及び輸送○放射線・放射能の状況把握○社外関係機関への通報・連絡○アクシデントマネジメント
教育○防災教育の実施状況，個別訓練の結果か○防災教育
ら効果（力量）の確認を行う。
○総合訓練○各班機能に応じた個別訓練○確実なプラント状況把握○運転操作○事故対応手順の理解○事故状況の把握○各班との情報共有○個別手順の理解○資機材の取り扱い○アクシデントマネジメント○事故を収束できること，適切に作業を実教育施できることをシミュレータ訓練の結○防災教育
果，防災教育等の実施状況から効果（力○総合訓練量）の確認を行う。
○シミュレータ訓練

第７表 プラント設備への習熟のための保守点検活動

対象者

入社１年目
原子力技術系社員
（全員）

主な活動

保守点検活動の内容（例）社内マニュアル現場実習

・入社後，原子力発電所の基礎知識を学んだ後，発電所の当直にて，現場を中心に巡視点検（実習），系統・設備の現場トレース，運転操作ＯＪＴ等を受け，現場実習を受ける。その後， 教育及び訓練基本マニュアル
引き続き当直業務に就く場合と，保全等の業務に就く場合があり，各職場で現場業務を実施。

巡視点検

・巡視点検を１回以上／直で実施。
・必要により簡易な保守を実施。

運転管理基本マニュアル

運転操作

・プラント起動又は停止時の運転操作及び機器の状態確認
・非常用炉心冷却設備等の定期的な起動試験に係る運転操作及び機器の状態確認

運転管理基本マニュアル

保守管理

・設備ごとに担当者を定め，プラント運転中の定期的な巡視，及びプラント起動停止時や試運転時に立会い，異常有無等の状態を確認。
保守管理基本マニュアル
・設備不具合時等に設備の状況を把握し，原因の特定及び復旧方針を策定。デジタル制御装置
については，不具合基板を特定し基板取替作業を実施。

工事管理（調達管理）

・各設備の定期的な保守点検工事，あるいは修繕工事等において，当社立会のホールドポイン
保守管理基本マニュアル
トを定めて，設備ごとの担当者が分解点検等の現場に立会い，設備の健全性確認を行うとと調達管理基本マニュアル
もに，作業の安全管理等を実施。

教育訓練

・保全部配属後，技能訓練施設において，基本的な設備（制御弁，ポンプ，モータ，手動弁，遮断器，検出器，伝送器，制御器等）の分解点検や組立て及び点検調整等の実習トレーニン
教育及び訓練基本マニュアル
グを行い，現場技能を習得。
・また，ＯＪＴを主体に専門知識の習得を図ることで，技術に堪能な人材を早期に育成。

運転員

1.0.9-21
保全部員

補足１
要員の力量評価及び教育訓練の有効性評価について
１．要員の力量評価
各要員の力量評価は，訓練における対応状況をあらかじめ定めた力量水準に照らして行う。具体的には，訓練ごとに設定した判定基準を満たした訓練を有効なものとし，その訓練における各要員の対応状況を評価する。評価は，当該訓練で既に力量を有している者を評価者として配置し，評価者が評価対象の要員の対応
状況を確認し，第２表に示す力量水準に照らして力量レベルを判定する。（第１，２表参照）
なお，判定基準を満たさなかった訓練については，判定基準を満たすまで訓練を行う。

第１表 力量評価の例
訓練実施日時NO

平成○年○月○日 ○時○分～○時○分

訓練内容

〔上段〕

判定基準（目標値）〔下段〕

所要時間（分）高圧ケーブルＭ／Ｃ接続訓練①②

５０

７０分以内に完了（６０分）
低圧ケーブルＭＣＣ接続訓練

４５

７０分以内に完了（６０分）
指揮者

要員名
個人力量評価

担当者

東電太郎

合格

東電次郎

優

東電三郎

可

東電四郎
評価者

良
東京雷太

第２表 力量レベルと力量水準の例
力量レベル

力量水準

指揮者

・訓練手順書の指揮者の業務に精通し，作業班の指揮・統括ができる。
・本部と連絡を取りながら，現場進捗状況の説明ができる。
・本部と連絡を取りながら，プラント状況の理解ができる。

担当者 優

作業手順に精通し，自立的に，速やかに作業が実施できる技量を持っている。

担当者 良

手順書を確認しながらであれば，作業を自立的に実施可能である。

担当者 可

一人ではできないが，指示を受けながら作業が実施可能である。

担当者 不可指示された作業ができない。

1.0.9-22

２．教育訓練の有効性評価
教育訓練の有効性は，個別訓練ごとに必要人数を満たしているか否かを確認することで評価する。具体的には，各要員の力量評価の結果を訓練ごとに集約し，必要な力量を有した要員を確保できているか確認することにより行う。（第３表参照） その結果，必要な力量を有した要員が確保できていない場合には，教育訓練の実施頻度，内容等を見直す。
第３表 教育訓練の有効性評価の例
個別訓練項目

消防車による注
水訓練

力量
レベル

必要人数
①

力量保持者数
②

余裕人数
②－①

指揮者

21

48

27

担当者
（優又は良）

49

122

73

1.0.9-23補足２
社外評価に対するフィードバックについて
2015 年 6 月 29 日から 2015 年 7 月 13 日にかけて，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉を対象に受審した
国際原子力機関（IAEA）による運転安全評価レビューを具体例に，社外評価に対するフィードバックについて示す。
今回の社外評価では，運営面を中心とする有益な推奨を６件，提案を９件頂き，より高い水準の安全レベルを目指すために重要な課題であると認識した。指摘事項に対しては，発電所が中心となり本社と連携しレビュ
ー直後から速やかに対策の検討を開始し，既に展開中のものもあり，今後，全てのレビュー内容を着実に反映
していくこととしている。発電所内では定期的に進捗を確認するとともに，本社は発電所の対応状況を確認し，必要に応じて支援を行う。
また，今後，フォローアップレビューを受けることにより，当社の改善の進捗を確認いただく予定です。
なお，今回の社外評価における主な指摘事項と当社の対応方針を下記の第１表に示す。
第１表 ＩＡＥＡ 運転安全評価レビューにおける指摘事項と対応方針（抜粋）
評価

推奨

提案

指摘事項

対応方針

発電所構内において，安全手袋や安全帯の装作業安全ルール全体に対して，リスクに見合
着方法について，更なる周知・徹底が望まれう基準を明確にする。
る。
・警戒事態及び原子力緊急事態が発生した場
合の基本的な対応計画を作成するとともに，各機能班の対応手順を明確にした個別
緊急時計画及び手順について，文書化が完了
手順を作成する。
していない。
・緊急時における対応計画や個別手順を基に，引き続き計画的に訓練を実施する。
（手順書
整備後適宜実施）
自衛消防隊が火災現場に到着するまでに，原
自衛消防隊が最短で火災現場へ到着するため
子炉建屋入口にてエスコート（運転員）を待に，エスコートとの合流箇所を見直した上でつ必要があり，目標時間の達成が困難になっ訓練を実施し，改善を進める。
ている。
作業時，汚染区域出口に汚染検査員を常時配放射線管理区域外への汚染物品の持ち出しや置し，作業員と物品の汚染検査を行う（従来
身体汚染の管理に改善の余地がある。
は物品のみ）。

1.0.9-24

補足３
全交流動力電源喪失（SBO）環境下における操作項目の訓練実績について

１．訓練実績
有効性評価シナリオにおける操作項目及び全交流動力電源喪失（以下，SBO という）時に期待している
操作項目について，平成 28 年度の訓練実績を第１表，第２表に記載する。
これら訓練は操作項目に応じて，・手順書を用いた机上確認・シミュレータを用いた通常時の運転操作や事故対応操作の訓練
・中央制御室及び現場にて、操作員が手順に従い対応する訓練（実際に操作出来ない弁については，当該弁の前で模擬操作等を行い訓練）により対応している。
２．ＳＢＯ時を想定した訓練について
建屋内には可搬型照明設備を設置しているため，ＳＢＯ時の対応操作への影響はないと考えるが，ＳＢＯ
時に操作場所が暗所となる場合を想定したＳＢＯ環境下の訓練についても，計画的に実施している。
建屋内操作場所のＳＢＯ環境下の模擬は，プラント運転中では安全確保上難しいことから，プラント停止中に実施する訓練として位置づけている。また，操作場所の照明消灯等により暗所を模擬し，暗所でも操作対象弁が分かるよう反射テープや蛍光マーカーを施した弁の模擬操作訓練を行う等，実践的な訓練を行うことで，運転員の力量向上に努めている。
なお， 屋外の対応操作については，夜間，荒天等様々な環境においても対応ができるよう，悪条件を想定した訓練を行っている。
３．その他
これまでは対応操作の習熟のため，単一の対応操作訓練を中心に行っていたが，今後の訓練においては，
当該対応操作が設備不具合等により失敗することを想定し，１つの対応操作がうまく行かなかった場合であっても，次の対応操作に移行することを考慮した複合的な対応操作訓練を実施する。

1.0.9-25

第１表 有効性評価シナリオにおける操作項目の訓練実績（平成２８年度※１）
作業項目

MUWCポンプによる原子炉注水

作業内容（有効性評価シナリオ）

操作要員（操作場所）

低圧代替注水系（常設）準備操作（中央制御室）

運転員（中央制御室）低圧代替注水系（常設）準備操作（中央制御室）

運転員（中央制御室）平成28年度 訓練実績
訓練名称，対応する手順書等

参考 実績回数※２（訓練時の実績操作時間）

備考

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回（5分～21分30秒）－①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
・起動前確認（電源確認等）
・消防車からのホース接続口ラインナップ
・原子炉注水ラインナップ※実操作ができない機器の操作（ポンプ起動，弁の開閉等）は，模擬操作で実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回（16分～40分40秒）－

消防ホースを展開して接続口への接続する実技訓練を実施。

1回/年

1回/年以上実施

58回（30分以内）

淡水貯水池にて、消防車を連結させ淡水放水を行う実技訓練を実施。

2回/年

2回/年以上実施

191回（10分以内）①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。(全手順）②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練（③-1-2）を実施。
・起動前確認（電源確認，冷却水確保確認等）
・S/P～原子炉までのラインナップ
・封水ポンプ起動※実操作ができない機器の操作（ポンプ起動，弁の開閉等）は，模擬操作で実施。
※③-1-1については，操作対象機器を手順記載順に確認を実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回（5分～26分20秒）－

訓練シナリオに応じた対応操作で訓練

1回/年・班－－通常のプラント操作または事故対応
操作のため，個別の操作訓練は行わず，シミュレータのチーム連携訓練に包含して訓練を実施

運転員
（現場）

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 準備操作（現場）

運転員
（現場）

【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）③-1-5 消防車による原子炉注水

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） 消防車による送水（原子炉注水）

残留熱除去系 起動操作

運転員
（中央制御室）【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）③-1-1 RHR(A)による原子炉注水（AM設備別操作手順書）③-1-2 RHR(B)による原子炉注水

残留熱除去系（低圧注水モード） 起動操作

運転員
（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】

RHRポンプによる原子炉注水

HPACによる原子炉注水

実績頻度①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
・起動前確認（電源確認等）
・MUWCによる原子炉注水（ラインナップ，注水操作）※実操作ができない機器の操作（ポンプ起動，弁の開閉等）は，模擬操作で実施。

消防車による原子炉注水

RCICポンプによる原子炉注水

訓練頻度【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）③-1-3 MUWCポンプによる原子炉注水

低圧代替注水系（常設）準備操作（現場）

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 準備操作（緊急時対
策要員）

訓練内容

－

低圧注水モードから低圧代替注水系（常設）切替

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】

原子炉隔離時冷却系 注水操作

運転員
（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】

訓練シナリオに応じた対応操作で実施

1回/年・班－－通常のプラント操作または事故対応
操作のため，個別の操作訓練は行わず，シミュレータのチーム連携訓練に包含して訓練を実施【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）③-2-1 HPAC現場起動①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
・監視計器復旧
・注水ラインナップ
・HPAC起動，注水※実操作ができない機器の操作（ポンプ起動，弁の開閉等）は，模擬操作で実施。
※K6はHPAC本体未設置のため，机上のみ実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

５回（41分～50分）－【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）⑤-2 MUWCによるPCVスプレイ①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得※本手順の操作は，③-1-3 MUWCによる原子炉注水手順とほぼ同じことから，③-1-3の手順を代表し実施。（手順相互の差異については机上および操作対象機器の確認を実施）

1回/年・班

1回/年・班
以上実施－－【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）➉-1_ＲＨＲ（Ａ）によるＳ／Ｐ除熱（AM設備別操作手順書）➉-2_ＲＨＲ（B）によるＳ／Ｐ除熱①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練（⑩-2）を実施。
・起動前確認・ラインナップ※実操作ができない機器の操作（ポンプ起動，弁の開閉等）は，模擬操作で実施。
※⑩-1については，操作対象機器を手順記載順に確認を実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回（７分～１６分）－【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】

訓練シナリオに応じた対応操作で実施

1回/年・班－－通常のプラント操作または事故対応
操作のため，個別の操作訓練は行わず，シミュレータのチーム連携訓練に包含して訓練を実施【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）⑨-1_ＲＨＲ（Ａ）による原子炉除熱（AM設備別操作手順書）⑨-2_ＲＨＲ（B）による原子炉除熱①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練（⑨-2）を実施。
・起動前確認・ラインナップ※実操作ができない機器の操作（ポンプ起動，弁の開閉等）は，模擬操作で実施。
※⑨-1については，操作対象機器を手順記載順に確認を実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回（16分～63分）－【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】

訓練シナリオに応じた対応操作で実施

1回/年・班－－通常のプラント操作または事故対応
操作のため，個別の操作訓練は行わず，シミュレータのチーム連携訓練に包含して訓練を実施

高圧代替注水系起動操作

運転員（中央制御室）

代替格納容器スプレイ冷却系 準備操作(中央制御室）

運転員（中央制御室）MUWCポンプによる格納容器スプレ
イ
代替格納容器スプレイ冷却系 準備操作(現場）

運転員
（現場）

残留熱除去系(サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード) 起動
準備

運転員（中央制御室）

残留熱除去系(サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード) 起動操作

運転員（中央制御室）RHRポンプによるS／Cクーリング

残留熱除去系 サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード操作

運転員（中央制御室）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）系統構成（中央制御室）

運転員（中央制御室）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）系統構成（現場）

運転員
（現場）

RHRポンプによるSHC
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）起動操作

原子炉停止時冷却モード 起動準備

運転員
（中央制御室）運転員（中央制御室）

1.0.9-26

作業項目

作業内容（有効性評価シナリオ）

操作要員（操作場所）

平成28年度 訓練実績
訓練名称，対応する手順書等

自動減圧系 自動起動阻止

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】（事故時運転操作手順書(徴候ベース)）：「反応度制御」

残留熱除去系 運転モード切替

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】（事故時運転操作手順書(徴候ベース)）：「反応度制御」ATWS一連対応
ほう酸水注入系 起動操作

運転員
（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】（事故時運転操作手順書(徴候ベース)）：「反応度制御」原子炉水位調整操作

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】（事故時運転操作手順書(徴候ベース)）：「反応度制御」原子炉急速減圧操作

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】（事故時運転操作手順書(徴候ベース)）：「反応度制御」原子炉減圧操作
原子炉減圧操作

ISLOCA対応

運転員（中央制御室）

高圧炉心注水系からの漏えい停止操作（現場操作）

運転員
（現場）

原子炉ウェル水位低下調査／隔離操作（中央制御室）

運転員（中央制御室）

訓練頻度

原子炉ウェル水位低下調査／隔離操作（現場）

運転員
（現場）

格納容器ベント準備操作（ベントバウンダリ構成）

運転員（中央制御室）

格納容器ベント準備操作（ベントバウンダリ構成）

運転員
（現場）

格納容器ベント準備操作（ベントライン構成）

運転員
（現場）

格納容器ベント操作
格納容器ベント操作

運転員（中央制御室）

格納容器ベント操作（現場）

運転員
（現場）

格納容器ベント停止操作

運転員
（現場）

実績頻度

参考 実績回数※２（訓練時の実績操作時間）

1回/年・班－－通常のプラント操作または事故対応
操作のため，個別の操作訓練は行わず，シミュレータのチーム連携訓練に包含して訓練を実施

訓練シナリオに応じた対応操作で実施

1回/年・班－－通常のプラント操作または事故対応
操作のため，個別の操作訓練は行わず，シミュレータのチーム連携訓練に包含して訓練を実施

・HPCF注入弁隔離操作（移動，弁手動閉操作（模擬））・耐熱服，オキシゼム等の放射線保護具装着

1回/年・班－－

高圧炉心注水系からの漏えい停止
操作訓練については，平成２９年度より訓練を実施予定

1回/年・班－－

原子炉ウェル水位低下調査／隔離操作訓練については，平成２９年度より訓練を実施予定

1回/年・班
以上実施④-4：5回（28分20秒～39分）④-5：5回（30分～69分）④-8：5回（55分～104分15秒）④-12：2回（弁操作10分～45分）④-13：5回（S/Cベント駆動用
にて実施）（16分30秒～34分）－【運転員教育・訓練：シミュレータチーム連携訓練】（事故時運転操作手順書(徴候ベース)）：「反応度制御」【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（事故時運転操作手順書(徴候ベース））：「原子炉建屋制御」等

・原子炉ウェル水位低下調査（状況把握，対応指示等）
・原子炉ウェル水位低下原因の除去（RHRミニマムフロー弁隔離操作：模擬操作）
・原子炉ウェル水位低下調査（現場への移動・弁状態確認，電源盤への移動）
・原子炉ウェル水位低下原因の除去（RHRミニマムフロー弁電源復旧操作：模擬操作）【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）④-4_炉心損傷前ＰＣＶベント（フィルタベント使用（Ｓ／Ｃ））（AM設備別操作手順書）④-5_炉心損傷前ＰＣＶベント（耐圧強化ライン使用（Ｓ／Ｃ））（AM設備別操作手順書）④-6_炉心損傷前ＰＣＶベント（フィルタベント使用（Ｄ／Ｗ））（AM設備別操作手順書）④-7_炉心損傷前ＰＣＶベント（耐圧強化ライン使用（Ｄ／Ｗ））（AM設備別操作手順書）④-8_炉心損傷後PCVベント(フィルタベント使用(Ｓ／Ｃ))（AM設備別操作手順書）④-9_炉心損傷後PCVベント(耐圧強化ライン使用(Ｓ／Ｃ))（AM設備別操作手順書）④-10_炉心損傷後PCVベント(フィルタベント使用(Ｄ／Ｗ))（AM設備別操作手順書）④-11_炉心損傷後PCVベント(耐圧強化ライン使用(Ｄ／Ｗ))（AM設備別操作手順書）④-12_ＰＣＶベント（遠隔操作可能弁開閉操作）（AM設備別操作手順書）④-13_ＰＣＶベント弁駆動源確保（予備ボンベ）

格納容器ベント準備操作（排水ポンプ水張り）

緊急時対策要員（現場）

フィルタ装置水位調整

緊急時対策要員（現場）

フィルタ装置ｐＨ測定

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） フィルタ装置スクラバ水pH測定

フィルタ装置薬液補給

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） フィルタ装置薬液補給

ドレン移送ラインＮ２パージ

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） ドレン移送ラインN2パージ

淡水貯水池から防火水槽への補給準備

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） 貯水池から大湊側防火水槽への補給

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） 消防車によるＣＳＰへの補給（淡水／海水）

燃料給油準備（可搬型代替注水ポンプ（A-2級））

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） タンクローリーから各機器等への給油

燃料給油準備（第一ＧＴＧ）

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） タンクローリーから各機器等への給油

燃料給油準備（電源車・大容量送水車（熱交換器ユニット用））

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） タンクローリーから各機器等への給油

備考

訓練シナリオに応じた対応操作で実施【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】
原子炉ウェル水位低下調査／隔離操作訓練

RHRミニフロー弁誤開放対応

FCVS対応操作

訓練内容①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。（全手順）②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
実施手順：④-4，④-5，④-8，④-12，④-13※その他の手順については，対応機器の現場確認を実施。
・準備（操作前確認）
・電源確保
・ラインナップ・ベント開始，停止・遠隔操作可能弁の開閉操作（一部の班については工事に伴い未実施）
・予備ボンベ交換（S/Cベント弁駆動用にて実施）※実操作ができない機器の操作（弁の開閉等）は，模擬操作で実施。

1回/年・班【個別訓練】（多様なハザード対応手順） フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り【個別訓練】（多様なハザード対応手順） フィルタベント水位調整（水張り）【個別訓練】
多様なハザード対応手順 フィルタベント水位調整（水抜き）訓練計画策定中（設備完成後に訓練実施予定）

淡水貯水池から大湊側防火水槽への送水する実技訓練を実施（宿直体制）。

1回/年

1回/年以上実施

6回（1時間以内）

淡水貯水池から大湊側防火水槽への送水する実技訓練を実施（日勤体制）。

1回/年

1回/年以上実施

4回（1時間以内）

－

水源確保

給油作業

「消防車による原子炉注水」の項の実績に同じ－①非常用D/G軽油タンクからローリー車へ補給を行う模擬操作を実施。
②非常用D/G軽油タンクへローリー車へ補給するためのフランジを接続する模擬操作を実施。

①1回/半期②1回/年①1回/半期以上実施②1回/年以上実施①59回（10分以内）②35回（20分以内）－－

1.0.9-27

作業項目

作業内容（有効性評価シナリオ）

操作要員（操作場所）

常設代替交流電源設備 準備操作（中央制御室）

運転員（中央制御室）

常設代替交流電源設備 準備操作（第一ＧＴＧ）

運転員（中央制御室）GTG対応（運転中）
常設代替交流電源設備 準備操作（各M/C系列）

運転員
（現場）

常設代替交流電源設備による受電操作

運転員
（現場）

常設代替交流電源設備 準備操作（中央制御室）

運転員（中央制御室）

常設代替交流電源設備 準備操作（第一ＧＴＧ）

運転員（中央制御室）

常設代替交流電源設備 準備操作（各M/C系列）

運転員
（現場）

常設代替交流電源設備による受電操作

運転員
（現場）

GTG対応（運転中）※大LOCA専用（実力ベース）

平成28年度 訓練実績
訓練名称，対応する手順書等

訓練内容

訓練頻度

備考

実績頻度

参考 実績回数※２（訓練時の実績操作時間）

1回/年・班

1回/年・班
以上実施

10回
・C系受電準備（10分～26分）
・C系受電（3分～14分）
・D系受電準備（5分～41分）
・D系受電（5分～27分）－【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）①-7_直流１２５Ｖ蓄電池切替（７Ａ，７Ａ－２，ＡＭ用）①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。
②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
実施手順：①-7
・切替前準備
・直流１２５Ｖ蓄電池７Ａ→直流１２５Ｖ蓄電池７Ａ－２への受電切替
・直流１２５Ｖ主母線盤７Ａ負荷抑制
・直流１２５Ｖ蓄電池７Ａ－２→ＡＭ用直流１２５Ｖ蓄電池への受電切替※実操作ができない機器の操作（電源盤操作等）は，模擬操作で実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回
・7A⇒7A-2（9分～26分）
・7A負荷抑制（8分～47分）
・7A-2⇒AM（7分～37分）－【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）①-8_直流１２５Ｖ充電器盤７Ａ受電①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。
②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
実施手順：①-8・受電前確認・Ｃ／Ｂ計測制御電源区域（Ａ）送・排風機起動・直流１２５Ｖ充電器盤７Ａ受電《優先１，２，３》・蓄電池しゃ断器開放，投入※実操作ができない機器の操作（電源盤操作等）は，模擬操作で実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回（27分～57分）－【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）⑧-3_代替Ｈｘによる補機冷却水（Ａ）確保（AM設備別操作手順書）⑧-4_代替Ｈｘによる補機冷却水（Ｂ）確保①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。（全手順）②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
※⑧-3については，対応機器の現場確認を実施。
実施手順：⑧-4
・RCW系ラインナップ
・CAMS電源確保※実操作ができない機器の操作（弁操作，電源盤操作等）は，模擬操作で実施。

1回/年・班

1回/年・班以上実施

10回（140分～238分）－

代替熱交換器車用の資機材を高台から移動し配置する実技訓練を実施。

1回/年

－

－

代替熱交換器車の補機冷却水用ホースを接続する実技訓練を実施。

1回/年

－

－

代替原子炉補機冷却水ポンプ用の変圧器を移動し配置する実技訓練を実施。

1回/年

－

－

代替原子炉補機冷却水ポンプ用の電源ケーブルを接続する実技訓練を実施。

1回/年

－

－

代替熱交換器の冷却用海水を送水するための大容量送水車を高台から移動して配備する実技訓練を実施。

1回/年

－

－

代替原子炉補機冷却水ポンプ用の電源車を起動する実技訓練を実施。

2回/年

2回/年以上実施

56回（50分以内）【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）①-1-1_緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ７Ｃ・７Ｄへの電路構成（AM設備別操作手順書）①-1-2_大湊側緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ７Ｃ・７Ｄへの電路構成（AM設備別操作手順書）①-1-6_第一ＧＴＧ又は電源車からＡＭ用ＭＣＣへの電路構成（AM設備別操作手順書）①-1-7_緊急用Ｍ／ＣからＡＭ用ＭＣＣへの電路構成（AM設備別操作手順書）①-1-8_大湊側緊急用Ｍ／ＣからＡＭ用ＭＣＣへの電路構成（AM設備別操作手順書）①-2_第一ガスタービン発電機起動（AM設備別操作手順書）①-3-1_Ｍ／Ｃ７Ｃ・７Ｄ受電①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。（全手順）②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
実施手順：①-3-1※その他の手順については，操作対象機器未設置のため本年度訓練は机上のみ実施
・M/C 7C，7D受電準備
・M/C 7C，7D受電・電源相回転確認（C系，D系）※実操作ができない機器の操作（電源盤操作等）は，模擬操作で実施。

「GTG対応（運転中）」の項の実績に同じ

常設代替交流電源設備 準備操作（中央制御室）

運転員（中央制御室）

常設代替交流電源設備 準備操作（第一ＧＴＧ）

運転員（中央制御室）

常設代替交流電源設備 準備操作（各M/C系列）

運転員
（現場）

常設代替交流電源設備による受電操作

運転員
（現場）

所内蓄電式直流電源設備切替操作（A→A-2）

運転員
（現場）

「GTG対応（運転中）」の項の実績に同じ

GTG対応（停止時）

RCIC直流電源確保
所内蓄電式直流電源設備切替操作（A-2→AM用）

運転員
（現場）

直流125Ｖ主母線盤Ａ受電準備

運転員
（現場）

遮断器制御電源確保
直流125Ｖ主母線盤Ａ受電操作

運転員
（現場）

代替原子炉補機冷却系 準備操作（現場）

運転員
（現場）

代替原子炉補機冷却系 準備操作（現場）

運転員
（現場）

代替原子炉補機冷却系

代替原子炉補機冷却系 準備操作（緊急時対策要員）

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） 格納容器機能維持 熱交換器ユニットによる補機冷却水確保

代替Ｈｘによる補機冷却水確保について
は、平成２９年３月に訓練を実施予定。
代替Ｈｘによる補機冷却水確保について
は、平成２９年３月に訓練を実施予定。
代替Ｈｘによる補機冷却水確保について
は、平成２９年３月に訓練を実施予定。
代替Ｈｘによる補機冷却水確保について
は、平成２９年３月に訓練を実施予定。
代替Ｈｘによる補機冷却水確保について
は、平成２９年３月に訓練を実施予定。

－

1.0.9-28

作業項目

作業内容（有効性評価シナリオ）

操作要員（操作場所）

代替循環冷却運転 準備操作（系統構成1）（中央制御室）

運転員（中央制御室）

代替循環冷却運転 準備操作（系統構成2）（中央制御室）

運転員（中央制御室）

代替循環冷却運転 準備操作（系統構成1）（現場）

運転員
（現場）

代替循環冷却運転 準備操作（系統構成2）（現場1）

運転員
（現場）

代替循環冷却運転 準備操作（系統構成2）（現場2）

運転員
（現場）

平成28年度 訓練実績
訓練名称，対応する手順書等【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）➉-6_代替循環冷却系によるＰＣＶ内の減圧及び除熱

代替循環冷却系運転SBO後のCAMS再起動

訓練内容

訓練頻度

①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。
②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。
・起動前確認・水源切替準備・循環冷却運転開始（原子炉注水・格納容器スプレイ）（下部D/W注水・格納容器スプレイ）※実操作ができない機器の操作（弁操作，電源盤操作等）は，模擬操作で実施。

1回/年・班低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（中央制御室）運転員（中央制御室）

代替循環冷却運転開始

運転員（中央制御室）低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（緊急時対策要員）

緊急時対策要員（現場）【個別訓練】（多様なハザード対応手順） 消防車による送水（原子炉注水）

原子炉格納容器内水素・酸素濃度計（CAMS）再起動

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）⑧-3_代替Ｈｘによる補機冷却水（Ａ）確保（AM設備別操作手順書）⑧-4_代替Ｈｘによる補機冷却水（Ｂ）確保

代替原子炉補機冷却系の項で実施している中において・CAMS電源確保を実施。

1回/年・班

格納容器下部注水系準備操作（中央制御室）

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）⑯-1_ＭＵＷＣによる下部Ｄ／Ｗ注水（AM設備別操作手順書）⑯-2_消火ポンプによる下部Ｄ／Ｗ注水（AM設備別操作手順書）⑯-3_消防車による下部Ｄ／Ｗ注水①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。（⑯-1，⑯-2）②中央制御室および現場にて，各操作員が手順に従い実技訓練を実施。（⑯-2）（⑯-2）
・起動前確認・消火ポンプ起動
・消火ポンプによるペデスタル注水ラインナップ※実操作ができない機器の操作（弁操作，電源盤操作等）は，模擬操作で実施。
※⑯-1，⑯-3については，平成29年度より訓練実施予定

1回/年・班下部ペデスタル注水

格納容器下部注水系準備操作（現場）

運転員
（現場）

備考

実績頻度

参考 実績回数※２（訓練時の実績操作時間）

1回/年・班以上実施

5回（69分～218分）

－

－

－

「消防車による原子炉注水」の項の実績に同じ
1回/年・班以上実施

1回/年・班
以上実施

MUWC，消防車による下部Ｄ／Ｗ注⑯-2：10回（19分～37分45秒） 水については，平成２９年度より訓練を実施予定【個別訓練】（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）
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による使用済燃料プールへの補給準備（常設スプレイライン使用）

緊急時対策要員（現場）「消防車による原子炉注水」の項の実績に同じ【個別訓練】（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）

SFP漏えい対応
使用済燃料プール漏えい箇所隔離（中央制御室）

運転員（中央制御室）【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）⑭-9_ＳＦＰ漏えい緩和

使用済燃料プール漏えい箇所隔離（現場）

運転員
（現場）

①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。
②技能訓練施設の原子炉模擬設備の模擬燃料プールにて，ステンレス鋼板を使用した漏洩緩和訓練を行う（※平成29年度より訓練実施予定）

1回/年・班－－

漏えい緩和訓練については，平成２９年度より訓練を実施予定※１： 訓練実績は平成29年2月末時点での集計結果。
※２： 平成28年度の訓練は最新手順を用いていない訓練を含むため，実績回数（訓練時の実績操作時間）は参考として記載。
なお，今後の検討結果を手順に反映し，平成29年度は最新の手順を用いて訓練を行う予定。

第２表 有効性評価シナリオ外でSBO時に期待している操作項目の訓練実績（平成２８年度※１）
作業項目

【SBO】
RCIC現場起動

作業内容（有効性評価シナリオ）－

操作要員（操作場所）

運転員（現場）

平成28年度 訓練実績
訓練名称，対応する手順書等【運転員教育・訓練（標準訓練）：安全対策設備訓練】（AM設備別操作手順書）③-2-2_RCIC現場起動

訓練内容①AM設備別操作手順書を使用し，対応手順を机上で習得。
②手順書に従い，中操・現場にて訓練を実施（模擬操作含む）
・可搬式原子炉水位計接続
・RCIC起動前ラインナップ
・RCIC起動，注水※実際に操作できない機器（弁・電源等）については，模擬操作にて実施。

訓練頻度

1回/年・班

実績頻度

参考 実績回数※２（訓練時の実績操作時間）

1回/年・班以上実施

10回（62分30秒～119分）

備考－※１： 訓練実績は平成29年2月末時点での集計結果。
※２： 平成28年度の訓練は最新手順を用いていない訓練を含むため，実績回数（訓練時の実績操作時間）は参考として記載。
なお，今後の検討結果を手順に反映し，平成29年度は最新の手順を用いて訓練を行う予定。

1.0.9-29

本資料のうち，枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

添付資料 1.0.10

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉重大事故等時の体制について

＜
1．

目

次

＞

重大事故等対策に係る体制の概要.................................... 1.0.10-1(1) 体制の特徴 ....................................................... 1.0.10-1(2) 重大事故等に対処する要員の確保に関する基本的な考え方 .............. 1.0.10-2(3) 重大事故等対策における判断者及び操作者について.................... 1.0.10-2

2．

a.

判断者の明確化 ................................................ 1.0.10-2b.

操作者の明確化 ................................................ 1.0.10-3

柏崎刈羽原子力発電所における重大事故等対策に係る体制について ...... 1.0.10-3(1) 発電所対策本部の体制概要.......................................... 1.0.10-3
a． 発電所長の役割 ................................................ 1.0.10-3
b． 発電所対策本部の構成 .......................................... 1.0.10-3
c． 緊急時対策要員が活動する施設 .................................. 1.0.10-5(2) 発電所対策本部の要員参集.......................................... 1.0.10-6
a． 運転員 ........................................................ 1.0.10-6
b． 発電所内に常駐している緊急時対策要員 .......................... 1.0.10-7
c． 発電所外から発電所に参集する緊急時対策要員 .................... 1.0.10-8(3) 通報連絡 ......................................................... 1.0.10-9(4) 発電所対策本部内における各機能班との情報共有について .............. 1.0.10-9
a． プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有 ................ 1.0.10-9
b． 指示・命令，報告 ............................................. 1.0.10-10
c． 本社対策本部間との情報共有 ................................... 1.0.10-10(5) 交替要員の考え方................................................. 1.0.10-103．

発電所外における重大事故等対策に係る体制について................. 1.0.10-11(1) 本社対策本部 .................................................... 1.0.10-11
a． 本社対策本部の体制概要 ....................................... 1.0.10-11
b． 本社対策本部設置までの流れ ................................... 1.0.10-13
c． 広報活動 ..................................................... 1.0.10-13(2) 原子力事業所災害対策支援拠点..................................... 1.0.10-13(3) 中長期的な体制................................................... 1.0.10-14
第1表

態勢の区分と緊急時活動レベル（EAL）............................ 1.0.10-15

第2表

本部長不在時の代行順位......................................... 1.0.10-16

第1図

柏崎刈羽原子力発電所

原子力防災組織体制図 （第 2 次緊急時態勢・参集要員召集後（6 号及び 7 号炉とも運転中の場合）） ................ 1.0.10-17
第2図

柏崎刈羽原子力発電所

原子力防災組織体制図

（夜間及び休日（6 号及び 7 号炉とも運転中の場合）） ................ 1.0.10-18
第3図

柏崎刈羽原子力発電所

原子力防災組織

体制図（プルーム通過時）............................................... 1.0.10-19
第4図

中央制御室運転員の体制（6 号及び 7 号炉運転中の場合） ........... 1.0.10-20

第5図

中央制御室運転員の体制（6 号炉運転中，7 号炉停止中の場合） ...... 1.0.10-21

第6図

中央制御室運転員の体制（6 号及び 7 号炉停止中の場合） ........... 1.0.10-22

第7図

発電所における態勢発令と緊急時対策要員の非常召集 ............... 1.0.10-23

第8図

自動呼出・安否確認システムによる非常召集連絡................... 1.0.10-24

第9図

重大事故等発生からの緊急時対策要員の動き（6 号及び 7 号炉対応要員）................................................................ 1.0.10-25

第 10 図緊急時対策要員の非常召集の流れ................................ 1.0.10-26

第 11 図5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）における各機能班，本社緊急時対策本部との情報共有イメージ....................................... 1.0.10-27
第 12 図重大事故等時の支援体制（概要）................................ 1.0.10-28

第 13 図本社対策本部の構成............................................ 1.0.10-29

第 14 図本社における態勢発令と緊急時対策要員の非常召集 ................ 1.0.10-30

第 15 図全面緊急事態時の情報発信体制.................................. 1.0.10-31

第 16 図本社対策本部及び原子力事業所災害対策支援拠点の構成 ............ 1.0.10-32

別紙 1

福島第一原子力発電所事故を踏まえた原子力防災組織の見直しについて................................................................ 1.0.10-33

別紙 2

柏崎刈羽原子力発電所における緊急時対策本部体制と指揮命令及び情報の流れ................................................................ 1.0.10-42

別紙 3

自衛消防隊の体制について ....................................... 1.0.10-51

別紙 4

重大事故等時における緊急時対策要員の動き ....................... 1.0.10-58

別紙 5

緊急時対策所における主要な資機材一覧 ........................... 1.0.10-59

別紙 6

緊急時対策要員による通報連絡について ........................... 1.0.10-60

別紙 7

原子力事業所災害対策支援拠点について ........................... 1.0.10-61

別紙 8

発電所構外からの要員の参集について ............................. 1.0.10-63

補足 1

有効性評価シナリオと要員参集の整合性について ................... 1.0.10-72

補足 2

当直副長による操作員への操作指示／確認手順について ............. 1.0.10-74

補足 3発電所が締結している医療協定について ........................... 1.0.10-75

1．重大事故等対策に係る体制の概要
発電所において，重大事故等を起因とする原子力災害が発生するおそれがある場合，又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害の拡大の防止，その他必要な活動を円滑に行うため，原子力防災管理者（発電所長）は，事象に応じて原子力警戒態勢，第1 次，第 2 次緊急時態勢を発令し，発電所長を本部長とする原子力警戒本部又は緊急時対策本部（以下「発電所対策本部」という。）を設置する。
（第 1 表）また，発電所における原子力警戒態勢又は緊急時態勢の発令を受けた本社は，本社原子力警戒態勢又は本社緊急時態勢を発令し，本社に原子力警戒本部又は緊急時対策本部（以下「本社対策本部」という。）を設置する。
発電用原子炉施設に異常が発生し，その状況が原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）第 10 条第１項に基づく特定事象である場合の通報，態勢の発令，対策本部の設置等については，原災法第 7 条に基づき作成している柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画（以下「防災業務計画」という。
）に定めている。
防災業務計画には，発電所対策本部の設置，原子力防災要員を含む緊急時対策要員を置くこと，並びにこれを支援するため本社対策本部を設置することを規定している。これらの組織により全社（全社とは，東京電力ホールディングス株式会社及び各事業子会
社（東京電力フュエル＆パワー株式会社，東京電力パワーグリッド株式会社，東京電力
エナジーパートナー株式会社）のことをいい以下同様とする。
）として原子力災害事前対策，緊急事態応急対策及び原子力災害中長期対策を実施できるようにしておくことで，
原災法第 3 条で求められる原子力事業者の責務を果たしている。
以下に具体的な重大事故等時の体制について示す。
(1) 体制の特徴
当社は，福島第一原子力発電所事故から得られた課題から原子力防災組織に適用すべき必要要件を定め，米国における非常事態対応のために標準化されたIncident
Command System(ICS)を参考に，重大事故等の中期的な対応が必要となる場合及び発電所の複数の原子炉施設で同時に重大事故等が発生した場合に対応できるよう，原子力
防災組織を構築している。（別紙１）
発電所における原子力防災組織は，その基本的な機能として，①意思決定・指揮，②情報収集・計画立案，③現場対応，④対外対応，⑤ロジスティック・リソース管理を有しており，①の責任者として本部長が当たり，②～⑤の機能ごとに責任者として「統括」を置いている。さらに，「統括」の下に機能班を配置し，それぞれの機能班に「班長」を置いている。
原子力防災組織の活動に当たり，各機能の責任者は情報収集を進め，それらの結果を踏まえ当面の活動目標を設定する（目標設定会議の開催）。
あらかじめ定める要領等に記載された手順の範囲内において，本部長の権限は各統

1.0.10-1

括又は各班長に委譲されており，各統括及び各班長は上位職の指示を待つことなく，自律的に活動する。
②～⑤の機能を担う必要要員規模は対応すべき事故の様相，また事故の進展や収束の状況により異なるが，プルーム通過の前・中・後でも要員の規模を拡大・縮小しな
がら円滑な対応が可能な組織設計となっている。
(2) 重大事故等に対処する要員の確保に関する基本的な考え方
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において重大事故等が発生した場合でも速やかに対策を行えるよう，発電所内に必要な重大事故等に対処する要員である運転員，
緊急時対策要員及び自衛消防隊を常時確保する。
重大事故等の対応で，高線量下における対応が必要な場合においても，社員で対応できるよう重大事故等に対処する要員を確保する。
病原性の高い新型インフルエンザや同様に危険性のある新感染症等が発生し，所定の重大事故等に対処する要員に欠員が生じた場合は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）を含め重大事故等に対処する要員の補充を行うとともに，そのような事態に備えた重大事故等に対処する要員の体制に係る管理を行う。
緊急時対策要員の補充の見込みが立たない場合は，原子炉停止等の措置を実施し，確保できる重大事故等に対処する要員で，安全が確保できる原子炉の運転状態に移行する。
また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間及び休日を含めて必要な緊急時対策要員を非常召集できるよう，定期的に連絡訓練を実施する。
(3) 重大事故等対策における判断者及び操作者について
a． 判断者の明確化
重大事故等対策の判断は全て発電所にて行うこととし，本社対策本部は全社大での体制にて，発電所で実施される対策活動の支援を行う。
運転員が使用する手順書（以下「運転操作手順書」という。）に従い実施される事故時のプラント対応の判断は，事故発生号炉の当直副長が行う。
一方，発電所対策本部で実施される対応の判断は，緊急時対策要員が使用する手順書（以下「緊急時対策本部用手順書」という。
）上で役割分担に応じて定める責任者が行う。
プラントの同時発災時等において複数号炉での対処が必要な事象が発生した場合，運転操作手順書に従い実施される事故時のプラント対応の判断は，事故発生号炉の当直副長が行い，発電所対策本部は各プラントの状況（号機班）や使用可能な設備（復旧班），事象の進展（計画班・保安班）等の状況について目標設定会議等で共有し，本部長が対応すべき優先順位の最終的な判断を行う。

1.0.10-2

b． 操作者の明確化
各種手順書は，運転員が使用する運転操作手順書と発電所緊急時対策要員が使用する緊急時対策本部用手順書と，使用主体によって整備している。
ただし，使用目的によっては，相互の手順の完遂により機能を達成する場合がある
ことから，重大事故等対処設備の操作に当たっては，中央制御室と発電所対策本部の間で緊密な情報共有を図りながら行うこととする。
2．柏崎刈羽原子力発電所における重大事故等対策に係る体制について(1) 発電所対策本部の体制概要
a． 発電所長の役割
発電所長は，発電所対策本部の本部長として統括管理を行い，責任を持って，原子力防災の活動方針の決定を行う。なお，発電所長が不在の場合又は欠けた場合は，あらかじめ定めた順位に従い，副原子力防災管理者がその職務を代行する。（第2表）b． 発電所対策本部の構成(a) 発電所対策本部
発電所対策本部は，実施組織及び支援組織に区分される。さらに支援組織は，技術支援組織及び運営支援組織に区分される。
実施組織は，重大事故等対策を実施する責任者として号機統括を配置し，号機統括のもと，号機班，当直（運転員），復旧班及び自衛消防隊で構成する。
支援組織のうち技術支援組織は，復旧計画の戦略立案及び発電所内外の放射能の状況把握等を行う責任者として計画・情報統括を配置し，計画・情報統括のもと，計画班及び保安班で構成する。
支援組織のうち運営支援組織は，対外対応を行う責任者として対外対応統括及び発電所対策本部の運営を支援する責任者として総務統括を配置し，対外対応統
括のもと，通報班及び立地・広報班で構成し，総務統括のもと，資材班及び総務班で構成する。
各班及び当直にはそれぞれ責任者である班長，当直副長を配置する。
統括及び班長が欠けた場合は，同じ機能を担務する下位の要員が代行するか又は上位の職位の要員が下位の職位の要員の職務を兼務することとし，具体的な代行者の配置については上位の職位の要員が決定することをあらかじめ定める。
当直副長が欠けた場合は，当直長が当直副長の職務を兼務することをあらかじめ定める。

1.0.10-3

＜実施組織＞号機統括：対象号炉に関する事故の影響緩和・拡大防止に関わるプラント設備の運転操作への助言，可搬型設備を用いた対応，不具合設備の復旧の統括
号機班：当直からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へイン
プット，事故対応手段の選定に関する当直のサポート，当直からの支援要請に関する号機統括への助言
当直（運転員）：重要パラメータ及び常設設備の状況把握と操作，中央制御室内監
視・操作の実施，事故の影響緩和，拡大防止に関わるプラントの運転操作
復旧班：事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作，可搬型設備の準備状況の把握，号機統括へインプット，不具合設備の復旧の実施
自衛消防隊：火災発生時における消火活動＜技術支援組織＞
計画・情報統括：事故対応方針の立案，プラントパラメータ等の把握とプラント状態の予測，本部長への技術的進言・助言（重大事故等対処設備等，構内設
備の活用）
計画班：事故対応に必要な情報（パラメータ，常設設備の状況・可搬型設備の準備状況等）の収集，プラント状態の進展予測・評価，プラント状態の進展予測・評価結果の事故対応方針への反映，アクシデントマネジメントの専門知
識に関する計画・情報統括のサポート
保安班：発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範囲の評価，被ばく管理，
汚染拡大防止措置に関する緊急時対策要員への指示，影響範囲の評価に基づく対応方針に関する計画・情報統括への助言，放射線の影響の専門知識に関する計画・情報統括のサポート＜運営支援組織＞
対外対応統括：対外対応活動の統括，対外対応情報の収集，本部長へインプット
通報班：対外関係機関へ通報連絡
立地・広報班：自治体派遣者の活動状況把握とサポート，マスコミ対応者への支援
総務統括：発電所対策本部の運営支援の統括
資材班：資材の調達及び輸送に関する一元管理，原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整
総務班：要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプット，食料・被服の調達，宿泊関係の手配，医療活動，所内の警備指示，一般入所者の避難指示，
物的防護施設の運用指示等

1.0.10-4

柏崎刈羽原子力発電所における緊急時対策本部体制と指揮命令及び情報の流れについて別紙2に記す。また，発電所原子力防災組織（緊急時対策要員，運転員及び自衛消防隊）の体制について第1図～第3図に，中央制御室の運転員の体制を第4図～第6図に，自衛消防隊の体制について別紙3に記す。
(b) 発電所対策本部設置までの流れ
発電所において，警戒事象（その時点では公衆への放射線による影響やそのおそれが緊急のものではないが，原災法第10条第１項に基づく特定事象に至るおそれがある事象）が発生した場合，発電所長はただちに原子力警戒態勢を，特定事
象又は原災法第15条第１項に該当する事象が発生した場合，発電所長はただちに緊急時態勢を発令するとともに本社原子力運営管理部長へ報告する。
発電所総務班長は，発電所対策本部を設置するため，発電所緊急時対策要員を非常召集する。（第7図）
発電所長は，発電所における緊急時態勢を発令した場合，速やかに発電所対策本部を設置する。
c． 緊急時対策要員が活動する施設
重大事故等が発生した場合において，発電所対策本部における実施組織及び支援組織が関係箇所との連携を図り迅速な対応により事故対応を円滑に実施するために，
以下の施設及び設備を整備する。これらは，重大事故等時において，初期に使用する施設及び設備であり，これらの施設又は設備を使用することによって発電用原子炉の状態を確認し，必要な所内外各所へ通報連絡を行い，また重大事故等対処のた
め夜間においても速やかに現場へ移動する。なお，これらは重大事故等への対応における各班，要員数を踏まえ数量を決定し，原子力防災訓練において，適切に活動を実施できる数量であることを確認している。
（別紙4，別紙5）(a) 支援組織の活動に必要な施設及び設備
重大事故等対応に必要なプラントのパラメータを確認するための安全パラメー
タ表示システム（SPDS），発電所内外に通信連絡を行い関係箇所と連携を図るための統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，IP電話機，IP-FAX），衛星電話設備，無線連絡設備等を備えた 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所を整備する。
(b) 実施組織の活動に必要な施設及び設備
中央制御室，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び現場との連携を図るため，携帯型音声呼出電話設備，無線連絡設備，衛星電話設備等を整備する。また，電源が喪

1.0.10-5

失し照明が消灯した場合でも，迅速な現場への移動，操作及び作業を実施し，作業
内容及び現場状況の情報共有を実施できるよう可搬型照明設備を整備する。
(2) 発電所対策本部の要員参集
平日の勤務時間帯に原子力警戒態勢又は緊急時態勢が発令された場合，電話，送受話器等にて発電所構内の緊急時対策要員に対して非常召集を行い，発電所対策本部を設置した上で活動を実施する。柏崎刈羽原子力発電所では，中長期的な対応も交替できるよう運転員以外の発電所員についてもほぼ全員（約850名）が緊急時対策要員であることから，平日の勤務時間帯での要員確保は可能である。
夜間及び休日に原子力警戒態勢又は緊急時態勢が発令された場合，発電所対策本部体制が構築されるまでの間については，運転員及び発電所内に常駐している緊急時対策要員を主体とした初動体制を確立し，迅速な対応を図る。
また，平日勤務時間帯，夜間及び休日いずれの場合においても，緊急時対策所で初動態勢時に対応する要員は，対応者（執務できない場合の交替者を含む）を明確にした上で，5号炉定検事務室又はその近傍及び第二企業センター又はその近傍で分散して執務若しくは宿泊することとし，非常召集時は5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に参集する。
以下，発電所構内の要員数が少なくなる夜間及び休日における緊急時態勢発令時の体制について記載する。
a． 運転員
6号及び7号炉について，中央制御室の運転員は，当直長，当直副長，当直主任，
現場支援担当，当直副主任，主機操作員及び補機操作員の計18名／直を配置している。（第4図）1プラント運転中，1プラント運転停止中※1については，運転員を13名（第5図）とし，また2プラント運転停止中については，運転員を10名（第6図）とする。
※1

原子炉の状態が冷温停止（原子炉冷却材温度が 100℃未満）及び燃料交換の期間

重大事故時には事故発生号炉の当直副長が，重大事故等対策に係る運転操作に関する指揮・命令・判断を行い，中央制御室で運転操作を行う運転員及び現場で対応する運転員は，当直副長指示のもと重大事故等対策の対応を行うために整備された手順書に従い事故対応を行う。
複数号炉の同時被災時においても，号炉ごとの運転操作指揮を指揮・命令・判断に関して必要な力量を有している※2当直副長が行い，号炉ごとに運転操作に係る情報収集や事故対策の検討等を行うことにより，情報の混乱や指揮命令が遅れることの1.0.10-6

ない体制とする。
※2 「指揮・命令に関して必要な力量を有している」とは，BWR運転訓練センターにおいて，指揮命令，状況判断等について習得する上級初期訓練，及び重大事故等への拡大を防ぐ取り組み，炉心損傷後の対応，状況判断を含む予測について習得するSA（上級）訓練を受講していることを言う。

当直長は適宜，発電所対策本部の号機班長と連携しプラント対応操作の状況を報告する。
また，号炉ごとの当直主任及び主機操作員は中央制御室内のプラント操作・監視，現場操作の指示を行い，現場支援担当・当直副主任・補機操作員は2名以上が1組で号炉ごとの現場操作を行う。
なお，運転員の勤務形態は，通常サイクル5班2交替で運用しており，重大事故等時においても，中長期での運転操作等の対応に支障が出ることがないよう，通常時と同様の勤務形態を継続することとしていること及び重大事故の対応に当たっては号炉ごとに完結できるよう，号炉ごとに中央制御室運転員2名，現場運転員4名（2人
1組で2チーム）の体制を整えていること，また作業に当たり被ばく線量が集中しないよう配慮する運用としていることから，特定の運転員に作業負荷や被ばく線量が集中することはない。
また，柏崎刈羽原子力発電所1～5号炉には22名の運転員が当直業務を行っており，発電所に緊急時態勢が発令された場合，必要に応じて速やかに各号炉の使用済燃料
プールに保管されている燃料に対する必要な措置を実施することにより，複数号炉の同時被災の場合にも適切に対応できる。具体的には，使用済燃料プール水位の監視を実施するとともに，スロッシングや使用済燃料プールの損傷による水位低下に対し，常設設備等を使用した冷却水補給操作等の必要な措置を実施する。使用済燃料プールへ注水する操作については，復旧班（1～5号炉）が当たる。
b． 発電所内に常駐している緊急時対策要員
夜間及び休日には，発電所内に常駐している緊急時対策所にて6号及び7号炉の対応を行う要員28名（意思決定・指揮を行う要員4名，実施組織として現場対応を行う
要員12名，技術支援組織として情報収集・計画立案を行う要員5名，運営支援組織として対外対応を行う要員5名及びロジスティック・リソース管理を行う要員2名），現場で対応を行う復旧班要員14名（注水隊4名，送水隊2名，電源隊6名，瓦礫隊2名），
チェンジングエリアの設営等を行う保安班要員2名の合計44名（1～7号炉の対応を行う必要な要員は合計50名）を非常召集し，発電所対策本部の初動体制を確立するとともに，各要員は任務に応じた対応を行う。（第2図）
なお，6号及び7号炉の対応を行う緊急時対策要員合計44名（1～7号炉の対応を行う必要な要員は合計50名）が発電所内に常駐しており，重大事故等時においても，中長期での緊急時対策所や現場での対応に支障が出ることがないよう，緊急時対策

1.0.10-7

要員は交替で対応可能な人員を確保していること及び重大事故等の対応に当たっては作業ごとに対応可能な要員を確保し，対応する手順において役割と分担を明確化していること，また，作業に当たり被ばく線量が集中しないよう配慮する運用としていることから，特定の現場要員に作業負荷や被ばく線量が集中することはない。
c． 発電所外から発電所に参集する緊急時対策要員(a) 非常召集の流れ
夜間及び休日に重大事故等が発生した場合に，発電所外にいる緊急時対策要員を速やかに非常召集するため，「自動呼出・安否確認システム」，「通信連絡手段」
等を活用し，要員の非常召集を行う。（第8図）
新潟県内で震度6弱以上の地震が発生した場合には，非常召集連絡がなくても自発的に発電所に参集する。
地震等により家族，自宅等が被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
集合場所は，基本的には柏崎エネルギーホール又は刈羽寮とするが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
柏崎エネルギーホール又は刈羽寮に参集した要員は，発電所対策本部と非常召集に係る以下の確認，調整を行い，発電所に集団で移動する。（第10図）(b) 非常召集となる要員
発電所対策本部（全体体制）については，発電所員約1,120名のうち，約900名（平成29年4月現在）が柏崎市又は刈羽村に在住しており，数時間で相当数の要員の非常召集が可能である。（別紙8）
なお，夜間及び休日において，重大事故等が発生した場合の緊急時対策要員の参集動向（所在場所（準備時間を含む）～集合場所（情報収集時間を含む）～発電所までの参集に要する時間）を評価した結果，要員の参集手段が徒歩移動のみを想定した場合かつ，年末年始やゴールデンウィーク等の大型連休であっても，5
時間30分以内に参集可能な要員は半数以上（350名以上）と考えられることから，事象発生から10時間以内に外部から発電所へ参集する6号及び7号炉の対応を行うために必要な緊急時対策要員※3（106名（発電所全体で114名））は確保可能であることを確認した。
また，事象発生から10時間以内の重大事故等時の対応においては，発電所内に常時確保する44名の緊急時対策要員により対応が可能であるが，早期に班長以下の要員数が約2倍となれば，より迅速・多様な重大事故等への対処が可能と考えられる。このため，徒歩参集，要員自身の被災，過酷な天候，道路の被害等を考慮し，事象発生から約6時間を目処に，外部から発電所に参集する40名の緊急時対策

1.0.10-8

要員※3を確保する。
※3

要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。

非常召集により参集した要員の中から状況に応じて必要要員を確保し，夜間及び休日の体制から緊急時態勢の体制に移行する。なお，残りの要員については交替要員として待機させる。
(3) 通報連絡
原子力警戒態勢又は緊急時態勢が発令された場合の通報連絡は通報班が行うが，夜間及び休日の場合，発電所に常駐している緊急時対策要員のうち5名（対外対応統括，通報班，立地・広報班）並びに本社通報対応者3名で行うものとし，内閣総理大臣，原子力規制委員会，新潟県知事，柏崎市長，刈羽村長及びその他定められた通報連絡先に，所定の様式によりFAXを用いて一斉送信することにより，複数地点への連絡を迅速に行う体制とする。（別紙6）
a． 内閣総理大臣，原子力規制委員会，新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長に対しては，電話で FAX の着信の確認を行うとともに，その他通報連絡先へも FAX を送信した旨を連絡する。
b． その後，緊急時対策要員の召集で，参集した通報班の要員確保により，更なる時間短縮を図る。
(4) 発電所対策本部内における各機能班との情報共有について発電所対策本部内における各機能班，本社対策本部間との基本的な情報共有方法は以下のとおりである。今後の訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。（第11図）
a． プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有①号機班が安全パラメータ表示システム（SPDS）及び通信連絡設備を用い，当直長
又は当直副長からプラント状況を逐次入手し，ホワイトボード等に記載するとともに，主要な情報について発電所対策本部全体に共有するため発話する。
②計画班は，情報共有ツールをもとにプラントパラメータを確認し，状況把握，今後の進展予測，中期的な対応・戦略を検討する。
③各機能班は，適宜，入手したプラント状況，周辺状況，重大事故等への対応状況
をホワイトボード等に記載するとともに，適宜 OA 機器（パーソナルコンピュータ
等）内の共通様式に入力することで，対策本部内の全要員，本社対策本部との情報共有を図る。

1.0.10-9

④号機統括は，配下の各機能班の発話，情報共有ツールをもとに全体の状況把握，今後の進展予測・戦略検討に努めるとともに，定期的に配下の各班長を召集して，プラント状況，今後の対応方針について説明し，状況認識，対応方針を共する。
⑤本部長は定期的に各統括と対外対応を含む対応戦略等を協議し，その結果を本部
席から対策本部内の全要員に向けて発話し，全体の共有を図る。
⑥号機班を中心に，本部長，各統括の発話内容を OA 機器内の共通様式に入力し，発信情報，意思決定，指示事項等の情報を更新することにより，情報共有を図る。
b． 指示・命令，報告①各機能班は各々の責任と権限があらかじめ定められており，本部席での発話や他の機能班から直接聴取，OA 機器内の共通様式からの情報に基づき，自律的に自班の業務に関する検討・対応を行うとともに，その対応状況をホワイトボード等への記載，並びに OA 機器内の共通様式に入力することで，対策本部内の情報共有を図る。また，重要な情報について上司である統括へ報告するが，無用な発話，統括への報告・連絡・相談で対策本部内の情報共有を阻害しないように配慮している。
②各統括は，配下の各班長から報告を受け，各班長に指示・命令を行うとともに，重要な情報について，適宜本部席で発話することで情報共有する。
③本部長は，各統括からの発話，報告を受け，適宜指示・命令を出す。
④号機班を中心に，本部長，各統括の指示・命令，報告，発話内容を OA 機器内の共通様式に入力することで，本部対策内の全要員，本社対策本部との情報共有を図る。
c． 本社対策本部との情報共有
発電所対策本部と本社対策本部の情報共有は通信連絡設備，OA機器内の共有様式を用いて行う。
(5) 交替要員の考え方
平日の勤務時間帯に原子力警戒態勢又は緊急時態勢が発令された場合，電話，送受話器等にて発電所構内の緊急時対策要員及び発電用原子炉主任技術者に対して非常召集を行う。
夜間及び休日の場合，発電所内に宿直している運転員18名及び緊急時対策要員の初動要員44名（主要な統括・班長を含む。）にて初期対応を実施する（第2図）。それ以外の緊急時対策要員は，自動呼出・安否確認システムにより非常召集される（第8図）。
（(2)
発電所対策本部の要員参集

c.発電所外から発電所に参集する緊急時対策要員

照）

1.0.10-10参6号及び7号炉の発電用原子炉主任技術者については，重大事故等の発生連絡を受けた後，速やかに発電所対策本部に駆けつけられるよう，早期に非常召集が可能なエリア（柏崎市若しくは刈羽村）にそれぞれ1名待機させる。
発電用原子炉主任技術者は，非常召集中であっても通信連絡設備（衛星電話設備（可搬型）等）を携行することにより，発電所対策本部からプラントの状況，対策の状況等の情報連絡が受けられるとともに自ら確認することができる。
また，初動後の交替についても考慮し，主要な統括・班長，6号及び7号炉の発電用原子炉主任技術者の交替要員についても，発電所への参集が可能となるよう配慮する。
平日の勤務時間帯，夜間及び休日の場合いずれの場合も，時間の経過とともに必要とする人員（106名：第1図）以上が集まることから，長期的対応に備え，対応者と待機者を人選する。（第9図，別紙8）
必要人数を発電所に残し，残りは発電所外（原子力事業所災害対策支援拠点，自宅等）で待機し，基本的に12時間（目途）ごとに発電所外で待機している要員と交替することで長期的な対応にも対処可能な体制を構築する。
なお，プルーム通過時においても対応する必要がある活動に対し，緊急時対策所に交替要員を確保した必要最小限の体制（主要な統括・班長，6号及び7号炉の発電用原子炉主任技術者をそれぞれ2名確保）を構築する（第3図）。
3．発電所外における重大事故等対策に係る体制について
発電所において原子力警戒態勢又は緊急時態勢の発令を受けた場合，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援する体制を構築する。（第 12 図）
以下に発電所外における体制について示す。
(1) 本社対策本部
a． 本社対策本部の体制概要(a) 社長の役割
社長は，本社対策本部の本部長として統括管理を行い，全社大での体制にて原子力災害対策活動を実施するため本社対策本部長としてその職務を行う。なお，
社長が不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，本社対策本部の副本部長がその職務を代行する。
(b) 本社対策本部の構成
本社対策本部は，原子力部門のみでなく他部門も含めた全社大での体制にて，重大事故等の拡大防止を図り，事故により放射性物質を環境に放出することを防止するために，特に中長期の対応について発電所対策本部の活動を支援することとし，事故進展評価及び放射線管理に関する支援の他，発電所対策本部が事故対

1.0.10-11

応に専念できるよう発電所対策本部が必要とする資機材や人員の手配・輸送，社
内外の情報収集及び災害状況の把握，報道機関への情報発信，原子力緊急事態支援組織等関係機関への連絡，原子力事業所災害対策支援拠点の選定・運営，他の原子力事業者等への応援要請やプラントメーカ等からの対策支援対応等，技術面・運用面で支援する体制を整備する。（第13図）
復旧統括：発電所事故対応作業の支援統括
復旧班：発電所の復旧方法の検討，立案及び発電所への助言等
計画・情報統括：プラント情報や放射線に関する情報，事故進展評価等の統括
情報班：事故状況，対応状況の把握及び本社対策本部内での情報共有，一元管理
等
計画班：事故状況の把握，進展評価，環境への影響評価，発電所の復旧計画の策
定支援等
保安班：放射性物質の放出量評価，周辺環境への影響の予測・評価，放射線管理用資機材の配備，発電所関係者の線量管理等の支援等
対外対応統括：対外対応活動の統括
情報発信に関して社会的感性に基づいた本部長への提言
官庁連絡班：原子力規制庁等の関係官庁への通報連絡及び官庁への情報提供と質
問対応等
広報班：広報活動における全社統一方針と戦略の策定及びプレス対応（プレス文，
QA作成含む）等
立地班：発電所の立地地域対応の支援，自治体・緊急事態応急対策等拠点施設（以下「オフサイトセンター」という。）への情報提供，自治体・オフサイト
センターからの要望対応等
総務統括：発電所復旧要員が的確に復旧活動を行うための支援の統括
通信班：社内外関係各所との通信連絡設備について復旧・確保の支援等
総務班：本社対策要員の非常召集，発電所対策要員の職場環境の整備，人員輸送手段の確保等厚生班：本社対策本部における食料・被服の調達及び宿泊関係の手配，発電所対策要員の食料・被服の調達支援，現地医療体制整備支援等
資材班：発電所の復旧活動に必要な資機材の調達，適切な箇所への搬送等
支援統括：発電所の復旧に向けた支援拠点や支援の受入の統括
後方支援拠点班：原子力事業所災害対策支援拠点の立ち上げ・運営，同拠点における社外関係機関（自衛隊，消防，警察等）との情報連絡等
支援受入調整班：官庁（自衛隊，消防，警察等）への支援要請・調整の窓口等
電力支援受入班：事業者間協力協定に基づく他原子力事業者からの支援受入調整，

1.0.10-12

原子力緊急事態支援組織からの支援受入調整等
b． 本社対策本部設置までの流れ
発電所において，警戒事象が発生した場合，発電所長はただちに原子力警戒態勢
を，特定事象又は原災法第15条第１項に該当する事象が発生した場合，発電所長はただちに緊急時態勢を発令するとともに本社原子力運営管理部長へ報告する。
報告を受けた本社原子力運営管理部長はただちに社長に報告し，社長は本社における原子力警戒態勢又は緊急時態勢を発令する。
本社原子力運営管理部長から連絡を受けた本社総務班長は，本社対策本部を設置するため，本社緊急時対策要員を非常召集する。（第14図）
社長は，本社における原子力警戒態勢又は緊急時態勢を発令した場合，速やかに原子力施設事態即応センターに本社対策本部を設置する。
なお，夜間及び休日において，本社対策本部体制が構築されるまでの間について
は，本社近傍で待機している原子力部門の宿直者 3 名にて初期対応を行うが，事象の規模に応じて，他部門の宿直者（10 名程度）の応援を含めた体制で初動対応を行う。
c． 広報活動
原子力災害発生時における広報活動については，原災法第16条第1項に基づき設置される原子力災害対策本部（全面緊急事態時の場合）と連携することとしており，
原子力規制庁緊急時対応センター（ERC）及びオフサイトセンターとの情報発信体制を構築し，本社対策本部にて対応を行う。（第15図）
また，近隣住民を含めた広範囲の住民からの問い合わせについては，相談窓口等で対応を行い，記者会見情報等についてはホームページ等を活用し，情報発信する。
(2) 原子力事業所災害対策支援拠点
発電所構内には，7 日間外部支援なしに災害対応が可能な資機材として，必要な数量の食料，飲料水，防護具類（不織布カバーオール，ゴム手袋，全面マスク等），燃料を配備している。
また，発電所において緊急時態勢が発令された場合，発電所外からの支援体制として，以下のとおり原子力事業所災害対策支援拠点を整備している。
社長は，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援するために，原災法第10条通報後，原子力事業所災害対策支援拠点の設営を本社支援統括に指示する。
本社支援統括は，あらかじめ選定している施設の候補の中から放射性物質が放出された場合の影響等を考慮した上で原子力事業所災害対策支援拠点を指定する。
（別紙7）

1.0.10-13

後方支援拠点班長は，原子力事業所災害対策支援拠点へ必要な要員を派遣するとともに，原子力事業所災害対策支援拠点を運営し，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援する。
原子力事業所災害対策支援拠点へ派遣された要員は，現場責任者の指揮の下，各チームの役割に基づき活動を行う。（第16図）
また，事態の長期化による作業員等の増員に伴って増加する放射線管理業務等を行
うための追加要員（24時間対応及び交替要員含む）については，全社大からの支援要員で対応することを基本とする。
(3) 中長期的な体制
重大事故等発生後の中長期的な対応が必要になる場合に備えて，本社対策本部が中心となって社内外の関係各所と連携し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備する。
具体的には，プラントメーカ（株式会社東芝，日立GEニュークリア・エナジー株式
会社）及び協力会社等から重大事故等時に現場操作対応等を実施する人員の派遣や事故収束に向けた対策立案等の技術支援や設備の補修に必要な予備品等の供給及び人員の派遣等について，協議及び合意の上，支援計画を定め，「柏崎刈羽原子力発電所における原子力防災組織の発足時の事態収拾活動への協力」に係る協定を締結し，重大事
故等時に必要な支援が受けられる体制を整備している。

1.0.10-14

第 1 表 態勢の区分と緊急時活動レベル（EAL）
緊急事態
異常・緊急時の情勢
施設の状況
事象の種類
区分
(AL53)重要区域での火災・溢水による安全機能の(AL11)原子炉停止機能の異常のおそれ
原子力警戒事態 ○ 原子力防災管理者（発電所長）
その時点では公一部喪失のおそれ(AL21)原子炉冷却材の漏えい
警戒態勢
が，警戒事象（右の事象の種類
衆への放射線に○外的事象（自然災害）(AL22)原子炉給水機能の喪失参照）の発生について連絡を受よる影響やその・大地震の発生，大津波警報の発令，竜巻等の(AL23)原子炉除熱機能の一部喪失
け，又は自ら発見したとき。
おそれが緊急の発生(AL25)全交流電源喪失のおそれ○ 原子力規制委員会から，警戒事
ものではないが，○外的事象(AL29)停止中の原子炉冷却機能の一部喪失態とする旨の連絡があったと原子力施設にお・原子力規制委員会の警戒本部設置(AL30)使用済燃料貯貯槽の冷却機能喪失のおそれき。
ける異常事象の○その他原子力施設の重要な故障等(AL42)単一障壁の喪失又は喪失可能性○ 新潟県，柏崎市又は刈羽村から発生又は，そのお・原子力防災管理者が警戒を必要と認める原子(AL51)原子炉制御室他の機能喪失のおそれ
災害警戒本部又は災害対策本部
それがある状態
炉施設の重要な故障等(AL52)所内外通信連絡機能の一部喪失（対策本部体制）を設置する旨が発生の連絡があったとき。
(SE29)停止中の原子炉冷却機能の喪失(SE01)敷地境界付近の放射線量の上昇
第1次
施設敷地(SE30)使用済燃料貯貯槽の冷却機能喪失(SE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出
緊急時態勢 緊 急 事 態(SE41)格納容器健全性喪失のおそれ(SE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出（原災法(SE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の (SE42)２つの障壁の喪失又は喪失可能性
第 10 条事(SE43)原子炉格納容器圧力逃がし装置の使用
放出
原子力施設にお象）○ 原子力防災管理者（発電所長） いて，公衆に放射 (SE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物 (SE51)原子炉制御室の一部の機能喪失・警報喪失
が，特定事象（右の事象の種類 線 に よ る 影 響 を(SE52)所内外通信連絡機能のすべての喪失
質の放出(SE53)火災・溢水による安全機能の一部喪失
参照）の発生について通報を受 も た ら す 可 能 性 (SE06)施設内（原子炉外）臨界事故のおそれの あ る 事 象 が 発 (SE21)原子炉冷却材漏えいによる非常用炉心冷却 (SE55)防護措置の準備及び一部実施が必要な事
け，又は自ら発見したとき。
生
象の発生
装置作動
(SE22)原子炉注水機能喪失のおそれ(SE23)残留熱除去機能の喪失(SE25)全交流電源の 30 分以上喪失(SE27)直流電源の部分喪失(GE25)全交流電源の 1 時間以上喪失(GE01)敷地境界付近の放射線量の上昇
第2次
全面緊急○ 原子力防災管理者（発電所長）(GE27)全直流電源の 5 分以上喪失(GE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出
緊急時態勢 事態が，原災法第 15 条第 1 項に該当
(GE28)炉心損傷の検出(GE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出（原災法
する事象（右の事象の種類参照）(GE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の (GE29)停止中の原子炉冷却機能の完全喪失
第 15 条事の発生について通報を受け，又 原 子 力 施 設 に お(GE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失・放射線
異常放出
象）
は自ら発見したとき，若しくは いて，公衆に放射放出(GE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物
内閣総理大臣が原災法第 15 条第 線 に よ る 影 響 を(GE41)格納容器圧力の異常上昇
質の異常放出2 項に基づく原子力緊急事態宣 も た ら す 可 能 性(GE42)2 つの障壁喪失及び 1 つの障壁の喪失又は(GE06)施設内（原子炉外）での臨界事故が高い事象が発言を行ったとき。
喪失可能性(GE11)原子炉停止機能の異常○ 新潟県，柏崎市又は刈羽村から災 生(GE21)原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心 (GE51)原子炉制御室の機能喪失・警報喪失
害警戒本部又は災害対策本部(GE55)住民の避難を開始する必要がある事象発冷却装置による注水不能（緊急時体制）を設置する旨の生(GE22)原子炉注水機能の喪失
連絡があったとき。
(GE23)残留熱除去機能喪失後の圧力制御機能喪失※EAL：Emergency Action Level
AL：Alert
SE：Site area Emergency
GE：General Emergency
態勢

1.0.10-15

1.0.10-15

第2表

本部長不在時の代行順位

代行順位

役職

1

原子力安全センター所長

2

ユニット所長(5～7 号炉)

3

ユニット所長(1～4 号炉)

4副所長(技術系所員)

5

防災安全部長6

第二運転管理部長

7

第二保全部長8

第一運転管理部長

9

第一保全部長10第二運転管理部運転管理担当

11

第二保全部保全担当

12

第一運転管理部運転管理担当

13

第一保全部保全担当※：役職については，組織見直し等により変更される場合がある。

1.0.10-16

重大事故等に対処する要員
緊急時対策要員
原子炉主任技術 者

①

3 ※1

本部長

1 号炉
2 号炉
3 号炉
4 号炉
5 号炉
6 号炉
7 号炉

1
1
1
1
1
1
1

安全監督担当 1②

計画・情報 1
統括

計画班長 1（1～5 号炉）
計画班長 1（6,7 号炉）

計画班員 1（1～5 号炉）
計画班員 6（6,7 号炉）

1

12

保安班長

保安班員

技術支援組織※2

保安班 15
現場要員

中央制御室運転員

復旧班 2
現場要員

1 号炉運転員2 号炉運転員3 号炉運転員4 号炉運転員5 号炉運転員22③
1～5 号統括

1号機班長 1（1～5 号炉）
復旧班長 1（1～5 号炉）

号機班員 1（1～5 号炉）
復旧班員 1（1～5 号炉）

18
6,7 号炉中央制御室※Ａ

6 号炉運転員
1

6 号統括

※Ａ
1

7 号統括

実施組織
④

⑤

※Ａ

対外対応 1
統括

号機班長 1（7 号炉）
復旧班長 1（7 号炉）

号機班員 2（7 号炉）
復旧班員 2（7 号炉）

1

通報班員

立地・広報 4
班員

1

5

消防隊長

1

（連携）
※2

復旧班 31 ※3
現場要員

6

立地・広報 1
班長

総務班長

※Ａ

※2

復旧班 32 ※3
現場要員
7 号炉運転員

資材班長

運営支援組織
自衛消防隊（初期消火対応）

号機班員 2（6 号炉）
復旧班員 2（6 号炉）

通報班長

1

総務統括

号機班長 1（6 号炉）
復旧班長 1（6 号炉）

６号及び７号炉の重大事故等に対処
資材班員するために事象発
生 10 時間を目途と10 ※2 し て 参 集 す る 緊 急
総務班員
時対策要員
：106 名1

初期消火班 6
（消防車隊）
警備員

3

消火班 18 ※4
（専任）
※１
※２
※３

※４

本部付含む。
班員については役割に応じたチームを編成する。
復旧班現場要員は，6 号及び 7 号炉の共用設備の対応を行う現場対応要員も含まれおり，いずれかに所属させていることから人数が異なっている。
消火班は，火災の規模に応じ召集する。

第1図①：意思決定・指揮：1～5 号炉対応要員
合計：232 名：6 号又は 7 号炉対応要員 ②：情報収集・計画立案：1～7 号炉共通対応要員 ③：現場対応④：対外対応は人数を示す⑤：ロジスティック・リソース管理

柏崎刈羽原子力発電所

原子力防災組織体制図（第 2 次緊急時態勢・参集要員召集後（6 号及び 7 号炉とも運転中の場合））

1.0.10-17

重大事故等に対処する要員
緊急時対策要員
原子炉主任技術 者

①

3 ※1

本部長

1 号炉
2 号炉
3 号炉
4 号炉
5 号炉
6 号炉
7 号炉

0
0
0
0
0
0
0

安全監督担当 1②

計画・情報 1
統括

計画班長 1（1～5 号炉）
計画班長 1（6,7 号炉）
保安班長

1

計画班員 0（1～5 号炉）
計画班員 1（6,7 号炉）
保安班員

1

保安班 2
現場要員

中央制御室運転員

復旧班 2
現場要員

1 号炉運転員2 号炉運転員3 号炉運転員4 号炉運転員5 号炉運転員22③
1～5 号統括

1号機班長 1（1～5 号炉）
復旧班長 1（1～5 号炉）

号機班員 0（1～5 号炉）
復旧班員 0（1～5 号炉）

18
6,7 号炉中央制御室※Ａ

6 号炉運転員
1

6 号統括

※Ａ
1

7 号統括

※Ａ

④

対外対応 1
統括

号機班長 1（6 号炉）
復旧班長 1（6 号炉）

号機班員 2（6 号炉）
復旧班員 1（6 号炉）

号機班長 1（7 号炉）
復旧班長 1（7 号炉）

号機班員 2（7 号炉）
復旧班員 1（7 号炉）

7 号炉運転員

通報班長

1

立地・広報 1
班長
⑤

1

総務統括

資材班長
総務班長

自衛消防隊
（初期消火対応）

※Ａ

復旧班 7
現場要員

消防隊長

0

1

通報班員

（連携）

復旧班 7
現場要員

６号及び７号炉の重大事故等に対処する
運転員（
の要員）
：18 名

2

立地・広報 0
班員
資材班員
総務班員

1

0

0

６号及び７号炉の重大事故等に対処する
緊急時対策要員
（
及び
の
要員）
：44 名

初期消火班 6
（消防車隊）
警備員

3
火災発生時の
初期消火要員
：10 名

消火班 0
（専任）
※１

本部付含む。

①：意思決定・指揮：1～5 号炉対応要員：6 号又は 7 号炉対応要員 ②：情報収集・計画立案：1～7 号炉共通対応要員 ③：現場対応④：対外対応は人数を示す⑤：ロジスティック・リソース管理

第2図

柏崎刈羽原子力発電所

原子力防災組織（6 号及び 7 号炉の重大事故等に対処する要員：72 名）

体制図（夜間及び休日（6 号及び 7 号炉とも運転中の場合））

1.0.10-18

合計：100 名

重大事故等に対処する要員
緊急時対策要員
原子炉主任技術 者

①

2 ※1

本部長

1 号炉
2 号炉
3 号炉
4 号炉
5 号炉
6 号炉
7 号炉

0
0
0
0
0
1
1

安全監督担当 1②

計画・情報 1
統括

計画班長 0（1～5 号炉）
計画班長 1（6,7 号炉）
保安班長

1

計画班員 0（1～5 号炉）
計画班員 3（6,7 号炉）
保安班員

1

保安班 3
現場要員

中央制御室運転員

復旧班 0
現場要員

1 号炉運転員2 号炉運転員3 号炉運転員4 号炉運転員5 号炉運転員22③
1～5 号統括

1号機班長 0（1～5 号炉）
復旧班長 0（1～5 号炉）

号機班員 0（1～5 号炉）
復旧班員 0（1～5 号炉）

18
6,7 号炉中央制御室※Ａ

6 号炉運転員
1

6 号統括

※Ａ
1

7 号統括

※Ａ

④

対外対応 1
統括

号機班長 1（6 号炉）
復旧班長 1（6 号炉）

号機班員 0（6 号炉）
復旧班員 0（6 号炉）

号機班長 1（7 号炉）
復旧班長 1（7 号炉）

号機班員 0（7 号炉）
復旧班員 0（7 号炉）

7 号炉運転員

通報班長

1

立地・広報 1
班長
⑤

1

総務統括

資材班長
総務班長

自衛消防隊
（初期消火対応）※Ａ

復旧班 27
現場要員

消防隊長

1

1

通報班員

（連携）

復旧班 27
現場要員

0

立地・広報 0
班員
資材班員
総務班員

0

0
2

初期消火班 0
（消防車隊）
警備員

0

消火班 0
（専任）
※１

本部付含む。

①：意思決定・指揮：1～5 号炉対応要員：6 号又は 7 号炉対応要員 ②：情報収集・計画立案：1～7 号炉共通対応要員 ③：現場対応④：対外対応は人数を示す⑤：ロジスティック・リソース管理
は交替要員あり

第3図

柏崎刈羽原子力発電所

原子力防災組織（プルーム通過時）

1.0.10-19

合計：151 名（発電所内に留まる人数。
交替要員 27 名を含む。
）

体制図

当直長

７号炉運転中緊急時対策所との連絡・調整
号炉間の調整当直副長の監視６号炉事故時体制

７号炉事故時体制
操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

６号炉運転中

当直副長

主機操作員

監視・操作
及び指示

監視・操作

当直主任

監視・操作
及び指示

操作の判断
運転員への
指揮・命令

主機操作員
監視・操作

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

現場対応操作現場支援担当（初期消火等）

現場支援担当

補機操作員

第4図

中央制御室

補機操作員

中央制御室運転員の体制（6 号及び 7 号炉運転中の場合）

現場対応操作現場
事故時は当直副長の指示の下、2人1組のチームを組み、現場対応を行う。

0
2
0
1
.
0
.
1

当直長

７号炉停止中緊急時対策所との連絡・調整
号炉間の調整当直副長の監視６号炉事故時体制

７号炉事故時体制
操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

６号炉運転中主機操作員

どちらかが体制に残る

当直副長

当直主任
監視・操作
及び指示

監視・操作
及び指示

操作の判断
運転員への
指揮・命令

主機操作員
監視・操作

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

現場対応操作現場支援担当（初期消火等）

現場支援担当

補機操作員

第5図

中央制御室

補機操作員

中央制御室運転員の体制（6 号炉運転中，7 号炉停止中の場合）

現場対応操作現場
事故時は当直長、当直副長の指示の下、2人1組のチームを組み、現場対応
を行う。

1
2
0
1
.
0
.
1

緊急時対策所との連絡・調整
号炉間の 調整当直副長 の監視

当直長

７号炉停止中６号炉停止中６号炉事故時体制

７号炉事故時体制
操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

主機操作員

どちらかが体制に残る監視・ 操作及び指示操作の 判断運転員 への指揮・ 命令

当直副長

当直主任

どちらかが体制に残る

中央制御室

主機操作員

監視・操作
及び指示

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

当直主任又 は
当直副主任

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

現場対応操作現場支援担当（ 初期消火等）

現場支援担当

補機操作員

第6図

補機操作員

中央制御室運転員の体制（6 号及び 7 号炉停止中の場合）

現場対応操作現場
事故時は当直副長の指示の下、2人1組のチーム を組み、現場対応を行う。

2
2
0
1
.
0
.
1

事象発見者（当直長等）

連絡

通報連絡責任者

連絡原子力防災管理者
発令

連絡

発電所対策本部総務班長（通常勤務時間帯以外の時間帯は通報連絡責任者）

本社原子力運営管理部長

非常召集
所内放送及び緊急時サイレン（通常勤務時間帯の場合）

非常召集
通常勤務時間帯以外の時間帯及び社内放送で召集できない場合に連絡する経路

発電所所属の原子力防災要員等※

原子力警戒事態発令の場合，「発電所対策本部」は「発電所警戒本部」に読み替える。

第7図

発電所における態勢発令と緊急時対策要員の非常召集

1.0.10-23

自動呼出・安否確認システム
非常召集
自 ら 事 象 発生 あ る い
は地震等を確認又は
当 直 長 か らの 事 象 発
生報告

宿直者
自動呼出システム（電話・メール）
自動召集
新潟県内で震度６弱
以上の地震発生で緊
急時対策要員（発電所，本社）が自動参集

第8図

緊急時対策所

緊急時対策要員の非常召集
発電所長（衛星電話設備（可搬型）を所持）ユニット所長等，各部長
各グループマネージャー

・・・
各メンバー
本社緊急時対策要員も同様に召集される

自動呼出・安否確認システムによる非常召集連絡1.0.10-24

場所

事故前
(地震等)

炉心露出，損傷，溶融事故発生，拡大「居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」に基づく事象進展時間

プルーム通過中
10 時間⑤24 時間③

防災対策②

重大事故等対策

プルーム通過後⑥34 時間

第 1 次緊急時態勢（10 条）

原子力警戒態勢④

第 2 次緊急時態勢（15 条）①初動態勢
運転操作，監視

事故拡大防止，炉心損傷防止活動，原子炉格納容器の破損防止活動

6，7 号炉中央制御室(プルーム通過中は待避室)

運転員（当直）（18）

運転員（当直）（18）

運転員（当直）（18）

運転員（当直）（8）

5 号炉中央制御室

1.0.10-25

現場又は５号炉原子炉建屋内緊急時対策所 （待機場所）

炉心損傷防止活動，原子炉格納容器の破損防止活動（電源復旧，注水等）

初動対応要員

復旧班現場要員（14/2※1）
待避（2※1）
炉心損傷防止活動，原子炉格納容器の破損防止活動（電源復旧，注水等），放射性物質拡散抑制活動

参集要員

復旧班現場要員（49）

プルーム通過後に必要な作業以外の復旧班要員等は基本的に構外に退避
復旧班現場要員（40）(54)

復旧班現場要員（63/2※1）退避（9）モニタリング・ポスト発電機起動，可搬型モニタリング設備設置

モニタリング要員
保安班現場要員（2）

保安班現場要員（15）(3)

保安班現場要員（15）

退避（12）

自衛消防隊（初期消火対応）

自衛消防隊（10）自衛消防隊（10）
退避（10）
運転員（当直）（8）5 号炉運転員(69/4※2)

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）

本部要員（28/4※1）

本部要員（72/12※1）
保安検査官（2）退避（20/10※1）

構外

本部要員（26/1※1）
本部交替要員（26/1※1）
復旧班現場要員（14）
保安班現場要員（3）
保安検査官（2）交替・待機要員

本部要員（72/12※1）
保安検査官（2）

参集（必要に応じ）※要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
※１：1～5 号炉に係る対応要員， ※2：1～5 号炉に係る対応要員及び保安検査官の人数

第9図

重大事故等発生からの緊急時対策要員の動き（6 号及び７号炉対応要員）

非常召集連絡

非常召集の実施

原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全面緊急事態」に該当する事象が発生した場合，以下のフローにて緊急時対策要員に対する召集連絡を行う。
＜平日勤務時間帯＞＜夜間及び休日(平日の勤務時間帯以外）＞○電話又は自動呼出・安否確認システムにより召集連絡を受けた緊急時対策要
員は，発電所に向けて参集する。また，新潟県内で震度６弱以上の地震が発生した場合は，電話又は自動呼出・安否確認システムによる召集連絡がなくとも自発的に発電所に参集する。

原子力防災管理者

原子力防災管理者①報告②指示

連絡責任者（運転管理部長）①報告○地震等により家族，自宅などが被災した場合や自治体からの避難指示等が出②指示された場合は，家族を一旦避難所に避難させるなどの必要な措置を行い，家族の身の安全を確保した上で移動する。

連絡責任者（夜間及び休日責任者）○集合場所は，基本的には柏崎エネルギーホール又は刈羽寮とするが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
○柏崎エネルギーホール又は刈羽寮に集合した要員は，緊急時対策本部と非常総務班長

1.0.10-26

・送受話器(当直長に依頼）・電話・電話・自動呼出・安否確認システム起動・送受話器(当直長に依頼）

召集に係る以下の確認，調整を行い，通信連絡設備，懐中電灯等を持参し，発電所と連絡を取りながら集団で移動する。柏崎エネルギーホール，刈羽寮には通信連絡設備として衛星電話設備（可搬型）を各 10 台配備する。
① 発電所の状況（発電所への移動が可能なプラント状況かどうか（格納容器
ベントの実施見通し），発電所に行くための必要な装備（放射線防護服，

夜間及び休日当番者（初動要員）
副原子力防災管理者，
本部員

各統括

各班員

② その他発電所で得られた情報（発電所への移動に関する道路状況等，移動
する上で有益な情報）

副原子力防災管理者，
本部員

各統括

各班長

マスク，線量計を含む））③ 発電所へ移動する人の情報（人数，体調，移動手段（徒歩，車両），連絡
先）○発電用原子炉主任技術者は通信連絡手段により，必要の都度，発電所の連絡責任者と連絡をとり，発電用原子炉施設の運転に関し，保安上の指示を行う。

各班長
各班員

第 10 図緊急時対策要員の非常召集の流れ

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

発話
OA 機器

通信連絡設備6，7 号炉
中央制御室

通信連絡設備

通信連絡設備
本社
緊急時対策本部
第 11 図5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）における各機能班，本社緊急時対策本部との情報共有イメージ

1.0.10-27

原子力発電所

本社

支援

発電所対策本部

本社対策本部○原子力災害の発生又は拡大を防止するために必要な原子力災害対策活動の実施○本社における原子力災害対策活動の実施及び発電所で実施される対策活動の支援

本部長（社長）

本部長：原子力防災管理者（所長）
計画・情報統括

即応センター

計画班(1～5号炉)計画班(6,7号炉)

計画・情報統括

計画班
情報班
保安班

復旧統括

復旧班

対外対応統括

広報班
官庁連絡班
立地班

総務統括

通信班
総務班

保安班
号機統括(1～5号炉)

号機班(1～5号炉)復旧班(1～5号炉)

号機統括(6号炉)

号機班(6号炉)復旧班(6号炉)

号機統括(7号炉)

号機班(7号炉)復旧班(7号炉)

対外対応統括

立地・広報班
通報班

総務統括

総務班
資材班

支援

支援

原子力規制庁

連携

厚生班
資材班
支援統括

後方支援拠点班
支援受入調整班
電力支援受入班
支援
要請

設置

支
援

支援
要請

支援

原子力災害対策支援拠点

協力
企業

プラント
メーカー
（現地）

派遣

電力間協定

○原子力災害活動（復旧活動）の支援

現地責任者

総括チーム
総務チーム
厚生チーム
資材チーム
保安チーム
通信チーム
建設チーム
警備チーム

第 12 図原子力緊急事態支援組織

派遣

ロボット等

重大事故等時の支援体制（概要）

1.0.10-28

プラント
メーカー
（本社）

役割
本部長

・ 機能

・発電所の重要な決定事項の確認
・原子力規制委員，緊急事態対策監との間で重要な事項に関する協議，意
思決定

組織
復旧統括

役割 ・

機能

・発電所事故対応作業の
支援統括

班 名
復旧班
情報班

計画・情報
統括

・プラント情報や放射線に関する情報，事故進展評価等の統括

計画班

保安班

官庁連絡班
対外対応
統括

・対外対応活動の統括
・情報発信に関して社会的感性に基づいた本部長へ
の提言

広報班
立地班

通信班
総務班
総務統括

・発電所復旧要員が的確に復旧活動を行うための支援を統括

厚生班

資材班

役割 ・

・事故状況，対応状況の把握
・本社対策本部内での情報共有・一元管理
・事故状況の把握・進展評価
・環境への影響評価
・発電所の復旧計画の策定支援
・放射性物質の放出量評価
・周辺環境への影響の予測，評価・放射線管理用資機材の配備
・発電所関係者の線量管理等の支援
・原子力規制庁等の関係官庁への通報連絡
・官庁への情報提供と質問対応
・広報活動における全店統一方針と戦略の策定
・プレス対応（プレス文，ＱＡ作成含む）
・発電所の立地地域対応の支援
・自治体・オフサイトセンターへの情報提供
・自治体・オフサイトセンターからの要望対応
・社内外関係各所との通信連絡設備の維持・確保
・本社防災要員の非常召集
・発電所緊急時対策要員の職場環境の整備等
・人員輸送手段の確保
・本部における食料・被服の調達及び宿泊関係の手配
・発電所緊急時対策要員の食料・被服の調達支援，宿泊の手配支援・現地医療体制整備支援
・発電所の復旧活動に必要な資機材の調達，適切な箇所への搬送

・原子力事業所災害対策本部支援拠点の立ち上
げ・運営
・同拠点における社外関係機関（自衛隊，消防，警察等）との情報連絡・官庁（自衛隊，消防，警察等）への支援要
支援受入調整班
請，調整の窓口・事業者間協力協定に基づく他原子力事業者か
電力支援受入班らの支援受入調整・原子力緊急事態支援組織からの支援受入調整
後方支援拠点班

支援統括

・発電所の復旧に向けた支援拠点や支援の受入の統括

第 13 図機能・発電所の復旧方法の検討・立案，発電所への助言

本社対策本部の構成

1.0.10-29

発電所原子力防災管理者
連絡発令
原子力運営管理部長

原子力・立地本部長

社長

連絡

非常召集
本社対策本部総務統括

社内放送（通常勤務時間帯の場合）
本社対策本部副本部長

非常召集
非常召集
通常勤務時間帯以外の時間帯及び社内放送で召集できない場合に連絡する経路

各班連絡責任者※

各班員

原子力警戒事態発令の場合，「本社対策本部」は「本社警戒本部」に読み替える。
第 14 図本社における態勢発令と緊急時対策要員の非常召集

1.0.10-30

(例）全面緊急事態時の情報発信体制（フェーズ１：原子力緊急事態宣言後の初期の対応段階）【中央，現地，原子力事業者の情報発信体制，役割分担】①迅速かつ適切な広報活動を行うため，初動段階の事故情報等に関する中央での記者会見については原則として官邸に一元化。
官邸での記者会見に向けた情報収集及び記者会見の準備については，内閣府政策統括官（原子力防災担当）が指定する内閣府（原子力防災担当）職員及び規制庁長官が指定する規制庁職員の統括の下，官邸チーム広報班
その他の官邸チーム主要機能班（プラント班，放射線班，
住民安全班等），関係省庁，原子力事業者等が連携。
1.0.10-31②オフサイトセンターでの情報発信に関しては，内閣府副大臣（又は内閣府大臣政務官）及び現地本部事務局長又は現地本部事務局次長（広報官）（現地に到着していない
場合は，現地広報班長）等が必要に応じて記者会見を行う
ものとする。その際，事故の詳細等に関する説明のため，原子力事業者に対応を要請。
③原子力事業所における情報発信に関しては，原子力事業者と連携して，特に必要とされる時は，規制庁長官が指定する規制庁職員が，記者会見を行うものとする。その記者会見の情報については，官邸チーム広報班及びERCチーム
広報班に共有。
また，フェーズの進展に応じて地方公共団体・住民等とコミュニケーションをとって作業を進める。
（原子力災害対策マニュアル：原子力防災会議幹事会

平成 28 年 12 月 7 日一部改訂から抜粋）

第 15 図全面緊急事態時の情報発信体制

1.0.10-31

本社対策本部
本部長

組織
支援
統括

役割

・

機能

発電所の復旧に向けた支援拠点や支援の受入の統括

原子力事業所災害対策支援拠点

班

名

役割

・

機能

・原子力事業所災害対策
支援拠点の立ち上げ及
後方支援
び運営
拠点班
・要員の派遣・本社緊急時対策要員の
非常召集
総務班 ・発電所復旧要員の職場環境の整備等・人員輸送手段の確保
・本部における食料，被服の調達及び宿泊関係の手配
厚生班 ・発電所復旧要員の食料，被服の調達支援，宿泊の手配支援・現地医療体制整備支援
・発電所の復旧活動に必要な資機材の調達，適資材班
切な箇所への搬送

保安班

通信班

班
現地
責任者

名

総括チーム

総務チーム

要
員
の
提
供

厚生チーム

資材チーム

・放射性物質の放出量評
価・周辺環境への影響の予測，評価・放射線管理用資機材の配備
・発電所関係者の線量管理等の支援
・社内外関係各所との通信連絡設備について
復旧・確保

保安チーム

機能

・原子力災害対策支援拠点における食料・被服の調達および宿泊関係の手配
・発電所復旧要員の食料・被服の調達支援，宿泊の手配支援
・発電所で発生した傷病者の対応支援
・発電所へ搬入する資機材・燃料の一時保管
・資機材の発電所への輸送
・関連する車両（トラック，
フォークリフト等）の管理
・発電所及び近傍の放射線管理区域へ入る者の放射線管理上の入域管理・
線量管理
・車両スクリーニング場，除染場，
身体除染場，放射性廃棄物の管理

・通信システムの構築及び管理
通信チーム

建設チーム
警備チーム

第 16 図

役割 ・・本社，発電所との情報連絡・対外対応（自衛隊，消防，警察）・各班の活動の総括
・電力支援対応
・施設管理
・人員輸送管理・通信機器・事務用品等管理・警戒区域内の暫定通行証の発行管理

・新たな設備（車両除染場，テント設営等）が必要になった場合の建設工事・発電所で出入管理不可能時の発電所立入者の出入管理

本社対策本部及び原子力事業所災害対策支援拠点の構成

1.0.10-32

別紙１
別紙１

福島第一原子力発電所事故を踏まえた原子力防災組織の見直しについて(1)福島第一原子力発電所事故対応の課題と必要要件
ａ．福島第一原子力発電所事故対応の課題
当社福島第一原子力発電所事故対応では発電所対策本部の指揮命令が混乱し，迅速・的確な意思決定ができなかったが，緊急時活動や体制面における課題及び，それぞれの課題に対する必要要件を第 1 表に示す。
第1表

福島第一原子力発電所事故対応の課題と必要要件

課 題※
自然災害と同時に起こり得る複数原子炉施設の同時被災を想定した備えが十分でなかった。
事故の状況や進展が個別の号炉ごとに異なるにもかかわらず，従前の機能班単位で活動した。
中央制御室と発電所対策本部間，発電所対策本部と本社対策本部間において機器の動作状況を正しく共有できなかった。

必要要件①複数施設の同時被災，中長期的な対応を考慮した要員体制を構築する。
②号機班を設け号炉単位に連絡体制を密にする。
③中央制御室と発電所対策本部間の通信連絡設備を強化する。
④情報共有ツールの活用により情報共有を図る。
発電所長が全ての班（12 班）を管理するフラット ⑤発電所長が直接監督する人数を減な体制で緊急時対応を行なっていたため，あらゆらす。（監督限界の設定）る情報が発電所対策本部の本部長に報告され，情 ④情報共有ツールを活用し，情報共有
報が輻輳し混乱した。
することにより，本部における発話を制限する。
発電所長からの権限委譲が適切でなく，ほとんど ⑥発電所長の権限を下部組織に委譲の判断を発電所長が行う体制となっていた。
する。
本来復旧活動を最優先で実施しなくてはならな ⑦対外対応を専属化し，発電所長の対い発電所の要員が，対外的な広報や通報の最終的外発信や広報の権限を委譲する。
な確認者となり，復旧活動と対外情報発信活動の ⑧対外対応活動を本社対策本部に一両立を求められた。
元化する。
公表の遅延，情報の齟齬，関係者間での情報共有 ④情報共有ツールの活用により情報の不足等が生じ，事故時の対外公表・情報伝達が共有を図る。
不十分だった。
⑦対外対応を専属化し，発電所長の対外発信や広報の権限を委譲する。
本社対策本部が，発電所対策本部に事故対応に対 ⑨現場決定権は発電所対策本部に与する細かい指示や命令，コメントを出し，発電所
え本社対策本部は支援に徹する。
長の判断を超えて外部の意見を優先したことで， ⑩指揮命令系統を明確化し，それ以外
発電所対策本部の指揮命令系統を混乱させた。
の者からの指示には従わない。
官邸から発電所長へ直接連絡が入り，発電所対策 ⑪外部からの問合せ対応は本社対策本部を混乱させた。
本部が行い，外部からの発電所への直接介入を防止する。

1.0.10-33

課 題※
緊急時対応に必要な作業を当社社員が自ら持つべき技術として設定していなかったことから，作業を自ら迅速に実行できなかった。

必要要件⑫外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように可搬型
代替注水ポンプやホイールローダ
等をあらかじめ配備し，運転操作を習得する。
地震・津波による発電所内外の被害と放射性物質 ⑬後方支援拠点となる原子力事業所
による屋外の汚染により，事故収束対応のための災害対策支援拠点を速やかに立ち
資機材の迅速な輸送，受け渡しができなかった。
上げられるよう，拠点を整備し，あらかじめ派遣する人員を決める。

本社は，資材の迅速な準備，輸送，受け渡しで十分な支援ができなかった。

通常の管理区域以上の状態が屋外にまで拡大したため，放射線管理員が不足した。

⑬汚染エリアでの輸送にも従事できるよう，輸送部隊に放射線教育を実施する。
⑬本社は，災害発生後，発電所が必要としている資機材を迅速に送ることができるよう，調達・輸送面に関する運用を手順化する。
⑫社員に対して放射線放射線計測器の取扱研修を行い，放射線管理補助員を育成する。

※ 当社の「社内事故調報告書（福島原子力事故調査報告書）」や，「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」以外にも，以下に示すような報告書が公表されており，これらの中には当社が取り組むべき有益な提言が含まれていると認識している。
・ 東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会 最終報告（政府事故調）
・ 東京電力福島原子力発電所事故調査委員会報告書（国会事故調）
・ 東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について（原子力安全・保安院）
・ 「福島第一」事故検証プロジェクト最終報告書（大前研一）
・ Lessons Learned from the Nuclear Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power
Station（INPO）
・ 福島原発事故独立検証委員会 調査・検証報告書（民間事故調）

1.0.10-34

ｂ．原子力防災組織に必要な要件の整理
柏崎刈羽原子力発電所及び本社の原子力防災組織は，福島第一原子力発電所での課題を踏
まえ，発電所の複数の原子炉施設で同時に重大事故等が発生した場合及び重大事故等の中期的な対応が必要となる場合でも対応できるようにするため，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要要件及び要件適用の考え方を第 2 表に整理した。
第 2 表 当社原子力防災組織へ反映すべき必要要件及び要件適用の考え方
必要要件※

当社の原子力防災組織への要件適用の考え方

組織構造上の要件①複数施設同時被災，中長 ・発電所対策本部要員を増強。
期的な対応ができる体制 ・交替して中長期的な対応を実施。
の構築
・号機班の設置。
②中央制御室ごとの連絡体 （プラント状況の様相・規模に応じて縮小・拡張する）
制の構築⑤監督限界の設定⑦対外対応の専属化

・指示命令が混乱しないよう，現場指揮官を頂点に，直属の部下は最大７名以下に収まる構造を大原則とする。
・原子力防災組織に必要な機能を以下の５つに定義し，統括を新規に設置。
1.意思決定・指揮
2.対外対応3.情報収集と計画立案
4.現場対応5.ロジスティック，リソース管理
・対外対応に関する責任者や専属の対応者の配置。

⑨現場決定権を発電所長に ・最終的な対応責任は現場指揮官に与え，現場第一線で活動する者以外は，たとえ上位職位・上位職者であっても現場のサポー与える。
トに徹する役割とする。
⑥発電所長の権限を下部組
・必要な役割や対応について，あらかじめ本部長の権限を統括に織に委譲
委譲することで，自発的な対応を行えるようにする。
⑩指揮命令系統の明確化
・本社から発電所への介入は行わない。

組織運営上の要件⑧対外対応活動を本社対策 ・本社対策本部に対外対応に関する責任者と専属の対応者を配置
し，広報，情報発信を一本化する。
本部に一本化・外部からの問合せは全て本社が行い，発電所への直接介入を防⑪外部からの対応の本社一止する。
元化④情報共有ツールの活用

・縦割りの指示命令系統による情報伝達に齟齬がでないよう，全組織で同一の情報を共有するための情報伝達・収集様式（テンプレート）の統一や情報共有のツールを活用する。
・これに伴い，本部における発話を制限する。（情報錯綜の防止）⑫現場力の強化・外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように可搬型代替注水ポンプやホイールローダ等をあらかじめ配備し，運転操作を習得。
・放射線管理補助員を育成する。

⑬発電所支援体制の構築

・後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点を速やかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，あらかじめ派遣する人員を決める。
・輸送を行う協力企業に放射線教育を実施する。
・本社は，災害発生後，発電所が必要としている資機材を迅速に送ることができるよう，調達・輸送面に関する運用を手順化する。

第 1 表における対応策③は設備対策のため，本表には記載せず。

1.0.10-35なお，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要な要件の整理に当たり，弾力性をもった運用が可能である，米国の消防，警察，軍等の災害現場・事件現場等における標準化された現場指揮に関するマネジメントシステム［ICS1（Incident Command System）］を参考にしている。ICS の主な特徴を第 3 表に示す。また，ICS における災害対策本部活動サイクルを第 1
図に示す。
第3表

ICS の主な特徴

特徴•災害規模に応じて拡大・縮小可能な組織構造
基本的な機能として，Command（指揮），Operation(現場対応)，Planning（情報収集と計画立案），Logistics（リソース管理），Finance／Administration（経理，総務）がある。可能であれば現場指揮官が全てを実施しても構わないが，対応規模等，必要に応じ独立した班を組織する。規模の拡大に応じ，組織階層構造を深くする形で組織を拡張する。
•監督限界の設定（3～7 名程度まで）
Incident Commander（現場指揮官）を頂点に，直属の部下は 3～7 名の範囲で収まる構造を大原則とする。本構造の持つ意味は，一人の人間が緊急時に直接指揮命令を下せる範囲は経験的に 7 名まで（望ましくは 5 名まで）であることに由来している。
•直属の上司の命令のみに従う指揮命令系統の明確化
自分の直属の組織長からブリーフィングを受けて各組織のミッションと自分の役割を確実に理解する。善意であっても，誰の指示も受けず勝手に動いてはならない。反対に，指揮命令系統上にいない人物からの指示で動くこともしてはならない。
•決定権を現場指揮官に与える役割分担の明確化
最終的な対応責任は現場指揮官に与え，たとえ上位組織・上位職者であっても周辺はそのサポートに徹する役割を分担する（米国の場合，たとえ大統領であっても現場指揮官に命令することはできない）。
•全組織レベルでの情報共有を効率的に行うための様式やツールの活用
縦割りの指揮命令系統による情報伝達の齟齬を補うために，全組織で同一の情報を共有するための情報伝達・収集様式の統一や情報共有のためのツールを活用する。
•技量や要件の明確化と維持のための教育・訓練の徹底
日本の組織体制では，役職や年次による役割分担が一般的だが，ICS では各役割のミッションを明確にし，そこにつく者の技量や要件を明示，それを満たすための教育／訓練を課すことで「その職務を果たすことができる者」がその役職に就く運用となっている。
・現場指揮官をサポートする指揮専属スタッフの配置
現場指揮官の意思決定をサポートする役割を持つ指揮専属スタッフを設けることができる。（指揮専属スタッフは，現場指揮官に変わって意思決定は行わない立場であるが，与えられた役割に対し部門横断的な活動を行うことができる点で現場指揮官と各機能班の指揮命令系統とは異なった特徴を有している。）
※

対応
する
要件※
①
②
⑤

⑤

⑩

⑥
⑨

④

⑫

－

対応する要件のうち，③は設備対策のため，⑦，⑧，⑪，⑬は，ICS の特徴に整理できないため，上表に記載していない。なお，⑦，⑧，⑪は対外対応機能を分離し，本社広報，情報発信を一本化することで対応。⑬については本社に発電所支援機能を独立させ強化することで対応。（詳細は次ページ以降参照）

1

参考文献：
・「 3.11 以 降 の 日 本 の 危 機 管 理 を 問 う 」（ 神 奈 川 大 学 法 学 研 究 所 叢 書 27） 務 台 俊 介 編 著 ， レ オ ・ ボ ス ナ ー ／ 小 池
貞 利 ／ 熊 丸 由 布 治 著 発 行 所 ：（ 株 ） 晃 洋 書 房 2013.1.30 初 版
・ 21st Century FEMA Study Course:-Introduction to Incident Command System,ICS-100,National IncidentManagement System(NIMS),Command and Management(ICS-100.b)／ FEMA／ 2011.6
・「 緊 急 時 総 合 調 整 シ ス テ ム Incident Command System（ ICS） 基 本 ガ イ ド ブ ッ ク 」
永田高志／石井正三／長谷川学／寺谷俊康／水野浩利／深見真希／レオ・ボスナー著
発 行 元 ： 公 益 社 団 法 人 日 本 医 師 会 2014.6.20 初 版

1.0.10-36

⑦内的／外的状況把握，将来の影響の予測⑥起きていること，被害，稼働レベルの情報収集と共有情報収集・共有⑤各機能班④対応方針決定

初期対応実施

事態の予測情報収集・共有対策本部設置４

目標設定会議目標設定

０③初期対応実施３②内的／外的状況把握，事態の進展・ 影響の予測

２
１

６

５

アクション実施

復旧手順

７

事態の予測

①起きていること，被害，稼働レベルの情報収集〔カメラ（ＩＴＶ，津波，ファイ
アーウォッチ等）活用〕と共有〇対策本部
アクション開始※緊急時統合調整システム Incident Command System(ICS)
基本ガイドブック（日本医師会）参照

第 1 図 ICS における災害対策本部活動サイクル※
ICS は上記の特徴から，たとえ想定を超えるような事態を迎えても，柔軟に対応し事態を収拾することを目的とした弾力性を持ったシステムであり，当社の原子力防災組織へ反映すべき
必要な要件におおむね合致していると考えている。

1.0.10-37

(2)具体的な改善策
当社の原子力防災組織の具体的な改善策について以下に記す。
a．組織構造上の特徴○基本的な機能として 5 つの役割にグルーピング。
○指揮命令が混乱しないよう，また，監督限界を考慮し，指揮官（本部長）の直属の部
下（統括）を 7 名以下，統括の直属の部下（各班の班長）も 7 名以下となるよう組織を構成（発電所

第 2 図，本社

第 3 図）。班員についても役割に応じたチーム編成とすることで， 班長以下の指揮命令系統にも監督限界を配慮（例：総務班の場合は，厚生チーム，警備チーム，医療チーム，総務チーム等，役割ごとに分類）。
○号機班は，プラント状況の様相・規模に応じて縮小，拡張可能なよう号炉ごとに配置。
（第 2 図）○ロジスティック機能を計画立案，現場対応機能から分離。
○対外対応に関する責任者として対外対応統括を配置。
○社外対応を行う要所となるポジションにはリスクコミュニケーターを配置。
○現場指揮官の意思決定をサポートする役割を持つ指揮専属スタッフとして安全監督担
当を配置。現場の安全性について，指揮官（本部長）に助言を行うともに，現場作業員の安全性を確保するために協働し，緊急時対策要員の安全確保に努める役割を担う。安
全監督担当は，部門横断的な活動を行うことができる点で本部長，統括と各班長の指揮命令系統とは異なった位置づけとなっており，現場作業員の安全性確保に関し，各統括・班長に対して是正を促すことができる。
b．組織運営上の特徴○指揮命令系統上にいない人物からの指示で動くことがないようにする。
○最終的な対応責任は発電所対策本部にあり，重大事故等時における本社対策本部の役
割は，事故の収束に向けた発電所対策本部の活動の支援に徹すること，現地の発電所長からの支援要請に基づいて活動することを原則とし，事故対応に対する細かい指示や命令，コメントの発信を行わない。
○必要な役割や対応について，あらかじめ本部長の権限を委譲することで，各統括や班長が自発的な対応を行えるようにする。
○発電所の被災状況や，プラントの状況を共有する社内情報共有ツール（チャット，COP（Common Operational Picture））を整備することにより，発電所や本社等の関係者に
電話や紙による情報共有に加え，より円滑に情報を共有できるような環境を整備する。
（第 4 図）○ＴＶ会議で共有すべき情報は，全員で共有すべき情報に限定する等，発話内容を制限することで，適切な意思決定，指揮命令を行える環境を整備する。
○発電所対策本部と本社対策本部間の情報共有は，ＴＶ会議システム，社内情報共有ツ

1.0.10-38

ールとあわせて，同じミッションを持つ総括，班長間で通信連絡設備を使用し，連絡，情報共有を行う。
○外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように可搬型代替注水ポンプやホイールローダ等をあらかじめ配備し，運転操作を習得。
○本社は，後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点を速やかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，あらかじめ派遣する人員を選定。
○本社は，災害発生後，発電所が必要としている資機材を迅速に送ることができるよう，
調達・輸送面に関する運用をあらかじめ手順化。

1.0.10-39

機能ごとに統括を置き，本部長（発電所長）の監督人数を削減
発電所本部長防災管理者（発電所長）

意思決定
・指揮

広報班
通報班

発電所本部長原子炉主任技術者

防災管理者

安全監督担当（発電所長）

情報班

1～５号計画班

情報収集・
計画立案

技術班

計画・情報統括

６，7号計画班
保安班

復旧班
1～５号統括保安班
発電班

号機班(１～ ５号)
復旧班(１～ ５号)
号機班(６ 号)

６号統括

現場対応

資材班

復旧班(６ 号)号機班(７ 号)

7号統括

復旧班(７ 号)
厚生班

対外対応

医療班

対外対応統括立地 ・広報班
通報班

総務班
警備誘導班

第2図

総務統括

ロジ・
リソース管理総務班
資材班

柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組織の改善
意思決定
・指揮

本店本部長
（社長）

情報班

本部長付

官庁連絡班

本部長
スタッフ

広報班

情報収集・
計画立案

本社本部長
（社長）

号機班は，号炉ごとに配置

本部長付

本部長
スタッフ

計画・情報統括
計画班
情報班
保安班

現場対応
給電班

復旧統括
対外対応統括
広報班

対外対応

保安班

官庁連絡班
立地班

技術・復旧班
支援統括

支援調整

後方支援拠点班
支援受入調整班

資材班
電力支援受入班

厚生班

総務統括

ロジ・
リソース管理

総務班

第3図

通信班
総務班
厚生班

本社の原子力防災組織の改善

1.0.10-40

資材班

社内情報共有ツール（チャット）

社内情報共有ツール（COP）※ 緊急時組織の運用については，訓練を通じて改善を図っていることから，今後変更となる可能性がある。

第4図

社内情報共有ツール(3)改善後の効果について
原子力防災組織を改善したことにより，以下の効果があると考えている。
○指示命令系統が機能ごとに明確になる。
○管理スパンが設定されたことにより，指揮者（特に本部長）の負担が低減され，指揮者は，
プラント状況等を客観的に俯瞰し，指示が出せるようになる。
○本部長から各統括に権限が委譲され，各統括の指示の下，各機能班が自律的に自班の業務に対する検討・対応を行うことができるようになる。
○運用や情報共有ツール等を改善することにより，発電所対策本部，各機能班のみならず，
本社との情報共有がスムーズに行えるようになる。
訓練シナリオを様々に変えながら訓練を繰り返すことで，技量の維持・向上を図るとともに，原子力災害は初期段階における状況把握と即応性が重要であることから，それらを中心に更なる改善を加えることにより，実践力を高めることが可能になると考えている。
また,複数プラント同時事故に対応するブラインド訓練（訓練員に事前にシナリオを知らせない訓練）を継続することにより,重大事故等時のマネジメント力と組織力が向上していくものと考えている。

発電所緊急時対策本部（本部長）

第5図

柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災訓練の様子

1.0.10-41

別紙 2
別紙２

柏崎刈羽原子力発電所における緊急時対策本部体制と指揮命令及び情報の流れ

当社は福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓を踏まえ，事故以降，原子力防災組織の見直しを進めてきている。具体的には，緊急時訓練を繰り返し実施して見直しを重ね，実効的な組織を目指して継続的な改善を行っているところである。
こうした取り組みを経て現在柏崎刈羽原子力発電所において組織している緊急時対策本部の体制について，以下に説明する。
1.

基本的な考え方柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組織を第 1 図に示す。
緊急時対策本部の体制の構築に伴う基本的な考え方は以下のとおり。
・機能ごとの整理
まず基本的な機能を以下の 4 つに整理し，機能ごとに責任者として「統括」を配置する。
さらに「統括」の下に機能班を配置する。
（１）

情報収集・計画立案

（２）

現場対応

（３）

対外対応

（４）

ロジスティック・リソース管理

これらの統括の上に，組織全体を統括し，意思決定，指揮を行う「本部長」を置く。
このように役割，機能を明確に整理するとともに，階層化によって管理スパンを適正な範囲に制限する。
・権限委譲と自律的活動
あらかじめ定める要領等に記載された手順の範囲内において，本部長の権限は各統括，班長に委譲されており，各統括，班長は上位職の指示を待つことなく，自律的に活動する。
なお，各統括，班長が権限を持つ作業が人身安全を脅かす状態となる場合においては,本部長へ作業の可否判断を求めることとする。
・戦略の策定と対応方針の確認
計画・情報統括は，本部長のブレーンとして事故対応の戦略を立案し，本部長に進言する。また，こうした視点から対応実施組織が行う事故対応の方向性の妥当性を常に確認し，必要に応じて是正を助言する。
・申請号炉と長期停止号炉の分離
号炉ごとに行う現場対応については，申請号炉である 6 号及び 7 号炉と長期停止号炉である１～５号炉に対応する組織を分離する。
・申請号炉の復旧操作対応
申請号炉である 6 号及び 7 号炉については，万一の両プラント同時被災の場合の輻輳する状況にも適切に対応できるようにするため，各号炉を統括する者をそれぞれに置き（「6号統括」と「7 号統括」），統括以下，号炉ごとに独立した組織とすることで，要員が担当
号炉に専念できる体制とする。

1.0.10-42

・本部長の管理スパン
以上のように統括を配置すると，本部長は 1～7 号炉の現場の対応について，1～5 号統括，6 号統括，7 号統括の 3 名を管理することになる。
本部長は各統括に基本的な役割を委譲していることから，3 名の統括を通じて全号炉の管理をするが，プラントが事前の想定を超えた状況になり，2 基を超えるプラントで本部長が統括に対して直接の指示を行う必要が生じた場合には，本部長の判断により，本部長
が指名した者と本部長が役割を分割し，それぞれの担当号炉を分けて管理する。
（第 2 図）・発電所全体に亘る活動
発電所全体を所管する自衛消防隊は，火災の発生箇所，状況に応じて，1～5 号統括，6
号統括，7 号統括のいずれかの指揮下で活動する。
また，発電所全体を所管する保安班は，計画・情報統括配下に配置する。
2.

役割・機能（ミッション）
緊急時対策本部における各職位の役割・機能（ミッション）を，第 1 表に示す。
この中で，特に緊急時にプラントの復旧操作を担当する号機班と復旧班及び号機統括の役
割・機能について，以下のとおり補足する。
○号機班： プラント設備に関する運転操作について，当直による実際の対応を確認する。
この運転操作には，常設設備を用いた対応まで含む。
これらの運転操作の実施については，本部長から当直副長にその実施権限が委譲されているため，号機班から特段の指示がなくても，当直が手順にしたがって自律的に実施し，号機班へは実施の報告が上がって来ることになる。万一，当直の対応に疑義がある場合には，号機班長は当直に助言する。
○復旧班：

設備や機能の復旧や，可搬型設備を用いた対応を実施する。
これらの対応の実施については，復旧班にその実施権限が委譲されているため，復旧班が手順にしたがって自律的に準備し，号機統括へ状況の報告を行う。

○号機統括：当直及び号機班と復旧班の実施するプラント復旧操作に関する報告を踏まえて，担当号炉における復旧活動の責任者として当該活動を統括する。
なお，あらかじめ決められた範囲での復旧操作については当直及び復旧班にその実施権限が委譲されているため，号機統括は万一対応に疑義がある場合に是正の指示を行う。
また，当該号炉の火災の場合には，自衛消防隊の指揮を行う。

1.0.10-43

3.

指揮命令及び情報の流れについて
緊急時対策本部において，指揮命令は基本的に本部長を頭に，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。これとは別に，常に横方向の情報共有が行われ，例えば同じ号炉の号機班と復旧班等，連携が必要な班の間には常に綿密な情報の共有がなされる。
なお，あらかじめ定めた手順の範囲内において，本部長の権限は各統括，班長に委譲されているため，その範囲であれば特に本部長や統括からの指示は要しない。複数号炉にまたがる対応や，あらかじめ定めた手順を超えるような場合には，本部長や統括が判断を行い，各班に実施の指示を行う。
以上のような指揮命令及び情報の流れについて，具合例として以下の２つのケースの場合を示す。

（ケース１）可搬型代替注水ポンプによる 6 号炉への注水（定められた手順で対応が可能な場合の例：第 3 図）・復旧班長（6 号炉）の指示の下，6 号復旧班が自律的に可搬型代替注水ポンプによる送水を準備，開始する。
・復旧班長（6 号炉）は，6 号統括に状況を報告するとともに号機班（6 号炉）にも情報を共有する。
・6 号炉当直副長の指示の下，当直が自律的に原子炉圧力容器への注水ラインを構成する。
・号機班長（6 号炉）は，6 号統括に状況を報告するとともに復旧班（6 号炉）にも情報を共有する。
・号機班長（6 号炉）は復旧班から共有された情報をもとに，原子炉圧力容器への注水の準備ができたことを当直に連絡する。
・当直は原子炉圧力容器への注水を開始する。
・号機班長（6 号炉）は 6 号統括に，原子炉圧力容器への注水開始を報告する。
（ケース２）複数個所の火災発生（自衛消防隊の指揮権が委譲される場合の例：第 4 図）・6 号炉での火災消火のため，6 号統括が自分の指揮下に入るよう自衛消防隊に命じ出動を指示する。
・自衛消防隊が 6 号炉で活動中に 1 号炉で火災発生。1 号炉当直副長は初期消火班にて対応する。
・両火災の対応の優先度について 1～5 号統括と 6 号統括を中心に本部にて協議し，本部長の判断にて「6 号炉での消火活動の継続」を決定する。
・6 号炉消火後，6 号統括は，自衛消防隊に 1 号炉へ移動するよう指示し，自衛消防隊の指揮権を 1～5 号統括に委譲する。
・自衛消防隊は 1～5 号統括の指揮の下，1 号炉の消火活動を実施する。

1.0.10-44

4.

その他

(1)

夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の体制
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）については，上述した体制をベースに，特に初動対応に必要な要員を中心に宿直体制をとり，常に必要な要員数を確保することによって事故に対処できるようにする。その後に順次参集する要員によって徐々に体制を拡大していく。

(2)

要員が負傷した際等の代行の考え方
特に夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において万一何らかの理由で要員が負傷する等により役割が実行できなくなった場合には，平日の勤務時間帯のように十分なバックアッ
プ要員がいないことが考えられる。こうした場合には，同じ機能を担務する下位の職位の要員が代行するか又は上位の職位の要員が下位の職位の要員の職務を兼務する（例：復旧班長が負傷した場合は復旧班副班長が代行するか又は統括が兼務する）。
具体的な代行者の選定については，上位職の者（例えば班長の代行者については統括）が決定する。

1.0.10-45

第1表
職
本部長

各職位のミッション

位

ミッション
・防災態勢の発令，変更の決定
・緊急時対策本部（以下「対策本部」という。）の指揮・統括
・重要な事項の意思決定

原子炉主任技術者
安全監督担当計画・情報統括・原子炉安全に関する保安の監督，本部長への助言
・人身安全に関する安全の監督，本部長への助言
・事故対応方針の立案
・プラントパラメータ等の把握とプラント状態の予測・本部長への技術的進言・助言（重大事故等対処設備等，構内設備の活用）

計画班

・事故対応に必要な情報（パラメータ，常設設備の状況・可搬型設備の準備状況等）の収集，プラント状態の進展予測・評価
・プラント状態の進展予測・評価結果の事故対応方針への反映
・アクシデントマネジメントの専門知識に関する計画・情報統括のサポート

保安班

・発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範囲の評価
・被ばく管理，汚染拡大防止措置に関する緊急時対策要員への指示
・影響範囲の評価に基づく対応方針に関する計画・情報統括への助言
・放射線の影響の専門知識に関する計画・情報統括のサポート

号機統括

・対象号炉に関する事故の影響緩和・拡大防止に関わるプラント設備の運転操作への助言，可搬型設備を用いた対応，不具合設備の復旧の統括

号機班

・当直からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット・事故対応手段の選定に関する当直のサポート
・当直からの支援要請に関する号機統括への助言

当直（運転員）

・重要パラメータ及び常設設備の状況把握と操作
・中央制御室内監視・操作の実施
・事故の影響緩和，拡大防止に関わるプラントの運転操作

復旧班

・事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作・可搬型設備の準備状況の把握，号機統括へインプット・不具合設備の復旧の実施

自衛消防隊
対外対応統括・初期消火活動（消防車隊）
・対外対応活動の統括
・対外対応情報の収集，本部長へインプット

通報班

・社外関係機関への通報連絡

立地・広報班・自治体派遣者の活動状況把握とサポート
・マスコミ対応者への支援

総務統括
資材班

・発電所対策本部の運営支援の統括
・資材の調達及び輸送に関する一元管理
・原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整

総務班

・要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプット
・食料・被服の調達
・宿泊関係の手配
・医療活動
・所内の警備指示
・一般入所者の避難指示
・物的防護施設の運用指示
・他の班に属さない事項

1.0.10-46

重大事故等に対処する要員
緊急時対策要員
原子炉主任技術 者

①

※1

本部長

1 号炉
2 号炉
3 号炉
4 号炉
5 号炉
6 号炉
7 号炉

安全監督担当
②

計画・情報
統括

計画班長
（1～5 号炉）
計画班長（6,7 号炉）

計画班員（1～5 号炉）
計画班員（6,7 号炉）

保安班長

保安班員

技術支援組織

保安班
現場要員

中央制御室運転員

復旧班
現場要員

1 号炉運転員2 号炉運転員3 号炉運転員4 号炉運転員5 号炉運転員③
号機班長（1～5 号炉）
復旧班長（1～5 号炉）

1～5 号統括号機班員（1～5 号炉）
復旧班員（1～5 号炉）※Ａ
6,7 号炉中央制御室

6 号炉運転員
6 号統括

※Ａ

7 号統括

実施組織
④

※Ａ

対外対応
統括

⑤

総務統括

運営支援組織
自衛消防隊（初期消火対応）※Ａ号機班長（6 号炉）
復旧班長（6 号炉）

号機班員（6 号炉）
復旧班員（6 号炉）

号機班長（7 号炉）
復旧班長（7 号炉）

号機班員（7 号炉）
復旧班員（7 号炉）

通報班長

通報班員

立地・広報
班長

立地・広報
班員

資材班長

資材班員

総務班長

総務班員

復旧班
現場要員
7 号炉運転員
（連携）

復旧班
現場要員

初期消火班
（消防車隊）

消防隊長

警備員
消火班
（専任）
※１

本部付含む。

①：意思決定・指揮：1～5 号炉対応要員：6 号又は 7 号炉対応要員 ②：情報収集・計画立案：1～7 号炉共通対応要員 ③：現場対応④：対外対応⑤：ロジスティック・リソース管理

第1図

柏崎刈羽原子力発電所

原子力防災組織1.0.10-47

体制図

基本的な緊急時対策本部の体制
基本的な緊急時体制

6号統括

本部長

号機班(6号炉)復旧班(6号炉)

7号統括

号機班(7号炉)復旧班(7号炉)
号機班(1～5号炉)

1～5号統括復旧班(1～5号炉)
計画・情報統括
対外対応統括
総務統括

プラントが事前の想定を超え、２基を超えるプラントで本部長が統括に対して直接の指示を行う必要が生じた場合の体制
6号統括

号機班(6号炉)復旧班(6号炉)本部長(6,7号)
7号統括

共
有

号機班(7号炉)復旧班(7号炉)本部長(1～5号)※

号機班(1～5号炉)

1～5号統括

※本部長が指名した者

復旧班(1～5号炉)
計画・情報統括
対外対応統括：１～５号炉対応要員：６号又は７号炉対応要員

総務統括

第2図

柏崎刈羽原子力発電所：１～７号炉共通対応要員

緊急時対策本部体制（概要）

1.0.10-48

指示・命令の流れ（例：可搬型代替注水ポンプによる 6 号炉への注水が必要となった場合）

第3図

可搬型代替注水ポンプによる 6 号炉への注水が必要になった場合の情報の流れ(例)1.0.10-49

指示・命令の流れ（例：6 号炉で火災が発生し，その後 1 号炉で火災が発生した場合）

第4図

火災発生時（2 箇所の場合）の対応と情報の流れ(例)1.0.10-50

別紙 3
別紙３

自衛消防隊の体制について

1．自衛消防隊の体制
自衛消防隊の体制を第 1 表に記す。
火災が発生した際，発電所内に常駐している消防隊長及び初期消火班による初期消火活動が行われる。その後，参集した消火班も加わった自衛消防体制が構築される。
第1表
構成
消防隊長
(1)

初期消火班
(15)
(16)※1

自衛消防隊編成表（現場指揮本部）

所属等
平日の勤務時間帯：①防災安全ＧＭ②防災安全担当③運転管理担当
夜間及び休日：自衛消防隊専属の宿直者
1 号炉[1]2 号炉[1]計
3 号炉[1]
当直長(1)※24 号炉[1]6名
5 号炉[1]6,7 号炉[1]運転員(3)※2

1 号炉[3]2 号炉[2]※3
3 号炉[2]※3
4 号炉[2]※3
5 号炉[2]※4
6,7 号炉[3](4)※5

計14 名

正門警備員(2)※6
放射線測定要員・放射線測定当番(2)
防護･副防護本部警備員(1)消防車隊
委託員(6)

消火班(30)

副班長：専任(2)，兼任可(1)
班員：専任(16)，兼務可(11)（専任）消火専任の要員（兼務）機能班との兼務可

役割①現場指揮本部の責任者②消火活動全体の指揮③当直長への消火活動の情報提供・プラント情報の共有④公設消防窓口（プラント状況・消火活動の情報提供）①公設消防への通報（発電関連設備）②運転員（初期消火要員）への初期消火指示③プラントの情報提供，消防活動の情報共有（当直長は現場での消火活動のメンバーには属さない）①屋内・屋外での消火活動（発電関連設備）②当該現場での消火戦略検討・指揮（現場支援担当又は当直主任）③火災発生場所での消火活動の指揮（現場支援担当又は当直主任）④火災発生現場（建屋内）への公設消防誘導・説明①屋内・屋外での消火活動（その他区域）②火災発生現場（構内全域）への公設消防誘導
放射線量測定指揮者から消防車隊への指示伝達係
屋内・屋外での消火活動【参集状況に応じ，現場にて副班長が役割分担を指名】●消火係①消火活動（消火器・屋外消火栓等の使用）●現場整理・資機材搬送係①現場交通整理（公設消防車両の誘導）②火災現場保存（関係者以外の立入規制含む）③消火活動資機材の運搬（現場指揮本部機材含む）●情報係①発電所本部への情報連絡②火災現場での情報収集・記録●救護係①負傷者の救護②総務班医療係到着までの介護（ ）内は人数※１：1～5 号炉は各号炉 15 名で構成。6,7 号炉は通常 15 名，6，7 号炉同時火災では 16 名で構成。
※２：発電関連設備での火災発生時が対象，[ ]内は各号炉の初期消火要員。
※３：単独火災発生時は 1 号炉初期消火要員 1 名を補充。
※４：単独火災発生時は 6,7 号炉初期消火要員 1 名を補充。
※５：6，7 号炉のいずれか一方の号炉の火災では 3 名で活動。6，7 号炉同時火災では運転員 1 名を補充し 4 名で活動。
※６：初期消火班の正門警備員(2)は，発電所周辺警備を行うために正門警備所（防火帯外側）に常駐しており，森林火災発
生時には，公設消防を火災現場に誘導する。なお，火災の影響がおよぶ場合には安全な場所へ待避する。

1.0.10-51用語の定義・発電関連設備
周辺防護区域内において，原子力発電所の運転等に直接関係する建物（原子炉建屋等），防護区域外であっては水処理建屋，
１５４ｋＶ変電所，６６ｋＶ開閉所，給水建屋等の運転員の巡視区域の建物等をいう。
・その他区域
発電関連設備以外で，発電所敷地内にある当社所有の建物（事務本館，免震重要棟，防護本部，副防護本部，サービスホー
ル，技能訓練棟，原子炉保修訓練棟，予備品倉庫（大湊），発電倉庫（大湊）等），高台保管場所，森林，伐採木仮置き場等をいう。

2．6 号及び 7 号炉の重大事故発生時における複数同時火災時の対応
緊急時対応中に 6 号及び 7 号炉で火災が発生し同時に消火活動が必要になった場合の対応について示す。6 号及び 7 号炉の同時火災については，6 号及び 7 号炉のそれぞれの建屋本館内部（6 号及び 7 号炉で計 2 箇所）での火災（以下「内部火災」という。）のケースと，発電所敷地内での火災（以下「外部火災」という。）が 2 箇所で発生したケースの 2 ケースを示す。
2-1．内部火災の場合
(1)

前提条件
・緊急時対応の最中に，6 号及び 7 号炉で原因の特定されない同時火災を想定する。
・火災の発生防止対策，感知・消火対策を実施していることから，初期消火要員が対応する
火災は，原子炉建屋，タービン建屋等の可燃物が少ない火災区域で発生し消火器で短時間に消火できる規模の火災を想定する。
・緊急時対応において，運転員の現場操作に際して消火活動が必要な火災に対しては，運転員の一部を活用する。
・原子炉の運転状態として，6 号及び 7 号炉共に運転中，片方運転・片方停止，両方停止を想定し，各運転状態における運転員の人数を前提とする。

(2)

内部火災での対応及び体制
6号及び7号炉での同時火災に対する対応フローを第1図に，初期消火要員の体制を第2図に，運転員の体制を第3図～第5図に示す。
当直長は，火災の状況を含めプラント状況の把握や緊急時対策本部との連絡を行っていることから，初期消火活動の指示と現場指揮本部設置までの活動の指揮を執る。消防隊長は，号機統括の指示を受け，速やかに現場指揮本部を設置するとともに，設置後は消火活動の指揮を執る。指揮権の委譲の際には，当直長と現場指揮者から状況説明を受ける。その後は，
現場指揮者から直接的，間接的に適宜状況報告を受け両方の火災対応の指揮を執るとともに，緊急時対策本部との連絡を行う。
消火体制については，6号及び7号炉同時火災発生に対応するために，初期消火要員として選任されている運転員，消防車隊員（委託）で2班を編成する。初期消火要員に選任されている運転員は原子炉の運転状態に依らず通常3名（運転中は専任，1ないし2プラント停止中
は1名専任2名兼任）であることから，他の運転員1名を初期消火要員に充て，1班当たり運転
員2名，消防車隊3名の計5名で初期消火活動を行う。
なお，建屋内での火災発生に対して，原子炉の高温停止及び低温停止を達成し維持するた

1.0.10-52

めの安全機能を有する構築物，系統及び機器を設置する区域で煙充満や放射線の影響により消火活動が困難となる区域は，固定式消火設備を設置する設計としており，当該火災区域での火災発生に対して初期消火隊員に依存することなく，速やかな消火活動が可能である。
よって，プラントの運転状態に依らず緊急時対応中の6号及び7号炉の同時火災に対して，
プラント当たり1班5名の初期消火要員で十分に消火活動が可能で，その活動も短時間である
ことから，初期消火要員に充てた運転員は，消火活動後速やかに現場操作対応を行うことが可能であり，緊急時対応に支障を及ぼすことはない。
ただし，原子力警戒態勢又は緊急時態勢が発令され号機統括が設置された場合には，消防
隊長は，消火活動を優先すべき号機統括の指揮・命令のもと初期消火班の初期消火活動を指示する。
なお，号機統括，消防隊長が権限を持つ作業が人身安全を脅かす状態となる場合においては,本部長へ作業の可否判断を求めることとする。
本運用については，火災防護計画の関連文書に定める。

1.0.10-53

【中央制御室】
・6 号及び 7 号炉での同時火災を認知【当直長】
・消防隊長，消防車隊に出動要請
・運転員の初期消火要員への編入指示

当直長は緊急時対策本部，消防車隊に
火災発生場所を確実に連絡

緊急時対策本部

中央制御室【当直長，初期消火要員（運転員）】
・初期消火要員を召集（4 名）・中央制御室でプラント状況及び消火
戦略確認
・初期消火要員を 2 班に編成

【初期消火要員（運転員）】
・現場出向（6 号及び 7 号炉）【消防車隊】
・隊員（6 名）を 2 班に編成・現場出向（6 号及び 7 号炉）【消防隊長】
・現場出向【消防隊長】
・火災対応を指揮する現場指揮本部設置（6，7 号炉サービス
建屋入口）⇒現場本部設置以後，当直長から消防隊長へ初期消火要員の指揮権を委譲

火災現場【初期消火要員（運転員），消防車隊】
・現場到着（6 号及び 7 号炉）
・消火活動

第1図

自衛消防隊詰め所

・現場指揮本部設置後は消防隊長の指揮下で活動
・消防隊長は，消火活動終了と判断した
時点で，運転員の現場操作への復帰可
否を判断

建屋内部での同時火災に対する対応フロー【初期消火活動の全体指揮者】
初動対応
：当直長
現場指揮本部設置後：消防隊長

火災発生連絡

当直長

情報共有

指揮・命令

消防隊長

情報共有

指揮・命令

号機統括

（人身安全）

本部長

初期消火活動指示

運転員（2 名）※消防車隊員（3 名）

現場指揮者設定（1 名）

運転員（2 名）※消防車隊員（3 名）

現場指揮者設定（1 名）※6，7 号炉運転中は専任３名，兼任 1 名，片方停止中・両方停止中は専任 1 名，兼任 3 名

第 2 図 6 号及び 7 号炉同時火災（内部火災）発生時の初期消火体制

1.0.10-54当直長

７号炉運転中緊急時対策所との連絡・調整
号炉間の調整当直副長の監視６号炉運転中６号炉事故時体制

７号炉事故時体制
操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

主機操作員

監視・操作
及び指示

操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

監視・操作

中央制御室

主機操作員

監視・操作
及び指示

監視・操作

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

現場
事故時は当直副長の指示の下、2人1組のチームを組み、現場対応を行う。

現場対応操作

現場対応操作現場対応要員が初期消火の応援
７号炉初期消火6号炉初期消火現場支援担当

補機操作員

補機操作員

補機操作員

第 3 図 6 号及び 7 号炉事故及び火災対応時の運転体制について（6 号及び 7 号炉とも運転中の場合）

当直長

７号炉停止中緊急時対策所との連絡・調整
号炉間の調整当直副長の監視６号炉運転中６号炉事故時体制

７号炉事故時体制
操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

どちらかが体制に残る

主機操作員

監視・操作
及び指示

操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

主機操作員

監視・操作
及び指示

監視・操作

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員
現場対応操作

初期消火＋現場対応操作
現場対応要員が初期消火の応援
６号炉初期消火補機操作員

現支援担当場

第 4 図 6 号及び 7 号炉事故及び火災対応時の運転体制について（6 号炉運転中，7 号炉停止中の場合）

1.0.10-55

中央制御室

現場
事故時は当直副長の指示の下、2人1組のチームを組み、現場対応を行う。

緊急時対策所との連絡・調整
号炉間の調整当直副長の監視当直長

７号炉停止中６号炉停止中６号炉事故時体制

７号炉事故時体制

当直副長

当直主任

どちらかが体制に残る

操作の判断
運転員への
指揮・命令

主機操作員

監視・操作
及び指示

操作の判断
運転員への
指揮・命令

当直副長

当直主任

どちらかが体制に残る

中央制御室

主機操作員

監視・操作
及び指示

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

当直主任又は
当直副主任

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

補機操作員

現場
事故時は当直副長の指示の下、2人1組のチームを組み、現場対応を行う。

現場対応操作

初期消火＋現場対応操作
現場対応要員が初期消火の応援
6号炉初期消火

補機操作員

現場支援担当第 5 図 6 号及び 7 号炉事故及び火災対応時の運転体制について（6 号及び 7 号炉いずれも停止中の場合）
2-2．外部火災の場合
(1)

前提条件
・外部火災として，緊急時対応中に発電所敷地内で現場操作を妨げるような火災が同時に 2箇所で発生することを想定する。
・消火活動は化学消防車，ポンプ車の組合せにより，消火活動を行う。
・化学消防車の操作は，消防車隊が行う。
・復旧班の現場操作に際して消火活動が必要な火災に対しては，消防車の操作が可能な復旧班現場要員を活用する。

(2)

外部火災での対応及び体制
6号及び7号炉での同時火災に対する対応フローを第6図に，初期消火要員の体制を第7図に示す。
外部火災における消火活動は，消防隊長が指揮を執る。通常，敷地内の1箇所の火災発生に対しては，火災対応のため常時待機している消防車隊員6名で十分対応可能であるが，復旧班の現場操作に際して消火活動が必要な敷地内2箇所の同時火災が発生した場合には，消防車隊員に加え復旧班現場要員（6号及び7号炉各7名）から注水隊員6名を充て，消火活動を行う。
実際の放水活動は，化学消防車とポンプ車の組合せで行うことから，1班当たり消防車隊3名，注水隊員3名で2班を編成し，2箇所に分かれて消火活動を行う。その際，消防車隊3名は化学消防車の操作，注水隊はポンプ車の操作を行う。
一方，初期消火活動に充てられた注水隊員は本来緊急時の原子炉圧力容器への注水対応を行うため，消火活動が終了とした時点で，消防隊長の判断により速やかに原子炉圧力容器へ

1.0.10-56

の注水作業に戻ることとする。
本運用については，火災防護計画の関連文書に定める。

緊急時対策本部【号機統括】
・敷地内 2 箇所での同時火災を認知
・消防隊長，消防車隊に対応指示

号機統括は消防隊長，消防車隊に
火災発生場所を確実に連絡

緊急時対策本部

自衛消防隊詰め所【号機統括】
・プラント状況及び消火戦略確認
・消防隊長，復旧班現場要員（注水隊 6 名)に出動指示【消防車隊】
・隊員（6 名）が化学消防車，ポンプ車で現場出向・途中，高台保管場所でポンプ車から
化学消防車に乗換
・消防車隊は，現場出向の間に消防隊長から火災発生場所，注水隊との合流箇所等の指示を受け，消火活動の戦略を検討

現場指揮本部【注水隊】
・高台保管場所のポンプ車で現場出向【消防隊長】
・火災発生場所を考慮し，現場指揮本部設置
・消防隊長は，消防車隊と注水隊の合流
箇所を指示

合流

火災現場
・消防隊長は，消火活動終了と判断した時点で，注水隊の原子炉圧力容器への注水作業への復帰可否を判断【消防車隊，注水隊】
・現場到着
・消火活動

第6図

発電所敷地内での同時火災に対する対応フロー

指揮・命令

消防隊長

情報共有

指揮・命令

号機統括

（人身安全）

本部長

消防車隊員（3 名）

化学消防車操作

消防車隊員（3 名）

化学消防車操作

注水隊員（3 名）

ポンプ車操作注水隊員（3 名）

ポンプ車操作

第7図

緊急時における敷地内の同時火災発生時の初期消火体制

1.0.10-57

別紙 4
別紙４

重大事故等時における緊急時対策要員の動き

重大事故等時における緊急時対策要員の動きについては以下のとおり。
・平日勤務時間帯における緊急時対策所で初動態勢時に対応する要員（本部要員，現場要員）は，
平日勤務時間における対応者（執務できない場合の交替者を含む）を明確にした上で，5 号炉定検事務室又はその近傍，及び第二企業センター又はその近傍で分散して執務しており，召集連絡を受けた場合は，速やかに 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に集合する。
・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）中における緊急時対策所で初動態勢時に対応する要員（本部要員，現場要員）は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）中における対応者を明確にした上で，5 号炉定検事務室又はその近傍，及び第二企業センター又はその近傍で分散して執務及び宿泊しており，召集連絡を受けた場合は，速やかに 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に集合する。

第 1 図 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所，5 号炉定検事務室，第二企業センターの位置関係

1.0.10-58

別紙 5
別紙５

緊急時対策所における主要な資機材一覧

緊急時対策所に配備している主要な資機材については以下のとおり。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所○通信連絡設備
主要設備

数量※1

衛星電話設備（常設）9台

衛星電話設備（可搬型）

15 台

固定電話機

19 台

FAX

2台

ハンドセット

2台

スピーカー

2台

無線連絡設備（常設）4台

無線連絡設備（可搬型）

90 台

携帯型音声呼出電話機

6台

中継用ケーブルドラム

2台

テレビ会議システム（衛星系・有線系 共用）

1式

IP-電話機（有線系）

4台

IP-電話機（衛星系）

2台

IP-FAX（有線系）

1台

IP-FAX（衛星系）

1台

衛星社内電話機4台

テレビ会議システム(社内向)1式

テレビ会議システム

テレビ会議システム(社内向)1式

専用電話設備

専用電話設備（自治体他向）

7台

通信種別
発電所内外
衛星電話設備発電所内
電力保安通信用電話設備

送受話器

無線連絡設備携帯型音声呼出電話設備
発電所外
統合原子力
防災ネット
ワークを用いた通信連絡設備衛星電話設備（社内向）※1：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）○必要な情報を把握できる設備
通信種別

主要設備

発電所内外

数量

安全パラメータ表示システム（SPDS）

１式

データ伝送設備

１式○可搬型照明設備
品名

数量

ヘッドライトランタンタイプＬＥＤライト

100 個
60 個

1.0.10-59

別紙 6
別紙６

緊急時対策要員による通報連絡について

重大事故等が発生した場合，発電所の通報連絡責任者が，内閣総理大臣，原子力規制委員会，
新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長並びにその他定められた通報連絡先への通報連絡を FAX を用いて一斉送信するとともに，通報連絡後の総合原子力防災ネットワークの情報連絡の管理を一括して実施する。
①発電所の通報連絡責任者は，特定事象等発見者から事象発生の連絡を受けた場合は，原子力防災管理者へ報告するとともに，他の通報対応者と協力し通報連絡を実施する。
②重大事故等（原子力災害対策特別措置法第 10 条第 1 項に基づく通報すべき事象等）が発生した場合の通報
連絡は，内閣総理大臣，原子力規制委員会，新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長及びその他定められた通報
連絡先に，ＦＡＸを用いて一斉送信することで，効率化を図る。
③内閣総理大臣，原子力規制委員会，新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長に対しては，電話でＦＡＸの着信の確認を行うとともに，その他通報連絡先へもＦＡＸを送信した旨を連絡する。
④これらの連絡は，発電所対策本部の通報連絡者（5 名）と本社対策本部の通報連絡者（3 名）が分担して行うことにより時間短縮を図る。
⑤その後，緊急時対策要員の召集で，参集した通報班の要員確保により，更なる時間短縮を図る。
⑥発電所から通報連絡ができない場合は，本社から通報先に FAX を用いて通報連絡を行う。
⑦原子力規制庁への情報連絡は，統合原子力防災ネットワークを活用する。
⑧通報連絡後の主要連絡は，本社が内閣府（内閣総理大臣），原子力規制庁（原子力規制委員会）の対応を行い，発電所が新潟県，柏崎市，刈羽村の対応等を行う。
⑨通報連絡の体制，要領については，手順書を整備し運用を行う。

新潟県知事

特定事象発見者（当直長等）

柏崎市長，刈羽村長
柏崎市，刈羽村を除く新潟県内市町村，
新潟県以外の県市村

発電所・通報連絡責任者 1名（対外対応統括）・通報対応者 3名
・総務統括 １名

新潟県警察本部，柏崎警察署
柏崎市消防本部
新潟労働局，長岡労働基準監督署
新潟海上保安部，陸上自衛隊

原子力防災管理者

原子力保安検査官
原子力防災専門官
柏崎刈羽原子力規制事務所，東北経済産業局，地方放射線モニタリング対策官

本社・通報連絡責任者 1名
・通報対応者 2名

内閣総理大臣
原子力規制委員会：原災法に基づく通報先：ＦＡＸ送信：電話での着信確認：電話等による連絡

経済産業省 資源ｴﾈﾙｷﾞｰ庁
内閣官房
内閣府政策統括官付
社内関係各所

第 1 図 原子力災害対策特別措置法第 10 条第 1 項等に基づく通報連絡経路

1.0.10-60

別紙 7
別紙７ 原子力事業所災害対策支援拠点について

柏崎エネルギーホール
所在地
発電所からの方位，距離
敷地面積
非常用電源
非常用通信機器その他

新潟県柏崎市駅前 2 丁目 2－30
南南西 約 8ｋｍ
約 3,000ｍ２
・非常用ディーゼル発電機 50kVA
・電話（有線系，衛星系）
・FAX（有線系）
消耗品等（食料，飲料水等）は信濃川電力所備蓄品を搬入

信濃川電力所
所在地
発電所からの方位，距離
敷地面積
非常用電源
非常用通信機器その他

新潟県小千谷市千谷川 1－5－10
南東 約 23ｋｍ
約 3,800ｍ２
・非常用ディーゼル発電機 75kVA
・備蓄燃料：2 日分を備蓄
・電話（有線系，衛星系）
・FAX（有線系）
消耗品等（食料，飲料水等）は備蓄

当間高原リゾート（休憩・仮泊，資機材置き場機能のみ）
所在地
発電所からの方位，距離
敷地面積
非常用電源
非常用通信機器その他

新潟県十日町市珠川
南南東 約 44ｋｍ
約 350 万ｍ２
・非常用ディーゼル発電機 300kVA（本館），210kVA（新別館）
・電話（有線系，衛星系）
消耗品等（食料，飲料水等）は信濃川電力所備蓄品を搬入，その後，最寄りの小売店から調達

1.0.10-61

柏崎刈羽原子力発電所

柏崎エネルギーホール

信濃川電力所

当間高原リゾート

地図は電子国土ポータルから引用

第1図

原子力事業所及び原子力事業所災害対策支援拠点の位置

1.0.10-62

別紙 8
別紙８
1.

発電所構外からの要員の参集について

要員の召集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合に，発電所外にいる
緊急時対策要員を速やかに非常召集するため，「自動呼出・安否確認システム」，「通信連絡手段」等を活用し，要員の非常召集及び情報提供を行う。
（第 1 図）非常召集
自ら事象発生あるいは地震等を確認又は
当 直 長か らの 事 象発
生報告

宿直者

緊急時対策要員の非常召集

自動呼出システム（電話・メール）

自動召集
新潟県内で震度６弱以
上 の地 震発生で 緊 急時対策要員（発電所，本社）が自動参集第1図

発電所長（衛星電話設備（可搬型）を所持）
ユニット所長，各部長
各グループマネージャー
・・・

緊急時対策所

各メンバー
本社緊急時対策要員も同様に召集される

自動呼出・安否確認システムによる非常召集連絡

新潟県内で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，非常召集連絡がなくても自発的に参集する。
地震等により家族，自宅等が被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
集合場所は，基本的には柏崎エネルギーホール又は刈羽寮（第 2 図）とするが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
柏崎エネルギーホール又は刈羽寮に集合した要員は，緊急時対策本部と非常召集に係る以下の確認，調整を行い，通信連絡設備，懐中電灯等を持参し，発電所と連絡を取りながら集団で移動する。柏崎エネルギーホール，刈羽寮には通信連絡設備として衛星電話設備（可搬型）を各 10 台配備する。
①発電所の状況（発電所への移動が可能なプラント状況かどうか（格納容器ベントの実施見通し），発電所に行くための必要な装備（放射線防護服，マスク，線量計を含む））②その他発電所で得られた情報（発電所への移動に関する道路状況等，移動する上で有益な情報）③発電所へ移動する人の情報（人数，体調，移動手段（徒歩，車両），連絡先）
発電用原子炉主任技術者は通信連絡手段により，必要の都度，発電所の連絡責任者と連絡をとり，発電用原子炉施設の運転に関し，保安上の指示を行う。

1.0.10-63

集合場所（柏崎エネルギーホール，刈羽寮）
当社社員寮

約 10ｋｍ

約 5ｋｍ

柏崎刈羽原子力発電所■

刈羽寮

柏崎エネルギーホール■

地図は電子国土ポータルから引用

第 2 図 柏崎刈羽原子力発電所とその周辺
2.

緊急時対策要員の所在について
発電所員の約 8 割（第 1 表）が居住している柏崎市街地，刈羽村の大半は，柏崎刈羽原子
力発電所から半径 10km 圏内（第 2 図）に位置しており，社員寮についても半径 10km 圏内に設置されている。
第 1 表 居住地別の発電所員数（平成 29 年 4 月時点）
居住地
居住者数

3.

柏崎市

刈羽村

その他地域

820 名

81 名

223 名

（73％）

（7％）

（20％）

発電所構外からの要員の参集ルート(1) 概要
柏崎市，刈羽村からの要員参集ルートについては，第 3 図に示すとおりであり，要員参集
ルートの障害要因としては，比較的に平坦な土地であることから土砂災害の影響は少なく，地震による橋の崩壊，津波による参集ルートの浸水が考えられる。
地震による橋梁の崩落については，要員参集ルート上の橋梁が崩落等により通行ができなくなった場合でも，迂回ルートが複数存在することから，参集は可能である。また，木造建

1.0.10-64

物の密集地域はなくアクセスに支障はない。なお，地震による参集ルート上の主要な橋梁への影響については，平成 19 年新潟県中越沖地震においても，橋梁本体の損傷による構造安全性に著しい影響のあるような損傷は見られず（※１），実際に徒歩による通行に支障はなかった。
新潟県が実施した広域避難シミュレーション（※２）によれば，大規模な地震が発生により，発電所で重大事故等が発生した場合，住民避難のため発電所の南西の海側ルートに交通渋滞が発生しやすいという結果が得られている。交通集中によるアクセス性への影響回避のため，参集ルートとしては可能な限り避けることとし，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。
津波浸水時については，アクセス性への影響を未然に回避するため，大津波警報発生時には基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（第 3 図に図示した海沿いルート）は使用しないこととし，これ以外の参集ルートを使用して参集することとする。
(※1)参考文献：2007 年新潟県中越沖地震の被害とその特徴／小長井一男（東京大学教授生産技術研究所）
他
国土技術政策研究所資料 No.439，土木研究所資料 No.4086，建築研究資料 No.112「平成19 年（2007 年）新潟県中越沖地震被害調査報告」( ※ 2) 参 考 文 献 ： 新 潟 県 殿 向 け 「 平 成 ２ ６ 年 度 新 潟 県 広 域 避 難 時 間 推 計 業 務 」 ～ 最 終 報 告 書 ～BGS-BX-140147

平成２６年８月

三菱重工業株式会社

http://www.pref.niigata.lg.jp/genshiryoku/1356794481823.html(2) 津波による影響が考えられる場合の参集ルート
柏崎市津波ハザードマップによると，柏崎市中心部から発電所までの要員参集ルートへの影響はほとんど見られない（川岸で数十 cm 程度）が，大津波警報発生は，津波による影響を想定し海側や鯖石川の河口付近を避けたルートにより参集する。（第 3 図）

1.0.10-65

第3図

柏崎市，刈羽村からの要員参集ルート(3) 住民避難が行われている場合の参集について
全面緊急事態に該当する事象が発生し，住民避難が開始している場合，住民の避難方向と逆方向に要員が移動することが想定される。
発電所へ参集する要員は，原則，住民避難に影響のないよう行動し，自動車による参集ができないような場合は，自動車を避難に支障のない場所に停止した上で，徒歩や自転車により参集する。

1.0.10-66

4.

発電所構内への参集ルート
発電所敷地外から発電所構内への参集ルートは，通常の正門を通過するルートに加え迂回ルートを確保している。
（第 4 図）第4図

発電所構内への参集ルート

1.0.10-67

5.

夜間及び休日における要員参集について(1) 要員の想定参集時間
第 1 表及び第 2 図に示すとおり，要員の大多数は発電所から半径 10km 圏内に居住していることから，仮に発電所から 10km 地点に所在する要員が，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において直接徒歩移動で参集する場合であっても，参集時間は約 3 時間 30 分と考えられる。また，大地震等が発生している状況では要員の自宅が被災する可能性もあるため，出発までの準備時間が約 1 時間必要であると仮定した場合であっても，発電所への参集時間は約 4
時間 30 分と考えられる。
さらに，要員集合場所（柏崎エネルギーホール又は刈羽寮）に立寄り，情報収集を行った上で参集することから，集合場所に立寄るために遠回りする時間を 1 時間，情報収集する場合の時間を 30 分必要であると仮定した場合であっても，発電所から 10km に所在する要員は，約 6時間で発電所に参集可能であると考えられる。
(2) 要員参集調査
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等が発生した場合の緊急時対策
要員の参集動向（所在場所（準備時間を含む）～集合場所（情報収集時間を含む）～発電所までの参集に要する時間）を評価した結果，要員の参集手段が徒歩移動のみを想定した場合かつ，年末年始やゴールデンウィーク等の大型連休であっても，5 時間 30 分以内に参集可能な要員
は 350 名以上と考えられる。
なお，自動車等の移動手段が使用可能な場合は，より多くの要員が早期に参集することが期待できる。
※

必要な要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。

＜参考：要員参集調査による評価＞○夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等が発生した場合の緊急時対策要員の参集動向をより具体的に把握するため，「平日夜間」「休日日中」「休日夜間」「大型連休（シルバーウィーク※）日中」「大型連休（シルバーウィーク※）夜間」の 5
ケースにおいて緊急呼び出しがかかった場合を想定し，その時々における要員の所在場所（自宅，発電所，それ以外の場所の場合は最寄りの集合場所までの移動時間を回答）を調査することで，参集状況を評価。
○要員集合場所（柏崎エネルギーホール又は刈羽寮）での情報収集時間 30 分を考慮（第 5図）。
※

要員参集調査時期が 2015 年 9 月であり大型連休の対象をシルバーウィークとした。

1.0.10-68

発電所へ移動

集合場所で
２ 情報収集(30分)

３

刈羽寮

柏崎刈羽
原子力発電所

出発地

１ 集合場所へ移動

３ 発電所へ移動
出発地

刈羽寮に
刈羽寮に集合参集する場合
する場合

出発地
エネルギー
ホール
２
集合場所で
情報収集(30分)
参集開始

エネルギー
エネルギー
ホールに
ホールに
集合する場合参集する場合１ 集合場所へ移動
出発地

地図は電子国土ポータルより引用

集合場所出発集合場所到着

１ 集合場所へ移動

第5図

２ 集合場所にて情報収集（30分を想定）

発電所到着

３ 発電所へ移動

要員参集の流れについて（イメージ）

a. 車が使える場合（第 6 図）
○3 時間 30 分以内に約 8 割の要員が参集可能な場所にいることを確認した。（大型連休は除く）○大型連休でも，3 時間 30 分以内に約 6 割の要員が参集可能な場所にいる。
b. 徒歩移動のみの場合（第 7 図）○車を使用した場合に比べ要員参集のタイミングが遅くなるが，7 割程度の要員は，5 時
間 30 分以内に参集可能な場所にいることを確認した。（大型連休は除く）○通常の休日と大型連休を比較すると，大型連休には約 2 割多い要員が柏崎刈羽地域近傍
から不在（徒歩 5 時間 30 分以上）となるが，5 時間 30 分以内で参集可能な要員は約半数。

1.0.10-69

100%

49
5

90%

107
59

80%

94
36

219

70%

94

60%

193
48

5.5時 間 以 上
3.5時 間 ～ 5.5時 間

50%

645
538

40%

1.5時 間 ～ 3.5時 間

598
383

30%

478

1.5時 間 以 内

20%
10%
0%

※

42

38

平日夜間

休日日中

12

45

休日夜間

21

特大型連休
異 日 日 中 特大型連休
異日夜間
日中

夜間

各所在場所から集合場所（柏崎エネルギーホール，刈羽寮）までの移動に要する時間を回答してもらい，その時間に以下の数値を加えて算出。
・自宅からの参集の場合，出発までの準備時間：30 分
・集合場所での情報収集時間：30 分
・集合場所から発電所への移動時間：30 分

第6図

要員参集シミュレーション結果（車でアクセス可能）

100%
90%

149
250

80%

221
370

70%

315
5.5時間以上

60%
50%

3.5～5.5時間

468
359

40%

1.5～3.5時間

424

30%

1.5時間以内

262

335

63
44

68

大型連休
特異日日中
日中

大型連休
特異日夜間
夜間

20%
10%
0%

82
41

93
38

82

平日夜間

休日日中

休日夜間

12

21

※

出発までの準備時間を考慮の上，天候が良好な状況を想定し，集合場所を経由した場合の発電所（5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所）までの移動距離 1 時間以内（～3ｋｍ），1～3 時間（3～10km），3～5 時間（10～17km），5 時間以上（17km～）により算出。
※ 集合場所での情報収集時間の 30 分を考慮した。
※ 自宅以外からの参集の場合，各所在場所から参集に要する時間を回答。

第7図

要員参集シミュレーション結果（徒歩移動のみ）

1.0.10-70(3) 参集要員の確保(1)要員の想定参集時間，及び(2)要員参集調査から，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
かつ，参集手段が徒歩移動のみを想定した場合であっても，発電所構外の緊急時対策要員は事象発生から約 6 時間で発電所に参集可能と考えられること，また，年末年始やゴールデンウィ
ーク等の大型連休に重大事故等が発生した場合であっても，5 時間 30 分以内に参集可能な緊急時対策要員は 350 名以上と考えられることから，事象発生から 10 時間以内に外部から発電所へ参集する 6 号及び 7 号炉の対応を行うために必要な緊急時対策要員※（106 名（1～7 号炉の対応を行う必要な要員は合計 114 名））は確保可能であることを確認した。
また，事象発生から 10 時間以内の重大事故等時の対応においては，発電所内に常時確保す
る 44 名の緊急時対策要員により対応が可能であるが，早期に班長以下の要員数が約 2 倍となれば，より迅速・多様な重大事故等への対処が可能と考えられる。このため，徒歩参集，要員
自身の被災，過酷な天候及び道路の被害等を考慮し，事象発生から約 6 時間を目処に，外部から発電所に参集する 40 名の緊急時対策要員※を確保する。
※

要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。

1.0.10-71

補足 1
補足１

有効性評価シナリオと要員参集の整合性について

添付資料 1.0.10（重大事故等時の体制）第 1 表「態勢の区分と緊急時活動レベル(EAL)」に示すとおり，発電所及び本社では，原子力警戒態勢又は第 1 次，第 2 次緊急時態勢の発令により，緊急時対策要員を非常召集することとしている。
ここでは，非常召集により発電所外から発電所に参集する要員に期待する有効性評価シナリ
オを抽出し，緊急時対策要員を非常召集するきっかけとなる事態がどのタイミングで発生するかを確認することで，有効性評価の説明と要員参集のタイミングが整合しているか確認した。
第 1 表に示す 12 のシナリオが該当し，参集要員で対応する現場作業は以下の 4 つが該当する。
・代替原子炉補機冷却系準備操作（代替熱交換器車等の資機材配置及びホース敷設，起動及び系統水張り作業）・低圧代替注水系（可搬型）準備操作（代替循環冷却運転への切替えのための復水移送ポンプの一時的な停止に伴う，可搬型代替注水ポンプによる原子炉圧力容器への注水準備及び注水
作業）・格納容器ベント準備操作（フィルタ装置水位調整準備（排水ポンプ水張り））
・格納容器ベント操作（フィルタ装置水位調整，フィルタ装置 pH 測定，フィルタ薬液補給）
いずれの有効性評価シナリオにおいても，事象発生初期（発生と同時又は 15 分後）に原子力警戒態勢を発令する事態になることを確認した。
有効性評価シナリオ上，要員参集に要する時間は事象発生から 10 時間後以降と想定しているが，この値は保守的に設定したものである。
有効性評価シナリオ「停止中の全交流動力電源喪失」では，事象発生から原子力警戒態勢を発令する事態になるまでの時間が 15 分あるものの，事象発生から 10 時間後の作業開始に支障を及ぼすものではないと考える。
また，停止号炉の影響（添付資料 1.0.16）を考慮した場合，参集要員で対応する現場作業は，
以下の 2 つが該当する。
・停止号炉への使用済燃料プールへの可搬型代替注水ポンプによる注水
・燃料給油作業（6 号及び 7 号炉に対する燃料給油作業は宿直している緊急時対策要員にて対応）想定するシナリオは「停止中の全交流動力電源喪失」であり，事象発生から原子力警戒態勢を発令する事態になるまでの時間が 15 分あるものの，事象発生から 10 時間後以降から適宜行う作業に支障を及ぼすものではないと考える。

1.0.10-72

なお，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等が発生した場合の緊急時対策要員の参集動向を評価した結果，要員の参集手段が徒歩移動のみを想定した場合かつ，年末年始やゴールデンウィーク等の大型連休であっても，5 時間 30 分以内に参集可能な要員は半数以上（350 名以上）と評価している。
（添付資料 1.0.10（重大事故等時の体制）別紙 8
電所構外からの要員の参集について
第1表

発

参照）

有効性評価シナリオと要員参集の整合性確認結果
有効性評価上の時間

有効性評価

参集要員に期待する作

シナリオ

業

要員参集のトリガーとなる有効性シナリオの時間と緊急時

事象発生～

活動レベル（EAL）の事象

EAL 発出参集要員による
作業開始までの時間

代替原子炉補機冷却系

事象発生から

準備操作（13 名/号炉）

10 時間後格納容器ベント操作

事象発生から（10 名/号炉）

16 時間後代替原子炉補機冷却系

事象発生から

全交流動力電源喪失（同上）＋準備操作（13 名/号炉）

10 時間後原子炉隔離時冷却系機能喪失

格納容器ベント操作

事象発生から

全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋非常用ディーゼ
ル発電機喪失）（10 名/号炉）

16 時間後代替原子炉補機冷却系

事象発生から

全交流動力電源喪失（同上）＋準備操作（13 名/号炉）

10 時間後直流電源喪失格納容器ベント操作

事象発生から（10 名/号炉）

16 時間後格納容器ベント操作

事象発生から

全交流動力電源喪失（同上）＋（10 名/号炉）

18 時間後主蒸気逃がし安全弁再閉失敗

代替原子炉補機冷却系

事象発生から

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）
冷却材喪失事故時注水機能喪失

準備操作（13 名/号炉）

10 時間後代替原子炉補機冷却系 外部電源喪失による原子炉へ
0分
準備操作（13 名/号炉） の給水機能の喪失（同タイミ
格 納 容 器 ベ ン ト 操 作 →EAL AL22（原子炉給水機能
ング）（10 名/号炉）の喪失）※1

事象発生から

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去 格 納 容 器 ベ ン ト 操 作
系が故障した場合）
高圧・低圧注水機能喪失

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

事象発生から
17 時間後事象発生から（10 名/号炉）

22 時間後格納容器ベント操作

事象発生から（10 名/号炉）

17 時間後高圧溶融物放出／格納容器雰囲気 代替原子炉補機冷却系
直接加熱

10 時間後事象発生から

準備操作（13 名/号炉）

10 時間後代替原子炉補機冷却系

事象発生から

準備操作（13 名/号炉）

10 時間後（代替循環冷却を使用する場合） 可搬型代替注水系準備
操作(5 名/号炉)

事象発生から

格納容器ベント準備操

事象発生から作(2 名/号炉)

36 時間後格納容器ベント操作

事象発生から

（8 名/号炉）

38 時間後雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（格納容器ベントを実施する場
合）

16 時間後代替原子炉補機冷却系 全交流動力電源喪失 15 分経過
停止中の全交流動力電源喪失

準備操作（13 名/号炉）

※1

→EAL

AL25（全交流電源の 15 15 分

分以上喪失）※1

事象発生から
10 時間後添付資料 1.0.10（重大事故等時の体制）第１表「態勢の区分と緊急時活動レベル（EAL）」参照

1.0.10-73

補足 2
補足２

当直副長による操作員への操作指示／確認手順について

運転員の事故時における対応は，「当直副長」による「操作員」への操作指示がなされ，「操作員」による操作がなされる。（2 人による対応）
一方，確率論的リスク評価※1 では，以下のとおり人間信頼性評価（HRA ツリー）にて評価を行っている。
人間信頼性評価（HRA）ツリーを用いた定量評価（ATWS 収束後の RHR による原子炉格納容器除熱の例）※2

人的過誤確率では，操作員の認知失敗や操作失敗があったとしても，1 名の指示者の確認により是正がなされる評価手法を採用している。
以上により，実際の運転員による操作と，確率論的リスク評価で用いた評価手法は，整合が取れている。
※1

第 244 回

審査会合

資料 3-2-1 確率論的リスク評価について （補足説明資料）（指摘事項に対する回答）

レビュー推奨事項等を踏まえた PRA の評価条件見直し結果 HRA データシート
※2

ピア

参照

認知失敗の過誤回復については，THERP の標準診断曲線時にて既に考慮されているため HRA ツリーとして人的過誤の分岐を設定しない（チームとしての認知の失敗確率が適用される）

1.0.10-74

補足 3
補足３ 発電所が締結している医療協定について
柏崎刈羽原子力発電所では，自然災害等が複合的に発生した場合等を想定し，より多くの医療機関で汚染傷病者を診療いただけるように体制を整備しておくことが必要であると考えている。
現時点で，柏崎総合医療センター，新潟労災病院の他，新潟県内にある 5 か所の病院(合計 7病院)と放射性物質による汚染を伴う傷病者の診療に関する覚書を締結しており，汚染傷病者の受け入れ体制を確保している。

1.0.10-75

添付資料 1.0.11

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉重大事故等時の発電用原子炉主任技術者の役割
について

＜

目

次 ＞

１． 発電用原子炉主任技術者の選任....................................... 1.0.11-1
２． 発電用原子炉主任技術者の職務等 ..................................... 1.0.11-1
３． 重大事故等対策における発電用原子炉主任技術者の役割 ................. 1.0.11-2

１．発電用原子炉主任技術者の選任(1) 原子力・立地本部長は，発電用原子炉主任技術者及び代行者を，発電用原子炉主任技術者免状を有する者であって，次の業務に通算して３年以上従事した経験を有する者の中から選任する。
a.

原子炉施設の工事又は保守管理に関する業務b.

原子炉の運転に関する業務c.

原子炉施設の設計に係る安全性の解析及び評価に関する業務d.

原子炉に使用する燃料体の設計又は管理に関する業務(2) 発電用原子炉主任技術者は原子炉毎に選任する。
(3) 発電用原子炉主任技術者及び代行者は特別管理職とする。
(4) 発電用原子炉主任技術者のうち少なくとも１名は部長以上に相当する者とし，発電用原子炉主任技術者の職務を専任する。
(5) (4)項以外の発電用原子炉主任技術者については，原子力安全センターの職務を兼務できる。
(6) (5)項の発電用原子炉主任技術者については，自らの担当している号炉について発電
用原子炉主任技術者の職務と原子力安全センターの職務が重複する場合には，発電用原子炉主任技術者としての職務を優先し，原子力安全センターの職務については，上位職の者が実施する。
(7) 発電用原子炉主任技術者が職務を遂行できない場合は，代行者と交代する。ただし，職務を遂行できない期間が長期にわたる場合は，(1)項から(5)項に基づき，改めて発電用原子炉主任技術者を選任する。
(8) これらの体制を整備していても，万一，発電用原子炉主任技術者及び代行者が不在となった場合は，原子炉主任技術者の資格を有している者を常に把握していることから，速やかに発電用原子炉主任技術者を選任し，選任後 30 日以内に原子力規制委員会へ届け出る。
２．発電用原子炉主任技術者の職務等(1) 発電用原子炉主任技術者は，原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実に行うことを任務とし，次の職務を遂行する。
a.

原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）
へ指示する。

b.

保安規定に定める事項について，原子力・立地本部長又は所長の承認に先立ち確
認する。

c.

保安規定に定める各職位からの報告内容等を確認する。

d.

保安規定に定める記録の内容を確認する。

1.0.11-1

e.

保安規定に定める報告（第 121 条第１項）を受けた場合は，自らの責任で確認した正確な情報に基づき，社長に直接報告する。
f.

保安の監督状況について，定期的に及び必要に応じて社長に直接報告する。

g.

原子力発電保安委員会及び原子力発電保安運営委員会に少なくとも１名が必ず出

席する。
h.

その他，原子炉施設の運転に関する保安の監督に必要な職務を行う。

(2) 原子炉施設の運転に従事する者（所長を含む。）は，発電用原子炉主任技術者がその保安のためにする指示に従う。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，自らの原子炉施設の保安活動を効果的に実施するため，所内会議（原子力発電保安運営委員会，発電所上層部によるミーティング等）への参
加，現場パトロールを通じて，発電所の情報収集を行う。また，電気主任技術者及びボイラー・タービン主任技術者と，意思疎通を図るため，定期的に及び必要に応じて相互の職務について情報交換する。
３．重大事故等対策における発電用原子炉主任技術者の役割(1) 発電用原子炉主任技術者は，平常時のみではなく，重大事故等が発生した場合においても，原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実かつ最優先に行うことを任務とする。
a.

重大事故等が発生した場合の発電所の緊急時対策本部（以下，「発電所対策本部」

という。）
において，
発電用原子炉主任技術者の職務に支障をきたすことがないよう，
独立性を確保して配置する。
b.

６号及び７号炉の発電用原子炉主任技術者は，６号及び７号炉同時被災時は，号

炉ごとの保安の監督を誠実かつ最優先に行う。
c.

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等時において，原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ指示を行い，発電所対策本部の本部長（所長）は，その指示等を踏まえ方針を決定する。
(a) 発電用原子炉主任技術者は，発電所対策本部等から得られた情報に基づき重大事
故等の拡大防止又は事象緩和に関し，保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ指示を行う。
(b) 発電用原子炉主任技術者は，保安上必要な場合の指示を行うに当たって，他号炉の発電用原子炉主任技術者，発電所対策本部の要員及び本社の緊急時対策本部の要員等から意見を求めることができる。
(2) 発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改訂）に当たり，保安上必要な事項等について確認を行う。
a.

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改訂）における保安上必要な事項等について確認を行っている。このため，運転員及び発電所対策本部の要員等が手順書どおりに重大事故等対策の対応を行う場合には，発電用

1.0.11-2

原子炉主任技術者からの指示等を受けることなく対応可能である。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合，発生連絡を受けた後，発電所対策本部に非常召集し，原子炉施設の運転に関する保安の監督を誠実に行う。
a.

発電用原子炉主任技術者が，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等の発生連絡を受けた後，発電所に非常召集できる体制，運用を整備する。
(a) 重大事故等の発生連絡を受けた後，速やかに発電所対策本部に駆けつけられるよう，早期に非常召集が可能なエリア（柏崎市若しくは刈羽村）に６号及び７号炉の発電用原子炉主任技術者をそれぞれ１名待機させる。
(b) ６号及び７号炉の発電用原子炉主任技術者に加え，その代行可能者も確保する。
b.

発電用原子炉主任技術者は，非常召集中であっても通信連絡設備（衛星電話設備（可搬型）等）を携行することにより，発電所対策要員からプラントの状況，対策の状況等の情報連絡が受けられるとともに自ら確認することができる。
なお，通信連絡設備（衛星電話設備（可搬型）等）の整備は，技術の進歩に応じて，都度改善を行う。
c.

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改訂）における保安上必要な事項等についてあらかじめ確認していることから，定められた手順書と異なった対応が必要となった場合であっても，必要の都度，プラントの状況等を把握し，原子炉施設の運転に関し保安上必要な指示等を行うことができる。

1.0.11-3

添付資料 1.0.12

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応について

＜

目

次

＞

１． はじめに .......................................................... 1.0.12-1
２． 福島第一原子力発電所における事故対応の運用面の問題点及び対策 ....... 1.0.12-1(1) 手順書の整備 ..................................................... 1.0.12-2(2) 教育・訓練 ....................................................... 1.0.12-2
a. 訓練内容の改善 ................................................. 1.0.12-2
b. 緊急時対応力の強化 ............................................. 1.0.12-3
c. 現場力の強化 ................................................... 1.0.12-4(3) 緊急時組織の運用 ................................................. 1.0.12-7
a. 体制の混乱と情報の輻輳の改善 ................................... 1.0.12-7
b. 放射線管理上の強化 ............................................ 1.0.12-12
c. 資機材調達の強化 .............................................. 1.0.12-13
d. 本社緊急時対策本部の役割の明確化............................... 1.0.12-15
e. 対外情報発信の改善 ............................................ 1.0.12-16(4) 現場の運用面 .................................................... 1.0.12-17

１．はじめに
当社は，福島第一原子力発電所の事故前後の状況について事実関係を詳細に調査した結果を，「福島原子力事故調査報告書」1としてとりまとめた。
その後，当社の原子力改革の取り組みについて，国内外の専門家・有識者が外部の視点で監視・監督し，その結果を取締役会に報告・提言する役割をもつ，「原子力改革監視委員会」の監督の下，福島原子力事故の技術面での原因分析に加えて事故の背景となった組織的な原因についても分析を進めた。その結果について「福島原子力事故の総括
および原子力安全改革プラン」2としてとりまとめた。
その後も，四半期ごとに原子力安全改革プランの進捗状況としてとりまとめ3ており，
福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえ，継続的に改善を図っている。
２．福島第一原子力発電所における事故対応の運用面の問題点及び対策
当社福島第一原子力発電所事故における問題点や教訓については，事故当事者として
様々な知見が得られており，重大事故等対処設備の整備強化等の設備面の対策だけではなく，重大事故等対処設備の活用のための手順書の整備，教育・訓練，組織，運用の強化等の運用面での対策を講じている。
本資料では，当社福島第一原子力発電所事故における運用面の問題点及び対策の状況について説明する。
なお，当社の「福島原子力事故調査報告書」や，「福島原子力事故の総括および原子
力安全改革プラン」以外にも，報告書が公表されており，これらの中には当社が取り組むべき有益な提言が含まれていると認識している。以下の報告書に記載された運用面の提言についても網羅されていることを確認している。
○ 東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会 最終報告（政府事故調）○ 東京電力福島原子力発電所事故調査委員会報告書（国会事故調）○ 東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について（原子力安全・保安院）○ 「福島第一」事故検証プロジェクト最終報告書（大前研一）○ Lessons Learned from the Nuclear Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power
Station（INPO）○ 福島原発事故独立検証委員会 調査・検証報告書（民間事故調）

1

平成 24 年 6 月 20 日公表「福島原子力事故調査報告書」
平成 25 年 3 月 29 日公表「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」
3
平成 25 年度から，四半期ごとに原子力安全改革プランの進捗状況をとりまとめ公表している。
平成 25 年度分は平成 25 年 7 月 26 日, 11 月 1 日,平成 26 年 2 月 3 日, 5 月 1 日公表。
平成 26 年度分は平成 26 年 8 月 1 日, 11 月 5 日,平成 27 年 2 月 3 日, 3 月 30 日公表。
平成 27 年度分は平成 27 年 8 月 11 日, 11 月 20 日，平成 28 年 2 月 9 日， 5 月 30 日公表。
平成 28 年度分は平成 28 年 8 月 2 日， 11 月 2 日，平成 29 年 2 月 10 日, 5 月 10 日公表。
2

1.0.12-1また，その後に出された各報告書についても，適宜確認を行い，当社が取り組むべ
き有益な提言について対応を行うこととしている。
(1) 手順書の整備
第1表

手順書の整備に関する課題と対応

課題
1

対応

○全電源喪失状態となった場合の非常 ○全電源喪失時の手順を整備し，重大事用復水器（IC）の操作，その後の確故等にも対応できる手順を整備す

認作業についてのマニュアルがなる。

く，系統確認や運転操作に対し迅速に対応できていなかった。
2○事故時の運転手順書は電源があるこ ○電源機能が喪失した場合でも，重要なとを前提としていたものであり，事パラメータについては確認できるよ

故時の徴候ベースの手順書からシビう可搬型の計測器を使用したパラメ

アアクシデント手順書への移行も電ータの確認手順を整備する。

源があることを前提とした計器パラ
メータ管理であったため，全電源喪失等の事態では機能できない実効性に欠いたものであった。
(2) 教育・訓練a.

訓練内容の改善第2表

訓練内容に関する課題と対応

課題
1

対応

○㈱BWR 運転訓練センターにおけるシ ○直流電源が喪失した状態等を模擬しビアアクシデント事故対応の教育・たシビアアクシデント事故対応のシ

訓練は，直流電源が確保され中央制

ミュレータ訓練及び重大事故等対処

御室の制御盤が使える前提であり，設備を使用した実効性のある訓練を直流電源が喪失した条件でのシビア行う。

アクシデント事故は対象としていなかった。また，㈱BWR 運転訓練センタ
ーでの教育訓練はシビアアクシデン
ト事故対応の内容を「説明できる」
ことが目標の机上教育に留まっており，実効性のある訓練となっていな
かった。

1.0.12-2

b.

緊急時対応力の強化
第3表

緊急時対応力の強化に関する課題と対応

課題
1

対応

○福島第一原子力発電所事故前は，過酷 ○訓練参加者に対して，事前に訓練シナ
事故は起こらないとの思い込みかリオを伝えない訓練を実施すること

ら，訓練計画が不十分であり，防災により，実効的な緊急時対応力の向訓練（総合訓練）が 1 年に 1 回の形上に努めている。

式的なものとなっていた。
＜主な実績＞
・発電所における訓練実績
総合訓練：56 回（平成 25 年 1 月（新しい組織導入）～平成 29 年 3 月末の累計）
個別訓練：16,110 回（平成 29 年 3 月末までの累計）（以降に記載する訓練を含む）

総合訓練風景（発電所対策本部）

1.0.12-3

ｃ．現場力の強化
第4表

現場力の強化に関する課題と対応

課題
1

対応

○緊急時対応に必要な作 ○緊急時対応を業務の柱の一つとして位置づけ，機器業を当社社員が自ら持の復旧や重機の操作等の個人の鍛錬から，自治体とつべき技術として設定の総合訓練まで，各階層で日常的に繰り返し，対応

していなかったことか力の向上に努力している。

ら，作業を自ら迅速に実 ○外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応で行できなかった。

きるように可搬型代替注水ポンプ（消防車）やホイ
ールローダ等をあらかじめ配備し，運転操作を習得している。
○事故時に要求される特殊技量（重機の操作等）を有した要員を確保するために，大型自動車・けん引・重機等の免許等について社員の資格取得を進めている。また，資格所有者の管理を実施している。
○マスク着用等，様々な環境を想定した現場の対応訓練を実施している。

＜主な実績＞
・代替交流電源設備（常設・可搬型）による電源の確保
非常用電源設備が使えない場合に速やかに電源を確保するため，高台保管場所に
常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機車）及び可搬型代替交流電源設備（電源車）を配備し，起動操作，電源ケーブル接続訓練を定期的に実施している（訓練実績：384 回（ガスタービン発電機車），580 回（電源車）(平成 29 年 3 月末までの累計））。
また，代替交流電源設備に不具合が発生することもあり得ると考え，そのときの故障箇所特定及び修理対応の訓練も行っている。

代替交流電源設備（ガスタービン発電機車，電源車）の接続訓練

1.0.12-4

・発電用原子炉及び使用済燃料プールへの注水
全交流動力電源が喪失した場合においても発電用原子炉や使用済燃料プールに注水（放水）ができるよう，可搬型代替注水ポンプ（消防車）を高台に配備し，注水（放水）及びホース接続訓練を定期的に実施している（訓練実績：1,016 回(平成 29 年 3 月末までの累計））。

注水用ホース接続訓練

・重機によるがれき撤去
地震や津波により散乱したがれきや積雪が復旧活動の障害となることを想定し，重機によるがれき撤去訓練を定期的に実施している（訓練実績：4,428 回(平成 29
年 3 月末までの累計））。

重機による障害物の撤去訓練

1.0.12-5

・発電用原子炉及び使用済燃料プールの冷却
発電用原子炉や使用済燃料プールの安定冷却に既設冷却設備が使えない場合に備えて，代替の除熱設備を配備し，プラント近接への車両設置，配管接続訓練を定期的に実施している（訓練実績：586 回(平成 29 年 3 月末までの累計））。

代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニット等の接続訓練

・可搬型重大事故等対処設備への給油
可搬型重大事故等対処設備（電源車，可搬型代替注水ポンプ（消防車）等）の燃料を 6 号及び 7 号炉軽油タンク（2,040kL）から補給することとしており，タンク
ローリーを配備し，タンクローリーへの補給，タンクローリーから可搬型重大事故等対処設備への給油訓練を定期的に実施している（訓練実績：581 回（平成 29 年 3月末までの累計））。

可搬型重大事故等対処設備への給油

1.0.12-6

(3) 緊急時組織の運用
当社福島第一原子力発電所事故対応では発電所対策本部の指揮命令が混乱し，迅速・的確な意思決定ができなかったが，緊急時活動や体制面における課題及び改善策について，以下のように行っている。
a.

体制の混乱と情報の輻輳の改善
第 5-1 表 緊急時組織の組織構造上の課題と対応

1

課題

対応

○自然災害と同時に起こり得る○号機班を設け号炉単位に連絡体制を密にす

複数原子炉施設の同時被災をる。

想定した備えが十分でなかっ ○ロジスティック機能を計画立案，現場対応機
た。

能から分離するとともに，対外対応に関する責任者として対外対応統括を配置することにより，作業員が作業に専念できる環境を整備する。

2○発電所対策本部においては， ○指示命令が混乱しないよう，現場指揮官を頂
過酷事故及び複数号炉の同時点に，直属の部下は最大 7 名以下に収まる

被災を処理するには組織上の構造を大原則とし，原子力防災組織に必要

無理（監督限界数の超過等）な機能を以下の５つに定義する。

があった。

①意思決定・指揮②対外対応③情報収集・計画立案④現場対応⑤ロジスティック・リソース管理①の責任者として本部長（発電所長）があたり，②～⑤の機能ごとに責任者として「統括」を配置する。（第 1 図，第 2 図）○発電所長が直接監督する人数を減らす。（監督限界の設定）3○発電所長が全ての班（12 班） ○指示命令が混乱しないよう，現場指揮官を頂を管理するフラットな体制で点に，直属の部下は最大７名以下に収まる

緊急時対応を行なっていたた構造を大原則とし，原子力防災組織に必要

め，あらゆる情報が発電所対な機能を以下の５つに定義する。

策本部の本部長（発電所長）①意思決定・指揮に報告され，情報が輻輳し混②対外対応

1.0.12-7課題

対応

乱した。（第 1 図）

③情報収集・計画立案④現場対応⑤ロジスティック・リソース管理①の責任者として本部長（発電所長）があたり，②～⑤の機能ごとに責任者として「統括」を配置する。（第 1 図，第 2 図）○発電所長が直接監督する人数を減らす。
（監
督限界の設定）4○予断を許さない状況の中で通常の事故対応と同様に全員で○緊急時対策要員を増強し，交替で対応できるようにする。

対処し，要員ローテーション ○本部長，統括，班長について，複数名の人員

5については，要員の増強等にを配置することで，長期間に及んでも交替応じて，各班等の自主的な判で対応することができ，常により最適な判断で行われていた。

断が下せるようにする。

○情報を伝送する機器や通信設備にも期待できない中で，プ○号機班を設け号炉単位に連絡体制を密にする。

ラント状態や安全上重要な設備の系統状態を正確に伝達することは非常に困難だった。
6○事故の状況や進展が個別の号 ○号機班を設け号炉単位に連絡体制を密にす
炉ごとに異なるにもかかわらる。

ず，従前の機能班単位で活動 ○指示命令が混乱しないよう，現場指揮官を頂した。

点に，直属の部下は最大７名以下に収まる構造を大原則とし，原子力防災組織に必要な機能を以下の５つに定義する。
①意思決定・指揮②対外対応③情報収集・計画立案④現場対応⑤ロジスティック・リソース管理①の責任者として本部長（発電所長）があたり，②～⑤の機能ごとに責任者として「統括」を配置する。（第 1 図，第 2 図）

1.0.12-8

第 5-2 表 緊急時組織の組織運営上の課題と対応
課題
1

対応

○発電所緊急時対策本部 ○ＴＶ会議で共有すべき情報は，全員で共有すべき（以下発電所対策本部）

情報に限定する等，発話内容を制限することで，の幹部メンバーは，各号

適切な意思決定，指揮命令を行える環境を整備す

炉の必要な復旧活動のる。

計画とその対応状況の○発電所の被災状況や，プラントの状況について，把握に追われ，落ち着い

縦割りの指示命令系統による情報伝達に齟齬がて考える余裕がなかっでないよう，全組織で同一の情報を共有する社内た。

情 報 共 有 ツ ー ル （ チ ャ ッ ト ， Ｃ Ｏ Ｐ （ Common
Operational Picture））を整備することにより，発電所や本社等の関係者に電話や紙による情報共有に加え，より円滑に情報を共有できるような環境を整備する。（第 3 図）

2○発電所長からの権限委 ○必要な役割や対応について，あらかじめ本部長の譲が適切でなく，ほとん

権限を統括に委譲することで，統括や班長が自発どの判断を発電所長が的な対応を行えるようにする。

行う体制となっていた。
3○官邸から発電所長へ直 ○外部からの問合せ対応は本社対策本部が行い，外接連絡が入り，発電所対部からの発電所への直接介入を防止することで，

策本部を混乱させた。

発電所対策本部が事故収束対応に専念できる環境を整備する。

1.0.12-9機能ごとに統括を置き，本部長（発電所長）の監督人数を削減
発電所本部長
広報班

防災管理者（発電所長）

通報班

意思決定
・指揮

発電所本部長原子炉主任技術者

防災管理者

安全監督担当（発電所長）

情報班
技術班

1～５号計画班

情報収集・
計画立案

６，7号計画班

計画・情報統括

保安班

復旧班

発電班

号機班(１～ ５号)

1～５号統括

保安班

現場対応

資材班

復旧班(１～ ５号)
号機班(６ 号)

６号統括

復旧班(６ 号)号機班(７ 号)

7号統括

復旧班(７ 号)
厚生班
医療班

対外対応

立地 ・広報班

対外対応統括

通報班

総務班
警備誘導班

ロジ・
リソース管理

総務統括

総務班
資材班

号機班は，号炉ごとに配置※ 緊急時組織の運用については，訓練を通じて改善を図っていることから，今後変更となる可能性がある。

第1図

柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組織の改善

本店本部長
（社長）

情報班

本部長付

官庁連絡班

本部長
スタッフ

広報班

意思決定
・指揮
情報収集・
計画立案

本部長付

本部長
スタッフ

計画・情報統括
計画班
情報班
保安班

現場対応
給電班

保安班

本社本部長
（社長）

復旧統括
対外対応統括
広報班

対外対応
官庁連絡班

立地班

技術・復旧班
支援統括

支援調整

後方支援拠点班
支援受入調整班

資材班
電力支援受入班

厚生班

総務統括

ロジ・
リソース管理

総務班

※

通信班
総務班
厚生班

資材班

緊急時組織の運用については，訓練を通じて改善を図っていることから，今後変更となる可能性がある。

第2図

本社の原子力防災組織の改善

1.0.12-10

社内情報共有ツール（チャット）

社内情報共有ツール（ＣＯＰ）※ 緊急時組織の運用については，訓練を通じて改善を図っていることから，今後変更となる可能性がある。

第3図

社内情報共有ツール［改善後の効果について］
原子力防災組織を改善したことにより，以下の効果があると考えている。
○ 指示命令系統が機能ごとに明確になる。
○ 管理スパンが設定されたことにより，指揮者（特に本部長）の負担が低減され，指揮者は，プラント状況等を客観的に俯瞰し，指示が出せるようになる。
○ 本部長から各統括に権限が委譲され，各統括の指示の下，各機能班が自律的に自班の業務に対する検討・対応を行うことができるようになる。
○ 運用や情報共有ツール等を改善することにより，発電所対策本部，各機能班のみ
ならず，本社との情報共有がスムーズに行えるようになる。
訓練シナリオを様々に変えながら訓練を繰り返すことで，技量の維持・向上を図る
とともに，原子力災害は初期段階における状況把握と即応性が重要であることから，
それらを中心に更なる改善を加えることにより，実践力を高めることが可能になると考えている。また,複数号炉の同時事故に対応するブラインド訓練（訓練員に事前にシナリオを知らせない訓練）を継続することにより,重大事故等時のマネジメント力と組織力が向上していくものと考えている。

1.0.12-11b.

放射線管理上の強化
第6表

放射線管理に関する課題と対応

課題
1

2

対応

○事故時モニタリング設備 ○モニタリング設備の増強及び可搬型モニタリンの故障により放射線管理

グポストの設置に必要な緊急時対策要員を確保に支障をきたした。

する。

○通常の管理区域以上の状 ○社員に対して放射線計測器の取扱研修を行い，放態が屋外にまで拡大した

射線管理補助員（モニタリングの要員）を育成す

ため，放射線管理員が不足

る。

した。
3

○津波による影響で，保有し ○5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に個人線量計ていた個人線量計（電子式（電子式線量計及びガラスバッジ）を配備する。

線量計）が使用できなくな
り，線量集計等に労力を要した。
4○放射性物質の放出に伴い， ○5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所入口にチェンジ
通常の入退域管理が困難

ングエリアを設置し，外部から放射性物質を持ちになったため，出入管理拠

込まない環境を整備するとともに，総合訓練時に点の整備に労力を要した。

設置訓練を行う。

1.0.12-12

c. 資機材調達の強化
第7表

資機材調達に関する課題と対応

課題
1○過酷事故や複数号炉の同対応○発電所内における資機材の備蓄を進める。

時被災を想定した資機材 ○発電所への燃料輸送がスムーズに行えるよう，の準備が不十分であっ石油販売会社と協定を締結した。

た。
2○衣食住の環境に支障を来○簡易トイレを確保する。

し，また，トイレが不足 ○飲食料及び生活食品は，発電所で適切な備蓄量した。

を確保するとともに，被災地域外から安定的に物資供給が行われるよう，非常時においても物資を供給できるよう，社外関係企業との連携を
強化する。

3

○過酷事故は起こらないと ○物資や人員の輸送がスムーズに行えるよう，大の思い込みから，必要な型自動車・けん引等の免許等について社員の資

資機材の備えが不足し格取得を進めている。また，資格所有者の管理た。

を実施している。
○飲食料及び生活食品は，発電所で適切な備蓄量を確保するとともに，被災地域外から安定的に物資供給が行われるよう，非常時においても物資を供給できるよう，社外関係企業との連携を強化する。
○後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点（柏崎エネルギーホール，信濃川電力所）
を速やかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，あらかじめ派遣する人員を決めておく（本社，
発電所，新潟本部の要員から選任）。
○実際に原子力事業所災害対策支援拠点（柏崎エネルギーホール，信濃川電力所）を立ち上げる
訓練を適宜実施する。
○外部組織である原子力緊急事態支援組織との連携を図る訓練を行い，同組織からの資機材（ロボット）の迅速な輸送に関する訓練を適宜実施する。

4○放射性物質による屋外汚 ○物流の専門の会社と物資の輸送に関する協定を染とそれに伴う被ばくの結ぶとともに，汚染エリアでの輸送にも従事で1.0.12-13

課題

対応

問題等が資機材輸送の阻きるよう，輸送部隊に放射線教育を実施する。

害要因となった。
5○本社は，資材の迅速な準 ○本社は，発電所の被災状況に応じて，必要とな備，輸送，受け渡しで十る資機材等の支援物資を円滑に調達，輸送でき分な支援ができなかっるよう訓練を行うとともに，必要な対応の手順

た。

を作成する。
○後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点（柏崎エネルギーホール，信濃川電力所）
を速やかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，あらかじめ派遣する人員を決めておく（本社，
発電所，新潟本部の要員から選任）。
○実際に原子力事業所災害対策支援拠点（柏崎エネルギーホール，信濃川電力所）を立ち上げる
訓練を適宜実施する。

原子力事業所災害対策支援拠点（柏崎エネルギーホール）での訓練状況＜資機材運搬＞

原子力事業所災害対策支援拠点（信濃川電力所）での訓練状況＜スクリーニング＞

物資調達・支援に関する個別訓練の状況（本社）1.0.12-14

d.

本社緊急時対策本部の役割の明確化
第8表

本社緊急時対策本部に関する課題と対応

課題
1

対応

○本社緊急時対策本部（本社 ○重大事故等時における本社対策本部の役割は，事対策本部）は，外部からの故の収束に向けた発電所対策本部の活動の支援

問い合わせや指示を調整に徹することとする。

できず，発電所対策本部を混乱させた。
2○本社対策本部が，発電所対 ○重大事故等時における本社対策本部の役割は，事策本部に事故対応に対す

故の収束に向けた発電所対策本部の活動の支援

る細かい指示や命令，コメに徹することとする。

ントを出し，発電所長の判 ○事故対応に対する細かい指示や命令，コメントの断を超えて外部の意見を発信を行わない。

優先したことで，発電所対 ○現地の発電所長からの支援要請に基づいて支援
策本部の指揮命令系統を活動を行うことを基本とするが，発電所の被災状混乱させた。

況に応じて，発電所からの支援要請を待たずに，必要な資機材や人員の輸送をスムーズに行うための手順の整備や訓練を実施する。

3○官邸から発電所長へ直接○福島第一原子力発電所事故対応時のような，外部連絡が入り，発電所対策本から直接，発電所長に問い合わせが入り発電所長

部を混乱させた。

が対応を強いられたり，外部からの問い合わせを
発電所対策本部が回答準備したりする事態とならないよう，本社対策本部は情報を捌く役割を果たす。

本社対策本部の訓練

1.0.12-15

e.

対外情報発信の改善
第9表

1

対外情報発信に関する課題と対応

課題

対応○本来復旧活動を最○緊急時における情報収集活動と広報・通報対応が，復優先で実施しなく

旧活動の妨げとなることのないよう，発電所から発信てはならない役割されたプラントの状況を共有する社内情報共有ツールの要員が，対外的な（チャット，ＣＯＰ（Common Operational Picture））

広報や通報の最終や，通報連絡用紙の情報等，迅速に把握・共有できる的な確認者となり，社内情報を最大限活用し，公表する仕組みとする。
（紙復旧活動と対外情や電話等で確認する場合もあるが，復旧活動の妨げに

報発信活動の両立ならないよう最大限配慮する。）

を求められた。

○緊急時組織に対外対応に関する責任者として発電所，
本社ともに対外対応統括を配置する。
○通報連絡については，当初は発電所長の責任で発信するが，その権限を発電所の対外対応統括に委譲し，事前に定めた通報連絡のルールにしたがって実施する運用に変更する。
（福島第一原子力発電所の事故対応のよ
うに，発電所対策本部で発電所長及び各班長の了解を得る作業は実施しない。
）○一定規模以上の事故の際には，広報対応は発電所から切り離し，本社対策本部で一元的に対応することとし，発電所対策本部は事故の収束に専念する体制とする。

2○公表の遅延，情報の○社外対応を行う要所となるポジションにはリスクコミ

齟齬，関係者間でのュニケーターを配置し，本社で記者会見等の対応をで

情報共有の不足等

きるようにする。

が生じ，事故時の対○ホームページの活用によるプラントパラメータ等の公外公表・情報伝達が開，インターネットの積極的活用による記者会見の中不十分だった。

継等，迅速な情報公開に努める。
○オフサイトセンターや関係自治体の対策本部へ発電所や本社の要員を派遣し，パソコンやスマートフォン，
タブレット等のツールを活用した情報提供を行う等，
社外への情報発信を改善する。
○訓練時にリスクコミュニケーターによる模擬記者会見や対外対応のシナリオを盛り込んだ訓練を実施する。

1.0.12-16

本社でのリスクコミュニケーターによる模擬記者会見

オフサイトセンターでの社外対応訓練(4) 現場の運用面
第 10 表現場の運用面に関する課題と対応

課題
1

対応

○電源喪失によって，中央制御室 ○中央制御室の機能を確保するために， LED
での計装の監視，制御といったヘッドライト及びランタン等の照明を確保

中央制御機能，発電所内の照明，することにより，実効的に活動できるようホットライン以外の通信連絡設に整備を行う。

備を失ったことにより，有効な ○発電所内における中央制御室や現場間でのツールや手順書もない中での現通信連絡設備として，送受話器（ページン

場の運転員による臨機の判断，グ），電力保安通信用電話設備，携帯型音声対応に依拠せざるを得ず，手探呼出電話設備，無線連絡設備，衛星電話設りの状態での事故対応となっ備等を確保する。

た。

中央制御室における照明の確保（例）1.0.12-17

添付資料 1.0.13

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉

緊急時対策要員の作業時における装備について＜目次 ＞

１． 初動対応時における放射線防護具類の選定 ............................. 1.0.13-1
２． 初動対応時における装備............................................. 1.0.13-2
３． 放射線防護具類等の着用等による個別操作時間への影響について ......... 1.0.13-5(1)

操作場所までの移動経路について ................................. 1.0.13-5(2)

操作場所の状況設定について ..................................... 1.0.13-5(3)

作業環境による個別操作時間への影響評価.......................... 1.0.13-5

重大事故等発生時における現場作業では，作業環境が悪化していることが予想され，緊急時対策要員及び運転員等（以下「緊急時対策要員等」という。
）は，作業環境に応じ第 1表のとおり，必要な装備を着用する。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所等との連絡手
段の確保のため，通信連絡設備等の重大事故等対処設備を携行し使用する。
特に初動対応においては，作業環境の調査を待たずに作業を実施するため，適切な装備の選定が必要となる。
初動対応時における緊急時対策要員等の放射線防護具類については，以下のとおり整備している。また，初動対応時における適切な放射線防護具類の選定については，保安班長
が判断し，着用を指示する。
１. 初動対応時における放射線防護具類の選定
重大事故等時は事故対応に緊急性を要すること，通常時とは汚染が懸念される区域も異なること等から，通常の放射線防護具類の着用基準ではなく，作業環境及び緊急性等に応じて合理的かつ効果的な放射線防護具類を使用することで，被ばく線量を低減する。

事故発生※1：以下のいずれかの徴候等発生①格納容器内雰囲気放射線レベル計(CAMS)で格
納容器内のガンマ線線量率が設計基準事故相
当の 10 倍以上を検出，又は格納容器内雰囲気
放射線レベル計(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度計で 300℃以上②モニタリング・ポスト≧ 5μSv/h③敷地境界 5μSv/h 相当の排気筒濃度検出④緊急時対策所対策本部からの指示

緊急時対策要員等召集

個人線量計の着用
放射線防護具類の携帯※1
炉心損傷の徴候等があるかNo

管理区域にて必要な放射線防護具
類を着用

Yes
No
緊急を要する作業かYes
全面マスク，綿手袋，ゴム手袋を着用（保安班長の指示のもと，作業後更衣及び除染を実施する）

必要な放射線防護具類を着用

第 1 図 放射線防護具の選定方法

1.0.13-1

２. 初動対応時における装備・ 必要な放射線防護具類は，保安班長が着用について判断した場合に速やかに着用できるよう，常時，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に必要数を保管している。
・ 緊急時対策要員等は，召集後，ガラスバッチを着用する。
・ 緊急時対策要員等のうち現場作業を行う要員については，初動対応時から個人線量計（電子式線量計）を着用することにより，緊急時対策要員等の外部被ばく線量を適切に管理することが可能である。なお，作業現場に向かう際には，放射線防護具類を携帯する。
・ 炉心損傷の徴候がある場合には，放射性物質の放出が予想されることから，保安班長
が適切な放射線防護具類を判断し，緊急時対策要員等に着用を指示する。指示を受けた緊急時対策要員等は指示された放射線防護具類を着用する。
・ 炉心損傷の徴候がある場合，かつ，汚染防護服を着用する時間もない緊急を要する作業を実施する場合には，保安班長の指示の下，緊急時対策要員等は全面マスク，綿手
袋，ゴム手袋を着用して作業を実施する。なお，身体汚染が発生した場合には，作業後に更衣及び除染を実施する。
・ 高線量対応防護服（タングステンベスト）は，重量があることから，移動を伴う作業においては作業時間の増加に伴い被ばく線量が増加するため，原則着用しない。
・ 管理区域内で内部溢水が起こっている場所や雨天時に作業を行う場合には，アノラッ
ク，汚染作業用長靴，胴長靴等を追加で着用する。
（第 1 表，第 2 図参照）

1.0.13-2

第 1 表 緊急時対策要員等の初動対応時における装備
着用基準
名称

炉心損傷の徴候あり

炉心損傷の徴候なし

ガラスバッチ

現場作業を行っていない間も含め
必ず着用

同左

個人線量計（電子式線量計）

必ず着用

同左

綿手袋，ゴム手袋

必ず着用

汚染防護服
（不織布カバーオール）
アノラック，汚染作業用長靴，
胴長靴
高線量対応防護服（タングステンベスト）
全面マスク

緊急を要する作業を除き着用
湿潤作業を行う場合に着用

管理区域内で身体汚染のおそれがある場合に着用管理区域内で身体汚染のおそれがある場合に着用管理区域内で身体汚染のおそれがある湿潤作業を行う場合に着用

移動を伴わない高放射線量下での作業を行う場合に着用

同左

必ず着用

管理区域内で内部被ばくのおそれがある場合に着用

セルフエアセット

酸欠等のおそれがある場合着用

同左

酸素呼吸器

酸欠等のおそれがある場合着用

同左（電動ファン付き全面マスクを含む）

1.0.13-3

ガラスバッチ

汚染作業用長靴

セルフエアセット

個人線量計（電子式線量計）

不織布カバーオール

アノラック

胴長靴

高線量対応防護服

全面マスク

酸素呼吸器

（株式会社重松製作所 HP から）

第 2 図 放射線防護具類

1.0.13-4

３. 放射線防護具類等の着用等による個別操作時間への影響について
緊急時対策要員等の個別操作時間については，訓練実績等に基づく現場への移動時間と現場での操作時間により算出している。
移動時間については，重大事故等を考慮して設定されたアクセスルートによる現場への移動時間を測定しており，操作時間については，重大事故等を考慮した操作場所の状
況（現場の状態，温度，湿度，照度及び放射線量）を仮定し，放射線防護具類等の着用時間を考慮の上，操作時間を算出している。
ここでは，放射線防護具類着用等の作業環境による個別操作時間への影響について評
価する。
(1)

操作場所までの移動経路について

a. アクセスルートとして設定したルートを移動経路とする。
b. 全交流動力電源喪失等により，建屋照明等が使用できず，建屋内が暗い状況を考慮する。
c. 炉心損傷の兆候がある場合には，放射線防護具類を着用して現場へ移動することを
考慮する。
(2)

操作場所の状況設定について

a. 地震等を想定しても操作スペースは確保可能とする。
b. 作業場所は照明のない暗い状況での作業を考慮する。
c. 炉心損傷の兆候がある場合には，放射線防護具類を着用して作業することを考慮する。
(3)

作業環境による個別操作時間への影響評価
操作時間に影響を与える作業環境を考慮し，「放射線防護具類を着用した状態での作業」，「暗所での作業」，「通信環境」について評価した結果，作業環境による個別操
作時間への影響がないことを確認した。
a. 放射線防護具類を着用した状態での作業評価
炉心損傷の兆候がある場合には，放射線防護具類を着用して現場操作を実施することから，放射線防護具類を着用した状態での作業について評価を実施した。
(a) 評価条件
初動作業時における放射線防護具類は，「2. 初動対応時における装備」に基づき，放射線防護具類（全面マスク，汚染防護服等）を着用した上で，通常時との作業性を比較する。

1.0.13-5

(b) 評価結果
放射線防護具類を着用しない状態での作業と比較すると，全面マスクにより視界が若干狭くなること及び全面マスクにより作業状況報告等を伝達する際には少し大きな声を出す必要があることが確認されたが，放射線防護具類を着用した状態であっても，個別操作時間に有意な影響がないことを確認した。（第 3 図参照）
なお，通常の全面マスクよりも容易に声を伝えることが可能な伝声器付き全面マ
スクについても導入し，訓練を行っている。

第 3 図 放射線防護具類を着用した状態での作業状況

1.0.13-6

b. 暗所での作業評価
全交流動力電源喪失等により建屋照明等が使用できない状況を想定し，暗所での作業性について評価を実施した。なお，中央制御室等にヘッドライト，懐中電灯，ＬＥ
Ｄライト等が配備されている。
（第 2 表，第 4 図参照）
(a) 評価条件
暗所作業の成立性を確認するため，可搬型照明（ヘッドライト）を使用して操作を実施する。
（第 5 図参照）(b) 評価結果
ヘッドライト等の可搬型照明を使用することにより，操作を行うために必要な明るさは十分確保されるため，個別操作時間に有意な影響がないことを確認した。
なお，より容易に操作が可能となるよう，建屋内の作業エリア，アクセスルートには，バッテリー内蔵型の照明が設置されている。
（第 6 図参照）

1.0.13-7

第2表
名称

乾電池内蔵
型照明（ヘ
ッドライト
（ヘルメッ
ト装着用））

懐中電灯

乾電池内蔵
型照明（ラ
ンタンタイ
プ LED ライ
ト）

電源種別

乾電池

乾電池

乾電池

乾電池内蔵
型照明（三
乾電池
脚タ イプ
LED ライト）ＬＥＤライト（フロア 内蔵蓄電池
ライト）
発電機付投
発電機
光器

可搬型照明
数量※

100 個
（運転員全員に配備）
50 個（原子力防災組織の初動態勢時に 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所に参集する要員のうち 5 号炉定検事務室又はその近傍で執務及び宿泊する要員 22 名＋予備 28 個）
50 個（原子力防災組織の初動態勢時に 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所に参集する要員のうち第二企業センター又はその近傍で執務及び宿泊する要員 29 名＋予備 21 個）
20 個（現場対応 10 名分＋予備 10 個）
4個（管理区域で懐中電灯が使用不可能時の予備）30 個（原子力防災組織の初動態勢時に 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所に参集する要員のうち 5 号炉定検事務室又はその近傍で執務及び宿泊する要員 22 名＋予備 8 個）
50 個
（原子力防災組織の初動態勢時に 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所に参集する要員のうち第二企業センター又はその近傍で執務及び宿泊する要員 29 名＋予備 21 個）70 個（保安班，復旧班，自衛消防隊の現場要員 90 名（5 号炉定検事務室又はその近傍の執務又は宿泊場所に配備す
る 30 個と合わせた 100 個で対応））
20 個（中央制御室対応として中央制御室主盤エリア 5 個＋中央制御室裏盤エリア 10 個＋中央制御室待避室 2 個＋予
備 3 個）
60 個（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）6 個＋5号炉原子炉建屋内アクセスルート 44 個＋予備 10 個）

保管場所※
中央制御室
5 号炉定検事務室又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所
第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊
場所
中央制御室
現場控室
5 号炉定検事務室又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所
第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策
本部）

中央制御室
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）

4個（当直主任席 2 個＋主機操作員席 2 個）

中央制御室

4個
（非常用ガス処理系配管の補修用 2 個＋予備 2 個）

大湊側高台保管場所

19 台（復旧班の夜間屋外作業用 19 個）

荒浜側及び大湊側高台保管場所※数量，保管場所については，今後の検討により変更となる可能性がある。

1.0.13-8

乾電池内蔵型照明（ヘッドライト（ヘルメット装着用））

懐中電灯

乾電池内蔵型照明（ランタンタイプＬＥＤライト）

ＬＥＤライト（フロアライト）

乾電池内蔵型照明（三脚タイプＬＥＤライト）
発電機付投光器
第 4 図 可搬型照明

通常状態

可搬型照明を使用した状態での作業

第 5 図 可搬型照明を使用した状態での作業状況

第 6 図 バッテリー内蔵型の照明

1.0.13-9

c. 通信環境の評価(a) 評価条件
中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所，及び現場間での通信連手段として，送受話器（警報装置を含む），電力保安通信用電話設備，携帯型音声呼出電話
設備，無線連絡設備及び衛星電話設備等の通信連絡設備を整備している。
（第 7 図参照）(b) 評価結果
重大事故等が発生した場合であっても，整備している通信連絡設備により，通常時と同等の通信環境が保持可能であり，個別操作時間に有意な影響はないと評価する。また，炉心損傷の兆候がある場合には，放射線防護具類（全面マスク）を着用
し，作業状況報告等のための通話を実施するが，着用しない状況より大きな声を出す必要があるものの通話可能であり，個別操作時間に有意な影響がないことを確認している。
なお，通常の全面マスクよりも容易に声を伝えることが可能な伝声器付き全面マ
スクについても導入し，訓練を行っている。

送受話器（警報装置を含む）

携帯型音声呼出電話設備（携帯型音声呼出電話機）

電力保安通信用電話設備（ＰＨＳ端末）無線連絡設備（可搬型）
第 7 図 通信連絡設備

1.0.13-10

衛星電話設備（可搬型）添付資料 1.0.14

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表

技術的能力対応手段と運転手順等

比較表

＜

目

次

＞

表１．技術的能力対応手段と有効性評価比較表・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.14-1
表２．技術的能力対応手段と運転手順等比較表・・・・・・・・・・・・・・・・・・1.0.14-7

表１

技術的能力対応手段と有効性評価比較表
事故シーケンスグループ等

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

運転中の原子炉における重大事故

（
（

（

溶
融
炉
心
・
コ
ン
ク
リ

格
納
高
容
圧
器
溶
雰
融
囲
物
気
放
直
出
接
／
加
熱

溶
融
原
燃
子
料
炉
|
圧
冷
力
却
容
材
器
相
外
互
の
作
用

○

○

○

○

○

○

●

●

●

水
素
燃
焼

ー

）

）

雰
代
囲
替
格気
循
納圧
環
容力
冷
器・
却
過温
を
圧度
使
・に
用
過よ
し
温る
な
破静
い
損的
場
負
合
荷
（

）

フ格
納
イ容
ス器
シバ
スイ
テパ
ムス
Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ

雰
代 囲
替格気
循納圧
環容力
冷器・
却過温
を圧度
使・に
用過よ
す温る
る破静
場損的
合 負
荷
）

Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
時
注
水
機
能
喪
失

ェ

原
子
炉
停
止
機
能
喪
失

イ
ン
タ

ー

）

取
水崩
機壊
能熱
が除
喪去
失機
し能
た喪
場失
合

残
留
熱崩
除壊
去熱
系除
が去
故機
障能
し喪
た失
場
合

（

（

外
部
電
源
喪
失全
＋交
D流
G動
喪力
失電
源
＋喪
S失
R
V
再
閉
失
敗
）

）

1.0.14-1

1.1

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
直
流
電
源
喪
失

）

項目

外
部全
電交
源流
喪動
失力
＋電
D源
G喪
喪失
失

（

●：有効性評価で解析上考慮している○：有効性評価で解析上考慮していない

高
圧
注
水
・
減
圧
機
能
喪
失

）

高
圧
・
低
圧
注
水
機
能
喪
失

比較表

（
（

技術的能力対応手段と有効性評価

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
R
C
I
C
失
敗

使用済燃料
プールにおけ 運転停止中の原子炉におけるる重大事故に 重大事故に至るおそれがある
至るおそれが
事故
ある事故

ト
相
互
作
用

対応手段
原子炉手動スクラム○

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入○

原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制●

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止●

ほう酸水注入●制御棒手動挿入（水圧挿入，電動挿入）○

制御棒自動挿入（電動挿入）○

原子炉水位低下による原子炉出力抑制
中央制御室からの高圧代替注水系起動

●
○

○

○

○

○

●

●

○

○

○

○

○

○

現場手動操作による高圧代替注水系起動
現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動
代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
1.2

直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水
制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水○

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

○

○

○

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（設計基準拡張）

●

●

●

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水（設計基準拡張）
減圧の自動化

○

●

●

●

●

●

●

●

手動操作による減圧（逃がし安全弁の手動操作による減圧）
手動操作による減圧（タービンバイパス弁の手動操作による減圧）
可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放1.3

代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
代替直流電源設備による復旧（逃がし安全弁復旧）
代替交流電源設備による復旧（逃がし安全弁復旧）
炉心損傷時における高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順
インターフェイスシステムLOCA発生時の対応手順

●

想
定
事
故
１

想
定
事
故
２

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失

全
交
流
動
力
電
源
喪
失

原
子
炉
冷
却
材
の
流
出

反
応
度
の
誤
投
入

事故シーケンスグループ等

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

運転中の原子炉における重大事故

（
（

（

格
納
高
容
圧
器
溶
雰
融
囲
物
気
放
直
出
接
／
加
熱

溶
融
原
燃
子
料
炉
|
圧
冷
力
却
容
材
器
相
外
互
の
作
用

水
素
燃
焼

溶
融
炉
心
・
コ
ン
ク
リ

ー

）

）

雰
代
囲
替
格気
循
納圧
環
容力
冷
器・
却
過温
を
圧度
使
・に
用
過よ
し
温る
な
破静
い
損的
場
負
合
荷
（

）

フ格
納
イ容
ス器
シバ
スイ
テパ
ムス
Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ

雰
代 囲
替格気
循納圧
環容力
冷器・
却過温
を圧度
使・に
用過よ
す温る
る破静
場損的
合 負
荷
）

Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
時
注
水
機
能
喪
失

ェ

原
子
炉
停
止
機
能
喪
失

イ
ン
タ

ー

）

取
水崩
機壊
能熱
が除
喪去
失機
し能
た喪
場失
合

残
留
熱崩
除壊
去熱
系除
が去
故機
障能
し喪
た失
場
合

（

（

）

）

外
部
電
源
喪
失全
＋交
D流
G動
喪力
失電
源
＋喪
S失
R
V
再
閉
失
敗

想
定
事
故
１

想
定
事
故
２

ト
相
互
作
用

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失

全
交
流
動
力
電
源
喪
失

原
子
炉
冷
却
材
の
流
出

対応手段
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

●

●

●

●

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）

○

○

○

○

消火系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

●

●

●

残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

1.0.14-2

1.4

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
直
流
電
源
喪
失

）

項目

外
部全
電交
源流
喪動
失力
＋電
D源
G喪
喪失
失

（

●：有効性評価で解析上考慮している○：有効性評価で解析上考慮していない

高
圧
注
水
・
減
圧
機
能
喪
失

）

高
圧
・
低
圧
注
水
機
能
喪
失

比較表

（
（

技術的能力対応手段と有効性評価

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
R
C
I
C
失
敗

使用済燃料
プールにおけ 運転停止中の原子炉におけるる重大事故に 重大事故に至るおそれがある
至るおそれが
事故
ある事故

●

●

●

●

●

●

●

○

○

●

○

○

○

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

●

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
消火系による残存溶融炉心の冷却
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水/海水）
残留熱除去系電源復旧後の発電用原子炉からの除熱●

残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水（設計基準拡張）●

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱（設計基準拡張）
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱●

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

●

●

●

●

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

●

●

●

●

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

●

●

●

●

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
1.5

○

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保
原子炉補機冷却系による補機冷却水確保（設計基準拡張）

1.6

●

●

●

●

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ

●

○

○

○

●

●

●

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

○

○

○

○

○

○

○

○

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水/海水）

○

○

○

○

●

○

○

○

残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ

●

●

●

○

残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除熱

●

●

●

●

●
●

●

●

●

●

●

○

○

●
●

●

●

ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱○

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイ（設計基準拡張）
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱（設計基準拡張）
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

●

●

●
○

●

○

○

○

○

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

●

○

●

●

●

●

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

●

○

●

●

●

●

格納容器内pH制御

○

○

○

○

○

○

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
1.7

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給

●

●

●

●

反
応
度
の
誤
投
入

事故シーケンスグループ等

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

（

（

イ
ン
タ

雰
代 囲
替格気
循納圧
環容力
冷器・
却過温
を圧度
使・に
用過よ
す温る
る破静
場損的
合 負
荷

雰
代
囲
替
格気
循
納圧
環
容力
冷
器・
却
過温
を
圧度
使
・に
用
過よ
し
温る
な
破静
い
損的
場
負
合
荷
（

残
留
熱崩
除壊
去熱
系除
が去
故機
障能
し喪
た失
場
合

（

外
部
電
源
喪
失全
＋交
D流
G動
喪力
失電
源
＋喪
S失
R
V
再
閉
失
敗

（

（

（

（
（

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
直
流
電
源
喪
失

運転中の原子炉における重大事故

溶
融
炉
心
・
コ
ン
ク
リ

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水

●

●

●

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水（淡水/海水）

○

○

○

消火系による原子炉格納容器下部への注水

○

○

○

高
圧
注
水
・
減
圧
機
能
喪
失

外
部全
電交
源流
喪動
失力
＋電
D源
G喪
喪失
失

取
水崩
機壊
能熱
が除
喪去
失機
し能
た喪
場失
合

原
子
炉
停
止
機
能
喪
失

Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
時
注
水
機
能
喪
失

フ格
納
イ容
ス器
シバ
スイ
テパ
ムス
Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
ェ

高
圧
・
低
圧
注
水
機
能
喪
失

比較表

ー

格
納
高
容
圧
器
溶
雰
融
囲
物
気
放
直
出
接
／
加
熱

溶
融
原
燃
子
料
炉
|
圧
冷
力
却
容
材
器
相
外
互
の
作
用

技術的能力対応手段と有効性評価

○

水
素
燃
焼

ー

○

）

消火系による使用済燃料プールへの注水

）

○

）

●

○

）

●

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））

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）

）

）

項目

）

想
定
事
故
２

）

想
定
事
故
１

●：有効性評価で解析上考慮している○：有効性評価で解析上考慮していない

1.0.14-3

1.8

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
R
C
I
C
失
敗

使用済燃料
プールにおけ 運転停止中の原子炉におけるる重大事故に 重大事故に至るおそれがある
至るおそれが
事故
ある事故

ト
相
互
作
用

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失

全
交
流
動
力
電
源
喪
失

原
子
炉
冷
却
材
の
流
出

○

○

○

対応手段

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水●●

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）

●

○

○

○

●

○

消火系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水●

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化●

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給
1.9

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出○○耐圧強化ベント系（W/W）による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出○○

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

●

●

○

○

●

●

●

●

静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制
原子炉建屋内の水素濃度監視
1.10

格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水（淡水/海水）○

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水
原子炉建屋トップベント

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●

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）
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）
使用済燃料プール漏えい緩和
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動
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

○

○

○

○

○

○

○

○

反
応
度
の
誤
投
入

事故シーケンスグループ等

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

（

●

●

●

○

○

○

●

）

）

格
納
高
容
圧
器
溶
雰
融
囲
物
気
放
直
出
接
／
加
熱

溶
融
原
燃
子
料
炉
|
圧
冷
力
却
容
材
器
相
外
互
の
作
用

○

○

●

●

●

●

水
素
燃
焼

溶
融
炉
心
・
コ
ン
ク
リ

ー

●

●

○

）

●

復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

●

雰
代
囲
替
格気
循
納圧
環
容力
冷
器・
却
過温
を
圧度
使
・に
用
過よ
し
温る
な
破静
い
損的
場
負
合
荷
（

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水

●

フ格
納
イ容
ス器
シバ
スイ
テパ
ムス
Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ

）

●

Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
時
注
水
機
能
喪
失

雰
代 囲
替格気
循納圧
環容力
冷器・
却過温
を圧度
使・に
用過よ
す温る
る破静
場損的
合 負
荷
（

●

原
子
炉
停
止
機
能
喪
失

イ
ン
タ

ェ

取
水崩
機壊
能熱
が除
喪去
失機
し能
た喪
場失
合
）

●

）

○

）

○

項目

）

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水●：有効性評価で解析上考慮している○：有効性評価で解析上考慮していない

）

外
部全
電交
源流
喪動
失力
＋電
D源
G喪
喪失
失

残
留
熱崩
除壊
去熱
系除
が去
故機
障能
し喪
た失
場
合

ー

●

（

外
部
電
源
喪
失全
＋交
D流
G動
喪力
失電
源
＋喪
S失
R
V
再
閉
失
敗

（

（

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
直
流
電
源
喪
失

高
圧
注
水
・
減
圧
機
能
喪
失

比較表

運転中の原子炉における重大事故

（

（
（

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
R
C
I
C
失
敗

高
圧
・
低
圧
注
水
機
能
喪
失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料
プールにおけ 運転停止中の原子炉におけるる重大事故に 重大事故に至るおそれがある
至るおそれが
事故
ある事故

想
定
事
故
１

想
定
事
故
２

ト
相
互
作
用

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失

全
交
流
動
力
電
源
喪
失

原
子
炉
冷
却
材
の
流
出

対応手段
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
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

1.12

汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
化学消防自動車単独又は高所放水車等による泡消火
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

1.0.14-4

●

●

●

●

●

●

●

●

●

復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

○
●
●

●
●
●

復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水●●

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水

●

●
●

●

●

●

●

サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●

●

サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の除熱
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○
○

●

○

●

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水
1.13

○
○

○

○

○

○

○

防火水槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○

○
○

○

○

○

○

○

防火水槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

○
○

○

○

○

○

●

○

淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

●

○

○
○

●

○

○

○

○

○

●

○

○

○

○

淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水
淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ○○

防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水

○

○

○

防火水槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水○○

ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水

○

○

○
○
●

●

○

○

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の海を水源とした原子炉圧力容器への注水
海を水源とした原子炉格納容器内の冷却海を水源とした原子炉格納容器下部への注水
海を水源とした原子炉ウェルへの注水
海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ

●

反
応
度
の
誤
投
入

事故シーケンスグループ等

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

（

（

（

溶
融
原
燃
子
料
炉
|
圧
冷
力
却
容
材
器
相
外
互
の
作
用

水
素
燃
焼

溶
融
炉
心
・
コ
ン
ク
リ

●

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

淡水貯水池から防火水槽への補給

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

淡水タンクから防火水槽への補給

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

ェ

ー

●

○

）

フ格
納
イ容
ス器
シバ
スイ
テパ
ムス
Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ

）

●

○

）

●

純水補給水系（仮設発電機使用）による復水貯蔵槽への補給

）

●

）

●

）

●

）

）

ー

雰
代
囲
替
格気
循
納圧
環
容力
冷
器・
却
過温
を
圧度
使
・に
用
過よ
し
温る
な
破静
い
損的
場
負
合
荷

（

（

（

（

（
（

雰
代 囲
替格気
循納圧
環容力
冷器・
却過温
を圧度
使・に
用過よ
す温る
る破静
場損的
合 負
荷

●

原
子
炉
停
止
機
能
喪
失

Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
時
注
水
機
能
喪
失

イ
ン
タ

●

）

項目

取
水崩
機壊
能熱
が除
喪去
失機
し能
た喪
場失
合

残
留
熱崩
除壊
去熱
系除
が去
故機
障能
し喪
た失
場
合

●

●：有効性評価で解析上考慮している○：有効性評価で解析上考慮していない

外
部全
電交
源流
喪動
失力
＋電
D源
G喪
喪失
失

外
部
電
源
喪
失全
＋交
D流
G動
喪力
失電
源
＋喪
S失
R
V
再
閉
失
敗

可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給（淡水/海水）

比較表

高
圧
注
水
・
減
圧
機
能
喪
失

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
直
流
電
源
喪
失

運転中の原子炉における重大事故

格
納
高
容
圧
器
溶
雰
融
囲
物
気
放
直
出
接
／
加
熱

技術的能力対応手段と有効性評価

高
圧
・
低
圧
注
水
機
能
喪
失

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
R
C
I
C
失
敗

使用済燃料
プールにおけ 運転停止中の原子炉におけるる重大事故に 重大事故に至るおそれがある
至るおそれが
事故
ある事故

想
定
事
故
１

想
定
事
故
２

ト
相
互
作
用

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失

全
交
流
動
力
電
源
喪
失

原
子
炉
冷
却
材
の
流
出

対応手段
海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送
海を水源とした大気への拡散抑制
海を水源とした航空機燃料火災への泡消火
ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入

1.0.14-5

1.13●

海から防火水槽への補給
淡水貯水池から淡水タンクへの補給
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源切替え●○

淡水から海水への切替え
第一ガスタービン発電機, 第二ガスタービン発電機又は電源車によるM/C C系及びM/C D系受電

●

●

●

●

●

●

●

●

●

電源車によるP/C C系及びP/C D系受電

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

号炉間電力融通ケーブルによる電力融通
所内蓄電式直流電源設備による給電
可搬型直流電源設備による給電
直流給電車による直流125V主母線盤Aへの給電
1.14AM用直流125V蓄電池による直流125V主母線盤A受電●

常設直流電源喪失時の直流125V主母線盤B受電●

低圧電源号炉間融通による直流125V主母線盤A又はB受電
第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機，号炉間電力融通ケーブル又は電源車によるAM用MCC受電
軽油タンクからタンクローリへの補給

●

●

●

●

●

●

●

●

タンクローリから各機器等への給油

●

●

●

●

●

●

●

●

非常用交流電源設備による給電（設計基準拡張）
非常用直流電源設備による給電（設計基準拡張）●●○

計器の故障時に状態を把握するための手段（他チャンネルによる計測，代替パラメータによる推定）

●
○

○

●

●

●

●

●

●

●
●
●

●
○

計器の計測範囲を超えた場合の手段（他チャンネルによる計測，代替パラメータによる推定，可搬型計測器による計測）
1.15

計器電源が喪失した場合の手段（蓄電池，代替電源（交流，直流）からの給電）
計器電源が喪失した場合の手段（可搬型計測器による計測又は監視）パラメータを記録する手段

●

●

●

●

●

●

反
応
度
の
誤
投
入

事故シーケンスグループ等

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

（

イ
ン
タ

○

○

○

○

○

）

）

）

フ格
納
イ容
ス器
シバ
スイ
テパ
ムス
Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
ェ

）

）

Ｌ
Ｏ
Ｃ
Ａ
時
注
水
機
能
喪
失

（

○

中央制御室の照明を確保する手順

原
子
炉
停
止
機
能
喪
失

（

中央制御室待避室の準備手順

取
水崩
機壊
能熱
が除
喪去
失機
し能
た喪
場失
合

ー

○

）

項目

外
部全
電交
源流
喪動
失力
＋電
D源
G喪
喪失
失

（

○

●：有効性評価で解析上考慮している○：有効性評価で解析上考慮していない

高
圧
注
水
・
減
圧
機
能
喪
失

）

○

高
圧
・
低
圧
注
水
機
能
喪
失

比較表

）

中央制御室換気空調系設備の運転手順等

技術的能力対応手段と有効性評価

）

雰
代
囲
替
格気
循
納圧
環
容力
冷
器・
却
過温
を
圧度
使
・に
用
過よ
し
温る
な
破静
い
損的
場
負
合
荷

（

雰
代 囲
替格気
循納圧
環容力
冷器・
却過温
を圧度
使・に
用過よ
す温る
る破静
場損的
合 負
荷

残
留
熱崩
除壊
去熱
系除
が去
故機
障能
し喪
た失
場
合

格
納
高
容
圧
器
溶
雰
融
囲
物
気
放
直
出
接
／
加
熱

溶
融
原
燃
子
料
炉
|
圧
冷
力
却
容
材
器
相
外
互
の
作
用

水
素
燃
焼

溶
融
炉
心
・
コ
ン
ク
リ

ー

外
部
電
源
喪
失全
＋交
D流
G動
喪力
失電
源
＋喪
S失
R
V
再
閉
失
敗

（

（

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
直
流
電
源
喪
失

運転中の原子炉における重大事故

（

（

外
部
電
源
喪
全
失
交
＋
流
D
動
G
力
喪
電
失
源
喪
＋
失
R
C
I
C
失
敗

使用済燃料
プールにおけ 運転停止中の原子炉におけるる重大事故に 重大事故に至るおそれがある
至るおそれが
事故
ある事故

ト
相
互
作
用

対応手段

中央制御室の酸素ガス及び二酸化炭素ガスの濃度測定と濃度管理手順
1.16

中央制御室待避室の照明を確保する手順○

1.0.14-6

中央制御室待避室の酸素ガス及び二酸化炭素ガスの濃度測定と濃度管理手順
中央制御室待避室データ表示装置によるプラントパラメータ等の監視手順○

チェンジングエリアの設置及び運用手順
非常用ガス処理系による運転員等の被ばく防止手順

●

●

●

●

●

●

想
定
事
故
１

想
定
事
故
２

崩
壊
熱
除
去
機
能
喪
失

全
交
流
動
力
電
源
喪
失

原
子
炉
冷
却
材
の
流
出

反
応
度
の
誤
投
入

表２

技術的能力対応手段と運転手順等比較表
ＥＯＰ

ＳＯＰ

停止時ＥＯＰ

水
位
回
復

急
速
減
圧

水
位
不
明

Ｒ
Ｐ
Ｖ
制
御

Ｐ
Ｃ
Ｖ
制
御

Ｒ
／
Ｂ
制
御

停
止
時
反
応
度
制
御

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入●●

原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制

●

●

●

●

●

●

●

●

●

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止●

ほう酸水注入●●●制御棒手動挿入（水圧挿入，電動挿入）

●

●

●

原
子Ｒ
炉Ｐ
水Ｖ
位ヘ
・ッ
温ド
度オ
制フ
御直
後
・
ヘ
ッ
ド
オ
ン
直
前

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

緊
急
時
対
策
本
部
運
営
要
領

Ａ
Ｍ
設
備
別
操
作
手
順
書

多
様
な
ハ
ザ
ド
対
応
手
順

備
考

」

●

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・開
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

●

放

ー

原子炉手動スクラム

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・閉
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

対応手段

放

ー

イ
ス

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
開

ー

ェ

フ

項目

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
閉

ー

Ｅ
Ｏ
Ｐ
／
Ｓ
Ｏ
Ｐ
イ
ン
タ

ー

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

ー

Ｓ
Ｆ
Ｐ
水
位
・
温
度
制
御

ー

原
子
炉
建
屋
制
御

ー

●：各手順書に操作の記載あり○：各手順書に記載はないが，間接的に機器の作動，操作あり

Ｐ
Ｃ
Ｖ
水
素
濃
度
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
水
位
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
温
度
制
御

」

Ｄ
／
Ｗ
温
度
制
御

」

技術的能力対応手段と運転手順等 比較表

Ｐ
Ｃ
Ｖ
圧
力
制
御

「

減
圧
冷
却

放

」

水
位
確
保

」

反
応
度
制
御

「

「

ス
ク
ラ
ム

鎖

時

1.1
●

スクラム信号が発信しても制御棒がスクラム動作しない場合は自動で挿入

制御棒自動挿入（電動挿入）
原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制

1.0.14-7

高圧代替注水系の中央制御室からの操作による発電用原子炉の冷却

1.2

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却

●

●

●

●

●

●

●

●

●

原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

●

●

●

可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

●

●

●

直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電

●

●

●

ほう酸水注入系による進展抑制

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

制御棒駆動系による進展抑制

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

高圧炉心注水系緊急注水による進展抑制

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却（設計基準拡張）

●

●

●

●

高圧炉心注水系による発電用原子炉の冷却（設計基準拡張）

●

●

●

●

●
●

●

●

●

Ｌ－１が１０分継続しＲＨＲポンプ運転中の場合に自動で作動

減圧の自動化

1.3

手動操作による減圧（逃がし安全弁の手動操作による減圧）

●

●

●

手動操作による減圧（タービンバイパス弁の手動操作による減圧）

●

●

●

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

●

●

●

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復●●

代替逃がし安全弁駆動装置による減圧●

高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

代替直流電源設備による復旧

●

●

●

代替交流電源設備による復旧

●

●

●

炉心損傷時における高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱の防止
インターフェイスシステムLOCA発生時の対応

●
●

ＥＯＰ

ＳＯＰ

停止時ＥＯＰ

水
位
回
復

急
速
減
圧

水
位
不
明

Ｒ
Ｐ
Ｖ
制
御

Ｐ
Ｃ
Ｖ
制
御

Ｒ
／
Ｂ
制
御

停
止
時
反
応
度
制
御

放

原
子Ｒ
炉Ｐ
水Ｖ
位ヘ
・ッ
温ド
度オ
制フ
御直
後
・
ヘ
ッ
ド
オ
ン
直
前

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

緊
急
時
対
策
本
部
運
営
要
領

Ａ
Ｍ
設
備
別
操
作
手
順
書

ド
対
応
手
順

時

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

消火系による発電用原子炉の冷却

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

多
様
な
ハ
ザ

」

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・開
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・閉
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

対応手段

放

ー

イ
ス

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
開

ー

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
閉

放

ー

ェ

フ

項目

鎖

ー

Ｅ
Ｏ
Ｐ
／
Ｓ
Ｏ
Ｐ
イ
ン
タ

ー

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

ー

Ｓ
Ｆ
Ｐ
水
位
・
温
度
制
御

ー

原
子
炉
建
屋
制
御

ー

●：各手順書に操作の記載あり○：各手順書に記載はないが，間接的に機器の作動，操作あり

Ｐ
Ｃ
Ｖ
水
素
濃
度
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
水
位
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
温
度
制
御

」

Ｄ
／
Ｗ
温
度
制
御

」

技術的能力対応手段と運転手順等 比較表

Ｐ
Ｃ
Ｖ
圧
力
制
御

「

減
圧
冷
却

」

水
位
確
保

」

反
応
度
制
御

「

「

ス
ク
ラ
ム

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

●

●

●

消火系による残存溶融炉心の冷却

●

●

●

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却

●

●

●

●

1.4

代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧
残留熱除去系（低圧注水モード）による発電用原子炉の冷却（設計基準拡張）●●

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱（設計基
準拡張）

1.0.14-8
1.5

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

●

●

●

●

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

●

●

●

●

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

●

●

●

●

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

●

●

●

●

代替原子炉補機冷却系による除熱

○

●

●

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる除
熱

○

●

●

原子炉補機冷却系による除熱（設計基準拡張）

1.6

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却

●

●

●

●

消火系による原子炉格納容器内の冷却

●

●

●

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却●●代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧●●

代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧

○

○

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内の除熱（設計基準拡張）
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッ
ション・チェンバ・プールの除熱（設計基準拡張）

●
●

●

●
●

●

●

●

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

●

○

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱●●

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）●●

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器の負圧破損の防止●●

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱○●

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による除熱●●

格納容器内pH制御

●

●

1.7

●

●

●

備
考

ＥＯＰ

ＳＯＰ

停止時ＥＯＰ

水
位
回
復

急
速
減
圧

水
位
不
明

Ｐ
Ｃ
Ｖ
制
御

Ｒ
／
Ｂ
制
御

停
止
時
反
応
度
制
御

放

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・開
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

原
子Ｒ
炉Ｐ
水Ｖ
位ヘ
・ッ
温ド
度オ
制フ
御直
後
・
ヘ
ッ
ド
オ
ン
直
前

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

緊
急
時
対
策
本
部
運
営
要
領

Ａ
Ｍ
設
備
別
操
作
手
順
書

多
様
な
ハ
ザ
ド
対
応
手
順

備
考

」

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・閉
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

対応手段

放

ー

イ
ス

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
開

ー

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
閉

放

ー

ェ

フ

項目

鎖

ー

Ｒ
Ｐ
Ｖ
制
御

ー

Ｅ
Ｏ
Ｐ
／
Ｓ
Ｏ
Ｐ
イ
ン
タ

ー

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

ー

Ｓ
Ｆ
Ｐ
水
位
・
温
度
制
御

「

原
子
炉
建
屋
制
御

ー

Ｐ
Ｃ
Ｖ
水
素
濃
度
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
水
位
制
御

」

Ｓ
／
Ｐ
温
度
制
御

」

Ｄ
／
Ｗ
温
度
制
御

「

Ｐ
Ｃ
Ｖ
圧
力
制
御

」

減
圧
冷
却

ー

●：各手順書に操作の記載あり○：各手順書に記載はないが，間接的に機器の作動，操作あり

水
位
確
保

」

技術的能力対応手段と運転手順等 比較表

反
応
度
制
御

「

「

ス
ク
ラ
ム

時

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水●●

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水●●

消火系による原子炉格納容器下部への注水●●

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

●

●

●

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

●

●

●

消火系による原子炉圧力容器への注水

●

●

●

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水●●

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

●

●

●

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

●

●

●

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

●

●

●

●

●

1.8

1.0.14-9

原子炉起動時にＰＣＶ内を窒素により不活性化する

原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止
可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器水素爆発防止●

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出

●

●

●

●

耐圧強化ベント系(W/W)による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出

●

●

●

●

●

1.9

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御●●

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

●

●

●

静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制

静的機器であり操作なし

原子炉建屋内の水素濃度監視

1.10

●

格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水●●

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水●●

原子炉建屋トップベントによる水素ガスの排出●

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
消火系による使用済燃料プールへの注水
漏えい抑制

1.11

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
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

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

◯

●

漏えい緩和
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動

◯

◯

●

●

●

●

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

●

●

●

●

●

●

●

ＥＯＰ

ＳＯＰ

停止時ＥＯＰ

水
位
回
復

急
速
減
圧

水
位
不
明

Ｒ
Ｐ
Ｖ
制
御

Ｐ
Ｃ
Ｖ
制
御

Ｒ
／
Ｂ
制
御

停
止
時
反
応
度
制
御

放

ー

原
子Ｒ
炉Ｐ
水Ｖ
位ヘ
・ッ
温ド
度オ
制フ
御直
後
・
ヘ
ッ
ド
オ
ン
直
前

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

緊
急
時
対
策
本
部
運
営
要
領

Ａ
Ｍ
設
備
別
操
作
手
順
書

多
様
な
ハ
ザ
ド
対
応
手
順

」

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・開
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

時

●

●

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●

化学消防自動車単独又は高所放水車等による泡消火●

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混合装置による航空機燃料火災への泡消火
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への
注水

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

●

●

●

●

●

●

復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

1.0.14-10

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水
サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●
●

●

●

●

●

●

●

●

ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●

●
●

防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ

●
●

●

●

淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却

●
●

●
●

●

●

●
●

●

●

●

●

●
●

淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水●

淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ

●
●

●

●
●

●
●

●

●

●

●
●

●

●

●

●
●
●

●

●

●
●

●

●

●

防火水槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

海を水源とした原子炉格納容器下部への注水●●

防火水槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

海を水源とした原子炉格納容器内の冷却○●防火水槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の海を水源とした原子炉圧力容器への注水●●

ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への
注水

●

●

ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注
水●●

サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の除熱
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器へ
の注水

●

●

復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

1.13

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・閉
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

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

放

ー

対応手段

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
開

ー

イ
ス

1.12

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
閉

放

ー

ェ

フ

項目

鎖

ー

Ｅ
Ｏ
Ｐ
／
Ｓ
Ｏ
Ｐ
イ
ン
タ

ー

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

ー

Ｓ
Ｆ
Ｐ
水
位
・
温
度
制
御

ー

原
子
炉
建
屋
制
御

ー

●：各手順書に操作の記載あり○：各手順書に記載はないが，間接的に機器の作動，操作あり

Ｐ
Ｃ
Ｖ
水
素
濃
度
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
水
位
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
温
度
制
御

」

Ｄ
／
Ｗ
温
度
制
御

」

技術的能力対応手段と運転手順等 比較表

Ｐ
Ｃ
Ｖ
圧
力
制
御

「

減
圧
冷
却

」

水
位
確
保

」

反
応
度
制
御

「

「

ス
ク
ラ
ム

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

備
考

ＥＯＰ

ＳＯＰ

停止時ＥＯＰ

水
位
回
復

急
速
減
圧

水
位
不
明

Ｒ
Ｐ
Ｖ
制
御

Ｐ
Ｃ
Ｖ
制
御

Ｒ
／
Ｂ
制
御

停
止
時
反
応
度
制
御

放

原
子Ｒ
炉Ｐ
水Ｖ
位ヘ
・ッ
温ド
度オ
制フ
御直
後
・
ヘ
ッ
ド
オ
ン
直
前

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

●

海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

海を水源とした大気への拡散抑制

●

●

●

●

●

●

◯

◯

◯

◯

◯

◯

Ａ
Ｍ
設
備
別
操
作
手
順
書

多
様
な
ハ
ザ

●

●

●

●

●

●

ド
対
応
手
順

時

●

海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ

緊
急
時
対
策
本
部
運
営
要
領

」

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・開
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

海を水源とした原子炉ウェルへの注水

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・閉
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

対応手段

放

ー

イ
ス

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
開

ー

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
閉

放

ー

ェ

フ

項目

鎖

ー

Ｅ
Ｏ
Ｐ
／
Ｓ
Ｏ
Ｐ
イ
ン
タ

ー

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

ー

Ｓ
Ｆ
Ｐ
水
位
・
温
度
制
御

ー

原
子
炉
建
屋
制
御

ー

●：各手順書に操作の記載あり○：各手順書に記載はないが，間接的に機器の作動，操作あり

Ｐ
Ｃ
Ｖ
水
素
濃
度
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
水
位
制
御

「

Ｓ
／
Ｐ
温
度
制
御

」

Ｄ
／
Ｗ
温
度
制
御

」

技術的能力対応手段と運転手順等 比較表

Ｐ
Ｃ
Ｖ
圧
力
制
御

「

減
圧
冷
却

」

水
位
確
保

」

反
応
度
制
御

「

「

ス
ク
ラ
ム

◯

◯

●

●

海を水源とした航空機燃料火災への泡消火●

ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入

●

●

●

●

●

可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給

◯

◯

◯

◯

◯

純水補給水系（仮設発電機使用）による復水貯蔵槽への補給

◯

◯

◯

◯

◯

●

●

●

●

●

●

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

●

●

●

●

●

●

●

◯

◯

◯

◯

◯

◯

●

●

◯

◯

◯

◯

◯

◯

●

●

1.13

1.0.14-11

淡水貯水池から防火水槽への補給●

淡水タンクから防火水槽への補給●

海から防火水槽への補給●

淡水貯水池から淡水タンクへの補給●

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源切替え
淡水から海水への切替え

○

○

○

○

○

○

○

○

◯
○

○

○

○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

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による
M/Cへの給電

●

●

●

●

●

可搬型代替交流電源設備によるP/Cへの給電

●

●

●

●

●

号炉間電力融通ケーブルによるM/Cへの給電

●

●

●

●

●

所内蓄電式直流電源設備による給電

●

●

●

可搬型直流電源設備による給電

●

●

●

●

直流給電車による直流125V主母線盤Aへの給電

●

●

●

●

AM用直流125V蓄電池による直流125V主母線盤A受電

●

●

●

代替交流電源設備又は号炉間電力融通ケーブルによる直流125V主母線盤B受電

●

●

●

低圧電源融通による直流125V主母線盤A又はB受電●●

常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備，号炉間電力融通ケーブル又は可搬型代替交流電源設備によるAM用MCC受電

●

1.14

●

●

●

●

軽油タンクからタンクローリへの補給●

タンクローリによる給油対象設備への給油●

非常用交流電源設備による給電（設計基準拡張）●●

非常用直流電源設備による給電（設計基準拡張）

●

●

備
考

ＥＯＰ

ＳＯＰ

停止時ＥＯＰ

水
位
回
復

急
速
減
圧

水
位
不
明

Ｐ
Ｃ
Ｖ
制
御

Ｒ
／
Ｂ
制
御

鎖

放

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・開
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

原
子Ｒ
炉Ｐ
水Ｖ
位ヘ
・ッ
温ド
度オ
制フ
御直
後
・
ヘ
ッ
ド
オ
ン
直
前

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

緊
急
時
対
策
本
部
運
営
要
領

多
様
な
ハ
ザ
ド
対
応
手
順

代替パラメータによる推定手順は，ＡＭ
Ｇに記載

計器電源が喪失した場合の手段（蓄電池，代替電源（交流，直流）からの給電）

●

●

●

計器電源が喪失した場合の手段（可搬型計測器による計測又は監視）

●

●

●

●

●

●

パラメータを記録する手段

1.16

1.0.14-12

中央制御室換気空調系設備の運転手順等

●

●

●

中央制御室待避室の準備手順

●

●

●

中央制御室の照明を確保する手順

●

●

●

中央制御室の酸素ガス及び二酸化炭素ガスの濃度測定と濃度管理手順

●

●

●

中央制御室待避室の照明を確保する手順

●

●

●

中央制御室待避室の酸素ガス及び二酸化炭素ガスの濃度測定と濃度管理手順

●

●

●

中央制御室待避室データ表示装置によるプラントパラメータ等の監視手順

●

●

●

チェンジングエリアの設置及び運用手順
非常用ガス処理系による運転員等の被ばく防止手順

●

●
●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定●

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定●

可搬型放射線計測器による放射性物質の濃度の代替測定●

可搬型放射線計測器による放射性物質の濃度の測定（空気中，水中，土壌中）●

海上モニタリング●

バックグラウンド低減対策（モニタリング・ポスト，可搬型モニタリングポスト，
放射性物質の濃度の測定時）●

可搬型気象観測装置による気象観測項目の代替測定●

モニタリング・ポストの電源をモニタリング・ポスト用発電機から給電する手順等●

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部，待機場所）立ち上げの手順等●

放射線防護等に関する手順等●

必要な指示及び通信連絡に関する手順等●

要員の収容に係る手順等

●

1.17

1.18

●

代替電源設備からの給電手順等

1.19

備
考

時

計器の故障時に状態を把握するための手段（他チャンネルによる計測，代替パラ
メータによる推定）
計器の計測範囲を超えた場合の手段（他チャンネルによる計測，代替パラメータによる推定，可搬型計測器による計測）

1.15

Ａ
Ｍ
設
備
別
操
作
手
順
書

」

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原フ
子／
炉プ
ウ
ェル
ルゲ
水
位ト
・閉
温／
度Ｐ
制Ｃ
御Ｖ
開

ー

対応手段

放

ー

イ
ス

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
開

ー

Ｒ
時Ｐ
Ｖ
Ｓヘ
Ｆッ
Ｐド
オ
原ン
子／
炉プ
水
位ル
・ゲ
温
度ト
制閉
御／
Ｐ
Ｃ
Ｖ
閉

放

ー

ェ

フ

項目

停
止
時
反
応
度
制
御

ー

Ｒ
Ｐ
Ｖ
制
御

ー

Ｅ
Ｏ
Ｐ
／
Ｓ
Ｏ
Ｐ
イ
ン
タ

ー

交
流
／
直
流
電
源
供
給
回
復

ー

Ｓ
Ｆ
Ｐ
水
位
・
温
度
制
御

「

原
子
炉
建
屋
制
御

ー

Ｐ
Ｃ
Ｖ
水
素
濃
度
制
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／
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水
位
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御

」

Ｓ
／
Ｐ
温
度
制
御

」

Ｄ
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Ｗ
温
度
制
御

「

Ｐ
Ｃ
Ｖ
圧
力
制
御

」

減
圧
冷
却

ー

●：各手順書に操作の記載あり○：各手順書に記載はないが，間接的に機器の作動，操作あり

水
位
確
保

」

技術的能力対応手段と運転手順等 比較表

反
応
度
制
御

「

「

ス
ク
ラ
ム

●

通信連絡を行うための手順等●●

計測等を行った特に重要なパラメータを共有する手順等●●

代替電源設備から給電する手順等
ＥＯＰ：事故時運転操作手順書（徴候ベース），ＳＯＰ：事故時運転操作手順書（シビアアクシデント），停止時ＥＯＰ：事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース），ＡＭＧ：アクシデントマネジメントの手引き●●

代替パラメータによる推定手順は，ＡＭ
Ｇに記載

本資料のうち，枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
添付資料 1.0.15

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

原子炉格納容器の長期にわたる状態維持に係る体制の整備について

＜

目

次 ＞

1. 考慮すべき事項 ..................................................... 1.0.15-1
2. 原子炉格納容器の冷却手段............................................ 1.0.15-3(1) 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉における格納容器除熱手段について 1.0.15-3(2)

代替循環冷却系の長期運転及び不具合等を想定した対策について ...... 1.0.15-4

3. 作業環境の線量低減対策の対応例について .............................. 1.0.15-8(1)

循環冷却時の線量低減の対応について .............................. 1.0.15-8(2)

汚染水発生時の対応について..................................... 1.0.15-10

4. 残留熱除去系の復旧方法について..................................... 1.0.15-11(1)

残留熱除去系の復旧方法及び予備品の確保について ................. 1.0.15-11(2)

残留熱除去系の復旧手順について ................................. 1.0.15-11

5.

可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱等の長期安定冷却手段について................................................................. 1.0.15-20

5.1 可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱について ................... 1.0.15-21(1)

可搬型格納容器除熱系統の概要について ........................... 1.0.15-21(2)

作業に伴う被ばく線量について................................... 1.0.15-22(3)

フランジ部からの漏えい発生時の対応について ..................... 1.0.15-24

5.2

可搬熱交換器によるサプレッションプール浄化系を用いた格納容器除熱について................................................................ 1.0.15-24(1)

可搬熱交換器によるサプレッションプール浄化系を用いた格納容器除熱の概要について .............................................................. 1.0.15-24(2)

作業に伴う被ばく線量について................................... 1.0.15-27(3)

フランジ部からの漏えい発生時の対応について ..................... 1.0.15-27

5.3

代替原子炉補機冷却系を用いた原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱について................................................................ 1.0.15-28(1)

代替原子炉補機冷却系を用いた原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱の概要について .......................................................... 1.0.15-28

6. 外部からの支援について............................................. 1.0.15-30
参考資料 1：福島第一原子力発電所で導入した汚染水処理対策について ....... 1.0.15-31

重大事故等への対応操作や作業は，事故形態によっては長期間にわたることが予想されるため，あらかじめ長期対応への体制整備や作業環境の維持，改善等について，準備しておくことが望ましい。
柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画では，原子力災害事後対策として「防災基本計画 第 12 編 原子力災害対策編」（中央防災会議）に定める災害復旧対策についての計画として復旧計画を策定し，当該計画に基づき速やかに復旧対策を実施する旨を規定している。
復旧計画に定めるべき事項は以下のとおり。
・原子炉施設の損傷状況及び汚染状況の把握
・原子炉施設の除染の実施
・原子炉施設損傷部の修理及び改造の実施
・放射性物質の追加放出の防止 等
発電所対策本部は，召集した緊急時対策要員により，復旧計画に基づき災害発生後の中長期対応を行う。また本社対策本部が中心となって，社内外の関係各所と連携し，適切かつ効果的な復旧対策を検討できる体制を整備する。

1.

考慮すべき事項(1) 格納容器過圧破損・過温破損事象等においては，代替循環冷却系及び格納容器ベントにより長期的な格納容器除熱が可能であることを有効性評価において確認している。
(2) 代替循環冷却系による格納容器除熱を行うことで，格納容器圧力は，原子炉格納容器の最高使用圧力を下回る状態で長期的に維持することが可能となる。サプレッショ
ン・チェンバ・プール温度が原子炉格納容器の最高使用温度に近い状態で長期にわたり継続するが，格納容器温度については，原子炉格納容器の放射性物質の閉じ込め機能が維持される 150℃を下回っている。また，代替循環冷却系の運転に使用するサプ
レッション・チェンバからの吸込配管の温度は設計温度を十分に下回っているとともに，復水移送ポンプの予備機確保，同ポンプ及び操作が必要となる電動弁（原子炉及び原子炉格納容器内への注水量の調節弁）の駆動電源多様化による冗長性確保，系統
配管の耐震健全性確認による信頼性確保を行っている。このため，代替循環冷却系の設備全体として十分な信頼性を有していると考えているが，長期運転及び設備不具合の発生等を想定した対策の検討が必要である。
(3) 炉心損傷後に代替循環冷却運転を実施することに対しては，現場の作業環境への影響として，建屋内の環境線量が上昇することにより，代替循環冷却運転後の機器の復旧
1.0.15-1

等が困難になることが予想される。
(4) 代替循環冷却系により格納容器除熱を実施することにより，長期的に原子炉格納容器の圧力・温度を安定状態に保つことができることを解析にて確認しているものの，最終的には残留熱除去系の復旧が必要である。
(5) 原子炉格納容器の圧力・温度を低く安定状態を保つためには，代替循環冷却系及び残留熱除去系が有効な手段であるが，ともに残留熱除去系熱交換器を用いており，この残留熱除去系熱交換器が使用できない場合の除熱手段の検討が必要である。
(6) 重大事故等時の中長期的な対応については，プラントメーカとの協力協定を締結し，事故収束に向けた対策立案等必要な支援を受けられる体制の確立が必要である。
以上を踏まえ，(1)，(2)の詳細検討として「２．原子炉格納容器の冷却手段」において，重要事故シーケンスにおける原子炉格納容器の除熱として使用できる冷却手段を整理する。
また，(3)，(4)，(5)の検討結果を「3．作業環境の線量低減対策の対応例について」「4．
残留熱除去系の復旧方法について」及び「5．可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱等の長期安定冷却手段について」にそれぞれとりまとめる。
(6)について「6．外部からの支援について」にて示す。

1.0.15-2

2.

原子炉格納容器の冷却手段(1) 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉における格納容器除熱手段について
福島第一原子力発電所の事故を踏まえ，柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉では多様な格納容器除熱手段を整備しており，その設備の有効性について有効性評価において確認している。
第1表に格納容器除熱手段を示す。また，第1-1図，第1-2図，第1-3図及び第1-4図に格納容器除熱手段の概要図を示す。
第1表に示すとおり，柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉では多くの原子炉格納容器
バウンダリが確保される除熱手段を有しており，原子炉格納容器バウンダリの維持はできないものの格納容器ベントの実施による格納容器除熱も可能であり，多様性を有している。
第 1 表 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉における格納容器除熱手段
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉の除熱手段
代替循環冷却系○

代替原子炉補機冷却系○

原子炉格納容器バウン

残留熱除去系（A）△

ダリが確保される除熱残留熱除去系（B）△

手段

残留熱除去系（C）△

ドライウェル冷却系，原子炉冷却材浄化系，制御棒駆動系を組み合わせた格納容器除熱(※)△

格納容器圧力逃がし装置○

耐圧強化ベント系○

原子炉格納容器バウン
ダリが維持されない除格納容器ベント

熱手段○：有効性評価で期待する設備△：有効性評価で期待しないものの設備復旧等により使用可能※ 残留熱除去系（B）吸込配管及び原子炉冷却材浄化系ボトムドレン配管破断の原
子炉冷却材喪失事故（LOCA）時は使用不能

1.0.15-3

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
(2) 代替循環冷却系の長期運転及び不具合等を想定した対策について
代替循環冷却系を運転する場合には，サプレッション・チェンバ・プール水を水源として原子炉及び原子炉格納容器内に冷却水を循環させることとなるため，系統水が流れる配管が高線量となる。配管表面での線量は，事故後90日間の積算線量でと評価しており，これを考慮し，系統に使用するポンプのメカニカルシール部やポン
プ電動機，電動弁の駆動部等について，耐放射線性が確保されたものを使用する。
また，事故後のサプレッション・チェンバ内には異物が流入する可能性があるが，サプレッション・チェンバからの吸込部には，大型のストレーナが設置されており，系統内に異物が流入することによるポンプ等の機器の損傷を防止する系統構成となっている。なお，ストレーナは，サプレッション・チェンバの底面から約1mの高さに設置されており，底面に沈降する異物を大量に吸上げることはないと考えているが，万一，ストレーナに異物が付着し，閉塞した場合を考慮し，外部水源から洗浄用水を供給（可搬型代替注水ポンプによる淡水供給）することにより，ストレーナの逆洗を行うことが可能な設備構成としている（第2図参照）。
なお，炉心損傷に至る重大事故等発生後に代替循環冷却系が使用できない場合の除熱手段は「5．可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱等の長期安定冷却手段について」に示す。

1.0.15-4非常用ディーゼル
発電機※3 7号炉のみ※4 6号炉のみ

原子炉格納容器

外部電源

Gen

格納容器スプレイ・ヘッダ
逃がし安全弁主タービン系へ
給水系より

サプレッション・チェンバ・プールへ
ＳＰＨタイラインへ

※2

※1

※2

※3
※4
可搬型代替交流
電源設備（電源車）

原子炉圧力容器
代替循環冷却系
復水貯蔵槽
残留熱除去
系ポンプ

Ｂ

A

残留熱除去
系ポンプ

熱交換器
ユニット

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

海水

取水ポンプ
復水移送ポンプ
タンクローリ（4kL,16kL）

B(C)

軽油タンク
常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機）

サプレッションプール
浄化用ポンプ※1Ｂ
高圧炉心注水系ポンプ

第 1-1 図 代替循環冷却系 系統概要図

非常用ディーゼル
発電機

外部電源

原子炉格納容器

Gen

逃がし安全弁主タービン系へ
タンクローリ（4kL,16kL）

給水系
より

低圧代替注水系（常設）

軽油タンク

復水貯蔵槽
可搬型代替交流電源設備（電源車）

原子炉圧力容器

ＣＢ

海水

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

A
熱 交換器ユニット

淡水貯水池

B(C)
残留熱除去系ポンプ

復水移送ポンプ

残留熱除去系ポンプ

取水ポンプ
常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機）【凡例】
代替原子炉補機冷却系

第 1-2 図 代替原子炉補機冷却系 系統概要図

1.0.15-5

可搬型代替注水
ポンプ（A-2級）

非常用ディーゼル
発電機

原子炉格納容器※２

Gen

逃がし安全弁

給水系
より

外部電源

主タービン系へ※１

復水貯蔵槽

原子炉圧力容器
復水移送
ポンプ

Ｃ

高圧炉心注水系ポンプ

※１
Ａ

Ｂ

残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系ポンプ

※２

【凡例】

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧代替注水系ポンプ：残留熱除去系

第 1-3 図 残留熱除去系 系統概要図

外部電源

非常用ディーゼル
発電機

原子炉建屋
主
排
気
筒

原子炉格納容器

Gen

耐圧強化ベント系

※1
淡水貯水池

※2
逃がし安全弁主タービン系へ

給水系
より

復水貯蔵槽
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

※1
※3
※3
可搬型
薬液注入装置

原子炉圧力容器

※2

高圧代替
注水ポンプ

タンクローリ（4kL)
軽油タンク

原子炉隔離時冷却系ポンプ
格納容器圧力逃がし装置【凡例】

ドレン移送ポンプ：格納容器ベント

第 1-4 図 格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系 系統概要図

1.0.15-6

可搬型代替

可搬ポンプ
注水ポンプ

原子炉格納容器から①より

RHR(B)系

MO

MO

MO

RHR(A)系

外部接続口

MO
AO

熱交換器
代替Hx
ユニット

AO
MO

MO

MO

代替循環冷却系

MO

MO

RHR洗浄水
ライン
F

MO

逆洗ライン

F

RHR

MO

MO

Hｘ
（B）

ＲＨＲ
（B）

MO

①へ

MO

MO

MO

MO

MO

S/Cクーリングライン
SPCU
MO

MO

MO

MO

復水貯蔵槽
ＭＵＷＣ
(A)

ＭＵＷＣ
(B)

ＭＵＷＣ
(C)

廃棄物処理建屋

MO

MO

タービン建屋へ

MO

HPCF
（B）

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストラインMO（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

第 2 図 残留熱除去系吸込ストレーナ逆洗操作時の系統構成

1.0.15-7

MO

S/Cへ
原子炉へ

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3.

作業環境の線量低減対策の対応例について(1) 循環冷却時の線量低減の対応について
代替循環冷却系は，残留熱除去系による冷却機能を喪失した場合に使用する系統である。このため，代替循環冷却系は，残留熱除去系が復旧するまでの期間に運転することを想定している。このため，代替循環冷却系の運転によって放射線量が上昇した
環境下における残留熱除去系の復旧作業の概要を示す。
代替循環冷却系では，サプレッション・チェンバからのプール水の吸込み及び原子炉格納容器内へのスプレイとして，残留熱除去系のB系を使用することを想定（原子炉
圧力容器への注水はA系を想定）している。このため，残留熱除去系の復旧に際しては，代替循環冷却系の影響を受ける可能性が最も低いC系を復旧することを想定する。
代替循環冷却系の運転に使用する残留熱除去系のB系（一部はA系）の配管については，復旧作業の実施に先立ち，外部水源から洗浄用水を系統内に供給（可搬型代替注
水ポンプによる淡水供給）することにより，系統全体のフラッシングを行うことが可
能な設備構成としている。これにより，配管内の系統水に含まれる放射性物質を，可能な限りサプレッション・チェンバに送水することにより，放射線量を低減させることが可能である。
また，残留熱除去系の復旧において，復旧作業が必要と想定されるポンプ室へアクセスできることが重要であり，原子炉建屋地下３階の残留熱除去系（C）ポンプ室又は原子炉建屋地下２階の残留熱除去系（C）ポンプ室上部ハッチにアクセスできる必要がある。
6号炉については，第3図に示すとおり，代替循環冷却系の運転により高線量となる
配管は，残留熱除去系（C）ポンプ室及び同上部ハッチ付近から離れており，ポンプ室及び同上部ハッチ付近にアクセス可能である。
一方，7号炉については，第4図に示すとおり，代替循環冷却系の運転により高線量となる配管は，残留熱除去系（C）ポンプ室からは離れているが，同上部ハッチ付近に存在する。この場所における放射線量は，評価の結果，線量が高いケースとして代替
循環冷却系の運転開始後30日間経過した場合にはとなる。このため，同上

部ハッチ近傍には，放射線防護対策として，福島第一原子力発電所の事故収束作業において使用した実績を有する移動式遮蔽体を用いて線量の低減を図る。線量評価の一例として，第5図に示す移動式遮蔽体を用いた場合には，線量をに低減することができる。さらに，復旧作業時には，適切な放射線防護対策を行うことにより，線量による影響を低減させた上で復旧作業を行う。

1.0.15-8

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第 3 図 機器配置図（6 号炉原子炉建屋地下 3 階及び地下 2 階）

第 4 図 機器配置図（7 号炉原子炉建屋地下 3 階及び地下 2 階）

1.0.15-9

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第 5 図 7 号炉 残留熱除去系（C）ポンプ室上部ハッチへのアクセスに必要な放射線防護対策(2) 汚染水発生時の対応について
重大事故等時に放射性物質を含んだ汚染水が発生した場合においても，福島第一原
子力発電所における経験や知見を活用した汚染水処理装置の設置等の対策を行うとともに，プラントメーカの協力を得ながら対応する。
（参考資料 1 参照）

1.0.15-104.

残留熱除去系の復旧方法について(1) 残留熱除去系の復旧方法及び予備品の確保について
残留熱除去系の機能喪失の原因によっては，大型機器の交換が必要となり復旧に時間がかかる場合も想定されるが，予備品の活用や発電所外からの支援等を考慮すれば，1ヶ月程度で残留熱除去系を復旧させることが可能であると考えられる。
残留熱除去系の復旧に当たり，原子炉補機冷却海水系，原子炉補機冷却系について
は，予備品を保有することで復旧までの時間が短縮でき，成立性の高い作業で機能回復できる。また，原子炉補機冷却海水ポンプ電動機及び原子炉補機冷却水ポンプ電動機の予備品を重大事故により同時に影響を受けない場所に保管している。
（詳細は添付資料1.0.3「予備品等の確保及び保管場所について」参照）
また，防潮堤等の津波対策及び原子炉建屋内の内部溢水対策により区分分離されていること，さらに，改良型沸騰水型軽水炉の残留熱除去系は３系統あることから，福島第一原子力発電所事故のように複数の残留熱除去系が浸水により同時に機能喪失す
ることはない。
なお，ある1系統の残留熱除去系の電動機が浸水し，当該の残留熱除去系が機能喪失に至った場合においても，他系統の残留熱除去系の電動機を接続することにより復旧する手順を準備する。
(2) 残留熱除去系の復旧手順について
炉心損傷又は原子炉格納容器の破損に至る可能性のある事象が発生した場合に，運転員及び緊急時対策要員により残留熱除去系を復旧するための手順を整備している。
本手順では，機器の故障箇所，復旧に要する時間，炉心損傷あるいは格納容器破損に対する時間余裕に応じて「恒久対策」，「応急対策」，又は「代替対策」のいずれかを選択する。
具体的には，故障個所の特定と対策の選択を行い，故障箇所に応じた復旧手順にて復旧する。第6図に，手順書の記載例を示す。

1.0.15-11

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(1/8)

1.0.15-12

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(2/8)

1.0.15-13

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(3/8)

1.0.15-14

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(4/8)

1.0.15-15

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(5/8)

1.0.15-16

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(6/8)

1.0.15-17

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(7/8)

1.0.15-18

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第 6 図 残留熱除去系の復旧手順書の記載例(8/8)

1.0.15-19

5.

可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱等の長期安定冷却手段について
残留熱除去系の機能が長期間回復できない場合，可搬ポンプ及び可搬熱交換器を用いた除熱手段である「5.1 可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱について」を構築する。既設設備である残留熱除去系の使用を優先するが，復旧が困難な場合は可搬型格
納容器除熱系統による格納容器除熱を実施する。
また，これに加え，「5.2

可搬熱交換器によるサプレッションプール浄化系を用いた格納容器除熱について」を格納容器除熱手段として構築する。
なお，これらに加え原子炉格納容器を直接除熱することはできないが原子炉圧力容器を除熱することにより間接的に原子炉格納容器を除熱する「5.3 代替原子炉補機冷却系を用いた原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱について」を構築する。

1.0.15-20

5.1

可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱について(1) 可搬型格納容器除熱系統の概要について
重大事故等が発生した後，格納容器ベントによる格納容器除熱を実施している場合，残留熱除去系を補修し，サプレッション・チェンバ・プール水冷却モードを復旧する。
また，残留熱除去系の復旧が困難な場合に可搬設備等により構成される可搬型格納容器除熱系統による格納容器除熱を構築する。第 7 図に可搬型格納容器除熱系統の系統
概要図を示す。可搬型格納容器除熱系統は，高圧炉心注水系配管から耐熱ホース・可搬ポンプを用いて可搬熱交換器にサプレッション・チェンバ・プール水を供給・除熱
し残留熱除去系の原子炉注水ラインで原子炉圧力容器に注水するライン構成である。
可搬設備を運搬・設置する等の作業があるが，長納期品を事前に準備しておくことにより，1 ヵ月程度で系統を構築することが可能であると考えられる。
可搬型格納容器除熱系統について，可搬ポンプの吸込み箇所は，高圧炉心注水系ポンプの吸込配管にある「高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込逆止弁(B)」とし，耐熱ホースで接続する構成とする。可搬ポンプの吐出については，耐熱ホースを用いて原子炉建屋大物搬入口に設置する可搬熱交換器と接続する構成とし，可搬熱交換器の出口側については残留熱除去系の原子炉注水配管にある「残留熱除去系注入ライン洗浄水入口逆止弁(B)」と耐熱ホースで連結する構成とする。これらの構成で，可搬ポンプによりサプレッション・チェンバ・プール水を可搬熱交換器に送水し，そこで除熱した水を原子炉圧力容器に注水する系統を構築する。なお，可搬熱交換器の二次系について
は，大容量送水車により海水を通水できる構成とする。

原子炉建屋
原子炉格納容器

弁体取り外し取外し
仮蓋取り付け取付け
耐熱ホース接続

格納容器スプレイヘッダ
格納容器スプレイ・ヘッダ

逃がし安全弁
原子炉圧力容器主タービン系へ残留熱除去系ポンプ(Ｂ)より
耐熱ホース
復水貯蔵槽

※１
格納容器スプレイヘッダ
格納容器スプレイ・ヘッダ

原子炉建屋
大物搬入口

可搬
ポンプ

復水移送ポンプより

高圧炉心注水系

高圧炉心注水ポンプ(B)
ポンプＢ

※１
大容量
送水車

可搬
熱交換器

耐熱ホース

第 7 図 可搬型格納容器除熱系統 系統概要図

1.0.15-21

弁体取り外し取外し
仮蓋取り付け取付け
耐熱ホース接続

(2) 作業に伴う被ばく線量について
炉心損傷により発生する汚染水はサプレッション・チェンバ・プール内にあるが，高圧炉心注水系ポンプ(B)及び高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込逆止弁(B)はサプレッ
ション・チェンバ側隔離弁により常時隔離されているため直接汚染水に接することはない。また，残留熱除去系注入ライン洗浄水入口逆止弁(B)は復水貯蔵槽を水源とする
復水補給水系の水で満たされているため直接汚染水に接することはない。
第 8 図に示される高圧炉心注水系ポンプ(B)室内における高圧炉心注水系復水貯蔵槽
側吸込逆止弁(B)付近の雰囲気線量は，原子炉格納容器からの漏えいに起因する室内の空間線量率上昇及び線源配管からの直接線による線量率上昇により約 26.1mSv/h となる。
第 9 図に示される B 系弁室内における残留熱除去系注入ライン洗浄水入口逆止弁(B)付近の雰囲気線量は，原子炉格納容器からの漏えいに起因する室内の空間線量率上昇
により約 12.8mSv/h となる。
原子炉建屋大物搬入口における可搬熱交換器配備箇所の雰囲気線量は，原子炉格納容器からの漏えいに起因する室内の空間線量率上昇により約 21.7mSv/h となる。

1.0.15-22

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第 8 図 原子炉建屋地下３階 機器配置図（7 号炉の例）

第 9 図 原子炉建屋地上 1 階 機器配置図（7 号炉の例）
1.0.15-23

(3) フランジ部からの漏えい発生時の対応について
系統のフランジ部からの漏えい発生等の異常を検知した場合は，直ちに可搬ポンプを停止し復水移送ポンプからの非汚染水によりフラッシングを実施する。
フラッシングにより現場へのアクセスが可能になった後，増し締め等の補修作業を
実施する。
5.2

可搬熱交換器によるサプレッションプール浄化系を用いた格納容器除熱について(1) 可搬熱交換器によるサプレッションプール浄化系を用いた格納容器除熱の概要について格納容器ベントによる格納容器除熱を実施している場合，残留熱除去系による格納容器除熱機能の回復を実施する。残留熱除去系の機能を長期間回復できない場合，可搬型格納容器除熱系統に加え，サプレッション・チェンバ・プール水を水源として運転可能なサプレッションプール浄化系ポンプを使用する除熱系統を構築する。第 10 図にサプレッションプール浄化系ポンプによる格納容器除熱系統の系統概要図を示す。
除熱設備として可搬熱交換器を使用し，残留熱除去系から原子炉圧力容器へ注水し循環することにより除熱する。
「サプレッションプール浄化系ポンプ吐出弁」に耐熱ホースを接続し，原子炉建屋大物搬入口に設置する可搬熱交換器と接続する構成とする。可搬熱交換器の出口側については残留熱除去系の原子炉注水配管にある「残留熱除去系注入ライン洗浄水入口逆止弁(B)」と耐熱ホースで連結する構成とする。これらの構成で，サプレッションプー
ル浄化系ポンプによりサプレッション・チェンバ・プール水を可搬熱交換器に送水し，そこで除熱した水を原子炉圧力容器に注水する系統を構築する。なお，可搬熱交換器の二次系については，大容量送水車により海水を通水できる構成とする。

1.0.15-24

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

原子炉建屋
弁体取り外し取外し
仮蓋取り付け取付け
耐熱ホース接続

原子炉格納容器
格納容器スプレイヘッダ
格納容器スプレイ・ヘッダ

逃がし安全弁
原子炉圧力容器主タービン系へ残留熱除去系ポンプ(Ｂ)より

Ｄ/Ｓピットへ

燃料プール冷却
浄化系より

燃料プール冷却 原子炉補機冷却 使用済燃料
浄化系へ
サージタンクへ プールへ

弁体取り外し取外し
仮蓋取り付け取付け
耐熱ホース接続
格納容器スプレイヘッダ
格納容器スプレイ・ヘッダ

原子炉建屋
大物搬入口

復水貯蔵槽

※１

復水移送ポンプより

サプレッションプール
サプレッションプール
浄化用ポンプ
浄化系ポンプ

耐熱ホース

※１
大容量
送水車

可搬
熱交換器

耐熱ホース

第 10 図 サプレッションプール浄化系ポンプによる格納容器除熱系統 系統概要図

第 11 図 原子炉建屋地下３階 機器配置図（7 号炉の例）

1.0.15-25

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

第 12 図 原子炉建屋地上 1 階 機器配置図（7 号炉の例）

1.0.15-26

(2) 作業に伴う被ばく線量について
炉心損傷により発生する汚染水はサプレッション・チェンバ内にあるが，サプレッ
ションプール浄化系ポンプ及びサプレッションプール浄化系ポンプ吐出弁はサプレッ
ション・チェンバ側隔離弁 2 個により隔離されているため直接汚染水に接することはない。また，残留熱除去系注入ライン洗浄水入口逆止弁(B)は復水貯蔵槽を水源とする
復水補給水系の水で満たされているため直接汚染水に接することはない。
第 11 図に示されるサプレッションプール浄化系ポンプ室内におけるサプレッション
プール浄化系ポンプ吐出弁付近の雰囲気線量は，原子炉格納容器からの漏えいに起因する室内の空間線量率及び線源配管からの直接線による線量率上昇により約22.8mSv/h となる。
第 12 図に示される B 系弁室内における残留熱除去系注入ライン洗浄水入口逆止弁(B)付近の雰囲気線量は，原子炉格納容器からの漏えいに起因する室内の空間線量率上
昇により約 12.8mSv/h となる。
原子炉建屋大物搬入口における可搬熱交換器配備箇所の雰囲気線量は，原子炉格納容器からの漏えいに起因する室内の空間線量率上昇により約 21.7mSv/h となる。
(3) フランジ部からの漏えい発生時の対応について
系統のフランジ部からの漏えい発生等の異常を検知した場合は，直ちにサプレッションプール浄化系ポンプを停止し復水移送ポンプからの非汚染水によりフラッシングを実施する。
フラッシングにより現場へのアクセスが可能になった後，増し締め等の補修作業を実施する。

1.0.15-27

5.3

代替原子炉補機冷却系を用いた原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱について(1) 代替原子炉補機冷却系を用いた原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱の概要について
原子炉冷却材浄化系は通常運転中に原子炉冷却材の浄化を行う系統であり，重大事
故等時に原子炉水位の低下（レベル 2）により隔離状態になる。また，通常は原子炉補機冷却系を冷却水として用いているが，本除熱手段では代替原子炉補機冷却系を用いることで冷却水を確保する。耐熱ホース等は原子炉冷却材浄化系では使用する必要がなく，手動弁による系統構成のみで運転可能である。第 13 図及び第 14 図に代替原子炉補機冷却系を用いた原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱の系統概要図を示す。
原子炉冷却材浄化系は原子炉圧力容器が水源であり，原子炉冷却材浄化系ポンプの吸込み圧力を確保するため原子炉水位が吸込配管である原子炉停止時冷却モードの取り出し配管高さ以上（事故時は原子炉水位低「レベル 3」以上を目安とするが，原子炉圧力が低下している場合は原子炉水位「通常運転水位」以上としている。
）に十分に確保されていることが必要である。そのため，大 LOCA 事象のように原子炉水位を十分に確保できない場合は運転することができない。
さらに，原子炉冷却材浄化系ポンプは電動機とポンプが一体型のキャンドモータポ
ンプであるため，通常運転中は制御棒駆動系から電動機に清浄なパージ水を供給しており，この原子炉除熱運転時も同様に制御棒駆動系からのパージ水が必要となる。制御棒駆動系からのパージ水供給が不可能な場合は，復水補給水系等による代替パージ
水を供給する手段を整えることにより原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱を実施することができる。

1.0.15-28

原子炉建屋
原子炉格納容器原子炉圧力容器原子炉給水系より残留熱除去系へ

再生
熱交換器

非再生
熱交換器
代替原子炉
補機冷却系

Ａ

ろ過脱塩
装置

ＣＵＷポンプ
原子炉冷却材浄化系ポンプ

パージ水

第 13 図 代替原子炉補機冷却系を用いた原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱系統概要図

第 14 図 代替原子炉補機冷却系（原子炉冷却材浄化系除熱ライン）
系統概要図（7 号炉の例）
1.0.15-29

6. 外部からの支援について
重大事故等時における外部からの支援については，プラントメーカ（株式会社東芝，
日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社）及び協力会社等から重大事故等時に現場操作対応等を実施する要員の派遣や事故収束に向けた対策立案等の技術支援や設備の補修に必要な予備品等の供給及び緊急時対策要員の派遣等について，協議・合意の上，「柏崎刈羽原子力発電所における原子力防災組織の発足時の事態収拾活動への協力」に係る覚書等を締結し，重大事故等時に必要な支援が受けられる体制を整備している。
覚書では平時から連絡体制を構築し，緊急時における原子力発電所安全確保のため
緊急時対応を支援すること等が記載されている。
外部からの支援に関する詳細な説明は，添付資料 1.0.4「外部からの支援について」
にて示す。
以上

1.0.15-30

参考資料 1
参考資料 1：福島第一原子力発電所で導入した汚染水処理対策について
福島第一原子力発電所では，汚染水対策として様々な汚染水処理設備を設置，運用することによる多様な対策により，汚染水のリスク低減を図っている。
福島第一原子力発電所で用いている汚染水処理設備及び水の流れについて，第 1 図に示す。

セシウム吸着装置（キュリオン）第1図

福島第一原子力発電所

１．福島第一原子力発電所

汚染水処理設備及び水の流れについて

汚染水処理設備について

福島第一原子力発電所では，以下の汚染水処理設備が稼働している。
セシウム除去装置（ストロンチウムも除去可能な設備）
多核種除去設備（62 核種を告示濃度限度未満 ※ にすることが可能）
ストロンチウム除去装置
以下に，福島第一原子力発電所で運用している汚染水処理設備について概要を示す。
※ 告示濃度限度未満とは「東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設の保安及び特定核燃料物質の防護に関して必要な事項を定める告示」で定められた濃度未満であることを意味する。

1.0.15-31

(1) セシウム吸着装置
設備概要
除去能力：
・Cs 吸着運転時
放射性セシウムを 1/1,000～1/100,000 程度に低減する。（設計目標値）
・Cs/Sr 同時吸着運転時
放射性セシウムを 1/1,000～1/100,000 程度に低減する。（設計目標値）
放射性ストロンチウムを 1/10～1/1,000 程度に低減する。（設計目標値）
処理能力：1,200m3 /日 （4 系列：Cs 吸着運転）
600m 3/日 （2 系列：Cs/Sr 同時吸着運転）
設備の状況

吸着塔
1.0.15-32

(2) 第二セシウム吸着装置
設備概要
除去能力：放射性セシウムを 1/10,000～1/1,000,000 に低減する。
（設計目標値）
処理能力：1,200m3 ／日
設備の状況

セシウム吸着塔※

水質の変動に備えてセシウム吸着塔１塔をスタンバイとする。

吸着塔

1.0.15-33

(3) 多核種除去設備
設備概要
除去能力：62 核種を告示濃度限度未満にする。
処理能力：250m 3／日×3 系列
設備の状況

スラリー用
高性能容器へ

スラリー用
高性能容器へ
吸着材用高性能容器へ

吸着材用
高性能容器へ

吸着材用高性能容器へ

高性能容器

建屋内全景

1.0.15-34

(4) 増設多核種除去設備
設備概要
除去能力：62 核種を告示濃度限度未満にする。
処理能力：250m 3／日以上×3 系列
設備の状況

スラ リ ー用 高 性能 容器 へ吸着材用高性能容器へ吸着材用高性能容器へ

クロスフローフィルタ・

吸着塔

高性能容器

1.0.15-35

(5) 高性能多核種除去設備
設備概要
除去能力：処理済水に含まれる放射性核種（トリチウム除く）を告示濃度限度未満にする。
処理能力：500m 3／日以上
設備の状況

吸着塔

処理水タンク・供給タンク

1.0.15-36

(6) モバイル型ストロンチウム除去装置，第二モバイル型ストロンチウム除去装置
設備概要
除去能力：放射性ストロンチウムを 1/10～1/1,000 へ低減。（目標値）
処理能力：モバイル型ストロンチウム除去装置
第二モバイル型ストロンチウム除去装置

300m 3／日×2 系
480m3 ／日×4 台

可搬型の設備であり，移動することが可能。
設備の状況
モバイル型ストロンチウム除去装置

第二モバイル型ストロンチウム除去装置

吸着塔

ウルトラフィルタ
1.0.15-37

(7) RO 濃縮水処理設備（本設備は，RO 濃縮水の処理完了に伴い廃止済）
設備概要
除去能力：放射性ストロンチウムを 1/100～1/1,000 へ低減。
処理能力：500～900m3 ／日
設備の状況

前処理装置

セシウム・ストロンチウム同時吸着塔

1.0.15-38

本資料のうち，枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

添付資料 1.0.16

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

重大事故等時における停止号炉の影響について

＜

目

次 ＞

1. 1～4 号炉（荒浜側）及び 5 号炉（大湊側）周辺の屋外設備の損傷による影響 1.0.16-1(1) 地震等の自然現象での設備の損傷による直接的な影響 .................. 1.0.16-1(2) 危険物タンク等の損傷に伴う火災による影響 .......................... 1.0.16-2(3) 屋外タンクの損傷に伴う溢水による影響 .............................. 1.0.16-2(4) 薬品タンクの損傷に伴う影響........................................ 1.0.16-2
2. 同時被災時に必要な要員及び資源の十分性 .............................. 1.0.16-2(1) 想定する重大事故等................................................ 1.0.16-2(2) 必要となる対応操作，必要な要員及び資源の整理 ...................... 1.0.16-3(3) 評価結果 ......................................................... 1.0.16-3
a. 必要な要員の評価 ................................................ 1.0.16-3
b. 必要な資源の評価 ................................................ 1.0.16-3(4) 6 号及び 7 号炉の重大事故等時対応への影響について .................. 1.0.16-6
3. 他号炉における高線量場発生による 6 号及び 7 号炉対応への影響 .......... 1.0.16-6(1) 想定する高線量場発生.............................................. 1.0.16-6(2) 6 号及び 7 号炉対応への影響 ........................................ 1.0.16-6
4. まとめ ............................................................. 1.0.16-8
第 1 表 想定する各号炉の状態............................................ 1.0.16-9
第 2 表 同時被災時の 1～5 号炉の対応操作，6 号及び 7 号炉の使用済燃料プールの対応操
作，必要な要員及び資源 ........................................ 1.0.16-10
第 3 表 各号炉の必要な水量（平成 26 年 10 月時点での崩壊熱により計算） ... 1.0.16-11
第 4 表 1～5 号炉の注水及び給電に用いる設備の台数 ...................... 1.0.16-12
第 1 図 柏崎刈羽原子力発電所におけるアクセスルート ..................... 1.0.16-13
第 2 図 1～5 号炉における各作業と所要時間 .............................. 1.0.16-14
第 3 図 線量率の概略とアクセスルート................................... 1.0.16-15
第 4 図 線量率の概略分布（5～7 号炉周辺） .............................. 1.0.16-16【参考】使用済燃料プール水瞬時全喪失時の使用済燃料の冷却性について ..... 1.0.16-17

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉運転中に重大事故等が発生した場合，他号炉，6号及び 7 号炉の使用済燃料プールについても重大事故等が発生すると想定し，それらの対応を含めた同時被災時に必要な要員，資源について整理する。
柏崎刈羽原子力発電所 1～5 号炉は，停止状態にあり，各号炉で保有する燃料からの崩壊熱の継続的な除去が必要となる。
そのため，他号炉を含めた同時被災が発生すると，他号炉への対応が必要となり，6 号
及び 7 号炉への対応に必要な要員及び資源の十分性に影響を与えるおそれがある。また，必要な要員及び資源が十分であっても，同時被災による他号炉の状態により，6 号及び 7号炉への対応が阻害されるおそれもある。
また，1～5 号炉周辺施設が，地震等の自然現象等により設備が損傷し 6 号及び 7 号炉の重大事故等対策へ与える影響を考慮する必要がある。
以上を踏まえ，他号炉を含めた同時被災時における，1～5 号炉周辺の屋外設備の損傷による影響，必要な要員及び資源の十分性を確認するとともに，他号炉における高線量場の発生を前提として 6 号及び 7 号炉の重大事故等時対応の成立性を確認する。
また，6 号及び 7 号炉の使用済燃料プールを含めた事故対応においても当該号炉の要員及び資源が十分であることを併せて確認する。
1. 1～4 号炉（荒浜側）及び 5 号炉（大湊側）周辺の屋外設備の損傷による影響
第 1 図に示すとおり第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所
から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へのアクセス性を確保する必要がある。
また，5 号炉周辺についても，第 1 図に示すとおり 6 号及び 7 号炉の重大事故等対策を行うためのアクセスルートを 5～7 号炉周辺に設定している。
当該アクセスルートへの影響については，1.0.2「可搬型重大事故等対処設備 保管場
所及びアクセスルートについて」において以下を考慮している。
・地震等の自然現象での設備の損傷による直接的な影響
・危険物タンク等の損傷に伴う火災による影響
・屋外タンクの損傷に伴う溢水による影響
・薬品タンクの損傷による影響(1) 地震等の自然現象での設備の損傷による直接的な影響
1～4 号炉周辺施設とアクセスルートは，離隔を有しており直接的な影響はない。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所が設置されている 5 号炉原子炉建屋は，地震等の自然現象での設備の損傷による直接的な影響はなく，6 号及び 7 号炉の重大事故等対策に影響はない。
5 号炉周辺において，雑固体廃棄物焼却設備建屋（大湊側）及び補助ボイラー建屋が地震によりアクセスルートへの影響を想定しているが，7 号炉側からの迂回が可能であ

1.0.16-1

り，6 号及び 7 号炉の重大事故等対策に影響はない。
(2) 危険物タンク等の損傷に伴う火災による影響
6 号及び 7 号炉施設に対しては，外部火災影響評価において，火災源として発電所敷地内の全ての屋外地上部に設置された危険物貯蔵施設（消防法で定められた指定数量以上を貯蔵していると想定した場合）を考慮し影響がない設計とする。
1～4 号炉周辺では，アクセスルートと離隔距離を有しており直接的な影響はない。
また，5 号炉周辺において，変圧器及び建物内からの火災の影響を想定しているが，7 号炉側からの迂回が可能，若しくは自衛消防隊による消火活動が可能であり，6 号及び 7 号炉の重大事故等対策に影響はない。
(3) 屋外タンクの損傷に伴う溢水による影響
1～4 号炉周辺，5～7 号炉周辺いずれも，タンクからの溢水影響を評価しており，周辺の空地が平坦かつ広大であり，周辺の道路上及び排水設備を自然流下し，拡散することからアクセスルートへの影響はない。
(4) 薬品タンクの損傷に伴う影響
1～4 号炉周辺，5～7 号炉周辺のアクセスルート近傍において，屋外に設置されている運用中の薬品タンクは液化窒素貯槽のみであり，漏えいした場合であっても外気中に拡散することから，漏えいによる影響は限定的である。
2. 同時被災時に必要な要員及び資源の十分性(1) 想定する重大事故等
福島第一原子力発電所の事故及び共通要因による複数炉の重大事故等の発生の可能性を考慮し，柏崎刈羽原子力発電所 1～7 号炉について，全交流動力電源喪失及び使用済燃料プールでのスロッシングの発生を想定する。なお，1～5 号炉の使用済燃料プールにおいて，全保有水喪失を想定した場合は自然対流による空気冷却での使用済燃料の冷却維持が可能と考えられるため，必要な要員及び資源を検討する本事象では，使用済燃料プールへの注水実施が必要となるスロッシングの発生を想定した。
また，不測の事態を想定し，1～5 号炉のうち，いずれか 1 つの号炉において事象発
生直後に内部火災が発生していることを想定する。なお，水源評価に際しては 1～5 号
炉における消火活動による水の消費を考慮する。
6 号及び 7 号炉について，有効性評価の各シナリオのうち，必要な要員及び資源（水源，燃料及び電源）ごとに最も厳しいシナリオを想定する。
第 1 表に想定する各号炉の状態を示す。上記に対して，7 日間の対応に必要な要員，
必要な資源，6 号及び 7 号炉の対応への影響を確認する。

1.0.16-2

(2) 必要となる対応操作，必要な要員及び資源の整理「(1)想定する重大事故等」にて必要となる対応操作，必要な要員及び 7 日間の対応に必要となる資源について,第 2 表及び第 2 図のとおり整理する。
(3) 評価結果
1～5 号炉にて「(1)想定する重大事故等」が発生した場合の必要な要員及び資源についての評価結果を以下に示す。
a.

必要な要員の評価
重大事故等時に必要な 1～5 号炉の対応操作，6 号及び 7 号炉の使用済燃料プールの対応操作については，各号炉の中央制御室に常駐している運転員，自衛消防隊，
緊急時対策要員，10 時間以降の発電所外からの参集要員にて対応可能である。

b.

必要な資源の評価(a) 水源6 号及び 7 号炉において，水源の使用量が最も多い「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）代替循環冷却を使用しない場合」を想定すると，原子炉への注水及び格納容器内にスプレイを実施するため，7 日間で号炉あた
り約 7,400m3 の水が必要となる（6 号及び 7 号炉で約 14,800m3）。また，第 3 表に示すとおり，6 号及び 7 号炉における使用済燃料プールへの注水量（通常水位までの回復，水位維持）は，7 日間の対応を考慮すると，約 2,529m3 の水が必要となる（6 号及び 7 号炉で合計約 17,329m3）。
6 号及び 7 号炉における水源として，各号炉の復水貯蔵槽に約 1,700m3 及び淡水
貯水池に約 18,000m3 の水を保有しているため，原子炉及び使用済燃料プールの対応に必要な水源は確保可能である（6 号及び 7 号炉で合計約 21,400m3）。
1～5 号炉において，スロッシングによる水位低下の発生後に，遮蔽に必要な高さまで水位を回復させ，蒸発による水位低下を防止するための必要な水量は 7 日間の対応を考慮すると，約 5,896m3 となる。
1～5 号炉における水源として，第 3 表に示す各号炉の必要な水量を各号炉の復水貯蔵槽，ろ過水タンク，純水タンク及びサプレッション・チェンバのプールにて確保する運用であることから，6 号及び 7 号炉における水源を用いなくても 1～5 号炉の 7 日間の対応が可能である※1。
内部火災に対する消火活動に必要な水源は約 180m3 であり，各防火水槽及びろ過水タンクに各必要な水量が確保されるため，6 号及び 7 号炉における水源を用いな
くても 7 日間の対応が可能である。

1.0.16-3

なお，1～5 号炉においても，使用済燃料プール水がサイフォン現象により流出する場合に備え，6 号及び 7 号炉と同様のサイフォンブレーク孔を設け，サイフォン現象による使用済燃料プール水の流出を停止することが可能な設計としている。
また，スロッシングによる水位低下により，線量率が上昇し原子炉建屋最上階での使用済燃料プールへの注水操作が困難になる場合に備え，消火系，常設代替
交流電源設備又は電源車により給電した残留熱除去系，復水補給水系，燃料プール補給水系等，当該現場作業を必要としない注水手段を確保している。さらに，
あらかじめ注水用ホースを設置することで，原子炉建屋最上階での注水操作が可能な設計としている。
1～5 号炉の注水及び給電に用いる設備の台数と共用の関係は第 4 表に示すとおりである。常設代替交流電源設備は発電所全体で 4 台保有しており，6 号及び 7 号
炉での重大事故等の対応に必要な台数は 2 台であるため，予備機を 1～5 号炉での対応で使用することも可能である。また,電源車を用いることで復水補給水系，燃料プール補給水系等への給電も実施可能である。
※1 使用済燃料プール（原子炉ウェル及び D/S ピットを含む）の通常水位までの回復を想定した場合，1～5 号炉においては，内部火災に対する消火活動に必要な水量と合わせ，合計約 10,792m3 の水が必要となる（1～7 号炉で合計約13,321m3）。
したがって，使用済燃料プールの通常水位までの回復及び運転中の原子炉での事故対応を想定すると，1～7 号炉にて合計約 28,121m3 の水が必要である。
しかし，6 号及び 7 号炉の復水貯蔵槽及び淡水貯水池における保有水は約21,400m3 であり，1～5 号炉の復水貯蔵槽，ろ過水タンク，純水タンク,サプレ
ッション・チェンバ・プール等の確保される保有水量は約 5,800m3 以上である（合計約 27,200m3 以上）。これらの合計量は，6 号及び 7 号炉の重大事故等対応及び 1～5 号炉の内部火災（7 日間で 5 箇所）への対応を実施した上で，1～5 号炉の使用済燃料プール（原子炉ウェル及び D/S ピットを含む）の水位を
通常水位から約 0.5m 下の水位まで回復させ,その後,7 日間の水位維持が可能となる水量である。7 日以降については十分時間余裕があるため，外部からの水源供給や支援等にも期待できることから，1～5 号炉の使用済燃料プールの水位を通常水位まで回復させることが可能である。
(b) 燃料（軽油）6 号及び 7 号炉において，軽油の使用量が最も多い「高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱」を想定すると，非常用ディーゼル発電機（3 台／号炉あたり）の
7 日間の運転継続に号炉あたり約 753kL※2，復水貯蔵槽補給用可搬型代替注水ポン

1.0.16-4

プ（A-2 級）（4 台／号炉あたり）の 7 日間の運転継続に号炉あたり約 15kL，代替
原子炉補機冷却系専用の電源車（2 台／号炉あたり）の 7 日間の運転継続に号炉あたり約 37kL※2，代替原子炉補機冷却系用の大容量送水車（熱交換器ユニット用）の 7 日間の運転継続に号炉あたり約 11kL の軽油が必要となる。また，6 号及び 7号炉の使用済燃料プールへの注水には，使用済燃料プール代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉で 8 台）の 7 日間の運転継続に約 30kL が必要となる※3。加えて，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及びモニタリング・ポスト用発電機の 7 日間運転継続は約 13kL※2 の軽油が必要となる（6 号及び 7 号炉での事故対応，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可
搬型電源設備及びモニタリング・ポスト用発電機にて使用する軽油:合計約
1,674kL）。
6 号及び 7 号炉の各軽油タンクにて約 1,020kL（6 号及び 7 号炉合計約 2,040kL）の軽油を保有しており，これらの使用が可能であることから，6 号及び 7 号炉の原
子炉及び使用済燃料プールの事故対応，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型
電源設備及びモニタリング・ポスト用発電機への電源供給について，7 日間の対応は可能である。
1～5 号炉の使用済燃料プールの注水設備への電源供給に使用する軽油の使用量
として，保守的に最大負荷で非常用ディーゼル発電機（2 台／号炉あたり）が起動した場合を想定しており（「(1)想定する重大事故等」では常設代替交流電源設備
及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の軽油を上回る保守的な想定），7 日間で号炉あたりの必要な軽油は約 632kL となる（1～5 号炉で合計約 3,160kL）。なお，1～5 号炉における使用済燃料プールへの注水と，内部火災が発生した号炉における消火活動に対して，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（注水と消火でそれぞれ 1 台）の 7 日間の運転継続に約 22kL が必要となる。
1～5 号炉の各軽油タンクにて約 632kL（1～5 号炉合計 約 3,160kL）の軽油を保有しており，これらの使用が可能であることから，1～5 号炉の使用済燃料プールの注水及び火災が発生した号炉での消火活動について，6 号及び 7 号炉における軽油を使用しなくても 7 日間の対応は可能である。
※2 保守的に事象発生直後から運転を想定し，燃費は最大負荷時を想定。
※3 使用済燃料プールへの必要な補給量は小さく時間余裕も長いことから，復水貯蔵槽の補給に使用している可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて注水を実施することも可能であるが，軽油の消費量の計算においては保守的に復水貯蔵槽の補給に使用している可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）とは別の可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて使用済燃料プールへの補給を行うことを想定する。

1.0.16-5

(c) 電源
常設代替交流電源設備，電源車等による電源供給により，重大事故等の対応に必要な負荷（計器類）に電源供給が可能である。なお，常設代替交流電源設備，電源車等による給電ができない場合に備え，デジタルレコーダ接続等の手順を用意している。
(4) 6 号及び 7 号炉の重大事故等時対応への影響について「(3)評価結果」に示すとおり，重大事故等時に必要となる対応操作は，各号炉の中央制御室に常駐している運転員，自衛消防隊，緊急時対策要員及び 10 時間以降の発電所外からの参集要員にて対応可能であることから，6 号及び 7 号炉の重大事故等に対応する要員に影響を与えない。
6 号及び 7 号炉の各資源にて当該号炉の原子炉及び使用済燃料プールにおける 7 日間の対応が可能であり，また，1～5 号炉の各資源にて 1～5 号炉の使用済燃料プール及び内部火災における 7 日間の対応が可能である。
以上のことから，1～5 号炉に重大事故等が発生した場合にも，6 号及び 7 号炉の重大事故等時の対応への影響はない。
3. 他号炉における高線量場発生による 6 号及び 7 号炉対応への影響(1) 想定する高線量場発生
6 号及び 7 号炉への対応に必要となる 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における活動，及び重大事故等対策に関する作業，アクセスルートの移動による現場の線量率を評価する際において，1～5 号炉の状態は放射線遮蔽の観点で厳しい使用済燃料プールの全保有水喪失を想定する。
1～5 号炉の使用済燃料プールで全保有水が喪失した場合の現場線量率の概略を第 3
図に示す。
(2) 6 号及び 7 号炉対応への影響
a.

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における活動への影響
5 号炉原子炉建屋内緊急対策所に最も近い 5 号炉の使用済燃料プールにおいて，高線量場が発生した場合の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所での線量率の評価結果は，以下の資料で示すとおり 6 号及び 7 号炉の重大事故等時対応に影響するものではない。
・61 条 緊急時対策所（補足説明資料）
61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について
添付資料 12 「使用済燃料プール等の燃料等による影響について」

1.0.16-6

b.

屋外作業への影響
6 号及び 7 号炉対応に関する屋外作業としては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への参集等のアクセスや，6 号及び 7 号炉の重大事故等への対応作業がある。第 4 図に，5 号炉で高線量場が発生した場合の線量率の概略分布を示す。

(a) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への参集及び保管場所への移動による影響
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への参集については，第二企業センター又はその近傍に設置する執務場所又は宿泊場所からのアクセスルートにおける周辺斜面の崩落，敷地下斜面のすべりを考慮した徒歩の総移動時間は約 25 分であり，各エリアでの移動時間及び第 3 図の現場線量率の関係より移動にかかる被ばく線量は約 2mSv となる。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から荒浜側高台保管場所及び大湊側高台
保管場所への移動等における被ばく線量の一例として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から荒浜側高台保管場所（保守性を考慮し最も 1～4 号炉寄りの場所）への移動を考える。周辺斜面の崩落，敷地下斜面のすべりを考慮した場合，徒歩での総移動時間は約 30 分であり，各エリアでの移動時間及び第 3 図の現場線量率の関係より移動にかかる被ばく線量は約 3mSv となる。
なお，線量率の高いエリアは限られることから，これらを極力避けることにより，被ばく線量を抑えることができる。また，徒歩での移動に比べ車両で移動した場合は総移動時間及び被ばく線量はより小さくなる。
よって，高線量場の発生を含め，1～5 号炉に重大事故等が発生した場合であっても，6 号及び 7 号炉の重大事故等への対応作業のためのアクセスは可能であり，重大事故等時における活動が可能である。
(b) 6 号及び 7 号炉の重大事故等への対応作業への影響
6 号及び 7 号炉の重大事故等への対応作業のうち，比較的時間を要する操作として代替原子炉補機冷却系の準備操作（資機材配置及びホース敷設，起動及び系統
水張り）を想定しているが，5 号炉の使用済燃料プールに近い 6 号炉での当該操作場所での線量率は，第 4 図に示すとおり約 8.2mSv/h となる。なお，図中の現場線
量率は 5 号炉の使用済燃料プール内の線源からの影響を示しており，1～4 号炉の使用済燃料プール内の線源からの影響は本作業場所と 1km 程度離れていることか
らほぼ無視できるものである。
当該操作の想定操作時間は 10 時間であること，及びこの想定操作時間には当該操作場所への移動時間が含まれていること，あるいは参集要員による操作要員の1.0.16-7

交代も可能であることから，重大事故等時における活動が可能である。

4. まとめ「1.1～4 号炉（荒浜側）及び 5 号炉（大湊側）周辺の屋外設備の損傷による影響」，「2.同時被災時に必要な要員及び資源の十分性」及び「3.他号炉における高線量場発生による 6 号及び 7 号炉対応への影響」に示すとおり，高線量場の発生を含め，1～5 号炉に重大事故等が発生した場合にも，6 号及び 7 号炉の重大事故等の対応は可能である。

1.0.16-8

第 1 表 想定する各号炉の状態
項目
要員

水源

燃料
1.0.16-9

電源

6 号及び 7 号炉
・全交流動力電源喪失
・使用済燃料プールでのスロッシング発生
・「想定事故 2（使用済燃料プール漏えい）」※1
・「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRV 再閉失敗」
・全交流動力電源喪失
・使用済燃料プールでのスロッシング発生
・「想定事故 2（使用済燃料プール漏えい）」※1
・「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
代替循環冷却系を使用しない場合」
・外部電源喪失※2
・使用済燃料プールでのスロッシング発生
・「想定事故 2（使用済燃料プール漏えい）」※1
・「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」
・全交流動力電源喪失
・使用済燃料プールでのスロッシング発生
・「想定事故 2（使用済燃料プール漏えい）」※1
・「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」

1～5 号炉・全交流動力電源喪失※2
・使用済燃料プールでのスロッシング発生※3
・内部火災※4※1 サイフォン現象による漏えいは，各号炉（1～7 号炉）のサイフォン発生防止用の逆止弁及びサイフォンブレーク孔により停止される。
したがって，この漏えいによる影響はスロッシングによる溢水に包絡されるため，使用済燃料プールからの漏えいは，スロッシングによる漏えいを想定する。
※2 燃料については消費量の観点から非常用ディーゼル発電機の運転継続を想定する。
※3 使用済燃料プールへの注水が必要となるスロッシングの発生を想定する。
※4 6 号及び 7 号炉は火災防護措置が強化されることから，1～5 号炉での内部火災の発生を想定する。また，1～5 号炉で複数の内部火災を想定することが考えられるが，時間差で発生することを想定し，全交流動力電源喪失及び使用済燃料プールでのスロッシングと同時に発生する内部火災としては 1 つの号炉とする。ただし，消火活動に必要な水源は，5 号炉（1～5 号炉）分の消費を想定する。

第 2 表 同時被災時の 1～5 号炉の対応操作，6 号及び 7 号炉の使用済燃料プールの対応操作，必要な要員及び資源必要となる対応操作
対応操作概要非常用ディーゼル発
非常用ディーゼル発電機等の現場の状電機等の現場確認，直 態確認及び直流電源の長時間供給のた
流電源の負荷制限
めの負荷制限を実施する
内部火災に対する消
火活動

対応要員
運転員

自衛消防隊
建屋内での火災を想定し，当該火災に（運転員を含
対する現場確認・消火活動を実施する
む）

1.0.16-10

各注水系（復水補給水系，燃料プール補給水
各注水系による使用済燃料プールへの系，消火系，可搬型代給水を行い，使用済燃料からの崩壊熱替注水ポンプ（A-2の継続的な除去を行う級））による使用済燃料プールへの注水

運転員及び10 時間以降
の発電所外
からの参集
要員

常設代替交流電源設備等による給電

常設代替交流電源設備等による給電・受電操作を実施する

緊急時対策
要員及び運
転員

燃料給油作業

常設代替交流電源設備及び可搬型代替
注水ポンプ（A-2 級）に給油を行う

緊急時対策
要員

必要な資源
－
○水源
180m3（36m3/号炉×5（1～5 号炉））
○燃料
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）：約 4kL（21L/h×24h×7 日×1 台）
又はディーゼル駆動消火ポンプ：約 6kL（32L/h×24h×7 日×1 台）○水源（詳細は第 3 表参照）
1 号炉：約 280m3
2 号炉：約 1,401m3
3 号炉：約 1,425m3
4 号炉：約 1,366m3
5 号炉：約 1,424m3
6 号炉：約 8,654m3
7 号炉：約 8,675m3※6 号及び 7 号炉については有効性評価「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器
過圧・過温破損） 代替循環冷却系を使用しない場合」で想定している水源も含む○燃料
1～5 号炉可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）：約 18kL（21L/h×24h×7 日×5 台）
6 号及び 7 号炉
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）：約 30kL（21L/h×24h×7 日×4 台/号炉）○燃料
非常用ディーゼル発電機：約 3,160kL（1,879L/h×24h×7 日×10 台）※全交流動力電源喪失のため，実際は常設代替交流電源設備で給電することになるが，燃料消費量を保守的に見積もる観点から，非常用ディーゼル発電機（2 台／号炉）の運転を想定－

第 3 表 各号炉の必要な水量（平成 26 年 10 月時点での崩壊熱により計算）
ＫＫ１
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ２
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ３
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ４
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ５
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ６
運転中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ７
運転中
炉
ＳＦＰ

炉心燃料

全燃料取り出し

全燃料取り出し

全燃料取り出し

全燃料取り出し

全燃料取り出し装荷済

装荷済

原子炉開放状態

開放（プールゲー 開放（プールゲー 開放（プールゲー 開放（プールゲー 開放（プールゲー 未開放（プール 未開放（プール
ト開放）
ト開放）
ト開放）
ト開放）
ト開放）
ゲート閉）
ゲート閉）

水位

ウェル満水（オーバーフロー水位）想定するプラントの状態

スロッシングによ スロッシングによ スロッシングによ スロッシングによ スロッシングによる漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動
力電源喪失
力電源喪失
力電源喪失
力電源喪失
力電源喪失

スロッシング溢水
量 ※1[m 3]

ウェル満水（オーバーフロー水位）

ウェル満水（オーバーフロー水位）

ウェル満水（オーバーフロー水位）

ウェル満水（オーバーフロー水位）

通常運 通常運転 通常運 通常運転
転水位 水位 転水位 水位
スロッシングによる漏洩+全交流動

スロッシングによる漏洩+全交流動

力電源喪失

力電源喪失

1.0.16-11

710

710

710

710

710

690

710

38

42

35

45

33

15

15

91

100

85

107

80

36

36

84

52

76

43

103

336

471

396

492

398

4.0

1.7

1.7

1.7

1.7

2.1

2.1

必要な注水量② ※2[m 3@168h]

280

1,401

1,425

1,366

1,424

767

786

必要な注水量③ ※2[m 3@168h]

1,956

2,172

2,196

2,115

2,173

1,254

1,275

65℃到達までの時
間[hour]
100℃到達までの時
間[hour]
必要な注水量① ※2[m 3@168h]
事故発生からTAF到達までの時間[hour]
通常運転水位（オーバーフロー水位）から必要な遮へい水位までの水位差 ※2[m]

各重要
事故
シーケ
ンスに
よる

564
248

各重要
事故
シーケ
ンスに
よる

565
245

※1 1～5 号炉の溢水量は，6 号及び 7 号炉の評価結果に基づきスロッシングによる溢水量を設定（1～5 号炉の使用済燃料プールは 6 号及び 7 号炉に比べて保有水量やプール表面積が小さいため溢水量は少なくなると考えられる）。また,必要な注水量は原子炉開放状態（プールゲート開放状態）を考慮して評価。
※2 「必要な注水量①」：蒸発による水位低下防止に必要な注水量。
「必要な注水量②」：必要な遮蔽水位（原子炉建屋最上階のフロアでの現場の線量率が 10mSv/h 以下となる水位（遮蔽水位の計算に用いた各号炉の線源の強度は保守的な 6 号及び 7 号炉の線源強度を参照））まで回復させ，その後の水位維持に必要な注水量（使用済燃料プール,原子炉ウェル及び D/S ピットを考慮）。
「必要な注水量③」：通常水位までの回復及びその後の水位維持に必要な注水量（使用済燃料プール,原子炉ウェル及び D/S ピットを考慮）。

第 4 表 1～5 号炉の注水及び給電に用いる設備の台数
記載は設置台数であり，（）内はその系統のみで注水するのに必要な台数
１号炉

1.0.16-12

注水設備

2 号炉

3 号炉

4 号炉

5 号炉

共通

備考

残留熱除
去系

3（1）

3（1）

3（1）

3（1）

3（1）

－

全交流動力電源喪失時は常設代替交流電源
設備による給電を実施することで使用可能
電源負荷を考慮して，複数の同時運転は実施
せず，順次注水操作を実施する

復水補給水
系

3（1）

3（1）

3（1）

3（1）

3（1）

－

全交流動力電源喪失時は常設代替交流電源
設備又は電源車による給電を実施すること
で使用可能

燃料プール
補給水系

2（1）

1（1）

1（1）

1（1）

1（1）

－

全交流動力電源喪失時は常設代替交流電源
設備又は電源車による給電を実施すること
で使用可能

－

1～4 号炉は共通の消火ポンプを使用
5～7 号炉は共通の消火ポンプを使用
十分時間余裕があるため，１台を用いて，必要な箇所に順次注水を実施していくことが
可能

消火系
（ディーゼ
ル駆動ポン
プ）

1

1 号炉と
共通

1 号炉と
共通

1 号炉と
共通

1

可搬型代替
注水ポンプ
（A-2 級）

－

－

－

－

－

必要な台数に対して十分な台数を保有（1）

十分時間余裕があるため，1 台を用いて，必要な箇所に順次注水を実施していくことが
可能

常設代替交
流電源設備

－

－

－

－

－

4 台のうち，6 号及び 7 号炉で用いなかったものを使用することも可能

6 号及び 7 号炉の対応には第一ガスタービン
発電機 2 台のみで対応可能であるため，残りの第二ガスタービン発電機 2 台を使用可能

電源車

－

－

－

－

－

必要な台数に対して十分な台数を保有（1）

十分時間余裕があるため，１台を用いて，必要な箇所に順次注水を実施していくことが
可能

給電設備

第 1 図 柏崎刈羽原子力発電所におけるアクセスルート

1.0.16-13

経過時間（時間）
1

2

３

８

９

10

11

12

13

14

15

備考

事象発生

実施箇所・必要人員数
号機

直流電源の負荷制限作業開始

操作項目

運転員
（中央制
御室）※1

運転員
（現場）

緊急時対策要
員（現場）

自衛消防隊

２人
A, B

－

－

－

プラント状況判断

－－－プラント監視（給電不可能な場合等：デジタルレコーダ接続

参集要員による作業開始

常設代替交流電源設備による受電

１0分（1～２人）
A,（B）

隣接プラントの「全交流動力電源喪失及び使用済燃料プールのス
ロッシング」を想定する
号炉

火災時において応援が必要な際は１名となる

適宜実施

等による計器監視）

－

２人
C, D

－

－

－

－

－

－

－

（２人）
C, D

－

－

（２人）

参集要員にて－C,

２～３人
a, b , （e）

（１人）
a

D

－

対応※ ２

非常用ディーゼル発電機の現場確認
直流電源の負荷制限

非常用ディーゼル発電機

50分

機能回復

対応可能な要員により、対応する（解析上考慮せず）
復水補給水系や燃料プール補給水系、消火系によるSFP給水

適宜実施

消防車によるSFP給水

6,7号炉の作業を優先に適宜実施（復水補給水系等の給水が不可能な場合）
１0分

－

－

－

プラント状況判断

－－－プラント監視（給電不可能な場合等：デジタルレコーダ接続

適宜実施

等による計器監視）

1.0.16-14

２人※ 3
c, d

（１人）

（２人）※ 3－c,d

（1～2人）c,（ d）（１人）－－

火災現場確認30分－－

自衛消防隊を現場誘導

10分－

自衛消防隊にて対消火活動
応

消火活動継続実施「全交流動力電源喪失及び使用済燃料プールのス
ロッシング並びに火災発生」を想定する号炉（2人）
隣接プラントから－の応援が必要な際
は応援に期待b , e(又は B)

－

－

－

－

－

－

－

－

（１人）

b

（１人）

b

（２人）
,ｄ（又は
, B）
（２人）
,ｄ（又は
,

－

－

e

B）

（２人）
C, D （又はb
,

共通

e

e,
－

B)

参集要員にて対応※ ２

緊急時対策要員にて対応
参集要員にて対応－

非常用ディーゼル発電機の現場確認
直流電源の負荷制限

非常用ディーゼル発電機

50分（隣接プラントからの応援が必要な
際は応援が到着してから50分）

機能回復

対応可能な要員により、対応する（解析上考慮せず）

復水補給水系や燃料プール補給水系、消火系による燃料プール給水

適宜実施
適宜実施

消防車による燃料プール給水

6,7号炉の作業を優先に適宜実施（復水補給水系等の給水が不可能な場合）－

常設代替交流電源設備による給電・受電－

燃料給油作業6/7号炉の給電を実施後適宜実施

適宜実施（）内の数字は他の作業終了後，移動して対応する人員数※1 当直長を含む人数。
※2 図中は参集要員のみに期待した場合を示す。なお,1～5 号における現場の緊急時対策要員として夜間及び休日(平日の勤務時間帯以外)においても常駐要員が 2 名が確保されている。
※3 SA 事象と火災が発生した際の初期消火の体制については平成 28 年 1 月現在のものを示す。
なお，6号及び7号炉において原子炉運転中を想定した場合，原子炉側と使用済燃料プール側との重大事故等対応の重畳も考えられるが，運転中に使用済燃料プールに貯蔵されている燃料の崩壊熱が低いことから（第3表参照），原
子炉側の事故対応が収束に向かっている状態での対応となり，緊急時対策要員や参集要員により対応可能である。また号炉状態の監視においても，原子炉側で期待している運転員が併せて使用済燃料プール側を監視できるため，現在の想定する要員での対応が可能である。
また，時間差で発生する複数の内部火災に対しては，自衛消防隊が火災現場を都度移動することにより，現在の想定する要員での対応が可能である。

第 2 図 1～5 号炉における各作業と所要時間

1.0.16-15
第 3 図 線量率の概略とアクセスルート

1.0.16-16
第 4 図 線量率の概略分布（5～7 号炉周辺）

【参考】使用済燃料プール水瞬時全喪失時の使用済燃料の冷却性について
使用済燃料プールの保有水が全喪失した場合であっても，崩壊熱量が小さいときには，露出した使用済燃料が，空気の自然対流により冷却維持が可能と考えられる。
これらの検討は，建屋が損壊している福島第一原子力発電所 4 号炉の燃料プールの状態（大気開放）を想定した評価※1,2 や原子炉建屋最上階を考慮した評価※3 が実施されている。
ここでは，より自然対流の空気冷却が厳しくなる原子炉建屋最上階についても考慮した評価について示す。
原子炉建屋最上階を考慮した評価
電力中央研究所による使用済燃料プールの事故時の過渡解析※3 によると，使用済燃料プールにおいて全保有水喪失が発生しても，使用済燃料プール内の全崩壊熱が約 1MW 以下の場合，気相の自然循環冷却と使用済燃料プール壁への輻射伝熱により被覆管の健全性は維持されるとしている（参考第 1 図，参考第 2 図）。
なお，本解析モデルでは，ヒートシンクとして設定している使用済燃料プールの天井部
分は，使用済燃料プール床面積と同じ断面積で模擬しており，実際の原子炉建屋最上階に比べて非常に小さく，建屋からの放熱の観点からは保守的な設定となっている。また，空調設備には期待していない。使用済燃料ラックについては高密度型燃料ラックをモデル化しており，燃料間ピッチは 1～5 号炉のラックと比較し，同等若しくは保守的となっている。
現在の 1～5 号炉における使用済燃料プール内の燃料集合体の全崩壊熱及び 1 体当たりの崩壊熱は，参考第 1 表に示すとおり，各号炉とも 1MW 未満と低く，評価での想定より建屋の壁面の除熱を多く考慮できることから，使用済燃料は空気の自然対流による冷却でも健全性が維持されるものと考えられる。
※1：Analysis of Fuel Heat-up in a Spent Fuel Pool during a LOCA 平成 24 年 7 月 24
日，JNES「使用済燃料プール瞬時 LOCA 時の燃料被覆管温度の解析」
東京電力（株）福島第一原子力発電所事故に関する技術ワークショップ※2：Detailed analysis of the accident progression of Units 1 to 3 by using MAAP code
平成 24 年 7 月 23 日 ，東京電力株式会社「1Fー4 の使用済燃料プール瞬時 LOCA 時(LOCA)及び冷却機能喪失時の蒸発による水位低下(Non-LOCA)発生による PCT（MAAP）」※3：使用済燃料プールの事故時冷却特性評価―MAAP コードを用いた冷却機能及び冷却材喪失事故解析－（研究報告：L12007） 平成 25 年 5 月，電力中央研究所

1.0.16-17

参考第 1 表 使用済燃料の崩壊熱の比較
項目

解析
ケース

1 号炉

2 号炉

3 号炉

4 号炉

5 号炉

全 崩 壊熱
（MW）

1.01

約 0.7

約 0.5

約 0.5

約 0.4

約 0.7

集合体
1 体 当た
り(kW)

0.84

約 0.5

約 0.3

約 0.6

約 0.3

約 0.5

備考
1～5 号炉：平成 27 年 1
月時点※
1～5 号炉：平成 27 年 1
月時点※

※評価時点で原子炉圧力容器内にあった燃料は使用済燃料プールにあるものとする

1.0.16-18

参考第 1 図 解析モデル

1.0.16-19

参考第 2 図 崩壊熱を変化させた時の燃料チャンネル最高
温度の比較（プール水瞬時全量喪失を仮定）

1.0.16-20

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

＜

1.1.1

目

次

＞

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
a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 原 子 炉 緊 急 停 止(b) 原 子 炉 冷 却 材 再 循 環 ポ ン プ 停 止 に よ る 原 子 炉 出 力 抑 制(c) 自 動 減 圧 系 の 起 動 阻 止 ス イ ッ チ に よ る 原 子 炉 出 力 急 上 昇
防止(d) ほ う 酸 水 注 入(e) 制 御 棒 挿 入(f) 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 低 下 操 作 に よ る 原 子 炉 出 力 抑 制(g) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
b．
1.1.2
1.1.2.1

手順等
重大事故等時の手順
フロントライン系故障時の対応手順(1) EOP「 ス ク ラ ム 」 （ 原 子 炉 出 力 ）(2) EOP「 反 応 度 制 御 」(3) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
1.1.2.2

その他の手順項目について考慮する手順

1.1-1

添 付 資 料 1.1.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.1.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.1.3

原子炉自動スクラム設定値リスト

添 付 資 料 1.1.4

解釈一覧
1.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
2.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.1-2

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【要求事項】
発電用原子炉設置者において、運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原
子炉格納容器の健全性を維持するとともに、発電用原子炉を未臨界に移行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。

【解釈】
１ 「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」とは、発電用原子炉を緊急停止していなければならない状況にもかかわらず、原子炉出力又は原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合のことをいう。
２ 「発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（ １ ） 沸 騰 水 型 原 子 炉 (BWR)及 び 加 圧 水 型 原 子 炉 (PWR)共 通
ａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、手動による原子炉の緊急停止操作を実施すること。

1.1-3

（ ２ ） BWRａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、原子炉出力を制御するため、原子炉冷却材再循環ポンプが自動停止しない場合は、手動で停止操作を実施すること。
ｂ ） 十 分 な 反 応 度 制 御 能 力 を 有 す る ほ う 酸 水 注 入 設 備 （ SLCS ） を起動する判断基準を明確に定めること。
ｃ）発電用原子炉を緊急停止することができない事象の発生時に不安定な出力振動が検知された場合には、ほう酸水注入設備（ SLCS） を 作 動 さ せ る こ と 。
（ ３ ） PWRａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、原子炉出力を抑制するため、補助給水系ポンプが自動起動しない場合又はタービンが自動停止しない場合は、手動操作により実施すること。
ｂ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、化学体積制御設備又は非常用炉心冷却設備による十分な量のほう酸水注入を実施すること。

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉を停止させるための設計基準事故対処設備は，原子炉緊急停止系である。
この設備が機能喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界にするための対処設
1.1-4

備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.1-5

1.1.1

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
運転時の異常な過渡変化により発電用原子炉の緊急停止が必
要な状況における設計基準事故対処設備として，原子炉緊急停止系を設置している。
この設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設
備 を 選 定 す る （ 第 1.1.1 図 ） 。

重大事故等対処設備のほかに，設計基準事故対処設備による対応手段並びに柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定する。
※1

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

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則
第四十四条及び技術基準規則第五十九条（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，設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。
1.1-6

(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，運転時の異常な過度変化時にフロントライン系故障として，原子炉緊急停止系の故障を想定する。サポート系故障（電源喪失）は，原子炉緊急停止系の電源が喪失することにより制御棒が挿入されることから想定しない。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準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，設計
基準事故対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備，設計基準事故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 1.1.1 表 に 整 理 する。

a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 原 子 炉 緊 急 停 止
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を 緊 急 に 停 止 す る こ と が で き な い 事 象 （ 以 下 「 ATWS 」 と い
う 。 ） が 発 生 す る お そ れ が あ る 場 合 又 は ATWS が 発 生 し た 場
合に，原子炉手動スクラム又は代替制御棒挿入機能による制御棒の緊急挿入により，発電用原子炉を緊急停止する手段がある。

ⅰ. 原子炉手動スクラム
1.1-7

中央制御室からの原子炉手動スクラム操作により発電用原子炉を緊急停止する。
原子炉手動スクラム操作により発電用原子炉を緊急停止する設備は以下のとおり。
・手動スクラムボタン
・原子炉モードスイッチ「停止」
・制御棒
・制御棒駆動機構（水圧駆動）
・制御棒駆動系配管
・制御棒駆動系水圧制御ユニット

ⅱ. 代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入
代替制御棒挿入機能は，原子炉圧力高又は原子炉水位
低 （ レ ベ ル 2） の 信 号 に よ り 作 動 し ， 自 動 で 制 御 棒 を 緊 急挿入する。また，上記「ⅰ. 原子炉手動スクラム」の対応手段を実施しても全制御棒全挿入が確認できない場合
は，中央制御室からの手動操作により代替制御棒挿入機
能を作動させて制御棒を緊急挿入する。
代替制御棒挿入機能により制御棒を緊急挿入する設備
は以下のとおり。
・ ATWS 緩 和 設 備 （ 代 替 制 御 棒 挿 入 機 能 ）・制御棒・制御棒駆動機構（水圧駆動）
・制御棒駆動系配管
・制御棒駆動系水圧制御ユニット
1.1-8

・非常用交流電源設備(b) 原 子 炉 冷 却 材 再 循 環 ポ ン プ 停 止 に よ る 原 子 炉 出 力 抑 制
ATWS が 発 生 し た 場 合 に ， 代 替 冷 却 材 再 循 環 ポ ン プ ・ ト リ
ップ機能又は原子炉冷却材再循環ポンプの手動停止操作により，原子炉出力を抑制する手段がある。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，原子炉圧力高 又 は 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） の 信 号 に よ り 4 台 ， 原 子 炉
水 位 低 （ レ ベ ル 2） の 信 号 に よ り 残 り 6 台 の 原 子 炉 冷 却 材 再循環ポンプを自動で停止させて原子炉出力を抑制する。原
子炉冷却材再循環ポンプが自動で停止しない場合は，中央制御室からの手動操作により原子炉冷却材再循環ポンプを停止し，原子炉出力を抑制する。
原子炉冷却材再循環ポンプの停止により原子炉出力を抑制する設備は以下のとおり。
・ ATWS 緩 和 設 備 （ 代 替 冷 却 材 再 循 環 ポ ン プ ・ ト リ ッ プ
機能）・非常用交流電源設備(c) 自 動 減 圧 系 の 起 動 阻 止 ス イ ッ チ に よ る 原 子 炉 出 力 急 上 昇
防止
ATWS が 発 生 し た 場 合 に ， 自 動 減 圧 系 の 起 動 阻 止 ス イ ッ チ
により自動減圧系及び代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）による自動減圧を阻止し，発電用原子炉の自動減圧による原子炉圧力容器への冷水注水量の増加に伴う原子1.1-9

炉出力の急上昇を防止する手段がある。
自動減圧系の起動阻止スイッチにより原子炉出力の急上昇を防止する設備は以下のとおり。
・自動減圧系の起動阻止スイッチ
・非常用交流電源設備(d) ほ う 酸 水 注 入
ATWS が 発 生 し た 場 合 に ， ほ う 酸 水 を 注 入 す る こ と に よ り
発電用原子炉を未臨界にする手段がある。
上 記 「 (b) 原 子 炉 冷 却 材 再 循 環 ポ ン プ 停 止 に よ る 原 子 炉
出力抑制」の対応手段により原子炉出力を抑制した後，中央制御室からの手動操作により十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入系を起動し，ほう酸水を注入することで発電用原子炉を未臨界にする。
ほ う 酸 水 注 入 系 を 起 動 さ せ る 判 断 基 準 は ， ATWS 発 生 直 後に行う原子炉冷却材再循環ポンプの停止操作及び自動減圧
系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止操作の
実 施 後 と す る 。 こ れ に よ り ， ATWS 発 生 時 は ， 不 安 定 な 出 力
振動の発生の有無にかかわらずほう酸水注入系を起動させることとしている。
ほう酸水注入により発電用原子炉を未臨界にする設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系ポンプ
・ほう酸水注入系貯蔵タンク
・ほう酸水注入系配管・弁1.1-10・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備(e) 制 御 棒 挿 入
ATWS が 発 生 し た 場 合 に ， 上 記 「 (a) 原 子 炉 緊 急 停 止 」 の対応手段を実施しても全制御棒全挿入が確認できない場合
は，自動又は手動操作により制御棒を挿入する手段がある。

ⅰ. 制御棒自動挿入
原子炉スクラム信号又は代替制御棒挿入機能作動信号が発信されたにもかかわらず全制御棒が緊急挿入しなかっ た 場 合 に お い て も ,電 動 駆 動 に て 全 制 御 棒 を 自 動 で 全 挿入する。
電動駆動にて制御棒を自動で挿入する設備は以下のとおり。
・ ATWS 緩 和 設 備 （ 代 替 制 御 棒 挿 入 機 能 ）・制御棒・制御棒駆動機構（電動駆動）
・非常用交流電源設備

ⅱ. 制御棒手動挿入
中央制御室でのスクラムテストスイッチ及び原子炉緊
急停止系電源スイッチの操作，中央制御室からの手動操
1.1-11

作による制御棒電動挿入により制御棒を挿入する。
水圧駆動にて制御棒を手動で挿入する設備は以下のとおり。
・スクラムテストスイッチ
・原子炉緊急停止系電源スイッチ
・制御棒
・制御棒駆動機構（水圧駆動）
・制御棒駆動系配管
・制御棒駆動系水圧制御ユニット

制御棒を手動で電動挿入する設備は以下のとおり。
・制御棒操作監視系
・制御棒
・制御棒駆動機構（電動駆動）
・非常用交流電源設備(f) 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 低 下 操 作 に よ る 原 子 炉 出 力 抑 制
ATWS が 発 生 し た 場 合 に ， 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 低 下させることにより原子炉出力を抑制する手段がある。
上 記 「 (b)原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制」の対応手段を実施しても，原子炉出力が高い場
合又は発電用原子炉が隔離状態である場合は，中央制御室からの手動操作にて原子炉圧力容器内の水位（原子炉冷却材の自然循環に必要な水頭圧）を低下させることにより，原子炉冷却材の自然循環量を減少させ，発電用原子炉内の1.1-12

ボイド率を上昇させて原子炉出力を抑制する。
原子炉圧力容器内の水位低下操作により原子炉出力を抑制する設備は以下のとおり。
・給水制御系
・給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ）
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心注水系(g) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
原 子 炉 緊 急 停 止 で 使 用 す る 設 備 の う ち ， ATWS 緩 和 設 備（ 代 替 制 御 棒 挿 入 機 能 ）， 制 御 棒 ， 制 御 棒 駆 動 機 構 （ 水 圧 駆動 ）， 制 御 棒 駆 動 系 配 管 及 び 制 御 棒 駆 動 系 水 圧 制 御 ユ ニ ッ トは重大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制で使 用 す る 設 備 の う ち ， ATWS 緩 和 設 備 （ 代 替 冷 却 材 再 循 環 ポ
ンプ・トリップ機能）は重大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止で使用する設備のうち，自動減圧系の起動阻止スイッ
チは重大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用
交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
1.1-13

ほう酸水注入で使用する設備のうち，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク，ほう酸水注入系配管・弁，高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ及び原子炉圧力容器は重大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
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。
（ 添 付 資 料 1.1.1）
以上の重大事故等対処設備により，発電用原子炉を緊急に停止できない場合においても原子炉出力を抑制し，発電用原子炉を未臨界にすることができる。
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。
・手動スクラムボタン，原子炉モードスイッチ「停止」
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタ
ンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，主スクラム回路を共有しているため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
・スクラムテストスイッチ
1.1-14全制御棒全挿入が完了するまでに時間を要するものの，当該スイッチを操作することで制御棒の緊急挿入が可能であることから，制御棒を挿入する手段として有効である。
・原子炉緊急停止系電源スイッチ
原子炉緊急停止系の監視及び操作はできなくなるものの，当該電源スイッチを操作し，スクラムパイロッ
ト弁電磁コイルの電源を遮断することで，制御棒の緊急挿入が可能であることから，制御棒を挿入する手段として有効である。
・制御棒駆動機構（電動駆動），制御棒操作監視系
全制御棒全挿入が完了するまでに時間を要するものの，スクラムテストスイッチ若しくは原子炉緊急停止
系電源スイッチの操作が完了するまでの間，又はこれらの操作が実施できない場合に，制御棒を自動又は手動にて電動駆動で挿入する手段として有効である。
・原子炉圧力容器内の水位低下操作で使用する設備
耐震性がないものの，常用電源が健全であれば給水
系（電動駆動原子炉給水ポンプ）による原子炉圧力容器への給水量の調整により原子炉圧力容器内の水位を低下できることから，原子炉出力を抑制する手段として有効である。なお，原子炉隔離時冷却系又は高圧炉
心注水系による原子炉圧力容器への注水が行われている場合は，これらによる原子炉圧力容器内の水位制御を優先する。
1.1-15b.

手順等
上 記 「 a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備」

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 ， ATWS 時 に お け る 運 転 員 に よ る 一 連 の 対 応と し て 事 故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ 徴 候 ベ ー ス ） （ 以 下 「 EOP」 とい う 。 ） に 定 め る （ 第 1.1.1 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 1.1.2 表 ） 。

1.1-16

1.1.2

重大事故等時の手順

1.1.2.1

フロントライン系故障時の対応手順(1) EOP「 ス ク ラ ム 」 （ 原 子 炉 出 力 ）運転時の異常な過渡変化時において，原子炉自動スクラム信号が発信した場合又は原子炉手動スクラム操作を実施した場合
は，原子炉スクラムの成否を確認するとともに，原子炉モード
スイッチを「停止」位置に切り替えることにより原子炉スクラ
ムを確実にする。

a.

手順着手の判断基準
原子炉自動スクラム信号が発信した場合又は原子炉手動ス

クラム操作をした場合。

b.

操作手順
EOP「 ス ク ラ ム 」（ 原 子 炉 出 力 ） に お け る 操 作 手 順 の 概 要 は

以下のとおり。各手順の成功は，全制御棒全挿入ランプの点灯及び原子炉出力の低下により確認する。手順の対応フロー
を 第 1.1.2 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.1.3 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に原子炉スクラム状況の確認を指示する。原子炉スクラムが成功していない場合は，原子炉手動ス
クラム操作及び手動による代替制御棒挿入操作を指示する。
②中央制御室運転員 A は，スクラム警報の発生の有無，
制御棒の挿入状態及び原子炉出力の低下の状況を状態
1.1-17

表示にて確認する。
③中央制御室運転員 A は，原子炉スクラムが成功していない場合は，原子炉手動スクラム操作及び手動による代替制御棒挿入操作を実施する。
④中央制御室運転員 A は，原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える。
⑤当直副長は，上記④の操作を実施しても全制御棒全挿入とならず，未挿入の制御棒がペアロッド 1 組又は制
御 棒 1 本 よ り も 多 い 場 合 は ， ATWS と 判 断 し ， 中 央 制 御室 運 転 員 に EOP「 反 応 度 制 御 」 へ の 移 行 を 指 示 す る 。

c.

操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名にて 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開 始 を 判 断 し て か ら EOP「 反 応度制御」への移行まで 1 分以内で可能である。

(2) EOP「 反 応 度 制 御 」
ATWS 発 生 時 に ， 発 電 用 原 子 炉 を 安 全 に 停 止 さ せ る 。

a.

手順着手の判断基準
EOP「 ス ク ラ ム 」（ 原 子 炉 出 力 ） の 操 作 を 実 施 し て も ， ペ ア

ロッド 1 組又は制御棒 1 本よりも多くの制御棒が未挿入の場合。
なお，制御棒操作監視系の故障により，制御棒の位置が確
認 で き な い 場 合 も ATWS と 判 断 す る 。
1.1-18

b.

操作手順
EOP「 反 応 度 制 御 」 に お け る 操 作 手 順 の 概 要 は 以 下 の と おり。各手順の成功は，全制御棒全挿入ランプの点灯及び原子炉 出 力 の 低 下 に よ り 確 認 す る 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.1.4
図 に ， 概 要 図 を 第 1.1.5 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.1.6 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力の抑制操作，並びに自動減圧系及び代替自動減圧系の自動起動阻止操作を指示する。
②中央制御室運転員 A は，代替冷却材再循環ポンプ・ト
リップ機能による原子炉冷却材再循環ポンプの自動停止状況を状態表示にて確認する。代替冷却材再循環ポ
ンプ・トリップ機能が作動していない場合又は作動したにもかかわらず原子炉冷却材再循環ポンプが停止しない場合は，手動操作により停止していない原子炉冷却材再循環ポンプを停止する。
③中央制御室運転員 A は，自動減圧系及び代替自動減圧
系の自動起動阻止操作を実施する。
④当直副長は，原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力の抑制操作，並びに自動減圧系及び代替自動
減圧系の自動起動阻止操作が完了したことを確認し，中央制御室運転員にほう酸水注入系の起動操作，原子炉圧力容器内の水位低下操作及び制御棒の挿入操作を
1.1-19

同時に行うことを指示する。同時に行うことが不可能な場合は，ほう酸水注入系の起動操作，原子炉圧力容
器内の水位低下操作，制御棒の挿入操作の順で優先させる。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A は ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン プ (A)又 は(B)の 起 動 操 作 （ ほ う 酸 水 注 入 系 起 動 用 キ ー ・ ス イ ッ チ
を 「 ポ ン プ A」 位 置 （ B 系 を 起 動 す る 場 合 は 「 ポ ン プ
B」 位 置 ） に す る こ と で ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン プ 吸 込 弁
及びほう酸水注入系注入弁が全開となり，ほう酸水注
入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始される。）を実施し，併せて，ほう酸水注入
系タンク液位指示値の低下，平均出力領域モニタ指示値及び起動領域モニタ指示値の低下を確認する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A は ， 原 子 炉 出 力 が 60%以 上 の 場 合 又は発電用原子炉が隔離状態である場合は，給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水量を減少させ，原子炉圧力容器内の水位を低下させることで原 子 炉 出 力 を 3%以 下 に 維 持 す る 。
原 子 炉 出 力 を 3%以 下 に 維 持 で き な い 場 合 は ， 原 子 炉 圧
力 容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1.5） 以 上 に 維持するよう原子炉圧力容器内の水位低下操作を実施する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，以下の操作により制御棒を挿入する。
1.1-20・原子炉手動スクラム操作
・手動操作による代替制御棒挿入機能の作動
・スクラムテストスイッチの操作
・原子炉緊急停止系電源スイッチの操作
・ 制 御 棒 手 動 挿 入 操 作 (制 御 棒 自 動 挿 入 が 作 動 し な い 場
合)⑧当直副長は，上記⑦の操作を実施中に制御棒をペアロッド１組以下まで挿入完了した場合又は未挿入の制御
棒 を 16 ス テ ッ プ 以 下 （ 0 ス テ ッ プ が 全 挿 入 位 置 ， 200
ステップが全引抜き位置）まで挿入完了した場合は，中央制御室運転員にほう酸水注入系の停止を指示する。
制御棒を挿入できなかった場合は，ほう酸水の全量注入完了を確認し，中央制御室運転員にほう酸水注入系の停止を指示する。

c.

操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからの各操作の所要時間は以下のとおり。
・原子炉冷却材再循環ポンプ手動停止：1 分以内・自動減圧系，代替自動減圧系の自動起動阻止：1 分以内
・ほう酸水注入開始：1 分以内・原子炉圧力容器内の水位低下操作開始：1 分以内・制御棒挿入操作開始：2 分以内
1.1-21

・スクラムテストスイッチ操作完了：約 7 分・原子炉緊急停止系電源スイッチ操作完了： 約 10 分(3) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.1.7 図 に 示 す 。
運転時の異常な過渡変化時において，発電用原子炉の運転を
緊急に停止すべき状況にもかかわらず，全制御棒が発電用原子炉 へ 全 挿 入 さ れ な い 場 合 ， EOP「 ス ク ラ ム 」 （ 原 子 炉 出 力 ） に 従い，中央制御室から速やかに操作が可能である手動スクラムボ
タンの操作，手動による代替制御棒挿入操作及び原子炉モード
スイッチの「停止」位置への切替え操作により，発電用原子炉を緊急停止させる。
手動スクラムボタンの操作，手動による代替制御棒挿入操作
及び原子炉モードスイッチの「停止」位置への切替え操作を実施しても発電用原子炉の緊急停止ができない場合は，原子炉停止 機 能 喪 失 と 判 断 す る 。 EOP「 反 応 度 制 御 」 に 従 い ， 原 子 炉 冷 却
材再循環ポンプ停止による原子炉出力の抑制操作，並びに自動減圧系及び代替自動減圧系の自動起動阻止操作を行うとともに，発電用原子炉を未臨界にするため，ほう酸水注入系を速やかに起動させる。
また，原子炉出力を抑制するため，原子炉圧力容器内の水位低下操作を行う。
さらに，制御棒挿入により発電用原子炉を未臨界にするため，スクラム弁の開閉状態に合わせた操作により全制御棒挿入
1.1-22

操作を行う。

1.1.2.2

その他の手順項目について考慮する手順

操 作 の 判 断 ， 確 認 に 係 る 計 装 設 備 に 関 す る 手 順 は 「 1.15時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.1-23

事故

第 1.1.1 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/2）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段
手動スクラムボタン

手順書

※1

スクラム

原子炉手動

自主対策設備原子炉緊急停止系

対処設備

原子炉モードスイッチ「停止」 ※1
制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）

制御棒駆動系配管
制御棒駆動系水圧制御ユニット
重大事故等対処設備※2

制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）
制御棒駆動系配管
制御棒駆動系水圧制御ユニット（設計基準拡張）
対処設備

重大事故等

（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

非常用交流電源設備

重大事故等対処設備

非常用交流電源設備

対処設備

原子炉出力急上昇防止

自動減圧系の起動阻止スイッチによる

※2

重大事故等

原子炉出力抑制自動減圧系の起動阻止スイッチ

機能）（設計基準拡張）

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ

重大事故等対処設備

非常用交流電源設備

原子炉冷却材再循環ポンプ停止によるフロントライン系故障時

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」※1：発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御
棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※2：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※3：制御棒自動挿入は，運転員による操作不要の制御棒挿入機能である。

1.1-24

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/2）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

手順書

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
ほう酸水注入（設計基準拡張）

ほう酸水注入系配管・弁重大事故等対処設備

ほう酸水注入系貯蔵タンク

対処設備

ほう酸水注入系ポンプ

重大事故等

原子炉緊急停止系

対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」原子炉圧力容器
非常用交流電源設備

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）※2
制御棒駆動機構（電動駆動）
非常用交流電源設備－

制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）
制御棒駆動系配管

事故時運転操作手順書（徴候ベー
自主対策設備（水圧挿入）

制御棒手動挿入フロントライン系故障時

スクラムテストスイッチ
原子炉緊急停止系電源スイッチ※3

自主対策設備（電動挿入）

制御棒自動挿入

制御棒

ス）「反応度制御」制御棒駆動系水圧制御ユニット

制御棒
制御棒駆動機構（電動駆動）
非常用交流電源設備

自主対策設備（電動挿入）

制御棒手動挿入

制御棒操作監視系

給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ）
原子炉隔離時冷却系
自主対策設備による原子炉出力抑制

原子炉圧力容器内の水位低下操作

給水制御系

高圧炉心注水系※1：発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御
棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※2：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※3：制御棒自動挿入は，運転員による操作不要の制御棒挿入機能である。

1.1-25

第 1.1.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/2）
重大事故等の対応に対応手段
1.1.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(1)EOP「スクラム」（原子炉出力）
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）
判断基準

原子炉手動スクラム

スクラム発生の有無

スクラム警報スクラム要素原子炉自動スクラムに至るパラメータの変化 ※1
全制御棒全挿入ランプ

プラント停止状態

制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域モニタ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

制御棒操作監視系

操作

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急

全制御棒全挿入ランプ

プラント停止状態「スクラム」（原子炉出力）

平均出力領域モニタ挿入（手動）
原子炉出力
起動領域モニタ※1：原子炉自動スクラム信号の設定値については，添付資料 1.1.3 参照。

1.1-26

監視計器一覧（2/2）
重大事故等の対応に対応手段
1.1.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(2)EOP「反応度制御」「反応度制御」判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

全制御棒全挿入ランプ

プラント停止状態

制御棒操作監視系

原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制（手動）操作

RIP－ASD 受電遮断器開放状態

RIP－ASD 受電遮断器表示灯

原子炉冷却材再循環ポンプ運転状態

原子炉冷却材再循環ポンプ表示灯
平均出力領域モニタ

原子炉出力「反応度制御」判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

起動領域モニタ

全制御棒全挿入ランプ

プラント停止状態

制御棒操作監視系

自動減圧系の起動阻止スイッチによる操作

原子炉出力急上昇防止

ADS 及び SA－ADS 起動阻止状態

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

平均出力領域モニタ操作「反応度制御」ADS 及び SA－ADS 起動阻止状態表示灯

未臨界の維持又は監視

ほう酸水注入起動領域モニタ
ほう酸水注入系ポンプ出口圧力
ほう酸水注入系タンク液位

原子炉冷却材浄化系運転状態
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉冷却材浄化系隔離弁表示灯
平均出力領域モニタ「反応度制御」原子炉出力

原子炉圧力容器内の水位低下操作によ

原子炉隔離状態の有無

起動領域モニタる原子炉出力抑制

主蒸気隔離弁開閉表示灯
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA）

操作

給水流量
原子炉圧力容器への注水量

原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心注水系(B)系統流量
高圧炉心注水系(C)系統流量
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系タービン排気圧力

補機監視機能原子炉隔離時冷却系タービン回転速度
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
操作「反応度制御」代替制御棒挿入機能による制御棒緊

全制御棒全挿入ランプ

プラント停止状態

制御棒操作監視系
平均出力領域モニタ

原子炉出力

急挿入（手動）起動領域モニタ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

スクラム弁開閉表示「反応度制御」操作

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

制御棒手動挿入
平均出力領域モニタ

原子炉出力

起動領域モニタ※1：原子炉自動スクラム信号の設定値については，添付資料 1.1.3 参照。

1.1-27

原子炉緊急停止失敗

凡例③，④，⑤，⑩：AND条件：フロントライン系の対応：OR条件

運転時の異常な過渡変化
⑥，⑨

サポート系

②
フロントライン系

駆動源喪失（DC電源）※1

ｽｸﾗﾑ電気系故障

ｽｸﾗﾑ機械系故障

ｽｸﾗﾑ機械系故障（スタック）
主母線盤故障

遮断器故障

①，⑦，⑧

1.1-28

自動ｽｸﾗﾑ
信号喪失

ｽｸﾗﾑﾊﾟｲﾛｯﾄ
電磁弁故障

配管故障

HCU充てん水
圧力低下

CRDポンプ
故障

※1

計器故障

ｽｸﾗﾑ弁
故障

AC電源
喪失

充電器盤故障

RPS盤
故障

核計装盤
故障

駆動源喪失
（DC電源）

蓄電池機能喪失

駆動源喪失（DC電源）

計器故障

HCU
配管故障

HCU
弁故障

ﾌﾟﾛｾｽ計装盤故障※1

注：APRM高（中性子束），APRM高（熱流束相当），原子炉周期短，炉心流量急減については，核計装盤でスクラム信号を発信する。
また，それら以外のスクラム信号はRPS盤でスクラム信号を発信する。

第 1.1.1 図

フロントライン系故障時の対応手段①：原子炉手動スクラム②：代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入③：原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制④：自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止⑤：ほう酸水注入⑥：制御棒自動挿入（電動挿入）⑦：制御棒手動挿入（スクラムテストスイッチ）⑧：制御棒手動挿入（原子炉緊急停止系電源スイッチ）⑨：制御棒手動挿入（電動挿入）⑩：原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制

機能喪失原因対策分析

凡例：

フロントライン系

サポート系

故障を想定

対応手段あり

故障要因5

故障要因6

故障要因7

故障要因8

フロントライン系，サポート系の整理，故障の想定・対応手段
故障想定機器

故障要因1

故障要因2

故障要因3

故障要因4

運転時の異常な過渡変化
スクラム機械系故障（スタック）
配管故障

スクラム弁故障

スクラム機械系故障

HCU弁故障HCU機能喪失

原子炉緊急停止失敗

HCU充てん水圧力低HCU配管故障
下CRによる原子炉停止
機能喪失

CRDポンプ故障
スクラムパイロット電
磁弁故障
プロセス計装盤故障
RPS盤故障スクラム電気系故障
自動スクラム信号喪失

計器故障
駆動源喪失(DC電源）
計器故障

核計装盤故障※駆動源喪失(DC電源）

本 資 料 は ，「 機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 」 を も と に ， 設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 の 機 能 が 喪 失 に 至 る 原 因 を 順 次 右 側 へ 展 開している。すなわち，機器の機能が喪失することにより，当該機器の左側に記載される機能が喪失する関係にある
こ と を 示 し て い る 。 た だ し ， AND 条 件 ， OR 条 件 に つ い て は 表 現 し て い な い た め ， 必 要 に 応 じ て 「 機 能 喪 失 原 因 対 策
分析」を確認することとする。

第 1.1.1 図

機能喪失原因対策分析（補足）1.1-29

1.1-30
第 1.1.2 図EOP「 ス ク ラ ム 」 に お け る 発 電 用 原 子 炉 の 緊 急 停 止 対 応 フ ロ ー経過時間（分）
1

手順の項目

要員（数）

2

3

60秒 EOP 「反応度制御」へ移行

事象発生
スクラ ム成否の確認

手動スクラ ム，手動によ る 代替制御棒挿入
原子炉モードスイ ッチ「停止」位置切替え

ＥＯＰ 「スクラム」

中央制御室運転員A

1

全制御棒全挿入状況確認
制御棒挿入状況確認（制御棒１本又はペアロ ッド1組よ りも多くの制御棒が未挿入）
EOP 原子炉制御「反応度制御」へ移行

第 1.1.3 図EOP「 ス ク ラ ム 」 に お け る 発 電 用 原 子 炉 の 緊 急 停 止 対 応

タイムチャート

備考

1.1-31

1.1-32
第 1.1.4 図

EOP「 反 応 度 制 御 」 に お け る 発 電 用 原 子 炉 の 緊 急 停 止 対 応 フ ロ ー

ＭＵＷＰ
RCCV

D/W

NO
ＲＰＶ

MO

1.1-33

HPCF(B)系

MO

⑤※2

S/C

MO

⑤※1

SLCﾎﾟﾝﾌﾟ(A)MO
MO
SLCﾎﾟﾝﾌﾟ(B)

操作手順

弁名称

⑤※1

ほう酸水注入系ポンプ吸込弁⑤※2

ほう酸水注入系注入弁

第 1.1.5 図

ほう酸水注入系ポンプによるほう酸水注入

概要図

ＳＬＣ
タンク

経過時間（分）
1

手順の項目

要員（数）

2

6

7

8

9

10

EOP 「スクラム」より導入
原子炉冷却材再循環ポン プ 停止
自動減圧系，代替自動減圧系の自動起動阻止
ほう酸水注入系起動（制御棒を ペアロ ッド１組以下まで若しくは未挿入の制御棒を １６ステップ 以下まで挿入完了，又はほう酸水全量注入完了まで運転継続）

中央制御室運転員Ａ

1

ＥＯＰ 「反応度制御」

原子炉圧力容器内の水位低下操作（出力３％以下を 維持する 。維持できない場合は，原子炉水位低（レベル1.5）以上に維持）
原子炉手動スクラ ム
手動によ る 代替制御棒挿入
制御棒電動挿入（制御棒を ペアロ ッド１組以下まで若しくは１６ステップ 以下まで挿入完了する まで継続）

スクラ ムテストスイ ッチによ る 制御棒手動挿入

1.1-34中央制御室運転員Ｂ

第 1.1.6 図

1

原子炉緊急停止系電源スイ ッチによ る 制御棒電動挿入

EOP「 反 応 度 制 御 」 に お け る 発 電 用 原 子 炉 の 緊 急 停 止 対 応

タイムチャート

備考(1)フロントライン系故障時の対応手段の選択【凡例】：プラント状態：操作，確認：判断：重大事故等対処設備

異常な過渡変化時において原子炉自動スクラム失敗（全制御棒全挿入ならず）※事象に応じインターロックで動作
代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入
自動動作※

手動スクラムボタンによる原子炉手動スクラム
動作していない場合は，手動で対応
代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入（手動操作）※事象に応じインターロックで動作

代替冷却材再循環ポンプ
・トリップ機能自動動作※

原子炉モードスイッチ「停止」

スクラム成功No

動作していない場合は，手動で対応

原子炉停止機能喪失①

Yes

原子炉冷却材再循環
ポンプ手動停止

自動減圧系，代替自動減圧系の自動起動阻止「ほう酸水注入系起動操作」，「水位低下操作」，「制御棒挿入操作」を同時並行で実施するが，同時に実行不可の場合は，「ほう酸水注入系起動操作」→「水位低下操作」→「制御棒挿入操作」の優先順とする。

ほう酸水注入

ほう酸水注入系起動

ほう酸水全量
注入完了

水位

制御棒

原子炉圧力容器内の水位低下操による原子炉出力抑制

スクラム弁閉No

Yes

下記の順番で制御棒の挿入を行う。
・手動スクラムボタンによる原子炉手動スクラム・代替制御棒挿入機能（手動操作）②

・制御棒手動挿入（電動挿入）・スクラムテストスイッチ「スクラム」
・原子炉緊急停止系電源スイッチ「切」①

下記の順番で制御棒の挿入を行う。
・制御棒手動挿入（電動挿入）
・代替制御棒挿入機能リセット・スクラムリセット
・制御棒駆動系水圧制御ユニット再充 てん
・手動スクラムボタンによる原子炉手動スクラム・代替制御棒挿入機能（手動操作）①

ほう酸水注入系停止

ペアロッド１組以下まで制御棒挿入完了
全制御棒が１６ステップ以下まで挿入 完了②
原子炉未臨界第 1.1.7 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート

1.1-35

添付資料 1.1.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/3）
技術的能力 審査基準（1.1）
【 本 文】
発 電 用原 子炉 設 置者 に おい て、 運 転時 の 異常 な過 渡
変 化 時に おい て 発電 用 原子 炉の 運 転を 緊 急に 停止 す
る こ とが でき な い事 象 が発 生す る おそ れ があ る場 合
又 は 当該 事象 が 発生 し た場 合に お いて も 炉心 の著 しい 損 傷を 防止 す るた め 、原 子炉 冷 却材 圧 力バ ウン ダ
リ 及 び原 子炉 格 納容 器 の健 全性 を 維持 す ると ともに 、 発電 用原 子 炉を 未 臨界 に移 行 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 。

【 解 釈】
１ 「発 電 用原 子 炉の 運転 を 緊急 に停 止 する こ とがで き ない 事象 の おそ れ があ る場 合 」と は 、発 電用 原
子 炉 を緊 急停 止 して い なけ れば な らな い 状況 にも かか わ らず 、原 子 炉出 力 又は 原子 炉 圧力 等 のパ ラメ ー
タ の 変化 から 緊 急停 止 して いな い こと が 推定 され る
場 合 のこ とを い う。
２ 「発 電 用原 子 炉を 未臨 界 に移 行す る ため に 必要
な 手 順等 」と は 、以 下 に掲 げる 措 置又 は これ らと 同
等 以 上の 効果 を 有す る 措置 を行 う ため の 手順 等を いう。

（ １ ）沸 騰水 型 原子 炉 (BWR)及び 加圧 水 型原 子 炉(PWR)共 通ａ ） 上記 １の 「 発電 用 原子 炉の 運 転を 緊 急に 停止 す
る こ とが でき な い事 象 のお それ が ある 場 合」 に、 手
動 に よる 原子 炉 の緊 急 停止 操作 を 実施 す るこ と。

（ ２ ）BWRａ ） 上記 １の 「 発電 用 原子 炉の 運 転を 緊 急に 停止 す
る こ とが でき な い事 象 のお それ が ある 場 合」 に、 原子 炉 出力 を制 御 する た め、 原子 炉 冷却 材 再循 環ポ ン
プ が 自動 停止 し ない 場 合は 、手 動 で停 止 操作 を実 施
す る こと 。

ｂ ） 十分 な反 応 度制 御 能力 を有 す るほ う 酸水 注入 設
備 （ SLCS）を 起 動す る 判断 基準 を 明確 に 定め ること。
ｃ ） 発電 用原 子 炉を 緊 急停 止す る こと が でき ない 事
象 の 発生 時に 不 安定 な 出力 振動 が 検知 さ れた 場合 には 、 ほう 酸水 注 入設 備 （SLCS） を 作動 さ せる こと 。

（ ３ ）PWRａ ） 上記 １の 「 発電 用 原子 炉の 運 転を 緊 急に 停止 す
る こ とが でき な い事 象 のお それ が ある 場 合」 に、 原子 炉 出力 を抑 制 する た め、 補助 給 水系 ポ ンプ が自 動
起 動 しな い場 合 又は タ ービ ンが 自 動停 止 しな い場 合は 、 手動 操作 に より 実 施す るこ と 。

ｂ ） 上記 １の 「 発電 用 原子 炉の 運 転を 緊 急に 停止 す
る こ とが でき な い事 象 のお それ が ある 場 合」 に、 化
学 体 積制 御設 備 又は 非 常用 炉心 冷 却設 備 によ る十 分
な 量 のほ う酸 水 注入 を 実施 する こ と。

※1

設置許可 基準規則（44条 ）技術基準規 則（59条）【本 文】
発電 用原 子 炉施 設 には 、運 転 時の 異常 な 過渡 変
化時 にお い て発 電 用原 子炉 の 運転 を緊 急 に停 止する こと が でき な い事 象が 発 生す るお そ れが ある場 合又 は 当該 事 象が 発生 し た場 合に お いて も
炉心 の著 し い損 傷 を防 止す る ため 、原 子 炉冷 却
材圧 力バ ウ ンダ リ 及び 原子 炉 格納 容器 の 健全 性を維 持す る とと も に、 発電 用 原子 炉を 未 臨界 に移行 する た めに 必 要な 設備 を 設け なけ れ ばな らない 。

【本 文 】
発電 用 原子 炉施 設 には 、 運転 時の 異 常な 過
渡変 化 時に おい て 発電 用 原子 炉の 運 転を 緊
急に 停 止す るこ と がで き ない 事象 が 発生 す
るお そ れが ある 場 合又 は 当該 事象 が 発生 した場 合 にお いて も 炉心 の 著し い損 傷 を防 止する た め、 原子 炉 冷却 材 圧力 バウ ン ダリ 及び原 子 炉格 納容 器 の健 全 性を 維持 す ると ともに 、 発電 用原 子 炉を 未 臨界 に移 行 する ために 必 要な 設備 を 施設 し なけ れば な らな
い。

【解 釈】
１ 第 ４４ 条に 規 定す る 「発 電用 原 子炉 の 運転 を
緊急 に停 止 する こ とが でき な い事 象が 発 生す る
おそ れが あ る場 合 」と は、 発 電用 原子 炉 が緊 急停止 して い なけ れ ばな らな い 状況 にも か かわ らず、 原子 炉 出力 又 は原 子炉 圧 力等 のパ ラ メー タの変 化か ら 緊急 停 止し てい な いこ とが 推 定さ れる場 合の こ とを い う。
２ 第 ４４ 条に 規 定す る 「発 電用 原 子炉 を 未臨 界に移 行す る ため に 必要 な設 備 」と は、 以 下に 掲
げる 措置 又 はこ れ らと 同等 以 上の 効果 を 有す る
措置 を行 う ため の 設備 をい う 。

【解 釈 】
１ 第 ５９ 条 に規 定 する 「発 電 用原 子炉 の運転 を 緊急 に停 止 する こ とが でき な い事 象が発 生 する おそ れ があ る 場合 」と は 、発 電
用原 子 炉が 緊急 停 止し て いな けれ ば なら ない状 況 にも かか わ らず 、 原子 炉出 力 又は 原
子炉 圧 力等 のパ ラ メー タ の変 化か ら 緊急 停
止し て いな いこ と が推 定 され る場 合 のこ とをい う 。
２ 第 ５９ 条 に規 定 する 「発 電 用原 子炉 を
未臨 界 に移 行す る ため に 必要 な設 備 」とは、 以 下に 掲げ る 措置 又 はこ れら と 同等 以
上の 効 果を 有す る 措置 を 行う ため の 設備 をいう 。
（１ ） BWRａ） セ ンサ ー出 力 から 最 終的 な作 動 装置 の入力 ま での 原子 炉 スク ラ ム系 統か ら 独立 した代 替 反応 度制 御 棒挿 入 回路 （ARI）を 整
備す る こと 。

番号

①

－

②

（１ ）BWRａ） セン サ ー出 力 から 最終 的 な作 動装 置 の入 力
まで の原 子 炉ス ク ラム 系統 か ら独 立し た 代替 反
応度 制御 棒 挿入 回 路（ ARI） を整 備 する こ と。

ｂ） 上記 １ の「 発 電用 原子 炉 の運 転を 緊 急に 停止す るこ と がで き ない 事象 が 発生 する お それ がある 場合 」 に、 原 子炉 出力 を 制御 する た め、 原
子炉 冷却 材 再循 環 ポン プを 自 動で 停止 さ せる 装
置を 整備 す るこ と 。

ｂ） 上 記１ の「 発 電用 原 子炉 の運 転 を緊 急に停 止 する こと が でき な い事 象が 発 生す る
おそ れ があ る場 合 」に 、 原子 炉出 力 を制 御する た め、 原子 炉 冷却 材 再循 環ポ ン プを 自
動で 停 止さ せる 装 置を 整 備す るこ と 。

ｃ） 十分 な 反応 度 制御 能力 を 有す るほ う 酸水 注
入設 備（ SLCS） を 整備 する こ と。

ｃ） 十 分な 反応 度 制御 能 力を 有す る ほう 酸
水注 入 設備 （SLCS）を 整 備す るこ と 。

（２ ）PWRａ） 上記 １ の「 発 電用 原子 炉 の運 転を 緊 急に 停止す るこ と がで き ない 事象 が 発生 する お それ がある 場合 」 に、 原 子炉 出力 を 抑制 する た め、 補
助給 水系 ポ ンプ を 自動 的に 起 動さ せる 設 備及 び
蒸気 ター ビ ンを 自 動で 停止 さ せる 設備 を 整備 す
るこ と。

（２ ） PWRａ） 上 記１ の「 発 電用 原 子炉 の運 転 を緊 急に停 止 する こと が でき な い事 象が 発 生す る
おそ れ があ る場 合 」に 、 原子 炉出 力 を抑 制する た め、 補助 給 水系 ポ ンプ を自 動 的に 起動さ せ る設 備及 び 蒸気 タ ービ ンを 自 動で 停止さ せ る設 備を 整 備す る こと 。

ｂ） 上記 １ の「 発 電用 原子 炉 の運 転を 緊 急に 停止す るこ と がで き ない 事象 が 発生 する お それ がある 場合 」 には 、 化学 体積 制 御設 備又 は 非常 用
炉心 冷却 設 備に よ る十 分な 量 のほ う酸 水 注入 を実施 する 設 備を 整 備す るこ と 。

ｂ） 上 記１ の「 発 電用 原 子炉 の運 転 を緊 急に停 止 する こと が でき な い事 象が 発 生す る
おそ れ があ る場 合 」に は 、化 学体 積 制御 設
備又 は 非常 用炉 心 冷却 設 備に よる 十 分な 量のほ う 酸水 注入 を 実施 す る設 備を 整 備す る
こと 。

⑥

－

⑦

⑧

③

④

⑤

－

－

発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。

※2

番号

自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。

1.1-36⑨－－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/3）：重大事故等対処設備
重大事故等対 処設備を使用した 手段
審査基 準の要求に適合 するための手段
機器名称

既設
新設

ATWS緩和設備（ 代替制
御棒挿入機能） ※2

既設

制御棒

既設

機能

制御棒駆動機構 （水圧駆動）

既設

制御棒駆動系水 圧制御
ユニット

既設

非常用交流電源 設備

自主対策

解釈
対応番号

機能

原
ス
子
ク
炉
ラ
手
ム
動

既設

制御棒駆動系配 管

既設

（

常設

制 御棒駆動系配管

常設

制 御棒

常設

常設
常設

制 御棒

常設

制 御棒駆動機構（ 水圧
駆 動）

常設

制 御棒駆動系配管

常設

制 御棒駆動系水圧 制御
ユ ニット
原 子炉緊急停止系 電源
ス イッチ

（
）

自主対 策とする理由 は本文参照－(自動で作動)－自主対 策とする理由 は本文参照

7分

1名

自主対 策とする理由 は本文
参照

10分

1名

自主対 策とする理由 は本文参照

1名

自主対 策とする理由 は本文
参照

常設
常設

制 御棒

常設

制 御棒駆動機構（ 水圧
駆 動）

常設

制 御棒駆動系配管

常設

制 御棒駆動系水圧 制御
ユ ニット

常設

制 御棒操作監視系

常設

制 御棒

常設

非 常用交流電源設 備

1名

常設

ス クラムテストス イッチ

制 御棒駆動機構（ 電動
駆 動）

1分以内

常設

非 常用交流電源設 備

制
御
水
棒
圧
手
挿
動
入
挿
入

備考

常設

制 御棒駆動機構（ 水圧駆 動）

制 御棒駆動系水圧 制御
ユ ニット
ATWS緩和設備（代 替制
御 棒挿入機能） ※2

対 応 可能 な人 数
で 使用 可 能か

常設

常設

制
御
電
棒
動
手
挿
動
入
挿
入

※1

制 御棒

必要 時間 内 に使 用 可能 か常設）－

手 動スクラムボタ ン※1
原 子炉モードスイ ッチ「 停止」 ※1

常設
可搬制 御棒駆動機構（ 電動
駆 動）

①
②
⑥
⑦

－

機器名称

（

制
御
電
棒
動
自
挿
動
入
挿
入

）

代
替
制
御
棒
挿
入
機
能
に
よ
る
制
御
棒
緊
急
挿
入

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）－(2分以内 に開常設 始し ，継続)
常設

発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。

※2

自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。

1.1-37

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/3）：重大事故等対処設備
重大事故等対 処設備を使用した 手段
審査基 準の要求に適合 するための手段
機能

機器名称

既設
新設

原
ポ
原
子
ン
子
炉
プ
炉
冷
停
出
却
止
力
材
に
抑
再
よ
制
循
る
環

ATWS緩和設備（ 代替冷却材再循環ポン プ・ト
リップ機能） ※2

既設

非常用交流電源 設備

既設－

ほう酸水注入系 ポンプ

既設

ッ

既設
新設

ほ
う
酸
水
注
入

※1

ほう酸水注入系 貯蔵タ
ンク
ほう酸水注入系 配管・弁
高圧炉心注水系 配管・弁・スパージャ

自主対策

解釈
対応番号

機能

①
③
⑥
⑧

水原
原位子
子低炉
炉下圧
出操力
力作容
抑に器
制よ内
るの

－

ス 自 自動減圧系の起 動阻止
イ 動 スイッチ
出
減力
非常用交流電源 設備
チ圧
急
に系
上
よの
昇
る起
防
－
原動
止
子阻
炉止

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

機器名称

常設
可搬

給 水制御系

常設

給 水系（電動駆動 原子炉 給水ポンプ）

常設

原 子炉隔離時冷却 系
高 圧炉心注水系

必要 時間 内 に使 用 可能 か

対 応 可能 な人 数
で 使用 可 能か

備考

1名

自主対 策とする理由 は本文参照－
常設 (1分以内 に開始し ，継続)
常設

－

－

既設
①
⑥

－

－

－

－

－

－

①
④
⑤
⑥
⑨

－

－

－

－

－

－

－

既設
既設
既設

原子炉圧力容器

既設

非常用交流電源 設備

既設

発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。

※2

自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。

1.1-38

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.1.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.1-39

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

MCC 6C系(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

動力
変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

M

電源
車

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

6 号及び 7 号炉

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7BP/C 7C-1

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

緊急用
電源切替箱
接続装置7A

動力
変圧器

MCC 6D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

【略語】

M/C 7CP/C 6D-1

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）【凡例】：非常用ディーゼル発電機

D/G

号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

：接続装置

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

M

D/G

(6A)

(6B)
M/C 6C：電動切替装置：動力変圧器M/C 6DM/C 6E【略語】
D/G ：非常用ディーゼル発電機

電源
車

電源
車

M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

1.1-40MCC
6E-1-4

計測用（
Ｃ）
系電源

バイタルＣＶＣＦ ６Ｃ

電源構成図（交流電源）

MCC
6E-1-3

計測用（
Ｃ）
系電源

計測用（
Ｂ）
系電源

計測用（
Ｂ）
系電源

バイタルＣＶＣＦ ６Ｂ

6 号炉

ＳＬＣポンプ（
Ｂ）

第2図

ＳＬＣポンプ（Ｂ）潤滑油ポンプ

AM用MCC 6B

ＳＬＣ（
Ｂ）
系電動弁

バイタルＣＶＣＦ ６Ｄ

計測用（
Ｄ）
系電源

計測用（
Ａ）
系電源

バイタルＣＶＣＦ ６Ａ

計測用（
Ａ）
系電源

ＳＬＣポンプ（
Ａ）

ＳＬＣポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプ

ＳＬＣ（
Ａ）
系電動弁

M

MCC
6D-1-8ＦＭＣＲＤ分電盤（
モータ・
ブレーキ）

MCC
6D-1-7MCC
6D-1-4ＦＭＣＲＤ分電盤（
モータ・
ブレーキ）

MCC
6C-1-8ＦＭＣＲＤ分電盤（
モータ・
ブレーキ）

MCC
6C-1-7MCC
6C-1-4

P/C 6E-1

P/C 6D-1

P/C 6C-1

A M用 MCC
MCC 6B 6C-1-5

MCC
MCC
6C-1-8 6D-1-8

MCC
6E -1-3

MCC
6D -1-7

MCC
6C-1-7【凡例】
A M用蓄電池
充電器

蓄電池6A-2

蓄電池6A

充
電
器

蓄電池6B

充
電
器

蓄電池6C

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器

充
電
器

【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ

A M用直流
125V主母線盤

ＡＴＷＳ Ｒ
Ｃ系 )―ＰＴ（

バイタル分電盤
ＲＰＳ電源

Ｃ系計装電源

ＲＰＳ電源

電源構成図（直流電源）

Ｃ系バイタル電源装置

バイタル分電盤
Ｂ系計装電源

6 号炉

ＲＰＳ電源

Ａ系計装電源第3図

ＡＴＷＳ Ｒ
Ｂ系 )―ＰＴ（

バイタル分電盤

Ｂ系ＡＲＩ

直流125V
分電盤6B-1

直流125V
主母線盤6C

Ｂ系バイタル電源装置

直流125V
分電盤6A-1

直流125V
主母線盤6B
ＡＴＷＳ Ｒ
Ａ系 )―ＰＴ（

直流125V原子炉建屋
MCC 6A

直流125V RCIC
制御切替盤

Ａ系ＡＲＩ

直流125V RCIC
動力切替盤

Ａ系バイタル電源装置

1.1-41直流125V
H PA C MCC

直流125V
主母線盤6A

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）

【凡例】
D/G

号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

：接続装置
D/G

(7A)

M

(7B)
M/C 7C：電動切替装置：動力変圧器M/C 7DM/C 7E
【略語】

電源
車

電源
車

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

1.1-42MCC
7C-1-3MCC
7D-1-3MCC
7C-1-7MCC
7C-1-6

P/C 7E-1

P/C 7D-1

P/C 7C-1
MCC
7D-1-6MCC
7E-1-3MCC
7D-1-7MCC
7E-1-1A

MCC
7E-1-1BM

ＦＭＣＲＤ分電盤（
モータ・
ブレーキ）

計測用（
Ｃ）
系電源

バイタルＣＶＣＦ ７Ｃ

電源構成図（交流電源）

バイタルＣＶＣＦ ７Ｂ

計測用（
Ｂ）
系電源

計測用（
Ｂ）
系電源

ＳＬＣポンプ（Ｂ）

ＳＬＣポンプ（Ｂ）
潤滑油ポンプ

7 号炉

ＦＭＣＲＤ分電盤（
モータ・
ブレーキ）

第4図

ＳＬＣ（
Ｂ）
系電動弁

バイタルＣＶＣＦ ７Ａ

計測用（
Ａ）
系電源

計測用（
Ｄ）
系電源

バイタルＣＶＣＦ ７Ｄ

ＳＬＣポンプ（
Ａ）

ＳＬＣポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプＦＭＣＲＤ分電盤（
モータ・
ブレーキ）

ＳＬＣ（
Ａ）
系電動弁

AM用MCC 7B

AM用MCC
MCC 7B 7C-1-4

MCC
7D-1-7MCC
7C-1-6MCC
7D-1-7MCC
7E-1-3【凡例】

AM用蓄電池充
電器

MCC
7C-1-7蓄電池7A-2

蓄電池7B

蓄電池7A

充
電
器

蓄電池7C

充
電
器

充
電
器

：蓄電池

充
電
器

：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
直流125V
主母線盤7B

直流125V
主母線盤7A

Ｃ系バイタル電源装置

Ｂ系バイタル電源装置
Ｃ系計装電源

ＲＰＳ電源

ＲＰＳ電源

電源構成図（直流電源）

バイタル分電盤
Ｂ系計装電源

7 号炉

バイタル分電盤
直流125V
分電盤7B-1-2A

ＲＰＳ電源

Ａ系計装電源第5図ＡＲＩ（Ｂ）系

バイタル分電盤)

直流125V
原子炉建屋
MCC 7A

直流125V
分電7B-1-1

直流125V
分電盤7B-2-2
ＡＴＷＳ Ｒ―ＰＴ（Ｂ系

直流125V
分電盤7A-1-1

ＡＴＷＳ Ｒ―ＰＴ（Ａ系 )125V同時投入防止用
切替盤

ＡＲＩ（Ａ）系

1.1-43直流125V
HPAC MCC

Ａ系バイタル電源装置

直流125V
分電盤7A-2-2

直流125V
主母線盤7C

添付資料 1.1.3
原子炉自動スクラム設定値リスト

1.1-44

添付資料 1.1.4－1
解釈一覧
操作手順の解釈一覧
手順
1.1.2.1 フロントライ (2)EOP「反応度制御」ン系故障時の対応手順

操作手順記載内容
ほう酸水注入系タンク液位指示値の低下
ほう酸水の全量注入完了

解釈
ほう酸水注入系タンク液位指示値が容量換算でほう酸水注入系タンク液位指示値が容量換算で以下

1.1-45

添付資料 1.1.4－2
各号炉の弁番号及び弁名称一覧
統一名称

7号炉

6号炉
弁番号

弁名称

ほう酸水注入系ポンプ吸込弁

C41-MO-F001A/B

SLCポンプ吸込弁(A)/(B)

ほう酸水注入系注入弁

C41-MO-F006A/B

ほう酸水注入弁(A)/(B)

操作場所
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）

弁番号

弁名称

C41-MO-F001A/B

SLCポンプ吸込弁(A)/(B)C41-MO-F006A/B

SLCほう酸水注入弁(A)/(B)

操作場所
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）

1.1-46

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

＜

1.2.1

目

次

＞

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
a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 発 電 用 原 子 炉 の 冷 却(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備b.

サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 及 び 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 発 電用原子炉の冷却(b) 復 旧(c) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
c.

監視及び制御(a) 監 視 及 び 制 御(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
d.

重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備(a) 重 大 事 故 等 の 進 展 抑 制(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
e.
1.2.2
1.2.2.1

手順等
重大事故等時の手順
フロントライン系故障時の対応手順
1.2-1

(1) 高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水a.

中央制御室からの高圧代替注水系起動b.

現場手動操作による高圧代替注水系起動(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
1.2.2.2

サポート系故障時の対応手順(1) 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 及 び 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 原 子 炉 圧
力容器への注水a.

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動(2) 復 旧a.

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電b.

可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

c.

直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電(3) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
1.2.2.3

重大事故等の進展抑制時の対応手順(1) 重 大 事 故 等 の 進 展 抑 制a.

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及
び注水b.

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水c.

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
1.2.2.4

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1) 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水(2) 高 圧 炉 心 注 水 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
1.2.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

1.2-2

添 付 資 料 1.2.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.2.2

対応手順として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.2.3

重大事故対策の成立性
1.現 場 手 動 操 作 に よ る 高 圧 代 替 注 水 系 起 動
2.現 場 手 動 操 作 に よ る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 起 動
3. 現 場 手 動 操 作 に よ る 高 圧 代 替 注 水 系 又 は 原 子 炉
隔離時冷却系起動における可搬式原子炉水位計
接続
4. ほ う 酸 水 注 入 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の ほ う
酸水注入及び注水

添 付 資 料 1.2.4

解釈一覧
1.判 断 基 準 の 解 釈 一 覧
2.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.2-3

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【要求事項】
発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 「発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）全交流動力電源喪失・常設直流電源系統喪失を想定し、原子炉 隔 離 時 冷 却 系 （ RCIC） 若 し く は 非 常 用 復 水 器 （ BWR の 場 合 ） 又
は タ ー ビ ン 動 補 助 給 水 ポ ン プ （ PWR の 場 合 ） （ 以 下 「 RCIC 等 」 という。）により発電用原子炉を冷却するため、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整備すること。
ａ）可搬型重大事故防止設備
ⅰ）現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒
素 ボ ン ベ 等 ） を 用 い た 弁 の 操 作 に よ り 、 RCIC 等 の 起 動 及 び 十分な期間※の運転継続を行う手順等（手順及び装備等）を整備すること。ただし、下記（１）ｂ）ⅰ）の人力による措置が容易に行える場合を除く。
1.2-4ｂ）現場操作ⅰ ） 現 場 で の 人 力 に よ る 弁 の 操 作 に よ り 、 RCIC 等 の 起 動 及 び 十分な期間※の運転継続を行う手順等（手順及び装備等）を整備すること。
※：原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間のこと。
ｃ）監視及び制御ⅰ ） 原 子 炉 水 位 （ BWR 及 び PWR） 及 び 蒸 気 発 生 器 水 位 （ PWR の 場合）を推定する手順等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅱ ） RCIC 等 の 安 全 上 重 要 な 設 備 の 作 動 状 況 を 確 認 す る 手 順 等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅲ）原子炉水位又は蒸気発生器水位を制御する手順等（手順及び装備等）を整備すること。
（２）復旧
ａ）原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において、注水（循環を含む。）すること及び原子炉を冷却できる設備に電源を接続することにより、起動及び十分な期間の運転継続ができる こ と 。 （ BWR の 場 合 ）ｂ）電動補助給水ポンプに代替交流電源を接続することにより、起 動 及 び 十 分 な 期 間 の 運 転 継 続 が で き る こ と 。 （ PWR の 場 合 ）

1.2-5

（３）重大事故等の進展抑制
ａ ） 重 大 事 故 等 の 進 展 を 抑 制 す る た め 、 ほ う 酸 水 注 入 系 （ SLCS）
又 は 制 御 棒 駆 動 機 構 （ CRD） 等 か ら 注 水 す る 手 順 等 を 整 備 す る こと 。 （ BWR の 場 合 ）原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による冷却機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却する対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.2-6

1.2.1

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
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，発電用原子炉を冷却し炉心の著しい損傷を防止するための設計基準事
故対処設備として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系を設置している。
これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，これらを重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付け重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故
等 対 処 設 備 を 選 定 す る （ 第 1.2.1 図 ） 。
また，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を監視及び制御する対応手段及び重大事故等対処設備，重大事故等の進展を抑制するための対応手段及び重大事故等対処設
備を選定する。

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

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において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。

1.2-7

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
第四十五条及び技術基準規則第六十条（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，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
重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系又は高圧炉心注水系が健全であれば重大事故等の対処に用いる。
原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ
・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・ 直 流 125V 蓄 電 池 A
・ 直 流 125V 充 電 器 A

1.2-8

ま た ， 上 記 直 流 125V 充 電 器 A へ の 継 続 的 な 給 電 で 使 用 す る 設
備は以下のとおり。
・非常用交流電源設備

高圧炉心注水系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・高圧炉心注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ・高圧炉心注水系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
・復水補給水系配管・弁・原子炉圧力容器
・原子炉補機冷却系
・非常用交流電源設備

機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流動力電源及び常設直流電源系統の喪失を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基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，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順に
1.2-9

つ い て の 関 係 を 第 1.2.1 表 に 整 理 す る 。

a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 発 電 用 原 子 炉 の 冷 却
設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高
圧炉心注水系の故障により発電用原子炉の冷却ができない
場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し発電用原子炉を冷却する手段がある。
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替
注水系を起動し発電用原子炉を冷却する手段がある。
これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続する。

ⅰ. 高圧代替注水系の中央制御室からの操作による発電用
原子炉の冷却
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・高圧代替注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
1.2-10・高圧代替注水系（注水系）配管・弁・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替直流電源設備
・可搬型直流電源設備

また，上記常設代替直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

なお，6 号炉の注水配管は直接給水系に接続するが，7 号炉の注水配管は残留熱除去系配管を経由して給水系に接続する。

ⅱ. 高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・高圧代替注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁
1.2-11

・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・高圧代替注水系（注水系）配管・弁・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器

なお，6 号炉の注水配管は直接給水系に接続するが，7 号炉の注水配管は残留熱除去系配管を経由して給水系に接続する。

(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
高圧代替注水系の中央制御室からの操作及び現場操作による発電用原子炉の冷却で使用する設備のうち，高圧代替
注水系ポンプ，復水貯蔵槽，高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁，主蒸気系配管・弁，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁，高圧代替注水系（注水系）配管・弁，復水補給水系配管・弁，高圧炉心注水系配管・弁，残留熱除去
系配管・弁（7 号炉のみ），給水系配管・弁・スパージャ，
原子炉圧力容器，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源
設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備
は重大事故等対処設備として位置付ける。
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
1.2-12

備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.2.1）
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。
あわせて，その理由を示す。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

b.

サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 及 び 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 発 電用原子炉の冷却全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心注水系による発電用原子炉の冷却ができない場合は，
上 記 「 a.(a) 高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 発 電 用 原 子 炉 の 冷 却 」の手段に加え，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し発電用原子炉を冷却する手段があ
1.2-13

る。
この対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。

ⅰ. 原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却
現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ
・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレー
ナ
・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器

また，上記原子炉隔離時冷却系を現場での人力による弁の操作で起動したことにより発生する排水を処理する
1.2-14

手段がある。
排水設備による排水で使用する設備は以下のとおり。
・水中ポンプ・ホース
・仮設発電機・燃料補給設備(b) 復 旧
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に代替交流電源設備，可搬型直流電源設備
及び直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必
要な直流電源を確保する手段がある。

ⅰ. 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
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により充電器を受電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ
・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁1.2-15

・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレー
ナ
・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・所内蓄電式直流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

なお，代替交流電源設備へ燃料を補給し，復水貯蔵槽
へ水を補給することにより，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

ⅱ. 可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
可搬型直流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して発電用原子炉を冷却す
る設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ1.2-16

・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレー
ナ
・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・所内蓄電式直流電源設備
・可搬型直流電源設備

なお，可搬型直流電源設備へ燃料を補給し，復水貯蔵
槽へ水を補給することにより，原子炉冷却材圧力バウン
ダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

ⅲ. 直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電
直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必
要な直流電源を確保して発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ
・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
1.2-17

・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレー
ナ
・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・所内蓄電式直流電源設備
・直流給電車及び電源車

なお，直流給電車へ接続する電源車へ燃料を補給し，復水貯蔵槽へ水を補給することにより，原子炉冷却材圧
力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダ
リ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

(c) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却で使用する設備のうち，復水貯蔵槽，サプレッション・
チェンバ及び原子炉圧力容器は重大事故等対処設備として位置付ける。また，原子炉隔離時冷却系ポンプ，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁，主蒸気系配管・弁，原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ，復水補
給水系配管・弁，高圧炉心注水系配管・弁及び給水系配管・弁・スパージャは重大事故等対処設備（設計基準拡1.2-18張）として位置付ける。
復旧にて使用する設備のうち，復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ，原子炉圧力容器，所内蓄電式直流電源設
備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。また，原子炉隔離時冷却系ポンプ，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁，主蒸気系配管・弁，原子炉隔離時
冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ，復水補給水系配管・弁，高圧炉心注水系配管・弁及び給水系配管・弁・ス
パージャ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。
（ 添 付 資 料 1.2.1）
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源が喪失した場合，又は全交流動力電源の喪失に加えて常設直流電源系統が喪失した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。
あわせて，その理由を示す。
・排水設備
排水を行わなかった場合においても，原子炉冷却材
圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウ
1.2-19ンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することができるが，排水が可能であれば原子炉隔離時冷却系の運転継続時
間を延長できることから，原子炉隔離時冷却系の機能を維持する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・直流給電車
給電開始までに時間を要するが，給電が可能であれ
ば原子炉隔離時冷却系の運転に必要となる直流電源を確保できることから，発電用原子炉を冷却するための直流電源を確保する手段として有効である。

c.

監視及び制御(a) 監 視 及 び 制 御上 記 「 a.(a)高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却 」 及 び 「 b.(a) 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 及 び 常 設 直 流 電 源 系
統喪失時の発電用原子炉の冷却」により発電用原子炉を冷却する際は，発電用原子炉を冷却するための原子炉圧力容
器内の水位を監視する手段がある。
また，原子炉圧力容器へ注水するための高圧代替注水系
及び原子炉隔離時冷却系の作動状況を確認する手段があ
1.2-20る。
さらに，発電用原子炉を冷却するための原子炉圧力容器
内の水位を制御する手段がある。
監視及び制御に使用する設備（監視計器）は以下のとおり。
高圧代替注水系（中央制御室起動時）の監視計器
・ 原 子 炉 水 位 （ 狭 帯 域 ， 広 帯 域 ， 燃 料 域 ， SA）
・原子炉圧力・ 原 子 炉 圧 力 （ SA）
・高圧代替注水系系統流量・復水貯蔵槽水位・ 復 水 貯 蔵 槽 水 位 （ SA）

高圧代替注水系（現場起動時）の監視計器
・ 原 子 炉 水 位 （ 狭 帯 域 ， 広 帯 域 ， 燃 料 域 ， SA）
・可搬式原子炉水位計
・高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・高圧代替注水系タービン入口圧力・高圧代替注水系タービン排気圧力・高圧代替注水系ポンプ吸込圧力

原子炉隔離時冷却系（現場起動時）の監視計器
・ 原 子 炉 水 位 （ 狭 帯 域 ， 広 帯 域 ， 燃 料 域 ， SA）
・可搬式原子炉水位計
・原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力1.2-21

・原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力
・可搬型回転計(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
監視及び制御にて使用する設備のうち，原子炉水位（広帯 域 ） ， 原 子 炉 水 位 （ 燃 料 域 ） ， 原 子 炉 水 位 （ SA ） ， 原 子
炉 圧 力 ， 原 子 炉 圧 力 （ SA ） ， 高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 及 び
復 水 貯 蔵 槽 水 位 （ SA ） 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。
（ 添 付 資 料 1.2.1）
以上の重大事故等対処設備を用いて原子炉圧力容器内の水位及び高圧代替注水系の作動状況を監視することにより，発電用原子炉を冷却するために必要な監視及び制御ができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。
あわせて，その理由を示す。
・原子炉水位（狭帯域），復水貯蔵槽水位，高圧代替注
水系及び原子炉隔離時冷却系の現場起動時に使用する現場監視計器
高圧代替注水系の操作盤は中央制御室裏盤に設置されており，高圧代替注水系を中央制御室裏盤から起動した際は，中央制御室表盤に設置されている原子炉水1.2-22

位（狭帯域）及び復水貯蔵槽水位は監視に適さないが，複数の計器で監視する手段としては有効である。
なお，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の現場起動時に使用する現場監視計器は，中央制御室での監視はできないため重大事故等対処設備としては位置付
けていないが，耐震性は有しており，現場起動時に原子炉圧力容器内の水位の監視及び制御を行う手段として有効である。

d.

重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備(a) 重 大 事 故 等 の 進 展 抑 制
高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧
力容器への注水により原子炉圧力容器内の水位が維持できない場合は，重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水注入系，制御棒駆動系及び高圧炉心注水系により原子炉圧
力容器へ注水する手段がある。

ⅰ. ほう酸水注入系による進展抑制
ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入
系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を実施する。
さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系
貯蔵タンクに水を補給することで，ほう酸水注入系貯蔵
タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水を継続する。
また，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系テ
1.2-23

ストタンクに水を補給することで，ほう酸水注入系テス
トタンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水も可能である。
ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へほう酸水を注入する設備及び注水する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系ポンプ
・ほう酸水注入系貯蔵タンク
・ほう酸水注入系テストタンク
・ほう酸水注入系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・復水補給水系
・消火系
・純水補給水系
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

ⅱ. 制御棒駆動系による進展抑制
復水貯蔵槽を水源とした制御棒駆動系による原子炉圧
力容器への注水を実施する。
制御棒駆動系により原子炉圧力容器へ注水する設備は以下のとおり。
・制御棒駆動水ポンプ
・復水貯蔵槽1.2-24

・制御棒駆動系配管・弁・復水補給水系配管・弁・原子炉圧力容器
・原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

ⅲ. 高圧炉心注水系緊急注水による進展抑制
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用高圧母線へ電源を供給することで高圧炉心注
水系を一定時間運転し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉
圧力容器への緊急注水を実施する。
高圧炉心注水系により原子炉圧力容器へ緊急注水する設備は以下のとおり。
・高圧炉心注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・復水補給水系配管・弁・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
ほう酸水注入系による進展抑制で使用する設備のうち，
ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク，ほう
1.2-25

酸水注入系配管・弁，高圧炉心注水系配管・弁・スパージ
ャ，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備及び可搬型代
替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
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。
（ 添 付 資 料 1.2.1）
以上の重大事故等対処設備により，原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ高圧時における注水機能が喪失した場合においても，重大事故等の進展を抑制することができる。
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。
・ほう酸水注入系（原子炉圧力容器へ注水する場合）
発電用原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，加えてほう酸水注入系貯蔵タンク及びほう酸
水注入系テストタンクへの補給ラインの耐震性が確保
されていないが，復水補給水系等を水源としてほう酸
水注入系貯蔵タンク又はほう酸水注入系テストタンクに水を補給することができれば，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水が可能となることから，原
子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制する手段として有効である。
・制御棒駆動系
発電用原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，加えて耐震性が確保されていないが，原子炉
1.2-26

冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制する手段として有効である。
・高圧炉心注水系
モータの冷却水がない状態での運転となるため運転時間に制限があり，十分な期間の運転継続はできない
が，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

e.

手順等
上 記 「 a. フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備 」 ，「 b. サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備 」 ， 「 c. 監 視 及び 制 御 」 及 び 「 d. 重 大 事 故 等 の 進 展 抑 制 時 の 対 応 手 段 及 び 設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員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 ） （ 以 下 「 EOP 」 と い
う 。 ） ， AM 設 備 別 操 作 手 順 書 及 び 多 様 な ハ ザ ー ド 対 応 手 順 に
定 め る （ 第 1.2.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必
要 と な る 設 備 に つ い て も 整 備 す る （ 第 1.2.2 表 ， 第 1.2.3
表）。

（ 添 付 資 料 1.2.2）
1.2-27

1.2.2

重大事故等時の手順

1.2.2.1

フロントライン系故障時の対応手順(1) 高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水a.

中央制御室からの高圧代替注水系起動
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原

子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系が故障により使用できない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル
8） の 間 で 維 持 す る よ う に 原 子 炉 水 位 （ 狭 帯 域 ， 広 帯 域 ， 燃
料 域 ， SA） に よ り 監 視 す る 。 ま た ， こ れ ら の 計 測 機 器 が 故 障
又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については「 1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系
による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器
内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い場合。

(b) 操 作 手 順
中央制御室からの高圧代替注水系起動手順の概要は以下

1.2-28

の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.2.2図 及 び 第 1.2.3図に ， 概 要 図 を 第 1.2.4図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.2.5図 に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に中央制御室からの高圧代替注水系起動の準備開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 中 央 制 御 室 か ら の 高 圧 代
替注水系起動に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
③ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 中 央 制 御 室 か ら の 高 圧 代
替注水系起動の系統構成として，高圧代替注水系注入
弁の全開操作を実施し，当直副長に中央制御室からの高圧代替注水系起動の準備完了を報告する。
なお，高圧代替注水系の駆動蒸気を確保するため原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気ラインを隔離する必要がある場合は，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を全閉とする。
④当直副長は，中央制御室運転員に中央制御室からの高圧代替注水系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 高 圧 代 替 注 水 系 タ ー ビ ン
止め弁を全開操作することにより高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器への注水を開始する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水が開始されたことを高圧代替注水系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副

1.2-29長に報告するとともに，原子炉圧力容器内の水位を原
子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8）の間で維持する。
⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上 記 の 操 作 は ， 1ユ ニ ッ ト 当 た り 中 央 制 御 室 運 転 員 2名
（操作者及び確認者）にて操作を実施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注 水 開 始 ま で 15分 以 内 で 可 能 で あ る 。

b.

現場手動操作による高圧代替注水系起動
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原

子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系が故障により使用できない場合において，中央制御室からの操作により高圧代替注
水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル
8） の 間 で 維 持 す る よ う に 原 子 炉 水 位 （ 狭 帯 域 ， 広 帯 域 ， 燃
料 域 ， SA） 及 び 可 搬 式 原 子 炉 水 位 計 に よ り 監 視 す る 。 ま た ，
これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた
場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については

1.2-30「 1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系
による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器
内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い場合で，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合。

(b) 操 作 手 順
現場手動操作による高圧代替注水系起動手順の概要は以下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.2.2図 及 び 第 1.2.3図に ， 概 要 図 を 第 1.2.4図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.2.6図 に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に現場手動操作による高圧代替注水系起動の準備開始を指示する。
② 現 場 運 転 員 E及 び Fは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 確 認
す る た め ， 原 子 炉 建 屋 地 上 1階 北 西 通 路 （ 管 理 区 域 ）の可搬式原子炉水位計の接続を実施し，当直副長に原子炉圧力容器内の水位を報告する。
③ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 高 圧 代 替 注 水 系 の 駆 動 蒸 気 圧 力が 確 保 さ れ て い る こ と を 原 子 炉 建 屋 地 下 3階 原 子 炉 隔
離時冷却系ポンプ室（管理区域）の原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力指示値が規定値以上であることにより確認する。

1.2-31

④ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 現 場 手 動 操 作 に よ る 高 圧 代 替 注
水系起動の系統構成として，高圧代替注水系注入弁を現場操作用のハンドルにて全開操作し，当直副長に高圧代替注水系現場起動による原子炉圧力容器への注水の準備完了を報告する。
なお，高圧代替注水系の駆動蒸気を確保するため原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気ラインを隔離する必要がある場合は，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を全閉とする。
⑤当直副長は，現場運転員に現場手動操作による高圧代
替注水系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。また，中央制御室運転員に原子炉圧力容器内の水位の監視を指示する。
⑥ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 高 圧 代 替 注 水 系 タ ー ビ ン 止 め 弁を現場操作用のハンドルにて全開操作することにより高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器への注水を開 始 す る 。 ま た ， 原 子 炉 建 屋 地 下 2階 高 圧 代 替 注 水 系
ポンプ室（管理区域）の現場監視計器により高圧代替
注 水 系 の 作 動 状 況 を 確 認 し ， 現 場 運 転 員 E及 び Fに 作 動
状況に異常がないことを報告する。
⑦ 現 場 運 転 員 E及 び Fは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 開 始さ れ た こ と を 原 子 炉 建 屋 地 上 1階 北 西 通 路 （ 管 理 区域）の可搬式原子炉水位計指示値の上昇により確認
し，作動状況に異常がないことを当直副長に報告するとともに，高圧代替注水系タービン止め弁を現場操作用のハンドルにて操作することにより原子炉水位低1.2-32（ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 原 子
炉圧力容器内の水位を制御する。なお，可搬式原子炉
水位計による監視ができない場合は，中央制御室運転
員の指示に基づき，原子炉圧力容器内の水位を制御する。
⑧ 中 央 制 御 室 運 転 員 Aは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上 記 の 操 作 は ， 1ユ ニ ッ ト 当 た り 中 央 制 御 室 運 転 員 1名 及び 現 場 運 転 員 4名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開 始 を 判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
開 始 ま で 約 40分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.2.3－ 1， 1.2.3－ 3）(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.2.18図 に 示 す 。
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子1.2-33炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系が故障により使用できない
場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない
場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。
これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続する。

1.2.2.2

サポート系故障時の対応手順(1) 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 及 び 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 原 子 炉 圧
力容器への注水a.

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，原

子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，中央制御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動できない場合，
又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子炉隔
離時冷却系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル
8） の 間 で 維 持 す る よ う に 原 子 炉 水 位 （ 狭 帯 域 ， 広 帯 域 ， 燃
料 域 ， SA） 及 び 可 搬 式 原 子 炉 水 位 計 に よ り 監 視 す る 。 ま た ，

1.2-34

これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた
場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については「 1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

また，現場手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動した
場合は，潤滑油冷却器の冷却水を確保するため，真空タンク
ドレン弁等を開操作することにより，原子炉隔離時冷却系ポンプ室に排水が滞留することとなるが，この排水を処理しなかった場合においても，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系を水没させずに継続して運転できる。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により中央制御室からの操作による原子炉隔離時冷却系及び高圧炉
心注水系での原子炉圧力容器への注水ができない場合において，中央制御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動できない場合，又は高圧
代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場 合 。

(b) 操 作 手 順
現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動手順の概要
は 以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.2.2 図 及 び 第1.2.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.2.7 図 ， 第 1.2.8 図 に ， タ イ ム

1.2-35チ ャ ー ト を 第 1.2.9 図 に 示 す 。
［現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動（運転員操作）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長の依頼に基づき，緊急時対策本部に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動にて発生する排水の処理を依頼する。
③ 現 場 運 転 員 E及 び Fは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 確 認
す る た め ， 原 子 炉 建 屋 地 下 1階 北 西 通 路 （ 管 理 区 域 ）の可搬式原子炉水位計の接続を実施し，当直副長に原子炉圧力容器内の水位を報告する。
④ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 駆 動 蒸 気
圧 力 が 確 保 さ れ て い る こ と を 原 子 炉 建 屋 地 下 3階 原 子
炉隔離時冷却系ポンプ室（管理区域）の原子炉隔離時
冷却系タービン入口圧力指示値が規定値以上であることにより確認する。
⑤ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 タ ー ビ ン 及
びポンプに使用している潤滑油冷却器の冷却水を確保するため，原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁，
原子炉隔離時冷却系真空タンクドレン弁，原子炉隔離
時冷却系真空タンク水位検出配管ドレン弁及び原子炉
隔離時冷却系セパレータドレン弁の全開操作を実施
し，当直副長に原子炉隔離時冷却系の冷却水確保完了を報告する。

1.2-36

⑥ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 現 場 手 動 操 作 に よ る 原 子 炉 隔 離時冷却系起動の系統構成として，原子炉隔離時冷却系
注入弁を現場操作用のハンドルにて全開操作するとともに，原子炉隔離時冷却系タービングランド部からの蒸気漏えいに備え防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を装 着 （ 現 場 運 転 員 E及 び Fは こ れ を 補 助 す る ） し ， 当 直
副長に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動の準備完了を報告する。
⑦当直副長は，現場運転員に現場手動操作による原子炉
隔離時冷却系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。また，中央制御室運転員に原子炉圧力容器
内の水位の監視を指示する。
⑧ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 タ ー ビ ン 止め弁を現場操作用のハンドルにて徐々に開操作することにより原子炉隔離時冷却系を起動し，原子炉隔離時
冷却系タービンの回転数を可搬型回転計にて確認しな
がら規定回転数に調整する。また，原子炉建屋地下3階原子炉隔離時冷却系ポンプ室（管理区域）の現場監
視計器により原子炉隔離時冷却系の作動状況を確認
し ， 現 場 運 転 員 E及 び Fに 作 動 状 況 に 異 常 が な い こ と を報告する。
⑨ 現 場 運 転 員 E及 び Fは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 開 始さ れ た こ と を 原 子 炉 建 屋 地 下 1階 北 西 通 路 （ 管 理 区域）の可搬式原子炉水位計指示値の上昇により確認
し，作動状況に異常がないことを当直副長に報告するとともに，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁

1.2-37

を現場操作用のハンドルにて操作することにより原子炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8） の間で原子炉圧力容器内の水位を制御する。なお，可搬式原子炉水位計による監視ができない場合は，中央制
御室運転員の指示に基づき，原子炉圧力容器内の水位を制御する。
⑩ 中 央 制 御 室 運 転 員 Aは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

［原子炉隔離時冷却系排水処理（緊急時対策要員操作）］①緊急時対策本部は，緊急時対策要員に排水処理を指示する。
②緊急時対策要員は，排水処理に必要な発電機，制御
盤，水中ポンプ，電源ケーブル，ホース及びホース用
吐 出 弁 （ 吊 り 具 含 む ） の 準 備 を 行 い ， 6号 及 び 7号 炉 サ
ービス建屋屋外入口まで移動する。
③緊急時対策要員は，防護扉を開放する。
④ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 防 護 扉 手 前 に 発 電 機 を 設 置 ， 6号
及 び 7号 炉 廃 棄 物 処 理 建 屋 地 上 1階 （ 管 理 区 域 ） に 制 御盤 を 設 置 ， 原 子 炉 建 屋 地 下 3階 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ 室(A)内 （ 管 理 区 域 ） の 高 電 導 度 廃 液 系 サ ン プ (A)に 水 中
ポ ン プ を 設 置 ， 6号 及 び 7号 炉 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 地 上 1

1.2-38

階（管理区域）に電源ケーブル及びホースを搬入する。
⑤緊急時対策要員は，発電機－制御盤間及び制御盤－水中ポンプ間の電源ケーブルを敷設し，制御盤及び水中ポンプ各端子へ電源ケーブルを接続する。
⑥ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 原 子 炉 建 屋 地 下 3階 残 留 熱 除 去 系(A)ポ ン プ 室 水 密 扉 及 び 高 電 導 度 廃 液 系 サ ン プ (D)室 扉を開放し固縛する。
⑦緊急時対策要員は，水中ポンプの吐出側にホースを接続 し ， 接 続 し た ホ ー ス を 原 子 炉 建 屋 地 下 3階 高 電 導 度
廃 液 系 サ ン プ (D)室 内 （ 管 理 区 域 ） の 高 電 導 度 廃 液 系
サ ン プ (D)ま で 敷 設 す る 。 ま た ， 吐 出 口 に ホ ー ス 用 吐
出弁を取付け固縛する。
⑧緊急時対策要員は，発電機を起動させるため，発電機
本体から起動操作を行い発電機を起動させる。
⑨緊急時対策要員は，水中ポンプを起動させるため，制御盤から起動操作を行い水中ポンプを起動させ，高電導 度 廃 液 系 サ ン プ (D)へ 送 水 を 開 始 す る 。
⑩緊急時対策要員は，水中ポンプの運転状態を制御盤の状態表示にて確認する。
⑪緊急時対策要員は，排水処理を開始したことを緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

(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 ，

1.2-39

現 場 運 転 員 4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原子炉隔離時冷却系による
原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 約 90分 ， 緊 急 時 対 策 要 員に よ る 排 水 処 理 開 始 ま で 約 180分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服），照明及び通信連絡設備を整備する。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。
原子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時冷却系起動時のみとし，その後速やかに退室する手順とする。したがって，原子炉隔離時冷却系ター
ビングランド部からの蒸気漏えいに伴う環境温度の上昇による運転員への影響はないものと考えており，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着することにより本操作が可能である。
（ 添 付 資 料 1.2.3－ 2， 1.2.3－ 3）(2) 復 旧a.

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池（直流 125V蓄 電 池 A， 直 流 125V蓄 電 池 A-2及 び AM用 直 流 125V蓄 電池）が枯渇する前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により充電器を受電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して

1.2-40原子炉圧力容器へ注水する。
なお，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水が必要な間は原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽とする。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動又は運 転 継 続 に 必 要 な 直 流 125V蓄 電 池 A， 直 流 125V蓄 電 池 A-2及
び AM用 直 流 125V蓄 電 池 が 枯 渇 に よ り 機 能 が 喪 失 す る と 予 測される場合で，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が使用可能な場合。

(b) 操 作 手 順
代 替 交 流 電 源 設 備 に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

(c) 操 作 の 成 立 性
代 替 交 流 電 源 設 備 に 関 す る 操 作 の 成 立 性 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整理する。

b.

可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池（直1.2-41

流 125V蓄 電 池 A， 直 流 125V蓄 電 池 A-2及 び AM用 直 流 125V蓄 電池）が枯渇する前に可搬型直流電源設備により原子炉隔離時
冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。
なお，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水が必要な間は原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽とする。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動又は運 転 継 続 に 必 要 な 直 流 125V蓄 電 池 A， 直 流 125V蓄 電 池 A-2及
び AM用 直 流 125V蓄 電 池 が 枯 渇 に よ り 機 能 が 喪 失 す る と 予 測される場合で，代替交流電源設備により直流電源を確保できない場合。

(b) 操 作 手 順
可 搬 型 直 流 電 源 設 備 に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

(c) 操 作 の 成 立 性
可 搬 型 直 流 電 源 設 備 に 関 す る 操 作 の 成 立 性 は 「 1.14
源の確保に関する手順等」にて整理する。

c.

直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電

1.2-42電全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池（直流 125V蓄 電 池 A， 直 流 125V蓄 電 池 A-2及 び AM用 直 流 125V蓄 電池）が枯渇する前に直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。
なお，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水が必要な間は原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽とする。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動又は運 転 継 続 に 必 要 な 直 流 125V蓄 電 池 A， 直 流 125V蓄 電 池 A-2及
び AM用 直 流 125V蓄 電 池 が 枯 渇 に よ り 機 能 が 喪 失 す る と 予 測される場合で，代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備
により直流電源を確保できない場合。

(b) 操 作 手 順
直 流 給 電 車 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。

(c) 操 作 の 成 立 性
直 流 給 電 車 に 関 す る 操 作 の 成 立 性 は 「 1.14

1.2-43

電源の確保

に関する手順等」にて整理する。

(3) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.2.18図 に 示 す 。
a.

全交流動力電源及び常設直流電源系統が喪失した場合の対応
全交流動力電源及び常設直流電源系統の喪失により，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，中央制御室からの操作により高圧
代替注水系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水
系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。
いずれの操作によっても高圧代替注水系を起動できない場
合，又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子
炉隔離時冷却系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。
これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。

b.

全交流動力電源のみ喪失した場合の対応
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内蓄電式直流電源設備により

1.2-44給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器を受電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧
力容器へ注水する。
代替交流電源設備による給電ができない場合は，可搬型直
流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。
代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備による給電ができない場合は，直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。
これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。

1.2.2.3

重大事故等の進展抑制時の対応手順(1) 重 大 事 故 等 の 進 展 抑 制a.

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
及び注水
高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子
炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持できない場合は，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を実施

1.2-45する。
さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵
タンクに補給することで，ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水を継続する。
また，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系テス
トタンクに補給することで，ほう酸水注入系テストタンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水も可能である。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であり，高圧
代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器
内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い
場合で，ほう酸水注入系が使用可能な場合。

(b) 操 作 手 順
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
及 び 注 水 手 順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.2.10図に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.2.11図 に 示 す 。
［ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入の準備開始を指示する。
② 現 場 運 転 員 E及 び Fは ， ほ う 酸 水 注 入 系 に よ る 原 子 炉 圧

1.2-46

力容器へのほう酸水注入に必要なポンプ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， ほ う 酸 水 注 入 系 に よ る 原
子炉圧力容器へのほう酸水注入に必要なポンプ及び電動弁の電源が確保されたこと並びに監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，ほう酸水注
入系が使用可能か確認する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン プ の吸込圧力を確保するため，復水移送ポンプが運転中であり，復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン プ(A)又 は (B)の 起 動 操 作 （ ほ う 酸 水 注 入 系 起 動 用 キ ー ・
ス イ ッ チ を 「 ポ ン プ A」 位 置 （ B系 を 起 動 す る 場 合 は「 ポ ン プ B」 位 置 ） に す る こ と で ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ
ンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁が全開となり，
ほう酸水注入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始される。）を実施する。
⑦ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 原 子 炉 建 屋 地 上 3階 ほ う 酸 水 注
入系貯蔵タンク室（管理区域）にて，原子炉圧力容器
へのほう酸水注入が開始されたことをほう酸水タンク
液位指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。

1.2-47

［ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水］⑧当直副長は，原子炉圧力容器への継続注水が必要と判断した場合は，運転員にほう酸水注入系による原子炉
圧力容器への継続注水の準備開始を指示する。
※［ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧
力容器へのほう酸水注入］の準備と併せて実施する。
⑨ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， ほ う 酸 水 注 入 系 貯 蔵 タ ン ク を 使用した原子炉圧力容器への継続注水の系統構成として，ホースを接続（復水補給水系～純水補給水系の間）し，復水補給水系積算計出口ドレン弁，復水補給
水系積算計出口ベントライン接続口止め弁，純水補給
水系ほう酸水注入系ポンプエリア床除染用ホースコネ
ク シ ョ ン 止 め 弁 及 び 純 水 補 給 水 系 MSIV/SRVラ ッ ピ ン グ
室床除染用ホースコネクション止め弁の全開操作を実施する。
⑩ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， ほ う 酸 水 注 入 系 封 水 供 給 弁 及 び
ほう酸水注入系テストタンク純水供給元弁の全閉並びにほう酸水注入系ほう酸水貯蔵タンク補給水元弁の全開操作実施後，当直副長にほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水の準備完了を報告する。
⑪当直副長は，運転員にほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水の開始を指示する。

1.2-48

⑫ 現 場 操 作 員 C及 び Dは ， ほ う 酸 水 注 入 系 貯 蔵 タ ン ク 補 給
水入口弁を調整開とし，ほう酸水注入系貯蔵タンクに補給する。
⑬ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 復 水 移 送 ポ ン プ の 水 源 確 保 と して，復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補
給 水 系 常 /非 常 用 連 絡 1次 ， 2次 止 め 弁 の 全 開 操 作 ） を実施する。
⑭当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

［ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
② 現 場 運 転 員 E及 び Fは ， ほ う 酸 水 注 入 系 テ ス ト タ ン ク を使用した原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， ほ う 酸 水 注 入 系 テ ス ト タンクを使用した原子炉圧力容器への注水に必要なポン
プ及び電動弁の電源が確保されたこと並びに監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，ほう酸水注

1.2-49入系が使用可能か確認する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン プ 吸
込圧力確保のため，復水移送ポンプが運転中であり，
復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。
⑥ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， ほ う 酸 水 注 入 系 テ ス ト タ ン ク を使用した原子炉圧力容器への注水の系統構成として，ホースを接続（復水補給水系～純水補給水系の間）し，復水補給水系積算計出口ドレン弁，復水補給水系
積算計出口ベントライン接続口止め弁，純水補給水系
ほう酸水注入系ポンプエリア床除染用ホースコネクシ
ョ ン 止 め 弁 及 び 純 水 補 給 水 系 MSIV/SRVラ ッ ピ ン グ 室 床
除染用ホースコネクション止め弁の全開操作を実施する。
⑦ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， ほ う 酸 水 注 入 系 封 水 供 給 弁 及 び
ほう酸水注入系テストタンク純水供給元弁の全閉並びにほう酸水注入系テストタンク出口弁の全開操作完了
後，当直副長にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の準備完了を報告する。
⑧当直副長は，運転員にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑨ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， ほ う 酸 水 注 入 系 注 入 弁 (A)又 は(B)の 全 開 操 作 を 実 施 し た 後 ， ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ (A)
又 は (B)を 起 動 す る 。 原 子 炉 建 屋 地 上 3階 ほ う 酸 水 注 入系 貯 蔵 タ ン ク 室 （ 管 理 区 域 ） に て ,ほ う 酸 水 注 入 ポ ン
プ出口圧力指示値の上昇を確認後，速やかにほう酸水

1.2-50注入系テストタンク純水供給元弁を調整開とし，ほう酸水注入系テストタンクに補給する。
⑩ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水が開始されたことを原子炉水位指示値及び復水貯蔵槽
水位指示値により確認し，当直副長に報告する。
⑪ 現 場 運 転 員 C及 び Dは ， 復 水 移 送 ポ ン プ の 水 源 確 保 と して，復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補
給 水 系 常 /非 常 用 連 絡 1次 ， 2次 止 め 弁 の 全 開 操 作 ） を実施する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作のうち，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とし た 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の ほ う 酸 水 注 入 は ， 1ユ ニ ッ ト 当 た
り 中 央 制 御 室 運 転 員 2名 （ 操 作 者 及 び 確 認 者 ） 及 び 現 場 運
転 員 2名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開 始 を 判 断 し て から 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の ほ う 酸 水 注 入 開 始 ま で 約 20分 で 可 能である。
さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンクに補給し，原子炉圧力容器へ継続注水する場合
は ， 1ユ ニ ッ ト 当 た り 現 場 運 転 員 2名 に て 作 業 を 実 施 し た 場
合，作業開始を判断してから原子炉圧力容器への継続注水
準 備 完 了 ま で 約 65分 で 可 能 で あ る 。
また，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系テス
トタンクに補給し，原子炉圧力容器へ注水する場合は，1

1.2-51

ユ ニ ッ ト 当 た り 中 央 制 御 室 運 転 員 2名 （ 操 作 者 及 び 確 認者 ） 及 び 現 場 運 転 員 4名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開
始 を 判 断 し て か ら 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 約 75分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.2.3－ 4）b.

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子
炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持できない場合は，原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵槽を水源とした制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水を実施する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧代
替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場
合で，制御棒駆動系が使用可能な場合。

(b) 操 作 手 順
制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水手順の概要
は 以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.2.2図 及 び 第1.2-52

1.2.3図 に ， 概 要 図 を 第 1.2.12図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.2.13図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制
御室運転員に制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 制 御 棒 駆 動 系 の 起 動 に 必
要なポンプ，監視計器の電源及び冷却水が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン
発電機の負荷容量確認を依頼し，制御棒駆動系が使用可能か確認する。
④当直副長は，中央制御室運転員に制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 制 御 棒 駆 動 水 ポ ン プ (A)の 起 動 操 作 を 実 施 し ， 制 御 棒 駆 動 水 ポ ン プ (A)が 起 動したことを確認する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水が開始されたことを制御棒駆動系系統流量指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。
⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上 記 の 操 作 は ， 1ユ ニ ッ ト 当 た り 中 央 制 御 室 運 転 員 2名
（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始

1.2-53

を判断してから制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注
水 開 始 ま で 約 20分 で 可 能 で あ る 。

c.

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位
低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場 合 は ， 常 設 代 替 交 流 電
源設備又は第二代替交流電源設備により高圧炉心注水系の電源を確保することで高圧炉心注水系を冷却水がない状態で一定時間運転し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への緊急注水を実施する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧代
替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場
合で，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備に
よ る 非 常 用 高 圧 母 線 D系 へ の 給 電 が 可 能 と な っ た 場 合 。

(b) 操 作 手 順
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水手順の 概 要 は 以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.2.2図 及び 第 1.2.3図 に ， 概 要 図 を 第 1.2.14図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト
を 第 1.2.15図 に 示 す 。
※高圧炉心注水系ポンプを冷却水がない状態で運転する
場合の許容時間が定められており，高圧炉心注水系ポ

1.2-54

ンプ起動から運転許容時間を経過する前に停止し，高圧炉心注水系の機能を温存させる。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水の準備開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 高 圧 炉 心 注 水 系 に よ る 原
子炉圧力容器への緊急注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン
発電機の負荷容量確認を依頼し，高圧炉心注水系が使用可能か確認する。
④ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 高 圧 炉 心 注 水 系 ポ ン プ(B)の 起 動 操 作 を 実 施 し ， 高 圧 炉 心 注 水 系 ポ ン プ (B)吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認するとともに，当直副長に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水の準備完了を報告する。
⑤当直副長は，中央制御室運転員に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水の開始を指示する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 弁(B)を 全 開 と し て 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 緊 急 注 水 を 開 始する。
⑦ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 緊 急
注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇及び高 圧 炉 心 注 水 系 (B)系 統 流 量 指 示 値 の 上 昇 に よ り 確 認

1.2-55

し，当直副長に報告する。
⑧当直副長は，高圧炉心注水系ポンプの運転許可時間を経過する前に，中央制御室運転員に高圧炉心注水系ポン プ (B)を 停 止 す る よ う 指 示 す る 。
⑨ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 弁(B)を 全 閉 と し ， 高 圧 炉 心 注 水 系 ポ ン プ (B)を 停 止 する。
⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上 記 の 操 作 は ， 1ユ ニ ッ ト 当 た り 中 央 制 御 室 運 転 員 2名
（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊 急 注 水 開 始 ま で 約 25分 で 可 能 で あ る 。

(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.2.18図 に 示 す 。
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で，高圧代替注水
系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原
子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場 合 は ， 常 設 代 替
交流電源設備等により非常用高圧母線の電源を確保し，高圧炉
心注水系が健全であれば，高圧炉心注水系を冷却水がない状態
で一定時間運転（緊急注水）することで重大事故等の進展を抑制する。高圧炉心注水系が使用できない場合は，原子炉補機冷

1.2-56

却系により冷却水を確保できれば制御棒駆動系による原子炉圧
力容器への注水を実施する。原子炉補機冷却系により冷却水を確保できない場合，又は常設代替交流電源等により非常用高圧
母線の電源が確保できず，可搬型代替交流電源設備により電源を確保した場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水を実施する。制御棒駆動系及びほう酸水
注入系は発電用原子炉を冷却するには十分な注水量を確保できないが，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期
間，重大事故等の進展抑制として使用する。
なお，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へ注水する際の水源は，通常時の補給にて使用する純水補給水系が使用できな
い場合は，復水補給水系又は消火系から補給する。

1.2.2.4

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1) 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
原子炉隔離時冷却系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉
水 位 低 （ レ ベ ル 2 若 し く は レ ベ ル 1.5） 又 は ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動し，復水貯蔵槽又はサプレッション・チェ
ンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 第 一 水 源 は 復 水 貯 蔵 槽 で あ り ， LOCA信
号 （ 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1.5） 又 は ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 ） かつサプレッション・チェンバ・プールの水位高信号の入力により第二水源であるサプレッション・チェンバに自動で切り替わる。残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却1.2-57モード）が機能喪失している場合，サプレッション・チェン
バ・プール水の温度が上昇することを考慮し，原子炉隔離時冷却系の確実な運転継続を確保する観点から，原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽に手動で切り替える。
いずれの切替えにおいても，運転中の原子炉隔離時冷却系を停止することなく水源切替えが可能である。
なお，事前にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系の設計温度を超えると想定された場合は，
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 水 源 切 替 ス イ ッ チ を 「 CSP」 位 置 に す る
ことで，原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽に保持する。

a.

手順着手の判断基準
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維持できない場合。

b.

操作手順
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水手順の概 要 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.2.16 図 に 示 す 。
［原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制
御室運転員に原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 中 央 制 御 室 か ら の 手 動 起
動操作，又は自動起動信号（原子炉水位低（レベル2
若 し く は レ ベ ル 1.5） 又 は ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 ） に よ

1.2-58

り原子炉隔離時冷却系タービン止め弁，原子炉隔離時
冷却系注入弁及び原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁が全開し，原子炉隔離時冷却系が起動したことを確認する。
③ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水が開始されたことを原子炉隔離時冷却系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告するとともに，原子炉圧力容器内の水位を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベル 8） の 間 で 維 持 す る 。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

［原子炉隔離時冷却系の水源切替え（サプレッション・チ
ェンバから復水貯蔵槽の場合）］①当直副長は，中央制御室運転員にサプレッション・チ
ェンバ・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系の設計
温度を超える前に原子炉隔離時冷却系の水源をサプレッション・チェンバから復水貯蔵槽へ切り替え，その後の原子炉隔離時冷却系の運転状態に異常がないことを確認するよう指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 水
源 切 替 ス イ ッ チ を 「 CSP」 位 置 に す る こ と で ， 原 子 炉
隔離時冷却系復水貯蔵槽側吸込弁が全開，その後，原子炉隔離時冷却系サプレッション・チェンバ・プール
側吸込隔離弁が全閉し，水源がサプレッション・チェ

1.2-59ンバから復水貯蔵槽へ切り替わることを確認する。また，水源切替え後における原子炉隔離時冷却系の運転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 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

(2) 高 圧 炉 心 注 水 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
高圧炉心注水系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位
低 （ レ ベ ル 1.5） 又 は ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 ） に よ る 作 動 ， 又 は中央制御室からの手動操作により高圧炉心注水系を起動し，復水貯蔵槽又はサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧
力容器への注水を実施する。
高圧炉心注水系の第一水源は復水貯蔵槽であり，サプレッション・チェンバ・プールの水位高信号の入力により第二水源であるサプレッション・チェンバに自動で切り替わる。残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，サプレッション・チェンバ・プール水の温度が上昇することを考慮し，高圧炉心注水系の確実な運転継続を確保する観点から，高圧炉心注水系の水源を復水貯蔵槽に手動で切り替える。
いずれの切替えにおいても，運転中の高圧炉心注水系を停止することなく水源切替えが可能である。

1.2-60なお，事前にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が高圧炉心注水系の設計温度を超えると想定された場合は，高圧
炉 心 注 水 系 の 水 源 切 替 ス イ ッ チ を 「 CSP」 位 置 に す る こ と で ，
高圧炉心注水系の水源を復水貯蔵槽に保持する。

a.

手順着手の判断基準
給水・復水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位
低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場 合 。

b.

操作手順
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水手順の概要

は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.2.17 図 に 示 す 。
［高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制
御室運転員に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 中 央 制 御 室 か ら の 手 動 起
動操作，又は自動起動信号（原子炉水位低（レベル1.5） 又 は ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 ） に よ り 高 圧 炉 心 注 水系ポンプが起動し，高圧炉心注水系注入弁が全開となったことを確認する。
③ 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水が開始されたことを高圧炉心注水系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告するとともに，原子炉圧力容器内の水位を原

1.2-61

子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8）の間で維持する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

［高圧炉心注水系の水源切替え（サプレッション・チェン
バから復水貯蔵槽の場合）］①当直副長は，中央制御室運転員にサプレッション・チ
ェンバ・プール水の温度が高圧炉心注水系の設計温度を超える前に高圧炉心注水系の水源をサプレッショ
ン・チェンバから復水貯蔵槽へ切り替え，その後の高圧炉心注水系の運転状態に異常がないことを確認する
よう指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A及 び Bは ， 高 圧 炉 心 注 水 系 の 水 源 切
替 ス イ ッ チ を 「 CSP」 位 置 に す る こ と で ， 高 圧 炉 心 注
水系復水貯蔵槽側吸込弁が全開，その後，高圧炉心注
水系サプレッション・チェンバ・プール側吸込隔離弁が全閉し，水源がサプレッション・チェンバから復水貯蔵槽へ切り替わることを確認する。また，水源切替
え後における高圧炉心注水系の運転状態に異常がない
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 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチに

1.2-62

よる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

1.2.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系ポン
プ，ほう酸水注入系ポンプ，制御棒駆動水ポンプ，電動弁及び中央制御室監視計器類への電源供給手順並びに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及び可搬型
直 流 電 源 設 備 へ の 燃 料 補 給 手 順 に つ い て は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。
復 水 貯 蔵 槽 へ の 水 の 補 給 手 順 に つ い て は 「 1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
原子炉水位の監視又は推定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。

1.2-63

第 1.2.1 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/6）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

原子炉隔離時冷却系ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁「水位確保」等

高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
非常用交流電源設備

対処設備

復水補給水系配管・弁

重大事故等

発電用原子炉の冷却

※1

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器
直流 125V 蓄電池 A
直流 125V 充電器 A－

高圧炉心注水系ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉補機冷却系
非常用交流電源設備

※1

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器※1：手順は「1.14

対処設備

発電用原子炉の冷却

高圧炉心注水系による復水補給水系配管・弁

重大事故等

パージャ

（設計基準拡張）

高圧炉心注水系配管・弁・ストレーナ・ス

重大事故等対処設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

原子炉隔離時冷却系によるストレーナ（設計基準拡張）

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・重大事故等対処設備

主蒸気系配管・弁電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-64「水位確保」等

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/6）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

原子炉隔離時冷却系

高圧代替注水系ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

高圧炉心注水系

復水貯蔵槽「水位確保」等

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁操作による発電用原子炉の冷却

高圧炉心注水系配管・弁残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備※1

常設代替交流電源設備※1

可搬型代替交流電源設備

第二代替交流電源設備※1※1

自主対策設備

フロントライン系故障時

高圧代替注水系の中央制御室からの復水補給水系配管・弁重大事故等対処設備

高圧代替注水系（注水系）配管・弁

高圧代替注水系ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

復水貯蔵槽「水位確保」等

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器※1：手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-65

重大事故等対処設備

高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却

主蒸気系配管・弁AM 設備別操作手順書「HPAC 現場起動」

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/6）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

原子炉隔離時冷却系ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

常設直流電源系統

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁「水位確保」等

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・
復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ

水中ポンプ
ホース

設備

原子炉圧力容器

自主対策

サプレッション・チェンバ

対処設備

復水貯蔵槽

仮設発電機
燃料補給設備全交流動力電源「RCIC 現場起動」
多様なハザード対応手順※1

原子炉隔離時冷却系ポンプ－

設備（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

対処設備

重大事故等

高圧炉心注水系配管・弁自主対策

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電サポート系故障時

復水補給水系配管・弁

対処設備

ストレーナ

重大事故等

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・（設計基準拡張）

主蒸気系配管・弁重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁給水系配管・弁・スパージャ

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器
所内蓄電式直流電源設備※1

常設代替交流電源設備※1

可搬型代替交流電源設備※1

第二代替交流電源設備※1

原子炉隔離時冷却系ポンプ
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・
ストレーナ
復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器
所内蓄電式直流電源設備
可搬型直流電源設備※1：手順は「1.14AM 設備別操作手順書「RCIC 現場起動（排水処理）」

重大事故等

による発電用原子炉の冷却

原子炉隔離時冷却系の現場操作

ストレーナ（設計基準拡張）

主蒸気系配管・弁重大事故等対処設備

全交流動力電源※1※1

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-66※1

対応手段，対処設備，手順書一覧（4/6）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

全交流動力電源

対処設備

手順書

原子炉隔離時冷却系ポンプ

－

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・
ストレーナ
復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
所内蓄電式直流電源設備
直流給電車及び電源車※1：手順は「1.14※1※1電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-67

自主対策設備

直流給電車によるサポート系故障時

原子炉隔離時冷却系への給電

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁※1

対応手段，対処設備，手順書一覧（5/6）（監視及び制御）分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

原子炉水位（広帯域）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
重大事故等対処設備

原子炉水位（燃料域）

の監視計器

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
高圧代替注水系系統流量
復水貯蔵槽水位（SA）「水位確保」等

原子炉水位（狭帯域）
自主対策設備

高圧代替注水系（中央制御室起動時）

復水貯蔵槽水位事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（燃料域）「水位確保」等

原子炉水位（SA）

対処設備

原子炉水位（広帯域）
重大事故等

の監視計器

AM 設備別操作手順書「HPAC 現場起動」

原子炉水位（狭帯域）
自主対策設備

高圧代替注水系（現場起動時）

監視及び制御－原子炉水位（SA）

可搬式原子炉水位計
高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力
高圧代替注水系ポンプ吸込圧力「水位確保」等

原子炉水位（SA）

対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（燃料域）

重大事故等

の監視計器

原子炉水位（狭帯域）
可搬式原子炉水位計
原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力
可搬型回転計電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-68

自主対策設備原子炉隔離時冷却系（現場起動時）※1：手順は「1.14原子炉水位（広帯域）

AM 設備別操作手順書「RCIC 現場起動」

対応手段，対処設備，手順書一覧（6/6）（重大事故等の進展抑制）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

ほう酸水注入系ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
重大事故等対処設備

ほう酸水注入系貯蔵タンク
ほう酸水注入系による高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※1

可搬型代替交流電源設備

第二代替交流電源設備※1※1「水位確保」等
AM 設備別操作手順書「SLC ポンプによる原子炉注水」

設備

自主対策

進展抑制（ほう酸水注入）

ほう酸水注入系配管・弁

ほう酸水注入系ポンプ
ほう酸水注入系貯蔵タンク
ほう酸水注入系テストタンク

復水補給水系
消火系
純水補給水系
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※1

第二代替交流電源設備※1

可搬型代替交流電源設備※1

制御棒駆動水ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

復水貯蔵槽「水位確保」等

制御棒駆動系配管・弁
復水補給水系配管・弁
原子炉圧力容器
原子炉補機冷却系
常設代替交流電源設備※1

第二代替交流電源設備※1

自主対策設備

進展抑制

制御棒駆動系によるAM 設備別操作手順書「CRD による原子炉注水」

高圧炉心注水系ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

復水貯蔵槽「水位確保」等

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
復水補給水系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※1

第二代替交流電源設備※1

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-69

自主対策設備による進展抑制

高圧炉心注水系緊急注水※1：手順は「1.14高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ

自主対策設備進展抑制（注水）

ほう酸水注入系による重大事故等の進展抑制－

ほう酸水注入系配管・弁AM 設備別操作手順書「HPCF 緊急注水」

第 1.2.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/5）
重大事故等の対応に

手順書
1.2.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(1)高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）

電源
判断基準

「水位確保」等

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
原子炉水位（狭帯域）

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）

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器への注水量

水源の確保
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

AM 設備別操作手順書

判断基準「水位確保」等

電源

原子炉圧力
原子炉圧力(SA)

高圧代替注水系系統流量
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器内の水位「HPAC 現場起動」

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

水源の確保

原子炉圧力容器内の水位

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
可搬式原子炉水位計

操作

原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
補機監視機能高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力
高圧代替注水系ポンプ吸込圧力

1.2.2.2

サポート系故障時の対応手順(1)全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）

直流 125V 主母線盤 A 電圧

「水位確保」等「RCIC 現場起動」

判断基準

AM 設備別操作手順書

電源

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
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器内の水位

多様なハザード対応手順

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「RCIC 現場起動（排水処理）」
水源の確保

操作

原子炉圧力容器内の水位

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
可搬式原子炉水位計
可搬型回転計補機監視機能原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力

1.2-70

監視計器一覧（2/5）
重大事故等の対応に

手順書
1.2.2.3

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

重大事故等の進展抑制時の対応手順(1)重大事故等の進展抑制
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

M/C

C 電圧

「水位確保」等

M/C

D 電圧

P/C

C－1 電圧P/C

D－1 電圧電源

AM 設備別操作手順書「SLC ポンプによる原子炉注水」

直流 125V 主母線盤 A 電圧
判断基準

直流 125V 主母線盤 B 電圧
原子炉水位（狭帯域）
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）
復水貯蔵槽水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
純水タンク水位
原子炉水位（狭帯域）

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
ほう酸水注入系ポンプ出口圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

電源

C 電圧

P/C

C－1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧

AM 設備別操作手順書
判断基準「CRD による原子炉注水」

M/C

原子炉水位（狭帯域）
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）

補機監視機能

水源の確保

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

制御棒駆動系系統流量

補機監視機能制御棒駆動系充てん水ライン圧力

水源の確保

1.2-71

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（3/5）
重大事故等の対応に

手順書
1.2.2.3

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

重大事故等の進展抑制時の対応手順(1)重大事故等の進展抑制
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等「HPCF 緊急注水」

M/C

D 電圧

P/C

D－1 電圧

直流 125V 主母線盤 B 電圧

判断基準

AM 設備別操作手順書

電源

原子炉水位（狭帯域）
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）

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水流量

高圧炉心注水系(B)系統流量

補機監視機能高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力

水源の確保

1.2-72

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（4/5）
重大事故等の対応に

手順書
1.2.2.4

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）

電源

直流 125V 主母線盤 A 電圧

「水位確保」等
原子炉水位（狭帯域）
判断基準

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）
復水貯蔵槽水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水位
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

操作

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉圧力容器への注水量

原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

補機監視機能原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系タービン排気圧力
原子炉隔離時冷却系タービン回転速度
復水貯蔵槽水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水位

1.2-73

監視計器一覧(5/5)
重大事故等の対応に

手順書
1.2.2.4

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）

M/C

D 電圧

「水位確保」等

M/C

E 電圧

P/C

D－1 電圧P/C

E－1 電圧電源

直流 125V 主母線盤 B 電圧
判断基準

直流 125V 主母線盤 C 電圧
原子炉水位（狭帯域）
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）
復水貯蔵槽水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水位
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉圧力容器内の圧力操作

原子炉格納容器内の温度
原子炉圧力容器への注水量

補機監視機能原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水温度
高圧炉心注水系(B)系統流量
高圧炉心注水系(C)系統流量
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
復水貯蔵槽水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水位

1.2-74

第 1.2.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文
【1.2】

給電元

供給対象設備
高圧代替注水系弁

給電母線
常設代替直流電源設備

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧

可搬型直流電源設備

時に発電用原子炉を冷却するため

常設代替交流電源設備の手順等

可搬型代替交流電源設備
AM 用直流 125V
原子炉隔離時冷却系弁

所内蓄電式直流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
可搬型直流電源設備
直流 125V A 系
直流 125V A－2 系
AM 用直流 125V

ほう酸水注入系ポンプ・弁常設代替交流電源設備
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
計測用 B 系

1.2-75

原子炉高圧時の冷却機能喪失

凡例

②

①

RCIC機能喪失

サポート系

HPCF C機能喪失：フロントライン系の対応：OR条件：サポート系の対応

補機冷却系
故障

※1
HPCF B機能喪失：AND条件

駆動源喪失（AC電源）

※3

※4

※2

※2

RCW機能喪失

フロントライン系
HPCFポンプ
故障

配管

弁故障

RSW機能喪失※4
RCWポンプ

駆動源喪失（AC電源）

弁

RSWポンプ

1.2-76

静的機器
※4
S/C

配管

P/C故障

M/C故障
④

補機冷却系
故障
※3

ｽﾄﾚｰﾅ

⑤
駆動源喪失
（AC,DC電源）

CSP

駆動源喪失
（DC電源）

※5

弁
D/G機能
喪失

静的機器

RCW Hx

配管

配管

ｽﾄﾚｰﾅ

外部電源
喪失

駆動源喪失
（DC電源）※5※5
RCIC機能喪失⑦
フロントライン系故障時の対応手段①：高圧代替注水系の中央制御室からの操作による発電用原子炉の冷却②：高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却※1
フロントライン系

主母線盤故障遮断器故障③
RCICポンプ
故障

配管

弁故障

駆動源喪失
（DC電源）
※5

ｽﾄﾚｰﾅ

S/C

配管

サポート系故障時の対応手段③：原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却④：常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電⑤：可搬型代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電⑥：可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電⑦：直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電蓄電池機能喪失
⑥

AC電源
喪失
※4

CSP

第 1.2.1 図

機能喪失原因対策分析

充電器盤故障凡例：

フロントライン系

サポート系

故障を想定

対応手段あり

故障要因5

故障要因6

故障要因7

故障要因8

フロントライン系，サポート系の整理，故障の想定・対応手段
故障想定機器

故障要因1

故障要因2
HPCFポンプB故障
弁故障

故障要因3

故障要因4

配管
静的機器故障

CSP水源
水源
S/C水源

CSP
配管
S/C
ストレーナ

RCWポンプ
RCW機能喪失

弁
静的機器故障RSW機能喪失RCW Hx
配管

RSWポンプ
弁
静的機器故障

配管
ストレーナ

P/C故障

補機冷却系故障
HPCF B機能喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障駆動源喪失（AC,DC電源）

遮断器故障
蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

駆動源喪失（AC電源）

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失

P/C故障
M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
駆動源喪失（DC電源）

蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失HPCFポンプC故障
弁故障
配管
静的機器故障

CSP水源
水源
S/C水源

原子炉高圧時の冷却
機能喪失

CSP
配管
S/C
ストレーナ

RCWポンプ
RCW機能喪失

弁
静的機器故障RSW機能喪失RCW Hx
配管

RSWポンプ
弁
静的機器故障

配管
ストレーナ

P/C故障

補機冷却系故障

M/C故障

HPCF C機能喪失

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障駆動源喪失（AC,DC電源）

遮断器故障
蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

駆動源喪失（AC電源）

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失

P/C故障
M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
駆動源喪失（DC電源）

蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失RCICポンプ故障
弁故障
配管
静的機器故障

CSP水源
水源
S/C水源

RCIC機能喪失

CSP
配管
S/C
ストレーナ

主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
駆動源喪失(DC電源）※

直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

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

第 1.2.1 図

機能喪失原因対策分析（補足）1.2-77

第 1.2.2 図EOP「水位確保」における対応フロー

1.2-78

第 1.2.3 図

EOP「水位回復」における対応フロー

1.2-79

1.2-80
第 1.2.4 図

中央制御室からの高圧代替注水系起動，現場手動操作による高圧代替注水系起動概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

備考

140

備考

15分 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始

要員（数）

電源確認

中央制御室からの高圧代替注水系起動

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

第 1.2.5 図

2系統構成，起動，注水開始

中央制御室からの高圧代替注水系起動

タイムチャート

経過時間（分）1.2-81

20

手順の項目

60

80

100

120

40分 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

401

通信連絡設備準備
原子炉水位監視
移動，系統構成

現場手動操作による高圧代替注水系起動

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

起動，注水開始

移動，原子炉水位計接続

現場運転員 Ｅ，Ｆ

第 1.2.6 図

2

原子炉水位監視（可搬式原子炉水位計）及び原子炉水位制御

現場手動操作による高圧代替注水系起動

タイムチャート1.2-82
操作手順

第 1.2.7 図

弁名称

⑤※1

原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁⑤※2

原子炉隔離時冷却系真空タンクドレン弁⑤※3

原子炉隔離時冷却系真空タンク水位検出配管ドレン弁⑤※4

原子炉隔離時冷却系セパレータドレン弁⑥

原子炉隔離時冷却系注入弁⑧

原子炉隔離時冷却系タービン止め弁⑨

原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動

概要図

1.2-83
第 1.2.8 図

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動（排水処理）概要図

経過時間（分）

20

手順の項目

40

80

100

120

140

原子炉隔離時冷却系による 90分
原子炉圧力容器への注水開始

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

60

1

160

180

排水処理開始180分

通信連絡設備準備
原子炉水位監視
移動，系統構成

現場運転員 Ｃ，Ｄ

防護具装着

2

起動，注水開始

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動及び排水処理移動，原子炉水位計接続

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

防護具装着補助原子炉水位監視（可搬式原子炉水位計）及び原子炉水位制御
移動，資機材搬入
電源ケーブ ル敷設，接続

緊急時対策要員

4

ホース敷設，接続

1.2-84

発電機，水中ポン プ 起動

第 1.2.9 図

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動及び排水処理

タイムチャート

備考1.2-85
第 1.2.10 図

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水（ほう酸水注入系貯蔵タンク使用）

概 要 図 （ 1/2）

1.2-86
第 1.2.10 図

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水（ほう酸水注入系テストタンク使用）

概 要 図 （ 2/2）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入開始
20分

要員（数）

50

60

80

70

90

備考

90

備考

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への継続注水準備完了
65分

通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水(ほう酸水注入系
貯蔵タンク使用）2ポン プ 起動，ほう酸水注入開始

移動，ホース接続

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

系統構成

移動，電源確保

1.2-87

経過時間（分）
10

手順の項目

20

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水(ほう酸水注入系
テストタンク使用）

第 1.2.11 図

40

50

60

80

70

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水開始 75分

要員（数）中央制御室運転員 Ａ，Ｂ30

2

通信連絡設備準備，電源確認

移動，ホース接続

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

系統構成
ポン プ 起動，注水開始

移動，電源確保

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水

タイムチャート

RCCV

D/W

CSP
MO
FDWﾗｲﾝ

ＲＰＶ

復水系
ﾘﾀｰﾝﾗｲﾝMO

1.2-88RCW系による冷却（中央制御室）

S/C

FI
FT

駆動水ﾌｨﾙﾀ(A)CRDﾎﾟﾝﾌﾟ(A)ｻｸｼｮﾝﾌｨﾙﾀ(A)ﾊﾟｰｼﾞ水ﾗｲﾝ

駆動水ﾌｨﾙﾀ(B)CRDﾎﾟﾝﾌﾟ(B)

充てん水ﾗｲﾝ

第 1.2.12 図

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

概要図

ｻｸｼｮﾝﾌｨﾙﾀ(B)経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

20分 制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水開始要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

第 1.2.13 図

2

冷却水確保確認ポン プ 起動，注水開始

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

タイムチャート80

備考

1.2-89

1.2-90

操作手順⑥⑨
第 1.2.14 図

弁名称
高圧炉心注水系注入弁(B)

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

25分 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水開始

要員（数）※高圧炉心注水系ポンプ起動後，運転許容時間を経過する前に停止する。

通信連絡設備準備，電源確認

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への
緊急注水

系統構成

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

第 1.2.15 図

備考

2

ポン プ 起動 ※注水開始

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

タイムチャート

1.2-91

1.2-92
操作手順

第 1.2.16 図

弁名称

②※1

原子炉隔離時冷却系タービン止め弁②※2

原子炉隔離時冷却系注入弁②※3

原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

概 要 図 （ 1/2）

（原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水）

1.2-93

操作手順

弁名称

②※1

原子炉隔離時冷却系復水貯蔵槽側吸込弁②※2

原子炉隔離時冷却系サプレッション・チェンバ・プール側吸込隔離弁

第 1.2.16 図

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

概 要 図 （ 2/2）

（ 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 水 源 切 替 え （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ か ら 復 水 貯 蔵 槽 ））

1.2-94

操作手順②
第 1.2.17 図

弁名称
高圧炉心注水系注入弁

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水

概 要 図 （ 1/2）

（高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水）

1.2-95

操作手順

弁名称

②※1

高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込弁②※2

高圧炉心注水系サプレッション・チェンバ・プール側吸込隔離弁

第 1.2.17 図

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水

概 要 図 （ 2/2）

（ 高 圧 炉 心 注 水 系 の 水 源 切 替 え （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ か ら 復 水 貯 蔵 槽 ））（1）フロントライン系故障時の対応手段の選択
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水不可
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系故障【凡例】：プラント状態：操作，確認：判断

中央制御室からの高圧代替注水系
起動操作可能No：重大事故等対処設備

Yes

中央制御室からの高圧代替注水系起動

現場手動操作による高圧代替注水系起動（2）サポート系故障時の対応手段の選択
全交流動力電源喪失

常設直流電源系統
喪失

No

Yes

中央制御室からの操作による高圧代替注水系
起動可能

No

所内蓄電式直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

No

現場手動操作による高圧代替注水系
起動可能

※1
Yes

Yes

中央制御室からの高圧代替注水系起動

高圧代替注水系により
原子炉水位（レベル3）
以上に維持不可

現場手動操作による高圧代替注水系起動

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系

復旧へ

No

原子炉水位低（レベル3）から原子炉水位高（レベル8）の
間で維持

Yes
※1

復旧

No
代替交流電源設備
使用可能

Yes

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

第 1.2.18 図

No
可搬型直流電源設備
使用可能

Yes

可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1/2）
1.2-96

（3）重大事故等の進展抑制時の対応手段の選択【凡例】

高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉水位低（レベル3）
以上に維持不可：プラント状態：操作，確認：判断：重大事故等対処設備

交流電源あり又は常設代替交流電源
設備等による非常用高圧
母線への給電可能No

Yes

高圧炉心注水系
使用可能

No

可搬型代替交流電源設備
による電源確保Yes

No

原子炉補機冷却系による冷却水確保

Yes

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水※※ 純水補給水系を水源としてほう酸水注入系 貯蔵タン ク又は テストタン クに補給をしながら注水を行う。なお，純水補給水 系が使用できない 場合は，復水補給水系又は消火系を水源として 補給を行 う。

第 1.2.18 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2/2）

1.2-97

添付資料 1.2.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/6）
技 術的能 力審 査基準 （1.2）
【 本 文】
発 電 用原 子 炉 設 置 者に お い て 、 原子 炉 冷 却 材 圧力 バ
ウ ン ダリ が 高 圧 の 状態 で あ っ て 、設 計 基 準 事 故対 処
設 備 が有 す る 発 電 用原 子 炉 の 冷 却機 能 が 喪 失 した 場
合 に おい て も 炉 心 の著 し い 損 傷 を防 止 す る た め、 発
電 用 原子 炉 を 冷 却 する た め に 必 要な 手 順 等 が 適切 に
整 備 され て い る か 、又 は 整 備 さ れる 方 針 が 適 切に 示
さ れ てい る こ と 。

【 解 釈】
１ 「 発 電 用 原子 炉 を 冷 却 する た め に 必 要な 手 順
等 」 とは 、 以 下 に 掲げ る 措 置 又 はこ れ ら と 同 等以 上の 効 果を 有 す る 措 置を 行 う た め の手 順 等 を い う。

（ １ ）全 交 流 動 力 電源 喪 失 ・ 常 設直 流 電 源 系 統喪 失を 想 定し 、 原 子 炉 隔離 時 冷 却 系 (RCIC)若 し く は非 常用 復 水器 （ BWR の 場合 ） 又 は タ ービ ン 動 補 助 給水 ポ
ン プ （PWRの 場合 ） （ 以 下 「RCIC 等 」 と い う 。） に
よ り 発電 用 原 子 炉 を冷 却 す る た め、 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 整 備す る こ と 。

ａ ） 可搬 型 重 大 事 故防 止 設 備ⅰ ） 現場 で の 可 搬 型重 大 事 故 防 止設 備 （ 可 搬 型バ ッテ リ 又は 窒 素 ボ ン ベ等 ） を 用 い た弁 の 操 作 に より 、
RCIC等の 起 動 及 び 十分 な 期 間 ※ の運 転 継 続 を 行う 手
順 等 （手 順 及 び 装 備等 ） を 整 備 する こ と 。 た だし 、
下 記 （１ ） ｂ ） ⅰ ）の 人 力 に よ る措 置 が 容 易 に行 え
る 場 合を 除 く 。

ｂ ） 現場 操 作ⅰ ） 現場 で の 人 力 によ る 弁 の 操 作に よ り 、 RCIC 等の 起 動及 び 十 分 な 期間 ※ の 運 転 継続 を 行 う 手 順等
（ 手 順及 び 装 備 等 ）を 整 備 す る こと 。
※ ： 原子 炉 冷 却 材 圧力 バ ウ ン ダ リの 減 圧 対 策 及び 原子 炉 冷却 材 圧 力 バ ウン ダ リ 低 圧 時の 冷 却 対 策 の準 備が 整 うま で の 期 間 のこ と 。

ｃ ） 監視 及 び 制 御ⅰ ） 原子 炉 水 位 （ BWR 及 び PWR） 及 び 蒸 気発 生 器 水
位 （ PWR の 場 合 ） を推 定 す る 手 順等 （ 手 順 、 計測 機
器 及 び装 備 等 ） を 整備 す る こ と 。

ⅱ ） RCIC 等 の安 全 上 重 要 な設 備 の 作 動 状況 を 確 認
す る 手順 等 （ 手 順 、計 測 機 器 及 び装 備 等 ） を 整備 す
る こ と。
ⅲ ） 原子 炉 水 位 又 は蒸 気 発 生 器 水位 を 制 御 す る手 順
等 （ 手順 及 び 装 備 等） を 整 備 す るこ と 。

（ ２ ）復 旧ａ ） 原子 炉 冷 却 材 圧力 バ ウ ン ダ リが 高 圧 の 状 態に お
い て 、注 水 （ 循 環 を含 む 。 ） す るこ と 及 び 原 子炉 を
冷 却 でき る 設 備 に 電源 を 接 続 す るこ と に よ り 、起 動
及 び 十分 な 期 間 の 運転 継 続 が で きる こ と 。 （ BWR の場合）ｂ ） 電動 補 助 給 水 ポン プ に 代 替 交流 電 源 を 接 続す る
こ と によ り 、 起 動 及び 十 分 な 期 間の 運 転 継 続 がで き
る こ と。 （ PWR の 場合 ）（ ３ ）重 大 事 故 等 の進 展 抑 制ａ ） 重大 事 故 等 の 進展 を 抑 制 す るた め 、 ほ う 酸水 注
入 系 （SLCS） 又 は 制御 棒 駆 動 機 構（ CRD）等 か ら 注
水 す る手 順 等 を 整 備す る こ と 。 （BWR の 場 合 ）※1：手順は「1.14

番号

①

－

②

－

③

設置 許可 基準規 則（ 45条）

技 術基準 規則 （60条 ）【 本文 】
発 電用 原 子 炉 施 設に は 、 原 子 炉冷 却 材 圧 力 バウ
ン ダリ が 高 圧 の 状態 で あ っ て 、設 計 基 準 事 故対処 設備 が 有 す る 発電 用 原 子 炉 の冷 却 機 能 が 喪失
し た場 合 に お い ても 炉 心 の 著 しい 損 傷 を 防 止す
る ため 、 発 電 用 原子 炉 を 冷 却 する た め に 必 要な設 備を 設 け な け れば な ら な い 。

【本 文 】
発電 用 原 子 炉 施 設に は 、 原 子 炉冷 却 材 圧 力
バウ ン ダ リ が 高 圧の 状 態 で あ って 、 設 計 基
準事 故 対 処 設 備 が有 す る 発 電 用原 子 炉 の 冷却機 能 が 喪 失 し た場 合 に お い ても 炉 心 の 著
しい 損 傷 を 防 止 する た め 、 発 電用 原 子 炉 を
冷却 す る た め に 必要 な 設 備 を 施設 し な け れ
ばな ら な い 。

【 解釈 】
１ 第 ４ ５条 に 規 定 す る 「発 電 用 原 子 炉を 冷 却 す
る ため に 必 要 な 設備 」 と は 、 以下 に 掲 げ る 措置
又 はこ れ ら と 同 等以 上 の 効 果 を有 す る 措 置 を行う ため の 設 備 を いう 。

【解 釈 】
１ 第 ６ ０条 に 規 定 す る「 発 電 用 原 子炉 を
冷却 す る た め に 必要 な 設 備 」 とは 、 以 下 に掲げ る 措 置 又 は これ ら と 同 等 以上 の 効 果 を有す る 措 置 を 行 うた め の 設 備 をい う 。

（ １） 全 交 流 動 力電 源 喪 失 ・ 常設 直 流 電 源 系統
喪 失を 想 定 し 、 原子 炉 隔 離 時 冷却 系 (RCIC)若し
く は非 常 用 復 水 器（ BWR の 場 合） 又 は タ ー ビン
動 補助 給 水 ポ ン プ（ PWR の 場 合） （ 以 下 「 RCIC
等 」と い う 。 ） によ り 発 電 用 原子 炉 を 冷 却 する
た め、 以 下 に 掲 げる 措 置 又 は これ ら と 同 等 以上の 効果 を 有 す る 措置 を 行 う た めの 設 備 を 整 備する こと 。

（１ ） 全 交 流 動 力電 源 喪 失 ・ 常設 直 流 電 源系統 喪 失 を 想 定 し、 原 子 炉 隔 離時 冷 却 系(RCIC)若 し く は 非常 用 復 水 器 （BWR の 場合） 又 は タ ー ビ ン動 補 助 給 水 ポン プ （ PWRの場 合 ） （ 以 下 「RCIC 等 」 と い う 。） により 発 電 用 原 子 炉を 冷 却 す る ため 、 以 下 に掲げ る 措 置 又 は これ ら と 同 等 以上 の 効 果 を有す る 措 置 を 行 うた め の 設 備 を整 備 す る こと。

ａ ）可 搬 型 重 大 事故 防 止 設 備ⅰ ）現 場 で の 可 搬型 重 大 事 故 防止 設 備 （ 可 搬型
バ ッテ リ 又 は 窒 素ボ ン ベ 等 ） を用 い た 弁 の 操作に より 、 RCIC 等 の 起 動 及び 十 分 な 期 間※ の 運 転
継 続を 行 う 可 搬 型重 大 事 故 防 止設 備 等 を 整 備する こと 。 た だ し 、下 記 （ １ ） ｂ） ⅰ ） の 人 力によ る措 置 が 容 易 に行 え る 場 合 を除 く 。

ａ） 可 搬 型 重 大 事故 防 止 設 備ⅰ） 現 場 で の 可 搬型 重 大 事 故 防止 設 備 （ 可
搬型 バ ッ テ リ 又 は窒 素 ボ ン ベ 等） を 用 い た
弁の 操 作 に よ り 、RCIC 等 の 起 動 及 び十 分
な期 間 ※ の 運 転 継続 を 行 う 可 搬型 重 大 事 故防止 設 備 等 を 整 備す る こ と 。 ただ し 、 下 記（１ ） ｂ ） ⅰ ） の人 力 に よ る 措置 が 容 易 に行え る 場 合 を 除 く。

ｂ ）現 場 操 作ⅰ ）現 場 で の 人 力に よ る 弁 の 操作 に よ り 、 RCIC
等 の起 動 及 び 十 分な 期 間 ※ の 運転 継 続 を 行 うた
め に必 要 な 設 備 を整 備 す る こ と。
※ ：原 子 炉 冷 却 材圧 力 バ ウ ン ダリ の 減 圧 対 策及び 原子 炉 冷 却 材 圧力 バ ウ ン ダ リ低 圧 時 の 冷 却対
策 の準 備 が 整 う まで の 期 間 の こと 。

ｂ） 現 場 操 作ⅰ） 現 場 で の 人 力に よ る 弁 の 操作 に よ り 、RCIC 等 の起 動 及 び 十 分な 期 間 ※ の 運転 継
続を 行 う た め に 必要 な 設 備 を 整備 す る こと。
※： 原 子 炉 冷 却 材圧 力 バ ウ ン ダリ の 減 圧 対策及 び 原 子 炉 冷 却材 圧 力 バ ウ ンダ リ 低 圧 時の冷 却 対 策 の 準 備が 整 う ま で の期 間 の こ
と。

④

⑤

⑥

⑦

－

⑧

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-98

番号

⑨

－

⑩

－

⑪

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/6）：重大事故等対処設備
重 大事 故等対 処設 備を使 用し た手段
審査基 準の 要求に 適合 する ための 手段
機能

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
に
よ
る
発
電
用
原
子
炉
の
冷
却

高
発
圧
電
炉
用
心
原
注
子
水
炉
系
の
に
冷
よ
却
る

機 器名称

既設
新設

原子 炉隔 離時冷 却系 ポ
ンプ

既設

復水 貯蔵 槽

既設

サプ レッ ション ・チ ェンバ
原子 炉隔 離時冷 却系（蒸 気系 ）配管 ・弁

既設
既設

復水 補給 水系配 管・ 弁

既設

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使 用可 能 か

対 応可 能 な 人 数で 使 用 可 能か

備考

①
⑨

－

－

－

－

－

－

①
⑨

－

－

－

－

－

－

既設
既設

原子 炉圧 力容器

既設

直流 125V蓄電池 A

既設

直流 125V充電器 A

既設

非常 用交 流電源 設備

既設

高圧 炉心 注水系 ポン プ

既設

復水 貯蔵 槽既設
既設
既設

復水 補給 水系配 管・ 弁

既設

原子 炉圧 力容器

既設

原子 炉補 機冷却 系

既設

非常 用交 流電源 設備

既設※1：手順は「1.14機能既設

原子 炉隔 離時冷 却系（注 水系 ）配管 ・弁 ・
スト レー ナ

サプ レッ ション ・チ ェンバ
高圧 炉心 注水系 配管 ・弁・ スト レーナ ・ス
パー ジャ

自主 対策

解釈
対 応番号

既設

主蒸 気系 配管・ 弁

高圧 炉心 注水系 配管 ・弁
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-99

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/6）：重大事故等対処設備
重 大事 故等対 処設 備を使 用し た手段
審査基 準の 要求に 適合 する ための 手段
機 器名称

既設
新設

高圧 代替 注水系 ポン プ

新設

復水 貯蔵 槽既設

高圧 代替 注水系 （蒸 気系） 配管 ・弁新設

主蒸 気系 配管・ 弁

既設

機能

高
操圧
作代
に替
よ注
る水
発系
電の
用中
原央
子制
炉御
の室
冷か
却ら
の

高
圧
代
発替
電注
用水
原系
子の
炉現
の場
冷操
却作
に
よ
る

原
子
炉
隔
発離
電時
用冷
原却
子系
炉の
の現
冷場
却操
作
に
よ
る

原子 炉隔 離時冷 却系（蒸 気系 ）配管 ・弁
高圧 代替 注水系 （注 水系） 配管 ・弁復水 補給 水系配 管・ 弁
高圧 炉心 注水系 配管 ・弁
残留 熱除 去系配 管・ 弁
（7号炉 のみ ）給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ

既設
既設

新設
新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

第二 代替 交流電 源設 備

新設

可搬 型代 替交流 電源 設
備新設

高圧 代替 注水系 ポン プ

新設

復水 貯蔵 槽既設

高圧 代替 注水系 （蒸 気系） 配管 ・弁新設

主蒸 気系 配管・ 弁

既設
既設
新設
既設

備考

－

－

－

－

－

－

①
②
③
⑨
⑩
⑪

－

－

－

－

－

－

①
②
③
⑨
⑩
⑪

－

－

－

－

－

－

既設
既設
既設

原子 炉隔 離時冷 却系 ポ
ンプ

既設

復水 貯蔵 槽既設
既設
既設

主蒸 気系 配管・ 弁

既設

原子 炉隔 離時冷 却系（注 水系 ）配管 ・弁 ・
スト レー ナ

既設

復水 補給 水系配 管・ 弁

既設
既設
既設

原子 炉圧 力容器

既設

水中 ポン プ

新設

ホー ス

新設

仮設 発電 機新設

燃料 補給 設備

既設
新設

※1：手順は「1.14対 応可 能 な 人 数で 使 用 可 能か

既設

原子 炉圧 力容器

高圧 炉心 注水系 配管 ・弁
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ

必要時間内に使 用可 能 か

既設

可搬 型直 流電源 設備

サプ レッ ション ・チ ェンバ
原子 炉隔 離時冷 却系（蒸 気系 ）配管 ・弁

①
②
⑨
⑩

機器 名称

既設

既設

高圧 炉心 注水系 配管 ・弁
残留 熱除 去系配 管・ 弁
（7号炉 のみ ）給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ

機能

常設
可搬

新設

常設 代替 直流電 源設 備

復水 補給 水系配 管・ 弁

自主 対策

解釈
対 応番号

既設

原子 炉圧 力容器

原子 炉隔 離時冷 却系（蒸 気系 ）配管 ・弁
高圧 代替 注水系 （注 水系） 配管 ・弁：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-100

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4/6）：重大事故等対処設備
重 大事 故等対 処設 備を使 用し た手段
審査基 準の 要求に 適合 する ための 手段
機能

機 器名称

（

原子 炉隔 離時冷 却系 ポ
ンプ
復水 貯蔵 槽主蒸 気系 配管・ 弁

既設
既設
既設
既設

復水 補給 水系配 管・ 弁

既設

既設
既設

所内 蓄電 式直流 電源 設
備

既設
新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

復水 貯蔵 槽①⑦⑨

既設

原子 炉圧 力容器

主蒸 気系 配管・ 弁

常設
可搬

原子 炉隔離 時冷 却系ポンプ

常設

復水 貯蔵槽常設

サプ レッシ ョン ・チェ
ンバ
原子 炉隔離 時冷 却系（蒸 気系） 配管 ・弁

常設

原子 炉隔離 時冷 却系（注 水系） 配管 ・弁・
スト レーナ常設

復水 補給水 系配 管・弁

常設

常設

所内 蓄電式 直流 電源設
備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

－

－
常設

復水 貯蔵槽

常設

既設
既設
既設
既設

復水 補給 水系配 管・ 弁

既設
既設
既設

原子 炉圧 力容器

既設

所内 蓄電 式直流 電源 設
備

既設
新設

可搬 型直 流電源 設備

新設

①
⑦
⑨

常設
常設

復水 補給水 系配 管・弁

常設
常設
常設

原子 炉圧力 容器

常設

所内 蓄電式 直流 電源設
備

常設

直流 給電車 及び 電源車

可搬

1.2-101

自 主対 策とする 理由 は本文
参照

※1

※1

自 主対 策とする 理由 は本文参照

常設

原子 炉隔離 時冷 却系（注 水系） 配管 ・弁・
スト レーナ

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※1

常設

主蒸 気系配 管・ 弁

高圧 炉心注 水系 配管・弁
給水 系配管 ・弁 ・ス
パー ジャ

※1

常設

原子 炉圧力 容器

サプ レッシ ョン ・チェ
ンバ
原子 炉隔離 時冷 却系（蒸 気系） 配管 ・弁

備考

常設

原子 炉隔離 時冷 却系ポ
ンプ
直
流
給
電
車
に
よ
る
原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
へ
の
給
電

対 応可 能 な 人 数で 使 用 可 能か常設

主蒸 気系配 管・ 弁

高圧 炉心注 水系 配管・弁
給水 系配管 ・弁 ・ス
パー ジャ

必要時間内に使 用可 能 か常設

既設

原子 炉隔 離時冷 却系（注 水系 ）配管 ・弁 ・
スト レー ナ

高圧 炉心 注水系 配管 ・弁
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ

機器 名称

新設

既設

サプ レッ ション ・チ ェンバ
原子 炉隔 離時冷 却系（蒸 気系 ）配管 ・弁

代
替
交
流
電
源
設
第備
二に
代よ
替る
交原
流子
電炉
源隔
設離
備時
冷
却
系
へ
の
給
電
）

高圧 炉心 注水系 配管 ・弁
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ

機能

既設

原子 炉隔 離時冷 却系（注 水系 ）配管 ・弁 ・
スト レー ナ

※1：手順は「1.14

解釈
対 応番号

既設

サプ レッ ション ・チ ェンバ
原子 炉隔 離時冷 却系（蒸 気系 ）配管 ・弁

可搬 型代 替交流 電源 設
備
原子 炉隔 離時冷 却系 ポ
ンプ

原
可
子
搬
炉
型
隔
直
離
流
時
電
冷
源
却
設
系
備
へ
に
の
よ
給
る
電

自主 対策

（

）

代
常替
設交
代流
替電
交源
流設
電備
源に
設よ
備る
・原
可子
搬炉
型隔
代離
替時
交冷
流却
電系
源へ
設の
備給
電

既設
新設

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5/6）：重大事故等対処設備
重 大事 故等対 処設 備を使 用し た手段
審査基 準の 要求に 適合 する ための 手段
機 器名称

既設
新設

高
圧
代
替
注
水
監
の系
視
監
及
視中
び
計央
制
器制
御
御

原子 炉水 位（狭 帯域 ）既設

原子 炉水 位（広 帯域 ）既設

原子 炉水 位（燃 料域 ）既設

原子 炉水 位（SA）

新設

原子 炉圧 力既設

原子 炉圧 力（SA）

新設

高圧 代替 注水系 系統 流量新設

復水 貯蔵 槽水位

既設

復水 貯蔵 槽水位 （SA）

新設

原子 炉水 位（狭 帯域 ）既設

原子 炉水 位（広 帯域 ）既設

原子 炉水 位（燃 料域 ）既設

原子 炉水 位（SA）

新設

可搬 式原 子炉水 位計

新設

（

機能

解釈
対 応番号

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使 用可 能 か

対 応可 能 な 人 数で 使 用 可 能か

備考

①
④
⑤
⑥
⑨

－

－

－

－

－

－

）

室
起
動
時

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
自主 対策

（

高
圧
代
替
注監
の
水視
監
系及
視
び
計
現制
器
場御
起
動
時

）
（

原
子
炉
隔
離
時監
の
冷視
監
却及
視
系び
計
制
器
現御
場
起
動
時

高圧 代替 注水系 ポン プ
吐出 圧力
高圧 代替 注水系 ター ビ
ン入 口圧 力高圧 代替 注水系 ター ビ
ン排 気圧 力高圧 代替 注水系 ポン プ
吸込 圧力

新設
新設
新設
新設

原子 炉水 位（狭 帯域 ）既設

原子 炉水 位（広 帯域 ）既設

原子 炉水 位（燃 料域 ）既設

原子 炉水 位（SA）

新設

可搬 式原 子炉水 位計

新設

原子 炉隔 離時冷 却系
ター ビン 入口圧 力
原子 炉隔 離時冷 却系 ポ
ンプ 吸込 圧力）可搬 型回 転計

※1：手順は「1.14

既設
既設
新設

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-102

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（6/6）：重大事故等対処設備
重 大事 故等対 処設 備を使 用し た手段
審査基 準の 要求に 適合 する ための 手段
機能

機 器名称

既設
新設

ほう 酸水 注入系 ポン プ

既設

ほう 酸水 注入系 貯蔵 タンク
ほう 酸水 注入系 配管 ・弁
高圧 炉心 注水系 配管 ・弁・ スパ ージャ

既設
既設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

第二 代替 交流電 源設 備

新設

可搬 型代 替交流 電源 設
備

新設

（
）

注
水

①
⑧
⑨

（
－

－

）

制
御
棒
駆
動
系
に
よ
る
進
展
抑
制

高
圧
炉
心
注
進水
展系
抑緊
制急
注
水
に
よ
る

※1：手順は「1.14

機器 名称

常設
可搬

ほう 酸水注 入系 ポンプ

常設

機能

ほ
う
酸
水
注
入
系
に
よ
る
進
展
抑
制

既設

ほ
う
酸
水
注
入
系
に
よ
る
進
展
抑
制
ほ
う
酸
水
注
入

自主 対策

解釈
対 応番号

既設

原子 炉圧 力容器

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

ほう 酸水注 入系 貯蔵タ
ンク
ほう 酸水注 入系 テスト
タン ク
ほう 酸水注 入系 配管・弁
高圧 炉心注 水系 配管・弁・ スパー ジャ

必要時間内に使 用可 能 か

対 応可 能 な 人 数で 使 用 可 能か

備考

常設
常設

常設 代替交 流電 源設備(ほ う酸水 注 (ほ う酸水 注
入系貯 蔵タ ン 入系貯 蔵タ ン
常 設 クを使 用し た クを使 用し た
原子炉 圧力 容 原子炉 圧力 容常 設 器への 継続 注 器への 継続 注
水準 備)
水準 備)
65分
2名
自 主対 策とす
常設
る 理由 は本文
常 設 (ほ う酸水 注 (ほ う酸水 注 参 照
入系テ スト タ 入系テ スト タ
常 設 ンクを 使用 し ンクを 使用 した原子 炉圧 力 た原子 炉圧 力
容 器への 注
常 設 容 器へ の注
水)
水)
75分
6名
常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

可搬 型代替 交流 電源設
備

可搬

制御 棒駆動 水ポ ンプ

常設

復水 貯蔵槽常設

制御 棒駆動 系配 管・弁常設

復水 補給水 系配 管・弁

常設

原子 炉圧力 容器

常設

原子 炉補機 冷却 系

常設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

高圧 炉心注 水系 ポンプ

常設

復水 貯蔵槽常設

高圧 炉心注 水系 配管・弁・ スパー ジャ常設

復水 補給水 系配 管・弁

常設

原子 炉圧力 容器

常設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

復水 補給水 系
消火 系
純水 補給水 系
原子 炉圧力 容器

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.2-10320分

2名

自 主対 策とする 理由 は本文
参照

25分

2名

自 主対 策とする 理由 は本文参照

対応手順として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.2.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.2-104

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第二ガスタービン発電機（自主） 第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）
号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）

緊急用電源切替箱
断路器

【凡例】
D/G

：非常用ディーゼル発電機
：遮断器

D/G

：断路器

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

緊急用
電源切替箱
接続装置6A：配線用遮断器

D/G

(6A)

：接続装置

(6B)
M/C 6CM

M/C 6D：電動切替装置：動力変圧器1.2-105

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）

ＣＲＤポンプ（Ａ）

電源
車

電源
車

【略語】
D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 6D-1

P/C 6C-1
MCC
6C-1-7MCC
6D-1-8直流１２５Ｖ充電器６Ａー２

MCC
6D-1-7直流１２５Ｖ充電器６Ｂ

ＳＬＣ注入ポンプ（Ｂ）

ＳＬＣポンプ（Ｂ）潤滑油ポンプ

電源構成図（交流電源）

ＳＬＣ（Ｂ）系 電動弁

AM用MCC 6B

ＨＰＣＦ（Ｂ）
系 電動弁

6 号炉

M

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

直流１２５Ｖ充電器６Ａー２

Ａ系計測電源直流１２５Ｖ充電器６Ａ

Ａ系計測電源

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

ＳＬＣ注入ポンプ（Ａ）

ＳＬＣポンプ（Ａ）潤滑油ポンプ

ＳＬＣ（
Ａ）
系 電動弁

ＣＲＤポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプ

ＣＲＤ系 電動弁

第2図

MCC
6D-1-4MCC
6D-1-1MCC
6C-1-8Ｂ系計測電源MCC
6C-1-5

Ｂ系計測電源MCC
6C-1-4MCC
6C-1-2

1.2-106
第 3 図 6 号炉 電源構成図（直流電源）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）【凡例】

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）：非常用ディーゼル発電機

D/G

号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器

D/G

：接続装置

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

緊急用
電源切替箱
接続装置7A

M

D/G

(7A)

(7B)

：電動切替装置：動力変圧器M/C 7CM/C 7DＣＲＤポンプ（Ａ）

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）

【略語】
電源
車

電源
車

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

1.2-107

P/C 7C-1
MCC
7C-1-3MCC
7C-1-1MCC
7C-1-4

P/C 7D-1

MCC
7C-1-6MCC
7C-1-7M

AM用MCC 7B

MCC
7D-1-7直流１２５Ｖ充電器７Ｂ

Ｂ系計測電源直流１２５Ｖ充電器７Ａ ２―

Ｂ系計測電源ＳＬＣ注入ポンプ（Ｂ）

電源構成図（交流電源）

ＳＬＣポンプ（Ｂ）
潤滑油ポンプ

ＳＬＣ（
Ｂ）
系 電動弁

7 号炉

ＨＰＣＦ（Ｂ）系 電動弁

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

直流１２５Ｖ充電器７Ａ

Ａ系計測電源直流１２５Ｖ充電器７Ａー２

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

ＳＬＣ注入ポンプ（Ａ）

ＳＬＣポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプＳＬＣ（Ａ）
系 電動弁

ＣＲＤポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプ

第4図

MCC
7D-1-6MCC
7D-1-3MCC
7D-1-1

1.2-108
第 5 図 7 号炉 電源構成図（直流電源）

添付資料 1.2.3－1
重大事故対策の成立性
1.現場手動操作による高圧代替注水系起動(1)高圧代替注水系現場起動
a.操作概要給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉隔離時
冷却系及び高圧炉心注水系が故障により使用できない場合において，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 1 階，地下 1 階，地下 2 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
高圧代替注水系現場起動のうち，現場での高圧代替注水系の系統構成
及びタービン起動操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :40 分（実績時間:35 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人
線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制

1.2-109

御室に連絡する。

系統構成

高圧代替注水系
起動操作

1.2-110

添付資料 1.2.3－2
2.現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動(1)原子炉隔離時冷却系現場起動
a.操作概要全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，原子炉隔離時
冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，中央制御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注
水系を起動できない場合，又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子
炉隔離時冷却系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 1 階，地下 1 階，地下 3 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
原子炉隔離時冷却系現場起動のうち，現場での原子炉隔離時冷却系系
統構成及びタービン起動操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :90 分（実績時間:80 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，懐中電灯をバックアップとして携行している。
直流電源喪失時に原子炉隔離時冷却系を運転するとタービン
グランド部から蒸気が漏えいするため，原子炉隔離時冷却系
ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時冷却系起動時のみとし，その後速やかに退室する手順とする。したがって，原子炉隔離時冷却系ポンプ室入室時の蒸気漏えいに伴う環境温度の上昇による運転員への影響はないものと考えており，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着することにより本操作が可能である。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。

1.2-111

アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

原子炉隔離時冷却系
起動操作

回転数確認

1.2-112原子炉水位確認

(2)原子炉隔離時冷却系現場起動時の排水処理
a.操作概要原子炉隔離時冷却系の現場起動にて発生する水は，原子炉隔離時冷却系ポンプ室の機器ファンネルを経由して残留熱除去系ポンプ室(A)にある
高電導度廃液系サンプ(A)に排出される。しかし，全交流動力電源喪失時
は高電導度廃液系サンプ(A)の常設ポンプが運転できないため，仮設の水中ポンプを用いて排水を汲み上げることで，原子炉隔離時冷却系ポンプ
本体が水没することを防止する。
b.作業場所
サービス建屋 屋外
廃棄物処理建屋 地上１階（管理区域）
原子炉建屋 地下 3 階（管理区域）
c.必要要員数及び時間
原子炉隔離時冷却系現場起動時における排水処理に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（緊急時対策要員 4 名）
想定時間 :180 分（実績時間:166 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人
線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :廃棄物処理建屋地上１階に配置する制御盤からの起動操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.2-113

e.排水が滞留することの影響について
常設直流電源系統が健全である場合は，原子炉隔離時冷却系タービン
及びポンプの潤滑油を冷却するため，原子炉隔離時冷却系ポンプの吐出側より冷却水を潤滑油冷却器に供給し，復水ポンプにより，この冷却水を原子炉隔離時冷却系ポンプの吸込側に戻している。常設直流電源系統
喪失時は，復水ポンプの電源が喪失しているため，原子炉隔離時冷却系を現場にて起動する場合は，真空タンクドレン弁等を開操作し，潤滑油
冷却器の冷却水を高電導度廃液系サンプ(A)に排水しながら原子炉隔離時
冷却系を運転する必要がある。この排水を仮設の水中ポンプで処理しなかった場合，原子炉隔離時冷却系ポンプ室に排水が滞留し，原子炉隔離時冷却系が水没することになる。
したがって，排水の発生量，高電導度廃液系サンプ(A)の体積，原子炉隔離時冷却系ポンプ室及び残留熱除去系ポンプ室(A)の面積等から保守的に一般的な機器が影響を受けないとされる機器のベースまで排水が滞留する時間を評価した。
その結果，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材
圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間（24 時間）に対して，原子炉隔離時冷却系を起動してから約 30 時間まで排水の影響を受けずに運転を継続できることを確認した。

発電機設置状況

制御盤設置状況

1.2-114水中ポンプ設置状況

添付資料 1.2.3－3
3.現場手動操作による高圧代替注水系又は原子炉隔離時冷却系起動における可搬式原子炉水位計接続(1)可搬式原子炉水位計接続
a.操作概要現場手動操作による高圧代替注水系又は原子炉隔離時冷却系の起動操
作において，現場での原子炉圧力容器内の水位監視のため可搬式原子炉
水位計を接続する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 1 階，地下 1 階，地下 3 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
現場手動操作による高圧代替注水系又は原子炉隔離時冷却系起動のうち，可搬式原子炉水位計の接続に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :40 分（実績時間:37 分）（実績時間は，原子炉建屋地下 3 階の可搬式原子炉水位計使用時の実績時間である。原子炉建屋地上 1 階及び地下 1 階の可搬式原子炉水位計は設置工事中のため実績時間なし。）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人
線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :一般的な端子操作とコネクタ接続であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.2-115水位計接続水位計接続

1.2-116

添付資料 1.2.3－4
4.ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水(1)現場での系統構成，注水操作
a.操作概要高圧炉心注水系の機能喪失又は全交流動力電源喪失時において，高圧
代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原
子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水が行えるよう，系統構成（ほう酸水注入系テストタンク使用の場合は現場での注水操作を含む）
を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 3 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水のうち，現場での系統構成，注水操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水の場合 65 分（実績時間：62 分）
ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の場合 75 分（実績時間：72 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人
線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施

1.2-117

している。
ホース接続はカプラ接続であり容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

ホース接続

1.2-118

(2)受電操作
a．操作概要
ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水を行う際，注水に必要なポンプ及び電動弁の電源を確保する。
b．作業場所
原子炉建屋

地下 1 階（非管理区域）

c．必要要員数及び時間
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水のうち，現場での受電操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :15 分（実績時間:12 分）
d．操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.2-119

受電操作

受電確認

1.2-120

添付資料 1.2.4－1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧

1.2-121

手順
判断基準記載内容
1.2.2.1 フロントライ (1)高圧代替注水系によ a.中央制御室からの高圧 原子炉水位低（レベル3）
ン系故障時の対応手順 る原子炉圧力容器への注 代替注水系起動
水b.現場手動操作による高 原子炉水位低（レベル3）
圧代替注水系起動
1.2.2.2 サポート系故 (1)全交流動力電源喪失 a.現場手動操作による原 原子炉水位低（レベル3）
障時の対応手順及び常設直流電源系統喪 子炉隔離時冷却系起動
失時の原子炉圧力容器への注水
1.2.2.3 重大事故等の (1)重大事故等の進展抑 a.ほう酸水注入系による 原子炉水位低（レベル3）
進展抑制時の対応手順 制
原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水b.制御棒駆動系による原 原子炉水位低（レベル3）
子炉圧力容器への注水
c.高圧炉心注水系による 原子炉水位低（レベル3）
原子炉圧力容器への緊急注水
1.2.2.4 重大事故等対 (1)原子炉隔離時冷却系
原子炉水位低（レベル3）
処設備（設計基準拡張） による原子炉圧力容器へによる対応手順の注水(2)高圧炉心注水系によ原子炉水位低（レベル3）
る原子炉圧力容器への注水解釈
原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）
原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）
原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）

原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）

原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）
原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）

原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）

原子炉水位（狭帯域）にて原子炉水位低（レベル3）

添付資料 1.2.4－2
操作手順の解釈一覧
手順
操作手順記載内容
1.2.2.1 フロントライ (1)高圧代替注水系によ a.中央制御室からの高圧 高圧代替注水系系統流量指示値の上昇
ン系故障時の対応手順 る原子炉圧力容器への注 代替注水系起動
水b.現場手動操作による高 原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力指示値が規定値
圧代替注水系起動

以上

1.2-1221.2.2.2 サポート系故 (1)全交流動力電源喪失 a.現場手動操作による原 原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力指示値が規定値
障時の対応手順及び常設直流電源系統喪 子炉隔離時冷却系起動 以上
失時の原子炉圧力容器へ
原子炉隔離時冷却系タービンの回転数を可搬型回転計の注水にて確認しながら規定回転数に調整
防護扉
1.2.2.3 重大事故等の (1)重大事故等の進展抑 a.ほう酸水注入系による 復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上
進展抑制時の対応手順 制
原子炉圧力容器へのほう ホースを接続（復水補給水系～純水補給水系の間）
酸水注入及び注水b.制御棒駆動系による原 制御棒駆動系系統流量指示値の上昇
子炉圧力容器への注水
c.高圧炉心注水系による 高圧炉心注水系ポンプを冷却水がない状態で運転する
原子炉圧力容器への緊急 場合の許容時間が定められており，高圧炉心注水系ポ
注水
ンプ起動から運転許容時間を経過する前に停止し，高圧炉心注水系の機能を温存させる。
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力指示値が規定値以上
高圧炉心注水系(B)系統流量指示値の上昇
高圧炉心注水系ポンプの運転許容時間を経過する前に，中央制御室運転員に高圧炉心注水系ポンプ(B)を停止するよう指示する。
1.2.2.4 重大事故等対 (1)原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系系統流量指示値の上昇
処設備（設計基準拡張） による原子炉圧力容器へによる対応手順の注水(2)高圧炉心注水系によ
高圧炉心注水系系統流量指示値の上昇
る原子炉圧力容器への注
水解釈
高圧代替注水系系統流量指示値が182m 3/h程度まで上昇
原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力指示値が以上
原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力指示値が以上
原子炉隔離時冷却系タービンの回転数を可搬型回転計
にて確認しながらに調整
防護扉（）
復水移送ポンプ吐出圧力指示値が以上
ホースを接続（P13-F571～P11-F126間及びP13-F570～
P11-F134間）
制御棒駆動系系統流量指示値がに上昇
高圧炉心注水系ポンプを冷却水がない状態で運転する
場合の許容時間は起動からと定められており，高圧炉心注水系ポンプ起動からを経過する前に停止
し，高圧炉心注水系の機能を温存させる。
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力指示値が以上
高圧炉心注水系(B)系統流量指示値が上昇（～727m 3/h）
高圧炉心注水系ポンプ起動からを経過する前に，
中央制御室運転員に高圧炉心注水系ポンプ(B)を停止するよう指示する。
原子炉隔離時冷却系系統流量指示値が182m 3/h程度まで上昇
高圧炉心注水系系統流量指示値が上昇(～727m3/h)

添付資料 1.2.4－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧
7号炉

6号炉

統一名称

弁番号

弁名称

操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（管理区域）
-

弁番号

弁名称

操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下1階西側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（管理区域）

1.2-123

高圧代替注水系注入弁

E61-MO-F003

HPAC系注入弁

高圧代替注水系タービン止め弁

E51-MO-F080

HPACタービン止め弁

原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁

E51-MO-F071

RCIC系重大事故時蒸気止め弁

原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁

E51-MO-F012

RCIC系冷却水ライン止め弁

原子炉隔離時冷却系真空タンクドレン弁
原子炉隔離時冷却系真空タンク水位検出配管ドレン弁
原子炉隔離時冷却系セパレータドレン弁

E51-F518
E51-F511
E51-F519

RCIC真空タンクドレン弁
RCIC潤滑油冷却器出口ドレン弁
RCIC真空ポンプ吐出セパレータドレン弁

原子炉隔離時冷却系注入弁

E51-MO-F004

RCIC系注入弁

ほう酸水注入系ポンプ吸込弁

C41-MO-F001A/B

SLCポンプ吸込弁(A)/(B)

ほう酸水注入系注入弁

C41-MO-F006A/B

ほう酸水注入弁(A)/(B)

復水補給水系積算計出口ドレン弁
復水補給水系積算計出口ベントライン接続口止め弁
純水補給水系ほう酸水注入系ポンプエリア床除染用ホースコネクション止め弁
純水補給水系MSIV/SRVラッピング室床除染用ホースコ
ネクション止め弁
ほう酸水注入系封水供給弁
ほう酸水注入系テストタンク純水供給元弁
ほう酸水注入系ほう酸水貯蔵タンク補給水元弁
ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水入口弁

P13-F064-

使用済燃料貯蔵プール入口管接続口止弁-

P11-F131

ほう酸水貯蔵タンク純水入口管接続口止弁 原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）

P11-F126---

P11-F134

C41-F017
C41-F016
C41-F018
C41-F019

原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）

C41-F017
C41-F016
C41-F018
C41-F019

SLC封水供給弁
SLC補給水止め弁
SLCほう酸水貯蔵タンク補給水元弁
SLC貯蔵タンク補給水入口弁

原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

P13-F019
P13-F020

MUWC常/非常用連絡管1次止め弁
MUWC常/非常用連絡管2次止め弁

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

復水補給水系常/非常用連絡1次，2次止め弁

P13-F011
P13-F012

ほう酸水注入系テストタンク出口弁

C41-F009

SLC系封水弁
SLC系テストタンク純水供給元弁
SLCタンク水張り入口第一弁
SLCタンク水張り入口第二弁
復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第一止め弁
復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第二止め弁
SLC系テストタンク出口弁

高圧炉心注水系注入弁(B)E22-MO-F003B

HPCF系注入隔離弁(B)

原子炉隔離時冷却系復水貯蔵槽側吸込弁

E51-MO-F001

RCIC系CSP側吸込弁

原子炉隔離時冷却系サプレッション・チェンバ・プー
ル側吸込隔離弁E51-MO-F006

RCIC系S/P側吸込隔離弁

原子炉隔離時冷却系タービン止め弁

E51-MO-F037

RCIC系タービン止め弁

高圧炉心注水系注入弁

E22-MO-F003B/C

HPCF系注入隔離弁(B)/(C)

高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込弁

E22-MO-F001B/C

HPCF系CSP側吸込弁(B)/(C)

高圧炉心注水系サプレッション・チェンバ・プール側
吸込隔離弁

E22-MO-F006B/C

HPCF系S/P側吸込隔離弁(B)/(C)E61-MO-F004

HPAC 注入弁

E51-MO-F065

RCIC HPACタービン止め弁

E51-MO-F034

RCIC 過酷事故時蒸気止め弁

E51-F012

RCIC冷却水ライン止め弁

E51-F652
E51-F653
E51-F655

RCIC 真空タンクドレン弁
RCIC 真空タンク水位検出配管ドレン
RCIC セパレータドレン弁

E51-MO-F004

RCIC注入弁

C41-MO-F001A/B

SLCポンプ吸込弁(A)/(B)C41-MO-F006A/B

SLCほう酸水注入弁(A)/(B)P13-F571
P13-F570

MUWC FQ-023出口ドレンライン接続口止め弁
MUWC FQ-023出口ベントライン接続口止め弁
MUWP SLCポンプエリア床除染用ホースコネクショ
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
ン止め弁
MUWP MSIV/SRVラッピング室床除染用ホースコネ
原子炉建屋3階MSIV･SRVラッピング室（管理区域）
クション止め弁

原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
C41-F009
中央制御室
E22-MO-F003B
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
E51-MO-F001
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
E51-MO-F006
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
E51-MO-F037
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
E22-MO-F003B/C
原子炉建屋1階RHR(B)弁室/(C)弁室（管理区域）
中央制御室
E22-MO-F001B/C
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室/(C)ポンプ（管理区域）
中央制御室
E22-MO-F006B/C
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室/(C)ポンプ室（管理区域）

SLCテストタンク出口弁
HPCF注入隔離弁(B)RCIC系CSP側吸込弁
RCIC系S/P側吸込隔離弁
RCIC系タービン止め弁
HPCF系注入隔離弁(B)/(C)
HPCF系CSP側吸込弁(B)/(C)
HPCF系S/P側吸込隔離弁(B)/(C)

原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室/(C)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室/(C)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室/(C)ポンプ室（管理区域）

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

＜

1.3.1

目

次

＞

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
a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 代 替 減 圧(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備b.

サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 減 圧(b) 逃 が し 安 全 弁 の 作 動 に 必 要 な 窒 素 ガ ス 喪 失 時 の 減 圧(c) 逃 が し 安 全 弁 が 作 動 可 能 な 環 境 条 件(d) 復 旧(e) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
c.

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) 炉 心 損 傷 時 に お け る 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接
加熱の防止(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
d.

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備(a) イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
e.
1.3.2

手順等
重大事故等時の手順
1.3-1

1.3.2.1

フロントライン系故障時の対応手順(1) 代 替 減 圧a.

手動操作による減圧(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
1.3.2.2

サポート系故障時の対応手順(1) 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 減 圧a.

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能な
し）開放

b.

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放c.

代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放(2) 逃 が し 安 全 弁 の 作 動 に 必 要 な 窒 素 ガ ス 喪 失 時 の 減 圧
a.

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保(3) 復 旧a.

代替直流電源設備による復旧

b.

代替交流電源設備による復旧(4) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
1.3.2.3

炉 心 損 傷 時 に お け る 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接加熱を防止する手順

1.3.2.4

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応 手 順(1) EOP「 原 子 炉 建 屋 制 御 」
1.3.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

1.3-2

添 付 資 料 1.3.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.3.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.3.3

重大事故対策の成立性
1. 可 搬 型 直 流 電 源 設 備 に よ る 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動
減圧機能なし）開放2. 逃 が し 安 全 弁 用 可 搬 型 蓄 電 池 に よ る 逃 が し 安 全
弁（自動減圧機能付き）開放
3. 代 替 逃 が し 安 全 弁 駆 動 装 置 に よ る 逃 が し 安 全 弁（自動減圧機能なし）開放4. 高 圧 窒 素 ガ ス ボ ン ベ に よ る 逃 が し 安 全 弁 駆 動 源
確保
5.イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 漏 え い
停止操作（高圧炉心注水系の場合）

添 付 資 料 1.3.4

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 概 要 図

添 付 資 料 1.3.5

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 破 断 面 積
及び現場環境等について

添 付 資 料 1.3.6

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 検 知 手 段
について

添 付 資 料 1.3.7

低圧代替注水系（常設）のポンプ１台又は代替注
水系１系注水準備完了にて発電用原子炉を急速減圧する条件及び理由について

添 付 資 料 1.3.8

解釈一覧
1.判 断 基 準 の 解 釈 一 覧
2.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧
1.3-3

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な手順等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】
１ 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを減圧するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措
置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）可搬型重大事故防止設備ａ）常設直流電源系統喪失時において、減圧用の弁（逃がし安全
弁 （ BWR の 場 合 ） 又 は 、 主 蒸 気 逃 が し 弁 及 び 加 圧 器 逃 が し 弁（ PWR の 場 合 ） ） を 作 動 さ せ 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ の 減 圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること。
ｂ）減圧用の弁が空気作動弁である場合、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベを整備すること。
ｃ）減圧用の弁が作動可能な環境条件を明確にすること。
（２）復旧
ａ）常設直流電源喪失時においても、減圧用の弁を作動させ原子1.3-4

炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、代替電源による復旧手順等が整備されていること。
（ ３ ） 蒸 気 発 生 器 伝 熱 管 破 損 （ SGTR）
ａ ） SGTR 発 生 時 に お い て 、 破 損 し た 蒸 気 発 生 器 を 隔 離 す る こ と 。
隔離できない場合、加圧器逃がし弁を作動させること等により原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順等
が 整 備 さ れ て い る こ と 。 （ PWR の 場 合 ）（ ４ ） イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA（ ISLOCA）
ａ ） ISLOCA 発 生 時 に お い て 、 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ の 損 傷箇所を隔離すること。隔離できない場合、原子炉を減圧し、原子 炉 冷 却 材 の 漏 え い を 抑 制 す る た め に 、 逃 が し 安 全 弁 （ BWR の 場合 ） 又 は 主 蒸 気 逃 が し 弁 及 び 加 圧 器 逃 が し 弁 （ PWR の 場 合 ） を 作
動させること等により原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること。

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）による自動減圧機能（以下「自動減圧系」という。）である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する対処設備を整備しており，ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 は ， 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ
ンダリの損傷箇所を隔離することで原子炉冷却材の漏えいを抑制す
1.3-5

る。なお，損傷箇所の隔離ができない場合は，逃がし安全弁による減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制することとしており，これらの手順等について説明する。

1.3-6

1.3.1

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウン
ダリが高圧の状態にある場合は，発電用原子炉の減圧が必要である。発電用原子炉の減圧をするための設計基準事故対処設備
として自動減圧系を設置している。
この設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設
備 を 選 定 す る （ 第 1.3.1 図 ） 。
ま た ， 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接 加 熱 に よ る 原 子 炉
格 納 容 器 の 破 損 の 防 止 及 び イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA の 対
応手段と重大事故等対処設備を選定する。

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

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

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則
第四十六条及び技術基準規則第六十一条（以下「基準規則」と1.3-7

いう。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

(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，フロントライン系故障として，自動減圧系の故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流動力電源喪失又は直流電源（常設直流電源若しくは常設直流電源系統）喪失を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基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，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順に
つ い て の 関 係 を 第 1.3.1 表 に 整 理 す る 。

a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 代 替 減 圧
設計基準事故対処設備である自動減圧系の故障により発電用原子炉の減圧ができない場合は，減圧の自動化又は中央制御室からの手動操作により発電用原子炉を減圧する手段がある。

ⅰ. 減圧の自動化
原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1） 到 達 10 分 後 及 び 残 留 熱 除 去
1.3-8

系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，代替自動減圧機能により発電用原子炉を自動で減圧する。なお，「 1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするため の 手 順 等 」 に お け る EOP「 反 応 度 制 御 」 対 応 操 作 中 は ，発電用原子炉の自動減圧による原子炉圧力容器への冷水
注水量の増加に伴う原子炉出力の急上昇を防止するため，以下に記す「自動減圧系の起動阻止スイッチ」により自動減圧系の作動を阻止する。
代替自動減圧機能による減圧の自動化で使用する設備
は以下のとおり。
・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）
・自動減圧系の起動阻止スイッチ
・ 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動 減 圧 機 能 付 き C,H,N,T の 4 個 ）・主蒸気系配管・クエンチャ・自動減圧機能用アキュムレータ
・非常用交流電源設備

ⅱ. 手動操作による減圧
中央制御室からの手動操作により逃がし弁機能用電磁弁又は自動減圧機能用電磁弁を作動させ，アキュムレー
タに蓄圧された窒素ガスを逃がし安全弁に供給することにより逃がし安全弁を開放し，発電用原子炉を減圧する。また，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，復水器の真空状態が維持できていれば，中央制御室からの手動操作によりタービンバイパス弁を開1.3-9操作し，発電用原子炉を減圧する。
逃がし安全弁の手動操作による減圧で使用する設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁・主蒸気系配管・クエンチャ
・逃がし弁機能用アキュムレータ
・自動減圧機能用アキュムレータ
・所内蓄電式直流電源設備
・可搬型直流電源設備

また，上記所内蓄電式直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

タービンバイパス弁の手動操作による減圧で使用する設備は以下のとおり。
・タービンバイパス弁
・タービン制御系(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
代替減圧で使用する設備のうち，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能），自動減圧系の起動阻止スイッチ，
逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，自動減圧機能
1.3-10用アキュムレータ，逃がし弁機能用アキュムレータ，所内
蓄電式直流電源設備，可搬型直流電源設備，常設代替交流
電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設
備として位置付ける。また，非常用交流電源設備は重大事
故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
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。
（ 添 付 資 料 1.3.1）
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である自動減圧系が故障した場合においても，発電用原子炉を減圧することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に
有 効 な 設 備 で あ る た め ,自 主 対 策 設 備 と し て 位 置 付 け る 。 あ
わせて，その理由を示す。
・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。
・タービンバイパス弁，タービン制御系
炉心損傷前において，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，復水器の真空状態が維持できていれば，逃がし安全弁の代替手段として有効である。
1.3-11b.

サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 減 圧
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が喪失し，発電用原子炉の減圧ができない場合
は，可搬型直流電源設備又は逃がし安全弁用可搬型蓄電池
により逃がし安全弁の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する手段がある。
また，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が確保できない場合においても，代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁を作動させて発電用原子炉を減圧する手段がある。

ⅰ. 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
可搬型直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。なお，可搬型直流電源設備による直流電源の供給準備が整うまでの期間は，常設代替直流電源設
備にて逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。
可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型直流電源設備
1.3-12

・ AM 用 切 替 装 置 （ SRV）
・常設代替直流電源設備
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）
・主蒸気系配管・クエンチャ
・逃がし弁機能用アキュムレータ

ⅱ. 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能
回復
逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復で使用する設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池
・逃がし安全弁（自動減圧機能付き）
・主蒸気系配管・クエンチャ・自動減圧機能用アキュムレータ

ⅲ. 代替逃がし安全弁駆動装置による減圧
代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の電磁弁排気ポートへ窒素ガスを供給
し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して発電用原子炉を減圧する。
代替逃がし安全弁駆動装置による減圧で使用する設備
1.3-13

は以下のとおり。
・高圧窒素ガス供給系（代替逃がし安全弁駆動装置）
・ 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動 減 圧 機 能 な し D,E,K,U の 4 個 ）・主蒸気系配管・クエンチャ(b) 逃 が し 安 全 弁 の 作 動 に 必 要 な 窒 素 ガ ス 喪 失 時 の 減 圧
逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの供給圧力が喪失した場合は，高圧窒素ガス供給系により逃がし安全弁の駆動源を確保し，逃がし安全弁の機能を回復させて発電用原
子炉を減圧する手段がある。

ⅰ. 高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保
逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供給源を不活性ガス系から高圧窒素ガス供給系に切り替えることで窒素ガスを確保し，発電用原子炉を減圧する。また，逃がし安全弁の駆動源を高圧窒素ガス供給系から供給している期間において，逃がし安全弁の作動に伴い窒素ガスの圧力が低下した場合は，予備の高圧窒素ガスボンベに切り替えることで窒素ガスを確保し，発電用原子炉を減圧する。
高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保で使用する設備は以下のとおり。
・高圧窒素ガスボンベ
・高圧窒素ガス供給系配管・弁1.3-14

・自動減圧機能用アキュムレータ
・逃がし弁機能用アキュムレータ

(c) 逃 が し 安 全 弁 が 作 動 可 能 な 環 境 条 件想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供給圧力を調整可能な設計としている。

ⅰ. 逃がし安全弁の背圧対策想定される重大事故等時の環境条件を考慮して，原子炉 格 納 容 器 内 の 圧 力 が 設 計 圧 力 の

2 倍 の 状 態

（ 620kPa[gage] ） と な っ た 場 合 に お い て も 確 実 に 逃 が し安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給
圧力を設定する。
逃がし安全弁の背圧対策として，窒素ガスの供給圧力を調整するために使用する設備は以下のとおり。
・高圧窒素ガスボンベ
・高圧窒素ガス供給系配管・弁(d) 復 旧
全交流動力電源喪失又は常設直流電源喪失により逃がし
安全弁の減圧機能が喪失した場合は，代替電源により逃がし安全弁の機能を復旧させて発電用原子炉を減圧する手段がある。
1.3-15

ⅰ. 代替直流電源設備による復旧
代替直流電源設備（可搬型直流電源設備又は直流給電車）により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保
して逃がし安全弁の機能を復旧する。
代替直流電源設備による復旧で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型直流電源設備
・直流給電車及び電源車

ⅱ. 代替交流電源設備による復旧
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により充電器を受電し，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。
代替交流電源設備による復旧で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(e) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
常設直流電源系統喪失時の減圧で使用する設備のうち，
可 搬 型 直 流 電 源 設 備 ， AM 用 切 替 装 置 （ SRV） ， 常 設 代 替 直 流
電源設備，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，逃
1.3-16

がし弁機能用アキュムレータ，逃がし安全弁用可搬型蓄電
池及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設
備として位置付ける。
逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧で使用する設備のうち，高圧窒素ガスボンベ，高圧窒素ガス供給系配管・弁，自動減圧機能用アキュムレータ及び逃がし
弁機能用アキュムレータは重大事故等対処設備として位置付ける。
逃がし安全弁が作動可能な環境条件で使用する設備のうち，高圧窒素ガスボンベ及び高圧窒素ガス供給系配管・弁は重大事故等対処設備として位置付ける。
復旧で使用する設備のうち，可搬型直流電源設備，常設
代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
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。
（ 添 付 資 料 1.3.1）
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失
又は直流電源喪失が発生した場合においても，発電用原子炉を減圧することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に
有 効 な 設 備 で あ る た め ,自 主 対 策 設 備 と し て 位 置 付 け る 。 あ
わせて，その理由を示す。
・高圧窒素ガス供給系（代替逃がし安全弁駆動装置）
1.3-17現状の設備では系統構成（フランジ取外し，ホース取付け）を原子炉建屋原子炉区域で実施しなければな
らず，事象の進展によってはアクセス困難となる可能性があるが，逃がし安全弁を作動させる手段として有効である。
・直流給電車
給電開始までに時間を要するが，給電が可能であれば逃がし安全弁の作動に必要となる直流電源を確保できることから，発電用原子炉を減圧するための直流電源を確保する手段として有効である。
・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。

c.

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) 炉 心 損 傷 時 に お け る 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接加熱の防止
炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態
で あ る 場 合 に お い て ， 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし
安全弁の手動操作により発電用原子炉を減圧する手段がある。
高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接 加 熱 の 防 止 で 使 用 す
1.3-18

る設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁・主蒸気系配管・クエンチャ
・逃がし弁機能用アキュムレータ
・自動減圧機能用アキュムレータ(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
原子炉格納容器の破損の防止で使用する設備のうち，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，逃がし弁機能用
アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設備として位置付ける。
以上の重大事故等対処設備により，炉心損傷時に原子炉
冷却材圧力バウンダリが高圧の状態である場合においても ， 発 電 用 原 子 炉 を 減 圧 す る こ と で ， 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納
容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止することができる。

d.

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備(a) イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 に ， 漏 え い 箇 所 の隔離操作を実施するものの隔離できない場合，原子炉冷却材が原子炉格納容器外へ漏えいする。原子炉格納容器外への漏えいを抑制するため，逃がし安全弁及びタービンバイ
パス弁により発電用原子炉を減圧するとともに，弁の隔離操作により原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離する手段があ
1.3-19る。
また，原子炉冷却材が原子炉格納容器外へ漏えいし原子
炉建屋原子炉区域内の圧力が上昇した場合において，原子炉建屋ブローアウトパネルが開放することで，原子炉建屋
原子炉区域内の圧力上昇を抑制し，環境を改善する手段がある。
なお，原子炉建屋ブローアウトパネルは開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による開放操作は必要としない。
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 に お け る 発 電 用 原
子炉の減圧で使用する設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁・主蒸気系配管・クエンチャ
・逃がし弁機能用アキュムレータ
・自動減圧機能用アキュムレータ
・タービンバイパス弁
・タービン制御系

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 に お け る 原 子 炉 冷却材の漏えい箇所の隔離で使用する設備は以下のとおり。
・高圧炉心注水系注入隔離弁

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 に お け る 原 子 炉 建屋原子炉区域内の圧力上昇抑制及び環境改善で使用する設備は以下のとおり。
1.3-20・原子炉建屋ブローアウトパネル(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 に お け る 発 電 用 原
子炉の減圧で使用する設備のうち，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設備として位置付ける。
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 に お け る 原 子 炉 冷却材の漏えい箇所の隔離で使用する高圧炉心注水系注入隔
離弁は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 に お け る 原 子 炉 建屋原子炉区域内の圧力上昇抑制及び環境改善で使用する原子炉建屋ブローアウトパネル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。
（ 添 付 資 料 1.3.1）
以上の重大事故等対処設備により，インターフェイスシ
ス テ ム LOCA が 発 生 し た 場 合 に お い て も ， 発 電 用 原 子 炉 を 減圧することで，原子炉冷却材の原子炉格納容器外への漏えいを抑制することができる。
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
1.3-21

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

e.

手順等
上 記 「 a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設

備 」 ， 「 b.

サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備 」 ， 「 c.

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備」
及 び 「 d.

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応 手 段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員の対応として事故時運転操作手順
書 （ 徴 候 ベ ー ス ） （ 以 下 「 EOP」 と い う 。 ） ， 事 故 時 運 転 操 作
手 順 書 （ シ ビ ア ア ク シ デ ン ト ） （ 以 下 「 SOP」 と い う 。 ） 及 び
AM 設 備 別 操 作 手 順 書 に 定 め る （ 第 1.3.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必
要 と な る 設 備 に つ い て も 整 理 す る （ 第 1.3.2 表 ， 第 1.3.3
表）。
（ 添 付 資 料 1.3.2）

1.3-22

1.3.2

重大事故等時の手順

1.3.2.1

フロントライン系故障時の対応手順(1) 代 替 減 圧a.

手動操作による減圧
発電用原子炉の冷温停止への移行又は低圧注水系を使用した注水への移行を目的として，逃がし安全弁又はタービンバ
イパス弁を使用した中央制御室からの手動操作による発電用
原子炉の減圧を行う。
ま た ， 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接 加 熱 に よ る 原 子
炉格納容器の破損防止を目的として，逃がし安全弁を使用した中央制御室からの手動操作による発電用原子炉の減圧を行う。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
ⅰ. 発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場
合・復水器が使用可能であり，タービンバイパス弁の開操作が可能な場合
・復水器が使用不可能であるが，逃がし安全弁の開操作が可能な場合ⅱ. 急速減圧の場合・低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポ
ンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動※1 により原子炉圧力容器への注水手段が確保され，逃がし
1.3-23

安全弁の開操作が可能な場合・逃がし安全弁が使用できない場合は，復水器が使用可
能で，タービンバイパス弁の開操作が可能な場合

ⅲ. 炉心損傷後の減圧の場合［低圧注水手段がある場合］
・高圧注水系は使用できないが，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場合で，逃がし安全弁の開操作が可
能な場合［注水手段がない場合］
・原子炉圧力容器への注水手段が確保できず，原子炉圧
力容器内の水位が規定水位（有効燃料棒底部から有効
燃 料 棒 の 長 さ の 10%上 の 位 置 ） に 到 達 し た 場 合 で ， 逃 がし安全弁の開操作が可能な場合※ 1:「 低 圧 注 水 系 1 系 以 上 又 は 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1
系以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，若しくは低圧代替注水系（常設），消火系及び低圧代
替注水系（可搬型）のうち 2 系以上起動することをいう。
1.3-24

なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容
器内の水位が規定値に到達した場合は，低圧代替注
水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみの起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。
（ 添 付 資 料 1.3.7）※ 2:「 低 圧 注 水 系 1 系 」 と は ， 残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水モード），給水・復水系，低圧代替注水系（常設），消火系又は低圧代替注水系（可搬型）のいず
れか 1 系をいう。

(b) 操 作 手 順
逃がし安全弁又はタービンバイパス弁を使用した手動操
作による減圧手順の概要は以下のとおり。手順の対応フロ
ー を 第 1.3.2 図 ， 第 1.3.3 図 及 び 第 1.3.4 図 に 示 す 。
［タービンバイパス弁による減圧］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員にタービンバイパス弁を手動で開操作し，発電用原子炉を減圧するよう指示する。
②a 判断基準ⅰ：発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合
中央制御室運転員 A は，原子炉冷却材温度変化率が55℃ /h を 超 え な い よ う に タ ー ビ ン バ イ パ ス 弁 を 手 動 で開閉操作し，発電用原子炉を減圧する。
②b 判断基準ⅱ：急速減圧の場合
中央制御室運転員 A は，タービンバイパス弁を手動で1.3-25

開操作し，発電用原子炉の急速減圧を行う。

［逃がし安全弁による減圧］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に逃がし安全弁を手動で開操作し，発電用原子炉を減圧するよう指示する。
②a 判断基準ⅰ：発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合
中央制御室運転員 A は，原子炉冷却材温度変化率が55℃ /h を 超 え な い よ う に 逃 が し 安 全 弁 を 手 動 で 開 閉 操
作し，発電用原子炉を減圧する。
②b 判断基準ⅱ：急速減圧の場合
中央制御室運転員 A は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）8 個を手動で開操作し，発電用原子炉の急速減圧を行う。
逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を 8 個開放できな
い場合は，自動減圧機能を有する逃がし安全弁とそれ以外の逃がし安全弁を合わせて 8 個開放する。
②c 判断基準ⅲ：炉心損傷後の減圧の場合
中央制御室運転員 A は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き又は逃がし弁機能）2 個を手動で開操作し，発電用原子炉を減圧する。
③中央制御室運転員 A は，サプレッション・チェンバ・
プール水の温度上昇防止のため，残留熱除去系（サプ
レッション・チェンバ・プール水冷却モード）による
1.3-26

サプレッション・チェンバ・プール水の除熱を行う。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，中央制御室運転員 1 名で対応が可能である。
作業開始を判断してから手動操作による減圧を開始するまでの所要時間は下記のとおり。
・タービンバイパス弁による減圧：1 分以内
・逃がし安全弁による減圧：1 分以内(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.3.16 図 に 示 す 。
自動減圧系機能喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，
低圧注水系，低圧代替注水系（常設）又は代替注水系による原子炉圧力容器への注水準備が完了し，復水器が使用可能であれ
ばタービンバイパス弁により発電用原子炉を減圧する。復水器が使用不可能であれば逃がし安全弁により発電用原子炉を減圧す る 。 ま た ， 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1） 到 達 10 分 後 及 び 残 留 熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合は，代替自動減圧機能が自動で作動し発電用原子炉を減圧する。

1.3-27

1.3.2.2

サポート系故障時の対応手順(1) 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 減 圧a.

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，可搬型直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して発電用原子炉を減圧する。なお，可搬型直流電源設備による直流電源の供給準備が整うまでの期間は，常設代替直流電源設備にて逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して発電用原子炉を減圧する。
発電用原子炉の減圧状況の確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，以下の条件が全て成立した場合。

・炉心損傷前の発電用原子炉の減圧は，低圧注水系 1 系
以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動※1 により原子炉圧力
1.3-28

容器への注水手段が確保されている場合。炉心損傷後の発電用原子炉の減圧は，高圧注水系が使用できない
場合で，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場
合，又は原子炉圧力容器内の水位が規定水位（有効燃
料 棒 底 部 か ら 有 効 燃 料 棒 の 長 さ の 10%上 の 位 置 ） に 到 達
した場合。
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）作動用の窒素ガスが確保されている場合。
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を常設代替直流電源設備から給電可能な場合。

※ 1:「 低 圧 注 水 系 1 系 以 上 又 は 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1
系以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，若しくは低圧代替注水系（常設），消火系及び低圧代
替注水系（可搬型）のうち 2 系以上起動することをいう。
なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容
器内の水位が規定値に到達した場合は，低圧代替注
水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみの起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。
1.3-29（ 添 付 資 料 1.3.7）※ 2:「 低 圧 注 水 系 1 系 」 と は ， 残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水モード），給水・復水系，低圧代替注水系（常設），消火系又は低圧代替注水系（可搬型）のいず
れか 1 系をいう。

(b) 操 作 手 順
可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放手順の概要は以下のとおり。手順の対応フロー
を 第 1.3.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.3.5 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト
を 第 1.3.6 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に可搬型直流電源設備による直流電源の復旧を依頼する。
③当直副長は，可搬型直流電源設備による直流電源の復旧が完了するまでの間，逃がし安全弁により発電用原
子炉を減圧するため，運転員に常設代替直流電源設備に よ る 逃 が し 安 全 弁 (自 動 減 圧 機 能 な し )開 放 の 準 備 開始を指示する。

［逃がし安全弁の駆動源（電源）確保及び開放操作］④ a［ 中 央 制 御 室 に て 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 圧 力 を 確 認 す る
1.3-30場合］
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 中 央 制 御 室 の ATWS/RPT
盤に原子炉圧力（可搬計測器）を接続し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）にて原子
炉圧力容器内の圧力を確認する。
⑤ a 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 中 央 制 御 室 の AM 用 切
替 装 置 （ SRV） で ， 125V DC 分 電 盤 側 の 逃 が し 安 全 弁 用
供 給 電 源 NFB を 開 放 し ， 125V AM 分 電 盤 側 の 逃 が し 安 全
弁 用 供 給 電 源 NFB を 投 入 し ， 当 直 副 長 に 常 設 代 替 直 流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の準備完了を報告する。
⑥a 当直副長は，中央制御室運転員に常設代替直流電源設
備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放を指示する。
⑦a 当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運転員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に発電用原子炉の減圧状況の確認を指示する。
⑧a 中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を手動で開操作し，発電用原子炉の減圧を開始する。
⑨ a［ 中 央 制 御 室 に て 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 圧 力 を 確 認 す る
1.3-31

場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉の減圧が開 始 さ れ た こ と を 中 央 制 御 室 の ATWS/RPT 盤 に 接 続 し た
原子炉圧力（可搬計測器）指示値の低下により確認
し ， 当 直 副 長 並 び に 現 場 運 転 員 C， D， E 及 び F に 報 告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全
弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
⑩ a 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B， 又 は 現 場 運 転 員 C 及 び Dは，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長に発電用原子炉の減圧が完了したことを報告する。

［逃がし安全弁の開保持用の駆動源（高圧窒素ガス）確
保操作］④b 現場運転員 C 及び D は，常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施する。
1.3-32

なお，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の操作場所は原子炉建屋原子炉区域であり，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。
⑤b 現場運転員 E 及び F は，常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の系統構成とし て ， 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 常 用 ･非 常 用 窒 素 ガ ス 連 絡 弁(A)， (B)の 全 開 操 作 及 び 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 非 常 用 窒
素 ガ ス (A)， (B)供 給 弁 の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑥b 現場運転員 E 及び F は，原子炉建屋地上 4 階北西通路，南西通路にて，窒素ガスボンベ出口圧力指示値が規定値以上であることを確認し，高圧窒素ガス供給系
非 常 用 窒 素 ガ ス (A)， (B)供 給 弁 の 全 閉 操 作 を 実 施 する。

(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 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設代替直流電源設備に
よ る 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動 減 圧 機 能 な し ） 開 放 ま で 約 35 分 で可能である。
また，可搬型直流電源設備に関する操作の成立性は「 1.14電源の確保に関する手順等」にて整理する。

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1.3-33

開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.3.3－ 1）b.

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，現場多重伝送盤にて逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を開放して発電用原
子炉を減圧する。
発電用原子炉の減圧状況の確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，以下の条件が全て成立した場合。

・炉心損傷前の発電用原子炉の減圧は，低圧注水系 1 系
以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動※1 により原子炉圧力容器への注水手段が確保されている場合。炉心損傷後の発電用原子炉の減圧は，高圧注水系が使用できない
1.3-34場合で，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場
合，又は原子炉圧力容器内の水位が規定水位（有効燃
料 棒 底 部 か ら 有 効 燃 料 棒 の 長 さ の 10%上 の 位 置 ） に 到 達
した場合。
・逃がし安全弁（自動減圧機能付き）作動用の窒素ガスが確保されている場合。

※ 1:「 低 圧 注 水 系 1 系 以 上 又 は 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1
系以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，若しくは低圧代替注水系（常設），消火系及び低圧代
替注水系（可搬型）のうち 2 系以上起動することをいう。
なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容
器内の水位が規定値に到達した場合は，低圧代替注
水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系 1 系のみの起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。
（ 添 付 資 料 1.3.7）※ 2:「 低 圧 注 水 系 1 系 」 と は ， 残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水モード），給水・復水系，低圧代替注水系（常設），消火系又は低圧代替注水系（可搬型）のいず
1.3-35

れか 1 系をいう。

(b) 操 作 手 順
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放手順の概要は以下のとおり。手順の対
応 フ ロ ー を 第 1.3.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.3.7 図 に ， タ イ ム
チ ャ ー ト を 第 1.3.8 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の準備開始を指示する。
②［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する
場合］
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 中 央 制 御 室 の ATWS/RPT
盤に原子炉圧力（可搬計測器）を接続し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）にて原子
炉圧力容器内の圧力を確認する。
③現場運転員 C 及び D は，逃がし安全弁用可搬型蓄電池
による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施する。
なお，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の操作場所は原子炉建屋原子炉区域であり，事象の進展
1.3-36

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。
④現場運転員 E 及び F は，逃がし安全弁用可搬型蓄電池
による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の系統
構 成 と し て ， 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 常 用 ･非 常 用 窒 素 ガ ス
連 絡 弁 (A)， (B)の 全 開 操 作 及 び 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 非
常 用 窒 素 ガ ス (A)， (B)供 給 弁 の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑤現場運転員 E 及び F は，原子炉建屋地上 4 階北西通路，南西通路にて，窒素ガスボンベ出口圧力指示値が規定値以上であり，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の駆動源が確保されていることを確認する。
⑥現場運転員 E 及び F は，多重伝送現場盤内の逃がし安全弁（自動減圧機能付き）作動回路に，逃がし安全弁
用可搬型蓄電池及び仮設ケーブルを接続し，当直副長に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の準備完了を報告する。
⑦当直副長は，現場運転員に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の開放を指示する。
⑧当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運転員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に発電用原子炉の減圧状況の確認を指示する。
⑨現場運転員 E 及び F は，多重伝送現場盤に接続した逃がし安全弁用可搬型蓄電池の操作により逃がし安全弁
1.3-37

（自動減圧機能付き）を開放し，発電用原子炉の減圧を開始する。
⑩［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する
場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉の減圧が開 始 さ れ た こ と を 中 央 制 御 室 の ATWS/RPT 盤 に 接 続 し た
原子炉圧力（可搬計測器）指示値の低下により確認
し ， 当 直 副 長 並 び に 現 場 運 転 員 C， D， E 及 び F に 報 告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全
弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
⑪現場運転員 E 及び F は，原子炉建屋地上 4 階北西通路，南西通路にて，窒素ガスボンベ出口圧力指示値が規定値以上であることを確認し，高圧窒素ガス供給系
非 常 用 窒 素 ガ ス (A)， (B)供 給 弁 の 全 閉 操 作 を 実 施 する。
⑫ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B， 又 は 現 場 運 転 員 C 及 び Dは，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長に発電用
1.3-38

原子炉の減圧が完了したことを報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放まで約55 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。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.3.3－ 2）c.

代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（ 自 動 減 圧 機 能 な し D,E,K 又 は U） の 電 磁 弁 排 気 ポ ー ト へ 窒
素 ガ ス を 供 給 し ， 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動 減 圧 機 能 な し D,E,K 又は U） を 開 放 し て 発 電 用 原 子 炉 を 減 圧 す る 。
発電用原子炉の減圧状況の確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

1.3-39(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，以下の条件が全て成立した場合。

・低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポ
ンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動※1 により原子炉圧力容器への注水手段が確保されている場合。
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）作動用の窒素ガスが確保されている場合。

※ 1:「 低 圧 注 水 系 1 系 以 上 又 は 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1
系以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，若しくは低圧代替注水系（常設），消火系及び低圧代
替注水系（可搬型）のうち 2 系以上起動することをいう。
なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容
器内の水位が規定値に到達した場合は，低圧代替注
水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみ
1.3-40

の起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。
（ 添 付 資 料 1.3.7）(b) 操 作 手 順 （ A 系 使 用 の 例 ）代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放手順の概要は以下のとおり。手順の対応
フ ロ ー を 第 1.3.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.3.9 図 に ， タ イ ム チ
ャ ー ト を 第 1.3.10 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の準備開始を指示する。
②［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する
場合］
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 中 央 制 御 室 の ATWS/RPT
盤に原子炉圧力（可搬計測器）を接続し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）にて原子
炉圧力容器内の圧力を確認する。
③現場運転員 C 及び D は，代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の系統構成として，代替逃がし安全弁駆動装置のホース接続用
フランジへ仮設ホースを接続し，高圧窒素ガス供給系
重 大 事 故 時 用 窒 素 ガ ス 供 給 弁 後 弁 (A)， 高 圧 窒 素 ガ ス 供
1.3-41

給 系 重 大 事 故 時 用 窒 素 ガ ス PCV 第 一 隔 離 弁 (A)及 び 高 圧
窒 素 ガ ス 供 給 系 重 大 事 故 時 用 窒 素 ガ ス PCV 第 二 隔 離 弁(A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
④現場運転員 E 及び F は，代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス
排 気 止 め 弁 (A)の 全 閉 操 作 を 実 施 し ， 当 直 副 長 に 代 替 逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の準備完了を報告する。
⑤当直副長は，現場運転員に代替逃がし安全弁駆動装置
による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の開放を指示する。
⑥当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運転員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に発電用原子炉の減圧状況の確認を指示する。
⑦現場運転員 E 及び F は，高圧窒素ガス供給系重大事故
時 用 窒 素 ガ ス (A)供 給 弁 を 開 操 作 し ， 発 電 用 原 子 炉 の 減圧を開始する。
⑧［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する
場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉の減圧が開 始 さ れ た こ と を 中 央 制 御 室 の ATWS/RPT 盤 に 接 続 し た
原子炉圧力（可搬計測器）指示値の低下により確認
し ， 当 直 副 長 並 び に 現 場 運 転 員 C， D， E 及 び F に 報 告1.3-42

するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全
弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
⑨ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B， 又 は 現 場 運 転 員 C 及 び Dは，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長に発電用原子炉の減圧が完了したことを報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替逃がし安全弁駆動装
置 に よ る 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動 減 圧 機 能 な し ） 開 放 ま で 約 40分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，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。
（ 添 付 資 料 1.3.3－ 3）

1.3-43

(2) 逃 が し 安 全 弁 の 作 動 に 必 要 な 窒 素 ガ ス 喪 失 時 の 減 圧
a.

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
不活性ガス系からの窒素ガスの供給が喪失し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供給圧力が低下した場合，供給源を高圧窒素ガスボンベに切り替えて逃がし安全弁の駆動源を確保する。
また，高圧窒素ガスボンベから供給している期間において，高圧窒素ガス供給系出口のボンベ圧力が低下した場合，
高圧窒素ガスボンベ（待機側）へ切り替え，使用済みの高圧
窒素ガスボンベを予備の高圧窒素ガスボンベと取り替える。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準［不活性ガス系から高圧窒素ガス供給系への切替え］
高圧窒素ガス供給系ドライウェル入口圧力低警報が発生した場合。
［高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替え］
高圧窒素ガスボンベから逃がし安全弁作動用の窒素ガスを供給している期間において，高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報が発生した場合。

(b) 操 作 手 順
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保手順の 概 要 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.3.11 図 に ， タ イ ム チ
ャ ー ト を 第 1.3.12 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
1.3-44

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保の開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，高圧窒素ガス供給系非常 用 窒 素 ガ ス (A)， (B)供 給 弁 の 操 作 ス イ ッ チ を 全 閉 位
置から全開位置とし，高圧窒素ガスボンベによる供給に 切 り 替 わ る こ と を 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 常 用 ･非 常 用 窒
素 ガ ス 連 絡 弁 (A)， (B)の 全 閉 及 び 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系
非 常 用 窒 素 ガ ス (A)， (B)供 給 弁 の 全 開 に よ り 確 認 する 。 あ わ せ て ， 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 ADS 入 口 圧 力 指 示
値が規定値以上であることを確認し，高圧窒素ガス供給 系 常 用 ･非 常 用 窒 素 ガ ス 連 絡 弁 (A)， (B)の 操 作 ス イ ッ
チを自動位置から全開位置とし当直副長に報告する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D
は，手動操作にて高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施し，高圧窒素ガス供給系常用 ･非 常 用 窒 素 ガ ス 連 絡 弁 (A)， (B)及 び 高 圧 窒 素 ガ ス 供
給 系 非 常 用 窒 素 ガ ス (A)， (B)供 給 弁 の 全 開 操 作 を 実 施する。
③当直副長は，高圧窒素ガスボンベから逃がし安全弁作
動用の窒素ガスを供給している期間において，高圧窒
素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報が発生した場合，現場運転員に高圧窒素ガスボンベ（待機側）
への切替え及び使用済みの高圧窒素ガスボンベの取替えを指示する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
1.3-45

本部に新たに高圧窒素ガスボンベの確保を依頼する。
⑤ 現 場 運 転 員 C， D， E 及 び F は ， 高 圧 窒 素 ガ ス ボ ン ベ を使用側から待機側へ切り替える。
⑥ 現 場 運 転 員 C， D， E 及 び F は ， 予 備 ボ ン ベ ラ ッ ク に 配備している高圧窒素ガスボンベと使用済みの高圧窒素
ガスボンベを取り替える。
⑦現場運転員 C 及び D は，高圧窒素ガスボンベを取り替
え後，高圧窒素ガス供給ラインのリークチェックを実施し，当直副長に高圧窒素ガスボンベによる逃がし安
全弁駆動源確保が完了したことを報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
作業開始を判断してから，高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保完了までの必要な要員及び所要時間は以下のとおり。
・高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運
転 員 2 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 は 約 20 分 で 可 能 で ある。
・高圧窒素ガスボンベ（待機側）への切替え及び使用済
み高圧窒 素ガス ボ ンベの取 替えに よ る逃がし安全弁駆動
源確保
現 場 運 転 員 4 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 は 約 60 分 で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
1.3-46

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。
（ 添 付 資 料 1.3.3－ 4）(3) 復 旧a.

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

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
常 設 直 流 電 源 喪 失 に よ り ， 直 流 125V 主 母 線 (A)系 及 び (B)
系の電圧喪失を確認した場合において，可搬型直流電源設
備又は直流給電車いずれかの設備からの給電が可能な場合。

(b) 操 作 手 順
代 替 直 流 電 源 設 備 に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応する。

(c) 操 作 の 成 立 性
代 替 直 流 電 源 設 備 に 関 す る 操 作 の 成 立 性 は 「 1.14の確保に関する手順等」にて整理する。
1.3-47

電源

また，逃がし安全弁による発電用原子炉の減圧操作は，1ユニット当たり中央制御室運転員 1 名にて作業を実施した
場合，可搬型直流電源設備又は直流給電車いずれかの設備による直流電源の復旧が完了してから逃がし安全弁の開放まで約 1 分で可能である。

b.

代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，代替交流電源設備により充電器を受電し，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，直流 125V 主 母 線 (A)系 及 び (B)系 の 電 圧 喪 失 を 確 認 し た 場 合 において，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備いずれかの設備からの給電が可能な場合。

(b) 操 作 手 順
代 替 交 流 電 源 設 備 に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応する。

1.3-48(c) 操 作 の 成 立 性
代 替 交 流 電 源 設 備 に 関 す る 操 作 の 成 立 性 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整理する。
また，逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，1 ユニッ
ト当たり中央制御室運転員 1 名にて作業を実施した場合，代替交流電源設備による直流電源の復旧が完了してから逃がし安全弁の開放まで約 1 分で可能である。

(4) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.3.16 図 に 示 す 。
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁が作動しない場
合，可搬型直流電源設備（給電準備が完了するまでの間は常設
代替直流電源設備を使用）若しくは逃がし安全弁用可搬型蓄電池により直流電源を確保して逃がし安全弁を作動させるか，又は代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁を作動させて発電用原子炉を減圧する。
常設直流電源喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，可搬型直流電源設備又は直流給電車により直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失した場合，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替
交流電源設備により充電器を充電し，直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。
逃がし安全弁作動用窒素ガスの喪失により逃がし安全弁が作
1.3-49動しない場合，高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベにより窒素ガスを確保し，逃がし安全弁を作動させて発電用原子炉を減圧する。
なお，逃がし安全弁の背圧対策として，想定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ窒素ガスの供給圧力を調整している。

1.3.2.3

炉 心 損 傷 時 に お け る 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接加熱を防止する手順

炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場
合 に お い て ， 高 圧 溶 融 物 放 出 /格 納 容 器 雰 囲 気 直 接 加 熱 に よ る 原
子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁を使用した中央制御室からの手動操作による発電用原子炉の減圧を行う。
原子炉格納容器の破損を防止するための手動操作による発電用
原 子 炉 の 減 圧 手 順 に つ い て は 「 1.3.2.1(1)a.

手動操作による減圧」にて整備する。

1.3.2.4

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応 手 順(1) EOP「 原 子 炉 建 屋 制 御 」
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 は ， 原 子 炉 冷 却 材 圧 力
バウンダリ機能が喪失し，原子炉格納容器外へ原子炉冷却材の漏えいが生じる。したがって，原子炉格納容器外への漏えいを停止するための破断箇所の隔離，保有水を確保するための原子
炉圧力容器への注水が必要となる。
1.3-50破断箇所の特定又は隔離ができない場合は，逃がし安全弁及びタービンバイパス弁により発電用原子炉を減圧することで，原子炉建屋への原子炉冷却材の漏えいを抑制し，破断箇所の隔
離を行う。

a.

手順着手の判断基準
非常用炉心冷却系の吐出圧力上昇，原子炉建屋内の温度上

昇若しくはエリア放射線モニタの指示値上昇等漏えいが予測されるパラメータの変化，又は漏えい関連警報の発生により
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA の 発 生 を 判 断 し た 場 合 。

b.

操作手順
EOP「 原 子 炉 建 屋 制 御 」 に お け る 操 作 手 順 の 概 要 は 以 下 の とお り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.3.13 図 及 び 第 1.3.14 図 に ，タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.3.15 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，インターフ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA の 発 生 を 判 断 し ， 中 央 制 御 室 運
転員に原子炉手動スクラムの実施並びに破断箇所の特定及び隔離を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉手動スクラムを実施する。また，発生した警報及びパラメータの変化から，破断箇所の特定及び中央制御室からの遠隔操作による隔離を実施する。
③当直副長は，破断箇所の特定及び中央制御室からの遠隔操作による隔離を実施できない場合は，中央制御室
1.3-51

運転員に 非常用 ガ ス処理系 の起動 操 作， 及び低圧注水系
2 系以上又は代替注水系の起動操作を指示する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，非常用ガス処理系の起動操作，及び低圧注水系 2 系以上又は代替注水系の起動操作を実施する。
⑤当直副長は，非常用ガス処理系の起動，及び低圧注水系 2 系以上又は代替注水系の起動後，運転員に発電用原子炉の減圧操作，原子炉水位低下操作及び原子炉建屋環境悪化（建屋温度，建屋圧力，建屋放射線量）抑
制操作の開始を指示する。
⑥a 復水器使用可能の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁及びター
ビンバイパス弁により発電用原子炉の急速減圧を行い，大気圧まで減圧することで，原子炉建屋への原子炉冷却材漏えい量を抑制する。
⑥b 復水器使用不可能の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁により発電用原子炉の急速減圧を行い，減圧完了圧力まで減圧することで，原子炉建屋への原子炉冷却材漏えい量を抑制する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，低圧注水系 2 系以上又は代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉
水 位 低 （ レ ベ ル 1） か ら 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1.5） の間で維持する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉区域換気空調系
1.3-52

排気放射線モニタ指示値及び燃料取替エリア排気放射線 モ ニ タ 指 示 値 が 制 限 値 以 下 の 場 合 ， 原 子 炉 区 域 ･タ ービン区域換気空調系の起動操作を実施し，原子炉建屋
環境（建屋温度，建屋圧力，建屋放射線量）の悪化を抑制する。
⑨現場運転員 C 及び D は，中央制御室からの遠隔操作により破断箇所を隔離できない場合は，蒸気漏えいに備え防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を装着し（現場運
転員 E 及び F は装着補助を行う），原子炉建屋（管理区域）にて隔離弁を全閉することで原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいを停止する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，各種監視パラメータの変化から破断箇所の隔離が成功していることを確認し，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑪中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を起動し，発電用原子炉からの除
熱を行う。

c.

操作の成立性
上記の操作のうち，中央制御室からの隔離操作は，1 ユニ

ット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて
作 業 を 実 施 し た 場 合 ， イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 から 破 断 箇 所 の 隔 離 完 了 ま で 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
中央制御室からの隔離操作を実施ができない場合の現場で1.3-53

の隔離操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施した場
合 ， イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 か ら 破 断 箇 所 の 隔 離
完 了 ま で 約 240 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服），照明及び通信連絡設備を整備する。

［中央制御室からの遠隔隔離操作の成立性］
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA が 発 生 す る 可 能 性 の あ る
操作は，定例試験として実施する非常用炉心冷却系電動弁
手動開閉試験における原子炉注入弁の手動開閉操作である。
上記試験を行う際は，系統圧力を監視し上昇傾向にならないことを確認しながら操作し，系統圧力が上昇傾向になった場合は速やかに原子炉注入弁の閉操作を実施することとしている。しかし，隔離弁の隔離失敗等により系統圧力が異常に上昇し，低圧設計部分の過圧を示す警報及び漏えい関連警報が発生した場合は，同試験を実施していた非常用 炉 心 冷 却 系 で イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA が 発 生 し ていると判断することで漏えい箇所及び隔離すべき遠隔操作
弁の特定が容易となり，中央制御室からの遠隔隔離操作を速やかに行うことが可能である。

［現場での隔離操作の成立性］
隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートの環
1.3-54

境を考慮しても，現場での隔離操作は可能である。

［溢水の影響］隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートは，
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA に よ り 漏 え い が 発 生 す る 機
器よりも上層階に位置し，溢水の影響を受けない。

［ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA の 検 知 に つ い て ］
イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 は ， 原 子 炉 格 納 容
器内外のパラメータ等によりインターフェイスシステム
LOCA と 判 断 す る 。 非 常 用 炉 心 冷 却 系 ポ ン プ 設 置 室 は 原 子 炉
建屋内において各部屋が分離されているため，床漏えい検出器，監視カメラ及び火災報知器により，漏えい箇所を特定するための参考情報の入手並びに原子炉建屋の状況確認が可能である。
（ 添 付 資 料 1.3.3－ 5， 1.3.4， 1.3.5， 1.3.6）

1.3.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

逃がし安全弁，中央制御室監視計器類への電源供給手順及び可搬型代替直流電源設備，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備への燃料補給手順について
は ， 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.3-55

第 1.3.1 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/4）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

自動減圧系

対処設備

手順書

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）

－

※1，※2

自動減圧系の起動阻止スイッチ（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

主蒸気系配管・クエンチャ

対処設備

C,H,N,T の 4 個）

重大事故等

逃がし安全弁（自動減圧機能付き

自動減圧機能用アキュムレータ
減圧の自動化

非常用交流電源設備

事故時運転操作手順書

主蒸気系配管・クエンチャ（徴候ベース）（逃がし安全弁）手動操作による減圧

自動減圧機能用アキュムレータ
所内蓄電式直流電源設備
可搬型直流電源設備

※3

対処設備

逃がし弁機能用アキュムレータ

重大事故等

フロントライン系故障時

逃がし安全弁

※3

常設代替交流電源設備「RPV 制御」

※3
※3
設備

自主対策

第二代替交流電源設備

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）※3

可搬型代替交流電源設備「減圧冷却」

タービンバイパス弁

事故時運転操作手順書

タービン制御系（徴候ベース）

自主対策設備

手動操作による減圧（タービンバイパス弁）「減圧冷却」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1※3:手順は「1.14

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5: 原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

1.3-56

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/4）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段
可搬型直流電源設備

手順書※3

事故時運転操作手順書

AM 用切替装置（SRV）（徴候ベース）

常設代替直流電源設備
主蒸気系配管・クエンチャ
逃がし弁機能用アキュムレータ

対処設備

逃がし安全弁（自動減圧機能なし）

重大事故等

逃がし安全弁機能回復

AM 設備別操作手順書「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開放」

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

事故時運転操作手順書

逃がし安全弁（自動減圧機能付き）（徴候ベース）

主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ
対処設備

重大事故等

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

による逃がし安全弁機能回復

AM 設備別操作手順書「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開放」

高圧窒素ガス供給系(代替逃がし安全弁駆動装

事故時運転操作手順書

置）(徴候ベース）

逃がし安全弁（自動減圧機能なし
D,E,K,U の 4 個）
主蒸気系配管・クエンチャ

自主対策設備

代替逃がし安全弁

駆動装置による減圧

サポート系故障時

AM 設備別操作手順書「代替 SRV 駆動装置による SRV 開
放」高圧窒素ガスボンベ

事故時運転操作手順書

高圧窒素ガス供給系配管・弁(徴候ベース）

自動減圧機能用アキュムレータ
逃がし弁機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備

窒素ガス確保

高圧窒素ガス供給系による－可搬型直流電源設備による常設直流電源系統

対処設備

AM 設備別操作手順書「SRV 駆動源確保」※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1※3:手順は「1.14

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5: 原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

1.3-57

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/4）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

高圧窒素ガスボンベ

設備

自主対策

による復旧

代替交流電源設備

第二代替交流電源設備

※3

対処設備

※3

可搬型代替交流電源設備

重大事故等

常設代替交流電源設備

設備

※3

自主対策

による復旧

代替直流電源設備

サポート系故障時

直流給電車及び電源車

対処設備

※3

常設直流電源

重大事故等

可搬型直流電源設備

対処設備

全交流動力電源

※3

－

※4

－

※3

重大事故等

背圧対策

逃がし安全弁の－高圧窒素ガス供給系配管・弁※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1※3:手順は「1.14

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5: 原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

1.3-58

対応手段，対処設備，手順書一覧（4/4）（原子炉格納容器の破損防止，インターフェイスシステム LOCA 発生時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

手順書

事故時運転操作手順書

主蒸気系配管・クエンチャ（シビアアクシデント）

逃がし弁機能用アキュムレータ

「RPV 制御」

自動減圧機能用アキュムレータ

/重大事故等対処設備

逃がし安全弁

格納容器

雰囲気直接加熱の防止

高圧溶融物放出

原子炉格納容器の破損防止

－

対処設備

自動減圧機能用アキュムレータ

事故時運転操作手順書(徴候ベース）「原子炉建屋制御」等
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

タービン制御系

自主対策設備

タービンバイパス弁「R/B 制御」

高圧炉心注水系注入隔離弁（設計基準拡張）

原子炉建屋原子炉区域内の重大事故等対処設備

圧力上昇抑制及び環境改善

発生時

原子炉冷却材の

－

L
O
C
A

漏えい箇所の隔離

インターフェイスシステム

発電用原子炉の減圧逃がし弁機能用アキュムレータ

対処設備

主蒸気系配管・クエンチャ

重大事故等

逃がし安全弁

原子炉建屋ブローアウトパネル ※5
重大事故等対処設備※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1※3:手順は「1.14

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5:原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

1.3-59

第 1.3.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/6）
重大事故等の対応に

手順書
1.3.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(1)代替減圧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力「減圧冷却」

高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
判断基準

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
補機監視機能残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
RFP 吐出ヘッダ圧力
復水器器内圧力

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉水位（狭帯域）操作

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）

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

補機監視機能復水器器内圧力

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力「急速減圧」

高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
判断基準

残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
補機監視機能RFP 吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力
復水器器内圧力

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉水位（狭帯域）操作

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）

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

補機監視機能復水器器内圧力

1.3-60

監視計器一覧（2/6）
重大事故等の対応に

手順書
1.3.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(1)代替減圧
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力「RPV 制御」

残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
判断基準

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位
原子炉圧力容器内の圧力

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

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）

操作

原子炉水位（SA）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

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

1.3-61

原子炉圧力容器温度

監視計器一覧（3/6）
重大事故等の対応に

手順書
1.3.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

サポート系故障時の対応手順(1)常設直流電源系統喪失時の減圧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

直流 125V 主母線盤 A 電圧
電源

直流 125V 主母線盤 B 電圧

AM 設備別操作手順書

直流 125V 充電器盤 A－2 蓄電池電圧「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開

高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力放」

高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
判断基準

高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力
原子炉圧力

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力（SA）
原子炉圧力（可搬計測器）

操作

原子炉圧力（現場計器）
高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力
補機監視機能高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

直流 125V 主母線盤 A 電圧
電源

AM 設備別操作手順書

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 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開

高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力

放」
判断基準

高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力
原子炉圧力

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力（SA）
原子炉圧力（可搬計測器）

操作

原子炉圧力（現場計器）
高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力
補機監視機能高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力

1.3-62

監視計器一覧（4/6）
重大事故等の対応に

手順書
1.3.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

サポート系故障時の対応手順(1)常設直流電源系統喪失時の減圧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

直流 125V 主母線盤 A 電圧
電源

直流 125V 主母線盤 B 電圧

AM 設備別操作手順書

直流 125V 充電器盤 A－2 蓄電池電圧「代替 SRV 駆動装置による SRV 開放」

SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(A)出口圧力
SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(B)出口圧力
判断基準

SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(A)圧力SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(B)圧力
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力
原子炉圧力

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力（SA）

操作

原子炉圧力（可搬計測器）
原子炉圧力（現場計器）
SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(A)出口圧力

補機監視機能SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(B)出口圧力
SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(A)圧力SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(B)圧力

1.3.2.2

サポート系故障時の対応手順(2)逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧

AM 設備別操作手順書

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

補機監視機能高圧窒素ガス供給系 ドライウェル入口圧力低警報
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ出口圧力低警報「SRV 駆動源確保」
操作

高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力
補機監視機能高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力

1.3-63

監視計器一覧（5/6）
重大事故等の対応に

手順書
1.3.2.4

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手順

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（狭帯域）「原子炉建屋制御」等

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA）

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉圧力「R/B 制御」

原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）
ドライウェル雰囲気温度
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
格納容器バイパスの監視

残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力

判断基準

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
RHR ポンプ室雰囲気温度
RCIC ポンプ室雰囲気温度
RCIC 機器室雰囲気温度
エリア放射線モニタ
補機監視機能ドライウェルサンプ水位
RHR ポンプ(A)室床漏えい
RHR ポンプ(B)室床漏えい
RHR ポンプ(C)室床漏えい
HPCF(B)ポンプ室床漏えい

漏えい関連警報

HPCF(C)ポンプ室床漏えい
RCIC ポンプ室床漏えい
RCIC 蒸気管圧力低RCIC 蒸気管流量大CUW 差流量大
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力操作

残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
格納容器バイパスの監視

高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
RHR ポンプ室雰囲気温度
RCIC ポンプ室雰囲気温度
RCIC 機器室雰囲気温度
エリア放射線モニタ
プロセス放射線モニタ
・原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射線モニタ

1.3-64

監視計器一覧（6/6）
重大事故等の対応に

手順書
1.3.2.4

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手順

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

残留熱除去系(A)系統流量「原子炉建屋制御」等

残留熱除去系(B)系統流量
原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系(C)系統流量

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

高圧炉心注水系(B)系統流量「R/B 制御」

高圧炉心注水系(C)系統流量
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
補機監視機能残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
サプレッション･チェンバ･プール水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(C)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度操作

残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系熱交換器(C)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
最終ヒートシンクの確保

原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系熱交換器(A)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(C)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(C)出口冷却水温度
原子炉補機冷却海水系ポンプ(A)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(B)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(C)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(D)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(E)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(F)吐出圧力

補機監視機能1.3-65復水器器内圧力第 1.3.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文

【1.3】

給電元

供給対象設備

逃がし安全弁原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

給電母線
所内蓄電式直流電源設備
可搬型直流電源設備
逃がし安全弁用可搬型蓄電池
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
直流 125V A 系
直流 125V A－2 系
直流 125V B 系
AM 用直流 125V

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

1.3-66

凡例

SR弁による原子炉減圧機能喪失③：AND条件：フロントライン系の対応：OR条件：サポート系の対応

SR弁 A（ADS機能付き）による減圧機能喪失SR弁（ADS機能付き）による減圧機能喪失注：ADS機能付きSR弁は，
A,C,F,H,L,N,R,Tの8個SR弁（ADS機能なし）による減圧機能喪失注：ADS機能なしSR弁は，
B,D,E,G,J,K,M,P,S,Uの10個

SR弁 A
弁体故障

SR弁 A
ADS機能喪失

SR弁 A
逃がし弁機能喪失※1

1.3-67

フロントライン系故障時の対応手段①：減圧の自動化②：手動操作による減圧（逃がし安全弁）③：手動操作による減圧（タービンバイパス弁）

フロントライン系

SR弁 A
ADS機能用
駆動源喪失

サポート系故障時の対応手段④：可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復⑤：逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復⑥：代替逃がし安全弁駆動装置による減圧⑦：高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保⑧：可搬型直流電源設備による復旧⑨：直流給電車による復旧⑩：常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備による復旧⑪：可搬型代替交流電源設備による復旧

SR弁 A
ADS A系機能喪失

※4

SR弁 A
ADS B系機能喪失※2 ①

注：③の対策は，MSIV開時のみ有効④の対策は，ADS機能なしSR弁が対象⑤の対策は，直流125V A系負荷であるADS機能付きSR弁が対象⑥の対策は，ADS機能なしSR弁D，E，K，Uの4個が対象⑧⑨⑩⑪の対策は，直流125V A系負荷であるADS機能付きSR弁及びADS機能なしSR弁が対象

第 1.3.1 図⑤
ADS A系
作動回路
故障

SR弁 A
ADS A系
SV故障

駆動源喪失（DC電源）
※6

自動信号

手動

機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 （ 1/2）

SR弁 A
ADS B系
回路故障
※2

※3

凡例

サポート系

SR弁 D（ADS機能なし）による減圧機能喪失：サポート系の対応

SR弁
逃がし弁用
駆動源喪失
（窒素ガス）※4※5

アキュムレータ

SR弁 D
逃がし弁機能喪失

1.3-68※3：フロントライン系の対応

：OR条件

SR弁
ADS機能用
駆動源喪失（窒素ガス）

⑥
SR弁 D
弁体故障

：AND条件

アキュムレータ

⑦
N2ボンベ

AC系

配管

AC系

配管

フロントライン系
駆動源喪失（DC電源）
SR弁 D
逃がし弁用
駆動源喪失

AC電源
喪失

※6

※7
⑨

※5
逃がし弁
作動回路
故障

SR弁 D
逃がし弁
SV故障

主母線盤故障遮断器故障

蓄電池機能喪失

駆動源喪失（DC電源）
⑧

自動信号

手動

②

AC電源
喪失

※7

第 1.3.1 図

M/C故障
⑩

④

※6

⑪
P/C故障

機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 （ 2/2）

充電器盤故障

D/G機能
喪失

外部電源
喪失

凡例：

フロントライン系

サポート系

故障を想定

対応手段あり

故障要因5

故障要因6

故障要因7

故障要因8

フロントライン系，サポート系の整理，故障の想定・対応手段
故障想定機器

故障要因1

故障要因2

故障要因3

故障要因4

故障要因9

SR弁弁本体故障
ADS A系作動回路故 ADS A系自動信号
障ADS A系手動ADS A系電磁弁故障
主母線盤故障遮断器故障

ADS A系機能喪失

蓄電池機能喪失ADS A系駆動電源喪失（DC電源）直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失外部電源喪失ADS B系作動回路故 ADS B系自動信号
障
ADS B系手動
ADS機能喪失ADS B系電磁弁故障
主母線盤故障遮断器故障

ADS B系機能喪失
SR弁（ADS機能付き）
による減圧機能喪失

蓄電池機能喪失ADS B系駆動電源喪失（DC電源）充電器盤故障直流電源供給機能喪失充電器機能喪失P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失外部電源喪失アキュムレータ
SR弁による原子炉減
圧機能喪失

ADS機能用駆動源喪窒素ガスボンベ
HPIN（非常用）機能喪失（窒素ガス）
AC系
失配管
逃がし弁作動回路故 自動信号
障手動
逃がし弁電磁弁故障
主母線盤故障遮断器故障
逃がし弁機能喪失

蓄電池機能喪失
逃がし弁駆動電源喪失（DC電源）直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失アキュムレータ

逃がし弁用駆動源喪AC系
失（窒素ガス）HPIN（常用）機能喪失
配管
SR弁弁本体故障
逃がし弁作動回路故 自動信号
障手動
逃がし弁電磁弁故障

SR弁（ADS機能なし）
による減圧機能喪失 逃がし弁機能喪失

主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
逃がし弁駆動電源喪失（DC電源）直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失アキュムレータ

逃がし弁用駆動源喪AC系
失（窒素ガス）HPIN（常用）機能喪失
配管※

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

第 1.3.1 図

機能喪失原因対策分析（補足）1.3-69

第 1.3.2 図

EOP「減圧冷却」における対応フロー

1.3-70第 1.3.3 図

EOP「急速減圧」における対応フロー

1.3-71

第 1.3.4 図

SOP「RPV 制御」，SOP「R/B 制御」における対応フロー

1.3-72

1.3-73
操作手順

第 1.3.5 図

弁名称④b

高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁⑤b※1

高圧窒素ガス供給系常用・非常用窒素ガス連絡弁（A）⑤b※2

高圧窒素ガス供給系常用・非常用窒素ガス連絡弁（B）⑤b※3⑥b

高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス（A）供給弁⑤b※4⑥b

高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス（B）供給弁

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放概要図

経過時間（時間）
10分

手順の項目

20分

30分

40分

50分

1

2

3

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁開放
35分

要員（数）

4

5

6

7

8

9

10

11

備考

12

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁開放
7時間35分

通信連絡設備準備

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

可搬計測器接続

通信連絡設備準備

AM用MCC受電

電源切替
減圧操作，減圧確認
移動，系統構成

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

移動，電路構成

移動，受電確認
移動，電源ケーブル接続前準備

減圧確認

AM直流125V充電器盤受電及び換気設備運転

移動，系統構成

1.3-74

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

緊急時対策要員

6

発電用原子炉の減圧確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下１階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

電源車からの給電

第 1.3.6 図

電源ケーブ ル接続

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放

タイムチャート凡例
PI

設計基準対象施設から追加した箇所（中央制御室）

PS

可搬
計測器

PT

RCCV

多重伝送現場盤

端子接続
D/W

ＳＲＶ用
蓄電池 sw
NO
ＲＰＶ

主蒸気ﾗｲﾝMO

ADS用SRV(A,C,F,H,L,N,R,T)

MO

③
AC系より

MO

MO

PIS

④※1,2

MO

④※3,4 ⑪

1.3-75

予備側
ＡＤＳ用
アキュムレータ

使用側

ＳＲＶ用
アキュムレータ

S/C
ﾎﾞﾝﾍﾞ元弁

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

操作手順

第 1.3.7 図

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

弁名称③

高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁④※1

高圧窒素ガス供給系常用・非常用窒素ガス連絡弁（A）④※2

高圧窒素ガス供給系常用・非常用窒素ガス連絡弁（B）④※3⑪

高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス（A）供給弁④※4⑪

高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス（B）供給弁

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

備考

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁開放 55分

要員（数）電源確認，通信連絡設備準備

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

可搬計測器接続
減圧確認

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放

現場運転員 Ｃ，Ｄ

減圧確認
移動，系統構成

現場運転員 Ｅ，Ｆ

1.3-76

第 1.3.8 図

2

移動，系統構成

2

可搬型蓄電池，ケーブ ル接続
減圧操作開始逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放

発電用原子炉の減圧確認については，中央制御室又は原子炉建屋地
下１階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能である
ため，いずれかの計器で確認する。

タイムチャート1.3-77
操作手順

第 1.3.9 図

弁名称

③※1

高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス供給弁後弁(A)③※2

高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガスPCV第二隔離弁(A)③※3

高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガスPCV第一隔離弁(A)④高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス排気止め弁(A)⑦高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス(A)供給弁

代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

要員（数）

40

50

60

70

備考

80

４０分 代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁開放
通信連絡設備準備

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

可搬計測器接続
減圧確認

代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放移動

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

仮設ホース取付け，系統構成
減圧確認
移動

現場運転員 Ｅ，Ｆ

1.3-78

第 1.3.10 図

2

発電用原子炉の減圧確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下１階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

系統構成，減圧操作開始

代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放

タイムチャート

R/B

Y/D

RCCV

D/W

NO
MO

MO
ＲＰＶ

主蒸気ﾗｲﾝSRV②※2,3

1.3-79

ＡＤＳ用
アキュムレータ

MO

MO

逃がし弁
機能用
ｱｷｭﾑﾚｰﾀ

②※1

N2ｶﾞｽ
供給装置

MO

②※4,5

PIS

待機側

使用側
予備ボンベ

予備ボンベ
ﾎﾞﾝﾍﾞ元弁

S/C

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

第 1.3.11 図

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

備考

70

備考

ドライウェル入口圧力低警報 発生
20分
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

要員（数）通信連絡設備準備

高圧窒素ガスボンベによる 中央制御室運転員 Ａ，Ｂ
逃がし安全弁駆動源確保（不活性ガス系から高圧窒素
ガス供給系への切替え）
現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

窒素ガス供給確認

移動，ラ イ ン 切替

2

経過時間（分）

1.3-80

10

手順の項目

要員（数）

20

30

窒素ガスボンベ出口圧力低警報 発生

0

40

50

60

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
60分

移動，ボン ベ切替え

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保（高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替え）

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

第 1.3.12 図

ボン ベ取替え
リークチェ ック

移動，ボン ベ切替え

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

ボン ベ取替えタイムチャート第 1.3.13 図EOP「スクラム」におけるインターフェイスシステム LOCA
発生時の対応フロー1.3-81

1.3-82
第 1.3.14 図

EOP「 原 子 炉 建 屋 制 御 」 に お け る イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応 フ ロ ー経過時間（分）
10

手順の項目

20

経過時間（時）
30

2

3

5

4

6

7

インターフェイスシステムＬＯＣＡ事象発生
インターフェイスシステムＬＯＣＡ事象判断
減圧完了，Ｓ／Ｐ冷却開始
約240分 現場隔離 ※約15分以内 遠隔隔離要員（数）警報確認，パラ メータ確認，通信連絡設備準備
手動スクラ ム並びに破断箇所特定及び遠隔隔離操作
ＳＧＴＳ起動並びに低圧注水系若しくは代替注水系起動
発電用原子炉の減圧操作

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

原子炉水位調整 隔離成功までL-1～L-1.5水位を 維持
原子炉水位 隔離成功後L-3～L-8水位を 維持

インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ

ＲＨＲ（サプ レッショ ン ・チェ ン バ・プ ール水冷却モード）起動
ＲＨＲ（原子炉停止時冷却モード）起動

1.3-83

R/A，T/A送・排風機起動
移動，防護具装着

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

移動，現場隔離操作

移動，防護具装着補助※ 破断の規模によっては，現場での隔離操作の所要時間は240分以内となる。

第 1.3.15 図

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 発 生 時 の 対 応

タイムチャート（中央制御室からの遠隔操作による破断箇所の隔離ができない場合）

8

備考

（１）フロントライン系故障時の対応手段の選択
逃がし安全弁
背圧対策 ※【凡例】※ あらかじめ窒素ガスの供給圧 力を設定

：プラント状態：操作、確認

自動減圧系機能喪失：判断：重大事故等対処設備

低圧注水系，低圧代替注水系（常設）又は代替注水系注水準備完了

復水器使用可能No

原子炉水位低（Ｌ－１）到達１０分後＋残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モ ード）

Yes

優先①
手動操作による減圧（タービンバイパス弁）

第 1.3.16 図

優先②手動操作による減圧（逃がし安全弁）

優先③
代替自動減圧機能による減圧

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1/2）

1.3-84

（２）サポート系故障時の対応手段の選択(1/3)
常設直流電源系統喪失による減圧機能喪失【凡例】：プラント状態：操作、確認

常設代替直流電源
設備使用可能No：判断：重大事故等対処設備
逃がし安全弁用
可搬型蓄電池
使用可能

Yes

No

Yes
常設代替直流電源設備
による直流電源確保
・逃がし安全弁開放
逃がし安全弁用可搬型
蓄電池による電源確保
・逃がし安全弁開放

代替逃がし安全弁
駆動装置による
逃がし安全弁開放

可搬型直流電源設備
による直流電源確保
・逃がし安全弁開放（２）サポート系故障時の対応手段の選択(2/3)
常設直流電源喪失による減圧機能喪失

常設直流電源のみ喪失

No

常設代替交流電源設備
使用可能

Yes

可搬型直流電源
設備使用可能No

Yes

第二代替交流電源設備
使用可能

No

Yes

Yes

可搬型直流電源設備
による直流電源確保
・逃がし安全弁復旧

No

直流給電車による直流電源確保・逃がし安全弁復旧

常設代替交流電源設備
による直流電源確保
・逃がし安全弁復旧

第二代替交流電源設備
による直流電源確保
・逃がし安全弁復旧

可搬型代替交流電源設備
による直流電源確保
・逃がし安全弁復旧（２）サポート系故障時の対応手段の選択(3/3)
逃がし安全弁作動用
窒素ガス喪失による減圧機能喪失

高圧窒素ガスボンベ
による窒素ガス確保
・逃がし安全弁開放第 1.3.16 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2/2）

1.3-85

添付資料 1.3.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/3）
技術的能力審査 基準（1.3）
【 本文 】
発 電用 原 子炉 設置 者 にお いて 、 原子 炉冷 却 材圧 力バ
ウ ンダ リ が高 圧の 状 態で あっ て 、設 計基 準 事故 対処設 備が 有 する 発電 用 原子 炉の 減 圧機 能が 喪 失し た場
合 にお い ても 炉心 の 著し い損 傷 及び 原子 炉 格納 容器の 破損 を 防止 する た め、 原子 炉 冷却 材圧 力 バウ ンダ
リ を減 圧 する ため に 必要 な手 順 等が 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 】
１ 「炉 心の 著 しい 損傷 」 を「 防止 す るた め、 原 子
炉 冷却 材 圧力 バウ ン ダリ を減 圧 する ため に 必要 な手
順 等」 と は、 以下 に 掲げ る措 置 又は これ ら と同 等以
上 の効 果 を有 する 措 置を 行う た めの 手順 等 をい う。

（ １） 可 搬型 重大 事 故防 止設 備ａ ）常 設 直流 電源 系 統喪 失時 に おい て、 減 圧用 の弁（ 逃が し 安全 弁（ BWR の 場合 ） 又は 、主 蒸 気逃 がし弁 及び 加 圧器 逃が し 弁（ PWR の 場合 ）） を 作動 させ
原 子炉 冷 却材 圧力 バ ウン ダリ の 減圧 操作 が 行え るよ
う 、手 順 等が 整備 さ れて いる こ と。

ｂ ）減 圧 用の 弁が 空 気作 動弁 で ある 場合 、 減圧 用の弁 を作 動 させ 原子 炉 冷却 材圧 力 バウ ンダ リ の減 圧操
作 が行 え るよ う可 搬 型コ ンプ レ ッサ ー又 は 窒素 ボン
ベ を整 備 する こと 。

ｃ ）減 圧 用の 弁が 作 動可 能な 環 境条 件を 明 確に する
こ と。

（ ２） 復 旧ａ ）常 設 直流 電源 喪 失時 にお い ても 、減 圧 用の 弁を
作 動さ せ 原子 炉冷 却 材圧 力バ ウ ンダ リの 減 圧操 作が行 える よ う、 代替 電 源に よる 復 旧手 順等 が 整備 されて いる こ と。
（ ３） 蒸 気発 生器 伝 熱管 破損 （ SGTR）
ａ ）SGTR 発 生 時に おい て 、破 損し た 蒸気 発生 器 を隔 離す る こと 。隔 離 でき ない 場 合、 加圧 器 逃が し弁を 作動 さ せる こと 等 によ り原 子 炉冷 却材 圧 力バ ウン
ダ リの 減 圧操 作が 行 える よう 、 手順 等が 整 備さ れてい るこ と 。（ PWR の 場合 ）（ ４） イ ンタ ーフ ェ イス シス テ ムLOCA（ ISLOCA）
ａ ）ISLOCA 発 生時 にお い て、 原子 炉 冷却 材圧 力 バ
ウ ンダ リ の損 傷箇 所 を隔 離す る こと 。隔 離 でき ない場 合、 原 子炉 を減 圧 し、 原子 炉 冷却 材の 漏 えい を抑制 する た めに 、逃 が し安 全弁 （ BWR の場 合 ）又 は主
蒸 気逃 が し弁 及び 加 圧器 逃が し 弁（ PWR の 場合 ）を
作 動さ せ るこ と等 に より 原子 炉 冷却 材圧 力 バウ ンダ
リ の減 圧 操作 が行 え るよ う、 手 順等 が整 備 され てい
る こと 。

番号

①

－

②

③

④

設置許可 基準規則（46条）

技 術基準規則（61条）【本 文 】
発電 用 原子 炉施 設 には 、原 子 炉冷 却材 圧力 バ ウ
ンダ リ が高 圧の 状 態で あっ て 、設 計基 準事 故 対
処設 備 が有 する 発 電用 原子 炉 の減 圧機 能が 喪 失した 場 合に おい て も炉 心の 著 しい 損傷 及び 原 子
炉格 納 容器 の破 損 を防 止す る ため 、原 子炉 冷 却
材圧 力 バウ ンダ リ を減 圧す る ため に必 要な 設 備を設 け なけ れば な らな い。

【 本 文】
発 電 用原 子炉 施 設に は、 原子 炉 冷却 材圧 力
バ ウ ンダ リが 高 圧の 状態 であ っ て、 設計 基
準 事 故対 処設 備 が有 する 発電 用 原子 炉の 減
圧 機 能が 喪失 し た場 合に おい て も炉 心の 著
し い 損傷 及び 原 子炉 格納 容器 の 破損 を防 止
す る ため 、原 子 炉冷 却材 圧力 バ ウン ダリ を
減 圧 する ため に 必要 な設 備を 施 設し なけ れ
ば な らな い。

【解 釈 】
１ 第 ４６ 条 に規 定す る 「炉 心の 著し い 損傷 」を「防 止 する ため 、 原子 炉冷 却 材圧 力バ ウン ダ リ
を減 圧 する ため に 必要 な設 備 」と は、 以下 に 掲
げる 措 置又 はこ れ らと 同等 以 上の 効果 を有 す る
措置 を 行う ため の 設備 をい う 。

【 解 釈】
１ 第６ １ 条に 規定 する 「 炉心 の著 し い損
傷 」 を「 防止 す るた め、 原子 炉 冷却 材圧 力
バ ウ ンダ リを 減 圧す るた めに 必 要な 設備 」と は 、以 下に 掲 げる 措置 又は こ れら と同 等
以 上 の効 果を 有 する 措置 を行 う ため の設 備を い う。

（１ ） ロジ ック の 追加ａ） 原 子炉 水位 低 かつ 低圧 注 水系 が利 用可 能 な状態 で 、逃 がし 安 全弁 を作 動 させ る減 圧自 動 化
ロジ ッ クを 設け る こと （BWR の場 合） 。

（ １ ）ロ ジッ ク の追 加ａ ） 原子 炉水 位 低か つ低 圧注 水 系が 利用 可
能 な 状態 で、 逃 がし 安全 弁を 作 動さ せる 減
圧 自 動化 ロジ ッ クを 設け るこ と （BWR の 場
合）。

（２ ） 可搬 型重 大 事故 防止 設 備ａ） 常 設直 流電 源 系統 喪失 時 にお いて も、 減 圧用の 弁 （逃 がし 安 全弁 （BWR の場 合） 又は 主 蒸
気逃 が し弁 及び 加 圧器 逃が し 弁（ PWR の場合） ） を作 動さ せ 原子 炉冷 却 材圧 力バ ウン ダ リの減 圧 操作 が行 え るよ う、 手 動設 備又 は可 搬 型
代替 直 流電 源設 備 を配 備す る こと 。

（ ２ ）可 搬型 重 大事 故防 止設 備ａ ） 常設 直流 電 源系 統喪 失時 に おい ても 、
減 圧 用の 弁（ 逃 がし 安全 弁（ BWR の 場合 ）又 は 主蒸 気逃 が し弁 及び 加圧 器 逃が し弁（ PWR の 場合 ） ）を 作動 させ 原 子炉 冷却 材
圧 力 バウ ンダ リ の減 圧操 作が 行 える よう 、
手 動 設備 又は 可 搬型 代替 直流 電 源設 備を 配
備 す るこ と。

ｂ） 減 圧用 の弁 が 空気 作動 弁 であ る場 合、 減 圧用の 弁 を作 動さ せ 原子 炉冷 却 材圧 力バ ウン ダ リの減 圧 操作 が行 え るよ う、 可 搬型 コン プレ ッ
サー 又 は窒 素ボ ン ベを 配備 す るこ と。

ｂ ） 減圧 用の 弁 が空 気作 動弁 で ある 場合 、
減 圧 用の 弁を 作 動さ せ原 子炉 冷 却材 圧力 バ
ウ ン ダリ の減 圧 操作 が行 える よ う、 可搬 型
コ ン プレ ッサ ー 又は 窒素 ボン ベ を配 備す る
こと。

ｃ） 減 圧用 の弁 は 、想 定さ れ る重 大事 故等 が 発
生し た 場合 の環 境 条件 にお い て確 実に 作動 す る
こと 。

ｃ ） 減圧 用の 弁 は、 想定 され る 重大 事故 等
が 発 生し た場 合 の環 境条 件に お いて 確実 に
作 動 する こと 。

⑤

－

⑥

1.3-86

番号

⑦

－

⑧

⑨

⑩

⑪

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/3）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

減
圧
の
自
動
化

代替 自動 減圧ロ ジック（代 替自 動減圧 機能）
自動 減圧 系の起 動阻止
スイ ッチ
逃が し安 全弁（ 自動減圧機 能付 きC,H,N,Tの 4個）
主蒸 気系 配管・ クエン
チャ
自動 減圧 機能用 アキュ
ムレ ータ

既設
新設

自主 対策

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

①
⑦
⑧

－

－

－

－

－

－

1分

1名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

40分

6名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

－

－

－

新設
既設
新設
既設
既設
既設

非常 用交 流電源 設備

既設

逃が し安 全弁

既設

ター ビンバ イパ ス弁

常設

既設

ター ビン制 御系

常設

主蒸 気系 配管・ クエン
チャ
逃が し弁 機能用 アキュ
ムレ ータ
自動 減圧 機能用 アキュ
ムレ ータ
所内 蓄電 式直流 電源設
備

( ー

(

手
動
逃
操
が
作
し
に
安
よ
全
る
弁
減
圧

機器 名称

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

既設
既設
既設
新設
新設

常設 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

可搬 型直 流電源 設備

新設

AM用 切替 装置（ SRV）

新設

常設 代替 直流電 源設備新設)

可搬 型直 流電源 設備

①
⑦

タ手
動
ビ操
ン作
バに
イよ
パる
ス減
弁圧

－

高圧 窒素ガ ス供 給系（代 替逃が し安 全弁駆
動装 置）

常設

逃が し安全 弁（ 自動減圧機 能なし D,E,K,Uの4個）

常設

主蒸 気系配 管・ クエン
チャ

常設

)

－

可
逃搬
が型
し直
安流
全電
弁源
機設
能備
回に
復よ
る
逃
蓄
が
安電
し
全池
安
弁に
全
機よ
弁
能る
用
回逃
可
復が
搬
し
型
窒供高
素給圧
ガ系窒
スに素
確よガ
保るス

逃が し安 全弁（ 自動減圧機 能な し）主蒸 気系 配管・ クエン
チャ
逃が し弁 機能用 アキュ
ムレ ータ
逃が し安 全弁用 可搬型
蓄電 池
逃が し安 全弁（ 自動減圧機 能付 き）主蒸 気系 配管・ クエン
チャ
自動 減圧 機能用 アキュ
ムレ ータ
－

既設
既設
新設
既設
既設
既設

①
②
⑦
⑨

－

－

高圧 窒素 ガスボ ンベ
高圧 窒素 ガス供 給系配管・ 弁
自動 減圧 機能用 アキュ
ムレ ータ
逃が し弁 機能用 アキュ
ムレ ータ※1：手順は「1.14

既設

①
②
⑦
⑨

代
替
逃
が
し
安
全
弁
駆
動
装
置
に
よ
る
減
圧

既設
新設
既設
既設

①
③
⑦
⑩

－

－

既設

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.3-87－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/3）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能
背安
逃
圧全
が
対弁
し
策の
代
設
替
備
復
直
に
旧
流
よ
電
る
源

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

高圧 窒素 ガスボ ンベ

既設新設

高圧 窒素 ガス供 給系配
管・ 弁

－

－

－

－

－

－

既設

①
④
⑦
⑪

可搬 型直 流電源 設備

新設

に直
よ流
る給
復電
旧車

直流 給電車 及び 電源車

可搬

①
⑤
⑦

※1

※1

①
⑤
⑦

代
設
第二 代替交 流電 源設備
替
備
復
交
に
旧
流
よ
－
電
る
源

※1

※1

－

－

－

1分

1名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

－

－

ー

‐

‐

逃が し安 全弁

新設
新設
－

－

－

常設

－

自 主対策 とする 理由は 本文参照

自 主対策 とする 理由は 本文参照

既設

主蒸 気系 配管・ クエン
チャ
逃が し弁 機能用 アキュ
ムレ ータ
自動 減圧 機能用 アキュ
ムレ ータ
逃が し安 全弁

既設
既設

①
⑦

既設
既設
既設

既設
－

高圧 炉心 注水系 注入隔
離弁

既設

テ
ター ビンバ イパ ス弁
イ発
ム
ン電
L
ター ビン制 御系
タ用
O
原
C
フ子
A
炉
発
イの
－
生
ス減
時
シ圧
ス

①
⑥
⑦

常設
常設

－

）

）

－

－

ェ

ェ

既設

－

ー

ー

主蒸 気系 配管・ クエン
チャ
逃が し弁 機能用 アキュ
ムレ ータ
自動 減圧 機能用 アキュ
ムレ ータ

－

（

（

テ
イ発
ム
ン電
L
タ用
O
原
C
フ子
A
炉
発
イの
生
ス減
時
シ圧
ス
シの原
ス隔子
テ離炉
ム
冷
L イ却
O ン材
C タの
A
漏
発フえ
生
い
時イ箇
ス所
抑原
制子
ス
及炉
シ
び建
ス
環屋
テ
境原
ム
改子
L
善炉
O
区
C
イ域
A
ン内
発
タの
生
圧
時
フ力
上
イ昇

自主 対策

既設
新設

機器 名称

代
設
常設 代替 交流電 源設備替
備
復
交 可搬 型代 替交流 電源設
に
旧
流 備
よ
電
る
－
源
格高
接納圧
加容溶
熱器融
の雰物
防囲放
止気出
直／

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）（ー－

原子 炉建 屋ブロ ーアウ
トパ ネル

既設

ェ

－

①
⑥
⑦

）

－

（

－

－

－

①
⑥
⑦

ー

ェ
）

※1：手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.3-88－

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.3.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.3-89

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）
号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）

緊急用電源切替箱
断路器
【凡例】
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

：遮断器

D/G

(6A)

(6B)
M/C 6C：非常用ディーゼル発電機：断路器

M/C 6DM/C 6E：配線用遮断器
：接続装置
M

電源
車

電源
車

：電動切替装置：動力変圧器1.3-90【略語】
P/C 6C-1
MCC
6C-1-5MCC
6C-1-8MCC
6C-1-7

P/C 6D-1

M

AM用MCC 6B

MCC
6D-1-8電源構成図（交流電源）

P/C 6E-1
MCC
6E-1-3直流１２５Ｖ充電器６Ｃ

直流１２５Ｖ充電器６Ａ ２―

6 号炉

直流１２５Ｖ充電器６Ｂ

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

直流１２５Ｖ充電器６Ａ ２―

直流１２５Ｖ充電器６Ａ

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

第2図

MCC
6D-1-7

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

1.3-91
第 3 図 6 号炉 電源構成図（直流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）
号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）

緊急用電源切替箱
断路器
【凡例】
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G：非常用ディーゼル発電機

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

：遮断器

D/G

(7A)

：断路器

(7B)
M/C 7CM/C 7D：配線用遮断器

M/C 7E

：接続装置
電源
車

M

電源
車

：電動切替装置

1.3-92：動力変圧器【略語】
P/C 7D-1

P/C 7C-1

P/C 7E-1

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置

MCC
7C-1-4MCC
7C-1-6MCC
7C-1-7MCC
7D-1-7M

AM用MCC 7B

電源構成図（交流電源）

直流１２５Ｖ充電器７Ｃ

直流１２５Ｖ充電器７Ａ ２―

7 号炉

直流１２５Ｖ充電器７Ｂ

ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

直流１２５Ｖ充電器７Ａ

直流１２５Ｖ充電器７Ａ ２―ＡＭ用直流１２５Ｖ充電器

第4図

MCC
7E-1-3

P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

1.3-93
第 5 図 7 号炉 電源構成図（直流電源）

添付資料 1.3.3－1
重大事故対策の成立性
1.可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放
a.操作概要常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，可搬型直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必
要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して発電用原子炉を減圧する。なお，可搬型直流電源設備による直流電源の供給準備が整うまでの期間は，常設代替直流電源設備にて逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 4 階，地下 1 階（非管理区域）
地下 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放に必
要な要員数，時間については「1.14 電源の確保に関する手順等」に整理する。
また，常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）
開放（現場での減圧状況の確認を含む）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :35 分（実績時間:28 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性がある
ことから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装
備又は携行して作業を行う。管理区域においては汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックア

1.3-94

ップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

減圧状況の確認（現場）系統構成

1.3-95

添付資料 1.3.3－2
2．逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放a.操作概要常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，現場多重伝送盤にて逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の機能を回復させて逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を開放する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 4 階，地下 1 階（非管理区域）
地下 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）
開放（現場での減圧状況の確認を含む）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :55 分（実績時間:44 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性がある
ことから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装
備又は携行して作業を行う。管理区域においては汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池接続においても，通常の端子操作であり，容易に接続が可能である。

1.3-96

操作に必要な資機材（逃がし安全弁用可搬型蓄電池，仮設ケーブル）は減圧操作場所近傍に配備している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

系統構成

減圧状況の確認（現場）逃がし安全弁用可搬型蓄電池運搬

1.3-97

逃がし安全弁用可搬型蓄電池接続

添付資料 1.3.3－3
3.代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放
a.操作概要常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（自動減圧機能なし D,E,K
又は U）の電磁弁排気ポートへ窒素ガスを供給し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし D,E,K 又は U）を開放する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

地下 1 階（非管理区域）
地上 1 階，地下 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放（現場での減圧状況の確認を含む）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :40 分（実績時間:38 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。管理区域においては汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
操作に必要な資機材（仮設ホース，ガスケット）は系統構成操作場所近傍に配備している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音

1.3-98

声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

仮設ホース

仮設ホース接続

1.3-99

添付資料 1.3.3－4
4.高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保(1)高圧窒素ガスボンベによる窒素ガス供給のためのライン切替え
a.操作概要高圧窒素ガス供給系ドライウェル入口圧力低警報が発生し，逃がし安全弁の駆動源を確保する必要がある場合において，電動弁の電源が確保できず中央制御室の操作スイッチにて窒素ガスの供給ラインを高圧窒素
ガスボンベ側へ切り替えることができない場合，現場での弁の手動操作にて窒素ガスの供給ラインを切り替える。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 4 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保のうち，高圧窒素
ガスボンベによる供給のためのライン切替えに必要な要員数，時間は以
下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :20 分（実績時間:13 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.3-100

(2)高圧窒素ガスボンベ（待機側）への切替え及び使用済み高圧窒素ガスボン
ベの取替え
a.操作概要発電用原子炉の減圧操作中及び減圧完了後の逃がし安全弁開保持期間
中に，逃がし安全弁作動用の高圧窒素ガス供給系出口のボンベ圧力低警報が発生した場合，高圧窒素ガスボンベ（待機側）への切替え及び使用済みボンベの取替えを実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 4 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保のうち，高圧窒素
ガスボンベ（待機側）への切替え及び使用済み高圧窒素ガスボンベの取替えに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :60 分（実績時間:59 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常のボンベ切替え･取替え操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制

1.3-101

御室に連絡する。

窒素ガスボンベ取替え

窒素ガスボンベ運搬

1.3-102

添付資料 1.3.3－5
5.インターフェイスシステム LOCA 発生時の漏えい停止操作（高圧炉心注水系の場合）
a.操作概要
インターフェイスシステム LOCA 発生時は，原子炉格納容器外への漏えいを停止するための破断箇所の隔離が必要となる。破断箇所の特定又は隔離ができない場合は，逃がし安全弁及びタービンバイパス弁により発電用原
子炉を減圧し，原子炉建屋への原子炉冷却材の漏えいを抑制する。その後は発電用原子炉を冷温停止状態に移行させ，破断箇所の隔離操作を行う。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
インターフェイスシステム LOCA 発生時の高圧炉心注水系からの漏えい停止操作のうち，防護具装着，原子炉建屋内における隔離操作に必要な要員
数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :90 分（実績時間:60 分）
d.操作の成立性について
作業環境:現場環境（温度，湿度，圧力）が改善された状態での操作であり，酸素呼吸器及び耐熱服を確実に装着することにより事故環境下においても作業可能である。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.3-103

現場手動弁隔離操作（防護具着用）

酸素呼吸器

耐熱服

防護具装着状態

1.3-104

添付資料 1.3.4
インターフェイスシステム LOCA 発生時の概要図
原子炉建屋

外部電源

ブローアウトパネル

非常用ディーゼル
発電機

原子炉格納容器

ブローアウトパネル

軽油タンク
軽油タンク

Gen

※3
逃がし安全弁主タービン系へ
給水系
より
復水貯蔵槽

開固着

※2

※4

※1

高圧炉心注水系ポンプ

※2

※1
誤開放

原子炉圧力容器C

高圧代替注水系ポンプ

破断箇所

※3

B
高圧炉心注水系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

※4

第 1 図

A

C

残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系ポンプ「格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）」の重大事故等対策の概要図（1/3）（原子炉急速減圧及び原子炉注水）

非常用ディーゼル
発電機

原子炉格納容器
復水貯蔵槽

Gen

※3

軽油タンク
軽油タンク

外部電源

逃がし安全弁

ブローアウトパネル
ブローアウトパネル

主タービン系へ

給水系
より
開固着

※2
※1
※2

※1
誤開放

C

原子炉圧力容器
高圧代替注水系ポンプ

高圧炉心注水系ポンプ
破断箇所

※3

B

※4

第 2 図

高圧炉心注水系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

AC

残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系ポンプ※4「格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）」の重大事故等対策の概要図（2/3）（原子炉注水及び原子炉格納容器除熱）

1.3-105非常用ディーゼル
発電機

原子炉格納容器
復水貯蔵槽
隔離操作弁

外部電源

Gen

逃がし安全弁

ブローアウトパネル
ブローアウトパネル

主タービン系へ

給水系
より

開固着

軽油タンク
軽油タンク

原子炉圧力容器

破断箇所

B
高圧炉心注水系ポンプ

CC

高圧炉心注水系ポンプ

A

残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系ポンプ

第 3 図「格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）」の重大事故等対策の概要図（3/3）（原子炉注水，原子炉格納容器除熱及び原子炉
冷却）1.3-106

添付資料 1.3.5
インターフェイスシステム LOCA 発生時の破断面積及び現場環境等について
インターフェイスシステム LOCA 発生時の破断箇所は，運転中に弁の開閉試験を実施する系統のうち，インターフェイスシステム LOCA が発生する可能性が最も高い高圧炉心注水系の吸込配管としている。ここでは，高圧炉心注水系の低圧設計部となっている配管，弁及び計装設備の耐圧バウンダリとなる箇所に対して，各構造の実耐力を踏まえた評価を行い，破断面積の評価及びインターフェイスシステム LOCA 発生時の現場環境への影響について評価する。
(1)インターフェイスシステム LOCA における破断面積の設定
高圧炉心注水系の電動弁開閉試験にて，原子炉注入逆止弁が故障により開固着し，原子炉注入電動弁が誤操作又は誤動作した場合，高圧炉心注水系の低圧設計のポンプ吸込配管の過圧を想定しても，その漏えい面積は 1cm2 を超えることはない。
そこで，インターフェイスシステム LOCA における破断面積は，保守的な想定とはなるがフランジ部の漏えい面積として保守的に約 10cm2 を想定することとする。
(2)現場の想定
・評価の想定と事故進展解析
ここでは，破断面積約 10cm2 のインターフェイスシステム LOCA 発生時の現場環境（原子炉建屋内）に着眼し評価を行った。評価条件を第 1 表に示す。
また，評価に使用する原子炉建屋のノード分割モデルを第 1 図に示す。
事象進展解析（MAAP）の実施に際して主要な仮定を以下に示す。
前提条件：事象発生と同時に外部電源喪失し原子炉スクラム，
インターフェイスシステム LOCA 時破断面積約 10cm2，
健全側高圧炉心注水系による注入
事象進展：弁誤開又はサーベイランス時における全開誤操作（連続開）（この時内側テスタブルチェッキも同時に機能喪失（全開））・状況判断の開始（弁の開閉状態確認，HPCF 室漏えい検出，ポン
プ吐出圧力，エリアモニタ指示値上昇）
原子炉水位 L2 到達：原子炉隔離時冷却系の自動起動
事象発生約 15 分後：急速減圧
原子炉水位 L1.5 到達：高圧炉心注水系の自動起動
事象発生約 4 時間後：インターフェイスシステム LOCA 発生箇所隔離1.3-107

・評価の結果○温度・湿度・圧力の想定
主要なパラメータの時間変化を第 2 図から第 4 図に示す。
原子炉建物内の温度は，事象発生直後は上昇するものの 15 分後に原子炉減圧した後は低下する。また，弁隔離操作のためにアクセスする弁室の温度も同様に，原子炉減圧操作後に低下した後，約 38℃程度で推移する。湿度については破断箇所からの漏えいが継続するため高い値で維持されるものの，原
子炉減圧及び破断箇所隔離操作を実施することで，事象発生約 4 時間以降低下する傾向にある。圧力については破断直後に上昇するもののブローアウト
パネルが開放され，その後は大気圧相当となる。
○冷却材漏えいによる影響
破断面積約 10cm2 のインターフェイスシステム LOCA に伴う原子炉建屋内への原子炉内及び復水貯蔵槽からの漏えい量は，原子炉圧力容器及び復水貯蔵槽からの流出量を考慮しても最大で約 200m3/h であり，高圧炉心注入ポンプ
吸込弁または復水貯蔵槽側吸込弁の閉止や原子炉水位を漏えい配管の高さ付近で維持することでさらに漏えい量を少なくすることができる。
破断した系統の区分と他区分の非常用炉心冷却系が機能喪失に至る約1,800m3（浸水高さ約 2.5m）に到達するには 9 時間以上の十分な時間余裕がある。
○現場の線量率の想定について・評価の想定原子炉格納容器バウンダリが喪失することで，原子炉圧力容器から直接的に放射性物質が原子炉建屋原子炉区域内に放出される。
漏えいした冷却材中から気相へと移行される放射性物質及び燃料から追加放出される放射性物質が原子炉建屋から漏えいしないという条件で現場の線量率について評価した。
評価上考慮する核種は現行許認可と同じものを想定し（詳細は第 2 表，第 3表参照），全希ガス漏えい率（f 値）については，近年の運転実績データの最大値である 3.7×108Bq/s を採用して評価する。なお，現行許認可ベースの f
値はこの値にさらに一桁余裕を見た 10 倍の値である。これに伴い，原子炉建屋内へ放出される放射性物質量は，許認可評価の MSLBA（主蒸気管破断事故）時に追加放出される放射性物質量の 1/10 となる。なお，冷却材中に存在する放射性物質量は，追加放出量の数％程度であり大きな影響はない。また，現場作業の被ばくにおいては，防護具（酸素呼吸器等）を装備することにより内部被ばくの影響が無視できるため，外部被ばくのみを対象とした。

1.3-108

・評価の方法
原子炉建屋内の空間線量率は，以下のサブマージョンモデルにより計算する。
D = 6.2 × 10

ここで，
D

∙

/

∙

∙

∙

∙ 3600：放射線量率（Gy/h）

6.2 × 10：サブマージョンモデルによる換算係数

∙

∙

∙

∙

：原子炉区域内放射能量（Bq：γ 線実効エネルギ 0.5MeV換算値）：原子炉区域内気相部容積（86,000m3）：γ線エネルギ（0.5MeV/dis）/：空気に対する γ 線のエネルギ吸収係数（3.9×10-3/m）：評価対象部屋の空間容積と等価な半球の半径（m）：評価対象エリア（原子炉建屋地上 1 階）の容積（2,500m3）

R
R=

∙

∙

・評価の結果評価結果を第 5 図に示す。外部被ばくは最大でも約 15mSv/h 程度であり，時間減衰によってその線量率も低下するため，線量率の上昇が現場操作や期待している機器の機能維持を妨げることはない。
なお，事故時には原子炉建屋内に漏えいした放射性物質の一部がブローア
ウトパネルを通じて環境へ放出されるが，中央制御室換気空調系の換気口の位置はプルームの広がりを取り込みにくい箇所にあり，中央制御室内に放射性物質を大量に取り込むことはないと考えられる（第 6 図）。さらに，これらの事故時においては原子炉区域排気放射能高の信号により中央制御室換気空調系が非常時運転モード（循環運転）となるため，中操にいる運転員は過度な被ばくの影響を受けることはない。
(3)現場の隔離操作
現場での高圧炉心注水隔離弁の隔離操作が必要となった場合，運転員は床漏えい検知器やサンプポンプの起動頻度増加等により現場状態を把握するとともに，換気空調系による換気や破断からの蒸気の漏えいの低減（原子炉減圧や原子炉停止時冷却（実施可能な際において））等を行うことで現場環境の1.3-109

改善を行う。
現場の温度は 3 時間程度で約 38℃程度まで低下することから，酸素呼吸器
及び耐熱服等の防護装備の着用を実施することで現場での隔離操作は実施可能である。
(4)まとめ(2)，(3)で示した評価結果より，破断面積約 10cm2 のインターフェイスシス
テム LOCA 発生による現場の温度上昇は小さく（3 時間程度で約 38℃程度）,
また，現場線量率についても 15mSv/h 以下であることから現場操作の妨げとならず，また設備の機能も維持される。
したがって，炉心損傷防止対策として期待している原子炉隔離時冷却系による炉心冷却，残留熱除去系による原子炉格納容器除熱等の機能も維持可能である。

1.3-110

第1表

破断面積約 10cm2 のインターフェイスシステム LOCA 時における
評価条件

項目

内容

外部電源

外部電源なし漏えい箇所

高圧炉心注水（B）ポンプ室
高圧炉心冷却系配管：約 10cm2（1.0×103 2m）
原子炉水位 L2 到達時点で，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水開始

漏えい面積

事象発生 15 分後に手動減圧（逃がし安全弁
8 個）
事故シナリオ

根拠
外部電源なしの場合は給復水系による給水がなく，原子炉水位の低下が早くなることから設定
漏えいを想定した高圧炉心注水系の低圧設計部（計装設備やフランジ部等）の設置場所
圧力応答評価に基づき評価された漏えい面積に十分に余裕をとった値
インターロック設定値
中央制御室における破断箇所の隔離操
作失敗の判断時間及び逃がし安全弁の操作時間を考慮して事象発生 15 分後を設定
漏えい量低減のために実施する操作を想定
減圧実施によるサプレッション・チェ
ンバのプール水の温度上昇を抑えるた
めの操作を想定
運転員の現場移動時間及び操作時間等を踏まえて設定

原子炉建屋への流出経路条
件
評価コード

水位回復後は崩壊熱除去相当の注水を実施
し破断配管の高さにて水位制御
サプレッション・チェンバ・プール水冷却
モード運転は急速減圧後に実施（事象発生
20 分後）
事象発生約 4 時間後にインターフェイスシ
ステム LOCA 発生箇所隔離
原子炉格納容器及び原子炉建屋からの漏え
いなし
MAAP 4

原子炉建屋モデル

分割モデル

現実的な伝播経路を想定

原子炉建屋壁からの放熱

考慮しない

保守的に考慮しない

原子炉スクラム

事象発生とともにスクラム

主蒸気隔離弁

原子炉水位 L1.5 にて自動閉

高圧炉心注水系の水源

復水貯蔵槽
0～12 時間：50℃
12～24 時間：45℃
24 時間以降：40℃

高圧炉心注水系設計条件

3.4kPa[gage]

ブローアウトパネル設定値

復水貯蔵槽の水温
ブローアウトパネル
開放圧力

第2表

保守的に考慮しない－

事象発生とともに外部電源喪失し，原子炉スクラムすることを想定
インターロック設定値

復水移送ポンプ吐出温度を参考に設定

評価条件（f 値，追加放出量）

項目

評価ケース

現行許認可ベース（参考）

f値

3.7×108Bq/s（現行許認可の 1/10）

3.7×109Bq/s

追加放出量（Bq）（γ 線 0.5MeV 換算値）

2.28×1014

2.28×1015

1.3-111

第3表
核種

1.3-112

I-131
I-132
I-133
I-134
I-135
Br-83
Br-84
Mo-99
Tc-99mハロゲン等
合計
Kr-83m
Kr-85m
Kr-85
Kr-87
Kr-88
Xe-131m
Xe-133m
Xe-133
Xe-135m
Xe-135
Xe-138
希ガス
合計
ハロゲン等
＋希ガス

インターフェイスシステム LOCA 時の追加放出量

収率
（%）
2.84
4.21
6.77
7.61
6.41
0.53
0.97
6.13
5.40

崩壊定数
（d-1）
8.60E-02
7.30
8.00E-01
1.90E+01
2.52
6.96
3.14E+01
2.49E-012.76

γ 線実効エネルギ
（MeV）
0.381
2.253
0.608
2.75
1.645
0.0075
1.742
0.16
0.13

3.70E+12
5.48E+12
8.82E+12
9.91E+12
8.35E+12
6.90E+11
1.26E+12
7.99E+12
7.04E+12

追加放出量（Bq）（γ 線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
2.82E+12
2.47E+13
1.07E+13
5.45E+13
2.75E+13
1.04E+10
4.40E+12
2.56E+12
1.83E+12－－－

5.32E+13

1.29E+14

0.53
1.31
0.29
2.54
3.58
0.04
0.19
6.77
1.06
6.63
6.28

9.09
3.71
1.77E-04
1.31E+01
5.94
5.82E-02
3.08E-01
1.31E-01
6.38E+01
1.83
7.04E+01

0.00250.159
0.0022
0.793
1.95
0.02
0.042
0.045
0.432
0.25
1.183

1.38E+12
3.41E+12
2.25E+11
6.62E+12
9.33E+12
1.04E+11
4.95E+11
1.76E+13
2.76E+12
1.73E+13
1.64E+13

6.90E+09
1.09E+12
9.91E+08
1.05E+13
3.64E+13
4.17E+09
4.16E+10
1.59E+12
2.39E+12
8.64E+12
3.87E+13－－－

7.56E+13

9.93E+13－－－

1.29E+14

2.28E+14

追加放出量（Bq）

第1図

インターフェイスシステム LOCA における
原子炉建屋ノード分割モデル

1.3-113

120
110
TGRB(5)
原子炉棟その他

100

原子炉建屋内温度(℃)

原子炉建屋内の温度(℃)

TGRB(10)
弁室(B)90

原子炉急速減圧（15 分後）により原
子炉圧力容器内から原子炉建屋へ漏えいする蒸気量は低下する。

8070

HPCF(B)ポンプ室
TGRB(17)

60
50
40
30
20
10
0
0

10

20

30

時間(h)

第2図

原子炉建屋内の湿度

(％)

40

50

60

JOB No.MA404K-7AE--UGAR000

原子炉建屋内の温度の時間変化（インターフェイスシステム LOCA）

原子炉急速減圧や破断位置以下での水位調整により，蒸気等の溢水量を低減させる。また，残留熱除去系（サプレッショ
ン・チェンバ・プール水冷却モード）により，格納容器圧力の上昇を抑制することで原子炉圧力容器内から発生した蒸気の多くはサプレッション・チェンバへと移行するため，さらに現場の環境が改善される。

原子炉棟その他弁室(B)
HPCF(B)ポンプ室

時間(h)

第3図

原子炉建屋内の湿度の時間変化（インターフェイスシステム LOCA）

1.3-114

原子炉棟その他

原子炉建屋内の圧力弁室(B)HPCF(B)ポンプ室

破断発生に伴う原子炉建屋内の圧力上昇はブローアウトパネルの開放により緩和されるため,原子炉建屋内の圧力はほぼ大気圧程度で維持される。

(kPa[abs])

時間(h)

第4図

原子炉建屋内の圧力の時間変化（インターフェイスシステム LOCA）

原子炉建屋内空間線量率（mSv/h)10

原子炉建屋内立入り開始時間（h)第5図

原子炉建屋内立入り開始時間と線量率の関係（インターフェイスシステム LOCA）

1.3-115

(a)平面図(b)断面図第6図

原子炉建屋/中央制御室の配置と換気口・ブローアウトパネルの位置関係（インターフェイスシステム LOCA）

1.3-116

添付資料 1.3.6
インターフェイスシステム LOCA 発生時の検知手段について(1)インターフェイスシステム LOCA 発生時の判断方法について
第 1 表にインターフェイスシステム LOCA と原子炉格納容器内での LOCA に
よるパラメータの挙動を示す。インターフェイスシステム LOCA と原子炉格納容器内での LOCA は，どちらも原子炉冷却材の漏えい事象であるが，漏えい箇所が原子炉格納容器の内側か外側かという点で異なる。このため，原子炉圧力，原子炉水位といった原子炉冷却材一次バウンダリ内のパラメータは同様の挙動を示すが，プロセス放射線モニタや格納容器圧力といった原子炉格納容器内外のパラメータに相違が表れるので，容易にインターフェイスシステ
ム LOCA と判別することができる。
第1表

インターフェイスシステム LOCA と原子炉格納容器内での LOCA 発生時のパラメータの比較
各パラメータインターフェイスシステム

原子炉格納容器内

LOCA

での LOCA

原子炉圧力容器

原子炉水位

変動※1

変動※1

パラメータ

原子炉圧力

変動※1

変動※1

格納容器圧力変化なし※2上昇

格納容器温度

変化なし※2上昇

D/W サンプ液位

変化なし

上昇

低下

変化なし

増加※1

変化なし

上昇

変動なし

原子炉格納容器パラメータ

非常用炉心冷却系系統圧力
原子炉格納容器外パラメータ

原子炉建屋サンプポンプ運転回数
原子炉建屋放射線モニタ※1：漏えい量により変動しない場合がある。

※2：原子炉隔離時冷却系の動作，ドライウェル冷却系の停止等，インターフェイスシステム LOCA 以外の要因で変動する可能性がある。

1.3-117

(2)インターフェイスシステム LOCA 発生時の漏えい場所（エリア）の特定方法について
高圧炉心注水系を例として関連機器の設置場所を第 1 図に示す。インターフェイスシステム LOCA 発生時は，各部屋が分離されていることから，床漏えい検出器及び火災報知器により漏えい場所（エリア）の特定が可能である。また，監視カメラの情報も漏えい場所（エリア）特定の参考とすることが可能である。

第 1 図 高圧炉心注水系関連の機器が設置されている部屋の概要図（7 号炉の例）

1.3-118

添付資料 1.3.7
低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系注水準備完了にて発電用原子炉を急速減圧する条件及び理由について
発電用原子炉を急速減圧する際は，低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台又は代替注水系 2 系による原子炉圧力容器への注水準備完了を基本とするが，以下のケースにおいては原子炉圧力容器への注水準備が完了している系統が低圧
代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみであっても発電用原
子炉の急速減圧操作を実施する。
なお，注水設備については，低圧代替注水系（常設）の場合，起動しているポンプの台数を基準としているが，代替注水系の場合，低圧代替注水系（常設）と比較して信頼性の点で劣ることから注水可能な系統数を基準としている。
（1）原子炉水位が規定値に到達した場合【判断基準】
高圧注水系の不調等により原子炉圧力容器内の水位が規定値（レベル 1）まで低下した場合は，炉心損傷の防止又は著しい炉心損傷の抑制を目的として，原子炉圧力容器への注水準備が完了している系統が低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみであっても急速減圧操作を実施する。
【理由】
有効性評価においては，給水・復水系の全喪失，並びに高圧及び低圧注水機能の喪失により原子炉水位が低下した場合において，原子炉圧力容器内の水位が規定値（レベル 1）に到達した段階で急速減圧を実施しているが，急速減圧に先立ち，注水可能な設備として低圧代替注水系（常設）のポンプ 2台が準備できた場合を想定している。
この場合，低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台で原子炉圧力容器への注水を開始することにより，炉心損傷を防止できることが確認されている。
一方，急速減圧に先立ち，注水可能な設備として低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台のみが準備できた場合や低圧代替注水系（常設）以外の代替注
水系の 1 系のみが準備できた場合において，原子炉圧力容器内の水位が規定値（レベル 1）に到達した段階で急速減圧を実施した場合，炉心損傷の防止はできないが，著しい炉心損傷の抑制が期待できる。
特に発電用原子炉の停止からの経過時間が長くなるほど，崩壊熱が小さ
く，原子炉圧力容器内の水位を維持するために必要となる注水量が少なくな

1.3-119

ることから，著しい炉心損傷の抑制効果は大きい。
（2）原子炉格納容器パラメータが規定値に到達した場合
・S/C 圧力制限に到達した場合【判断基準】
S/C 圧力が設計限界圧力（310kPa[gage]）に接近した場合は，原子炉圧力容器への注水準備が完了している系統が低圧代替注水系（常設）のポンプ 1台又は代替注水系１系のみであっても急速減圧操作を実施する。
【理由】
LOCA 発生時においても，ブローダウン経路が健全であれば，原子炉エネル
ギ（蒸気）はベント管を介して直接 S/P へ放出され，そのエネルギが S/P で凝縮されることにより S/C 圧力制限値（180kPa[gage]）以下に収まる設計である。しかし，真空破壊弁等にバイパスリークが生じている場合は，原子炉
エネルギが S/P で凝縮されずに原子炉格納容器内へ直接放出されるため，原子炉格納容器内の圧力が S/C 圧力制限値以上に上昇する。さらに S/C 圧力が
設計限界圧力（310kPa[gage]）を超えた場合，原子炉格納容器が損傷するおそれがある。
したがって，急速減圧操作を実施することで，逃がし安全弁を通して原子炉エネルギを直接 S/P へ導き，S/P でそのエネルギを凝縮させることにより，
S/C 圧力の上昇を抑制する。
・格納容器空間部温度制限に到達した場合【判断基準】
格納容器空間部温度が制限（171℃）に接近した場合は，原子炉格納容器の損傷を防止することを目的として，原子炉圧力容器への注水準備が完了している系統が低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみであっても急速減圧操作を実施する。
【理由】
LOCA が発生すると，原子炉エネルギ（高温水，蒸気）が原子炉圧力容器から原子炉格納容器内へ放出され，格納容器空間部温度が上昇する。格納容器
空間部温度が上昇して高温となった場合，D/W スプレイ操作等にて原子炉格
納容器の減圧及び温度上昇の抑制を試みるが，それでもなお格納容器空間部
温度が上昇して設計温度（171℃)を超えた場合，原子炉格納容器が損傷する
おそれがある。

1.3-120

したがって，急速減圧操作を実施することで，逃がし安全弁を通して原子炉エネルギを直接 S/P へ導き，S/P でそのエネルギを凝縮させることにより，格納容器空間部温度の上昇を抑制するとともに，原子炉圧力容器へ注水を促し，炉心の冷却を行う。

1.3-121

添付資料 1.3.8－1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧
手順
1.3.2.1 フロントライ (1)代替減圧
ン系故障時の対応手順

判断基準記載内容
a.手動操作による減圧復水器が使用可能
タービンバイパス弁の開操作が可能
復水器が使用不可能

逃がし安全弁の開操作が可能

1.3-122

1.3.2.2 サポート系故 (1)常設直流電源系統喪 a.可搬型直流電源設備に 逃がし安全弁(自動減圧機能なし)作動用の窒素ガスが障時の対応手順
失時の減圧
よる逃がし安全弁(自動 確保されている場合
減圧機能なし)開放b.逃がし安全弁用可搬型 逃がし安全弁(自動減圧機能付き)作動用の窒素ガスが蓄電池による逃がし安全 確保されている場合
弁(自動減圧機能付き)開放
c.代替逃がし安全弁駆動 逃がし安全弁(自動減圧機能なし)作動用の窒素ガスが装置による逃がし安全弁 確保されている場合(自動減圧機能なし)開放(2)逃がし安全弁作動窒 a.高圧窒素ガスボンベに 高圧窒素ガス供給系ドライウェル入口圧力低警報が発
素ガス喪失時の減圧
よる逃がし安全弁駆動源 生した場合確保
高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報が発生した場合解釈
復水器真空度がMSIV閉設定値(復水器器内圧力にて)以下に維持可能な状態
タービン制御油圧力が確立(主タービン高圧制御油圧力にて圧力低警報以上)している状態
MSIV開不能又はタービンバイパス弁が動作不能，又は復水器真空度がMSIV閉設定値(復水器器内圧力にて)以下に維持不可能な状態
逃がし安全弁作動用窒素ガスが確保(高圧窒素ガス供給
系ADS入口圧力にて圧力低警報以上)され，かつ作動電磁弁が正常(電磁弁電源断警報なし)な状態
高圧窒素ガス供給系出口のボンベ圧力が低警報設定値（）以上確保されている場合
高圧窒素ガス供給系出口のボンベ圧力が低警報設定値（）以上確保されている場合

SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ出口圧力が（）以上確保されている場合
高圧窒素ガス供給系ドライウェル入口圧力低警報(以下)が発生した場合
高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報（以下）が発生した場合

添付資料 1.3.8－2
操作手順の解釈一覧
手順
操作手順記載内容
1.3.2.2 サポート系故 (1)常設直流電源系統喪 a.可搬型直流電源設備に ATWS/RPT盤
障時の対応手順
失時の減圧
よる逃がし安全弁(自動 原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完
減圧機能なし)開放
了圧力となるまで
窒素ガスボンベ出口圧力指示値が規定値以上
b.逃がし安全弁用可搬型 ATWS/RPT盤
蓄電池による逃がし安全 窒素ガスボンベ出口圧力指示値が規定値以上
弁(自動減圧機能付き)開 多重伝送現場盤
放原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完
了圧力となるまで
c.代替逃がし安全弁駆動 ATWS/RPT盤
装置による逃がし安全弁 原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完(自動減圧機能なし)開放 了圧力となるまで(2)逃がし安全弁作動窒 a.高圧窒素ガスボンベに 高圧窒素ガス供給系ADS入口圧力指示値が規定値
素ガス喪失時の減圧
よる逃がし安全弁駆動源 高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報
確保
1.3.2.4 インターフェ (1)EOP「原子炉建屋制
減圧完了圧力まで減圧することでイスシステムLOCA発生時 御」
の対応手順

解釈
H11-P654
原子炉圧力容器内の圧力が0.34MPaに到達するまで
窒素ガスボンベ出口圧力指示値が以上
H11-P654
窒素ガスボンベ出口圧力指示値が以上
H23-P001A-2
原子炉圧力容器内の圧力が0.34MPaに到達するまで
H11-P654
原子炉圧力容器内の圧力が0.34MPaに到達するまで
高圧窒素ガス供給系ADS入口圧力指示値が以上
高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報(
以下)
0.34MPaまで減圧することで1.3-123

添付資料 1.3.8－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧
統一名称

6号炉
弁番号

高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁

P54-MO-F003

高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B)P54-MO-F027A/B

高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁

P54-MO-F018A/B

高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス供給弁後弁(A)P54-F036A
高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガスPCV第一隔離弁(A) P54-F038A
高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガスPCV第二隔離弁(A) P54-F037A
高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス排気止め弁(A)P54-F042A
高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス(A)供給弁
P54-F034A

弁名称

操作場所
中央制御室
原子炉建屋4階北西通路（非管理区域）
中央制御室
HPIN常用非常用窒素ガス連絡弁(A)/(B)
原子炉建屋4階北西通路/南西通路（非管理区域）
中央制御室
HPIN非常用窒素ガス供給元弁(A)/(B)
原子炉建屋4階北西通路/南西通路（非管理区域）
HPIN緊急時代替供給ライン 窒素ガス供給弁後弁(A) 原子炉建屋2階北側通路（管理区域）
HPIN緊急時代替供給ライン 第一隔離弁(A)原子炉建屋2階北側通路（管理区域）
HPIN緊急時代替供給ライン 第二隔離弁(A)原子炉建屋2階北側通路（管理区域）
HPIN緊急時代替供給ライン 窒素ガス排気出口弁(A) 原子炉建屋2階北側通路（非管理区域）
HPIN緊急時代替供給ライン 圧力調整弁後弁(A)
原子炉建屋2階北側通路（非管理区域）
HPIN常用N2供給元弁

7号炉
弁番号P54-MO-F203
P54-MO-F012A/B
P54-MO-F003A/B
P54-F405A
P54-F407A
P54-F406A
P54-F410A
P54-F403A

弁名称

操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下1階北東通路（管理区域）
中央制御室
HPIN常用非常用窒素ガス連絡弁(A)/(B)
原子炉建屋4階北西通路/南西通路（非管理区域）
中央制御室
HPIN非常用窒素ガス(A)/(B)供給弁
原子炉建屋4階北西通路/南西通路（非管理区域）
HPIN 重大事故時用窒素ガス供給弁後弁(A)
原子炉建屋1階北西電気ペネ室（管理区域）
HPIN 重大事故時用窒素ガスPCV第一隔離弁(A) 原子炉建屋1階北西電気ペネ室（管理区域）
HPIN 重大事故時用窒素ガスPCV第二隔離弁(A) 原子炉建屋1階北西電気ペネ室（管理区域）
HPIN 重大事故時用窒素ガス排気止め弁(A)
原子炉建屋地下1階北側通路（非管理区域）
HPIN 重大事故時用窒素ガス(A)供給弁
原子炉建屋地下1階北側通路（非管理区域）
HPIN常用窒素ガス供給止弁

1.3-124

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

＜

1.4.1

目

次

＞

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
a.

発電用原子炉運転中の対応手段及び設備(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 低圧代替注水
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 復旧
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備(c) 溶 融 炉 心 が 原 子 炉 圧 力 容 器 内 に 残 存 す る 場 合 の 対 応 手 段
及び設備
ⅰ. 低圧代替注水
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備b.

発電用原子炉停止中の対応手段及び設備(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 低圧代替注水(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 復旧
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
1.4-1

c.

手順等

1.4.2

重大事故等時の手順

1.4.2.1

発電用原子炉運転中における対応手順(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

低圧代替注水(a) 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水(b) 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注
水 （ 淡 水 /海 水 ）(c) 消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水b. 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択(2)

サポート系故障時の対応手順a.

復旧(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水b.

重大事故等時の対応手段の選択(3) 溶 融 炉 心 が 原 子 炉 圧 力 容 器 内 に 残 存 す る 場 合 の 対 応 手 順a.

低圧代替注水(a) 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却(b) 消 火 系 に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却(c)

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（ 淡 水 /海 水 ）b.
1.4.2.2

重大事故等時の対応手段の選択
発電用原子炉停止中における対応手順(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順(2) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 順
a.

復旧
1.4-2

(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 発 電 用 原 子 炉 か ら の 除 熱b.

重大事故等時の対応手段の選択

1.4.2.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1) 残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水 モ ー ド ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の注水(2)

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱1.4.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

1.4-3

添 付 資 料 1.4.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.4.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.4.3

重大事故対策の成立性
1. 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容
器への注水
2. 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力
容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）3.残 留 熱 除 去 系 (C) 注 入 配 管 使 用 に よ る 原 子 炉 圧
力容器への注水
4.高 圧 炉 心 注 水 系 (C) 注 入 配 管 使 用 に よ る 原 子 炉
圧力容器への注水
5.消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
6. 残 留 熱 除 去 系 （ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド ） による発電用原子炉からの除熱
7. 残 留 熱 除 去 系 注 入 配 管 使 用 に よ る 原 子 炉 圧 力
容器への注水（全交流動力電源喪失時）
8. 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 配 管 使 用 に よ る 原 子 炉 圧
力容器への注水（全交流動力電源喪失時）

添 付 資 料 1.4.4

解釈一覧
1.判 断 基 準 の 解 釈 一 覧
2.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.4-4

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【要求事項】
発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって、設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却ａ）可搬型重大事故防止設備の運搬、接続及び操作に関する手順等を整備すること。
（２）復旧
ａ）設計基準事故対処設備に代替電源を接続することにより起動及び十分な期間の運転継続ができること。

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（低圧注水モード）による冷却機能である。
また，発電用原子炉停止中において，設計基準事故対処設備が有1.4-5

する発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による崩壊熱除去機能である。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却する対処
設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.4-6

1.4.1

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
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，発電用原子炉を冷却し炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設計基準事故対処設備として残留熱除去系（低圧注水モード）を設置している。
発電用原子炉停止中において，発電用原子炉内の崩壊熱を除去するための設計基準事故対処設備として残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を設置している。
これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，これらを重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付け重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故
等 対 処 設 備 を 選 定 す る （ 第 1.4.1 図 ） 。
また，炉心の著しい損傷，溶融が発生し，溶融炉心が原子炉
圧力容器内に残存した場合において，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及び自主対策設備※１を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況に
1.4-7

よっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則
第四十七条及び技術基準規則第六十二条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
重大事故等対処設備（設計基準拡張）である残留熱除去系（低圧注水モード又は原子炉停止時冷却モード）が健全であれ
ば重大事故等の対処に用いる。
残留熱除去系（低圧注水モード）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・原子炉補機冷却系
・非常用交流電源設備

なお，残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。
1.4-8

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子
炉からの除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
・原子炉圧力容器
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉補機冷却系
・非常用交流電源設備

機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，残留熱除去系（低圧注水モード及び原子炉停止時冷却モード）の故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流
動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障を想定する。
さらに，炉心溶融後，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基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，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順に
つ い て の 関 係 を 第 1.4.1 表 に 整 理 す る 。

a.

発電用原子炉運転中の対応手段及び設備
1.4-9

(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 低圧代替注水
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）の故障により発電用原子炉の冷却ができない場
合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により発電用原子炉を冷却する手段がある。

(ⅰ )低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 発 電 用 原 子 炉 の 冷 却
低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備(ⅱ )低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 発 電 用 原 子 炉 の 冷
1.4-10却
低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）・防火水槽
・淡水貯水池・ホース・接続口・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備

なお，低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子
炉の冷却は，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。また，淡水貯水池を水源として利用する際の取水方法は，淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースを使用する方法と，そのホースを使用せずに淡水貯水池から直接取水
1.4-11

する方法がある。

(ⅲ )消 火 系 に よ る 発 電 用 原 子 炉 の 冷 却
消火系による発電用原子炉の冷却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
・ろ過水タンク
・消火系配管・弁・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
低圧代替注水で使用する設備のうち，復水移送ポン
プ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・弁，残留熱除去系(B) 配 管 ・ 弁 ・ ス パ ー ジ ャ ， 残 留 熱 除 去 系 (A) 配 管 ・ 弁 ，給水系配管・弁・スパージャ，高圧炉心注水系配管・
1.4-12

弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代
替交流電源設備，代替所内電気設備，可搬型代替注水ポン プ （ A－ 2 級 ） ， ホ ー ス ・ 接 続 口 及 び 燃 料 補 給 設 備 は 重
大事故等対処設備として位置付ける。防火水槽及び淡水貯 水 池 は 「 1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供

給 手 順 等 」 【 解 釈 】 1 b) 項 を 満 足 す る た め の 代 替 淡 水 源（措置）として位置付ける。非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
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。
（ 添 付 資 料 1.4.1）
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）が故障した
場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系
配管・弁
耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） と 同 等 の 機 能 （ 流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合
1.4-13

において，発電用原子炉を冷却する手段として有効である。
・ 残 留 熱 除 去 系 (C)配 管 ・ 弁 ・ ス パ ー ジ ャ ， 高 圧 炉 心 注
水 系 (B)及 び (C)配 管 ・ 弁 ・ ス パ ー ジ ャ ※ 1
当該配管を用いた注水手段は使用に制限（原子炉圧
力容器への注水流量が少ない，注水流量の監視ができない，現場での系統構成が必要）があるが，残留熱除
去 系 (A) 及 び (B) 配 管 か ら 注 水 が で き な い 場 合 に お いて，発電用原子炉を冷却する手段として有効である。
※ 1： 高 圧 炉 心 注 水 系 配 管 ・ 弁 ・ ス パ ー ジ ャ の う
ち，復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁は重大事
故等対処設備であるが，原子炉圧力容器への注水ラインの配管・弁・スパージャは自主対策設備として位置付ける。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 復旧
全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注1.4-14

水モード）による発電用原子炉の冷却ができない場合
は ， 「 (a) ⅰ .

低圧代替注水」の手段に加え，常設代替

交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用
所内電気設備へ電源を供給し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで残留熱除去系（低圧注水モード）を復旧し，発電用原子炉を冷却する手段がある。
常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却系へ燃料を補給し，電源の供給を継続することにより，残留熱除去系（低圧注水モード）を十分な期間，運転継続することが可能である。
また，発電用原子炉停止後は発電用原子炉からの除熱を長期的に行うため，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）に移行する。残留熱除去系（原子炉停止時冷却
モ ー ド ） に つ い て は ， 「 b.(b) ⅰ .

復旧」にて整理する。

(ⅰ )代 替 交 流 電 源 設 備 に よ る 残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水 モード）の復旧代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
1.4-15

・原子炉圧力容器
・原子炉補機冷却系
・代替原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

なお，残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

ⅱ.

重大事故等対処設備と自主対策設備
復旧で使用する設備のうち，サプレッション・チェン

バ，原子炉圧力容器，代替原子炉補機冷却系及び常設代
替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。また，残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ，給水系配管・弁・スパー
ジャ及び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。
（ 添 付 資 料 1.4.1）
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。
1.4-16

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。
・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。

(c) 溶 融 炉 心 が 原 子 炉 圧 力 容 器 内 に 残 存 す る 場 合 の 対 応 手 段
及び設備
ⅰ. 低圧代替注水
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原
子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合は，低圧代替
注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により残存した溶融炉心を冷却する手段がある。

(ⅰ )低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却
低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
1.4-17

・高圧炉心注水系配管・弁・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備(ⅱ )低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷
却
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）・防火水槽
・淡水貯水池・ホース・接続口・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備

1.4-18なお，低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉
心の冷却は，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。また，淡水貯水池を水源として利用する際の取水方法は，淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースを使用する方法と，そのホースを使用せずに淡水貯水池から直接取水する方法がある。

(ⅲ )消 火 系 に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却
消火系による残存溶融炉心の冷却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
・ろ過水タンク
・消火系配管・弁・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
1.4-19低圧代替注水で使用する設備のうち，復水移送ポン
プ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・弁，残留熱除去系(B) 配 管 ・ 弁 ・ ス パ ー ジ ャ ， 残 留 熱 除 去 系 (A) 配 管 ・ 弁 ，給水系配管・弁・スパージャ，高圧炉心注水系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代
替交流電源設備，代替所内電気設備，可搬型代替注水ポン プ （ A－ 2 級 ） ， ホ ー ス ・ 接 続 口 及 び 燃 料 補 給 設 備 は 重
大事故等対処設備として位置付ける。防火水槽及び淡水貯 水 池 は 「 1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供

給 手 順 等 」 【 解 釈 】 1 b) 項 を 満 足 す る た め の 代 替 淡 水 源（措置）として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.4.1）
以上の重大事故等対処設備により，溶融炉心が原子炉
圧力容器内に残存する場合においても，残存した溶融炉心を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系
配管・弁
耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） と 同 等 の 機 能 （ 流量）を有することから，重大事故等へ対処するために
1.4-20消火系による消火が必要な火災が発生していない場合
において，残存した溶融炉心を冷却する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

b.

発電用原子炉停止中の対応手段及び設備(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 低圧代替注水
発電用原子炉停止中において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の故障により発電用原子炉からの除熱ができない場合は，低圧
代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により発電用原子炉を冷却する手段がある。
こ れ ら の 対 応 手 段 で 使 用 す る 設 備 は ， 「 a.(a) ⅰ .

低圧代替注水」で選定した設備と同様である。
以上の設備により，発電用原子炉停止中において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時
冷却モード）が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。

(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
1.4-21

ⅰ. 復旧
発電用原子炉停止中において，全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による 発 電 用 原 子 炉 か ら の 除 熱 が で き な い 場 合 は ， 「 (a) ⅰ .
低圧代替注水」の手段に加え，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を復旧し，発電用原子炉からの除熱を行う手段がある。
常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却系へ燃料を補給し，電源の供給を継続することにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を十分な期間，運転継続することが可能である。

(ⅰ )代 替 交 流 電 源 設 備 に よ る 残 留 熱 除 去 系 （ 原 子 炉 停 止時冷却モード）の復旧
代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止
時冷却モード）の復旧で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
・原子炉圧力容器
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
1.4-22

・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉補機冷却系
・代替原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
復旧で使用する設備のうち，原子炉圧力容器，代替原
子炉補機冷却系及び常設代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。また，残留熱除去系ポン
プ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系配管・弁・ス
パージャ，給水系配管・弁・スパージャ及び原子炉補機
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。
（ 添 付 資 料 1.4.1）
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系が故障した場合においても，発電用原子炉からの除熱を行うことができる。
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。
・第二代替交流電源設備
1.4-23

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。

c.

手順等
上 記 「 a.

「 b.

発電用原子炉運転中の対応手段及び設備」及び発電用原子炉停止中の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として
事 故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ 徴 候 ベ ー 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」 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 別 操 作 手 順
書 及 び 多 様 な ハ ザ ー ド 対 応 手 順 に 定 め る （ 第 1.4.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必
要 と な る 設 備 に つ い て も 整 理 す る （ 第 1.4.2 表 ， 第 1.4.3
表）。
（ 添 付 資 料 1.4.2）

1.4-24

1.4.2

重大事故等時の手順

1.4.2.1

発電用原子炉運転中における対応手順(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

低圧代替注水
給水・復水系，高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，残留熱除去系（低圧注水モード）が故障により使用できない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替
注水系（可搬型）及び消火系による原子炉圧力容器への代替注水を同時並行で準備する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合は，上記代替注
水手段のうちポンプ 1 台以上を起動し，注水のための系統構成が完了した時点で，その手段による原子炉圧力容器への注水を開始する。
また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，低圧
代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上又は上記代替注水手段のうち 2 系以上を起動し，注水のための系統構成が完了した時点で，逃がし安全弁による発電用原子炉の減圧を実施し，原子炉圧力容器への注水を開始する。原子炉圧力容器への注水に使用する手段は，準備が完了した代替注水手段のうち，
低圧代替注水系（常設），消火系，低圧代替注水系（可搬型）の順で選択する。
なお，原子炉圧力容器内の水位が不明になる等，発電用原子炉を満水にする必要がある場合は，上記注水手段及び代替
注水手段のうち使用できる手段にて原子炉圧力容器へ注水する。
1.4-25(a) 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
ⅰ. 手順着手の判断基準
給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子
炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場 合 に お い て ，
低圧代替注水系（常設）及び注入配管が使用可能な場合※1。

※ 1: 設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ 復 水 貯 蔵 槽 ）が確保されている場合。

ⅱ. 操作手順
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注
水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.4.2 図 及 び 第 1.4.4 図 に ， 概 要 図 を 第 1.4.7 図 に ， タ イ
ム チ ャ ー ト を 第 1.4.8 図 か ら 第 1.4.11 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表
示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
1.4-26

本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，低圧代替注
水系（常設）が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプ（2 台）の起動操作を実施し，復水移送ポンプ吐出圧力指示値
が規定値以上であることを確認する。
⑥ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の全開操作を実施する。
⑥ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (A)の全開操作を実施する。
⑥ c 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は
残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (C)の 現 場 で の 手 動 全 開 操 作 を 実 施する。
⑥ d 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑥ e 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合1.4-27

中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D
は ， 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 弁 (C)の 現 場 で の 手 動 全 開 操 作を実施する。
⑦当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が復水移送ポン
プの吐出圧力以下であることを確認後，運転員に低圧
代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑧ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑧ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑧ c 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (C)の 全
開操作を実施する。
⑧ d 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑧ e 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め 弁 (C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑨ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合1.4-28

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉格納容器内にスプ
レ イ す る 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)を 全 閉 後 ，
残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 流 量 調 節 弁 (B)及 び 残 留 熱
除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B) を 全 開 し て ス プ
レイを実施する。
⑨ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑨ c 残 留 熱 除 去 系 (C)， 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)又 は 高 圧 炉 心 注
水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高
1.4-29（ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑩現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保として復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補給
水 系 常 /非 常 用 連 絡 1 次 ， 2 次 止 め 弁 の 全 開 操 作 ） を 実施する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

ⅲ. 操作の成立性
残 留 熱 除 去 系 (B) 又 は 残 留 熱 除 去 系 (A) の 注 入 配 管 を 使用した低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉
圧力容器への注水開始までの所要時間は以下のとおり。
残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合 :12 分 以 内
残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合 :12 分 以 内
残 留 熱 除 去 系 (C) ， 高 圧 炉 心 注 水 系 (B) 又 は 高 圧 炉 心 注
水 系 (C)の 注 入 配 管 を 使 用 し た 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） による原子炉圧力容器への注水操作は，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低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始までの所要時間は以下のとおり。
残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
1.4-30:約 40 分高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合 :約 25 分
高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合 :約 30 分
その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保
操 作 を 実 施 し た 場 合 ， 15 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。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 1， 1.4.3－ 3， 1.4.3－ 4）(b) 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注
水 （ 淡 水 /海 水 ）ⅰ. 手順着手の判断基準
給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子
炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場 合 に お い て ，
低圧代替注水系（可搬型）及び注入配管が使用可能な場
合 ※ 1。

※ 1: 設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ 防 火 水 槽 又 は
淡水貯水池）が確保されている場合。

ⅱ. 操作手順
1.4-31

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.4.2 図 及 び 第 1.4.4 図 に ， 概 要 図 を 第 1.4.12 図 及 び 第1.4.18 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.4.13 図 か ら 第 1.4.17
図 及 び 第 1.4.19 図 に 示 す 。
［交流電源が確保されている場合］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器 へ の 注 水 準 備 の た め ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）の配備及びホース接続を依頼する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑤ 現 場 運 転 員 C 及 び D は ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)又 は
MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (A)の ど ち ら か を 選 択 し 全 開 操 作を実施する（当該弁は遠隔手動弁操作設備のためリンク機構を取り外し，弁操作を行う）。
なお，上記の送水ライン以外にも，原子炉建屋原子炉
1.4-32

区域にて接続口から復水補給水系配管までホースを敷設し送水するラインがある。
⑥ a 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は
残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (C)の 現 場 で の 手 動 全 開 操 作 を 実 施する。
⑥ b 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑥ c 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D
は ， 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 弁 (C)の 現 場 で の 手 動 全 開 操 作を実施する。
⑦ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の全開操作及び原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポン プ （ A－ 2 級 ） の 吐 出 圧 力 以 下 で あ る こ と を 確 認 後 ，
残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (A)の全開操作及び原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポ
1.4-33

ン プ （ A－ 2 級 ） の 吐 出 圧 力 以 下 で あ る こ と を 確 認 後 ，
残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ c 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 吐 出 圧 力 以 下 で あ る ことを確認後，現場運転員 C 及び D は残留熱除去系洗浄水
弁 (C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ d 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 吐 出 圧 力 以 下 で あ る ことを確認後，現場運転員 C 及び D は高圧炉心注水系洗浄
用 補 給 水 止 め 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ e 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 吐 出 圧 力 以 下 で あ る ことを確認後，現場運転員 C 及び D は高圧炉心注水系洗浄
用 補 給 水 止 め 弁 (C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）の配備及びホース接続を行い，可搬型代替注水ポンプ（ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 準 備 完 了 を 緊 急 時 対 策 本 部 に 報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，運転員が選択 し た 送 水 ラ イ ン か ら の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑩当直副長は，中央制御室運転員に低圧代替注水系（可1.4-34

搬型）による原子炉圧力容器への注水の確認を指示する。
⑪ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）起動後，運転員が選択した送水ラインから送水するた
め ， MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(B)， 2(B)又 は MUWC 接 続 口
外 側 隔 離 弁 1(A) ， 2(A) の ど ち ら か の 全 開 操 作 を 実 施
し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑫ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉格納容器内にスプ
レ イ す る 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B) を 全 閉
後 ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 流 量 調 節 弁 (B) 及 び
残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B) を 全 開
してスプレイを実施する。
⑫ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇に
1.4-35

より確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑫ c 残 留 熱 除 去 系 (C)， 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)又 は 高 圧 炉 心 注
水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高（ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，低圧代替注
水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

［全交流動力電源が喪失している場合］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器 へ の 注 水 準 備 の た め ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）の起動及び送水準備を依頼する。
③中央制御室運転員 A は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水に必要な監視計器の電源が確保されていることを確認する。
1.4-36

④現場運転員 C 及び D は，復水補給水系バイパス流防止として復水補給水系原子炉建屋復水積算計バイパス弁の全閉操作を実施する。
⑤ 現 場 運 転 員 C 及 び D は ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)又 は
MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (A)の ど ち ら か を 選 択 し 全 開 操 作を実施する（当該弁は遠隔手動弁操作設備のためリンク機構を取り外し，弁操作を行う）。
なお，上記の送水ライン以外にも，原子炉建屋原子炉区域にて接続口から復水補給水系配管までホースを敷設し送水するラインがある。
⑥ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の 全 開操作を実施する。
⑥ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (A)の 全 開操作を実施する。
⑥ c 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (C)の 全 開操作を実施する。
⑥ d 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 弁 (B)の 全
開操作を実施する。
⑥ e 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 弁 (C)の 全
開操作を実施する。
1.4-37

⑦当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が可搬型代替注
水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 吐 出 圧 力 以 下 で あ る こ と を 確 認後，現場運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑧ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (B)の 全
開操作を実施する。
⑧ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (A)の 全
開操作を実施する。
⑧ c 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (C)の 全
開操作を実施する。
⑧ d 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑧ e 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め 弁 (C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑨ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）の配備及びホース接続を行い，可搬型代替注水ポンプ（ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 準 備 完 了 を 緊 急 時 対 策 本 部 に 報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，運転員が選択 し た 送 水 ラ イ ン か ら の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2
1.4-38級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑪当直副長は，中央制御室運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の確認を指示する。
⑫ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）起動後，運転員が選択した送水ラインから送水するた
め ， MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(B)， 2(B)又 は MUWC 接 続 口
外 側 隔 離 弁 1(A) ， 2(A) の ど ち ら か の 全 開 操 作 を 実 施
し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑬ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始
さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注 水 流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。現場運転員 C 及び D は，中央制御室運転員の指示に基づき原子炉圧力容器内の水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑬ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始
さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注 水 流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。現場運転員 C 及び D は，中央制御室運転員の指示に基づき原子炉圧力容器内の水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ
1.4-39

ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑬ c 残 留 熱 除 去 系 (C)及 び 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)， (C)注 入 配 管
使用の場合
中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。現場運転員 C 及び D は，中央制御
室運転員の指示に基づき原子炉圧力容器内の水位を原
子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8）の間で維持する。
⑭当直長は，当直副長からの依頼に基づき，低圧代替注
水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作のうち，運転員が実施する原子炉建屋での各注入配管の系統構成を，交流電源が確保されている
場合は 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，全交流動力電源が喪失している場合は 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の所
要時間は以下のとおり。
［交流電源が確保されている場合］
残 留 熱 除 去 系 (A)(B)注 入 配 管 使 用 の 場 合： 約 25 分

残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合： 約 65 分

1.4-40高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合： 約 30 分

高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合： 約 55 分［全交流動力電源が喪失している場合］
残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合： 約 95 分

残 留 熱 除 去 系 (B)(C)注 入 配 管 使 用 の 場 合： 約 85 分

高 圧 炉 心 注 水 系 (B)(C)注 入 配 管 使 用 の 場 合 ： 約 75 分

また，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋 外 で の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送 水操作に必要な 1 ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊 急 時 対 策 要 員 3 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 4 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 6 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 330 分

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作は，作業開始を判断してから低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水開始まで
約 330 分 で 可 能 で あ る 。
1.4-41

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。可搬型代替注
水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） か ら の ホ ー ス の 接 続 は ， 汎 用 の 結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 2， 1.4.3－ 3， 1.4.3－ 4，
1.4.3－ 7， 1.4.3－ 8）(c) 消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
ⅰ. 手順着手の判断基準
給水・復水系，非常用炉心冷却系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維持できない場合において，消火系及び注入配管が使用可
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災が発生していない場合。

※ 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。

ⅱ. 操作手順
1.4-42

消火系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.4.2 図 及 び 第 1.4.4
図 に ， 概 要 図 を 第 1.4.20 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.4.21 図 か ら 第 1.4.24 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に消火系による原子炉圧力容器への注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。
③ a 残 留 熱 除 去 系 (B)又 は 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の場合
現場運転員 C 及び D は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
③ b 残 留 熱 除 去 系 (C)， 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)又 は 高 圧 炉 心 注
水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現場運転員 E 及び F は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示
にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
1.4-43

⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，復水補給水系消火系
第 1， 第 2 連 絡 弁 の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の全開操作を実施する。
⑦ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (A)の全開操作を実施する。
⑦ c 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D
は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (C) の 現 場 で の 手 動 全 開 操 作 を実施する。
⑦ d 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ e 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D
は ， 高 圧 炉 心 注 水 系 注 入 弁 (C)の 現 場 で の 手 動 全 開 操 作を実施する。
⑧5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了
1.4-44

を緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部
は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水開始を緊急時対策本部に報告する。
⑩当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力がディーゼル駆動消火ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，運転員に消火系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑪ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑪ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑪ c 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (C)の 全
開操作を実施する。
⑪ d 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑪ e 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め 弁 (C)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑫ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
1.4-45

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉格納容器内にスプ
レ イ す る 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B) を 全 閉
後 ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 流 量 調 節 弁 (B) 及 び
残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B) を 全 開
してスプレイを実施する。
⑫ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑫ c 残 留 熱 除 去 系 (C)， 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)又 は 高 圧 炉 心 注
水 系 (C)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高
1.4-46

（ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
残 留 熱 除 去 系 (B) 又 は 残 留 熱 除 去 系 (A) の 注 入 配 管 を 使用した消火系による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユ
ニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 約 30 分 で 可 能 で あ る 。
残 留 熱 除 去 系 (C) の 注 入 配 管 を 使 用 し た 消 火 系 に よ る 原
子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名及び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原子炉圧力容器への注水開始まで 約 40 分 で 可 能 で あ る 。
高 圧 炉 心 注 水 系 (B) 又 は 高 圧 炉 心 注 水 系 (C) の 注 入 配 管を使用した消火系による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名及び 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
原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 約 30 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護
1.4-47

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。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 3， 1.4.3－ 4， 1.4.3－ 5）b.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.4.32 図 に 示 す 。
外部電源，代替交流電源設備等により交流電源が確保できた場合，復水貯蔵槽が使用可能であれば低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水する。復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は低圧代替注水系（可搬型）により原
子炉圧力容器へ注水する。
交流電源が確保できない場合，現場での手動操作により系統構成を実施し，消火系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。
なお，消火系による原子炉圧力容器への注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可能が確認できた場合に実施する。
低圧代替注水を実施する際の注入配管の選択は，中央制御室からの操作が可能であって，注水流量が多いものを優先して使用する。優先順位は以下のとおり。
優 先 ① ： 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 （ 中 央 制 御 室 か ら の 操 作
が可能）
優 先 ② ： 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 （ 中 央 制 御 室 か ら の 操 作
1.4-48

が可能）
優 先 ③ ： 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管
優 先 ④ ： 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管
優 先 ⑤ ： 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管(2) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

復旧(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧
し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで，残留熱除去系（低圧注水モード）
にて原子炉圧力容器へ注水する。
なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
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母線 C 系又は D 系の受電が完了し，残留熱除去系（低圧注水モード）が使用可能な状態※1 に復旧された場合。

1.4-49※ 1: 設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 ， 補 機 冷 却 水 及 び 水 源（サプレッション・チェンバ）が確保されている状態。

ⅱ. 操作手順
残 留 熱 除 去 系 (B) （ 低 圧 注 水 モ ー ド ） 電 源 復 旧 後 の 原 子
炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり（残留熱除 去 系 (A)（ 低 圧 注 水 モ ー ド ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の
注 水 手 順 も 同 様 )。 概 要 図 を 第 1.4.25 図 に ， タ イ ム チ ャ ー
ト を 第 1.4.26 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室 運 転 員 に 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 低 圧 注 水 モ ー ド ） に よ る
原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 低 圧
注水モード）の起動に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに補機冷却水が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン
発 電 機 の 負 荷 容 量 確 認 を 依 頼 し ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 低
圧注水モード）が使用可能か確認する。
④ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (B)の 起 動 操 作 を 実 施 し ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (B)吐 出 圧 力
指示値が規定値以上であることを確認後，当直副長に残 留 熱 除 去 系 (B) （ 低 圧 注 水 モ ー ド ） に よ る 原 子 炉 圧 力
1.4-50容器への注水準備完了を報告する。
⑤当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が残留熱除去系
ポ ン プ (B)の 吐 出 圧 力 以 下 で あ る こ と を 確 認 後 ， 中 央 制
御室運転員に，残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)を全開として原子炉圧力容器への注水を開始する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 残 留 熱 除 去 系 (B)系 統 流 量 指 示 値 の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原
子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8）の間で維持する。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉格納容器内にスプ
レ イ す る 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)を 全 閉 後 ，
残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 流 量 調 節 弁 (B)及 び 残 留 熱
除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B) を 全 開 し て ス プ
レイを実施する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系（低圧注水モード）による 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 15 分 以 内 で 可 能 で あ
1.4-51

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。

b.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.4.32 図 に 示 す 。
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交流電源が確保できた場合，原子炉補機冷却系の運転が可能であれば残留熱除去系（低圧注水モード）により原子炉圧力容器へ注水する。原子炉補機冷却系の運転ができない場合，代替原子炉補機冷却系を設置し，残留熱除去系（低圧注水モード）により原子炉圧力容器へ注水するが，代替原子炉補機冷却系の設置に時間を要することから，低圧代替注水系（常設）等による原子炉圧力容器への注水を並行して実施する。
発電用原子炉停止後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱を実施する。

(3) 溶 融 炉 心 が 原 子 炉 圧 力 容 器 内 に 残 存 す る 場 合 の 対 応 手 順
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子炉圧力容器を破損し原子炉格納容器下部へ落下した場
合，格納容器下部注水系により原子炉格納容器下部へ注水することで落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低圧代替注水により原子炉圧力容器
1.4-52

へ注水することで残存した溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱を抑制する。

a.

低圧代替注水(a) 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却
ⅰ. 手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧
代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水が可
能 な 場 合 ※ 2。

※ 1: ｢ 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 に よ る パ ラ メ ー タ の 変 化 ｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。
※ 2: 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 及 び 原 子 炉 格 納 容
器 下 部 へ の 注 水 に 必 要 な 流 量 （ 140m 3 /h ， 35 ～ 70
m 3 /h） が 確 保 さ れ ， 更 に 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） によ り 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 に 必要 な 流 量（ 30m 3 /h） が 確 保 で き る 場 合 。
なお，十分な注水流量が確保できない場合には溶
融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。

ⅱ. 操作手順
1.4-53

低 圧 代 替 注 水 系 (常 設 )に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却 に つ
い て は ， 「 (1)a.(a)低圧代替注水系（常設）による原

子炉圧力容器への注水」の操作手順のうち，残留熱除去
系 (B) 注 入 配 管 及 び 残 留 熱 除 去 系 (A) 注 入 配 管 を 使 用 し た
手順と同様である。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.4.6 図 に 示 す 。 ま た ， 概
要 図 は 第 1.4.7 図 ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.4.8 図 と 同 様 である。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉
圧力容器への注水開始までの所要時間は以下のとおり。
残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合 :12 分 以 内
残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合 :12 分 以 内
その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保
操 作 を 実 施 し た 場 合 ， 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 1）(b) 消 火 系 に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却
ⅰ. 手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 によ
1.4-54

り原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧
代替注水系（常設）が使用できず，消火系による原子炉
圧 力 容 器 へ の 注 水 が 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。

※ 1: ｢ 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 に よ る パ ラ メ ー タ の 変 化 ｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。
※ 2: 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 及 び 原 子 炉 格 納 容
器 下 部 へ の 注 水 に 必 要 な 流 量 （ 140m 3 /h ， 35 ～ 70
m 3 /h） が 確 保 さ れ ， 更 に 消 火 系 に よ り 原 子 炉 圧 力 容
器 へ の 注 水 に 必 要 な 流 量 （ 30m 3 /h） が 確 保 で き る 場
合。
なお，十分な注水流量が確保できない場合は溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。

ⅱ. 操作手順
消火系による残存溶融炉心の冷却については，「 (1)a.(c)

消火系による原子炉圧力容器への注水」の

操 作 手 順 の う ち ， 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 又 は 残 留 熱 除
去 系 (A)注 入 配 管 を 使 用 し た 手 順 と 同 様 で あ る 。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.4.6 図 に 示 す 。 ま た ， 概
要 図 は 第 1.4.20 図 ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.4.21 図 と 同 様
1.4-55

である。

ⅲ. 操作の成立性
残 留 熱 除 去 系 (B) 又 は 残 留 熱 除 去 系 (A) の 注 入 配 管 を 使用した消火系による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユ
ニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 約 30 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 5）(c) 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却（ 淡 水 /海 水 ）ⅰ. 手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧
代替注水系（常設）及び消火系が使用できず，低圧代替
注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が可能
な 場 合 ※ 2。

※ 1: ｢ 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 に よ る パ ラ メ ー タ の 変 化 ｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納容器内圧力指1.4-56示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。
※ 2: 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 及 び 原 子 炉 格 納 容
器 下 部 へ の 注 水 に 必 要 な 流 量 （ 140m 3 /h ， 35 ～ 70
m 3 /h） が 確 保 さ れ ， 更 に 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ）により原子炉圧力容器への注水に必要な流量（ 30m 3 /h） が 確 保 で き る 場 合 。
なお，十分な注水流量が確保できない場合は溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。

ⅱ. 操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却に つ い て は ， 「 (1)a.(b)低圧代替注水系（可搬型）に

よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ） 」 の 操 作 手 順（交流電源が確保されている場合）のうち，残留熱除去
系 (B) 注 入 配 管 又 は 残 留 熱 除 去 系 (A) 注 入 配 管 を 使 用 し た
手 順 と 同 様 。 た だ し ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 の 操 作 に つ
い て は ， リ ン ク 機 構 を 取 り 外 さ ず ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離
弁 (B)の 場 合 は 屋 外 （ 緊 急 時 対 策 要 員 ） に て ， MUWC 接 続 口
内 側 隔 離 弁 (A)の 場 合 は 非 管 理 区 域 （ 運 転 員 ） に て 遠 隔 手
動弁操作設備を使用して行う。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.4.6 図 に 示 す 。 ま た ， 概
要 図 は 第 1.4.12 図 ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.4.17 図 及 び 第1.4.27 図 に 示 す 。

1.4-57

ⅲ. 操作の成立性
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作のうち，運転員が実施する原子炉建屋での各注入配管の系統構成を 1 ユニット当たり中央制御室運転員
2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合の所要時間は以下のとおり。
残 留 熱 除 去 系 (A)(B)注 入 配 管 使 用 の 場 合 ： 約 20 分

また，低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉
心の冷却操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋外
での低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作に必要な 1 ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊 急 時 対 策 要 員 3 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 4 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 6 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 330 分

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作は，作業開始を判断してから低圧代替注水系（ 可 搬 型 ） に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却 開 始 ま で 約 330 分
1.4-58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。可搬型代替注
水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） か ら の ホ ー ス の 接 続 は ， 汎 用 の 結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 2）b.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.4.32 図 に 示 す 。
代替交流電源設備等により交流電源が確保できた場合，復水貯蔵槽が使用可能であれば低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水し，残存した溶融炉心を冷却する。復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水し，残存した溶融炉心を冷却する。
なお，消火系による原子炉圧力容器へ注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可能が確認できた場合に実施する。
1.4-59低圧代替注水を実施する際の注入配管の選択は，注水流量が多いものを優先して使用する。優先順位は以下のとおり。
優 先 ① ： 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管
優 先 ② ： 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管

1.4.2.2

発電用原子炉停止中における対応手順(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順
発電用原子炉停止中に低圧注水系が機能喪失した場合の対応
手 順 に つ い て は 「 1.4.2.1(1)a.(a)低圧代替注水系（常設）によ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 」 ， 「 1.4.2.1(1)a.(b)低圧代替

注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海水 ） 」 及 び 「 1.4.2.1(1)a.(c)

消火系による原子炉圧力容器への注水」の対応手順と同様である。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.4.5 図 に 示 す 。

(2) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

復旧(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 発 電 用 原 子 炉 か ら の 除 熱
全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱ができない場合は，常設代替交流電源
設備又は第二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで，残留熱除去系（原子炉停止
時冷却モード）にて発電用原子炉からの除熱を実施する。
1.4-60なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
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母線 C 系又は D 系の受電が完了し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）が使用可能な状態※1 に復旧された場合。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 補 機 冷 却 水 が 確 保 されており，原子炉水位指示値が原子炉水位低（レベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持され，かつ原子炉圧力指示値が規定値以下の状態。

ⅱ. 操作手順
残 留 熱 除 去 系 (B) （ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド ） 電 源 復 旧後の発電用原子炉からの除熱手順の概要は以下のとおり（ 残 留 熱 除 去 系 (A)（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド ） に よ る 発
電 用 原 子 炉 か ら の 除 熱 手 順 も 同 様 ） 。 概 要 図 を 第 1.4.28
図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.4.29 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
残 留 熱 除 去 系 (B)（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド ） に よ る 発
電用原子炉からの除熱準備開始を指示する。
1.4-61

② 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 原 子
炉停止時冷却モード）の起動に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源並びに補機冷却水が確保されている こ と ， 原 子 炉 水 位 指 示 値 が 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3）
か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 さ れ て い る こと，原子炉圧力指示値が原子炉停止時冷却モードイン
ターロック解除の設定値以下であることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン
発 電 機 の 負 荷 容 量 確 認 を 依 頼 し ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 原
子炉停止時冷却モード）が使用可能か確認する。
④ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 原 子
炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱の 系 統 構 成 と し て ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ S/P 水 吸 込 隔 離
弁 (B) ， 残 留 熱 除 去 系 最 小 流 量 バ イ パ ス 弁 (B) を 全 閉 、
残 留 熱 除 去 系 停 止 時 冷 却 内 側 ， 外 側 隔 離 弁 (B)， 残 留 熱
除 去 系 ポ ン プ 炉 水 吸 込 弁 (B) ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の全開操作を実施する。
⑤ 現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 残 留 熱 除 去 系 封 水 ポ ン プ (B)吸込 弁 ， 残 留 熱 除 去 系 封 水 ポ ン プ (B) 吐 出 弁 ， 残 留 熱 除 去系 封 水 ポ ン プ (B) 最 小 流 量 吐 出 弁 の 全 閉 操 作 を 実 施 する。
⑥ 現 場 運 転 員 E 及 び F は ， 残 留 熱 除 去 系 封 水 ポ ン プ (B)及び 残 留 熱 除 去 系 最 小 流 量 バ イ パ ス 弁 (B)の MCC 電 源 ｢切 ｣1.4-62

操作を実施する。
⑦ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 原 子
炉停止時冷却モード）運転の準備完了を当直副長に報告する。
⑧ 当 直 副 長 は ， 中 央 制 御 室 運 転 員 に 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 原
子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱開始を指示する。
⑨ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (B)の 起 動 操 作 を 実 施 し ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (B)の 吐 出 圧
力 が 上 昇 し た こ と を 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (B)吐 出 圧 力 にて 確 認 後 ， 残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 出 口 弁 (B) を 調 整 開
し，発電用原子炉からの除熱を開始する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉からの除熱が 開 始 さ れ た こ と を 残 留 熱 除 去 系 (B)系 統 流 量 指 示 値 の
上 昇 及 び 残 留 熱 除 去 系 (B)熱 交 換 器 入 口 温 度 指 示 値 の 低下により確認し，当直副長に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱開始 ま で 20 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
1.4-63

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。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 6）b.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.4.32 図 に 示 す 。
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交流電源が確保できた場合，原子炉補機冷却系の運転が可能であれば残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）により発電用原子炉からの除熱を実施する。原子炉補機冷却系の運転ができない場合，代替原子炉補機冷却系を設置し，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却モード）により発電用原子炉からの除熱を実施するが，代替原子炉補機冷却系の設置に時間を要することから，低圧代替注水系（常設）等による原子炉圧力容器への注水を並行して実施する。

1.4.2.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1) 残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水 モ ー ド ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の注水
残留熱除去系が健全な場合は，自動起動（原子炉水位低（レベ ル 1） 又 は ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 ） に よ る 作 動 ， 又 は 中 央 制 御室からの手動操作により残留熱除去系（低圧注水モード）を起
1.4-64

動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

a.

手順着手の判断基準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） 以 上 に 維 持 で き な い 場 合 。

b.

操作手順
残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への 注 水 手 順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.4.30 図 に 示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に残留熱除去系（低圧注水モード）による原
子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動起
動 操 作 ， 又 は 自 動 起 動 信 号 （ 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1）
又はドライウェル圧力高）により残留熱除去系ポンプが起動し，残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上となったことを確認後，当直副長に残留熱除去
系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水準備完了を報告する。
③当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が規定圧力以下となったことを確認後，中央制御室運転員に残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注1.4-65

水開始を指示する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動操
作 ， 又 は 自 動 起 動 信 号 （ 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1） 及 び
原子炉圧力低，又はドライウェル圧力高及び原子炉圧
力低）により残留熱除去系注入弁が全開となったことを確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量指示値の上
昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子
炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8） の間で維持する。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉格納容器内にスプレイする場合は，残留熱除去系注入弁を全閉後，残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁及び残留熱除去
系格納容器冷却ライン隔離弁を全開してスプレイを
実施する。

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）にて操作を実施する。操作スイッチによる
中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

1.4-66

(2) 残 留 熱 除 去 系 （ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド ） に よ る 発 電 用 原 子
炉からの除熱残留熱除去系が健全な場合は，中央制御室からの手動操作により残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を起動し，発電用原子炉からの除熱を実施する。

a.

手順着手の判断基準
原 子 炉 水 位 指 示 値 が 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水

位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 さ れ ， か つ 原 子 炉 圧 力 指 示 値 が 規定値以下の場合。

b.

操作手順
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.4.31 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉水位指示値が原子炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル 8） の間で維持されていること，原子炉圧力指示値が原子炉停止時冷却モードインターロック解除の設定値以下であることを確認する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱の系
1.4-67

統 構 成 と し て ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ S/P 水 吸 込 隔 離 弁 ，残留熱除去系最小流量バイパス弁を全閉、残留熱除去
系停止時冷却内側，外側隔離弁，残留熱除去系ポンプ
炉水吸込弁，残留熱除去系注入弁の全開操作を実施する。
④現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系封水ポンプ吸込
弁，残留熱除去系封水ポンプ吐出弁，残留熱除去系封水ポンプ最小流量吐出弁の全閉操作を実施する。
⑤現場運転員 E 及び F は，残留熱除去系封水ポンプ及び残留 熱 除 去 系 最 小 流 量 バ イ パ ス 弁 の MCC 電 源 ｢切 ｣操 作 を 実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）運転の準備完了を当直副長に報告する。
⑦当直副長は，中央制御室運転員に残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱開始を指示する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプの起動操作を実施し，残留熱除去ポンプ吐出圧力指示値が上昇したことを確認後，残留熱除去系熱交換器出口弁を調整開し，発電用原子炉からの除熱を開始する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉からの除熱が開始されたことを残留熱除去系系統流量指示値の上昇及び残留熱除去系熱交換器入口温度指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。
1.4-68c.

操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて操作を実施した場
合，操作開始を判断してから残留熱除去系（原子炉停止時冷却 モ ー ド ） に よ る 発 電 用 原 子 炉 か ら の 除 熱 開 始 ま で 20 分 以 内
で可能である。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.4.3－ 6）

1.4.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

残留熱除去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。
復水貯蔵槽，防火水槽及びろ過水タンクへの水の補給手順並びに 水 源 か ら 接 続 口 ま で の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る
送 水 手 順 に つ い て は ， 「 1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプ，電動弁及び中央制御室
監視計器類への電源供給手順並びに第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機，電源車，ディーゼル駆動消火ポンプ，可搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） へ の 燃 料 補 給 手 順 に つ い て は ，「 1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.4-69

第 1.4.1 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 1/8）
（ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 （ 設 計 基 準 拡 張 ））分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

残留熱除去系ポンプ

非常用交流電源設備 ※2

対処設備

原子炉補機冷却系 ※3

重大事故等

給水系配管・弁・スパージャ（設計基準拡張）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水モード）

サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器

ス）「水位確保」等

給水系配管・弁・スパージャ
原子炉補機冷却系 ※3
非常用交流電源設備 ※2

対処設備

ス）

残留熱除去系配管・弁・スパージャ

重大事故等

事故時運転操作手順書（徴候ベー

残留熱除去系熱交換器（設計基準拡張）

残留熱除去系ポンプ
重大事故等対処設備

による発電用原子炉からの除熱

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

重大事故等対処設備（設計基準拡張）※1:手順は「1.13－※6

事故時運転操作手順書（徴候ベー
重大事故等対処設備

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ「減圧冷却」等
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」

原子炉圧力容器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「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※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:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-70対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 2/8）
（発電用原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

復水移送ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベーモード）

復水貯蔵槽 ※1

ス)

復水補給水系配管・弁「水位確保」等

重大事故等対処設備

残留熱除去系（低圧注水

残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却給水系配管・弁・スパージャ

残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
フロントライン系故障時

高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（徴候ベーホース・接続口ス）

復水補給水系配管・弁「水位確保」等

重大事故等対処設備

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」
多様なハザード対応手順

可搬型代替交流電源設備 ※2「消防車による送水（原子炉注

代替所内電気設備水）」※1

燃料補給設備 ※2
非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却給水系配管・弁・スパージャ

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2※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「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※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:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-71

対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 3/8）
（発電用原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

残留熱除去系（低圧注水ディーゼル駆動消火ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベーモード）

ろ過水タンク ※1ス）

消火系配管・弁「水位確保」等

残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ

AM 設備別操作手順書

残留熱除去系(A)配管・弁「消火ポンプによる原子炉注水」

給水系配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ

自主対策設備

フロントライン系故障時

消火系による発電用原子炉の冷却復水補給水系配管・弁

原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2※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「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※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:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-72

対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 4/8）
（発電用原子炉運転中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

原子炉圧力容器代替原子炉補機冷却系※3

常設代替交流電源設備※2

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等「RHR(A)による原子炉注水」
残留熱除去系ポンプ「RHR(B)による原子炉注水」

原子炉補機冷却系※3

設備

給水系配管・弁・スパージャ

自主対策

※6

（設計基準拡張）

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ

重大事故等対処設備（低圧注水モード）の復旧

サポート系故障時

代替交流電源設備による残留熱除去系

AM 設備別操作手順書

第二代替交流電源設備※1:手順は「1.13

対処設備

サプレッション・チェンバ

原子炉補機冷却系

重大事故等

全交流動力電源手順書※2

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「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※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:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-73

対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 5/8）
（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

事故時運転操作手順書（シビアア

復水貯蔵槽 ※1

クシデント）

復水補給水系配管・弁「RPV 制御」

残存溶融炉心の冷却

低圧代替注水系（常設）による重大事故等対処設備

復水移送ポンプ

残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器「MUWC による原子炉注水」

常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

設備

自主対策

第二代替交流電源設備 ※2

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

事故時運転操作手順書（シビアア

ホース・接続口

クシデント）

復水補給水系配管・弁「RPV 制御」

重大事故等対処設備

残存溶融炉心の冷却

低圧代替注水系（可搬型）による残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」
多様なハザード対応手順

可搬型代替交流電源設備 ※2「消防車による送水（原子炉注

代替所内電気設備水）」※1

燃料補給設備 ※2
防火水槽 ※1，※5
第二代替交流電源設備 ※2

設備

淡水貯水池 ※1，※5

自主対策

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合－

AM 設備別操作手順書

ディーゼル駆動消火ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアア

ろ過水タンク ※1

クシデント）

消火系配管・弁「RPV 制御」

残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器自主対策設備消火系による

残存溶融炉心の冷却復水補給水系配管・弁AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2※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「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※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:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-74

対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 6/8）
（発電用原子炉停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

残留熱除去系（原子炉停

復水移送ポンプ

事故時運転操作手順書（停止時徴止時冷却モード）

復水貯蔵槽 ※1

候ベース）
重大事故等対処設備

復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却給水系配管・弁・スパージャ「SFP 原子炉水位・温度制御」

残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
フロントライン系故障時

高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

事故時運転操作手順書（停止時徴ホース・接続口

候ベース）
重大事故等対処設備

復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」
多様なハザード対応手順

可搬型代替交流電源設備 ※2「消防車による送水（原子炉注

代替所内電気設備水）」※1

燃料補給設備 ※2
非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却給水系配管・弁・スパージャ「SFP 原子炉水位・温度制御」

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2※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「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※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:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-75

対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 7/8）
（発電用原子炉停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

残留熱除去系（原子炉停ディーゼル駆動消火ポンプ

事故時運転操作手順書（停止時徴止時冷却モード）

ろ過水タンク ※1

候ベース）

消火系配管・弁「SFP 原子炉水位・温度制御」

残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ

AM 設備別操作手順書

残留熱除去系(A)配管・弁「消火ポンプによる原子炉注水」

給水系配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ

自主対策設備

フロントライン系故障時

消火系による発電用原子炉の冷却復水補給水系配管・弁

原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2※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「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※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:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-76

対 応 手 段 ， 対 処 設 備 ， 手 順 書 一 覧 （ 8/8）
（発電用原子炉停止中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

代替原子炉補機冷却系※3

常設代替交流電源設備※2

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」「RHR(A)による原子炉除熱」
残留熱除去系ポンプ

原子炉補機冷却系※3

設備

給水系配管・弁・スパージャ

自主対策

残留熱除去系配管・弁・スパージャ（設計基準拡張）

残留熱除去系熱交換器

重大事故等対処設備（原子炉停止時冷却モード）の復旧

サポート系故障時

代替交流電源設備による残留熱除去系

AM 設備別操作手順書

第二代替交流電源設備※1:手順は「1.13

対処設備

原子炉圧力容器

原子炉補機冷却系

重大事故等

全交流動力電源手順書※2「RHR(B)による原子炉除熱」

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「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※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:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-77

第 1.4.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/9）
重大事故等の対応に

手順書

1.4.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

発電用原子炉運転中における対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（狭帯域）「水位確保」等

原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

判断基準「MUWC による原子炉注水」

原子炉水位（広帯域）

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C－1 電圧P/C

D－1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉圧力容器内の圧力
操作
原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力

水源の確保
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）「水位確保」等

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）「消防車による原子炉注水」

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C－1 電圧P/C

D－1 電圧

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注水）」

判断基準

AM 設備別操作手順書

電源

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池
原子炉水位（狭帯域）

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器への注水量
補機監視機能水源の確保

1.4-78

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
可搬型代替注水ポンプ吐出圧力
防火水槽
淡水貯水池

監視計器一覧（2/9）
重大事故等の対応に

手順書
1.4.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

発電用原子炉運転中における対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（狭帯域）「水位確保」等

原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「消火ポンプによる原子炉注水」
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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

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

1.4-79

監視計器一覧（3/9）
重大事故等の対応に

手順書
1.4.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

発電用原子炉運転中における対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（狭帯域）「水位確保」等

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）

AM 設備別操作手順書

原子炉水位（SA）「RHR(A)による原子炉注水」

原子炉補機冷却水系(A)系統流量「RHR(B)による原子炉注水」

補機監視機能原子炉補機冷却水系(B)系統流量

判断基準

残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C－1 電圧P/C

D－1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位
原子炉水位（狭帯域）

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器への注水量

補機監視機能水源の確保

1.4-80

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
サプレッション・チェンバ・プール水位

監視計器一覧（4/9）
重大事故等の対応に

手順書
1.4.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉水位（狭帯域）「RPV 制御」

原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「MUWC による原子炉注水」
原子炉圧力容器内の圧力判断基準

原子炉格納容器内の圧力
原子炉格納容器内の温度

電源

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C－1 電圧P/C

D－1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉圧力容器内の圧力
操作
原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ吐出圧力(A)
復水移送ポンプ吐出圧力(B)
復水移送ポンプ吐出圧力(C)

水源の確保

1.4-81

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（5/9）
重大事故等の対応に

手順書
1.4.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉水位（狭帯域）「RPV 制御」

原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「消火ポンプによる原子炉注水」
原子炉圧力容器内の圧力判断基準

原子炉格納容器内の圧力
原子炉格納容器内の温度

電源

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

操作

原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

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

1.4-82

監視計器一覧（6/9）
重大事故等の対応に

手順書
1.4.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉水位（狭帯域）「RPV 制御」

原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「消防車による原子炉注水」

原子炉圧力容器内の圧力

多様なハザード対応手順
原子炉格納容器内の圧力「消防車による送水（原子炉注水）」
判断基準

原子炉格納容器内の温度

電源

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池
原子炉水位（狭帯域）

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器への注水量
補機監視機能水源の確保

1.4-83

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
可搬型代替注水ポンプ吐出圧力
防火水槽
淡水貯水池

監視計器一覧（7/9）
重大事故等の対応に

手順書

1.4.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

発電用原子炉停止中における対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）

原子炉水位（狭帯域）「SFP 原子炉水位・温度制御」
原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「RHR(A)による原子炉除熱」「RHR(B)による原子炉除熱」
原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力容器温度

判断基準

原子炉圧力容器内の温度

残留熱除去系(A)熱交換器入口温度
残留熱除去系(B)熱交換器入口温度
原子炉補機冷却水系(A)系統流量

補機監視機能原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C－1 電圧P/C

D－1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
原子炉水位（狭帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器温度操作

残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
最終ヒートシンクの確保

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

1.4-84

監視計器一覧（8/9）
重大事故等の対応に

手順書
1.4.2.3

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（狭帯域）「水位確保」等

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）
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

補機監視機能原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量

判断基準

残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(C)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

M/C

E 電圧

P/C

C－1 電圧P/C

D－1 電圧P/C

E－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 主母線盤 C 電圧
水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力

操作

原子炉圧力（SA）
残留熱除去系(A)系統流量

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力

水源の確保

1.4-85

サプレッション・チェンバ・プール水位

監視計器一覧（9/9）
重大事故等の対応に

手順書

1.4.2.3

監視パラメータ(計器)必要となる監視項目

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（狭帯域）「減圧冷却」等
原子炉圧力容器内の水位

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」

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の温度

残留熱除去系(A)熱交換器入口温度
残留熱除去系(B)熱交換器入口温度

判断基準

残留熱除去系(C)熱交換器入口温度
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
補機監視機能原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(C)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

M/C

E 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧P/C

E-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 主母線盤 C 電圧
原子炉水位（狭帯域）
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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力容器温度
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(C)入口温度操作

残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系熱交換器(C)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
最終ヒートシンクの確保

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

1.4-86

第 1.4.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文
【1.4】

給電元

供給対象設備
復水移送ポンプ

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉

給電母線
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備を冷却するための手順等
MCC C 系
AM 用 MCC
復水補給水系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系（6 号炉のみ）
AM 用 MCC

残留熱除去系ポンプ

常設代替交流電源設備
M/C C 系
M/C D 系

残留熱除去系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

1.4-87

凡例

原子炉低圧時の冷却機能喪失：AND条件：フロントライン系の対応：OR条件：サポート系の対応

①，②，③

サポート系

RHR A機能喪失

RHR B機能喪失

補機冷却系
故障

駆動源喪失
（AC電源）

※2

※3

※1

※1

RCW機能喪失

フロントライン系

RSW機能喪失RHR C機能喪失

駆動源喪失（AC,DC電源）

P/C故障

④，⑤
弁故障

RHRポンプ故障

1.4-88※2
RHR Hx

配管

※1

補機冷却系
故障

※3
ｽﾄﾚｰﾅ

※3
RCWポンプ

駆動源喪失（AC電源）

弁

静的機器
駆動源喪失
（DC電源）

S/C

M/C故障

④，⑤

RSWポンプ

※4

弁
D/G機能
喪失

静的機器

RCW Hx

配管

配管

ｽﾄﾚｰﾅ

外部電源
喪失

駆動源喪失
（DC電源）※4※4
フロントライン系故障時の対応手段①：低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却（発電用原子炉運転中，発電用原子炉停止中）②：低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却（発電用原子炉運転中，発電用原子炉停止中）③：消火系による発電用原子炉の冷却（発電用原子炉運転中，発電用原子炉停止中）

主母線盤故障遮断器故障

サポート系故障時の対応手段④：代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧⑤：代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧
注：RHR C系は、④，⑤の対応手段は対象外

蓄電池機能喪失

AC電源
喪失
※3

第 1.4.1 図機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 （ 1/2）

充電器盤故障

凡例
対応手段①
選択不可

MUWC
ポンプ故障

CSP
枯渇

対応手段②
選択不可

駆動源喪失
（AC電源）

弁・配管
故障

※3

※5

可搬型代替注水
ポンプ(A-2級)故障

防火水槽
淡水貯水池
枯渇

対応手段③
選択不可

弁・配管
故障

D/D FP
故障

ろ過水タンク枯渇※5：AND条件：フロントライン系の対応：OR条件：サポート系の対応

弁・配管
故障
※5

弁・配管
故障
※5

1.4-89RHR B 注入ライン
選択不可

RHR B
注入弁
故障

RHR B
注入配管
故障

RHR A 注入ライン
選択不可

RHR B
洗浄弁
故障

RHR B
洗浄配管
故障

手動開

RHR A
注入弁
故障

RHR A
注入配管
故障

手動開

RHR C 注入ライン
選択不可

RHR A
洗浄弁
故障

RHR A
洗浄配管
故障

手動開

RHR C
注入弁
故障

RHR C
注入配管
故障

手動開

駆動源
喪失
（AC電源）

駆動源
喪失（AC電源）

駆動源
喪失（AC電源）

駆動源
喪失（AC電源）

※3

※3

※3

※3

※3

第 1.4.1 図

RHR C
洗浄弁
故障

HPCF B
注入弁
故障

HPCF B
注入配管
故障

HPCF B
洗浄弁
故障

HPCF C
注入弁
故障

HPCF C
注入配管
故障

手動開

手動開

駆動源
喪失
（AC電源）

HPCF C 注入ライン
選択不可

HPCF B 注入ライン
選択不可

RHR C
洗浄配管
故障

駆動源
喪失
（AC電源）※3機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 （ 2/2）

HPCF C
洗浄弁
故障

手動開
HPCF B
洗浄配管
故障

駆動源
喪失
（AC電源）※3

HPCF C
洗浄配管
故障

凡例：

フロントライン系

サポート系

故障を想定

対応手段あり

故障要因5

故障要因6

故障要因7

故障要因8

フロントライン系，サポート系の整理，故障の想定・対応手段
故障想定機器

故障要因1

故障要因2

故障要因3

故障要因4

RHRポンプ故障
弁故障
RHR Hx配管

静的機器故障

S/C
ストレーナ

水源

RCW機能喪失

RCWポンプ
弁
静的機器故障補機冷却系故障

RSW機能喪失※2

静的機器故障RHR A機能喪失※1

駆動源喪失（AC，DC
電源）

低圧注水系機能喪失
駆動源喪失（AC電源）※3

RCW Hx
配管

RSWポンプ
弁
配管
ストレーナ

※3同様
※4同様

P/C故障
M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
駆動源喪失（DC電源）※4※

RHR B機能喪失※1同様

RHR C機能喪失※1同様

蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障AC電源喪失※3同様

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

第 1.4.1 図

機能喪失原因対策分析（補足）1.4-90第 1.4.2 図

EOP「水位確保」における対応フロー

1.4-91

第 1.4.3 図

EOP「減圧冷却」における対応フロー

1.4-92

第 1.4.4 図

EOP「水位回復」における対応フロー

1.4-93

第 1.4.5 図

停止時 EOP「SFP

原子炉水位・温度制御」における対応フロー

1.4-94

第 1.4.6 図

SOP「RPV 制御」における対応フロー

1.4-95

1.4-96
凡例

注入配管
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.4.7 図

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

概要図

経過時間（分）
5

手順の項目

10

20

15

25

備考

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水 12分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止処置，ポンプ起動

低圧代替注水系（常設）による
原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系(A)又は(B)
注入配管使用）1.4-97

第 1.4.8 図

系統構成

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

注水開始，注水状況確認

移動，ＣＳＰ水源確保

低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 残 留 熱 除 去 系 (A)又 は (B)注 入 配 管 使 用 ）タイムチャート経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

50

40

60

70

80

備考

40分 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系（Ｃ）
注入配管使用）中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

バイ パス流防止処置，ポン プ 起動
注水状況確認移動，系統構成
注水弁開操作

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2
移動，ＣＳＰ水源確保

1.4-98

第 1.4.9 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 ）タイムチャート経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

25分 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（高圧炉心注水系（Ｂ）
注入配管使用）中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

バイ パス流防止処置，ポン プ 起動

2

系統構成
注水状況確認移動
注水弁開操作

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2
移動，ＣＳＰ水源確保

1.4-99

第 1.4.10 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 ）タイムチャート経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

30分 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（高圧炉心注水系（Ｃ）
注入配管使用）中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

バイ パス流防止処置，ポン プ 起動
注水状況確認移動，系統構成
注入隔離弁開操作

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2
移動，ＣＳＰ水源確保

1.4-100

第 1.4.11 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 ）タイムチャート1.4-101
凡例

注入配管
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.4.12 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（交流電源が確保されている場合）

概要図

経過時間（分）10
手順の項目によ る 原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系（Ａ）又は（Ｂ）

30

40

50

60

70

80

90

系統構成完了 25分

要員（数）低圧代替注水系（可搬型）20

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止措置，系統構成

注入配管使用）

移動，遠隔手動弁操作設備リンク機構の取外し，系統構成（管理区域）[交流電源が確保されている 場合]

第 1.4.13 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）1.4-102（ 残 留 熱 除 去 系 (A)又 は (B)注 入 配 管 使 用 ） （ 系 統 構 成 ） タ イ ム チ ャ ー ト（交流電源が確保されている場合）

備考経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

系統構成完了 65分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

低圧代替注水系（可搬型）によ る 原子炉圧力容器への注水

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

バイパス流防止措置，系統構成（残留熱除去系（C）
注入配管使用）[交流電源が確保されている 場合]

第 1.4.14 図

移動，遠隔手動弁操作設備リンク機構の取外し，系統構成（管理区域）
系統構成（注入弁，洗浄水弁開操作含む）

低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）1.4-103（ 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 ） （ 系 統 構 成 ） タ イ ム チ ャ ー ト（交流電源が確保されている場合）

備考経過時間（分）10
手順の項目によ る 原子炉圧力容器への注水（高圧炉心注水系（Ｂ）

30

40

50

60

70

80

90

系統構成完了 30分

要員（数）低圧代替注水系（可搬型）20

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止措置，系統構成

注入配管使用）[交流電源が確保されている 場合]

第 1.4.15 図

移動，遠隔手動弁操作設備リンク機構の取外し，系統構成（管理区域）
系統構成

低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）1.4-104（ 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 ） （ 系 統 構 成 ） タ イ ム チ ャ ー ト（交流電源が確保されている場合）

備考経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

によ る 原子炉圧力容器への注水（高圧炉心注水系（C）

50

60

70

80

90

系統構成完了 55分

要員（数）低圧代替注水系（可搬型）40

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止措置，系統構成

注入配管使用）[交流電源が確保されている 場合]

第 1.4.16 図

移動，遠隔手動弁操作設備リンク機構の取外し，系統構成（管理区域）
系統構成（注入弁，洗浄水弁開操作含む）

低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）1.4-105（ 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 ） （ 系 統 構 成 ） タ イ ム チ ャ ー ト（交流電源が確保されている場合）

備考経過時間（分）10
手順の項目

可搬型代替注水ポンプ
による送水

20

30

40

50

60

80

90

100

110

3

130

備考

125分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台保管場所移動 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2級)3台移動～配置
送水準備

※1

[防火水槽を水源とした場合]

※1
※2

120

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水要員（数）緊急時対策要員70

送水

5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，緊急時対策要員2名で105分以内で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

経過時間（分）10

1.4-106

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水

要員（数）

140
140分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～淡水貯水池移動
貯水池出口弁「開」
緊急時対策要員2

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置，送水ライン水張り及び健全性確認
送水ホース及び消防ホース接続継手接続

可搬型代替注水ポンプ
による送水

送水

[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）]

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
緊急時対策要員2

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）2台移動～配置
送水準備
送水※1 5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，約120分で可能である。
※2 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

第 1.4.17 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 1/2）

備考

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

200

210

220

230

240

250

260

270

280

290

300

310

320

330

340

350

備考

要員（数）
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水 330分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名で対応する。

送水準備

屋外～5号炉東側第二保管場所移動

可搬型代替注水ポンプによる送水[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）]

可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員 6 ※1

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名のうち4名で
対応する。

送水準備
送水

送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で
対応する。

※1

緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。
緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約225分で可能である。

1.4-107

第 1.4.17 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 2/2）

1.4-108
凡例

注入配管
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.4.18 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（全交流動力電源が喪失している場合）

概要図

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

系統構成完了 95分要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

低圧代替注水系（可搬型）によ る 原子炉圧力容器への注水[全交流動力電源が喪失している 場合]

※1
※2
※3

中央制御室運転員 Ａ

1

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

移動，遠隔手動弁操作設備リンク機構の取外し，系統構成（管理区域）
バイパス流防止措置
系統構成（注入弁，洗浄水弁開操作含む） ※3

5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，緊急時対策要員3名で105分以内で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。
各注水配管の系統構成（注入弁，洗浄水弁開操作含む）に要する時間は以下のとおり。
・残留熱除去系(A)注入配管を使用する場合は，約50分で可能である。
・残留熱除去系(B)(C)注入配管を使用する場合は，約40分で可能である。
・高圧炉心注水系(B)(C)注入配管を使用する場合は，約30分で可能である。

1.4-109

第 1.4.19 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（系統構成）タイムチャート（全交流動力電源が喪失している場合）

備考

1.4-110
凡例

注入配管
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.4.20 図

消火系による原子炉圧力容器への注水

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

30分 消火系による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確保確認
系統構成，バイ パス流防止処置

消火系による原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系（Ａ）又は（Ｂ）
注入配管使用）中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

25号炉運転員2

第 1.4.21 図

注水開始，注水状況確認

電源確保

消火ポン プ 起動

消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 残 留 熱 除 去 系 (A)又 は (B)注 入 配 管 使 用 ）1.4-111

タイムチャート

備考経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

50

40

60

70

80

備考

40分 消火系による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確保確認

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

消火系による原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系（Ｃ）
注入配管使用）1.4-112
第 1.4.22 図

バイ パス流防止処置，系統構成

2

注水状況確認移動系統構成注水開始

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

25号炉運転員2

電源確保

消火ポン プ 起動

消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 残 留 熱 除 去 系 (C)注 入 配 管 使 用 ）タイムチャート経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

30分 消火系による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確保確認

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

消火系による原子炉圧力容器への注水（高圧炉心注水系（Ｂ）
注入配管使用）1.4-113

第 1.4.23 図

バイ パス流防止処置，系統構成

2

注水状況確認

移動現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

25号炉運転員

2

注水開始

電源確保

消火ポン プ 起動

消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 高 圧 炉 心 注 水 系 (B)注 入 配 管 使 用 ）タイムチャート経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

30分 消火系による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確保確認

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

1.4-114

消火系による原子炉圧力容器への注水（高圧炉心注水系（Ｃ）
注入配管使用）第 1.4.24 図

バイ パス流防止処置，系統構成

2

注水状況確認移動，系統構成
注水開始

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

25号炉運転員2

電源確保

消火ポン プ 起動

消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 高 圧 炉 心 注 水 系 (C)注 入 配 管 使 用 ）タイムチャート

MO
MUWC系
RCCV
MO
FPC系
D/W

MO

MO
MO
FCS系

NO

FI

ＲＰＶ
MO

MO

MO

⑥

（中央制御室）

FT

MO

MO

SPH系

MO

SAM系
MO

1.4-115

MO

MO

S/C

RHR熱交換器(B)MO

封水ﾎﾟﾝﾌﾟ

RHRﾎﾟﾝﾌﾟ(B)RCW系，代替Hx
による冷却

RCW系，代替Hxによる冷却

第 1.4.25 図

残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

概要図

第 1.4.26 図

残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

タイムチャート

1.4-116

経過時間（分）

10
手順の項目

30

40

50

60

70

80

系統構成完了 20分

要員（数）低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（残留熱除去系（A）又は（Ｂ）
注入配管使用）20

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止措置，系統構成

移動，遠隔手動弁操作設備による系統構成（非管理区域）

第 1.4.27 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 残 存 溶 融 炉 心 の 冷 却 （ 淡 水 /海 水 ）（ 残 留 熱 除 去 系 (A)又 は (B)注 入 配 管 使 用 ） （ 系 統 構 成 ） タ イ ム チ ャ ー ト90

備考

1.4-117

MO
MUWC系
RCCV
MO
FPC系
D/W

MO

MO
MO
FCS系

NO

FI

ＲＰＶ

MO

MO

⑨

MO

MO

MO

④※4

SPH系

MO

④※5

MO

⑤

MO

S/C

MO

④※6

④※3

（中央制御室）

FT

MO

MO

※2
④※2

SAM系

⑤ 封水ﾎﾟﾝﾌﾟ
※1

1.4-118

RHR熱交換器(B)
MO

④※1

⑤
※3
RHRﾎﾟﾝﾌﾟ(B)RCW系，代替Hx
による冷却

RCW系，代替Hxによる冷却

第 1.4.28 図

残留熱除去系電源復旧後の発電用原子炉からの除熱

概要図

第 1.4.29 図

残留熱除去系電源復旧後の発電用原子炉からの除熱

タイムチャート

1.4-119

MO
MUWC系
RCCV
MO
FPC系
D/W

MO

MO
MO
FCS系

NO
ＲＰＶ

FI

④

（中央制御室）FT

MO

1.4-120

MO

MO

MO

MO

SPH系

MO

MO

MO
SAM系

MO

S/C

RHR熱交換器MO

封水ﾎﾟﾝﾌﾟ
RCW系による冷却
RHRﾎﾟﾝﾌﾟ
RCW系による冷却第 1.4.30 図

残留熱除去系（低圧注水モード）よる原子炉圧力容器への注水

MO
MUWC系
RCCV
MO
FPC系
D/W

MO

MO
MO
FCS系

NO

FI

ＲＰＶ

MO

MO

⑧

MO

MO

MO

③※4

MO

③※6

③※3

（中央制御室）

FT

MO

SPH系

※2

MO

④
MO

MO
SAM系

③※5

MO

1.4-121

S/C③※2
封水ﾎﾟﾝﾌﾟ④※1

RHR熱交換器

④

MO

③※1

※3

RCW系による冷却

RHRﾎﾟﾝﾌﾟ
RCW系による冷却第 1.4.31 図

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱

(1)フロントライン系故障時の対応手段の選択
低圧注水系機能喪失【凡例】：プラント状態：操作、確認

交流電源
あり

No

：判断
：重大事故等対処設備

Yes

代替交流電源
設備等による交流電源確保可能No※1 注入配管優先順位

Yes

※2

優先①残留熱除去系(B)注入配管
優先②残留熱除去系(A)注入配管
優先③残留熱除去系(C)注入配管
優先④高圧炉心注水系(B)注入配管
優先⑤高圧炉心注水系(C)注入配管

電動弁を手動操作
にて系統構成実施

復水貯蔵槽
水源使用可能No

重大事故等へ対処するために消火系による消火が 必要 な火災の発生なし

Yes

No

Yes

ろ過水タンク
水源使用可能No

Yes
優先①
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水 ※ 1

優先②
消火系による原子炉
圧力容器への注水※1

優先③
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水 ※ 1(2)サポート系故障時の対応手段の選択
全交流動力電源喪失による
低圧注水系機能喪失

常設代替交流電源設備等
による交流電源確保

原子炉
補機冷却系
運転可能

No

Yes

※2

代替原子炉補機
冷却系設置・起動

残留熱除去系復旧
注水又は除熱第 1.4.32 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1/2）

1.4-122

(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段の選択
低圧注水系機能喪失【凡例】：プラント状態：操作、確認

交流電源
あり

No

：判断
：重大事故等対処設備

Yes

代替交流電源設備等による交流電源確保※1 注入配管優先順位
優先①残留熱除去系(B)注入配管
優先②残留熱除去系(A)注入配管

※2

復水貯蔵槽
水源使用可能No

Yes

重大事故等へ対処するために消火系による消火が 必要 な火災の発生なし

No

Yes

ろ過水タンク
水源使用可能No

Yes
優先①
低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却 ※ 1

第 1.4.32 図

優先②
消火系による
残存溶融炉心の冷却※1

優先③
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却 ※ 1

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2/2）

1.4-123

添付資料 1.4.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/5）
技術 的能 力審査 基準（ 1.4）

設置 許可 基準規 則（47条）

技術基 準規 則（62条）【本文】
発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バウ
ン ダ リ が 低 圧 の 状 態 で あ っ て 、 設 計 基 準 事 故対処 設 備 が 有 す る 発 電 用 原 子 炉 の 冷 却 機 能 が 喪失
し た 場 合 に お い て も 炉 心 の 著 し い 損 傷 及 び 原子炉 格 納 容 器 の 破 損 を 防 止 す る た め 、 発 電 用 原子
炉 を 冷 却 す る た め に 必 要 な 設 備 を 設 け な け れば
ならない。

【本文】
発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、 原 子 炉 冷却 材 圧 力
バ ウ ン ダ リ が 低 圧 の 状 態 で あ っ て、 設 計 基
準 事 故 対 処 設 備 が 有 す る 発 電 用 原子 炉 の 冷
却 機 能 が 喪 失 し た 場 合 に お い て も炉 心 の 著
し い 損 傷 及 び 原 子 炉 格 納 容 器 の 破損 を 防 止
す る た め 、 発 電 用 原 子 炉 を 冷 却 する た め に
必 要 な 設 備 を 施 設 し な け れ ば な らな い 。

【解釈】
１ 第４７条に規定する「炉心の著しい損傷」を「 防 止 す る た め 、 発 電 用 原 子 炉 を 冷 却 す る ために 必 要 な 設 備 」 と は 、 以 下 に 掲 げ る 措 置 又 はこ
れ ら と 同 等 以 上 の 効 果 を 有 す る 措 置 を 行 う ための設備をいう。

【解釈】
１ 第６２条に規定する「炉心の著しい損傷 」 を 「 防 止 す る た め 、 発 電 用 原子 炉 を 冷
却 す る た め に 必 要 な 設 備 」 と は 、以 下 に 掲
げ る 措 置 又 は こ れ ら と 同 等 以 上 の効 果 を 有
す る 措 置 を 行 う た め の 設 備 を い う。

（１）重大事故防止設備ａ ） 可 搬 型 重 大 事 故 防 止 設 備 を 配 備 す る こ と。

（１）重大事故防止設備ａ ） 可 搬 型 重 大 事 故 防 止 設 備 を 配備 す る こと。

⑤

ｂ ） 炉 心 の 著 し い 損 傷 に 至 る ま で の 時 間 的 余裕の な い 場 合 に 対 応 す る た め 、 常 設 重 大 事 故 防止設備を設置すること。

ｂ ） 炉 心 の 著 し い 損 傷 に 至 る ま での 時 間 的
余 裕 の な い 場 合 に 対 応 す る た め 、常 設 重 大事故防止設備を設置すること。

⑥

ｃ ） 上 記 ａ ） 及 び ｂ ） の 重 大 事 故 防 止 設 備 は、設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 に 対 し て 、 多 様 性 及 び独立性を有し、位置的分散を図ること。

ｃ ） 上 記 ａ ） 及 び ｂ ） の 重 大 事 故防 止 設 備
は 、 設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 に 対 して 、 多 様
性 及 び 独 立 性 を 有 し 、 位 置 的 分 散を 図 る こ
と。

⑦

番号

【本文】
発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バ
ウンダリが低圧の状態であって、設計基準事故対処
設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場
合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。
【解釈】
１ 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

（１）原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却ａ）可搬型重大事故防止設備の運搬、接続及び操作に関する手順等を整備すること。

（２）復旧
ａ）設計基準事故対処設備に代替電源を接続することにより起動及び十分な期間の運転継続ができるこ
と。

①

－

②

③

：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

（

残
留
に
熱
よ
除
る
去
発
系
電
用
低
原
圧
子
注
炉
水
の
モ
冷
却
ド

機器 名称

既設
新設

残留 熱除 去系ポ ンプ

既設

サプ レッ ション ・チェ
ンバ

既設

残留 熱除 去系配 管・弁・ スト レーナ ・ス
パー ジャ ※3
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ

④

－

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
自主 対策

ー
）

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

①
④

－

－

－

－

－

－

既設
既設

原子 炉圧 力容器

既設

原子 炉補 機冷却 系

既設

非常 用交 流電源 設備

既設ー

残 残留 熱除 去系ポ ンプ
冷留却
熱 原子 炉圧 力容器
原モ
除子
去 残留 熱除 去系熱 交換器
炉ド系
か
残留 熱除 去系配 管・らに弁・ スパ ージャ原のよ子 給水 系配 管・弁 ・ス
冷る
炉 パー ジャ却発
停 原子 炉補 機冷却 系
電
止用
時 非常 用交 流電源 設備

番号

既設
既設

（
）

既設
既設
既設
既設
既設

※1：復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※2:「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）※3:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-124

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/5）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

機器 名称

既設
新設

復水 移送 ポンプ

既設

復水 貯蔵 槽既設

復水 補給 水系配 管・弁

既設
新設

解釈
対 応番 号

機能

低
圧
代
替
注
水
系

既設
既設

常
設

既設

）

低
圧
代
替
注
水
系

自主 対策

（

残留 熱除 去系(B)配管 ・弁・ スパ ージャ
残留 熱除 去系(A)配管 ・弁
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ
高圧 炉心 注水系 配管・
弁 ※1

に
よ
る
発
電
用
原
子
炉
の
冷
却

既設

原子 炉圧 力容器

既設

非常 用交 流電源 設備

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

代替 所内 電気設 備

既設
新設

(
常
設

)
に
よ
る
発
電
用
原
子
炉
の
冷
却

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

①
④
⑥
⑦

消
火
系
に
よ
る
発
電
用
原
子
炉
の
冷
却

機器 名称

常設
可搬

復水 移送ポ ンプ

常設

復水 貯蔵槽常設

復水 補給水 系配 管・弁常設

残留 熱除去 系(C)配管・
弁・ スパー ジャ
高圧 炉心注 水系 (B)配管・ 弁・ス パー ジャ
高圧 炉心注 水系 (C)配管・ 弁・ス パー ジャ
高圧 炉心注 水系 配管・
弁 ※1

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

－

－

常設

40分

4名

常設

25分

4名

常設

30分

4名

－

－

－

－

30分

6名

30分

6名

常設

40分

8名

常設

30分

8名

常設

30分

8名

－

－

自 主対策 とする 理由は 本文参照

常設

原子 炉圧力 容器

常設

非常 用交流 電源 設備

常設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

可搬 型代替 交流 電源設
備

可搬

代替 所内電 気設 備

常設ディ ーゼル 駆動 消火ポ
ンプ

常設

ろ過 水タン ク

常設

消火 系配管 ・弁常設

復水 補給水 系配 管・弁常設

残留 熱除去 系(B)配管・
弁・ スパー ジャ残留 熱除去 系(A)配管・
弁
給水 系配管 ・弁 ・ス
パー ジャ
残留 熱除去 系(C)配管・
弁・ スパー ジャ
高圧 炉心注 水系 (B)配管・ 弁・ス パー ジャ
高圧 炉心注 水系 (C)配管・ 弁・ス パー ジャ

備考

常設
常設
常設

原子 炉圧力 容器

常設

非常 用交流 電源 設備

常設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

可搬 型代替 交流 電源設
備

可搬

代替 所内電 気設 備

常設

燃料 補給設 備

常設
可搬

自 主対策 とする 理由は 本文参照

※1：復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※2:「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）※3:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-125

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/5）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

に
よ
る
発
電
用
原
子
炉
の
冷
却

可搬 型代 替注水 ポンプ（A-2級）
防火 水槽※2

淡水 貯水 池

機器 名称

常設
可搬

新設

可搬 型代替 注水 ポンプ（A-2級）

可搬

新設

防火 水槽

常設

淡水 貯水池常設

ホー ス・接 続口

可搬

復水 補給水 系配 管・弁常設

残留 熱除去 系(C)配管・
弁・ スパー ジャ

常設

※2

新設

ホー ス・ 接続口

新設

復水 補給 水系配 管・弁

既設
新設

残留 熱除 去系(A)配管 ・既設
弁
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ

既設

原子 炉圧 力容器

既設

非常 用交 流電源 設備

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備

燃料 補給 設備
残留 熱除 去系ポ ンプ

①
②
④
⑤
⑦

可
搬
型
に
よ
る
発
電
用
原
子
炉
の
冷
却

新設
既設
新設
既設
新設
既設
既設
既設
既設
既設

原子 炉補 機冷却 系

既設

代替 原子 炉補機 冷却系

新設

常設 代替 交流電 源設備

新設

)

)

原子 炉圧 力容器

①
③
④

ー

ー

除
代
去
替
系
交
流
低
電
圧
源
注
設
水
備
モ
に
よ
ド
る
残
の
留
復
熱
旧

(

(

サプ レッ ション ・チェ
ンバ
残留 熱除 去系配 管・弁・ スト レーナ ・ス
パー ジャ ※3
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ

機能

低
圧
代
替
注
水
系

残留 熱除 去系(B)配管 ・
既設
弁・ スパ ージャ

代替 所内 電気設 備

除
代
去
替
系
交
流
低
電
圧
源
注
設
水
備
モ
に
よ
ド
る
残
の
留
復
熱
旧

解釈
対 応番 号

）

）

可
搬
型

既設
新設

自主 対策

（

（

低
圧
代
替
注
水
系

機器 名称

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

高圧 炉心注 水系 (B)配管・ 弁・ス パー ジャ

常設

原子 炉圧力 容器

常設

備考（防 火水槽 を （防火 水槽を水源 とし た水源と した場 合）
場合 ）交流 電源 が確保 され てい る場合
125分

交流電 源が確保さ れている 場合
7名

る 理由は 本文参照

淡水 貯水池 を 淡水貯 水池を水源 とした 場 水源と した場
合の 時間は 本 合の人 数は本
常設
文参 照
文参照

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

可搬 型代替 交流 電源設
備

可搬

代替 所内電 気設 備

常設

燃料 補給設 備

常設
可搬

残留 熱除去 系ポ ンプ常設

サプ レッシ ョン ・チェ
ンバ
残留 熱除去 系配 管・弁・ ストレ ーナ ・ス
パー ジャ ※3
給水 系配管 ・弁 ・ス
パー ジャ

対応可能な人数で使用可能か

全交 流動 力全交流 動力電源 が喪 失電源が 喪失常設 して いる場 合 してい る場合
125分
6名
自 主対策 とす

高圧 炉心注 水系 (C)配管・ 弁・ス パー ジャ

非常 用交流 電源 設備

必要時間内に
使用可能か

常設
常設
常設

原子 炉圧力 容器

常設

原子 炉補機 冷却 系

常設

代替 原子炉 補機 冷却系

可搬

第二 代替交 流電 源設備

常設

15分

2名

自 主対策 とする 理由は 本文参照

※1：復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※2:「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）※3:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-126

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4/5）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

機器 名称

既設
新設

低
圧
代
替
注
水
系

復水 移送 ポンプ

(
常
設

)
に
よ
る
残
存
溶
融
炉
心
の
冷
却

自主 対策

解釈
対 応番 号

機器 名称

常設
可搬

既設

ディ ーゼル 駆動 消火ポ
ンプ

常設

復水 貯蔵 槽

既設

ろ過 水タン ク

常設

復水 補給 水系配 管・弁

既設
新設

消火 系配管 ・弁

常設

既設

復水 補給水 系配 管・弁常設

残留 熱除 去系(B)配管 ・弁・ スパ ージャ
残留 熱除 去系(A)配管 ・弁
給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ
高圧 炉心 注水系 配管・
弁 ※1

機能

残留 熱除去 系(B)配管・
弁・ スパー ジャ残留 熱除去 系(A)配管・
弁
給水 系配管 ・弁 ・ス
パー ジャ

既設
既設
既設

①
④

常設

原子 炉圧力 容器

常設

常設 代替 交流電 源設備

新設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替交 流電 源設備

常設

可搬 型代替 交流 電源設
備

可搬

代替 所内電 気設 備

常設

燃料 補給設 備

常設
可搬

新設

代替 所内 電気設 備

既設
新設

可搬 型代 替注水 ポンプ（A-2級）

新設

低
圧
代
替
注
水
系

防火 水槽

新設

※2

新設

ホー ス・ 接続口

新設

復水 補給 水系配 管・弁

既設
新設

可
搬
型

残留 熱除 去系(B)配管 ・
既設
弁・ スパ ージャ
残留 熱除 去系(A)配管 ・既設
弁
給水 系配 管・弁 ・ス
既設
パー ジャ

）

※2

（

淡水 貯水 池原子 炉圧 力容器

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

代替 所内 電気設 備
燃料 補給 設備①④

対応可能な人数で使用可能か

－

－

30分

6名

30分

6名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

－

－

備考

常設

既設

消
火
系
に
よ
る
残
存
溶
融
炉
心
の
冷
却

必要時間内に使用可能か常設

原子 炉圧 力容器

可搬 型代 替交流 電源設
備

に
よ
る
残
存
溶
融
炉
心
の
冷
却

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

－

－

既設
新設
既設
新設

※1：復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※2:「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）※3:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-127

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5/5）：重大事故等対処設備
重大事 故等 対処設 備を使 用した 手段
審査基 準の要 求に適 合す るため の手段
機能

機器 名称
残留 熱除去 系ポ ンプ

①
③
④

残
留代
冷熱替
却除交
モ去流
系電
ド
源
原設
の子備
復炉に
旧停よ
止る
時

既設

残留 熱除去 系熱 交換器

既設
既設
既設

原子 炉補機 冷却 系

既設

代替 原子炉 補機 冷却系

新設

常設 代替交 流電 源設備

新設

)

)

機能

(

(

解釈
対 応番号

既設

原子 炉圧力 容器

残留 熱除去 系配 管・弁・ スパー ジャ
給水 系配管 ・弁 ・ス
パー ジャ

自 主対策

ー

ー

残
留代
冷熱替
却除交
モ去流
系電
ド
源
原設
の子備
復炉に
旧停よ
止る
時

既設
新設

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

機 器名称

常設
可搬

残 留熱 除去系 ポンプ

常設

原 子炉 圧力容 器

常設

残 留熱 除去系 熱交換 器

常設

残 留熱 除去系 配管・
弁 ・ス パージ ャ
給 水系 配管・ 弁・ス
パ ージ ャ

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

20分

6名

自 主対策 とする 理由は 本文参照

常設
常設

原 子炉 補機冷 却系

常設

代 替原 子炉補 機冷却 系

可搬

第 二代 替交流 電源設 備

常設※1：復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※2:「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）※3:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

1.4-128

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.4.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.4-129

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

代替所内
電気設備

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）

【凡例】
D/G

号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

：接続装置

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

M：電動切替装置

D/G(6A)：動力変圧器(6B)
M/C 6CM/C 6DM/C 6E【略語】
D/G ：非常用ディーゼル発電機

1.4-130

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

ＲＨＲポンプ（
Ａ）

電源
車

電源
車

M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 6D-1

P/C 6C-1

MCC
6E-1-1

ＨＰＣＦ（
Ｃ）
系 電動弁

ＲＨＲ（
Ｃ）
系 電動弁

電源構成図（交流電源）

MCC
6D-1-8計測用（Ｂ）系電源

ＭＵＷＣ系 電動弁

6 号炉

MCC
6D-1-7

ＨＰＣＦ（
Ｂ）
系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ｃ）

ＭＵＷＣポンプ（Ｂ）

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＲＨＲ（Ｂ）系 電動弁

第2図

MCC
6D-1-1

計測用（
Ｂ）
系電源

AM用MCC 6B

ＲＨＲ（Ｂ）
系 電動弁

M

ＲＨＲ（
Ａ）系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ａ）

MCC
6C-1-8計測用（Ａ）系電源

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

MCC
6C-1-7ＭＵＷＣ系 電動弁

MCC
6C-1-2

計測用（Ａ）
系電源

MCC
6C-1-1

P/C 6E-1

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）

【凡例】
D/G

号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

(7A)

：接続装置
M

：電動切替装置

D/G：動力変圧器(7B)
M/C 7CM/C 7DM/C 7E【略語】
D/G ：非常用ディーゼル発電機

1.4-131

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

ＲＨＲポンプ（
Ａ）

電源
車

電源
車

M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

MCC
7D-1-6MCC
7D-1-7MCC
7E-1-1A,B

計測用（
Ｂ）
系電源

計測用（
Ｂ）系電源

AM用MCC 7B

ＨＰＣＦ（
Ｂ）
系 電動弁

7 号炉

MCC
7D-1-1

ＲＨＲ（Ｂ）系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ｃ）

ＭＵＷＣポンプ（
Ｂ）

第3図

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＲＨＲ（Ｂ）系 電動弁

計測用（Ａ）系電源

M

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

ＭＵＷＣ系 電動弁

MCC
7C-1-7ＭＵＷＣポンプ（Ａ）

MCC
7C-1-1

電源構成図（交流電源）

ＨＰＣＦ（
Ｃ）
系 電動弁

P/C 7E-1

ＲＨＲ（
Ｃ）
系 電動弁

P/C 7D-1

P/C 7C-1

添付資料 1.4.3－1
重大事故対策の成立性
1.低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水(1)復水貯蔵槽水源確保
a.操作概要復水貯蔵槽を水源として復水移送ポンプにより原子炉圧力容器へ注水する際に，ポンプの吸込ラインを通常のラインから復水貯蔵槽下部からのラインに切り替えることにより水源を確保する。
b.作業場所
廃棄物処理建屋

地下 3 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
復水貯蔵槽水源確保に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :15 分（実績時間:14 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。 操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個
人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.4-132

復水移送ポンプ吸込ライン切替え

反射テープ

1.4-133

添付資料 1.4.3－2
2.低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）(1)遠隔手動弁操作設備を使用しない場合の系統構成
a.操作概要低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する際の系統構成として MUWC 接続口内側隔離弁(B)又は MUWC 接続口内側隔離弁(A)を全開するため，管理区域にて遠隔手動弁操作設備のリンク機構を取り外し，弁操作を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 2 階，地上 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
遠隔手動弁操作設備の取外し及び取外し後の弁操作に必要な要員数，
時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :25 分（実績時間:10 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :一般工具を使用した簡易な操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.4-134

遠隔手動弁操作設備のリンク機構

リンク機構の取外し操作（系統構成）
リンク機構の取外し後に，ハンドルを取り付け，弁操作

1.4-135(2)遠隔手動弁操作設備を使用する場合の系統構成
a.操作概要低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する際の系統構成として MUWC 接続口内側隔離弁(A)を全開するため，非管理区域にて遠隔手動弁操作設備を使用して弁操作を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 2 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
遠隔手動弁操作設備を使用した弁操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :20 分（実績時間:15 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :一般工具を使用した簡易な操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.4-136(3)可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備及び送水
a.操作概要緊急時対策本部は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が必要な状況において，接続口（ホース接続箇所）及び水源を選定し，送水ルートを決定する。
現場では，指示された送水ルートを確保した上で，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）により送水する。
b.作業場所
屋外（原子炉建屋周辺，防火水槽周辺，淡水貯水池周辺）
c.必要要員数及び時間
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水のうち，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:｢防火水槽を水源とした場合｣3 名（緊急時対策要員 3 名）
｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）｣
4 名（緊急時対策要員 4 名）
｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）｣6 名（緊急時対策要員 6 名）
想定時間 :｢防火水槽を水源とした場合｣
125 分（実績時間なし）｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）｣
140 分（実績時間なし）｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）｣
330 分（実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:車両の作業用照明・ヘッドライト，懐中電灯及び LED 多機能
ライトにより，夜間における作業性を確保している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト，懐中電灯及びLED 多機能ライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場合でも安全に移動できる経路を移動する。

1.4-137

操作性:可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能である。また，作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

[淡水貯水池を水源とした場合]
ホースと可搬型代替注水ポンプ
吸管との接続[防火水槽を水源とした場合]防火水槽への吸管投入ホースを建屋接続口まで敷設

1.4-138

添付資料 1.4.3－3
3.残留熱除去系(C)注入配管使用による原子炉圧力容器への注水(1)現場での系統構成
a.操作概要低圧代替注水系（常設）等による注水が行えるよう，手動にて残留熱除去系注入弁(C)及び残留熱除去系洗浄水弁(C)を全開し，系統構成を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（残留熱除去
系(C)注入配管使用）のうち，現場での系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :40 分（実績時間:37 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.4-139

系統構成

現場での注水操作

1.4-140

添付資料 1.4.3－4
4.高圧炉心注水系(C)注入配管使用による原子炉圧力容器への注水(1)現場での系統構成，注水操作
a.操作概要低圧代替注水系（常設）等による注水が行えるよう，手動にて高圧炉
心注水系注入弁(C)及び高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(C)を全開し，系統構成及び注水操作を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水のうち，現場での系統構成及び注水操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :30 分（実績時間:26 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.4-141

現場での注水操作

系統構成

1.4-142

添付資料 1.4.3－5
5．消火系による原子炉圧力容器への注水(1)受電操作a.操作概要消火系による原子炉圧力容器への注水の系統構成のために電源を確保する。
b.作業場所
原子炉建屋 地下 1 階（非管理区域）
コントロール建屋 地下 1 階（非管理区域）
c.必要要員数及び時間
消火系による原子炉圧力容器への注水のうち，現場での受電操作に必
要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :20 分（実績時間:18 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.4-143

受電操作

受電確認

1.4-144

添付資料 1.4.3－6
6．残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱
a.操作概要残留熱除去系の原子炉停止時冷却モードにて発電用原子炉からの除熱を実施するため，残留熱除去系の原子炉停止時冷却モードの現場での系統構
成及びそれに必要な電源開放操作を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

地下 3 階（管理区域）
地下 1 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱のうち，現場での系統構成及び電源開放操作に必要な要員数，時間は以
下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :系統構成 15 分（実績時間:14 分）
電源開放 15 分（実績時間:12 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。管理区域においては汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

1.4-145

電源開放操作においても通常操作であるため，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

系統構成

1.4-146

添付資料 1.4.3－7
7.残留熱除去系注入配管使用による原子炉圧力容器への注水（全交流動力電源
喪失時）(1)系統構成
a.操作概要全交流動力電源喪失時において，低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉圧力容器への注水が行えるよう，手動にて復水補給水系原子炉建屋
復水積算計バイパス弁を全閉（復水補給水系バイパス流防止措置），残留熱除去系注入弁及び残留熱除去系洗浄水弁を全開し，系統構成を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 1 階（管理区域）
地下 2 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
低圧代替注水系（可搬型）による残留熱除去系注入配管を使用した原子炉圧力容器への注水のうち，現場での系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :「残留熱除去系(A)注入配管使用の場合」
95 分（実績時間:92 分）「残留熱除去系(B)注入配管使用の場合」
85 分（実績時間:82 分）「残留熱除去系(C)注入配管使用の場合」
85 分（実績時間:82 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ

1.4-147

クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

復水補給水系バイパス流防止措置

系統構成

現場での注水操作（残留熱除去系(A)，(B)注入配管使用の場合）

現場での注水操作（残留熱除去
系(C)注入配管使用の場合）

1.4-148

添付資料 1.4.3－88.高圧炉心注水系注入配管使用による原子炉圧力容器への注水（全交流動力電
源喪失時）(1)系統構成
a.操作概要全交流動力電源喪失時において，低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉圧力容器への注水が行えるよう，手動にて復水補給水系原子炉建屋
復水積算計バイパス弁を全閉（復水補給水系バイパス流防止措置），高圧炉心注水系注入弁及び高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁を全開し，系統構成を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 1 階（管理区域）
地下 2 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
低圧代替注水系（可搬型）による高圧炉心注水系注入配管を使用した
原子炉圧力容器への注水のうち，現場での系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :75 分（実績時間:66 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

1.4-149

連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

復水補給水系バイパス流防止措置

現場での注水操作

1.4-150

系統構成

添付資料 1.4.4－1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧
手順
判断基準記載内容
1.4.2.1 発電用原子炉 (1)フロントライン系故 (a)低圧代替注水系(常 原子炉水位低(レベル3)
運転中における対応手順 障時の対応手順設)による原子炉圧力容a.低圧代替注水器への注水(b)低圧代替注水系(可搬 原子炉水位低(レベル3)
型)による原子炉圧力容器への注水(淡水/海水)(c)消火系による原子炉 原子炉水位低(レベル3)
圧力容器への注水(3)溶融炉心が原子炉圧 (a)低圧代替注水系(常 溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する
力容器内に残存する場合 設)による残存溶融炉心
の対応手順
の冷却
a.低圧代替注水

1.4-151(b)消火系による残存溶 溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する
融炉心の冷却(c)低圧代替注水系(可搬 溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する型)による残存溶融炉心の冷却1.4.2.2 発電用原子炉 (2)サポート系故障時の (a)残留熱除去系電源復 原子炉圧力指示値が規定値以下
停止中における対応手順 対応手順
旧後の発電用原子炉からa.復旧の除熱
1.4.2.3 重大事故等対 (1)残留熱除去系(低圧注原子炉水位低(レベル3)
処設備（設計基準拡張） 水モード)による原子炉による対応手順
圧力容器への注水(2)残留熱除去系(原子炉
原子炉圧力指示値が規定値以下
停止時冷却モード)による発電用原子炉からの除熱解釈
原子炉水位(狭帯域)にて原子炉水位低(レベル3)

原子炉水位(狭帯域)にて原子炉水位低(レベル3)

原子炉水位(狭帯域)にて原子炉水位低(レベル3)
原子炉格納容器下部への初期水張りが完了している場
合は，原子炉圧力容器への注水により原子炉圧力容器内に残存した溶融炉心を冷却するとともに，注水した水が破損口から原子炉格納容器下部へ落下することにより原子炉格納容器下部の溶融炉心も冷却できる。
原子炉格納容器下部の溶融炉心の冷却が不十分と確認された場合は原子炉格納容器下部への注水により原子炉格納容器下部の溶融炉心の冷却を優先する。
原子炉格納容器下部への初期水張りが完了している場
合は，原子炉圧力容器への注水により原子炉圧力容器内に残存した溶融炉心を冷却するとともに，注水した水が破損口から原子炉格納容器下部へ落下することにより原子炉格納容器下部の溶融炉心も冷却できる。
原子炉格納容器下部の溶融炉心の冷却が不十分と確認された場合は原子炉格納容器下部への注水により原子炉格納容器下部の溶融炉心の冷却を優先する。
原子炉格納容器下部への初期水張りが完了している場
合は，原子炉圧力容器への注水により原子炉圧力容器内に残存した溶融炉心を冷却するとともに，注水した水が破損口から原子炉格納容器下部へ落下することにより原子炉格納容器下部の溶融炉心も冷却できる。
原子炉格納容器下部の溶融炉心の冷却が不十分と確認された場合は原子炉格納容器下部への注水により原子炉格納容器下部の溶融炉心の冷却を優先する。
原子炉圧力指示値が以下

原子炉水位(狭帯域)にて原子炉水位低(レベル3)

原子炉圧力指示値が以下

添付資料 1.4.4－2
操作手順の解釈一覧
手順
操作手順記載内容
解釈
1.4.2.1 発電用原子炉 (1)フロントライン系故 (a)低圧代替注水系(常 復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上
復水移送ポンプ吐出圧力指示値が以上
運転中における対応手順 障時の対応手順設)による原子炉圧力容 原子炉圧力容器内の圧力が復水移送ポンプの吐出圧力 原子炉圧力容器内の圧力が以下であることa.低圧代替注水器への注水
以下であること
復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値が300m³/h程度まで上昇
復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値が程度まで上昇(b)低圧代替注水系(可搬 原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力 原子炉圧力指示値が以下であること型)による原子炉圧力容 以下であること
器への注水(淡水/海水)(c)消火系による原子炉 原子炉圧力容器内の圧力がディーゼル駆動消火ポンプ
圧力容器への注水の吐出圧力以下であること

原子炉圧力容器内の圧力が以下であること

1.4-152

復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値が程度まで上昇復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値が程度まで上昇(2)サポート系故障時の (a)残留熱除去系電源復 残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力指示値が規定値以上で 残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力指示値が以上
対応手順
旧後の原子炉圧力容器へ あること
であること
a.復旧
の注水
原子炉圧力容器内の圧力が残留熱除去系ポンプ(B)の吐 原子炉圧力容器内の圧力が以下であること
出圧力以下であること
残留熱除去系(B)系統流量指示値の上昇
残留熱除去系(B)系統流量指示値が954m³/h程度まで上
昇1.4.2.2 発電用原子炉 (2)サポート系故障時の (a)残留熱除去系電源復 原子炉圧力指示値が原子炉停止時冷却モードインター
停止中における対応手順 対応手順
旧後の発電用原子炉から ロック解除の設定値以下
a.復旧の除熱
残留熱除去系(B)系統流量指示値の上昇

原子炉圧力指示値が1.4.2.3 重大事故等対 (1)残留熱除去系(低圧注
処設備（設計基準拡張） 水モード)による原子炉による対応手順
圧力容器への注水

残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が
以上と
なったこと
原子炉圧力容器内の圧力が以下となったこと残留熱除去系系統流量指示値が954m³/h程度まで上昇
原子炉圧力指示値が以下(2)残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)による発電用原子炉からの除熱

残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上となったこと
原子炉圧力容器内の圧力が規定圧力以下となったこと
残留熱除去系系統流量指示値の上昇
原子炉圧力指示値が原子炉停止時冷却モードインター
ロック解除の設定値以下
残留熱除去系系統流量指示値の上昇以下

残留熱除去系(B)系統流量指示値が954m³/h程度まで上
昇

残留熱除去系系統流量指示値が954m³/h程度まで上昇

添付資料 1.4.4－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧（1/2）
統一名称

7号炉

6号炉
弁番号

弁名称

操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下2階配管スペース（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(C)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(C)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
原子炉建屋1階北側通路（管理区域）
原子炉建屋2階南側通路（管理区域）
原子炉建屋2階北側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）

タービン建屋負荷遮断弁

P13-MO-F150

T/B負荷遮断弁

残留熱除去系注入弁(B)E11-MO-F005B

RHR注入弁(B)

残留熱除去系注入弁(A)E11-MO-F005A

RHR注入弁(A)

残留熱除去系注入弁(C)E11-MO-F005C

RHR注入弁(C)

高圧炉心注水系注入弁(B)E22-MO-F003B

HPCF系注入隔離弁(B)

高圧炉心注水系注入弁(C)E22-MO-F003C

HPCF系注入隔離弁(C)

残留熱除去系洗浄水弁(B)E11-MO-F032B

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(B)

残留熱除去系洗浄水弁(A)E11-MO-F032A

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(A)

残留熱除去系洗浄水弁(C)
高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(B)
高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(C)E11-F032C
E22-F016B
E22-F016C

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(C)HPCF系洗浄弁(B)HPCF系洗浄弁(C)

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)E11-MO-F017B

RHR系格納容器冷却流量調節弁(B)

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)E11-MO-F018B

RHR系格納容器冷却ライン隔離弁(B)

復水補給水系常/非常用連絡1次，2次止め弁

P13-F011
P13-F012

復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第一止め弁
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第二止め弁

1.4-153

MUWC接続口内側隔離弁(B)P13-F131MUWC接続口内側隔離弁(A)P13-F135

RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第二止め弁
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第二止め弁

原子炉建屋1階FCS室（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:屋外
原子炉建屋2階南側通路（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

弁番号

弁名称

P13-MO-F029

MUWC T/B負荷遮断弁

E11-MO-F005B

RHR注入隔離弁(B)E11-MO-F005A

RHR注入弁(A)E11-MO-F005C

RHR注入隔離弁(C)E22-MO-F003B

HPCF注入隔離弁(B)E22-MO-F003C

HPCF注入隔離弁(C)E11-MO-F032B

RHR注入ライン洗浄水止め弁(B)E11-MO-F032A

RHR注入ライン洗浄水止め弁(A)E11-F032C
E22-F016B
E22-F016C

RHR注入ライン洗浄水止め弁(C)HPCF洗浄用補給水止め弁(B)
HPCF洗浄用補給水止め弁(C)E11-MO-F017B

RHR格納容器冷却流量調節弁(B)E11-MO-F018B

RHR格納容器冷却ライン隔離弁(B)P13-F019
P13-F020

MUWC常/非常用連絡管1次止め弁
MUWC常/非常用連絡管2次止め弁

P13-F137

MUWC 建屋内南側外部送水ライン止め弁1

P13-F133

操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下3階南側配管スペース（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(C)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(C)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
原子炉建屋1階北側通路（管理区域）
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
原子炉建屋1階RHR(C)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

原子炉建屋1階南側通路（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:屋外
原子炉建屋2階北側通路（管理区域）
MUWC 建屋内北側外部送水ライン止め弁１
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階北側通路（非管理区域）

MUWC接続口外側隔離弁1(B)，2(B)P13-F130
P13-F138

RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第一止め弁(1)
屋外
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第一止め弁(2)MUWC接続口外側隔離弁1(A)，2(A)P13-F134
P13-F139

RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第一止め弁(1)
屋外
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第一止め弁(2)

P13-F132
P13-F140MUWC 建屋外北側外部送水ライン止め弁１
屋外
MUWC 建屋外北側外部送水ライン止め弁２

復水補給水系消火系第1，第2連絡弁

P13-MO-F066
P13-MO-F067

FP系第1連絡弁
FP系第2連絡弁

P13-MO-F090
P13-MO-F091

MUWC FP系第一連絡弁
MUWC FP系第二連絡弁

残留熱除去系ポンプS/P水吸込隔離弁(B)E11-MO-F001B

RHRポンプS/P水吸込隔離弁(B)E11-MO-F001B

RHRポンプS/P水吸込隔離弁(B)

残留熱除去系最小流量バイパス弁(B)E11-MO-F021B

RHR系最小流量バイパス弁(B)E11-MO-F021B

RHR最小流量バイパス弁(B)

残留熱除去系停止時冷却内側，外側隔離弁(B)E11-MO-F010B
E11-MO-F011B

RHR系停止時冷却内側隔離弁(B)RHR系停止時冷却外側隔離弁(B)E11-MO-F010B
E11-MO-F011B

RHR停止時冷却内側隔離弁(B)RHR停止時冷却外側隔離弁(B)

残留熱除去系ポンプ炉水吸込弁(B)E11-MO-F012B

RHRポンプ炉水吸込弁(B)E11-MO-F012B

RHRポンプ炉水吸込弁(B)

残留熱除去系封水ポンプ(B)吸込弁
残留熱除去系封水ポンプ(B)吐出弁
残留熱除去系封水ポンプ(B)最小流量吐出弁

E11-F022B
E11-F024B
E11-F025B

RHR系封水ポンプ吸込弁(B)
RHR系封水入口弁(B)RHR系封水ポンプ最小流量バイパス弁(B)E11-F022B
E11-F024B
E11-F025B

RHR封水ポンプ(B)吸込弁
RHR封水ポンプ(B)吐出弁
RHR封水ポンプ(B)最小流量吐出弁

残留熱除去系熱交換器出口弁(B)E11-MO-F004B

RHR系熱交換器出口弁(B)E11-MO-F004B

RHR熱交換器出口弁(B)

中央制御室
原子炉建屋地下2階西側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
中央制御室/原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）

P13-F136
P13-F141

MUWC 建屋外南側外部送水ライン止め弁１
屋外
MUWC 建屋外南側外部送水ライン止め弁２

中央制御室
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
中央制御室/原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）

各号炉の弁番号及び弁名称一覧（2/2）
統一名称

7号炉

6号炉
弁番号

弁名称

残留熱除去系注入弁

E11-MO-F005A/B/C RHR注入弁(A)/(B)/(C)

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁

E11-MO-F017B/C

RHR系格納容器冷却流量調節弁(B)/(C)

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁

E11-MO-F018B/C

RHR系格納容器冷却ライン隔離弁(B)/(C)

残留熱除去系ポンプS/P水吸込隔離弁

E11-MO-F001A/B/C RHRポンプS/P水吸込隔離弁(A)/(B)/(C)

残留熱除去系最小流量バイパス弁

E11-MO-F021A/B/C RHR系最小流量バイパス弁(A)/(B)/(C)

残留熱除去系停止時冷却内側，外側隔離弁

E11-MO-F010A/B/C RHR系停止時冷却内側隔離弁(A)/(B)/(C)E11-MO-F011A/B/C RHR系停止時冷却外側隔離弁(A)/(B)/(C)

残留熱除去系ポンプ炉水吸込弁

E11-MO-F012A/B/C RHRポンプ炉水吸込弁(A)/(B)/(C)

残留熱除去系封水ポンプ吸込弁
残留熱除去系封水ポンプ吐出弁

E11-F022A/B/C
E11-F024A/B/C

残留熱除去系封水ポンプ最小流量吐出弁

E11-F025A/B/C

残留熱除去系熱交換器出口弁

E11-MO-F004A/B/C RHR系熱交換器出口弁(A)/(B)/(C)

復水補給水系原子炉建屋復水積算計バイパス弁

P13-F053

RHR系封水ポンプ吸込弁(A)/(B)/(C)RHR系封水入口弁(A)/(B)/(C)RHR系封水ポンプ最小流量バイパス弁(A)/(B)/(C)R/B復水積算流量計バイパス弁

操作場所
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室/RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
中央制御室/原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）

弁番号

弁名称

E11-MO-F005A/B/C RHR注入弁(A)/RHR注入隔離弁(B)/(C)E11-MO-F017B/C

RHR格納容器冷却流量調節弁(B)/(C)E11-MO-F018B/C

RHR格納容器冷却ライン隔離弁(B)/(C)E11-MO-F001A/B/C RHRポンプS/P水吸込隔離弁(A)/(B)/(C)E11-MO-F021A/B/C RHR最小流量バイパス弁(A)/(B)/(C)E11-MO-F010A/B/C RHR停止時冷却内側隔離弁(A)/(B)/(C)E11-MO-F011A/B/C RHR停止時冷却外側隔離弁(A)/(B)/(C)E11-MO-F012A/B/C RHRポンプ炉水吸込弁(A)/(B)/(C)

操作場所
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室/RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
中央制御室/原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）

E11-F022A/B/C
E11-F024A/B/C

RHR封水ポンプ(A)/(B)/(C)吸込弁
RHR封水ポンプ(A)/(B)/(C)吐出弁

E11-F025A/B/C

RHR封水ポンプ(A)/(B)/(C)最小流量吐出弁 原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）

E11-MO-F004A/B/C RHR熱交換器出口弁(A)/(B)/(C)P13-F062

MUWC FQT-021バイパス弁

中央制御室
原子炉建屋地下3階RHRポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）

1.4-154

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

＜

1.5.1

目

次

＞

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
a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 大 気 ） へ の 代 替 熱 輸 送(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備b.

サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 海 ） へ の 代 替 熱 輸 送(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
c.

手順等

1.5.2

重大事故等時の手順

1.5.2.1

フロントライン系故障時の対応手順(1) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 大 気 ） へ の 代 替 熱 輸 送 （ 交 流 電 源 が 健 全 で
ある場合）
a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

b.

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(2) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 大 気 ） へ の 代 替 熱 輸 送 （ 全 交 流 動 力 電 源 喪
失時の場合）
a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
1.5-1

b.

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）(3) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
1.5.2.2

サポート系故障時の対応手順(1) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 海 ） へ の 代 替 熱 輸 送a.

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保b.

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
1.5.2.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1) 原 子 炉 補 機 冷 却 系 に よ る 補 機 冷 却 水 確 保
1.5.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

1.5-2

添 付 資 料 1.5.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.5.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.5.3

重大事故対策の成立性
1.格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器
内の減圧及び除熱2.原 子 炉 格 納 容 器 ベ ン ト 弁 駆 動 源 確 保 （ 予 備 ボ ン
ベ）3.フ ィ ル タ 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り
4.フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ）5.フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 抜 き ）6.格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ージ
7.フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整
8.ド レ ン 移 送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ
9.ド レ ン タ ン ク 水 抜 き
10.耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減
圧及び除熱
11.代 替 原 子 炉 補 機 冷 却 系 に よ る 補 機 冷 却 水 確 保
12.熱 交 換 器 ユ ニ ッ ト に よ る 補 機 冷 却 水 確 保
13.大 容 量 送 水 車 （ 熱 交 換 器 ユ ニ ッ ト 用 ） 又 は 代 替
原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保

添 付 資 料 1.5.4

解釈一覧
1.判 断 基 準 の 解 釈 一 覧
2.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
1.5-3

3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.5-4

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、設計基準事故対処設備が有する最終
ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため、最終ヒートシンクへ熱を輸送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。

【解釈】
１ 「最終ヒートシンクへ熱を輸送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ための手順等をいう。
（１）炉心損傷防止ａ）取水機能の喪失により最終ヒートシンクが喪失することを想定し た 上 で 、 BWR に お い て は 、 サ プ レ ッ シ ョ ン プ ー ル へ の 熱 の 蓄 積により、原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に、十分な余裕 を 持 っ て 所 内 車 載 代 替 の 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ UHS） の 繋 ぎ 込 み 及
び最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。加えて、残留 熱 除 去 系 (RHR)の 使 用 が 不 可 能 な 場 合 に つ い て 考 慮 す る こ と 。
ま た 、 PWR に お い て は 、 タ ー ビ ン 動 補 助 給 水 ポ ン プ 及 び 主 蒸 気 逃がし弁による２次冷却系からの除熱により、最終的な熱の逃がし
場への熱の輸送ができること。

1.5-5

設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機
能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チ
ェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード），原
子炉補機冷却系による冷却機能である。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するための対処
設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.5-6

1.5.1

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
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送する必要がある。最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設計基準事故対処設備として，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール水冷
却モード及び格納容器スプレイ冷却モード），原子炉補機冷却系を設置している。
これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，これらを重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付け重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定 す る （ 第 1.5.1 図 ） 。

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用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以1.5-7下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第四十八条及び技術基準規則第六十三条（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ることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
重大事故等対処設備（設計基準拡張）である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール水冷
却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）が健全であれば重大事故等の対処に用いる。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

こ の 対 応 手 段 及 び 設 備 は ， 「 1.4

原子炉冷却材圧力バウンダ

リ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」における「残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱」にて整理する。

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
1.5-8

こ れ ら の 対 応 手 段 及 び 設 備 は ， 「 1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」における「残留熱除去系（サプレッショ
ン・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッション・チ
ェンバ・プールの除熱」及び「残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイ」にて整理する。

重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉補機冷却系が健全であれば重大事故等の対処に用いる。
原子炉補機冷却系による除熱で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉補機冷却海水ポンプ
・原子炉補機冷却水ポンプ
・原子炉補機冷却系配管・弁・海水ストレーナ
・原子炉補機冷却系サージタンク
・原子炉補機冷却水系熱交換器
・海水貯留堰・スクリーン室
・取水路
・補機冷却用海水取水路
・補機冷却用海水取水槽
・非常用交流電源設備

機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チェ
1.5-9

ンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）の故障を想定する。また，サポート系故障として，原子炉補機冷却系の故障又は全交流動力電源喪失を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基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，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順について の 関 係 を 第 1.5.1 表 に 整 理 す る 。

a.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 大 気 ） へ の 代 替 熱 輸 送
ⅰ. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止
時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）が故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合は，格納容器圧
力逃がし装置により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する手段がある。
こ の 対 応 手 段 及 び 設 備 は ， 「 1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」における「格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
1.5-10格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器圧力逃がし装置
・フィルタ装置スクラバ水補給設備

ⅱ. 耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止
時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）が故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合は，耐圧強化ベント系により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する手段がある。
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備は以下のとおり。
・ 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W） 配 管 ・ 弁
・ 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ D/W） 配 管 ・ 弁・遠隔手動弁操作設備
・遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）
・不活性ガス系配管・弁・非常用ガス処理系配管・弁・主排気筒（内筒）
1.5-11

・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・常設代替直流電源設備
・可搬型直流電源設備

格納容器ベントを実施する際の設備とラインの優先順位
は以下のとおりとする。
優先①：格納容器圧力逃がし装置によるウェットウェル
ベ ン ト （ 以 下 「 W/W ベ ン ト 」 と い う 。 ）優先②：格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベ
ン ト （ 以 下 「 D/W ベ ン ト 」 と い う 。 ）優 先 ③ ： 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る W/W ベ ン ト
優 先 ④ ： 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る D/W ベ ン トⅲ. 現場操作
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の隔離弁（空気駆動弁，電動駆動弁）の駆動源や制御電源が喪失した場合，隔離弁を遠隔で手動操作することで最終ヒートシ
ンク（大気）へ熱を輸送する手段がある。なお，隔離弁を遠隔で手動操作するエリアは原子炉建屋内の原子炉区域外とする。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の現場操作で使用する設備は以下のとおり。
1.5-12

・遠隔手動弁操作設備
・遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備のうち，格納容器圧力逃がし装置
は重大事故等対処設備として位置付ける。
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱 で 使 用 す る 設 備 の う ち ， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W） 配 管 ・弁 ， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ D/W） 配 管 ・ 弁 ， 遠 隔 手 動 弁 操 作 設
備，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ，遠隔空気駆動弁操作設
備配管・弁，原子炉格納容器（サプレッション・チェン
バ，真空破壊弁を含む），不活性ガス系配管・弁，非常用
ガス処理系配管・弁，主排気筒（内筒），常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備，常設代替直流電源設備及び可搬型直流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
現場操作で使用する設備のうち，遠隔手動弁操作設備，
遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備
配管・弁は重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設
備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.5.1）
1.5-13

以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール
水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）の使用が不可能な場合においても最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送できる。
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。
・フィルタ装置スクラバ水補給設備
有効性評価の条件下において，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合，事故発生後 7 日間は，外部からのスクラバ水を補給しなくてもフィルタ装置内に必要となるスクラバ水を保有することができる。
その後の安定状態において，スクラバ水が低下した
場合，本設備を用いて外部からスクラバ水を補給することで格納容器圧力逃がし装置の機能を維持できることから，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損防止対策として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

b.

サポート系故障時の対応手段及び設備
1.5-14

(a) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 海 ） へ の 代 替 熱 輸 送
ⅰ. 代替原子炉補機冷却系による除熱
設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系が故障等
又は全交流動力電源喪失により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合は，代替原子炉補機冷却系により最終ヒー
トシンク（海）へ熱を輸送する手段がある。
代替原子炉補機冷却系による除熱で使用する設備は以下のとおり。
・熱交換器ユニット・大容量送水車（熱交換器ユニット用）
・代替原子炉補機冷却海水ストレーナ・ホース・原子炉補機冷却系配管・弁・サージタンク
・残留熱除去系熱交換器
・海水貯留堰・スクリーン室・取水路
・可搬型代替交流電源設備
・燃料補給設備

代替原子炉補機冷却系と併せて設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレ
イ冷却モード）により最終ヒートシンク（海）へ熱を輸送する。
1.5-15

なお，全交流動力電源喪失により残留熱除去系が起動できない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用高圧母線へ電源を供給することで残留熱除去系を復旧する。
残留熱除去系による除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
・残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水
冷却モード）
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

ⅱ. 大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる除熱
上 記 「 1.5.1(2)b.(a)ⅰ . 代 替 原 子 炉 補 機 冷 却 系 に よ る 除熱」の代替原子炉補機冷却系が故障等により最終ヒートシ
ンクへ熱を輸送できない場合は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプにより原子炉補機冷却系へ直接海水を送水する手段がある。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる除熱で使用する設備は以下のとおり。
・大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉
補機冷却海水ポンプ
1.5-16

・代替原子炉補機冷却海水ストレーナ・ホース・原子炉補機冷却系配管・弁・残留熱除去系熱交換器
・海水貯留堰・スクリーン室・取水路
・可搬型代替交流電源設備
・移動式変圧器
・燃料補給設備

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプと併せて設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・
チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）により最終ヒートシンク（海）へ熱を輸送する。
なお，全交流動力電源喪失により残留熱除去系が起動できない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用高圧母線へ電源を供給することで残留熱除去系を復旧する。
残留熱除去系による除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
・残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水
冷却モード）
1.5-17

・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
代替原子炉補機冷却系による除熱で使用する設備のうち，
熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用），
代替原子炉補機冷却海水ストレーナ，ホース，原子炉補機冷
却系配管・弁・サージタンク，残留熱除去系熱交換器，海水貯留堰，スクリーン室，取水路，可搬型代替交流電源設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
代替原子炉補機冷却系と併せて使用する設備のうち，常設
代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ
冷 却 モ ー ド ） 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。
（ 添 付 資 料 1.5.1）
以上の重大事故等対処設備により，最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる。
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1.5-18

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。
・大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプ（移動式変圧器を含む）
原子炉補機冷却系の淡水側に直接海水を送水することから，熱交換器の破損や配管の腐食が発生する可能性があるが，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプ
レッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）と併せて使用することで最終ヒートシンク（海）へ熱を輸送する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場
合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

c.

手順等
上 記 「 a.

び 「 b.

フロントライン系故障時の対応手段及び設備」及サポート系故障時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員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 ） （ 以 下 「 EOP 」 と い
う 。 ） ， AM 設 備 別 操 作 手 順 書 及 び 多 様 な ハ ザ ー ド 対 応 手 順 に 定
め る （ 第 1.5.1 表 ） 。
1.5-19

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 1.5.2 表 ， 第 1.5.3 表 ） 。
（ 添 付 資 料 1.5.2）

1.5-201.5.2

重大事故等時の手順

1.5.2.1

フロントライン系故障時の対応手順(1) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 大 気 ） へ の 代 替 熱 輸 送 （ 交 流 電 源 が 健 全 で
ある場合）
a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，格納容器圧力逃がし装置により最終
ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。
格納容器ベント実施中において，炉心損傷を判断した場合
は，一次隔離弁又は二次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを一旦停止する。また，残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能及び可燃性ガス濃度制御系の機能が回復した場合は，一次隔離弁及び二次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。

(a) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及び除熱
ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷※1 前において，原子炉格納容器内の冷却を実施
しても，原子炉格納容器内の圧力を規定圧力（ 279kPa[gage]） 以 下 に 維 持 で き な い 場 合 。

※ 1:｢炉 心 損 傷 ｣は ， 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 ，
1.5-21

設 計 基 準 事 故 相 当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た
場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS）
が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃
以上を確認した場合。

ⅱ. 操作手順
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の手順は以下のとおり。手順対応フローを第1.5.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.5.4 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.5.5 図 及 び 第 1.5.6 図 に 示 す 。
［ W/W ベ ン ト の 場 合 （ D/W ベ ン ト の 場 合 ， 手 順 ⑧ 以 外 は 同様）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位
外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る こ と を確認し，格納容器圧力逃がし装置によるウェットウェル（ 以 下 「 W/W」 と い う 。 ） 側 か ら の 格 納 容 器 ベ ン ト の 準 備を開始するよう運転員に指示する（原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位外部水源
注 水 制 限 を 越 え て い る 場 合 は ド ラ イ ウ ェ ル （ 以 下 「 D/W」という。）側からの格納容器ベントの準備を開始するよう 指 示 す る ）。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備開始を報告する。
1.5-22

③現場運転員 C 及び D は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントに必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状
態表示にて確認する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値が通常水位範囲内であること及びフィル
タ装置ドレン移送ポンプの水張りが完了していることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の確認と し て ， 不 活 性 ガ ス 系 （ 以 下 「 AC 系 」 と い う 。 ） 隔 離 信
号 が 発 生 し て い る 場 合 は ， 格 納 容 器 補 助 盤 に て ， AC 系 隔
離信号の除外操作を実施する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，非常用ガス処理系が運転中であれば非常用
ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ装置出
口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全
閉操作，並びに耐圧強化ベント弁，非常用ガス処理系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁，非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系第二隔離弁の全閉，及びフィルタ装置入口弁の全開を確認する。
⑧ ａ W/W ベ ン ト の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッシ
1.5-23ョン・チェンバ側）操作用空気供給弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（サプレッション・チ
ェンバ側）の全開操作を実施する。
⑧ ｂ D/W ベ ン ト の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（ドライウェ
ル側）操作用空気供給弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作を実施する。
⑨現場運転員 C 及び D は，格納容器ベント前の系統構成として，フィルタベント大気放出ラインドレン弁を全閉とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備
完了を当直副長に報告する。
⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑪当直副長は，原子炉格納容器内の圧力に関する情報収集を 適 宜 行 い ,当 直 長 に 報 告 す る 。 ま た ， 当 直 長 は 原 子 炉 格
納容器内の圧力に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの開始を緊急時対策本部に報告する。
⑬ 当 直 副 長 は ， 格 納 容 器 ベ ン ト 開 始 圧 力 （ 310kPa[gage]）に到達する時間，原子炉格納容器内の圧力上昇率を考慮し，中央制御室運転員に格納容器ベント開始を指示す
1.5-24

る。
⑭中央制御室運転員 A 及び B は，二次隔離弁を調整開（流路 面 積 約 70%開 ） と し ， 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る
格納容器ベントを開始する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を調整開（流路面積約 70%開 ） と し ， 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 格 納 容器ベントを開始する。
なお，原子炉格納容器内の圧力に低下傾向が確認されなかった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の増開操作を実施する。
⑮中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントが開始されたことを格納容器内圧
力指示値の低下及びフィルタ装置入口圧力指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑯ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値を確認し，水位調整が必要な場合は当直副長に報告する。また，当直長は，フィルタ装置の水位調整を実施するよう緊急時対策本部に依頼する。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，炉心損傷を判断した場合は，一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作を実施する。なお，一次隔離弁の全閉操作ができない場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施
1.5-25する。
残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能及び可燃性ガス濃度制御系の機能が回復し，格納容器圧力逃がし装置を停止できると判断した場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉，その後に二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。

ⅲ .操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 開 始 ま で 約 40 分で可能である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 1）(b) 原 子 炉 格 納 容 器 ベ ン ト 弁 駆 動 源 確 保 （ 予 備 ボ ン ベ ）残留熱除去系の機能が喪失し，格納容器圧力逃がし装置により大気を最終ヒートシンクとして熱を輸送する場合，空気駆動弁である一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）を全開とし，格納容器ベントラインを構成する必要があり，通常の駆動空気供給源である計装用圧縮空気系が喪失した状況下では遠隔空気駆動弁操作用ボンベが駆動源となる。常設ボンベの残量が減少した場合に，常設ボン
ベと予備ボンベを交換することで，一次隔離弁の駆動圧力を1.5-26確保する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
格納容器圧力逃がし装置の系統構成及び格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施
中，各隔離弁の駆動源である遠隔空気駆動弁操作用ボンベの残量が減少した場合。

ⅱ. 操作手順
原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の手
順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.5.7 図 に ， タ イ ム
チ ャ ー ト を 第 1.5.8 図 に 示 す 。

［一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）遠隔空気駆
動弁操作用ボンベ交換］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，現場運転員に一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）遠隔空気駆動弁操作用ボンベを，使用済みボンベから予備ボンベへの交換を指示する。
②現場運転員 C 及び D は，予備ボンベを予備ボンベラック
から運搬する。
③現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）操作用空気ボンベ出口弁及びボンベ本体の弁を全閉とし，使用中ボンベを取り外し，予備ボンベを接続する。
1.5-27

④現場運転員 C 及び D は，ボンベ本体の弁を全開とし，ボンベ接続部から一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気ボンベ出口弁までのリークチェックを実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）操作用空気ボンベ出口弁を全開にする。
⑥現場運転員 C 及び D は，使用済みボンベをボンベラックへ収納する。
⑦現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）遠隔空気駆動弁操作用ボンベの交換完了を
当直副長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，予備ボンベの確保を緊急時対策本部に依頼する。

［一次隔離弁（ドライウェル側）遠隔空気駆動弁操作用ボンベ交換］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，現場運転員に一次隔離弁（ドライウェル側）遠隔空気駆動弁操作用ボンベを，使用済みボンベから予備ボンベへの交換を指示する。
②現場運転員 C 及び D は，予備ボンベを予備ボンベラック
から運搬する。
③現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウェル側）
操作用空気ボンベ出口弁及びボンベ本体の弁を全閉とし，使用中ボンベを取り外し，予備ボンベを接続する。
1.5-28④現場運転員 C 及び D は，ボンベ本体の弁を全開とし，ボンベ接続部から一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気ボンベ出口弁までのリークチェックを実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウェル側）
操作用空気ボンベ出口弁を全開にする。
⑥現場運転員 C 及び D は，使用済みボンベをボンベラックへ収納する。
⑦現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウェル側）
遠隔空気駆動弁操作用ボンベの交換完了を当直副長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，予備ボンベの確保を緊急時対策本部に依頼する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからボンベ交換終了まで約
45 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。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 2）(c) フ ィ ル タ 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り
1.5-29

格納容器ベント中に想定されるフィルタ装置の水位調整準備として，乾燥状態で保管されているドレン移送ポンプへ水張りを実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
残留熱除去系の機能が喪失した場合。

ⅱ. 操作手順
フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張りの手順は以下のとお り 。 概 要 図 を 第 1.5.9 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.5.10
図に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へドレン移送ポンプ水張りを指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 入 口 弁
を 全 開 操 作 し ， フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 に て FCVS フ ィ
ルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁を遠隔手動弁操作設
備にて全開した後，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 移 送 ポ ン プ テ ス ト ラ イ ン 止め弁を開操作することで系統内のエア抜きを実施し，エア 抜 き 完 了 後 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 移 送 ポ ン プ テ ス
トライン止め弁を全閉する。
③緊急時対策要員は，ドレン移送ポンプ水張りの完了を緊
急時対策本部に報告する。
1.5-30

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り の 完 了 ま で 45 分 以 内 で 可 能 である。なお，屋外における本操作は，格納容器ベント実施
前の操作であることから，作業エリアの環境による作業性への影響はない。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 3）(d) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ）フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達する前に，フィルタ装置補給水ラインからフィルタ装置へ水張りを実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置の水位が通常水位を下回ると判断した場合。

ⅱ. 操作手順
フィルタ装置水位調整（水張り）手順の概要は以下のとお り 。 概 要 図 を 第 1.5.11 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.5.12 図 に 示 す 。
1.5-31

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水張り）の準備開始を指示する。
②a 防火水槽から可搬型代替注水ポンプを展開した水張りの場合又は淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプを展開した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） を 配 備 し ， 防 火
水 槽 又 は 淡 水 貯 水 池 か ら 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級 ） へ ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） か ら フ ィ ル タ
装置補給水接続口へそれぞれ送水ホースを接続し，フィルタ装置水位調整（水張り）の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
②b 事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポン
プを使用した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
緊急時対策要員は，事前に他の対応手段により設置した可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A-2 級 ） か ら フ ィ ル タ ベ ン ト 装置補給水接続口へホースを接続し，フィルタ装置水位調
整（水張り）の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員にフィルタ装置水位調整（水張り）の開始を指示する。
④ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） 起
1.5-32

動 と FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 給 水 ラ イ ン 元 弁 の 全 開 操 作を実施し，フィルタ装置への給水が開始されたことを，
フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 の FCVS 計 器 ラ ッ ク に て ， フ ィ
ルタ装置水位指示値の上昇により確認し，給水開始を緊
急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策要員は，フィルタ装置水位指示値が規定水位に 到 達 し た こ と を 確 認 し ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級 ） 停 止 及 び FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 給 水 ラ イ ン 元 弁 の全閉操作，フィルタ装置補給水接続口送水ホースの取外し操作を実施する。
⑥緊急時対策要員は，緊急時対策本部へフィルタ装置水位調整（水張り）の完了を報告する。

ⅲ. 操作の成立性
防火水槽から可搬型代替注水ポンプを展開したフィルタ
装置水位調整（水張り）操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定～可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備～送水準備～フィルタ装置補給用接続口使
用 に よ る 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 注 水 開 始
ま で 約 65 分 ， フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ） 完 了 ま で 約
125 分 で 可 能 で あ る 。
淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプを展開したフィル
タ装置水位調整（水張り）（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり緊急時対
1.5-33

策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してか ら 水 源 と 送 水 ル ー ト の 特 定 ～ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－2 級）の配備～送水準備～フィルタ装置補給用接続口使用に よ る 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 注 水 開 始 ま
で 約 65 分 ， フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ） 完 了 ま で 約
125 分 で 可 能 で あ る 。
また，事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注
水 ポ ン プ （ A-2 級 ） を 使 用 し た フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水張り）（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり，
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 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 位 置 （ A－ 2 級 ） と 送 水ルートの確認～送水準備～フィルタ装置補給用接続口使用に よ る 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 注 水 開 始 ま
で 約 95 分 ， フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ） 完 了 ま で 約
155 分 で 可 能 で あ る 。
なお，炉心損傷がない状況下での格納容器ベントである
ことから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低
く，作業は可能である。
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。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 4）(e) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 抜 き ）格納容器ベントにより原子炉格納容器内から排気されたガ
1.5-34

スが格納容器圧力逃がし装置の配管内及びフィルタ装置内で凝縮し，その凝縮水がフィルタ装置に溜まることでフィルタ
装置の水位が上限水位に到達すると判断した場合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合はフィルタ装置機能維持のためフィルタ装置の排水を実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断した場
合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合。

ⅱ. 操作手順
フィルタ装置水位調整（水抜き）手順の概要は以下のとお り 。 概 要 図 を 第 1.5.13 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.5.14 図 に 示 す 。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水抜き）の準備開始を指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側 第二止め弁を全開操作し，原子炉建屋外壁東側（屋外） にて FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ ン 二 次 格 納 施 設 外側止め弁を全開操作した後，フィルタベント遮蔽壁南側
1.5-35

（ 屋 外 ） に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ
吐出側第一止め弁を微開とする。また，フィルタベント
遮蔽壁附室にて，ドレン移送ポンプの電源が確保されてい る こ と を FCVS 現 場 制 御 盤 の ド レ ン 移 送 ポ ン プ 運 転 状 態
ランプにより確認する。
③緊急時対策要員は，フィルタ装置水位調整（水抜き）系
統構成完了を緊急時対策本部に報告する。
④緊急時対策本部は，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水抜き）の開始を指示する。
⑤緊急時対策要員は，ドレン移送ポンプ A 又は B の起動及び ポ ン プ 起 動 後 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ
ンプ吐出側第一止め弁の増し開操作により，ポンプ吐出側流量を必要流量に調整し，フィルタ装置からの排水が開 始 さ れ た こ と を フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 FCVS 計 器 ラックのフィルタ装置水位指示値の低下により確認し，フィルタ装置水位調整（水抜き）が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑥緊急時対策要員は，フィルタ装置水位指示値が通常水位に到達したことを確認し，ドレン移送ポンプを停止し，
フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 南 側 （ 屋 外 ） に て FCVS フ ィ ル タ ベ
ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側 第 一 止 め 弁 及 び FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁を
全 閉 操 作 し ， 原 子 炉 建 屋 外 壁 東 側 （ 屋 外 ） に て FCVS フィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁
を全閉操作する。
1.5-36

⑦緊急時対策要員は，緊急時対策本部へフィルタ装置水位調整（水抜き）の完了を報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装 置 水 位 調 整 （ 水 抜 き ） 完 了 ま で 約 150 分 で 可 能 で あ る 。
なお，炉心損傷がない状況下での格納容器ベントであることから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低
く，作業は可能である。
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。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 5）(f) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ー ジ
格納容器ベント停止後において，スクラバ水に貯留された放射性物質による水の放射線分解にて発生する水素ガス及び酸素ガスを排出する。また，フィルタ装置上流側の残留蒸気凝縮によりフィルタ装置上流側配管内が負圧となることにより，スクラバ水が上流側配管に吸い上げられることを防止するため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
格納容器圧力逃がし装置の停止を判断した場合。
1.5-37

ⅱ. 操作手順
格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ手順の概 要 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.5.15 図 に ， タ イ ム チ ャー ト を 第 1.5.16 図 に 示 す 。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断に基づき，当直長に格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ前の系
統構成を開始するよう指示するとともに，緊急時対策要員に格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの準備の開始を指示する。
②当直副長は，中央制御室運転員に格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ前の系統構成の開始を指示する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
停止後の窒素ガスパージ前の系統構成として，一次隔離
弁 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 側 ）， 一 次 隔 離 弁 （ ド ラ イ
ウェル側）及び耐圧強化ベント弁の全閉確認，並びにフィルタ装置入口弁の全開確認後，二次隔離弁を全開とし，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ準
備完了を当直副長に報告する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を全開とする。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動
弁操作設備による操作にて二次隔離弁又は二次隔離弁バ
イパス弁を全開する手段がある。
1.5-38

④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ前の系統構成完了を
緊急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策要員は，原子炉建屋非管理区域内サンプリン
グラックにて，フィルタ装置の水素濃度測定のため，系
統構成及び工具準備，サンプリングポンプの起動を実施する。また，原子炉建屋外壁南側（屋外）へ可搬型窒素供給装置を配備し送気ホースを接続口へ取り付け，窒素ガス注入の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑥緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの注入開始を指示する。
⑦緊急時対策要員は，原子炉建屋外壁南側（屋外）にて，
FCVS PCV ベ ン ト ラ イ ン フ ィ ル タ ベ ン ト 側 N 2 パ ー ジ 用 元 弁の開操作により窒素ガスの注入を実施する。
⑧緊急時対策要員は，サンプリングポンプの起動完了を緊急時対策本部に報告する。
⑨緊急時対策本部は，可搬型窒素供給装置からの窒素注入の完了及びサンプリングポンプの起動完了を当直長に連絡するとともに，フィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の監視を依頼する。
⑩当直副長は，中央制御室運転員にフィルタ装置の入口圧
力及び水素濃度を監視するよう指示する。
⑪ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置入口圧力指示値によりフィルタ装置入口配管内の圧力が正圧であることを確認する。また，フィルタ装置水
1.5-39素濃度指示値により水素濃度が許容濃度以下まで低下したことを確認し，窒素ガス注入完了を当直副長に報告する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ窒素ガス注入完了を報告する。
⑬緊急時対策本部は，緊急時対策要員へ窒素ガス注入の停止操作を指示する。
⑭当直副長は，中央制御室運転員へフィルタ装置の入口圧
力及び水素濃度の継続監視を指示する。また，緊急時対策 要 員 は ， 原 子 炉 建 屋 外 壁 南 側 （ 屋 外 ） に て FCVS PCV ベ
ン ト ラ イ ン フ ィ ル タ ベ ン ト 側 N2 パ ー ジ 用 元 弁 の 全 閉 操 作を実施し，窒素ガスの注入停止を緊急時対策本部に報告する。
⑮中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガスの注入停止後のフィルタ装置入口圧力指示値及びフィルタ装置水素濃度
指示値が窒素ガス注入完了時の指示値と差異が発生しないことを継続的に監視する。
⑯当直長は，当直副長からの依頼に基づき，フィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の継続監視をもって格納容器圧
力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの完了を緊急時対策本部に報告する。
⑰当直副長は，窒素ガスパージの完了後の系統構成を開始
するよう中央制御室運転員に指示する。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガスパージの完了後の系統構成として，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス
1.5-40弁を全閉とし，系統構成完了を当直副長に報告する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動
弁操作設備による操作にて二次隔離弁又は二次隔離弁バ
イパス弁を全閉する手段がある。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ー ジ 完 了 ま で 約 270 分 で 可 能 である。なお，炉心損傷がない状況下での格納容器ベントであることから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低く，作業は可能である。
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。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 6）(g) フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整
フィルタ装置水位調整（水抜き）によりスクラバ水に含ま
れ る 薬 液 が 排 水 さ れ る こ と で ス ク ラ バ 水 の pH が 規 定 値 よ り も低くなることを防止するため薬液を補給する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断し，排水を行った場合。
1.5-41

ⅱ. 操作手順
フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整 の 手 順 は 以 下 の と お り 。
概 要 図 を 第 1.5.17 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.5.18 図 に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時 対 策 要 員 へ ス ク ラ バ 水 の pH 測 定 及 び 薬 液 補 給 の 準 備 開始を指示する。
② 緊 急 時 対 策 本 部 は ， 当 直 長 に ス ク ラ バ 水 の pH 値 及 び 水 位を確認するよう依頼する。
③緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）へ薬液補給用としてコンプレッサー，ホース接続，補給用ポンプ及び薬液を配備するとともに，フィルタベント
遮 蔽 壁 附 室 に て ， 系 統 構 成 の た め フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 pH
入 口 止 め 弁 ， フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 pH 出 口 止 め 弁 の 全 開 操作を実施する。
④緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て ， 薬 液 補 給 の た め FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 給 水 ラ イ
ン元弁を全開操作し，補給用ポンプを起動，所定量の薬液を補給するとともに，補給用ポンプの起動を緊急時対策本部に報告する。
⑤ 緊 急 時 対 策 本 部 は ， 当 直 長 に ス ク ラ バ 水 の pH 値 及 び 水 位を確認するよう依頼する。
⑥ 当 直 副 長 は ， ス ク ラ バ 水 の pH 値 及 び 水 位 を 確 認 す る よ う
1.5-42

中央制御室運転員に指示する。
⑦ 中 央 制 御 室 運 転 員 A は ， FCVS 制 御 盤 の フ ィ ル タ 装 置 ス ク
ラ バ 水 の pH 指 示 値 に よ り ス ク ラ バ 水 の pH 値 が 規 定 値 であることを確認し，薬液補給の完了を当直副長に報告する 。 当 直 長 は ， 当 直 副 長 か ら の 依 頼 に 基 づ き ， pH 値 と 水
位を緊急時対策本部に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，薬液補給の完了を緊急時対策本部に報告する。緊急時対策本部は緊急時 対 策 要 員 に pH 測 定 の 停 止 を 指 示 す る 。
⑨ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 給 水 ラ イ ン
元 弁 を 全 閉 操 作 の 後 ， pH 計 サ ン プ リ ン グ ポ ン プ を 停 止
し ， フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 pH 入 口 止 め 弁 ， フ ィ ル タ ベ ン ト
装 置 pH 出 口 止 め 弁 を 全 閉 操 作 し ， 緊 急 時 対 策 本 部 へ ス ク
ラ バ 水 pH 調 整 作 業 の 完 了 を 報 告 す る 。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名
及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始 の 判 断 を し て か ら 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 ス ク ラ バ 水 pH
調 整 完 了 ま で 約 85 分 で 可 能 で あ る 。 な お ， 炉 心 損 傷 が な い
状況下での格納容器ベントであることから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低く，作業は可能である。
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。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 7）
1.5-43(h) ド レ ン 移 送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ
フィルタ装置水位調整（水抜き）後，フィルタ装置排水ラ
インの水の放射線分解により発生する水素ガスの蓄積を防止するため，窒素ガスによるパージを実施し，排水ラインの残留水をサプレッション・チェンバに排水する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置水位調整（水抜き）完了後又はドレンタン
ク水抜き完了後。

ⅱ. 操作手順
ドレン移送ライン窒素ガスパージの概要は以下のとおり 。 概 要 図 を 第 1.5.19 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.5.20
図に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へドレン移送ライン窒素ガスパージの準備開始を指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）にて，可搬型窒素供給装置を配置し，排水ライン接続口に可搬型窒素供給装置からの送気ホースを接続する。
FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側 第 二 止め弁を開操作し，原子炉建屋外壁東側（屋外）にて，
FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ ン 二 次 格 納 施 設 外 側
1.5-44

止め弁を全開操作し，窒素ガス注入の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの注入開始を指示する。
④緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ ン N 2 パ ー ジ 用
元弁を全開操作し，窒素ガスの注入を開始する。
⑤ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ
ン N2 パ ー ジ 用 元 弁 を 全 閉 操 作 し ， 窒 素 ガ ス の 注 入 を 停 止
し た 後 ， フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 南 側 （ 屋 外 ） に て ， FCVS
フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁
を 全 閉 操 作 し ， 原 子 炉 建 屋 外 壁 東 側 （ 屋 外 ） に て FCVS フィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁
を全閉操作し，ドレン移送ポンプ出口ライン配管内が正圧で維持されていることをドレン移送ライン圧力指示値
により確認し，ドレン移送ライン窒素ガスパージが完了したことを緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからドレン移
送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ 完 了 ま で 約 155 分 で 可 能 で あ る 。
なお，炉心損傷がない状況下での格納容器ベントであることから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低
く，作業は可能である。
1.5-45

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。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 8）(i) ド レ ン タ ン ク 水 抜 き
ドレンタンクが水位高に到達した場合は，よう素フィルタの機能維持のため排水を実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
ドレンタンクが水位高に到達すると判断した場合。

ⅱ. 操作手順
ドレンタンク水抜きの概要は以下のとおり。概要図を第1.5.21 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.5.22 図 に 示 す 。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員にドレンタンク水抜きを指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁附室にてドレン 移 送 ポ ン プ の 電 源 が 確 保 さ れ て い る こ と を FCVS 現 場 制
御盤ドレン移送ポンプ運転状態ランプにより確認し，
FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 遮 蔽 壁 内 側 ド レ ン 弁 を 遠 隔 手 動
弁操作設備にて全閉とする。フィルタベント遮蔽壁附室に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン タ ン ク 出 口 止 め 弁 を
全 開 ， フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 南 側 （ 屋 外 ） に て FCVS フ ィ
ルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁を全
1.5-46

開 操 作 し ， 原 子 炉 建 屋 外 壁 東 側 （ 屋 外 ） に て FCVS フ ィ ル
タベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁を全開操作した後，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）にて
FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側 第 一 止
め 弁 を 微 開 と し ， ド レ ン 移 送 ポ ン プ を 起 動 し た 後 ， FCVS
フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁の増し開操作により，ポンプ吐出側流量を必要流量に調整し，ドレンタンク内の水をサプレッション・チェンバ
へ排水し，排水開始を緊急時対策本部に報告する。
③ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 FCVS 計 器
ラックのドレンタンク水位指示値にて排水による水位の低下を確認し，ドレン移送ポンプを停止した後，フィル
タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン
タンク出口止め弁を全閉，フィルタベント遮蔽壁南側（ 屋 外 ） に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ
吐 出 側 第 一 止 め 弁 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送ポンプ吐出側第二止め弁を全閉操作し，原子炉建屋外壁
東 側 （ 屋 外 ） に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ ン
二次格納施設外側止め弁を全閉操作，フィルタベント遮蔽 壁 附 室 に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 遮 蔽 壁 内 側 ド レ ン
弁を遠隔手動弁操作設備にて全開とし，ドレンタンク水抜きの完了を緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名に
1.5-47

て作業を実施した場合，作業開始を判断してからドレンタ
ン ク 水 抜 き 完 了 ま で 約 80 分 で 可 能 で あ る 。 な お ， 炉 心 損 傷がない状況下での格納容器ベントであることから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低く，作業は可能である。
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。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 9）b.

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，耐圧強化ベント系により最終ヒート
シンク（大気）へ熱を輸送する。
格納容器ベント実施中において，炉心損傷を判断した場合
は，一次隔離弁又は二次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを一旦停止する。また，残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能及び可燃性ガス濃度制御系の機能が回復した場合は，一次隔離弁及び二次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。

(a) 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷※1 前において，原子炉格納容器内の冷却を実施
しても，原子炉格納容器内の圧力を規定圧力（ 279kPa[gage]） 以 下 に 維 持 で き な い 場 合 で ， 格 納 容 器 圧
1.5-48

力逃がし装置が機能喪失※2 した場合。

※ 1:｢炉 心 損 傷 ｣は ， 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル（ CAMS） で 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ガ ン マ 線 線 量 率 が ，設 計 基 準 事 故 相 当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た
場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS）
が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃
以上を確認した場合。
※ 2:「 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 が 機 能 喪 失 」 と は ， 設 備に故障が発生した場合。

ⅱ. 操作手順
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.5.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.5.23 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.5.24 図 及 び 第 1.5.25 図 に 示 す 。

［ W/W ベ ン ト の 場 合 （ D/W ベ ン ト の 場 合 ， 手 順 ⑪ 以 外 は 同様）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位
外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る こ と を
確 認 し ， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る W/W 側 か ら の 格 納 容 器
ベントの準備を開始するよう運転員に指示する（原子炉
格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール
1.5-49

水 位 外 部 水 源 注 水 制 限 を 越 え て い る 場 合 は D/W 側 か ら の格 納 容 器 ベ ン ト の 準 備 を 開 始 す る よ う 指 示 す る ）。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による除熱準備開始を緊急時対策本部に報告する。
③現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントに必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態表
示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の確認と し て ， AC 系 隔 離 信 号 が 発 生 し て い る 場 合 は ， 格 納 容 器
補 助 盤 に て ， AC 系 隔 離 信 号 の 除 外 操 作 を 実 施 す る 。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，非常用ガス処理系が運転中であれば非常用
ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ装置出
口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全
閉操作，並びに非常用ガス処理系第一隔離弁，換気空調
系第一隔離弁，非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系第二隔離弁の全閉確認を実施する。
⑦現場運転員 C 及び D は，フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁を全開とすることで，フィルタ装置入口弁の駆動源を確保し，当直副長に報告する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，フィルタ装置入口弁の全閉操作を実施す
1.5-50る。
現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備によりフィルタ装置入口弁の全閉操作を実施する。
⑨現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント弁操作用空気ボ
ンベ出口弁を全開とすることで，耐圧強化ベント弁の駆動源を確保し，当直副長に報告する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，耐圧強化ベント弁の全開操作を実施する。
⑪ ａ W/W ベ ン ト の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁を全開とし駆動源を確保すること
で，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全開操作を実施する。
⑪ ｂ D/W ベ ン ト の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁を全開とし駆動源を確保することで，一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作を実施する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベントの準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑭当直副長は，原子炉格納容器内の圧力に関する情報収集
1.5-51

を適宜行い，当直長に報告する。また，当直長は，原子炉格納容器内の圧力に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑮当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベント開始を緊急時対策本部に報告する。
⑯ 当 直 副 長 は ， 格 納 容 器 ベ ン ト 開 始 圧 力 （ 310kPa[gage]）に到達する時間，原子炉格納容器内の圧力上昇率を考慮し，中央制御室運転員に耐圧強化ベント系による格納容器ベント開始を指示する。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，二次隔離弁を調整開（流路 面 積 約 70%開 ） と し ， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る 格 納 容器ベントを開始する。二次隔離弁の開操作ができない場
合 は ， 二 次 隔 離 弁 バ イ パ ス 弁 を 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 70%開）とし，耐圧強化ベント系による格納容器ベントを開始する。
なお，原子炉格納容器内の圧力に低下傾向が確認されなかった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の増開操作を実施する。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを格納容器内圧力指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑲中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，
1.5-52

炉心損傷を判断した場合は，一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作を実施する。なお，一次隔離弁の全閉操作ができない場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。
残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能及び可燃性ガス濃度制御系の機能が回復し，耐圧強化ベント系を停止できると判断した場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉，その後に二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから耐圧強化ベント系による 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 開 始 ま で 約 55 分 で 可 能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 10）(b) 原 子 炉 格 納 容 器 ベ ン ト 弁 駆 動 源 確 保 （ 予 備 ボ ン ベ ）残留熱除去系の機能が喪失し，耐圧強化ベント系により大1.5-53

気を最終ヒートシンクとして熱を輸送する場合，空気駆動弁である一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）及び耐圧強化ベント弁を全開とし，格納容器ベン
トラインを構成する必要があり，通常の駆動空気供給源である計装用圧縮空気系が喪失した状況下では遠隔空気駆動弁操作用ボンベが駆動源となる。常設ボンベの残量が減少した場
合に，常設ボンベと予備ボンベを交換することで，一次隔離
弁及び耐圧強化ベント弁の駆動圧力を確保する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
耐圧強化ベント系の系統構成及び耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施中，各隔離弁の駆動源である遠隔空気駆動弁操作用ボンベの残量が減少した場合。

ⅱ. 操作手順
原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の手
順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.5.7 図 に ， タ イ ム
チ ャ ー ト を 第 1.5.8 図 に 示 す 。

［一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）遠隔空気駆
動弁操作用ボンベ交換］
操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(b)原子炉格

納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）」の操作手順と同様である。
1.5-54

［一次隔離弁（ドライウェル側）遠隔空気駆動弁操作用ボ
ンベ交換］
操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(b)原子炉格

納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）」の操作手順と同様である。

［耐圧強化ベント弁遠隔空気駆動弁操作用ボンベ交換］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，現場運転員に耐圧強化ベント弁遠隔空気駆動弁操作用ボンベを，使用済みボンベから予備ボンベへの交換を指示する。
②現場運転員 C 及び D は，予備ボンベを予備ボンベラック
から運搬する。
③現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント弁操作用空気ボ
ンベ出口弁及びボンベ本体の弁を全閉とし，使用中のボンベを取り外し，予備ボンベを接続する。
④現場運転員 C 及び D は，ボンベ本体の弁を全開とし，ボンベ接続部から耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口
弁までのリークチェックを実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント弁操作用空気ボ
ンベ出口弁を全開にする。
⑥現場運転員 C 及び D は，使用済みボンベをボンベラックへ収納する。
⑦現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント弁遠隔空気駆動
弁操作用ボンベの交換終了を当直副長に報告する。
1.5-55

⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，予備ボンベの確保を緊急時対策本部に依頼する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからボンベ交換終了まで約
45 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。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 2）(2) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 大 気 ） へ の 代 替 熱 輸 送 （ 全 交 流 動 力 電 源 喪
失時の場合）
a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，格納容器圧力逃がし装置により最終
ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。
格納容器ベント実施中において，炉心損傷を判断した場合
は，一次隔離弁又は二次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを一旦停止する。また，残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能及び可燃性ガス濃度制御系の機能が回復した場合は，一1.5-56

次隔離弁及び二次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。
なお，全交流動力電源喪失時は，現場手動にて系統構成を行うとともに原子炉建屋原子炉区域の系統構成は事前に着手する。

(a) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及び除熱（現場操作）
ⅰ. 手順着手の判断基準［原子炉建屋原子炉区域の系統構成］
全交流動力電源喪失時に，早期の電源復旧が見込めない場合。
［格納容器ベント準備］
炉心損傷※1 前において，原子炉格納容器内の冷却を実施
しても，原子炉格納容器内の圧力を規定圧力（ 279kPa[gage]） 以 下 に 維 持 で き な い 場 合 。

※ 1:｢炉 心 損 傷 ｣は ， 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル（ CAMS） で 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ガ ン マ 線 線 量 率 が ，設 計 基 準 事 故 相 当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た
場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS）
が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃
以上を確認した場合。

ⅱ. 操作手順
1.5-57

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の手順は以下のとおり。手順対応フローを第1.5.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.5.26 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.5.27 図 及 び 第 1.5.28 図 に 示 す 。
［ W/W ベ ン ト の 場 合 （ D/W ベ ン ト の 場 合 ， 手 順 ⑨ 以 外 は 同様）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉建屋
原子炉区域の系統構成を現場運転員に指示する。
②現場運転員 E 及び F は，非常用ガス処理系フィルタ装置
出口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全閉操作を実施する。
③当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位
外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る こ と を
確 認 し ， 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る W/W 側 か ら の 格
納容器ベントの準備を開始するよう運転員に指示する（原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェン
バ・プール水位外部水源注水制限を越えている場合はD/W 側 か ら の 格 納 容 器 ベ ン ト の 準 備 を 開 始 す る よ う 指 示す る ）。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備開始を報告する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントに必要な監視計器の電源が確保さ
1.5-58

れていることを状態表示にて確認する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値が通常水位範囲内であること及びフィル
タ装置ドレン移送ポンプの水張りが完了していることを確認する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，耐圧強化ベント弁，非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系第二隔離弁の全閉，並びにフィル
タ装置入口弁の全開を確認する。
⑧現場運転員 E 及び F は，格納容器ベント前の系統構成として，非常用ガス処理系第一隔離弁及び換気空調系第一隔離弁の全閉を確認する。
⑨ ａ W/W ベ ン ト の 場 合
現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）を遠隔手動弁操作設備による操作で全開とする。また，遠隔手動弁操作設備による操作以外の手段として，直流電源が健全である場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁を現場で手動開し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）
を中央制御室の操作にて全開する手段がある。更に一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（サプレッション・チェ
ンバ側）操作用空気供給弁及び一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離
1.5-59弁（サプレッション・チェンバ側）を全開する手段がある。
⑨ ｂ D/W ベ ン ト の 場 合
現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウェル側）
を遠隔手動弁操作設備による操作で全開とする。また，遠隔手動弁操作設備による操作以外の手段として，直流電源が健全である場合は，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁を現場で手動開し，一次隔離弁（ドライウェル側）を中央制御室の操作にて全開する手段がある。更に一次隔離弁（ドライウェル側）逆操作用
空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁及び一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（ドライウェ
ル側）を全開する手段がある。
⑩現場運転員 C 及び D は，フィルタベント大気放出ライン
ドレン弁を全閉とし，格納容器圧力逃がし装置による格
納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑫当直副長は，原子炉格納容器内の圧力に関する情報収集を 適 宜 行 い ,当 直 長 に 報 告 す る 。 ま た ， 当 直 長 は 原 子 炉 格
納容器内の圧力に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
1.5-60⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの開始を緊急時対策本部に報告する。
⑭ 当 直 副 長 は ， 格 納 容 器 ベ ン ト 開 始 圧 力 （ 310kPa[gage]）に到達する時間，弁操作に必要な時間，原子炉格納容器
内の圧力上昇率を考慮し，運転員に格納容器ベント開始を指示する。
⑮現場運転員 C 及び D は，二次隔離弁を遠隔手動弁操作設
備 に て 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 70%開 ） と し ， 格 納 容 器 圧 力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。二次隔離
弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を遠 隔 手 動 弁 操 作 設 備 に て 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 70%開 ） とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。
なお，原子炉格納容器内の圧力に低下傾向が確認されなかった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の増開操作を実施する。
⑯中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントが開始されたことを格納容器内圧
力指示値の低下及びフィルタ装置入口圧力指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑰ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値を確認し，水位調整が必要な場合は当直
1.5-61

副長に報告する。また，当直長は，フィルタ装置の水位調整を実施するよう緊急時対策本部に依頼する。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，炉心損傷を判断した場合は，一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作をする
よう現場運転員に指示する。
残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能及び可燃性ガス濃度制御系の機能が回復し，格納容器圧力逃がし装置を停止できると判断した場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉，その後に二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作をするよう現場運転員に指示する。
⑲［格納容器ベント開始後，炉心損傷を判断した場合］
現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備により一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作を実施する。なお，一次隔離弁の全閉操作ができない場合は，遠隔手動弁操作設備により二次隔
離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。
［残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能及び可燃性ガス濃度制御系の機能が回復し，格納容器圧力逃がし装置を停止できると判断した場合］
現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備により一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉，その後に二次隔離弁又は二次隔離弁バイパ
ス弁の全閉操作を実施する。
1.5-62

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 開 始 ま で 約 70 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。
遠隔手動弁操作設備の操作については，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。
ま た ， 作 業 エ リ ア に は バ ッ テ リ ー 内 蔵 型 LED 照 明 を 配 備しており，建屋内常用照明消灯時における作業性を確保して い る が ， ヘ ッ ド ラ イ ト 及び 懐 中 電 灯 を バ ッ ク ア ッ プ と して 携 行す る 。
室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 1）(b) フ ィ ル タ 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り
格納容器ベント中に想定されるフィルタ装置の水位調整準備として，乾燥状態で保管されているドレン移送ポンプへ水張りを実施する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(c)フィルタ

装置ドレン移送ポンプ水張り」の操作手順と同様である。
1.5-63(c) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ）フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達する前に，フィルタ装置補給水ラインからフィルタ装置へ水張りを実施する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(d)フィルタ

装置水位調整（水張り）」の操作手順と同様である。

(d) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 抜 き ）格納容器ベントにより原子炉格納容器内から排気されたガスが格納容器圧力逃がし装置の配管内及びフィルタ装置内で凝縮し，その凝縮水がフィルタ装置に溜まることでフィルタ
装置の水位が上限水位に到達すると判断した場合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合はフィルタ装置機能維持のためフィルタ装置の排水を実施する。ドレン移送ポンプの電源は，代替交流電源設
備から受電可能である。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(e)フィルタ

装置水位調整（水抜き）」の操作手順と同様である。

(e) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ー ジ
格納容器ベント停止後において，スクラバ水に貯留された放射性物質による水の放射線分解にて発生する水素ガス及び酸素ガスを排出する。また，フィルタ装置上流側の残留蒸気凝縮によりフィルタ装置上流側配管内が負圧となることによ
1.5-64

り，スクラバ水が上流側配管に吸い上げられることを防止するため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(f)

格納容器

圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ」の操作手順と同様である。

(f) フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整
フィルタ装置水位調整（水抜き）によりスクラバ水に含ま
れ る 薬 液 が 排 水 さ れ る こ と で ス ク ラ バ 水 の pH が 規 定 値 よ り も低くなることを防止するため薬液を補給する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(g)フィルタ

装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整 」 の 操 作 手 順 と 同 様 で あ る 。

(g) ド レ ン 移 送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ
フィルタ装置水位調整（水抜き）後は，フィルタ装置排水
ラインの水の放射線分解により発生する水素ガスの蓄積を防止するため，窒素ガスによるパージを実施し，排水ラインの
残留水をサプレッション・チェンバに排水する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(h)ドレン移送ライン窒素ガスパージ」の操作手順と同様である。

(h) ド レ ン タ ン ク 水 抜 き
ドレンタンクが水位高に到達した場合は，よう素フィルタの機能維持のため排水を実施する。ドレン移送ポンプの電源
1.5-65

は，代替交流電源設備から受電可能である。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.5.2.1(1)a.(i)ドレンタ

ンク水抜き」の操作手順と同様である。

b.

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，耐圧強化ベント系により最終ヒート
シンク（大気）へ熱を輸送する。
格納容器ベント実施中において，炉心損傷を判断した場合
は，一次隔離弁又は二次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを一旦停止する。また，残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能及び可燃性ガス濃度制御系の機能が回復した場合は，一次隔離弁及び二次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。
なお，全交流動力電源喪失時は，現場手動にて系統構成を行うとともに原子炉建屋原子炉区域の系統構成は事前に着手する。

(a) 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱（現場操作）
ⅰ. 手順着手の判断基準［原子炉建屋原子炉区域の系統構成］
全交流動力電源喪失時に，早期の電源復旧が見込めない場合。
1.5-66

［格納容器ベント準備］
炉心損傷※1 前において，原子炉格納容器内の冷却を実施
しても，原子炉格納容器内の圧力を規定圧力（ 279kPa[gage]） 以 下 に 維 持 で き な い 場 合 で ， 格 納 容 器 圧
力逃がし装置が機能喪失※2 した場合。

※ 1:｢炉 心 損 傷 ｣は ， 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル（ CAMS） で 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ガ ン マ 線 線 量 率 が ，設 計 基 準 事 故 相 当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た
場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS）
が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃
以上を確認した場合。
※ 2:「 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 が 機 能 喪 失 」 と は ， 設 備に故障が発生した場合。

ⅱ. 操作手順
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.5.3 図 に ， 概 要 図 を 第 1.5.29 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.5.30 図 及 び 第 1.5.31 図 に 示 す 。

［ W/W ベ ン ト の 場 合 （ D/W ベ ン ト の 場 合 ， 手 順 ⑩ 以 外 は 同様）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉建屋
原子炉区域の系統構成を現場運転員に指示する。
1.5-67

②現場運転員 E 及び F は，非常用ガス処理系フィルタ装置
出口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全閉操作を実施する。
③当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位
外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る こ と を
確 認 し ， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る W/W 側 か ら の 格 納 容 器
ベントの準備を開始するよう運転員に指示する（原子炉
格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール
水 位 外 部 水 源 注 水 制 限 を 越 え て い る 場 合 は D/W 側 か ら の格 納 容 器 ベ ン ト の 準 備 を 開 始 す る よ う 指 示 す る ）。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による除熱準備開始を緊急時対策本部に報告する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントに必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系
第二隔離弁の全閉を確認する。
⑦現場運転員 E 及び F は，格納容器ベント前の系統構成として，非常用ガス処理系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁の全閉を確認する。
⑧現場運転員 C 及び D は，格納容器ベント前の系統構成として，フィルタ装置入口弁を遠隔手動弁操作設備による操作で全閉とする。また，遠隔手動弁操作設備による操1.5-68

作以外の手段として，直流電源が健全である場合は，フィルタ装置入口弁の駆動空気を確保し，フィルタ装置入口弁を中央制御室の操作により全閉する手段がある。更にフィルタ装置入口弁逆操作用空気排気側止め弁を全閉，フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁及びフィルタ装置入口弁操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，フィルタ装置入口弁を全閉する手段がある。
⑨現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント弁を遠隔手動弁
操作設備による操作で全開とする。また，遠隔手動弁操作設備による操作以外の手段として，直流電源が健全である場合は，耐圧強化ベント弁の駆動空気を確保し，耐圧強化ベント弁を中央制御室の操作により全開する手段がある。更に耐圧強化ベント弁逆操作用空気排気側止め
弁を全閉，耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁及び耐圧強化ベント弁操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，耐圧強化
ベント弁を全開する手段がある。
⑩ ａ W/W ベ ン ト の 場 合
現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）を遠隔手動弁操作設備による操作で全開とする。また，遠隔手動弁操作設備による操作以外の手段として，直流電源が健全である場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁を現場で手動開し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）
1.5-69

を中央制御室の操作にて全開する手段がある。更に一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（サプレッション・チェ
ンバ側）操作用空気供給弁及び一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を全開する手段がある。
⑩ ｂ D/W ベ ン ト の 場 合
現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウェル側）
を遠隔手動弁操作設備による操作で全開とする。また，遠隔手動弁操作設備による操作以外の手段として，直流電源が健全である場合は，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁を現場で手動開し，一次隔離弁（ドライウェル側）を中央制御室の操作にて全開する手段がある。更に一次隔離弁（ドライウェル側）逆操作用
空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁及び一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を全開する手段がある。
⑪中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベントの準備完了を緊急時対策本部
1.5-70に報告する。
⑬当直副長は，原子炉格納容器内の圧力に関する情報収集を適宜行い，当直長に報告する。また，当直長は，原子炉格納容器内の圧力に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑭当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベント開始を緊急時対策本部に報告する。
⑮ 当 直 副 長 は ， 格 納 容 器 ベ ン ト 開 始 圧 力 （ 310kPa[gage]）に到達する時間，弁操作に必要な時間，原子炉格納容器
内の圧力上昇率を考慮し，運転員に耐圧強化ベント系による格納容器ベント開始を指示する。
⑯現場運転員 C 及び D は，二次隔離弁を遠隔手動弁操作設
備 に て 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 70%開 ） と し ， 耐 圧 強 化 ベ ント系による格納容器ベントを開始する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を遠隔手
動 弁 操 作 設 備 に て 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 70%開 ） と し ， 耐
圧強化ベント系による格納容器ベントを開始する。
なお，原子炉格納容器内の圧力に低下傾向が確認されなかった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の増開操作を実施する。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを格納容器内圧力指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始
1.5-71

されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，炉心損傷を判断した場合は，一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作をする
よう現場運転員に指示する。
残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能及び可燃性ガス濃度制御系の機能が回復し，耐圧強化ベント系を停止できると判断した場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉，その後に二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作をするよう現場運転員に指示する。
⑲［格納容器ベント開始後，炉心損傷を判断した場合］
現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備により一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉操作を実施する。なお，一次隔離弁の全閉操作ができない場合は，遠隔手動弁操作設備により二次隔
離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。
［残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能及び可燃性ガス濃度制御系の機能が回復し，耐圧強化ベント系を停止できると判断した場合］
現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備により一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉，その後に二次隔離弁又は二次隔離弁バイパ
ス弁の全閉操作を実施する。

1.5-72

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから耐圧強化ベント系による 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 開 始 ま で 135 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。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 10）(3) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.5.37 図 に 示 す 。
残留熱除去系が機能喪失した場合は，格納容器圧力逃がし装置
による原子炉格納容器内の除熱を実施する。格納容器圧力逃がし装置が機能喪失した場合は耐圧強化ベント系により原子炉格納容
器内の除熱を実施する。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系による格納容器
ベントは，弁の駆動電源及び空気源がない場合，現場での手動操作を行う。
なお，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系を用いて，格納容器ベントを実施する際には，スクラビングによる放射性 物 質 の 排 出 抑 制 を 期 待 で き る W/W を 経 由 す る 経 路 を 第 一 優 先 とす る 。 W/W ベ ン ト ラ イ ン が 水 没 等 の 理 由 で 使 用 で き な い 場 合 は ，
1.5-73

D/W を 経 由 し て フ ィ ル タ 装 置 を 通 る 経 路 を 第 二 優 先 と す る 。

1.5.2.2

サポート系故障時の対応手順(1) 最 終 ヒ ー ト シ ン ク （ 海 ） へ の 代 替 熱 輸 送a.

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
原子炉補機冷却系の機能が喪失した場合，残留熱除去系を使用した発電用原子炉からの除熱，原子炉格納容器内の除熱及び使用済燃料プールの除熱ができなくなるため，代替原子炉補機
冷却系を用いた補機冷却水確保のため，原子炉補機冷却系の系
統構成を行い，代替原子炉補機冷却系により補機冷却水を供給する。
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残留熱除去系の電源が確保されている場合に，冷却水通水確認後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チ
ェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）を起動し，最終ヒートシンク（海）へ熱を輸送する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
原子炉補機冷却系の故障又は全交流動力電源の喪失により原子炉補機冷却系を使用できない場合。

(b) 操 作 手 順
代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保手順の概要は以下のとおり。
手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.5.2 図 に ， 概 要 図 を 第 1.5.32 図
1.5-74

に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.5.33 図 に 示 す 。

ⅰ. 運転員操作（本手順は A 系使用の場合であり，B 系使用時については
手順⑦を除いて同様である。）①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保の準備のため，熱交換器ユニットの配備及び主配管（可搬型）の接続を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保に必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態
表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保の中央制御室側系統構成を実施し，当 直 副 長 に 報 告 す る 。（ 第 1.5.32 図 参 照 ）⑥現場運転員 C 及び D は，代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保の非管理区域側系統構成を実施し，当直副長 に 報 告 す る 。（ 第 1.5.32 図 参 照 ）1.5-75

⑦a 現場運転員 C 及び D は，代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保の管理区域側系統構成を実施し，当直副長に 報 告 す る 。（ 第 1.5.32 図 参 照 ）⑦ bB 系 使 用 時 は ， 熱 交 換 器 ユ ニ ッ ト の 繋 ぎ 込 み 箇 所 が ， 原子 炉 補 機 冷 却 水 系 熱 交 換 器 （ B/E） 冷 却 水 出 口 弁 の 後 に なる た め ， 原 子 炉 補 機 冷 却 水 系 熱 交 換 器 （ B/E） 冷 却 水 出 口
弁 に つ い て は 系 統 構 成 対 象 外 と す る 。（ A 系 使 用 時 は ， 原子 炉 補 機 冷 却 水 系 熱 交 換 器 （ A/D） 冷 却 水 出 口 弁 の 前 に 繋
ぎこむ）⑧緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却系による補機冷
却水確保のための熱交換器ユニットの配備及び主配管（可搬型）の接続完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替原子炉補機冷却系による補機冷却水供給開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑩緊急時対策要員は，熱交換器ユニット内の代替原子炉補機冷却水ポンプを起動し，代替原子炉補機冷却系による補機冷却水供給開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

ⅱ. 緊急時対策要員操作（補機冷却水供給）①緊急時対策要員は，緊急時対策本部から荒浜側又は大湊
側高台資機材置場へ移動する。
②緊急時対策要員は，熱交換器ユニット，大容量送水車
1.5-76

（熱交換器ユニット用）等の健全性確認を行う。
③緊急時対策要員は，熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用）等を荒浜側又は大湊側高台資機
材置場からタービン建屋近傍屋外に移動させる。
④緊急時対策要員は，可搬型の主配管（淡水用ホース及び海水用ホース）の敷設及び接続を行う。
⑤緊急時対策要員は，電源ケーブルの敷設及び接続を行う。
⑥緊急時対策要員は，熱交換器ユニット等の淡水側の水張りに向け系統構成のための弁の開閉操作を行う。
⑦緊急時対策要員は，中央制御室運転員 A 及び B と連絡を密にし，熱交換器ユニット等の淡水側の水張りのため代替冷却水供給止め弁の開操作を行う。
⑧緊急時対策要員は，熱交換器ユニット等の淡水側の水張り範囲内におけるベント弁の開操作及び代替冷却水戻り止め弁の開操作を行い，配管内の空気抜きを実施する。
⑨緊急時対策要員は，淡水側の水張り範囲内において漏え
いのないことを確認する。
⑩緊急時対策要員は，可搬型代替交流電源設備の起動操作を行う。
⑪緊急時対策要員は，熱交換器ユニット等の海水側の水張りに向け系統構成のための弁の開閉操作を行う。
⑫緊急時対策要員は，熱交換器ユニット等の海水側の水張りのため大容量送水車（熱交換器ユニット用）を起動させる。
1.5-77

⑬緊急時対策要員は，海水側の水張り範囲内におけるベント弁の開操作を行い，配管内の空気抜きを実施する。
⑭緊急時対策要員は，海水側の水張り範囲内において漏え
いのないことを確認する。
⑮緊急時対策要員は，緊急時対策本部及び当直長に熱交換器ユニットによる補機冷却水確保の準備が完了したことを報告する。
⑯緊急時対策要員は，中央制御室運転員 A 及び B と連絡を密にし，熱交換器ユニット内の代替原子炉補機冷却水ポンプを起動し，補機冷却水の供給を行う。
⑰緊急時対策要員は，熱交換器ユニット出口流量調整弁の開 操 作 を 行 い ， 代 替 RCW ポ ン プ 吐 出 圧 力 指 示 値 が 規 定 値となるよう開度を調整する。
⑱緊急時対策要員は，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の運転状態を継続して監視する。

(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，
現 場 運 転 員 2 名 及 び 緊 急 時 対 策 要 員 13 名 に て 作 業 を 実 施 し た
場合，作業開始を判断してから運転員操作の系統構成完了まで 約 4 時 間 15 分 ， 緊 急 時 対 策 要 員 操 作 の 補 機 冷 却 水 供 給 開 始まで約 9 時間で可能である。
なお，炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原子炉補機冷却系を設置する場合，作業時の被ばくによる影響を
1.5-78低減するため，緊急時対策要員を 2 班体制とし，交替して対応する。
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。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 11， 1.5.3－ 12）b.

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保
原子炉補機冷却系の機能が喪失した場合，残留熱除去系を使用した除熱戦略ができなくなるため，代替原子炉補機冷却系に
より補機冷却水を確保するが，代替原子炉補機冷却系熱交換器
ユニットが機能喪失した場合は，原子炉補機冷却系の系統構成を行い，大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉
補機冷却海水ポンプにより，原子炉補機冷却系に海水を注入することで補機冷却水を供給する。
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残留熱除去系の電源が確保されている場合に，冷却水通水確認後，目的に応じた運転モードで残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード，サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格
納容器スプレイ冷却モード）を起動し，最終ヒートシンク
1.5-79（海）へ熱を輸送する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準［大容量送水車（熱交換器ユニット用）使用の場合］
代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットが機能喪失した
場合。
［代替原子炉補機冷却海水ポンプ使用の場合］
代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットが機能喪失した
場合で，大容量送水車（熱交換器ユニット用）が故障等により使用できない場合。

(b) 操 作 手 順
大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機
冷却海水ポンプによる補機冷却水確保手順の概要は以下のとお り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.5.2 図 に ， 概 要 図 を 第 1.5.34
図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.5.35 図 に 示 す 。

ⅰ. 運転員操作［大容量送水車（熱交換器ユニット用）使用の場合］（本手順は A 系使用の場合であり，B 系使用時については
手順⑦を除いて同様である。また，代替原子炉補機冷却海水ポンプを使用した場合においても操作手順は同様である。）①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確
1.5-80保の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷
却水確保の準備として，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の配備，ホースの接続を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保に必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保の中央制御室側系統
構 成 を 実 施 し ， 当 直 副 長 に 報 告 す る 。（ 第 1.5.34 図 参照）⑥現場運転員 C 及び D は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保の非管理区域側系統構成を
実 施 し ， 当 直 副 長 に 報 告 す る 。（ 第 1.5.34 図 参 照 ）⑦a 現場運転員 C 及び D は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保の管理区域側系統構成を実
施 し ， 当 直 副 長 に 報 告 す る 。（ 第 1.5.34 図 参 照 ）⑦ bB 系 使 用 時 は ， 大 容 量 送 水 車 （ 熱 交 換 器 ユ ニ ッ ト 用 ） の
繋 ぎ 込 み 箇 所 が ， 原 子 炉 補 機 冷 却 水 系 熱 交 換 器 （ B/E） 冷
却水出口弁の後になるため，原子炉補機冷却水系熱交換
1.5-81

器 （ B/E） 冷 却 水 出 口 弁 に つ い て は 系 統 構 成 対 象 外 と する 。（ A 系 使 用 時 は ， 原 子 炉 補 機 冷 却 水 系 熱 交 換 器（ A/D） 冷 却 水 出 口 弁 の 前 に 繋 ぎ こ む ）⑧緊急時対策要員は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保のための大容量送水車（熱交換器ユニット用）の配備，主配管（可搬型）の接続完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策
本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水供給開始を緊
急時対策本部に依頼する。
⑩緊急時対策要員は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水供給開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

ⅱ. 緊急時対策要員操作［大容量送水車（熱交換器ユニット用）使用の場合］①緊急時対策要員は，緊急時対策本部から荒浜側又は大湊
側高台資機材置場へ移動する。
②緊急時対策要員は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）等の健全性確認を行う。
③緊急時対策要員は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）を荒浜側又は大湊側高台資機材置場からタービン建屋近傍屋外に移動させる。
1.5-82

④緊急時対策要員は，ホースの敷設及び接続を行う。
⑤緊急時対策要員は，緊急時対策本部及び当直長に大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保の準備が完了したことを報告する。
⑥緊急時対策要員は，中央制御室運転員 A 及び B と連絡を密にし，大容量送水車（熱交換器ユニット用）を起動
し，補機冷却水の供給を行う。
⑦緊急時対策要員は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の吐出圧力にて必要流量が確保されていることを確認する。
⑧緊急時対策要員は，ホース等の海水通水範囲について漏
えいのないことを確認する。
⑨緊急時対策要員は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の運転状態を継続して監視する。

［代替原子炉補機冷却海水ポンプ使用の場合］①緊急時対策要員は，緊急時対策本部から荒浜側又は大湊
側高台資機材置場へ移動する。
②緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却海水ポンプ等の健全性確認を行う。
③緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却海水ポンプ等を荒浜側又は大湊側高台資機材置場からタービン建屋近傍
屋外に移動させる。
④緊急時対策要員は，ホースの敷設及び接続を行う。
⑤緊急時対策要員は，電源ケーブルの敷設及び接続を行
1.5-83う。
⑥緊急時対策要員は，可搬型代替交流電源設備の起動操作を行う。
⑦緊急時対策要員は，緊急時対策本部及び当直長に代替原
子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保の準備が完了したことを報告する。
⑧緊急時対策要員は，中央制御室運転員 A 及び B と連絡を密にし，代替原子炉補機冷却海水ポンプを起動し，補機冷却水の供給を行う。
⑨緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却海水ポンプの吐出圧力にて必要流量が確保されていることを確認する。
⑩緊急時対策要員は，ホース等の海水通水範囲について漏
えいのないことを確認する。
⑪緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却海水ポンプの運転状態を継続して監視する。

(c) 操 作 の 成 立 性［大容量送水車（熱交換器ユニット用）使用の場合］
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員
8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから運転
員 に よ る 系 統 構 成 完 了 ま で 約 4 時 間 15 分 ， 緊 急 時 対 策 要 員 による大容量送水車（熱交換器ユニット用）を使用した補機冷却水供給開始まで約 5 時間で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照1.5-84

明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 13）［代替原子炉補機冷却海水ポンプ使用の場合］
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員
11 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開 始 を 判 断 し て か ら 運 転
員 に よ る 系 統 構 成 完 了 ま で 約 4 時 間 15 分 ， 緊 急 時 対 策 要 員 による代替原子炉補機冷却海水ポンプ）を使用した補機冷却水供給開始まで約 7 時間で可能である。
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。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 13）(2) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.5.37 図 に 示 す 。
原子炉補機冷却系が機能喪失した場合は，代替原子炉補機冷却系により海へ熱を輸送する手段を確保し，残留熱除去系を使用して原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内の除熱を行う。
代替原子炉補機冷却系が故障等により熱を輸送できない場合
は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷
1.5-85

却海水ポンプにより原子炉補機冷却系へ直接海水を送水し，残留熱除去系を使用して原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内の除熱を行う。

1.5.2.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1) 原 子 炉 補 機 冷 却 系 に よ る 補 機 冷 却 水 確 保
原子炉補機冷却系が健全な場合は，自動起動信号による作動，又は中央制御室からの手動操作により原子炉補機冷却系を起動
し，原子炉補機冷却系による補機冷却水確保を行う。

a.

手順着手の判断基準
残留熱除去系を使用した原子炉圧力容器内及び原子炉格納容

器内の除熱が必要な場合。

b.

操作手順
原子炉補機冷却系による補機冷却水確保手順の概要は以下のと お り 。 概 要 図 を 第 1.5.36 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室
運転員に原子炉補機冷却系による補機冷却水確保開始を
指 示 する 。
②中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動起
動 操 作 ， 又 は 自 動 起 動 信 号 （ 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 1）
又はドライウェル圧力高）により待機中の原子炉補機冷却海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプの起動，並びに原子炉補機冷却系熱交換器冷却水出口弁及び残留熱除1.5-86

去系熱交換器冷却水出口弁の全開を確認する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉補機冷却系による補機冷却水確保が開始されたことを原子炉補機冷却系系
統流量指示値の上昇及び残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量指示値の上昇により確認し当直副長に報告する。

c.

操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

1.5.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

格納容器圧力逃がし装置を用いた原子炉格納容器内の除熱手順
は ， 「 1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」

にて整備する。
残留熱除去系ポンプ，電動弁，中央制御室監視計器類への電源供
給 手 順 及 び 電 源 車 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。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）手順については，「 1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード
及 び 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド ） 手 順 に つ い て は ， 「 1.6
炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

1.5-87原子第 1.5.1 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/5）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）※1

ス）
重大事故等対処設備（設計基準拡張）による発電用原子炉からの除熱

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）「S/P 温度制御」等

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プ

事故時運転操作手順書（徴候ベーール水冷却モード）※2

ス）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）「S/P 温度制御」※2「PCV 圧力制御」等

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード及び格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内の除熱

重大事故等対処設備（設計基準拡張）－

事故時運転操作手順書（徴候ベー※1:手順は「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.5-88

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/5）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベー

原子炉補機冷却水ポンプ

ス）

補機冷却用海水取水路
補機冷却用海水取水槽
非常用交流電源設備（設計基準拡張）

原子炉補機冷却水系熱交換器「S/P 温度制御」等

※3

海水貯留堰
重大事故等対処設備

原子炉補機冷却系による除熱

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

原子炉補機冷却系サージタンク

重大事故等対処設備

原子炉補機冷却海水ポンプ
原子炉補機冷却系配管・弁・海水ストレーナ－

手順書

スクリーン室取水路※1:手順は「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.5-89

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/5）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

残留熱除去系（原子炉停止時

対処設備

手順書

格納容器圧力逃がし装置

事故時運転操作手順書（徴候ベー

冷 却モード， サプレ ッショ

ス）

ン・チェンバ・プール水冷却「PCV 圧力制御」
重大事故等対処設備

モード及び格納容器スプレイ
冷却モード）

AM 設備別操作手順書「炉心損傷前 PCV ベント（フィル

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

タベント使用（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用（D/W））」
多様なハザード対応手順「フィルタ装置ドレン移送ポンプ
水張り」

フィルタ装置スクラバ水補給設備「フィルタベント水位調整（水張り）」

フロントライン系故障時

自主対策設備「フィルタベント水位調整（水抜き）」「フィルタベント停止後の N2 パージ」「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」
「ドレン移送ライン N2 パージ」
「ドレンタンク水抜き」

耐圧強化ベント系（W/W）配管・弁事故時運転操作手順書（徴候ベー

耐圧強化ベント系（D/W）配管・弁

ス）

遠隔手動弁操作設備「PCV 圧力制御」

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

原子炉格納容器（ サプレッ ション ・チ ェンバ，真空破壊弁を含む）
不活性ガス系配管・弁
非常用ガス処理系配管・弁
主排気筒（内筒）重大事故等対処設備

遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁AM 設備別操作手順書「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（D/W））」

常設代替交流電源設備※3
可搬型代替交流電源設備※3
代替所内電気設備※3
常設代替直流電源設備※3
可搬型直流電源設備※3

設備

自主対策

第二代替交流電源設備※3※1:手順は「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.5-90対応手段，対処設備，手順書一覧（4/5）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

残留熱除去系（原子炉停止時

遠隔手動弁操作設備

事故時運転操作手順書（徴候ベー

冷却モード，サプレッショ

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

ス）

ン・チェンバ・プール水冷却

遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁「PCV 圧力制御」

モード及び格納容器スプレイ
冷却モード）

AM 設備別操作手順書

全交流動力電源「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用（D/W））」
重大事故等対処設備

現場操作

フロントライン系故障時「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（D/W））」
多様なハザード対応手順「フィルタ装置ドレン移送ポンプ
水張り」「フィルタベント水位調整（水張り）」「フィルタベント水位調整（水抜き）」「フィルタベント停止後の N2 パージ」「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」
「ドレン移送ライン N2 パージ」
「ドレンタンク水抜き」※1:手順は「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.5-91

対応手段，対処設備，手順書一覧（5/5）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

原子炉補機冷却系

熱交換器ユニット

事故時運転操作手順書（徴候ベー

全交流動力電源

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

ス）

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ「S/P 温度制御」等

ホース
残留熱除去系熱交換器
海水貯留堰
スクリーン室取水路

AM 設備別操作手順書「代替 Hx による補機冷却水（A）確保」「代替 Hx による補機冷却水（B）確保」

可搬型代替交流電源設備※3

多様なハザード対応手順

燃料補給設備※3「熱交換器ユニットによる補機冷
却水確保」

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）※1ド）※2

サポート系故障時

設備

残留 熱除 去系（格 納容 器スプレイ冷 却モー

自主対策

プール水冷却モード）※2（設計基準拡張）

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・

重大事故等対処設備

代替原子炉補機冷却系による除熱

常設代替交流電源設備※3

重大事故等対処設備

原子炉補機冷却系配管・弁・サージタンク

第二代替交流電源設備※3

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代事故時運転操作手順書（徴候ベー

替原子炉補機冷却海水ポンプ

ス）

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ「S/P 温度制御」等

ホース
AM 設備別操作手順書

残留熱除去系熱交換器「代替 Hx による補機冷却水（A）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）※1

確保」

残留熱除去系（サプレション・チェンバ・プ

「代替 Hx による補機冷却水（B）

ール水冷却モード）※2

確保」

残留 熱除 去系（格 納容 器スプレイ冷 却モー
ド）※2
海水貯留堰
スクリーン室

自主対策設備

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる除熱

原子炉補機冷却系配管・弁多様なハザード対応手順「代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保」

取水路「大容量送水車による補機冷却水

常設代替交流電源設備※3

確保」

第二代替交流電源設備※3
可搬型代替交流電源設備※3
移動式変圧器
燃料補給設備※3※1:手順は「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.5-92

第 1.5.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/8）
重大事故等の対応に

手順書
1.5.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(1)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（交流電源が健全である場合）
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 圧力制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）

AM 設備別操作手順書

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用
原子炉格納容器内の圧力（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度（D/W））」

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

判断基準

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧

電源

P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

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）
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

操作

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

フィルタ装置水位
最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

1.5-93

監視計器一覧（2/8）
重大事故等の対応に

手順書
1.5.2.1必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）フロントライン系故障時の対応手順(1)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（交流電源が健全である場合）
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱「フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント水位調整（水張り）」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント水位調整（水抜き）」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント停止後の N2 パージ」

判断基準

多様なハザード対応手順

－

－

－

－

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量

－

－

操作

フィルタ装置水素濃度
補機監視機能・フィルタ装置入口水素濃度
・フィルタ装置出口水素濃度
フィルタ装置入口圧力「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレン移送ライン N2 パージ」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレンタンク水抜き」

判断基準

多様なハザード対応手順－

補機監視機能－フィルタ装置スクラバ水 pH

－

－

操作

補機監視機能ドレン移送ライン圧力

補機監視機能ドレンタンク水位

補機監視機能ドレンタンク水位

1.5-94

監視計器一覧（3/8）
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
1.5.2.1

フロントライン系故障時の対応手順(1)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（交流電源が健全である場合）
b.耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
事故時運転操作手順書（徴候ベース）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 圧力制御」
AM 設備別操作手順書

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

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）

「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（D/W））」

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

判断基準

格納容器内水素濃度(A)
原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

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）
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）
格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

操作

原子炉格納容器内の酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

1.5-95

耐圧強化ベント系放射線モニタ

監視計器一覧（4/8）
重大事故等の対応に

手順書
1.5.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(2)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（全交流動力電源喪失時の場合）
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 圧力制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）

AM 設備別操作手順書

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用
原子炉格納容器内の圧力（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（フィルタベント使用

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度（D/W））」

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

判断基準

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧

電源

P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

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）
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

操作
原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

フィルタ装置水位
最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

1.5-96

監視計器一覧（5/8）
重大事故等の対応に

手順書
1.5.2.1必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）フロントライン系故障時の対応手順(2)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（全交流動力電源喪失時の場合）
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）「フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント水位調整（水張り）」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント水位調整（水抜き）」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント停止後の N₂パージ」

判断基準

多様なハザード対応手順

－

－

－

－

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量

－

－

操作

フィルタ装置水素濃度
補機監視機能・フィルタ装置入口水素濃度
・フィルタ装置出口水素濃度
フィルタ装置入口圧力「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレン移送ライン N2 パージ」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレンタンク水抜き」

判断基準

多様なハザード対応手順－

補機監視機能－フィルタ装置スクラバ水 pH

－

－

操作

補機監視機能ドレン移送ライン圧力

補機監視機能ドレンタンク水位

補機監視機能ドレンタンク水位

1.5-97

監視計器一覧（6/8）
重大事故等の対応に

手順書
1.5.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

フロントライン系故障時の対応手順(2)最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送（全交流動力電源喪失時の場合）
b.耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
事故時運転操作手順書（徴候ベース）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 圧力制御」
AM 設備別操作手順書

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

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）

「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（S/C））」「炉心損傷前 PCV ベント（耐圧強化ライン使用（D/W））」

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

判断基準

格納容器内水素濃度(A)
原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

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）
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）
格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

操作

原子炉格納容器内の酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

1.5-98耐圧強化ベント系放射線モニタ

監視計器一覧（7/8）
重大事故等の対応に

手順書
1.5.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

サポート系故障時の対応手順(1)最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送
a.代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
b.大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保
事故時運転操作手順書（徴候ベース）
ドライウェル雰囲気温度「S/P 温度制御」等
原子炉格納容器内の温度
AM 設備別操作手順書

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度「代替 Hx による補機冷却水（A）確保」「代替 Hx による補機冷却水（B）確保」「熱交換器ユニットによる補機冷却水確保」

判断基準

多様なハザード対応手順

原子炉格納容器内の圧力電源

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

RCW サージタンク水位(A)水位
RCW サージタンク水位(B)水位
原子炉補機冷却水系(A)系統流量

最終ヒートシンクの確保

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

操作

代替 RCW ユニット入口温度
代替 RCW ポンプ(A)吸込圧力
代替 RCW ポンプ(B)吸込圧力
補機監視機能代替 RCW ポンプ(A)吐出圧力
代替 RCW ポンプ(B)吐出圧力
代替 RSW ポンプ出口圧力
大容量送水車吐出圧力

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
ドライウェル雰囲気温度「S/P 温度制御」等
原子炉格納容器内の温度
AM 設備別操作手順書

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度「代替 Hx による補機冷却水（A）確保」

多様なハザード対応手順

判断基準「代替 Hx による補機冷却水（B）確保」

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

「代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷
却水確保」「大容量送水車による補機冷却水確保」
電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
原子炉補機冷却水系(A)系統流量操作

最終ヒートシンクの確保

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

補機監視機能1.5-99大容量送水車吐出圧力監視計器一覧（8/8）
重大事故等の対応に

手順書
1.5.2.3必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等
原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

ドライウェル雰囲気温度
判断基準

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
RCW サージタンク水位(A)水位

水源の確保

RCW サージタンク水位(B)水位
RCW サージタンク水位(C)水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(C)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系熱交換器(C)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量操作

残留熱除去系(B)系統流量
最終ヒートシンクの確保

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

1.5-100

第 1.5.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文
【1.5】

給電元

供給対象設備
格納容器圧力逃がし装置

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

給電母線
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
AM 用 MCC
AM 用直流 125V

不活性ガス系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
MCC C 系
AM 用 MCC
直流 125V B 系
AM 用直流 125V

非常用ガス処理系弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系

代替原子炉補機冷却系（熱交換器ユニッ

可搬型代替交流電源設備

ト）
代替原子炉補機冷却系（熱交換器ユニッ
ト）
原子炉補機冷却系弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

1.5-101

最終ヒートシンク喪失

RHR A機能喪失

凡例①，②

RHR B機能喪失

サポート系

フロントライン系

RHR C機能喪失：フロントライン系の対応：OR条件：サポート系の対応

補機冷却系
故障

※1

※1

：AND条件

駆動源喪失（AC電源）

※2

※3

③，④
弁故障

RHRポンプ
故障※2
RHR Hx

配管

※1

補機冷却系
故障

RSW機能喪失

駆動源喪失（AC電源）

1.5-102※3
ｽﾄﾚｰﾅ

RCW機能喪失

駆動源喪失（AC,DC電源）※3

駆動源喪失（DC電源）S/C

RCWポンプ

弁

RSWポンプ

静的機器
※4

M/C故障

※4

弁
D/G機能
喪失

静的機器

RCW Hx

配管

配管

ｽﾄﾚｰﾅ

フロントライン系故障時の対応手段①：格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱②：耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

P/C故障

外部電源
喪失

駆動源喪失
（DC電源）※4

サポート系故障時の対応手段③：代替原子炉補機冷却系による除熱④：大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる除熱

主母線盤故障遮断器故障

蓄電池機能喪失
注：RHR C系は、③，④の手段は対象外
AC電源
喪失
※3

第 1.5.1 図

機能喪失原因対策分析

充電器盤故障凡例：

フロントライン系

サポート系

故障を想定

対応手段あり

故障要因5

故障要因6

故障要因7

故障要因8

フロントライン系，サポート系の整理，故障の想定・対応手段
故障想定機器

故障要因1

故障要因2

故障要因3

故障要因4

RHRポンプA故障
弁故障

静的機器故障RHR Hx(A)
配管
水源

RCW機能喪失

S/C
ストレーナ
RCWポンプ
弁
静的機器故障RSW機能喪失RCW Hx
配管

RSWポンプ
弁
静的機器故障

配管
ストレーナ

P/C故障

補機冷却系故障

M/C故障
RHR A機能喪失
駆動源喪失（AC,DC電源）

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

駆動源喪失（AC電源）

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失

P/C故障
M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
駆動源喪失(DC電源）

直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失RHRポンプB故障
弁故障

最終ヒートシンク喪失

RHR Hx(B)
配管
静的機器故障S/C
水源

RCW機能喪失

ストレーナ
RCWポンプ
弁
静的機器故障RSW機能喪失RCW Hx
配管

RSWポンプ
弁
静的機器故障

配管
ストレーナ

P/C故障

補機冷却系故障

M/C故障

RHR B機能喪失
駆動源喪失（AC,DC電源）

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

駆動源喪失（AC電源）

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失

P/C故障
M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
駆動源喪失(DC電源）

直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失RHRポンプC故障
弁故障

静的機器故障RHR Hx(C)
配管
水源

RCW機能喪失

S/C
ストレーナ
RCWポンプ
弁
静的機器故障RSW機能喪失RCW Hx
配管

RSWポンプ
弁
静的機器故障

配管
ストレーナ

P/C故障

補機冷却系故障

M/C故障
最終ヒートシンク喪失 RHR C機能喪失
駆動源喪失（AC,DC電源）

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

駆動源喪失（AC電源）

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失

P/C故障
M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
駆動源喪失(DC電源）※

直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障P/C故障
AC電源喪失

M/C故障

D/G機能喪失
外部電源喪失本資料 は，「機能喪 失原因対策分析」をもとに， 設計基準事故 対処 設備の機能 が喪失に至る原 因を順次 右側へ展 開して いる。すな わち，機 器の機能が喪失することにより，当該機器の左 側に記載される機能が喪失する関係にあることを示している。ただし，AND 条件，OR 条件については表現していないため，必要に応じて「機能喪 失原因対策分析」を確認することとする。

第 1.5.1 図

機能喪失原因対策分析（補足）1.5-103

1.5-104
第 1.5.2 図EOP「 S/P 温 度 制 御 」 に お け る 対 応 フ ロ ー

1.5-105
第 1.5.3 図EOP「 PCV 圧 力 制 御 」 に お け る 対 応 フ ロ ー

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

主排気筒

6号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ

配管遮蔽⑨

雨水排水ラインラプチャーディスク
H2 E

オリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

スクラバ水pH制御設備
可搬 式窒素 供給装 置車等

PI
水中 ポン プ等

フィルタ装置出口配管圧力給水 ラ イン

7号炉
補給 薬液

RE

フィルタ装置
入口圧力Ｎ2供給ラインフィルタ装置出口圧力 PT

1.5-106

フィルタ装置

フィルタ装置水位 LT

非常用ガス処理系
排風機へ

MO

ド
レ
ン
タ
ン
ク

〔Ｆ．Ｃ〕

⑦※６

AO

・

・
AO

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル

AO

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

⑧ｂ※２
格納容器圧力(D/W)⑰※２

遠隔手動弁操作設備

サプレッション・
チェンバ⑦※３ 〔Ｆ．Ｃ〕

MO

遠隔手動弁操作設備⑭※１⑰※３MO

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備⑭※２⑰※４

ボンベ
MO

PT

PT

原子炉
建屋

⑦※８

〔Ｆ．Ｏ〕

格納容器圧力(S/C)

ドレンタンク水位

ボンベ

AO

原子炉区域運転階より

原
子
炉
圧
力
容
器
LＳ

遠隔手動弁操作設備

AO

・

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置 DP
金属フィルタ差圧

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

⑦※７
⑦※４

よう素
フィルタ

オリフィス

MO

AO

〔Ｆ．Ｏ〕
H2E

ラプチャーディスク⑦※５
パージ用排風機MO

フィルタ装置
出口放射線モニタ

フィルタ装置水素濃度⑦※２

原子炉区域よりPT

コン プレ ッサー
発電 機

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

⑧ｂ※１

・

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

⑧ａ※２
⑰※１

pH

ドレンポンプ
設備
FE

FE

フィルタ装置スクラバ水pH

MO
MO
⑦※１

⑧ａ※１

非常用ガス処理系
排風機よりドレンポンプ
流量⑦※１ MO

MO MO

二次格納施設

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

凡例

原子炉建屋

Ｎ2供給ライン設計基準対象施設
から追加した箇所

第 1.5.4 図

Ｎ2 供給ライン

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

可搬型窒素供給装置

概 要 図 （ 1/2）

1.5-107
第 1.5.4 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

概 要 図 （ 2/2）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

備考

80

減圧及び除熱開始 40分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認
系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（W/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

第 1.5.5 図

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

移動，系統構成

2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

タイムチャート

1.5-108（ W/W ベ ン ト の 場 合 ）経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 40分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認
系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（D/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

第 1.5.6 図

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

2移動，系統構成

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（ D/W ベ ン ト の 場 合 ）タイムチャート1.5-109
操作手順

第 1.5.7 図

弁名称③※１⑤※１

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気ボンベ出口弁③※2⑤※2

一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気ボンベ出口弁③※3⑤※3

耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁

原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

原子炉格納容器ベント弁駆動源確保

要員（数）

50

60

70

80

備考

90

45分

系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

原子炉格納容器ベント弁
駆動源確保

移動，ボン ベ交換

現場運転員C，D

第 1.5.8 図

2リークチェ ック

※時間は1弁のボン ベ交換時
間３弁すべてを 連続で交換した
場合，2時間15分

原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）

タイムチャート

1.5-110

操作手順

弁名称

②※1

FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁A②※2

FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁B②※3

FCVSフィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁②※4

FCVSフィルタベント装置移送ポンプテストライン止め弁

第 1.5.9 図

フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り

1.5-111

概要図

第 1.5.10 図

フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り

タイムチャート

1.5-112

操作手順
④⑤

弁名称
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁

第 1.5.11 図

フィルタ装置水位調整（水張り）1.5-113

概要図

経過時間（分）

10
手順の項目

要員（数）

20

30

40

50

フィルタ装置水位調整開始（水張り）開始

60

70

80

90

100

110

120

130

140

150

フィルタ装置水位調整（水張り）完了 125分 ※1（水位計指示[1000～1500mm]）

65分

現場移動※2可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台の健全性確認
フィルタ装置
水位調整(水張り)

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置
緊急時対策要員

2

送水準備[防火水槽を水源とした場合]

フィルタ装置水位監視

水張完了
停止操作

フィルタ装置水位調整（水張り）開始※1 5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用する場合は、約100分で可能である。
※2 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

第 1.5.12 図

フィルタ装置水位調整（水張り）タ イ ム チ ャ ー ト （ 1/3）

160

170

備考

1.5-114

経過時間（分）

10
手順の項目

要員（数）

20

30

40

50

フィルタ装置水位調整開始（水張り）開始

60

70

80

90

100

110

120

130

140

150

フィルタ装置水位調整（水張り）完了 125分
（水位計指示[1000～1500mm]）

65分

現場移動
緊急時対策要員4

貯水池出口弁「開」
送水ライン水張り，健全性確認，送水ホース及び消防ホース接続継手接続
送水 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプへの送水開始

フィルタ装置
水位調整(水張り)

現場移動※
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台の健全性確認[淡水貯水池を水源とした場合]（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置
緊急時対策要員

2

送水準備
フィルタ装置水位監視

水張完了
停止操作

フィルタ装置水位調整（水張り）開始※ 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

1.5-115

第 1.5.12 図

フィルタ装置水位調整（水張り）タ イ ム チ ャ ー ト （ 2/3）

160

170

備考

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

フィルタ装置水位調整開始（水張り）開始

要員（数）

100

110

120

130

140

150

フィルタベント装置水位調整（水張り）完了（水位計指示[1000～1500mm]）

95分

160

155分

現場移動
資機材健全性確認
現場移動
フィルタ装置
水位調整(水張り) ※1

緊急時対策要員

送水準備・弁開操作

4

フィルタ装置水位監視[淡水貯水池を水源とした場合]（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

水張完了
停止操作

現場移動
緊急時対策要員

2

送水準備

送水開始
送水開始操作※1

フィルタ装置水位調整（水張り）は，事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用するため，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）からフィルタ装置までのホースの敷設のみを行う。

1.5-116

第 1.5.12 図

フィルタ装置水位調整（水張り）タ イ ム チ ャ ー ト （ 3/3）

170

備考

操作手順

弁名称

②※1⑤⑥※1

FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁②※2⑥※2FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁②※3⑥※3

FCVSフィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁

第 1.5.13 図

フィルタ装置水位調整（水抜き）1.5-117

概要図

第 1.5.14 図

フィルタ装置水位調整（水抜き）

タイムチャート

1.5-118

主排気筒

6号炉

RE

配管遮蔽

フィルタ装置
出口放射線モニタ

ラプチャーディスク
H2 E

オリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン
PI

RE

フィルタ装置
入口圧力

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインオリフィス

フィルタ装置出口圧力 PT

1.5-119

フィルタ装置水位 LT

MO

遠隔手動弁操作設備
AO

フィルタ
装置

ド
レ
ン
タ
ン
ク

ボンベ

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

原子炉区域運転階より③※4

ドライウェル

AO

AO

③※5
MO
⑱※1

原
子
炉
圧
力
容
器

③※3

〔Ｆ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備〔Ｆ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

AO③※2

格納容器圧力(D/W)

③※6
MO
⑱※2

遠隔手動弁操作設備
ボンベ
MO

PT

格納容器圧力(S/C)

LＳ

PT
ドレンタンク水位

原子炉
建屋

サプレッション・
チェンバ

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

③※１

MO

pH

MO

フィルタ装置スクラバ水pH

非常用ガス処理系
排風機よりドレンポンプ
設備
FE

・

AO
〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ．Ｃ〕

FE

・

〔Ｆ．Ｏ〕

よう素
フィルタ

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置金属フィルタ差圧

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

〔Ｆ．Ｏ〕
H2 E

DP

MO
AO

MO

フィルタ装置
出口放射線モニタ

ラプチャーディスク

原子炉区域よりパージ用排風機

PT

フィルタ装置出口配管圧力7号炉

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

MO

ドレンポンプ
流量

MO MO

二次格納施設⑦⑭

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

凡例

原子炉建屋

Ｎ2供給ラインＮ2供給ライン設計基準対象施設
から追加した箇所
可搬型窒素供給装置

第 1.5.15 図

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

概 要 図 （ 1/2）

1.5-120

第 1.5.15 図

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

概 要 図 （ 2/2）

1.5-121

第 1.5.16 図

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

タイムチャート

操作手順

弁名称

④⑨※1

FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁③※1⑨※2

フィルタ装置pH入口止め弁③※2⑨※3

フィルタ装置pH出口止め弁

第 1.5.17 図

フィルタ装置スクラバ水 pH 調整

1.5-122

概要図

1.5-123

第 1.5.18 図

フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整

タイムチャート

操作手順

弁名称

②※1⑤※1FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁②※2⑤※2FCVSフィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁④⑤※3

FCVSフィルタベント装置ドレンラインN2パージ用元弁

第 1.5.19 図

ドレン移送ライン窒素ガスパージ

1.5-124

概要図

第 1.5.20 図

ドレン移送ライン窒素ガスパージ

タイムチャート

1.5-125

操作手順

弁名称

②※1③※1FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁②※2③※2FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁②※3③※3

FCVSフィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁②※4③※4FCVSフィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁②※5③※5FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口止め弁

第 1.5.21 図

ドレンタンク水抜き

1.5-126

概要図

第 1.5.22 図 ド レ ン タ ン ク 水 抜 き

タイムチャート

1.5-127

1.5-128
第 1.5.23 図

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

概要図（1/2）

操作手順

弁名称

1.5-129⑥※1

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁⑥※2

非常用ガス処理系出口Uシール隔離弁⑥※3

非常用ガス処理系第一隔離弁⑥※4

換気空調系第一隔離弁⑥※5

非常用ガス処理系第二隔離弁⑥※6

換気空調系第二隔離弁⑦

フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁⑧

フィルタ装置入口弁⑨

耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁⑩

耐圧強化ベント弁⑪a※1

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁⑪a※2⑲※1⑪b※1

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）
一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁⑪b※2⑲※2

一次隔離弁（ドライウェル側）⑰※1⑲※3二次隔離弁⑰※2⑲※４

二次隔離弁バイパス弁

第 1.5.23 図

耐 圧強化ベント系に よる原子炉格納容器 内の 減圧 及び除 熱

概 要図 （2/2）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

備考

減圧及び除熱開始 55分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

耐圧強化ベント系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱（W/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

第 1.5.24 図

移動，系統構成

2

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

タイムチャート

1.5-130（ W/W ベ ン ト の 場 合 ）経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

備考

減圧及び除熱開始 55分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

耐圧強化ベント系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱（D/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

第 1.5.25 図

格納容器ベン ト開始

移動，系統構成

2

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（ D/W ベ ン ト の 場 合 ）タイムチャート

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

主排気筒

6号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ

配管遮蔽⑩

雨水排水ラインラプチャーディスクオリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

スクラバ水pH制御設備
可搬 式窒素 供給装 置車等

H2 E

PI
水中 ポン プ等

フィルタ装置出口配管圧力給水 ラ イン

7号炉
補給 薬液

RE

フィルタ装置
入口圧力Ｎ2供給ラインラプチャーディスク

1.5-131

フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位 LT

ボンベ

⑦※３
⑧※１

MO

フィルタ
装置

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

⑦※４

⑦※２

原子炉区域運転階よりドライウェル

AO

・

AO

ド
レ
ン
タ
ン
ク

〔Ｆ．Ｃ〕

格納容器圧力(D/W)
PT

遠隔手動弁操作設備⑮※１⑲※３遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

MO

⑨ｂ※１

⑮※２⑲※４

⑲※２

⑨ｂ※３

MO

PT
ドレンタンク水位

原子炉
建屋

サプレッション・
チェンバボンベ⑨ｂ※４ ⑨ｂ※２

格納容器圧力(S/C)

LＳ

遠隔手動弁操作設備⑦※１ 〔Ｆ．Ｃ〕

MO
AO

・
AO

〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ．Ｏ〕

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン
フィルタ装置出口圧力 PT

MO

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

よう素
フィルタ

オリフィス

DP

パージ用排風機

〔Ｆ．Ｏ〕
H2 E

⑧※２

MO

フィルタ装置
出口放射線モニタ

フィルタ装置水素濃度②※２

原子炉区域よりPT

コン プ レ ッサー
発電 機

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備

AO

⑨ａ※３

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

ドレンポンプ
設備
FE

FE

MO

⑨ａ※１
⑲※１

pH

フィルタ装置スクラバ水pHMO②※１⑨ａ※４ ⑨ａ※２

非常用ガス処理系
排風機よりドレンポンプ
流量②※１ MO

MO MO

二次格納施設

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

凡例

原子炉建屋

Ｎ2供給ライン設計基準対象施設
から追加した箇所

第 1.5.26 図

Ｎ2 供給ライン

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

可搬型窒素供給装置

概 要 図 （ 1/2）

1.5-132
第 1.5.26 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

概 要 図 （ 2/2）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

30

40

50

35分 系統構成完了

要員（数）

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 70分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（W/Wベントの場合）

第 1.5.27 図

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｅ，Ｆ

2

移動，系統構成
格納容器ベン ト開始

移動，系統構成

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

タイムチャート

1.5-133（ W/W ベ ン ト の 場 合 ）経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

30

40

35分 系統構成完了

要員（数）

50

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 70分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（D/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｅ，Ｆ

2

移動，系統構成
格納容器ベン ト開始

移動，系統構成

第 1.5.28 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）（ D/W ベ ン ト の 場 合 ）タイムチャート1.5-134
第 1.5.29 図

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

概 要 図 （ 1/2）

操作手順

1.5-135

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁②※2

非常用ガス処理系出口Uシール隔離弁⑥※1

非常用ガス処理系第二隔離弁⑥※2

換気空調系第二隔離弁⑦※1

非常用ガス処理系第一隔離弁⑦※2

換気空調系第一隔離弁⑧※1

フィルタ装置入口弁⑧※2

フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁⑧※3

フィルタ装置入口弁逆操作用空気排気側止め弁⑧※4

フィルタ装置入口弁操作用空気排気側止め弁⑨※1

耐圧強化ベント弁⑨※2

耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁⑨※3

耐圧強化ベント弁逆操作用空気排気側止め弁⑨※4

耐圧強化ベント弁操作用空気排気側止め弁⑩a※1⑲※1

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）⑩a※2

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁⑩a※3

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用空気排気側止め弁⑩a※4

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁⑩b※1⑲※2

第 1.5.29 図

弁名称

②※1

一次隔離弁（ドライウェル側）⑩b※2

一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁⑩b※3

一次隔離弁（ドライウェル側）逆操作用空気排気側止め弁⑩b※4

一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気排気側止め弁⑯※1⑲※3二次隔離弁⑯※2⑲※4

二次隔離弁バイパス弁

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

概 要 図 （ 2/2）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

35分 系統構成完了

要員（数）

120

130

140

150

備考

減圧及び除熱開始 135分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

耐圧強化ベント系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱(現場操作)（W/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｅ，Ｆ

2

移動，系統構成
格納容器ベン ト開始

移動，系統構成

第 1.5.30 図

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

タイムチャート（ W/W ベ ン ト の 場 合 ）1.5-136

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

35分 系統構成完了

要員（数）

120

130

140

150

備考

減圧及び除熱開始 135分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

耐圧強化ベント系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱(現場操作)（D/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｅ，Ｆ

2

移動，系統構成
格納容器ベン ト開始

移動，系統構成

第 1.5.31 図

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）（ D/W ベ ン ト の 場 合 ）タイムチャート1.5-137
第 1.5.32 図

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

概 要 図 （ 1/2）

操作手順

弁名称

⑤※1

常用冷却水供給側分離弁(A)⑤※2

常用冷却水戻り側分離弁(A)⑤※3⑦※16

残留熱除去系熱交換器(A)冷却水出口弁⑤※4

非常用ディーゼル発電機(A)冷却水出口弁(A)⑤※5

非常用ディーゼル発電機(A)冷却水出口弁(D)⑥※1

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁⑥※2

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁⑥※3

原子炉補機冷却水系ポンプ(A)吸込弁⑥※4

原子炉補機冷却水系ポンプ(D)吸込弁⑥※5

原子炉補機冷却水系熱交換器(A)冷却水出口弁⑥※6

原子炉補機冷却水系熱交換器(D)冷却水出口弁⑥※7

原子炉補機冷却海水ポンプ(A)電動機軸受出口弁⑥※8

原子炉補機冷却海水ポンプ(D)電動機軸受出口弁⑦※1

原子炉補機冷却水系サージタンク(A)出口弁⑦※2

サージタンク(A)換気空調補機非常用冷却水系側出口弁⑦※3

燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)入口弁⑦※4

燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁⑦※5

可燃性ガス濃度制御系室空調機(A)出口弁⑦※6

燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)出口弁⑦※7

燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)入口弁⑦※8

非常用ガス処理系室空調機(A)出口弁⑦※9

サプレッションプール浄化系ポンプ室空調機出口弁⑦※10

原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機出口弁⑦※11

格納容器雰囲気モニタラック(A)入口弁⑦※12

格納容器雰囲気モニタラック(A)出口弁⑦※13

残留熱除去系ポンプ(A)冷却水入口弁⑦※14

残留熱除去系ポンフﾟ(A)冷却水出口弁⑦※15

残留熱除去系熱交換器(A)冷却水入口弁⑦※17

残留熱除去系ポンプ室空調機(A)入口弁⑦※18

残留熱除去系ポンプ室空調機(A)出口弁

第 1.5.32 図

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保 概要図（2/2）

1.5-138経過時間（時間）
1

手順の項目

2

3

4

系統構成完了 4時間15分

要員（数）

5

6

7

8

9

10

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保 9時間

通信連絡設備準備，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

移動，電源確保

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

系統構成

大容量送水車（熱交換器ユニット用），熱交換器ユニット他移動

緊急時対策要員

1.5-139※1

主配管（可搬型）等の接続

13 ※1

補機冷却水の供給，流量調整

炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原子炉補機冷却系を設置する場合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，
緊急時対策要員を2班体制とし，交替して対応する。

第 1.5.33 図

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

タイムチャート

備考1.5-140
第 1.5.34 図

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保

概 要 図 （ 1/2）

操作手順

弁名称

⑤※1

常用冷却水供給側分離弁(A)⑤※2

常用冷却水戻り側分離弁(A)⑤※3⑦※16

残留熱除去系熱交換器(A)冷却水出口弁⑤※4

非常用ディーゼル発電機(A)冷却水出口弁(A)⑤※5

非常用ディーゼル発電機(A)冷却水出口弁(D)⑥※1

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁⑥※2

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁⑥※3

原子炉補機冷却水系ポンプ(A)吸込弁⑥※4

原子炉補機冷却水系ポンプ(D)吸込弁⑥※5

原子炉補機冷却水系熱交換器(A)冷却水出口弁⑥※6

原子炉補機冷却水系熱交換器(D)冷却水出口弁⑥※7

原子炉補機冷却海水ポンプ(A)電動機軸受出口弁⑥※8

原子炉補機冷却海水ポンプ(D)電動機軸受出口弁⑦※1

原子炉補機冷却水系サージタンク(A)出口弁⑦※2

サージタンク(A)換気空調補機非常用冷却水系側出口弁⑦※3

燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)入口弁⑦※4

燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁⑦※5

可燃性ガス濃度制御系室空調機(A)出口弁⑦※6

燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)出口弁⑦※7

燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)入口弁⑦※8

非常用ガス処理系室空調機(A)出口弁⑦※9

サプレッションプール浄化系ポンプ室空調機出口弁⑦※10

原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機出口弁⑦※11

格納容器雰囲気モニタラック(A)入口弁⑦※12

格納容器雰囲気モニタラック(A)出口弁⑦※13

残留熱除去系ポンプ(A)冷却水入口弁⑦※14

残留熱除去系ポンフﾟ(A)冷却水出口弁⑦※15

残留熱除去系熱交換器(A)冷却水入口弁⑦※17

残留熱除去系ポンプ室空調機(A)入口弁⑦※18

残留熱除去系ポンプ室空調機(A)出口弁

第 1.5.34 図

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機
冷却海水ポンプによる補機冷却水確保概要図（2/2）

1.5-141経過時間（時間）
1

手順の項目

2

3

4

5

6

7

8

9

10

備考

7

8

9

10

備考

大容量送水車（熱交換器ユニット用）による補機冷却水確保 5時間要員（数）通信連絡設備準備，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保

2

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

系統構成

2（大容量送水車（熱交換器ユニット用）の場合）

大容量送水車（熱交換器ユニット用）他移動

緊急時対策要員

ホース接続

8

補機冷却水の供給，流量調整

1.5-142

経過時間（時間）
1

手順の項目

2

3

4

5

6

代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保 7時間要員（数）通信連絡設備準備，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保

2

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

系統構成

2（代替原子炉補機冷却海水ポンプの場合）

代替原子炉補機冷却海水ポン プ 他移動

緊急時対策要員

第 1.5.35 図

ホース接続

11

補機冷却水の供給，流量調整

大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保

タイムチャート1.5-143
第 1.5.36 図

原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

概要図

(1)フロントライン系故障時の対応手段の選択
最終ヒートシンク喪失（残留熱除去系機能喪失）【凡例】：プラント状態：操作、確認

格納容器圧力逃がし装置
使用可能

：判断

No

：重大事故等対処設備

Yes

ＡＭ用Ｓ／Ｐ水位計
ベントライン-1m以下

No

ＡＭ用Ｓ／Ｐ水位計
ベントライン-1m以下

Yes

No

Yes

優先①※
格納容器圧力逃がし装置によるＷ／Ｗ側
原子炉格納容器ベント（現場操作含む）

優先②※
格納容器圧力逃がし装置
によるＤ／Ｗ側
原子炉格納容器ベント（現場操作含む）

不活性ガスによる
系統内の置換不活性ガスによる
系統内の置換優先③※
耐圧強化ベント系
によるＷ／Ｗ側
原子炉格納容器ベント（現場操作含む）

優先④※
耐圧強化ベント系
によるＤ／Ｗ側
原子炉格納容器ベント（現場操作含む）※優先順位は①→②→③→④の順とする(2)サポート系故障時の対応手段の選択
最終ヒートシンク喪失（原子炉補機冷却系機能喪失）

代替原子炉補機
冷却系熱交換器ユニット
使用可能

No

Yes
大容量送水車（熱交換器ユニット用）運転又は代替原子炉補機冷却海水ポンプ運転

代替原子炉補機
冷却系運転

残留熱除去系による原子炉圧力容器内及び原子炉格 納容器 内の除熱

第 1.5.37 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート

1.5-144

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/4）
技術的能力審査 基準（1.5）
【 本 文】
発 電 用原 子炉 設 置者 にお い て、 設計 基 準事 故 対処 設
備 が 有す る最 終 ヒー トシ ン クへ 熱を 輸 送す る 機能 が
喪 失 した 場合 に おい て炉 心 の著 しい 損 傷及 び 原子 炉
格 納 容器 の破 損 （炉 心の 著 しい 損傷 が 発生 す る前 に
生 ず るも のに 限 る。 ）を 防 止す るた め 、最 終 ヒー ト
シ ン クへ 熱を 輸 送す 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 。
【 解 釈】
１ 「最 終 ヒー トシ ン クへ 熱を 輸 送す 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 ため の 手順 等 をいう。
（ １ ）炉 心損 傷 防止ａ ） 取水 機能 の 喪失 によ り 最終 ヒー ト シン ク が喪 失
す る こと を想 定 した 上で 、 BWRに おい ては 、 サプ
レ ッ ショ ンプ ー ルへ の熱 の 蓄積 によ り 、原 子 炉冷 却
機 能 が確 保で き る一 定の 期 間内 に、 十 分な 余 裕を持 っ て所 内車 載 代替 の最 終 ヒー トシ ン ク（ UHS） の
繋 ぎ 込み 及び 最 終的 な熱 の 逃が し場 へ の熱 の 輸送 がで き るこ と。 加 えて 、残 留 熱除 去系 (RHR)の 使用 が不 可 能な 場合 に つい て考 慮 する こと 。
ま た 、PWR に お いて は、 タ ービ ン動 補 助給 水 ポン プ
及 び 主蒸 気逃 が し弁 によ る ２次 冷却 系 から の 除熱 に
よ り 、最 終的 な 熱の 逃が し 場へ の熱 の 輸送 が でき る
こと。

番号

①

－

②

添付資料 1.5.1

設置許可基準規則 （48条）

技術基 準規則（63条）【 本文 】
発 電用 原 子炉 施設 に は、 設計 基 準事 故対 処 設備
が 有す る 最終 ヒー ト シン クへ 熱 を輸 送す る 機能が 喪失 し た場 合に お いて 炉心 の 著し い損 傷 及び原 子炉 格 納容 器の 破 損（ 炉心 の 著し い損 傷 が発生 する 前 に生 ずる も のに 限る 。 ）を 防止 す るた
め 、最 終 ヒー トシ ン クへ 熱を 輸 送す るた め に必要 な設 備 を設 けな け れば なら な い。

【 本文 】
発 電用 原子 炉 施設 に は、 設計 基 準事 故対 処設 備が 有す る 最終 ヒ ート シン ク へ熱 を輸 送
す る機 能が 喪 失し た 場合 にお い て炉 心の 著
し い損 傷及 び 原子 炉 格納 容器 の 破損 （炉 心の 著し い損 傷 が発 生 する 前に 生 ずる もの に限 る。 ）を 防 止す る ため 、最 終 ヒー トシ ン
ク へ熱 を輸 送 する た めに 必要 な 設備 を施 設
し なけ れば な らな い 。

【 解釈 】
１ 第４ ８条 に 規定 する 「 最終 ヒー ト シン ク へ熱を 輸送 す るた めに 必 要な 設備 」 とは 、以 下 に掲
げ る措 置 又は これ ら と同 等以 上 の効 果を 有 する
措 置を 行 うた めの 設 備を いう 。
ａ ）炉 心 の著 しい 損 傷等 を防 止 する ため 、 重大
事 故防 止 設備 を整 備 する こと 。

【 解釈 】
１ 第 ６ ３条 に規 定 する 「 最終 ヒー ト シン
ク へ熱 を輸 送 する た めに 必要 な 設備 」とは 、以 下に 掲 げる 措 置又 はこ れ らと 同等 以
上 の効 果を 有 する 措 置を 行う た めの 設備 を
い う。
ａ ）炉 心の 著 しい 損 傷等 を防 止 する ため 、
重 大事 故防 止 設備 を 整備 する こ と。

ｂ ）重 大 事故 防止 設 備は 、設 計 基準 事故 対 処設
備 に対 し て、 多重 性 又は 多様 性 及び 独立 性 を有し 、位 置 的分 散を 図 るこ と。

ｂ ）重 大事 故 防止 設 備は 、設 計 基準 事故 対処 設備 に対 し て、 多 重性 又は 多 様性 及び 独立 性を 有し 、 位置 的 分散 を図 る こと 。

ｃ ）取 水 機能 の喪 失 によ り最 終 ヒー トシ ン クが喪 失す る こと を想 定 した 上で 、 BWR にお い ては 、サ プ レッ ショ ン プー ルへ の 熱の 蓄積 に より 、原 子 炉冷 却機 能 が確 保で き る一 定の 期 間内に 、十 分 な余 裕を 持 って 所内 車 載代 替の 最 終
ヒ ート シ ンク シス テ ム（ UHSS） の繋 ぎ込 み 及び
最 終的 な 熱の 逃が し 場へ の熱 の 輸送 がで き ること 。加 え て、 残留 熱 除去 系(RHR)の 使 用が 不 可能
な 場合 に つい て考 慮 する こと 。
ま た、 PWR に おい て は、 ター ビ ン動 補助 給 水ポ
ン プ及 び 主蒸 気逃 が し弁 によ る ２次 冷却 系 からの 除熱 に より 、最 終 的な 熱の 逃 がし 場へ の 熱の輸 送が で きる こと 。

ｃ ）取 水機 能 の喪 失 によ り最 終 ヒー トシ ン
ク が喪 失す る こと を 想定 した 上 で、 BWR に
お いて は、 サ プレ ッ ショ ンプ ー ルへ の熱 の蓄 積に より 、 原子 炉 冷却 機能 が 確保 でき る
一 定の 期間 内 に、 十 分な 余裕 を 持っ て所 内
車 載代 替の 最 終ヒ ー トシ ンク シ ステ ム
(UHSS)の繋 ぎ 込み 及 び最 終的 な 熱の 逃が し場 への 熱の 輸 送が で きる こと 。 加え て、 残
留 熱除 去系 (RHR)の 使用 が 不可 能な 場 合につ いて 考慮 す るこ と 。
ま た、 PWR に おい て は、 ター ビ ン動 補助 給水 ポン プ及 び 主蒸 気 逃が し弁 に よる ２次 冷
却 系か らの 除 熱に よ り、 最終 的 な熱 の逃 がし 場へ の熱 の 輸送 が でき るこ と 。
ｄ ）格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 を 整備 する 場 合ｄ ）格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 を 整備 する 場
は 、本 規 程第 ５０ 条 １ｂ )に準 ずる こ と。 ま た、 合 は、 本規 程 第６ ５ 条１ ｂ)に 準ず る こ
そ の使 用 に際 して は 、敷 地境 界 での 線量 評 価を と 。ま た、 そ の使 用 に際 して は 、敷 地境 界
行 うこ と 。
で の線 量評 価 を行 う こと 。

1.5-145

番号

③

－

④

⑤

⑥

⑦

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/4）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

機器 名称

既設
新設

残
留
熱
に
除
よ
去
る
系
発
電
原
用
子
原
炉
子
停
炉
止
か
時
ら
冷
の
却
除
モ
熱

残留 熱除 去系（ 原子炉停止 時冷 却モー ド）

既設プ

残留 熱除 去系(サプレ
ショ ン・ チェン バ・
プー ル水 冷却モ ード)
残留 熱除 去系（ 格納容器ス プレ イ冷却 モー
ド）

）

ド

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
自主 対策

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

①
③

－

－

－

－

－

－

①
③

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

（

解釈
対 応番 号

－

－

ー

ー

残
留
ル
熱
水
ド
除
冷
去
却
に
系
モ
よ
る
サ
ド
原
プ
及
子
レ
び
炉
格
格
シ
納
納
容
容
ン
器
器
・
ス
内
チ
プ
の
レ
除
ン
イ
熱
バ
冷
・
却

ー

モ

既設

）

既設

（
ー
ッ
ョ

－

－

ェ

原
子
炉
補
機
冷
却
系
に
よ
る
除
熱

原子 炉補 機冷却 海水ポ
ンプ
原子 炉補 機冷却 水ポン
プ
原子 炉補 機冷却 系配管・ 弁・ 海水ス トレー
ナ
原子 炉補 機冷却 系サー
ジタ ンク
原子 炉補 機冷却 水系熱
交換 器

既設
既設
既設
既設
既設

補機 冷却 用海水 取水路

既設

補機 冷却 用海水 取水槽

既設

非常 用交 流電源 設備

既設

海水 貯留 堰新設

スク リー ン室

既設

取水 路

既設

①
③

1.5-146

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/4）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

機器 名称

原
格
子
納
炉
容
格
器
納
圧
容
力
器
逃
内
が
の
し
減
装
圧
置
及
に
び
よ
除
る
熱

格納 容器 圧力逃 がし装置
フィ ルタ 装置ス クラバ
水補 給設 備

耐
圧
強
化
ベ
ン
ト
系
に
よ
る
原
子
炉
格
納
容
器
内
の
減
圧
及
び
除
熱

現
場
操
作

－

既設
新設

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
自主 対策

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

－

－

－

－

－

－

新設
新設

－

耐圧 強化 ベント 系（W/W）配 管・ 弁
耐圧 強化 ベント 系（D/W）配 管・ 弁

既設
新設
既設
新設

遠隔 手動 弁操作 設備

新設

遠隔 空気 駆動弁 操作用
ボン ベ
遠隔 空気 駆動弁 操作設
備配 管・ 弁原子 炉格 納容器 （サプレッ ショ ン・チ ェンバ， 真空 破壊弁 を含
む）

既設
新設
既設
新設

不活 性ガ ス系配 管・弁

既設

非常 用ガ ス処理 系配
管・ 弁

既設

主排 気筒 （内筒 ）既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

代替 所内 電気設 備

既設
新設

常設 代替 直流電 源設備新設

可搬 型直 流電源 設備新設

遠隔 手動 弁操作 設備

新設

遠隔 空気 駆動弁 操作用
ボン ベ
遠隔 空気 駆動弁 操作設
備配 管・ 弁

既設
新設
既設
新設

①
②
③
④
⑤
⑥
⑦

既設
①
②
③
④
⑤
⑥

①②
③④
⑤⑥
⑦

1.5-147

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4/4）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

機器 名称

熱交 換器 ユニッ ト
大容 量送 水車（ 熱交換器ユ ニッ ト用）
代替 原子 炉補機 冷却海
水ス トレ ーナ

自主 対策

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称
大容 量送水 車（ 熱交換器ユ ニット 用） 又は代
替原 子炉補 機冷 却海水
ポン プ
代替 原子炉 補機 冷却海
水ス トレー ナ

新設

新設

常設
可搬

可搬

ホー ス

新設

原子 炉補機 冷却 系配
管・ 弁

常設

原子 炉補 機冷却 系配管・ 弁・ サージ タンク

既設

残留 熱除去 系熱 交換器

常設

残留 熱除 去系熱 交換器

既設

海水 貯留堰

常設

海水 貯留 堰新設

スク リー ン室

既設

取水 路

既設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

燃料 補給 設備

既設新設

残留 熱除 去系（ 原子炉停止 時冷 却モー ド）

既設

ッ
）

残留 熱除 去系(サプレ
ショ ン・ チェン バ・
プー ル水 冷却モ ード)
残留 熱除 去系（ 格納容器ス プレ イ冷却 モー
ド）

①
②
③
④
⑤
⑥

既設

既設

スク リーン 室
取水 路
可搬 型代替 交流 電源設
備
移動 式変圧 器
燃料 補給設 備
残留 熱除去 系（ 原子炉停止 時冷却 モー ド）
残留 熱除去 系(サ プレショ ン・チ ェン バ・
プー ル水冷 却モ ード)
残留 熱除去 系（ 格納容器ス プレイ 冷却 モード）

備考

大容 量送水 車 大容量 送水車
常設 （熱 交換器 ユ （熱交 換器ユ
ニッ ト用） の ニット 用）の常設
場合
場合
自 主対策 とす
5時間
12名
る 理由は 本文
可搬参照
代替 原子炉 補 代替原 子炉補
可搬 機冷 却海水 ポ 機冷却 海水ポ
ンプ の場 合ンプの 場合
常設
7時間
15名
可搬
常設

常設

常設

常設 代替 交流電 源設備

新設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替交 流電 源設備

常設

1.5-148

対応可能な人数で使用可能か

可搬

ホー ス

代大
替容
原量
子送
炉水
補車
機
冷熱
却交
海換
水器
ポユ
ンニ
プ
にト
よ用
る
除又
熱は

必要時間内に
使用可能か

可搬

新設

（

代
替
原
子
炉
補
機
冷
却
系
に
よ
る
除
熱

既設
新設

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.5.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.5-149

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第１図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）【凡例】
号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

：接続装置
D/G

(6A)

M

：電動切替装置(6B)：動力変圧器M/C 6CM/C 6D
【略語】
電源
車

電源
車

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置

1.5-150

P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 6C-1

電源構成図（交流電源）

MCC
6D-1-8

計測用（
Ｂ）系電源

MCC
6D-1-7

ＳＧＴＳ（Ｂ）系 電動弁

格納容器圧力逃がし装置（補機系）

6 号炉

ＡＣ系 電動弁

第2図

MCC
6D-1-3

計測用（Ｂ）系電源

AM用MCC 6B

ＲＣＷ（Ｂ）系 電動弁

M

ＲＣＷ（Ｂ）系 電動弁

MCC
6C-1-8計測用（Ａ）系電源

ＡＣ系 電動弁

ＳＧＴＳ（Ａ）系 電動弁

ＲＣＷ（Ａ）系 電動弁

MCC
6C-1-7計測用（Ａ）系電源

MCC
6C-1-3

P/C 6D-1

A M用
MCC
MCC 6B 6C-1-5

M CC
M CC
6C-1-8 6D -1-8

A M用蓄電池
充電器

MCC
6D-1-7MCC
6C-1-7蓄電池6A-2

蓄電池6A

充
電
器

蓄電池6B

充
電
器

【凡例】

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
A M用直流
125V主母線盤

直流125V原子炉建屋
MCC 6A

直流125V RCIC
制御切替盤

直流125V
分電盤6A-1

直流125V
主母線盤6B
直流125V
分電盤6B-1

バイタル分電盤

Ｂ系バイタル電源装置

フ ィ ルタベント
分電盤

直流125V RCIC
動力切替盤

Ａ系バイタル電源装置

1.5-151

直流125V
H PA C MCC

直流125V
主母線盤6A

バイタル分電盤

Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源

フィルタベント
無停電電源装置

ＡＣ系空気作動弁

第3図

6 号炉

電源構成図（直流電源）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）【凡例】：非常用ディーゼル発電機

D/G

号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G

：接続装置

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M

D/G

(7B)

(7A)
M/C 7C：電動切替装置：動力変圧器M/C 7D【略語】

電源車

D/G ：非常用ディーゼル発電機

電源車

M/C ：メタルクラッド開閉装置

1.5-152

P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 7C-1

ＳＧＴＳ（
Ｂ）
系 電動弁

7 号炉

ＲＣＷ（
Ｂ）
系 電動弁

格納容器圧力逃がし装置（
補機系）

ＲＣＷ（
Ｂ）系 電動弁

第4図

MCC
7D-1-3MCC
7D-1-2

電源構成図（交流電源）

MCC
7D-1-6MCC
7D-1-7

計測用（
Ｂ）
系電源

AM用MCC 7B

計測用（Ｂ）系電源

M

ＡＣ系 電動弁

MCC
7C-1-7

計測用（
Ａ）系電源

ＳＧＴＳ（
Ａ）
系 電動弁

ＲＣＷ（
Ａ）
系 電動弁

MCC
7C-1-3ＡＣ系 電動弁

MCC
7C-1-2

P/C 7D-1

AM用
MCC
MCC 7B 7C-1-4

MCC
7C-1-6MCC
7D-1-7AM用蓄電池MCC
7C-1-7蓄電池7A-2

蓄電池7B

蓄電池7A

充
電
器

充
電
器

MCC
7D-1-7

【凡例】

充
電
器

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
直流125V
主母線盤7B

直流125V
主母線盤7A

125V同時投入防止用
切替盤
フ ィルタベント
分電盤
直流125V
原子炉建屋
MCC 7A

直流125V
分電7B-1-1

直流125V
分電盤7B-1-2A

バイタル分電盤

バイタル分電盤

Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源

フィルタベント
無停電電源装置

直流125V
分電盤7A-1-1

直流125V
分電盤7B-2-2

Ｂ系バイタル電源装置

1.5-153直流125V
HPAC MCC

Ａ系バイタル電源装置

直流125V
分電盤7A-2-2

ＡＣ系空気作動弁

第5図

7 号炉

電源構成図（直流電源）

添付資料 1.5.3－1
重大事故対策の成立性
1.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(1)交流電源確立時
a.操作概要格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作に必要な電動弁の電源確保及び系統構成を行う。
b.作業場所
電源確保
系統構成

原子炉建屋
原子炉建屋

地下 1 階(非管理区域)
低層階屋上(非管理区域)

c.必要要員数及び時間
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱のうち，電源確保及び系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名(現場運転員 2 名)
想定時間 :電源確保 20 分(実績時間:18 分)
系統構成(原子炉建屋内の原子炉区域外)15 分(実績時間:12分)
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，放射線防護具(全面マスク，個人線量計，ゴム手袋)を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作及び受電操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備(送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型

1.5-154

音声呼出電話設備)のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

受電操作

受電確認

系統構成

1.5-155

(2)全交流動力電源喪失時
a.操作概要格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作を現場にて行う。全交流動力電源喪失時は遠隔手動弁操作設備の操作に
より系統構成を行う。
b.作業場所
系統構成
系統構成
W/W ベントD/W ベント

原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 4 階，地上 3 階（管理区域）
低層階屋上，地上中 3 階（非管理区域）
地下１階（非管理区域）
地上 2 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱のうち，現場での系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :系統構成（原子炉建屋原子炉区域）
35 分（原子炉建屋内の原子炉区域外）
65 分※※遠隔手動弁操作設備による操作の実績時間は以下の通りである。
（実績時間：一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全開操作を実施する場合 21 分）（実績時間：一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作を実施する場合 17 分）
遠隔手動弁操作設備による格納容器ベント操作 5 分（実績時間：二次隔離弁の全開 2 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。管理区域においては汚1.5-156

染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
現場運転員の放射線防護を考慮し，遠隔手動弁操作設備エリ
アは，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置している。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。遠隔手動弁操
作設備の操作についても，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.5-157

系統構成（遠隔手動弁操作設備）

格納容器ベント操作（遠隔手動弁操作設備）

1.5-158

系統構成

添付資料 1.5.3－22.原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）
a.操作概要格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系により大気を最終ヒート
シンクとして熱を輸送する場合，空気駆動弁である一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）及び耐圧強化ベント弁を全開とし，格納容器ベントラインを構成する必要があり，通常の駆動空気供給源
である計装用圧縮空気系が喪失した状況下では遠隔空気駆動弁操作用ボン
ベが駆動源となる。常設ボンベの残量が減少した場合に，常設ボンベと予備ボンベを交換することで，一次隔離弁及び耐圧強化ベント弁の駆動圧力を確保する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 3 階，地上 2 階，地下 1 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :45 分（実績時間:32 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常のボンベ切替え・交換操作であり，容易に実施可能である。

1.5-159

連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

予備ボンベ交換

ボンベ取り付け

1.5-160

添付資料 1.5.3－3
3.フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り
a.操作概要格納容器ベント操作中におけるフィルタ装置の水位調整のため，フィル
タ装置ドレン移送ポンプ水張りを実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）c.必要要員数及び時間
フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張りに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（緊急時対策要員 2 名）
想定時間 :45 分（当該設備は設置工事中のため実績
時間なし）

d.操作の成立性について
作業環境:ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :通常の弁操作であり，操作に必要な工具はなく，容易に実施可能である。
また，遠隔手動弁操作設備による弁操作についても，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.5-161

添付資料 1.5.3－4
4.フィルタ装置水位調整（水張り）a.操作概要格納容器ベント操作時又は格納容器ベント停止時に想定されるフィルタ
装置の水位変動に対し，フィルタ装置機能維持のため，フィルタ装置の水張りによるフィルタ装置の水位調整を行う。
b.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）c.必要要員数及び時間
フィルタ装置水位調整（水張り）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:｢防火水槽から可搬型代替注水ポンプを展開した水張りの場
合｣2 名（緊急時対策要員 2 名）｢淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプを展開した水張りの場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」
6 名（緊急時対策要員 6 名）
｢他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプを使用した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）」6 名（緊急時対策要員
6 名）
想定時間 :｢防火水槽から可搬型代替注水ポンプを展開した水張りの場
合｣125 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）｢淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプを展開した水張りの場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」
125 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）｢他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプを使用した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）」155 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:車両の作業用照明・ヘッドライト，懐中電灯及び LED 多機能ライトにより，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基

1.5-162

本的には個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手
袋，靴下，汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラッ
ク，全面マスク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト，懐中電灯及び LED
多機能ライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :送水ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能であり，必要な工具はない。
また，弁の開閉操作についても，必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。作業エリア周辺には，支障となる設備はな
く，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.5-163

添付資料 1.5.3－5
5.フィルタ装置水位調整（水抜き）a.操作概要格納容器ベント操作時又は格納容器ベント停止時に想定されるフィルタ
装置の水位変動に対し，フィルタ装置機能維持のため水抜きによる水位調整を行う。
b.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）c.必要要員数及び時間
フィルタ装置水位調整（水抜き）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（緊急時対策要員 2 名）
想定時間 :150 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）

d.操作の成立性について
作業環境:ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マスク，チャコールフィルタ，セ
ルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :通常の弁操作，ならびに通常のポンプ起動・停止操作であるため，容易に実施可能である。また，作業に必要な工具はない。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.5-164

添付資料 1.5.3－6
6.格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ
a.操作概要格納容器ベント停止後は，配管内に残留する水素ガスによる燃焼防止と，残留蒸気凝縮による配管内の負圧防止のため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
窒素ガスの供給は可搬型窒素供給装置にて行い，当該装置を格納容器圧
力逃がし装置にホースで接続し，窒素供給弁を操作することでパージを行う。
また、格納容器ベントライン水素サンプリングラックのサンプリングポ
ンプを起動させ，窒素ガスパージ中の配管内の水素濃度を測定する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

南東側（屋外）地上 3 階 南側通路（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:6 名（緊急時対策要員 6 名）
想定時間 :270 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には
個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，
汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区
域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マ
スク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :送気ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，

1.5-165

容易に実施可能であり，操作に必要な工具はない。
また，弁の開閉操作についても，必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

窒素ガスパージ操作

1.5-166

添付資料 1.5.3－7
7.フィルタ装置スクラバ水 pH 調整
a.操作概要フィルタ装置水位調整（水抜き）によりスクラバ水に含まれる薬液が排水されることでスクラバ水の pH が規定値よりも低くなることを防止するた
め薬液を補給する。
薬液補給は可搬型薬液補給装置にて行い，当該装置を格納容器圧力逃がし装置にホースで接続し，補給を行う。
また，pH サンプリングポンプを起動させ，スクラバ水の pH 値を確認する。
b.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）c.必要要員数及び時間
フィルタ装置スクラバ水 pH 調整に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:6 名（緊急時対策要員 6 名）
想定時間 :85 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には
個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，
汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区
域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マ
スク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能である。作業エリア周辺には，支障となる設備はな
く，十分な作業スペースがある。本操作で必要となる工具は，コンプレッサー，補給ポンプ等とともに作業エリア近傍（フィルタベント遮蔽壁内（附室））に配備する。

1.5-167

連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.5-168

添付資料 1.5.3－8
8.ドレン移送ライン窒素ガスパージ
a.操作概要フィルタ装置水位調整（水抜き）及びドレンタンク水抜き後は，フィル
タ装置排水ラインの水の放射線分解により発生する水素ガスの蓄積を防止するため，フィルタ装置排水ラインの窒素ガスによるパージを実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）c.必要要員数及び時間
ドレン移送ラインの窒素ガスパージに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（緊急時対策要員 2 名）
想定時間 :155 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には
個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，
汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区
域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マ
スク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :送気ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能であり，操作に必要な工具はない。
また，弁の開閉操作についても，必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話

1.5-169

設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.5-170

添付資料 1.5.3－9
9.ドレンタンク水抜き
a.操作概要ドレンタンクが水位高に達した場合，よう素フィルタの機能維持のため，ドレン移送ポンプを使用してドレンタンク内の凝縮水を排水する。
b.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）c.必要要員数及び時間
ドレンタンク水抜きに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（緊急時対策要員 2 名）
想定時間 :80 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マスク，チャコールフィルタ，セ
ルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :通常の弁操作，ならびに通常のポンプ起動・停止操作であるため，容易に実施可能である。また，操作に必要な工具はない。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.5-171

添付資料 1.5.3－1010.耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(1)交流電源確立時
a.操作概要耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に必要な電動弁の電源確保及び現場での系統構成を行う。
b.作業場所
電源確保
系統構成

原子炉建屋 地下 1 階（非管理区域）
原子炉建屋 地上 3 階，地上中 3 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱のうち，電源確保及び系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :電源確保 20 分(実績時間:18 分)
系統構成(原子炉建屋内の原子炉区域外)30 分(実績時間:23分)
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における操作性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
現場運転員の放射線防護を考慮し，遠隔手動弁操作設備エリ
アは，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置している。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作及び受電操作であり，容易に実施可能である。
遠隔手動弁操作設備の操作についても，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能であ

1.5-172

る。操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

受電操作

受電確認

系統構成

1.5-173

(2)全交流動力電源喪失時
a.操作概要耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の系統構成
を全交流動力電源喪失時は遠隔手動弁操作設備の操作により行う。
なお，空気駆動弁の操作手段として，ボンベからの駆動空気を電磁弁
排気ポートへ供給することで空気駆動弁を操作することができる。
b.作業場所
系統構成
W/W ベントD/W ベント

原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 4 階，地上 3 階（管理区域）
地上中 3 階，地上 3 階（非管理区域）
地下 1 階（非管理区域）
地上 2 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱のうち，現場系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :系統構成（原子炉建屋原子炉区域） 35 分
（原子炉建屋内の原子炉区域外）
120 分（40 分/1 弁）※
遠隔手動弁操作設備による格納容器ベント操作 5 分（実績時間：二次隔離弁の全開 2 分）
※遠隔手動弁操作設備による操作の実績時間は以下の通りである。
（実績時間：一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全開操作を実施する場合 21 分）（実績時間：一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作を実施する場合 17 分）（フィルタ装置入口弁の全閉:設備設置工事中のため実績時間なし）（耐圧強化ベント弁の全開:設備設置工事中のため実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建1.5-174

屋内常用照明消灯時における操作性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。管理区域においては汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
現場運転員の放射線防護を考慮し，遠隔手動弁操作設備エリ
アは，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置している。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
遠隔手動弁操作設備の操作についても，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

格納容器ベント操作（遠隔手動弁操作設備）

系統構成（遠隔手動弁操作設備）

1.5-175

添付資料 1.5.3－11
11.代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
a.操作概要代替原子炉補機冷却系を用いた冷却水確保のため，現場にて原子炉補機
冷却系の系統構成を行う。
また，本操作は管理区域及び非管理区域での操作を同要員が行う想定としている。
b.作業場所
原子炉建屋（管理及び非管理区域）
タービン建屋海水熱交換器エリア（非管理区域）
コントロール建屋（非管理区域）
c.必要要員数及び時間
代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保（系統構成）に必要な要員
数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :4 時間 15 分（実績時間:4 時間）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。管理区域においては汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音1.5-176

声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

冷却水確保（系統構成）

1.5-177

冷却水確保（系統構成）

添付資料 1.5.3－12
12.熱交換器ユニットによる補機冷却水確保
a.操作概要代替原子炉補機冷却系（熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用），電源車等）を用いて冷却水供給を行う。
b.作業場所
タービン建屋近傍（屋外）c.必要要員数及び時間
熱交換器ユニットに よる補機冷却水確保に必要な要員数，時間は以
下のとおり。
必要要員数: 13 名（緊急時対策要員）
想定時間 : 9 時間（実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明及びヘッドライトにより，夜間における作業性を確保している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，バッテリー内蔵型 LED 照明及びヘッドライトを携行しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :各種ホースの接続は，汎用の結合金具であり，容易に実施可能である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部に連絡する。

1.5-178熱交換器ユニット設置作業

熱交換器ユニット設置

1.5-179

添付資料 1.5.3－13
13.大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却水確保
a.操作概要大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポン
プによる補機冷却水の供給を行う。
b.作業場所
タービン建屋近傍（屋外）c.必要要員数及び時間
大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポン
プによる補機冷却水確保に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:｢大容量送水車（熱交換器ユニット用）を使用する場合｣
8 名（緊急時対策要員）｢代替原子炉補機冷却海水ポンプを使用する場合｣
11 名（緊急時対策要員）
想定時間:｢大容量送水車（熱交換器ユニット用）を使用する場合｣
5 時間（実績時間なし）｢代替原子炉補機冷却海水ポンプを使用する場合｣｣
7 時間（実績時間なし）

d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明及びヘッドライトにより，夜間における作業性を確保している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，バッテリー内蔵型 LED 照明及びヘッドライトを携行しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :各種ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能である。作業エリア周辺には，支障となる設備
はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時

1.5-180

対策本部に連絡する。

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

1.5-181

添付資料 1.5.4－1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧
手順
判断基準記載内容
1.5.2.1 フロントライ a.格納容器圧力逃がし装 (b) 原子炉格納容器ベン 空気ボンベの残量が減少
ン系故障時の対応手順 置による原子炉格納容器 ト弁駆動源確保（予備ボ(1)最終ヒートシンク(大 内の減圧及び除熱
ンベ）気)への代替熱輸送（交(d) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が通常水位を下回ると判断した場
流電源が健全である場
整（水張り）合合）(e) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が上限水位に到達，又はフィルタ
整（水抜き）
装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合(g) フィルタ装置スクラ フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断し，
バ水pH調整排水を行った場合(h) ドレン移送ライン窒 ドレンタンク水抜き完了後
素ガスパージ(i) ドレンタンク水抜き ドレンタンクが水位高に到達すると判断した場合

解釈
操作用空気減圧弁一次側圧力にて以下

フィルタ装置の水位が1000mm(通常水位)を下回ると判断した場合
フィルタ装置の水位が 2200㎜に到達，又はフィルタ装
置金属フィルタの差圧がに到達すると判断した場合
フィルタ装置の水位が2200mmに到達すると判断し，排水を行った場合
FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁の「全閉」操作完了後
ドレンタンクの水位が 3000㎜に到達すると判断した場
合

1.5-182

添付資料 1.5.4－2
操作手順の解釈一覧

1.5-183

手順
操作手順記載内容
1.5.2.1 フロントライ a.格納容器圧力逃がし装 (a) 格納容器圧力逃がし フィルタ装置水位指示値が通常水位範囲内
ン系故障時の対応手順 置による原子炉格納容器 装置による原子炉格納容(1)最終ヒートシンク(大 内の減圧及び除熱
器内の減圧及び除熱気)への代替熱輸送（交(d) フィルタ装置水位調 規定水位
流電源が健全である場
整（水張り）合）(e) フィルタ装置水位調 ポンプ吐出側流量を必要流量に調整
整（水抜き）
通常水位に到達したこと(f) 格納容器圧力逃がし 水素濃度が許容濃度以下
装置停止後の窒素ガス
パージ(g) フィルタ装置スクラ 所定量の薬液
バ水pH調整pHが規定値(i) ドレンタンク水抜き ポンプ吐出側流量を必要流量に調整
1.5.2.1 フロントライ a.格納容器圧力逃がし装 (a) 格納容器圧力逃がし フィルタ装置水位指示値が通常水位範囲内
ン系故障時の対応手順 置による原子炉格納容器 装置による原子炉格納容(2)最終ヒートシンク(大 内の減圧及び除熱(現場 器内の減圧及び除熱（現気)への代替熱輸送（全 操作)
場操作
交流動力電源喪失時の場(c) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到合）整（水張り）
達する前(d) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が上限水位に到達
整（水抜きフィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到
達(f) フィルタ装置スクラ pHが規定値
バ水pH調整1.5.2.2 サポート系故 a.代替原子炉補機冷却系 ⅱ.緊急時対策要員操作 代替RCWポンプ吐出圧力指示値が規定値となるよう開度
障時の対応手順による補機冷却水確保 (補機冷却水供給)を調整する(1)最終ヒートシンク(海)への代替熱輸送

解釈
フィルタ装置水位指示値が1000～1500mm

1.5.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）
による対応手順(1)原子炉補機冷却系による補機冷却水確保原子炉補機冷却系系統流量指示値が程度まで
残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量指示値が程度まで

原子炉補機冷却系系統流量指示値の上昇
残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量指示値の上昇

通常水位範囲内である1000mm～1500mm
ポンプ吐出側流量を約10m3/hに調整
1000mmに到達したこと
水素濃度が2%以下

ポンプ吐出側流量を約10m3/hに調整
フィルタ装置水位指示値が1000～1500mm

フィルタ装置の水位が1000mmを下回り500mmに到達する
前フィルタ装置の水位が2200mmに到達
フィルタ装置金属フィルタの差圧がに到達

代替RCWポンプの流量－揚程曲線から規定流量となるよう調整する

添付資料 1.5.4－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧（1/3）
統一名称

弁番号

弁名称

非常用ガス処理系第二隔離弁

T22-F040

SGTS側PCVベント用隔離弁後弁

換気空調系第二隔離弁

U41-F050

HVAC側PCVベント用隔離弁後弁

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁

T22-MO-F004A/B

SGTSフィルタ装置出口弁(A)/(B)

非常用ガス処理系出口Uシール隔離弁

T22-MO-F511

SGTS出口ドレン弁

耐圧強化ベント弁

T61-AO-F002

耐圧強化ベント系PCVベントライン排気筒
側隔離弁

非常用ガス処理系第一隔離弁

T31-AO-F020

SGTS側PCVベント用隔離弁

換気空調系第一隔離弁

T31-AO-F021

HVAC側PCVベント用隔離弁

フィルタ装置入口弁

T61-AO-F001

耐圧強化ベント系PCVベントラインフィル
タベント容器側隔離弁

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁

T31-MO-F047

S/Cベント弁操作用空気供給弁

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）

T31-AO-F022

S/Cベント用出口隔離弁

一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁

T31-MO-F045

D/Wベント弁操作用空気供給弁

一次隔離弁（ドライウェル側）

T31-AO-F019

D/Wベント用出口隔離弁

二次隔離弁

T31-MO-F070

PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁

T31-F052

S/Cベント弁操作用空気供給ボンベ元弁

T31-F050

D/Wベント弁操作用空気供給ボンベ元弁

T61-F503

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気ボンベ出口弁
一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気ボンベ出口
弁
フィルタベント大気放出ライン ドレン弁

1.5-184

FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁

T61-F502A/B

FCVSフィルタベント装置 遮蔽壁内側ドレン弁

T61-F501FCVSフィルタベント装置移送ポンプテストライン止め弁
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレンライン二次格納施設外
側止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレン移送ポンプ吐出側第一
止め弁
FCVS PCVベントラインフィルタベント側 N 2パージ用元弁フィルタベント装置pH入口止め弁
フィルタベント装置pH出口止め弁
FCVSフィルタベント装置ドレンラインN 2パージ用元弁

T61-F212
T61-F102
T61-F210
T61-F211
T61-F209
T61-F205
T61-F715
T61-F716
T61-F213

6号炉
操作場所
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋地下1階B系非常用電気品室（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階DG(B)制御盤室(非管理区域)
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)

弁番号

弁名称

7号炉
操作場所
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋4階SGTS配管室（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋地下1階NSDサンプ(B)室(非管理区域)
中央制御室
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階DG(B)制御盤室(非管理区域)
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋中3階DG(B)/Z送風機室(非管理区域)

T22-F040

SGTS側PCVベント用隔離弁後弁

U41-F050

HVAC側PCVベント用隔離弁後弁

T22-MO-F004A/B

SGTSフィルタ装置出口弁(A)/(B)T22-MO-F511

SGTS出口Uシール元弁

T61-AO-F002

耐圧強化ベント系PCVベントライン排気筒
側隔離弁

T31-AO-F020

AC SGTS側PCVベント用隔離弁

T31-AO-F021

AC HVAC側PCVベント用隔離弁

T61-AO-F001

耐圧強化ベント系PCVベントラインフィル
タベント容器側隔離弁

T31-MO-F092

AC S/Cベント弁操作用空気供給弁

T31-AO-F022

AC S/Cベント用出口隔離弁

T31-MO-F082

AC D/Wベント弁操作用空気供給弁

T31-AO-F019

AC D/Wベント用出口隔離弁

T31-MO-F070

AC PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F090

AC S/Cベント弁操作用空気ボンベ出口弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F080

AC D/Wベント弁操作用空気ボンベ出口弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

フィルタベント大気放出ライン ドレン弁 原子炉建屋屋上階南側（非管理区域）
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）入口弁(A)/(B)T61-F503

フィルタベント大気放出ライン ドレン弁 原子炉建屋屋上階南側（非管理区域）
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）入口弁(A)/(B)FCVSフィルタベント装置 遮へい壁内側ドフィルタベント遮蔽壁附室
レン弁
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
テストライン止め弁
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
吐出側第二止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレンライン二原子炉建屋外壁東側（屋外）
次格納施設外側止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレン移送ポン
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
プ吐出側第一止め弁
FCVS PCVベントラインフィルタベント側
N 2パージ用元弁
FCVSフィルタベント装置pH計入口止め弁
FCVSフィルタベント装置pH計出口止め弁
FCVSフィルタベント装置ドレンラインN 2
パージ用元弁

T61-F502A/B
T61-F501
T61-F212
T61-F102
T61-F210
T61-F211
T61-F209

原子炉建屋外壁南側（屋外）T61-F205

フィルタベント遮蔽壁附室
フィルタベント遮蔽壁附室

T61-F715
T61-F716

フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）T61-F213

FCVSフィルタベント装置 遮へい壁内側ドフィルタベント遮蔽壁附室
レン弁
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
テストライン止め弁
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
吐出側第二止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレンライン二原子炉建屋外壁東側（屋外）
次格納施設外側止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレン移送ポン
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
プ吐出側第一止め弁
FCVS PCVベントラインフィルタベント側
N 2パージ用元弁
FCVSフィルタベント装置pH計入口止め弁
FCVSフィルタベント装置pH計出口止め弁
FCVSフィルタベント装置ドレンラインN 2
パージ用元弁

原子炉建屋外壁南側（屋外）
フィルタベント遮蔽壁附室
フィルタベント遮蔽壁附室
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）各号炉の弁番号及び弁名称一覧（2/3）
統一名称

弁番号

FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口止め弁

T61-F521

フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁

T61-F060

フィルタ装置入口弁逆操作用空気排気側止め弁

T61-F712

フィルタ装置入口弁操作用空気排気側止め弁

T61-F068

耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁

T61-F064

耐圧強化ベント弁逆操作用空気排気側止め弁

T61-F713

耐圧強化ベント弁操作用空気排気側止め弁

T61-F069

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁
一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気排気側止め弁
一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用
空気排気側止め弁
一次隔離弁（ドライウェル側）逆操作用空気排気側止め弁

T61-F521
T61-F060
T61-F712
T61-F068

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

T61-F064

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

T61-F713

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

T61-F069

7号炉
弁名称
操作場所
FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口
フィルタベント遮蔽壁附室
止め弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
操作用空気ボンベ出口弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
逆操作用空気排気側止め弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
操作用空気排気側止め弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空気ボンベ出口弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁逆操作用
空気排気側止め弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

1.5-185

S/Cベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F099

S/Cベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F061

D/Wベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F098

D/Wベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F803

S/Cベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F779

S/Cベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F802

D/Wベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F778

D/Wベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-MO-F072

AC PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁バ 中央制御室
イパス弁
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）

P21-F144

RCW代替冷却水供給止め弁(A)タービン建屋1階レイダウン西側（非管理区域）

P21-F143
P27-F1002

RCW代替冷却水戻り止め弁(A)代替RCWユニット出口流量調整弁

P21-MO-F007B/E

RCW熱交換器(B)/(E)冷却水出口弁

P21-MO-F007A/D

RCW熱交換器(A)/(D)冷却水出口弁

P21-MO-F007A/D

RCW熱交換器(A)/(D)冷却水出口弁

P21-MO-F007B/E

RCW熱交換器(B)/(E)冷却水出口弁

P21-MO-F007C/F

RCW熱交換器(C)/(F)冷却水出口弁

P21-MO-F042A

RCW RHR熱交換器(A)冷却水出口弁

P21-MO-F042B

RCW RHR熱交換器(B)冷却水出口弁

P21-MO-F042C

RCW RHR熱交換器(C)冷却水出口弁

タービン建屋1階レイダウン西側（非管理区域）
熱交換器ユニット内
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下2階RCW(C)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階北側通路（管理区域）

T31-MO-F072

代替冷却水供給止め弁

P21-F266

代替冷却水戻り止め弁
熱交換器ユニット出口流量調整弁

P21-F267
P27-F1002

原子炉補機冷却系熱交換器(B/E)冷却水出口弁

P21-MO-F004B/E

A系使用時は，原子炉補機冷却系熱交換器(A/D)冷却水
出口弁

P21-MO-F004A/D
P21-MO-F004A/D
P21-MO-F004B/E
P21-MO-F004C/F
P21-MO-F013A

残留熱除去系熱交換器冷却水出口弁

PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空気ボンベ出口弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁逆操作用
空気排気側止め弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空気排気側止め弁

弁番号T31-F062

二次隔離弁バイパス弁

原子炉補機冷却系熱交換器冷却水出口弁

6号炉
弁名称
操作場所
FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口
フィルタベント遮蔽壁附室
止め弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
操作用空気ボンベ出口弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
逆操作用空気排気側止め弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
操作用空気排気側止め弁

P21-MO-F013B
P21-MO-F013C

PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁バイ 中央制御室
パス弁
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
RCW代替冷却系供給ライン北側接続口隔離
タービン建屋1階レイダウン西側（非管理区域）
弁(A)RCW代替冷却系戻りライン北側接続口隔離弁(A)タービン建屋1階レイダウン西側（非管理区域）
代替RCWユニット出口流量調整弁
熱交換器ユニット内
中央制御室
RCW熱交換器(B)/(E)冷却水出口弁
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
RCW熱交換器(A)/(D)冷却水出口弁
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
RCW熱交換器(A)/(D)冷却水出口弁
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
RCW熱交換器(B)/(E)冷却水出口弁
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
RCW熱交換器(C)/(F)冷却水出口弁
タービン建屋地下2階RCW(C)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
RHR熱交換器(A)冷却水出口弁
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
中央制御室
RHR熱交換器(B)冷却水出口弁
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
RHR熱交換器(C)冷却水出口弁
原子炉建屋地下2階北側通路（管理区域）

各号炉の弁番号及び弁名称一覧（3/3）
統一名称

弁番号

弁名称

常用冷却水供給側分離弁(A)P21-MO-F074A

RCW常用冷却水供給側分離弁(A)

常用冷却水戻り側分離弁(A)P21-MO-F082A

RCW常用冷却水戻り側分離弁(A)

残留熱除去系熱交換器(A)冷却水出口弁

P21-MO-F013A

RHR熱交換器(A)冷却水出口弁

非常用ディーゼル発電機(A)冷却水出口弁(A)P21-MO-F055A

非常用D/G(A)冷却水出口弁(A)

非常用ディーゼル発電機(A)冷却水出口弁(D)P21-MO-F055D

非常用D/G(A)冷却水出口弁(D)P21-F028A

HECW冷凍機(A)冷却水出口弁

P21-F028C

6号炉
操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階北側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階北側通路（管理区域）

弁番号

弁名称

7号炉
操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階北側通路（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階北側通路（非管理区域）

P21-MO-F016A

RCW常用冷却水供給側分離弁(A)P21-MO-F037A

RCW常用冷却水戻り側分離弁(A)P21-MO-F042A

RCW RHR熱交換器冷却水出口弁(A)P21-MO-F048A

RCW非常用D/G(A)冷却水出口弁(A)P21-MO-F048D

RCW非常用D/G(A)冷却水出口弁(D)コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

P21-F055A

RCW HECW冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁

コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

HECW冷凍機(C)冷却水出口弁

コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

P21-F055C

RCW HECW冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁

コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

P21-F015A
P21-F015D

RCWポンプ(A)吸込弁
RCWポンプ(D)吸込弁

P21-F001A
P21-F001D

RCWポンプ(A)吸込弁
RCWポンプ(D)吸込弁

原子炉補機冷却水系熱交換器(A)冷却水出口弁

P21-MO-F004A

RCW熱交換器(A)冷却水出口弁

P21-MO-F007A

RCW熱交換器(A)冷却水出口弁

原子炉補機冷却水系熱交換器(D)冷却水出口弁

P21-MO-F004D

RCW熱交換器(D)冷却水出口弁

P21-MO-F007DRCW熱交換器(D)冷却水出口弁

原子炉補機冷却海水ポンプ(A)電動機軸受出口弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(D)電動機軸受出口弁
原子炉補機冷却水系サージタンク(A)出口弁
サージタンク(A)換気空調補機非常用冷却水系側出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)入口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁
可燃性ガス濃度制御系室空調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)入口弁
非常用ガス処理系室空調機(A)出口弁
サプレッションプール浄化系ポンプ室空調機出口弁
原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機出口弁

P21-F016A
P21-F053A
P21-F029A
P21-F030A
P21-F038A
P21-F032A
P21-F031A
P21-F036A
P21-F070
P21-F046

RCWサージタンク(A)出口弁
HECW降水管(A)タイライン止め弁
FPC熱交換器(A)冷却水入口弁
FPC熱交換器(A)冷却水出口弁
FCS(A)室空調機冷却水出口弁
FPCポンプ(A)室空調機冷却水出口弁
FPCポンプ(A)室空調機冷却水入口弁
SGTS室(A)空調機冷却水出口弁
SPCUポンプ室空調機冷却水出口弁
RCICポンプ室空調機冷却水出口弁

タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
原子炉建屋4階北側通路（非管理区域）
原子炉建屋4階北側通路（非管理区域）
原子炉建屋2階FPC熱交換器室（管理区域）
原子炉建屋2階FPC熱交換器室（管理区域）
原子炉建屋1階FCS室（管理区域）
原子炉建屋2階南西通路（管理区域）
原子炉建屋2階南西通路（管理区域）
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
原子炉建屋地下3階SPCUポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）

P21-F222A
P21-F222D
P21-F066A
P21-F067A
P21-F050A
P21-F051A
P21-F058A
P21-F060A
P21-F059A
P21-062A
P21-F110
P21-F112

格納容器雰囲気モニタラック(A)入口弁

P21-F033A

CAMS冷却器(A)冷却水入口弁

原子炉建屋中3階CAMS(A)室（管理区域）

P21-F131A

格納容器雰囲気モニタラック(A)出口弁

P21-F034A

CAMS冷却器(A)冷却水出口弁

原子炉建屋中3階CAMS(A)室（管理区域）

P21-F132A

RCW RSWポンプ(A)電動機軸受出口弁
RCW RSWポンプ(D)電動機軸受出口弁
RCWサージタンク(A)出口弁
RCWサージタンク(A)HECW側出口弁
RCW FPC熱交換器(A)入口弁
RCW FPC熱交換器(A)出口弁
RCW FCS室空調機(A)出口弁
RCW FPCポンプ室空調機(A)出口弁
RCW FPCポンプ室空調機(A)入口弁
RCW SGTS室空調機(A)出口弁
RCW SPCUポンプ室空調機出口弁
RCW RCICポンプ室空調機出口弁
RCW 格納容器雰囲気モニタラック(A)入口弁
RCW 格納容器雰囲気モニタラック(A)出口弁

タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
中央制御室
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(A)ポンプ室（非管理区域）
原子炉建屋1階北側通路（管理区域）
原子炉建屋2階北西通路（管理区域）
原子炉建屋2階南西通路（管理区域）
原子炉建屋2階南西通路（管理区域）
原子炉建屋1階FCS室（管理区域）
原子炉建屋2階南西通路（管理区域）
原子炉建屋2階南西通路（管理区域）
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
原子炉建屋地下3階SPCUポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RCICポンプ・タービン室（管理区域）

残留熱除去系ポンプ(A)冷却水入口弁

P21-F041A

残留熱除去系ポンプ(A)冷却水出口弁

P21-F042A

残留熱除去系熱交換器(A)冷却水入口弁

P21-F012A

RHR熱交換器(A)冷却水入口弁

残留熱除去系ポンプ室空調機(A)入口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(A)出口弁

P21-F039A
P21-F040A

RHRポンプ(A)室空調機冷却水入口弁
RHRポンプ(A)室空調機冷却水出口弁

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(A)冷却水温度調節
弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(C)冷却水温度調節
弁後弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(A)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(D)吸込弁

1.5-186

RHRポンプ(A)モータ軸受冷却器冷却水入口
原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）
弁
RHRポンプ(A)モータ軸受冷却器冷却水出口
原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）
弁
中央制御室
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）

原子炉建屋中3階CAMS(A)室（管理区域）
原子炉建屋中3階CAMS(A)室（管理区域）

P21-F201A

RCW RHRポンプ(A)冷却水入口弁

原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）

P21-F202A

RCW RHRポンプ(A)冷却水出口弁

原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）

P21-F041A

RCW RHR熱交換器(A)入口弁

P21-F044A
P21-F045A

RCW RHRポンプ室空調機(A)入口弁
RCW RHRポンプ室空調機(A)出口弁

中央制御室
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）
原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

＜

1.6.1

目

次

＞

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
a.

炉心の著しい損傷防止のための対応手段及び設備(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 代替格納容器スプレイ
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 復旧
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備b.

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 代替格納容器スプレイ
ⅱ. 格納容器代替除熱ⅲ. 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 復旧
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
c.
1.6.2
1.6.2.1

手順等
重大事故等時の手順
炉心の著しい損傷防止のための対応手順
1.6-1

(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

代替格納容器スプレイ(a) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイ(b) 消 火 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ(c) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格
納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）b.

重大事故等時の対応手段の選択(2) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

復旧(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レイ(b) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・プールの除熱b.
1.6.2.2

重大事故等時の対応手段の選択
原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

代替格納容器スプレイ(a) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイ(b) 消 火 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ(c) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格
納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）b.

格納容器代替除熱(a) ド ラ イ ウ ェ ル 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 代 替 除 熱
1.6-2

c.

重大事故等時の対応手段の選択(2) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

復旧(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レイ(b) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・プールの除熱b.

重大事故等時の対応手段の選択

1.6.2.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1) 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド ） に よ る 原 子 炉
格納容器内へのスプレイ(2) 残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ー ル 水 冷 却 モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱
1.6.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

1.6-3

添 付 資 料 1.6.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.6.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.6.3

重大事故対策の成立性
1. 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 常 設 ） に よ る
原子炉格納容器内へのスプレイ
2.消 火 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ
3. 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よる 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海水）
4. ド ラ イ ウ ェ ル 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内の代替除熱
5.残 留 熱 除 去 系 (B) 配 管 使 用 に よ る 原 子 炉 格 納 容器内へのスプレイ（全交流動力電源喪失時）

添 付 資 料 1.6.4

解釈一覧
1.判 断 基 準 の 解 釈 一 覧
2.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.6-4

1.6

原子炉格納容器内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、設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。
２ 発電用原子炉設置者は、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等」及び第２項に規定する「原子炉格納容
器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器の冷却等ａ）設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、格納容器スプレイ代替注水設備により、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等を整備すること。
（２）原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器の冷
1.6-5

却等
ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、格納容器スプレイ代替注水設備により、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等を整備すること。

設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・
チェンバ・プール水冷却モード）による冷却機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処設備を整備している。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合においても原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる対処設備を整備している。
ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明す
る。

1.6-6

1.6.1

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
炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる必要がある。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる必要がある。原子炉格納容器内を冷却するための設計
基準事故対処設備として，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）を設置している。
これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，これらを重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付け重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故
等 対 処 設 備 を 選 定 す る （ 第 1.6.1 図 ） 。

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

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において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。

1.6-7

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
第四十九条及び技術基準規則第六十四条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
重大事故等対処設備（設計基準拡張）である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード又はサプレッション・チェン
バ・プール水冷却モード）が健全であれば重大事故等の対処に用いる。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉
格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
・格納容器スプレイ・ヘッダ
・原子炉格納容器
・原子炉補機冷却系
・非常用交流電源設備

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱で使用する設備は以下のとおり。
1.6-8

・残留熱除去系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
・原子炉格納容器
・原子炉補機冷却系
・非常用交流電源設備

機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッ
ション・チェンバ・プール水冷却モード）の故障を想定する。
また，サポート系故障として，全交流動力電源喪失又は原子炉
補機冷却系の故障を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基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，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順に
つ い て の 関 係 を 第 1.6.1 表 に 整 理 す る 。

a.

炉心の著しい損傷防止のための対応手段及び設備(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 代替格納容器スプレイ
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器ス
1.6-9

プレイ冷却モード）の故障により原子炉格納容器内の除熱ができない場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），消火系及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手段がある。

(ⅰ )代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉
格納容器内の冷却
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉
格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・格納容器スプレイ・ヘッダ
・高圧炉心注水系配管・弁・原子炉格納容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備(ⅱ )消 火 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 冷 却
消火系による原子炉格納容器内の冷却で使用する設
1.6-10備は以下のとおり。
・ディーゼル駆動消火ポンプ
・ろ過水タンク
・消火系配管・弁・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・格納容器スプレイ・ヘッダ
・原子炉格納容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備(ⅲ )代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子
炉格納容器内の冷却
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）・防火水槽
・淡水貯水池・ホース・接続口・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁1.6-11

・格納容器スプレイ・ヘッダ
・原子炉格納容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備

なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却は，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。また，淡水
貯水池を水源として利用する際の取水方法は，淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースを使用する方法と，そのホースを使用せずに淡水貯水池から直接取水する方法がある。

ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
代替格納容器スプレイで使用する設備のうち，復水移送ポンプ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・弁，残留熱除去系配管・弁，格納容器スプレイ・ヘッダ，高圧炉心
注水系配管・弁，原子炉格納容器，常設代替交流電源設
備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備，可搬型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） ， ホ ー ス ・ 接 続 口 及 び 燃 料
補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。防火1.6-12

水 槽 及 び 淡 水 貯 水 池 は 「 1.13

重大事故等の収束に必要と な る 水 の 供 給 手 順 等 」 【 解 釈 】 1 b) 項 を 満 足 す る た めの代替淡水源（措置）として位置付ける。非常用交流電
源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
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。
（ 添 付 資 料 1.6.1）
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障した場合においても，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系
配管・弁
耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプと同等の機能（流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合において，原子炉格納容器内を冷却する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
1.6-13

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) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 復旧
全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）による原子炉格納容器内の除熱がで き な い 場 合 は ， 「 (a) ⅰ .

代替格納容器スプレイ」の手段に加え，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）を復旧し，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手段がある。

(ⅰ )代 替 交 流 電 源 設 備 に よ る 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス
プレイ冷却モード）の復旧
代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却モード）の復旧で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
1.6-14

・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
・格納容器スプレイ・ヘッダ
・原子炉格納容器
・原子炉補機冷却系
・代替原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備(ⅱ )代 替 交 流 電 源 設 備 に よ る 残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ ション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧
代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
・原子炉格納容器
・原子炉補機冷却系
・代替原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

1.6-15

ⅱ .重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
復旧で使用する設備のうち，サプレッション・チェン
バ，格納容器スプレイ・ヘッダ，原子炉格納容器，代替
原子炉補機冷却系及び常設代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。また，残留熱除去系ポン
プ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系配管・弁・ス
トレーナ及び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。
（ 添 付 資 料 1.6.1）
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系が故障した場合においても，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・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。

1.6-16

b.

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備
ⅰ. 代替格納容器スプレイ
炉心の著しい損傷が発生した場合において，設計基準
事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却モード）の故障により原子炉格納容器内の除熱ができない場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），消火系及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる手段がある。
なお，原子炉圧力容器の破損前に代替格納容器スプレ
イを実施することで，原子炉格納容器内の温度上昇を抑制し，逃がし安全弁の環境条件を緩和することができる。ただし，本操作を実施しない場合であっても，評価上，原子炉圧力容器底部が破損に至るまでの間，逃がし
安全弁は発電用原子炉の減圧機能を維持できる。
こ れ ら の 対 応 手 段 で 使 用 す る 設 備 は ， 「 a.(a) ⅰ .

代

替格納容器スプレイ」で選定した設備と同様である。

ⅱ.

格納容器代替除熱常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給することで原子炉補機冷却系を復旧し，ドライウェル冷却系により原子炉格納容器内の除熱を行う手段がある。

1.6-17

(ⅰ )ド ラ イ ウ ェ ル 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 代 替
除熱
ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱で使用する設備は以下のとおり。
・ドライウェル冷却系送風機・ドライウェル冷却系冷却器
・原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

ⅲ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
代替格納容器スプレイで使用する設備において，重大事 故 等 対 処 設 備 の 位 置 付 け は ， 「 a.(a) ⅱ .

重大事故等対処設備と自主対策設備」と同様である。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.6.1）
以上の重大事故等対処設備により，炉心の著しい損傷が発生した場合において，設計基準事故対処設備である
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障した場合においても，原子炉格納容器内の圧力及び温度並
びに放射性物質の濃度を低下させることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付け
1.6-18

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
耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプと同等の機能（流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合において，原子炉格納容器内を冷却する手段として有効である。
・ドライウェル冷却系
耐震性は確保されておらず，除熱量は小さいが，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原子炉補機冷却系を復旧し，原子炉格納容器内への冷却水通水及びドライウェル冷却系送風機の起動が可能である場合，原子炉格納容器内を除熱する手段として有効である。
また，ドライウェル冷却系送風機が停止している場
合においても，冷却水の通水を継続することにより，ドライウェル冷却系冷却器のコイル表面で蒸気を凝縮し，原子炉格納容器内の圧力上昇を緩和することが可能である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
1.6-19(b) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 段 及 び 設 備ⅰ.

復旧
全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・
プ ー ル 水 冷 却 モ ー ド ） が 使 用 で き な い 場 合 は ， 「 (a) ⅰ .
代替格納容器スプレイ」の手段に加え，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・
チェンバ・プール水冷却モード）を復旧し，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる手段がある。
こ れ ら の 対 応 手 段 で 使 用 す る 設 備 は ， 「 a.(b) ⅰ .

復旧」で選定した設備と同様である。

ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
復旧で使用する設備において，重大事故等対処設備，重大事故等対処設備（設計基準拡張）及び自主対策設備の 位 置 付 け は ， 「 a.(b) ⅱ .

重大事故等対処設備と自主対策設備」と同様である。
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
1.6-20網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.6.1）
以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェン
バ・プール水冷却モード）が全交流動力電源喪失又は原
子炉補機冷却系の故障により使用できない場合においても，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）を復旧し，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる。

c.

手順等
上 記 「 a.

炉心の著しい損傷防止のための対応手段及び設

備 」 及 び 「 b.

原子炉格納容器の破損を防止するための対応

手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として
事 故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ 徴 候 ベ ー 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」 と い う 。 ） ， AM 設 備 別 操 作 手 順 書 及 び 多 様 な ハ ザ ー
ド 対 応 手 順 に 定 め る （ 第 1.6.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必
要 と な る 設 備 に つ い て も 整 理 す る （ 第 1.6.2 表 ， 第 1.6.3
表）。
（ 添 付 資 料 1.6.2）
1.6-21

1.6.2

重大事故等時の手順

1.6.2.1

炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

代替格納容器スプレイ(a) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイ
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障により使用できない場合は，復水貯蔵槽を水源とした代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器内にスプレイする。
スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならな い よ う に ， ス プ レ イ 流 量 の 調 整 又 は ス プ レ イ の 起 動 /停 止を行う。

ⅰ .手 順 着 手 の 判 断 基 準残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイができない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用可能な場合※1 で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基
準 に 到 達 し た 場 合 ※ 2。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ 復 水 貯 蔵 槽 ）が確保されている場合。
※ 2: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器
1.6-22

内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 ， サ プ レッション・チェンバ気体温度又はサプレッショ
ン・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納
容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ）に達した場合。

ⅱ. 操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格
納容器内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 1.6.2 図 か ら 第 1.6.5 図 に ， 概 要 図 を 第1.6.7 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.6.8 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による原子炉格納容器内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にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実
1.6-23

施する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプの起動操作を実施し，復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。
⑥ 当 直 副 長 は ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ス プ レ イ 先 を 第 1.6.4
表に基づきドライウェル又はサプレッション・チェン
バ・プールを選択し，中央制御室運転員に系統構成開始を指示する。
⑦ a ド ラ イ ウ ェ ル ス プ レ イ （ 以 下 「 D/W ス プ レ イ 」 と いう。）の場合中央制御室運転員 A 及び B は，代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイの系統構成として，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B)の全開操作を実施し，当直副長に代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレ
イの準備完了を報告する。
⑦b サプレッション・チェンバ・プールスプレイ（以下「 S/P ス プ レ イ 」 と い う 。 ） の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイの系 統 構 成 と し て ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ イ 注 入 隔 離 弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 当 直 副 長 に 代 替 格 納 容 器 ス プ
レイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプ
レイの準備完了を報告する。
1.6-24

⑧当直副長は，運転員に代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ開始を指示する。
⑨ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR
B 系 代 替 注 水 流 量 ） 指 示 値 が 140m³/h と な る よ う 残 留 熱
除 去 系 洗 浄 水 弁 (B)を 調 整 開 と し ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 へのスプレイを開始する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下並びに原子炉格納容器内の水位の上昇により確認し，当直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W） ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール
水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ停止の
判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 到 達 し た 場 合 は ， 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイを停止する。その後，格納容器内
圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル
雰囲気温度，サプレッション・チェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4
表）に再度到達した場合は，原子炉格納容器内へのスプレイを再開する。
※ S/P ス プ レ イ か ら D/W ス プ レ イ へ の 切 替 え が 必 要 となった場合は，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁
1.6-25

(B)の 全 開 操 作 を 実 施 後 ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ
イ 注 入 隔 離 弁 (B)の 全 閉 操 作 を 実 施 す る 。
※ D/W ス プ レ イ 実 施 中 に 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 必
要 と な っ た 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B) の 全 開操作を実施後，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁(B) の 全 閉 操 作 を 実 施 し ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ 注 水 する。
⑪現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保として，復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水
補 給 水 系 常 /非 常 用 連 絡 1 次 ， 2 次 止 め 弁 の 全 開 操 作 ）を実施する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 25 分 以 内
で可能である。その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポン
プ の 水 源 確 保 を 実 施 し た 場 合 ， 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
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。
1.6-26

（ 添 付 資 料 1.6.3－ 1）(b) 消 火 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障により使用できず，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器内にスプレイできない場合は，ろ過水
タンクを水源とした消火系により原子炉格納容器内にスプレイする。
スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならな い よ う に ， ス プ レ イ 流 量 の 調 整 又 は ス プ レ イ の 起 動 /停 止を行う。

ⅰ. 手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容
器内へのスプレイができず，消火系が使用可能な場合※1
で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達 し た 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。

※ 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。
※ 2: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器
内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 ， サ プ レ
1.6-27

ッション・チェンバ気体温度又はサプレッショ
ン・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納
容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ）に達した場合。

ⅱ. 操作手順
消火系による原子炉格納容器内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 1.6.2 図 か ら 第1.6.5 図 に ， 概 要 図 を 第 1.6.9 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.6.10 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉格納容器内へのスプレイの準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に消火系による原子炉格納容器内へのスプレイの準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，消火系による原子炉格納容器
内へのスプレイに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉格
納容器内へのスプレイに必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス
1.6-28流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥ 当 直 副 長 は ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ス プ レ イ 先 を 第 1.6.4
表に基づきドライウェル又はサプレッション・チェン
バ・プールを選択し，中央制御室運転員に系統構成開始を指示する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉格
納容器内へのスプレイの系統構成として，復水補給水
系 消 火 系 第 1， 第 2 連 絡 弁 の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑧ a D/W ス プ レ イ の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系格納容器冷却 流 量 調 節 弁 (B)及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン
隔 離 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 当 直 副 長 に 消 火 系 に よる原子炉格納容器内へのスプレイの準備完了を報告する。
⑧ b S/P ス プ レ イ の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ
イ 注 入 隔 離 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 当 直 副 長 に 消 火系による原子炉格納容器内へのスプレイの準備完了を報告する。
⑨5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ開始を緊急時対策本
1.6-29

部に報告する。
⑪当直副長は，中央制御室運転員に消火系による原子炉
格納容器内へのスプレイ開始を指示する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)を 全 開 と し ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ を 開 始する。
⑬中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを原子炉格納容器への注水量の上昇，原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下並
びに原子炉格納容器内の水位の上昇により確認し，当直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W） ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール
水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ停止の
判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 到 達 し た 場 合 は ， 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイを停止する。その後，格納容器内
圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル
雰囲気温度，サプレッション・チェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4
表）に再度到達した場合は，原子炉格納容器内へのスプレイを再開する。
※ S/P ス プ レ イ か ら D/W ス プ レ イ へ の 切 替 え が 必 要 となった場合は，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁
1.6-30(B)の 全 開 操 作 を 実 施 後 ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ
イ 注 入 隔 離 弁 (B)の 全 閉 操 作 を 実 施 す る 。
※ D/W ス プ レ イ 実 施 中 に 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 必
要 と な っ た 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B) の 全 開操作を実施後，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁(B) の 全 閉 操 作 を 実 施 し ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ 注 水 する。
⑭当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを
緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員
2 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから消火系に
よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 約 30 分 で 可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.6.3－ 2）(c) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格
納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）1.6-31

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障により使用できず，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系により原子炉格納容器内にスプレイできない場合
は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内にスプレイする。
スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならな い よ う に ， ス プ レ イ 流 量 の 調 整 又 は ス プ レ イ の 起 動 /停 止を行う。
なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により可搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 接 続 先 を 複 数 あ る 接 続 口から任意に選択できる構成としている。

ⅰ. 手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード），代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系による原子炉格納容器内へのスプレイができない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※1で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に

到 達 し た 場 合 ※ 2。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ 防 火 水 槽 又 は
淡水貯水池）が確保されている場合。
※ 2: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器
内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 ， サ プ レ
1.6-32

ッション・チェンバ気体温度又はサプレッショ
ン・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納
容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ）に達した場合。

ⅱ. 操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉
格納容器内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 1.6.2 図 か ら 第 1.6.5 図 に ， 概 要 図 を
第 1.6.11 図 及 び 第 1.6.14 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.6.12 図 ， 第 1.6.13 図 及 び 第 1.6.15 図 に 示 す 。
［交流電源が確保されている場合］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉
格納容器内へのスプレイの準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備のため，可搬型
代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 配 備 及 び ホ ー ス 接 続 を 依頼する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレ
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にて確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス
1.6-33

流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの系
統 構 成 と し て ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)又 は MUWC 接
続 口 内 側 隔 離 弁 (A)の ど ち ら か を 選 択 し 全 開 操 作 を 実 施
す る （ 当 該 弁は遠 隔 手 動 弁 操 作 設 備 のためリンク機構を取り外し，弁操作を行う）。
なお，上記の送水ライン以外にも，原子炉建屋原子炉区域にて接続口から復水補給水系配管までホースを敷設し送水するラインがある。
⑥ 当 直 副 長 は ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ス プ レ イ 先 を 第 1.6.4
表に基づきドライウェル又はサプレッション・チェン
バ・プールを選択し，中央制御室運転員に系統構成開始を指示する。
⑦ a D/W ス プ レ イ の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの系統構成として，残留熱除去系格納容器冷却流量調
節 弁 (B) ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B)及 び 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 当
直副長に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備完了を報告する。
⑦ b S/P ス プ レ イ の 場 合
1.6-34

中央制御室運転員 A 及び B は，代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの 系 統 構 成 と し て ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ イ 注 入 隔 離
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (B) の 全 開 操 作 を 実 施する。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）の配備及びホース接続を行い，可搬型代替注水ポンプ（ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 準 備 完 了 を 緊 急 時 対 策 本 部 に 報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，運転員が選択 し た 送 水 ラ イ ン か ら の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑩当直副長は，中央制御室運転員に代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプ
レイの確認を指示する。
⑪ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）起動後，運転員が選択した送水ラインから送水するた
め ， MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(B)， 2(B)又 は MUWC 接 続
口 外 側 隔 離 弁 1(A)， 2(A)の ど ち ら か の 全 開 操 作 を 実 施
し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを原子炉格納容器への注水量の上昇，原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下並
びに原子炉格納容器内の水位の上昇により確認し，当1.6-35

直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W） ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール
水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ停止の
判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 到 達 し た 場 合 は ， 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイを停止する。その後，格納容器内
圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル
雰囲気温度，サプレッション・チェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4
表）に再度到達した場合は，原子炉格納容器内へのスプレイを再開する。
※ S/P ス プ レ イ か ら D/W ス プ レ イ へ の 切 替 え が 必 要 となった場合は，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 後 ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ
イ 注 入 隔 離 弁 (B)の 全 閉 操 作 を 実 施 す る 。
※ D/W ス プ レ イ 実 施 中 に 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 必
要 と な っ た 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B) の 全 開操作を実施後，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁(B) の 全 閉 操 作 を 実 施 し ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ 注 水 する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）よる原子炉格納容器内へ
1.6-36

のスプレイが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

［全交流動力電源が喪失している場合］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉
格納容器内へのスプレイの準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備のため，可搬型
代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 配 備 及 び ホ ー ス 接 続 を 依頼する。
③中央制御室運転員 A は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内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確認する。
④ 当 直 副 長 は ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 の ス プ レ イ 先 を 第 1.6.4
表に基づきドライウェル又はサプレッション・チェン
バ・プールを選択し，現場運転員に系統構成開始を指示する。
⑤現場運転員 C 及び D は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの系
統 構 成 と し て ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)又 は MUWC 接
続 口 内 側 隔 離 弁 (A)の ど ち ら か を 選 択 し 全 開 操 作 を 実 施
す る （ 当 該 弁は遠 隔 手 動 弁 操 作 設 備 のためリンク機構を
1.6-37

取り外し，弁操作を行う）。
なお，上記の送水ライン以外にも，原子炉建屋原子炉区域にて接続口から復水補給水系配管までホースを敷設し送水するラインがある。
⑥現場運転員 C 及び D は，復水補給水系バイパス流防止として復水補給水系原子炉建屋復水積算計バイパス弁の全閉操作を実施する。
⑦ a D/W ス プ レ イ の 場 合
現場運転員 C 及び D は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの系
統構成として，残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B) ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B) 及 び
残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 当 直 副長に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原
子炉格納容器内へのスプレイの準備完了を報告する。
⑦ b S/P ス プ レ イ の 場 合
現場運転員 C 及び D は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの系
統 構 成 と し て ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ イ 注 入 隔 離 弁(B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 (B) の 全 開 操 作 を 実 施
し，当直副長に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備完了を報告する。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）の配備及びホース接続を行い，可搬型代替注水ポンプ
1.6-38（ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 準 備 完 了 を 緊 急 時 対 策 本 部 に 報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，運転員が選択 し た 送 水 ラ イ ン か ら 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑩当直副長は，中央制御室運転員に代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプ
レイの確認を指示する。
⑪ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）起動後，運転員が選択した送水ラインから送水するた
め ， MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(B)， 2(B)又 は MUWC 接 続
口 外 側 隔 離 弁 1(A)， 2(A)の ど ち ら か の 全 開 操 作 を 実 施
し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑫中央制御室運転員 A は，原子炉格納容器内へのスプレ
イが開始されたことを原子炉格納容器への注水量の上昇，原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下並びに原子炉格納容器内の水位の上昇により確認し，当直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W） ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール
水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ停止の
判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 到 達 し た 場 合 は ， 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイを停止するよう現場運転員に指示
す る 。 そ の 後 ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器 内 圧
1.6-39力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 ， サ プ レ ッ シ ョン・チェンバ気体温度又はサプレッション・チェン
バ・プール水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプ
レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 再 度 到 達 し た 場 合
は，原子炉格納容器内へのスプレイを再開する。
※ S/P ス プ レ イ か ら D/W ス プ レ イ へ の 切 替 え が 必 要 となった場合は，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 後 ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ
イ 注 入 隔 離 弁 (B)の 全 閉 操 作 を 実 施 す る 。
※ D/W ス プ レ イ 実 施 中 に 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 が 必
要 と な っ た 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B) の 全 開操作を実施後，残留熱除去系格納容器冷却流量調節
弁 (B) 及 び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁(B) の 全 閉 操 作 を 実 施 し ， 原 子 炉 圧 力 容 器 へ 注 水 する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ操作のうち，運転員が実施する原子炉建屋での系統構成を，交流電源が確保され1.6-40

ている場合は 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，全交流
動力電源が喪失している場合は 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
場合の所要時間は以下のとおり。
交流電源が確保されている場合： 約 25 分

全 交 流 動 力 電 源 が 喪 失 し て い る 場 合 ： 約 100 分

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内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可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水操作に必要な 1 ユニット当たりの要
員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊 急 時 対 策 要 員 3 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 4 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 6 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 330 分

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ操作は，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による
1.6-41

原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 約 330 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。可搬型代替注水
ポ ン プ （ A－ 2 級 ） か ら の ホ ー ス の 接 続 は ， 汎 用 の 結 合 金具であり，十分な作業スペースを確保していることか
ら，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.6.3－ 3， 1.6.3－ 5）b.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.6.26 図 に 示 す 。
外部電源，代替交流電源設備等により交流電源が確保できた場合，復水貯蔵槽が使用可能であれば代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）により原子炉格納容器内にスプレイする。
復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内にスプレイする。
交流電源が確保できない場合，現場での手動操作により系統構成を実施し，消火系又は代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内にスプレイする。
1.6-42

なお，消火系による原子炉格納容器内へのスプレイは，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可能が確認できた場合に実施する。

(2) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

復旧(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レイ
全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイができない場合は，常設代
替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）にて原子炉格納容器内にスプレイする。
スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならな い よ う に ， ス プ レ イ 流 量 の 調 整 又 は ス プ レ イ の 起 動 /停 止を行う。
なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
1.6-43

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母線 D 系の受電が完了し，残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却モード）が使用可能な状態※1 に復旧された場合で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判
断 基 準 に 到 達 し た 場 合 ※ 2。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 ， 補 機 冷 却 水 及 び 水 源（サプレッション・チェンバ）が確保されている状態。
※ 2: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器
内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 ， サ プ レッション・チェンバ気体温度又はサプレッショ
ン・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納
容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ）に達した場合。

ⅱ. 操作手順
残 留 熱 除 去 系 (B) （ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド ） 電 源
復旧後の原子炉格納容器内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 1.6.2 図 か ら 第 1.6.5
図 に ， 概 要 図 を 第 1.6.16 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.6.17 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室 運 転 員 に 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ
1.6-44ード）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 格 納
容器スプレイ冷却モード）の起動に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに補機冷却水が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン
発 電 機 の 負 荷 容 量 確 認 を 依 頼 し ， 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 格
納容器スプレイ冷却モード）が使用可能か確認する。
④ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (B)の 起 動 操 作 を 実 施 し ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (B)吐 出 圧 力
指示値が規定値以上であることを確認後，当直副長に残 留 熱 除 去 系 (B)（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド ） に よる原子炉格納容器内へのスプレイの準備完了を報告する。
⑤当直副長は，原子炉格納容器内へのスプレイ起動・停止 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 基 づ き 原 子 炉 格 納 容 器
内のスプレイ先を選択し，中央制御室運転員に残留熱除 去 系 (B)（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド ） に よ る 原 子
炉格納容器内へのスプレイの開始を指示する。
⑥ a D/W ス プ レ イ の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系格納容器冷却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 残 留 熱 除 去 系
1.6-45

格 納 容 器 冷 却 流 量 調 節 弁 (B)を 調 整 開 と し て 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイを開始する。
⑥ b S/P ス プ レ イ の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ
イ 注 入 隔 離 弁 (B)を 全 開 と し て 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス
プレイを開始する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを原子炉格納容器への注水量の上昇並びに原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下により確認し，当直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W） ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール
水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ停止の
判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 到 達 し た 場 合 は ， 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイを停止する。その後，格納容器内
圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル
雰囲気温度，サプレッション・チェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4
表）に再度到達した場合は，原子炉格納容器内へのスプレイを再開する。
※原子炉格納容器内へのスプレイ実施中に原子炉圧力容器への注水が必要となった場合は，残留熱除去系
格 納 容 器 冷 却 流 量 調 節 弁 (B) ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容
器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 (B)及 び 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ
1.6-46

レ イ 注 入 隔 離 弁 (B) の 全 閉 操 作 を 実 施 後 ， 残 留 熱 除
去 系 注 入 隔 離 弁 (B) の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 原 子 炉 圧
力容器へ注水する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施し，作業開始を判
断 し て か ら 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ード ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 15 分以内で可能である。

(b) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・プールの除熱全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水
冷 却 モ ー ド ） （ 以 下 「 残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） 」という。）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替
交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉
補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保
す る こ と で ， 残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） に て サ プ レッション・チェンバ・プールの除熱を実施する。
なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。
1.6-47

ⅰ. 手順着手の判断基準
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母線 C 系又は D 系の受電が完了し，残留熱
除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） が 使 用 可 能 な 状 態 ※ 1 に 復 旧 された場合。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 ， 補 機 冷 却 水 及 び 水 源（サプレッション・チェンバ）が確保されている状態。

ⅱ. 操作手順
残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェン
バ・プールの除熱手順の概要は以下のとおり。手順の対
応 フ ロ ー を 第 1.6.4 図 に ， 概 要 図 を 第 1.6.18 図 に ， タ イ
ム チ ャ ー ト を 第 1.6.19 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室 運 転 員 に 残 留 熱 除 去 系 (A)（ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る
サプレッション・チェンバ・プールの除熱の準備開始を指示する。
② 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 (A)（ S/P
冷却モード）の起動に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに補機冷却水が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
1.6-48

本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン
発電機の負荷容量確認を依頼し，残留熱除去系ポンプ(A)及 び 残 留 熱 除 去 系 封 水 ポ ン プ (A)が 使 用 可 能 か 確 認する。
④ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ (A)の起動操作を実施する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，当直副長に残留熱除去
系 (A)（ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
ンバ・プールの除熱の準備完了を報告する。
⑥ 当 直 副 長 は ， 中 央 制 御 室 運 転 員 に 残 留 熱 除 去 系 (A)（ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・プールの除熱開始を指示する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系試験用調節 弁 (A)を 調 整 開 と し ， 原 子 炉 格 納 容 器 へ の 注 水 量 の 上昇及びサプレッション・チェンバ・プール水の温度の低下によりサプレッション・チェンバ・プールの除熱が開始されたことを確認する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，１ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施し，作業開始を判
断 し て か ら 残 留 熱 除 去 系 (A)（ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る サ
プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ー ル の 除 熱 開 始 ま で 15 分 以
内で可能である。

1.6-49b.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.6.26 図 に 示 す 。
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交流電源が確保できた場合，原子炉補機冷却系の運転が可能で
あ れ ば 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド 及 び S/P
冷却モード）により原子炉格納容器内の除熱を実施する。原
子炉補機冷却系の運転ができない場合，代替原子炉補機冷却系を設置し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及び S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ り 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 除 熱 を 実 施 するが，代替原子炉補機冷却系の設置に時間を要することから，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）等による原子炉格
納容器内へのスプレイを並行して実施する。

1.6.2.2

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1) フ ロ ン ト ラ イ ン 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

代替格納容器スプレイ(a) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 格 納
容器内へのスプレイ
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障により使用できない場合は，復水貯蔵槽を水源とした代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）により原子炉格納容器内にスプレイする。

1.6-50ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による格納容器スプレ
イができず，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用可能な場合※2 で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の 判 断 基 準 に 到 達 し た 場 合 ※ 3。

※ 1: 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） で 原 子 炉
格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納
容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い
場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た場合。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ 復 水 貯 蔵 槽 ）が確保されている場合。
※ 3: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器
内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 又 は 原 子
炉圧力容器下鏡部温度指示値が，原子炉格納容器
内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5 表 ） に 達
した場合。

ⅱ. 操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格
納 容 器 内 へ の ス プ レ イ に つ い て は ， 「 1.6.2.1(1)a.(a)1.6-51

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ」の操作手順と同様である。ただし，スプレイの停止，再開及び流量は，原子炉格納容器
内 へ の ス プ レ イ 起 動 ・ 停 止 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5 表 ） に 従い実施する。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.6.6 図 に 示 す 。 ま た ， 概
要 図 は 第 1.6.7 図 ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.6.8 図 と 同 様 である。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 25 分 以 内
で可能である。その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポン
プ の 水 源 確 保 を 実 施 し た 場 合 ， 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
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) 消 火 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障により使用できず，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格
納容器内にスプレイできない場合は，ろ過水タンクを水源
1.6-52

とした消火系により原子炉格納容器内にスプレイする。

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレ
イができず，消火系が使用可能な場合※2 で，原子炉格納
容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 に 到 達 し た 場 合 ※3。
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。

※ 1: 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） で 原 子 炉
格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相
当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格
納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） が 使 用 で き
な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認した場合。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ ろ 過 水 タ ンク）が確保されている場合。
※ 3: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器
内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 又 は 原 子
炉圧力容器下鏡部温度指示値が，原子炉格納容器
内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5 表 ） に 達した場合。
1.6-53

ⅱ. 操作手順
消火系による原子炉格納容器内へのスプレイについて
は ， 「 1.6.2.1(1)a.(b)

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ」の操作手順と同様である。ただし，スプ
レイの停止，再開及び流量は，原子炉格納容器内へのス
プ レ イ 起 動 ・ 停 止 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5 表 ） に 従 い 実 施 する。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.6.6 図 に 示 す 。 ま た ， 概
要 図 は 第 1.6.9 図 ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.6.10 図 と 同 様である。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員
2 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから消火系に
よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 約 30 分 で 可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

(c) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格
納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去
1.6-54系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障により使用できず，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系により原子炉格納容器内にスプレイできない場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内にスプレイする。
なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により可搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 接 続 先 を 複 数 あ る 接 続 口から任意に選択できる構成としている。

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード），代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）及び消火系による原子炉格納容器内へのスプレイができず，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※2 で，原子炉格納容器内へのス
プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 に 到 達 し た 場 合 ※ 3。

※ 1: 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） で 原 子 炉
格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相
当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格
納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） が 使 用 で き
な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認した場合。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ 防 火 水 槽 又 は
淡水貯水池）が確保されている場合。
1.6-55

※ 3: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器
内 圧 力 （ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 又 は 原 子
炉圧力容器下鏡部温度指示値が，原子炉格納容器
内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5 表 ） に 達
した場合。

ⅱ. 操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ に つ い て は ， 「 1.6.2.1(1)a.(c)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格
納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ） 」 の 操 作 手 順 の う
ち，［交流電源が確保されている場合］の操作手順と同様 で あ る 。 た だ し ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 の 操 作 に つ いて は ， リ ン ク 機 構 を 取 り 外 さ ず ， MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁(B)の 場 合 は 屋 外 （ 緊 急 時 対 策 要 員 ） に て ， MUWC 接 続 口 内
側 隔 離 弁 (A)の 場 合 は 非 管 理 区 域 （ 運 転 員 ） に て 遠 隔 手 動
弁操作設備を使用して行う。また，スプレイの停止，再開及び流量は，原子炉格納容器内へのスプレイ起動・停止 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5 表 ） に 従 い 実 施 す る 。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.6.6 図 に ， 概 要 図 は 第1.6.11 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.6.13 図 及 び 第 1.6.20
図に示す。

ⅲ. 操作の成立性
1.6-56

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ操作のうち，運転員が実施する原子炉建屋での系統構成を 1 ユニット当たり中央制
御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2
名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 の 所 要 時 間 は 約 20 分 で ある。

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内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代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ操作に必要な 1 ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊 急 時 対 策 要 員 3 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 4 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 6 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 330 分

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ操作は，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による
1.6-57

原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 約 330 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。可搬型代替注
水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） か ら の ホ ー ス の 接 続 は ， 汎 用 の 結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.6.3－ 3）b.

格納容器代替除熱(a) ド ラ イ ウ ェ ル 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 代 替 除 熱代替格納容器スプレイ冷却系（常設）等による原子炉格
納容器内へのスプレイ及び残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却モード）の復旧ができず，原子炉格納容器からの除熱手段がない場合に，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原子炉補機冷却系の電源を復旧し，原子炉格納容器内へ冷却水通水後，ドライウェル冷却系送風機を起動して原子炉格納容器内の除熱を行う。
ドライウェル冷却系送風機を停止状態としても，原子炉格納容器内の冷却水の通水を継続することで，ドライウェ
ル冷却系冷却器コイル表面で蒸気を凝縮し，原子炉格納容
1.6-58

器内の圧力の上昇を緩和する。
なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
発電用原子炉の注水機能が喪失し，代替格納容器スプ
レイ及び残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱ができず，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設
備により原子炉補機冷却系が復旧可能である場合。

ⅱ. 操作手順
ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.6.6 図 に ， 概 要 図 を 第 1.6.21 図 及 び 第 1.6.22 図 に ， タ
イ ム チ ャ ー ト を 第 1.6.23 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱の準備開始を指示する。
②現場運転員 C 及び D は，ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱に必要な送風機，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，ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱に必要な送風機，電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確
1.6-59保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン
発電機の負荷容量確認を依頼し，ドライウェル冷却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，ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱の系統構成前準備とし て ， ESF 盤 区 分 Ⅰ 及 び 区 分 Ⅱ に て 隔 離 信 号 の 除 外 操 作を実施する。
⑥当直副長は，中央制御室運転員にドライウェル冷却系の冷却水通水開始を指示する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱の系統構成（冷却水
通水操作）として，原子炉補機冷却系格納容器外側供
給 隔 離 弁 (A)， (B)， 外 側 戻 り 隔 離 弁 (A)， (B)及 び 内 側
戻 り 隔 離 弁 (A)， (B)の 全 開 操 作 を 実 施 し ， 原 子 炉 補 機
冷却水系系統流量指示値の上昇を確認し，当直副長に報告する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，ドライウェル冷却系送
風機起動前準備として，常用換気空調系盤にてリレー
引抜きにより，起動阻止隔離信号を除外する。
⑨当直副長は，中央制御室運転員にドライウェル冷却系
による原子炉格納容器内の代替除熱の開始を指示する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，ドライウェル冷却系送
1.6-60

風 機 (A)， (B)及 び (C)の 起 動 操 作 を 実 施 し ， 原 子 炉 格 納
容器内の圧力の上昇率が緩和することを確認する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからドライウェル冷却系に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 代 替 除 熱 開 始 ま で 約 45 分 で 可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
(添 付 資 料 1.6.3－ 4)c.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.6.26 図 に 示 す 。
外部電源，代替交流電源設備等により交流電源が確保できた場合，復水貯蔵槽が使用可能であれば代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）により原子炉格納容器内にスプレイする。
復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内にスプレイする。
なお，消火系による原子炉格納容器内へのスプレイは，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系に
1.6-61

よる消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可能が確認できた場合に実施する。
外部電源，常設代替交流電源設備等により交流電源が確保できた場合，原子炉補機冷却系を復旧し，原子炉格納容器内への冷却水通水及びドライウェル冷却系送風機の起動による原子炉格納容器内の除熱を実施する。

(2) サ ポ ー ト 系 故 障 時 の 対 応 手 順a.

復旧(a) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ
イ
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力
電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器
内へのスプレイができない場合は，常設代替交流電源設備
又は第二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで，残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却モード）にて原子炉格納容器内にスプレイする。
なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，常設代替交流電
1.6-62

源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 D系の受電が完了し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却モード）が使用可能な状態※2 に復旧された場合で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した
場 合 ※ 3。

※ 1: 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） で 原 子 炉
格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相
当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格
納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） が 使 用 で き
な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認した場合。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 ， 補 機 冷 却 水 及 び 水 源（サプレッション・チェンバ）が確保されている状態。
※ 3: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準に 到 達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） 又 は 格 納 容
器 内 圧 力 （ S/C ） 指 示 値 が ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ のス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5 表 ） に 達 し た 場合。

ⅱ. 操作手順
残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱につ い て は ， 「 1.6.2.1(2)a.(a)残留熱除去系電源復旧

後の原子炉格納容器内へのスプレイ」の操作手順と同様
1.6-63

である。ただし，スプレイの停止及び再開は，原子炉格
納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 ・ 停 止 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.5
表）に到達した場合に行う。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.6.6 図 に 示 す 。 ま た ， 概
要 図 は 第 1.6.16 図 ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.6.17 図 と 同 様である。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施し，作業開始を判
断 し て か ら 残 留 熱 除 去 系 (B)（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ード ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 開 始 ま で 15 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

(b) 残 留 熱 除 去 系 電 源 復 旧 後 の サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・プールの除熱全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により ， 残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る サ プ レ ッ シ ョン・チェンバ・プールの除熱ができない場合は，常設代替
交流電源設備又は第二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機
冷 却 系 に よ り 冷 却 水 を 確 保 す る こ と で ， 残 留 熱 除 去 系 （ S/P
冷却モード）にてサプレッション・チェンバ・プールの除
1.6-64

熱を実施する。
なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に 関 す る 手 順 等 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，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母線 C
系 又 は D 系 の 受 電 が 完 了 し ， 残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ード）が使用可能な状態※2 に復旧された場合。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉
格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相
当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格
納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き
な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認した場合。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 ， 補 機 冷 却 水 及 び 水 源（サプレッション・チェンバ）が確保されている状態。

ⅱ. 操作手順
残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェン
バ ・ プ ー ル の 除 熱 に つ い て は ， 「 1.6.2.1(2)a.(b)残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プー
1.6-65

ルの除熱」の操作手順と同様である。
な お ， 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.6.6 図 に 示 す 。 ま た ，
概 要 図 は 第 1.6.18 図 ， タ イ ム チ ャ ー ト は 第 1.6.19 図 と同様である。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，１ユニット当たり中央制御室運転員 2名（操作者及び確認者）にて作業を実施し，作業開始を
判 断 し て か ら 残 留 熱 除 去 系 (A)（ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ー ル の 除 熱 開 始 ま で 15 分以内で可能である。

b.

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応

手 段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.6.26 図 に 示 す 。
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交流電源が確保できた場合，原子炉補機冷却系の運転が可能で
あ れ ば 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド 及 び S/P
冷却モード）により原子炉格納容器内の除熱を実施する。原
子炉補機冷却系の運転ができない場合，代替原子炉補機冷却系を設置し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及び S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ り 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 除 熱 を 実 施 するが，代替原子炉補機冷却系の設置に時間を要することから，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）等による原子炉格
納容器内へのスプレイを並行して実施する。
1.6-66

1.6.2.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1) 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド ） に よ る 原 子 炉
格納容器内へのスプレイ
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が健全な場合
は，中央制御室からの手動操作により残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却モード）を起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならない
よ う に ， ス プ レ イ 流 量 の 調 整 又 は ス プ レ イ の 起 動 /停 止 を 行 う 。

a.

手順着手の判断基準
原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した

場 合 ※ 1。

※ 1: 「 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ 起 動 の 判 断 基 準 に 到
達 」 と は ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W ） ， 格 納 容 器 内 圧 力（ S/C ） ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・
チェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プー
ル水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 達 し た 場 合 。

b.

操作手順
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイ手順の概要は以下のとおり。概要
1.6-67図 を 第 1.6.24 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプの起動操作を実施し，残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示
値が規定値以上であることを確認後，当直副長に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイの準備完了を報告する。
③当直副長は，原子炉格納容器内へのスプレイ起動・停止 の 判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 基 づ き 原 子 炉 格 納 容 器
内のスプレイ先を選択し，中央制御室運転員に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉
格納容器内へのスプレイの開始を指示する。
④ a D/W ス プ レ イ の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系格納容器
冷却ライン隔離弁の全開操作を実施し，残留熱除去系
格納容器冷却流量調節弁を調整開として原子炉格納容
器内へのスプレイを開始する。
④ b S/P ス プ レ イ の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ
レイ注入隔離弁を全開として原子炉格納容器内へのスプレイを開始する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器内への1.6-68

スプレイが開始されたことを原子炉格納容器への注水量の上昇並びに原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下により確認し，当直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W） ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール
水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ停止の
判 断 基 準 （ 第 1.6.4 表 ） に 到 達 し た 場 合 は ， 原 子 炉 格
納容器内へのスプレイを停止する。その後，格納容器
内 圧 力 （ D/W） ， 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C） ， ド ラ イ ウ ェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準（第1.6.4 表 ） に 再 度 到 達 し た 場 合 は ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 へのスプレイを再開する。
※原子炉格納容器内へのスプレイ実施中に原子炉圧力容器への注水が必要となった場合は，残留熱除去系
格納容器冷却流量調節弁，残留熱除去系格納容器冷却 ラ イ ン 隔 離 弁 及 び 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ イ 注 入
隔離弁の全閉操作を実施後，残留熱除去系注入弁の全開操作を実施し，原子炉圧力容器へ注水する。

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）にて操作を実施する。操作スイッチによる遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
1.6-69(2) 残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ー ル 水 冷 却 モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱
残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） が 健 全 な 場 合 は ， 中 央 制 御室 か ら の 手 動 操 作 に よ り 残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） を 起
動し，サプレッション・チェンバ・プールの除熱を実施する。

a.

手順着手の判断基準
下記のいずれかの状態に該当した場合。
・逃がし安全弁開固着
・サプレッション・チェンバ・プール水の温度が規定温度
以上
・サプレッション・チェンバの気体温度が規定温度以上

b.

操作手順
残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チェンバ・プールの除熱手順の概要は以下のとおり。概要図を
第 1.6.25 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室 運 転 員 に 残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る サ プ
レッション・チェンバ・プールの除熱の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプの起動操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，当直副長に残留熱除去
1.6-70系 （ S/P 冷 却 モ ー ド ） に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン
バ・プールの除熱の準備完了を報告する。
④ 当 直 副 長 は ， 中 央 制 御 室 運 転 員 に 残 留 熱 除 去 系 （ S/P 冷却モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱の開始を指示する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系試験用調節弁を調整開とし，原子炉格納容器への注水量の上昇
及びサプレッション・チェンバ・プール水の温度の低下によりサプレッション・チェンバ・プールの除熱が開始されたことを確認する。

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 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

1.6.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

残留熱除去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。
復水貯蔵槽，防火水槽及びろ過水タンクへの水の補給手順並びに 水 源 か ら 接 続 口 ま で の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る
送 水 手 順 に つ い て は ， 「 1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプ，電動弁及び中央制御室
1.6-71

監視計器類への電源供給手順並びに第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機，電源車，ディーゼル駆動消火ポンプ及び可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） へ の 燃 料 補 給 手 順 に つ い て は ，「 1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.6-72

第 1.6.1 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/7）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

手順書

事 故時 運転 操 作手 順書 （ 徴 候ベ ー

残留熱除去系熱交換器

ス）

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ「PCV 圧力制御」等

原子炉補機冷却系 ※1
非常用交流電源設備 ※2

重大事故対処設備

残留熱除去系ポンプ（設計基準拡張）

サプレッション・チェンバ
格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器重大事故等対処設備

による原子炉格納容器内の除熱

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

残留熱除去系ポンプ

事 故時 運転 操 作手 順書 （ 徴 候ベ ー

残留熱除去系熱交換器

ス）

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ「S/P 温度制御」等

原子炉補機冷却系 ※1
重大事故対処設備

非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

サプレッション・チェンバ
原子炉格納容器重大事故等対処設備

によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

－

対処設備

※1:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」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「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

※4:「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）1.6-73

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/7）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

復水移送ポンプ

事 故時 運転 操 作手 順書 （ 徴候ベ ー

スプレイ冷却モード）

復水貯蔵槽 ※3ス）

復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器「PCV 圧力制御」等
AM 設備別操作手順書「MUWC による PCV スプレイ」

常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

原子炉格納容器内の冷却

フロントライン系故障時

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による高圧炉心注水系配管・弁重大事故等対処設備

残留熱除去系（格納容器

第二代替交流電源設備 ※2

事 故時 運転 操 作手 順書 （ 徴候ベ ー

ろ過水タンク ※3ス）

消火系配管・弁「PCV 圧力制御」等

復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備 ※2

自主対策設備消火系による

原子炉格納容器内の冷却ディーゼル駆動消火ポンプ

常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2※1:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」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「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

※4:「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）1.6-74AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる PCV スプレイ」

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/7）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

事 故時 運転 操 作手 順書 （ 徴候ベ ー

スプレイ冷却モード）

ホース・接続口ス）

復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※2「PCV 圧力制御」等
AM 設備別操作手順書「消防車による PCV スプレイ」

可搬型代替交流電源設備 ※2

多様なハザード対応手順

代替所内電気設備「消防車による送水（格納容器スプ

燃料補給設備 ※2レイ）」※1

非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

原子炉格納容器内の冷却

フロントライン系故障時

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・ヘッダ

重大事故等対処設備

残留熱除去系（格納容器

防火水槽 ※3，※4
淡水貯水池 ※3，※4
第二代替交流電源設備 ※2※1:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」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「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

※4:「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）1.6-75

対応手段，対処設備，手順書一覧（4/7）（炉心損傷前のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※2

事 故時 運転 操 作手 順書 （ 徴候ベ ース）「PCV 圧力制御」等
AM 設備別操作手順書「RHR(B)による PCV スプレイ」

残留熱除去系ポンプ

設備

原子炉補機冷却系 ※1

自主対策

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ（設計基準拡張）

残留熱除去系熱交換器

重大事故等対処設備

代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧

代替原子炉補機冷却系 ※1

対処設備

サプレッション・チェンバ

原子炉補機冷却系

重大事故等

全交流動力電源手順書

第二代替交流電源設備 ※2

事 故時 運転 操 作手 順書 （ 徴候ベ ー

原子炉格納容器ス）

常設代替交流電源設備 ※2

対処設備

代替原子炉補機冷却系 ※1

重大事故等「S/P 温度制御」等
AM 設備別操作手順書「RHR(A)による S/P 除熱」「RHR(B)による S/P 除熱」

残留熱除去系ポンプ

設備

原子炉補機冷却系 ※1

自主対策

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ（設計基準拡張）

残留熱除去系熱交換器

重大事故等対処設備

・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧

代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション

サポート系故障時

サプレッション・チェンバ

第二代替交流電源設備 ※2※1:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」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「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

※4:「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）1.6-76

対応手段，対処設備，手順書一覧（5/7）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

復水移送ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

スプレイ冷却モード）

復水貯蔵槽 ※3

シデント）

復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器「RPV 制御」「PCV 制御」
AM 設備別操作手順書「MUWC による PCV スプレイ」

常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
非常用交流電源設備 ※2（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

原子炉格納容器内の冷却

フロントライン系故障時

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による高圧炉心注水系配管・弁重大事故等対処設備

残留熱除去系（格納容器

第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（シビアアク

ろ過水タンク ※3

シデント）

消火系配管・弁「RPV 制御」

復水補給水系配管・弁「PCV 制御」

残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備 ※2

自主対策設備消火系による

原子炉格納容器内の冷却ディーゼル駆動消火ポンプ

常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2※1:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」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「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

※4:「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）1.6-77AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる PCV スプレイ」

対応手段，対処設備，手順書一覧（6/7）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

事故時運転操作手順書（シビアアク

スプレイ冷却モード）

ホース・接続口

シデント）

復水補給水系配管・弁残留熱除去系配管・弁格納容器スプレイ・ヘッダ
常設代替交流電源設備 ※2「RPV 制御」「PCV 制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による PCV スプレイ」

可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

多様なハザード対応手順

燃料補給設備 ※2「消防車による送水（格納容器スプ非常用交流電源設備 ※2レイ）」※1（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

設備

自主対策

による原子炉格納容器内の冷却

フロントライン系故障時

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

原子炉格納容器重大事故等対処設備

残留熱除去系（格納容器

防火水槽 ※3，※4
淡水貯水池 ※3，※4
第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（シビアアク

ドライウェル冷却系冷却器

シデント）

原子炉補機冷却系 ※1「RPV 制御」

常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2

自主対策設備

ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱

ドライウェル冷却系送風機「PCV 制御」
AM 設備別操作手順書「DW クーラ代替除熱（RCW－A 系）」「DW クーラ代替除熱（RCW－B 系)」※1:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」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「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

※4:「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）1.6-78

対応手段，対処設備，手順書一覧（7/7）（炉心損傷後のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器事故時運転操作手順書（シビアアク
シデント）「RPV 制御」「PCV 制御」

常設代替交流電源設備 ※2
AM 設備別操作手順書
残留熱除去系ポンプ

設備

原子炉補機冷却系 ※1

自主対策

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ（設計基準拡張）

残留熱除去系熱交換器

重大事故等対処設備

代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧

代替原子炉補機冷却系 ※1

対処設備

サプレッション・チェンバ

原子炉補機冷却系

重大事故等

全交流動力電源手順書

第二代替交流電源設備 ※2「RHR(B)による PCV スプレイ」

事故時運転操作手順書（シビアアク

原子炉格納容器シデント）

常設代替交流電源設備 ※2

対処設備

代替原子炉補機冷却系 ※1

重大事故等

AM 設備別操作手順書「RHR(A)による S/P 除熱」「RHR(B)による S/P 除熱」

残留熱除去系ポンプ

設備

原子炉補機冷却系 ※1

自主対策

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ（設計基準拡張）

残留熱除去系熱交換器

重大事故等対処設備

・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧

代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション

サポート系故障時

サプレッション・チェンバ

第二代替交流電源設備 ※2※1:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」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「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

※4:「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）1.6-79

第 1.6.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ
事故時運転操作手順書（徴候ベース）
原子炉圧力容器内の温度「PCV 圧力制御」等
AM 設備別操作手順書

原子炉格納容器内の圧力「MUWC による PCV スプレイ」

原子炉格納容器内の温度判断基準

原子炉格納容器内の水位

電源

原子炉圧力容器温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
水源の確保

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

操作

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力

水源の確保

1.6-80

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（2/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ
事故時運転操作手順書（徴候ベース）
原子炉圧力容器内の温度「PCV 圧力制御」等
AM 設備別操作手順書

原子炉格納容器内の圧力「消火ポンプによる PCV スプレイ」

原子炉格納容器内の温度判断基準

原子炉格納容器内の水位

電源

原子炉圧力容器温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

原子炉格納容器内の圧力操作

原子炉格納容器内の温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

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

1.6-81

監視計器一覧（3/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

炉心の著しい損傷防止のための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ
事故時運転操作手順書（徴候ベース）
原子炉圧力容器内の温度「PCV 圧力制御」等
AM 設備別操作手順書

原子炉格納容器内の圧力「消防車による PCV スプレイ」
多様なハザード対応手順

原子炉格納容器内の温度「消防車による送水（格納容器スプレイ）」

判断基準

原子炉格納容器内の水位

電源

原子炉圧力容器温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度操作

サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

1.6-82防火水槽
淡水貯水池

監視計器一覧（4/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

炉心の著しい損傷防止のための対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

原子炉圧力容器内の温度

AM 設備別操作手順書「RHR(B)による PCV スプレイ」

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度判断基準

原子炉格納容器内の水位

補機監視機能電源

原子炉圧力容器温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

原子炉格納容器内の圧力操作

原子炉格納容器内の温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系(B)系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

1.6-83

監視計器一覧（5/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

炉心の著しい損傷防止のための対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

ドライウェル雰囲気温度「S/P 温度制御」等

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

AM 設備別操作手順書「RHR(A)による S/P 除熱」「RHR(B)による S/P 除熱」
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
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
判断基準

残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
最終ヒートシンクの確保

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

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量操作

最終ヒートシンクの確保

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

原子炉格納容器内の水位

1.6-84

サプレッション・チェンバ・プール水位

監視計器一覧（6/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

「PCV 制御」

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）

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の温度「MUWC による PCV スプレイ」

原子炉格納容器内の圧力判断基準

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の水位

電源

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
水源の確保

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

操作

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力

水源の確保

1.6-85

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（7/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

「PCV 制御」

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）

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の温度「消火ポンプによる PCV スプレイ」

原子炉格納容器内の圧力判断基準

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の水位

電源

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

原子炉格納容器内の圧力操作

原子炉格納容器内の温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

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

1.6-86

監視計器一覧(8/14)
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.代替格納容器スプレイ
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

「PCV 制御」

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）

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の温度「消防車による PCV スプレイ」
多様なハザード対応手順

原子炉格納容器内の圧力「消防車による送水（格納容器スプレイ）」

判断基準

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の水位

電源

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度操作

サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

1.6-87

防火水槽
淡水貯水池

監視計器一覧（9/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
b.格納容器代替除熱
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」「PCV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

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）

AM 設備別操作手順書「DW クーラ代替除熱（RCW－A 系)」「DW クーラ代替除熱（RCW－B 系)」
原子炉圧力容器内の温度

電源

原子炉圧力容器温度

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

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

補機監視機能原子炉格納容器内の圧力操作

原子炉格納容器内の温度

補機監視機能1.6-88

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

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

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

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

監視計器一覧（10/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

「PCV 制御」

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）

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の温度「RHR(B)による PCV スプレイ」

原子炉格納容器内の圧力判断基準

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の水位

補機監視機能電源

原子炉圧力容器温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

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

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

原子炉格納容器内の圧力操作

原子炉格納容器内の温度

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系(B)系統流量

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

1.6-89

監視計器一覧（11/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

AM 設備別操作手順書

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度「RHR(A)による S/P 除熱」「RHR(B)による S/P 除熱」
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
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
判断基準

残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
最終ヒートシンクの確保

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

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度操作

残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
最終ヒートシンクの確保

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

原子炉格納容器内の水位

1.6-90サプレッション・チェンバ・プール水位

監視計器一覧（12/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.3

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイ
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の水位

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水位

判断基準

原子炉補機冷却水系(B)系統流量
補機監視機能原子炉補機冷却水系(C)系統流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器(C)入口冷却水流量

電源

M/C

D 電圧

M/C

E 電圧

P/C

D-1 電圧P/C

E-1 電圧

直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 主母線盤 C 電圧

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度
操作
原子炉格納容器への注水量

補機監視機能原子炉格納容器内の水位

1.6-91

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量
残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
サプレッション・チェンバ・プール水位

監視計器一覧（13/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.3

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱事故時運転操作手順書（徴候ベース）

ドライウェル雰囲気温度「S/P 温度制御」等

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

M/C

E 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧P/C

E-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 主母線盤 C 電圧
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
判断基準

残留熱除去系熱交換器(C)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系熱交換器(C)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
最終ヒートシンクの確保

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

原子炉格納容器内の水位

1.6-92

サプレッション・チェンバ・プール水位

監視計器一覧（14/14）
重大事故等の対応に

手順書
1.6.2.3必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉格納容器内の温度「S/P 温度制御」等

サプレッション・チェンバ・プール水温度
残留熱除去系ポンプ(A)吐出圧力

補機監視機能残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力
残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(C)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系熱交換器(C)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量操作

残留熱除去系(B)系統流量
最終ヒートシンクの確保

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

原子炉格納容器内の水位

1.6-93

サプレッション・チェンバ・プール水位

第 1.6.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文
【1.6】

給電元

供給対象設備
復水移送ポンプ

給電母線
常設代替交流電源設備

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
AM 用 MCC
復水補給水系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系（6 号炉のみ）
AM 用 MCC

残留熱除去系ポンプ

常設代替交流電源設備
M/C C 系
M/C D 系

残留熱除去系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

1.6-94

第 1.6.4 表

原子炉格納容器内へのスプレイ起動，停止の判断基準（炉心の著しい損傷を防止するための対応）
代替格納容器スプレイ

RHRによるスプレイ

格納容器内圧力(D/W)指示値が13.7kPa[gage]以上で，原子炉水位
指示値が-2880mm以下を経験した場合

D/W
S/P

D/W
S/P

格納容器内圧力(S/C)指示値が13.7kPa[gage]以上の場合－

S/P

スプレイ起動の判断基準

炉
心
の
著
し
い
損
傷
を
防
止
す
る
た
め
の
対
応

P
C
V
圧
力
制
御

S D
/ /
P W
温温
度度
制制
御御

水
S
位
/
制
P
御
※1

格納容器内圧力(S/C)指示値が以上の場合

D/W ※3
S/P ※3

D/W
S/P

ドライウェル雰囲気温度指示値がに到達し，格納容器内圧力(D/W)
指示値が13.7kPa[gage]以上の場合

D/W ※4

D/W

サプレッション・チェンバ気体温
度指示値が
以上の場合

S/P

※5

S/P

サプレッション・チェンバ・プール
水位指示値が7.2m※ 2 以上で，格納容器内圧力(D/W)指示値が13.7kPa[gage]以上の場合

D/W ※6

D/W

スプレイ停止の判断基準

圧
力
制
御
・
温
度
制
御
・
水
位
制
御

以下のいずれかの条件でスプレイを停止する。
・格納容器内圧力(D/W)指示値
が13.7kPa[gage]以下まで低下した場合・サプレッション・チェンバ
気体温度指示値が以下まで低下した場合
・サプレッション・チェンバ・
プール水位指示値が14.0m ※ 2 以上の場合※1：LOCA時，真空破壊弁の機能喪失前に格納容器圧力を低下させ，D/WとS/Pの圧力を平衡にする。
※2：S/P底面からの水位。
※3：原子炉格納容器外からの注水によるS/P水位上昇を抑制するため，代替格納容器スプレイの場合は180kPa[gage]で実施する。
※4：原子炉格納容器外からの注水によるS/P水位上昇を抑制するため，代替格納容器スプレイの場合は171℃で実施する。
※5：原子炉格納容器外からの注水によるS/P水位上昇を抑制するため，代替格納容器スプレイの場合は104℃で実施する。
※6：原子炉格納容器外からの注水によるS/P水位上昇を抑制するため，代替格納容器スプレイの場合は

1.6-95で実施する。

第 1.6.5 表

原子炉格納容器内へのスプレイ起動，停止の判断基準（原子炉格納容器の破損を防止するための対応）
スプレイ起動の判断基準

原
防子
止炉
す格
る納
た容
め器
のの
対破
応損
を

原
抑子
制炉
す格
る納
た容
め器
のの
対過
応温
を

P
C
V
制
御

P
C
V
制
御

代
ス替
プ格
レ納
イ容
器

格納容器内圧力(D/W)
又は格納容器内圧力(S/C)
指示値が465kPa[gage]
以上の場合

圧力容器
破損前

圧力容器
破損後

①S/P
②D/W

①D/W
②S/P

スプレイ停止の判断基準※2

ドライウェル雰囲気温度
指示値が190℃以上の場合

R
ス H
プ R
レに
イよ
る

格納容器内圧力(D/W)
又は格納容器内圧力(S/C)
指示値が180kPa[gage]
以上の場合

代
ス替
プ格
レ納
イ容
器

原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が300℃に到達した
場合

①S/P
②D/W

①S/P
②D/W

D/W

①D/W
②S/P

P
C
V
制
御

①D/W
②S/P

－

P
C
V
制
御

代
ス替
プ格
レ納
イ容
器

格納容器内圧力(D/W)
又は格納容器内圧力(S/C)
指示値が390kPa[gage]
以下の場合

スプレイ流量（m³/h）

140※2

サプレッション・チェン
バ・プール水位指示値が※3に到達した場合

140

R
ス H
プ R
レに
イよ
る

格納容器内圧力(D/W)
又は格納容器内圧力(S/C)
指示値が 13.7kPa[gage]
以下の場合

140

代
ス替
プ格
レ納
イ容
器

－

70

※1

①，②は優先順位を示す。
※1：原子炉圧力容器破損前に本操作を実施することで，格納容器温度の上昇を抑制し，逃がし安全弁の環境条件を緩和することができる。
ただし，本操作をしない場合であっても，評価上，原子炉圧力容器底部が破損に至るまでの間，逃がし安全弁は発電用原子炉の減圧機能を維持できる。
※2：外部からの注水を抑制する観点から間欠スプレイとする。
※3：S/P底面からの水位。

1.6-96

凡例

原子炉格納容器除熱機能喪失①，②，③，④

RHR B機能喪失

RHR A機能喪失

サポート系

RHR C機能喪失

フロントライン系⑤，⑥
弁故障

RHRポンプ故障：フロントライン系の対応：OR条件：サポート系の対応

補機冷却系
故障

※1

※1

：AND条件

駆動源喪失（AC電源）※2※3※1
RCW機能喪失

補機冷却系
故障

RSW機能喪失

駆動源喪失（AC,DC電源）

P/C故障

M/C故障

⑤，⑥
※2
RHR Hx配管

駆動源喪失（AC電源）※3

1.6-97

ｽﾄﾚｰﾅ※3
RCWポンプ

駆動源喪失（DC電源）

S/C

弁

静的機器
※4

RSWポンプ

※4

弁
D/G機能
喪失

静的機器

RCW Hx

配管

配管

ｽﾄﾚｰﾅ

外部電源
喪失

駆動源喪失
（DC電源）※4

フロントライン系故障時の対応手段①：代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却②：消火系による原子炉格納容器内の冷却③：代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却④：ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱

主母線盤故障遮断器故障

蓄電池機能喪失

サポート系故障時の対応手段⑤：代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧⑥：代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧
AC電源喪失

注：RHR C系は、⑤，⑥の手段は対象外
RHR A系は、⑤の手段は対象外※3

第 1.6.1 図機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 （ 1/2）

充電器盤故障

凡例

対応手段①
選択不可

MUWCポンプ
故障

CSP
枯渇

対応手段②
選択不可

配管
故障

弁故障

D/D FP故障

駆動源喪失（AC電源）

ろ過水
タンク枯渇：AND条件：フロントライン系の対応：OR条件：サポート系の対応

対応手段③
選択不可

配管
故障

可搬型代替
注水ポンプ
(A-2級)故障

弁故障

防火水槽
淡水貯水池
枯渇

配管
故障

弁故障

※3

1.6-98

RHR系
配管故障

MUWC系
配管故障

RHR系
配管故障

MUWC系
配管故障

FP系
配管故障

RHR系
配管故障

手動開
RHR系
弁故障

MUWC系
弁故障

駆動源喪失
（AC電源）

MUWC系
配管故障

手動開

手動開
RHR系
弁故障

MUWC系
弁故障

※3

FP系
弁故障

駆動源喪失
（AC電源）

RHR系
弁故障

※3

第 1.6.1 図機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 （ 2/2）

MUWC系
弁故障

駆動源喪失
（AC電源）※3

凡例：

フロントライン系

サポート系

故障を想定

対応手段あり

故障要因5

故障要因6

故障要因7

故障要因8

フロントライン系，サポート系の整理，故障の想定・対応手段
故障想定機器

故障要因1

故障要因2

故障要因3

故障要因4

RHRポンプ故障
弁故障※5 RHR A系については格納容器スプレイモ ード対象外

RHR Hx配管

静的機器故障

S/C
ストレーナ

水源

RCW機能喪失

RCWポンプ
弁
静的機器故障補機冷却系故障

RSW機能喪失※2

静的機器故障RHR A機能喪失(※5)※1

駆動源喪失（AC，DC
電源）

原子炉格納容器除熱機能喪失
駆動源喪失（AC電源）※3

RCW Hx
配管

RSWポンプ
弁
配管
ストレーナ

※3同様
※4同様

P/C故障
D/G機能喪失

M/C故障

外部電源喪失主母線盤故障遮断器故障
蓄電池機能喪失
駆動源喪失(DC電源）※4※

RHR B機能喪失※1同様

RHR C機能喪失※1同様

直流電源供給機能喪失充電器機能喪失

充電器盤故障AC電源喪失※3同様

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

第 1.6.1 図

機能喪失原因対策分析（補足）1.6-99

1.6-100
第 1.6.2 図EOP「 PCV 圧 力 制 御 」 に お け る 対 応 フ ロ ー

1.6-101
第 1.6.3 図EOP「 D/W 温 度 制 御 」 に お け る 対 応 フ ロ ー

1.6-102
第 1.6.4 図

EOP「 S/P 温 度 制 御 」 に お け る 対 応 フ ロ ー

1.6-103
第 1.6.5 図

EOP「 S/P 水 位 制 御 」 に お け る 対 応 フ ロ ー

第 1.6.6 図

SOP「 RPV 制 御 」 ， SOP「 PCV 制 御 」 に お け る 対 応 フ ロ ー

1.6-104

1.6-105
操作手順④

タービン建屋負荷遮断弁

⑦

a※1

※1

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)

⑦

a※2

※2

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)

⑩
⑩

b

※3

⑦⑩
⑨

第 1.6.7 図

弁名称

残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)
残留熱除去系洗浄水弁(B)⑪※1

復水補給水系常/非常用連絡1次止め弁⑪※2

復水補給水系常/非常用連絡2次止め弁

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

25分

要員（数）

40

50

60

70

80

備考

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ

通信連絡設備準備，電源確認
バイ パス流防止処置，ポン プ 起動

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
原子炉格納容器内へのスプレイ

中央制御室運転員 A，B

系統構成
スプ レイ 開始

現場運転員 C，D

第 1.6.8 図

22

移動，ＣＳＰ水源確保

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ

タイムチャート

1.6-106

1.6-107
第 1.6.9 図

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

50

60

70

30分 消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

要員（数）通信連絡設備準備， 電源確保確認

消火系による原子炉
格納容器内へのスプレイ

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 C，D

25号炉運転員2

第 1.6.10 図

バイ パス流防止処置，系統構成
スプ レイ 開始

電源確保

消火ポン プ 起動

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

タイムチャート80

備考

1.6-108

1.6-109
第 1.6.11 図

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）概要図（交流電源が確保されている場合）

経過時間（分）

10
手順の項目

30

40

50

60

70

80

90

備考

系統構成完了 25分

要員（数）代替格納容器スプレイ冷却系(可搬型)による原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水/海水）

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2[交流電源が確保されている場合]

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

第 1.6.12 図

20

通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止措置，系統構成

移動，遠隔手動弁操作設備リンク機構の取外し，系統構成（管理区域）

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 )（系統構成）タイムチャート

1.6-110（交流電源が確保されている場合）

経過時間（分）10
手順の項目

可搬型代替注水ポンプ
による送水

20

30

40

50

60

要員（数）

緊急時対策要員

3

70

80

90

100

110

120

130

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水

125分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台保管場所移動 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2級)3台移動～配置
送水準備

※1

[防火水槽を水源とした場合]

※1
※2

備考

送水

5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，緊急時対策要員2名で105分以内で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

経過時間（分）10

1.6-111

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水

要員（数）

140

備考

140分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～淡水貯水池移動
貯水池出口弁「開」
緊急時対策要員2

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置，送水ライン水張り及び健全性確認
送水ホース及び消防ホース接続継手接続

可搬型代替注水ポンプ
による送水

送水

[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）]

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
緊急時対策要員2

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）2台移動～配置
送水準備
送水※1 5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，約120分で可能である。
※2 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

第 1.6.13 図

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 1/2）

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

200

210

220

230

240

250

260

270

280

290

300

310

320

330

340

350

備考

要員（数）
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水 330分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名で対応する。

送水準備

屋外～5号炉東側第二保管場所移動

可搬型代替注水ポンプによる送水[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）]

可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員 6 ※1

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名のうち4名で
対応する。

送水準備
送水

送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で
対応する。

※1

緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。
緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約225分で可能である。

1.6-112

第 1.6.13 図

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 2/2）

1.6-113
第 1.6.14 図

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）概要図（全交流動力電源が喪失している場合）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備考

系統構成完了 100分要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

代替格納容器スプレイ冷却系(可搬型)による原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水/海水）[全交流動力電源が喪失している場合]

第 1.6.15 図

中央制御室運転員 Ａ

1
移動，遠隔手動弁操作設備リンク機構の取外し，系統構成（管理区域）

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

バイパス流防止措置
系統構成（スプレイ隔離弁，洗浄水弁開操作含む）

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 (可 搬 型 )に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 ）（系統構成）タイムチャート

1.6-114（全交流動力電源が喪失している場合）

1.6-115
第 1.6.16 図

残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

15分 残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ

要員（数）電源確保確認

残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ

第 1.6.17 図

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

ポン プ 起動，系統構成

残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ

タイムチャート

備考

1.6-116

MO
MUWC系
RCCV
MO
FPC系

D/W
MO

FCS系
中央制御室

FDW(A)ﾗｲﾝ

ＲＰＶ

FI
AO

FE

MO

MO
PASS系

MO

MO
MO

1.6-117

MO

MO
SAM系

MO

⑦

MO

MO

SPH系

MO

S/C
中央制御室
TE

TI

RHR熱交換器(A)MO

封水ﾎﾟﾝﾌﾟ(A)RHRﾎﾟﾝﾌﾟ(A)RCW系，代替Hx
による冷却

RCW系，代替Hx
による冷却

操作手順
⑦

第 1.6.18 図

弁名称
残留熱除去系試験用調節弁(A)

残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除熱

概要図

経過時間（分）10

手順の項目
残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除熱第 1.6.19 図

20

30

40

50

60

70

80

備考

15分 残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除熱要員（数）電源確保確認

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2系統構成，ポン プ 起動

残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除熱

タイムチャート

1.6-118

経過時間（分）

10
手順の項目

30

40

50

60

70

80

90

備考

系統構成完了 20分

要員（数）代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容
器内へのスプレイ（淡水/海水)

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2[炉心の著しい損傷が発生した
場合]

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

第 1.6.20 図

20

通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止措置，系統構成

移動，遠隔手動弁操作設備による系統構成（非管理区域）

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ 淡 水 /海 水 )（系統構成）タイムチャート

1.6-119（炉心の著しい損傷が発生した場合）

還気（中央制御室）

FI

RCCV

FT

MO
D/W
ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
冷却器(A)

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
冷却器(B)

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
冷却器(C)⑦※1
原子炉補機冷却水系(A)系から

原子炉補機
冷却水系(B)から

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
送風機(A)

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
送風機(B)

MO

MO

⑦※2

⑦※3

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
送風機(C)

1.6-120（中央制御室）
PT

送気

PI

S/C

操作手順

第 1.6.21 図

弁名称

⑦※1

原子炉補機冷却系格納容器外側供給隔離弁(A)⑦※2

原子炉補機冷却系格納容器内側戻り隔離弁(A)⑦※3

原子炉補機冷却系格納容器外側戻り隔離弁(A)ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱概要図（ 原 子 炉 補 機 冷 却 (A)）

還気
FI

RCCV

D/W
ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
冷却器(A)⑦※1

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
冷却器(C)

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
冷却器(B)（中央制御室）FT

MO

原子炉補機冷却水系(B)系から
原子炉補機
冷却水系(A)から

原子炉補機
冷却水系(A)から

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
送風機(A)

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
送風機(B)

MO

MO

⑦※2

⑦※3

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ冷却系
送風機(C)

1.6-121（中央制御室）

送気

PT

PI

S/C

操作手順

第 1.6.22 図

弁名称

⑦※1

原子炉補機冷却系格納容器外側供給隔離弁(B)⑦※2

原子炉補機冷却系格納容器内側戻り隔離弁(B)⑦※3

原子炉補機冷却系格納容器外側戻り隔離弁(B)ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱概要図（ 原 子 炉 補 機 冷 却 (B)）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱 45分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確保確認

ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱

中央制御室運転員A，B

2

現場運転員 C，D

2

第 1.6.23 図

隔離信号除外［RCW(A)及び(B)使用］
ドラ イ ウェ ル送風機(A)(B)(C)起動

電源確保

ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱

タイムチャート

備考

1.6-122

MO
MUWC系
RCCV
MO
FPC系
D/W
MO

MO
MO

NO

④a※2

④a※1

FCS系

FI

ＲＰＶ

（中央制御室）

FT

MO

④b

MO

MO

MO

MO

SPH系

MO

1.6-123

MO

MO
SAM系

MO

S/C

RHR熱交換器MO

封水ﾎﾟﾝﾌﾟ
RCW系による冷却
RHRﾎﾟﾝﾌﾟ
RCW系による冷却第 1.6.24 図

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイ

概要図1.6-124
第 1.6.25 図

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱

概要図

炉心の著しい損傷防止のための対応手段（1）フロントライン故障時の対応手段の選択【凡例】

残留熱除去系(格納容器
スプレイ冷却モード)
機能喪失：プラント状態：操作、確認：判断：重大事故等対処設備

No

交流電源
あり

代替交流電源
設備等による交流電源確保可能

Yes

No

Yes

電動弁を手動操作
にて系統構成実施

※1

No

復水貯蔵槽
水源使用可能重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要 な火災の発生なし

Yes

No

Yes

ろ過水タンク
水源使用可能No

Yes
優先②
消火系による
原子炉格納容器内への
スプレイ

優先①
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器
内へのスプレイ

優先③
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器
内へのスプレイ（2）サポート系故障時の対応手段の選択
全交流動力電源喪失による残留熱除去系(格納容器スプレイ
冷却モード)機能喪失

常設代替交流電源設備等
による交流電源確保

原子炉
補機冷却系
運転可能

No

※1

Yes
代替原子炉補機
冷却系設置・起動

残留熱除去系復旧
原子炉格納容器内の除熱

第 1.6.26 図

重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト （ 1/3）
1.6-125

原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段（1）フロントライン故障時の対応手段の選択(1/2)
【凡例】
残留熱除去系(格納容器
スプレイ冷却モード)
機能喪失：プラント状態：操作、確認：判断：重大事故等対処設備
No

交流電源
あり

Yes

代替交流電源設備等による交流電源確保

※2

復水貯蔵槽
水源使用可

No

重大事故等へ対処するために消火系による消火が 必要 な火災の発生なし

Yes

No

Yes

ろ過水タンク
水源使用可

No

Yes
優先①
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器
内へのスプレイ優先②
消火系による
原子炉格納容器内への
スプレイ

優先③
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器
内へのスプレイ（1）フロントライン故障時の対応手段の選択(2/2)

残留熱除去系(格納容器
スプレイ冷却モード)
機能喪失

交流電源
あり

Yes

No

常設代替交流電源設備等
による交流電源確保

原子炉補機冷却系による冷却水確保

ドライウェ ル冷却系による原子炉格納容器
内の代替除熱第 1.6.26 図

重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト （ 2/3）
1.6-126

（2）サポート系故障時の対応手段の選択【凡例】

全交流動力電源喪失による残留熱除去系(格納容器スプレイ
冷却モード)機能喪失：プラント状態：操作、確認：判断：重大事故等対処設備

常設代替交流電源設備等
による交流電源確保

原子炉
補機冷却系
運転可能

※2

代替原子炉補機
冷却系設置・起動

残留熱除去系復旧
原子炉格納容器内の除熱

第 1.6.26 図

重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト （ 3/3）

1.6-127

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/4）
技 術的能 力審 査基 準（1.6）
【本文】
１ 発電用原子炉設置者において、設計基準事故対
処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。
２ 発電用原子炉設置者は、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並
びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

（１）炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格
納容器の冷却等ａ）設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、格納容器スプレイ代替注水設
備により、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等を整備すること。

（２）原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器の冷却等
ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、格納容器スプレ
イ代替注水設備により、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な手順等を整備すること。

番号

①

－

②

③

添付資料 1.6.1

設 置許 可基準 規則 （49条）

技術 基準 規則（ 64条 ）【本文】
発電用原子炉施設には、設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
２ 発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。

【本文】
発電用原子炉施設には、設計基準事故対処
設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を施設しなければならない。
２ 発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉格納容器
内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を施設しなければならない。

【解釈】
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

【解釈】
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

（１）重大事故等対処設備ａ）設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ
注水設備（ポンプ又は水源）が機能喪失しているものとして、格納容器スプレイ代替注水設備を配備すること。

（１）重大事故等対処設備ａ）設計基準事故対処設備の格納容器スプ
レイ注水設備（ポンプ又は水源）が機能喪失しているものとして、格納容器スプレイ
代替注水設備を配備すること。

ｂ）上記ａ）の格納容器スプレイ代替注水設備
は、設計基準事故対処設備に対して、多様性及び独立性を有し、位置的分散を図ること。

ｂ）上記ａ）の格納容器スプレイ代替注水
設備は、設計基準事故対処設備に対して、多様性及び独立性を有し、位置的分散を図
ること。

（２）兼用
ａ）第１項の炉心損傷防止目的の設備と第２項の格納容器破損防止目的の設備は、同一設備であってもよい。

（２）兼用ａ）第１項の炉心損傷防止目的の設備と第２項の格納容器破損防止目的の設備は、同一設備であってもよい。

番号

④

－

⑤

⑥

－

※1:「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）1.6-128

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/4）：重大事故等対処設備
重大事 故等 対処設 備を使 用した 手段
審査基 準の要 求に適 合す るため の手段
機能

機器 名称

既設
新設

残留 熱除去 系ポ ンプ

既設

サプ レッシ ョン ・チェ
ンバ

既設

残留 熱除去 系熱 交換器

既設

残
レバ
留
・
熱
シプ
除
去
ンル
系
・水
チ冷
サ
却
プ
ンモ
レ
バ
・ド
シ
プ
に
ン
ルよ
・
のる
チ
除サ
熱プ
ン

（
ー

残
留
原
熱
子冷除
炉却去
格モ系
納
容ド格
器
納
内に容
のよ器
除るス
熱
プ
レ
イ
）

残留 熱除去 系配 管・弁・ ストレ ーナ
格納 容器ス プレ イ・
ヘッ ダ

既設
既設
既設

原子 炉補機 冷却 系

既設

非常 用交流 電源 設備

既設

ッ残留 熱除去 系ポ ンプ

既設

ー
ョ

サプ レッシ ョン ・チェ
ンバ

既設

残留 熱除去 系熱 交換器

既設

残留 熱除去 系配 管・弁・ ストレ ーナ

既設

原子 炉格納 容器

既設

原子 炉補機 冷却 系

既設

非常 用交流 電源 設備

既設（

原子 炉格納 容器

ェ

ッ
ョ
ー
）
ー
ェ

－

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）
自 主対策

解釈
対 応番号

機能

機 器名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

－

－

－

－

－

－

①
④

①
④

－

※1:「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）1.6-129

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/4）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

既設
新設

自主 対策

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称

常設
可搬
常設

復水 移送 ポンプ既設

ディ ーゼル 駆動 消火ポ
ンプ

復水 貯蔵 槽

既設

ろ過 水タン ク

常設

復水 補給 水系配 管・弁

既設
新設

消火 系配管 ・弁常設

残留 熱除 去系配 管・弁

既設

復水 補給水 系配 管・弁常設

残留 熱除去 系配 管・弁

常設

格納 容器ス プレ イ・
ヘッ ダ

常設

原子 炉格納 容器

常設

非常 用交流 電源 設備

常設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設

可搬 型代替 交流 電源設
備

可搬

代替 所内電 気設 備

常設

燃料 補給設 備

常設
可搬

格納 容器 スプレ イ・
ヘッ ダ
高圧 炉心 注水系 配管・
弁

既設
既設

原子 炉格 納容器

既設

非常 用交 流電源 設備

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

①
②
③
④
⑤
⑥

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

30分

6名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

45分

4名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

（

代
替
に
格
よ
納
る
容
原
器
子
ス
炉
プ
格
レ
納
イ
容
冷
器
却
内
系
の
冷
常
却
設

機器 名称

：重大事故等対処設備（設計基準拡張））

第二 代替 交流電 源設備

新設

代替 所内 電気設 備

既設
新設

可搬 型代 替注水 ポンプ（A-2級）

新設

防火 水槽

新設

淡水 貯水 池

（

代
替
に格
よ納
る容
原器
子ス
炉プ
格レ
納イ
容冷
器却
内系
の
冷可
却搬
型

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備

※1

）

※1

新設

ホー ス・ 接続口

新設

復水 補給 水系配 管・弁

既設
新設

残留 熱除 去系配 管・弁

既設

格納 容器 スプレ イ・
ヘッ ダ

既設

原子 炉格 納容器

既設

非常 用交 流電源 設備

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

第二 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

代替 所内 電気設 備
燃料 補給 設備

消
火
系
に
よ
る
原
子
炉
格
納
容
器
内
の
冷
却
①
②
③
④
⑤
⑥

－

既設
新設
既設
新設
ド
容に
ラ
器よ
イ
内る
ウ
の原
代子
ル
替炉
冷
除格
却
熱納
系

ェ

－

－

－

－

－

ドラ イウェ ル冷 却系送
風機
ドラ イウェ ル冷 却系冷
却器

常設
常設

原子 炉補機 冷却 系

常設

常設 代替交 流電 源設備

常設

第二 代替交 流電 源設備

常設※1:「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）1.6-130

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4/4）：重大事故等対処設備
重大事 故等 対処設 備を使 用した 手段
審査基 準の要 求に適 合す るため の手段
機能

機器 名称
残留 熱除去 系ポ ンプ

機能

①
④

残
留
熱代
冷除替
却去交
モ系流
電
ド格源
納設
の容備
復器に
旧スよ
プる
レ
イ

既設

残留 熱除去 系熱 交換器

既設
既設
既設

既設

代替 原子炉 補機 冷却系

新設

常設 代替交 流電 源設備

新設

残留 熱除去 系ポ ンプ

既設

原子 炉格納 容器

既設

原子 炉補機 冷却 系

既設

代替 原子炉 補機 冷却系

新設

常設 代替交 流電 源設備

新設

常設

残 留熱 除去系 配管・
弁 ・ス トレー ナ
格 納容 器スプ レイ・
ヘ ッダ

常設

）

可搬

第 二代 替交流 電源設 備

常設

残 留熱 除去系 ポンプ

常設

サ プレ ッショ ン・チ ェ
ンバ常設

残 留熱 除去系 熱交換 器

常設

残 留熱 除去系 配管・
弁 ・ス トレー ナ

常設

原 子炉 格納容 器

常設

原 子炉 補機冷 却系

常設

代 替原 子炉補 機冷却 系

可搬

第 二代 替交流 電源設 備

常設

ェ

ェ

代 替原 子炉補 機冷却 系

代
替
交
サ
流
ルプ
電
水レ
源
冷
設
却シ
備
モ
に
ン
よ
ド・
る
チ
残
の
留
復ン
熱
旧バ
除
・
去

対応可能な人数で使用可能か

備考

15分

2名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

15分

2名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

常設

常設

系

①
④

残 留熱 除去系 熱交換 器

必要時間内に
使用可能か

）

既設

常設

原 子炉 補機冷 却系ーョ

残留 熱除去 系配 管・弁・ ストレ ーナ

ー

ッ

既設

残留 熱除去 系熱 交換器

常設

サ プレ ッショ ン・チ ェ
ンバ

常設

ー

ー

既設

残 留熱 除去系 ポンプ

原 子炉 格納容 器

プ

サプ レッシ ョン ・チェ
ンバ

常設
可搬

ョ

原子 炉補機 冷却 系

機 器名称

ッ

既設

（

（

原子 炉格納 容器

）

）

代
替
交
サ
流
ルプ
電
水レ
源
冷
設
却シ
備
モ
に
ン
よ
ド・
る
チ
残
の
留
復ン
熱
旧バ
除
・
去
系

プ

解釈
対 応番号

既設

サプ レッシ ョン ・チェ
ンバ

残留 熱除去 系配 管・弁・ ストレ ーナ
格納 容器ス プレ イ・
ヘッ ダ

自 主対策

（
ー

（
ー

残
留
熱代
冷除替
却去交
モ系流
電
ド格源
納設
の容備
復器に
旧スよ
プる
レ
イ

既設
新設

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）※1:「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）1.6-131

添付資料 1.6.2

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.6-132

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）

【凡例】
D/G

号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
：接続装置
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

M：電動切替装置

D/G(6A)：動力変圧器(6B)
M/C 6CM/C 6D【略語】

1.6-133

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

ＲＨＲポンプ（Ａ）

電源車

D/G ：非常用ディーゼル発電機

電源車

M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 6D-1

P/C 6C-1
MCC
6C-1-3M

AM用MCC 6B

MCC
6D-1-3MCC
6D-1-7MCC
6D-1-8

計測用（
Ｂ）
系電源

電源構成図（交流電源）

ＭＵＷＣ系 電動弁

計測用（
Ｂ）
系電源

ＲＣＷ系 電動弁

ドライウェル冷却系送風機（
Ｃ）

6 号炉

MCC
6D-1-1

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ｃ）

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ｂ）

第2図

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

ＲＨＲ（
Ａ）
系 電動弁

MCC
6C-1-8計測用（Ａ）
系電源

ＲＣＷ系 電動弁

ドライウェル冷却系送風機（Ｂ）

ＭＵＷＣポンプ（Ａ）

ドライウェル冷却系送風機（
Ａ）

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

MCC
6C-1-7計測用（Ａ）
系電源

MCC
6C-1-2ＭＵＷＣ系 電動弁

MCC
6C-1-1

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）

【凡例】
D/G

号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器：断路器：配線用遮断器
：接続装置
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M：電動切替装置

D/G(7A)：動力変圧器(7B)
M/C 7CM/C 7D【略語】
D/G ：非常用ディーゼル発電機

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

ＲＨＲポンプ（Ａ）

1.6-134

電源
車

電源
車

M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 7D-1

P/C 7C-1
MCC
7D-1-2ＲＣＷ系 電動弁

ドライウェル冷却系送風機（
Ｃ）

７号炉

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ｃ）

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（
Ｂ）

ＲＨＲ（Ｂ）系 電動弁

第3図

MCC
7D-1-1MCC
7D-1-6MCC
7D-1-7

計測用（Ｂ）
系電源

AM用MCC 7B

計測用（
Ｂ）
系電源

M

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

ＭＵＷＣ系 電動弁

計測用（
Ａ）
系電源

ドライウェル冷却系送風機（Ａ）

MCC
7C-1-7

ＲＣＷ系 電動弁

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

ドライウェル冷却系送風機（
Ｂ）

MCC
7C-1-2ＭＵＷＣポンプ（Ａ）

MCC
7C-1-1

電源構成図（交流電源）

添付資料 1.6.3－1
重大事故対策の成立性
1.代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレ
イ(1)復水貯蔵槽水源確保
a.操作概要復水貯蔵槽を水源として復水移送ポンプにより原子炉格納容器内へス
プレイを行う際に，ポンプの吸込ラインを通常のラインから復水貯蔵槽
下部からのラインに切り替えることにより水源を確保する。
b.作業場所
廃棄物処理建屋

地下 3 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
復水貯蔵槽水源確保に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :15 分（実績時間:14 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.6-135

反射テープ

復水移送ポンプ吸込ライン切替え

1.6-136

添付資料 1.6.3－2
2.消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ(1)受電操作a.操作概要消火系による原子炉格納容器内へのスプレイの系統構成のために電源を確保する。
b.作業場所
原子炉建屋 地下 1 階 (非管理区域)
コントロール建屋 地下 1 階（非管理区域）
c.必要要員数及び時間
消火系による原子炉格納容器内へのスプレイのうち，系統構成のための受電操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :20 分（実績時間:18 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，
建屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。放射性物質が放出される可能性があることか
ら，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.6-137

受電操作

受電確認

1.6-138

添付資料 1.6.3－3
3.代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水/海水）(1)遠隔手動弁操作設備を使用しない場合の系統構成
a.操作概要代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内へスプレイする際の系統構成として MUWC 接続口内側隔離弁(B)又は MUWC 接続
口内側隔離弁(A)を全開するため，管理区域にて遠隔手動弁操作設備のリンク機構を取り外し，弁操作を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 2 階，地上 1 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
遠隔手動弁操作設備の取外し及び取外し後の弁操作に必要な要員数，
時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :25 分（実績時間:10 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :一般工具を使用した簡易な操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.6-139

遠隔手動弁操作設備のリンク機構

リンク機構の取外し操作（系統構成）
リンク機構の取外し後に，ハンドルを取り付け，弁操作

1.6-140(2)遠隔手動弁操作設備を使用する場合の系統構成
a.操作概要代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内へスプレイする際の系統構成として MUWC 接続口内側隔離弁(A)を全開するため，非管理区域にて遠隔手動弁操作設備を使用して弁操作を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 2 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
遠隔手動弁操作設備を使用した弁操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :20 分（実績時間:15 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :一般工具を使用した簡易な操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.6-141

(3)可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備及び送水
a.操作概要緊急時対策本部は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原
子炉格納容器内へのスプレイが必要な状況において，接続口（ホース接続箇所）及び水源を選定し，送水ルートを決定する。
現場では，指示された送水ルートを確保した上で，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）により送水する。
b.作業場所
屋外（原子炉建屋周辺，防火水槽周辺，淡水貯水池周辺）
c.必要要員数及び時間
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイのうち，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水操作に必
要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:｢防火水槽を水源とした場合｣3 名（緊急時対策要員 3 名）
｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）｣
4 名（緊急時対策要員 4 名）
｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）｣6 名（緊急時対策要員 6 名）
想定時間 :｢防火水槽を水源とした場合｣
3 名の場合 125 分（実績時間なし）｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）｣
140 分（実績時間なし）｢淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）｣
330 分（実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:車両の作業用照明・ヘッドライト，懐中電灯及び LED 多機能
ライトにより，夜間における作業性を確保している。放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト，懐中電灯及びLED 多機能ライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能で
1.6-142

ある。また，作業エリア周辺には，支障となる設備はな
く，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

［防火水槽を水源とした場合］防火水槽への吸管投入ホースを建屋接続口まで敷設

1.6-143［淡水貯水池を水源とした場合］
ホースと可搬型代替注水ポンプ
吸管との接続添付資料 1.6.3－4
4.ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱(1)受電操作a.操作概要原子炉格納容器内へ冷却水通水後，ドライウェル冷却系送風機を起動
して原子炉格納容器内を除熱するために必要となる電源を確保する。
b.作業場所
原子炉建屋

地下 1 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
ドライウェル冷却系による原子炉格納容器内の代替除熱のうち，原子炉格納容器内への冷却水通水，ドライウェル冷却系送風機起動のための受電操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :30 分（実績時間:24 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内照明消灯時における操作性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.6-144

受電操作

受電確認

1.6-145

添付資料 1.6.3－5
5.残留熱除去系(B)配管使用による原子炉格納容器内へのスプレイ（全交流動
力電源喪失時）(1)系統構成
a.操作概要全交流動力電源喪失時において，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）又は消火系による原子炉格納容器内へのスプレイが行えるよう，手動にて復水補給水系原子炉建屋復水積算計バイパス弁を全閉（復水補給水系バ
イパス流防止措置），残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)及び残留熱除去系洗浄水弁(B)を全開とし，系統構成を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 1 階（管理区域）
地下 2 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイのうち，現場での系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :100 分（実績時間:95 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線
量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯1.6-146

型音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

系統構成

復水補給水系バイパス流防止措置

系統構成

1.6-147

添付資料 1.6.4－1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧
手順
1.6.2.3 重大事故等対 (2)残留熱除去系（サプ
処設備（設計基準拡張） レッション・チェンバ・による対応手順
プール水冷却モード）によるプレッション・チェ
ンバ・プールの除熱

判断基準記載内容
サプレッション・チェンバ・プール水の温度が規定温
度以上
サプレッション・チェンバの気体温度が規定温度以上

解釈
サプレッション・チェンバ・プール水の温度が35℃以
上
サプレッション・チェンバの気体温度が49℃以上

1.6-148

添付資料 1.6.4－2
操作手順の解釈一覧
手順
操作手順記載内容
1.6.2.1 炉心の著しい (1)フロントライン系故 (a)代替格納容器スプレ 復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上損傷防止のための対応手 障時の対応手順
イ冷却系（常設）による順
a.代替格納容器スプレイ 原子炉格納容器内へのス
プレイ(2)サポート系故障時の (a)残留熱除去系ポンプ 残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力指示値が規定値以上
対応手順
電源復旧後の原子炉格納
a.復旧
容器内へのスプレイ(b)残留熱除去系ポンプ 原子炉格納容器への注水量の上昇
電源復旧後のサプレッ
ション・チェンバ・プー
ルの除熱
1.6.2.2 原子炉格納容 (1)フロントライン系故 (a)ドライウェル冷却系 ESF盤区分Ⅰ及び区分Ⅱ
器破損を防止するための 障時の対応手順
による原子炉格納容器内
対応手順
b.格納容器代替除熱の代替除熱
原子炉補機冷却水系系統流量指示値の上昇

1.6-149

1.6.2.3 重大事故等対 (1)残留熱除去系（格納処設備（設計基準拡張） 容器スプレイ冷却モーによる対応手順ド）による原子炉格納容
器内へのスプレイ

常用換気空調系盤
残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上

解釈
復水移送ポンプ吐出圧力指示値が以上

残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力指示値が残留熱除去系(A)系統流量指示値が以上程度まで上昇（区分Ⅰ）H11-P662-1（区分Ⅱ）H11-P662-2
原子炉補機冷却水系系統流量指示値が最大上昇
H11-P678-1
残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値がまで以上

添付資料 1.6.4－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧
統一名称

6号炉
弁番号

弁名称

タービン建屋負荷遮断弁

P13-MO-F150

T/B負荷遮断弁

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)E11-MO-F017B

RHR系格納容器冷却流量調節弁(B)

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)E11-MO-F018B

RHR系格納容器冷却ライン隔離弁(B)

残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)E11-MO-F019B

RHR系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)

残留熱除去系洗浄水弁(B)E11-MO-F032B

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(B)

残留熱除去系注入弁(B)E11-MO-F005B

RHR注入弁(B)

復水補給水系常/非常用連絡1次，2次止め弁

P13-F011
P13-F012

復水補給水系消火系第1，第2連絡弁

P13-MO-F066
P13-MO-F067

MUWC接続口内側隔離弁(B)P13-F131MUWC接続口内側隔離弁(A)P13-F135MUWC接続口外側隔離弁1(B)，2(B)P13-F130
P13-F138

MUWC接続口外側隔離弁1(A)，2(A)P13-F134
P13-F139

復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第一止め弁
復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第二止め弁
FP系第1連絡弁
FP系第2連絡弁
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第二止め弁
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第二止め弁
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第一止め弁(1)
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第一止め弁(2)
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第一止め弁(1)
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第一止め弁(2)

1.6-150

残留熱除去系試験用調節弁(A)E11-MO-F008A

RHR系試験用調節弁(A)

原子炉補機冷却系格納容器外側供給隔離弁(A)，(B)P21-MO-F075A/B

RCW PCV入口外側隔離弁(A)/(B)

外側戻り隔離弁(A)，(B)P21-MO-F081A/B

RCW PCV出口外側隔離弁(A)/(B)

内側戻り隔離弁(A)，(B)P21-MO-F080A/B

RCW PCV内側戻り隔離弁(A)/(B)

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁

E11-MO-F018B/C

RHR系格納容器冷却ライン隔離弁(B)/(C)

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁

E11-MO-F017B/C

RHR系格納容器冷却流量調節弁(B)/(C)

残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁

E11-MO-F019B/C

RHR系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)/(C)

残留熱除去系注入弁

E11-MO-F005A/B/C RHR注入弁(A)/(B)/(C)

残留熱除去系試験用調節弁

E11-MO-F008A/B/C RHR系試験用調節弁(A)/(B)/(C)

復水補給水系原子炉建屋復水積算計バイパス弁

P13-F053

R/B復水積算流量計バイパス弁

操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下2階配管スペース（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）

7号炉
弁番号

弁名称

操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下3階南側配管スペース（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）

P13-MO-F029

MUWC T/B負荷遮断弁

E11-MO-F017B

RHR格納容器冷却流量調節弁(B)E11-MO-F018B

RHR格納容器冷却ライン隔離弁(B)E11-MO-F019B

RHRS/Pスプレイ注入隔離弁(B)E11-MO-F032B

RHR注入ライン洗浄水止め弁(B)E11-MO-F005B

RHR注入隔離弁(B)P13-F019
P13-F020

MUWC常/非常用連絡管1次止め弁
MUWC常/非常用連絡管2次止め弁

P13-MO-F090
P13-MO-F091

MUWC FP系第一連絡弁
MUWC FP系第二連絡弁

P13-F137

MUWC 建屋内南側外部送水ライン止め弁1

P13-F133

MUWC 建屋内北側外部送水ライン止め弁１

屋外

P13-F136
P13-F141

MUWC 建屋外南側外部送水ライン止め弁１
MUWC 建屋外南側外部送水ライン止め弁２

屋外

屋外

P13-F132
P13-F140MUWC 建屋外北側外部送水ライン止め弁１
MUWC 建屋外北側外部送水ライン止め弁２

屋外

E11-MO-F008A

RHR試験用調節弁(A)P21-MO-F029A/B

RCWPCV外側供給隔離弁(A)/(B)P21-MO-F036A/B

RCWPCV外側戻り隔離弁(A)/(B)P21-MO-F035A/B

RCWPCV内側戻り隔離弁(A)/(B)E11-MO-F018B/C

RHR系格納容器冷却ライン隔離弁(B)/(C)E11-MO-F017B/C

RHR系格納容器冷却流量調節弁(B)/(C)E11-MO-F019B/C

RHR系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)/(C)

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階西側通路（管理区域）
原子炉建屋1階FCS室（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:屋外
原子炉建屋2階南側通路（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室 A:原子炉建屋1階北西ペネ室（管理区域）
B:原子炉建屋1階南東側通路（管理区域）
中央制御室 A:原子炉建屋1階北西ペネ室（管理区域）
B:原子炉建屋1階南東側通路（管理区域）
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室/RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR弁室（管理区域）
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）

E11-MO-F005A/B/C RHR注入弁(A)/RHR注入隔離弁(B)/(C)E11-MO-F008A/B/C RHR系試験用調節弁(A)/(B)/(C)P13-F062

MUWC FQT-021バイパス弁

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
原子炉建屋1階南側通路（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:屋外
原子炉建屋2階北側通路（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階北側通路（非管理区域）

中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR(A)弁室（管理区域）
中央制御室 A:原子炉建屋1階北西ペネ室（管理区域）
B:原子炉建屋1階南東側通路（管理区域）
中央制御室 A:原子炉建屋1階北西ペネ室（管理区域）
B:原子炉建屋1階南東側通路（管理区域）
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室/RHR弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階RHR弁室（管理区域）
原子炉建屋地下2階北西通路（管理区域）

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

＜

1.7.1

目

次

＞

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
a.

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手段及び設備(a) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及び除熱(b) 代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱(c) 格 納 容 器 内 pH 制 御(d) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
b.
1.7.2
1.7.2.1

手順等
重大事故等時の手順
原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 交 流 電 源 が 健 全 で あ る 場 合 の 対 応 手 順a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

b.

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱c.

格 納 容 器 内 pH 制 御d.

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給(2) 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 の 対 応 手 順a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び1.7-1

除熱（現場操作）
1.7.2.2

その他の手順項目について考慮する手順

1.7.2.3

重大事故等時の対応手段の選択

1.7-2

添 付 資 料 1.7.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.7.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.7.3

重大事故対策の成立性
1.格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内の減圧及び除熱2.フ ィ ル タ 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り
3.フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ）4.フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 抜 き ）5.格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ー ジ
6.フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整
7.ド レ ン 移 送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ
8.ド レ ン タ ン ク 水 抜 き
9.代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及び除熱10.格 納 容 器 内 pH 制 御添 付 資 料 1.7.4

解釈一覧
1.判 断 基 準 の 解 釈 一 覧
2.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.7-3

1.7

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

【解釈】
１ 「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）原子炉格納容器の過圧破損の防止
ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、格納容器圧力逃がし装置又は格納容器再循環
ユニットにより、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な手順等を整備すること。
（２）悪影響防止ａ）格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては、必要に応じて、原子炉格納容器の負圧破損を防止する手順等を整備すること。
（３）現場操作等
ａ）格納容器圧力逃がし装置の隔離弁は、人力により容易かつ確実に開閉操作ができること。
ｂ）炉心の著しい損傷時においても、現場において、人力で格納容器圧力逃がし装置の隔離弁の操作ができるよう、遮蔽又は離隔等の放射線防護対策がなされていること。
1.7-4ｃ）隔離弁の駆動源が喪失した場合においても、格納容器圧力逃がし装置の隔離弁を操作できるよう、必要な資機材を近傍に配備する等の措置を講じること。
（４）放射線防護ａ）使用後に高線量となるフィルター等からの被ばくを低減するための遮蔽等の放射線防護対策がなされていること。

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

1.7-5

1.7.1

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内へ流出した高温の冷却材及び溶融炉心の崩壊熱により発生する水蒸気により，原子炉格納容器内の圧力及び温度が上昇し，原子炉
格納容器の過圧破損に至るおそれがある。
原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
なお，設備の選定に当たっては，様々な条件下での事故対処を想定し，全交流動力電源の喪失を考慮する。

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用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第五十条及び技術基準規則第六十五条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

1.7-6

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
全交流動力電源が喪失した場合に使用可能な対応手段と設備を選定する。ただし，全交流動力電源が喪失した場合は代替交流電源設備により給電する。
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整 備 す る 手 順 に つ い て の 関 係 を 第 1.7.1 表 に 整 理 す る 。

a.

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手段及び設備(a) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧
及び除熱
ⅰ. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手段がある。
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備は以下のとおり。
・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・ラプチャーディスク
・ドレン移送ポンプ
1.7-7

・ドレンタンク・遠隔手動弁操作設備
・遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
・可搬型窒素供給装置
・ ス ク ラ バ 水 pH 制 御 設 備・フィルタベント遮蔽壁
・配管遮蔽・不活性ガス系配管・弁・耐圧強化ベント系配管・弁・格納容器圧力逃がし装置配管・弁・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁・ホース・接続口
・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・常設代替直流電源設備
・可搬型直流電源設備

格納容器ベントを実施する際の設備とラインの優先順位は
以下のとおりとする。
優先①：格納容器圧力逃がし装置によるウェットウェル
ベ ン ト （ 以 下 「 W/W ベ ン ト 」 と い う 。 ）1.7-8

優先②：格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベ
ン ト （ 以 下 「 D/W ベ ン ト 」 と い う 。 ）格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置の性能を維持するために，フィルタ装置スクラバ水補給設備により格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へスクラバ水を補給する手段がある。
フィルタ装置スクラバ水補給設備によるフィルタ装置へのスクラバ水の補給で使用する設備は以下のとおり。
・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A-2 級 ）・ホース・接続口
・防火水槽
・淡水貯水池なお，フィルタ装置スクラバ水補給設備は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水を利用する。また，淡水貯水池を水源として利用する際の取水方法は，淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースを使用する方法と，そのホースを使用せずに淡水貯水池から直接取水する方法がある。

ⅱ. 現場操作
格納容器圧力逃がし装置の隔離弁（空気駆動弁，電動駆
動弁）の駆動源や制御電源が喪失した場合，隔離弁を遠隔で手動操作することで原子炉格納容器の圧力及び温度を低1.7-9下させる手段がある。放射線防護対策として，隔離弁を遠隔で手動操作するエリアは原子炉建屋内の原子炉区域外とする。
格納容器圧力逃がし装置の現場操作で使用する設備は以下のとおり。
・遠隔手動弁操作設備
・遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁ⅲ. 不活性ガス（窒素ガス）による系統内の置換
排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，格
納容器圧力逃がし装置の系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換する手段がある。
不活性ガス（窒素ガス）による系統内の置換で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型窒素供給装置
・ホース・接続口

ⅳ. 原子炉格納容器負圧破損の防止
格納容器圧力逃がし装置の使用後に格納容器スプレイを行う場合は，原子炉格納容器の負圧破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力を監視し，規定の圧力に到達した時点で格納容器スプレイを停止する手順を定めている。格納 容 器 ス プ レ イ に つ い て は ， 「 1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整理する。
1.7-10また，中長期的に原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による原子炉格納容器の負圧破損を防止するとともに原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減するため，可搬型格納容器
窒素供給設備により原子炉格納容器へ窒素ガスを供給する手段がある。
可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器の負圧破損の防止で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型大容量窒素供給装置
・ホース
・可燃性ガス濃度制御系配管・弁(b) 代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替循環冷却系により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手段がある。放射線防護対策として，現場での系統構成は代替循環冷却系の運転開始前に行い，代替循環冷却系の起動及びその後の流量調整等の操作については中央制御室から操作を行う。
なお，代替循環冷却系運転後長期における系統廻りの線量低減対策として，可搬型代替注水ポンプを使用した外部注水により系統水を入れ替えることでフラッシングが可能である。

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で1.7-11

使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・代替原子炉補機冷却系
・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A-2 級 ）・サプレッション・チェンバ
・防火水槽
・淡水貯水池・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
・高圧炉心注水系配管・弁・復水補給水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・格納容器スプレイ・ヘッダ
・ホース
・原子炉圧力容器
・原子炉格納容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備(c) 格 納 容 器 内 pH 制 御格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 を 使 用 す る 際 ， 格 納 容 器 pH 制 御 設
備による薬液注入により原子炉格納容器内が酸性化することを防止し，サプレッション・チェンバのプール水中によう素
1.7-12

を保持することで，よう素の放出量を低減する手段がある。
格 納 容 器 pH 制 御 設 備 に よ る 薬 液 注 入 で 使 用 す る 設 備 は 以 下のとおり。
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器下部注水系（常設）・ 格 納 容 器 pH 制 御 設 備(d) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備のうち，フィルタ装置，よう素フィル
タ，ラプチャーディスク，ドレン移送ポンプ，ドレンタン
ク，遠隔手動弁操作設備，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ，可搬 型 窒 素 供 給 装 置 ， ス ク ラ バ 水 pH 制 御 設 備 ， フ ィ ル タ ベ ン ト
遮蔽壁，配管遮蔽，不活性ガス系配管・弁，耐圧強化ベント
系配管・弁，格納容器圧力逃がし装置配管・弁，遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁，ホース・接続口，原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む），常設代
替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設
備，常設代替直流電源設備及び可搬型直流電源設備は重大事
故等対処設備として位置付ける。
現場操作で使用する設備のうち，遠隔手動弁操作設備，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁は重大事故等対処設備として位置付ける。
不活性ガス（窒素ガス）による系統内の置換で使用する設備のうち，可搬型窒素供給装置及びホース・接続口は重大事
1.7-13

故等対処設備として位置付ける。
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱で使用する設備のうち，復水移送ポンプ，代替原子炉補機冷却
系 ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A-2 級 ） ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ
ェンバ，残留熱除去系配管・弁・ストレーナ，高圧炉心注水
系配管・弁，復水補給水系配管・弁，給水系配管・弁・スパ
ージャ，格納容器スプレイ・ヘッダ，ホース，原子炉圧力容器，原子炉格納容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替交
流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。防火水槽及び淡水貯水池は「 1.13 重 大 事 故 等 の 収 束 に 必 要 と な る 水 の 供 給 手 順 等 」 【 解釈 】 1 b)項 を 満 足 す る た め の 代 替 淡 水 源 （ 措 置 ） と し て 位 置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.7.1）
以上の重大事故等対処設備により，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効 な 設 備 で あ る た め ,自 主 対 策 設 備 と し て 位 置 付 け る 。 あ わ せて，その理由を示す。
・フィルタ装置スクラバ水補給設備
有効性評価の条件下において，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合，事故発生後 7 日間は，外部からのス
クラバ水を補給しなくてもフィルタ装置内に必要となる
1.7-14

スクラバ水を保有することができる。
その後の安定状態において，スクラバ水が低下した場
合，本設備を用いて外部からスクラバ水を補給すること
で格納容器圧力逃がし装置の機能を維持できることから，原子炉格納容器の過圧破損防止対策として有効である。
・ 格 納 容 器 内 pH 制 御 で 使 用 す る 設 備
重大事故等対処設備であるよう素フィルタにより中央制御室の被ばく低減効果が一定程度得られており，復水移送ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設），格納容器下部注水系（常設）の運転に併せて原子炉格納容器内に薬剤を注入することで原子炉格納容器外に放出されるよう素の放出量を低減する手段は更なるよ
う素低減対策として有効である。
・可搬型格納容器窒素供給設備
有効性評価における原子炉格納容器内の圧力評価により，事故発生後 7 日間は窒素ガスを供給しなくても原子炉格納容器が負圧破損に至る可能性はない。
その後の安定状態において，サプレッション・チェン
バ・プール水の温度が低下し，原子炉格納容器内で発生する水蒸気が減少した場合においても，本設備を用いて原子炉格納容器へ窒素ガスを供給することで原子炉格納容器内の負圧化を回避できることから，原子炉格納容器の負圧破損防止対策として有効である。
・第二代替交流電源設備
1.7-15

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.

手順等
上 記 「 a.原 子 炉 格 納 容 器 の 過 圧 破 損 防 止 の た め の 対 応 手 段 及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事
故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ シ ビ ア ア ク シ デ ン ト ） （ 以 下 「 SOP」 とい う 。 ） ， AM 設 備 別 操 作 手 順 書 及 び 多 様 な ハ ザ ー ド 対 応 手 順 に
定 め る （ 第 1.7.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要と な る 設 備 に つ い て も 整 理 す る （ 第 1.7.2 表 ， 第 1.7.3 表 ） 。
（ 添 付 資 料 1.7.2）

1.7-16

1.7.2

重大事故等時の手順

1.7.2.1

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 交 流 電 源 が 健 全 で あ る 場 合 の 対 応 手 順a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系の機能が喪失した場合，及び代替循環冷却系の運転が期待できない場合は，サプレッション・チェンバ・プール水以外の水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施しているため，サプレッション・チェンバ・プール水位が上昇するが，外部水源
注水制限値に到達した場合は，このスプレイを停止するため，
原 子 炉 格 納 容 器 内 の 圧 力 を 620kPa[gage]以 下 に 抑 制 で き る 見 込
みがなくなることから，格納容器圧力逃がし装置による原子炉
格納容器内の減圧及び除熱を実施し，原子炉格納容器の過圧破損を防止する。
また，原子炉格納容器内でジルコニウム－水反応により発生した水素ガスが原子炉建屋に漏えいする可能性があることか
ら，燃料取替床天井付近の水素濃度，非常用ガス処理系吸込配
管付近の水素濃度及び燃料取替床以外のエリアの水素濃度並びに静的触媒式水素再結合器動作監視装置の出入口温度の監視を行い，原子炉建屋内において異常な水素ガスの漏えいを検知した場合は原子炉格納容器内に滞留した水素ガスを排出すること
で，原子炉建屋への水素ガスの漏えいを防止する。
なお，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるため，運転員は待避室へ待避
1.7-17

しプラントパラメータを継続して監視する。
格納容器ベント実施中において，可燃性ガス濃度制御系及び残留熱除去系が復旧した場合，又は代替循環冷却系の運転により原子炉格納容器内の除熱機能が開始された場合は，一次隔離
弁及び二次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。

(a) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及び除熱
ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，炉心の著しい損傷の緩和及び原子炉格納容器の破損防止のために必要な操作が 完 了 し た 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場
合。
※ 2:炉 心 の 著 し い 損 傷 を 防 止 す る た め に 原 子 炉 圧 力 容 器への注水を実施する必要がある場合，又は原子炉格
納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施する必要がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始する。ただし，発電用原子炉の冷却ができない場合，
1.7-18

又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。

ⅱ. 操作手順
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の手順は以下のとおり。手順の対応フローを第1.7.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.7.2 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.7.3 図 及 び 第 1.7.4 図 に 示 す 。

［ W/W ベ ン ト の 場 合 （ D/W ベ ン ト の 場 合 ， 手 順 ⑬ 以 外 は 同様）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位
外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る こ と を確認し，格納容器圧力逃がし装置によりウェットウェル（ 以 下 「 W/W」 と い う 。 ） 側 か ら 格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 の 準備を開始するよう運転員に指示する（原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位外部水
源注水制限を越えている場合はドライウェル（以下「 D/W」 と い う 。 ） 側 か ら の 格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 の 準 備 を
開 始 す る よ う 指 示 す る ）。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備開始を報告する。
③現場運転員 C 及び D は，格納容器圧力逃がし装置による
1.7-19

格納容器ベントに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントに必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状
態表示にて確認する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値が通常水位範囲内であること及びフィル
タ装置ドレン移送ポンプの水張りが完了していることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の確認と し て ， 不 活 性 ガ ス 系 （ 以 下 「 AC 系 」 と い う 。 ） 隔 離 信
号 が 発 生 し て い る 場 合 は ， 格 納 容 器 補 助 盤 に て ， AC 系 隔
離信号の除外操作を実施する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として，非常用ガス処理系が運転中であれば非常用
ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ装置出
口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全
閉操作，並びに耐圧強化ベント弁，非常用ガス処理系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁，非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系第二隔離弁の全閉，及びフィルタ装置入口弁の全開を確認後，二次隔離弁を調整開（流路 面 積 約 50%開 ） と し ， 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る
格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。二次隔
離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁
1.7-20

を 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 50%開 ） と し ， 格 納 容 器 圧 力 逃 がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑧現場運転員 C 及び D は，格納容器ベント前の系統構成として，フィルタベント大気放出ラインドレン弁を全閉とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備
完了を当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑩当直副長は，原子炉格納容器内の圧力及び水位，並びに原子炉建屋内の水素濃度に関する情報収集を適宜行い，当直長に報告する。また，当直長は，原子炉格納容器内の圧力及び水位，並びに原子炉建屋内の水素濃度に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの開始を緊急時対策本部に報告する。
⑫当直副長は，以下のいずれかの条件に到達したことを確認し，運転員に格納容器ベント開始を指示する。
・外部水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施中に，サプレッション・チェンバ・プール水位が「真空破壊弁高さ」に到達した場合。
・ 燃 料 取 替 床 天 井 付 近 の 水 素 濃 度 が 2.2vol%に 到 達 し た場合。
1.7-21

⑬ ａ W/W ベ ン ト の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（サプレッション・チ
ェンバ側）の全開操作により，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントを開始する。現場運転員 C 及び D
は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を遠隔手動弁操作設備による操作で全開状態を保持させる。
⑬ ｂ D/W ベ ン ト の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（ドライウェ
ル側）操作用空気供給弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作により，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウ
ェル側）を遠隔手動弁操作設備による操作で全開状態を保持させる。
⑭中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントが開始されたことを，格納容器内
圧力指示値の低下又は原子炉建屋水素濃度指示値が安定
若しくは低下，フィルタ装置入口圧力指示値の上昇，フィルタ装置出口放射線モニタ指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告する。また，当直長は，格納容器圧
力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを
緊急時対策本部に報告する。
⑮ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
1.7-22

装置水位指示値を確認し，水位調整が必要な場合は当直副長に報告する。また，当直長は，フィルタ装置の水位調整を実施するよう緊急時対策本部に依頼する。
⑯中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，可燃性ガス濃度制御系及び残留熱除去系の復旧，又は代替循環冷却系の運転により原子炉格納容器内の除熱が開始され格納容器圧力逃がし装置を停止できると判断した場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全開保持状態を遠隔手動弁操作設備により解除するよう現場運転員に指示する⑰現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側又はドライウェル側）を遠隔手動弁操作設備
による操作で全開保持状態を解除する。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉，その後に二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 開 始 ま で 約 40 分で可能である。原子炉格納容器内の減圧及び除熱開始後，現場運転員 2 名にて一次隔離弁を遠隔手動弁操作設備によ
1.7-23

る 操 作 で 全 開 状 態 を 保 持 さ せ た 場 合 ， 約 40 分 で 可 能 で ある。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 1）(b) フ ィ ル タ 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り
格納容器ベント中に想定されるフィルタ装置の水位調整準備として，乾燥状態で保管されているドレン移送ポンプへ水張りを実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
残留熱除去系の機能が喪失した場合，又は炉心損傷を判断 し た 場 合 ※ 1。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場合。

ⅱ. 操作手順
フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張りの手順は以下のと
1.7-24

おり。
概 要 図 を 第 1.7.5 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.7.6 図 に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へドレン移送ポンプ水張りを指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 入 口 弁
を 全 開 操 作 し ， フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 に て FCVS フ ィ
ルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁を遠隔手動弁操作設
備にて全開した後，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 移 送 ポ ン プ テ ス ト ラ イ ン 止め弁を開操作することで系統内のエア抜きを実施し，エア 抜 き 完 了 後 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 移 送 ポ ン プ テ ス
トライン止め弁を全閉する。
③緊急時対策要員は，ドレン移送ポンプ水張りの完了を緊
急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り は 45 分 以 内 で 可 能 で あ る 。 な
お，屋外における本操作は，格納容器ベント実施前の操作であることから，作業エリアの環境による作業性への影響はない。
1.7-25

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 2）(c) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ）フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達する前に，フィルタ装置補給水ラインからフィルタ装置へ水張りを実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置の水位が通常水位を下回ると判断した場合。

ⅱ. 操作手順
フィルタ装置水位調整（水張り）手順の概要は以下のとお り 。 概 要 図 を 第 1.7.7 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.7.8
図に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水張り）の準備開始を指示する。
②a 防火水槽から可搬型代替注水ポンプを展開した水張りの場合又は淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプを展開した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
1.7-26

緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） を 配 備 し ， 防 火
水 槽 又 は 淡 水 貯 水 池 か ら 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級 ） へ ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） か ら フ ィ ル タ
装置補給水接続口へそれぞれ送水ホースを接続し，フィルタ装置水位調整（水張り）の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
②b 事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポン
プを使用した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
緊急時対策要員は，事前に他の対応手段により設置した可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A-2 級 ） か ら フ ィ ル タ ベ ン ト 装置補給水接続口へホースを接続し，フィルタ装置水位調
整（水張り）の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員にフィルタ装置水位調整（水張り）の開始を指示する。
④ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） 起
動 と FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 給 水 ラ イ ン 元 弁 の 全 開 操 作を実施し，フィルタ装置への給水が開始されたことを，
フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 の FCVS 計 器 ラ ッ ク に て ， フ ィ
ルタ装置水位指示値の上昇により確認し，給水開始を緊
急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策要員は，当直長にフィルタ装置の水位を監視するよう依頼する。
⑥当直副長は，フィルタ装置の水位を監視するよう中央制
1.7-27

御室運転員に指示する。
⑦中央制御室運転員 A は，中央制御室にて水位を継続監視し，規定水位に到達したことを当直副長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部 に 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） 停 止 操 作 を 依 頼 する。
⑨緊急時対策本部は，緊急時対策要員へ可搬型代替注水ポン プ （ A－ 2 級 ） 停 止 操 作 を 指 示 す る 。
⑩ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） 停
止 及 び FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 給 水 ラ イ ン 元 弁 の 全 閉 操
作，フィルタ装置補給水接続口送水ホースの取外し操作を実施する。
⑪緊急時対策要員は，緊急時対策本部にフィルタ装置水位調整（水張り）の完了を報告する。

ⅲ. 操作の成立性
防火水槽から可搬型代替注水ポンプを展開したフィルタ
装置水位調整（水張り）操作は，1 ユニット当たり中央制
御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定～ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 配 備 ～ 送 水 準 備 ～ フ
ィルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替注水ポンプ（ A－ 2 級 ） に よ る 注 水 開 始 ま で 約 65 分 ， フ ィ ル タ 装 置 水
位 調 整 （ 水 張 り ） 完 了 ま で 約 125 分 で 可 能 で あ る 。
淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプを展開したフィル
1.7-28

タ装置水位調整（水張り）（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御
室 運 転 員 1 名 及 び 緊 急 時 対 策 要 員 10 名 に て 作 業 を 実 施 し た
場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定～
可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） の 配 備 ～ 送 水 準 備 ～ フ ィ
ルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替注水ポンプ（A－ 2 級 ） に よ る 注 水 開 始 ま で 約 65 分 ， フ ィ ル タ 装 置 水 位 調
整 （ 水 張 り ） 完 了 ま で 約 125 分 で 可 能 で あ る 。
また，事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注
水 ポ ン プ （ A-2 級 ） を 使 用 し た フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水張り）（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり，
中 央 制 御 室 運 転 員 1 名 （ 確 認 者 ） 及 び 緊 急 時 対 策 要 員 10 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型
代 替 注 水 ポ ン プ 位 置 （ A－ 2 級 ） と 送 水 ル ー ト の 確 認 ～ 送 水
準備～フィルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替注
水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 注 水 開 始 ま で 約 95 分 ， フ ィ ル
タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ） 完 了 ま で 約 155 分 で 可 能 で ある。
なお，屋外における本操作は格納容器ベント実施後の短期間において，フィルタ装置水の蒸発によるフィルタ装置の水位低下は評価上想定されないため，フィルタ装置水位調整（水張り）操作を実施することはないと考えられるが，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
1.7-29

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。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 3）(d) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 抜 き ）格納容器ベントにより原子炉格納容器内から排気されたガスが格納容器圧力逃がし装置の配管内及びフィルタ装置内で凝縮し，その凝縮水がフィルタ装置に溜まることでフィルタ
装置の水位が上限水位に到達すると判断した場合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合はフィルタ装置機能維持のためフィルタ装置の排水を実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断した場
合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合。

ⅱ. 操作手順
フィルタ装置水位調整（水抜き）手順の概要は以下のとお り 。 概 要 図 を 第 1.7.9 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.7.10
図に示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水抜き）の準備開
1.7-30始を指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側
第二止め弁を全開操作し，原子炉建屋外壁東側（屋外）に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ ン 二 次 格 納 施 設
外側止め弁を全開操作した後，フィルタベント遮蔽壁南側 （ 屋 外 ） に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン
プ吐出側第一止め弁を微開とする。また，フィルタベン
ト遮蔽壁附室にて，ドレン移送ポンプの電源が確保されて い る こ と を FCVS 現 場 制 御 盤 の ド レ ン 移 送 ポ ン プ 運 転 状
態ランプにより確認する。
③緊急時対策要員は，フィルタ装置水位調整（水抜き）系
統構成完了を緊急時対策本部に報告する。
④緊急時対策本部は，緊急時対策要員へフィルタ装置水位調整（水抜き）の開始を指示する。
⑤緊急時対策要員は，ドレン移送ポンプ A 又は B の起動及び ポ ン プ 起 動 後 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ
ンプ吐出側第一止め弁の増し開操作により，ポンプ吐出側流量を必要流量に調整し，フィルタ装置からの排水が開 始 さ れ た こ と を フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 FCVS 計 器 ラックのフィルタ装置水位指示値の低下により確認し，フィルタ装置水位調整（水抜き）が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑥緊急時対策本部は，当直長にフィルタ装置の水位を監視するよう依頼する。
1.7-31⑦当直副長は，フィルタ装置の水位を監視するよう中央制
御室運転員に指示する。
⑧中央制御室運転員 A は，中央制御室にて水位を継続監視
し，通常水位に到達したことを当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部にドレン移送ポンプ停止操作を依頼する。
⑩緊急時対策本部は，緊急時対策要員へドレン移送ポンプ
停止操作を指示する。
⑪緊急時対策要員は，ドレン移送ポンプを停止し，フィル
タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 南 側 （ 屋 外 ） に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装
置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側 第 一 止 め 弁 及 び FCVS フ ィ ル タ
ベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁を全閉操
作 し ， 原 子 炉 建 屋 外 壁 東 側 （ 屋 外 ） に て FCVS フ ィ ル タ
ベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁を全閉操作する。
⑫緊急時対策要員は，緊急時対策本部にフィルタ装置水位調整（水抜き）の完了を報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名
及 び 緊 急 時 対 策 要 員 10 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開
始を判断してからフィルタ装置水位調整（水抜き）完了まで 約 130 分 で 可 能 で あ る 。 な お ， 屋 外 に お け る 本 操 作 は ，格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 か ら 25 時 間 後 以 降 に 行 う こ と か ら ， 大
気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下し
1.7-32

ており，また，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 4）(e) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ー ジ
格納容器ベント停止後において，スクラバ水に貯留された放射性物質による水の放射線分解にて発生する水素ガス及び酸素ガスを排出する。また，フィルタ装置上流側の残留蒸気凝縮によりフィルタ装置上流側配管内が負圧となることにより，スクラバ水が上流側配管に吸い上げられることを防止するため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
格納容器圧力逃がし装置の停止を判断した場合。

ⅱ. 操作手順
格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの概要
は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.7.11 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト
を 第 1.7.12 図 に 示 す 。

① 緊急時対策本部は，手順着手の判断に基づき，当直長に1.7-33

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ前の系
統構成を開始するよう指示するとともに，緊急時対策要員に格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの準備の開始を指示する。
②当直副長は，中央制御室運転員に格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ前の系統構成の開始を指示する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
停止後の窒素ガスパージ前の系統構成として，一次隔離
弁 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 側 ）， 一 次 隔 離 弁 （ ド ラ イ
ウェル側）及び耐圧強化ベント弁の全閉確認，並びにフィルタ装置入口弁の全開確認後，二次隔離弁を全開とし，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ準
備完了を当直副長に報告する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を全開とする。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動
弁操作設備による操作にて二次隔離弁又は二次隔離弁バ
イパス弁を全開する手段がある。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ前の系統構成完了を
緊急時対策本部に報告する。
⑤緊急時対策要員は，原子炉建屋非管理区域内サンプリン
グラック にて，フィルタ装置の水素濃度測定のため，系
統構成及び工具準備，サンプリングポンプ起動を実施する。また，原子炉建屋外壁南側（屋外）へ可搬型窒素供
1.7-34

給装置を配備し送気ホースを接続口へ取り付け，窒素ガ
ス注入の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑥緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの注入開始を指示する。
⑦緊急時対策要員は，原子炉建屋外壁南側（屋外）にて，
FCVS PCV ベ ン ト ラ イ ン フ ィ ル タ ベ ン ト 側 N 2 パ ー ジ 用 元 弁の開操作により窒素ガスの注入を実施する。
⑧緊急時対策要員は，サンプリングポンプ起動の完了を緊
急時対策本部に報告する。
⑨緊急時対策本部は，可搬型窒素供給装置からの窒素ガス注入の完了及びサンプリングポンプ起動の完了を当直長に連絡するとともに，フィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の監視を依頼する。
⑩当直副長は，中央制御室運転員にフィルタ装置の入口圧
力及び水素濃度を監視するよう指示する。
⑪ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置入口圧力指示値によりフィルタ装置入口配管内の圧力が正圧であることを確認する。また，フィルタ装置水素濃度指示値により水素濃度が許容濃度以下まで低下したことを確認し，窒素ガス注入完了を当直副長に報告する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に窒素ガス注入完了を報告する。
⑬緊急時対策本部は，緊急時対策要員へ窒素ガス注入の停止操作を指示するとともに，当直長にフィルタ装置の入1.7-35

口圧力及び水素濃度の継続監視を指示する。
⑭当直副長は，中央制御室運転員へフィルタ装置の入口圧
力及び水素濃度の継続監視を指示する。また，緊急時対策 要 員 は ， 原 子 炉 建 屋 外 壁 南 側 （ 屋 外 ） に て FCVS PCV ベ
ン ト ラ イ ン フ ィ ル タ ベ ン ト 側 N2 パ ー ジ 用 元 弁 の 全 閉 操 作を実施し，窒素ガスの注入停止を緊急時対策本部に報告する。
⑮中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガスの注入停止後のフィルタ装置入口圧力指示値及びフィルタ装置水素濃度
指示値が窒素ガス注入完了時の指示値と差異が発生しないことを継続的に監視する。
⑯当直長は，当直副長からの依頼に基づき，フィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の継続監視をもって格納容器圧
力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの完了を緊急時対策本部に報告する。
⑰当直副長は，窒素ガスパージの完了後の系統構成を開始
するよう中央制御室運転員に指示する。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガスパージの完了後の系統構成として，二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス
弁を全閉とし，系統構成完了を当直副長に報告する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動
弁操作設備による操作にて二次隔離弁又は二次隔離弁バ
イパス弁を全閉する手段がある。

ⅲ. 操作の成立性
1.7-36

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ー ジ 完 了 ま で 約 270 分 で 可 能 である。なお，屋外における本操作は，格納容器ベント停止
後の操作であることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被ば
くによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 5）(f) フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整
フィルタ装置水位調整（水抜き）によりスクラバ水に含ま
れ る 薬 液 が 排 水 さ れ る こ と で ス ク ラ バ 水 の pH が 規 定 値 よ り も低くなることを防止するため薬液を補給する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
排気ガスの凝縮水により，フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断し，排水を行った場合。

ⅱ. 操作手順フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整 の 手 順 は 以 下 の と お り 。
概 要 図 を 第 1.7.13 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.7.14 図 に
1.7-37示す。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時 対 策 要 員 へ ス ク ラ バ 水 の pH 測 定 及 び 薬 液 補 給 の 準 備 開始を指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）へ薬液補給用としてコンプレッサー，ホース，補給用ポンプ及び薬液を配備するとともに，フィルタベント遮蔽
壁 附 室 に て ， 系 統 構 成 の た め フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 pH 入 口
止 め 弁 ， フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 pH 出 口 止 め 弁 を 全 開 操 作
し た 後 pH 計 サ ン プ ル ポ ン プ を 起 動 さ せ ， サ ン プ ル ポ ン プの起動を緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策
本部は当直長に報告する。
③緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て ， 薬 液 補 給 の た め FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 給 水 ラ イ
ン元弁を全開操作し，補給用ポンプを起動，所定量の薬液を補給するとともに，補給用ポンプの起動を緊急時対策本部に報告する。
④ 緊 急 時 対 策 本 部 は ， 当 直 長 に ス ク ラ バ 水 の pH 値 及 び 水 位を確認するよう依頼する。
⑤ 当 直 副 長 は ， ス ク ラ バ 水 の pH 値 及 び 水 位 を 確 認 す る よ う
中央制御室運転員に指示する。
⑥ 中 央 制 御 室 運 転 員 A は ， FCVS 制 御 盤 の ス ク ラ バ 水 pH 指
示 値 に よ り 確 認 し た pH 値 及 び フ ィ ル タ 装 置 水 位 指 示 値 により確認した水位を当直副長に報告する。当直長は，当1.7-38

直 副 長 か ら の 依 頼 に 基 づ き ， pH 値 と 水 位 を 緊 急 時 対 策 本
部に報告する。
⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，薬液補給の完了を緊急時対策本部に報告する。緊急時対策本部は緊急時 対 策 要 員 に pH 測 定 の 停 止 を 指 示 す る 。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 給 水 ラ イ
ン 元 弁 を 全 閉 操 作 の 後 ， pH 計 サ ン プ リ ン グ ポ ン プ を 停
止 ， フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 pH 入 口 止 め 弁 及 び フ ィ ル タ ベ ン
ト 装 置 pH 出 口 止 め 弁 を 全 閉 操 作 し ， 緊 急 時 対 策 本 部 に ス
ク ラ バ 水 pH 調 整 作 業 の 完 了 を 報 告 す る 。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名
及 び 緊 急 時 対 策 要 員 10 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開
始 を 判 断 し て か ら 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調
整 完 了 ま で 約 85 分 で 可 能 で あ る 。 な お ， 屋 外 に お け る 本 操
作 は ， 格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 か ら 25 時 間 後 以 降 に 行 う こ と から，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 6）

1.7-39(g) ド レ ン 移 送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ
フィルタ装置水位調整（水抜き）後，フィルタ装置排水ラ
インの水の放射線分解により発生する水素ガスの蓄積を防止するため，窒素ガスによるパージを実施し，排水ラインの残留水をサプレッション・チェンバに排水する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置水位調整（水抜き）完了後又はドレンタン
ク水抜き完了後。

ⅱ. 操作手順
ドレン移送ライン窒素ガスパージ手順の概要は以下のとお り 。 概 要 図 を 第 1.7.15 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.7.16 図 に 示 す 。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員へドレン移送ライン窒素ガスパージの準備開始を指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）にて，可搬型窒素供給装置を配置し，排水ライン接続口に可搬型窒素供給装置からの送気ホースを接続する。
FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側 第 二 止め弁を開操作し，原子炉建屋外壁東側（屋外）にて，
FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ ン 二 次 格 納 施 設 外 側
止め弁を全開操作し，窒素ガス注入の準備完了を緊急時
1.7-40

対策本部に報告する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの注入開始を指示する。
④緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ ン N₂パ ー ジ 用
元弁を全開操作し，窒素ガスの注入を開始する。
⑤ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン ラ イ
ン N2 パ ー ジ 用 元 弁 を 全 閉 操 作 し ， 窒 素 ガ ス の 注 入 を 停 止
し た 後 ， フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 南 側 （ 屋 外 ） に て ， FCVS
フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁
を 全 閉 操 作 し ， 原 子 炉 建 屋 外 壁 東 側 （ 屋 外 ） に て FCVS フィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁
を全閉操作し，ドレン移送ポンプ出口ライン配管内が正圧で維持されていることをドレン移送ライン圧力指示値
により 確認し，ドレン移送ライン窒素ガスパージが完了したことを緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからドレン移
送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ 完 了 ま で 約 130 分 で 可 能 で あ る 。
な お ， 屋 外 に お け る 本 操 作 は ， 格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 か ら 25
時間後以降に行うことから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替し1.7-41

て対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 7）(h) ド レ ン タ ン ク 水 抜 き
ドレンタンクが水位高に到達した場合は，よう素フィルタの機能維持のため排水を実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準
ドレンタンクが水位高に到達すると判断した場合。

ⅱ. 操作手順
ドレンタンク水抜きの概要は以下のとおり。概要図を第1.7.17 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.7.18 図 に 示 す 。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員にドレンタンク水抜きを指示する。
②緊急時対策要員は，フィルタベント遮蔽壁附室にてドレン 移 送 ポ ン プ の 電 源 が 確 保 さ れ て い る こ と を FCVS 現 場 制
御盤のドレン移送ポンプ運転状態ランプにより確認し，
FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 遮 蔽 壁 内 側 ド レ ン 弁 を 遠 隔 手 動
弁操作設備による操作にて全閉とする。フィルタベント
遮 蔽 壁 附 室 に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン タ ン ク 出
口止め弁を全開，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に
1.7-42

て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側 第 二
止 め 弁 を 全 開 ， 原 子 炉 建 屋 外 壁 東 側 （ 屋 外 ） に て FCVS フィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁を全開操作した後，フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側
第一止め弁を微開とし，ドレン移送ポンプを起動した
後 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 吐 出 側 第一止め弁の増し開操作により，ポンプ吐出側流量を必要流量に調整し，ドレンタンク内の水をサプレッション・
チェンバへ排水し，排水開始を緊急時対策本部に報告する。
③緊急時対策本部は，当直長にドレンタンクの水位を確認するよう依頼する。
④当直副長は，ドレンタンクの水位を確認するよう中央制
御室運転員に指示する。
⑤中央制御室運転員 A は，中央制御室にて水位を継続監視し，規定水位に到達したことを当直副長に報告する。
⑥当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部にドレン移送ポンプ停止操作を依頼する。
⑦緊急時対策本部は，緊急時対策要員へドレン移送ポンプ
停止操作を指示する。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 FCVS 計 器
ラックのドレンタンク水位指示値にて排水による水位の低下を確認し，ドレン移送ポンプ A 又は B を停止した
後 ， フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト
1.7-43

装置ドレンタンク出口止め弁を全閉，フィルタベント遮蔽 壁 南 側 （ 屋 外 ） に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ ン 移
送 ポ ン プ 吐 出 側 第 一 止 め 弁 ， FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド
レン移送ポンプ吐出側第二止め弁を全閉操作し，原子炉
建 屋 外 壁 東 側 （ 屋 外 ） に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 ド レ
ンライン二次格納施設外側止め弁を全閉操作，フィルタ
ベ ン ト 遮 蔽 壁 附 室 に て FCVS フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 遮 蔽 壁
内側ドレン弁を遠隔手動弁操作設備による操作にて全開とし，ドレンタンク水抜きの完了を緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名
及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始 を 判 断 し て か ら ド レ ン タ ン ク 水 抜 き 完 了 ま で 約 80 分 で 可能である。なお，屋外における本操作は，格納容器ベント
実 施 か ら 25 時 間 後 以 降 に 行 う こ と か ら ， 大 気 中 に 放 出 さ れた放射性物質から受ける放射線量は低下しており，また，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 8）b.

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
1.7-44

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

(a) 代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系の復旧に見込みがなく※2 原子炉格納容器内の除熱が困難な状況
で，以下の条件が全て成立した場合。
・復水補給水系が使用可能※3 であること。
・代替原子炉補機冷却系による冷却水供給が可能であること。
・ 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 酸 素 濃 度 が 4vol%以 下 ※ 4 で あ る こと。

※ 1: 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2: 設 備 に 故 障 が 発 生 し た 場 合 ， 又 は 駆 動 に 必 要 な 電 源
若しくは補機冷却水が確保できない場合。
※ 3: 設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ サ プ レ ッ シ ョン・チェンバ）が確保されている場合。
1.7-45

※ 4: ド ラ イ ウ ェ ル 側 の ド ラ イ 条 件 の 酸 素 濃 度 を 確 認 する 。 格 納 容 器 内 酸 素 濃 度 （ CAMS） に て 4vol%以 下 を 確認できない場合は，外部水源によるドライウェルス
プレイを継続し，格納容器ベント操作に移行する。

ⅱ. 操作手順
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順の概要は以下のとおり。
原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプ
レ イ を 実 施 す る 場 合 は ， 残 留 熱 除 去 系 （ A） 注 入 配 管 使 用 によ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 と 残 留 熱 除 去 系 （ B） ス プ レ イ
配 管 使 用 に よ る ド ラ イ ウ ェ ル ス プ レ イ （ 以 下 「 D/W ス プ レイ」という。）を同時に実施する手順とし，前提条件として 復 水 貯 蔵 槽 を 水 源 と し た 残 留 熱 除 去 系 （ B） ス プ レ イ 配 管
使 用 に よ る D/W ス プ レ イ 中 と す る 。
また，原子炉圧力容器への注水ができない状況において，原子炉圧力容器の破損を判断した場合は，原子炉格納
容 器 下 部 へ の 注 水 と 残 留 熱 除 去 系 （ B） ス プ レ イ 配 管 使 用 によ る D/W ス プ レ イ を 同 時 に 実 施 す る 手 順 と し ， 前 提 条 件 として復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水
及 び 残 留 熱 除 去 系 （ B） ス プ レ イ 配 管 使 用 に よ る D/W ス プ レ
イ中とする。
手 順 の 対 応 フ ロ ー は 第 1.7.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.7.19 図に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.7.20 図 に 示 す 。

1.7-46

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に必要なポンプ・電動弁
及び監視計器の電源，冷却水が確保されていることを状
態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機
又は電源車の負荷容量を確認し，復水補給水系が使用可
能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器補助盤にて復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉確認を実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプ水源切替え準備のため，復水補給水系復水貯蔵槽出口弁, 高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一，第二元弁，復水移送ポンプミニ
マムフロー逆止弁後弁，復水補給水系制御棒駆動系駆動
水供給元弁を全閉とし，復水補給水系常／非常用連絡 1次，2 次止め弁の全開確認を実施する。
⑥a 原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合
現場運転員 E 及び F は，電動弁操作盤にて代替循環冷却系の系統構成を実施する。（残留熱除去系熱交換器出口
弁 （ A） ， サ プ レ ッ シ ョ ン プ ー ル 水 浄 化 系 復 水 貯 蔵 槽 側 吸1.7-47

込 弁 ， 残 留 熱 除 去 系 最 小 流 量 バ イ パ ス 弁 （ B） ， 残 留 熱 除
去 系 熱 交 換 器 出 口 弁 （ B） ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ イ 注
入 隔 離 弁 （ B） の 全 閉 ， 及 び 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 （ A） の全開操作を実施する。）⑥b 原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合
現場運転員 E 及び F は，電動弁操作盤にて代替循環冷却系の系統構成を実施する。（サプレッションプール水浄化系復水貯蔵槽側吸込弁，残留熱除去系最小流量バイパ
ス 弁 （ B） ， 残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 出 口 弁 （ B） ， 残 留 熱
除 去 系 S/P ス プ レ イ 注 入 隔 離 弁 （ B） の 全 閉 操 作 を 実 施 する。）⑦中央制御室運転員 A 及び B は，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の準備完了を当直副長に報告する。
⑧当直副長は，運転員に代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱開始を指示する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプを停止
後 ， 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 （ B） を 全 閉 と し ， 現 場 運 転 員
C 及び D へ連絡する。
⑩現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口
元弁を全閉とし，当直副長に報告する。
⑪現場運転員 E 及び F は，当直副長からの指示により，残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁及び残留熱除去系
高圧炉心注水系第二止め弁の全開操作を実施する。
1.7-48

⑫a 原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプ
レ イ を 実 施 す る 場 合 （ ⑫ a～ ⑮ a）
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁（ B） を 調 整 開 と し た 後 に 復 水 移 送 ポ ン プ を 起 動 し ， 速 やか に 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 （ A） 及 び 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水
弁 （ B） を 開 と し て 代 替 循 環 冷 却 系 の 運 転 を 開 始 す る 。
⑬a 中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上
昇 ， 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注 水 流 量 ） 指 示 値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認する。あわせて，原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水
系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注 水 流 量 ） 指 示 値 の 上 昇 ， 並 び に
格納容器内圧力指示値及び格納容器内温度指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。
⑭a 当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑮a 当直副長は，原子炉圧力容器内の水位及び原子炉格納容器 内 の 圧 力 を 継 続 監 視 し ， 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 （ A） 及
び 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 （ B） に て 適 宜 ， 原 子 炉 圧 力 容 器
内の水位及び原子炉格納容器内の圧力の調整を行うよう
中央制御室運転員に指示する。
また，状況により残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁
1.7-49（ B） ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 （ B） を
全 閉 ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ イ 注 入 隔 離 弁 （ B） を 全 開と す る こ と で ， D/W ス プ レ イ か ら サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェン バ ・ プ ー ル ス プ レ イ （ 以 下 ｢S/P ス プ レ イ ｣と い う 。 ）へ切り替える。

⑫b 原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのス プ レ イ を 実 施 す る 場 合 （ ⑫ b～ ⑯ b）
中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水ラ
イン隔離弁の全開操作を実施する。
⑬b 中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁（ B） を 調 整 開 と し た 後 に 復 水 移 送 ポ ン プ を 起 動 し ， 速 やかに下部ドライウェル注水流量調節弁及び残留熱除去系
洗 浄 水 弁 （ B） を 開 と し て 代 替 循 環 冷 却 系 の 運 転 を 開 始 する。
⑭b 中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）指
示値の上昇により確認する。あわせて，原子炉格納容器
内へのスプレイが開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧 力 指 示 値 の 上 昇 ， 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注水流量）指示値の上昇，並びに格納容器内圧力指示値及び格納容器内温度指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。
⑮b 当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替循環冷却
1.7-50系による原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑯b 当直副長は，原子炉格納容器内の圧力を継続監視し，残留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 （ B） に て 適 宜 ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 の圧力の調整を行うよう中央制御室運転員に指示する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施
し，作業開始を判断してから代替循環冷却系による原子炉格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 開 始 ま で 約 90 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 9）(b) 代 替 循 環 冷 却 系 使 用 時 に お け る 代 替 原 子 炉 補 機 冷 却 系 に よる補機冷却水確保
炉心の著しい損傷が発生し，原子炉格納容器の過圧破損を防止するために代替循環冷却系の運転を実施する場合，代替
原子炉補機冷却系により補機冷却水を確保し，代替循環冷却系 で 使 用 す る 残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 （ B） 及 び 代 替 循 環 冷 却 系の 運 転 可 否 の 判 断 で 使 用 す る 格 納 容 器 内 酸 素 濃 度 （ CAMS） へ供給する。
1.7-51

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，代替循環冷却系設備を使用する場合。

※ 1: 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS ） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。

ⅱ. 操作手順
代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保の概要は以下のとおり。手順の対応フロ ー を 第 1.7.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.7.21 図 に ， タ イ ム チ ャー ト を 第 1.7.22 図 に 示 す 。
代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットの手順について
は ， 「 1.5.2.2(1)a.

代替原子炉補機冷却水系による補機

冷却水確保」の操作手順と同様である。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保の準
1.7-52

備のため，熱交換器ユニットの配備及び主配管（可搬型）の接続を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保に必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状
態表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保の中央制御室側系統構成を実施
し ， 当 直 副 長 に 報 告 す る 。（ 第 1.7.21 図 参 照 ）⑥現場運転員 C 及び D は，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水確保の非管理区域側系統構成を実施し，当直
副 長 に 報 告 す る 。（ 第 1.7.21 図 参 照 ）⑦緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却水系による補機
冷却水確保のための熱交換器ユニットの配備及び主配管（可搬型）の接続完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水供給開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑨緊急時対策要員は，熱交換器ユニット内の代替原子炉補機冷却水ポンプを起動し，代替原子炉補機冷却水系による補機冷却水供給開始について緊急時対策本部に報告す
1.7-53

る。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 13 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開 始 を 判 断 し て か ら
運 転 員 操 作 の 系 統 構 成 完 了 ま で 約 1 時 間 55 分 ， 緊 急 時 対 策
要員操作の補機冷却水供給開始まで約 9 時間で可能である。
なお，炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原
子炉補機冷却系を設置する場合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を 2 班体制とし，交替して対応する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.5.3－ 13）c.

格 納 容 器 内 pH 制 御炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器

内のケーブル被覆材に含まれる塩素等の酸性物質の発生により，サプレッション・チェンバ・プール水が酸性化する。サプ
レッション・チェンバ・プール水が酸性化すると，サプレッシ
1.7-54ョン・チェンバ・プール水に含まれる粒子状よう素が元素状よう素に変わり，その後に有機よう素となる。これにより格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時に外部への放射性物
質の放出量が増加することとなる。
格納容器ベント時の放射性物質の系外放出量を低減させるた
めに，復水移送ポンプ吸込配管に薬液（水酸化ナトリウム）を注入し，格納容器スプレイ配管から原子炉格納容器内に注入することで，サプレッション・チェンバ・プール水の酸性化を防止し格納容器ベント時の放射性物質の系外放出を低減する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，復水補給水系が使用
可 能 な 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格 納
容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲
気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉
圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ 復 水 貯 蔵 槽 ） が 確
保されている場合。

(b) 操 作 手 順
格 納 容 器 内 pH 制 御 の 手 順 は 以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ
ー を 第 1.7.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.7.23 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト
1.7-55

を 第 1.7.24 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に復水補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ，原子炉 格 納 容 器 下 部 へ の 注 水 及 び 格 納 容 器 内 pH 制 御 の た め ，
薬液注入の開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプが運転中
で あ る こ と を 確 認 し ， S/P ス プ レ イ の 系 統 構 成 の た め 残
留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ イ 注 入 隔 離 弁 （ B） を 全 開 に す る 。
③現場運転員 C 及び D は，廃棄物処理建屋地上 2 階レイダ
ウンエリア（管理区域）にて，薬液タンク水位指示値により薬液量が必要量以上確保されていることを確認し，当直副長に報告する。また，復水移送ポンプの運転状態に異常がないことを確認する。
④現場運転員 C 及び D は，薬液注入の系統構成のため，復水移送ポンプ吸込配管注入弁を全開にする。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，薬液注入準備完了を確認
し た 後 に ， 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注 水 流 量 ）指 示 値 が 規 定 値 と な る よ う に 残 留 熱 除 去 系 洗 浄 水 弁 （ B）
を 調 整 開 し ， S/P ス プ レ イ を 開 始 す る 。 S/P ス プ レ イ の 開
始を当直副長に報告するとともに，現場運転員 C 及び D
へ薬液注入操作を指示する。
⑥ 現 場 運 転 員 C 及 び D は ， S/P ス プ レ イ が 開 始 さ れ た こ とを中央制御室運転員 A 及び B に確認し，薬液の復水貯蔵
槽への混入を防止するため復水補給水系ポンプミニマム
フロー戻り弁の全閉操作を実施する。
1.7-56

⑦現場運転員 C 及び D は，薬液注入タンク出口弁の全開操作を実施し，薬液注入が開始されたことを廃棄物処理建屋地上 2 階レイダウンエリア（管理区域）にて，薬液タ
ンク水位指示値の低下により確認する。
⑧現場運転員 C 及び D は，廃棄物処理建屋地上 2 階レイダ
ウンエリア（管理区域）にて，規定量の薬液が注入されたことを薬液タンク水位にて確認後，薬液注入タンク出口弁の全閉操作を実施し薬液注入を停止する。また，薬液注入を停止した旨を当直副長に報告する。
⑨ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， S/P ス プ レ イ か ら D/W ス
プレイに切替えることを当直副長に報告するとともに，現場運転員 C 及び D へ連絡する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系格納容器冷却 ラ イ ン 隔 離 弁 （ B） の 全 開 操 作 後 ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容
器 冷 却 流 量 調 節 弁 （ B） の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑪ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 S/P ス プ レ
イ 注 入 隔 離 弁 （ B） の 全 閉 操 作 を 実 施 す る 。
⑫ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， S/P ス プ レ イ か ら D/W ス
プレイに切替えが完了したことを，当直副長に報告するとともに現場運転員 C 及び D へ薬液注入操作を指示する。
⑬現場運転員 C 及び D は，薬液注入タンク出口弁の全開操作を実施し，薬液注入が開始されたことを廃棄物処理建屋地上 2 階レイダウンエリア（管理区域）にて，薬液タ
ンク水位指示値の低下により確認する。
1.7-57

⑭現場運転員 C 及び D は，廃棄物処理建屋地上 2 階レイダ
ウンエリア（管理区域）にて，規定量の薬液が注入されたことを薬液タンク水位にて確認後，薬液注入タンク出口弁の全閉操作を実施し薬液注入を停止する。また，薬液注入を停止した旨を当直副長に報告する。
⑮ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， D/W ス プ レ イ か ら 原 子 炉
格納容器下部への注水に切替えることを当直副長に報告するとともに，現場運転員 C 及び D へ連絡する。
⑯中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器下部への注水の系統構成のため，下部ドライウェル注水ライン隔
離弁を全開とする。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）指示値が規定値となるように下部ドライウェル注水流量調節弁を調整開し，原子炉格納容器
下部への注水を開始する。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁（ B） ， 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 流 量 調 節 弁 （ B） ， 及
び 残 留 熱 除 去 系 格 納 容 器 冷 却 ラ イ ン 隔 離 弁 （ B） の 全 閉 操作を実施する。
⑲ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， D/W ス プ レ イ か ら 原 子 炉
格納容器下部への注水に切替えが完了したことを，当直副長に報告するとともに現場運転員 C 及び D へ薬液注入操作を指示する。
⑳現場運転員 C 及び D は，薬液注入タンク出口弁の全開操作を実施し，薬液注入が開始されたことを廃棄物処理建1.7-58

屋地上 2 階レイダウンエリア（管理区域）にて，薬液タ
ンク水位指示値の低下により確認する。
㉑現場運転員 C 及び D は，廃棄物処理建屋地上 2 階レイダ
ウンエリア（管理区域）にて，規定量の薬液が注入されたことを薬液タンク水位にて確認後，薬液注入タンク出口弁の全閉操作を実施し薬液注入を停止する。また，薬液注入を停止した旨を当直副長に報告する。
㉒現場運転員 C 及び D は，復水補給水系ポンプミニマムフ
ロー戻り弁の全開操作を実施する。
㉓ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 格 納 容 器 下 部 水 位 に て +2m（ 総 注 水 量 180m 3 ） と な っ た ら 下 部 ド ラ イ ウ ェ ル 注 水 流 量
調節弁，下部ドライウェル注水ライン隔離弁の全閉操作を実施する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した 場 合 ， 作 業 開 始 を 判 断 し て か ら 格 納 容 器 内 pH 制 御 の た め の薬液注入開始までの所要時間は以下のとおり。
・ 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ S/P） に よ る 薬 液 注 入 開
始 ま で 約 30 分 で 可 能 で あ る 。
・ 原 子 炉 格 納 容 器 内 へ の ス プ レ イ （ D/W） に よ る 薬 液 注 入 開
始 ま で 約 65 分 で 可 能 で あ る 。
・原子炉格納容器下部への注水による薬液注入開始まで約100 分 で 可 能 で あ る 。
1.7-59

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。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 10）d.

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

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の除 熱 を 開 始 し た 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格 納
容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲
気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉
圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:格 納 容 器 ベ ン ト に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 除 熱 を 開 始
した場合。

(b) 操 作 手 順
1.7-60可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒
素 ガ ス 供 給 の 手 順 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.7.25 図 に ，タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.7.26 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に原子炉格納容器への窒素ガス供給の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に原子炉格納容器への窒素ガス供給のための可搬型格
納容器窒素供給設備の準備を依頼する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に可搬型格納容器窒素供給設備の準備を指示する。
④現場運転員 C 及び D は，可搬型格納容器窒素供給設備を接続するための準備作業を実施する。
⑤緊急時対策要員は，原子炉建屋近傍に可搬型格納容器窒素供給設備を移動させる。
⑥緊急時対策要員は，可燃性ガス濃度制御系配管に可搬型
格納容器窒素供給設備を接続する。
⑦緊急時対策要員は，可搬型大容量窒素供給装置を起動する。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 窒 素 ガ ス 供 給 ユ ニ ッ ト D/W 側 止 め 弁
又 は 窒 素 ガ ス 供 給 ユ ニ ッ ト S/C 側 止 め 弁 を 全 開 し ， 原 子
炉格納容器への窒素ガス供給の準備が完了したことを緊
急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直副長は，サプレッション・チェンバ・プール水温度
指 示 値 が 104℃ に な る 前 に ， 中 央 制 御 室 運 転 員 に 原 子 炉
1.7-61

格納容器への窒素ガス供給を開始するよう指示する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系入口第一，第二隔離弁又は可燃性ガス濃度制御系出口第一，第二隔離弁を全開し，窒素ガスを原子炉格納容器に供給する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員
16 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開 始 を 判 断 し て か ら 可 搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給開始まで約 8 時間で可能である。
なお，本操作は，格納容器ベント後に時間が経過した後の操作であることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しているため，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

(2) 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 の 対 応 手 順a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系の機能が喪失した場合及び代替循環冷却系の運転が期待できない
場合は，サプレッション・チェンバ・プール水以外の水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施しているため，サプ
1.7-62

レッション・チェンバ・プール水位が上昇するが，外部水源注
水制限値に到達した場合は，このスプレイを停止するため，原子 炉 格 納 容 器 内 の 圧 力 を 620kPa[gage]以 下 に 抑 制 で き る 見 込 みがなくなることから，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格
納容器内の減圧及び除熱を実施し，原子炉格納容器の過圧破損を防止する。
また，原子炉格納容器内でジルコニウム－水反応により発生した水素ガスが原子炉建屋に漏えいする可能性があることか
ら，燃料取替床天井付近の水素濃度，非常用ガス処理系吸込配
管付近の水素濃度及び燃料取替床以外のエリアの水素濃度並びに静的触媒式水素再結合器動作監視装置の出入口温度の監視を行い，原子炉建屋内において異常な水素ガスの漏えいを検知した場合は原子炉格納容器内に滞留した水素ガスを排出すること
で，原子炉建屋への水素ガスの漏えいを防止する。
なお，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるため，運転員は待避室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。
格納容器ベント実施中において，可燃性ガス濃度制御系及び残留熱除去系が復旧した場合，又は代替循環冷却系の運転により原子炉格納容器内の除熱が開始された場合は，一次隔離弁及び二次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。
なお，全交流動力電源喪失時は，現場手動にて系統構成を行うとともに原子炉建屋原子炉区域の系統構成は事前に着手する。

1.7-63

(a) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及び除熱（現場操作）
ⅰ. 手順着手の判断基準［原子炉建屋原子炉区域の系統構成］
全交流動力電源喪失時に，早期の電源復旧が見込めない場合。
［格納容器ベント準備］
炉心損傷を判断した場合※1 において，炉心の著しい損
傷の緩和及び原子炉格納容器の破損防止のために必要な操 作 が 完 了 し た 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉
格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相
当 の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格
納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き
な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認
した場合。
※ 2:炉 心 の 著 し い 損 傷 を 防 止 す る た め に 原 子 炉 圧 力 容器への注水を実施する必要がある場合，又は原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施する必要がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始する。ただし，発電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始
1.7-64

する。

ⅱ. 操作手順
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）の手順は以下のとおり。手順の対応
フ ロ ー を 第 1.7.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.7.27 図 に ， タ イ ム チ
ャ ー ト を 第 1.7.28 図 及 び 第 1.7.29 図 に 示 す 。

［ W/W ベ ン ト の 場 合 （ D/W ベ ン ト の 場 合 ， 手 順 ⑭ 以 外 は 同様）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉建屋
原子炉区域の系統構成を現場運転員に指示する。
②現場運転員 E 及び F は，非常用ガス処理系フィルタ装置
出口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全閉操作を実施する。
③当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール水位
外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る こ と を
確 認 し ， 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ り W/W 側 か ら 格 納
容器ベント実施の準備を開始するよう運転員に指示する（原子炉格納容器内の水位がサプレッション・チェン
バ・プール水位外部水源注水制限を越えている場合はD/W 側 か ら の 格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 の 準 備 を 開 始 す る よ う
指 示 す る ）。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本
1.7-65

部に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備開始を報告する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントに必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統
構成として非常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系
第二隔離弁の全閉を確認する。
⑦ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値が通常水位範囲内であること及びフィル
タ装置ドレン移送ポンプの水張りが完了していることを確認する。
⑧現場運転員 C 及び D は，フィルタベント大気放出ライン
ドレン弁を全閉とする。また，耐圧強化ベント弁の全閉を遠隔手動弁操作設備の開度指示にて確認し，二次隔離
弁 を 遠 隔 手 動 弁 操 作 設 備 に て 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 50%開）とする。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次隔離弁バイパス弁を遠隔手動弁操作設備にて調整開（ 流 路 面 積 約 50%開 ） と す る 。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑪当直副長は，原子炉格納容器内の圧力及び水位，並びに1.7-66

原子炉建屋内の水素濃度に関する情報収集を適宜行い，当直長に報告する。また，当直長は原子炉格納容器内の圧力及び水位，並びに原子炉建屋内の水素濃度に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの開始を緊急時対策本部に報告する。
⑬当直副長は，以下のいずれかの条件に到達したことを確認し，運転員に格納容器ベント開始を指示する。
・外部水源を用いた原子炉格納容器内へのスプレイを実施
中に，サプレッション・チェンバ・プール水位が「真空破壊弁高さ」に到達した場合。
・ 燃 料 取 替 床 天 井 付 近 の 水 素 濃 度 が 2.2vol%に 到 達 し た 場合。
⑭ ａ W/W ベ ン ト の 場 合
現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・チ
ェンバ側）を遠隔手動弁操作設備による操作で全開とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。
⑭ ｂ D/W ベ ン ト の 場 合
現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（ドライウェル側）を遠隔手動弁操作設備による操作で全開とし，格納容器圧
力逃がし装置による格納容器ベント操作を開始する。
⑮中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントが開始されたことを，格納容器内
1.7-67

圧力指示値の低下又は原子炉建屋水素濃度指示値が安定
若しくは低下，フィルタ装置入口圧力指示値の上昇，フィルタ装置出口放射線モニタ指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告する。また，当直長は，格納容器圧
力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを
緊急時対策本部に報告する。
⑯ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル タ
装置水位指示値を確認し，水位調整が必要な場合は当直副長に報告する。また，当直長は，フィルタ装置の水位調整を実施するよう緊急時対策本部に依頼する。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，可燃性ガス濃度制御系及び残留熱除去系の復旧，又は代替循環冷却系の運転により原子炉格納容器内の除熱が開始され格納容器圧力逃がし装置を停止できると判断した場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉，その後に二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁を遠隔手動弁操作設備により全閉する
よう現場運転員に指示する。
⑱現場運転員 C 及び D は，一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側又はドライウェル側）の全閉，その後に二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁を遠隔手動弁操作設備
による操作で全閉とする。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名
1.7-68

（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施
し，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置による 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 開 始 ま で 約 70 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。
遠隔手動弁操作設備の操作については，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。
ま た ， 作 業 エ リ ア に は バ ッ テ リ ー 内 蔵 型 LED 照 明 を 配 備しており，建屋内常用照明消灯時における作業性を確保して い る が ， ヘ ッ ド ラ イ ト 及び 懐 中 電 灯 を バ ッ ク ア ッ プ と して 携 行す る 。
室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.7.3－ 1）(b) フ ィ ル タ 装 置 ド レ ン 移 送 ポ ン プ 水 張 り
格納容器ベント中に想定されるフィルタ装置の水位調整準備として，乾燥状態で保管されているドレン移送ポンプへ水張りを実施する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.7.2.1(1)a.(b)フィルタ

装置ドレン移送ポンプ水張り」の操作手順と同様である。

(c) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 張 り ）フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達す
1.7-69

る前に，フィルタ装置補給水ラインからフィルタ装置へ水張りを実施する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.7.2.1(1)a.(c)フィル

タ装置水位調整（水張り）」の操作手順と同様である。

(d) フ ィ ル タ 装 置 水 位 調 整 （ 水 抜 き ）格納容器ベントにより原子炉格納容器内から排気されたガスが格納容器圧力逃がし装置の配管内及びフィルタ装置内で凝縮し，その凝縮水がフィルタ装置に溜まることでフィルタ
装置の水位が上限水位に到達すると判断した場合，又はフィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達すると判断した場合はフィルタ装置機能維持のためフィルタ装置の排水を実施する。ドレン移送ポンプの電源は，代替交流電源設
備から受電可能である。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.7.2.1(1)a.(d)フィル

タ装置水位調整（水抜き）」の操作手順と同様である。

(e) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 停 止 後 の 窒 素 ガ ス パ ー ジ
格納容器ベント停止後において，スクラバ水に貯留された放射性物質による水の放射線分解にて発生する水素ガス及び酸素ガスを排出する。また，フィルタ装置上流側の残留蒸気凝縮によりフィルタ装置上流側配管内が負圧となることにより，スクラバ水が上流側配管に吸い上げられることを防止するため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
1.7-70な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.7.2.1(1)a.(e)格納容器

圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ」の操作手順と同様である。

(f) フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整
フィルタ装置水位調整（水抜き）によりスクラバ水に含ま
れ る 薬 液 が 排 水 さ れ る こ と で ス ク ラ バ 水 の pH が 規 定 値 よ り も低くなることを防止するため薬液を補給する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ，「 1.7.2.1(1)a.(f)フィルタ

装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整 」 の 操 作 手 順 と 同 様 で あ る 。

(g) ド レ ン 移 送 ラ イ ン 窒 素 ガ ス パ ー ジ
フィルタ装置水位調整（水抜き）後は，フィルタ装置排水
ラインの水の放射線分解により発生する水素ガスの蓄積を防止するため，窒素ガスによるパージを実施し，排水ラインの
残留水をサプレッション・チェンバに排水する。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ，「 1.7.2.1(1)a.(g)ドレン移送ライン窒素ガスパージ」の操作手順と同様である。

(h) ド レ ン タ ン ク 水 抜 き
ドレンタンクが水位高に到達した場合は，よう素フィルタの機能維持のため排水を実施する。ドレン移送ポンプの電源
は，代替交流電源設備から受電可能である。
な お ， 操 作 手 順 に つ い て は ， 「 1.7.2.1(1)a.(h)ンク水抜き」の操作手順と同様である。
1.7-71ドレンタ

1.7.2.2

その他の手順項目について考慮する手順

復水移送ポンプ，電動弁，中央制御室監視計器類への電源供給手
順 及 び 代 替 交 流 電 源 設 備 へ の 燃 料 補 給 手 順 に つ い て は ， 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。
残留熱除去系又は代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による減
圧 及 び 除 熱 の 手 順 に つ い て は ， 「 1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
代替循環冷却系への代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
手 順 に つ い て は ， 「 1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
水 源 か ら 接 続 口 ま で の 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送
水 手 順 に つ い て は ， 「 1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
原 子 炉 建 屋 内 の 水 素 濃 度 監 視 手 順 に つ い て は ， ｢1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」にて整備する。

1.7.2.3

重大事故等時の対応手段の選択

重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.7.30 図 に 示 す 。
炉心の著しい損傷が発生した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるスプレイを実施しながら原子炉格納容器の圧力及び温度の監視を行うとともに，格納容器ベント操作に備え，格納容器 pH 制 御 装 置 に よ る 薬 液 の 注 入 を 行 う 。
1.7-72代替原子炉補機冷却系の設置が完了し，代替循環冷却系が起動できる場合は，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び原
子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
また，原子炉圧力容器の破損を判断した後に代替循環冷却系が起動できる場合は，代替循環冷却系による原子炉格納容器下部への注
水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
代替循環冷却系が起動できない場合は，格納容器圧力逃がし装置
により格納容器ベントによる減圧を行う。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントは，弁の駆動電源
及び空気源がない場合，現場での手動操作を行う。
なお，格納容器圧力逃がし装置を用いて，格納容器ベントを実施する際には，スクラビングによる放射性物質の排出抑制を期待でき
る W/W を 経 由 す る 経 路 を 第 一 優 先 と す る 。 W/W ベ ン ト ラ イ ン が 水 没
等 の 理 由 で 使 用 で き な い 場 合 は ， D/W を 経 由 し て フ ィ ル タ 装 置 を 通る経路を第二優先とする。
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱又は格納
容器ベント実施後は，残留熱除去系の復旧を行い，長期的な原子炉
格納容器内の除熱を実施する。

1.7-73

第 1.7.1 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/3）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

フィルタ装置

事故時運転操作手順書（シビアアク

よう素フィルタ

シデント）

ラプチャーディスク「PCV 制御」

ドレン移送ポンプ「R/B 制御」

ドレンタンクAM 設備別操作手順書

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタ

可搬型窒素供給装置

ベント使用（S/C））」
重大事故等対処設備

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

原子炉格納容器の過圧破損防止－

遠隔手動弁操作設備

スクラバ水 pH 制御設備
フィルタベント遮蔽壁
配管遮蔽
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配管・弁「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（D/W））」
多様なハザード対応手順「フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」

遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁「フィルタベント水位調整（水張ホース・接続口り）」

原子炉 格納 容器 （ サ プレ ッ シ ョン ・ チェ ン「フィルタベント水位調整（水抜バ，真空破壊弁を含む）

き）」

常設代替交流電源設備 ※3「フィルタベント停止後の N2 パー

可搬型代替交流電源設備 ※3

ジ」

代替所内電気設備 ※3「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

常設代替直流電源設備 ※3「ドレン移送ライン N2 パージ」

可搬型直流電源設備 ※3「ドレンタンク水抜き」※5

防火水槽 ※5，※6
淡水貯水池 ※5，※6
ホース・接続口

自主対策設備

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

第二代替交流電源設備 ※3※1:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※4:手順は「1.8原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

※5:手順は「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

※6:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b）項を満足するための代替淡水源（措置）1.7-74

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/3）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

全交流動力電源

対処設備

手順書

事故時運転操作手順書（シビアアク

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

シデント）

遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁現場操作

重大事故等対処設備

遠隔手動弁操作設備「PCV 制御」「R/B 制御」
AM 設備別操作手順書「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（S/C））」「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用（D/W））」
多様なハザード対応手順

ホース・接続口「フィルタベント停止後の N₂パー
重大事故等対処設備による系統内の置換

不活性ガス（窒素ガス）

原子炉格納容器の過圧破損防止－

可搬型窒素供給装置

ジ」

多様なハザード対応手順

ホース「可搬型格納容器窒素供給設備によ

可燃性ガス濃度制御系配管・弁る PCV 窒素供給」
自主対策設備原子炉格納容器負圧破損の防止

可搬型大容量窒素供給装置※1:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※4:手順は「1.8原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

※5:手順は「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

※6:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b）項を満足するための代替淡水源（措置）1.7-75

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対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

復水移送ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

代替原子炉補機冷却系 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

シデント）
※5

「PCV 制御」

サプレッション・チェンバ
高圧炉心注水系配管・弁AM 設備別操作手順書
重大事故等対処設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

復水補給水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
格納容器スプレイ・ヘッダ
ホース
原子炉圧力容器
原子炉格納容器「代替循環冷却系による PCV 内の減圧及び除熱」

常設代替交流電源設備 ※3
可搬型代替交流電源設備 ※3
代替所内電気設備 ※3
燃料補給設備 ※3

防火水槽 ※5，※6
自主対策設備原子炉格納容器の過圧破損防止－

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

淡水貯水池 ※5，※6
第二代替交流電源設備 ※3

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）※1

事故時運転操作手順書（シビアアク

格納容器 pH 制御設備

※1:手順は「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※4:手順は「1.8原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

※5:手順は「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

シデント）
自主対策設備

格納容器内ｐＨ制御

格納容器下部注水系（常設） ※4「PCV 制御」
AM 設備別操作手順書「炉心損傷後格納容器薬品注入」※6:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b）項を満足するための代替淡水源（措置）1.7-76

第 1.7.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.7.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

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

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

「R/B 制御」

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）

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の温度「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用

原子炉圧力容器温度（S/C））」「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用

原子炉格納容器内の圧力（D/W））」
原子炉格納容器内の水位

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
サプレッション・チェンバ・プール水位
ドライウェル雰囲気温度

判断基準

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

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

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
電源

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

1.7-77

監視計器一覧（2/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.7.2.1必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）

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

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

「R/B 制御」

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）

AM 設備別操作手順書

格納容器内水素濃度(A)「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)（S/C））」

格納容器内水素濃度（SA）「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用

原子炉建屋水素濃度（D/W））」

・原子炉建屋地上 4 階
原子炉建屋内の水素濃度

・原子炉建屋地上 2 階

操作・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階
原子炉格納容器内の水位

原子炉格納容器内の圧力

サプレッション・チェンバ・プール水位

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

1.7-78

監視計器一覧（3/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.7.2.1必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）

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

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント水位調整（水張り）」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント水位調整（水抜き）」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント停止後の N2 パージ」

判断基準

多様なハザード対応手順

－

－

－

－

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量

－

－

操作

フィルタ装置水素濃度
補機監視機能・フィルタ装置入口水素濃度
・フィルタ装置出口水素濃度
フィルタ装置入口圧力「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレン移送ライン N2 パージ」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレンタンク水抜き」

判断基準

多様なハザード対応手順－

補機監視機能－フィルタ装置スクラバ水 pH

－

－

操作

補機監視機能ドレン移送ライン圧力

補機監視機能ドレンタンク水位

補機監視機能ドレンタンク水位

1.7-79

監視計器一覧（4/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.7.2.1必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1)交流電源が健全である場合の対応手順
b.代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

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）

AM 設備別操作手順書「代替循環冷却系による PCV 内の減圧及び除原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

熱」

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

判断基準

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉補機冷却水系(B)系統流量
最終ヒートシンクの確保

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

水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉格納容器内の水位

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

格納容器下部水位

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度

操作
原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

サプレッション・チェンバ・プール水温度
復水補給水系温度（代替循環冷却）復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
最終ヒートシンクの確保

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系熱交換器(B)入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力

1.7-80

監視計器一覧（5/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.7.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1)交流電源が健全である場合の対応手順
c.格納容器内 pH 制御
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 制御」「炉心損傷後格納容器薬品注入」

判断基準

AM 設備別操作手順書

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

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

原子炉格納容器への注水量
操作

原子炉格納容器内の水位

補機監視機能1.7.2.1

原子炉圧力容器温度

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）
サプレッション・チェンバ・プール水位
格納容器下部水位
薬液タンク水位
サプレッションプール水 pH

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

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
判断基準「可搬型格納容器窒素供給設備による PCV 窒素

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

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）

操作

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

1.7-81

監視計器一覧（6/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.7.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

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

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「PCV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

「R/B 制御」

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）

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の温度「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用

原子炉圧力容器温度（S/C））」「炉心損傷後 PCV ベント（フィルタベント使用

原子炉格納容器内の圧力（D/W））」
原子炉格納容器内の水位

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
サプレッション・チェンバ・プール水位
ドライウェル雰囲気温度

判断基準

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）
原子炉建屋水素濃度

原子炉建屋内の水素濃度･原子炉建屋地上 4 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧

電源

P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

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）
格納容器内水素濃度（A）

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（B）
格納容器内水素濃度（SA）
原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階

原子炉建屋内の水素濃度

・原子炉建屋地上 2 階

操作・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階
原子炉格納容器内の水位

原子炉格納容器内の圧力

サプレッション・チェンバ・プール水位

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

1.7-82

監視計器一覧（7/7）
重大事故等の対応に

手順書
1.7.2.1必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(2)全交流動力電源喪失時の対応手順
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）「フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント水位調整（水張り）」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント水位調整（水抜き）」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「フィルタベント停止後の N₂パージ」

判断基準

多様なハザード対応手順

－

－

－

－

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量

－

－

操作

フィルタ装置水素濃度
補機監視機能・フィルタ装置入口水素濃度
・フィルタ装置出口水素濃度
フィルタ装置入口圧力「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレン移送ライン N2 パージ」

判断基準

多様なハザード対応手順

操作「ドレンタンク水抜き」

判断基準

多様なハザード対応手順－

補機監視機能－フィルタ装置スクラバ水 pH

－

－

操作

補機監視機能ドレン移送ライン圧力

補機監視機能ドレンタンク水位

補機監視機能ドレンタンク水位

1.7-83

第 1.7.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文
【1.7】

給電元

供給対象設備
格納容器圧力逃がし装置

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

給電母線
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
AM 用 MCC
AM 用直流 125V

不活性ガス系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
MCC C 系
AM 用 MCC
直流 125V B 系
AM 用直流 125V

非常用ガス処理系弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系

復水移送ポンプ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
AM 用 MCC

復水補給水系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

残留熱除去系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

1.7-84

第 1.7.1 図

SOP「PCV 制御」，SOP「R/B 制御」における対応フロー

1.7-85主排気筒

6号炉

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ

配管遮蔽⑧

雨水排水ラインラプチャーディスクオリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

スクラバ水pH制御設備

H2 E

PI

可搬 式窒素 供給装 置車等
コン プレ ッサー
発電 機

給水 ラ イン

補給 薬液

7号炉

RE

フィルタ装置
入口圧力Ｎ2供給ラインMO

1.7-86

フィルタ装置

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

⑦※８

⑦※６

原子炉区域運転階より

AO

ド
レ
ン
タ
ン
ク

・

・
AO

〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置水位 LT

⑦※７
⑦※４

AO

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

格納容器圧力(D/W)
PT

⑬b※２
⑱※２

⑦※９⑱※３MO

LＳ

サプレッション・
チェンバMO⑬a※３⑰※１
遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

ドレンポンプ
設備
FE

FE

遠隔手動弁操作設備

⑬b※１

MO

⑬a※２
⑱※１

pH

遠隔手動弁操作設備

ボンベ

PT

原子炉
建屋

遠隔手動弁操作設備

⑬b※３
⑰※２

⑦※１０⑱※４

格納容器圧力(S/C)

ドレンタンク水位

遠隔手動弁操作設備⑦※３ 〔Ｆ．Ｃ〕

MO

オリフィス

フィルタ装置 DP
金属フィルタ差圧

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

よう素
フィルタ

フィルタ装置出口圧力 PT

MO

AO

〔Ｆ．Ｏ〕
H2E

ラプチャーディスク⑦※５
パージ用排風機MO

フィルタ装置
出口放射線モニタ

フィルタ装置水素濃度⑦※２

原子炉区域よりPT

フィルタ装置出口配管圧力水中 ポン プ等

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

フィルタ装置スクラバ水pH⑦※１ MO⑬a※１

非常用ガス処理系
排風機よりドレンポンプ
流量⑦※１ MO

MO MO

二次格納施設

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

原子炉建屋

Ｎ2
供給ライン

Ｎ2供給ライン凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所

第 1.7.2 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

可搬型窒素供給装置

概 要 図 （ 1/2）

1.7-87
第 1.7.2 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

概 要 図 （ 2/2）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 40分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認
系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（W/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

第 1.7.3 図

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

移動，系統構成

2

Ｗ／Ｗベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 全開状態の保持操作

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

タイムチャート

1.7-88（ W/W ベ ン ト の 場 合 ）経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 40分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認
系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（D/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

第 1.7.4 図

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

2移動，系統構成
Ｗ／Ｗベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 全開状態の保持操作

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（ D/W ベ ン ト の 場 合 ）タイムチャート

操作手順

弁名称

②※1

FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁A②※2

FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁B②※3

FCVSフィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁②※4

FCVSフィルタベント装置移送ポンプテストライン止め弁

第 1.7.5 図

フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り

1.7-89概要図

第 1.7.6 図

フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り

タイムチャート

1.7-90

操作手順
④⑩

弁名称
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁

第 1.7.7 図

フィルタ装置水位調整（水張り）

1.7-91

概要図

経過時間（分）

10
手順の項目

要員（数）

20

30

40

50

60

フィルタ装置水位調整開始（水張り）開始

70

80

65分

90

100

110

120

130

フィルタ装置水位調整（水張り）完了 125分
（水位計指示[1000～1500mm]）

140

150

※1

フィルタ装置水位監視1
中央制御室運転員A

緊急時対策要員

現場移動

2

停止操作
フィルタ装置
水位調整(水張り)

現場移動※2

水張り完了

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台の健全性確認[防火水槽を水源とした場合]
緊急時対策要員

4

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置
送水準備※1 5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用する場合は，約105分で可能である。
※2 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

1.7-92

第 1.7.8 図

フィルタ装置水位調整（水張り）タ イ ム チ ャ ー ト （ 1/3）

160

170

備考

経過時間（分）

10
手順の項目

要員（数）

20

30

40

50

フィルタ装置水位調整開始（水張り）開始

60

70

80

90

100

110

120

130

140

フィルタ装置水位調整（水張り）完了 125分
（水位計指示[1000～1500mm]）

65分

フィルタ装置水位監視
中央制御室運転員A

1

緊急時対策要員

2

フィルタ装置水位調整（水張り）開始

現場移動
停止操作

現場移動
フィルタ装置
水位調整(水張り)

水張完了

貯水池出口弁「開」
緊急時対策要員

4

送水ライン水張り，健全性確認，送水ホース及び消防ホース接続継手接続[淡水貯水池を水源とした場合]（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）

送水 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプへの送水開始
現場移動※
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台の健全性確認
緊急時対策要員

4

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置
送水準備

1.7-93※ 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

第 1.7.8 図

フィルタ装置水位調整（水張り）タイムチャート（2/3）

150

160

170

備考

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

フィルタ装置水位調整開始（水張り）開始

要員（数）

100

110

95分

120

130

140

150

フィルタベント装置水位調整（水張り）完了（水位計指示[1000～1500mm]）

160

155分

フィルタ装置水位監視
中央制御室運転員A

1

緊急時対策要員

2

現場移動
停止操作 水張完了

現場移動
フィルタ装置
水位調整(水張り) ※1

送水準備，弁開操作
緊急時対策要員

2[淡水貯水池を水源とした場合]（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

現場移動資機材健全性確認
緊急時対策要員

4

現場移動
送水準備

1.7-94

現場移動
緊急時対策要員

2

送水準備

送水開始
送水開始操作※1 フィルタ装置水位調整（水張り）は，事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用するため，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）からフィルタ装置までのホースの敷設のみを行う。

第 1.7.8 図

フィルタ装置水位調整（水張り）タイムチャート（3/3）

170

備考

第 1.7.9 図

フィルタ装置水位調整（水抜き）
1.7-95

概要図

1.7-96

第 1.7.10 図

フィルタ装置水位調整（水抜き）

タイムチャート

主排気筒

6号炉

RE

配管遮蔽

フィルタ装置
出口放射線モニタ

ラプチャーディスク
H2 E

オリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン
PI

RE

フィルタ装置
入口圧力

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ライン

遠隔手動弁操作設備
AO

フィルタ装置出口圧力 PT

1.7-97

フィルタ
装置

ド
レ
ン
タ
ン
ク

ボンベ

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

原子炉区域運転階より

③※4

AO

FE

③※3

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備

〔Ｆ．Ｃ〕

③※2

格納容器圧力(D/W)

③※6
⑱※2

遠隔手動弁操作設備
MO

ボンベ
MO

PT

格納容器圧力(S/C)

LＳ

PT
ドレンタンク水位

原子炉
建屋

サプレッション・
チェンバ

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

③※１

MO

pH

FE

AO

③※5
MO
⑱※1

〔Ｆ．Ｃ〕

ドレンポンプ
設備

・

・

AO
〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置水位 LT

MO

よう素
フィルタ

オリフィス

フィルタ装置金属フィルタ差圧

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

〔Ｆ．Ｏ〕
H2 E

DP

MO
AO

MO

フィルタ装置
出口放射線モニタ

ラプチャーディスク

原子炉区域よりパージ用排風機

PT

フィルタ装置出口配管圧力7号炉

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

MO

フィルタ装置スクラバ水pH

非常用ガス処理系
排風機より
MO

ドレンポンプ
流量

MO MO

二次格納施設⑦⑭

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

凡例

原子炉建屋

Ｎ2供給ラインＮ2供給ライン設計基準対象施設
から追加した箇所
可搬型窒素供給装置

第 1.7.11 図

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

概 要 図 （ 1/2）

1.7-98
第 1.7.11 図

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

概 要 図 （ 2/2）

1.7-99
第 1.7.12 図

格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

タイムチャート

操作手順

弁名称

③⑧※1

FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁②※1⑧※2

フィルタベント装置pH入口止め弁②※2⑧※3

フィルタベント装置pH出口止め弁

第 1.7.13 図

フィルタ装置スクラバ水 pH 調整

1.7-100

概要図1.7-101
第 1.7.14 図

フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH 調 整

タイムチャート

操作手順

弁名称

②※1⑤※1FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁②※2⑤※2FCVSフィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁④⑤※3

FCVSフィルタベント装置ドレンラインN2パージ用元弁

第 1.7.15 図

ドレン移送ライン窒素ガスパージ

1.7-102

概要図1.7-103

第 1.7.16 図

ドレン移送ライン窒素ガスパージ

タイムチャート

操作手順

弁名称

②※1⑧※1FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁②※2⑧※2FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁②※3⑧※3

FCVSフィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外側止め弁②※4⑧※4FCVSフィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁②※5⑧※5FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口止め弁

第 1.7.17 図

ドレンタンク水抜き

1.7-104

概要図

第 1.7.18 図

ドレンタンク水抜き

タイムチャート

1.7-105

⑤※1

CSP
⑤※7
CRD系

⑤※2

SAM系

⑤※3 ⑩

SAM系

K6 ﾀｲﾗｲﾝ

MO

HPCF(B)系

T/B負荷

⑤※9

④

RHR(A)系⑤※8
HPCF(C)系

MO

⑤※4

MO

⑫a※1
⑮a※4

⑥a※1

RCCV

1.7-106

MO

MO

⑮a※1

⑮a※2

⑨⑫a※2
⑮a※5

D/W

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(A)
RCIC系

MO

⑤※5

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(B)⑤※6

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(C)

CSP
MO
SPCU系

FDW(A)より

MO

ＲＰＶ

MO

MO

⑥a※3

MO

MO

MO

MO

MO

⑪※1

⑪※2

MO

⑥a※6
⑮a※3

MO

S/C

⑥a※2

⑥a※5

RHR熱交換器(B)

凡例

⑥a※4
設計基準対象施設から追加した箇所

RHRﾎﾟﾝﾌﾟ(B)

第 1.7.19 図

RCW系，代替Hxまたは海水系による冷却

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

概 要 図 （ 1/4）

（原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合）

操作手順

1.7-107
第 1.7.19 図

弁名称④

タービン建屋負荷遮断弁⑤※1

復水補給水系復水貯蔵槽出口弁⑤※2

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一元弁⑤※3

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第二元弁⑤※4

復水移送ポンプ(A)ミニマムフロー逆止弁後弁⑤※5

復水移送ポンプ(B)ミニマムフロー逆止弁後弁⑤※6

復水移送ポンフﾟ(C)ミニマムフロー逆止弁後弁⑤※7

復水補給水系制御棒駆動系駆動水供給元弁⑤※8

復水補給水系常/非常用連絡1次止め弁⑤※9

復水補給水系常/非常用連絡2次止め弁⑥a※1

残留熱除去系熱交換器出口弁(A)⑥a※2

サプレッションプール水浄化系復水貯蔵槽側吸込弁⑥a※3

残留熱除去系注入弁(A)⑥a※4

残留熱除去系最小流量バイパス弁(B)⑥a※5

残留熱除去系熱交換器出口弁(B)⑩高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口元弁⑪※1

残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁⑪※2

残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁⑮a※1

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)⑮a※2

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)⑥a※6⑮a※3

残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)⑫a※1⑮a※4

残留熱除去系洗浄水弁(A)⑨⑫a※2⑮a※5

残留熱除去系 洗浄水弁(B)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

概 要 図 （ 2/4）

（原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合）

⑤※1

CSP
⑤※7
CRD系

⑤※2

SAM系

⑤※3 ⑩

SAM系

K6 ﾀｲﾗｲﾝ

MO

HPCF(B)系

T/B負荷

⑤※9

④

RHR(A)系⑤※8
HPCF(C)系

MO

⑤※4

MO

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(A)
RCIC系

MO
RCCV

1.7-108⑨⑬b※1⑯b

MO

MO
D/W

⑤※5

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(B)⑤※6

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(C)

CSP
MO
SPCU系

FDW(A)より

MO

⑥b※1

⑥b※3

ＲＰＶ

MO

MO

MO

MO

⑫b

⑬b※2

MO

MO

⑪※1

⑪※2

MO

⑥b※4

MO

S/C
MO

RHR熱交換器(B)

凡例

⑥b※2
設計基準対象施設から追加した箇所

RHRﾎﾟﾝﾌﾟ(B)

第 1.7.19 図

RCW系，代替Hxまたは海水系による冷却

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

概 要 図 （ 3/4）

（原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合）

操作手順

1.7-109④

タービン建屋負荷遮断弁⑤※1

復水補給水系復水貯蔵槽出口弁⑤※2

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一元弁⑤※3

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第二元弁⑤※4

復水移送ポンプ(A)ミニマムフロー逆止弁後弁⑤※5

復水移送ポンプ(B)ミニマムフロー逆止弁後弁⑤※6

復水移送ポンプ(C)ミニマムフロー逆止弁後弁⑤※7

復水補給水系制御棒駆動系駆動水供給元弁⑤※8

復水補給水系常/非常用連絡1次止め弁⑤※9

復水補給水系常/非常用連絡2次止め弁⑥b※1

サプレッションプール水浄化系復水貯蔵槽側吸込弁⑥b※2

残留熱除去系最小流量バイパス弁(B)⑥b※3

残留熱除去系熱交換器出口弁(B)⑥b※4

残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)⑩高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口元弁⑪※1

残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁⑪※2

残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁⑫b

下部ドライウェル注水ライン隔離弁⑬b※2

下部ドライウェル注水流量調節弁⑨⑬b※1⑯b

第 1.7.19 図

弁名称

残留熱除去系洗浄水弁(B)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

概 要 図 （ 4/4）

（原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合）

経過時間（分）
10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

代替循環冷却系運転開始 90分
手順の項目

要員（数）

65分

復水移送ポンプ停止

通信連絡設備準備，系統構成(1)ポン プ 停止，系統構成(2)中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2
ポン プ 起動，注水開始

移動，系統構成(1)

代替循環冷却系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

系統構成(2)

移動，電源確保（MCC C,D系⇒AM用MCC）
系統構成(1)

1.7-110

現場運転員Ｅ，Ｆ

第 1.7.20 図

系統構成(2)2

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

タイムチャート

備考1.7-111
操作手順

第 1.7.21 図

弁名称

⑤※1

常用冷却水供給側分離弁(B)⑤※2

常用冷却水戻り側分離弁(B)⑤※3

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水出口弁⑤※4

非常用ディーゼル発電機(B)冷却水出口弁(B)⑤※5

非常用ディーゼル発電機(B)冷却水出口弁(E)⑥※1

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(B)冷却水温度調節弁後弁⑥※2

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(D)冷却水温度調節弁後弁⑥※3

原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁⑥※4

原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁⑥※5

原子炉補機冷却海水ポンフﾟ(B)電動機軸受出口弁⑥※6

原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

概要図

経過時間（時間）
1

手順の項目

2

3

4

5

6

7

8

9

備考

10

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水供給 9時間要員（数）通信連絡設備準備，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

移動，電源確保(15分)

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員※1

系統構成(1時間40分)

大容量送水車（熱交換器ユニット用），熱交換器ユニット他移動

1.7-112※113

主配管（可搬型）等の接続
補機冷却水の供給，流量調整

炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原子炉補機冷却系を設置する場合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，
緊急時対策要員を2班体制とし，交替して対応する。

第 1.7.22 図

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

タイムチャート

薬液ﾀﾝｸ

MO

MO

MO

MO

K-6 薬液
ﾀｲﾗｲﾝ

RCCV

D/W

LI

⑦⑧⑬⑭⑳㉑⑥㉒

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟﾐﾆﾌﾛｰ戻り

CSP

K-6 CSP

④

AO

ＲＰＶ

MO

MO

⑩※2
⑱※3

⑩※1
⑱※2
MO

（中央制御室）

FI
FT

MO
MO

1.7-113

S/C

⑤
⑱※1

②⑪
MO

MO

⑯
㉓※1

⑰
㉓※2

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(A)MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(B)MO
MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(C)T/B 各負荷

凡例
操作手順

弁名称

②⑪

残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)④

復水移送ポンプ吸込配管注入弁⑤⑱※1⑦⑧⑬⑭⑳㉑

残留熱除去系洗浄水弁(B)
薬液注入タンク出口弁⑥㉒

復水補給水系ポンプミニマムフロー戻り弁⑩※1⑱※2

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)⑩※2⑱※3

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)⑯㉓※1

下部ドライウェル注水ライン隔離弁⑰㉓※2

下部ドライウェル注水流量調節弁

第 1.7.23 図

設計基準対象施設から追加した箇所

格 納 容 器 内 pH 制 御概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

要員（数）

20

30

40

S/Pへの薬液注入開始 30分（薬液注入完了 35分）

50

60

70

D/Wへの薬液注入開始 65分※3（薬液注入完了 70分）

80

90

100

110

120

原子炉格納容器下部への薬液注入開始 100分※3（薬液注入完了 105分）

通信連絡設備準備，系統状態確認
系統構成（S/Pスプ レイ ）S/Pスプ レイ ※1

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成（S/Pスプ レイ →D/Wスプ レイ への切替）

2

D/Wスプ レイ ※1
系統構成（D/Wスプ レイ →原子炉格納容器下部注水への切替）

格納容器内pH制御

原子炉格納容器下部注水 ※2

移動，系統構成

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

S/Pへの薬液注入 開始

D/Wへの薬液注入 開始

原子炉格納容器下部への薬液注入 開始

S/Pへの薬液注入 停止

D/Wへの薬液注入 停止

原子炉格納容器下部への薬液注入 停止※1 薬液注入完了後は，配管フラッシングのため，スプレイを20分間実施する。

1.7-114※2 薬液注入完了後は，格納容器下部水位が＋2m（総注水量180m3）となるまで注水を継続する。
※3 薬液注入箇所を選択し実施する場合それぞれ30分で可能。

第 1.7.24 図

格 納 容 器 内 pH 制 御

タイムチャート

備考1.7-115
操作手順

第 1.7.25 図

弁名称

⑧※1

窒素ガス供給ユニットD/W側止め弁⑧※2

窒素ガス供給ユニットS/C側止め弁⑩※1

可燃性ガス濃度制御系入口第一隔離弁⑩※2

可燃性ガス濃度制御系入口第二隔離弁⑩※3

可燃性ガス濃度制御系出口第一隔離弁⑩※4

可燃性ガス濃度制御系出口第二隔離弁

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給

概要図

経過時間（時間）

1

手順の項目

2

3

4

要員（数）

5

6

7

8

9

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給開始 8時間
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

中央制御室運転員

2
弁操作，窒素ガス供給開始
移動，通信連絡設備準備

現場運転員

2
系統構成，接続準備

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容 緊急時対策要員
器への窒素ガス供給（荒浜側高台保管場所の可搬型
格納容器窒素供給設備使用の場
合）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台移動※1
可搬型大容量窒素供給装置4台の健全性確認及び資機材準備
可搬型大容量窒素供給装置4台の移動～配置

16
建屋外系統構成（ホース・ヘッダユニット接続，可搬型大容量窒素供給装置暖気）
建屋内系統構成（メタルホース取外し，接続治具フランジ接続）
接続部健全性確認※1

大湊側高台保管場所への移動は，20分と想定する

1.7-116

第 1.7.26 図

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給

タイムチャート

備考

主排気筒

6号炉

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ

配管遮蔽

⑧※１

雨水排水ラインラプチャーディスク
H2 E

オリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

スクラバ水pH制御設備
可搬 式窒素 供給装 置車等

PI
水中 ポン プ等

フィルタ装置出口配管圧力給水 ラ イン

7号炉
補給 薬液

RE

フィルタ装置
入口圧力Ｎ2供給ラインラプチャーディスク

非常用ガス処理系
排風機へ

1.7-117

フィルタ装置水位 LT

MO

遠隔手動弁操作設備
AO

ボンベ

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

AO

⑥※１

原子炉区域運転階よりドライウェル

ド
レ
ン
タ
ン
ク

・

AO

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

格納容器圧力(D/W)
PT

⑭ｂ
⑱※２

・
AO

〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ ．Ｏ〕

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置〔Ｆ ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備⑧※２ 〔Ｆ．Ｃ〕

MO

オリフィス

フィルタ装置 DP
金属フィルタ差圧

ボンベ

よう素
フィルタ

フィルタ装置出口圧力 PT

AO

⑥※２

〔Ｆ．Ｏ〕
H2 E

MO

パージ用排風機MO

フィルタ装置
出口放射線モニタ

フィルタ装置水素濃度②※２

原子炉区域よりPT

コン プ レ ッサー
発電 機

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕⑧※３⑱※３遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

MO⑧※４⑱※４

ボンベ
MO

格納容器圧力(S/C)

LＳ

PT
ドレンタンク水位

原子炉
建屋

サプレッション・
チェンバ

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

FE

FE

MO

⑭ａ⑱※１

pH

ドレンポンプ
設備

遠隔手動弁操作設備

MO②※１

フィルタ装置スクラバ水pH

非常用ガス処理系
排風機よりドレンポンプ
流量

MO MO

二次格納施設②※１ MO
可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

原子炉建屋

Ｎ2 供給ライン

Ｎ2供給ライン凡例
設計基準対象施設
から追加した箇所

第 1.7.27 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

可搬型窒素供給装置

概 要 図 （ 1/2）

1.7-118
第 1.7.27 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

概 要 図 （ 2/2）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

30

40

50

35分 系統構成完了

要員（数）

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 70分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（W/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

移動，系統構成

W/Wベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作
移動，系統構成

現場運転員Ｅ，Ｆ

第 1.7.28 図2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

タイムチャート（ W/W ベ ン ト の 場 合 ）1.7-119
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

30

40

35分 系統構成完了

要員（数）

50

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 70分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（D/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

移動，系統構成

W/Wベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作
移動，系統構成

現場運転員Ｅ，Ｆ

第 1.7.29 図2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）（ D/W ベ ン ト の 場 合 ）タイムチャート炉心の著しい損傷の発生【凡例】：プラント状態：操作、確認

格納容器ｐＨ制御装置
による薬液注入：判断：重大事故等対処設備

代替循環冷却系
起動可能

No

Yes

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

ＡＭ用Ｓ／Ｐ水位計
ベントライン-1m以下

No

Yes

残留熱除去系復旧による長期的な原子炉格納容器
内の除熱

第 1.7.30 図

優先①※
格納容器圧力逃がし装置
によるＷ／Ｗ側
格納容器ベント（現場操作含む）

優先②※
格納容器圧力逃がし装置
によるＤ／Ｗ側
格納容器ベント（現場操作含む）

不活性ガスによる
系統内の置換不活性ガスによる
系統内の置換※優先順位は，①→②の順とする

重大事故等時の対応手段選択フローチャート

1.7-120

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/4）
技術的能力審査 基準（1.7）
【 本 文】
発 電 用原 子炉 設 置者 にお い て、 炉心 の 著し い 損傷 が発 生 した 場合 に おい て原 子 炉格 納容 器 の破 損 を防 止
す る ため 、原 子 炉格 納容 器 内の 圧力 及 び温 度 を低 下
さ せ るた めに 必 要な 手順 等 が適 切に 整 備さ れ てい る
か 、 又は 整備 さ れる 方針 が 適切 に示 さ れて い ること。

【 解 釈】
１ 「原 子 炉格 納容 器 内の 圧力 及 び温 度を 低 下さ せる た めに 必要 な 手順 等」 と は、 以下 に 掲げ る 措置 又は こ れら と同 等 以上 の効 果 を有 する 措 置を 行 うた めの 手 順等 をい う 。

（ １ ）原 子炉 格 納容 器の 過 圧破 損の 防 止ａ ） 炉心 の著 し い損 傷が 発 生し た場 合 にお い て原 子
炉 格 納容 器の 破 損を 防止 す るた め、 格 納容 器 圧力 逃が し 装置 又は 格 納容 器再 循 環ユ ニッ ト によ り 、原 子
炉 格 納容 器内 の 圧力 及び 温 度を 低下 さ せる た めに 必
要 な 手順 等を 整 備す るこ と 。

（ ２ ）悪 影響 防 止ａ ） 格納 容器 圧 力逃 がし 装 置の 使用 に 際し て は、 必
要 に 応じ て、 原 子炉 格納 容 器の 負圧 破 損を 防 止す る
手 順 等を 整備 す るこ と。

（ ３ ）現 場操 作 等ａ ） 格納 容器 圧 力逃 がし 装 置の 隔離 弁 は、 人 力に より 容 易か つ確 実 に開 閉操 作 がで きる こ と。

ｂ ） 炉心 の著 し い損 傷時 に おい ても 、 現場 に おいて 、 人力 で格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 の 隔離 弁 の操 作が で きる よう 、 遮蔽 又は 離 隔等 の放 射 線防 護 対策 がな さ れて いる こ と。

ｃ ） 隔離 弁の 駆 動源 が喪 失 した 場合 に おい て も、 格
納 容 器圧 力逃 が し装 置の 隔 離弁 を操 作 でき る よう 、必 要 な資 機材 を 近傍 に配 備 する 等の 措 置を 講 じる こと。

（ ４ ）放 射線 防 護ａ ） 使用 後に 高 線量 とな る フィ ルタ ー 等か ら の被 ば
く を 低減 する た めの 遮蔽 等 の放 射線 防 護対 策 がな さ
れ て いる こと 。

番号

①

－

②

設置許可基準規則 （50条）

技術基 準規則（65条）【 本文 】
発 電用 原 子炉 施設 に は、 炉心 の 著し い損 傷 が発生 した 場 合に おい て 原子 炉格 納 容器 の破 損 を防止 する た め、 原子 炉 格納 容器 内 の圧 力及 び 温度
を 低下 さ せる ため に 必要 な設 備 を設 けな け ればな らな い 。

【 本文 】
発 電用 原子 炉 施設 に は、 炉心 の 著し い損 傷が 発生 した 場 合に お いて 原子 炉 格納 容器 の破 損を 防止 す るた め 、原 子炉 格 納容 器内 の圧 力及 び温 度 を低 下 させ るた め に必 要な 設
備 を施 設し な けれ ば なら ない 。

【 解釈 】
１ 第５ ０条 に 規定 する 「 原子 炉格 納 容器 内 の圧
力 及び 温 度を 低下 さ せる ため に 必要 な設 備 」とは 、以 下 に掲 げる 措 置又 はこ れ らと 同等 以 上の
効 果を 有 する 措置 を 行う ため の 設備 をい う 。

【 解釈 】
１ 第 ６ ５条 に規 定 する 「 原子 炉格 納 容器
内 の圧 力及 び 温度 を 低下 させ る ため に必 要
な 設備 」と は 、以 下 に掲 げる 措 置又 はこ れら と同 等以 上 の効 果 を有 する 措 置を 行う た
め の設 備を い う。

ａ ）格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 又 は格 納容 器 再循
環 ユニ ッ トを 設置 す るこ と。

ａ ）格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 又 は格 納容 器
再 循環 ユニ ッ トを 設 置す るこ と 。

ｂ ）上 記 ａ） の格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 と は、
以 下に 掲 げる 措置 又 はこ れら と 同等 以上 の 効果
を 有す る 措置 を行 う ため の設 備 をい う。
ⅰ ）格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 は 、排 気中 に 含ま
れ る放 射 性物 質を 低 減す るも の であ るこ と 。

ｂ ）上 記ａ ） の格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 とは 、以 下に 掲 げる 措 置又 はこ れ らと 同等 以
上 の効 果を 有 する 措 置を 行う た めの 設備 をい う。
ⅰ ）格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 は 、排 気中 に
含 まれ る放 射 性物 質 を低 減す る もの であ る
こ と。

ⅱ ）格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 は 、可 燃性 ガ スの爆 発防 止 等の 対策 が 講じ られ て いる こと 。

ⅱ ）格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 は 、可 燃性 ガ
ス の爆 発防 止 等の 対 策が 講じ ら れて いる こと。

ⅲ ）格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 の 配管 等は 、 他の系 統・ 機 器（ 例え ば SGTS）や 他 号機 の格 納 容器
圧 力逃 が し装 置等 と 共用 しな い こと 。た だ し、
他 への 悪 影響 がな い 場合 を除 く 。

ⅲ ）格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 の 配管 等は 、
他 の系 統・ 機 器（ 例 えば SGTS） や他 号機 の格 納容 器圧 力 逃が し 装置 等と 共 用し ない こと 。た だし 、 他へ の 悪影 響が な い場 合を 除く。

ⅳ ）ま た 、格 納容 器 圧力 逃が し 装置 の使 用 に際し ては 、 必要 に応 じ て、 原子 炉 格納 容器 の 負圧
破 損を 防 止す る設 備 を整 備す る こと 。

ⅳ ）ま た、 格 納容 器 圧力 逃が し 装置 の使 用に 際し ては 、 必要 に 応じ て、 原 子炉 格納 容
器 の負 圧破 損 を防 止 する 設備 を 整備 する こと。

ⅴ ）格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 の 隔離 弁は 、 人力に より 容 易か つ確 実 に開 閉操 作 がで きる こ と。

ⅴ ）格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 の 隔離 弁は 、人 力に より 容 易か つ 確実 に開 閉 操作 がで きる こと 。

ⅵ ）炉 心 の著 しい 損 傷時 にお い ても 、現 場 におい て、 人 力で 格納 容 器圧 力逃 が し装 置の 隔 離弁の 操作 が でき るよ う 、遮 蔽又 は 離隔 等の 放 射線
防 護対 策 がな され て いる こと 。

ⅵ ）炉 心の 著 しい 損 傷時 にお い ても 、現 場に おい て、 人 力で 格 納容 器圧 力 逃が し装 置の 隔離 弁の 操 作が で きる よう 、 遮蔽 又は 離隔 等の 放射 線 防護 対 策が なさ れ てい ると 。

ⅶ ）ラ プ チャ ーデ ィ スク を使 用 する 場合 は 、バイ パス 弁 を併 置す る こと 。た だ し、 格納 容 器圧
力 逃が し 装置 の使 用 の妨 げに な らな いよ う 、十分 に低 い 圧力 に設 定 され たラ プ チャ ーデ ィ スク
（ 原子 炉 格納 容器 の 隔離 機能 を 目的 とし た もので はな く 、例 えば 、 配管 の窒 素 充填 を目 的 とした もの ） を使 用す る 場合 又は ラ プチ ャー デ ィス
ク を強 制 的に 手動 で 破壊 する 装 置を 設置 す る場
合 を除 く 。

ⅶ ）ラ プチ ャ ーデ ィ スク を使 用 する 場合
は 、バ イパ ス 弁を 併 置す るこ と 。た だし 、格 納容 器圧 力 逃が し 装置 の使 用 の妨 げに なら ない よう 、 十分 に 低い 圧力 に 設定 され た
ラ プチ ャー デ ィス ク （原 子炉 格 納容 器の 隔
離 機能 を目 的 とし た もの では な く、 例え
ば 、配 管の 窒 素充 填 を目 的と し たも の） を使 用す る場 合 又は ラ プチ ャー デ ィス クを 強
制 的に 手動 で 破壊 す る装 置を 設 置す る場 合を 除く 。

ⅷ ）格 納 容器 圧力 逃 がし 装置 は 、長 期的 に も溶
融 炉心 及 び水 没の 悪 影響 を受 け ない 場所 に 接続
さ れて い るこ と。

ⅷ ）格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 は 、長 期的 にも 溶融 炉心 及 び水 没 の悪 影響 を 受け ない 場
所 に接 続さ れ てい る こと 。

ⅸ ）使 用 後に 高線 量 とな るフ ィ ルタ ー等 か らの被 ばく を 低減 する た めの 遮蔽 等 の放 射線 防 護対策 がな さ れて いる こ と。

ⅸ ）使 用後 に 高線 量 とな るフ ィ ルタ ー等 から の被 ばく を 低減 す るた めの 遮 蔽等 の放 射線 防護 対策 が なさ れ てい るこ と 。

③

④

⑤

⑥

⑦

添付資料 1.7.1※1:「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）1.7-121

番号

⑧

－

⑨

⑩

⑪

⑫

⑬

⑭

⑮

⑯

⑰

⑱

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/4）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置
に
よ
る
原
子
炉
格
納
容
器
内
の
減
圧
及
び
除
熱

機器 名称

既設
新設

フィ ルタ 装置

新設

よう 素フ ィルタ新設

ラプ チャ ーディ スク

新設

ドレ ン移 送ポン プ

新設

ドレ ンタ ンク

新設

遠隔 手動 弁操作 設備

新設

遠隔 空気 駆動弁 操作用
ボン ベ

既設
新設

可搬 型窒 素供給 装置

新設

スク ラバ 水pH制 御設備

新設

フィ ルタ ベント 遮蔽壁

新設

配管 遮蔽

新設

不活 性ガ ス系配 管・弁既設

耐圧 強化 ベント 系配管・ 弁
格納 容器 圧力逃 がし装
置配 管・ 弁遠隔 空気 駆動弁 操作設
備配 管・ 弁既設新設

ホー ス・ 接続口

新設

原子 炉格 納容器 （サプレッ ショ ン・チ ェンバ， 真空 破壊弁 を含む）

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

代替 所内 電気設 備

既設
新設

常設 代替 直流電 源設備新設

可搬 型直 流電源 設備新設

可搬 型代 替注水 ポンプ（A－2級 ）

新設

防火 水槽 ※1

新設

淡水 貯水 池 ※ 1

新設

ホー ス・ 接続口

新設

第二 代替 交流電 源設備

新設

新設
既設
新設

自主 対策

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

①
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪
⑫
⑬
⑭
⑮
⑯
⑰
⑱

－

－

－

－

－

－

※1:「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）1.7-122

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/4）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

機器 名称

現
場
操
作

既設
新設

遠隔 手動 弁操作 設備

新設

遠隔 空気 駆動弁 操作用
ボン ベ
遠隔 空気 駆動弁 操作設
備配 管・ 弁

既設
新設
既設
新設

）

不
可搬 型窒 素供給 装置
系ガ活
統ス性
ホー ス・ 接続口
内
ガ
のにス
置よ
－
換る窒
素

－

解釈
対 応番 号

機能

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

①④
⑤⑥
⑧⑭
⑮

－

－

－

－

－

－

⑧
⑪

－

－

－

－

－

－

可搬 型大容 量窒 素供給
装置

可搬

ホー ス

可搬

－

負原
圧子
破炉
損格
の納
防容
止器

8時間

20名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

新設
新設

（

－

自主 対策

－

－

可燃 性ガス 濃度 制御系
配管 ・弁

常設

－

－

※1:「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）1.7-123

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4/4）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機器 名称

既設
新設

復水 移送 ポンプ

既設

代替 原子 炉補機 冷却系

新設

機能

代
替
循
環
冷
却
系
に
よ
る
原
子
炉
格
納
容
器
内
の
減
圧
及
び
除
熱

可搬 型代 替注水 ポンプ（A－2級 ）
サプ レッ ション ・チェ
ンバ
残留 熱除 去系配 管・弁・ スト レーナ
高圧 炉心 注水系 配管・弁
復水 補給 水系配 管・弁給水 系配 管・弁 ・ス
パー ジャ
格納 容器 スプレ イ・
ヘッ ダ

機器 名称

常設
可搬

必要時間内に使用可能か対応可能な人数で使用可能か

備考

①
②
⑧
⑨

－

－

－

－

－

－

4名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

既設
既設
既設
既設
既設

原子 炉圧 力容器

既設

原子 炉格 納容器

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備

新設

防火 水槽

機能

既設

新設

燃料 補給 設備解釈
対 応番 号

新設

ホー ス

代替 所内 電気設 備

自主 対策

既設
新設
既設
新設

※1

新設

淡水 貯水 池 ※ 1新設

第二 代替 交流電 源設備

新設
代替 格納容 器ス プレイ
冷却 系（常 設）
格納 容器下 部注 水系
（常 設）

－

－

－

－

格
納
容
器
内
p
H
制
御

格納 容器pH制御 設備

常設
S/Pへ の薬 液
注入 開始ま で30分
常設
常設

D/Wへ の薬 液
注入 開始ま で65分－－

原子 炉格納 容器
下部 への薬 液
注入 開始ま で100分※1:「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）1.7-124対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.7.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.7-125

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）【凡例】
号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用電源切替箱
断路器

：断路器

D/G

：配線用遮断器

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

：接続装置
D/G
M

(6A)

：電動切替装置(6B)
M/C 6C：動力変圧器M/C 6D

【略語】
電源
車

電源
車

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ

1.7-126

MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 6C-1
MCC
6C-1-7MCC
6C-1-8MCC
6D-1-1M

AM用MCC 6B

MCC
6D-1-3MCC
6D-1-8計測用（Ｂ）系電源

ＭＵＷＣ系 電動弁

電源構成図（交流電源）

MCC
6D-1-7

計測用（Ｂ）系電源

ＳＧＴＳ（Ｂ）
系 電動弁

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

格納容器圧力逃がし装置（
補機系）

ＡＣ系 電動弁

6 号炉

ＭＵＷＣポンプ（Ｃ）

ＭＵＷＣポンプ（Ｂ）

ＭＵＷＣ系 電動弁

第2図

ＲＨＲ（
Ｂ）系 電動弁

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

計測用（
Ａ）系電源

ＭＵＷＣ系 電動弁

計測用（
Ａ）系電源

ＡＣ系 電動弁

MCC
6C-1-3

ＳＧＴＳ（Ａ）
系 電動弁

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

MCC
6C-1-2ＭＵＷＣポンプ（Ａ）

MCC
6C-1-1

P/C 6D-1

MCC
MCC
6C-1-8 6D -1-8

A M用
MC C
MCC 6B 6C-1-5

A M用蓄電池
充電器

MCC
6C-1-7蓄電池6A-2

MCC
6D -1-7

蓄電池6A

充
電
器

蓄電池6B

充
電
器

【凡例】

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
A M用直流
125V主母線盤

直流125V原子炉建屋
MCC 6A

直流125V RCIC
制御切替盤

直流125V
分電盤6A-1

直流125V
主母線盤6B
直流125V
分電盤

バイタル分電盤

Ｂ系バイタル電源装置

フ ィルタベント
分電盤

直流125V RCIC
動力切替盤

Ａ系バイタル電源装置

1.7-127直流125V
H PA C MCC

直流125V
主母線盤6A

バイタル分電盤

Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源

フィルタベント
無停電電源装置

ＡＣ系空気作動弁

第3図

6 号炉

電源構成図（直流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）【凡例】
号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：非常用ディーゼル発電機

D/G

緊急用電源切替箱
断路器

：遮断器
：断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G：配線用遮断器

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

：接続装置
D/G
M

(7B)

(7A)
M/C 7C：電動切替装置：動力変圧器M/C 7D

【略語】
電源
車

電源
車

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置

1.7-128

P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ
P/C 7C-1

電源構成図（交流電源）

MCC
7D-1-6MCC
7D-1-7ＭＵＷＣ系 電動弁

MCC
7D-1-3ＡＣ系 電動弁

ＡＣ系 電動弁

7 号炉

格納容器圧力逃がし装置（補機系）

ＭＵＷＣポンプ（Ｃ）

ＭＵＷＣポンプ（Ｂ）

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

ＲＨＲ（
Ａ）
系 電動弁

ＭＵＷＣ系 電動弁

計測用（
Ａ）
系電源

ＡＣ系 電動弁

ＳＧＴＳ（Ａ）
系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（
Ａ）

ＲＨＲ（
Ａ）
系 電動弁

第4図

MCC
7D-1-1

計測用（
Ｂ）
系電源

AM用MCC 7B

計測用（
Ｂ）
系電源

M

ＳＧＴＳ（Ｂ）
系 電動弁

MCC
7C-1-7

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

MCC
7C-1-3MCC
7C-1-1

P/C 7D-1

AM用
MCC
MCC 7B 7C-1-4

MCC
7C-1-6MCC
7D-1-7AM用蓄電池蓄電池7A-2

蓄電池7A

充
電
器

充
電
器

MCC
7D-1-7MCC
7C-1-7

蓄電池7B

【凡例】

充
電
器

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
直流125V
主母線盤7B

直流125V
主母線盤7A

125V同時投入防止用
切替盤
フィ ルタベント
分電盤
直流125V
原子炉建屋
MCC 7A

直流125V
分電7B-1-1

直流125V
分電盤7B-1-2A

バイタル分電盤

バイタル分電盤

Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源

フィルタベント
無停電電源装置

直流125V
分電盤7A-1-1

直流125V
分電盤7B-2-2

Ｂ系バイタル電源装置

1.7-129直流125V
HPAC MCC

Ａ系バイタル電源装置

直流125V
分電盤7A-2-2A

ＡＣ系空気作動弁

第5図

7 号炉

電源構成図（直流電源）

添付資料 1.7.3－1
重大事故対策の成立性
1.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(1)交流電源確立時
a.操作概要格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作に必要な電動弁の電源確保及び格納容器ベント開始前の系統構成を行う。
中央制御室からの操作により格納容器ベントが開始された後，遠隔手動弁操作設備の操作により一次隔離弁を全開状態に保持させる。
b.作業場所
電源確保
系統構成
W/W ベントD/W ベント

原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋

地下 1 階（非管理区域）
低層階屋上（非管理区域）
地下 1 階（非管理区域）
地上 2 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱のうち，電源確保，格納容器ベント開始前の系統構成及び格納容器ベントが開始された後の系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :電源確保 20 分(実績時間:18 分)
系統構成（格納容器ベント開始前）15 分（実績時間：12分）
系統構成（格納容器ベント開始後）40 分（実績時間：一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全開操作を実施する場合 21 分）（実績時間：一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作を実施する場合 17 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行してい1.7-130

る。
現場運転員の放射線防護を考慮し，遠隔手動弁操作設備エリ
アは，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置している。また，格納容器ベント操作後の汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であるため，容易に実施可能である。
遠隔手動弁操作設備の操作についても，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.7-131

受電操作

受電確認

系統構成（格納容器ベント開始前）

系統構成（格納容器ベント開始後）

1.7-132

(2)全交流動力電源喪失時
a.操作概要格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の系
統構成を全交流動力電源喪失時は遠隔手動弁操作設備の操作により行う。
なお，空気駆動弁の操作手段として，ボンベからの駆動空気を電磁弁
排気ポートへ供給することで空気駆動弁を操作することができる。
b.作業場所
系統構成
系統構成
W/W ベントD/W ベント

原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋

地上 4 階，地上 3 階（管理区域）
低層階屋上，地上中 3 階（非管理区域）
地下 1 階（非管理区域）
地上 2 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱のうち，現場の系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
なお，W/W ベントに必要な時間，D/W ベントに必要な時間は同一時間とする。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :系統構成（原子炉建屋原子炉区域） 35 分
（原子炉建屋内の原子炉区域外）
30 分（実績時間:25 分）
遠隔手動弁操作設備による格納容器ベント操作 40 分
（実績時間：一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）の全開操作を実施する場合 21 分）（実績時間：一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作を実施する場合 17 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
現場運転員の放射線防護を考慮し，遠隔手動弁操作設備エリ

1.7-133

アは，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置している。また，格納容器ベント操作後の汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :遠隔手動弁操作設備の操作については，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

系統構成

系統構成（遠隔手動弁操作設備）

ベント操作（遠隔手動弁操作設備）

1.7-134

添付資料 1.7.3－2
2.フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り
ａ.操作概要格納容器ベント操作中におけるフィルタ装置の水位調整のため，フィル
タ装置ドレン移送ポンプ水張りを実施する。
ｂ.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）ｃ.必要要員数及び時間
フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張りに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（緊急時対策要員 2 名）
想定時間 :45 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
ｄ.操作の成立性について
作業環境:ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。非管理区域における操作は放射性物質が放出されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :通常の弁操作であり，操作に必要な工具はなく，容易に実施可能である。
また，遠隔手動弁操作設備による弁操作についても，操作に必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.7-135

添付資料 1.7.3－3
3.フィルタ装置水位調整（水張り）ａ.操作概要格納容器ベント操作時又は格納容器ベント停止時に想定されるフィルタ
装置の水位変動に対し，フィルタ装置機能維持のため，フィルタ装置の水張りによるフィルタ装置の水位調整を行う。
ｂ.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）ｃ.必要要員数及び時間
フィルタ装置水位調整（水張り）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:｢防火水槽から可搬型代替注水ポンプを展開した水張りの場
合｣6 名（緊急時対策要員 6 名）
｢淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプを展開した水張りの場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」
10 名（緊急時対策要員 10 名）｢他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプを使用した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）」10 名（緊急時対策要員 10 名）想定時間 :｢防火水槽から可搬型代替注水ポンプを展開した水張りの場
合｣125 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）｢淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプを展開した水張りの場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」
125 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）｢他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプを使用した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）」155 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
ｄ.操作の成立性について
作業環境:車両の作業用照明・ヘッドライト，懐中電灯及び LED 多機能ライトにより，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基

1.7-136本的には個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手
袋，靴下，汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラッ
ク，全面マスク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト，懐中電灯及び LED
多機能ライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :送水ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能であり，必要な工具はない。
また，弁の開閉操作についても，必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。作業エリア周辺には，支障となる設備はな
く，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.7-137

添付資料 1.7.3－4
4.フィルタ装置水位調整（水抜き）ａ.操作概要格納容器ベント操作時又は格納容器ベント停止時に想定されるフィルタ
装置の水位変動に対し，フィルタ装置機能維持のため水抜きによる水位調整を行う。
ｂ.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）ｃ.必要要員数及び時間
フィルタ装置水位調整（水抜き）に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:10 名（緊急時対策要員 10 名）
想定時間 :130 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
ｄ.操作の成立性について
作業環境:ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マスク，チャコールフィルタ，セ
ルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :通常の弁操作，ならびに通常のポンプ起動・停止操作であるため，容易に実施可能である。また，作業に必要な工具はない。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.7-138

添付資料 1.7.3－5
5.格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ
ａ.操作概要格納容器ベント停止後は，配管内に残留する水素ガスによる燃焼防止と，残留蒸気凝縮による配管内の負圧防止のため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
窒素ガスの供給は可搬型窒素供給装置にて行い，当該装置を格納容器圧
力逃がし装置にホースで接続し，窒素供給弁を操作することでパージを行う。
また，格納容器ベントライン水素サンプリングラックのサンプリングポ
ンプを起動させ，窒素ガスパージ中の配管内の水素濃度を測定する。
ｂ.作業場所
原子炉建屋
原子炉建屋

南側側（屋外）地上 3 階 南側通路（非管理区域）

ｃ.必要要員数及び時間
格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:6 名（緊急時対策要員 6 名）
想定時間 :270 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
ｄ.操作の成立性について
作業環境:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には
個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，
汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区
域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マ
スク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :送気ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，

1.7-139

容易に実施可能であり，操作に必要な工具はない。
また，弁の開閉操作についても，必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

窒素ガスパージ操作

1.7-140

添付資料 1.7.3－6
6.フィルタ装置スクラバ水 pH 調整
ａ.操作概要フィルタ装置水位調整（水抜き）によりスクラバ水に含まれる薬液が排水されることでスクラバ水の pH が規定値よりも低くなることを防止するた
め薬液を補給する。
薬液補給は可搬型薬液補給装置にて行い，当該装置を格納容器圧力逃がし装置にホースで接続し，補給を行う。
また，pH サンプリングポンプを起動させ，スクラバ水の pH 値を確認する。
ｂ.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）ｃ.必要要員数及び時間
フィルタ装置スクラバ水 pH 調整に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:10 名（緊急時対策要員 10 名）
想定時間 :85 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
ｄ.操作の成立性について
作業環境:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には
個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，
汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区
域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マ
スク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能である。作業エリア周辺には，支障となる設備はな
く，十分な作業スペースがある。本操作で必要となる工具は，コンプレッサー，補給ポンプ等とともに作業エリア近傍（フィルタベント遮蔽壁内（附室））に配備する。

1.7-141

連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.7-142

添付資料 1.7.3－7
7.ドレン移送ライン窒素ガスパージ
ａ.操作概要フィルタ装置水位調整（水抜き）及びドレンタンク水抜き後は，フィル
タ装置排水ラインの水の放射線分解により発生する水素ガスの蓄積を防止するため，フィルタ装置排水ラインの窒素ガスによるパージを実施する。
ｂ.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）ｃ.必要要員数及び時間
ドレン移送ラインの窒素ガスパージに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:8 名（緊急時対策要員 8 名）
想定時間 :130 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
ｄ.操作の成立性について
作業環境:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には
個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，
汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区
域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マ
スク，チャコールフィルタ，セルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :送気ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能であり，操作に必要な工具はない。
また，弁の開閉操作についても，必要な工具はなく通常の弁操作と同様である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話

1.7-143

設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.7-144

添付資料 1.7.3－8
8.ドレンタンク水抜き
ａ.操作概要ドレンタンクが水位高に達した場合，よう素フィルタの機能維持のため，ドレン移送ポンプを使用してドレンタンク内の凝縮水を排水する。
ｂ.作業場所
原子炉建屋

南東側

フィルタベント遮蔽壁周辺（屋外）ｃ.必要要員数及び時間
ドレンタンク水抜きに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（緊急時対策要員 4 名）
想定時間 :80 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）
ｄ.操作の成立性について
作業環境:ヘッドライト及び懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基本的には個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手袋，靴下，汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラック，全面マスク，チャコールフィルタ，セ
ルフエアセット等を装備した作業を行う場合がある。
移動経路:ヘッドライト及び懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :通常の弁操作，ならびに通常のポンプ起動・停止操作であるため，容易に実施可能である。また，操作に必要な工具はない。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースがある。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話
設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

1.7-145

添付資料 1.7.3－9
9.代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
a.操作概要
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の準備として，
電動弁操作盤による系統構成，復水補給水水源を復水貯蔵槽からサプレッ
ション・チェンバ・プールへ切り替えることにより水源を確保する。
復水移送ポンプ停止前の操作を系統構成（1），停止後の操作を系統構成（2）とする。
b.作業場所
原子炉建屋 地上 3 階（非管理区域）
廃棄物処理建屋 地下 3 階（管理区域）
c.必要要員数および時間
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱のうち，系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 名（現場運転員 4 名）
想定時間 :系統構成（1）管理区域 60 分（実績時間:54 分）
非管理区域 40 分（設備設置工事中のため実績
時間なし）
系統構成（2）管理区域 15 分（実績時間:15 分）
非管理区域 5 分（設備設置工事中のため実績時
間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。非管理区域における操作は放射性物質が放出されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。管理区域においても汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。

1.7-146

アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
また操作はすべて原子炉建屋内の原子炉区域外である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策
本部及び中央制御室に連絡する。

復水貯蔵槽出口ライン隔離

復水移送ポンプミニフローライン隔離

1.7-147

添付資料 1.7.3－10
10.格納容器内 pH 制御
a.操作概要復水移送ポンプ吸込配管に薬液（水酸化ナトリウム）を注入し，格納容器スプレイ配管から原子炉格納容器内に注入することで，サプレッショ
ン・チェンバ・プール水の酸性化を防止し格納容器ベント時の放射性物質の系外放出を低減させる。
b.作業場所
廃棄物処理建屋

地下 3 階，地上 2 階（管理区域）

c.必要要員数および時間
格納容器内 pH 制御に必要な要員数（4 名），時間（原子炉格納容器内へのスプレイ（S/P）による薬液注入開始：30 分，原子炉格納容器内へのスプレ
イ（D/W）による薬液注入開始：65 分，原子炉格納容器下部への注水による薬液注入開始：100 分）※のうち，系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
※薬液注入箇所を選択し，実施した場合それぞれ 30 分。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :系統構成 25 分（当該設備は設置工事中のため実績時間なし）d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人線量計，
ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場
合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
また操作はすべて原子炉建屋内の原子炉区域外である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音1.7-148

声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策
本部及び中央制御室に連絡する。

1.7-149

添付資料 1.7.4－1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧
手順
判断基準記載内容
1.7.2.1 原子炉格納容 a.格納容器圧力逃がし装 (c) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が通常水位を下回ると判断した場
器の過圧破損防止のため 置による原子炉格納容器 整（水張り）合の対応手順
内の減圧及び除熱(d) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が上限水位に到達，又はフィルタ(1)交流電源が健全であ
整（水抜き）
装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到達するとる場合の対応手順
判断した場合(f) フィルタ装置スクラ フィルタ装置の水位が上限水位に到達すると判断し，
バ水pH調整排水を行った場合

解釈
フィルタ装置の水位が1000mm(通常水位)を下回ると判断した場合
フィルタ装置の水位が 2200㎜に到達，又はフィルタ装
置金属フィルタの差圧がに到達すると判断した場合
フィルタ装置の水位が2200mmに到達すると判断し，排水を行った場合(g) ドレン移送ライン窒 ドレンタンク水抜き完了後
素ガスパージ

FCVS フィルタベント装置 ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁の「全閉」操作完了後(h) ドレンタンク水抜き ドレンタンクが水位高に到達すると判断した場合

ドレンタンクの水位が 3000㎜に到達すると判断した場
合

1.7-150

添付資料 1.7.4－2
操作手順の解釈一覧（1/2）

1.7-151

手順
操作手順記載内容
1.7.2.1 原子炉格納容 a.格納容器圧力逃がし装 (a) 格納容器圧力逃がし フィルタ装置水位指示値が通常水位範囲内器の過圧破損防止のため 置による原子炉格納容器 装置による原子炉格納容の対応手順
内の減圧及び除熱器内の減圧及び除熱(1)交流電源が健全であ(c) フィルタ装置水位調 規定水位る場合の対応手順
整（水張り）(d) フィルタ装置水位調 ポンプ吐出側流量を必要流量に調整
整（水抜き）
通常水位に到達したこと(e) 格納容器圧力逃がし 水素濃度が許容濃度以下
装置停止後の窒素ガス
パージ(f) フィルタ装置スクラ 所定量の薬液
バ水pH調整pHが規定値(h) ドレンタンク水抜き ポンプ吐出側流量を必要流量に調整
規定水位に到達したこと
1.7.2.1 原子炉格納容 b.代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水移送器の過圧破損防止のため 原子炉格納容器内の減圧
ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量(RHR
の対応手順
及び除熱
A系代替注水流量)指示値の上昇及び原子炉水位指示値(1)交流電源が健全であの上昇により確認る場合の対応手順
原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇，並びに格納容器内圧力指示値及び格納容器内温度指示値の低下により確認
原子炉格納容器下部への注水されたことを復水移送ポ
ンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)指示値の上昇により確認

c.格納容器内pH制御

解釈
フィルタ装置水位指示値が1000～1500mm

通常水位範囲内である1000～1500mm
ポンプ吐出側流量を約10m3/hに調整
1000mmに到達したこと
水素濃度が2%以下

ポンプ吐出側流量を約10m3/hに調整
510mmに到達したこと
原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水移送
ポンプ吐出圧力指示値の上昇(以上)，復水補給
水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値の上昇(～
90m3/h)及び原子炉水位指示値の上昇により確認
原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇(以上)，復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇(～140m 3/h)，並びに格納容器内圧力指示値及び格納容器内温度指示値の低下により確認
原子炉格納容器下部への注水されたことを復水移送ポ
ンプ吐出圧力指示値の上昇(以上)，復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)指示値の上昇(～50m3/h)
により確認
原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを復 原子炉格納容器内へのスプレイが開始されたことを復水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇，復水補給水系流 水移送ポンプ吐出圧力指示値の上昇(以上)，復量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇，並びに格納容 水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇
器内圧力指示値及び格納容器内温度指示値の低下によ (～140m 3/h)，並びに格納容器内圧力指示値及び格納容り確認
器内温度指示値の低下により確認
復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値が規定 復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値にて値となるように140m 3/hになるように
規定量の薬液が注入されたことを薬液タンク水位にて （6号炉）
注入されたことを薬液タンク水位にて確
確認後
認後
（7号炉）
注入されたことを薬液タンク水位にて確認後
復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)指示値が規 復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)指示値が定値となるように
90m3/hとなるように

操作手順の解釈一覧（2/2）
手順
操作手順記載内容
1.7.2.1 原子炉格納容 a.格納容器圧力逃がし装 (a) 格納容器圧力逃がし フィルタ装置水位指示値が通常水位範囲内器の過圧破損防止のため 置による原子炉格納容器 装置による原子炉格納容の対応手順
内の減圧及び除熱(現場 器内の減圧及び除熱（現(2)全交流動力電源喪失 操作)
場操作）
時の対応手順(c) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到
整（水張り）
達する前(d) フィルタ装置水位調 フィルタ装置の水位が上限水位に到達
整（水抜き）
フィルタ装置金属フィルタの差圧が設計上限差圧に到
達(f) フィルタ装置スクラ pHが規定値
バ水pH調整解釈
フィルタ装置水位指示値が1000～1500mm

フィルタ装置の水位が1000mmを下回り500mmに到達する
前フィルタ装置の水位が2200mmに到達
フィルタ装置金属フィルタの差圧がに到達

1.7-152

添付資料 1.7.4－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧（1/3）
統一名称

弁番号

非常用ガス処理系第二隔離弁

T22-F040

換気空調系第二隔離弁

U41-F050

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁

T22-MO-F004A/B

非常用ガス処理系出口Uシール隔離弁

T22-MO-F511

耐圧強化ベント弁

T61-AO-F002

非常用ガス処理系第一隔離弁

T31-AO-F020

換気空調系第一隔離弁

T31-AO-F021

二次隔離弁

T31-MO-F070

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁

T31-MO-F047

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）

T31-AO-F022

一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁

T31-MO-F045

一次隔離弁（ドライウェル側）

T31-AO-F019

フィルタ装置入口弁

T61-AO-F001

フィルタベント大気放出ライン ドレン弁

T61-F503

FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁

T61-F502A/B

FCVSフィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁

T61-F501

1.7-153

FCVSフィルタベント装置移送ポンプテストライン止め弁
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁
FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁
FCVSフィルタベント装置ドレンライン二次格納施設外
側止め弁
フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁
FCVS PCVベントラインフィルタベント側 N 2パージ用元弁フィルタベント装置pH入口止め弁
フィルタベント装置pH出口止め弁

T61-F212
T61-F102
T61-F210
T61-F211
T61-F209
T61-F205
T61-F715
T61-F716

FCVSフィルタベント装置ドレンラインN 2パージ用元弁

T61-F213

FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口止め弁

T61-F521

6号炉
操作場所
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
HVAC側PCVベント用隔離弁後弁
原子炉建屋3階南側通路（管理区域）
中央制御室
SGTSフィルタ装置出口弁(A)/(B)
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
SGTS出口ドレン弁
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
耐圧強化ベント系PCVベントライン排気筒 中央制御室
側隔離弁
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
中央制御室
SGTS側PCVベント用隔離弁
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
HVAC側PCVベント用隔離弁
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
中央制御室
S/Cベント弁操作用空気供給弁
原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）
中央制御室
S/Cベント用出口隔離弁
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋地下1階B系非常用電気品室（非管理区域）
中央制御室
D/Wベント弁操作用空気供給弁
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）
中央制御室
D/Wベント用出口隔離弁
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階DG(B)制御盤室(非管理区域)
耐圧強化ベント系PCVベントラインフィル 中央制御室
タベント容器側隔離弁
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
弁名称

SGTS側PCVベント用隔離弁後弁

フィルタベント大気放出ライン ドレン弁 原子炉建屋屋上階南側（非管理区域）
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）入口弁(A)/(B)FCVSフィルタベント装置 遮へい壁内側ドフィルタベント遮蔽壁附室
レン弁
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
テストライン止め弁
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
吐出側第二止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレンライン二原子炉建屋外壁東側（屋外）
次格納施設外側止め弁
FCVSフィルタベント装置 ドレン移送ポン
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
プ吐出側第一止め弁
FCVS PCVベントラインフィルタベント側
原子炉建屋外壁南側（屋外）N2パージ用元弁
FCVSフィルタベント装置pH計入口止め弁
フィルタベント遮蔽壁附室
FCVSフィルタベント装置pH計出口止め弁
フィルタベント遮蔽壁附室
FCVSフィルタベント装置ドレンラインN 2
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
パージ用元弁
FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口
フィルタベント遮蔽壁附室
止め弁

弁番号

弁名称

T22-F040

SGTS側PCVベント用隔離弁後弁

U41-F050

HVAC側PCVベント用隔離弁後弁

T22-MO-F004A/B

SGTSフィルタ装置出口弁(A)/(B)T22-MO-F511

SGTS出口Uシール元弁

T61-AO-F002

耐圧強化ベント系PCVベントライン排気筒
側隔離弁

T31-AO-F020

AC SGTS側PCVベント用隔離弁

T31-AO-F021

AC HVAC側PCVベント用隔離弁

T31-MO-F070

AC PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁

T31-MO-F092

AC S/Cベント弁操作用空気供給弁

T31-AO-F022

AC S/Cベント用出口隔離弁

T31-MO-F082

AC D/Wベント弁操作用空気供給弁

T31-AO-F019

AC D/Wベント用出口隔離弁

T61-AO-F001

耐圧強化ベント系PCVベントラインフィル
タベント容器側隔離弁

T61-F503
T61-F502A/B
T61-F501
T61-F212
T61-F102
T61-F210
T61-F211
T61-F209
T61-F205
T61-F715
T61-F716
T61-F213
T61-F521

7号炉
操作場所
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋4階SGTS配管室（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋中3階DG(B)/Z送風機室(非管理区域)
中央制御室
原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋地下1階NSDサンプ(B)室(非管理区域)
中央制御室
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階DG(B)制御盤室(非管理区域)
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）

フィルタベント大気放出ライン ドレン弁 原子炉建屋屋上階南側（非管理区域）
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）入口弁(A)/(B)FCVSフィルタベント装置遮へい壁内側ドレフィルタベント遮蔽壁附室
ン弁
FCVSフィルタベント装置ドレン移送ポンプ
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
テストライン止め弁
FCVSフィルタベント装置給水ライン元弁
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポン
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
プ吐出側第二止め弁
FCVSフィルタベント装置ドレンライン二次
原子炉建屋外壁東側（屋外）
格納施設外側止め弁
フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）側第一止め弁FCVS PCVベントラインフィルタベント側
原子炉建屋外壁南側（屋外）N 2パージ用元弁
FCVSフィルタベント装置pH計入口止め弁
フィルタベント遮蔽壁附室
FCVSフィルタベント装置pH計出口止め弁
フィルタベント遮蔽壁附室
FCVSフィルタベント装置ドレンラインN2
フィルタベント遮蔽壁南側（屋外）
パージ用元弁
FCVSフィルタベント装置ドレンタンク出口
フィルタベント遮蔽壁附室
止め弁

各号炉の弁番号及び弁名称一覧（2/3）

統一名称

弁番号

弁名称

タービン建屋負荷遮断弁

P13-MO-F150

T/B負荷遮断弁

復水補給水系復水貯蔵槽出口弁

P13-F009
E22-F021
E22-F022

復水貯蔵槽常用給水管止め弁
HPCF系CSP出口第一元弁
HPCF系CSP出口第二元弁
復水移送ポンプ(A)/(B)/(C)最小流量出口
弁
CRD復水入口弁
復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第一止め弁
復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第二止め弁

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一，第二元弁
復水移送ポンプミニマムフロー逆止弁後弁

P13-F017A/B/C

復水補給水系制御棒駆動系駆動水供給元弁

P13-F010

復水補給水系常/非常用連絡1次，2次止め弁

P13-F011
P13-F012

1.7-154

残留熱除去系熱交換器出口弁(A)E11-MO-F004A

RHR系熱交換器出口弁(A)サプレッションプール水浄化系復水貯蔵槽側吸込弁

G51-MO-F009

SPCU系CSP側吸込弁

残留熱除去系最小流量バイパス弁(B)E11-MO-F021B

RHR系最小流量バイパス弁(B)

残留熱除去系熱交換器出口弁(B)E11-MO-F004B

RHR系熱交換器出口弁(B)

残留熱除去系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)E11-MO-F019B

RHR系S/Pスプレイ注入隔離弁(B)

残留熱除去系注入弁(A)E11-MO-F005A

RHR注入弁(A)

残留熱除去系洗浄水弁(A)E11-MO-F032A

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(A)

残留熱除去系洗浄水弁(B)E11-MO-F032B

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(B)

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口元弁

E22-F023

HPCF系CSP出口第三元弁

残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁

E11-MO-F070

RHR系HPCF系第一止め弁

残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁

E11-MO-F071

RHR系HPCF系第二止め弁

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)E11-MO-F017B

RHR系格納容器冷却流量調節弁(B)

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)E11-MO-F018B

RHR系格納容器冷却ライン隔離弁(B)下部ドライウェル注水ライン隔離弁

P13-MO-F031

ペデスタル注水用復水隔離弁

下部ドライウェル注水流量調節弁

P13-MO-F028

ペデスタル注水用復水流量調節弁

復水移送ポンプ吸込配管注入弁

P13-MO-F1020

復水移送ポンプ吸込連絡弁前弁

復水補給水系ポンプミニマムフロー戻り弁

P13-F018

薬液注入タンク出口弁

P16-MO-F002

二次隔離弁バイパス弁

T31-MO-F072

可燃性ガス濃度制御系入口第一隔離弁

T49-MO-F001A/B

可燃性ガス濃度制御系入口第二隔離弁

T49-MO-F003A/B

可燃性ガス濃度制御系出口第一隔離弁

T49-MO-F008A/B

可燃性ガス濃度制御系出口第二隔離弁

T49-MO-F007A/B

6号炉
操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下2階配管スペース（管理区域）
遠隔手動弁操作設備：廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

弁番号

弁名称

P13-MO-F029

MUWC T/B負荷遮断弁

P13-F001
E22-F028
E22-F029

7号炉
操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下3階南側配管スペース（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

P13-F008A/B/C

遠隔手動弁操作設備：廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

P13-F021

MUWC復水貯蔵槽出口弁
HPCFCSP出口第一元弁
HPCFCSP出口第二元弁
MUWC復水移送ポンプ(A)/(B)/(C)ミニマム
フロー逆止弁後弁
MUWCCRD駆動水供給元弁

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

P13-F019
P13-F020

MUWC常/非常用連絡管1次止め弁
MUWC常/非常用連絡管2次止め弁

E11-MO-F004A

RHR熱交換器出口弁(A)G51-MO-F010

SPCUCSP側吸込弁

E11-MO-F021B

RHR最小流量バイパス弁(B)E11-MO-F004B

RHR熱交換器出口弁(B)E11-MO-F019B

RHRS/Pスプレイ注入隔離弁(B)E11-MO-F005A

RHR注入弁(A)E11-MO-F032A

RHR注入ライン洗浄水止め弁(A)E11-MO-F032B

RHR注入ライン洗浄水止め弁(B)E22-F030

HPCFCSP出口第三元弁

E11-MO-F061

RHR系HPCF系第一止め弁

E11-MO-F062

RHR系HPCF系第二止め弁

E11-MO-F017B

RHR格納容器冷却流量調節弁(B)E11-MO-F018B

RHR格納容器冷却ライン隔離弁(B)P13-MO-F095

MUWC下部ドライウエル注水ライン隔離弁

P13-MO-F094

MUWC下部ドライウエル注水流量調節弁

P13-MO-F142

格納容器pH制御系統隔離弁

P13-F009

MUWC復水移送ポンプミニマムフロー戻り弁 廃棄物処理建屋2階復水貯蔵槽弁室（管理区域）

P16-MO-F002

格納容器pH制御タンク出口弁

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階SPCUポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下2階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室(管理区域)
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室(管理区域)
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
中央制御室
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

復水貯蔵槽復水移送ポンプ最小流量戻り入
廃棄物処理建屋2階復水貯蔵槽弁室（管理区域）
口弁
中央制御室
格納容器pH制御タンク出口弁
廃棄物処理建屋2階レイダウンエリア（管理区域）
PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁バイ 中央制御室
パス弁
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
中央制御室
FCS入口第一隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋2階格納容器所員用エアロック（管理区域）
中央制御室
FCS入口第二隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋2階格納容器所員用エアロック（管理区域）
中央制御室
FCS出口第一隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）
中央制御室
FCS出口第二隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）

T31-MO-F072
T49-MO-F001A/B
T49-MO-F003A/B
T49-MO-F008A/B
T49-MO-F007A/B

廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階RHR(A)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階SPCUポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下2階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階RHR(B)ポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室(管理区域)
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下3階HPCF(B)ポンプ室(管理区域)
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階北側通路(非管理区域)
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）
中央制御室
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

中央制御室
廃棄物処理建屋2階レイダウンエリア（管理区域）
AC PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁バ 中央制御室
イパス弁
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）
中央制御室
FCS入口第一隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋1階南側通路（管理区域）
中央制御室
FCS入口第二隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋1階南側通路（管理区域）
中央制御室
FCS出口第一隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
FCS出口第二隔離弁(A)/(B)
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）

各号炉の弁番号及び弁名称一覧（3/3）
統一名称

6号炉
弁番号

弁名称

常用冷却水供給側分離弁(B)P21-MO-F074B

RCW常用冷却水供給側分離弁(B)

常用冷却水戻り側分離弁(B)P21-MO-F082B

RCW常用冷却水戻り側分離弁(B)

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水出口弁

P21-MO-F013B

RHR熱交換器(B)冷却水出口弁

非常用ディーゼル発電機(B)冷却水出口弁(B)P21-MO-F055B

非常用D/G(B)冷却水出口弁(B)

非常用ディーゼル発電機(B)冷却水出口弁(E)P21-MO-F055E

非常用D/G(B)冷却水出口弁(E)P21-F028B

HECW冷凍機(B)冷却水出口弁

P21-F028D
P21-F015B
P21-F015E-

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(B)冷却水温度調節
弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(D)冷却水温度調節
弁後弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電動機軸受出口弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁

操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）

弁番号

弁名称

7号炉
操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

P21-MO-F016B

RCW常用冷却水供給側分離弁(B)P21-MO-F037B

RCW常用冷却水戻り側分離弁(B)P21-MO-F042B

RCW RHR熱交換器冷却水出口弁(B)P21-MO-F048B

RCW非常用D/G(B)冷却水出口弁(B)P21-MO-F048E

RCW非常用D/G(B)冷却水出口弁(E)コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

P21-F055B

RCW HECW冷凍機(B)冷却水温度調節弁後弁

コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

HECW冷凍機(D)冷却水出口弁

コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

P21-F055D

RCW HECW冷凍機(D)冷却水温度調節弁後弁

コントロール建屋地下2階HECW室（非管理区域）

RCWポンプ(B)吸込弁
RCWポンプ(E)吸込弁-

タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）-

P21-F001B
P21-F001E
P21-F222B
P21-F222E

RCWポンプ(B)吸込弁
RCWポンプ(E)吸込弁
RCW RSWポンフﾟ(B)電動機軸受出口弁
RCW RSWポンプ(E)電動機軸受出口弁

タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）
タービン建屋地下1階RCW(B)ポンプ室（非管理区域）

1.7-155

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

＜

1.8.1

目

次

＞

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
a.

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段及び設備(a) 格 納 容 器 下 部 注 水(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備b.

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手段及び設備(a) 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
c.
1.8.2
1.8.2.1

手順等
重大事故等時の手順
原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) 格 納 容 器 下 部 注 水a.

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水b.

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部
へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）c.

消火系による原子炉格納容器下部への注水

1.8-1

1.8.2.2

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水a.

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水b.

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（ 淡 水 /海 水 ）c.

消火系による原子炉圧力容器への注水d.

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

e.

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入f.

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水g.

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

1.8.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

1.8.2.4

重大事故等時の対応手段の選択

1.8-2

添 付 資 料 1.8.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.8.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.8.3

重大事故対策の成立性
1. 格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉
格納容器下部への注水
2. 格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子
炉 格 納 容 器 下 部 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）3. 格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 常 設 若 し く は 可 搬型）又は消火系による原子炉格納容器下部への注水（受電操作）
4. 格 納 容 器 下 部 注 水 と 低 圧 代 替 注 水 の 組 み 合
わせについて添 付 資 料 1.8.4

解釈一覧
1.判 断 基 準 の 解 釈 一 覧
2.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
3.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.8-3

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、溶融し、原子炉格
納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 「溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
なお、原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は、溶融
炉 心 ・ コ ン ク リ ー ト 相 互 作 用 (MCCI)を 抑 制 す る こ と 及 び 溶 融 炉 心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
（１）原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において、原子炉格納容器
下部注水設備により、原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（２）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止
ａ）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する
ため、原子炉圧力容器へ注水する手順等を整備すること。

1.8-4

炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリ
ー ト 相 互 作 用 （ 以 下 「 MCCI」 と い う 。 ） を 抑 制 す る こ と 及 び 溶 融 炉
心の原子炉格納容器バウンダリへの接触を防止することにより原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却する対処設備を整備している。
また，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する対処設備を整備している。
ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明す
る。

1.8-5

1.8.1

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 に お い て ， MCCI に よ る 原 子
炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却する必要がある。
また，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する必要がある。
原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却及び溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための対応
手段と重大事故等対処設備を選定する。
なお，対応手段の選定は電源の有無に依存しないことから，交流電源を確保するための対応手段を含めることとする。

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

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

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則
第五十一条及び技術基準規則第六十六条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

1.8-6

(2) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
全交流動力電源が喪失した場合に使用可能な対応手段と設備を選定する。ただし，全交流動力電源が喪失した場合は代替交
流電源設備により給電する。
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と 整 備 す る 手 順 に つ い て の 関 係 を 第 1.8.1 表 に 整 理 す る 。

a.

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段及び設備
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器の破損に至る可能性がある場合，あらかじめ原子炉格納容器下部に注水しておくことで，原子炉圧力容器が破損に至った場合においても，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却性を向上させ，
MCCI の 抑 制 及 び 溶 融 炉 心 の 原 子 炉 格 納 容 器 バ ウ ン ダ リ へ の 接
触防止を図る。
また，原子炉圧力容器破損後は原子炉格納容器下部に注水を継続することで，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を 冠 水 冷 却 し ， MCCI の 抑 制 及 び 溶 融 炉 心 の 原 子 炉 格 納 容 器 バ
ウンダリへの接触防止を図る。
さらに，原子炉格納容器下部への注水に併せてコリウムシールドを設置することで，原子炉格納容器下部へ落下した溶融炉心がドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル

1.8-7低電導度廃液サンプへ流入することを防止し，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制する。

(a) 格 納 容 器 下 部 注 水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却するため，原子炉格納容器下部へ注水する手段がある。

ⅰ. 格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水
格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・原子炉格納容器
・コリウムシールド・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備

ⅱ. 格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器
下部への注水

1.8-8

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器
下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）・防火水槽
・淡水貯水池・ホース・接続口・復水補給水系配管・弁・原子炉格納容器
・コリウムシールド・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備

なお，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格
納容器下部への注水は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。また，淡水貯水池を水源として利用する際の取水方法は，淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースを使用する方法と，そのホースを使用せずに淡水貯水池から直接取水する方法がある。

ⅲ. 消火系による原子炉格納容器下部への注水
消火系による原子炉格納容器下部への注水で使用する

1.8-9

設備は以下のとおり。
・ディーゼル駆動消火ポンプ
・ろ過水タンク
・消火系配管・弁・復水補給水系配管・弁・原子炉格納容器
・コリウムシールド・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
格納容器下部注水で使用する設備のうち，復水移送ポン
プ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・弁，高圧炉心注水系
配管・弁，原子炉格納容器，コリウムシールド，常設代替
交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設
備 ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） ， ホ ー ス ・ 接 続 口 及
び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
防 火 水 槽 及 び 淡 水 貯 水 池 は 「 1.13

重大事故等の収束に必要 と な る 水 の 供 給 手 順 等 」 【 解 釈 】 1 b)項 を 満 足 す る た めの代替淡水源（措置）として位置付ける。
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。

1.8-10（ 添 付 資 料 1.8.1）
以上の重大事故等対処設備により原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。
あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁
耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） と 同 等 の 機 能 （ 流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合
において，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

b.

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手段及び設備(a) 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため，原1.8-11

子炉圧力容器へ注水する手段がある。

ⅰ. 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注
水
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備

ⅱ. 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）・防火水槽
・淡水貯水池1.8-12

・ホース・接続口
・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備

なお，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水は，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。また，淡水貯水池を水源として利用する際の取水方法は，淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースを使用する方法と，そのホースを使用せずに淡水貯水池から直接取水する方法がある。

ⅲ. 消火系による原子炉圧力容器への注水
消火系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備
は以下のとおり。
・ディーゼル駆動消火ポンプ
・ろ過水タンク
・消火系配管・弁1.8-13

・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備

ⅳ. 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・高圧代替注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・高圧代替注水系（注水系）配管・弁・復水補給水系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子圧力容器・常設代替直流電源設備

1.8-14

・可搬型直流電源設備

また，上記常設代替直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

なお，6 号炉の注水配管は直接給水系に接続するが，7号炉の注水配管は残留熱除去系配管を経由して給水系に接続する。

ⅴ. ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注
入
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入で使用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系ポンプ
・ほう酸水注入系貯蔵タンク
・ほう酸水注入系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

1.8-15

ⅵ. 制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・制御棒駆動水ポンプ
・復水貯蔵槽・制御棒駆動系配管・弁・復水補給水系配管・弁・原子炉圧力容器
・原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

ⅶ. 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水で使用する設備は以下のとおり。
・高圧炉心注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・復水補給水系配管・弁・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備(b) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

1.8-16

で使用する設備のうち，復水移送ポンプ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・弁，残留熱除去系配管・弁・スパージ
ャ，給水系配管・弁・スパージャ，高圧炉心注水系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替
交流電源設備及び代替所内電気設備は重大事故等対処設備
として位置付ける。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注
水 で 使 用 す る 設 備 の う ち ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級），ホース・接続口，復水補給水系配管・弁，残留熱除去系配管・弁・スパージャ，給水系配管・弁・スパージ
ャ，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替
交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。防火水槽及び淡水貯水池 は 「 1.13 重 大 事 故 等 の 収 束 に 必 要 と な る 水 の 供 給 手 順
等 」 【 解 釈 】 1 b)項 を 満 足 す る た め の 代 替 淡 水 源 （ 措 置 ）として位置付ける。
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備のうち，高圧代替注水系ポンプ，復水貯蔵槽，高圧
代替注水系（蒸気系）配管・弁，主蒸気系配管・弁，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁，高圧代替注水系（注水系）配管・弁，復水補給水系配管・弁，高圧炉心注水系
配管・弁，残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ），給水系
配管・弁・スパージャ，原子炉圧力容器，常設代替直流電
源設備，可搬型直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置

1.8-17

付ける。
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入で使用する設備のうち，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク，ほう酸水注入系配管・弁，高圧炉心注
水系配管・弁・スパージャ，原子炉圧力容器，常設代替交
流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処
設備として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.8.1）
以上の重大事故等対処設備により溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止し，原子炉圧力容器内に残存した溶融炉心を冷却することができる。
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
耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） と 同 等 の 機 能 （ 流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合
において，原子炉圧力容器への注水手段として有効である。
・制御棒駆動系

1.8-18

発電用原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，加えて耐震性が確保されていないが，原子炉
冷却材圧力バウンダリ高圧時に原子炉圧力容器下部に落下した溶融炉心を冷却し，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する手段として有効である。
・高圧炉心注水系
モータの冷却水がない状態での運転となるため運転時間に制限があり，十分な期間の運転継続はできない
が，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における原子炉圧力容器への注水手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

c.

手順等
上 記 「 a.

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却の た め の 対 応 手 段 及 び 設 備 」 及 び 「 b.

溶融炉心の原子炉格

納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順及び設備」
により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として
事 故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ シ ビ ア ア ク シ デ ン ト ） （ 以 下 「 SOP」と い う 。 ） ， AM 設 備 別 操 作 手 順 書 及 び 多 様 な ハ ザ ー ド 対 応 手

1.8-19順 に 定 め る （ 第 1.8.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必
要 と な る 設 備 に つ い て も 整 理 す る （ 第 1.8.2 表 ， 第 1.8.3
表）。
（ 添 付 資 料 1.8.2）

1.8-201.8.2

重大事故等時の手順

1.8.2.1

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) 格 納 容 器 下 部 注 水a.

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため格納容器下部注水系（常設）により原
子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達しないように崩壊熱相当の流量とする。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準［原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準］
損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注
水 系 （ 常 設 ） が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。
［原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水操
作の判断基準］
1.8-21

原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容器の破損を判断した場
合で，格納容器下部注水系（常設）が使用可能な場合※2。

※ 1: 「 損 傷 炉 心 の 冷 却 が 未 達 成 」 は ， 原 子 炉 圧 力 容 器
下 鏡 部 温 度 指 示 値 が 300℃ に 達 し た 場 合 。
※ 2: 設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 水 源 （ 復 水 貯 蔵 槽 ）が確保されている場合。
※ 3: 「 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 の 徴 候 」 は ， 原 子 炉 圧 力
容器内の水位の低下，制御棒の位置表示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認する。
※ 4: 「 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 に よ る パ ラ メ ー タ の 変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇，原子炉格納容器内の温度の上昇により確認する。

(b) 操 作 手 順
格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを
第 1.8.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.8.3 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.8.4 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下
1.8-22

部への注水の準備開始を指示する。
②現場運転員 E 及び F は，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，格納容器下部注水系（常設）が使用可能か確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプの起動操作を実施し，復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水の系統構成として，下部ドライウェル注水ライン隔離弁の全開操作を実施し，当直副長に格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水の準備完了を報告する。
⑧当直副長は，運転員に格納容器下部注水系（常設）に
1.8-23

よる原子炉格納容器下部への注水開始を指示する。
⑨a 原子炉格納容器下部への初期水張りの場合
中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水
流量調節弁の全開操作を実施し，復水補給水系流量（ 格 納 容 器 下 部 注 水 流 量 ） 指 示 値 の 上 昇 （ 90m³/h 程度）により注水されたことを確認し，当直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 下 部 水 位 に て +2m（ 総 注 水 量 180m 3 ） 到
達後，原子炉格納容器下部への注水を停止する。
⑨b 原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水
流量調節弁を開とし，崩壊熱除去に必要な注水流量（ 35～ 70m 3 /h） に 調 整 し ， 注 水 を 継 続 す る 。
⑩現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保として復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補
給 水 系 常 /非 常 用 連 絡 1 次 ， 2 次 止 め 弁 の 全 開 操 作 ） を実施する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉格納容器下部へ
1.8-24

の 初 期 水 張 り 開 始 を 確 認 す る ま で 35 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保を
実 施 し た 場 合 ， 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
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。
（ 添 付 資 料 1.8.3－ 1， 1.8.3－ 3）b.

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部
へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部

注水系（常設）及び消火系による原子炉格納容器下部への注水機能が喪失した場合，原子炉格納容器の破損を防止するた
め格納容器下部注水系（可搬型）により原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達しないように崩壊熱相当の流量とする。
なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により復水
1.8-25

補給水系外部接続口及び消火系連結送水口を任意に選択できる構成としている。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準［原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準］
損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注
水系（常設）及び消火系による原子炉格納容器下部への注水ができず，格納容器下部注水系（可搬型）が使用可
能 な 場 合 ※ 2。
［原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水操
作の判断基準］原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容器の破損を判断した場
合で，格納容器下部注水系（常設），消火系による原子炉格納容器下部への注水ができず，格納容器下部注水系（ 可 搬 型 ） が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。

※ 1: 「 損 傷 炉 心 の 冷 却 が 未 達 成 」 は ， 原 子 炉 圧 力 容 器
下 鏡 部 温 度 指 示 値 が 300℃ に 達 し た 場 合 。
※ 2: 設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ 防 火 水 槽 又 は
淡水貯水池）が確保されている場合。
※ 3: 「 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 の 徴 候 」 は ， 原 子 炉 圧 力
容器内の水位の低下，制御棒の位置表示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認する。
1.8-26

※ 4: 「 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 に よ る パ ラ メ ー タ の 変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇，原子炉格納容器内の温度の上昇により確認する。

(b) 操 作 手 順
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フロー
を 第 1.8.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.8.5 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を
第 1.8.6 図 及 び 第 1.8.7 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器
下部への注水の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格
納容器下部への注水準備のため，可搬型代替注水ポン
プ （ A－ 2 級 ） の 配 備 及 び ホ ー ス 接 続 を 依 頼 す る 。
③現場運転員 C 及び D は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流
1.8-27

防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥ a MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)を 使 用 す る 場 合
緊急時対策要員は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水の系統構成として，屋 外 に て MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)の 全 開 操 作 （ 遠 隔 手
動弁操作設備による操作）を実施する。
⑥ b MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (A)を 使 用 す る 場 合
現場運転員 C 及び D は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水の系統構成として ， 非 管 理 区 域 に て MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (A)の 全 開 操
作（遠隔手動弁操作設備による操作）を実施する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水の系統構成
として，下部ドライウェル注水流量調節弁，下部ドラ
イウェル注水ライン隔離弁の全開操作を実施し，当直副長に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格
納容器下部への注水の準備完了を報告する。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）の配備及び緊急時対策要員又は運転員が選択した送水ラインへのホース接続を行い，格納容器下部注水系（可搬型）による送水準備完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
1.8-28

要員又は運転員が選択した送水ラインからの可搬型代
替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 開 始 を 緊 急 時 対 策
本部に依頼する。
⑩当直副長は，中央制御室運転員に格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水の確認を指示する。
⑪ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）起動後，緊急時対策要員又は運転員が選択した送水ラ
イ ン か ら 送 水 す る た め ， MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(B)，
2(B)又 は MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(A)， 2(A)の ど ち ら かの全開操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを復水補給水系流量（格納容器
下部注水流量）指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。
⑬a 原子炉格納容器下部への初期水張りの場合
当直長は，当直副長の依頼に基づき，格納容器下部水
位 に て +2m（ 総 注 水 量 180m 3 ） 到 達 後 ， 原 子 炉 格 納 容 器 下部への注水の停止を緊急時対策本部に依頼する。
⑬b 原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水の場合
当直長は，当直副長の依頼に基づき，崩壊熱除去に必
要 な 注 水 流 量 （ 35 ～ 70m 3 /h ） を 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ
1.8-29（ A－ 2 級 ） に て 継 続 し て 送 水 す る よ う 緊 急 時 対 策 本 部に依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水操作のうち，運転員が実施する原子炉建屋での系統構成を 1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場
合 に 必 要 な 時 間 は 約 35 分 で あ る 。
また，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水操作のうち，緊急時対策要員が実施する
屋外での格納容器下部注水系（可搬型）による送水操作に必要な 1 ユニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊 急 時 対 策 要 員 3 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 4 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 6 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 330 分

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水操作は，作業開始を判断してから原子炉格納容
1.8-30器 下 部 へ の 初 期 水 張 り 開 始 を 確 認 す る ま で 約 330 分 で 可 能である。
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。可搬型代替注水ポンプ（ A－ 2 級 ） か ら の ホ ー ス の 接 続 は ， 汎 用 の 結 合 金 具 で あり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.8.3－ 2， 1.8.3－ 3）c.

消火系による原子炉格納容器下部への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，ろ過水タンクを水源とした消火系
により原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達しないように崩壊熱相当の
1.8-31

流量とする。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準［原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準］
損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注
水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水ができず ， 消 火 系 が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。 た だ し ， 重 大 事 故 等 へ対処するた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。
［原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水操
作の判断基準］原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容器の破損を判断した場
合で，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器 下 部 へ の 注 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。

※ 1:「 損 傷 炉 心 の 冷 却 が 未 達 成 」 は ， 原 子 炉 圧 力 容 器
下 鏡 部 温 度 指 示 値 が 300℃ に 達 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 燃 料 及 び 水 源 （ ろ 過 水 タ ンク）が確保されている場合。
※ 3:「 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 の 徴 候 」 は ， 原 子 炉 圧 力
容器内の水位の低下，制御棒の位置表示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数
1.8-32

増加により確認する。
※ 4:「 原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 に よ る パ ラ メ ー タ の 変化」は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇，原子炉格納容器内の温度の上昇により確認する。

(b) 操 作 手 順
消火系による原子炉格納容器下部への注水手順の概要は
以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.8.1 図 に ， 概 要 図
を 第 1.8.8 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.8.9 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉格納容器下部への注水の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に消火系による原子炉格納容器下部への注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，消火系による原子炉格納容器
下部への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉格
納容器下部への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状
態表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス
1.8-33

流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉格
納容器下部への注水の系統構成として，復水補給水系
消 火 系 第 1， 第 2 連 絡 弁 の 全 開 操 作 及 び 下 部 ド ラ イ ウ ェル注水ライン隔離弁の全開操作を実施し，当直副長に消火系による原子炉格納容器下部への注水の準備完了を報告する。
⑦5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉格納容器下部への注水開始を緊急時対策本部に報告する。
⑨当直副長は中央制御室運転員に消火系による原子炉格
納容器下部への注水開始を指示する。
⑩a 原子炉格納容器下部への初期水張りの場合
中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水
流量調節弁の全開操作を実施し，復水補給水系流量（ 格 納 容 器 下 部 注 水 流 量 ） 指 示 値 の 上 昇 （ 90m³/h 程度）により注水されたことを確認し，当直副長に報告する。
な お ， 格 納 容 器 下 部 水 位 に て +2m（ 総 注 水 量 180m 3 ） 到
達後，原子炉格納容器下部への注水を停止する。
⑩b 原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水
1.8-34

の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，下部ドライウェル注水
流量調節弁を開とし，崩壊熱除去に必要な注水流量（ 35～ 70m 3 /h） に 調 整 し ， 注 水 を 継 続 す る 。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉格納容器下部への注水が開始されたことを緊
急時対策本部に報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員
2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子 炉 格 納 容 器 下 部 へ の 初 期 水 張 り 開 始 を 確 認 す る ま で 約 30分で可能である。
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。
（ 添 付 資 料 1.8.3－ 3）

1.8.2.2

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水
炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため原子炉圧力容器へ注水する。また，十分な炉心の冷却ができず原子炉圧力容器下部へ
1.8-35

溶融炉心が移動した場合でも原子炉圧力容器へ注水することにより原子炉圧力容器の破損遅延又は防止を図る。

a.

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
全交流動力電源喪失時, 給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代
替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流
電源設備により低圧代替注水系（常設）の電源を確保し，原
子炉圧力容器へ注水する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して行う。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失により，給水・復水系及び非常用炉
心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合にお い て ， 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 1。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 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により注水に必要な電源が確保され，かつ水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。

(b) 操 作 手 順
低 圧 代 替 注 水 系 (常 設 )に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 手
順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.8.2 図
1.8-36

に ， 概 要 図 を 第 1.8.10 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.8.11
図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御
室運転員に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表
示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，低圧代替注
水系（常設）が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプ（2 台）の起動操作を実施し，復水移送ポンプ吐出圧力指示値
が規定値以上であることを確認する。
⑥ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の全開操作を実施する。
⑥ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (A)の全開操作を実施する。
1.8-37

⑦当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が復水移送ポン
プの吐出圧力以下であることを確認後，運転員に低圧
代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑧ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑧ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑨ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑨ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑩現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保とし
1.8-38

て復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補給
水 系 常 /非 常 用 連 絡 1 次 ， 2 次 止 め 弁 の 開 操 作 ） を 実 施する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力
容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 残 留 熱 除 去 系 (B)又 は 残 留 熱 除 去 系(A)の い ず れ の 注 入 配 管 を 使 用 し た 場 合 に お い て も 約 12 分で可能である。その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポン
プ の 水 源 確 保 を 実 施 し た 場 合 ， 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

b.

低 圧 代 替 注 水 系 (可 搬 型 )に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水（ 淡 水 /海 水 ）全交流動力電源喪失時，低圧代替注水系（常設）及び消火系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力
1.8-39

容器へのほう酸水注入を並行して行う。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失により，低圧代替注水系（常設）及び消火系による原子炉圧力容器への注水ができない場合にお い て ， 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 1。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 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により注水に必要な電源が確保され，かつ燃料及び水源（防火水槽又は淡水貯水池）が確保されている場
合。

(b) 操 作 手 順
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注
水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.8.2 図 に ， 概 要 図 を 第 1.8.12 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.8.13 図 及 び 第 1.8.14 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器 へ の 注 水 準 備 の た め ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2級）の配備及びホース接続を依頼する。
1.8-40

③中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑤ a MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)を 使 用 す る 場 合
緊急時対策要員は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，屋外にて
MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (B)の 全 開 操 作 （ 遠 隔 手 動 弁 操 作
設備による操作）を実施する。
⑤ b MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (A)を 使 用 す る 場 合
現場運転員 C 及び D は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，非管理
区 域 に て MUWC 接 続 口 内 側 隔 離 弁 (A)の 全 開 操 作 （ 遠 隔 手
動弁操作設備による操作）を実施する。
⑥ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の全開操作及び原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，残留熱除去
系 洗 浄 水 弁 (B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑥ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (A)の全開操作及び原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポ
1.8-41

ンプの吐出圧力以下であることを確認後，残留熱除去
系 洗 浄 水 弁 (A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）の配備及び緊急時対策要員又は運転員が選択した送水ラインへのホース接続を行い，可搬型代替注水ポンプ（ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 準 備 完 了 を 緊 急 時 対 策 本 部 に 報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
要員又は運転員が選択した送水ラインからの可搬型代
替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） に よ る 送 水 開 始 を 緊 急 時 対 策
本部に依頼する。
⑨当直副長は，中央制御室運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の確認を指示する。
⑩ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ）起動後，緊急時対策要員又は運転員が選択した送水ラ
イ ン か ら 送 水 す る た め ， MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(B)，
2(B)又 は MUWC 接 続 口 外 側 隔 離 弁 1(A)， 2(A)の ど ち ら かの全開操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑪ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇に
1.8-42

より確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑪ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，低圧代替注
水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注
水操作のうち，運転員が実施する原子炉建屋での各注入配管の系統構成を 1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した
場 合 の 所 要 時 間 は 約 20 分 で あ る 。

また，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋外での低圧代替注水系（可搬型）による送水操作に必要な 1 ユニ
ット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
1.8-43

［防火水槽を水源とした送水］
緊 急 時 対 策 要 員 3 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 4 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊 急 時 対 策 要 員 6 名 に て 実 施 し た 場 合 ： 約 330 分

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作は，作業開始を判断してから低圧代替注水系（可搬型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 約 330 分 で 可能である。
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。可搬型代替注水ポンプ（ A－ 2 級 ） か ら の ホ ー ス の 接 続 は ， 汎 用 の 結 合 金 具 で あり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

c.

消火系による原子炉圧力容器への注水
全交流動力電源喪失時，低圧代替注水系（常設）による原

子炉圧力容器への注水ができない場合は，消火系による原子1.8-44

炉圧力容器への注水を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して行う。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失により，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができない場合において，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が必要な火災が発生していない場
合。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 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により注水に必要な電源が確保され，かつ燃料及び水源（ろ過水タンク）が確保されている場合。

(b) 操 作 手 順
消火系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.8.2 図 に ， 概 要 図 を 第1.8.15 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.8.16 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に消火系による原子炉圧力容器への注水準備のた
1.8-45め，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。
③現場運転員 C 及び D は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示
にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，復水補給水系消火系
第 1， 第 2 連 絡 弁 の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑦ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (B)の全開操作を実施する。
⑦ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 注 入 弁 (A)の全開操作を実施する。
⑧5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了
を緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部
は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水開始を緊急時対策本部に報告する。
1.8-46

⑩当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力がディーゼル駆動消火ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，中央制御室運転員に消火系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑪ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑪ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の 全 開 操 作 を 実 施 す る 。
⑫ a 残 留 熱 除 去 系 (B)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑫ b 残 留 熱 除 去 系 (A)注 入 配 管 使 用 の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が 開 始 さ れ た こ と を 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力
容 器 内 の 水 位 を 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3） か ら 原 子 炉 水
位 高 （ レ ベ ル 8） の 間 で 維 持 す る 。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系によ
1.8-47

る原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員 2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 開 始 ま で 残 留 熱 除 去 系 (B)又 は 残 留 熱 除 去 系 (A)の い ず れ の 注 入 配 管 を 使 用 し た 場 合 に
お い て も 約 30 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

d.

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系
による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替
直流電源設備又は可搬型直流電源設備により高圧代替注水系の電源を確保し，原子炉圧力容器へ注水する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して行う。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失により，原子炉圧力容器への高圧注
1.8-48

水機能が喪失した場合において，高圧代替注水系が使用可
能 な 場 合 ※ 1。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 原 子 炉 圧 力 指 示 値 が 規 定 値 以 上ある場合において，常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備により注水に必要な電源が確保され，かつ水源（復水貯蔵槽）が確保されている場
合。

(b) 操 作 手 順
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水について
は ， 「 1.2.2.1(1)a.

中央制御室からの高圧代替注水系起動」の操作手順と同様である。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注 水 開 始 ま で 15 分 以 内 で 可 能 で あ る 。

e.

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
損傷炉心へ注水する場合，ほう酸水注入系によるほう酸水の注入を並行して実施する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
1.8-49炉心損傷を判断した場合※1 において，損傷炉心へ注水する 場 合 で ， ほ う 酸 水 注 入 系 が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） で 原 子 炉 格
納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器
内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ CAMS） が 使 用 で き な い 場 合に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 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により注水に必要な電源が確保され，かつ水源（ほう酸水注入系貯蔵タンク）が確保されている場合。

(b) 操 作 手 順
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
手 順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。 手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.8.2
図 に ， 概 要 図 を 第 1.8.17 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.8.18 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入の準備開始を指示する。
②現場運転員 C 及び D は，ほう酸水注入系による原子炉
圧力容器へのほう酸水注入に必要なポンプ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系による
1.8-50原子炉圧力容器へのほう酸水注入に必要なポンプ及び電動弁の電源が確保されたこと並びに監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，ほう酸水注
入系が使用可能か確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系ポンプ(A)又 は (B)の 起 動 操 作 （ ほ う 酸 水 注 入 系 起 動 用 キ ー ・
ス イ ッ チ を 「 ポ ン プ A」 位 置 （ B 系 を 起 動 す る 場 合 は「 ポ ン プ B」 位 置 ） に す る こ と で ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン
プ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁が全開となり，ほう酸水注入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始される。）を実施し，発電用原子炉が未臨界であることを継続して監視する。
⑥当直副長は，ほう酸水注入系ポンプの運転時間によりほう酸水注入系貯蔵タンクの液位を推定し，ほう酸水の全量注入完了を確認後，中央制御室運転員にほう酸
水注入系ポンプの停止を指示する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系ポンプを停止し，当直副長に報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施
1.8-51

した場合，作業開始を判断してからほう酸水注入系による
原 子 炉 圧 力 容 器 へ の ほ う 酸 水 注 入 開 始 ま で 約 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。室温は通常運転時と同程度である。

f.

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
全交流動力電源喪失時, 原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注

水系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源
設備により制御棒駆動系の電源を確保し，原子炉圧力容器の下部への注水を実施することで，原子炉圧力容器の下部に落下した溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器の破損の進展を抑制する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して行う。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
全交流動力電源喪失により，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失した場合において，制御棒駆動系が使用可能
な 場 合 ※ 1。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 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注水に必要な電源が確保さ
1.8-52

れ，かつ補機冷却水及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。

(b) 操 作 手 順
制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水について
は ， 「 1.2.2.3(1)b.

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水」の操作手順と同様である。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の現場操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注 水 開 始 ま で 約 20 分 で 可 能 で あ る 。

g.

高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
全交流動力電源喪失時において, 原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場
合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により高圧炉心注水系の電源を確保することで高圧炉心注水系を
冷却水がない状態で一定時間運転し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への緊急注水を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を並行して行う。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
1.8-53

全交流動力電源喪失により，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失した場合において，高圧炉心注水系が使用可
能 な 場 合 ※ 1。

※ 1:設 備 に 異 常 が な く ， 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注水に必要な電源が確保され，かつ水源（復水貯蔵槽）が確保されている場
合。

(b) 操 作 手 順
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水につい て は ， 「 1.2.2.3(1)c.

高圧炉心注水系による原子炉圧

力容器への緊急注水」の操作手順と同様である。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊 急 注 水 開 始 ま で 約 25 分 で 可 能 で あ る 。

1.8.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

復水貯蔵槽，防火水槽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 （ A－ 2 級 ） に よ る
送 水 手 順 に つ い て は ， 「 1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
1.8-54

復水移送ポンプ，高圧代替注水系，ほう酸水注入系ポンプ，制御棒駆動水ポンプ，高圧炉心注水系ポンプ，電動弁及び中央制御
室監視計器類への電源供給手順並びに第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機，電源車，ディーゼル駆動消火ポンプ及び 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ （ A－ 2 級 ） へ の 燃 料 補 給 手 順 に つ い ては ，「 1.14

1.8.2.4

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

重大事故等時の対応手段の選択(1) 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 に 落 下 し た 溶 融 炉 心 の 冷 却 の た め の 対 応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.8.19 図 に 示 す 。
代替交流電源設備により交流電源が確保できた場合，復水貯蔵槽が使用可能であれば格納容器下部注水系（常設）による原
子炉格納容器下部への注水（初期水張り）を実施する。復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水（初期水張り）を実施する。また，原子炉圧力容器が破損し，原子炉格納容器下部へ落下した溶融炉心を冠水冷却する場合においても，初期水張りを実施する際と同様の順で対応手段を選択し，原子炉格納容器下部へ注水する。
なお，消火系による原子炉格納容器下部への注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可能が確認できた場合に実施する。
1.8-55

(2) 溶 融 炉 心 の 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 へ の 落 下 遅 延 ・ 防 止 の た め の対応手段の選択重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手
段 の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.8.19 図 に 示 す 。
代 替 交 流 電 源 設 備 に よ り 交 流 電 源 が 確 保 で き る ま で は ,交 流 電源を必要としない高圧代替注水系により原子炉圧力容器へ注水
し ,代 替 交 流 電 源 設 備 に よ り 交 流 電 源 が 確 保 で き た 段 階 で ， 高 圧
代替注水系に併せてほう酸水注入系によるほう酸水注入及び制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水を行う。また，低圧
代替注水系の運転が可能となり発電用原子炉の減圧が完了するまでの期間は，高圧代替注水系により原子炉圧力容器への注水を継続するが，高圧代替注水系が使用できなくなった場合は高圧炉心注水系により原子炉圧力容器へ緊急注水する。
発電用原子炉の減圧が完了し，復水貯蔵槽が使用可能であれば低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水する。
復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。その際も併せて
ほう酸水注入系によるほう酸水注入を行う。
なお，消火系による原子炉圧力容器への注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないことが確認できた場合に実施する。
低圧代替注水を実施する際の注入配管の選択は，中央制御室からの操作が可能であって，注水流量が多いものを優先して使
1.8-56

用する。
溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のために
原子炉圧力容器へ注水を実施している際，損傷炉心の冷却が未達成と判断した場合は，原子炉格納容器下部への注水操作を開始する。

1.8-57

第 1.8.1 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/3）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

手順書

復水移送ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽 ※1

シデント）

復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁
原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備「MUWC による下部 D/W 注水」

代替所内電気設備
第二代替交流電源設備 ※2

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

事故時運転操作手順書（シビアアク

ホース・接続口

シデント）

原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

重大事故等対処設備

燃料補給設備 ※2「RPV 制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による下部 D/W 注水」

多様なハザード対応手順「消防車による送水（デブリ冷

防火水槽 ※1，※4
淡水貯水池 ※1，※4

却）」自主対策設備原子炉格納容器下部への注水

格納容器下部注水系（可搬型）による復水補給水系配管・弁事故時運転操作手順書（シビアアク

ろ過水タンク ※1

シデント）

消火系配管・弁「RPV 制御」

復水補給水系配管・弁
原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2

自主対策設備消火系による

原子炉格納容器下部への注水

ディーゼル駆動消火ポンプ

可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.2原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

※4:「1.13

AM 設備別操作手順書

可搬型代替交流電源設備 ※2

第二代替交流電源設備 ※2※1:手順は「1.13「RPV 制御」

自主対策設備原子炉格納容器下部への注水

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却

－

対処設備

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）1.8-58AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる下部 D/W 注水」

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/3）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

復水移送ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽 ※1

シデント）

原子炉圧力容器への注水

給水系配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2

第二代替交流電源設備 ※2「MUWC による原子炉注水」

事故時運転操作手順書（シビアアク

ホース・接続口

シデント）

復水補給水系配管・弁「RPV 制御」

残留熱除去系配管・弁・スパージャ
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）「R/B 制御」
AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

代替所内電気設備

多様なハザード対応手順

燃料補給設備 ※2「消防車による送水（デブリ冷
却）」

設備

自主対策

防火水槽 ※1，※4
第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（シビアアク

ろ過水タンク ※1

シデント）

消火系配管・弁「RPV 制御」

復水補給水系配管・弁

「R/B 制御」

残留熱除去系配管・弁・スパージャ
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2

自主対策設備消火系による

原子炉圧力容器への注水

ディーゼル駆動消火ポンプ

第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.2原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

※4:「1.13

AM 設備別操作手順書

代替所内電気設備

淡水貯水池 ※1，※4※1:手順は「1.13「R/B 制御」

可搬型代替交流電源設備 ※2

設備

原子炉圧力容器への注水

低圧代替注水系（可搬型）による溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止－「RPV 制御」

自主対策

低圧代替注水系（常設）による残留熱除去系配管・弁・スパージャ

重大事故等対処設備

復水補給水系配管・弁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）1.8-59AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

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対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

手順書

高圧代替注水系ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽

シデント）

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁「RPV 制御」

主蒸気系配管・弁「R/B 制御」

高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備※2

可搬型直流電源設備※2

常設代替交流電源設備※2

可搬型代替交流電源設備

※2
※2
設備

ほう酸水注入系ポンプ

事故時運転操作手順書（シビアアク

ほう酸水注入系貯蔵タンク

シデント）

原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※2

可搬型代替交流電源設備「R/B 制御」
AM 設備別操作手順書※2「SLC ポンプによるほう酸水注入」※2
設備

事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽

シデント）

※1

制御棒駆動系配管・弁
復水補給水系配管・弁
原子炉圧力容器
原子炉補機冷却系
常設代替交流電源設備※2

第二代替交流電源設備※2

自主対策設備

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

制御棒駆動水ポンプ「RPV 制御」「R/B 制御」
AM 設備別操作手順書「CRD による原子炉注水」※3

事故時運転操作手順書（シビアアク

復水貯蔵槽

シデント）

※1

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ「RPV 制御」

復水補給水系配管・弁

「R/B 制御」

原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※2

第二代替交流電源設備※2

自主対策設備高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

高圧炉心注水系ポンプ

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

※2:手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※3:手順は「1.2原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

※4:「1.13「RPV 制御」

自主対策

第二代替交流電源設備

対処設備

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ

重大事故等

ほう酸水注入系配管・弁
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止※1:手順は「1.13

自主対策

第二代替交流電源設備－※3

重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁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）1.8-60AM 設備別操作手順書「HPCF 緊急注水」※3

第 1.8.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/7）
重大事故等の対応に

手順書

1.8.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)格納容器下部注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）

AM 設備別操作手順書

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

「MUWC による下部 D/W 注水」
原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉格納容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）

判断基準

格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)

制御棒の位置

制御棒操作監視系
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧

電源

P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度操作

原子炉格納容器内の水位

格納容器下部水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力

水源の確保

1.8-61

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（2/7）
重大事故等の対応に

手順書

1.8.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)格納容器下部注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）

AM 設備別操作手順書

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

「消防車による下部 D/W 注水」
原子炉圧力容器内の温度
多様なハザード対応手順

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度
原子炉水位（狭帯域）「消防車による送水（デブリ冷却）」
原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉格納容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

判断基準

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)

制御棒の位置

制御棒操作監視系
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧

電源

P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
復水貯蔵槽水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器下部水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力操作

原子炉格納容器内の水位

水源の確保

1.8-62防火水槽
淡水貯水池

監視計器一覧（3/7）
重大事故等の対応に

手順書

1.8.2.1

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)格納容器下部注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」

原子炉格納容器内の放射線量

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

率

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）

AM 設備別操作手順書

格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

「消火ポンプによる下部 D/W 注水」
原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉格納容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）

判断基準

格納容器内圧力（S/C）
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)

制御棒の位置

制御棒操作監視系
M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧

電源

P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
復水貯蔵槽水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度操作

原子炉格納容器内の水位

格納容器下部水位

原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

補機監視機能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

1.8-63

監視計器一覧（4/7）
重大事故等の対応に

手順書

1.8.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉水位（狭帯域）「RPV 制御」

原子炉圧力容器内の水位「R/B 制御」

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「MUWC による原子炉注水」

判断基準

AM 設備別操作手順書

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉圧力容器内の圧力
操作

原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力
原子炉圧力(SA)
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補機監視機能復水移送ポンプ吐出圧力(A)
復水移送ポンプ吐出圧力(B)
復水移送ポンプ吐出圧力(C)

水源の確保
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）「RPV 制御」

原子炉圧力容器内の水位「R/B 制御」

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

AM 設備別操作手順書

多様なハザード対応手順

判断基準「消防車による原子炉注水」

電源「消防車による送水（デブリ冷却）」

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池
原子炉水位（狭帯域）

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器への注水量

補機監視機能水源の確保

1.8-64

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
可搬型代替注水ポンプ吐出圧力
防火水槽
淡水貯水池

監視計器一覧（5/7）
重大事故等の対応に

手順書

1.8.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉水位（狭帯域）「RPV 制御」

原子炉圧力容器内の水位「R/B 制御」

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

AM 設備別操作手順書
判断基準「消火ポンプによる原子炉注水」

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
復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

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

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉水位（狭帯域）「RPV 制御」
原子炉圧力容器内の水位「R/B 制御」

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

判断基準

原子炉水位（SA）
原子炉圧力容器内の圧力
電源

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）

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）

原子炉圧力容器内の圧力
操作

原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
高圧代替注水系系統流量
高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

補機監視機能高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力
高圧代替注水系ポンプ吸込圧力

水源の確保

1.8-65

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（6/7）
重大事故等の対応に

手順書

1.8.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

「RPV 制御」
原子炉格納容器内の放射線量率「R/B 制御」

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

AM 設備別操作手順書

原子炉圧力容器内の温度「SLC ポンプによるほう酸水注入」

原子炉圧力容器温度

判断基準

原子炉水位（狭帯域）
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）

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
原子炉水位（狭帯域）操作

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）

原子炉圧力容器内の圧力
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉圧力
原子炉圧力(SA)
原子炉水位（狭帯域）「RPV 制御」
原子炉圧力容器内の水位「R/B 制御」

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）「CRD による原子炉注水」

判断基準

AM 設備別操作手順書

電源

M/C

C 電圧

P/C

C-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
補機監視機能
水源の確保

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力
操作
原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度

原子炉圧力容器への注水量

制御棒駆動系系統流量

補機監視機能制御棒駆動系充てん水ライン圧力

水源の確保

1.8-66

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視計器一覧（7/7）
重大事故等の対応に

手順書

1.8.2.2

監視パラメータ（計器）必要となる監視項目

溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のための対応手順(1)原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）

原子炉水位（狭帯域）「RPV 制御」
原子炉圧力容器内の水位「R/B 制御」「HPCF 緊急注水」

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

判断基準

AM 設備別操作手順書

原子炉水位（広帯域）

電源

M/C

D 電圧

P/C

D-1 電圧

直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）

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）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

高圧炉心注水系(B)系統流量

補機監視機能高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力

水源の確保

1.8-67

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

第 1.8.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備
給電元

対象条文

供給対象設備
給電母線【1.8】

復水移送ポンプ

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

等
MCC C 系
AM 用 MCC
復水補給水系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

残留熱除去系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC

高圧代替注水系弁常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
AM 用直流 125V

ほう酸水注入系ポンプ・弁常設代替交流電源設備
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

1.8-68

第 1.8.1 図

SOP「RPV 制御」における対応フロー

1.8-69

第 1.8.2 図

SOP「RPV 制御」，SOP「R/B 制御」における対応フロー

1.8-701.8-71
操作手順⑤

タービン建屋負荷遮断弁

⑦
a

⑨⑨

第 1.8.3 図

弁名称

下部ドライウェル注水ライン隔離弁
b

下部ドライウェル注水流量調節弁⑩※1

復水補給水系常/非常用連絡1次止め弁⑩※2

復水補給水系常/非常用連絡2次止め弁

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水

概要図

1.8-72
第 1.8.4 図

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水

タイムチャート1.8-73
第 1.8.5 図

格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）概要図

経過時間（分）
10

20

30

40

50

60

70

80

90

備考
手順の項目

系統構成完了 35分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確保
中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水（淡水/海水）

バイパス流防止措置，系統構成
移動，電源確保

第 1.8.6 図

移動，遠隔手動弁操作設備による系統構成（非管理区域）

格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（系統構成）タイムチャート

1.8-74

1.8-75

第 1.8.7 図

格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 1/3）

1.8-76
第 1.8.7 図

格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 2/3）

経過時間（分）

10

20

30

40

50

60

70

80

90

200

210

220

230

240

250

260

270

280

290

300

310

320

330

340

原子炉格納容器下部への注水（初期水張り）

手順の項目

450

0

10

20

備考

原子炉格納容器下部への注水（注水継続）要員（数）330分 ※1

中央制御室運転員Ａ，B

5分 ※3

注水確認
2

注水確認

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名で対応する。

送水準備
可搬型代替注水ポンプによる送水

屋外～5号炉東側第二保管場所移動[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）]

可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

6 ※1

送水準備
送水

注水（初期水張り） ※2 必要注水量到達後注水停止

緊急時対策要員6名のうち4名で対応する。

送水 ＲＰＶ破損後の注水開始（注水継続）

送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で対応する。

1.8-77※1

緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。

※2※390ｍ3/hにて120分注水。
ＲＰＶ破損が確認されてから注水開始までの時間。

緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約225分で可能である。

第 1.8.7 図

格 納 容 器 下 部 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 3/3）

1.8-78
操作手順⑤

タービン建屋負荷遮断弁⑥※1

復水補給水系消火系第1連絡弁⑥※2

復水補給水系消火系第2連絡弁⑥※3

下部ドライウェル注水ドライウェル隔離弁a⑩⑩

第 1.8.8 図

弁名称b

下部ドライウェル注水流量調節弁

消火系による原子炉格納容器下部への注水

概要図

第 1.8.9 図

消火系による原子炉格納容器下部への注水

タイムチャート

1.8-79

1.8-80
凡例

注入配管
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.8.10 図

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

概要図

経過時間（分）
5

手順の項目

10

20

15

25

備考

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水 12分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止処置，ポンプ起動

低圧代替注水系（常設）による
原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系（A）又は(B)
注入配管使用）第 1.8.11 図

系統構成

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

注水開始，注水状況確認

移動，ＣＳＰ水源確保

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

タイムチャート

1.8-81

1.8-82
凡例

注入配管
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.8.12 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）概要図

経過時間（分）

10
手順の項目

30

40

50

60

70

90

80

備考

系統構成完了 20分

要員（数）低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系(A)又は(B)
注入配管使用）20

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止措置，系統構成

移動，遠隔手動弁操作設備による系統構成（非管理区域）

第 1.8.13 図

低 圧 代 替 注 水 系 (可 搬 型 )に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（系統構成）タイムチャート

1.8-83

経過時間（分）10
手順の項目

可搬型代替注水ポンプ
による送水

30

40

50

60

70

80

90

100

110

3

※1

130
125分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台保管場所移動 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2級)3台移動～配置
送水準備[防火水槽を水源とした場合]

※1
※2

120

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水要員（数）緊急時対策要員20

送水5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，緊急時対策要員2名で105分以内で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

第 1.8.14 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 1/3）

備考

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水

要員（数）

140
140分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～淡水貯水池移動
貯水池出口弁「開」
緊急時対策要員2

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置，送水ライン水張り及び健全性確認
送水ホース及び消防ホース接続継手接続

可搬型代替注水ポンプ
による送水

送水

[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）]

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
緊急時対策要員2

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）2台移動～配置
送水準備
送水1.8-84※1※2

5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，約120分で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

第 1.8.14 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 2/3）

備考

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

200

210

220

230

240

250

260

270

280

290

300

310

320

330

340

350

備考

要員（数）
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水 330分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
送水準備

屋外～5号炉東側第二保管場所移動

可搬型代替注水ポンプによる送水[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）]可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員 6 ※1

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名のうち4名で
対応する。

送水準備
送水

送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で対応する。

※1 緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。
緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約225分で可能である。

1.8-85

第 1.8.14 図

低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 淡 水 /海 水 ）（ 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に よ る 送 水 ） タ イ ム チ ャ ー ト （ 3/3）

1.8-86
凡例

注入配管
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.8.15 図

消火系による原子炉圧力容器への注水

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

30分 消火系による原子炉圧力容器への注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確保確認
系統構成，バイ パス流防止処置

消火系による原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系(A)又は(B)
注入配管使用）中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

25号炉運転員2

第 1.8.16 図

注水開始，注水状況確認

電源確保

消火ポン プ 起動

消火系による原子炉圧力容器への注水

タイムチャート80

備考

1.8-87

ＭＵＷＰ
RCCV

D/W

ＲＰＶ

NO

MO

1.8-88

HPCF(B)系

ＳＬＣ
テストタンク

⑤※2

MO

MO
S/C

⑤※1

SLCﾎﾟﾝﾌﾟ(A)MO
MO
SLCﾎﾟﾝﾌﾟ(B)

操作手順

弁名称

⑤※2

ほう酸水注入系注入弁(A)⑤※1

ほう酸水注入系ポンプ吸込弁(A)

第 1.8.17 図

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

概要図

ＳＬＣ
タンク

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

20分 ほう酸水注入系によるほう酸水注入開始

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

ほう酸水注入系による 中央制御室運転員 Ａ，Ｂ
原子炉圧力容器へのほう酸水注入(ほう酸水貯蔵タンク使用）
現場運転員 C，D

第 1.8.18 図

22

ポン プ 起動，ほう酸水注入開始

移動，電源確保

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

タイムチャート90

備考

1.8-89(1) 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却・損傷炉心の冷却未達成
・原子炉圧力容器の破損を判断【凡例】：プラント状態：操作，確認
：判断

交流電源
あり

No

Yes

復水貯蔵槽
使用可

：重大事故等対処設備

代替交流電源設備
による交流電源確保

No

Yes

No
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の発生なし

Yes

ろ過水タンク
使用可

No

Yes

優先①
格納容器下部注水系（常設）による原子炉
格納容器下部への注水※

優先②
消火系による原子炉格納容器下部への注水※※ 【損傷炉心の冷却が未達成の場合】【原子炉圧力容器の破損を判断した場合】

第 1.8.19 図

優先③
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉
格納容器下部への注水※

原子炉格納容器下部への初期水張りを実施
原子炉圧力容器破損後の原子炉格 納容器 下部へ 落下し た溶 融炉心 の冠水 冷却を実 施

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1/2）

1.8-90(2) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止
全交流動力電源喪失，炉心の著しい損傷が発生※1【凡例】：プラント状態※1 損傷炉心の冷却が未達成と判断した場合は ，「(1) 原子炉格納容器下部へ落下した溶融炉 心の冷却」の対応手段選択フローチャート に従い原子 炉
格納容器下部への注水操作を開始する。

：操作，確認：判断

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水：重大事故等対処設備

代替交流電源設備
による交流電源確保（並行実施）

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入※2低圧代替注水系
運転可能

No

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水※2 全ての注水手段に併せて実施 する。

Yes

No

高圧代替注水系
運転継続可能Yes

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水を継続

発電用原子炉の減圧実施

復水貯蔵槽
水源使用可能高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への
緊急注水

No

Yes

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の発生なし

No

Yes

No

ろ過水タンク
水源使用可能※3 注入配管優先順位
優先①残留熱除去系(B)注入配管
優先②残留熱除去系(A)注入配管

Yes
優先①
低圧代替注水系（常設）による
原子炉圧力容器への注水※3

第 1.8.19 図

優先②
消火系による
原子炉圧力容器への注水※3優先③低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水※3

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2/2）

1.8-91

添付資料 1.8.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/3）
技術的能力審査基準（1.8）

設置許可基準規則（51条）

技術基準規則（66条）【本文】
発 電 用 原子 炉 施 設 には 、 炉 心 の 著し い 損 傷 が 発
生 し た 場合 に お い て原 子 炉 格 納 容器 の 破 損 を 防
止 す る ため 、 溶 融 し、 原 子 炉 格 納容 器 の 下 部 に
落 下 し た炉 心 を 冷 却す る た め に 必要 な 設 備 を 設
け な け れば な ら な い。

【本文】
発 電 用 原子 炉 施 設 に は、 炉 心 の 著 しい 損 傷が 発 生 した 場 合 に お いて 原 子 炉 格 納容 器 の破 損 を 防止 す る た め 、溶 融 し 、 原 子炉 格 納
容 器 の 下部 に 落 下 し た炉 心 を 冷 却 する た めに 必 要 な設 備 を 施 設 しな け れ ば な らな い 。

【解釈】
１ 第 ５１ 条 に 規 定 する 「 溶 融 し 、原 子 炉 格 納容
器 の 下 部に 落 下 し た炉 心 を 冷 却 する た め に 必 要
な 設 備 」と は 、 以 下に 掲 げ る 措 置又 は こ れ ら と
同 等 以 上の 効 果 を 有す る 措 置 を 行う た め の 設 備を い う 。な お 、 原 子炉 格 納 容 器 下部 に 落 下 し た
溶 融 炉 心の 冷 却 は 、溶 融 炉 心 ・ コン ク リ ー ト 相互 作 用 (MCCI)を 抑 制す る こ と 及 び溶 融 炉 心 が 拡が り 原 子炉 格 納 容 器バ ウ ン ダ リ に接 触 す る こ とを 防 止 する た め に 行わ れ る も の であ る 。

【解釈】
第 ６ ６ 条に 規 定 す る 「溶 融 し 、 原 子炉 格 納
容 器 の 下部 に 落 下 し た炉 心 を 冷 却 する た めに 必 要 な設 備 」 と は 、以 下 に 掲 げ る措 置 又
は こ れ らと 同 等 以 上 の効 果 を 有 す る措 置 を
行 う た めの 設 備 を い う。 な お 、 原 子炉 格 納
容 器 下 部に 落 下 し た 溶融 炉 心 の 冷 却は 、 溶
融 炉 心 ・コ ン ク リ ー ト相 互 作 用 (MCCI)を 抑
制 す る こと 及 び 溶 融 炉心 が 拡 が り 原子 炉 格
納 容 器 バウ ン ダ リ に 接触 す る こ と を防 止 す
る た め に行 わ れ る も ので あ る 。

ａ ） 原 子炉 格 納 容 器下 部 注 水 設 備を 設 置 す る こと 。 原 子炉 格 納 容 器下 部 注 水 設 備と は 、 以 下 に
掲 げ る 措置 又 は こ れら と 同 等 以 上の 効 果 を 有 す
る 措 置 を行 う た め の設 備 を い う 。
ⅰ ） 原 子炉 格 納 容 器下 部 注 水 設 備（ ポ ン プ 車 及び 耐 圧 ホー ス 等 ） を整 備 す る こ と。 （ 可 搬 型 の
原 子 炉 格納 容 器 下 部注 水 設 備 の 場合 は 、 接 続 す
る 建 屋 内の 流 路 を あら か じ め 敷 設す る こ と 。 ）ａ ） 原 子炉 格 納 容 器 下部 注 水 設 備 を設 置 す
る こ と 。原 子 炉 格 納 容器 下 部 注 水 設備 とは 、 以 下に 掲 げ る 措 置又 は こ れ ら と同 等 以
上 の 効 果を 有 す る 措 置を 行 う た め の設 備 をいう。
ⅰ ） 原 子炉 格 納 容 器 下部 注 水 設 備 （ポ ン プ
車 及 び 耐圧 ホ ー ス 等 ）を 整 備 す る こと 。
（ 可 搬 型の 原 子 炉 格 納容 器 下 部 注 水設 備 の場 合 は 、接 続 す る 建 屋内 の 流 路 を あら か じめ 敷 設 する こ と 。 ）ⅱ ） 原 子炉 格 納 容 器下 部 注 水 設 備は 、 多 重 性 又は 多 様 性及 び 独 立 性を 有 し 、 位 置的 分 散 を 図 る
こ と 。 （た だ し 、 建屋 内 の 構 造 上の 流 路 及 び 配
管 を 除 く。 ）ⅱ ） 原 子炉 格 納 容 器 下部 注 水 設 備 は、 多 重
性 又 は 多様 性 及 び 独 立性 を 有 し 、 位置 的 分
散 を 図 るこ と 。 （ た だし 、 建 屋 内 の構 造 上の 流 路 及び 配 管 を 除 く。 ）ｂ ） こ れら の 設 備 は、 交 流 又 は 直流 電 源 が 必 要
な 場 合 は代 替 電 源 設備 か ら の 給 電を 可 能 と す ること。

ｂ ） こ れら の 設 備 は 、交 流 又 は 直 流電 源 が
必 要 な 場合 は 代 替 電 源設 備 か ら の 給電 を 可
能 と す るこ と 。

番号【 本 文】
発 電 用原 子 炉 設 置 者に お い て 、 炉心 の 著 し い損 傷 が発 生 した 場 合 に お いて 原 子 炉 格 納容 器 の 破 損を 防 止
す る ため 、 溶 融 し 、原 子 炉 格 納 容器 の 下 部 に落 下 した 炉 心を 冷 却 す る ため に 必 要 な 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】
１ 「 溶融 し 、 原 子炉 格 納 容 器 の下 部 に 落 下 した 炉
心 を 冷却 す る た め に必 要 な 手 順 等」 と は 、 以下 に 掲
げ る 措置 又 は こ れ らと 同 等 以 上 の効 果 を 有 する 措 置
を 行 うた め の 手 順 等を い う 。
な お 、原 子 炉 格 納 容器 下 部 に 落 下し た 溶 融 炉心 の 冷
却 は 、溶 融 炉 心 ・ コン ク リ ー ト 相互 作 用 (MCCI)を 抑
制 す るこ と 及 び 溶 融炉 心 が 拡 が り原 子 炉 格 納容 器 バ
ウ ン ダリ に 接 触 す るこ と を 防 止 する た め に 行わ れ る
も の であ る 。

（ １ ）原 子 炉 格 納 容器 下 部 に 落 下し た 溶 融 炉心 の 冷
却ａ ） 炉心 の 著 し い 損傷 が 発 生 し た場 合 に お いて 、 原子 炉 格納 容 器 下 部 注水 設 備 に よ り、 原 子 炉 格納 容 器の 破 損を 防 止 す る ため に 必 要 な 手順 等 を 整 備す る こと。

（ ２ ）溶 融 炉 心 の 原子 炉 格 納 容 器下 部 へ の 落下 遅
延 ・ 防止ａ ） 溶融 炉 心 の 原 子炉 格 納 容 器 下部 へ の 落 下を 遅 延
又 は 防止 す る た め 、原 子 炉 圧 力 容器 へ 注 水 する 手 順
等 を 整備 す る こ と 。

①

－

②

③

番号

④

－

⑤

⑥

⑦

：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
機能

（

格
納
原
容
子
器
炉
下
格
部
納
注
容
水
器
系
下
部
常
へ
設
の
注
に
水
よ
る

）

自主対策

解釈
対応番号

機能

機器名称

常設
可搬
常設

復水移送ポンプ

既設

ディーゼル駆動消火ポ
ンプ

復水貯蔵槽

既設

ろ過水タンク

常設

復水補給水系配管・弁既設
新設

消火系配管・弁

常設

高圧炉心注水系配管・弁

既設

復水補給水系配管・弁

常設

原子炉格納容器既設

原子炉格納容器

常設

コリウムシールド

新設

コリウムシールド

常設

常設代替交流電源設備

新設

常設代替交流電源設備

常設

第二代替交流電源設備

新設

第二代替交流電源設備

常設

可搬型代替交流電源設
備

可搬

代替所内電気設備

常設

燃料補給設備

常設
可搬

可搬型代替交流電源設
備新設

代替所内電気設備

既設
新設

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

新設

防火水槽 ※1

新設

淡水貯水池

※1

新設

ホース・接続口新設

復水補給水系配管・弁

既設
新設

原子炉格納容器

既設

コリウムシールド

新設

常設代替交流電源設備

新設

第二代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設
備

新設

（

格
納
原容
子器
炉下
格部
納注
容水
器系
下
部可
へ搬
の型
注
水に
よ
る

機器名称

既設
新設

①
②
④
⑤
⑥
⑦

①
②
④
⑤
⑥
⑦

消
火
系
に
よ
る
原
子
炉
格
納
容
器
下
部
へ
の
注
水

－

必 要 時 間内 に使 用 可能 か

対 応可 能 な 人 数
で 使用 可 能 か

備考

30分

6名

自主対策とする理由は本文参照－）

代替所内電気設備
燃料補給設備

既設
新設
既設
新設

※1:「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）1.8-92

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/3）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
機能

（

低
圧
原
代
子
替
炉
注
圧
水
力
系
容
器
常
へ
設
の
注
に
水
よ
る

機器名称

解釈
対応番号

機能

機器名称

常設
可搬
常設

復水移送ポンプ

既設

ディーゼル駆動消火ポ
ンプ

復水貯蔵槽

既設

ろ過水タンク

常設

復水補給水系配管・弁既設
新設

消火系配管・弁常設

既設

復水補給水系配管・弁常設

残留熱除去系配管・弁・スパージャ給水系配管・弁・ス
パージャ
高圧炉心注水系配管・
弁

既設

）

既設

常設代替交流電源設備

新設

第二代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設
備新設

代替所内電気設備

既設
新設

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

新設

防火水槽

新設

※1
※1

新設

ホース・接続口新設

復水補給水系配管・弁

既設
新設

（

残留熱除去系配管・弁・スパージャ給水系配管・弁・ス
パージャ

残留熱除去系配管・弁・スパージャ給水系配管・弁・ス
パージャ

既設

原子炉圧力容器

淡水貯水池
低
圧
原代
子替
炉注
圧水
力系
容
器可
へ搬
の型
注
水に
よ
る

既設
新設

自主対策

①
③
④

消
火
系
に
よ
る
原
子
炉
圧
力
容
器
へ
の
注
水

必 要 時 間内 に使 用 可能 か

対 応可 能 な 人 数
で 使用 可 能 か

備考

30分

6名

自主対策とする理由は本文参照

20分

2名

自主対策とする理由は本文参照

25分

2名

自主対策とする理由は本文参照

常設
常設

原子炉圧力容器

常設

常設代替交流電源設備

常設

第二代替交流電源設備

常設

可搬型代替交流電源設
備

可搬

代替所内電気設備

常設

燃料補給設備

常設
可搬

既設
既設
既設

常設代替交流電源設備

新設

第二代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設
備

新設

－

－

）

原子炉圧力容器①③④

代替所内電気設備
燃料補給設備

原
高
子
圧
炉
代
圧
替
力
注
容
水
器
系
へ
に
の
よ
注
る
水

既設
新設
既設
新設

高圧代替注水系ポンプ

新設

復水貯蔵槽

既設

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁

新設

主蒸気系配管・弁

既設

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
復水補給水系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁
残留熱除去系配管・弁（7号炉のみ）給水系配管・弁・ス
パージャ

原
子制
炉御
圧棒
力駆
容動
器系
へに
のよ
注る
水

既設
新設
既設
既設
既設
既設

原子炉圧力容器

既設

常設代替直流電源設備

新設

可搬型直流電源設備

新設

常設代替交流電源設備

新設

第二代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設
備

新設

①
③
④
原
子
高
炉
圧
圧
炉
力
心
容
注
器
水
へ
系
の
に
緊
よ
急
る
注
水

制御棒駆動水ポンプ

常設

復水貯蔵槽

常設

制御棒駆動系配管・弁常設

復水補給水系配管・弁

常設

原子炉圧力容器常設

原子炉補機冷却系

常設

常設代替交流電源設備

常設

第二代替交流電源設備

常設

高圧炉心注水系ポンプ

常設

復水貯蔵槽

常設

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ常設

復水補給水系配管・弁

常設

原子炉圧力容器

常設

常設代替交流電源設備

常設

第二代替交流電源設備

常設

－

－

※1:「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）1.8-93

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3/3）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
機能

機器名称

既設
新設

原
子
炉
ほ
圧
う
力
酸
容
水
器
注
へ
入
の
系
ほ
に
う
よ
酸
る
水
注
入

ほう酸水注入系ポンプ

既設

ほう酸水注入系貯蔵タンク
ほう酸水注入系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ

自主対策

解釈
対応番号

機能

①
③
④

－

機器名称

常設
可搬

必 要 時 間内 に使 用 可能 か

対 応可 能 な 人 数
で 使用 可 能 か

備考

－

－

－

－

－

既設
既設
既設

原子炉圧力容器既設

常設代替交流電源設備

新設

第二代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設
備新設※1:「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）1.8-94

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.8.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.8-95

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）【凡例】

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器

号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：断路器

緊急用電源切替箱
断路器：配線用遮断器
：接続装置
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

M

D/G

(6A)

：動力変圧器(6B)
M/C 6C：電動切替装置

M/C 6D【略語】

1.8-96

ＨＰＣＦポンプ（
Ｂ）

ＣＲＤポンプ（Ａ）

電源車

D/G ：非常用ディーゼル発電機

電源車

M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 6C-1

MCC
6D-1-8

計測用（
Ｂ）
系電源

計測用（
Ｂ）系電源

電源構成図（交流電源）

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＳＬＣポンプ（Ｂ）

ＳＬＣポンプ（Ｂ）
潤滑油ポンプMCC
6D-1-7

ＳＬＣ（
Ｂ）
系 電動弁

MCC
6D-1-4

ＨＰＣＦ（
Ｂ）
系 電動弁

6 号炉

MCC
6D-1-1

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

計測用（
Ａ）
系電源

ＭＵＷＣポンプ（
Ｃ）

計測用（
Ａ）
系電源

ＭＵＷＣポンプ（
Ｂ）

ＳＬＣポンプ（Ａ）

第2図

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ａ）

AM用MCC 6B

ＲＨＲ（Ｂ）
系 電動弁

ＲＨＲ（
Ａ）
系 電動弁

M

ＲＨＲ（Ａ）系 電動弁

MCC
6C-1-8ＭＵＷＣ系 電動弁

MCC
6C-1-7

ＳＬＣポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプMCC
6C-1-4

ＳＬＣ（
Ａ）
系 電動弁

MCC
6C-1-2

ＣＲＤポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプMCC
6C-1-1

P/C 6D-1

AM用
MCC
MCC 6B 6C-1-5

MCC
MCC
6C-1-8 6D-1-8

AM用蓄電池MCC
6C-1-7蓄電池6A-2

蓄電池6A

充
電
器

充
電
器

MCC
6D-1-7MCC
6E-1-3

蓄電池6B

充
電
器

蓄電池6C

充
電
器

【凡例】
：蓄電池

充
電
器

：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
AM用直流
125V主母線盤

直流125V
主母線盤6B

直流125V
主母線盤6A

Ｃ系バイタル電源装置

バイタル分電盤

バイタル分電盤

Ｃ系計装電源第3図

バイタル分電盤

Ｂ系計装電源

直流125V
分電盤6A-1

Ａ系計装電源

ＨＰＡＣ弁

直流125V原子炉建屋
MCC 6A

直流125V RCIC
制御切替盤

Ｂ系バイタル電源装置

直流125V RCIC
動力切替盤

Ａ系バイタル電源装置

1.8-97直流125V
HPAC MCC

直流125V
分電盤6B-1

直流125V
主母線盤6C

6 号炉

電源構成図（直流電源）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）【凡例】

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器

号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）：断路器

緊急用電源切替箱
断路器：配線用遮断器
：接続装置
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M：電動切替装置

D/G(7A)：動力変圧器(7B)
M/C 7CM/C 7D【略語】
D/G ：非常用ディーゼル発電機

1.8-98

ＨＰＣＦポンプ（
Ｂ）

ＣＲＤポンプ（
Ａ）

電源
車

電源
車

M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 7D-1

P/C 7C-1
MCC
7C-1-1MCC
7C-1-7MCC
7C-1-3M

AM用MCC 7B

MCC
7D-1-3MCC
7D-1-6MCC
7D-1-7ＭＵＷＣ系 電動弁

計測用（
Ｂ）
系電源

電源構成図（交流電源）

計測用（
Ｂ）
系電源

ＳＬＣポンプ（Ｂ）
潤滑油ポンプ

ＳＬＣ（
Ｂ）
系 電動弁

ＳＬＣポンプ（
Ｂ）

ＨＰＣＦ（
Ｂ）
系 電動弁

7 号炉

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

ＭＵＷＣポンプ（Ｃ）

ＭＵＷＣポンプ（Ｂ）

ＭＵＷＣ系 電動弁

ＲＨＲ（
Ｂ）
系 電動弁

ＲＨＲ（
Ａ）
系 電動弁

ＭＵＷＣ系 電動弁

計測用（
Ａ）
系電源

ＳＬＣポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプ

ＳＬＣ（
Ａ）
系 電動弁

ＳＬＣポンプ（Ａ）

ＣＲＤポンプ（Ａ）
潤滑油ポンプＭＵＷＣポンプ（
Ａ）

ＲＨＲ（
Ａ）
系 電動弁

第4図

MCC
7D-1-1AM用
MCC
MCC 7B 7C-1-4

MCC
MCC
7C-1-6 7D-1-7

AM用蓄電池充
電器

MCC
7C-1-7蓄電池7A-2

充電器

MCC
7D-1-7蓄電池7A

MCC
7E-1-3

蓄電池7B

充
電
器

充
電
器

【凡例】

蓄電池7C

：蓄電池

充
電
器

：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
直流125V
主母線盤7B

直流125V
主母線盤7A

ＨＰＡＣ弁

直流125V
原子炉建屋
MCC 7A

直流125V
分電盤7B-1-2A

バイタル分電盤

バイタル分電盤

バイタル分電盤

7 号炉

電源構成図（直流電源）

Ｃ系計装電源

第5図

Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源1.8-99直流125V
分電盤7A-1-1

直流125V
分電盤7B-1-1

Ｃ系バイタル電源装置

125Ｖ同時投入防止用切替盤

直流125V
分電盤7B-2-2

Ｂ系バイタル電源装置

直流125V
HPAC MCC

Ａ系バイタル電源装置

直流125V
分電盤7A-2-2

直流125V
主母線盤7C

添付資料 1.8.3－1
重大事故対策の成立性
1.格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水(1)復水貯蔵槽水源確保
a.操作概要復水貯蔵槽を水源として復水移送ポンプにより原子炉格納容器下部へ注水する際に，ポンプの吸込ラインを通常のラインから復水貯蔵槽下部からのラインに切り替えることにより水源を確保する。
b.作業場所
廃棄物処理建屋

地下 3 階（管理区域）

c.必要要員数及び時間
復水貯蔵槽水源確保に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数: 2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :15 分（実績時間:14 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。操作は汚染の可能性を考慮し防護具（全面マスク，個人
線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.8-100

反射テープ

復水移送ポンプ吸込ライン切替え

1.8-101

添付資料 1.8.3－2
2.格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水（淡水/海水）(1)遠隔手動弁操作設備を使用する場合の系統構成
a.操作概要
格納容器下部注水系（可搬型）により原子炉格納容器下部へ注水する
際の系統構成として MUWC 接続口内側隔離弁(A)を全開するため，非管理区域にて遠隔手動弁操作設備を使用して弁操作を実施する。
b.作業場所
原子炉建屋

地上 2 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
遠隔手動弁操作設備を使用した弁操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :20 分（実績時間:15 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
放射性物質が放出される可能性があることから，操作は防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバッ
クアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :一般工具を使用した簡易な操作であり，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

1.8-102(2)可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備及び送水
a.操作概要緊急時対策本部は，格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水が必要な状況において，接続口（ホース接続箇所）及び水源を選定し，送水ルートを決定する。
現場では，指示された送水ルートを確保した上で，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）により送水する。
b.作業場所
屋外（原子炉建屋周辺，防火水槽周辺，淡水貯水池周辺）
c.必要要員数及び時間
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水のうち，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水操作に必要な要員数,
時間は以下のとおり。
必要要員数:「防火水槽を水源とした場合」
3 名（緊急時対策要員 3 名）
「淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」
4 名（緊急時対策要員 4 名）
「淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）」
6 名（緊急時対策要員 6 名）
想定時間 :「防火水槽を水源とした場合」
3 名の場合 125 分（実績時間なし）「淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」
140 分（実績時間なし）「淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）」
330 分（実績時間なし）
d.操作の成立性について
作業環境:車両の作業用照明・ヘッドライト，懐中電灯及び LED 多機能
ライトにより，夜間における作業性を確保している。
放射性物質の放出に備え，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:車両のヘッドライトのほか，ヘッドライト，懐中電灯及びLED 多機能ライトを携行しており，夜間においても接近可能である。
また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した
場合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性 :可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能である。また，作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十1.8-103

分な作業スペースを確保している。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備，無線連絡設備）のうち，使用可能な設備により，緊急時対策本部及び中央制御室に連絡する。

［防火水槽を水源とした場合］防火水槽への吸管投入ホースを建屋接続口まで敷設

1.8-104［淡水貯水池を水源とした場合］
ホースと可搬型代替注水ポンプ
吸管との接続添付資料 1.8.3－3
3．格納容器下部注水系（常設若しくは可搬型）又は消火系による原子炉格納容器下部への注水（受電操作）
a.操作概要
格納容器下部注水系（常設若しくは可搬型）又は消火系による原子炉格
納容器下部への注水の系統構成のために電源を確保する。
b.作業場所
原子炉建屋 地下 1 階（非管理区域）
コントロール建屋 地下 1 階（非管理区域）
c.必要要員数及び時間
格納容器下部注水系（常設若しくは可搬型）又は消火系による原子炉
格納容器下部への注水のうち，現場での受電操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :20 分（実績時間:18 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作ではあるが，放射性物質の放出に備
え，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており接近可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.8-105

受電操作

受電確認

1.8-106

添付資料 1.8.3－4
4．格納容器下部注水と低圧代替注水の組み合わせについて
復水移送ポンプ，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）にて原子炉格納容器下部への注水が実施できるが，同時に原子炉圧力容器への低圧代替注水も実施可能である。
以下に，これらの代替設備を使用した原子炉格納容器下部への注水と原子炉
圧力容器への注水の同時操作について記す。
事故後，電源が復旧可能であれば復水移送ポンプによる原子炉格納容器下部への注水と原子炉圧力容器への注水を実施する。
残留熱除去系(A)注入配管から原子炉圧力容器への注水を継続しながら，復水補給水系の注水配管から原子炉格納容器下部への注水を並行して実施することができる。
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による原子炉圧力容器への注水準備が完了
後，原子炉圧力容器への注水を復水移送ポンプから可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）へ切り替え，原子炉格納容器下部への注水は復水移送ポンプにて継続して実施する。これにより，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による原子炉圧
力容器への注水（緑ライン）と復水移送ポンプによる原子炉格納容器下部への注水（青ライン）を組み合わせて同時並行的に実施することが可能である。

第 1 図 復水移送ポンプによる原子炉格納容器下部への注水及び可搬型
代替注水ポンプ（A－2 級）による原子炉圧力容器への注水

1.8-107添付資料 1.8.4－1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧
手順
判断基準記載内容
1.8.2.2 溶融炉心の原 (1)原子炉圧力容器への d.高圧代替注水系による 原子炉圧力指示値が規定値以上
子炉格納容器下部への落 注水
原子炉圧力容器への注水
下遅延・防止のための対
応手順

原子炉圧力指示値が解釈
以上

1.8-108添付資料 1.8.4－2
操作手順の解釈一覧
手順
1.8.2.1 原子炉格納容 (1)格納容器下部注水器下部に落下した溶融炉
心の冷却のための対応手
順
1.8.2.2 溶融炉心の原 (1)原子炉圧力容器への子炉格納容器下部への落 注水
下遅延・防止のための対
応手順

操作手順記載内容
a.格納容器下部注水系 復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上(常設)による原子炉格納容器下部への注水

解釈
復水移送ポンプ吐出圧力指示値が以上

a.低圧代替注水系(常設) 復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上
復水移送ポンプ吐出圧力指示値が以上による原子炉圧力容器へ 原子炉圧力容器内の圧力が復水移送ポンプの吐出圧力 原子炉圧力容器内の圧力が
以下
の注水
以下
復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値が300m³/h程度まで上昇
復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値が程度まで上昇b.低圧代替注水系(可搬 原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプの吐出圧力 原子炉圧力指示値が以下型)による原子炉圧力容 以下器への注水(淡水/海水)

1.8-109c.消火系による原子炉圧 原子炉圧力容器内の圧力がディーゼル駆動消火ポンプ 原子炉圧力容器内の圧力が以下
力容器への注水の吐出圧力以下
復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)指示値が程度まで上昇復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値の上昇 復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)指示値が程度まで上昇添付資料 1.8.4－3
各号炉の弁番号及び弁名称一覧
統一名称

7号炉

6号炉
弁番号

弁名称

タービン建屋負荷遮断弁

P13-MO-F150

T/B負荷遮断弁下部ドライウェル注水ライン隔離弁

P13-MO-F031

ペデスタル注水用復水隔離弁

下部ドライウェル注水流量調節弁

P13-MO-F028

ペデスタル注水用復水流量調節弁

復水補給水系常/非常用連絡1次，2次止め弁

P13-F011
P13-F012

1.8-110MUWC接続口内側隔離弁(B)P13-F131MUWC接続口内側隔離弁(A)P13-F135MUWC接続口外側隔離弁1(B)，2(B)P13-F130
P13-F138

MUWC接続口外側隔離弁1(A)，2(A)P13-F134
P13-F139

復水補給水系消火系第1，第2連絡弁

P13-MO-F066
P13-MO-F067

復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第一止め弁
復水貯蔵槽常用,非常用給水管連絡ライン
第二止め弁
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第二止め弁
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第二止め弁
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第一止め弁(1)
RHR(A)経由R/B東側外壁外部注水接続端第一止め弁(2)
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第一止め弁(1)
RHR(B)経由R/B南側外壁外部注水接続端第一止め弁(2)
FP系第1連絡弁
FP系第2連絡弁

残留熱除去系注入弁(B)E11-MO-F005B

RHR注入弁(B)

残留熱除去系注入弁(A)E11-MO-F005A

RHR注入弁(A)

残留熱除去系洗浄水弁(B)E11-MO-F032B

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(B)

残留熱除去系洗浄水弁(A)E11-MO-F032A

RHR系LPFL注入ライン洗浄弁(A)ほう酸水注入系ポンプ吸込弁

C41-MO-F001A/B

SLCポンプ吸込弁(A)/(B)

ほう酸水注入系注入弁

C41-MO-F006A/B

ほう酸水注入弁(A)/(B)

操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下2階配管スペース（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）

弁番号

弁名称

P13-MO-F029

MUWC T/B負荷遮断弁

P13-MO-F095

MUWC下部ドライウエル注水ライン隔離弁

P13-MO-F094

MUWC下部ドライウエル注水流量調節弁

P13-F019
P13-F020

MUWC常/非常用連絡管1次止め弁
MUWC常/非常用連絡管2次止め弁

原子炉建屋1階FCS室（管理区域）
P13-F137
遠隔手動弁操作設備:屋外
原子炉建屋2階南側通路（管理区域）
P13-F133
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

MUWC 建屋内南側外部送水ライン止め弁1
MUWC 建屋内北側外部送水ライン止め弁１

操作場所
中央制御室
廃棄物処理建屋地下3階南側配管スペース（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）
廃棄物処理建屋地下3階MUWCポンプ室（管理区域）
原子炉建屋1階南側通路（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:屋外
原子炉建屋2階北側通路（管理区域）
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階北側通路（非管理区域）

屋外

P13-F136
P13-F141

MUWC 建屋外南側外部送水ライン止め弁１
屋外
MUWC 建屋外南側外部送水ライン止め弁２

屋外

P13-F132
P13-F140MUWC 建屋外北側外部送水ライン止め弁１
屋外
MUWC 建屋外北側外部送水ライン止め弁２

P13-MO-F090
P13-MO-F091

MUWC FP系第一連絡弁
MUWC FP系第二連絡弁

E11-MO-F005B

RHR注入隔離弁(B)E11-MO-F005A

RHR注入弁(A)E11-MO-F032B

RHR注入ライン洗浄水止め弁(B)E11-MO-F032A

RHR注入ライン洗浄水止め弁(A)C41-MO-F001A/B

SLCポンプ吸込弁(A)/(B)C41-MO-F006A/B

SLCほう酸水注入弁(A)/(B)

中央制御室
原子炉建屋地下2階西側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）

中央制御室
原子炉建屋地下1階東側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階RHR(B)弁室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階MSトンネル室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順
等

＜

1.9.1

目

次

＞

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a.

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) 原 子 炉 格 納 容 器 内 不 活 性 化 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 水 素 爆
発防止(b) 炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 の 原 子 炉 格 納 容 器 水 素
爆発防止(c) 水 素 濃 度 及 び 酸 素 濃 度 の 監 視(d) 代 替 電 源 に よ る 必 要 な 設 備 へ の 給 電(e) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
b.

手順等

1.9.2

重大事故等時の手順

1.9.2.1

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1) 原 子 炉 格 納 容 器 内 不 活 性 化 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 水 素 爆 発 防止a.

発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化

b.

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒1.9-1

素ガス供給(2) 炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 の 原 子 炉 格 納 容 器 水 素 爆 発
防止a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガ
ス及び酸素ガスの排出b.

耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 (W/W)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 ガ ス
及び酸素ガスの排出c.

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御(3) 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 及 び 酸 素 濃 度 の 監 視a.

格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃度監視b.

格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度
及び酸素濃度の監視

1.9.2.2

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の電源を代替電源設備から給電する手順

1.9.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

1.9.2.4

重大事故等時の対応手段の選択

1.9-2

添 付 資 料 1.9.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.9.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添 付 資 料 1.9.3

重大事故対策の成立性
1. 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格 納 容
器内の水素ガス及び酸素ガスの排出2. 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の水素ガス及び酸素ガスの排出3.可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 の 電 源 確 保
4.格 納 容 器 内 雰 囲 気 計 装 の 電 源 確 保
5.耐 圧 強 化 ラ イ ン の 窒 素 ガ ス パ ー ジ

添 付 資 料 1.9.4

解釈一覧
1.操 作 手 順 の 解 釈 一 覧
2.各 号 炉 の 弁 番 号 及 び 弁 名 称 一 覧

1.9-3

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順
等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には、水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されている
こと。

【解釈】
１ 「水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（ １ ） BWRａ )原 子 炉 格 納 容 器 内 の 不 活 性 化 に よ り 、 原 子 炉 格 納 容 器 内 に お ける水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（ ２ ） PWR の う ち 必 要 な 原 子 炉ａ )水 素 濃 度 制 御 設 備 に よ り 、 原 子 炉 格 納 容 器 内 に お け る 水 素 爆 発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（ ３ ） BWR 及 び PWR 共 通ａ )原 子 炉 格 納 容 器 内 に お け る 水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 の 破損を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な
1.9-4

場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。
ｂ）炉心の著しい損傷後、水－ジルコニウム反応及び水の放射線分解による水素及び酸素の水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反
応及び水の放射線分解による水素ガス及び酸素ガスが，原子炉格納容器内に放出された場合においても水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため，水素濃度制御を行う対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.9-5

1.9.1

対応手段と設備の選定(1) 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－
水反応により短期的に発生する水素ガス及び水の放射線分解により発生する水素ガス及び酸素ガスの水素爆発による原子炉格
納容器の破損を防止するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

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

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

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則
第五十二条及び技術基準規則第六十七条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

(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。
1.9-6

なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と 整 備 す る 手 順 に つ い て の 関 係 を 第 1.9.1 表 に 整 理 す る 。

a.

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a) 原 子 炉 格 納 容 器 内 不 活 性 化 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 水 素 爆
発防止
原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉運転中の原子炉格
納容器内は，不活性ガス（窒素ガス）置換により原子炉格
納容器内雰囲気を不活性化した状態になっている。
原子炉格納容器内の不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止で使用する設備は以下のとおり。
・不活性ガス系

また，中長期的に原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減させるため，可搬型格納容器窒素供給設備により原子炉格納容器へ窒素ガスを供給する手段がある。
こ の 対 応 手 段 及 び 設 備 は ， 「 1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」における「原子炉格納容器
負圧破損の防止」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器水素爆発防止で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型格納容器窒素供給設備
1.9-7

(b) 炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 の 原 子 炉 格 納 容 器 水 素
爆発防止
ⅰ. 格納容器圧力逃がし装置等による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニ
ウム－水反応及び水の放射線分解により原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系により原子炉格納容器外に排出することにより，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手段がある。
こ れ ら の 対 応 手 段 及 び 設 備 は ， 「 1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」における「耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」及び「 1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」における「格納容器圧力逃がし装置による原子炉格
納容器内の減圧及び除熱」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水
素ガス及び酸素ガスの排出で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器圧力逃がし装置
・フィルタ装置出口放射線モニタ
・フィルタ装置水素濃度

耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水
1.9-8素ガス及び酸素ガスの排出で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッション・チェンバ・ 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W）
・可搬型窒素供給装置
・ホース・接続口・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・フィルタ装置水素濃度

ⅱ. 可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニ
ウム－水反応及び水の放射線分解により原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを可燃性ガス濃度制
御系により低減し，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手段がある。
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御で使用する設備は以下のとおり。
・可燃性ガス濃度制御系再結合器ブロワ
・可燃性ガス濃度制御系再結合装置
・可燃性ガス濃度制御系配管・弁・残留熱除去系(c) 水 素 濃 度 及 び 酸 素 濃 度 の 監 視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウ
1.9-9ム－水反応及び水の放射線分解により原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスの濃度を測定し，監視する手段がある。
ⅰ . 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水
素濃度監視
原子炉格納容器内において変動する可能性のある範囲
にわたり水素濃度を測定する設備は以下のとおり。
・ 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)ⅱ. 格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
原子炉格納容器内の水素燃焼の可能性を把握するのに十分な計測範囲で水素濃度及び酸素濃度を測定する設備
は以下のとおり。
・格納容器内水素濃度
・格納容器内酸素濃度(d) 代 替 電 源 に よ る 必 要 な 設 備 へ の 給 電
上 記 「 (b)炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 の 原 子 炉 格 納
容 器 水 素 爆 発 防 止 」 や 「 (c)水 素 濃 度 及 び 酸 素 濃 度 の 監 視 」
で使用する設備について，全交流動力電源又は直流電源喪
失時に，代替電源設備から給電する手段がある。
代替電源設備による必要な設備への給電で使用する設備
は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
1.9-10

・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・常設代替直流電源設備
・可搬型直流電源設備
・代替所内電気設備(e) 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 自 主 対 策 設 備
格納容器圧力逃がし装置等による原子炉格納容器内の水
素ガス及び酸素ガスの排出で使用する設備のうち，格納容器圧力逃がし装置，サプレッション・チェンバ，耐圧強化
ベ ン ト 系 （ W/W） ， フ ィ ル タ 装 置 出 口 放 射 線 モ ニ タ ， フ ィ ル
タ装置水素濃度，可搬型窒素供給装置，ホース・接続口及び耐圧強化ベント系放射線モニタは重大事故等対処設備として位置付ける。
水素濃度及び酸素濃度の監視で使用する設備のうち，格納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA) ， 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 及 び 格 納 容 器
内酸素濃度は重大事故等対処設備として位置付ける。
代替電源による必要な設備への給電で使用する設備のう
ち，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備及び代替所内電
気設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.9.1）
以上の重大事故等対処設備により，水素爆発による原子1.9-11

炉格納容器の破損を防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に
有 効 な 設 備 で あ る た め ,自 主 対 策 設 備 と し て 位 置 付 け る 。 あ
わせて，その理由を示す。
・可燃性ガス濃度制御系
炉心損傷による大量の水素ガスが発生するような状
況下では，可燃性ガス濃度制御系の処理能力を超える
水素ガスが発生することから，可燃性ガス濃度制御系
による水素ガスの処理には期待できず，また原子炉格
納容器圧力の上昇に伴い可燃性ガス濃度制御系の使用に制限がかかるが，格納容器ベント又は格納容器スプレイにより原子炉格納容器内の圧力を可燃性ガス濃度制御系運転可能圧力まで低下し，かつ電源復旧等により設計基準事故対処設備である可燃性ガス濃度制御系を運転することが可能であれば，中長期的な格納容器
内水素対策として有効である。
・可搬型格納容器窒素供給設備
発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内を窒素ガスで置換しているため，炉心損傷に伴い水素ガスが発生した場合においても，事故発生直後に酸素濃度が可燃限界に至ることはない。
有効性評価における原子炉格納容器内の可燃性ガス
濃度評価により，事故発生後 7 日間は原子炉格納容器への窒素ガス供給は不要であるが，その後の安定状態において，本設備を用いて原子炉格納容器へ窒素ガスを
1.9-12

供給することで原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減できることから，水素爆発による原子炉格納容器の破損防止対策として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設
備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

なお，原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器
水素爆発防止として使用する設備である不活性ガス系は，発電用原子炉運転中に原子炉格納容器内を常時不活性化する手段として使用する設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

b.

手順等
上 記 「 a. 水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 を 防 止 す る

ための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として
事 故 時 運 転 操 作 手 順 書 （ シ ビ ア ア ク シ デ ン ト ） （ 以 下 「 SOP」と い う 。 ） ， AM 設 備 別 操 作 手 順 書 及 び 多 様 な ハ ザ ー ド 対 応 手
順 に 定 め る （ 第 1.9.1 表 ） 。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必
1.9-13

要 と な る 設 備 に つ い て も 整 理 す る （ 第 1.9.2 表 ， 第 1.9.3
表）。
（ 添 付 資 料 1.9.2）

1.9-14

1.9.2

重大事故等時の手順

1.9.2.1

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1) 原 子 炉 格 納 容 器 内 不 活 性 化 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 水 素 爆 発 防止a.

発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解で発生する水素ガスにより，原
子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉起動時に原子炉格納容器内を不活性ガス（窒素ガス）により置換し，発電用原子炉運転
中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態を維持する。
これらの操作は，重大事故等時に対応するものではなく通常の運転操作により対応する。

b.

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給
中長期的に原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減させるため，可搬型格納容器窒素供給設備により原子炉格納容器
へ窒素ガスを供給する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の 除 熱 を 開 始 し た 場 合 ※ 2。
1.9-15

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)で 原 子 炉 格 納
容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ
ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内
雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)が 使 用 で き な い 場 合 に 原子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:代 替 循 環 冷 却 系 又 は 残 留 熱 除 去 系 に よ る 原 子 炉 格 納
容器内の除熱を開始した場合。

(b) 操 作 手 順
可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒 素 ガ ス 供 給 の 手 順 は 以 下 の と お り 。 概 要 図 を 第 1.9.2 図に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.9.3 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に原子炉格納容器への窒素ガス供給の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長の依頼に基づき，緊急時対策本部に原子炉格納容器への窒素ガス供給のための可搬型格
納容器窒素供給設備の準備を依頼する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員に可搬型格納容器
窒素供給設備の準備を指示する。
④現場運転員 C 及び D は，可搬型格納容器窒素供給設備を接続するための準備作業を実施する。
⑤緊急時対策要員は，原子炉建屋近傍に可搬型格納容器
窒素供給設備を移動させる。
⑥緊急時対策要員は，可燃性ガス濃度制御系配管に可搬
1.9-16

型格納容器窒素供給設備を接続する。
⑦緊急時対策要員は，可搬型大容量窒素供給装置を起動する。
⑧ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 窒 素 ガ ス 供 給 ユ ニ ッ ト D/W 側 止 め
弁 又 は 窒 素 ガ ス 供 給 ユ ニ ッ ト S/C 側 止 め 弁 を 全 開 し ，
原子炉格納容器への窒素ガス供給の準備が完了したことを緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直副長は，格納容器ベントによる水素ガス及び酸素ガスの排出を実施した場合，又はサプレッション・チ
ェ ン バ ・ プ ー ル 水 温 度 指 示 値 が 104℃ 以 下 に な る 前 に ，中央制御室運転員に原子炉格納容器への窒素ガス供給を開始するよう指示する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系
入口第一，第二隔離弁又は可燃性ガス濃度制御系出口
第一，第二隔離弁を全開し，窒素ガスを原子炉格納容器に供給する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 16 名 に て 作 業 を 実 施 し た 場 合 ， 作 業 開 始 を 判 断 し て か ら
可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給開始まで約 8 時間で可能である。
なお，本操作は，格納容器ベント後に時間が経過した後
1.9-17

の操作であることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しているため，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。

(2) 炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 の 原 子 炉 格 納 容 器 水 素 爆 発
防止a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガ
ス及び酸素ガスの排出
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された場合，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベント操作により原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを排出することで原子炉格納容器の水素爆発による破損を防止する。
なお，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるため，運転員は待避室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。
格 納 容 器 ベ ン ト 停 止 後 ,再 度 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 及
び 酸 素 濃 度 が 上 昇 す る 場 合 は ,格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 を 使 用した格納容器ベント操作を実施する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，炉心の著しい損傷
1.9-18

の緩和及び原子炉格納容器の破損防止のために必要な操作が 完 了 し た 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)で 原 子 炉 格 納
容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ
ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内
雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)が 使 用 で き な い 場 合 に 原子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:炉 心 の 著 し い 損 傷 を 防 止 す る た め に 原 子 炉 圧 力 容 器への注水を実施する必要がある場合，又は原子炉格
納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施する必要がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始する。ただし，発電用原子炉の冷却ができない場合，
又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。

(b) 操 作 手 順
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出手順の概要は以下のとおり。手順の 対 応 フ ロ ー を 第 1.9.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.9.4 図 に ， タ
イ ム チ ャ ー ト を 第 1.9.5 図 に 示 す 。
なお，格納容器圧力逃がし装置補機類の操作手順は「 1.7.2.1（ 1） a. 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 原 子 炉 格
納容器内の減圧及び除熱」にて整備する。また，原子炉格
1.9-19

納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の操作手順は「 1.5.2.1（ 1） a.(b) 原 子 炉 格 納 容 器 ベ ン ト 弁 駆 動 源 確 保（予備ボンベ）」にて整備する。

ウ ェ ッ ト ウ ェ ル ベ ン ト （ 以 下 「 W/W ベ ン ト 」 と い う 。 ）の 場 合 (ド ラ イ ウ ェ ル ベ ン ト （ 以 下 「 D/W ベ ン ト 」 と いう。）の場合，手順⑫以外は同様)①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格
納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール
水 位 外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る
ことを確認し，格納容器圧力逃がし装置によるウェット ウ ェ ル （ 以 下 「 W/W」 と い う 。 ） 側 か ら の 格 納 容 器 ベン ト の 準 備 を 開 始 す る よ う 運 転 員 に 指 示 す る (原 子 炉 格
納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール
水位外部水源注水制限を越えている場合はドライウェ
ル （ 以 下 「 D/W」 と い う 。 ） 側 か ら の 格 納 容 器 ベ ン ト の
準 備 を 開 始 す る よ う 指 示 す る )。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備開始を報告する。
③現場運転員 C 及び D は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動弁の電源が確保
1.9-20

されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル
タ装置水位指示値が通常水位範囲内であること及びフィルタ装置ドレン移送ポンプの水張りが完了していることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の確認 と し て ， 不 活 性 ガ ス 系 （ 以 下 「 AC 系 」 と い う 。 ） 隔
離信号が発生している場合は，格納容器補助盤にて，
AC 系 隔 離 信 号 の 除 外 操 作 を 実 施 す る 。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント前の系統構成として，非常用ガス処理系が運転中であれば非常用ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ
装置出口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔
離弁の全閉操作，並びに耐圧強化ベント弁，非常用ガ
ス処理系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁，非常用
ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系第二隔離弁の全閉，及びフィルタ装置入口弁の全開確認後，二次隔離
弁 を 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 50%開 ） と し ， 格 納 容 器 圧 力 逃がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。二次隔離弁の開操作ができない場合は，二次 隔 離 弁 バ イ パ ス 弁 を 調 整 開 （ 流 路 面 積 約 50%開 ） とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑧現場運転員 C 及び D は，格納容器ベント前の系統構成
1.9-21

として，フィルタベント大気放出ラインドレン弁を全閉とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，格納容器圧
力逃がし装置による格納容器ベント準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑩当直副長は，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を適宜確認し，当直長に報告する。また，当直長は原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑪ 当 直 副 長 は ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 酸 素 濃 度 が 4.0vol%に到達したことを確認し，運転員に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント開始を指示する。
⑫ ａ W/W ベ ン ト の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁を全開とする
ことで駆動空気を確保し，一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側）の全開操作により，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備による操作にて一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）を全開する手段がある。更に一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用空気排気側
止め弁を全閉，一次隔離弁（サプレッション・チェン
バ側）操作用空気供給弁及び一次隔離弁（サプレッシ
1.9-22ョン・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を全開する手段がある。
⑫ ｂ D/W ベ ン ト の 場 合
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁を全開とすることで駆動空気を確保し，一次隔離弁（ドライウェル側）の全開操作により，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始する。 また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備による操作にて一次隔離弁（ドライウェル側）を全開する手段がある。更に一次隔離弁（ドライウェル側）逆操作用空気排気側
止め弁を全閉，一次隔離弁（ドライウェル側）操作用
空気供給弁及び一次隔離弁（ドライウェル側）操作用
空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポート
へ駆動空気を供給し，一次隔離弁（ドライウェル側）を全開する手段がある。
⑬中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを，格納容
器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値の低下，フィルタ装置出口放射線モニタ指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
1.9-23

⑭ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， FCVS 制 御 盤 に て フ ィ ル
タ装置水位指示値を確認し，水位調整が必要な場合は当直副長に報告する。また，当直長は，フィルタ装置の水位調整を実施するよう緊急時対策本部に依頼する。
⑮中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値の低下傾向が確認できない状態となった場合，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）の全閉，その後に二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。再度原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素 濃 度 が 上 昇 す る 場 合 は ,格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 を 使用し格納容器ベントを実施する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
開 始 ま で 約 40 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
(添 付 資 料 1.9.3-1)

1.9-24b.

耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 ガ
ス及び酸素ガスの排出
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認され，格納容器圧力逃がし装置の機能が喪失した場
合に，耐圧強化ベント系を使用した格納容器ベント操作により原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを排出すること
で原子炉格納容器の水素爆発による破損を防止する。
なお，耐圧強化ベント系を使用する場合は，プルームの影
響による被ばくを低減させるため，運転員は待避室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。
格 納 容 器 ベ ン ト 停 止 後 ,再 度 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 及び酸素濃度が上昇する場合は, 耐圧強化ベント系を使用した
格納容器ベント操作を実施する。

(a) 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 ガ ス 及び酸素ガスの排出
ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，炉心の著しい損
傷の緩和及び原子炉格納容器の破損防止のために必要な操作が完了した場合※2 で格納容器圧力逃がし装置が使用で き ず ※ 3， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 が 使 用 可 能 な 場 合 。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)で 原 子 炉 格
1.9-25

納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当の ガ ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納
容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)が 使 用 で き な い
場 合 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た
場合。
※ 2:炉 心 の 著 し い 損 傷 を 防 止 す る た め に 原 子 炉 圧 力 容器への注水を実施する必要がある場合，又は原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内へスプレイを実施する必要がある場合は，これらの操作を完了した後に格納容器ベントの準備を開始する。ただし，発電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始する。
※ 3:「 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 が 使 用 で き な い 」 とは，設備に故障が発生した場合。

ⅱ. 操作手順
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス
及び酸素ガスの排出手順の概要は以下のとおり。手順の対 応 フ ロ ー を 第 1.9.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.9.6 図 に ， タ
イ ム チ ャ ー ト を 第 1.9.7 図 に 示 す 。
なお，原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボン
ベ ） の 操 作 手 順 は 「 1.5.2.1（ 1） b.(b) 原 子 炉 格 納 容 器
ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）」にて整備する。
1.9-26

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，原子炉格
納容器内の水位がサプレッション・チェンバ・プール
水 位 外 部 水 源 注 水 制 限 （ ベ ン ト ラ イ ン -1m） 以 下 で あ る
こ と を 確 認 し ， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 に よ る W/W 側 か ら の格納容器ベントの準備を開始するよう運転員に指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベントの準備開始を緊急時対策本部に報告するとともに，緊急時対策要員による耐圧強化ラインの窒素ガスパージ中であることの確認を行う。
③現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントに必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントに必要な電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状
態表示にて確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント前の系統構成として，非常用ガス処
理系が運転中であれば非常用ガス処理系を停止し，非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁及び非常用ガス処理系出口 U シール隔離弁の全閉操作，並びに非常用ガス処理系第一隔離弁，換気空調系第一隔離弁，非1.9-27

常用ガス処理系第二隔離弁及び換気空調系第二隔離弁の全閉確認を実施する。
⑥現場運転員 C 及び D は，フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁を全開とすることで，フィルタ装置入口弁の駆動源を確保し，当直副長に報告する。
⑦現場運転員 C 及び D は，耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁を全開とすることで，耐圧強化ベント弁の駆動源を確保し，当直副長に報告する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント前の系統構成として，フィルタ装置
入口弁の全閉操作を実施する。現場運転員 C 及び D
は，遠隔手動操作設備によりフィルタ装置入口弁の全閉操作を実施する。また，中央制御室及び遠隔手動弁操作設備からの操作以外の手段として，フィルタ装置
入口弁逆操作用空気排気側止め弁を全閉，フィルタ装
置入口弁操作用空気ボンベ出口弁及びフィルタ装置入口弁操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁
排気ポートへ駆動空気を供給し，フィルタ装置入口弁を全閉する手段がある。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント前の系統構成として，耐圧強化ベン
ト弁を全開とする。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備による操作にて耐圧強化ベント弁を全開する手段がある。更に耐圧強化
ベント弁逆操作用空気排気側止め弁を全閉，耐圧強化
1.9-28

ベント弁操作用空気ボンベ出口弁及び耐圧強化ベント
弁操作用空気排気側止め弁を全開することで電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，耐圧強化ベント弁を全開する手段がある。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，二次隔離弁を調整開（ 弁 開 度 約 20％ 開 ） と す る 。 開 度 指 示 は 現 場 運 転 員 C
及び D にて確認する。二次隔離弁の開操作ができない
場合は，二次隔離弁バイパス弁を調整開（弁開度約20％ 開 ） と す る 。
⑪中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了を当直副長に報告する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベント準備完了を緊急時対策本部に報告する。
⑬当直副長は，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を適宜確認し，当直長に報告する。また，当直長は原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度に関する情報を，緊急時対策本部に報告する。
⑭当直長は，当直副長からの依頼に基づき，耐圧強化ベント系による格納容器ベントの開始を緊急時対策本部に報告する。
⑮ 当 直 副 長 は ， 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 酸 素 濃 度 が 4.0vol%に到達したこと，及び原子炉格納容器内の圧力が規定圧力以下であることを確認し，運転員に耐圧強化ベント
系による格納容器ベント開始を指示する。
1.9-29

⑯中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁を全開とする
ことで駆動空気を確保し，一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側）の全開操作により，耐圧強化ベント
系による格納容器ベントを開始する。また，中央制御室からの操作以外の手段として，遠隔手動弁操作設備
による操作にて一次隔離弁（サプレッション・チェン
バ側）を全開する手段がある。更に一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用空気排気側止め弁を全閉，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）
操作用空気供給弁及び一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）操作用空気排気側止め弁を全開すること
で電磁弁排気ポートへ駆動空気を供給し，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）を全開する手段がある。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを，格納容器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値の低下，耐圧強化ベント系放射線モニタ指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。また，当直長は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントが開始されたことを
緊急時対策本部に報告する。
⑱中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値の低下傾向が確認できない状態となった場合，一次隔離弁（サプレッシ
1.9-30ョン・チェンバ側）の全閉，その後に二次隔離弁又は二次隔離弁バイパス弁の全閉操作を実施する。再度原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が上昇する場
合 は ,耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 を 使 用 し 格 納 容 器 ベ ン ト を 実 施する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから耐圧強化ベント系に よ る 水 素 ガ ス 及 び 酸 素 ガ ス 排 出 開 始 ま で 約 55 分 で 可 能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
（ 添 付 資 料 1.9.3-2）(b) 耐 圧 強 化 ラ イ ン の 窒 素 ガ ス パ ー ジ
炉心の著しい損傷が発生し，耐圧強化ベント系により原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出を実施する
際，耐圧強化ベントライン主排気筒側の大気開放されたラインに対してあらかじめ窒素ガスパージを実施することにより，系統内の酸素濃度を可燃限界以下に保ち，水素爆発を防止する。

1.9-31

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷後，代替循環冷却系を長期使用し原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇を確認した場合。

ⅱ. 操作手順
耐圧強化ラインの窒素ガスパージ手順の概要は以下のと お り 。 概 要 図 を 第 1.9.8 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.9.9 図 に 示 す 。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員に耐圧強化ベント系の窒素ガスパージを指示する。
② 緊 急 時 対 策 要 員 は ， 荒 浜 /大 湊 資 機 材 置 き 場 に て ， 可 搬型窒素供給装置の健全性を確認するとともに，タービ
ン 建 屋 西 側 大 物 搬 入 口 前 (屋 外 )に 可 搬 型 窒 素 供 給 装 置を配備する。
③ 緊 急 時 対 策 要 員 は ， タ ー ビ ン 建 屋 -原 子 炉 建 屋 連 絡 通 路
南 西 側 (原 子 炉 建 屋 内 の 原 子 炉 区 域 外 )に て ， 可 搬 型 窒素供給装置からの送気ホースを接続口へ取付操作を実施 す る 。 ま た ， 非 常 用 ガ ス 処 理 系 モ ニ タ 室 通 路 (原 子 炉
建 屋 内 の 原 子 炉 区 域 外 )に て ， 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 N₂パ ー
ジ用元弁（原子炉建屋内の原子炉区域外）及び耐圧強化 ベ ン ト 系 N₂パ ー ジ 用 元 弁 （ タ ー ビ ン 建 屋 側 ） の 開 操作を実施した後，窒素ガス注入の準備完了を緊急時対策本部に報告する。
1.9-32

④緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの注入開始を指示する。
⑤緊急時対策要員は，可搬型窒素供給装置より窒素ガスの注入を開始し，耐圧強化ベント系への窒素ガスパージの開始を緊急時対策本部に報告する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから耐圧強化ラインの窒素ガスパージ完了まで約 6 時間で可能である。
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。
（ 添 付 資 料 1.9.3-5）c.

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を監視し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された場合，可燃性ガス濃度制御系により原子炉格納容器内の水素濃度の抑制を行う。
なお，可燃性ガス濃度制御系の運転に際しては，原子炉格
納容器内の圧力を可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力(105kPa[gage])以 下 に 維 持 す る 。
1.9-33

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の 水 素 濃 度 が 5vol%以 下 で ， 可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 が 使 用
可 能 な 場 合 ※ 2。

※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)で 原 子 炉 格 納 容
器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ
線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内 雰 囲 気
放 射 線 レ ベ ル (CAMS)が 使 用 で き な い 場 合 に 原 子 炉 圧 力
容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:原 子 炉 格 納 容 器 内 の 圧 力 が 105kPa[gage](可 燃 性 ガ ス
濃 度 制 御 系 運 転 時 の 制 限 圧 力 )以 下 で あ り ， 設 備 に 異 常がなく，電源，残留熱除去系から供給される冷却水（サプレッション・チェンバ・プール水）が確保されている場合。

(b) 操 作 手 順
可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 (A)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素
濃 度 制 御 手 順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。 (可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御系 (B)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 制 御 手 順 も 同 様 )
手 順 の 対 応 フ ロ ー を 第 1.9.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.9.10 図に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.9.11 図 に 示 す 。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に
可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 (A)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水
1.9-34

素濃度制御の準備開始を指示する。
② 現 場 運 転 員 C 及 び D は ， 可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 (A)に よる原子炉格納容器内の水素濃度制御に必要なブロワ，
ヒータ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系(A)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 制 御 に 必 要 な ブ
ロワ，ヒータ，電動弁の電源が確保されたこと，及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策
本部へ第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発
電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，可燃性ガス
濃度制御系が使用可能か確認する。
⑤ 中 央 制 御 室 運 転 員 A 及 び B は ， 残 留 熱 除 去 系 (A)(サ プ
レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ー ル 水 冷 却 モ ー ド )が 運 転 中
で あ り ， 可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 (A)冷 却 器 へ の 冷 却 水 供給が可能であることを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系(A)起 動 準 備 と し て ， 可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 (A)隔 離 信
号の除外操作を実施する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系
室を二次格納施設として負圧管理とするため，可燃性ガ ス 濃 度 制 御 系 室 連 絡 弁 を 「 全 開 」 と し ,当 直 副 長 に 可
燃性ガス濃度制御系の起動準備完了を報告する。
⑧当直副長は，原子炉格納容器内の圧力が可燃性ガス濃1.9-35

度 制 御 系 運 転 時 の 制 限 圧 力 (105kPa[gage])以 下 で あ る
ことを確認し，中央制御室運転員に可燃性ガス濃度制
御系の起動操作を指示する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系(A)の 起 動 操 作 を 実 施 し ， 可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 入 口 ガ
ス流量指示値，ブロワ吸込ガス流量指示値，ブロワ吸込圧力指示値の上昇後，系統が安定に運転していることを確認する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系
ヒータが正常に動作していることを加熱管表面温度指
示値及び再結合器表面温度指示値の上昇により確認
し，予熱運転が開始したことを確認する。
⑪中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系
起動後 3 時間以内に可燃性ガス濃度制御系の予熱運転が完了することを確認し，その後再結合器内ガス温度
指示値が規定値で安定し温度制御されることを確認する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器内水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値から可燃性ガス濃度制御系の吸引流量と再循環流量の調整を実施する。
⑬中央制御室運転員 A 及び B は，可燃性ガス濃度制御系
による水素濃度制御が行われていることを格納容器内
水素濃度指示値及び格納容器内酸素濃度指示値が低下することにより確認し，当直副長に報告する。

1.9-36

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施
し ， 作 業 開 始 判 断 か ら 可 燃 性 ガ ス 濃 度 制 御 系 起 動 ま で 約 30分で可能である。また，可燃性ガス濃度制御系起動後，再結合運転開始までの予熱時間は 3 時間以内で可能である。
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。
(添 付 資 料 1.9.3-3)(3) 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 及 び 酸 素 濃 度 の 監 視a.

格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃度監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解で原子炉格納容器内に発生する
水 素 ガ ス の 濃 度 を 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)に よ り 監 視 す る 。
な お ， 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)は ， 通 常 時 か ら 常 時 監 視 が可能である。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)で 原 子 炉 格 納
容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ
1.9-37

ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内
雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)が 使 用 で き な い 場 合 に 原子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。

(b) 操 作 手 順
格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素
濃度監視手順の概要は以下のとおり。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水
素濃度の監視を指示する。
②中央制御室運転員 A 又は B は，格納容器内水素濃度(SA)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 の 監 視 を 強 化する。また，全交流動力電源又は直流電源が喪失した
場合は，代替電源設備から給電されていることを確認
後 ， 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 (SA)に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内の水素濃度の監視を強化する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の中央制御室対応は運転員１名により確認を実施する。運転員による準備や起動操作はない。

b.

格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度
及び酸素濃度の監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解で原子炉格納容器内に発生する
1.9-38水素ガス及び酸素ガスを格納容器内水素濃度及び格納容器内
酸素濃度により監視する。

(a) 手 順 着 手 の 判 断 基 準
炉心損傷を判断した場合※1 において，格納容器内雰囲気
計 装 が 使 用 可 能 な 場 合 ※ 2。
※ 1:格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)で 原 子 炉 格 納
容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガ
ン マ 線 線 量 率 の 10 倍 を 超 え た 場 合 ， 又 は 格 納 容 器 内
雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (CAMS)が 使 用 で き な い 場 合 に 原子 炉 圧 力 容 器 温 度 で 300℃ 以 上 を 確 認 し た 場 合 。
※ 2:設 備 に 異 常 が な く ， 電 源 及 び 補 機 冷 却 水 が 確 保 さ れている場合。

(b) 操 作 手 順
格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視手順の概要は以下のとおり。手順の対 応 フ ロ ー を 第 1.9.1 図 に ， 概 要 図 を 第 1.9.12 図 に ， タ イ
ム チ ャ ー ト を 第 1.9.13 図 に 示 す 。
なお，格納容器内雰囲気計装は，重大事故等時には代替
交流電源設備からの給電により電源を確保し，原子炉補機
冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保した
後，計測を開始する。
代替交流電源設備からの電源供給手順については，「 1.14.2.1(1) a.第 一 ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 , 第 二 ガ ス タ ー
1.9-39

ビ ン 発 電 機 又 は 電 源 車 に よ る M/C C 系 及 び M/C D 系 受 電 」
手順にて対応する。
代替原子炉補機冷却系による冷却水確保手順について
は ，「 1.5.2.2(1)a.代 替 原 子 炉 補 機 冷 却 水 系 に よ る 補 機 冷 却
水確保」手順にて対応する。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測準備開始を指示する。
②現場運転員 C 及び D は，格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測に必要なサンプリングポンプ，電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測に必要なサンプリングポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに冷却水が確保されていることを状態表示にて確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の測定が開始されたことを確認し，当直副長に報告する。

(c) 操 作 の 成 立 性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施
し，作業開始を判断してから格納容器内雰囲気計装の計測
1.9-40開 始 ま で 約 25 分 で 可 能 で あ る 。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
(添 付 資 料 1.9.3-4)

1.9.2.2

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の電源を代替電源設備から給電する手順

炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合に，水素爆発による原子炉格納容器破損を防止するために使用する設備へ代替電源設備により給電する手順を整備する。
代 替 電 源 設 備 に よ り 給 電 す る 手 順 に つ い て は ， 「 1.14 電 源 の 確
保に関する手順等」にて整備する。

1.9.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

中 央 制 御 室 監 視 計 器 類 へ の 電 源 供 給 手 順 に つ い て は ， 「 1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.9.2.4

重大事故等時の対応手段の選択

重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の 選 択 フ ロ ー チ ャ ー ト を 第 1.9.14 図 に 示 す 。
炉心の著しい損傷が発生した場合は，格納容器内雰囲気計装により原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を，格納容器内水
素 濃 度 (SA)に よ り 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 を 監 視 す る 。
1.9-41

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の上昇が確認された
場合において，原子炉格納容器内の圧力を可燃性ガス濃度制御系
運転時の制限圧力以下に維持可能で，原子炉格納容器内の水素濃度が規定値以下の場合は，可燃性ガス濃度制御系を起動し，原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを再結合させることで，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度が可燃限界へ到達することを防止する。
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度の抑制ができず，原子炉格納容器内の酸素濃度が規定値に到達した場
合は，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内に滞留している水素ガス及び酸素ガスを排出することで，水素爆発の発生を防止する。格納容器圧力逃がし装置が機能喪失した場合は耐圧強化ベント系により原子炉格納容器内に滞留している水素ガス及び酸素ガスを排出することで，水素爆発の発生を防止する。
なお，格納容器圧力逃がし装置を用いて，原子炉格納容器内に滞留している水素ガス及び酸素ガスを排出する際には，スクラビ
ン グ に よ る 放 射 性 物 質 の 排 出 抑 制 を 期 待 で き る W/W を 経 由 す る 経
路 を 第 一 優 先 と す る 。 W/W ベ ン ト ラ イ ン が 水 没 等 の 理 由 で 使 用 でき な い 場 合 は ， D/W を 経 由 し て フ ィ ル タ 装 置 を 通 る 経 路 を 第 二 優
先とする。

発電用原子炉起動時には，原子炉格納容器内の空気を窒素ガスにより置換し，発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態を維持することで，原子炉格納容器内の気体の組成が可燃限界に至ることを防ぎ，原子炉格納容器内における水
1.9-42

素爆発の発生を防止している。

1.9-43

第 1.9.1 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/2）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

対処設備

不活性ガス系※1－－

可搬型格納容器窒素供給設備

格納容器圧力逃がし装置

多様なハザード対応手順※2，※3

よる PCV 窒素供給」

クシデント）
対処設備

重大事故等

フィルタ装置水素濃度「可搬型格納容器窒素供給設備に事故時運転操作手順書（シビアア

フィルタ装置出口放射線モニタ「PCV 制御」
AM 設備別操作手順書「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベント使用（S/C））」「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベント使用（D/W））」

サプレッション・チェンバ
耐圧強化ベント系（W/W）

「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強※3ホース・接続口
耐圧強化ベント系放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度

対処設備

可搬型窒素供給装置

重大事故等

格納容器圧力逃がし装置等による

原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出

－

※1

※5

自主対策設備原子炉格納容器水素爆発防止

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

原子炉格納容器内不活性化による－手順書

化ライン使用（S/C））」「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強化ライン使用（D/W））」
多様なハザード対応手順「耐圧強化ベント系 N₂パージ」※1:発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化している。
※2:格納容器圧力逃がし装置補機類の手順は「1.7原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。

※3:原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の手順は「1.5※4:手順は「1.14

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。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※5:不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

1.9-44

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/2）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

手順書

可燃性ガス濃度制御系再結合器ブロワ

事故時運転操作手順書（シビアア

可燃性ガス濃度制御系再結合装置

クシデント）

可燃性ガス濃度制御系配管・弁「PCV 制御」

残留熱除去系
AM 設備別操作手順書
自主対策設備

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

－

対処設備

御」
「 FCS(B) に よ る 格 納 容 器 水 素 制
御」事故時運転操作手順書(シビアアク
重大事故等対処設備－

格納容器内水素濃度

シデント)「PCV 制御」

事故時運転操作手順書(シビアアク
重大事故等対処設備

水素濃度及び酸素濃度の監視

水素爆発による原子炉格納容器の破損防止

格納容器内水素濃度(SA)「 FCS(A) に よ る 格 納 容 器 水 素 制

格納容器内酸素濃度

シデント)「PCV 制御」
AM 設備別操作手順書「代替 Hx による補機冷却水(A)確保」「代替 Hx による補機冷却水(B)確保」

常設代替交流電源設備※4※4

第二代替交流電源設備

設備

代替所内電気設備

※4

自主対策

※4

可搬型直流電源設備

対処設備

代替電源による

必要な設備への給電－

常設代替直流電源設備

－

※4

重大事故等

可搬型代替交流電源設備※4※4※1:発電用原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化している。
※2:格納容器圧力逃がし装置補機類の手順は「1.7原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。

※3:原子炉格納容器ベント弁駆動源確保（予備ボンベ）の手順は「1.5※4:手順は「1.14

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。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※5:不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

1.9-45

第 1.9.2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧(1/3)
重大事故等の対応に

手順書
1.9.2.1

監視パラメータ(計器)必要となる監視項目

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(1)原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止
b.可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給
多様なハザード対応手順
PCV 窒素供給」

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
判断基準「可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器内雰囲気放射線レベル(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
操作

1.9.2.1

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

原子炉圧力容器温度－―

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2)炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
a.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
b.耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
事故時運転操作手順書(シビアアクシデン

原子炉格納容器内の放射線量率

ト)「PCV 制御」
AM 設備別操作手順書

原子炉格納容器内の圧力「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベ
ント使用（S/C））」

原子炉格納容器内の温度判断基準

イン使用（S/C））」

原子炉圧力容器温度
格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度「PCV 水素・酸素ガス放出（フィルタベ「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強化ラ

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ント使用（D/W））」

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内水素濃度(A)

原子炉格納容器内の水素濃度「PCV 水素・酸素ガス放出（耐圧強化ラ

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)イン使用（D/W））」

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

電源

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)操作

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
フィルタ装置水位

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ
耐圧強化ベント系放射線モニタ

1.9-46

監視計器一覧(2/3)
重大事故等の対応に

手順書
1.9.2.1

監視パラメータ(計器)必要となる監視項目

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(2)炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止c.可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
事故時運転操作手順書(シビアアクシデン

格納容器内水素濃度(A)ト)

原子炉格納容器内の水素濃度「PCV 制御」

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)原子炉格納容器内の酸素濃度
AM 設備別操作手順書「FCS(A)による格納容器水素制御」

原子炉格納容器内の圧力「FCS(B)による格納容器水素制御」

格納容器内酸素濃度
格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

判断基準

残留熱除去系熱交換器(A)入口温度
残留熱除去系熱交換器(B)入口温度
残留熱除去系熱交換器(A)出口温度
残留熱除去系熱交換器(B)出口温度
残留熱除去系(A)系統流量
最終ヒートシンクの確保

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

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
格納容器内水素濃度(A)
原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度(SA)原子炉格納容器内の酸素濃度
原子炉格納容器内の圧力格納容器内酸素濃度
格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

操作

ドライウェル雰囲気温度
原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
可燃性ガス濃度制御系(A)(B)入口ガス流量
ブロワ(A)(B)吸込ガス流量
ブロワ(A)(B)吸込圧力
加熱管(A)(B)内ガス温度

補機監視機能加熱管(A)(B)出口ガス温度
加熱管(A)(B)表面温度
再結合器(A)(B)内ガス温度
再結合器(A)(B)表面温度

1.9-47

監視計器一覧(3/3)
重大事故等の対応に

手順書
1.9.2.1

監視パラメータ(計器)必要となる監視項目

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(3)原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
a.格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水素濃度監視
事故時運転操作手順書(シビアアクシデン

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

ト)

原子炉格納容器内の放射線量率
判断基準「PCV 制御」

操作

1.9.2.1

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(SA)電源

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(SA)水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順(3)原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
b.格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
事故時運転操作手順書(シビアアクシデン

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）

ト)

原子炉格納容器内の放射線量率「PCV 制御」

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

AM 設備別操作手順書

原子炉圧力容器内の温度「代替 Hx による補機冷却水(A)確保」
判断基準「代替 Hx による補機冷却水(B)確保」

原子炉格納容器内の水素濃度
原子炉格納容器内の酸素濃度

電源

原子炉圧力容器温度
格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内酸素濃度
M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C-1 電圧P/C

D-1 電圧

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
原子炉格納容器内の水素濃度
原子炉格納容器内の酸素濃度操作

原子炉格納容器内の圧力格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内酸素濃度
格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)
原子炉補機冷却水系(A)系統流量

最終ヒートシンクの確保

原子炉補機冷却水系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

1.9-48

第 1.9.3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文

【1.9】

給電元

供給対象設備

格納容器圧力逃がし装置

給電母線
常設代替交流電源設備

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため可搬型代替交流電源設備の手順等

常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
AM 用 MCC
AM 用直流 125V
不活性ガス系弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
MCC C 系
AM 用 MCC
直流 125V B 系
AM 用直流 125V

非常用ガス処理系弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
MCC D 系

フィルタ装置水素濃度

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
AM 用直流 125V

フィルタ装置出口放射線モニタ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
AM 用直流 125V

耐圧強化ベント系放射線モニタ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
AM 用直流 125V

水素濃度及び酸素濃度監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備
MCC C 系
MCC D 系
AM 用直流 125V

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

1.9-49

第 1.9.1 図

SOP「PCV 制御」における対応フロー

1.9-501.9-51
操作手順

第 1.9.2 図

弁名称

⑧※1

窒素ガス供給ユニットD/W側止め弁⑧※2

窒素ガス供給ユニットS/C側止め弁⑩※1

可燃性ガス濃度制御系入口第一隔離弁⑩※2

可燃性ガス濃度制御系入口第二隔離弁⑩※3

可燃性ガス濃度制御系出口第一隔離弁⑩※4

可燃性ガス濃度制御系出口第二隔離弁

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給

概要図

経過時間（時間）

1

手順の項目

2

3

4

要員（数）

5

6

7

8

9

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給開始 8時間
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

中央制御室運転員

2
弁操作，窒素供給開始
移動，通信連絡設備準備

現場運転員

2
系統構成，接続準備

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容 緊急時対策要員
器への窒素ガス供給（荒浜側高台保管場所の可搬型
格納容器窒素供給設備使用の場
合）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台移動※1
可搬型大容量窒素供給装置4台の健全性確認及び資機材準備
可搬型大容量窒素供給装置4台の移動～配置

16
建屋外系統構成（ホース・ヘッダユニット接続，可搬型大容量窒素供給装置暖気）
建屋内系統構成（メタルホース取外し，接続治具フランジ接続）
接続部健全性確認※1

大湊側高台保管場所への移動は，20分と想定する

1.9-52
第 1.9.3 図

可搬型格納容器窒素供給設備による原子炉格納容器への窒素ガス供給

タイムチャート

備考可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

主排気筒

6号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ

配管遮蔽⑧

雨水排水ラインラプチャーディスク
H2 E

オリフィス

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

スクラバ水pH制御設備
可搬 式窒素 供給装 置車等

PI
水中 ポン プ等

フィルタ装置出口配管圧力給水 ラ イン

補給 薬液

7号炉

RE

フィルタ装置入口圧力1.9-53

フィルタ装置出口圧力 PT

フィルタ装置水位 LT

⑦※７
⑦※４

MO

フィルタ
装置

ド
レ
ン
タ
ン
ク

〔Ｆ．Ｃ〕

⑦※６

ドライウェル

AO

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

⑫ｂ※２
格納容器圧力(D/W)⑮※２

サプレッション・
チェンバ

AO

・

・

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

遠隔手動弁操作設備⑦※３ 〔Ｆ．Ｃ〕

MO

遠隔手動弁操作設備⑦※９⑮※３MO

遠隔手動弁操作設備⑦※１０⑮※４

遠隔手動弁操作設備
ボンベ
MO⑫b※５⑫b※１

・

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

ドレンポンプ
設備
FE

FE

フィルタ装置スクラバ水pH

MO

⑦※１

MO

⑫a※５⑫a※１

非常用ガス処理系
排風機よりドレンポンプ
流量⑦※１ MO

MO MO

二次格納施設

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

凡例

原子炉建屋

Ｎ2 供給ライン

Ｎ2供給ライン設計基準対象施設
から追加した箇所

第 1.9.4 図

⑫a※３

⑫a※４
⑫a※２
⑮※１

pH

⑫b※３

⑫b※４

PT

PT

原子炉
建屋

⑦※８

〔Ｆ．Ｏ〕

格納容器圧力(S/C)

ドレンタンク水位

ボンベ

AO

原子炉区域運転階より

原
子
炉
圧
力
容
器
LＳ

遠隔手動弁操作設備

AO

・

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置 DP
金属フィルタ差圧

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

よう素
フィルタ

オリフィス

MO

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ラインラプチャーディスク⑦※５
パージ用排風機MO

フィルタ装置
出口放射線モニタH2 E⑦※２

原子炉区域よりPT

コン プ レ ッサー
発電 機

AO
原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガス排出

可搬型窒素供給装置

概 要 図 (1/2)

操作手順
⑦※1

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁(A) (B)⑦※２

非常用ガス処理系出口Uシール隔離弁⑦※３

耐圧強化ベント弁⑦※４

非常用ガス処理系第一隔離弁⑦※５

換気空調系第一隔離弁⑦※６

非常用ガス処理系第二隔離弁⑦※７

換気空調系第二隔離弁⑦※８

フィルタ装置入口弁

1.9-54⑦※９⑮※３

二次隔離弁⑦※１０⑮※４

二次隔離弁バイパス弁⑧⑫a※１⑫a※２⑮※１

フィルタベント大気放出ラインドレン弁
一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁
一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）⑫a※３

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）遠隔手動弁操作設備⑫a※４

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用空気排気側止め弁⑫a※５

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁⑫b※１

一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁⑫b※２⑮※２

第 1.9.4 図

弁名称

一次隔離弁（ドライウェル側）⑫b※３

一次隔離弁（ドライウェル側）遠隔手動弁操作設備⑫b※４

一次隔離弁（ドライウェル側）逆操作用空気排気側止め弁⑫b※５

一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気排気側止め弁

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガス排出概 要 図 (2/2)

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

水素ガス及び酸素ガス排出開始 40分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成

2

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガ
スの排出(W/Wベントの場合)

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

移動，系統構成2

1.9-55経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

水素ガス及び酸素ガス排出開始 40分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

電源を 復旧しながら格納容器ベン ト開始

系統構成を 行う。

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

第 1.9.5 図

系統構成

2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガ
スの排出(D/Wベントの場合)
2

移動，系統構成

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガス排出

タイムチャート1.9-56
第 1.9.6 図

耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 ガ ス 及 び 酸 素 ガ ス の 排 出

概 要 図 (1/2)

操作手順

1.9-57⑤※１

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁(A) (B)⑤※２

非常用ガス処理系出口Uシール隔離弁⑤※３

非常用ガス処理系第一隔離弁⑤※４

換気空調系第一隔離弁⑤※５

非常用ガス処理系第二隔離弁⑤※６

換気空調系第二隔離弁⑥⑧※４

フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁⑦⑨※４

耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁⑧※１

フィルタ装置入口弁⑧※２

フィルタ装置入口弁遠隔手動弁操作設備⑧※３

フィルタ装置入口弁逆操作用空気排気側止め弁⑧※５

フィルタ装置入口弁操作用空気排気側止め弁⑨※１

耐圧強化ベント弁⑨※２

耐圧強化ベント弁遠隔手動弁操作設備⑨※３

耐圧強化ベント弁逆操作用空気排気側止め弁⑨※５

耐圧強化ベント弁操作用空気排気側止め弁⑩※１⑱※２二次隔離弁⑩※２⑱※３

二次隔離弁バイパス弁⑯※１⑯※２⑱※１

第 1.9.6 図

弁名称

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁
一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）⑯※３

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）遠隔手動弁操作設備⑯※４

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用空気排気側止め弁⑯※５

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁

耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 ガ ス 及 び 酸 素 ガ ス の 排 出

概 要 図 (2/2)

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

備考

水素ガス及び酸素ガス排出開始 55分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認
系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

耐圧強化ベント系（W/W）による原子炉
格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出格納容器ベン ト開始

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

移動，系統構成

1.9-58
第 1.9.7 図

耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 （ W/W） に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 ガ ス 及 び 酸 素 ガ ス の 排 出

タイムチャート1.9-59
操作手順

弁名称

③※1

耐圧強化ベント系N2パージ用元弁（二次格納施設側）③※2

耐圧強化ベント系N2パージ用元弁（タービン建屋側）

第 1.9.8 図

耐圧強化ラインの窒素ガスパージ

概要図1.9-60
第 1.9.9 図

耐圧強化ラインの窒素ガスパージ

タイムチャート

FCS室

RCCV
MO

MO

可搬式FCS
再結合装置（B）⑦※2 ⑦※1

D/W

MO

MO

MO

MO

可搬式FCS
再結合装置（A）

MO

ＲＰＶ
ブロア

加熱器

MO

MO

気水分離器

1.9-61
MO

再
結
合
器

冷却器
S/C
MO

MO

MO

MUWPより
MO
RHRより

操作手順

弁名称

⑦※1

可燃性ガス濃度制御系室連絡弁(A)⑦※2

可燃性ガス濃度制御系室連絡弁(B)

第 1.9.10 図

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

20

経過時間（時）301

可燃性ガス濃度制御系ブロワ起動 30分

要員（数）

2

3

4

5

備考

再結合開始(3時間以内)

通信連絡設備準備，電源確認
隔離信号除外，連絡弁開

可燃性ガス濃度制御系による 中央制御室運転員 A，B
原子炉格納容器内の水素濃度制御現場運転員 C，D

1.9-62

第 1.9.11 図2

可燃性ガス濃度制御系 起動
予熱運転

2

移動，電源確保

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

タイムチャートRCCV（中央制御室）D/W

代替原子炉補機冷却系による冷却

RIS（中央制御室）（中央制御室）

O2IT

H2IT

RE
MO
ＲＰＶ

事故時用ｻﾝﾌﾟﾙ
昇圧ﾎﾟﾝﾌﾟMO

1.9-63

AO
冷却器

AO

気水分離器

除湿器
通常時用ｻﾝﾌﾟﾙ
昇圧ﾎﾟﾝﾌﾟ

O2E

H2E（中央制御室）

RIS
S/C

RE

MO
事故時用
ｻﾝﾌﾟﾙﾎﾟﾝﾌﾟ
MO
通常時用
ｻﾝﾌﾟﾙﾎﾟﾝﾌﾟ

第 1.9.12 図

格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

概要図

経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

50

60

備考

25分 格納容器内雰囲気計装による監視開始

要員（数）通信連絡設備準備，冷却水確保確認

格納容器内雰囲気計装による 中央制御室運転員 A，B
原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
現場運転員 C，D

1.9-64

第 1.9.13 図

2

2

電源確認
起動確認，計測開始

移動，電源確保

格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

タイムチャート原子炉格納容器内の不活性化

【凡例】

※1

：プラント状態※1 運転中は格納容器内を窒素ガスで不活性化している。

：操作、確認：判断：重大事故等対処設備

炉心の著しい損傷の発生

電源の喪失

ジルコニウム－水反応及び水の放 射線分 解による水素ガス・酸素ガス発生
原子炉格納容器内の水素・酸素濃度指示上昇

No

格納容器内水素濃度(SA)による原子炉格納容器内の水
素濃度監視

Yes

原子炉格納容器内の圧力を
可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力以下に維持可能

代替交流電源代替直流電源による給電

格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

No

Yes
原子炉格納容器内の酸素濃度が
規定値以上

No

Yes

No
原子炉格納容器内の水素濃度が規定値以下
格納容器圧力逃がし装置
使用可能

No

Yes
Yes

ＡＭ用Ｓ／Ｐ水位計
ベン トラ イン-1m以下

No

Yes

優先① ※ 2
可燃性ガス濃度制御系による原子炉
格納容器内の水素濃度制御

優先② ※ 2
格納容器圧力逃がし装置
によるW/W側水素ガス・酸
素ガス排出

優先③ ※ 2
格納容器圧力逃がし装置
によるD/W側水素ガス・酸
素ガス排出

優先④ ※ 2
耐圧強化ベント系
によるW/W側水素ガス・酸素ガ
ス排出※2 優先順位は，①→②→③→④の順とする。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）又は代替格納容器スプレイ冷
却系による原子炉格納容器の除熱

可燃性ガス濃度制御系による長期 的な原子炉格納容器内の水素濃度制御

第 1.9.14 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート

1.9-65

添付資料 1.9.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1/2）
技術 的能 力審査 基準（ 1.9）
【本文】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】
１ 「 水 素爆 発 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 を 防 止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置
又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

（ １ ） BWRａ）原子炉格納容器内の不活性化により、原子炉格
納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。

（ ２ ） PWR の う ち 必 要 な 原 子 炉ａ）水素濃度制御設備により、原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。

（ ３ ） BWR 及 び PWR 共 通ａ）原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

ｂ）炉心の著しい損傷後、水－ジルコニウム反応及
び水の放射線分解による水素及び酸素の水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備
すること。

番号

①

－

②
※1

－

設置 許可 基準規 則（52条）

技術基 準規 則（67条）【本文】
発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、 炉 心 の 著 し い 損 傷 が発生 し た 場 合 に お い て 原 子 炉 格 納 容 器 内 に お ける
水 素 に よ る 爆 発 （ 以 下 「 水 素 爆 発 」 と い う 。）に よ る 破 損 を 防 止 す る 必 要 が あ る 場 合 に は 、水素 爆 発 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 を 防 止 するために必要な設備を設けなければならない。

【本文】
発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、 炉 心 の 著し い 損 傷が 発 生 し た 場 合 に お い て 原 子 炉 格納 容 器 内に お け る 水 素 に よ る 爆 発 （ 以 下 「水 素 爆発 」 と い う 。 ） に よ る 破 損 を 防 止す る 必 要
が あ る 場 合 に は 、 水 素 爆 発 に よ る原 子 炉 格
納 容 器 の 破 損 を 防 止 す る た め に 必要 な 設 備を施設しなければならない。

【解釈】
１ 第５２条に規定する「水素爆発による原子炉格 納 容 器 の 破 損 を 防 止 す る た め に 必 要 な 設 備」と は 、 以 下 に 掲 げ る 措 置 又 は こ れ ら と 同 等 以上の 効 果 を 有 す る 措 置 を 行 う た め の 設 備 を い う。

【解釈】
１ 第６７条に規定する「水素爆発による
原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 を 防 止 す るた め に 必
要 な 設 備 」 と は 、 以 下 に 掲 げ る 措置 又 は こ
れ ら と 同 等 以 上 の 効 果 を 有 す る 措置 を 行 う
ための設備をいう。

＜ BWR＞
ａ）原子炉格納容器内を不活性化すること。

＜ BWR＞ａ ） 原 子 炉 格 納 容 器 内 を 不 活 性 化す る こと。

＜ PWR の う ち 必 要 な 原 子 炉 ＞ｂ）水素濃度制御設備を設置すること。

＜ PWR の う ち 必 要 な 原 子 炉 ＞ｂ ） 水 素 濃 度 制 御 設 備 を 設 置 す るこ と 。

＜ BWR 及 び PWR 共 通 ＞ｃ ） 水 素 ガ ス を 原 子 炉 格 納 容 器 外 に 排 出 す る場
合には、排出経路での水素爆発を防止すること 、 放 射 性 物 質 の 低 減 設 備 、 水 素 及 び 放 射 性物
質濃度測定装置を設けること。

＜ BWR 及 び PWR 共 通 ＞ｃ ） 水 素 ガ ス を 原 子 炉 格 納 容 器 外に 排 出 す
る 場 合 に は 、 排 出 経 路 で の 水 素 爆発 を 防 止
す る こ と 、 放 射 性 物 質 の 低 減 設 備、 水 素 及び 放 射 性 物 質 濃 度 測 定 装 置 を 設 ける こ と 。

ｄ ） 炉 心 の 著 し い 損 傷 時 に 水 素 濃 度 が 変 動 する
可 能 性 の あ る 範 囲 で 測 定 で き る 監 視 設 備 を 設置すること。

ｄ ） 炉 心 の 著 し い 損 傷 時 に 水 素 濃度 が 変 動
す る 可 能 性 の あ る 範 囲 で 測 定 で きる 監 視 設
備を設置すること。

ｅ ） こ れ ら の 設 備 は 、 交 流 又 は 直 流 電 源 が 必要
な 場 合 は 代 替 電 源 設 備 か ら の 給 電 を 可 能 と すること。

ｅ ） こ れ ら の 設 備 は 、 交 流 又 は 直流 電 源 が
必 要 な 場 合 は 代 替 電 源 設 備 か ら の給 電 を 可能とすること。

番号

⑤

－

⑥
※1

－

⑦

⑧

③

⑨
④

※ 1：発 電用 原子炉 運転中 は原子 炉格 納容器 内を不 活性 ガス系 にて窒 素ガ スで置 換して いる ため， 炉心損 傷に伴 い水 素ガス が発 生し た場合 におい ても， 事故 発生直 後に酸 素濃 度が可 燃限界 に至 ること はない 。
有 効性 評価に おける 原子炉 格納 容器内 の可燃 性ガ ス濃度 評価に より ，事故 発生後 7日間 は原子 炉格 納容器 への窒 素ガ ス供給 は不 要で ある。
※ 2：発 電用 原子炉 運転中 は原子 炉格 納容器 内を不 活性 ガス系 により 常時 不活性 化して いる 。
不 活性 ガス系 は設計 基準対 象施 設であ り，重 大事 故等時 に使用 する もので はない ため ，重大 事故等 対処設 備と は位置
付 けな い。
※ 3：手 順は 「1.14 電源 の確保 に関 する手 順等」 にて 整備す る。

1.9-66

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2/2）：重大事故等対処設備
重大 事故等 対処設 備を 使用し た手段
審査基 準の 要求に 適合す るため の手 段
機能

機器 名称

性原
不活 性ガ ス系
容化子
器に炉
水よ格
素る納
爆原容
－
発子器
防炉内
止格不
納活

原格
子納
炉容
格器
酸納圧
素容力
ガ器逃
ス内が
ののし
排水装
出素置
ガ等
スに
及よ
びる

水
酸
素
素
監
濃
濃
視
度
度
及
の
び
代
替
設電
備源
へに
のよ
給る
電必
要
な

※2

既設
新設

自主 対策

解釈
対 応番 号

既設－

格納 容器 圧力逃 がし装置新設

フィ ルタ 装置出 口放射
線モ ニタ

新設

フィ ルタ 装置水 素濃度

新設

サプ レッ ション ・チェ
ンバ

既設

耐圧 強化 ベント 系
（W/W）

既設
新設

可搬 型窒 素供給 装置

新設

ホー ス・ 接続口新設

耐圧 強化 ベント 系放射
線モ ニタ

新設

フィ ルタ 装置水 素濃度

新設

格納 容器 内水素 濃度
（SA）

新設

格納 容器 内水素 濃度

既設

格納 容器 内酸素 濃度

既設

常設 代替 交流電 源設備

新設

可搬 型代 替交流 電源設
備新設

常設 代替 直流電 源設備新設

可搬 型直 流電源 設備

新設

代替 所内 電気設 備

新設

①
②
⑤
⑥

機能

機器 名称

性 原 可搬 型格納 容器 窒素供
容 化 子 給設 備
器に炉
水よ格
素る納
爆原容
－
発子器
防炉内
止格不
納活

常設
可搬

原
子可
炉燃
格性
納ガ
容ス
器濃
内度
の制
水御
素系
濃に
度よ
制る
御

可燃 性ガス 濃度 制御系
再結 合装置常設

可燃 性ガス 濃度 制御系
配管 ・弁

常設

残留 熱除去 系

常設

－

－

①
⑤
⑧

－

－

－

第二 代替交 流電 源設備

常設

①
③
⑤
⑨

代
替
設電
備源
へに
のよ
給る
電必
要
な

－

備考

8時間

20名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

30分

4名

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

－

－

－

※3

※3

自 主対策 とする 理由は 本文
参照

－

常設

①
④
⑤
⑦

対応可能な人数で使用可能か可搬

可燃 性ガス 濃度 制御系
再結 合器ブ ロワ①④⑤⑦

必要時間内に使用可能か－※ 1：発 電用 原子炉 運転中 は原子 炉格 納容器 内を不 活性 ガス系 にて窒 素ガ スで置 換して いる ため， 炉心損 傷に伴 い水 素ガス が発 生し た場合 におい ても， 事故 発生直 後に酸 素濃 度が可 燃限界 に至 ること はない 。
有 効性 評価に おける 原子炉 格納 容器内 の可燃 性ガ ス濃度 評価に より ，事故 発生後 7日間 は原子 炉格 納容器 への窒 素ガ ス供給 は不 要で ある。
※ 2：発 電用 原子炉 運転中 は原子 炉格 納容器 内を不 活性 ガス系 により 常時 不活性 化して いる 。
不 活性 ガス系 は設計 基準対 象施 設であ り，重 大事 故等時 に使用 する もので はない ため ，重大 事故等 対処設 備と は位置
付 けな い。
※ 3：手 順は 「1.14 電源 の確保 に関 する手 順等」 にて 整備す る。

1.9-67

対応手段として選定した設備の電源構成図
第二ガスタービン発電機
（自主）

GTG

添付資料 1.9.2※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性があるGTG【凡例】

第一ガスタービン発電機

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

：遮断器
：断路器

荒浜側緊急用高圧母線（自主）

大湊側緊急用高圧母線（自主）

緊急用断路器：配線用遮断器
：接続装置
M

6号炉

7号炉

1.9-68

D/G
(6A)

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

(7A)

M/C 6D
電源
車

AM用
動力変圧器

AM用MCC 6B
代替所内
電気設備

動力
変圧器

M

電源
車

動力
変圧器
P/C 7C-1

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

電源
車

AM用
動力変圧器

M

6 号及び 7 号炉

動力
変圧器
P/C 7D-1

AM用MCC 7B
代替所内
電気設備

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用直流
125V充電器

D/G：非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

P/C：パワーセンタ

MCC：モータ・コントロール
・センタ

(7B)

M/C 7D

AM用切替盤
7A
M

第1図

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

M/C 7C

AM用切替盤
6B
AM用直流
125V充電器

【略語】

緊急用
電源切替箱
接続装置7AP/C 6D-1

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用切替盤
6A
M

D/G

(6B)

P/C 6C-1

MCC 6C系

緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

M/C 6C
電源
車

：切替装置

号炉間電力
融通ケーブル

緊急用
電源切替箱
断路器

：電動切替装置

M

電源構成図（交流電源）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）
号炉間電力融通（７号炉緊急用電源切替箱断路器へ）【凡例】

緊急用電源切替箱
断路器：非常用ディーゼル発電機

D/G

：遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

：断路器

緊急用
電源切替箱
接続装置6B：配線用遮断器
D/G

(6A)

：接続装置
(6B)
M

M/C 6CM/C 6D：動力変圧器

【略語】

電源
車

電源
車

：電動切替装置

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置

1.9-69P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ
P/C 6D-1

P/C 6C-1

MCC
6D-1-8ＣＡＭＳ（Ｂ）
系 計測用電源（
格納容器内水素・酸素濃度）

ＦＣＳ再結合器ヒータ（Ｂ）

ＦＣＳ（
Ｂ）
系 電動弁

電源構成図（交流電源）

ＦＣＳ再結合器ブロワ（
Ｂ）

ＳＧＴＳ（Ｂ）系 電動弁

ＣＡＭＳ排気ポンプ（
Ｂ）

6 号炉

MCC
6D-1-7

計測用（Ｂ）系電源

AM用MCC 6B

ＣＡＭＳ吸引ポンプ（
Ｂ）

第2図

MCC
6D-1-3MCC
6D-1-2M

ＡＣ系 電動弁

MCC
6C-1-8

ＣＡＭＳ（Ａ）系 計測用電源（
格納容器内水素・酸素濃度）

ＦＣＳ再結合器ヒータ（Ａ）

ＦＣＳ再結合器ブロワ（
Ａ）

ＦＣＳ（
Ａ）
系 電動弁

ＡＣ系 電動弁

ＳＧＴＳ（Ａ）系 電動弁

ＣＡＭＳ排気ポンプ（
Ａ）

ＣＡＭＳ吸引ポンプ（Ａ）

MCC
6C-1-7

計測用（
Ａ）
系電源

MCC
6C-1-3MCC
6C-1-2

A M用蓄電池
充電器

MCC
6D -1-7

MCC
6C-1-7MCC
MCC
6C-1-8 6D -1-8

A M用
MCC
M CC 6B 6C-1-5

蓄電池6A-2

蓄電池6A

充
電
器

蓄電池6B

充
電
器

【凡例】

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
A M用直流
125V主母線盤

直流125V
分電盤6A-1

直流125V
分電盤6B-1

バイタル分電盤

Ｂ系バイタル電源装置

直流125V原子炉建屋
M CC 6A

フィ ルタベント
分電盤

直流125V RCIC
制御切替盤

Ａ系バイタル電源装置

直流125V RCIC
動力切替盤

バイタル分電盤
Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源格納容器内水素濃度（
ＳＡ）

ＡＣ系空気作動弁

フィルタ装置出口放射線モニタ

フィルタベント
無停電電源装置

耐圧強化ベント系モニタ

1.9-70直流125VHPA C MCC

直流125V
主母線盤6B

直流125V
主母線盤6A

第3図

6 号炉

電源構成図（直流電源）

第一ガスタービン発電機（緊急用断路器経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（荒浜側緊急用高圧母線経由）

第二ガスタービン発電機（自主）（大湊側緊急用高圧母線経由）
号炉間電力融通（６号炉緊急用電源切替箱断路器へ）

緊急用電源切替箱
断路器【凡例】：非常用ディーゼル発電機

D/G

：遮断器
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G

：断路器

緊急用
電源切替箱
接続装置7B：配線用遮断器

D/G

(7A)

：接続装置
(7B)
M

M/C 7CM/C 7D

電源
車：電動切替装置：動力変圧器【略語】

電源車

D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置

1.9-71

P/C ：パワーセンタ
MCC ：モータ・コントロール・センタ

P/C 7C-1
MCC
7C-1-7AM用MCC 7B

MCC
7D-1-3

電源構成図（交流電源）

ＣＡＭＳ事故時サンプル昇圧ポンプ（Ｂ）

ＣＡＭＳ（Ｂ）系 電動弁

ＣＡＭＳ事故時サンプルポンプ（Ｂ）

ＳＧＴＳ（Ｂ）系 電動弁

ＦＣＳ再結合器ヒータ（Ｂ）

ＦＣＳ再結合器ブロワ（Ｂ）

7 号炉

ＦＣＳ（Ｂ）系 電動弁

ＡＣ系 電動弁

ＣＡＭＳ（Ａ）
系 計測用電源（格納容器内水素・酸素濃度）

ＣＡＭＳ事故時サンプル昇圧ポンプ（Ａ）

ＣＡＭＳ（Ａ）系 電動弁

ＣＡＭＳ事故時サンプルポンプ（Ａ）

ＡＣ系 電動弁

ＳＧＴＳ（Ａ）系 電動弁

ＦＣＳ再結合器ヒータ（Ａ）

ＦＣＳ再結合器ブロワ（Ａ）

ＦＣＳ（Ａ）系 電動弁

第4図

MCC
7D-1-2M

MCC
7D-1-6MCC
7D-1-7

ＣＡＭＳ（Ｂ）系 計測用電源（格納容器内水素・酸素濃度）

MCC
7C-1-3

計測用（Ｂ）系電源

MCC
7C-1-2

P/C 7D-1

MCC
7C-1-6AM用MCC
MCC 7B 7C-1-4

MCC
7D-1-7AM用蓄電 池充
電器

MCC
7D-1-7MCC
7C-1-7蓄電池7A-2

蓄電池 7B

蓄電池7A

充
電
器

【凡例】

充
電
器

充
電
器

：蓄電池
：配線用遮断器【略語】
MCC ：モータ・コントロール・センタ
直流125V
主母線盤7B

直流125V
主母線 盤7A

フ ィルタベント
分電盤
直流125V
分電盤7A-1-1

直流125V
原子炉建屋
MCC 7A

直流125V
分電7B-1-1

直流125V
分電盤 7B-1-2A

バイタル分電盤

バイタル分電盤

Ｂ系計装電源

Ａ系計装電源格納容器内水素濃度（
ＳＡ）

フィルタ装置出口放射線モニタ

フィルタベント
無停電電源装置

耐圧強化ベント系放射線モニタ

1.9-72

125V同時投入防止用
切替盤

直流125V
分電盤 7B-2-2

Ｂ系バイタル電源装置

直流125V
HPAC MCC

Ａ系バイタル電源装置

直 流125V
分 電盤7A-2-2

ＡＣ系空気作動弁

第5図

7 号炉

電源構成図（直流電源）

添付資料 1.9.3-1
重大事故対策の成立性
1.格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
a.操作概要格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出に必要な電動弁の電源確保及び現場での系統構成を行う。
b.作業場所
電源確保
系統構成

原子炉建屋 地下 1 階(非管理区域)
原子炉建屋 低層階屋上(非管理区域)

c.必要要員数及び時間
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出のうち，電源確保及び系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :電源確保 20 分(実績時間:18 分)
系統構成(原子炉建屋内の原子炉区域外)15 分(実績時間:12分)
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具(全面マスク，個人線量計，ゴム手袋)を装
備又は携行して作業を行う。
現場運転員の放射線防護を考慮し，遠隔手動弁操作設備エリア
は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置している。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。

1.9-73

操作性:通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
遠隔手動弁操作設備の操作についても，操作に必要な工具はな
く通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。
連絡手段:通信連絡設備(送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備)のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

受電操作

受電確認

系統構成

1.9-74

添付資料 1.9.3-2
2.耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
a.操作概要耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出に必要な電動弁の電源確保及び現場での系統構成を行う。
b.作業場所
電源確保
系統構成

原子炉建屋 地下 1 階（非管理区域）
原子炉建屋 地上 3 階，地上中 3 階（非管理区域）

c.必要要員数及び時間
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出のうち，電源確保及び系統構成に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名（現場運転員 2 名）
想定時間 :電源確保 20 分(実績時間:18 分)
系統構成(原子炉建屋内の原子炉区域外)30 分(実績時間:23分)
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における操作性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
非管理区域における操作は放射性物質が放出される可能性があることから，防護具(全面マスク，個人線量計，ゴム手袋)を装
備又は携行して作業を行う。
現場運転員の放射線防護を考慮し，遠隔手動弁操作設備エリア
は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置している。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の弁操作及び受電操作であり，容易に実施可能である。
遠隔手動弁操作設備の操作についても，操作に必要な工具はな
く通常の弁操作と同様であるため，容易に実施可能である。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

1.9-75

連絡手段:通信連絡設備(送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備)のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

受電操作

受電確認

系統構成

1.9-76

添付資料 1.9.3-3
3.可燃性ガス濃度制御系の電源確保
a.操作概要
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御の系統構成のために電源の受電操作を行う。
b.作業場所
原子炉建屋

地下 1 階(非管理区域)

c.必要要員数及び時間
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御のうち，電源確保に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 名(現場運転員 2 名)
想定時間 :20 分(実績時間:18 分）
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内照明消灯時における操作性を確保している。また，ヘッドラ
イト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。非管理区域における操作は放射性物質が放出されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備(送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備)のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.9-77

受電操作

受電確認

1.9-78

添付資料 1.9.3-4
4.格納容器内雰囲気計装の電源確保
a.操作概要代替原子炉補機冷却系により冷却水が確保されていることの確認及び代替交流電源設備からの給電を確認後，格納容器内雰囲気計装電源の受電操作を行う。
b.作業場所
原子炉建屋

地下 1 階(非管理区域)

c.必要要員数及び時間
格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視のうち，電源確保に必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:2 人(現場運転員 2 名)
想定時間 :20 分(実績時間:19 分)
d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。非管理区域における操作は放射性物質が放出されることから，防護具（全面マスク，個人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路:バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト及び懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :通常の受電操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段:通信連絡設備(送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音
声呼出電話設備)のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.9-79

受電操作

受電確認

1.9-80添付資料 1.9.3-5
5.耐圧強化ラインの窒素ガスパージ
a.操作概要炉心の著しい損傷が発生し，耐圧強化ベント系により原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出を実施する際，耐圧強化ベントライン主排
気筒側の大気開放されたラインに対してあらかじめ窒素ガスパージを実施することにより，系統内の酸素濃度を可燃限界以下に保ち，水素爆発を防止する。
b.作業場所
タービン建屋
タービン建屋
原子炉建屋

西側大物搬入口前(屋外)地上 1 階 原子炉建屋連絡通路南西側(管理区域)
地上 1 階 非常用ガス処理系モニタ室通路(管理区域）

c.必要要員数及び時間
耐圧強化ラインの窒素ガスパージに必要な要員数，時間は以下のとおり。
必要要員数:4 人(緊急時対策要員 4 名)
想定時間 :6 時間(実績時間:当該設備は設置工事中のため実績時間なし)d.操作の成立性について
作業環境:バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建屋
内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，操作は格納容器ベント操作後の汚染を考慮し防護具を装備する。基
本的には個人線量計，ガラスバッチ，帽子，綿手袋，ゴム手
袋，靴下，汚染区域用靴となるが，緊急時対策本部の指示により，作業区域の環境を考慮した不識布カバーオール，アノラッ
ク，全面マスク，チャコールフィルタ，セルフウェアセットなどを装備した作業を行う場合がある。
移動経路:車両のヘッドライトの他，バッテリー内蔵型 LED 照明及びヘッドライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性 :送気ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に実施可能であり，操作に必要な工具はない。
連絡手段:通信連絡設備(送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型音

1.9-81

声呼出電話設備)のうち，使用可能な設備により，中央制御室に連絡する。

1.9-82

添付資料 1.9.4-1
解釈一覧
操作手順の解釈一覧
手順
操作手順記載内容
1.9.2.1 水素爆発によ (2)炉心の著しい損傷が a.格納容器圧力逃がし装 フィルタ装置水位指示値が通常水位範囲内
る原子炉格納容器の破損 発生した場合の原子炉格 置による原子炉格納容器 原子炉格納容器内の酸素濃度が規定値を防止するための対応手 納容器水素爆発防止内の水素ガス及び酸素ガ
順
スの排出

解釈
フィルタ装置水位指示値が1000～1500mm
原子炉格納容器内の酸素濃度がb.耐圧強化ベント系
原子炉格納容器内の圧力が規定圧力以下（W/W）による原子炉格
納容器内の水素ガス及び 原子炉格納容器内の酸素濃度が規定値
酸素ガスの排出原子炉格納容器内の圧力がc.可燃性ガス濃度制御系 可燃性ガス濃度制御系の予熱運転が完了
による原子炉格納容器内の水素濃度制御
再結合器内ガス温度指示値が規定値

再結合器内ガス温度指示値がが完了

以下

原子炉格納容器内の酸素濃度が再結合器内ガス温度指示値がに到達し，予熱運転1.9-83

添付資料 1.9.4-2
各号炉の弁番号及び弁名称一覧(1/2)
統一名称

弁名称

T22-MO-F004A/B

SGTSフィルタ装置出口弁(A)/(B)

非常用ガス処理系出口Uシール隔離弁

T22-MO-F511

SGTS出口ドレン弁

T61-AO-F002

耐圧強化ベント系PCVベントライン排気筒
側隔離弁

耐圧強化ベント弁

7号炉

6号炉
弁番号

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁

操作場所
中央制御室
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南側通路（管理区域）

弁番号

弁名称

T22-MO-F004A/B

SGTSフィルタ装置出口弁(A)/(B)T22-MO-F511

SGTS出口Uシール元弁

T61-AO-F002

耐圧強化ベント系PCVベントライン排気筒
側隔離弁

T31-AO-F020

AC SGTS側PCVベント用隔離弁

T31-AO-F021

AC HVAC側PCVベント用隔離弁

T22-F040

SGTS側PCVベント用隔離弁後弁

U41-F050

HVAC側PCVベント用隔離弁後弁

非常用ガス処理系第一隔離弁

T31-AO-F020

SGTS側PCVベント用隔離弁

換気空調系第一隔離弁

T31-AO-F021

HVAC側PCVベント用隔離弁

非常用ガス処理系第二隔離弁

T22-F040

SGTS側PCVベント用隔離弁後弁

換気空調系第二隔離弁

U41-F050

HVAC側PCVベント用隔離弁後弁

フィルタ装置入口弁

T61-AO-F001

耐圧強化ベント系PCVベントラインフィル
タベント容器側隔離弁

中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

T61-AO-F001

耐圧強化ベント系PCVベントラインフィル
タベント容器側隔離弁

二次隔離弁

T31-MO-F070

PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁

中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)

T31-MO-F070

AC PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁

T31-AO-F022

AC S/Cベント用出口隔離弁

T31-AO-F019

AC D/Wベント用出口隔離弁

1.9-84

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）

T31-AO-F022

S/Cベント用出口隔離弁

中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋地下1階B系非常用電気品室（非管理区域）

一次隔離弁（ドライウェル側）

T31-AO-F019

D/Wベント用出口隔離弁

中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階DG(B)制御盤室(非管理区域)

フィルタ装置入口弁操作用空気ボンベ出口弁

T61-F060

耐圧強化ベント弁操作用空気ボンベ出口弁

T61-F064

耐圧強化ベント系N₂パージ用元弁（二次格納施設側）

T22-F201

耐圧強化ベント系N₂パージ用元弁（タービン建屋側）

T22-F200

可燃性ガス濃度制御系室連絡弁

U41-MO-F105A/B

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気供給弁
一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気排気側止め弁
一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）逆操作用
空気排気側止め弁
一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気供給弁
一次隔離弁（ドライウェル側）操作用空気排気側止め弁
一次隔離弁（ドライウェル側）逆操作用空気排気側止め弁
二次隔離弁バイパス弁

T31-MO-F047

PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
操作用空気ボンベ出口弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
気ボンベ出口弁
耐圧強化ベント系N₂パージ用元弁（二次格
原子炉建屋1階SGTSモニタ室通路（管理区域）
納施設側）
耐圧強化ベント系N₂パージ用元弁（タービ
原子炉建屋1階SGTSモニタ室南側通路（管理区域）
ン建屋側）
中央制御室
FCS室連絡弁(A)/(B)
原子炉建屋1階FCS室（管理区域）
中央制御室
S/Cベント弁操作用空気供給弁
原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T61-F060
T61-F064
T22-F201
T22-F200
U41-MO-F105A/B
T31-MO-F092

操作場所
中央制御室
原子炉建屋3階SGTS室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋4階SGTS配管室（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階SLC貯蔵タンク室（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋3階南東通路（管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区域）
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋中3階DG(B)/Z送風機室(非管理区域)
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋地下1階NSDサンプ(B)室(非管理区域)
中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋2階DG(B)制御盤室(非管理区域)

PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
操作用空気ボンベ出口弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
気ボンベ出口弁
耐圧強化ベント系N₂パージ用元弁（二次格
原子炉建屋1階SGTSモニタ室通路（管理区域）
納施設側）
耐圧強化ベント系N₂パージ用元弁（タービ
原子炉建屋1階SGTSモニタ室南側通路（管理区域）
ン建屋側）
中央制御室
FCS室連絡弁(A)/(B)
原子炉建屋1階FCS室（管理区域）
中央制御室
AC S/Cベント弁操作用空気供給弁
原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F062

S/Cベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F099

S/Cベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F803

S/Cベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-F779

S/Cベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋地下1階南側通路（非管理区域）

T31-MO-F045

D/Wベント弁操作用空気供給弁

中央制御室
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-MO-F082

AC D/Wベント弁操作用空気供給弁

中央制御室
原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F061

D/Wベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F098

D/Wベント弁操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F802

D/Wベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-F778

D/Wベント弁逆操作用空気排気側止め弁

原子炉建屋2階南側通路（非管理区域）

T31-MO-F072

PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁バイ
パス弁

中央制御室
遠隔手動弁操作設備:原子炉建屋3階南側通路(非管理区域)

T31-MO-F072

中央制御室
AC PCV耐圧強化ベント用連絡配管隔離弁バ遠隔手動弁操作設備：原子炉建屋中3階FMCRD制御盤室（非管理区
イパス弁域）

各号炉の弁番号及び弁名称一覧(2/2)
統一名称

7号炉

6号炉

フィルタ装置入口弁逆操作用空気排気側止め弁

T61-F712

弁番号

フィルタ装置入口弁操作用空気排気側止め弁

T61-F068

耐圧強化ベント弁逆操作用空気排気側止め弁

T61-F713

耐圧強化ベント弁操作用空気排気側止め弁

T61-F069

フィルタベント大気放出ライン ドレン弁

T61-F503

弁名称
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
逆操作用空気排気側止め弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁操作用空気排気側止め弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁逆操作用
空気排気側止め弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空気排気側止め弁
フィルタベント大気放出ライン ドレン弁

可燃性ガス濃度制御系入口第一隔離弁

T49-MO-F001A/B

FCS入口第一隔離弁(A)/(B)

可燃性ガス濃度制御系入口第二隔離弁

T49-MO-F003A/B

FCS入口第二隔離弁(A)/(B)

可燃性ガス濃度制御系出口第一隔離弁

T49-MO-F008A/B

FCS出口第一隔離弁(A)/(B)

可燃性ガス濃度制御系出口第二隔離弁

T49-MO-F007A/B

FCS出口第二隔離弁(A)/(B)

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

操作場所

T61-F712

弁番号

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

T61-F068

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

T61-F713

原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）

T61-F069

原子炉建屋屋上階南側（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階格納容器所員用エアロック（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋2階格納容器所員用エアロック（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南東通路（管理区域）

T61-F503

弁名称
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁
逆操作用空気排気側止め弁
PCVベントラインフィルタベント側隔離弁操作用空気排気側止め弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁逆操作用
空気排気側止め弁
PCVベントライン排気筒側隔離弁操作用空気排気側止め弁
フィルタベント大気放出ライン ドレン弁

T49-MO-F001A/B

FCS入口第一隔離弁(A)/(B)T49-MO-F003A/B

FCS入口第二隔離弁(A)/(B)T49-MO-F008A/B

FCS出口第一隔離弁(A)/(B)T49-MO-F007A/B

FCS出口第二隔離弁(A)/(B)

操作場所
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋3階南側通路（非管理区域）
原子炉建屋屋上階南側（非管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋1階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）
中央制御室
原子炉建屋地下2階南側通路（管理区域）

1.9-85