2018年8月4日
東京電力ホールディングス株式会社

補正に対する指摘事項に対する回答一覧
Ⅰ．重大事故等対策の有効性評価、重大事故等対処設備及び技術的能力
番号

審査項目

指摘事項

回答

有効性評価

「高圧・低圧注水機能喪失」で使用する一部の設備が、設備を列挙する表に記載されていない。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級），軽油タンク，タ
炉心損傷防止対策 （具体的には、復水貯蔵槽へ補給するための可搬 ンクローリなどを重大事故等対策として追記いた型代替注水ポンプ（A-2級）、軽油タンク、タンク します。
ローリ等）

2

有効性評価

正式な設備名称として，ATWS緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）で統一致しま
ATWS緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリッす。
炉心損傷防止対策 プ機能）の表記が、本文、添付八（四十四条となお，添十は，代替制御棒挿入機能及び代替冷却6.7）及び添付十(7.15)で統一されていない。
材再循環ポンプ・トリップ機能の名称を用いるため，添十冒頭に，読替の記載を追加致します。

3

有効性評価

炉心損傷防止対策

インターフェイスシステムLOCAの評価において、期待している重大事故等対処設備の原子炉建屋ブ 原子炉建屋ブローアウトパネルを重大事故等対策
ローアウトパネルが有効性評価内に記載されてい として記載いたします。
ない。

4

有効性評価

PRA

地震PRAで考慮している地震に伴う損傷で、炉心損炉心損傷直結と整理した各事象について、炉心損傷に直結する事象としているもの（原子炉建屋損傷に至る可能性として考慮しているメカニズム等傷等）に対して、炉心損傷と格納容器損傷を回避を含め，記載の充実を図る形で修正致します。
できないことについて明確に記載されていない。

5

有効性評価

PRA

PRAで算出される各事故シーケンス毎のミニマル全CDFの99%を占める、TWに至る事故シーケンスにカットセットに対して、対策の有効性を確認した
対しては、RHRに対して独立なフィルタベント等がとあるが、検討対象とするミニマルカットセット有効と考えられるとの考察を追記いたします。の割合が明確に記載されていない。

PRA

地震PRAの階層ETでは直流電源喪失を炉心損傷直結
内部事象PRAでの事故シーケンス（全交流動力電源と整理していますが，階層ETでは直流電源喪失の喪失（長期TB等の分類））と、地震PRAでの事故下流側に外部電源喪失があることから，起因事象シーケンス（直流電源喪失等）との対応が明確にを外部電源喪失とする事故シーケンスに整理した記載されていない。
旨を追記致します。

SFP、停止時

他プラントの基準適合性審査における議論を踏まえ、使用済燃料プールでの必要な遮蔽の目安
必要な遮蔽の目安(10mSv/h)に作業時間等を考慮（10mSv/h）に関する記載を見直し、線量率と作業 し，緊急時の被ばく限度(100mSv）に対して余裕が時間から、緊急作業時の被ばく限度（100mSv）よ あること記載いたします。
りも十分小さくなることを示すこと。

43条

常設重大事故防止設備、常設重大事故緩和設備等
ほう酸水注入系，高圧代替注水系，使用済燃料の設備分類について、選定の考え方と整合がとれプール監視カメラ，非常用ディーゼル発電機，非ていない。(ほう酸注入系、高圧代替注水系、使用常用直流電源設備，安全パラメータ表示システ
済燃料貯蔵プール監視カメラ、非常用ディーゼルム，衛星電話設備などの発電機、非常用直流電源設備、安全パラメータ表
設備分類について再整理し，修正いたします。
示システム、衛星電話設備、等)

1

678

有効性評価

有効性評価

設備

9設備

45条

減圧及び低圧時冷却に必要な時間的余裕が確保で原子炉隔離時冷却系の現場起動について、十分なきることを明示するため「減圧対策及び原子炉冷期間の運転継続を確認する観点から、減圧及び低却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整
圧時冷却に必要な時間余裕が確保できることが明うまでの期間にわたり，発電用原子炉への注水を確に記載されていない。
継続できる」旨の記載に修正いたします。

10

設備

45条

「原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合」との記載について、機能喪失の内容が明確に示されて機能喪失の理由について記載の拡充を行います。
おらず、後段の「原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動」との記載と整合がとられていない。

45条「原子炉隔離時冷却系は，高圧注水が必要な期間にわたって発電用原子炉を冷却できるよう，人力による原子炉隔離時冷却系運転時に発生するドレドレンの排水に用いる設備は自主対策設備であるンを排水する」との記載について、手順等の説明ため，記載を削除致します。
では排水処理に使用する水中ポンプ等の設備を自主対策設備と位置づけており、両者の間で整合がとられていない。

11設備

1

番号

12

審査項目

設備

指摘事項

回答

46条

「(b-2-3) 代替電源設備を用いた逃がし安全弁の復旧」における「常設直流電源系統が喪失した場「直流電源系統」と「直流電源」に修正致しま合」との記載について、前提とする機能喪失の条す。
件との観点から、「(b-2-1)常設直流電源系統喪失時の減圧」との相違が明確に示されていない。

13

設備

46条

ブローアウトパネルに係る「原子炉建屋原子炉区環境改善の趣旨がわかるよう，「原子炉建屋原子域内の減圧及び環境改善ができる設計」との記載
炉区域内の圧力及び温度を低下させることができについて、「環境改善」の内容が明確に記載される設計」に修正致します。ていない。

14設備

46条

高圧窒素ガスボンベに係る「個数 5（予備20）」と「容量 約47L/本」との記載について、両者の単 「個」に統一致します。
位が整合していない。

15

設備

46条

自動減圧系の起動阻止について、代替自動減圧機 代替自動減圧機能が作動した場合についても自動能が作動した場合についても起動阻止がなされる 減圧を阻止出来る設計であるため，その旨が明確ことが明確に記載されていない。となるよう修正いたします。

46条「代替自動減圧ロジック」と「自動減圧系の起動阻止スイッチ」の関係について、両者を相互に独立した設備と位置づけているのか、後者を前者の一部とみなしているのか、申請書上の記載の整合がとられていない。

自動減圧系の起動阻止スイッチはDB兼SAの設備であり，機能としては代替自動減圧ロジックの一部ではあるものの，主要設備の1つです。
第6.8-1表に自動減圧系の起動阻止スイッチを追加致します。
また，43条適合性の悪影響防止についても追記致します。

46条

原子炉建屋ブローアウトパネルの設計方針に係る「自動的に開放する設備とし，操作不要な設計とする」との記載について、閉じ込めの観点では操作が必要との説明を受けており、整合がとられていない。

ブローアウトパネルについて，開放操作においてのみ操作が不要であることを明示するため「外気との差圧により自動的に開放する設計とする」旨の記載に修正いたします。

46条「高圧窒素ガス供給系は，（中略）確実に作動できるよう，供給圧力を設定する」との記載について、現行の内容は運用方針と考えられ、供給圧力に係る設計方針が明確に示されていない。

原子炉格納容器の圧力が設計圧力の2倍となった場合においても逃がし安全弁を確実に作動するために必要な圧力を供給可能な設計であることを記載致します。

49条「低圧代替注水系（可搬型）は，（中略）海水を利用できる設計とする」と「低圧代替注水系（可「海を利用できる設計」に統一致します。
搬型）は，（中略）海を利用できる設計とする」の２種類の表現が混在している。

50条「代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系は，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に必要な伝熱容量を有する設計とする。」及び「原子炉系統の圧力を考慮している旨明記致します。
格納容器内で発生する蒸気量に対して，十分な排出流量を有する設計とする。」と記載されているが、系統の圧力損失を考慮していることが明確に記載されていない。

51条「コリウムシールドは（中略）サンプへの溶融炉心の流入を抑制し，かつ，格納容器下部注水系（常設）とあわせて，（中略）サンプのコンク流入を抑制する設備であることがわかるよう修文リートの侵食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容致します。
器バウンダリに接触することを防止できる設計とする」との記載について、「流入の防止」と「侵食の抑制」の関係が明確に示されていない。

51条「格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，（中略）非常用所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電に対して多重性又は多様性及び独立性を有す 多様性，独立性について，記載を拡充致します。
る設計とする」との記載について、比較の対象並びに「多重性」及び「独立性」を有すると判断した根拠が明確に示されていない。

51条「これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）と格納容器下部注水
格納容器下部注水系（可搬型）は，重大事故等対系（可搬型）が，互いに独立性を有する設計であ処設備としての独立性を有する設計とする。」とることを記載致します。の記載について、「独立性」に係る比較対象が明確に示されていない。

1617181920212223

設備

設備

設備

設備

設備

設備

設備

設備

2

番号

審査項目

指摘事項

回答
溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のためのほう酸水注入系は，他の注水系とともに，注水する設備であることがわかるように修正致します。

24設備51条「(b-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」に係る「ほう酸水注入系は，（中略）未臨界を維持できる設計とする」との記
載について、未臨界を維持できるとする根拠が明確に示されていない。

25

設備

55条

放射性物質吸着材の設置箇所について、その合計設置箇所数について明記致します。
数の記載を明確にすること。

26

設備

61条

5号炉屋外緊急時連絡用インターフォンを居住性の5号炉屋外緊急時連絡用インターフォンを通信連絡確保の設備と位置づけているが、インターフォン設備として位置づけて修正致します。の機能に着目した設備の位置づけを示すこと。

27

設備

全般

主要設備及び仕様について、「主要機器の仕様を重大事故等対処設備の仕様（系統）について，主表〜」と「主要設備の仕様を表〜」が混在してい要機器仕様に統一致します。
る。

28

SA技術的能力1.0

発電所構外からの非常招集となる参集要員（6時間 発電所構外からの参集要員について，6時間を目処を目途に40名、10時間以内に106名）について、明 に40名程度，10時間以内に106名を参集させる旨を確に記載されていない。
追記いたします。

29

SA技術的能力

1.1

制御棒の自動電動挿入機能について、自主対策設 自主対策設備としてあげている電動駆動の挿入手備の記載が適切ではない。
段について，記載の拡充を致します。

1.1

着手の判断には第1.1.2図のフロー導入前の条件
原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替え （自動スクラム又は手動スクラム）を記載している操作の着手判断について、1.1.2.1(1)EOP「スク ます。したがって，フローの「スクラム確認」以ラム」（原子炉出力）の記載と第1.1.2図及び第 降にある代替制御棒挿入操作は手順着手後の操作
1.1.7図の記載が整合していない。の１つであり，着手の判断には含まれない整理となります。

1.8「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」と「1.8.2.2溶融炉心 1.8.2.1に記載を合わせて，「全交流電源喪失によの原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のため り」を削除致します。の対応手順」における「手順着手の判断基準」の また，技術的能力1.4等の判断基準と差別化するた記載について、後者の場合のみ「全交流電源喪失 めに「炉心損傷を判断した場合」を追記致しまにより」との語句があり、整合がとられていなす。
い。

1.8「1.8.2.1 b. 格納容器下部注水系（可搬型）によ全交流動力電源喪失かつ炉心損傷後という前提のる原子炉格納容器下部への注水」と「1.8.2.2 b.
もと，低圧代替注水系（可搬型）についても電動低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器へ弁の電源が必要であることから記載しておりましの注水」における「手順着手の判断基準」の記載
たが，格納容器下部注水も同様であるため，差異について、ポンプ本体（可搬型代替注水ポンプがないよう修正致します。
（A-2 級））は同じであるが、代替交流電源の確保の要否が相違している。

1.9

フィルタ装置出口放射線モニタから得た放射線量
格納容器圧力逃がし装置の排気中の放射性物質濃率及び事前にフィルタ装置出口配管表面の放射線度について、放射線モニタにより線量を測定し、量率と配管内部の放射性物質濃度から算出した換濃度を推定するとしているが、推定手段が明確に算係数を用いて放射性物質濃度を推定する旨を追記載されていない。
記いたします。

1.9

格納容器ベントの判断基準に用いる酸素濃度のウェット条件であることを明記するとともに，ド4vol%のウェット条件ということが明確に記載されライ条件の酸素濃度が5％以下であることを確認すていない。また、ドライ条件の酸素濃度も確認することもあわせて記載致します。
る旨が明確に記載されていない。

3031323334

SA技術的能力

SA技術的能力

SA技術的能力

SA技術的能力

SA技術的能力

3

番号35

審査項目

SA技術的能力

指摘事項

回答

1.10

ｃ．操作の成立性の「水素濃度の監視は、（略）」とあるが、水素濃度の監視だけでなく、PARの動作状況の監視について追記致します。
ＰＡＲ動作監視装置の監視について明確に記載されていない。

全面マスクと電動ファン付き全面マスクで特段の手順の違いはないことから従来全面マスクの着用手順を記載していた箇所に，電動ファン付き全面マスクについても追記致します。

36

SA技術的能力1.16「炉心損傷の判断後に全面マスクを着用する手順」で、電動ファン付き全面マスク（防護係数1000）の手順が記載されていない。

37

SA技術的能力2.1「緊急時対応手順」がどういったものであるか明前段で定義されている手順書名を記載致します。
確に記載されていない。

38

SA技術的能力

2.1

屋外の可搬型重大事故等対処設備の分散配置につ 43条における可搬型重大事故等対処設備の保管場いて、43条における可搬型重大事故等対処設備の 所の設計方針と整合をとった記載に修正致しま
設計方針との記載の整合がとれていない。
す。

39

SA技術的能力2.1

プルーム放出時の要員の待避スペースについて明 緊急時対策用員は緊急時対策所に，運転員は中央
確に記載されていない。
制御室待避室にとどまる旨を記載致します。

自主対策設備

自主対策設備の悪影響防止について、3設備（格納自主対策設備については，他の設備への影響を考
容器ｐＨ制御設備、格納容器頂部注水系、第二代
慮し，事前に影響がないことを確認すること，も替交流電源設備）のみが記載されているが、それしくは，影響がない範囲で自主対策設備を使用す以外の自主対策設備について明確に記載されていることを記載いたします。
ない。

40

SA技術的能力4

Ⅱ．設計基準対象施設
番号

審査項目

指摘事項

回答

1

１１条
（安全避難通路）

避難用照明の設置場所のうち、5号機原子炉建屋内
本表は，申請書構成の見直しに伴い削除すべき表の緊急時対策所の名称が「免震重要棟」となってでしたので，再補正時に削除いたします。
いる。

2

１１条
（安全避難通路）「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」は，現時点では5号炉サービス建屋3階に設置予定です。
「第二企業センター又はその近傍に設置する執務
設計基準事故が発生した場合に用いる作業用照明場所又は宿泊場所」は，現時点では第二企業センの保管場所が明確でない。
ター内に設置予定です。
なお，今後の詳細検討により変更になる可能性があるため，現状の記載とさせていただいております。

3１２条（安全施設）

中央制御室を６，７号機で共用する設計について、共用することにより安全性が向上する理由が 安全性が向上する理由について追記致します。
明確でない。

4１６条（SFP）「燃料取扱場所の放射線量について異常な放射能「放射線量について異常な上昇」という記載に見上昇を検出」との記載があるが、線量と放射能で直します。
は単位（次元）が異なる。

5２６条
（制御室）

放射線計測関係及び気象観測関係に関する設備
モニタリング・ポスト及び気象観測設備のデータ
は、１〜７号炉共用であり、１号炉に設置されてを，6号及び7号炉の中央制御室で監視可能であるいるが、６，７号機の中央制御室で「監視」でき旨，記載致します。
ることが記載されていない。

6３３条(保安電源設備)

変圧器につきましては，既設置許可申請書の添付申請書全体を通じて、有効数字を確認する必要が書類八の「第9.3-2表 変圧器の主要機器仕様」にある。
記載されている主変圧器の数値と一致させており（例）変圧器の電圧値（26.325kV） 等ます。
以下のとおり修正致します。
①「原子炉建屋等の重要施設周辺」→「外部事象「原子炉建屋等の重要施設」との記載があるが、 防護対象施設である原子炉建屋等の周辺」「重要施設」の定義が不明瞭。
②「原子炉建屋等の重要施設」→「外部事象防護対象施設である原子炉建屋等」

7６条（外部火災）

8６条（外部火災）

以下の通り記載を修正致します。
森林火災のFARSITE評価に用いる気象データについ 「森林火災の実績から，比較的発生頻度が高い月て、8月のデータを含む森林火災発生頻度の高い月 を考慮し，3月から5月の気象条件（最多風向，最が、評価の際どのように考慮されたかが不明瞭。 大風速，最高気温及び最小湿度）の最も厳しい条件を用いる。」

9６条（火山）

常用系の水源の降下火砕物による水質汚染に対して、降下火砕物襲来時に水を供給する必要がない 「給水処理設備により水処理した給水を使用してとしている。常用系の水源は、降下火砕物襲来時 おり，また水質管理を行っている」旨を記載いたには供給を停止する等、とるべき対応が記載され します。ていない。

10６条
（火山）

風（台風）と竜巻の包絡関係が記載されていな
い。

11６条（その他自然現象）

風（台風）の設計基準風速は，竜巻影響評価における設計竜巻の最大風速に包絡される旨を追記致します。

自然現象の想定（竜巻、火山、外部火災を除く。）は、既存の規格基準類、過去のデータ及び低温については，法令及び規格・基準の要求はな年超過確率を比較検討した上で行うとしている。
い旨に修正致します。
低温については、既存の規格基準はないとの説明
積雪については，建築基準法によると除雪体制がだったが、既存の規格基準類のカテゴリーとして整っている場合の垂直積雪量は100cmと想定するこ13℃と記載されている。また、積雪については、とができるとされている旨に修正致します。
既存の規格基準類における垂直積雪量の想定が不明瞭。
5番号

審査項目

指摘事項

回答

12６条
（その他自然現象）

落雷の想定について、落雷位置標定システム（IMPACT）の結果「冬季雷が支配的である」との結論に対するエビデンス（数値例又は参考文献）が示されていない。また、電撃電流値 114kAの算出方法及び引用した参考文献等の記載がない。

「冬季雷が支配的である」の記載致します。また，日本海側については冬季雷が支配的であること及び電撃電流値114kAの引用した参考文献を記載致します。

13８条（内部火災）

内部火災に関して、「火災感知又は火災の影響軽「火災感知，消火又は火災の影響軽減の機能を有減の機能を有するものとする」との記載があるするものとする。」と統一致します。
が、「消火」が記載されていない。

14８条（内部火災）

火災の感知に関する設計に関して、アナログ式感アナログ式と非アナログ式の組合せも存在するた知器と非アナログ式感知器を組合せた設計が存在め，その旨がわかるよう記載を修正致します。
するはずだが、現状の記載からは読み取れない。

15８条（内部火災）

消火については煙充満の有無で分類し，煙充満の火災の消火に関する設計について、審査基準にはおそれがある区画のうちの例外として「火災影響ないクライテリア等様々な考え方が混在しているをうけるおそれのない設備を内包する火災区画」
ため、記載の適正化が必要。
を示す構成に見直し致します。

16８条（内部火災）

火災の影響軽減に関する設計のうち、異なる系列間の離隔距離の考え方について、第8条で要求されIEEE384に基づく設計としておりますので，その旨る系統分離に関する設計と、第12条で要求される記載致します。
独立性に関する設計が、それぞれ担保される旨が読み取れない。

技術的能力(添５)

技術的能力について、補足説明資料と補正申請書で構成が異なるため、記載の適正化が必要。具体
以下の通り記載を追記致します。
的には以下のとおり。
・「(1)組織」へ「原子力安全・統括部設置に至る〇補足説明資料の「（5）技術者に対する教育・訓経緯」について記載を追記
練」に記載されていた人財育成センターの設置
・「(2)技術者の確保」へ「システムエンジニが、補正申請書「1．組織」に記載されている。
ア」，「CFAM/SFAM」について記載を追記〇補足説明資料「（2）技術者の確保」に記載され・「(4)品質保証活動」へ「経営層からの改革」にていたエキスパートが、補正申請書「5．技術者について記載を追記対する教育・訓練」に記載されている。
・「(5)技術者に対する教育・訓練」へ「原子力人〇補足説明資料「（4）品質保証活動」に記載され財育成センター」について記載を追記ていた経営陣からの改革が、補正申請書に記載されていない。

技術的能力(添５)組織図上，他の立地本部組織の位置付けも同様に原子力・立地本部長直轄であり，原子力・立地本
技術的能力について、人財育成センターは原子部長と各部所長の間に他の管理者が存在するわけ
力・立地本部長直轄となっているが、組織図によではないことから「直轄」の表現が間違っている
れば、他の立地本部組織と同じ位置づけとなってわけではないが，原子力人財育成センターのみ特いる(直轄である原子炉主任技術者とは位置付けが別と捉えられる記載であるため，「原子力・立地異なる。）。直轄の意味について記載の充実が必本部長直轄の」を削除致します。
要。
なお，執務場所が福島第二であることが業務管理上の支障となるものではありません。

技術的能力(添５)

記載のある技術者1,871名，特別管理職285名については，「福島第二」及び「東通」を含んだ人数となっております（福島第一は原子力・立地本部
技術的能力について、技術者数が表に示されていの組織ではないため，カウント対象外）。
るが、表に示された合計値と、文中に記載されて第1表では，上記の人数が読み取れないことから，いる技術者数の合計が合わない。
以下の注釈を追加致します。
「福島第二原子力発電所及び東通原子力建設所を除く人数を示す。」

1718196

Ⅲ．設計基準対象施設のうち、耐震設計方針及び耐津波設計方針
番号

1

審査項目

５条（耐津波）

基本事項

指摘事項

回答

津波による発電所港湾内の局所的な海面振動について、発電所港口及び発電所港湾内における評価
基準津波策定位置との比較を追記致します。に加えて、基準津波策定位置における評価についても記載すること。

2５条（耐津波）

引き波による水位低下時の海水ポンプの取水機能
水位変動に伴う取 維持のために海水貯留堰を設置する設計としてい 海水貯留堰の貯留量の妥当性確認に管路解析を用
水性低下による影 るが、この設計方針に、取水路中の水位を算定し いていることが明確となるよう，記載を修正いた
響防止
た管路解析がどのように寄与したのか明確でなします。
い。

3５条（耐津波）

漂流物の抽出過程に関して、発電所周辺における水位変動に伴う取発電所構外については，基準津波の数値シミュ漂流物の調査範囲として、周辺約5kmを調査の範囲
水性低下による影レーション結果を踏まえて，発電所周辺約5kmの範と定めていることについて、その根拠を記載する響防止囲とする旨を記載致します。
こと。

4３９条（耐震）

補正（本文 五.）

補正書（本文 五、ロ、（1）、（ⅱ）、c.）の記
載「Bクラス施設の機能を代替する施設又は当該設当該施設が明確になるよう記載を修正致します。
備が属する」における当該設備が何を指すのかが不明確なため、記載の適正化を検討すること。

7