資料番号：SA 設 -1-4-10 改 12018 年 5 月 22 日
日本原子力発電株式会社

可搬型代替注水ポンプ同時使用時の組合せについて

可搬型代替注水ポンプの配備台数は，重大事故等時に同時に使用することを想定するケースを考慮した上で，必要な容量を満足する台数
並びに故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として
必 要 な 台 数 を 元 に ， 可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 合 計 5台 ， 可 搬 型 代
替 注 水 大 型 ポ ン プ を 合 計 3台 ， 可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ （ 放 水 用 ）を 合 計 2台 配 備 す る 。
各ポンプの仕様及び配備台数を第 1 表に示す。
可搬型代替注水ポンプ同時使用時の組合せについては，以下のパターンを想定する。同時使用時の組合わせパターンと可搬型代替注水ポ
ンプの台数の関係を第 2 表に示す。

パターンＡ：常設低圧代替注水系ポンプ使用時の代替淡水貯槽への補給パターンＢ：西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを使用した注水及び西側淡水貯水設備への補給パターンＣ：代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプを使用した注水及び代替淡水貯槽への補給パターンＤ：海を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプを使用した注水
11

また，有効性評価の事故シーケンスグループ等と技術的能力審査基
準，設置許可基準規則，技術基準規則との関連を第 3 表に示す。

第 1表

可搬型代替注水ポンプの仕様及び配備台数

名称

容量※１

揚程※１

配備台数

可搬型代替注水中型ポンプ

約 210 （ m ３ ／ h）

約 100m

5台

可搬型代替注水大型ポンプ

約 1,32 0（ m ３ ／ h ）約 140m

3台

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）※２

約 1,38 0（ m ３ ／ h ）約 135m2台※1 定格容量，定格揚程を示す。
※2 可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，可搬型代替注水大型ポンプと同型であるが、放水設備として使用する場合はエンジン回転数が異なることから
容量・揚程が異なる。

22

第 2 表 可搬型代替注水ポンプ同時使用時の組合せ整理表※１,５
パターンＡ
可搬型代替注水ポンプの用途

必要数（配備数）

使用する水源運用
西側淡水a【47 条】原子炉圧力容器への注水【49 条】原子炉格納容器内の冷却【51 条】原子炉格納容器下部への注水【53 条】原子炉ウェルへの注水【54 条】使用済燃料プールへの注水／
スプレイ

貯水設備

可搬型代替注水中型ポンプ：2 台（5 台（2N+α））
又は

代替淡水

b

貯槽

可搬型代替注水大型ポンプc【56 条】代替淡水貯槽への補給

海Ⅲ
可搬型代替注水中型ポンプ：1 台（3 台（2N+α））
又は可搬型代替注水大型ポンプ：1 台（3 台（2N+α）【56 条】西側淡水貯水設備への補給

抑制等

※２,３

パターンＡ’
予備※２

運用

－

－

常設低圧

常設低圧

代替注入

代替注入

系ポンプ

系ポンプ

－

－

待機
※２,３

予備※２

運用

パターンＢ

パターンＣ

待機

待機

※２,３

予備※２

運用

※２,３

パターンＤ
予備※２

西側淡水

中Ｂ

貯水設備

中Ｃ

－

淡水

中Ａ

中Ｄ

中Ｅ

タンク

①②③

大Ａ

大Ｃ

大Ｂ
Ⅳ
Ⅱ
Ⅲ

海

待機
※２,３

予備※２

中Ｂ

大Ａ

－

中Ａ
中Ｅ

中Ｄ

大Ａ

中Ｄ

大Ｃ

大Ｂ

④⑤

大Ｂ

放Ｂ

⑫
中Ａ

中Ｂ

中Ｃ

中Ｂ

大Ａ

－

中Ｃ

放Ｂ

運用

中Ａ

：1 台（3 台（2N+α）

Ⅰ【55 条】大気への放射性物質の拡散

待機

中Ｃ
中Ｅ
大Ｃ

中Ａ
⑨⑩⑪

中Ｄ
大Ｂ

中Ｂ
中Ｅ

中Ｃ

中Ｅ

大Ｃ

中Ｄ

大Ｃ

大Ｂ

放Ｂ

放Ｂ

放Ｂ

代替淡水
貯槽
淡水

－

－

放Ａ

放Ａ

大Ａ
⑥⑦⑧

タンク

Ⅳ

海

Ⅳ

海

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）※４

放Ａ

放Ａ

放Ａ

：1 台（2 台（N+α））※1 表中の「大」，「中」，「放」はそれぞれ「可搬型代替注水大型ポンプ」，「可搬型代替注水中型ポンプ」，「可搬型代替注水大型ポ必要

ンプ（放水用）」を，英文字はポンプ号機を示す。

台数※2 待機・予備の欄は、用途に関係なく、不使用の機器を示す。

可搬型代替注水※3 待機号機は，必要に応じ自主対策の用途で使用することがあ

中型ポンプ

る。
※4 予備の可搬型代替ポンプは，故障時及び保守点検による待機除

可搬型代替注水
大型ポンプ

外時のバックアップ用であり，重大事故等対応の成立性におい可搬型代替注水て考慮しない。
（ただし可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

大型ポンプ（放は，保管場所に保管すること，可搬型代替注水大型ポンプの予

水用）

待機

予備

1

3

1

0

2

1

1

必要

待機

予備

0

4

1

1

1

1

0

1

1

台数

必要

待機

予備

2

2

1

1

1

1

0

1

1

台数

必要

待機

予備

1

3

1

1

1

1

0

1

1

台数

必要

待機

予備

0

4

1

1

1

1

1

0

1

1

0

台数

備と兼用することから，成立性において考慮する）※5 可搬代替ポンプの組み合わせ及び送水・補給経路を別紙①～⑫
に示す。

3

3

第 3表

可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に 係 る 有 効 性 評 価 の 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 等 と 技 術 的 能 力 審 査 基 準 /設 置 許 可 基 準 規 則 /技 術 基 準 規 則 と の 関 連 （ 1／ 2）
1.1

1.2

1.3

1.4

1.5

1.6

1.7

1.8

1.9

1.10

1.11

1.12

1.13

1.14

1.15

1.16

設置許可基準規則／技術基準規則

44 条
/59 条

45 条
/60 条

46 条
/61 条

47 条
/62 条

48 条
/63 条

49 条
/64 条

50 条
/65 条

51 条
/66 条

52 条
/67 条

53 条
/68 条

54 条
/69 条

55 条
/70 条

56 条
/71 条

57 条
/72 条

58 条
/73 条

59 条
/74 条

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

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

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

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

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

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

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

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

使用済燃料 貯蔵槽の冷却等のための手順等

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等電源の確保に関する手順等

事故時の計装に関する手順等

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

－

－

－

Ａa
Ａb

Ｂa
Ｂb
Ｃ

Ａa
Ａb

Ｂa
Ｂb

Ａa
Ａb

－

Ａa
Ａb

Ａa
Ａb

Ｄ

Ｅa
Ｅb

Ｆ

－

－

事故シーケンスグループ等

2. 1
2. 2

2. 3
炉心損傷防止2. 4

高圧・低圧注水機能喪失

○
(Ａ a)

○
(Ａ a)

●
(Ｅ a)

①

●
(Ａ a)

●
(Ａ a)

○
(Ｅ b)

②

●

●

○

(Ａ a)

(Ａ a)

(Ｅ b)

●

●

○

(Ａ a)

(Ａ a)

(Ｅ b)

○

○

○

(Ａ a)

(Ａ a)

(Ｅ b)

○

○

●

(Ａ a)

(Ａ a)

(Ｅ a)

○
(Ａ a)

●
(Ｅ a)

①

○
(Ｅ a)

①

○
(Ｅ b)

②

高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）
全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）
全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

2. 5

原子炉停止機能喪失

2. 6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

○
(Ａ a)

2. 7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣ
Ａ）

○
(Ａ a)

●
●
(Ａ a)
(Ａ a)
Ａ a： 高 所 東 側 接 続 口 又 は 高 所 西 側 接 続 口 か ら の 送 水 ， Ａ b： 東 側 接 続 口 又 は 西 側 接 続 口 か ら の 送 水 ，
Ｂ a ： フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ ビ ン グ 水 補 給 （ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 以 外 水 源 ）， Ｂ b ： フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ ビ ン グ 水 補 給 （ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 水 源 ），Ｃ ： 代 替 残 留 熱 除 去 系 海 水 系 （ 自 主 対 策 設 備 ），Ｄ：放射性物質の拡散抑制等，
Ｅ a ： 水 源 へ の 補 給 （ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 か ら の 補 給 ）， Ｅ b ： 水 源 へ の 補 給 （ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 以 外 の 水 源 か ら の 補 給 ），Ｆ：非常用ディーゼル発電機海水系等への代替海水送水（自主対策設備）●：有効性評価で考慮する対策，○：有効性評価で考慮しないが準備することも考えられる対策

2. 8

同時使用組合わせパターン

技術的能力審査基準

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

4

②
②
①
①

4

第 3表

可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ に 係 る 有 効 性 評 価 の 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 等 と 技 術 的 能 力 審 査 基 準 /設 置 許 可 基 準 規 則 /技 術 基 準 規 則 と の 関 連 ）（ 2／ 2）
1.1

1.2

1.3

1.4

1.5

1.6

1.7

1.8

1.9

1.10

1.11

1.12

1.13

1.14

1.15

1.16

設置許可基準規則／技術基準規則

44 条
/59 条

45 条
/60 条

46 条
/61 条

47 条
/62 条

48 条
/63 条

49 条
/64 条

50 条
/65 条

51 条
/66 条

52 条
/67 条

53 条
/68 条

54 条
/69 条

55 条
/70 条

56 条
/71 条

57 条
/72 条

58 条
/73 条

59 条
/74 条

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

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

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

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

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

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

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

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

使用済燃料 貯蔵槽の冷却等のための手順等

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等電源の確保に関する手順等

事故時の計装に関する手順等

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

－

－

－

Ａa
Ａb

Ｂa
Ｂb
Ｃ

Ａa
Ａb

Ｂa
Ｂb

Ａa
Ａb

－

Ａa
Ａb

Ａa
Ａb

Ｄ

Ｅa
Ｅb

Ｆ

－

－

事故シーケンスグループ等

格納容器破損防止

3. 1

3. 2
3. 3
3. 4
3. 6

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する場合）
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できない場合）
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
水素燃焼
溶融炉心・コンクリート相互作用

ＳＦＰ燃料
停止中の燃料損傷防止
損傷防 止

4. 1

想定事故１

4. 2

想定事故２

5. 1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

5. 2

全交流動力電源喪失

5. 3

原子炉冷却材の流出

5. 4

反応度の誤投入

同時使用組合わせパターン

技術的能力審査基準

○
(Ａ a)

○
(Ａ a)

○
(Ａ a)

○
(Ｅ a)

①

○
(Ａ a)

○
(Ａ a)

○
(Ａ a)

●
(Ｅ a)

①

○
(Ａ a)

○
(Ａ a)

○
(Ａ a)

○
(Ｅ a)

①

○
(Ａ a)
○
(Ａ a)

○
(Ａ a)
○
(Ａ a)

○
(Ａ a)
○
(Ａ a)

○
(Ｅ a)
○
(Ｅ a)

○

○

○

○

(Ａ a)

(Ａ a)

(Ａ a)

○
(Ａ a)

(Ｅ a)

①
①
①

●

○

(Ａ a)

(Ｅ b)

●
(Ａ a)

○
(Ｅ b)

②

○
(Ｅ a)

①

②

Ａ a： 高 所 東 側 接 続 口 又 は 高 所 西 側 接 続 口 か ら の 送 水 ， Ａ b： 東 側 接 続 口 又 は 西 側 接 続 口 か ら の 送 水 ，
Ｂ a ： フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ ビ ン グ 水 補 給 （ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 以 外 水 源 ）， Ｂ b ： フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ ビ ン グ 水 補 給 （ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 水 源 ），Ｃ ： 代 替 残 留 熱 除 去 系 海 水 系 （ 自 主 対 策 設 備 ），Ｄ：放射性物質の拡散抑制等，
Ｅ a ： 水 源 へ の 補 給 （ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 か ら の 補 給 ）， Ｅ b ： 水 源 へ の 補 給 （ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 以 外 の 水 源 か ら の 補 給 ），Ｆ：非常用ディーゼル発電機海水系等への代替海水送水（自主対策設備）●：有効性評価で考慮する対策，○：有効性評価で考慮しないが準備することも考えられる対策

55≪参考≫ 可搬型代替注水ポンプ 保管場所

6

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉圧力容器への注水（高圧注水）【1.2】原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）Ａより（復水貯蔵タンクを水源とした高圧注水 自主）

大A

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】
原子炉格納容器内の除熱【1.6】

常設高圧代替注水系ポンプ【 待機・自主対応可能】
大B
放B低圧炉心スプレイ系ポンプ
中B, 中C, 中D

サプレッション・プールの除熱【1.6】

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

送水経路

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）【1.10】（自主）

使用済燃料プールへの注水【1.11】（自主）補給経路

残留熱除去系ポンプ（Ａ，Ｂ）

ほう酸水注入ポンプ

原子炉圧力容器への注水（ほう酸水注水）【1.1】

サプレッション・チェンバ約3,400 ※２（サプレッション・プール水量を示す。）（炉心損傷前の低圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水） (47,51条)【1.4】,【1.8】補給水系（自主対策設備）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）復水貯蔵タンク（自主対策設備）

復水移送
ポンプ

純水貯蔵
タンク
約500 ※１（81 ※２）

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）(49条)【1.6】

常設低圧代替注水系ポンプ

制御棒駆動水圧系（自主対策設備）
制御棒駆動水ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

代替淡水貯槽※１
約5,000※２（4,300）（原子炉ウェル注水 自主）(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】

ろ過水貯蔵
タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

多目的タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

原子炉圧力容器への注水（進展抑制）【1.2】,【1.8】代替循環冷却系ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)
【1.8】

ほう酸水
貯蔵タンク
※１
約19.5

（ほう酸水注入系による純水貯蔵タンクを水源とした継続注水 自主）

ドライウェル

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】

原子炉格納容器内の減圧及び除熱【1.7】原水タンク
約1,000 ※１（361 ※２）

ディーゼル駆動消火ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】淡水タンク（代替淡水源）（自主対策設備）

消火系（自主対策設備）（代替淡水源）

復水貯蔵
タンク（Ａ）
約2,000 ※１（656 ※２）

復水貯蔵
タンク（Ｂ）
約2,000 ※１（656 ※２）

Ａへ（淡水タンクを水源とした補給 自主）(56条)

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口（淡水タンクを水源とした送水 自主）（西側淡水貯水設備，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給 自主）（海を水源とした補給注１）（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備を水源とした送水）フィルタ装置スクラビング水補給(48,50条)（フィルタ装置への水張り）【1.5】,【1.7】（代替淡水貯槽，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給注１ 自主）

原子炉建屋東側接続口(47条)
原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水）【1.4】,【1.8】(49条)
原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）【1.6】

原子炉建屋西側接続口

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)【1.8】

高所東側接続口

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）【1.10】（自主）

高所西側接続口中Ａ（代替淡水貯槽，海を水源とした送水）【西側淡水貯水設備を水源とした高所東側接続口及び高所西側
接続口への送水】・可搬型代替注水中型ポンプ２台を直列に接続し送水【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水及び上記以外の補給】・送水（注水等）に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ
１台又は可搬型代替注水中型ポンプ１台にて補給

常設代替高圧電源装置置場（代替淡水源）西側淡水貯水設備※１
約5,000※２（4,300）（西側淡水貯水設備を水源とした送水）(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】【代替ＲＨＲＳ：代替残留熱除去系海水系】

冷却水の確保（代替残留熱除去系海水系）【1.5】（自主）

待機中のポンプ車で対応

代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口（海を水源とした送水 自主）（送水・補給・放水に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ１台にて実施）

代替残留熱除去系海水系西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口

冷却水の確保（残留熱除去系海水系）【1.5】(48条)

残留熱除去系海水系ポンプ

冷却水の確保（緊急用海水系）【1.5】(48条)

緊急用海水ポンプ

冷却水の確保（代替燃料プール冷却系）【1.11】 (54条)

凡例

海（水源）
【代替ＤＧＳＷ：代替２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系，
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系】【代替ＦＰＣ：代替燃料プール冷却系】

代替２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系接続口

代替燃料プール冷却系東側接続口

代替２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系接続口

代替燃料プール冷却系西側接続口

冷却水の確保（２Ｃ・２Ｄ非常用ディー
ゼル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系）【1.14】(57条)

代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系接続口：可搬型代替注水大型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水中型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）：常設設備（配管）による送水：常設設備（配管）による送水（自主対策設備）：可搬型設備（ホース）による送水：可搬型設備（ホース）による補給：可搬型設備（ホース）による補給（自主対策設備）【】内番号：各手順番号を示す。

（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保

ＳＡ用海水ピット（海水取水箇所）

ＳＡ用海水ピット取水塔

大気への放射性物質の拡散抑制， (55条)
航空機燃料火災への泡消火【1.12】：可搬型代替注水大型ポンプ（代替ＲＨＲＳ・代替ＦＰＣ・代替ＤＧＳＷ用）：可搬型設備（ホース）による送水（自主対策設備）※1：公称値を示す。

自主）

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ，
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ：放水砲※2：管理値（最低確保容量）を示す。

放Ａ（注１：常設低圧代替注水系ポンプにて注水等を実施する場合は可搬型代替注水大型ポンプによる補給も可能）

① ＡｂⅠ

7

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉圧力容器への注水（高圧注水）【1.2】原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）Ａより（復水貯蔵タンクを水源とした高圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】大A

原子炉格納容器内の除熱【1.6】

常設高圧代替注水系ポンプ【 待機・自主対応可能】
大B
放B低圧炉心スプレイ系ポンプ
中B, 中C, 中D

サプレッション・プールの除熱【1.6】

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

送水経路

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）【1.10】（自主）

使用済燃料プールへの注水【1.11】（自主）補給経路

残留熱除去系ポンプ（Ａ，Ｂ）

ほう酸水注入ポンプ

原子炉圧力容器への注水（ほう酸水注水）【1.1】

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】
サプレッション・チェンバ約3,400 ※２（サプレッション・プール水量を示す。）（炉心損傷前の低圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水） (47,51条)【1.4】,【1.8】補給水系（自主対策設備）
原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）

常設低圧代替注水系ポンプ（原子炉ウェル注水 自主）

制御棒駆動水圧系（自主対策設備）
制御棒駆動水ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

代替淡水貯槽※１
約5,000※２（4,300）（代替淡水源）復水貯蔵タンク（自主対策設備）

復水移送
ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）(49条)
【1.6】

(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】

ろ過水貯蔵
タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

多目的タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

原子炉圧力容器への注水（進展抑制）【1.2】,【1.8】代替循環冷却系ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)
【1.8】

ほう酸水
貯蔵タンク
※１
約19.5

（ほう酸水注入系による純水貯蔵タンクを水源とした継続注水 自主）

ドライウェル

原子炉格納容器内の減圧及び除熱【1.7】原水タンク
約1,000 ※１（361 ※２）

ディーゼル駆動消火ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】淡水タンク（代替淡水源）（自主対策設備）

消火系（自主対策設備）

復水貯蔵
タンク（Ａ）
約2,000 ※１（656 ※２）

純水貯蔵
タンク約500 ※１（81 ※２）

復水貯蔵
タンク（Ｂ）
約2,000 ※１（656 ※２）

Ａへ（淡水タンクを水源とした補給 自主）(56条)

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口（淡水タンクを水源とした送水 自主）（西側淡水貯水設備，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給 自主）（海を水源とした補給注１）（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備を水源とした送水）（代替淡水貯槽，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給注１ 自主）

フィルタ装置スクラビング水補給(48,50条)（フィルタ装置への水張り）【1.5】,【1.7】
原子炉建屋東側接続口(47条)
原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水）【1.4】,【1.8】(49条)
原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）【1.6】

原子炉建屋西側接続口

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)【1.8】

高所東側接続口

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）【1.10】（自主）

高所西側接続口中Ａ（代替淡水貯槽，海を水源とした送水）【西側淡水貯水設備を水源とした高所東側接続口及び高所西側
接続口への送水】・可搬型代替注水中型ポンプ２台を直列に接続し送水【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水及び上記以外の補給】・送水（注水等）に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ
１台又は可搬型代替注水中型ポンプ１台にて補給

常設代替高圧電源装置置場（代替淡水源）西側淡水貯水設備※１
約5,000※２（4,300）（西側淡水貯水設備を水源とした送水）(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】【代替ＲＨＲＳ：代替残留熱除去系海水系】

冷却水の確保（代替残留熱除去系海水系）【1.5】（自主）

待機中のポンプ車で対応

代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口（海を水源とした送水 自主）（送水・補給・放水に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ１台にて実施）

代替残留熱除去系海水系西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口

冷却水の確保（残留熱除去系海水系）【1.5】(48条)

残留熱除去系海水系ポンプ

冷却水の確保（緊急用海水系）【1.5】(48条)

緊急用海水ポンプ【代替ＤＧＳＷ：代替２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系，
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系】【代替ＦＰＣ：代替燃料プール冷却系】
代替燃料プール冷却系東側接続口

冷却水の確保（代替燃料プール冷却系）【1.11】 (54条)

海（水源）代替燃料プール冷却系西側接続口

自主）

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ，
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ

代替２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系接続口

冷却水の確保（２Ｃ・２Ｄ非常用ディー
ゼル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系）【1.14】

代替２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系接続口
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系接続口

(57条)

凡例

（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保：可搬型代替注水大型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水中型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）：常設設備（配管）による送水：常設設備（配管）による送水（自主対策設備）：可搬型設備（ホース）による送水：可搬型設備（ホース）による補給：可搬型設備（ホース）による補給（自主対策設備）【】内番号：各手順番号を示す。

ＳＡ用海水
ピット取水塔

大気への放射性物質の拡散抑制， (55条)
航空機燃料火災への泡消火【1.12】：可搬型代替注水大型ポンプ（代替ＲＨＲＳ・代替ＦＰＣ・代替ＤＧＳＷ用）：可搬型設備（ホース）による送水（自主対策設備）※1：公称値を示す。

ＳＡ用海水ピット（海水取水箇所）：放水砲※2：管理値（最低確保容量）を示す。

放Ａ（注１：常設低圧代替注水系ポンプにて注水等を実施する場合は可搬型代替注水大型ポンプによる補給も可能）

② ＡｂⅢ

8

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉圧力容器への注水（高圧注水）【1.2】原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）Ａより（復水貯蔵タンクを水源とした高圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】大A

原子炉格納容器内の除熱【1.6】

常設高圧代替注水系ポンプ【 待機・自主対応可能】
大B
放B低圧炉心スプレイ系ポンプ
中B, 中C, 中D

サプレッション・プールの除熱【1.6】

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

送水経路

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）【1.10】（自主）

使用済燃料プールへの注水【1.11】（自主）補給経路

残留熱除去系ポンプ（Ａ，Ｂ）

ほう酸水注入ポンプ

原子炉圧力容器への注水（ほう酸水注水）【1.1】

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】
サプレッション・チェンバ約3,400 ※２（サプレッション・プール水量を示す。）（炉心損傷前の低圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水） (47,51条)【1.4】,【1.8】補給水系（自主対策設備）
原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）

常設低圧代替注水系ポンプ（原子炉ウェル注水 自主）

制御棒駆動水圧系（自主対策設備）
制御棒駆動水ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

代替淡水貯槽※１
約5,000※２（4,300）（代替淡水源）復水貯蔵タンク（自主対策設備）

復水移送
ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）(49条)
【1.6】

(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】

ろ過水貯蔵
タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

多目的タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

原子炉圧力容器への注水（進展抑制）【1.2】,【1.8】代替循環冷却系ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)
【1.8】

ほう酸水
貯蔵タンク
※１
約19.5

（ほう酸水注入系による純水貯蔵タンクを水源とした継続注水 自主）

ドライウェル

原子炉格納容器内の減圧及び除熱【1.7】原水タンク
約1,000 ※１（361 ※２）

ディーゼル駆動消火ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】淡水タンク（代替淡水源）（自主対策設備）

消火系（自主対策設備）

復水貯蔵
タンク（Ａ）
約2,000 ※１（656 ※２）

純水貯蔵
タンク約500 ※１（81 ※２）

復水貯蔵
タンク（Ｂ）
約2,000 ※１（656 ※２）

Ａへ（淡水タンクを水源とした補給 自主）(56条)

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口（淡水タンクを水源とした送水 自主）（西側淡水貯水設備，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給 自主）（海を水源とした補給注１）（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備を水源とした送水）（代替淡水貯槽，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給注１ 自主）

フィルタ装置スクラビング水補給(48,50条)（フィルタ装置への水張り）【1.5】,【1.7】
原子炉建屋東側接続口(47条)
原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水）【1.4】,【1.8】(49条)
原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）【1.6】

原子炉建屋西側接続口

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)【1.8】

高所東側接続口

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）【1.10】（自主）

高所西側接続口中Ａ（代替淡水貯槽，海を水源とした送水）【西側淡水貯水設備を水源とした高所東側接続口及び高所西側
接続口への送水】・可搬型代替注水中型ポンプ２台を直列に接続し送水【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水及び上記以外の補給】・送水（注水等）に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ
１台又は可搬型代替注水中型ポンプ１台にて補給

常設代替高圧電源装置置場（代替淡水源）西側淡水貯水設備※１
約5,000※２（4,300）（西側淡水貯水設備を水源とした送水）(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】【代替ＲＨＲＳ：代替残留熱除去系海水系】

冷却水の確保（代替残留熱除去系海水系）【1.5】（自主）

待機中のポンプ車で対応

代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口（海を水源とした送水 自主）（送水・補給・放水に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ１台にて実施）

代替残留熱除去系海水系西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口

冷却水の確保（残留熱除去系海水系）【1.5】(48条)

残留熱除去系海水系ポンプ

冷却水の確保（緊急用海水系）【1.5】(48条)

緊急用海水ポンプ【代替ＤＧＳＷ：代替２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系，
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系】【代替ＦＰＣ：代替燃料プール冷却系】
代替燃料プール冷却系東側接続口

冷却水の確保（代替燃料プール冷却系）【1.11】 (54条)

海（水源）代替燃料プール冷却系西側接続口

自主）

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ，
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ

代替２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系接続口

冷却水の確保（２Ｃ・２Ｄ非常用ディー
ゼル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系）【1.14】

代替２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系接続口
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系接続口

(57条)

凡例

（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保：可搬型代替注水大型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水中型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）：常設設備（配管）による送水：常設設備（配管）による送水（自主対策設備）：可搬型設備（ホース）による送水：可搬型設備（ホース）による補給：可搬型設備（ホース）による補給（自主対策設備）【】内番号：各手順番号を示す。

ＳＡ用海水
ピット取水塔

大気への放射性物質の拡散抑制， (55条)
航空機燃料火災への泡消火【1.12】：可搬型代替注水大型ポンプ（代替ＲＨＲＳ・代替ＦＰＣ・代替ＤＧＳＷ用）：可搬型設備（ホース）による送水（自主対策設備）※1：公称値を示す。

ＳＡ用海水ピット（海水取水箇所）：放水砲※2：管理値（最低確保容量）を示す。

放Ａ（注１：常設低圧代替注水系ポンプにて注水等を実施する場合は可搬型代替注水大型ポンプによる補給も可能）

③ ＡｂⅣ

9

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉圧力容器への注水（高圧注水）【1.2】原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）Ａより（復水貯蔵タンクを水源とした高圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】大B

原子炉格納容器内の除熱【1.6】

常設高圧代替注水系ポンプ【 待機・自主対応可能】
放B
低圧炉心スプレイ系ポンプ
中A,
中B, 中C, 中D

サプレッション・プールの除熱【1.6】

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

送水経路

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）【1.10】（自主）

使用済燃料プールへの注水【1.11】（自主）補給経路

残留熱除去系ポンプ（Ａ，Ｂ）

ほう酸水注入ポンプ

原子炉圧力容器への注水（ほう酸水注水）【1.1】

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】
サプレッション・チェンバ約3,400 ※２（サプレッション・プール水量を示す。）（炉心損傷前の低圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水） (47,51条)【1.4】,【1.8】補給水系（自主対策設備）
原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）

常設低圧代替注水系ポンプ（原子炉ウェル注水 自主）

復水貯蔵
タンク（Ａ）
約2,000 ※１（656 ※２）（西側淡水貯水設備，海を水源とした補給）

復水貯蔵
タンク（Ｂ）
約2,000 ※１（656 ※２）（淡水タンクを水源とした補給 自主）（海を水源とした補給注１）（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備を水源とした送水）

純水貯蔵
タンク
約500 ※１（81 ※２）

Ａへ（淡水タンクを水源とした補給 自主）（代替淡水源）フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口（淡水タンクを水源とした送水 自主）

制御棒駆動水圧系（自主対策設備）
制御棒駆動水ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

代替淡水貯槽※１
約5,000※２（4,300）

復水貯蔵タンク（自主対策設備）

復水移送
ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）(49条)
【1.6】

(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】

ろ過水貯蔵
タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

多目的タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

原子炉圧力容器への注水（進展抑制）【1.2】,【1.8】代替循環冷却系ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)
【1.8】

ほう酸水
貯蔵タンク
※１
約19.5

（ほう酸水注入系による純水貯蔵タンクを水源とした継続注水 自主）

ドライウェル

原子炉格納容器内の減圧及び除熱【1.7】原水タンク
約1,000 ※１（361 ※２）

ディーゼル駆動消火ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】淡水タンク（代替淡水源）（自主対策設備）

消火系（自主対策設備）（代替淡水貯槽，海を水源とした補給）(56条)（淡水タンクを水源とした補給注１ 自主）

フィルタ装置スクラビング水補給(48,50条)（フィルタ装置への水張り）【1.5】,【1.7】
原子炉建屋東側接続口(47条)
原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水）【1.4】,【1.8】(49条)
原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）【1.6】

原子炉建屋西側接続口

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)【1.8】

高所東側接続口

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）【1.10】（自主）

高所西側接続口【西側淡水貯水設備を水源とした高所東側接続口及び高所西側
接続口への送水】・可搬型代替注水中型ポンプ２台を直列に接続し送水

大Ａ【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水及び上記以外の補給】・送水（注水等）に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ
１台又は可搬型代替注水中型ポンプ１台にて補給（代替淡水貯槽，海を水源とした送水）

常設代替高圧電源装置置場（代替淡水源）西側淡水貯水設備※１
約5,000※２（4,300）（西側淡水貯水設備を水源とした送水）(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】【代替ＲＨＲＳ：代替残留熱除去系海水系】

冷却水の確保（代替残留熱除去系海水系）【1.5】（自主）

待機中のポンプ車で対応

代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口（海を水源とした送水 自主）（送水・補給・放水に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ１台にて実施）

代替残留熱除去系海水系西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口

冷却水の確保（残留熱除去系海水系）【1.5】(48条)

残留熱除去系海水系ポンプ

冷却水の確保（緊急用海水系）【1.5】(48条)

緊急用海水ポンプ【代替ＤＧＳＷ：代替２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系，
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系】【代替ＦＰＣ：代替燃料プール冷却系】
代替燃料プール冷却系東側接続口

冷却水の確保（代替燃料プール冷却系）【1.11】 (54条)

海（水源）代替燃料プール冷却系西側接続口

自主）

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ，
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ

代替２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系接続口

冷却水の確保（２Ｃ・２Ｄ非常用ディー
ゼル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系）【1.14】

代替２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系接続口
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系接続口

(57条)

凡例

（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保：可搬型代替注水大型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水中型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）：常設設備（配管）による送水：常設設備（配管）による送水（自主対策設備）：可搬型設備（ホース）による送水：可搬型設備（ホース）による補給：可搬型設備（ホース）による補給（自主対策設備）【】内番号：各手順番号を示す。

ＳＡ用海水
ピット取水塔

大気への放射性物質の拡散抑制， (55条)
航空機燃料火災への泡消火【1.12】：可搬型代替注水大型ポンプ（代替ＲＨＲＳ・代替ＦＰＣ・代替ＤＧＳＷ用）：可搬型設備（ホース）による送水（自主対策設備）※1：公称値を示す。

ＳＡ用海水ピット（海水取水箇所）：放水砲※2：管理値（最低確保容量）を示す。

放Ａ（注１：常設低圧代替注水系ポンプにて注水等を実施する場合は可搬型代替注水大型ポンプによる補給も可能）④ Ａ'ｂⅢ10原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉圧力容器への注水（高圧注水）【1.2】原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）Ａより（復水貯蔵タンクを水源とした高圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】大B

原子炉格納容器内の除熱【1.6】

常設高圧代替注水系ポンプ【 待機・自主対応可能】
放B
低圧炉心スプレイ系ポンプ
中A,
中B, 中C, 中D

サプレッション・プールの除熱【1.6】

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

送水経路

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）【1.10】（自主）

使用済燃料プールへの注水【1.11】（自主）補給経路

残留熱除去系ポンプ（Ａ，Ｂ）

ほう酸水注入ポンプ

原子炉圧力容器への注水（ほう酸水注水）【1.1】

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】
サプレッション・チェンバ約3,400 ※２（サプレッション・プール水量を示す。）（炉心損傷前の低圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水） (47,51条)【1.4】,【1.8】補給水系（自主対策設備）
原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）

常設低圧代替注水系ポンプ（原子炉ウェル注水 自主）

復水貯蔵
タンク（Ａ）
約2,000 ※１（656 ※２）（西側淡水貯水設備，海を水源とした補給）

復水貯蔵
タンク（Ｂ）
約2,000 ※１（656 ※２）（淡水タンクを水源とした補給 自主）（海を水源とした補給注１）(56条)（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備を水源とした送水）

純水貯蔵
タンク
約500 ※１（81 ※２）

Ａへ（淡水タンクを水源とした補給 自主）（代替淡水源）フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口（淡水タンクを水源とした送水 自主）

制御棒駆動水圧系（自主対策設備）
制御棒駆動水ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

代替淡水貯槽※１
約5,000※２（4,300）

復水貯蔵タンク（自主対策設備）

復水移送
ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）(49条)
【1.6】

(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】

ろ過水貯蔵
タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

多目的タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

原子炉圧力容器への注水（進展抑制）【1.2】,【1.8】代替循環冷却系ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)
【1.8】

ほう酸水
貯蔵タンク
※１
約19.5

（ほう酸水注入系による純水貯蔵タンクを水源とした継続注水 自主）

ドライウェル

原子炉格納容器内の減圧及び除熱【1.7】原水タンク
約1,000 ※１（361 ※２）

ディーゼル駆動消火ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】淡水タンク（代替淡水源）（自主対策設備）

消火系（自主対策設備）（代替淡水貯槽，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給注１ 自主）

フィルタ装置スクラビング水補給(48,50条)（フィルタ装置への水張り）【1.5】,【1.7】
原子炉建屋東側接続口(47条)
原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水）【1.4】,【1.8】(49条)
原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）【1.6】

原子炉建屋西側接続口

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)【1.8】

高所東側接続口

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）【1.10】（自主）

高所西側接続口【西側淡水貯水設備を水源とした高所東側接続口及び高所西側
接続口への送水】・可搬型代替注水中型ポンプ２台を直列に接続し送水

大Ａ【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水及び上記以外の補給】・送水（注水等）に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ
１台又は可搬型代替注水中型ポンプ１台にて補給（代替淡水貯槽，海を水源とした送水）

常設代替高圧電源装置置場（代替淡水源）西側淡水貯水設備※１
約5,000※２（4,300）（西側淡水貯水設備を水源とした送水）(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】【代替ＲＨＲＳ：代替残留熱除去系海水系】

冷却水の確保（代替残留熱除去系海水系）【1.5】（自主）

待機中のポンプ車で対応

代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口（海を水源とした送水 自主）（送水・補給・放水に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ１台にて実施）

代替残留熱除去系海水系西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口

冷却水の確保（残留熱除去系海水系）【1.5】(48条)

残留熱除去系海水系ポンプ

冷却水の確保（緊急用海水系）【1.5】(48条)

緊急用海水ポンプ【代替ＤＧＳＷ：代替２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系，
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系】【代替ＦＰＣ：代替燃料プール冷却系】
代替燃料プール冷却系東側接続口

冷却水の確保（代替燃料プール冷却系）【1.11】 (54条)

海（水源）代替燃料プール冷却系西側接続口

自主）

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ，
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ

代替２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系接続口

冷却水の確保（２Ｃ・２Ｄ非常用ディー
ゼル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系）【1.14】

代替２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系接続口
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系接続口

(57条)

凡例

（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保：可搬型代替注水大型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水中型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）：常設設備（配管）による送水：常設設備（配管）による送水（自主対策設備）：可搬型設備（ホース）による送水：可搬型設備（ホース）による補給：可搬型設備（ホース）による補給（自主対策設備）【】内番号：各手順番号を示す。

ＳＡ用海水
ピット取水塔

大気への放射性物質の拡散抑制， (55条)
航空機燃料火災への泡消火【1.12】：可搬型代替注水大型ポンプ（代替ＲＨＲＳ・代替ＦＰＣ・代替ＤＧＳＷ用）：可搬型設備（ホース）による送水（自主対策設備）※1：公称値を示す。

ＳＡ用海水ピット（海水取水箇所）：放水砲※2：管理値（最低確保容量）を示す。

放Ａ（注１：常設低圧代替注水系ポンプにて注水等を実施する場合は可搬型代替注水大型ポンプによる補給も可能）⑤ Ａ'ｂⅣ11

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉圧力容器への注水（高圧注水）【1.2】原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）Ａより（復水貯蔵タンクを水源とした高圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】大B

原子炉格納容器内の除熱【1.6】

常設高圧代替注水系ポンプ【 待機・自主対応可能】
放B
低圧炉心スプレイ系ポンプ
中C,
中D

サプレッション・プールの除熱【1.6】

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

送水経路

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）【1.10】（自主）

使用済燃料プールへの注水【1.11】（自主）補給経路

残留熱除去系ポンプ（Ａ，Ｂ）

ほう酸水注入ポンプ

原子炉圧力容器への注水（ほう酸水注水）【1.1】

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】
サプレッション・チェンバ約3,400 ※２（サプレッション・プール水量を示す。）（炉心損傷前の低圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水） (47,51条)【1.4】,【1.8】補給水系（自主対策設備）
原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）

常設低圧代替注水系ポンプ（原子炉ウェル注水 自主）（代替淡水源）フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口（淡水タンクを水源とした送水 自主）

制御棒駆動水圧系（自主対策設備）
制御棒駆動水ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

代替淡水貯槽※１
約5,000※２（4,300）

復水貯蔵タンク（自主対策設備）

復水移送
ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）(49条)
【1.6】

(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】

ろ過水貯蔵
タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

多目的タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

原子炉圧力容器への注水（進展抑制）【1.2】,【1.8】代替循環冷却系ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)
【1.8】

ほう酸水
貯蔵タンク
※１
約19.5

（ほう酸水注入系による純水貯蔵タンクを水源とした継続注水 自主）

ドライウェル

原子炉格納容器内の減圧及び除熱【1.7】原水タンク
約1,000 ※１（361 ※２）

ディーゼル駆動消火ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】淡水タンク（代替淡水源）（自主対策設備）

消火系（自主対策設備）

復水貯蔵
タンク（Ａ）
約2,000 ※１（656 ※２）（淡水タンクを水源とした補給 自主）（海を水源とした補給注１）（代替淡水貯槽，海を水源とした補給）(56条)（淡水タンクを水源とした補給注１ 自主）

フィルタ装置スクラビング水補給(48,50条)（フィルタ装置への水張り）【1.5】,【1.7】復水貯蔵
タンク（Ｂ）
約2,000 ※１（656 ※２）

Ａへ（淡水タンクを水源とした補給 自主）（西側淡水貯水設備，海を水源とした補給）（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備を水源とした送水）

純水貯蔵
タンク
約500 ※１（81 ※２）

原子炉建屋東側接続口(47条)
原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水）【1.4】,【1.8】(49条)
原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）【1.6】

原子炉建屋西側接続口

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)【1.8】

高所東側接続口

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）【1.10】（自主）

高所西側接続口

中Ｂ

大Ａ

中Ａ

（代替淡水貯槽，海を水源とした送水）【西側淡水貯水設備を水源とした高所東側接続口及び高所西側
接続口への送水】・可搬型代替注水中型ポンプ２台を直列に接続し送水【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水及び上記以外の補給】・送水（注水等）に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ
１台又は可搬型代替注水中型ポンプ１台にて補給

常設代替高圧電源装置置場（代替淡水源）西側淡水貯水設備※１
約5,000※２（4,300）（西側淡水貯水設備を水源とした送水）(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】【代替ＲＨＲＳ：代替残留熱除去系海水系】

冷却水の確保（代替残留熱除去系海水系）【1.5】（自主）

待機中のポンプ車で対応

代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口（海を水源とした送水 自主）（送水・補給・放水に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ１台にて実施）

代替残留熱除去系海水系西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口

冷却水の確保（残留熱除去系海水系）【1.5】(48条)

残留熱除去系海水系ポンプ

冷却水の確保（緊急用海水系）【1.5】(48条)

緊急用海水ポンプ【代替ＤＧＳＷ：代替２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系，
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系】【代替ＦＰＣ：代替燃料プール冷却系】
代替燃料プール冷却系東側接続口

冷却水の確保（代替燃料プール冷却系）【1.11】 (54条)

海（水源）代替燃料プール冷却系西側接続口

自主）

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ，
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ

代替２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系接続口

冷却水の確保（２Ｃ・２Ｄ非常用ディー
ゼル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系）【1.14】

代替２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系接続口
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系接続口

(57条)

凡例

（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保：可搬型代替注水大型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水中型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）：常設設備（配管）による送水：常設設備（配管）による送水（自主対策設備）：可搬型設備（ホース）による送水：可搬型設備（ホース）による補給：可搬型設備（ホース）による補給（自主対策設備）【】内番号：各手順番号を示す。

ＳＡ用海水
ピット取水塔

大気への放射性物質の拡散抑制， (55条)
航空機燃料火災への泡消火【1.12】：可搬型代替注水大型ポンプ（代替ＲＨＲＳ・代替ＦＰＣ・代替ＤＧＳＷ用）：可搬型設備（ホース）による送水（自主対策設備）※1：公称値を示す。

ＳＡ用海水ピット（海水取水箇所）：放水砲※2：管理値（最低確保容量）を示す。

放Ａ（注１：常設低圧代替注水系ポンプにて注水等を実施する場合は可搬型代替注水大型ポンプによる補給も可能）

⑥ ＢａⅡ

12

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉圧力容器への注水（高圧注水）【1.2】原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）Ａより（復水貯蔵タンクを水源とした高圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】大B

原子炉格納容器内の除熱【1.6】

常設高圧代替注水系ポンプ【 待機・自主対応可能】
放B
低圧炉心スプレイ系ポンプ
中C,
中D

サプレッション・プールの除熱【1.6】

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

送水経路

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）【1.10】（自主）

使用済燃料プールへの注水【1.11】（自主）補給経路

残留熱除去系ポンプ（Ａ，Ｂ）

ほう酸水注入ポンプ

原子炉圧力容器への注水（ほう酸水注水）【1.1】

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】
サプレッション・チェンバ約3,400 ※２（サプレッション・プール水量を示す。）（炉心損傷前の低圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水） (47,51条)【1.4】,【1.8】補給水系（自主対策設備）
原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）

常設低圧代替注水系ポンプ（原子炉ウェル注水 自主）（代替淡水源）フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口（淡水タンクを水源とした送水 自主）

制御棒駆動水圧系（自主対策設備）
制御棒駆動水ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

代替淡水貯槽※１
約5,000※２（4,300）

復水貯蔵タンク（自主対策設備）

復水移送
ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）(49条)
【1.6】

(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】

ろ過水貯蔵
タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

多目的タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

原子炉圧力容器への注水（進展抑制）【1.2】,【1.8】代替循環冷却系ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)
【1.8】

ほう酸水
貯蔵タンク
※１
約19.5

（ほう酸水注入系による純水貯蔵タンクを水源とした継続注水 自主）

ドライウェル

原子炉格納容器内の減圧及び除熱【1.7】原水タンク
約1,000 ※１（361 ※２）

ディーゼル駆動消火ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】淡水タンク（代替淡水源）（自主対策設備）

消火系（自主対策設備）

復水貯蔵
タンク（Ａ）
約2,000 ※１（656 ※２）（淡水タンクを水源とした補給 自主）（海を水源とした補給注１）（代替淡水貯槽，海を水源とした補給）(56条)（淡水タンクを水源とした補給注１ 自主）

フィルタ装置スクラビング水補給(48,50条)（フィルタ装置への水張り）【1.5】,【1.7】復水貯蔵
タンク（Ｂ）
約2,000 ※１（656 ※２）

Ａへ（淡水タンクを水源とした補給 自主）（西側淡水貯水設備，海を水源とした補給）（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備を水源とした送水）

純水貯蔵
タンク
約500 ※１（81 ※２）

原子炉建屋東側接続口(47条)
原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水）【1.4】,【1.8】(49条)
原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）【1.6】

原子炉建屋西側接続口

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)【1.8】

高所東側接続口

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）【1.10】（自主）

高所西側接続口

中Ｂ

大Ａ

中Ａ

（代替淡水貯槽，海を水源とした送水）【西側淡水貯水設備を水源とした高所東側接続口及び高所西側
接続口への送水】・可搬型代替注水中型ポンプ２台を直列に接続し送水【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水及び上記以外の補給】・送水（注水等）に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ
１台又は可搬型代替注水中型ポンプ１台にて補給

常設代替高圧電源装置置場（代替淡水源）西側淡水貯水設備※１
約5,000※２（4,300）（西側淡水貯水設備を水源とした送水）(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】【代替ＲＨＲＳ：代替残留熱除去系海水系】

冷却水の確保（代替残留熱除去系海水系）【1.5】（自主）

待機中のポンプ車で対応

代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口（海を水源とした送水 自主）（送水・補給・放水に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ１台にて実施）

代替残留熱除去系海水系西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口

冷却水の確保（残留熱除去系海水系）【1.5】(48条)

残留熱除去系海水系ポンプ

冷却水の確保（緊急用海水系）【1.5】(48条)

緊急用海水ポンプ【代替ＤＧＳＷ：代替２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系，
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系】【代替ＦＰＣ：代替燃料プール冷却系】
代替燃料プール冷却系東側接続口

冷却水の確保（代替燃料プール冷却系）【1.11】 (54条)

海（水源）代替燃料プール冷却系西側接続口

自主）

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ，
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ

代替２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系接続口

冷却水の確保（２Ｃ・２Ｄ非常用ディー
ゼル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系）【1.14】

代替２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系接続口
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系接続口

(57条)

凡例

（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保：可搬型代替注水大型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水中型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）：常設設備（配管）による送水：常設設備（配管）による送水（自主対策設備）：可搬型設備（ホース）による送水：可搬型設備（ホース）による補給：可搬型設備（ホース）による補給（自主対策設備）【】内番号：各手順番号を示す。

ＳＡ用海水
ピット取水塔

大気への放射性物質の拡散抑制， (55条)
航空機燃料火災への泡消火【1.12】：可搬型代替注水大型ポンプ（代替ＲＨＲＳ・代替ＦＰＣ・代替ＤＧＳＷ用）：可搬型設備（ホース）による送水（自主対策設備）※1：公称値を示す。

ＳＡ用海水ピット（海水取水箇所）：放水砲※2：管理値（最低確保容量）を示す。

放Ａ（注１：常設低圧代替注水系ポンプにて注水等を実施する場合は可搬型代替注水大型ポンプによる補給も可能）

⑦ ＢａⅢ

13

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉圧力容器への注水（高圧注水）【1.2】原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）Ａより（復水貯蔵タンクを水源とした高圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】大B

原子炉格納容器内の除熱【1.6】

常設高圧代替注水系ポンプ【 待機・自主対応可能】
放B
低圧炉心スプレイ系ポンプ
中C,
中D

サプレッション・プールの除熱【1.6】

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

送水経路

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）【1.10】（自主）

使用済燃料プールへの注水【1.11】（自主）補給経路

残留熱除去系ポンプ（Ａ，Ｂ）

ほう酸水注入ポンプ

原子炉圧力容器への注水（ほう酸水注水）【1.1】

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】
サプレッション・チェンバ約3,400 ※２（サプレッション・プール水量を示す。）（炉心損傷前の低圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水） (47,51条)【1.4】,【1.8】補給水系（自主対策設備）
原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）

常設低圧代替注水系ポンプ（原子炉ウェル注水 自主）（代替淡水源）フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口（淡水タンクを水源とした送水 自主）

制御棒駆動水圧系（自主対策設備）
制御棒駆動水ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

代替淡水貯槽※１
約5,000※２（4,300）

復水貯蔵タンク（自主対策設備）

復水移送
ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）(49条)
【1.6】

(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】

ろ過水貯蔵
タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

多目的タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

原子炉圧力容器への注水（進展抑制）【1.2】,【1.8】代替循環冷却系ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)
【1.8】

ほう酸水
貯蔵タンク
※１
約19.5

（ほう酸水注入系による純水貯蔵タンクを水源とした継続注水 自主）

ドライウェル

原子炉格納容器内の減圧及び除熱【1.7】原水タンク
約1,000 ※１（361 ※２）

ディーゼル駆動消火ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】淡水タンク（代替淡水源）（自主対策設備）

消火系（自主対策設備）

復水貯蔵
タンク（Ａ）
約2,000 ※１（656 ※２）（淡水タンクを水源とした補給 自主）（海を水源とした補給注１）（代替淡水貯槽，海を水源とした補給）(56条)（淡水タンクを水源とした補給注１ 自主）

フィルタ装置スクラビング水補給(48,50条)（フィルタ装置への水張り）【1.5】,【1.7】復水貯蔵
タンク（Ｂ）
約2,000 ※１（656 ※２）

Ａへ（淡水タンクを水源とした補給 自主）（西側淡水貯水設備，海を水源とした補給）（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備を水源とした送水）

純水貯蔵
タンク
約500 ※１（81 ※２）

原子炉建屋東側接続口(47条)
原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水）【1.4】,【1.8】(49条)
原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）【1.6】

原子炉建屋西側接続口

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)【1.8】

高所東側接続口

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）【1.10】（自主）

高所西側接続口

中Ｂ

大Ａ

中Ａ

（代替淡水貯槽，海を水源とした送水）【西側淡水貯水設備を水源とした高所東側接続口及び高所西側
接続口への送水】・可搬型代替注水中型ポンプ２台を直列に接続し送水【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水及び上記以外の補給】・送水（注水等）に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ
１台又は可搬型代替注水中型ポンプ１台にて補給

常設代替高圧電源装置置場（代替淡水源）西側淡水貯水設備※１
約5,000※２（4,300）（西側淡水貯水設備を水源とした送水）(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】【代替ＲＨＲＳ：代替残留熱除去系海水系】

冷却水の確保（代替残留熱除去系海水系）【1.5】（自主）

待機中のポンプ車で対応

代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口（海を水源とした送水 自主）（送水・補給・放水に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ１台にて実施）

代替残留熱除去系海水系西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口

冷却水の確保（残留熱除去系海水系）【1.5】(48条)

残留熱除去系海水系ポンプ

冷却水の確保（緊急用海水系）【1.5】(48条)

緊急用海水ポンプ【代替ＤＧＳＷ：代替２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系，
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系】【代替ＦＰＣ：代替燃料プール冷却系】
代替燃料プール冷却系東側接続口

冷却水の確保（代替燃料プール冷却系）【1.11】 (54条)

海（水源）代替燃料プール冷却系西側接続口

自主）

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ，
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ

代替２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系接続口

冷却水の確保（２Ｃ・２Ｄ非常用ディー
ゼル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系）【1.14】

代替２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系接続口
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系接続口

(57条)

凡例

（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保：可搬型代替注水大型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水中型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）：常設設備（配管）による送水：常設設備（配管）による送水（自主対策設備）：可搬型設備（ホース）による送水：可搬型設備（ホース）による補給：可搬型設備（ホース）による補給（自主対策設備）【】内番号：各手順番号を示す。

ＳＡ用海水
ピット取水塔

大気への放射性物質の拡散抑制， (55条)
航空機燃料火災への泡消火【1.12】：可搬型代替注水大型ポンプ（代替ＲＨＲＳ・代替ＦＰＣ・代替ＤＧＳＷ用）：可搬型設備（ホース）による送水（自主対策設備）※1：公称値を示す。

ＳＡ用海水ピット（海水取水箇所）：放水砲※2：管理値（最低確保容量）を示す。

放Ａ（注１：常設低圧代替注水系ポンプにて注水等を実施する場合は可搬型代替注水大型ポンプによる補給も可能）

⑧ ＢａⅣ

14

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉圧力容器への注水（高圧注水）【1.2】原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）Ａより（復水貯蔵タンクを水源とした高圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】大B

原子炉格納容器内の除熱【1.6】

常設高圧代替注水系ポンプ【 待機・自主対応可能】
放B
低圧炉心スプレイ系ポンプ
中B, 中C, 中D

サプレッション・プールの除熱【1.6】

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

送水経路

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）【1.10】（自主）

使用済燃料プールへの注水【1.11】（自主）補給経路

残留熱除去系ポンプ（Ａ，Ｂ）

ほう酸水注入ポンプ

原子炉圧力容器への注水（ほう酸水注水）【1.1】

サプレッション・チェンバ約3,400 ※２（サプレッション・プール水量を示す。）（炉心損傷前の低圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水） (47,51条)【1.4】,【1.8】補給水系（自主対策設備）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）復水貯蔵タンク（自主対策設備）

復水移送
ポンプ

純水貯蔵
タンク
約500 ※１（81 ※２）

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）(49条)【1.6】

常設低圧代替注水系ポンプ

制御棒駆動水圧系（自主対策設備）
制御棒駆動水ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

代替淡水貯槽※１
約5,000※２（4,300）（原子炉ウェル注水 自主）(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】

ろ過水貯蔵
タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

多目的タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

原子炉圧力容器への注水（進展抑制）【1.2】,【1.8】代替循環冷却系ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)
【1.8】

ほう酸水
貯蔵タンク
※１
約19.5

（ほう酸水注入系による純水貯蔵タンクを水源とした継続注水 自主）

ドライウェル

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】

原子炉格納容器内の減圧及び除熱【1.7】原水タンク
約1,000 ※１（361 ※２）

ディーゼル駆動消火ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】淡水タンク（代替淡水源）（自主対策設備）

消火系（自主対策設備）（代替淡水源）

復水貯蔵
タンク（Ａ）
約2,000 ※１（656 ※２）

復水貯蔵
タンク（Ｂ）
約2,000 ※１（656 ※２）

Ａへ（淡水タンクを水源とした補給 自主）(56条)

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口（淡水タンクを水源とした送水 自主）（西側淡水貯水設備，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給 自主）（海を水源とした補給注１）（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備を水源とした送水）フィルタ装置スクラビング水補給(48,50条)（フィルタ装置への水張り）【1.5】,【1.7】（代替淡水貯槽，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給注１ 自主）

原子炉建屋東側接続口(47条)
原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水）【1.4】,【1.8】(49条)
原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）【1.6】

原子炉建屋西側接続口

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)【1.8】

高所東側接続口

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）【1.10】（自主）

高所西側接続口中Ａ

大Ａ（代替淡水貯槽，海を水源とした送水）【西側淡水貯水設備を水源とした高所東側接続口及び高所西側
接続口への送水】・可搬型代替注水中型ポンプ２台を直列に接続し送水【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水及び上記以外の補給】・送水（注水等）に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ
１台又は可搬型代替注水中型ポンプ１台にて補給

常設代替高圧電源装置置場（代替淡水源）西側淡水貯水設備※１
約5,000※２（4,300）（西側淡水貯水設備を水源とした送水）(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】【代替ＲＨＲＳ：代替残留熱除去系海水系】

冷却水の確保（代替残留熱除去系海水系）【1.5】（自主）

待機中のポンプ車で対応

代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口（海を水源とした送水 自主）（送水・補給・放水に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ１台にて実施）

代替残留熱除去系海水系西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口

冷却水の確保（残留熱除去系海水系）【1.5】(48条)

残留熱除去系海水系ポンプ

冷却水の確保（緊急用海水系）【1.5】(48条)

緊急用海水ポンプ

冷却水の確保（代替燃料プール冷却系）【1.11】 (54条)

凡例

海（水源）
【代替ＤＧＳＷ：代替２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系，
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系】【代替ＦＰＣ：代替燃料プール冷却系】

代替２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系接続口

代替燃料プール冷却系東側接続口

代替２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系接続口

代替燃料プール冷却系西側接続口

冷却水の確保（２Ｃ・２Ｄ非常用ディー
ゼル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系）【1.14】(57条)

代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系接続口：可搬型代替注水大型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水中型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）：常設設備（配管）による送水：常設設備（配管）による送水（自主対策設備）：可搬型設備（ホース）による送水：可搬型設備（ホース）による補給：可搬型設備（ホース）による補給（自主対策設備）【】内番号：各手順番号を示す。

（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保

ＳＡ用海水ピット（海水取水箇所）

ＳＡ用海水ピット取水塔

大気への放射性物質の拡散抑制， (55条)
航空機燃料火災への泡消火【1.12】：可搬型代替注水大型ポンプ（代替ＲＨＲＳ・代替ＦＰＣ・代替ＤＧＳＷ用）：可搬型設備（ホース）による送水（自主対策設備）※1：公称値を示す。

自主）

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ，
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ：放水砲※2：管理値（最低確保容量）を示す。

放Ａ（注１：常設低圧代替注水系ポンプにて注水等を実施する場合は可搬型代替注水大型ポンプによる補給も可能）

⑨ ＣｂⅠ

15

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉圧力容器への注水（高圧注水）【1.2】原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）Ａより（復水貯蔵タンクを水源とした高圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】大B

原子炉格納容器内の除熱【1.6】

常設高圧代替注水系ポンプ【 待機・自主対応可能】
放B
低圧炉心スプレイ系ポンプ
中B, 中C, 中D

サプレッション・プールの除熱【1.6】

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

送水経路

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）【1.10】（自主）

使用済燃料プールへの注水【1.11】（自主）補給経路

残留熱除去系ポンプ（Ａ，Ｂ）

ほう酸水注入ポンプ

原子炉圧力容器への注水（ほう酸水注水）【1.1】

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】
サプレッション・チェンバ約3,400 ※２（サプレッション・プール水量を示す。）（炉心損傷前の低圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水） (47,51条)【1.4】,【1.8】補給水系（自主対策設備）
原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）

常設低圧代替注水系ポンプ（原子炉ウェル注水 自主）

制御棒駆動水圧系（自主対策設備）
制御棒駆動水ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

代替淡水貯槽※１
約5,000※２（4,300）（代替淡水源）復水貯蔵タンク（自主対策設備）

復水移送
ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）(49条)
【1.6】

(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】

ろ過水貯蔵
タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

多目的タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

原子炉圧力容器への注水（進展抑制）【1.2】,【1.8】代替循環冷却系ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)
【1.8】

ほう酸水
貯蔵タンク
※１
約19.5

（ほう酸水注入系による純水貯蔵タンクを水源とした継続注水 自主）

ドライウェル

原子炉格納容器内の減圧及び除熱【1.7】原水タンク
約1,000 ※１（361 ※２）

ディーゼル駆動消火ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】淡水タンク（代替淡水源）（自主対策設備）

消火系（自主対策設備）

復水貯蔵
タンク（Ａ）
約2,000 ※１（656 ※２）

純水貯蔵
タンク約500 ※１（81 ※２）

復水貯蔵
タンク（Ｂ）
約2,000 ※１（656 ※２）

Ａへ（淡水タンクを水源とした補給 自主）(56条)

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口（淡水タンクを水源とした送水 自主）（西側淡水貯水設備，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給 自主）（海を水源とした補給注１）（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備を水源とした送水）（代替淡水貯槽，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給注１ 自主）

フィルタ装置スクラビング水補給(48,50条)（フィルタ装置への水張り）【1.5】,【1.7】
原子炉建屋東側接続口(47条)
原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水）【1.4】,【1.8】(49条)
原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）【1.6】

原子炉建屋西側接続口

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)【1.8】

高所東側接続口

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）【1.10】（自主）

高所西側接続口中Ａ

大Ａ（代替淡水貯槽，海を水源とした送水）【西側淡水貯水設備を水源とした高所東側接続口及び高所西側
接続口への送水】・可搬型代替注水中型ポンプ２台を直列に接続し送水【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水及び上記以外の補給】・送水（注水等）に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ
１台又は可搬型代替注水中型ポンプ１台にて補給

常設代替高圧電源装置置場（代替淡水源）西側淡水貯水設備※１
約5,000※２（4,300）（西側淡水貯水設備を水源とした送水）(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】【代替ＲＨＲＳ：代替残留熱除去系海水系】

冷却水の確保（代替残留熱除去系海水系）【1.5】（自主）

待機中のポンプ車で対応

代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口（海を水源とした送水 自主）（送水・補給・放水に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ１台にて実施）

代替残留熱除去系海水系西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口

冷却水の確保（残留熱除去系海水系）【1.5】(48条)

残留熱除去系海水系ポンプ

冷却水の確保（緊急用海水系）【1.5】(48条)

緊急用海水ポンプ【代替ＤＧＳＷ：代替２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系，
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系】【代替ＦＰＣ：代替燃料プール冷却系】
代替燃料プール冷却系東側接続口

冷却水の確保（代替燃料プール冷却系）【1.11】 (54条)

海（水源）代替燃料プール冷却系西側接続口

自主）

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ，
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ

代替２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系接続口

冷却水の確保（２Ｃ・２Ｄ非常用ディー
ゼル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系）【1.14】

代替２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系接続口
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系接続口

(57条)

凡例

（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保：可搬型代替注水大型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水中型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）：常設設備（配管）による送水：常設設備（配管）による送水（自主対策設備）：可搬型設備（ホース）による送水：可搬型設備（ホース）による補給：可搬型設備（ホース）による補給（自主対策設備）【】内番号：各手順番号を示す。

ＳＡ用海水
ピット取水塔

大気への放射性物質の拡散抑制， (55条)
航空機燃料火災への泡消火【1.12】：可搬型代替注水大型ポンプ（代替ＲＨＲＳ・代替ＦＰＣ・代替ＤＧＳＷ用）：可搬型設備（ホース）による送水（自主対策設備）※1：公称値を示す。

ＳＡ用海水ピット（海水取水箇所）：放水砲※2：管理値（最低確保容量）を示す。

放Ａ（注１：常設低圧代替注水系ポンプにて注水等を実施する場合は可搬型代替注水大型ポンプによる補給も可能）

⑩ ＣｂⅢ

16

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉圧力容器への注水（高圧注水）【1.2】原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）Ａより（復水貯蔵タンクを水源とした高圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】大B

原子炉格納容器内の除熱【1.6】

常設高圧代替注水系ポンプ【 待機・自主対応可能】
放B
低圧炉心スプレイ系ポンプ
中B, 中C, 中D

サプレッション・プールの除熱【1.6】

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

送水経路

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）【1.10】（自主）

使用済燃料プールへの注水【1.11】（自主）補給経路

残留熱除去系ポンプ（Ａ，Ｂ）

ほう酸水注入ポンプ

原子炉圧力容器への注水（ほう酸水注水）【1.1】

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】
サプレッション・チェンバ約3,400 ※２（サプレッション・プール水量を示す。）（炉心損傷前の低圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水） (47,51条)【1.4】,【1.8】補給水系（自主対策設備）
原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）

常設低圧代替注水系ポンプ（原子炉ウェル注水 自主）

制御棒駆動水圧系（自主対策設備）
制御棒駆動水ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

代替淡水貯槽※１
約5,000※２（4,300）（代替淡水源）復水貯蔵タンク（自主対策設備）

復水移送
ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）(49条)
【1.6】

(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】

ろ過水貯蔵
タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

多目的タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

原子炉圧力容器への注水（進展抑制）【1.2】,【1.8】代替循環冷却系ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)
【1.8】

ほう酸水
貯蔵タンク
※１
約19.5

（ほう酸水注入系による純水貯蔵タンクを水源とした継続注水 自主）

ドライウェル

原子炉格納容器内の減圧及び除熱【1.7】原水タンク
約1,000 ※１（361 ※２）

ディーゼル駆動消火ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】淡水タンク（代替淡水源）（自主対策設備）

消火系（自主対策設備）

復水貯蔵
タンク（Ａ）
約2,000 ※１（656 ※２）

純水貯蔵
タンク約500 ※１（81 ※２）

復水貯蔵
タンク（Ｂ）
約2,000 ※１（656 ※２）

Ａへ（淡水タンクを水源とした補給 自主）(56条)

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口（淡水タンクを水源とした送水 自主）（西側淡水貯水設備，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給 自主）（海を水源とした補給注１）（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備を水源とした送水）（代替淡水貯槽，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給注１ 自主）

フィルタ装置スクラビング水補給(48,50条)（フィルタ装置への水張り）【1.5】,【1.7】
原子炉建屋東側接続口(47条)
原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水）【1.4】,【1.8】(49条)
原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）【1.6】

原子炉建屋西側接続口

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)【1.8】

高所東側接続口

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）【1.10】（自主）

高所西側接続口中Ａ

大Ａ（代替淡水貯槽，海を水源とした送水）【西側淡水貯水設備を水源とした高所東側接続口及び高所西側
接続口への送水】・可搬型代替注水中型ポンプ２台を直列に接続し送水【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水及び上記以外の補給】・送水（注水等）に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ
１台又は可搬型代替注水中型ポンプ１台にて補給

常設代替高圧電源装置置場（代替淡水源）西側淡水貯水設備※１
約5,000※２（4,300）（西側淡水貯水設備を水源とした送水）(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】【代替ＲＨＲＳ：代替残留熱除去系海水系】

冷却水の確保（代替残留熱除去系海水系）【1.5】（自主）

待機中のポンプ車で対応

代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口（海を水源とした送水 自主）（送水・補給・放水に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ１台にて実施）

代替残留熱除去系海水系西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口

冷却水の確保（残留熱除去系海水系）【1.5】(48条)

残留熱除去系海水系ポンプ

冷却水の確保（緊急用海水系）【1.5】(48条)

緊急用海水ポンプ【代替ＤＧＳＷ：代替２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系，
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系】【代替ＦＰＣ：代替燃料プール冷却系】
代替燃料プール冷却系東側接続口

冷却水の確保（代替燃料プール冷却系）【1.11】 (54条)

海（水源）代替燃料プール冷却系西側接続口

自主）

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ，
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ

代替２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系接続口

冷却水の確保（２Ｃ・２Ｄ非常用ディー
ゼル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系）【1.14】

代替２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系接続口
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系接続口

(57条)

凡例

（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保：可搬型代替注水大型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水中型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）：常設設備（配管）による送水：常設設備（配管）による送水（自主対策設備）：可搬型設備（ホース）による送水：可搬型設備（ホース）による補給：可搬型設備（ホース）による補給（自主対策設備）【】内番号：各手順番号を示す。

ＳＡ用海水
ピット取水塔

大気への放射性物質の拡散抑制， (55条)
航空機燃料火災への泡消火【1.12】：可搬型代替注水大型ポンプ（代替ＲＨＲＳ・代替ＦＰＣ・代替ＤＧＳＷ用）：可搬型設備（ホース）による送水（自主対策設備）※1：公称値を示す。

ＳＡ用海水ピット（海水取水箇所）：放水砲※2：管理値（最低確保容量）を示す。

放Ａ（注１：常設低圧代替注水系ポンプにて注水等を実施する場合は可搬型代替注水大型ポンプによる補給も可能）

⑪ ＣｂⅣ

17

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉圧力容器への注水（高圧注水）【1.2】原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）Ａより（復水貯蔵タンクを水源とした高圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】大B

原子炉格納容器内の除熱【1.6】

常設高圧代替注水系ポンプ【 待機・自主対応可能】
放B
低圧炉心スプレイ系ポンプ
中A,
中B, 中C, 中D

サプレッション・プールの除熱【1.6】

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

送水経路

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）【1.10】（自主）

使用済燃料プールへの注水【1.11】（自主）補給経路

残留熱除去系ポンプ（Ａ，Ｂ）

ほう酸水注入ポンプ

原子炉圧力容器への注水（ほう酸水注水）【1.1】

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】
サプレッション・チェンバ約3,400 ※２（サプレッション・プール水量を示す。）（炉心損傷前の低圧注水 自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水） (47,51条)【1.4】,【1.8】補給水系（自主対策設備）
原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】,【1.8】（自主）

常設低圧代替注水系ポンプ（原子炉ウェル注水 自主）（代替淡水源）フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口（淡水タンクを水源とした送水 自主）

制御棒駆動水圧系（自主対策設備）
制御棒駆動水ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水）【1.8】（自主）

代替淡水貯槽※１
約5,000※２（4,300）

復水貯蔵タンク（自主対策設備）

復水移送
ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）(49条)
【1.6】

(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】

ろ過水貯蔵
タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

多目的タンク
約1,500 ※１（925 ※２）

原子炉圧力容器への注水（進展抑制）【1.2】,【1.8】代替循環冷却系ポンプ

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)
【1.8】

ほう酸水
貯蔵タンク
※１
約19.5

（ほう酸水注入系による純水貯蔵タンクを水源とした継続注水 自主）

ドライウェル

原子炉格納容器内の減圧及び除熱【1.7】原水タンク
約1,000 ※１（361 ※２）

ディーゼル駆動消火ポンプ

原子炉格納容器内の冷却【1.6】（自主）

原子炉圧力容器への注水（低圧注水）【1.4】淡水タンク（代替淡水源）（自主対策設備）

消火系（自主対策設備）

復水貯蔵
タンク（Ａ）
約2,000 ※１（656 ※２）

復水貯蔵
タンク（Ｂ）
約2,000 ※１（656 ※２）

Ａへ（淡水タンクを水源とした補給 自主）（西側淡水貯水設備，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給 自主）（海を水源とした補給注１）（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備を水源とした送水）

純水貯蔵
タンク
約500 ※１（81 ※２）（代替淡水貯槽，海を水源とした補給）（淡水タンクを水源とした補給注１ 自主）

フィルタ装置スクラビング水補給(48,50条)（フィルタ装置への水張り）【1.5】,【1.7】
原子炉建屋東側接続口【西側淡水貯水設備を水源とした高所東側接続口及び高所西側
接続口への送水】・可搬型代替注水中型ポンプ２台を直列に接続し送水(47条)
原子炉圧力容器への注水（低圧代替注水）【1.4】,【1.8】(49条)
原子炉格納容器内の冷却（代替格納容器スプレイ）【1.6】

原子炉建屋西側接続口

原子炉格納容器下部への注水（ペデスタル注水） (51条)【1.8】

高所東側接続口

原子炉ウェルへの注水（原子炉格納容器頂部注水）【1.10】（自主）

高所西側接続口大Ａ【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水及び上記以外の補給】・送水（注水等）に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ
１台又は可搬型代替注水中型ポンプ１台にて補給（代替淡水貯槽，海を水源とした送水）

常設代替高圧電源装置置場（代替淡水源）西側淡水貯水設備※１
約5,000※２（4,300）（西側淡水貯水設備を水源とした送水）(54条)
使用済燃料プールへの注水／スプレイ（代替燃料プール注水）【1.11】【代替ＲＨＲＳ：代替残留熱除去系海水系】

冷却水の確保（代替残留熱除去系海水系）【1.5】（自主）

待機中のポンプ車で対応

代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口（海を水源とした送水 自主）（送水・補給・放水に使用してない可搬型代替注水大型ポンプ１台にて実施）

代替残留熱除去系海水系西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口

冷却水の確保（残留熱除去系海水系）【1.5】(48条)

残留熱除去系海水系ポンプ

冷却水の確保（緊急用海水系）【1.5】(48条)

緊急用海水ポンプ【代替ＤＧＳＷ：代替２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系，
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系】【代替ＦＰＣ：代替燃料プール冷却系】
代替燃料プール冷却系東側接続口

冷却水の確保（代替燃料プール冷却系）【1.11】 (54条)

海（水源）代替燃料プール冷却系西側接続口

自主）

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ，
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ

代替２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系接続口

冷却水の確保（２Ｃ・２Ｄ非常用ディー
ゼル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系）【1.14】

代替２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系接続口
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系接続口

(57条)

凡例

（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保：可搬型代替注水大型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水中型ポンプ（送水・補給用）：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）：常設設備（配管）による送水：常設設備（配管）による送水（自主対策設備）：可搬型設備（ホース）による送水：可搬型設備（ホース）による補給：可搬型設備（ホース）による補給（自主対策設備）【】内番号：各手順番号を示す。

ＳＡ用海水
ピット取水塔

大気への放射性物質の拡散抑制， (55条)
航空機燃料火災への泡消火【1.12】：可搬型代替注水大型ポンプ（代替ＲＨＲＳ・代替ＦＰＣ・代替ＤＧＳＷ用）：可搬型設備（ホース）による送水（自主対策設備）※1：公称値を示す。

ＳＡ用海水ピット（海水取水箇所）：放水砲※2：管理値（最低確保容量）を示す。

放Ａ（注１：常設低圧代替注水系ポンプにて注水等を実施する場合は可搬型代替注水大型ポンプによる補給も可能）⑫ Ｄｃ＿

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