赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

163

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は原子炉運転中と原子炉運転停止中の運転員等の要員数が異なるため，原子炉運転停止中のタイムチャートを記
載する。

164

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３165

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３166

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３
東二は原子炉運転中と原子炉運転停止中の運転員等の要員数が異なるため，原子炉運転停止中のタイムチャートを記
載する。

167

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二のフロントライン故障時対応手順のタイムチャートと同様。
（比較表ページ 143～148）168

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

169

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

170

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東海は比較表ページ 131 に記載。

171赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 135 に記載。

172

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊４173

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊４174

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

175

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

柏崎は比較表ページ 175 に記載。

176

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

177

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

柏崎は比較表ページ 175 に記載。

178

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

柏崎は比較表ページ 175 に記載。

179赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

東海第二

備考

1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等＜＜ 目 次 ＞
1.5.1 対応手段と設備の選定

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

目 次 ＞

ａ．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備

東二は設計基準事故対象設備
を重大事故等対処設備として使用するにあたり，対応手段の設備として整理している。なお，柏崎は「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」にて整理。
（比較表ページ 3）

a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ｂ．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(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) 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

ｃ．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(a) 最終ヒートシンク（海洋）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) 重大事故等対処設備と自主対策設備

c. 手順等

ｄ．手順等

1.5.2 重大事故等時の手順

1.5.2 重大事故等時の手順
1.5.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順

柏崎は「1.5.2.3 重大事故等対(1) 残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

処設備（設計基準拡張）による対応手順」にて整理。
（比較表ページ 3）1

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.5.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.5.2.2 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）(1) 最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送

備考

東二は前提条件の有無に関ら

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

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ず「中央制御室からの格納容器

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

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

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」及(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）

び「遠隔人力操作による格納容

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）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」
手順を整備する。
なお，手順については，「中央制御室からの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」に纏めて整理する。
（以下，記載方針の相違＊１）(3) 重大事故等時の対応手段の選択(2) 重大事故等時の対応手段の選択
残留熱除去系冷却水の代替設

1.5.2.2 サポート系故障時の対応手順

1.5.2.3 サポート系故障時の対応手順

備として，東二は緊急用海水系(1) 最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送(1) 最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送（緊急用海水ポンプ）,代替残a. 代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

ａ．緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

留熱除去系海水系（可搬型代替

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

ｂ．代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

注水大型ポンプ）により残留熱確保(2) 重大事故等時の対応手段の選択

除去系へ直接海水を送水する(2) 重大事故等時の対応手段の選択

手段がある。
柏崎は代替原子炉補機冷却系（代替原子炉補機冷却海水ポンプ，大容量送水車）を設置しており，代替原子炉補機冷却系
により原子炉補機冷却系を間接的に冷却する手段と直接原子炉補機冷却系に海水を送水する手段がある。
（以下，設計方針の相違＊１）2

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

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

東二は「1.5.2.1 設計基準事故(1) 原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

対処設備を使用した対応手順」
にて整理。
（比較表ページ 1）

1.5.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

1.5.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

3

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

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 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】【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

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。

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】

【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１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。

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（１）炉心損傷防止「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、

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、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

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。

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。

備考

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。

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

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

止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系海水系

残留熱除去系の冷却水として，ード），原子炉補機冷却系による冷却機能である。

による冷却機能である。

東二は残留熱除去系海水系，柏崎は原子炉補機冷却系を設置している。
（以下，設計方針の相違＊２）

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

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

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。

の対処設備を整備する。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。

東二は対処設備の本格的な設置工事前であることから方針を示し，他条文と整合を図る記
載とした。

4

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.5.1 対応手段と設備の選定

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(1) 対応手段と設備の選定の考え方

備考

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（原子炉停止時冷却系，サプレッ 東二は設備名，柏崎は系統名をョン・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

ション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプを設置 記載。

置している。

している。

（以下，記載方針の相違＊２）
設計方針の相違＊２

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）

これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故 東二は重大事故等対処設備と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， 位置付けている。

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

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柏崎は設計基準事故対処設備対策分析」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

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）。

が健全で重大事故等の対処にる（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

用いる際，これらの設計基準事
重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定 故対処設備を重大事故等対処

する。

する。

設備（設計基準拡張）と位置付※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※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けている。

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。

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（以下，記載方針の相違＊３）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

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。
）

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する。

明確にする。

(2) 対応手段と設備の選定の結果(2) 対応手段と設備の選定の結果
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 柏崎は本項の後段で説明文を却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポンプの故障による機能喪 記載。
失を想定する。また，サポート系故障として，残留熱除去系海水系機能喪失又は全交流動力電源 （比較表ページ 7）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。

5

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二ａ．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備

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

冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）が健全であれば重大事故等対処設備として重大事故等の故等の対処に用いる。

対処に用いる。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱で使用する設備は以下のとおり。

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）

東二は表題を記載。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール 記載方針の相違＊３

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
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

備考

東二は設備の添付八の記載と合わせ，主要な設備を本文に記・残留熱除去系ポンプ

載し，関連設備は「第 1.5－1

・残留熱除去系海水ストレーナ

表」に整理することとしてい・残留熱除去系熱交換器

る。

・残留熱除去系海水ポンプ（以下，記載方針の相違＊４）

これら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（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱」
にて整理する。

東二はサプレッション・プール

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱で 水の除熱と原子炉格納容器内
使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプの除熱を分けて記載。
記載方針の相違＊４

・残留熱除去系海水ストレーナ・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水ポンプ
・サプレッション・プール
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）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
・残留熱除去系海水ストレーナ・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水ポンプ
・サプレッション・プール

6

記載方針の相違＊４

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二

備考

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・ 熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱」及び「残留熱プールの除熱」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除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱」にて整理する。

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。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系海水系が健全であれば重大事故等対処設備として重大事故等の対処に用いる。
残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保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

・残留熱除去系海水ポンプ

・原子炉補機冷却水ポンプ

・残留熱除去系熱交換器

・原子炉補機冷却系配管・弁・海水ストレーナ・残留熱除去系海水ストレーナ

記載方針の相違＊３
設計方針の相違＊２
記載方針の相違＊４

・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（原子炉停止時冷却東二は本項の前段で説明文をモード，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）の故記載。

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（比較表ページ 5）

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。

7

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ｂ．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(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・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（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プ 記載方針の相違＊２

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ル冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポンプが故障により最終ヒートシンクへ熱を輸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

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（大気）へ熱を輸送する手段がある。

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」

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。

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
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・

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（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プ 記載方針の相違＊２

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ル冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポンプが故障により最終ヒートシンクへ熱を輸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）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）へ熱を輸送する手へ熱を輸送する手段がある。

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。

備考

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記載方針の相違＊４おり。

・耐圧強化ベント系（W/W）配管・弁・第一弁（Ｓ／Ｃ側）

・耐圧強化ベント系（D/W）配管・弁・第一弁（Ｄ／Ｗ側）

・遠隔手動弁操作設備

・耐圧強化ベント系一次隔離弁・遠隔空気駆動弁操作用ボンベ・耐圧強化ベント系二次隔離弁

東二のベント弁は電動駆動の・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁・第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁

ため操作用ボンベ使用による・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）

・第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁

空気駆動弁操作なし。
（以下，設計方針の相違＊３）

・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

8赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

・第二代替交流電源設備

東二は常設代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備の代替としての自主的な電源

・代替所内電気設備

設備は設置しない。

・常設代替直流電源設備（以下，設計方針の相違＊４）・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。

東二は「1.5.2.2(2) 重大事故

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」と等時の対応手段の選択」にて整

いう。）

理。

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（比較表ページ 61）

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ⅲ) 遠隔人力操作機構による現場操作

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）の第一弁（Ｓ／Ｃ側，Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁の駆動源が喪失した場合

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においても，隔離弁を遠隔人力操作機構により人力で操作することにより，最終ヒートシ（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

ンク（大気）へ熱を輸送する手段がある。これらの遠隔人力操作機構による現場操作のエ

建屋内の原子炉区域外とする。

リアは二次格納施設外である原子炉建屋付属棟とする。

記載方針の相違＊２

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」 東二は関連する対応手段及びにおける「遠隔人力操作機構による現場操作」にて選定する対応手段及び設備と同様であ 設備を記載。
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

遠隔人力操作機構による現場操作で使用する設備は以下のとおり。

り。
・遠隔手動弁操作設備

・遠隔人力操作機構
設計方針の相違＊３・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9赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(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。

東海第二

備考

(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備「1.5.1(2)ｂ．(a)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」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づける。

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「1.5.1(2)ｂ．(a)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」で使 記載方針の相違＊４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，遠用する設備のうち，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧強化ベント一次隔離弁，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

耐圧強化ベント二次隔離弁は重大事故等対処設備として位置づける。

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。

「1.5.1(2)ｂ．(a)ⅲ) 遠隔人力操作機構による現場操作」で使用する設備のうち，遠隔 設計方針の相違＊３
人力操作機構は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

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

以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・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

プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合においても，最終ヒートシ

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。

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。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁

東二は自主対策設備として第バイパスラインは口径が小さく，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損の防止には十 一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁及分な容量ではないが，原子炉格納容器内の圧力及び温度上昇を緩和する手段として有効 び第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパスである。

弁による緩和手段を選定している。
設計方針の相違＊４

・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。

10

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
b. サポート系故障時の対応手段及び設備

東海第二ｃ．サポート系故障時の対応手段及び設備
残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手段及び設備は以下のとおり。

(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

備考

東二は起因事象を明確化。

(a) 最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送
ⅰ) 緊急用海水系による除熱

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設計基準事故対処設備である残留熱除去系海水系の機能喪失又は全交流動力電源喪失

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

により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合は，緊急用海水系により最終ヒートシン

ンク（海）へ熱を輸送する手段がある。

ク（海洋）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。

緊急用海水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

・緊急用海水ポンプ

・大容量送水車（ 熱交換器ユニット用）

・緊急用海水ストレーナ

・代替原子炉補機冷却海水ストレーナ・残留熱除去系熱交換器

設計方針の相違＊１
設計方針の相違＊２

記載方針の相違＊４・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

緊急用海水系とあわ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 設計方針の相違＊１

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系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポンプにより最終ヒー

却モード ）により最終ヒートシンク（海）へ熱を輸送する。

トシンク（海洋）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

記載方針の相違＊２

なお，全交流動力電源喪失により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・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プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポンプが起動できない場合は，常設代替交流 設計方針の相違＊４

除去系を復旧する。

電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用メタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。
）を受電した後，緊急用Ｍ／Ｃから
Ｍ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄへ電源を供給することにより残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）を復旧する。

11

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

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（原子炉停止時冷却系）ポンプ

・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（サプレッション・プール冷却系）ポンプ

・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（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ

備考
記載方針の相違＊４・常設代替交流電源設備
設計方針の相違＊４

・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ⅱ) 代替残留熱除去系海水系による除熱

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設計基準事故対処設備である残留熱除去系海水系の機能喪失又は全交流動力電源喪失

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，代替残留熱除去系海水系により最終ット用）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

ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する手段がある。

設計方針の相違＊１

る手段がある。
代替残留熱除去系海水系による除熱で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊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

・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）設計方針の相違＊１・代替原子炉補機冷却海水ストレーナ・残留熱除去系熱交換器

東二で新規配備する可搬型代

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。

・ホース

替注水大型ポンプは，様々な手・原子炉補機冷却系配管・弁段に用いるため，使用目的を併・残留熱除去系熱交換器

記する。

・海水貯留堰（以下，記載方針の相違＊５）・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12

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二

備考

代替残留熱除去系海水系とあわせて設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉 設計方針の相違＊１

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

停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポンプによンバ・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）り最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。

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

なお，全交流動力電源喪失により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・ 記載方針の相違＊２

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プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポンプが起動できない場合は，常設代替交流 設計方針の相違＊４

除去系を復旧する。

電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用
Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄへ電源を供給することにより残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）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（原子炉停止時冷却系）ポンプ

・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（サプレッション・プール冷却系）ポンプ

・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（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ

記載方針の相違＊４・常設代替交流電源設備
設計方針の相違＊４

・第二代替交流電源設備

13赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二

備考

(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

代替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「1.5.1(2)ｃ．(a)ⅰ) 緊急用海水系による除熱」で使用する設備のうち，残留熱除去系 記載方針の相違＊２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（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポン 記載方針の相違＊４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，プ，緊急用海水ポンプ，緊急用海水ストレーナ及び残留熱除去系熱交換器は重大事故等対処 設計方針の相違＊１

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。

設備として位置づける。

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「1.5.1(2)ｃ．(a)ⅱ) 代替残留熱除去系海水系による除熱」で使用する設備のうち，残 記載方針の相違＊２

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

留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷 設計方針の相違＊１

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

却系）ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は重大事故等対処設備として位置づける。

記載方針の相違＊３備(設計基準拡張)として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，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。

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すべて網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系海水系による冷却機能が喪失した場合においても，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系又は格納容器スプレイ冷却系）が使用可能であれば，最終ヒートシンク（海洋）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。
・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）

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）設計方針の相違＊１

車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対して有 記載方針の相違＊５

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効性を確認できないが，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール

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

冷却系又は格納容器スプレイ冷却系）が使用可能であれば，最終ヒートシンク（海洋）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）と併せて使用へ熱を輸送する手段として有効である。

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。
設計方針の相違＊４

・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。

14

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
c. 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」及び「b. 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。

東海第二

備考

ｄ．手順等
上記「ａ．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備」，「ｂ．フロントライン系故 東二は設計基準事故対象設備
障時の対応手段及び設備」及び「ｃ．サポート系故障時の対応手段及び設備」により選定した を重大事故等対処設備として対応手段に係る手順を整備する。

使用するにあたり，対応手段の設備として整理している。

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（第これらの手順は，運転員等※２及び重大事故等対応要員の対応として，「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」及び「重大事故等対策要領」に定める（第1.5－1表）。

東二は「技術的能力 1.0 重大事故対策における共通事項（添付資料 1.0.10 重大事故等発

1.5.1 表）。

生時の体制について）」より，
当直運転員と重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員
が重大事故等の対応に当たることとしている。
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）。

また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する（第1.5－2表，第1.5－3表）。

※2 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。
1.5.2 重大事故等時の手順

運転員等の定義を追記。

1.5.2 重大事故等時の手順
1.5.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順

柏崎は「1.5.2.3 重大事故等対(1) 残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

処設備（設計基準拡張）による残留熱除去系海水系が健全な場合は，自動起動（残留熱除去系ポンプ等の起動）による作動， 対応手順」にて整理。
又は中央制御室からの手動操作により残留熱除去系海水ポンプを起動し，冷却水（海水）の確保 （比較表ページ 68）を実施する。
ａ．手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。
①自動起動信号が発信した場合
残留熱除去系ポンプ等が起動した場合。
②手動起動の場合
残留熱除去系を使用した原子炉内で発生する崩壊熱の除去又は原子炉格納容器内の除熱が必要な場合。

15

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
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東海第二ｂ．操作手順

備考
柏崎は「1.5.2.3 重大事故等対残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保手順の概要は以下のとおり。

処設備（設計基準拡張）による

概要図を第1.5－2図に，タイムチャートを第1.5－3図に示す。

対応手順」にて整理。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系海水系Ａ系又は残留熱 （比較表ページ 68）
除去系海水系Ｂ系の手動起動又は自動起動の確認を指示する。

なお，操作手順は発電長の指示②運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系海水系Ａ系又は残留熱除去系海水系Ｂ系の手動 と運転員等，災害対策本部長の起動操作，又は自動起動信号（残留熱除去系ポンプ等の起動）により残留熱除去系海水ポ 報告が対となる構成としていンプ（Ａ）及び（Ｃ）又は残留熱除去系海水ポンプ（Ｂ）及び（Ｄ）が起動し，残留熱除 る。
去系熱交換器（Ａ）海水流量調整弁又は残留熱除去系熱交換器（Ｂ）海水流量調整弁が開したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系海水系Ａ系又は残留熱除去系海水系Ｂ系が起動したことを残留熱除去系海水系系統流量指示値の上昇により確認し，発電長に報告する。
ｃ．操作の成立性
上記の操作について，作業開始を判断してから残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の供給開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【自動起動信号が発信した場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，2分以内と想定する。
【手動起動の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，4分以内と想定する。
中央制御室に設置されている制御盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

16

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
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東海第二1.5.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.5.2.2 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）(1) 最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送

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。

備考

記載方針の相違＊１ａ．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（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）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
力逃がし装置を使用した格納容器ベント操作を実施し，最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。

また，格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納格納容器ベント開始後は，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱 格納容器ベント停止条件の違

容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な機能，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内水素・酸素濃度制御機能及び可搬型窒素 いによる記載内容の相違。

場合は 一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。なお，二次隔離弁については，一次供給装置による原子炉格納容器負圧破損防止機能が復旧又は使用可能と判断した場合に，格納隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態に容器ベント弁閉により格納容器ベントを停止する。なお，中央制御室から格納容器圧力逃がし 東二は中央制御室からの遠隔なった場合に全閉する。

装置を遠隔操作できない場合は，遠隔人力操作機構を使用した現場（二次格納施設外）での操 操作等できない場合の対応手作を実施する。また，第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）の開操作ができない場合は，第一弁（Ｓ 順を含む。
／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）バイパス弁を開とする。

(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。

(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，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋5.5mに到達した場合。

東二は対応フローに従いサプ
レッション・プール水位により格納容器ベントの準備を開始。

※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※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却線線量率が，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

材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器

柏崎は原子炉格納容器内の圧

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

雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確力により準備を開始する。

を確認した場合。

認した場合。

（以下，設計方針の相違＊５）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手順の概要は以下のとおり。

設備運用・設計，体制の違いに起因する記載の相違はあるが，実態として記載内容に違いは

概要図を第1.5－4図に，タイムチャートを第1.5－5図に示す（Ｓ／Ｃ側ベント及びＤ／ ないことから操作手順に限り

及び第 1.5.6 図に示す。

Ｗ側ベント及び第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）が開操作不可の場合の手順は，手順⑫以 色別化は省略する。

［W/W ベントの場合（D/W ベントの場合，手順⑧以外は同様）］

外は同様。
）
。

なお，操作手順は発電長の指示と運転員等，災害対策本部長の報告が対となる構成としている。
東二は手順の対応フローは記
載しない。

17

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）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。

東海第二①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に格納容器圧力逃がし装置 設備運用・設計，体制の違いにによる格納容器ベントの準備を依頼する。

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弁操作室に重大事故等対応要員を派遣し，発電長に連絡する。
る。

なお，操作手順は発電長の指示④運転員等は中央制御室にて，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 と運転員等，災害対策本部長の電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長 報告が対となる構成としていに報告する。
⑤発電長は，運転員等に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，換気空調系一次隔離弁及び換気空調系二次隔離弁の閉を確認する。
⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋ガス処理系一次隔離弁及び原子炉建屋ガス処
理系二次隔離弁の閉を確認する。
⑧運転員等は中央制御室にて，耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次
隔離弁の閉を確認する。
⑨運転員等は中央制御室にて，不活性ガス系の隔離信号が発生している場合は，不活性ガス系の隔離信号の除外操作を実施する。
⑩運転員等は，発電長に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの系統構成が完了したことを報告する。
⑪発電長は，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）の電源の供給状態に応じて，Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側を選択し，Ｓ／Ｃ側による格納容器ベント又はＤ／Ｗ側によるａ

格納容器ベントを指示する。

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）操作用空気ないことから操作手順に限り③発電長は，運転員等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を指示す 色別化は省略する。

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 W/W ベントの場合起因する記載の相違はあるが，②災害対策本部長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備のため，第二 実態として記載内容に違いは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

備考⑫ａＳ／Ｃ側ベントの場合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

運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントのため，側）の全開操作を実施する。

第一弁（Ｓ／Ｃ側）を開にし，発電長に報告する。なお，第一弁（Ｓ／Ｃ側）が中央

ｂ⑧ D/W ベントの場合

制御室からの遠隔操作により開できない場合は，原子炉建屋付属棟にて第一弁（Ｓ／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Ｃ側）を遠隔人力操作機構により開にし，発電長に報告する。

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。

18

る。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）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

東海第二⑫ｂＤ／Ｗ側ベントの場合

備考
設備運用・設計，体制の違いに

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第一弁（Ｓ／Ｃ側）が開できない場合は，運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力 起因する記載の相違はあるが，当直副長に報告する。

逃がし装置による格納容器ベントのため，第一弁（Ｄ／Ｗ側）を開にし，発電長に報 実態として記載内容に違いは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告する。なお，第一弁（Ｄ／Ｗ側）が中央制御室からの遠隔操作により開できない場 ないことから操作手順に限り
合は，原子炉建屋付属棟にて第一弁（Ｄ／Ｗ側）を遠隔人力操作機構により開にし， 色別化は省略する。
発電長に報告する。

なお，操作手順は発電長の指示ｃと運転員等，災害対策本部長の⑫ 第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）が開操作不可の場合

第一弁（Ｓ／Ｃ側）及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）が開操作できない場合は，運転員等は中 報告が対となる構成としてい央制御室にて，第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁を る。
開にし，発電長に報告する。
⑬発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備が完了したことを災害対策本部長に連絡する。
⑭発電長は，ベント判断基準であるサプレッション・プール水位指示値が通常水位＋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

6.5mに到達及びサプレッション・チェンバ圧力指示値が310kPa［gage］（1Pd）に到達による格納容器ベントを開始する。

したことを確認し，災害対策本部長に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント

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，二次隔離弁又はの開始を連絡する。

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⑮発電長は，運転員等に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指示する。

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⑯運転員等は中央制御室にて，第二弁を開とする。第二弁が開できない場合は，第二弁確認し，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

バイパス弁を開とし，発電長に報告する。なお，第二弁及び第二弁バイパス弁が中央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。

制御室からの遠隔操作により開できない場合は，重大事故等対応要員は第二弁操作室⑯当直副長は，現場運転員に水素バイパスライン止め弁を全開するよう指示する。
⑰現場運転員 C 及び D は，水素バイパスライン止め弁の全開操作を実施する。

にて，第二弁又は第二弁バイパス弁を遠隔人力操作機構により開とする。
⑰発電長は，運転員等に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⑱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，水位とを原子炉格納容器内の圧力，フィルタ装置圧力，フィルタ装置スクラビング水温度，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及びフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）により確認するように指施するよう緊急時対策本部に依頼する。

示する。
⑱運転員等は中央制御室にて，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ドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力指示値の低下，フィルタ装置圧力及びフィルタ装置スクラビング水温度指示値の上昇により確認するとともに，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）指示値の上昇を確認
し，発電長に報告する。

19

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）⑲中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び

東海第二

備考

⑲発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始したことを災害対策 設備運用・設計，体制の違いに
本部長に連絡する。

起因する記載の相違はあるが，酸素濃度の監視が可能な場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウ⑳発電長は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格 実態として記載内容に違いはェル側）の全閉操作を実施し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを停止する。

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復旧し，原子炉格納容器内 ないことから操作手順に限り一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的の圧力が310kPa［gage］（1Pd）未満であること，原子炉格納容器内の温度が171℃未

色別化は省略する。

な状態になった場合は，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。

満であること及び原子炉格納容器内の水素濃度が可燃限界未満であることを確認す

なお，操作手順は発電長の指示ることにより，格納容器ベント弁を閉にする判断をする。

と運転員等，災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

20赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二ⅲ) 操作の成立性
上記の操作のうち格納容器ベント準備については，格納容器ベント準備を判断してか

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ら，格納容器ベント準備完了までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

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。

【中央制御室からの操作（Ｓ／Ｃ側ベントの場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，5分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（Ｄ／Ｗ側ベントの場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，5分以内と想定する。
【現場操作（第一弁（Ｓ／Ｃ側）遠隔操作不可の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員）3名にて実施した場合，125分以内と想定する。
【現場操作（第一弁（Ｄ／Ｗ側）遠隔操作不可の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員）3名にて実施した場合，140分以内と想定する。
【現場操作（第二弁操作室までの移動）】・現場対応を重大事故等対応要員3名にて実施した場合，45分以内と想定する。
格納容器ベント開始については，格納容器ベント基準到達から格納容器ベント開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，5分以内と想定する。
【現場操作（第二弁遠隔操作不可の場合）】・現場対応を重大事故等対応要員3名にて実施した場合，30分以内と想定する。
中央制御室対応については，中央制御室に設置されている制御盤からの遠隔操作である

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。

備考

ため，速やかに対応できる。現場対応においては，円滑に作業できるように移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
遠隔人力操作機構による現場操作については，操作に必要な工具等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。

21

設備及び体制の違いによる記
載内容の相違赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(b) フィルタ装置スクラビング水補給
フィルタ装置の水位が通常水位（水位低）である 2,530mm を下回り，下限水位である

備考
柏崎は「1.5.2.1(1)a.(d) フィ
ルタ装置水位調整（水張り）」

1,325mm に到達する前までに，フィルタ装置へ水張りを実施する。

にて整理。

ⅰ) 手順着手の判断基準（比較表ページ 36）

フィルタ装置水位指示値が 1,500mm 以下の場合。
ⅱ) 操作手順

操作手順は発電長の指示と運フィルタ装置スクラビング水補給手順の概要は以下のとおり。なお，水源から接続口へ 転員等，災害対策本部長の報告のフィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
概要図を第 1.5－6 図に，タイムチャートを第 1.5－7 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長にフィルタ装置スクラビン
グ水の補給準備を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員にフィルタ装置スクラビング水補給の準備を指示する。
③発電長は，運転員等にフィルタ装置スクラビング水補給の準備を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置スクラビング水補給に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
⑤発電長は，災害対策本部長にフィルタ装置スクラビング水補給の準備が完了したことを連絡する。
⑥重大事故等対応要員は，フィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替
注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの配備及びホースを接続し，災害対策本部長にフィルタ装置スクラビング水補給の準備が完了したことを報告する。
⑦災害対策本部長は，発電長にフィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型
代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を連絡する。
⑧災害対策本部長は，重大事故等対応要員にフィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。

22が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑨重大事故等対応要員は，フィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替 柏崎は「1.5.2.1(1)a.(d) フィ
注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，フィルタ装置格納槽付 ルタ装置水位調整（水張り）」
属室にてフィルタベント装置補給水ライン元弁を開にし，フィルタ装置スクラビング にて整理。
水補給として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプに（比較表ページ 36）より送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。

なお，操作手順は発電長の指示⑩災害対策本部長は，発電長にフィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型 と運転員等，災害対策本部長の代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを連報告が対となる構成としてい

絡する。

る。

⑪発電長は，運転員等にフィルタ装置スクラビング水補給が開始されたことの確認を指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置の水位が上昇した後，通常水位（水位低）である2,530mm以上まで補給されたことを確認し，発電長に報告する。
⑬発電長は，災害対策本部長にフィルタ装置スクラビング水補給の停止を依頼する。
⑭災害対策本部長は，重大事故等対応要員にフィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの停止を指示する。
⑮重大事故等対応要員はフィルタ装置格納槽付属室にて，フィルタベント装置補給水ラ
イン元弁を閉とした後，フィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替
注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを停止し，災害対策本部長に報告する。
⑯災害対策本部長は，発電長にフィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型
代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水を停止したことを連絡する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作について，作業開始を判断してからフィルタ装置スクラビング水補給の開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置スクラビング
水の補給】（水源：代替淡水貯槽）・現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，180 分以内と想定する。
【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置スクラビング
水の補給】（水源：淡水タンク）・現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，165 分以内と想定する。

23

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を 柏崎は「1.5.2.1(1)a.(d) フィ
整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，フィルタ装置スクラビ ルタ装置水位調整（水張り）」
ング水補給として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプのにて整理。

保管場所に使用工具及びホースを配備する。

（比較表ページ 36）

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

24

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(c) 原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換
格納容器ベント停止後における水の放射線分解によって発生する可燃性ガス濃度の上昇

備考
柏崎は「1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止すを抑制，及び原子炉格納容器の負圧破損を防止するため，可搬型窒素供給装置により原子炉 るための手順等」にて整備。
格納容器内を不活性ガス（窒素）で置換する。
ⅰ) 手順着手の判断基準
格納容器ベント停止可能※２と判断した場合。
※2：残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能，可燃性ガ
ス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度制御機能及び可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器負圧破損防止機能が復旧又は使用可能と判断した場合で，原子炉格納容器内の圧力が 310kPa［gage］（1Pd）未満，原子炉格納容器
内の温度が 171℃未満及び原子炉格納容器内水素濃度が可燃限界未満であることを確認した場合。
ⅱ) 操作手順

操作手順は発電長の指示と運原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換手順の概要は以下のとおり。

転員等，災害対策本部長の報告

概要図を第 1.5－8 図に，タイムチャートを第 1.5－9 図に示す。

が対となる構成としている。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）による置換を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入をするための接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器
内への不活性ガス（窒素）注入をするための準備を指示する。
④重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋東側屋外に配備し，窒素供給用ホースを接続口に取り付ける。また，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋西側屋外に配備した場合は，接続口の蓋を開放した後，窒素供給用ホースを接続口に取り付ける。
⑤重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器
内への不活性ガス（窒素）注入をするための準備が完了したことを報告する。
⑥災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入の開始を連絡する。
⑦災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器
内への不活性ガス（窒素）注入の開始を指示する。

25

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑧重大事故等対応要員は原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，窒素ガス補 柏崎は「1.9 水素爆発による原給弁（Ｓ／Ｃ側）を開とし，原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入を開始し 子炉格納容器の破損を防止すたことを，災害対策本部長に報告する。

るための手順等」にて整備。

⑨災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性 なお，操作手順は発電長の指示
ガス（窒素）注入を開始したことを連絡する。

と運転員等，災害対策本部長の⑩発電長は，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）又は第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ 報告が対となる構成としてい／Ｗ側）バイパス弁閉による格納容器ベント停止を指示する。
⑪運転員等は，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）又は第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）
バイパス弁を閉とし，格納容器ベントを停止したことを発電長に報告する。
⑫発電長は，運転員等に残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱開始及び原子炉格納容器内の圧力を310kPa［gage］（1Pd）から13.7kPa［gage］の間で制御※３するように指示する。
⑬運転員等は，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱開始及び原子炉格納容器内の圧力を310kPa［gage］（1Pd）から13.7kPa［gage］の間で制御し，発電長に報告する。
⑭発電長は，運転員等に原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）注入完了の確認をする
ように指示する。
⑮運転員等は中央制御室にて，ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指
示値が310kPa［gage］（1Pd）に到達したことにより，原子炉格納容器内の不活性ガ
ス（窒素）注入が完了したことを確認し，発電長に報告する。
⑯発電長は，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）又は第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）バイパス弁を開とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを指示する。
⑰運転員等は中央制御室にて，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）又は第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）バイパス弁を開とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント開始したことを発電長に報告する。

⑱発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始したことを災害対策本部長へ連絡する。
⑲発電長は，運転員等に可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度制御を指示する。
⑳運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度制御を実施し，発電長に報告する。

26

る。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

発電長は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性 柏崎は「1.9 水素爆発による原ガス（窒素）注入の停止を依頼する。

子炉格納容器の破損を防止す

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器 るための手順等」にて整備。
内への不活性ガス（窒素）注入の停止を指示する。

なお，操作手順は発電長の指示

重大事故等対応要員は原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，窒素ガス補 と運転員等，災害対策本部長の給弁（Ｓ／Ｃ側）を閉とし，原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入を停止し 報告が対となる構成としていた後，災害対策本部長に報告する。
災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入の停止を連絡する。
発電長は，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）又は第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）バイパス弁の閉による格納容器ベント停止を指示する。
運転員等は中央制御室にて，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）又は第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）バイパス弁を閉にし，格納容器ベントを停止したことを発電長に報告する。
※3：原子炉格納容器内の圧力が245kPa［gage］（0.8Pd）又は原子炉格納容器内の温度が150℃到達で格納容器スプレイを実施する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作において，作業開始を判断してから原子炉格納容器内のの不活性ガス（窒素）置換開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【格納容器窒素供給ライン西側接続口を使用した原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換の場合】・現場対応を重大事故等対応要員 6 名にて実施した場合，135 分以内と想定する。
【格納容器窒素供給ライン東側接続口を使用した原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換の場合】・現場対応を重大事故等対応要員 6 名にて実施した場合，115 分以内と想定する。

27

る。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

なお，炉心損傷がない状況下での格納容器ベントであるため，本操作における作業エリ 柏崎は「1.9 水素爆発による原アの被ばく線量率は低く，作業は可能である。

子炉格納容器の破損を防止す

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を るための手順等」にて整備。
整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型窒素供給装置の保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

(d) フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

柏崎は「1.5.2.1(1)a.(f) 格納

格納容器ベントを実施した際には，原子炉格納容器内に含まれる非凝縮性ガスがフィルタ 容器圧力逃がし装置停止後の装置を経由して大気へ放出されることから，フィルタ装置内での水素爆発を防止するため， 窒素ガスパージ」にて整理。
可搬型窒素供給装置によりフィルタ装置内を不活性ガス（窒素）で置換する。

（比較表ページ 40）ⅰ) 手順着手の判断基準
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換が終了した場合。
ⅱ) 操作手順

操作手順は発電長の指示と運フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換手順の概要は以下のとおり。

転員等，災害対策本部長の報告

概要図を第1.5－10図に，タイムチャートを第1.5－11図に示す。

が対となる構成としている。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長にフィルタ装置内の不活性ガス（窒素）による置換を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内への不活性ガス（窒素）注入をするための準備を指示する。
③重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋東側屋外に配備し，窒素供給用ホースを接続口に取り付ける。また，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋西側屋外に配備した場合は，接続口の蓋を開放した後，窒素供給用ホースを接続口に取り付ける。
④重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内への不活性ガス（窒素）注入をするための準備が完了したことを報告する。
⑤災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内への不活性ガ
ス（窒素）注入の開始を連絡する。
⑥災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内への不活性ガス（窒素）注入の開始を指示する。

28

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑦重大事故等対応要員は原子炉建屋西側屋外にて，フィルタベント装置窒素供給ライン 柏崎は「1.5.2.1(1)a.(f) 格納
元弁を開とし，フィルタ装置内への不活性ガス（窒素）注入を開始したことを，災害 容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ」にて整理。

対策本部長に報告する。

⑧災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内の不活性ガス （比較表ページ 40）（窒素）置換を開始したことを連絡する。
操作手順は発電長の指示と運⑨発電長は，運転員等にフィルタ装置スクラビング水温度の確認を指示する。
※４⑩運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置スクラビング水温度指示値が55℃以下で 転員等，災害対策本部長の報告あることを確認し，発電長に報告する。
※4：可搬型窒素供給装置出口温度と同程度の温度とし，さらにフィルタ装置スクラ
ビング水温度が上昇傾向にないことの確認により冷却が完了したと判断できる
温度。

ⅲ) 操作の成立性
上記の現場対応を重大事故等対応要員6名にて実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装置内への不活性ガス（窒素）供給開始まで135分以内と想定する。
なお，炉心損傷がない状況下での格納容器ベントであるため，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，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型窒
素供給装置の保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

29が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
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東海第二(e) フィルタ装置スクラビング水移送

備考
柏崎は「1.5.2.1(1)a.(e) フィ

水の放射線分解により発生する水素がフィルタ装置内に蓄積することを防止するため，フ ルタ装置水位調整（水抜き）」
ィルタ装置スクラビング水をサプレッション・プールへ移送する。

及び「1.5.2.1(1)a.(h) ドレンⅰ) 手順着手の判断基準

移送ライン窒素ガスパージ」にフィルタ装置スクラビング水温度指示値が55℃以下において，フィルタ装置水位が確保 て整理。
されている場合。
ⅱ) 操作手順（比較表ページ 39,44）
なお，操作手順は発電長の指示

フィルタ装置スクラビング水移送手順の概要は以下のとおり。なお，水源から接続口へ と運転員等，災害対策本部長ののフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大報告が対となる構成としてい型ポンプによる送水手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手る。

順等」にて整備する。
概要図を第1.5－12図に，タイムチャートを第1.5－13図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長にフィルタ装置水張りの準備を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員にフィルタ装置水張りの準備を指示する。
③発電長は，運転員等にフィルタ装置スクラビング水の移送準備を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置のスクラビング水移送に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等にフィルタ装置のスクラビング水移送に必要な系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，フィルタベント装置移送ライン止め弁を開にする。
⑦運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，フィルタベント装置ドレン移送ライン切替
え弁（Ｓ／Ｃ側）を開にする。
⑧運転員等は，発電長にフィルタ装置のスクラビング水移送に必要な系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等にフィルタ装置のスクラビング水移送を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，移送ポンプを起動した後，フィルタ装置水位指示値が計
測範囲下端である180mmまで低下したことを確認し，移送ポンプを停止する。
⑪運転員等は，フィルタ装置のスクラビング水移送が完了したことを発電長に報告する。

30赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑫発電長は，災害対策本部長にフィルタ装置水張りの準備が完了したことを連絡する。 柏崎の「1.5.2.1(1)a.(e) フィ⑬重大事故等対応要員は，災害対策本部長にフィルタ装置水張りの準備が完了したこと ルタ装置水位調整（水抜き）」を報告する。

及び「1.5.2.1(1)a.(h) ドレン⑭災害対策本部長は，発電長にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型 移送ライン窒素ガスパージ」手
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を連絡する。

順と同等。

⑮災害対策本部長は，重大事故等対応要員にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型 （比較表ページ 39,44）
代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。

なお，操作手順は発電長の指示⑯重大事故等対応要員は，フィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型ポン と運転員等，災害対策本部長のプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，フィルタ装置格納槽付属室にてフィ 報告が対となる構成としていルタベント装置補給水ライン元弁を開にし，フィルタ装置水張りとして使用する可搬 る。
型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑰災害対策本部長は，発電長にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを連絡する。
⑱発電長は，運転員等にフィルタ装置水位を確認するように指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置水位指示値が通常水位（水位低）である
2,530mm以上まで水張りされたことを確認し，発電長に報告する。
⑳発電長は，災害対策本部長にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水の停止を依頼する。
災害対策本部長は，重大事故等対応要員にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型
代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの停止を指示する。
重大事故等対応要員は，フィルタ装置格納槽付属室にてフィルタベント装置補給水ラ
イン元弁を閉とした後，フィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型ポン
プ又は可搬型代替注水大型ポンプを停止し，災害対策本部長に報告する。
災害対策本部長は，発電長にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水停止を連絡する。
発電長は，運転員等にフィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄のため，スクラビ
ング水の移送を指示する。
運転員等は中央制御室にて，移送ポンプを起動した後，フィルタ装置水位指示値が計
測範囲下端である180mmまで低下したことを確認し，移送ポンプを停止する。
運転員等は，フィルタ装置スクラビング水移送ラインの洗浄が完了したことを発電長に報告する。

31

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

発電長は，災害対策本部長にフィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換の停止を依頼 柏崎の「1.5.2.1(1)a.(e) フィする。

ルタ装置水位調整（水抜き）」

災害対策本部長は，重大事故等対応要員にフィルタ装置内の不活性ガス（窒素）によ 及び「1.5.2.1(1)a.(h) ドレン
る置換の停止を指示する。

移送ライン窒素ガスパージ」手

重大事故等対応要員は原子炉建屋東側屋外にて，フィルタベント装置窒素供給ライン 順と同等。
元弁を閉とし，フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換を停止する。

（比較表ページ 39,44）

重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内 なお，操作手順は発電長の指示の不活性ガス（窒素）置換の停止を報告する。

と運転員等，災害対策本部長の災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内の不活性ガス 報告が対となる構成としてい（窒素）置換の停止を連絡する。
発電長は，運転員等にフィルタ装置入口水素濃度計を起動し水素濃度を確認するとともに，フィルタ装置スクラビング水温度が上昇していないことを確認するように指示する。
運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置入口水素濃度計を起動しフィルタ装置入口
水素濃度指示値及び，フィルタ装置スクラビング水温度指示値が上昇していないことを確認し，発電長に報告する。
発電長は，運転員等にフィルタ装置出口弁を閉とするように指示する。
運転員等は，フィルタ装置格納槽付属室にてフィルタ装置出口弁を閉とし，発電長に報告する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作のうちフィルタ装置スクラビング水移送については，中央制御室対応を運転
員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装置スクラビング水移送開始まで54分以内と想定する。
また，フィルタ装置水張りについては，フィルタ装置スクラビング水移送完了からフィルタ装置水張り開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置水張り】（水
源：代替淡水貯槽）・現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，180 分以内と想定する。
【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置水張り】（水
源：淡水タンク）
・現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，165 分以内と想定する。

32

る。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄については，中央制御室対応を運転員等

柏崎の「1.5.2.1(1)a.(e) フィ（当直運転員）1名にて実施した場合，フィルタ装置水張り完了からフィルタ装置スクラ

ルタ装置水位調整（水抜き）」

ビング水移送ライン洗浄開始まで4分以内と想定する。

及び「1.5.2.1(1)a.(h) ドレン

なお，炉心損傷がない状況下での格納容器ベントであるため，本操作における作業エリ 移送ライン窒素ガスパージ」手
アの被ばく線量率は低く，作業は可能である。

順と同等。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を （比較表ページ 39,44）整備する。また，ホース等の接続を速やかに作業できるように，フィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用
工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

33

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３(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。常設ボンベの圧力が低下した場合に，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圧力が規定値以下となった場合。
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。
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。

34

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３⑦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。
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。

35

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はフィルタ装置使用後，水(c) フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張りの放射線分解により発生する

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。

水素の影響を考慮し，フィルタ

ⅰ. 手順着手の判断基準

装置スクラビング水をサプレ
ッション・プールへ移送後にス残留熱除去系の機能が喪失した場合。

クラビング水移送配管の洗浄

ⅱ. 操作手順を行い，満水保管としている。

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，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，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，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操作する。
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。

東二は「1.5.2.2(1)a.(b) フィ(d) フィルタ装置水位調整（水張り）

ルタ装置スクラビング水補給」

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。

にて整理。

ⅰ. 手順着手の判断基準（比較表ページ 22）

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。

36

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
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東海第二

備考

②a 防火水槽から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開した水張りの場合又は淡水貯水池

東二は「1.5.2.2(1)a.(b) フィから可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開した水張りの場合（淡水貯水池を水源とし，ルタ装置スクラビング水補給」

あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）にて整理。

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（比較表ページ 22）－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（A－2 級）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。
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，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） 停止操作，FCVS フィルタベント装置給水ライン元弁の全閉操作及び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。

37赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.5.2.2(1)a.(b) フィⅲ. 操作の成立性

ルタ装置スクラビング水補給」

防火水槽から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）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，作業開始を判にて整理。

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（比較表ページ 22）～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（A－2 級）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。

38

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
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東海第二

備考
東二は「1.5.2.2(1)a.(e) フィ(e) フィルタ装置水位調整（水抜き）

ルタ装置スクラビング水移送」

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にて整理。

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（比較表ページ 30）

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，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及び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，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操作する。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）の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 の起動操作を実施し，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開操作により，ポンプ吐出側流量を必要流量に調整する。また，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後，ドレン移送ポンプを停止し，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及び 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。

39

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.5.2.2(1)a.(e) フィ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

ルタ装置スクラビング水移送」

る。

にて整理。

ⅲ. 操作の成立性（比較表ページ 30）

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。

東二は「1.5.2.2(1)a.(d) フィ(f) 格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

ルタ装置内の不活性ガス（窒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素）置換」にて整理

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（比較表ページ 28）

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を停止した場合。
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の系統構成を開始するよう依頼するとともに，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の系
統構成開始を指示する。
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，二次隔離弁を全開操作し，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統構成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操作する。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。

40

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.5.2.2(1)a.(d) フィ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

ルタ装置内の不活性ガス（窒ージ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，原子炉建屋外壁南側（屋外）へ可搬型窒素供給装置を配備し送気ホ素）置換」にて整理ースを接続口へ取り付け，窒素ガスパージの準備完了を緊急時対策本部に報告する。

（比較表ページ 28）⑥緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスパージの開始を指示する。
⑦緊急時対策要員は，FCVS PCV ベントラインフィルタベント側 N2 パージ用元弁の開操作により窒素ガスの供給を開始するとともに，緊急時対策本部に窒素ガスパージの開始を報告する。
⑧緊急時対策本部は，窒素ガスパージの開始を当直長に報告するとともに，緊急時対策要員に水素濃度測定のためのサンプリングポンプの起動を指示する。
⑨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，系統構成，工具準備及びサンプリングポンプの起動を実施するとともに，緊急時対策本部にサンプリン
グポンプの起動完了を報告する。
⑩緊急時対策本部は，サンプリングポンプの起動完了を当直長に報告するとともに，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。
⑪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。
⑫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，窒素ガスパージ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，緊急時対策本部へ窒素ガスパージ完了を報告する。
⑭緊急時対策本部は，緊急時対策要員へ窒素ガス供給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口圧力及び水素濃度の継続監視を依頼する。
⑮緊急時対策要員は，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，緊急時対策本部に窒素ガス供給の停止を報告する。
⑯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の継続監視を指示する。

41

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
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東海第二

備考

⑰中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガス供給停止後のフィルタ装置入口圧力指示値及び

東二は「1.5.2.2(1)a.(d) フィ

フィルタ装置水素濃度指示値が，窒素ガスパージ完了時の指示値と差異が発生しないこ

ルタ装置内の不活性ガス（窒とを継続的に監視する。

素）置換」にて整理（比較表ページ 28）⑱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。
⑲当直副長は，窒素ガスパージ完了後の系統構成を開始するよう運転員に指示する。
⑳中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガスパージ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。
現場運転員 C 及び D は，窒素ガスパージ完了後の系統構成として，水素バイパスライン
止め弁を全閉とし，系統構成完了を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。その後，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 名にて窒素ガスパージ完了後の系統構成を実施した場合，約 15 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。

東二はベント開始後 7 日間はス(g) フィルタ装置スクラバ水 pH 調整

クラビング水の水位調整が不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

要のため，記載なし。

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 1.5.17 図に，タイ
ムチャートを第 1.5.18 図に示す。

42

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はベント開始後 7 日間はス

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

クラビング水の水位調整が不定及び薬液補給の準備開始を指示する。

要のため，記載なし。

②緊急時対策要員は，pH 測定の系統構成として，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 出口止め弁を全開操作した後，
pH 計サンプリングポンプを起動させ，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。また，フィルタベント遮
蔽壁南側（屋外）へ薬液補給用として可搬型窒素供給装置，ホース，補給用ポンプ及び薬液を配備するとともに，系統構成を行い，緊急時対策本部に薬液補給の準備完了を報告する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員にフィルタ装置への薬液補給の開始を指示する。
④緊急時対策要員は，薬液補給のためホース接続及び 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完了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 pH 及びフィルタ装置水位によりスクラバ水の pH 値及び水位を確認するとともに，フィルタ装置スクラバ水 pH 指
示値が規定値である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，スクラバ水の pH 値及び水位，並びにフィルタ装置への薬液補給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，緊急時対策要員に薬液補給の停止及び pH 測定の停止を指示する。
⑩緊急時対策要員は，薬液補給を停止するため，補給用ポンプを停止し，FCVS フィルタベ
ント装置給水ライン元弁を全閉操作する。また，pH 測定を停止するため，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，緊急時対策本部へフィルタ装置スクラバ水 pH 調整の完了を報告する。
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フィルタ装置スクラバ水 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。

43赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.5.2.2(1)a.(e) フィ(h) ドレン移送ライン窒素ガスパージ

ルタ装置スクラビング水移送」

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，排水ラインの残留にて整理。

水をサプレッション・チェンバに排水する。

（比較表ページ 30）

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備し，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。また，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及び 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，ドレン移送ライン窒素ガスパージ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供給開始を指示する。
④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 パージ用元弁を全開操作
し，窒素ガスの供給を開始するとともに，緊急時対策本部にドレン移送ライン窒素ガス
パージの開始を報告する。
⑤緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの供給停止を指示する。
⑥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，窒素ガスの供給を停止する。また，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及び 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 135 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。

44

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.5.2.2(1)a.(e) フィ

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

ルタ装置スクラビング水移送」

る。

にて整理。
（比較表ページ 30）
東二はドレンタンクがないた(i) ドレンタンク水抜き

め，記載なし。

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する。また，
ドレンタンク水抜きの系統構成として 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閉，FCVS フィルタベント装置ドレンタンク出口止め弁を遠隔手
動弁操作設備にて全開，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及び 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，
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操作し，ドレン移送
ポンプ A 又は B を起動する。その後，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・チェンバへ排水開始したこと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，FCVS フィルタベント
装置ドレンタンク出口止め弁を遠隔手動弁操作設備にて全閉，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
第二止め弁及び 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，
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操作し，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。

45

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はドレンタンクがないた

ⅲ. 操作の成立性

め，記載なし。

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。
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。

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た場合，及び格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合に， 東二は選択フローと整合。
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し，最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。

また，格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納格納容器ベント後は，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機

格納容器ベント停止条件の違

容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な能，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内水素・酸素濃度制御機能及び可搬型窒素供 いによる記載内容の相違。

場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。なお，二次隔離弁については，一給装置による原子炉格納容器負圧破損防止機能が復旧又は使用可能と判断した場合に，格納容次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態

器ベント弁を閉にし，格納容器ベントを停止する。なお，中央制御室から遠隔操作できない場 東二は遠隔操作できない場合になった場合に全閉する。

合は，遠隔人力操作機構を使用した現場（二次格納施設外）での操作を実施する。また，第一の対応を記載。

弁（Ｓ／Ｃ側）及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）の開操作ができない場合は，第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイ
パス弁及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁を開とする。
柏崎は表題を記載。

(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，格納容器圧力逃がし装置が機(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷前において，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋5.5mに到達した場 設計方針の相違＊５
合で，格納容器圧力逃がし装置が機能喪失※５した場合。

能喪失※2 した場合。
東二は「1.5.2.2(1)a.(a) 格納※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

容器圧力逃がし装置による原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

子炉格納容器内の減圧及び除を確認した場合。

熱」にて整理。

※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。

※5：格納容器圧力逃がし装置が機能喪失に故障が発生した場合。

46（比較表ページ 17）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅱ. 操作手順

東海第二(b) 操作手順

備考
設備運用・設計，体制の違いに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

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。

起因する記載の相違はあるが，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

概要図を第1.5－14図に，タイムチャートを第1.5－15図に示す。

実態として記載内容に違いは（Ｓ／Ｃ側ベント及びＤ／Ｗ側ベントの手順は，手順⑬以外は同様。
）

ないことから操作手順に限り

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①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に耐圧強化ベント系による格 色別化は省略する。
納容器ベントの準備を依頼する。

なお，操作手順は発電長の指示②災害対策本部長は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントのため，原子炉建屋原子炉 と運転員等，災害対策本部長の棟に重大事故等対応要員を派遣し，発電長に連絡する。

報告が対となる構成としている。

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③発電長は，運転員等に耐圧強化ベント系による格納容器ベントの準備を指示する。

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④運転員等は中央制御室にて，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及 東二は手順の対応フローは記る）。
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

び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等に耐圧強化ベント系による格納容器ベントの系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，換気空調系一次隔離弁及び換気空調系二次隔離弁の閉を確認する。
⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋ガス処理系一次隔離弁及び原子炉建屋ガス処理
系二次隔離弁の閉を確認する。
⑧運転員等は中央制御室にて，計器用空気系系統圧力指示値が0.52MPa［gage］以下の場
合，又は計器用空気系系統圧力指示値が確認できない場合は，バックアップ窒素供給弁を開にする。
⑨運転員等は中央制御室にて，不活性ガス系の隔離信号が発生している場合は，不活性ガ
ス系の隔離信号の除外操作を実施する。

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一⑩運転員等は中央制御室にて，非常用ガス処理系ファン（Ａ）及び（Ｂ）の操作スイッチ

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を隔離し，非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁Ａ及び非常用ガス処理系フィルタ

弁の全閉確認を実施する。

装置出口隔離弁Ｂを閉とする。

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。

⑪運転員等は，発電長に耐圧強化ベント系による格納容器ベントの系統構成が完了したことを報告する。

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⑫発電長は，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）の電源の供給状態に応じて，Ｓ弁の全閉操作を実施する。現場運転員 C 及び D は，遠隔手動弁操作設備によりフィルタ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側を選択し，Ｓ／Ｃ側による格納容器ベント又はＤ／Ｗ側による格納装置入口弁の全閉操作を実施する。

容器ベントを指示する。

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。

47

載しない。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）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

東海第二⑬ａＳ／Ｃ側ベントの場合

備考
設備運用・設計，体制の違いにの全開操作を実施する。

運転員等は中央制御室にて，耐圧強化ベント系による格納容器ベントのため，第一弁（Ｓ 起因する記載の相違はあるが，ａ／Ｃ側）を開にし，発電長に報告する。なお，第一弁（Ｓ／Ｃ側）が中央制御室からの 実態として記載内容に違いは

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

遠隔操作により開できない場合は，原子炉建屋付属棟にて第一弁（Ｓ／Ｃ側）を遠隔人 ないことから操作手順に限り

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，一次力操作機構により開にし，発電長に報告する。

⑪ W/W ベントの場合隔離弁（ サプレッション・チェンバ側）の全開操作を実施する。
ｂ⑬ｂＤ／Ｗ側ベントの場合

色別化は省略する。
なお，操作手順は発電長の指示⑪ D/W ベントの場合第一弁（Ｓ／Ｃ側）が開できない場合は，運転員等は中央制御室にて，耐圧強化ベント と運転員等，災害対策本部長の中央制御室運転員 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（ドラ系による格納容器ベントのため，第一弁（Ｄ／Ｗ側）を開にし，発電長に報告する。な 報告が対となる構成としていイウェル側）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（ドラお，第一弁（Ｄ／Ｗ側）が中央制御室からの遠隔操作により開できない場合は，原子炉 る。

イウェル側）の全開操作を実施する。

建屋付属棟にて第一弁（Ｄ／Ｗ側）を遠隔人力操作機構により開にし，発電長に報告す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。

る。
⑬ｃ第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）が開操作不可の場合
第一弁（Ｓ／Ｃ側）及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）が開操作できない場合は，運転員等は中央制御室にて，第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁を開にし，発電長に報告する。
⑭発電長は，耐圧強化ベント系による格納容器ベントの準備が完了したことを災害対策本部長に連絡する。
⑮発電長は，ベント判断基準であるサプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.5m⑯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，原子炉格納容に到達及びサプレッション・チェンバ圧力指示値が310kPa［gage］（1Pd）に到達したこ

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とを確認し，災害対策本部長に耐圧強化ベント系による格納容器ベントの開始を連絡す

ト開始を指示する。

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⑯発電長は，運転員等に耐圧強化ベント系による格納容器ベントの開始を指示する。

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，二⑰運転員等は中央制御室にて，耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔

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離弁を開とし，発電長に報告する。なお，耐圧強化ベント系一次隔離弁又は耐圧強化ベ器ベントを開始する。

ント系二次隔離弁を中央制御室からの遠隔操作により開できない場合は，重大事故等対

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，二次隔離弁又は応要員が原子炉建屋原子炉棟にて耐圧強化ベント系一次隔離弁又は耐圧強化ベント系

二次隔離弁バイパス弁の増開操作を実施する。

二次隔離弁を開とする。
⑱発電長は，運転員等に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原子炉格納容器内の圧力及び耐圧強化ベント系放射線モニタにより確認するように指示する。
⑲運転員等は，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ドライウェル
圧力及びサプレッション・チェンバ圧力指示値の低下，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，発電長に報告する。

48

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

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⑳発電長は，災害対策本部長に耐圧強化ベント系による格納容器ベント開始を連絡する。 設備運用・設計，体制の違いに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

発電長は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納 起因する記載の相違はあるが，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。

容器内の除熱機能，及び可燃性ガス濃度制御系の機能が復旧し，原子炉格納容器内の圧 実態として記載内容に違いはないことから操作手順に限り⑲当直副長は，現場運転員に水素バイパスライン止め弁を全開するよう指示する。

力が310kPa［gage］（1Pd）未満であること，原子炉格納容器内の温度が171℃未満であ⑳現場運転員 C 及び D は，水素バイパスライン止め弁の全開操作を実施する。

ること及び原子炉格納容器内の水素濃度が可燃限界未満を確認することにより，格納容 色別化は省略する。

中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却器ベントの停止判断をする。

なお，操作手順は発電長の指示系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及と運転員等，災害対策本部長のび酸素濃度の監視が可能な場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドラ報告が対となる構成としていイウェル側）の全閉操作を実施し，耐圧強化ベント系による格納容器ベントを停止する。

る。

一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は，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。
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(c) 操作の成立性
上記の操作のうち格納容器ベント準備について，格納容器ベント準備を判断してから，格 設備及び体制の違いによる記

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納容器ベント準備完了までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

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。

【中央制御室からの操作（Ｓ／Ｃ側ベントの場合）】

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。

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，11分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（Ｄ／Ｗ側ベントの場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，11分以内と想定する。
【現場操作（第一弁（Ｓ／Ｃ側）遠隔操作不可の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員）3名にて実施した場合，125分以内と想定する。
【現場操作（第一弁（Ｄ／Ｗ側）遠隔操作不可の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員）3名にて実施した場合，140分以内と想定する。
【現場操作（原子炉建屋原子炉棟作業場所までの移動）】・現場対応を重大事故等対応要員3名にて実施した場合，50分以内と想定する。

49

載内容の相違赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

格納容器ベント開始については，格納容器ベント基準到達から格納容器ベント開始までの 設備及び体制の違いによる記必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，4分以内と想定する。
【現場操作（耐圧強化ベント系一次隔離弁遠隔操作不可の場合）】・現場対応を重大事故等対応要員3名にて実施した場合，6分以内と想定する。
【現場操作（耐圧強化ベント系二次隔離弁遠隔操作不可の場合）】・現場対応を重大事故等対応要員3名にて実施した場合，6分以内と想定する。
中央制御室対応については，中央制御室に設置されている制御盤からの遠隔操作である
ため，速やかに対応できる。現場対応においては，円滑に作業できるように移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
遠隔人力操作機構による現場操作については，操作に必要な工具等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。

50

載内容の相違赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３(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。常設ボンベの圧力が低下した場合に，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圧力が規定値以下となった場合。
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。
［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。

51

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３④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。
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。

記載方針の相違＊１(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）（比較表ページ 17）

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。
また，格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。なお，二次隔離弁については， 一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。
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。

52

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
記載方針の相違＊１※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（比較表ページ 17）

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 1.5.26 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れていることを確認する。
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。

53

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
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東海第二⑨ａ W/W ベントの場合

備考
記載方針の相違＊１

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（比較表ページ 17）

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，一次隔離弁（サプレッション・チェン
バ側）を全開する手段がある。
⑨ｂ 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。
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。

54

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
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東海第二

備考

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記載方針の相違＊１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（比較表ページ 17）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当直副長は，現場運転員に水素バイパスライン止め弁を全開するよう指示する。
⑱現場運転員 C 及び D は，水素バイパスライン止め弁の全開操作を実施する。
⑲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。
⑳中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な場合は，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 を全閉するよう現場運転員に指示する。
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。
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バ
イパス弁を全閉するよう現場運転員に指示する。
現場運転員 C 及び D 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。
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。

55

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
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備考

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

記載方針の相違＊１

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（比較表ページ 17）

行する。
室温は通常運転時と同程度である。
(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。
(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。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
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備考
記載方針の相違＊１

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。

（比較表ページ 17）(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。
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。
また，格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。なお，二次隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。
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。
［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。

57

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
記載方針の相違＊１※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（比較表ページ 17）

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。
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。

58

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
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備考

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

記載方針の相違＊１

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（比較表ページ 17）

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
より
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。
⑩ａ 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，一次隔離弁（サプレッション・チェン
バ側）を全開する手段がある。
⑩ｂ 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。

59

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
記載方針の相違＊１⑫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。

（比較表ページ 17）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されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑱当直副長は，現場運転員に水素バイパスライン止め弁を全開するよう指示する。
⑲現場運転員 C 及び D は，水素バイパスライン止め弁の全開操作を実施する。
⑳中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な場合は，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）を全閉するよう現場運転員に指示する。
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。
中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バ
イパス弁を全閉するよう現場運転員に指示する。

60

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
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東海第二

備考

現場運転員 C 及び D 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

記載方針の相違＊１

弁の全閉操作を実施する。

（比較表ページ 17）

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約 135 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。
(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。

(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1.5－20図に示す。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失し，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋5.5mに到達した場合は， 東二は準備から記載。

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準備を開始する。格納容器圧熱を実施する。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る原子炉格納容器内の減圧及び除熱

動電源及び空気源がない場合，現場での手動操作を行う。

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が喪失した場合は，内部水源である代替循環 東二は外部水源を使用した代
冷却系により原子炉格納容器内の除熱を実施するが，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の 替格納容器スプレイ実施時，サ除熱ができない場合は，外部水源を使用した代替格納容器スプレイを実施する。しかし，外部水 プレッション・プール水位によ源を使用するためサプレッション・プールの水位が上昇し，サプレッション・プール水位指示値 りスプレイを停止し，格納容器が通常水位＋6.5ｍに到達した場合は，外部水源を使用した代替格納容器スプレイを停止し，格なお，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

ベント操作に移行することを納容器ベント操作に移行する。その際は，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系を用い 記載。

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て，格納容器ベントを実施するが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Ｓ／Ｃ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側ベントを第一優先とする。中央制御室からの遠隔操作が実施できない場合は，現場での手動操る経路を第二優先とする。

作を行う。なお，最終ヒートシンク（大気）への代替熱輸送を実施する際の設備とラインの優先 柏崎は「1.5.1(2)ｂ.(a) 最終
順位は以下のとおりとする。

ヒートシンク（大気）への代替

優先①：格納容器圧力逃がし装置によるＳ／Ｃ側ベント

熱輸送」にて整理。

優先②：格納容器圧力逃がし装置によるＤ／Ｗ側ベント（比較表ページ 9）

優先③：耐圧強化ベント系によるＳ／Ｃ側ベント
優先④：耐圧強化ベント系によるＤ／Ｗ側ベント

61

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

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東海第二1.5.2.2 サポート系故障時の対応手順

1.5.2.3 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(1) 最終ヒートシンク（海洋）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，

ａ．緊急用海水系による冷却水（海水）の確保
残留熱除去系海水系の機能が喪失した場合，残留熱除去系を使用した原子炉除熱，原子炉格

備考

設計方針の相違＊１
設計方針の相違＊２

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，代替原子炉補機冷納容器内の除熱ができなくなることから，残留熱除去系海水系の系統構成を行い，緊急用海水 東二の残留熱除去系は海水直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，代替原子炉補機冷系により冷却水（海水）を確保する。

却系により補機冷却水を供給する。

接冷却のため，使用済燃料プールの除熱は原子炉補機冷却系を使用している。

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常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により残留熱除去系の電源を設計方針の相違＊４

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

確保し冷却水（海水）通水確認後，目的に応じ残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッ

記載方針の相違＊２

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

ション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポンプを起動し，最終ヒートシンク（海（海 へ熱を輸送する。

洋）へ熱を輸送する。
なお，常設低圧代替注水系ポンプと使用する系統を共有しない代替循環冷却系Ａ系へ電源を 東二は電源確保の優先を記載。
給電することが可能となるＭ／Ｃ ２Ｃを優先し，緊急用Ｍ／Ｃから受電するため，Ｍ／Ｃ
２Ｃの供給対象である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及
び格納容器スプレイ冷却系）Ａ系を優先して使用する。

(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(a) 手順着手の判断基準
残留熱除去系海水系機能喪失又は全交流動力電源の喪失により，残留熱除去系海水系を使 設計方針の相違＊２
用できない場合。
(b) 操作手順

設備運用・設計，体制の違いに

緊急用海水系Ａ系による冷却水（海水）の確保手順の概要は以下のとおり（残留熱除去系 起因する記載の相違はあるが，ーを第 1.5.2 図に，概要図を第 1.5.32 図に，タイムチャートを第 1.5.33 図に示す。

海水系Ａ系への冷却水（海水）の送水手順を示す。残留熱除去系海水系Ｂ系への冷却水（海 実態として記載内容に違いは

ⅰ. 運転員操作水）の送水手順も同様。
）。

ないことから操作手順に限り（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⑥を除いて同様である。）

概要図を第1.5－16図に，タイムチャートを第1.5－17図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替原子炉補機冷却系による補機①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に緊急用海水系による冷却水確保の なお，操作手順は発電長の指示

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準備を指示する。

色別化は省略する。
と運転員等，災害対策本部長の②運転員等は中央制御室にて，緊急用海水系による冷却水確保に必要な残留熱除去系熱交 報告が対となる構成としてい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

換器（Ａ）海水流量調整弁の電源切替え操作を実施し，残留熱除去系熱交換器（Ａ）海 る。

を依頼する。

水流量調整弁の表示灯が点灯したことを確認する。

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。

東二は手順の対応フローは記③運転員等は中央制御室にて，緊急用海水系による冷却水の確保に必要なポンプ，電動弁 載しない。
及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。

62赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）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）

東海第二

備考

④発電長は，運転員等に緊急用海水系による冷却水確保の系統構成を指示する。

設備運用・設計，体制の違いに⑤運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）海水流量調整弁の自動閉信号 起因する記載の相違はあるが，の除外を実施する。
⑥運転員等は中央制御室にて，緊急用海水ポンプ室空調機を起動する。

実態として記載内容に違いはないことから操作手順に限り⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系－緊急用海水系系統分離弁（Ａ）を閉とする。 色別化は省略する。

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⑧運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）海水流量調整弁を開にする。 なお，操作手順は発電長の指示

統構成を実施し，当直副長に報告する。（第 1.5.32 図参照）B 系使用時は，熱交換器ユ⑨運転員等は，発電長に緊急用海水系による冷却水確保の系統構成が完了したことを報告 と運転員等，災害対策本部長の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する。

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⑩発電長は，運転員等に緊急用海水ポンプ（Ａ）の起動を指示する。

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）⑪運転員等は中央制御室にて，緊急用海水ポンプ（Ａ）を起動し，発電長に報告する。

⑦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）
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⑫発電長は，運転員等に緊急用海水系による冷却水の供給を指示する。
⑬運転員等は中央制御室にて，緊急用海水系ＲＨＲ熱交換器隔離弁（Ａ）を調整開とし，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）指示値の流量上昇を確認する。
⑭運転員等は中央制御室にて，緊急用海水系ＲＨＲ補機隔離弁（Ａ）を調整開とし，緊急
用海水系流量（残留熱除去系補機）指示値の流量上昇を確認する。
⑮運転員等は，発電長に緊急用海水系による冷却水の供給を開始したことを報告する。

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（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。

63

報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

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東海第二

備考
設備運用・設計，体制の違いに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。

起因する記載の相違はあるが，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。

実態として記載内容に違いは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。

ないことから操作手順に限り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色別化は省略する。
なお，操作手順は発電長の指示

開閉操作を行う。

と運転員等，災害対策本部長の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（熱交換報告が対となる構成としてい器ユニット用）を起動させる。

る。

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(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断

設備及び体制の違いによる記

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してから緊急用海水系による冷却水の供給開始まで24分以内と想定する。中央制御室に設置 載内容の相違

255 分，緊急時対策要員操作の補機冷却水供給開始まで約 540 分で可能である。

されている制御盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

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。
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。

64

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二ｂ．代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

備考
設計方針の相違＊１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

残留熱除去系海水系の機能が喪失し，緊急用海水系が使用できない場合に，残留熱除去系をるため，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使用した原子炉除熱，原子炉格納容器内の除熱ができなくなることから，残留熱除去系海水系

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（熱の系統構成を行い，代替残留熱除去系海水系により冷却水（海水）を確保する。

設計方針の相違＊２

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常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により残留熱除去系の電源を設計方針の相違＊４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（原子炉停止時冷確保し冷却水（海水）通水確認後，目的に応じ残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッ

記載方針の相違＊２

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

ション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）を起動し，最終ヒートシンク（海洋）へ

ド）を起動し，最終ヒートシンク（海）へ熱を輸送する。

熱を輸送する。
なお，常設低圧代替注水系ポンプと使用する系統を共有しない代替循環冷却系Ａ系へ電源を 東二は電源確保の優先を記載。
給電することが可能となるＭ／Ｃ ２Ｃを優先し，緊急用Ｍ／Ｃから受電するため，Ｍ／Ｃ
２Ｃの供給対象である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及
び格納容器スプレイ冷却系）Ａ系を優先して使用する。

(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。

(a) 手順着手の判断基準
残留熱除去系海水系機能喪失又は全交流動力電源の喪失により残留熱除去系海水系が機設計方針の相違＊１

能喪失し，緊急用海水系が使用できない場合。

［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(b) 操作手順

設備運用・設計，体制の違いに

代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）確保手順の概要は以下のとおり（代替残留 起因する記載の相違はあるが，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

熱除去系海水系Ａ系東側接続口，代替残留熱除去系海水系西側接続口を使用した残留熱除去 実態として記載内容に違いはに，タイムチャートを第 1.5.35 図に示す。

系海水系Ａ系への冷却水送水手順を示す。代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口，代替残 ないことから操作手順に限り

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］

留熱除去系海水系西側接続口を使用した残留熱除去系海水系Ｂ系への冷却水送水手順も同

色別化は省略する。

（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⑥を除いて同様である。また，様。ただし，代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口又は代替残留熱除去系海水系西側接続 なお，操作手順は発電長の指示

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。）

口を使用した手順は，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，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保の準備開始を指示する。

概要図を第1.5－18図に，タイムチャートを第1.5－19図に示す。

と運転員等，災害対策本部長の報告が対となる構成としてい①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に代替残留熱除去系海水系に る。
よる冷却水確保の準備を依頼する。

東二は手順の対応フローは記
載しない。

65

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
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東海第二

備考

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②災害対策本部長は，プラントの被災状況に応じて代替残留熱除去系海水系による冷却水 設備運用・設計，体制の違いにット用）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）の確保のため，水源から代替残留熱除去系海水系の接続口を決定し，発電長に使用する代 起因する記載の相違はあるが，配備，ホースの接続を依頼する。

替残留熱除去系海水系接続口を連絡する。なお，代替残留熱除去系海水系接続口は，接 実態として記載内容に違いは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）

続口蓋開放作業を必要としない代替残留熱除去系海水系東側接続口を優先する。

③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替残留熱除去系海水系による冷却水確保の 色別化は省略する。
ため，使用する水源から代替残留熱除去系海水系の接続口を指示する。

ンプを海に配置し，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを設置する。 報告が対となる構成としてい⑤重大事故等対応要員は，海から代替残留熱除去系海水系接続口までホースの敷設を実施 る。
する。
⑥発電長は，運転員等に代替残留熱除去系海水系による冷却水確保の準備を指示する。

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）B 系使用時

⑦運転員等は中央制御室にて，代替残留熱除去系海水系による冷却水確保に必要な残留熱は，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

除去系熱交換器（Ａ）海水流量調整弁の電源切替え操作を実施し，残留熱除去系熱交換換器（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）冷却水器（Ａ）海水流量調整弁の表示灯が点灯したことを確認する。

（A/D）冷却水出口弁の前に繋ぎこむ）⑦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）
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。

なお，操作手順は発電長の指示④重大事故等対応要員は，代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポ と運転員等，災害対策本部長の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

ないことから操作手順に限り⑧運転員等は中央制御室にて，代替残留熱除去系海水系による冷却水確保に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
⑨発電長は，運転員等に代替残留熱除去系海水系による冷却水確保の系統構成を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）海水流量調整弁の自動閉信号の除外を実施する。
⑪ａ代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合
運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）海水流量調整弁を開とする。
⑪ｂ代替残留熱除去系海水系西側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合
運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系－緊急用海水系系統分離弁（Ａ）を閉とし，残留熱除去系熱交換器（Ａ）海水流量調整弁，緊急用海水系ＲＨＲ熱交換器隔離弁（Ａ）
及び緊急用海水系ＲＨＲ補機隔離弁（Ａ）を開とする。
⑫運転員等は，発電長に代替残留熱除去系海水系による冷却水確保の系統構成が完了した
ことを報告する。

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。
④緊急時対策要員は，ホースの敷設及び接続を行う。

66

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）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。

東海第二⑬重大事故等対応要員は，災害対策本部長に代替残留熱除去系海水系による冷却水確保の 設備運用・設計，体制の違いに準備が完了したことを報告する。
型ポンプによる冷却水の送水開始を連絡する。
型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
Ａ系東側接続口又は代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口の弁が閉していることを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。

報告が対となる構成としてい確認した後，代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプを起動 る。
し，ホース内の水張り及び空気抜きを実施する。
⑰重大事故等対応要員は，ホース内の水張り及び空気抜きが完了した後，代替残留熱除去
水系Ｂ系東側接続口の弁を開とし，代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替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。

なお，操作手順は発電長の指示⑯重大事故等対応要員は，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 と運転員等，災害対策本部長の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。

ないことから操作手順に限り⑮災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替残留熱除去系海水系として使用する可搬 色別化は省略する。

系海水系西側接続口，代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口又は代替残留熱除去系海④緊急時対策要員は，ホースの敷設及び接続を行う。

起因する記載の相違はあるが，⑭災害対策本部長は，発電長に代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大 実態として記載内容に違いは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。
場からタービン建屋近傍屋外に移動させる。

備考

注水大型ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑱災害対策本部長は，発電長に代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水の送水を開始したことを連絡する。
⑲発電長は，運転員等に代替残留熱除去系海水系により冷却水の供給が開始されたことを確認するように指示する。
⑳運転員等は中央制御室にて，代替残留熱除去系海水系により冷却水の供給が開始された
ことを残留熱除去系海水系系統流量指示値の上昇により確認し，発電長に報告する。
発電長は，災害対策本部長に代替残留熱除去系海水系により冷却水の供給が開始された
ことを連絡する。
災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替残留熱除去系海水系として使用する可搬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。

型代替注水大型ポンプの回転数を制御するように指示する。

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。

重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ付きの圧力計にて圧力指示値を確認
し，代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの回転数を制御
し，災害対策本部長に報告する。

(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(c) 操作の成立性
上記の操作について，作業開始を判断してから代替残留熱除去系海水系による冷却水（海 設備及び体制の違いによる記水）供給開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

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 255 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 300 分で可能である。

67

載内容の相違赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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。

東海第二【代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口又は代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口にまた，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。

よる冷却水（海水）確保の場合】

室温は通常運転時と同程度である。

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて

備考
設備及び体制の違いによる記
載内容の相違実施した場合，370分以内と想定する。
［代替原子炉補機冷却海水ポンプ使用の場合］【代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口又は代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口による冷却水（海水）確保の場合】

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

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実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施した場合，135分以内と想定する。

る系統構成完了まで約 255 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）を使円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整用した補機冷却水供給開始まで約 420 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。

備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

(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1.5.37 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。

(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1.5－20図に示す。
残留熱除去系海水系が機能喪失した場合は，緊急用海水系により海洋へ熱を輸送する手段を確 設計方針の相違＊２
保し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレ 東二は主な系統を記載。
イ冷却系）を使用して原子炉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

緊急用海水系が使用できない場合は，代替残留熱除去系海水系により海洋へ熱を輸送する手段 設計方針の相違＊１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し，残留を確保し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器ス 東二は主な系統を記載。

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。

プレイ冷却系）を使用して原子炉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

東二は「1.5.2.1 設計基準事故(1) 原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

対処設備を使用した対応手順」

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て整理。

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。

（比較表ページ 15）

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。

68

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.5.2.1 設計基準事故

b. 操作手順

対処設備を使用した対応手順」

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

にて整理。

に示す。

（比較表ページ 15）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。

69

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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 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。

東海第二

備考

1.5.2.4 その他の手順項目について考慮する手順
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉の除熱手順については，「1.4 原子炉冷却材 東二は格納容器圧力逃がし装
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。

置を用いた原子炉格納容器内

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）及び代替循環冷却 を除熱する具体的な手順を本
系による原子炉格納容器内の除熱手順については，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順 条で整備しているが，柏崎は技等」にて整備する。
水源から接続口までの可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手
順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽に補給する手順については，「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。

術的能力「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」に整備することを記載。
東二は代替淡水貯槽に補給す

残留熱除去系海水ポンプ，緊急用海水ポンプ，移送ポンプ，電動弁及び監視計器への電源供給手 るす具体的な手順を技術的能順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

力「1.13 重大事故等の収束に可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，窒素供給装置用電源車，常設代替交流 必要となる水の供給手順等」
電源設備として使用する常設代替高圧電源装置及び可搬型代替交流電源設備として使用する可搬に，操作の判断，確認に係る計型代替低圧電源車への燃料給油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備す

器設備に関する手順を技術的る。

能力については，「1.15 事故

操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

70時の計装に関する手順等」に整備することを記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
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東海第二

備考

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

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

東二は設計基準事故対処設備

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/5）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／11）

に対し，重大事故等対処設備（重大事故等対処設備（設計基準拡張））（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉除熱）（設計基準拡張）としての位置

分類
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

対応
手段

整備する手順書※１

対応設備

手順書

東二は対応設備を主要設備（主重大事故等対処設備

残留熱除去系ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ

たるポンプ・除熱のための熱交換器や冷却水源等），関連設備（水源・流路・電源等）に分けて整理している。
が，柏崎は系統名による記載と設備名による記載が混在して重大事故等対処設備

残留熱除去系海水系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用取水設備
・貯留堰
・取水路
非常用交流電源設備※６・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢減圧冷却｣等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：手順については「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。
※5：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。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

※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。

71

付けをしない。

東二は設備名で統一している

関連設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱－

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」「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）

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）※2
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）※2

設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備（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

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

主要設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）※1－

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備いる。
東二は１つの手段につき１つの表で示している。
（以下，第 1.5－1 表において同様）
設計方針の相違＊１～５（以下，第 1.5－1 表において同様）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/5）

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／11）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用するサプレッション・プール

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

手順書

分類

整備する手順書※１

対応設備

残留熱除去系ポンプ※３
残留熱除去系海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
残留熱除去系海水系配管・弁
非常用取水設備
・貯留堰
・取水路
非常用交流電源設備※６・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

重大事故等対処設備※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。

－

対応
手段

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱

海水貯留堰
スクリーン室取水路

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

設計基準事故対処設備

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
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 ※3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

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）－

柏崎は比較表 71 ページに記載。

水の除熱）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：手順については「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。
※5：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。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

72

設計方針の相違＊２

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／11）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉格納容器内の除柏崎は比較表 71 ページに記載。

熱）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

残留熱除去系ポンプ※３
残留熱除去系海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
残留熱除去系海水系配管・弁
原子炉格納容器
非常用取水設備
・貯留堰
・取水路
非常用交流電源設備※６・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱設計基準事故対処設備

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：手順については「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。
※5：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。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

73

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／11）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する除熱）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系海水系配管・弁
非常用取水設備
・貯留堰
・取水路
非常用交流電源設備※６・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

設計基準事故対処設備

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：手順については「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。
※5：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。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

74

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（3/5）

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／11）（フロントライン系故障時）（フロントライン系故障時）

分類

能喪失を想定する
設計基準事故対処設備

対応
手段

手順書

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」
重大事故等対処設備

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

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））」「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボンベ]」

格納容器圧力逃がし装置※４

常設代替交流電源設備※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※６・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※６
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※６・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等

重大事故等対処設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，
サプレッション・プール
冷却系及び格納容器ス
プレイ冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

フロントライン系故障時

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」

フロントライン系故障

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

AM 設備別操作手順書「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））」「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボ
ンベ]」

対応
手段

主要設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」

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※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

自主対策
設備

第二代替交流電源設備※3

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

設計方針の相違＊２

重大事故等対処設備

格納容器圧力逃がし装置

分類

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（第一弁を使用した場合）

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）

対処設備

備考

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：手順については「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。
※5：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。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

※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。

75

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（4/5）

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／11）（フロントライン系故障時）（フロントライン系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

手順書

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・弁分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PC
V 圧力制御」格納容器圧力逃がし装置※４

常設代替交流電源設備※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※６・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※６
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※６・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等

重大事故等対処設備

関連設備※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。

整備する手順書※１

対応設備

自主対策設備残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，
サプレッション・プール
冷却系及び格納容器ス
プレイ冷却系）ポンプ

対応
手段

主要設備

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」

フロントライン系故障

重大事故等対処設備

現場操作

フロントライン系故障時

AM 設備別操作手順書「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））」「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））」「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボンベ]」

柏崎は比較表 75 ページに記載。

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（第一弁バイパス弁を使用した場合）

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）
全交流動力電源

対処設備

備考

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：手順については「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。
※5：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。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

76

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／11）
柏崎は比較表 75 ページに記載。

（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

第一弁（Ｓ／Ｃ側）
第一弁（Ｄ／Ｗ側）
耐圧強化ベント系一次隔離弁
耐圧強化ベント系二次隔離弁

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等

重大事故等対処設備

関連設備

遠隔人力操作機構
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁
原子炉建屋ガス処理系配管・弁
原子炉格納容器
真空破壊弁
常設代替交流電源設備※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※６・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

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①（第一弁を使用した場合）

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，
サプレッション・プール
冷却系及び格納容器ス
プレイ冷却系）ポンプ

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：手順については「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。
※5：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。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

77

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／11）
柏崎は比較表 75 ページに記載。

（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自主対策設備第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁
第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁

重大事故等対処設備

耐圧強化ベント系一次隔離弁
耐圧強化ベント系二次隔離弁

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等
遠隔人力操作機構
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁
原子炉建屋ガス処理系配管・弁
原子炉格納容器
真空破壊弁
常設代替交流電源設備※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※６・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

関連設備

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②（第一弁バイパス弁を使用した場合）

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，
サプレッション・プール
冷却系及び格納容器ス
プレイ冷却系）ポンプ

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：手順については「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。
※5：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。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

78

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／11）
柏崎は比較表 76 ページに記載。

（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

遠隔人力操作機構※４

重大事故等対処設備

主要設備

遠隔人力操作機構による現場操作

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，
サプレッション・プール
冷却系及び格納容器ス
プレイ冷却系）ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：手順については「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。
※5：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。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

79

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（5/5）

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／11）（サポート系故障時）（サポート系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

関連設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

自主対策設備

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」

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」「大容量送水車による補機冷却水確保」

緊急用海水ポンプ
緊急用海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
ポンプ※２
残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ※３
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ※３

緊急用海水系配管・弁残留熱除去系海水系配管・弁
非常用取水設備
・ＳＡ用海水ピット
・海水引込み管・ＳＡ用海水ピット取水塔
・緊急用海水ポンプピット
・緊急用海水取水管
常設代替交流電源設備※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等

重大事故等対処設備

緊急用海水系による除熱サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

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

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
ホース
原子炉補機冷却系配管・弁残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）※1
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）※2
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
スクリーン室取水路
常設代替交流電源設備※3
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

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

サポート系故障時

第二代替交流電源設備※3

残留熱除去系海水系

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

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」

多様なハザード対応手順「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
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）※2
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モー
ド）※2

対応
手段

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等
重大事故等対処設備

代替原子炉補機冷却系による除熱

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
常設代替交流電源設備※3
可搬型代替交流電源設備※3
燃料補給設備※3

手順書

設計方針の相違＊１

重大事故等対処設備

原子炉補機冷却系
全交流動力電源

対処設備

備考

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：手順については「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。
※5：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。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

※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。

80

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／11）

設計方針の相違＊１（サポート系故障時）。

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
ポンプ※２
残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ※３
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系海水系配管・弁
緊急用海水系配管・弁ホース
非常用取水設備
・ＳＡ用海水ピット
・海水引込み管・ＳＡ用海水ピット取水塔
常設代替交流電源設備※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ※５

重大事故等対処設備

主要設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

代替残留熱除去系海水系による除熱サポート系故障

残留熱除去系海水系

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：手順については「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。
※5：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。
※6：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

81

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

第 1.5.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

第1.5－2表 重大事故等対処に係る監視計器

東二は監視計器について，重大監視計器一覧（1/8）

事故等対処設備としての要求

監視計器一覧（1／5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.5.2.1 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
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」

原子炉格納容器内の放射線量率

AM 設備別操作手順書「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））」

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の水素濃度

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

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)（D/W）
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）

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

判断基準
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)

原子炉格納容器内の温度

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・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

補機監視機能隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

区別を注記している（詳細は1.15（事故時の計装に関する手

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気
温度※１
サプレッション・プール水温度※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１
残留熱除去系海水系系統流量※１

－

操作

操作

AM 設備別操作手順書「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボンベ]」

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・プール水温度※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
※3：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

82（耐性等）を満たし設計されているもの，そうでないものとの※１

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度監視パラメータ（計器）1.5.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(1) 残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

判断基準

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
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）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順順等）にて整理する）。
（以下，第 1.5－2 表において同様）
柏崎は比較表 88 ページに記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（2/8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）1.5.2.1 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

判断基準
判断基準
操作
判断基準

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）
」

操作
操作
判断基準

多様なハザード対応手順「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

操作
判断基準

多様なハザード対応手順「ドレン移送ライン N2 パージ」

操作
判断基準

多様なハザード対応手順「ドレンタンク水抜き」

最終ヒートシンクの確保

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
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－

補機監視機能重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順－

フィルタ装置水位

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

補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量－

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気
温度※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

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内水素濃度※２

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内酸素濃度※２

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位※１
フィルタ装置圧力※１
フィルタ装置スクラビング水温度※１
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
フィルタ装置入口水素濃度※１

補機監視機能モニタリング・ポスト－

フィルタ装置水素濃度・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－

補機監視機能原子炉格納容器内の放射線量率

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

フィルタ装置水位

補機監視機能補機監視機能監視パラメータ（計器）1.5.2.2 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
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

操作

判断基準

多様なハザード対応手順「フィルタベント停止後の N2 パージ」

柏崎は比較表 82，85 ページに

判断基準

操作

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）」

備考

監視計器一覧（2／5）

手順書

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」

東海第二

－

フィルタ装置スクラバ水 pH
フィルタ装置水位－－

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
フィルタ装置ドレン移送流量※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
※3：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

83

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（3/8）

備考

監視計器一覧（3／5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

監視パラメータ（計器1.5.2.1 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

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））」

判断基準

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)（D/W）
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)

原子炉格納容器内の温度

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・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

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

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

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)

原子炉格納容器内の温度

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・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

耐圧強化ベント系放射線モニタ

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

判断基準

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力操作

補機監視機能遠隔空気駆動弁操作用ボンベ出口圧力

フィルタ装置水位※１

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位※１

１

最終ヒートシンクの確保

原子炉格納容器内の圧力
原子炉格納容器内の温度(c) 原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

原子炉格納容器内の水素濃度
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素濃度
原子炉格納容器内の酸素濃度(d) フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換(e) フィルタ装置スクラビ
ング水移送

操作

AM 設備別操作手順書「PCV ベント弁駆動源確保[予備ボンベ]」

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系系統流量※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※

操作 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(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）(b) フィルタ装置スクラビ
ング水補給

判断基準

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
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）

監視パラメータ（計器）1.5.2.2 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
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

操作

操作

原子炉格納容器内の放射線量率

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

判断基準

原子炉格納容器内の酸素濃度

柏崎は比較表 83，86 ページに判断基準 操作

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」

東海第二

原子炉格納容器内の圧力

残留熱除去系海水系系統流量※１
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１
ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１
ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気
温度※１
格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内水素濃度※２
ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１
ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気
温度※１
格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内水素濃度※２
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内酸素濃度※２
ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内水素濃度※２

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内酸素濃度※２

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置スクラビング水温度※１
フィルタ装置入口水素濃度※１

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置スクラビング水温度※１
フィルタ装置水位※１

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位※１
フィルタ装置スクラビング水温度※１
フィルタ装置入口水素濃度※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
※3：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

84

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（4/8）

備考
柏崎は比較表 84，87 ページに監視計器一覧（4／5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.5.2.1 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）「PCV 圧力制御」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.5.2.2 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

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)（D/W）
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

AM 設備別操作手順書「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））」

東海第二

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器の温度

原子炉圧力容器温度※１

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・プール水温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

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温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気
温度※１

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内水素濃度※２

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

最終ヒートシンクの確保

耐圧強化ベント系放射線モニタ※１
非常用ガス処理系出口放射線モニタ

補機監視機能

計器用空気系系統圧力モニタリング・ポスト

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・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

原子炉格納容器内の放射線量率

操作

原子炉格納容器内の水位

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

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
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）

原子炉格納容器内の水素濃度

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※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
※3：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

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)

原子炉格納容器内の温度

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・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

85

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（5/8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）1.5.2.1 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）

判断基準
判断基準
操
作
操作
操作
判断基準

多様なハザード対応手順「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

多様なハザード対応手順「ドレンタンク水抜き」－

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電源

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※３
パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
） ２Ｃ電圧※３※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※３
緊急用Ｍ／Ｃ電圧※３
緊急用Ｐ／Ｃ電圧※３

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量※１

ａ．緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

フィルタ装置水位
フィルタ装置金属フィルタ差圧

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量

電源－

補機監視機能－フィルタ装置水素濃度・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ｂ．代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

最終ヒートシンクの確保－

補機監視機能－－操作補機監視機能ドレン移送ライン圧力

判
断
基
準

補機監視機能ドレンタンク水位

操作

補機監視機能ドレンタンク水位
フィルタ装置ドレン移送流量－

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※３
緊急用Ｍ／Ｃ電圧※３
緊急用Ｐ／Ｃ電圧※３
残留熱除去系海水系系統流量※１
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）※
１

フィルタ装置スクラバ水 pH
フィルタ装置水位

判
断基
準緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）※
１

操作

操作

多様なハザード対応手順「ドレン移送ライン N2 パージ」－

監視パラメータ（計器）1.5.2.3 サポート系故障時の対応手順(1) 最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送

判断基準

判断基準

多様なハザード対応手順「フィルタベント停止後の N パージ」

最終ヒートシンクの確保

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
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

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

操作

判断基準

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）」

柏崎は比較表 88 ページに記載。

判断基準

操作

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）」

備考

監視計器一覧（5／5）

手順書

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」

東海第二最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
※3：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

86

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二監視計器一覧（6/8）

備考
東二は比較表 85 ページに記載。

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.5.2.1 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）「PCV 圧力制御」
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））」

判断基準

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)（D/W）
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)

原子炉格納容器内の温度

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・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

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

操作

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)（D/W）
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）

原子炉格納容器内の水素濃度

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

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)

原子炉格納容器内の温度

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・プール水温度

最終ヒートシンクの確保

耐圧強化ベント系放射線モニタ

87

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二監視計器一覧（7/8）

東二は比較表 86 ページに記載。
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.5.2.2 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
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「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」

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)

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

RCW サージタンク水位(A)水位
RCW サージタンク水位(B)水位

最終ヒートシンクの確保

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

補機監視機能代替 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
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

原子炉格納容器内の温度

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)

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

最終ヒートシンクの確保

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

補機監視機能大容量送水車吐出圧力

判断基準

多様なハザード対応手順「熱交換器ユニットによる補機冷却水確保」

操作

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

判断基準

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」

備考

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」「大容量送水車による補機冷却水確保」

操作88赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２。

監視計器一覧（8/8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.5.2.3 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
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

判断基準

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

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
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

最終ヒートシンクの確保

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
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
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

操作

水源の確保

89

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

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

第1.5－3表 審査基準における要求事項毎の給電対象設備

対象条文
【1.5】
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

給電元
給電母線

供給対象設備
格納容器圧力逃がし装置

対象条文

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

供給対象設備

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
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

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

第二弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

第二弁バイパス弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

耐圧強化ベント系一次隔離弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

耐圧強化ベント系二次隔離弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

緊急用海水ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｍ／Ｃ

緊急用海水系 弁

常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

残留熱除去海水系 弁

常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

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
ト）

【1.5】
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

可搬型代替交流電源設備

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

給電元
給電母線
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用モータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセンタ」
を「ＭＣＣ」という。
）
ＭＣＣ ２Ｄ系

AM 用 MCC
AM 用直流 125V
不活性ガス系弁

備考

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

90赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成。

91

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成しており，機能喪失原因対策分析（補足）は作成しない。

92

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２93

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２。

94

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事
故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整
理する。

95

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料には記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整
理する。

96

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎の現場操作は 133，134 ページに記載。

97

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 97 ページに記載。

98

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎の現場操作は 135 ページに記載。

99

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 99 ページに記載。
柏崎の現場操作は 135 ページに
記載。

100

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 114 ページに記載。

101

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 115～117 ページ
に記載。

102

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は「1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止す
るための手順等」にて整備

103

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は「1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止す
るための手順等」にて整備

104

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 120,121 ページに
記載。

105

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 122 ページに記載。

106

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 118 ページに記載。

107

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 119 ページに記載。

108

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 119 ページに記載。

109

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３110

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３111

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はフィルタ装置使用後，水の放射線分解により発生する
水素の影響を考慮し，フィルタ装置スクラビング水をサプレ
ッション・プールへ移送後にスクラビング水移送配管の洗浄を行い，満水保管としている。

112

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はフィルタ装置使用後，水の放射線分解により発生する
水素の影響を考慮し，フィルタ装置スクラビング水をサプレ
ッション・プールへ移送後にスクラビング水移送配管の洗浄を行い，満水保管としている。

113

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 101 ページに記載。

114

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 102 ページに記載。

115

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 102 ページに記載。

116

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 102 ページに記載。

117

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 107 ページに記載。

118

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 108，109 ページ
に記載。

119

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 105 ページに記載。

120

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 105 ページに記載。

121

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 106 ページに記載。

122

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はベント開始後 7 日間はス
クラビング水の水位調整が不要のため，記載なし。

123

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はベント開始後 7 日間はス
クラビング水の水位調整が不要のため，記載なし。

124

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はフィルタ装置使用後，水の放射線分解により発生する
水素の影響を考慮し，フィルタ装置スクラビング水をサプレ
ッション・プールへ移送後にスクラビング水移送配管の洗浄を行い，満水保管としているため，窒素ガスパージは実施しない。

125

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はフィルタ装置使用後，水の放射線分解により発生する
水素の影響を考慮し，フィルタ装置スクラビング水をサプレ
ッション・プールへ移送後にスクラビング水移送配管の洗浄を行い，満水保管としているため，窒素ガスパージは実施しない。

126

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はドレンタンクがないため，記載なし。

127

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はドレンタンクがないため，記載なし。

128

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎の現場操作タイムチャー
トは比較表 136,137 ページに記載。

129

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 129 ページに記載。

130

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎の現場操作タイムチャー
トは比較表 138 ページに記載。

131

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 131 ページに記載。
柏崎の現場操作タイムチャー
トは比較表 138 ページに記載。

132

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 97 ページに記載。

133

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 97 ページに記載。

134

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 99，100 ページに
記載。

135

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 129 ページに記載。

136

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 129 ページに記載。

137

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 131，132 ページ
に記載。

138

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２139

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２140

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２141

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２142

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２143

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２144

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２145

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 147，148 ページ
に記載。

146

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 146 ページに記載。

147

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 19 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 146 ページに記載。

148

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

東海第二

備考

1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等＜＜ 目 次 ＞
1.6.1 対応手段と設備の選定

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

目 次 ＞

ａ．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備

東二は設計基準事故対処設備
を重大事故等対処設備として使用するにあたり，対応設備の手段として整理している。なお，柏崎は「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」にて整理。
（比較表ページ 4）a. 炉心の著しい損傷防止のための対応手段及び設備

ｂ．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(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備
ⅰ) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱

東二は残留熱除去系が有する格納容器除熱機能を代替する
内部水源機器として,代替循環
冷却系を新設し，除熱が機能す
れば格納容器ベントは不要となる。
（以下，設計方針の相違＊１）

ⅰ. 代替格納容器スプレイⅱ) 代替格納容器スプレイⅲ) ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

東二は炉心損傷前でも使用する。
（以下，設計方針の相違＊２）

ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備ⅳ) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) サポート系故障時の対応手段及び設備(b) サポート系故障時の対応手段及び設備

ⅰ. 復旧

ⅰ) 復旧

ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備

1

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二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

ｃ．原子炉格納容器破損を防止するための対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備
ⅰ) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱

ⅰ. 代替格納容器スプレイⅱ) 代替格納容器スプレイ

ⅱ. 格納容器代替除熱ⅲ) ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

ⅲ. 重大事故等対処設備と自主対策設備ⅳ) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) サポート系故障時の対応手段及び設備(b) サポート系故障時の対応手段及び設備

ⅰ. 復旧

ⅰ) 復旧

ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備

c. 手順等
1.6.2 重大事故等時の手順

備考

設計方針の相違＊１

ｄ．手順等
1.6.2 重大事故等時の手順
1.6.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順

柏崎は「1.6.2.3 重大事故等対(1) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱処設備（設計基準拡張）による(2) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱対応手順」にて整理。
（比較表ページ 4）

1.6.2.1 炉心の著しい損傷防止のための対応手順

1.6.2.2 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(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱設計方針の相違＊１(a) 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱
a. 代替格納容器スプレイ

ｂ．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(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の冷却(b) 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（淡水／海水）(b) 消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ(c) 消火系による原子炉格納容器内の冷却(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）(d) 補給水系による原子炉格納容器内の冷却

東二は補給水系を代替格納容器スプレイ（自主対策設備）として整備する。
（以下，設計方針の相違＊３）2

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二ｃ．ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱備考
設計方針の相違＊２(a) ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱
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

ｄ．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．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(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱(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) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱

b. 重大事故等時の対応手段の選択

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択

1.6.2.2 原子炉格納容器の破損を防止するための対応手順

1.6.2.3 原子炉格納容器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(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱設計方針の相違＊１(a) 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱
a. 代替格納容器スプレイ

ｂ．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(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の冷却(b) 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（淡水／海水）(b) 消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ(c) 消火系による原子炉格納容器内の冷却(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）(d) 補給水系による原子炉格納容器内の冷却
b. 格納容器代替除熱

ｃ．ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱(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(a) ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

c. 重大事故等時の対応手段の選択

ｄ．重大事故等時の対応手段の選択

3

設計方針の相違＊３

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2) サポート系故障時の対応手順

東海第二

備考

(2) サポート系故障時の対応手順

a. 復旧

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(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱(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) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱

b. 重大事故等時の対応手段の選択

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択

1.6.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

東二は「1.6.2.1(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

故対処設備を使用した対応手(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

順」にて整理。

ンバ・プールの除熱（比較表ページ 2）

1.6.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

1.6.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

4

設計基準事

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等【要求事項】【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

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いること。

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

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。

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】

【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

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

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の手順等をいう。

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（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

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。

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（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

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下させるために必要な手順等を整備すること。

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。

備考

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
イ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）による原子炉格納容器内の冷却機能である。
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する。
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する。
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。

5

東二は対処設備の本格的な設置工事前であることから方針を示し，他条文と整合を図る記載とした。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.6.1 対応手段と設備の選定

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(1) 対応手段と設備の選定の考え方

備考

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。

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

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，

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

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

東二は設備名，柏崎は系統名をレッション・チェンバ・プール水冷却モード）を設置している。

却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプ及びサプレッション・プールを設置してい

記載。

る。

（以下，記載方針の相違＊１）

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）

これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，重大事故等の対処に用いるが，設計基準事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位置付けている。

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

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，想定する故障に柏崎は設計基準事故対処設備対策分析」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）。

が健全で重大事故等の対処にる（第 1.6.1 図）。

東二は重大事故等対処設備と用いる際，これらの設計基準事※1

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備

を選定

※１

重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備

を選故対処設備を重大事故等対処

する。

定する。

設備（設計基準拡張）と位置付※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※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けている。

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。

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

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

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

にする。

る。

6

（以下，記載方針の相違＊２）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2) 対応手段と設備の選定の結果

東海第二

備考

(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，残留熱除去系（格納容器スプ柏崎は本項の後段で説明文を

レイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプの故障による機能喪失を想定する。ま記載。

た，サポート系故障として，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失を想定す（比較表ページ 8）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．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備
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。

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系又はサプレッショ

東二は表題を記載。
記載方針の相違＊２ン・プール冷却系）が健全であれば重大事故等対処設備として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系）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。

東二は設備の添付八の記載と合わせ，主要な設備を本文に記・残留熱除去系ポンプ

・残留熱除去系ポンプ

載し，関連設備は「第 1.6－1 表」・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器に整理することとしている。

・残留熱除去系熱交換器

・サプレッション・プール（以下，記載方針の相違＊３）

・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・残留熱除去系海水ポンプ

東二は残留熱除去系の冷却水

・格納容器スプレイ・ヘッダ

・残留熱除去系海水ストレーナ

として，残留熱除去系海水系を

・原子炉格納容器

設置している。

・原子炉補機冷却系（以下，設計方針の相違＊４）・非常用交流電源設備

7

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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。

東海第二
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱

備考
記載方針の相違＊３

で使用する設備は以下のとおり。

・残留熱除去系ポンプ

・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

・残留熱除去系熱交換器

・サプレッション・プール

・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・残留熱除去系海水ポンプ

・原子炉格納容器

・残留熱除去系海水ストレーナ

設計方針の相違＊４

・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

東二は本項の前段で説明文を

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，サポ記載。

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。

（比較表ページ 7）

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。

8

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二a.炉心の著しい損傷防止のための対応手段及び設備

ｂ．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(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備
ⅰ) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱備考

設計方針の相違＊１

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系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能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，残留熱除去系が有する原子炉格納容器内の除熱機能を代替することを目的に設置した代替循環冷却系により原子炉格納容器内を除熱する手段がある。なお，
代替循環冷却系の水源は，内部水源であるサプレッション・プールを用いる。
(ⅰ) 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱
代替循環冷却系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。
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系海水ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

東二で新規配備する可搬型代
替注水中型ポンプ及び大型ポ
ンプは，様々な手段に用いるため，使用目的を併記する。
（以下，記載方針の相違＊４）(ⅱ) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱
代替循環冷却系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。
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系海水ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

9

記載方針の相違＊４

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅰ. 代替格納容器スプレイ

東海第二

備考

ⅱ) 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（格納容器スプレイ冷却モード）の故障により原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系及びサプレッシ

記載方針の相違＊１

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），消火系及びョン・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，代替循環冷却系による原子炉格

設計方針の相違＊１

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

納容器内の除熱ができない場合において炉心の著しい損傷を防止するため，代替格納容

東二は内部水源機器である残手段がある。

器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），消火系及び補給水

留熱除去系及び新設する代替系により原子炉格納容器内を冷却する手段がある。なお，代替格納容器スプレイの水源

循環冷却系を優先使用し，次いは，外部水源を用いる。

で外部水源機器である代替格
納容器スプレイを使用する。
記載方針の相違＊３(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(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。

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記載方針の相違＊３

備は以下のとおり。

・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

東二は代替格納容器スプレイ

・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽の常設機器として，新設の常設・復水補給水系配管・弁低圧代替注水系ポンプ（低圧代・残留熱除去系配管・弁替注水系）及び代替淡水貯槽を・格納容器スプレイ・ヘッダ

使用するが，柏崎は既設の補給・高圧炉心注水系配管・弁水系を使用する。

・原子炉格納容器（以下，設計方針の相違＊５）・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

東二は常設代替交流電源設備

・可搬型代替交流電源設備の代替としての自主的な電源

・代替所内電気設備

設備は設置しない。
(ⅱ) 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。
・可搬型代替注水中型ポンプ（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用）
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用）
・西側淡水貯水設備
・代替淡水貯槽10（以下，設計方針の相違＊６）
柏崎は本項の後段で記載。
（比較表ページ 11）
記載方針の相違＊４

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

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，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。
(ⅱ)消火系による原子炉格納容器内の冷却(ⅲ) 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備は以下のとおり。

消火系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。

記載方針の相違＊３・ディーゼル駆動消火ポンプ

・電動駆動消火ポンプ

東二は常用電源が使用可能で・ろ過水タンク・ディーゼル駆動消火ポンプある場合，電動駆動消火ポンプ

・消火系配管・弁・ろ過水貯蔵タンクを使用する。

・復水補給水系配管・弁・多目的タンク（以下，設計方針の相違＊７）

・残留熱除去系配管・弁東二はろ過水貯蔵タンクを代・格納容器スプレイ・ヘッダ

替する淡水タンクとして，多目・原子炉格納容器

的タンクを設置している。

・非常用交流電源設備（以下，設計方針の相違＊８）・常設代替交流電源設備
設計方針の相違＊６

・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東二は本項の前段で記載

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（比較表ページ 10）

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・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
・燃料補給設備11

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
東二は代替淡水貯槽への補給に関する記載は，技術的能力

なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用する「1.13

重大事故等の収束に場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホ必要となる水の供給手順等」にースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。

整理しており，ここでは記載しない。

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。
(ⅳ) 補給水系による原子炉格納容器内の冷却設計方針の相違＊３

補給水系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
・復水貯蔵タンクⅲ) ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱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系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，代替循環冷却系による原子炉格
納容器内の除熱及び代替格納容器スプレイができない場合において，原子炉運転中に原子炉格納容器内のガスを循環し冷却するドライウェル内ガス冷却装置により原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する手段がある。
(ⅰ) ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱
ドライウェル内ガス冷却装置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。
・ドライウェル内ガス冷却装置送風機
・ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイル

12

設計方針の相違＊２

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅱ.重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二ⅳ) 重大事故等対処設備と自主対策設備「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅰ)(ⅰ)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」で使用する設備のうち，代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プ

備考
東二は対応手段ごとに対処設備を記載。
設計方針の相違＊１

ール，残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ，緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅰ)(ⅱ)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」で使用する設備のうち，代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール，残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ，緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナは重大事故等対処設備として位置づける。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納記載方針の相違＊３

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

容器内の冷却」で使用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は

設計方針の相違＊５

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

重大事故等対処設備として位置づける。

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

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「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅱ)(ⅰ)

「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅱ)(ⅱ)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格置付ける。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」

納容器内の冷却」で使用する設備のうち，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）とし【解釈】1b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。非常用交流電源設備はて使用する可搬型代替注水中型ポンプ，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として記載方針の相違＊４

重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

使用する可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽は重大事故等

記載方針の相違＊２

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

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

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

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系及びサプ

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レッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合においても，原子炉ることができる。

格納容器内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。

記載方針の相違＊１

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

記載方針の相違＊４

車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対し東二は可搬型代替注水大型ポて有効性を確認できないが，代替循環冷却系が使用可能であれば，原子炉格納容器

ンプを使用した代替残留熱除内を除熱する手段として有効である。

去系海水系を新規配備し，残留熱除去系又は代替循環冷却系に冷却水を供給できる。
（以下，設計方針の相違＊９）13

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁東海第二・電動駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク及び多目的タ
ンク

備考
設計方針の相違＊７
設計方針の相違＊８
記載方針の相違＊３

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

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉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，原格納容器内を冷却する手段として有効である。

子炉格納容器内を冷却する手段として有効である。
・復水移送ポンプ及び復水貯蔵タンク

設計方針の相違＊３

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉格納容器内を冷却する手段として有効である。
・ドライウェル内ガス冷却装置送風機及びドライウェル内ガス冷却装置冷却コイル

設計方針の相違＊２

通常運転中に原子炉格納容器内のガスを循環し冷却することで，ドライウェル内の電気的及び機械的構造物を熱により劣化させないようにするための設備であるため，重大事故等時は原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる十分な能力を確保していない。また，ドライウェル内ガス冷却装置送風機及びドライウェル内ガス
冷却装置冷却コイルは耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，原子炉格納容器内への原子炉補機冷却水の通水及びドライウェル内ガス冷却装置送風機の起動が可能である場合，原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する手段として有効である。
なお，ドライウェル内ガス冷却装置送風機が停止している場合においても，原子炉補機冷却水の通水を継続することにより，ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイ
ルのコイル表面で蒸気を凝縮することが可能であり，原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和することが可能である。
設計方針の相違＊６

・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。

14

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) サポート系故障時の対応手段及び設備

東海第二

備考

(b) サポート系故障時の対応手段及び設備
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手段及び設備は以下のと東二は起因事象を明確化。

おり。
ⅰ. 復旧

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

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系及びサプレッシ

東二はサポート系故障として，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）

ョン・プール冷却系）が全交流動力電源喪失により使用できない場合には，常設代替交

全交流電源喪失及び残留熱除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

流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用メタルクラッド開閉装置

去系海水系機能喪失を，分けて加え，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（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。
）を受電した後，緊急用Ｍ／Ｃ

記載している。

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からＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄへ電源を供給するとともに，残留熱除去系海水ポン（以下，記載方針の相違＊５）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）をプ，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型設計方針の相違＊４

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。

ポンプで冷却水を確保することにより，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサ

設計方針の相違＊６

プレッション・プール冷却系）を復旧する手段がある。

東二は残留熱除去系海水系機

また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）

能喪失時の代替として，常設機が残留熱除去系海水系機能喪失により使用できない場合には，緊急用海水ポンプ又は代器である緊急用海水系，可搬型

替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプで冷却水を確保するこ機器である代替残留熱除去系とにより，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却

海水系を配備する。

系）を復旧する手段がある。

（以下，設計方針の相違＊１０）

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置及び代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプに燃料を給油し，電源及び冷却水の供給を継続することにより，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・
プール冷却系）を十分な期間，運転継続することが可能である。

15

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(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

東海第二(ⅰ) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱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。

備考

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱で使用記載方針の相違＊３

する設備は以下のとおり。

・残留熱除去系ポンプ

・残留熱除去系ポンプ（海水冷却）

残留熱除去系ポンプの冷却源

・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器は海水であることを明記。

・残留熱除去系熱交換器

・サプレッション・プール

・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・残留熱除去系海水ポンプ

・格納容器スプレイ・ヘッダ

・残留熱除去系海水ストレーナ

・原子炉格納容器

・緊急用海水ポンプ

・原子炉補機冷却系

・緊急用海水ストレーナ

・代替原子炉補機冷却系

・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）設計方針の相違＊４
設計方針の相違＊１０
記載方針の相違＊４・常設代替交流電源設備
設計方針の相違＊６

・第二代替交流電源設備
全交流動力電源喪失時の対応手段及び設備は，「1.14

電源の確保に関する手順等」

にて整理する。
残留熱除去系海水系機能喪失時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」にて整理する。

東二は全交流動力電源喪失時の手順を技術的能力「1.14電源の確保に関する手順等」に，残留熱除去系海水系機能喪失
時 の 手 順 を 技 術 的 能 力 「 1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」に整理することを記載。

16

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(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）

東海第二

備考

(ⅱ) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール

の復旧

水の除熱

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）

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プールの復旧で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊３

水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

・残留熱除去系ポンプ（海水冷却）

残留熱除去系ポンプの冷却源

・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器は海水であることを明記。

・残留熱除去系熱交換器

・サプレッション・プール

・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・残留熱除去系海水ポンプ

・原子炉格納容器

・残留熱除去系海水ストレーナ

・原子炉補機冷却系

・緊急用海水ポンプ

・代替原子炉補機冷却系

・緊急用海水ストレーナ・常設代替交流電源設備

・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）設計方針の相違＊４
設計方針の相違＊１０
記載方針の相違＊４
設計方針の相違＊６

・第二代替交流電源設備
全交流動力電源喪失時の対応手段及び設備は，「1.14

電源の確保に関する手順等」

にて整理する。
残留熱除去系海水系機能喪失時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」にて整理する。

東二は全交流動力電源喪失時の手順を技術的能力「1.14電源の確保に関する手順等」に，残留熱除去系海水系機能喪失
時 の 手 順 を 技 術 的 能 力 「 1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」に整理することを記載。

17

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二

備考

ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備「1.6.1(2)ｂ．(b)ⅰ)(ⅰ)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子記載方針の相違＊３

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炉格納容器内の除熱」及び「1.6.1(2)ｂ．(b)ⅰ)(ⅱ) 残留熱除去系（サプレッショ

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・ストン・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」で使用する設備のう

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。

ち，残留熱除去系ポンプ（海水冷却），残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プー

記載方針の相違＊２

ル，残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ，緊急用海水ポンプ及び緊設計方針の相違＊４

急用海水ストレーナは重大事故等対処設備として位置づける。

設計方針の相違＊１０

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

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプ
レッション・プール冷却系）が全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失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系及びサプレッション・プール冷却系）を復旧し，原子炉格納容器内を除熱することができる。

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

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）
車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対し設計方針の相違＊９
記載方針の相違＊４て有効性を確認できないが，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッ
ション・プール冷却系）が使用可能であれば，原子炉格納容器内を除熱する手段として有効である。
設計方針の相違＊６

・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。

18

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二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

ｃ．原子炉格納容器破損を防止するための対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備
ⅰ) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱備考

設計方針の相違＊１

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系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合に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を除熱し，放射性物質の濃度を低下させる手段がある。なお，代替循環冷
却系の水源は，内部水源であるサプレッション・プールを用いる。
この対応手段で使用する設備は，「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅰ)（ⅰ） 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱」及び「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅰ)（ⅱ） 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」にて選定した対応手段及び設備と同様である。
ⅰ.代替格納容器スプレイⅱ) 代替格納容器スプレイ
記載方針の相違＊１

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

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

系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により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）により原子機能喪失した場合に原子炉格納容器の破損を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却

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。

系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），消火系及び補給水系により原子炉

設計方針の相違＊３

格納容器内を冷却し，放射性物質の濃度を低下させる手段がある。なお，代替格納容器

設計方針の相違＊１

スプレイの水源は，外部水源を用いる。
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

東二は減圧機能については技

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，本操作を実術的能力「1.3

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，逃がし安全弁は圧力バウンダリを減圧するた

発電用原子炉の減圧機能を維持できる。

めの手段等

原子炉冷却材

電源の確保に関する手順等」に記載。
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。

これらの対応手段で使用する設備は，「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅱ) 代替格納容器スプレイ」にて選定した対応手段及び設備と同様である。

19

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅱ.格納容器代替除熱

東海第二

備考

ⅲ) ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

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

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

東二はドライウェル内ガス冷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系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により却装置による対応手段は，格納を行う手段がある。

機能喪失し，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱及び代替格納容器スプレイ

容器スプレイの代替となるわができない場合において，原子炉運転中に原子炉格納容器内のガスを循環し冷却するドけではなく，いずれのスプレイ

ライウェル内ガス冷却装置により原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する手も実施できない場合に使用す段がある。

ることで格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和するものであることを明記。
機能としては柏崎と相違なし。

(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。

この対応手段で使用する設備は，「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅲ) ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱」にて選定した対応手段及び設備と同様である。

・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

20

記載方針の相違＊３（比較表ページ 12）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅲ. 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二

備考

ⅳ) 重大事故等対処設備と自主対策設備「1.6.1(2)ｃ．(a)ⅰ)（ⅰ）代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除設計方針の相違＊１

熱」，「1.6.1(2)ｃ．(a)ⅰ)（ⅱ）代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」及
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。

び「1.6.1(2)ｃ．(a)ⅱ) 代替格納容器スプレイ」で使用する設備における重大事故等対処設備の位置づけは，「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅳ) 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。
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，

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，原子炉格納容器内を冷却し，放射性物質の濃度を低下させることができる。

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

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）
車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対し設計方針の相違＊９
記載方針の相違＊４て有効性を確認できないが，代替循環冷却系が使用可能であれば，原子炉格納容器内を除熱し，放射性物質の濃度を低下させる手段として有効である。
・電動駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク及び多目的タ・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁ンク

設計方針の相違＊７
設計方針の相違＊８
記載方針の相違＊３

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉
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，重格納容器内を冷却し，放射性物質の濃度を低下させる手段として有効である。

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。

・復水移送ポンプ及び復水貯蔵タンク
耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉格納容器内を冷却し，放射性物質の濃度を低下させる手段として有効である。

21

設計方針の相違＊３

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
・ドライウェル冷却系

東海第二

備考

・ドライウェル内ガス冷却装置送風機及びドライウェル内ガス冷却装置冷却コイル

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

通常運転中に原子炉格納容器内のガスを循環し冷却することで，ドライウェル内

ドライウェル内ガス冷却装置

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

電気的及び機械的構造物を熱により劣化させないようにするための設備であるたの本来の目的を明記した上で，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。

め，炉心の著しい損傷防止，及び原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる十本手段は格納容器内の圧力及また，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分な能力を確保していない。また，ドライウェル内ガス冷却装置送風機及びドライ

び温度の上昇を緩和するものとにより，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

ウェル内ガス冷却装置冷却コイルは耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できなであることを記載。

上昇を緩和することが可能である。

いが，原子炉格納容器内への原子炉補機冷却水の通水及びドライウェル内ガス冷却機能としては柏崎と相違なし。

装置送風機の起動が可能である場合，原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する手段として有効である。
なお，ドライウェル内ガス冷却装置送風機が停止している場合においても，原子炉補機冷却水の通水を継続することにより，ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイ
ルのコイル表面で蒸気を凝縮することが可能であり，原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和することが可能である。
設計方針の相違＊６

・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。

22

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) サポート系故障時の対応手段及び設備

東海第二

備考

(b) サポート系故障時の対応手段及び設備
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手段及び設備は以下のと東二は起因事象を明確化。

おり。
ⅰ. 復旧

ⅰ) 復旧
記載方針の相違＊５

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

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）

系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）が全交流動力電源喪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

失により使用できない場合には，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電

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

源装置により緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ

設計方針の相違＊４

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

２Ｄへ電源を供給するとともに，残留熱除去系海水ポンプ，緊急用海水ポンプ又は代替設計方針の相違＊６

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

残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプで冷却水を確保すること

設計方針の相違＊１０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。

により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）

記載方針の相違＊４を復旧する手段がある。
また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）
が残留熱除去系海水系機能喪失により使用できない場合には，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプで冷却水を確保することにより，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）を復旧する手段がある。
常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置及び代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプへ燃料を給油し，電源及び冷却水の供給を継続することにより，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・
プール冷却系）を十分な期間，運転継続することが可能である。
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。

これらの対応手段で使用する設備は，「1.6.1(2)ｂ．(b)ⅰ) 復旧」で選定した対応
手段及び設備と同様である。

23

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二

備考

ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備「1.6.1(2)ｃ．(b)ⅰ) 復旧」で使用する設備における重大事故等対処設備の位置づ

記載方針の相違＊２

けは，「1.6.1(2)ｂ．(b)ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備」と同様である。

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

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

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系及びサプッション・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レッション・プール冷却系）が全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失に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系及びサプレ

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

ッション・プール冷却系）を復旧し，原子炉格納容器内を除熱し，放射性物質の濃度をびに放射性物質の濃度を低下させることができる。

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，自主設計方針の相違＊９対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）
車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対して有効性を確認できないが，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッ
ション・プール冷却系）が使用可能であれば，原子炉格納容器内を除熱し，放射性物質の濃度を低下させる手段として有効である。

24

記載方針の相違＊４

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
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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。

東海第二

備考

ｄ．手順等
上記「ａ．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備」，「ｂ．炉心の著しい損傷

東二は設計基準事故対処設備防止のための対応手段及び設備」及び「ｃ．原子炉格納容器破損を防止するための対応手段

を重大事故対処設備として使及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

用するにあたり，対応設備の手段として整理している。

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）

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

東二は「技術的能力 1.0 重大（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。），（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」及び「重大事故等対策要事故対策における共通事項（添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）。

領」に定める（第1.6－1表）。

付資料 1.0.10

重大事故等発生時の体制について）」より,当直運転員と重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が重大事故の対応に当たることとしている。
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）。

また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する（第1.6－2表，第1.6－3表）。
※2 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

25

運転員等の定義を追記。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
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1.6.2 重大事故等時の手順

東海第二

備考

1.6.2 重大事故等時の手順
1.6.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順

柏崎は「1.6.2.3 重大事故等対(1) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱処設備（設計基準拡張）による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系）が健全な場合は，中対応手順」にて整理。

央制御室からの手動操作により残留熱除去系ポンプを起動し，サプレッション・プールを水源（比較表ページ 76）とした原子炉格納容器内の除熱を実施する。
格納容器スプレイ開始後は，原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，格納容器ス
プレイの起動／停止を行う。
ａ．手順着手の判断基準
格納容器スプレイ開始の判断基準に到達※１した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
※1：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6－4表）に達した場合。
ｂ．操作手順

操作手順は発電長の指示と運残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）Ａ系による原子炉格納容器内の除熱手順の概要

転員等,災害対策本部長の報告は以下のとおり。ただし，格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開始，停が対となる構成としている。

止の判断基準（第1.6－4表）に従い実施する（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）Ｂ系による原子炉格納容器内の除熱手順も同様。
）。
概要図を第1.6－2図に，タイムチャートを第1.6－3図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系ポンプ（Ａ）の起動を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）を起動し，残留熱除去系ポンプ
吐出圧力指示値が0.81MPa［gage］以上であることを確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に格納容器スプレイ開始の判断基準（第1.6－4表）に従い格納容器
スプレイ先を選択し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）Ａ系による原子炉格納容器内の除熱の開始を指示する。
④ａＤ／Ｗスプレイの場合
運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁を開にする。
④ｂＳ／Ｐスプレイの場合
運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系Ｓ／Ｐスプレイ弁を開にする。

26

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

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東海第二

備考

⑤運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁を閉にする。

柏崎は「1.6.2.3 重大事故等対⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器内の除熱が開始されたことを残留熱除去系

処設備（設計基準拡張）による系統流量の上昇，原子炉格納容器内の圧力の低下及び原子炉格納容器内の温度の低下に対応手順」にて整理。

より確認し，発電長に報告する。なお，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）によ（比較表ページ 76）

る格納容器スプレイは，流量調整は不可能である。

なお,操作手順は発電長の指示⑦運転員等は中央制御室にて，格納容器スプレイ停止の判断基準（第1.6－4表）に到達しと運転員等,災害対策本部長のた場合は，格納容器スプレイを停止し発電長に報告する。その後，格納容器スプレイ開報告が対となる構成としてい始の判断基準（第1.6－4表）に再度到達した場合は，格納容器スプレイを再開し発電長る。

に報告する。なお，格納容器スプレイ実施中に原子炉注水が必要となった場合は，残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁及びＳ／Ｐスプレイ弁を閉にした後，残留熱除去系Ａ系
注入弁を開にし，原子炉注水を実施する。
ｃ．操作の成立性
上記の中央制御室対応は運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容
器内の除熱開始まで7分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の起動に必要となる残留熱除去系海水ポンプによる冷却水確保の所要時間は4分以内と想定する。

27

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

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東海第二

備考

(2) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱

柏崎は「1.6.2.3 重大事故等対設計基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が健全な場合

処設備（設計基準拡張）によるは，中央制御室からの手動操作により残留熱除去系ポンプを起動し，サプレッション・プール

対応手順」にて整理。

水の除熱を実施する。

（比較表ページ 76）

ａ．手順着手の判断基準
サプレッション・プール水温度指示値が32℃以上，又はサプレッション・チェンバ雰囲気
温度指示値が82℃以上に到達した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
ｂ．操作手順

操作手順は発電長の指示と運残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）Ａ系によるサプレッション・プール水の転員等,災害対策本部長の報告

除熱手順の概要は以下のとおり（残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）Ｂ系によが対となる構成としている。

るサプレッション・プール水の除熱手順も同様。
）。
概要図を第1.6－4図に，タイムチャートを第1.6－5図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系ポンプ（Ａ）の起動を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）を起動し，残留熱除去系ポンプ
吐出圧力指示値が0.81MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）Ａ系によるサプ
レッション・プール水の除熱の開始を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系テスト弁を開にする。
⑤運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁を閉にする。
⑥運転員等は中央制御室にて，サプレッション・プール水の除熱が開始されたことを残留熱除去系系統流量の上昇及びサプレッション・プール水の温度の低下により確認し，発電長に報告する。
ｃ．操作の成立性
上記の中央制御室対応は運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレ
ッション・プール水の除熱開始まで3分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の起動に必要となる残留熱除去系
海水ポンプによる冷却水確保の所要時間は4分以内と想定する。

28

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

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東海第二1.6.2.1 炉心の著しい損傷防止のための対応手順

1.6.2.2 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(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱備考

設計方針の相違＊１

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故
障により機能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，代替循環冷却系により原子炉格納容器内の除熱を実施する。
格納容器スプレイ開始後は，原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，格納容器
スプレイの起動／停止を行う。
(a) 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱ⅰ) 手順着手の判断基準
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によりサプレッション・プール水の除熱ができず，サプレッション・プール水温度指示値が32℃以上，又はサプレッショ
ン・チェンバ雰囲気温度指示値が82℃以上に到達した場合において，サプレッション・
プールの水位が確保されている場合。
ⅱ) 操作手順
代替循環冷却系Ａ系によるサプレッション・プール水の除熱手順の概要は以下のとおり。
（代替循環冷却系Ｂ系によるサプレッション・プール水の除熱手順も同様。
）
概要図を第1.6－6図に，タイムチャートを第1.6－7図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替循環冷却系Ａ系によるサプレッション・プール水の除熱の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系によるサプレッション・プール水の除熱に必要な残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口
弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁の電源切替え操作を実施し，残留熱除
去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系によるサプレッション・プール水の除熱に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表
示等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認し，発電長に報告する。
④発電長は，運転員等に代替循環冷却系Ａ系によるサプレッション・プール水の除熱の系統構成を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）の操作スイッチを隔離する。

29

操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
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東海第二⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注水配管分離弁，残留熱除去系Ａ系

設計方針の相違＊１

ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁及び残留熱除去系熱交換器

なお,操作手順は発電長の指示（Ａ）バイパス弁を閉にする。

と運転員等,災害対策本部長の⑦運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）入口弁及び代替循環冷却系Ａ系テスト弁を開にする。
⑧運転員等は，発電長に代替循環冷却系Ａ系によるサプレッション・プール水の除熱の系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に代替循環冷却系Ａ系によるサプレッション・プール水の除熱の開始を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）を起動し，代替循環冷却系ポンプ吐出圧力指示値が 1.40MPa［gage］以上であることを確認した後，サプレッ
ション・プール水の除熱が開始されたことを代替循環冷却系ポンプ出口流量の上昇
及びサプレッション・プール水の温度の低下により確認し，発電長に報告する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱開始まで24分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370
分以内(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱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系及びサプレッション・プール冷却系）により原子炉格納容器内の除熱ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

30

備考

報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

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東海第二ⅱ) 操作手順

備考
設計方針の相違＊１

代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内の除熱手順の概要は以下のとおり（代替なお,操作手順は発電長の指示

循環冷却系Ｂ系による原子炉格納容器内の除熱手順も同様。
）。ただし，格納容器スプレと運転員等,災害対策本部長のイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第1.6－4表）に従い実報告が対となる構成としてい施する。また，格納容器スプレイの制御は，格納容器スプレイの制御に関する判断基準

る。

（第1.6－6表）に従い実施する。
概要図を第1.6－8図に，タイムチャートを第1.6－9図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内の除熱の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内の除熱に必要な残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁及び残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁の電源切替え操作を実施し，残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁及び残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内の除熱に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認し，発電長に報告する。
④発電長は，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内の除熱の系統構成を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）の操作スイッチを隔離する。
⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注水配管分離弁，残留熱除去系Ａ系
ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁及び残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁を閉にする。
⑦運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）入口弁及び代替循環冷却系Ａ系テスト弁を開にする。
⑧運転員等は，発電長に代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内の除熱の系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に代替循環冷却系ポンプ（Ａ）の起動を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）を起動し，代替循環冷却系ポンプ吐出圧力指示値が 1.40MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に
報告する。

31

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二⑪発電長は，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内の除熱の開始を
指示する。

備考
設計方針の相違＊１
なお,操作手順は発電長の指示⑫運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁を開にした後，代と運転員等,災害対策本部長の替循環冷却系Ａ系格納容器スプレイ弁を開にするとともに，代替循環冷却系Ａ系テ報告が対となる構成としていスト弁を閉にする。

る。

⑬運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器内の除熱が開始されたことを代替循環
冷却系格納容器スプレイ流量の上昇，原子炉格納容器内の圧力の低下及び原子炉格
納容器内の温度の低下により確認し，発電長に報告する。
⑭運転員等は中央制御室にて，格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第 1.6－6
表）に従い，連続スプレイによる格納容器スプレイの制御を実施し発電長に報告する。また，格納容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6－4 表）に到達した場合は，格納容器スプレイを停止し発電長に報告する。その後，格納容器スプレイ開始の判断基準（第 1.6－4 表）に再度到達した場合は，格納容器スプレイを再開し発電長に報告する。なお，代替循環冷却系の水源は内部水源であるため，サプレッション・プ
ールの水位上昇を考慮不要であることから流量調整は実施しない。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱開始まで41分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370
分以内

32赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
a. 代替格納容器スプレイ

東海第二

備考

ｂ．代替格納容器スプレイ
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故東二は各手順の総合的な概要

障により機能喪失し，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱ができない場合においを集約して前段に記載し，個別て炉心の著しい損傷を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スの手順項目では概要説明はしプレイ冷却系（可搬型），消火系及び補給水系による原子炉格納容器内の冷却を実施する。

ない。

代替格納容器スプレイ開始後は，外部水源による格納容器スプレイでのサプレッション・（以下，記載方針の相違＊６）

プール水位の上昇を考慮し，代替格納容器スプレイの流量調整又は起動／停止を行う。
なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ
又は可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉格納容器内の冷却手段は，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の冷却手段と同時並行で準備を開始する。
(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(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の冷却記載方針の相違＊６

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

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

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び代

東二は設備が使用可能である

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，原子炉格納替循環冷却系により原子炉格納容器内の除熱ができず，格納容器スプレイ開始の判断基こととして水源が確保されて準に到達した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

いることを明記している。

※2

容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合 。
※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。

（以下，記載方針の相違＊７）※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），

東二は「※」にて行外注記する

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ものについて，前段で説明済み

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

であれば以降は記載しない。

の判断基準（第 1.6.4 表）に達した場合。

（以下，記載方針の相違＊８）33

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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東海第二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の冷却手順の概要は以

備考
設備運用・設計，体制の違いに起因する記載の相違はあるが,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，タイ下のとおり。ただし，代替格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開実態として記載内容に違いは

ムチャートを第 1.6.8 図に示す。

始，停止の判断基準（第1.6－4表）に従い実施する。また，代替格納容器スプレイの制ないことから操作手順に限り

御は，格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第1.6－6表）に従い実施する。

色別化は省略する。

概要図を第1.6－10図に，タイムチャートを第1.6－11図に示す。

なお,操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の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①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替格納容器スプレイ冷却系

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。

（常設）による原子炉格納容器内の冷却の準備を指示する。

報告が対となる構成としている。

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②運転員等は中央制御室にて，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格

格納容器スプレイ開始後のマ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

納容器内の冷却に必要な残留熱除去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁の電源切替え操作を実ネジメントは後段にて表で整示にて確認する。

施し，残留熱除去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁の表示灯が点灯したことを確認する。

理しており，それを参照する旨記載。

③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，第二③運転員等は中央制御室にて，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格

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（常納容器内の冷却に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること（以下，記載方針の相違＊９）設）が使用可能か確認する。

を状態表示等により確認する。

東二は手順の対応フローは記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④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ｂ）の操作スイッチを隔離すの全閉操作を実施する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプの起動操作を実施し，復水移送ポンプ吐出圧る。
⑤運転員等は，発電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

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。

内の冷却の準備が完了したことを報告する。
⑥発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプの起動を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の使用モードを⑦a ドライウェルスプレイ（以下「D/W スプレイ」という。）の場合

選択し，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を起動操作した後，常設低圧代替注

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

水系ポンプが起動し，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が 1.40MPa［gage］

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)及び残留熱除去以上であることを確認する。

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。

34

載しない。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）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

東海第二⑧運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系系統分離弁，代替格納容器スプレ

設備運用・設計，体制の違いに

イ注水弁及び代替格納容器スプレイ流量調整弁が自動開したことを確認する。

起因する記載の相違はあるが,⑨運転員等は，発電長に代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の起動が完了したこと

実態として記載内容に違いは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（RHRB 系代替注水流量）指示値が 140m /hを報告する。

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。

備考⑩発電長は，運転員等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内の冷却の開始を指示する。

ないことから操作手順に限り色別化は省略する。
なお,操作手順は発電長の指示⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁を開にし，原子炉と運転員等,災害対策本部長の長に報告する。

格納容器内の冷却が開始されたことを低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設報告が対となる構成としていなお，格納容器内圧力（S/C），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

ライン用）の上昇，原子炉格納容器内の圧力の低下，原子炉格納容器内の温度の低る。

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）下及び原子炉格納容器内の水位の上昇により確認し，発電長に報告する。

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⑫運転員等は中央制御室にて，格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第 1.6－6（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・チェンバ気表）に従い，制御範囲内で連続スプレイによる格納容器スプレイの制御を実施し発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

電長に報告する。また，格納容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6－4 表）に到達しイ起動の判断基準（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た場合は，代替格納容器スプレイを停止し発電長に報告する。その後，格納容器ス再開する。

プレイ開始の判断基準（第 1.6－4 表）に再度到達し，サプレッション・プール水位※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

指示値が格納容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6－4 表）に到達していない場合

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，残は，代替格納容器スプレイを再開し発電長に報告する。

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。

35

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅲ.操作の成立性

東海第二備考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

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判施した場合，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の冷却開始ま

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 名にて復水移送で11分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるた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。

め，速やかに対応できる。

設備及び体制の違いによる記
載内容の相違。

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) 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（淡水／海水）

柏崎は本項の後段で記載。

ⅰ) 手順着手の判断基準（比較表ページ 44）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系），代替
循環冷却系，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），消火系及び補給水系により原子炉格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
ⅱ) 操作手順

なお,操作手順は発電長の指示

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手順の概要はと運転員等,災害対策本部長の

以下のとおり。ただし，代替格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開報告が対となる構成としてい始，停止の判断基準（第 1.6－4 表）に従い実施する。また，代替格納容器スプレイの制る。

御は，格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第 1.6－6 表）に従い実施する。なお，水源から接続口までの代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順については，「1.13
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
概要図を第 1.6－12 図に，タイムチャートを第 1.6－13 図に示す（残留熱除去系Ｂ系配管を使用する原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口又は高所東側接続口による原子炉格
納容器内の冷却及び残留熱除去系Ａ系配管を使用する原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の手順は，手順⑩以外は同様。
）。

36

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に低圧代替注水系配管・弁の接続口への代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の接続を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）で使用する低圧代替注水系配管・弁の接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要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の冷却の準備を指示する。
④発電長は，運転員等に残留熱除去系Ｂ系配管又は残留熱除去系Ａ系配管を使用した
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の冷却の準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉
格納容器内の冷却に必要な残留熱除去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁又は残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁の電源切替え操作を実施し，残留熱除去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ
弁又は残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁の表示灯が点灯したことを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉
格納容器内の冷却に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ｂ）又は残留熱除去系ポンプ（Ａ）の操作スイッチを隔離する。
⑧運転員等は，発電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
器内の冷却の準備が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等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
器内の冷却の系統構成を指示する。
ａ⑩ 残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口又は高所
東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合
運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁，代替格納容器ス
プレイ注水弁及び代替格納容器スプレイ流量調整弁を開にする。
なお，電源が確保できない場合，運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，現場手動操
作により残留熱除去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁，代替格納容器スプレイ注水弁及び代替格納容器スプレイ流量調整弁を開にする。

37

備考
柏崎は本項の後段で記載。
（比較表ページ 44）
なお,操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
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東海第二⑩ｂ残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内の柏崎は本項の後段で記載。

冷却の場合（比較表ページ 44）

運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁，代替格納容器ス

なお,操作手順は発電長の指示

プレイ注水弁及び代替格納容器スプレイ流量調整弁を開にする。

と運転員等,災害対策本部長のなお，電源が確保できない場合，運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，現場手動操報告が対となる構成としてい作により残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁，代替格納容器スプレイ注水弁及び代る。

替格納容器スプレイ流量調整弁を開にする。
⑪運転員等は，発電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の冷却の系統構成が完了したことを報告する。
⑫発電長は，災害対策本部長に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉
格納容器内を冷却するための原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑬重大事故等対応要員は，災害対策本部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の冷却の準備が完了したことを報告する。
⑭災害対策本部長は，発電長に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を連絡する。
⑮災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
⑯重大事故等対応要員は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，原子炉建屋
西側接続口，高所西側接続口，高所東側接続口又は原子炉建屋東側接続口の弁を開とし，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑰災害対策本部長は，発電長に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始した
ことを連絡する。
⑱発電長は，運転員等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
器内の冷却が開始されたことの確認を指示する。

38

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
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東海第二⑲運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器内の冷却が開始されたことを低圧代替

柏崎は本項の後段で記載。

注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）又は低圧代替注水系格納容器スプレ（比較表ページ 44）

イ流量（可搬ライン用）の上昇，原子炉格納容器内の圧力の低下，原子炉格納容器

なお,操作手順は発電長の指示

内の温度の低下及び原子炉格納容器内の水位の上昇により確認し，発電長に報告すと運転員等,災害対策本部長のる。

報告が対となる構成としてい⑳運転員等は中央制御室にて，格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第 1.6－6
表）に従い，格納容器スプレイの制御を実施し発電長に報告する。また，格納容器
スプレイ停止の判断基準（第 1.6－4 表）に到達した場合は，代替格納容器スプレイを停止し発電長に報告する。その後，格納容器スプレイ開始の判断基準（第 1.6－4
表）に再度到達し，サプレッション・プール水位指示値が格納容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6－4 表）に到達していない場合は，代替格納容器スプレイを再開し発電長に報告する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，代替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開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】（水源；代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，215分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，140分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6名及び重大事故等対応
要員8名にて実施した場合，215分以内と想定する。

39

備考

る。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉格納容器内

備考
柏崎は本項の後段で記載。

の冷却の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）（比較表ページ 44）

・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6名及び重大事故等対応

なお,操作手順は発電長の指示要員8名にて実施した場合，215分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，535分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，195分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6名及び重大事故等対応
要員8名にて実施した場合，535分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6名及び重大事故等対応
要員8名にて実施した場合，215分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作
業性についても確保する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

40と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

東海第二

備考

(c) 消火系による原子炉格納容器内の冷却記載方針の相違＊６

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

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）に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系），代替

記載方針の相違＊７

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

循環冷却系及び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の冷却が記載方針の相違＊８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できず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，ろ過水貯蔵タンク

系による消火が必要な火災が発生していない場合。

又は多目的タンクの水位が確保されている場合。ただし，重大事故等対処設備によるプ※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。

ラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合。

※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ⅱ) 操作手順
消火系による原子炉格納容器内の冷却手順の概要は以下のとおり。

設備運用・設計，体制の違いに起因する記載の相違はあるが,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

ただし，代替格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開始，停止の判断

実態として記載内容に違いはす。

基準（第1.6－4表）に従い実施する。また，代替格納容器スプレイの制御は，格納容器

ないことから操作手順に限り

スプレイの制御に関する判断基準（第1.6－6表）に従い実施する。

色別化は省略する。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉格納容器内へのス

概要図を第1.6－14図に，タイムチャートを第1.6－15図に示す。

なお,操作手順は発電長の指示①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系による原子炉格納容器と運転員等,災害対策本部長の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内の冷却の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，消火系による原子炉格納容器内の冷却に必要な残留熱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。

記載方針の相違＊９

スプレイ弁の表示灯が点灯したことを確認する。

東二は手順の対応フローは記プ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，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

発電長に報告する。

る。

41

る。

除去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁の電源切替え操作を実施し，残留熱除去系Ｂ系Ｄ／Ｗ③運転員等は中央制御室にて，消火系による原子炉格納容器内の冷却に必要なポン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報告が対となる構成としてい載しない。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）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

東海第二④発電長は，運転員等に消火系による原子炉格納容器内の冷却の系統構成を指示す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。

る。

起因する記載の相違はあるが,実態として記載内容に違いは⑥運転員等は，発電長に消火系による原子炉格納容器内の冷却の系統構成が完了したないことから操作手順に限りことを報告する。
⑦発電長は，運転員等に電動駆動消火ポンプ※２又はディーゼル駆動消火ポンプの起動⑧aD/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

設備運用・設計，体制の違いに⑤運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。

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。

備考を指示する。

色別化は省略する。
なお,操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の⑧運転員等は中央制御室にて，電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動消火ポンプを起 報告が対となる構成としてい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

動し，消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が 0.78MPa［gage］以上であることを確認 る。

器内へのスプレイの準備完了を報告する。

した後，発電長に報告する。

⑧bS/P スプレイの場合⑨発電長は，運転員等に消火系による原子炉格納容器内の冷却の開始を指示する。

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⑩運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁を開にする。

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。

⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁又は残留熱除去系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。

Ｂ系Ｓ／Ｐスプレイ弁を開にする。
⑫運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器内の冷却が開始されたことを残留熱除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

去系系統流量の上昇，原子炉格納容器内の圧力の低下，原子炉格納容器内の温度のを緊急時対策本部に報告する。

低下及び原子炉格納容器内の水位の上昇により確認し，発電長に報告する。なお，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。

消火系による格納容器スプレイは，流量調整が不可能である。
⑬運転員等は中央制御室にて，格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第 1.6－6⑫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表）に従い，連続スプレイによる格納容器スプレイの制御を実施し発電長に報告すのスプレイを開始する。

る。また，格納容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6－4 表）に到達した場合は，代替格納容器スプレイを停止し発電長に報告する。その後，格納容器スプレイ開始の判断基準（第 1.6－4 表）に再度到達し，サプレッション・プール水位指示値が格納
容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6－4 表）に到達していない場合は，代替格納容器スプレイを再開し発電長に報告する。
なお，代替格納容器スプレイ実施中に原子炉注水が必要となった場合は，残留熱除
去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁及びＳ／Ｐスプレイ弁を閉にした後，残留熱除去系Ｂ系
注入弁を開にし，原子炉注水を実施する。
※2：常用電源が使用できる場合に，電動駆動消火ポンプを使用する。

42

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

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

設備運用・設計，体制の違いに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起因する記載の相違はあるが,の水位の上昇により確認し，当直副長に報告する。

実態として記載内容に違いは

なお，格納容器内圧力（S/C），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

ないことから操作手順に限り

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）

色別化は省略する。

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

なお,操作手順は発電長の指示（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・チェンバ気と運転員等,災害対策本部長の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報告が対となる構成としていイ起動の判断基準（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

る。

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。
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。

43

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅲ. 操作の成立性

東海第二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

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転

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員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉格納容器内の冷納容器内へのスプレイ開始まで約 30 分で可能である。

却開始まで58分以内と想定する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，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。

備考

設備及び体制の違いによる記
載内容の相違円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

(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/海東二は本項の前段で記載。

水）（比較表ページ 36）

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。

44

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

［交流電源が確保されている場合］

東二は本項の前段で記載。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（比較表ページ 36）

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，ホース接続及び起動操作を依頼する。
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。
⑦aD/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。
⑦bS/P 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 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。

45

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
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東海第二

備考
東二は本項の前段で記載。

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，ホース接続及び起動操作を行（比較表ページ 36）

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，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，当直副長に報告する。
なお，格納容器内圧力（S/C），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。

46

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

［全交流動力電源が喪失している場合］

東二は本項の前段で記載。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（比較表ページ 36）

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，ホース接続及び起動操作を依頼する。
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。
⑦aD/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。
⑦bS/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。

47

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は本項の前段で記載。

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，ホース接続及び起動操作を行（比較表ページ 36）

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，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（S/C），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。

48

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は本項の前段で記載。

ⅲ. 操作の成立性（比較表ページ 36）

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。

49

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(d) 補給水系による原子炉格納容器内の冷却備考
設計方針の相違＊３ⅰ) 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系及びサプレッション・プール冷却系），代替
循環冷却系，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の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，復水貯蔵
タンクの水位が確保されている場合。
ⅱ) 操作手順

なお,操作手順は発電長の指示

補給水系による原子炉格納容器内の冷却手順の概要は以下のとおり。ただし，代替格 と運転員等,災害対策本部長の納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第 1.6－ 報告が対となる構成としてい4 表）に従い実施する。また，代替格納容器スプレイの制御は，格納容器スプレイの制 る。
御に関する判断基準（第 1.6－6 表）に従い実施する。
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発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系による原子炉格納容
器内の冷却の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，補給水系による原子炉格納容器内の冷却に必要な残留熱除去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁の電源切替え操作を実施し，残留熱除去系Ｂ系Ｄ／
Ｗスプレイ弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，補給水系による原子炉格納容器内の冷却に必要なポン
プ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
④発電長は，災害対策本部長に連絡配管閉止フランジの切り替えを依頼する。
⑤災害対策本部長は，重大事故等対応要員に連絡配管閉止フランジの切り替えを指示する。
⑥重大事故等対応要員は，連絡配管閉止フランジの切り替えを実施する。
⑦重大事故等対応要員は，災害対策本部長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを連絡する。
⑨発電長は，運転員等に補給水系による原子炉格納容器内の冷却の系統構成を指示する。
⑩運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，補給水系－消火系連絡ライン止め弁を開
にする。

50

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑪運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。

設計方針の相違＊３⑫運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁を開にする。

なお,操作手順は発電長の指示⑬運転員等は，発電長に補給水系による原子炉格納容器内の冷却の系統構成が完了しと運転員等,災害対策本部長のたことを報告する。
⑭発電長は，運転員等に復水移送ポンプの起動を指示する。
⑮運転員等は中央制御室にて，復水移送ポンプを起動し，復水移送ポンプ吐出ヘッダ
圧力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑯発電長は，運転員等に補給水系による原子炉格納容器内の冷却の開始を指示する。
⑰運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁又は残留熱除去系
Ｂ系Ｓ／Ｐスプレイ弁を開にする。
⑱運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器内の冷却が開始されたことを残留熱除去系系統流量の上昇，原子炉格納容器内の圧力の低下，原子炉格納容器内の温度の低下及び原子炉格納容器内の水位の上昇により確認し，発電長に報告する。なお，補給水系による格納容器スプレイは，流量調整が不可能である。
⑲運転員等は中央制御室にて，格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第 1.6－6
表）に従い，連続スプレイによる格納容器スプレイの制御を実施し発電長に報告する。また，格納容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6－4 表）に到達した場合は，代替格納容器スプレイを停止し発電長に報告する。その後，格納容器スプレイ開始の判断基準（第 1.6－4 表）に再度到達し，サプレッション・プール水位指示値が格納
容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6－4 表）に到達していない場合は，代替格納容器スプレイを再開し発電長に報告する。
なお，代替格納容器スプレイ実施中に原子炉注水が必要となった場合は，残留熱除
去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁及びＳ／Ｐスプレイ弁を閉にした後，残留熱除去系Ｂ系
注入弁を開にし，原子炉注水を実施する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員6名にて実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉格納容器内の冷却開始まで106分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

51

報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二ｃ．ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱備考
設計方針の相違＊２(a) ドライウェル内ガス冷却装置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系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱及び代替格納容器
スプレイができない場合において，原子炉補機冷却水を通水後，ドライウェル内ガス冷却装置送風機を起動して原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する。
ドライウェル内ガス冷却装置送風機を停止している場合においても，原子炉格納容器内への原子炉補機冷却水の通水を継続することにより，ドライウェル内ガス冷却装置冷却コ
イルのコイル表面で蒸気を凝縮し，原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する。
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系及びサプレッション・プール冷却系），代替
循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱及び代替格納容器スプレイができない場合。
ⅱ) 操作手順
ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱手順の概要は以下のとおり。
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発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にドライウェル内ガス冷却装置
による原子炉格納容器内の除熱の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱に必要な送風機，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表
示等により確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等にドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱の系統構成を指示する。

52

操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二④運転員等は中央制御室にて，原子炉補機冷却水系隔離弁及びドライウェル内ガス冷

設計方針の相違＊２

却装置送風機原子炉補機冷却水系出入口弁を開にし，ドライウェル内ガス冷却装置

なお,操作手順は発電長の指示

冷却コイルへの冷却水通水を開始する。

と運転員等,災害対策本部長の⑤運転員等は中央制御室にて，ドライウェル内ガス冷却装置送風機の起動阻止信号が発信している場合は除外操作を実施する。
⑥運転員等は，発電長にドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱の系統構成が完了したことを報告する。
⑦発電長は，運転員等にドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱の開始を指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，ドライウェル内ガス冷却装置送風機を起動し，原子炉格納容器内の圧力及び原子炉格納容器内の温度の上昇が緩和することを確認し，発電長に報告する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断してからドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱開始まで10分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

53

備考

報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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。

東海第二

備考

ｄ．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
1.6－24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

重大事故等時において，原子炉格納容器内の冷却が必要な場合は，サプレッション・プー

東二は事故対応にあたって，格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

ルの水位上昇を抑制するため，内部水源であるサプレッション・プールを使用した設備を優納容器ベント遅延（サプレッシ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

先する。そのため，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷ョン・プール水位上昇抑制）を内にスプレイする。

却系）による原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合，代替循環冷却系による原子炉格

目的に内部水源機器（残留熱除納容器内の除熱を実施する。

去系及び新設する代替循環冷

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。

代替循環冷却系が使用できない場合は，外部水源である代替格納容器スプレイ冷却系（常却系）を優先使用し，次いで外設）による原子炉格納容器内の冷却を実施する。内部水源を使用した設備が使用可能となっ部水源機器である代替格納容

たら，外部水源を使用した設備から内部水源を使用した設備へ切り替える。

器スプレイを使用することを代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用できない場合は，消火系，補給水系又は代替

本項目で明記している。

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を実施する。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可東二の可搬型代替注水大型ポ

搬型代替注水大型ポンプによる原子炉格納容器内の冷却手段は，代替格納容器スプレイ冷却

ンプは準備に時間を要するこ系（常設）による原子炉格納容器内の冷却手段と同時並行で準備を開始する。

とから，準備を同時並行で開始することを明記している。

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

なお，消火系による原子炉格納容器内の冷却は，重大事故等対処設備によるプラントの安全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性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合に実施する。また，補給水系は連絡配 東二の消火系と補給水系の優可能が確認できた場合に実施する。

管閉止フランジの切り替えに時間を要することから，消火系による原子炉格納容器内の冷却が 先順位を，連絡配管閉止フラン
できない場合に実施する。

ジの切替えの有無で明確化している。

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱及び代替格納容器スプレイができない場合

いずれの格納容器スプレイもは，原子炉補機冷却水により冷却水を確保した後，ドライウェル内ガス冷却装置による原子実施できない場合にドライウ

炉格納容器内の除熱を実施し，原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する。

ェル内ガス冷却装置を使用して原子炉格納容器内を除熱す
る手段を整備した。

54

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2) サポート系故障時の対応手順

東海第二

備考

(2) サポート系故障時の対応手順
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手順は以下のとおり。

a. 復旧

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(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱

東二は起因事象を明確化。

記載方針の相違＊５

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

全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格

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

納容器内の除熱機能が喪失した場合は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高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

圧電源装置により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の電源を復旧するとともに，設計方針の相違＊４

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）

残留熱除去系海水ポンプ，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する

設計方針の相違＊６

にて原子炉格納容器内にスプレイする。

可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却設計方針の相違＊１０系）による原子炉格納容器内の除熱を実施する。

記載方針の相違＊４

また，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合は，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱を実施する。
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。
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。

格納容器スプレイ開始後は，原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，格納容器スプレイの起動／停止を行う。
なお，常設低圧代替注水系ポンプと使用する系統を共有しない代替循環冷却系Ａ系へ電設計方針の相違＊１

源を給電することが可能となるＭ／Ｃ ２Ｃを優先し，緊急用Ｍ／Ｃから受電するため，設計方針の相違＊６

Ｍ／Ｃ ２Ｃの供給対象である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）Ａ系を優先して東二は常設代替交流電源設備使用する。

からの給電先の優先理由を明記している。
（以下，記載方針の相違＊１０）55

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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 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，

東海第二

備考

ⅰ) 手順着手の判断基準【全交流動力電源喪失時】

記載方針の相違＊５

全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置

記載方針の相違＊７

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。

により緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの記載方針の相違＊８※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）が確保され受電が完了し，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，サプレッシ

記載方針の相違＊１０ョン・プールの水位が確保されている場合。

設計方針の相違＊６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），【残留熱除去系海水系機能喪失時】

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残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷はサプレッション・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却水を確保し，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，サプレッシの判断基準（第 1.6.4 表）に達した場合。

ョン・プールの水位が確保されている場合。

ⅱ. 操作手順ⅱ) 操作手順

設計方針の相違＊１０

設備運用・設計，体制の違いに

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

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）Ａ系による原子炉格納容器内の除熱手順の起因する記載の相違はあるが,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

概要は以下のとおり。ただし，格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ

実態として記載内容に違いは

第 1.6.16 図に，タイムチャートを第 1.6.17 図に示す。

開始，停止の判断基準（第1.6－4表）に従い実施する（残留熱除去系（格納容器スプレ

ないことから操作手順に限り

イ冷却系）Ｂ系による原子炉格納容器内の除熱手順も同様。）。

色別化は省略する。

概要図を第1.6－20図に，タイムチャートを第1.6－21図に示す。

記載方針の相違＊９
東二は A 系又は B 系を使用する
ため，手順は A 系で示し B 系も同様であることを明記してい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①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系（格納容器スプ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。

レイ冷却系）Ａ系による原子炉格納容器内の除熱の準備を指示する。

る。
（以下，記載方針の相違＊１１）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②運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）Ａ系による

なお,操作手順は発電長の指示

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

原子炉格納容器内の除熱に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されてと運転員等,災害対策本部長のされていることを状態表示にて確認する。

いることを状態表示等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確報告が対となる構成としてい認し，発電長に報告する。

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③発電長は，運転員等に残留熱除去系ポンプ（Ａ）の起動を指示する。

東二は手順の対応フローは記モード）が使用可能か確認する。

④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）を起動し，残留熱除去系ポ載しない。

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

ンプ吐出圧力指示値が0.81MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告

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)する。

（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。

56赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

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⑤発電長は，運転員等に格納容器スプレイ開始の判断基準（第 1.6－4 表）に従い格納設備運用・設計，体制の違いに

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

容器スプレイ先を選択し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）Ａ系による原起因する記載の相違はあるが,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。

子炉格納容器内の除熱の開始を指示する。

実態として記載内容に違いは⑥aD/W スプレイの場合⑥ａＤ／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運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁を開にする。
⑥ｂＳ／Ｐスプレイの場合ないことから操作手順に限り色別化は省略する。
記載方針の相違＊１１

レイを開始する。

運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系Ｓ／Ｐスプレイ弁を開にする。

なお,操作手順は発電長の指示⑥bS/P スプレイの場合⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁を閉にする。

と運転員等,災害対策本部長の⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器内の除熱が開始されたことを残留熱除報告が対となる構成としてい中央制御室運転員 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。

去系系統流量の上昇，原子炉格納容器内の圧力の低下及び原子炉格納容器内の温度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の低下により確認し，発電長に報告する。なお，残留熱除去系（格納容器スプレイ

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。

冷却系）による格納容器スプレイは，流量調整が不可能である。
⑨運転員等は中央制御室にて，格納容器スプレイ停止の判断基準（第 1.6－4 表）に到

なお，格納容器内圧力（S/C），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

達した場合は，格納容器スプレイを停止し発電長に報告する。その後，格納容器スプェンバ・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）

レイ開始の判断基準（第 1.6－4 表）に再度到達した場合は，格納容器スプレイを再開に到達した場合は，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する。その後，格納容器内圧力し発電長に報告する。

（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

なお，格納容器スプレイ実施中に原子炉注水が必要となった場合は，残留熱除去系

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

Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁及びＳ／Ｐスプレイ弁を閉にした後，残留熱除去系Ａ系注入

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弁を開にし，原子炉注水を実施する。

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。

57る。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅲ. 操作の成立性

東海第二

備考

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

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判施し，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）による原子炉断した後，冷却水を確保してから残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子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。

炉格納容器内の除熱開始まで7分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤か

設備及び体制の違いによる記
載内容の相違らの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，残留熱除去系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370
分以内(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) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱

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

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・プール冷却系）によるサプ 記載方針の相違＊６

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

レッション・プール水の除熱機能が喪失した場合は，常設代替交流電源設備として使用する

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

常設代替高圧電源装置により残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の電源を復旧 設計方針の相違＊４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するとともに，残留熱除去系海水ポンプ，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系と 設計方針の相違＊６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

して使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，残留熱除去系（サプレッシ 設計方針の相違＊１０

ンバ・プールの除熱を実施する。

ョン・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱を実施する。

記載方針の相違＊４

また，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱機能が喪失した場合は，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保
し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱を実施する。
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。

なお，常設低圧代替注水系ポンプと使用する系統を共有しない代替循環冷却系Ａ系へ電設計方針の相違＊１

源を給電することが可能となるＭ／Ｃ ２Ｃを優先し，緊急用Ｍ／Ｃから受電するため，設計方針の相違＊６

Ｍ／Ｃ ２Ｃの供給対象である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）Ａ系を優記載方針の相違＊１０

先して使用する。

58

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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。

東海第二備考ⅰ) 手順着手の判断基準【全交流動力電源喪失時】

記載方針の相違＊５

全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置

記載方針の相違＊７

により緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの記載方針の相違＊８

受電が完了し，サプレッション・プール水温度指示値が32℃以上，又はサプレッショ

記載方針の相違＊１０

ン・チェンバ雰囲気温度指示値が82℃以上に到達した場合において，サプレッション・

東二の非常時運転手順書「サププールの水位が確保されている場合。

レッション・プール水（空気）【残留熱除去系海水系機能喪失時】
残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷温度制御」の導入条件を，本手順着手の判断基準として明記

却水を確保し，サプレッション・プール水温度指示値が32℃以上，又はサプレッショいる。

ン・チェンバ雰囲気温度指示値が82℃以上に到達した場合において，サプレッション・（以下，記載方針の相違＊１２）

プールの水位が確保されている場合。

設計方針の相違＊６
設計方針の相違＊１０

ⅱ. 操作手順ⅱ) 操作手順

設備運用・設計，体制の違いに

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残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）Ａ系によるサプレッション・プール

起因する記載の相違はあるが,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

水の除熱手順の概要は以下のとおり（残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

実態として記載内容に違いは図に示す。

Ｂ系によるサプレッション・プール水の除熱手順も同様。）。

ないことから操作手順に限り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。

概要図を第1.6－22図に，タイムチャートを第1.6－23図に示す。

色別化は省略する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系（サプレッショ

記載方針の相違＊１１②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。

ン・プール冷却系）Ａ系によるサプレッション・プール水の除熱の準備を指示す

なお,操作手順は発電長の指示る。

と運転員等,災害対策本部長の②運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）Ａ系

報告が対となる構成としてい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によるサプレッション・プール水の除熱に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電る。

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源が確保されていることを状態表示等により確認するとともに，冷却水が確保され東二は手順の対応フローは記

水ポンプ(A)が使用可能か確認する。

ていることを確認し，発電長に報告する。

載しない。

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。

③発電長は，運転員等に残留熱除去系ポンプ（Ａ）の起動を指示する。

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④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）を起動し，残留熱除去系ポンッション・チェンバ・プールの除熱の準備完了を報告する。

プ吐出圧力指示値が 0.81MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告す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。

る。
⑤発電長は，運転員等に残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）Ａ系による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

サプレッション・プール水の除熱の開始を指示する。

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⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系テスト弁を開にする。

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。

⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁を閉にする。

59

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

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東海第二

備考

⑧運転員等は中央制御室にて，サプレッション・プール水の除熱が開始されたことを
残留熱除去系系統流量の上昇及びサプレッション・プール水の温度の低下により確認し，発電長に報告する。
ⅲ. 操作の成立性

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

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判施し，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

断した後，冷却水を確保してから残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によェンバ・プールの除熱開始まで 15 分以内で可能である。

るサプレッション・プール水の除熱開始まで3分以内と想定する。中央制御室に設置され設備及び体制の違いによる記
載内容の相違ている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，残留熱除去系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370分以内
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。

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
1.6－24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

全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置によ記載方針の相違＊５

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）

り緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄを受電し，記載方針の相違＊１０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，代替原子交流動力電源が確保され，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・プ

設計方針の相違＊１

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）によール冷却系）が復旧できる場合は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッシ

設計方針の相違＊６

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，

ョン・プール冷却系）による原子炉格納容器内の除熱又はサプレッション・プール水の除熱設計方針の相違＊１０

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を実施する。常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置によりＭ／Ｃ ２

記載方針の相違＊４る。

Ｃ及びＭ／Ｃ ２Ｄが受電できない場合は，「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅰ) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」又は「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅱ)

代替格納容器スプレイ」の対応手段を実施する。
残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水ポンプにより冷却水を確保し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・プール冷却系）による原子炉格納容器内の除熱又はサプレッション・プール水の除熱を実施する。緊急用海水ポンプが使用できない場
合は，代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・プール冷却系）による原子炉格納容器内の除熱又はサプレッション・プール水の除熱を実施するが，代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの運転に時間を要することから，「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅱ) 代替格納容器スプレイ」の対応手段を並行して実施する。

60

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

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備考

なお，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・プール水冷却系）の復旧ができない場合には，「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅰ) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の設計方針の相違＊１

除熱」又は「1.6.1(2)ｂ．(a)ⅱ) 代替格納容器スプレイ」の対応手段を実施する。
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

1.6.2.3 原子炉格納容器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(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱
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（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合に，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る原子炉格納容器内の除熱を実施する。
格納容器スプレイ開始後は，原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，格納容器
スプレイの起動／停止を行う。
(a)

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱ⅰ) 手順着手の判断基準
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によりサプレッション・プール水の除熱ができない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
ⅱ) 操作手順
代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱手順については，「1.6.2.2（1）ａ．（a）代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱」の操作手順と同様である。
なお，概要図は第1.6－6図，タイムチャートは第1.6－7図と同様である。
ⅲ) 操作の成立性
代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱の操作の成立性については，「1.6.2.2（1）ａ．
（a）代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱」の操作の成立性と同様である。
(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱ⅰ) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※３において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサ
プレッション・プール冷却系）により原子炉格納容器内の除熱ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達※４した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

61

設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

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備考

※3：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲
気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。
※4：「格納容器スプレイ開始の判断基準に到達」とは，格納容器スプレイ開始の判断基
準（第 1.6－5 表）に達した場合。
ⅱ) 操作手順
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱手順については，「1.6.2.2(1)ａ．(b)
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」の操作手順と同様である。ただし，格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第1.6－5
表）に従い実施する。また，格納容器スプレイの制御は，格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第1.6－7表）に従い実施する。
なお，概要図は第1.6－8図，タイムチャートは第1.6－9図と同様である。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱開始まで41分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370
分以内
a. 代替格納容器スプレイ

ｂ．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，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサ 記載方針の相違＊６
プレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），消火系及び補給水系による原子炉格納容器内の冷却を実施する。
代替格納容器スプレイ開始後は，外部水源による格納容器スプレイでのサプレッション・
プール水位の上昇を考慮し，代替格納容器スプレイの流量調整又は起動／停止を行う。
なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ
又は可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉格納容器内の冷却手段は，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の冷却手段と同時並行で準備を開始する。

62

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 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

東海第二

備考

(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の冷却記載方針の相違＊６

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。
ⅰ. 手順着手の判断基準

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）による炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプ

記載方針の相違＊７

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，原レッション・プール冷却系）により原子炉格納容器内の除熱ができず，格納容器スプレ

記載方針の相違＊８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。

イ開始の判断基準に到達した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場※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，設計基合。

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ⅱ) 操作手順

設備運用・設計，体制の違いに

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については，

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の冷却手順について起因する記載の相違があるが，「1.6.2.1(1)a.(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

は，「1.6.2.2(1)ｂ．(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

実態として記載内容に違いはイ」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，原子炉格納容器内内の冷却」の操作手順と同様である。ただし，代替格納容器スプレイの停止及び再開ないことから操作手順に限りへのスプレイ起動・停止の判断基準（第 1.6.5 表）に従い実施する。

は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第1.6－5表）に従い実施する。代替格納

色別化は省略する。

容器スプレイの制御は，代替格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第1.6－7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

なお，概要図は第1.6－10図，タイムチャートは第1.6－11図と同様である。

載しない。

は第 1.6.8 図と同様である。
ⅲ. 操作の成立性

東二は手順の対応フローは記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

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判施した場合，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の冷却開始ま

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 名にて復水移送で11分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるた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。

め，速やかに対応できる。

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。

63

設備及び体制の違いによる記
載内容の相違。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(b) 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（淡水／海水）ⅰ) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプ
レッション・プール冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開
始の判断基準に到達した場合において，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
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の冷却手順について
は，「1.6.2.2(1)ｂ．(b) 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（淡水／海水）」の操作手順と同様である。ただし，代替格納容器スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第1.6－5表）に従い実施する。代替格納容器スプレイ制御は，格納容器スプレイの制御に関する判断基準（第1.6－
7表）に従い実施する。
なお，概要図は第1.6－12図，タイムチャートは第1.6－13図と同様である。
ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，代替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開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，215分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，140分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，535分以内と想定する。

64

備考
柏崎は本項の後段で記載。
（比較表ページ 66）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）

備考
柏崎は本項の後段で記載。
（比較表ページ 66）

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，195分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。

(b) 消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ(c) 消火系による原子炉格納容器内の冷却記載方針の相違＊６

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

ⅰ) 手順着手の判断基準※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

炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプ

記載方針の相違＊７

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，消火系がレッション・プール冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替循環冷却

記載方針の相違＊８

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。ただ系により原子炉格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達しし，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。

た場合において，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの水位が確保されている場合。た※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，設計基だし，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発

炉心損傷を判断した場合

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

生していない場合（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。

65

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅱ. 操作手順

東海第二

備考ⅱ) 操作手順

設備運用・設計，体制の違いに消火系起因する記載の相違があるが，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，再開及びによる原子炉格納容器内の冷却」の操作手順と同様である。ただし，代替格納容器スプ実態として記載内容に違いは

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。

レイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第1.6－5表）に従いないことから操作手順に限り

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，タイムチャートは実施する。

色別化は省略する。

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)消火系による原第 1.6.10 図と同様である。

消火系による原子炉格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.2(1)ｂ．(c)なお，概要図は第1.6－14図，タイムチャートは第1.6－15図と同様である。

東二は手順の対応フローは記載しない。

ⅲ. 操作の成立性

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

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転

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容員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉格納容器内の冷器内へのスプレイ開始まで約 30 分で可能である。

却開始まで58分以内と想定する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，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。

設備及び体制の違いによる記
載内容の相違。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
東二は本項の前段で記載。

(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）（比較表ページ 64）

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）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。
※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。

66

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

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東海第二

備考

ⅱ. 操作手順
東二は本項の前段で記載。

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，（比較表ページ 64）「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
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。

67

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

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東海第二(d) 補給水系による原子炉格納容器内の冷却ⅰ) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプ
レッション・プール冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循環冷却系
及び消火系により原子炉格納容器内の冷却ができず，格納容器スプレイ開始の判断基準に到達した場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。
ⅱ) 操作手順
補給水系による原子炉格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.2(1)ｂ．(d) 補給
水系による原子炉格納容器内の冷却」の操作手順と同様である。ただし，代替格納容器
スプレイの停止及び再開は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第1.6－5表）に従い実施する。
なお，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
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員6名にて実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉格納容器内の冷却開始まで106分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

68

備考
設計方針の相違＊３

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

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b. 格納容器代替除熱

東海第二

備考

ｃ．ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱(a) ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱(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系及

東二はドライウェル内ガス冷設）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

びサプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，代替循環冷却系によ

却装置による対応手段は，格納ド）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

る原子炉格納容器内の除熱及び代替格納容器スプレイができない場合に，原子炉補機冷却容器スプレイの代替となるわ

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水を通水後，ドライウェル内ガス冷却装置送風機を起動して原子炉格納容器内の圧力及びけではなく，いずれのスプレイ

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。

温度の上昇を緩和する。

も実施できない場合に使用す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

ドライウェル内ガス冷却装置送風機を停止している場合においても，原子炉格納容器内ることで格納容器内の圧力及することで，ドライウェル冷却系冷却器コイル表面で蒸気を凝縮し，原子炉格納容器内の圧への原子炉補機冷却水の通水を継続することで，ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイル

び温度の上昇を緩和するもの

力の上昇を緩和する。

のコイル表面で蒸気を凝縮し，原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する。

であることを明記。
機能としては柏崎と相違なし。

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

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

炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプ

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

レッション・プール冷却系）により原子炉格納容器内の除熱ができず，さらに代替循環冷却系が復旧可能である場合。

冷却系による原子炉格納容器内の除熱及び代替格納容器スプレイができない場合。

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ⅱ) 操作手順
ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱手順については，

東二は冷却水の復旧を手順に記載。
設備運用・設計，体制の違いに起因する記載の相違があるが，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「1.6.2.2(1)ｃ．(a) ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱」の実態として記載内容に違いは

1.6.23 図に示す。

操作手順と同様である。

ないことから操作手順に限り

なお，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。

色別化は省略する。
東二は手順の対応フローは記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載しない。

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。

69赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
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東海第二

備考

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ⅲ) 操作の成立性
ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱の操作の成立性について

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は，「1.6.2.2(1)ｃ．(a) ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除納容器内の代替除熱開始まで約 45 分で可能である。

熱」の操作の成立性と同様である。

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。

70

設備及び体制の違いによる記
載内容の相違。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
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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。

東海第二

備考

ｄ．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
1.16－24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

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系及び東二は対応手順や優先順位の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

サプレッション・プール冷却系）による原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合は，原相違に加え，具体的内容を記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

子炉圧力容器内の圧力及び温度上昇を抑えるため，外部水源であるが冷却水が不要であり短載。

内にスプレイする。

時間に原子炉格納容器内の冷却を開始することが可能な代替格納容器スプレイ冷却系（常なお，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。
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。

設）により原子炉格納容器内の冷却を実施する。
代替循環冷却系の冷却水が確保された場合は，サプレッション・プール水の上昇を考慮するため，内部水源を使用した代替循環冷却系により原子炉格納容器内の除熱を開始し，外部水源を使用した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を停止する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替循環冷却系が使用できない場合は，消火系，補給水系又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の冷却を実施する。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉格納容器内の冷却手段は，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の冷却手段と同時並行で準備を開始する。
なお，消火系による原子炉格納容器内の冷却は，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合に実施する。また，補給水系は連絡配管閉止フランジの切り替えに時間を要することから，消火系による原子炉格納容器内の冷却ができない場合に実施する。
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱及び代替格納容器スプレイができない場合
は，原子炉補機冷却水により冷却水を確保した後，ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱を実施し，原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇を緩和する。

71

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2) サポート系故障時の対応手順

東海第二

備考

(2) サポート系故障時の対応手順
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手順は以下のとおり。

a. 復旧

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(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱

東二は起因事象を明確化。
記載方針の相違＊５

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

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系

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（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合は，常設ができない場合は，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

代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により残留熱除去系（格納容器ス

設計方針の相違＊４

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，残プレイ冷却系）の電源を復旧するとともに，残留熱除去系海水ポンプ，緊急用海水ポンプ

設計方針の相違＊６

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。

又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確

設計方針の相違＊１０

保し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱を実施す

記載方針の相違＊４

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。

る。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合
は，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポン 設計方針の相違＊１０
プにより冷却水を確保し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器 記載方針の相違＊４
内の除熱を実施する。
なお，常設低圧代替注水系ポンプと使用する系統を共有しない代替循環冷却系Ａ系へ電設計方針の相違＊１

源を供給することが可能となるＭ／Ｃ ２Ｃを優先し，緊急用Ｍ／Ｃから受電するため，

記載方針の相違＊１０

Ｍ／Ｃ ２Ｃの供給対象である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）Ａ系を優先して使用する。
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ⅰ) 手順着手の判断基準
設計方針の相違＊６【全交流動力電源喪失時】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

炉心損傷を判断した場合において，全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備と記載方針の相違＊５

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

して使用する常設代替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／Ｃか

記載方針の相違＊７場合※3。

らＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ

記載方針の相違＊８※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，設計基到達した場合で，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

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２Ｄの受電が完了し，格納容器スプレイ開始の判断基準に【残留熱除去系海水系機能喪失時】（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。

炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又※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）が確保されは代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保し，格納容器スプレイ開始の判断基準にている状態。

記載方針の相違＊１０

到達した場合で，サプレッション・プールの水位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）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。

72

設計方針の相違＊１０赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二ⅱ) 操作手順

備考
設備運用・設計，体制の違いに

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱手順につい起因する記載の相違があるが，去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ」の操作手順と同様である。ただし，スプレては，「1.6.2.2(2)ａ．(a)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉実態として記載内容に違いは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

格納容器内の除熱」の操作手順と同様である。ただし，格納容器スプレイの停止及び再ないことから操作手順に限り到達した場合に行う。

開は，格納容器スプレイ開始，停止の判断基準（第1.6－5表）に従い実施する。

色別化は省略する。

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 1.6.16 図，タイムチャー

なお，概要図は第1.6－20図，タイムチャートは第1.6－21図と同様である。

載しない。

トは第 1.6.17 図と同様である。
ⅲ. 操作の成立性

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

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱の操作の施し，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

成立性については，「1.6.2.2(2)ａ．(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復

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。

旧後の原子炉格納容器内の除熱」の操作の成立性と同様である。

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(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱

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，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系

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（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱機能が喪失し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・た場合は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により残留熱除去

チェンバ・プールの除熱を実施する。

系（サプレッション・プール冷却系）の電源を復旧するとともに，残留熱除去系海水ポン

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。

東二は手順の対応フローは記

プ，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプ
レッション・プール水の除熱を実施する。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱機能が喪失した場合は，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，残留熱除去系（サプレッション・プール
冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱を実施する。
格納容器スプレイ開始後は，原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，格納容器スプレイの起動／停止を行う。
なお，常設低圧代替注水系ポンプと使用する系統を共有しない代替循環冷却系Ａ系へ電源を供給することが可能となるＭ／Ｃ ２Ｃを優先し，緊急用Ｍ／Ｃから受電するため，Ｍ／Ｃ ２Ｃの供給対象である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）Ａ
系を優先して使用する。

73

設備及び体制の違いによる記
載内容の相違。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二

備考

ⅰ) 手順着手の判断基準
設計方針の相違＊６【全交流動力電源喪失時】
炉心損傷を判断した場合において，全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備と記載方針の相違＊５な状態※2 に復旧された場合。

して使用する常設代替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／Ｃか

記載方針の相違＊７※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，設計基らＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ

２Ｄの受電が完了し，サプレッション・プール水温度指示

記載方針の相違＊８

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

値が32℃以上，又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度指示値が82℃以上に到達した

記載方針の相違＊１０（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。

場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

記載方針の相違＊１２

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※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。

【残留熱除去系海水系機能喪失時】
炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又設計方針の相違＊１０は代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保し，サプレッション・プール水温度指示
値が32℃以上，又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度指示値が82℃以上に到達した
場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
ⅱ. 操作手順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 ，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水設備運用・設計，体制の違いに「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・プールの除熱」の操の除熱手順については，「1.6.2.2(2)ａ．(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール

起因する記載の相違があるが，作手順と同様である。

冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」の操作手順と同様である。

実態として記載内容に違いは

なお，概要図は第1.6－22図，タイムチャートは第1.6－23図と同様である。

ないことから操作手順に限り

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。

色別化は省略する。
東二は手順の対応フローは記載しない。

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ⅲ) 操作の成立性
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除 設備及び体制の違いによる記施し，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

熱の操作の成立性については，「1.6.2.2(2)ａ．(b)ェンバ・プールの除熱開始まで 15 分以内で可能である。

ル冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」の操作の成立性と同様である。

74

残留熱除去系（サプレッション・プー 載内容の相違。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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。

東海第二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

備考
東二は対応手段や優先順位の相違に加え，具体的な内容を記載。

1.16－24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

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時，常設代替交流電源設

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 冷却モー備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／Ｃかド）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

らＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ

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）

容器スプレイ冷却系又はサプレッション・プール冷却系）が復旧できる場合は，残留熱除去

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

系（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・プール冷却系）による原子炉格納容器内から，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の除熱又はサプレッション・プール水の除熱を実施する。常設代替交流電源設備として使用実施する。

する常設代替高圧電源装置によりＭ／Ｃ ２Ｃ及びＭ／Ｃ ２Ｄが受電できない場合は，設計方針の相違＊６

２Ｄを受電し，交流動力電源が確保され，残留熱除去系（格納「1.6.1(2)ｃ．(a)ⅰ)（ⅰ） 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱」，

設計方針の相違＊４

設計方針の相違＊１「1.6.1(2)ｃ．(a)ⅰ)（ⅱ） 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」又は「1.6.1(2)ｃ．(a)ⅱ) 代替格納容器スプレイ」の対応手段を実施する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水設計方針の相違＊１０

ポンプにより冷却水を確保し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・プール冷却系）による原子炉格納容器内の除熱又はサプレッション・プール水の除熱を実施する。緊急用海水ポンプが使用できない場合は，代替残留熱除去系海水系として使用す

設計方針の相違＊１０

る可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・プール冷却系）による原子炉格納容器内の除熱又はサプレッション・プール水の除熱を実施するが，代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水

設計方針の相違＊９大型ポンプの運転に時間を要することから，「1.6.1(2)ｃ．(a)ⅱ) 代替格納容器スプレイ」の対応手段を並行して実施する。
なお，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系又はサプレッション・プール水冷却系）の復旧ができない場合には，「1.6.1(2)ｃ．(a)ⅰ) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」又は「1.6.1(2)ｃ．(a)ⅱ) 代替格納容器スプレイ」の対応手段を実施する。

75

設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

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

東二は「1.6.2.1 設計基準事故(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対処設備を使用した対応手順」
にて整理。

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（比較表ページ 26）

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。

76

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
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東海第二

備考
東二は「1.6.2.1 設計基準事故

b. 操作手順

対処設備を使用した対応手順」

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にて整理。

要は以下のとおり。概要図を第 1.6.24 図に示す。

（比較表ページ 26）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。
④aD/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。
④bS/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。

77

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
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東海第二

備考
東二は「1.6.2.1 設計基準事故

c. 操作の成立性対処設備を使用した対応手順」

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）にて操作を実施にて整理。

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。

（比較表ページ 26）(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。

78

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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監視計器類への電源供給手順並び

東海第二

備考

1.6.2.4 その他の手順項目について考慮する手順
残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による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中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手
順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽に補給する手順については，「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。

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常設低圧代替注水系ポンプ，代替循環冷却系ポンプ，復水移送ポンプ，ドライウェル内ガス冷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」

却装置送風機，残留熱除去系ポンプ，電動弁及び監視計器への電源供給手順については，「1.14

にて整備する。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。
常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，非常用交流電源設備，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代
替注水大型ポンプへの燃料給油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

東二は事故時に操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順を技術的能力「1.15 事
故時の計装に関する手順等」
にて整備することを記載。

79

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二第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

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）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／36）

東二は設計基準事故対処設備（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉格納容器内の除に対し，重大事故等対処設備

熱）（設計基準拡張）としての位置（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
分類
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

整備する手順書※１

対応設備

付けをしない。
東二は対応設備を主要設備（主手順書たるポンプ・除熱のための熱交重大事故等対処設備て整理している。
東二は設備名で統一しているが，柏崎は系統名による記載と設備名による記載が混在して
東二は１つの手段につき１つ

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等（以下，第 1.6－1 表において同様）（以下，第 1.6－1 表において※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

80の表で示している。

設計方針の相違＊１～１０
重大事故等対処設備

重大事故等対処設備※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）

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ※２

いる。

関連設備

サプレッション・チェンバ
原子炉格納容器主要設備

設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等－

重大事故対処設備（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）
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
原子炉補機冷却系 ※1
非常用交流電源設備 ※2

換器や冷却水源等），関連設備（水源・流路・電源等）に分け

重大事故等対処設備

サプレッション・チェンバ
格納容器スプレイ・ヘッダ
原子炉格納容器事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱

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（設計基準拡張）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︶

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

－

対処設備

備考

同様）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応手段

残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却モード）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用するサプレッション・プー

柏崎は比較表ページ 80 に記載

ル水の除熱）

対処設備

手順書

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備※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）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」等

関連設備

自主対策設備消火系による
原子炉格納容器内の冷却AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる PCV スプレイ」

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

自主対策
設備
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

主要設備

設計基準事故対処設備

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 ※2－

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱

AM 設備別操作手順書「MUWC による PCV スプレイ」

非常用交流電源設備 ※2

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※3
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 ※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対応
手段

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等
重大事故等対処設備

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）による原子炉格納容器内の冷却復水移送ポンプ
復水貯蔵槽 ※3
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 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／36）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/7）

分類

東海第二

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

81

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／36）

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/7）

設計方針の相違＊１（炉心損傷前のフロントライン系故障時）（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設計基準事故対処設備

対応
手段

残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却モード）

分類

対処設備

整備する手順書※１

対応設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」等

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

関連設備

自主対策
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）代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ

主要設備

多様なハザード対応手順「消防車による送水（格納容器スプレ
イ）」※1

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱①

AM 設備別操作手順書「消防車による PCV スプレイ」

フロントライン系故障

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

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

フロントライン系故障時

非常用交流電源設備 ※2

防火水槽 ※3，※4
淡水貯水池 ※3，※4
第二代替交流電源設備 ※2

対応
手段

手順書

重大事故等対処設備

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
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

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

82

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／36）
設計方針の相違＊１（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ※２
緊急用海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」等

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

関連設備

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱②

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

83

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／36）
設計方針の相違＊１（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ※２

重大事故等対処設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

主要設備

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱③

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

84

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／36）
設計方針の相違＊１（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

関連設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱①

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

85

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／36）
設計方針の相違＊１（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ※２
緊急用海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

関連設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱②

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

86

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／36）
設計方針の相違＊１（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設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ

自主対策設備関連設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱③

フロントライン系故障

可搬型代替注水大型ポンプ※２

重大事故等対処設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

87

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／36）
柏崎は比較表ページ 81 に記載（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等

重大事故等対処設備

関連設備

代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレイ
ヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

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

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

88

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／36）
柏崎は比較表ページ 82 に記載（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

可搬型代替注水中型ポンプ※３
可搬型代替注水大型ポンプ※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等

重大事故等対処設備

関連設備

西側淡水貯水設備※３
代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッ
ダホース
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

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

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

89

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／36）
柏崎は比較表ページ 81 に記載（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設計基準事故対処設備

対応
手段

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

自主対策設備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレイ
ヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備※４・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

消火系による原子炉格納容器内の冷却

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

90

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／36）
設計方針の相違＊３（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設計基準事故対処設備

対応
手段

復水移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

自主対策設備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレイ
ヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

補給水系による原子炉格納容器内の冷却

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

91

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／36）
設計方針の相違＊２（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

ドライウェル内ガス冷却装置送風機
ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイ
ル

重大事故等対処設備

関連設備

原子炉格納容器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

自主対策設備主要設備

ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｄ／Ｗ温度制御」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

92

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／36）

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設計基準
対応手段
事故対処設備

対処設備

AM 設備別操作手順書「RHR(B)による PCV スプレイ」

自主対策
設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ※２

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領
サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

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」

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 ※2
自主対策
設備

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

重大事故等
対処設備

サポート系故障 時

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
原子炉補機冷却系 ※1

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「S/P 温度制御」等

主要設備

サポート系故障

第二代替交流電源設備 ※2

サプレッション・チェンバ
原子炉格納容器代替原子炉補機冷却系 ※1
常設代替交流電源設備 ※2

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）整備する手順書※１

対応設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

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

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
原子炉補機冷却系 ※1

対応
手段

重大事故等対処設備

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 ※1
常設代替交流電源設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手順書
重大事故等
対処設備

全交流動力電源原子炉補機
冷却系

分類

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱①（炉心損傷前のサポート系故障時）※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。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

※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）93

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（15／36）
柏崎は比較表ページ 93 に記載（炉心損傷前のサポート系故障時）

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ※２
緊急用海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱②

分類※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

94

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（16／36）（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ※２

重大事故等対処設備

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

主要設備

残留熱除去系海水系

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱③サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）柏崎は比較表ページ 93 に記載※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

95

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（17／36）（炉心損傷前のサポート系故障時）

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱①

分類

柏崎は比較表ページ 93 に記載※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

96

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（18／36）
柏崎は比較表ページ 93 に記載（炉心損傷前のサポート系故障時）

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ※２
緊急用海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱②

分類※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

97

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（19／36）（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ※２

重大事故等対処設備

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

主要設備

残留熱除去系海水系

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱③サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）柏崎は比較表ページ 93 に記載※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

98

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（20／36）

対応手段，対処設備，手順書一覧（5/7）

設計方針の相違＊１（炉心損傷後のフロントライン系故障時）（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設計基準事故対処設備

対応手段

対処設備

整備する手順書※１

対応設備

フロントライン系故障

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ

自主対策設備

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる PCV スプレイ」

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ※２

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

自主対策
設備

消火系による
原子炉格納容器内の冷却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」

関連設備

第二代替交流電源設備 ※2

主要設備

AM 設備別操作手順書「MUWC による PCV スプレイ」

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱①

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」

非常用交流電源設備 ※2

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※3
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 ※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

対応
手段

手順書

重大事故等対処設備

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）による原子炉格納容器内の冷却復水移送ポンプ
復水貯蔵槽 ※3
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 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備

残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却モード）分類

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

※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）99

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（21／36）

対応手段，対処設備，手順書一覧（6/7）

設計方針の相違＊１（炉心損傷後のフロントライン系故障時）（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設計基準事故対処設備

対応手段

対処設備

フロントライン系故障

多様なハザード対応手順「消防車による送水（格納容器スプレ
イ）」※1

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ

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)」

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ※２
緊急用海水ストレーナ※２

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

自主対策設備※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。

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」

関連設備

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
ドライウェル冷却系冷却器
原子炉補機冷却系 ※1
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

AM 設備別操作手順書「消防車による PCV スプレイ」

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱②

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」

非常用交流電源設備 ※2

防火水槽 ※3，※4
淡水貯水池 ※3，※4
第二代替交流電源設備 ※2

対応
手段

手順書

重大事故等対処設備

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）による原子炉格納容器内の冷却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
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

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備

残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却モード）分類

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

※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）100赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（22／36）
設計方針の相違＊１（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ※２

重大事故等対処設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

主要設備

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱③

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

101

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（23／36）
設計方針の相違＊１（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱①

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
不測事態「ＡＭ初期対応」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

102

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（24／36）
設計方針の相違＊１（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ※２
緊急用海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱②

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
不測事態「ＡＭ初期対応」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

103

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（25／36）
設計方針の相違＊１（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設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

重大事故等対処設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備関連設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱③

フロントライン系故障

可搬型代替注水大型ポンプ※２

重大事故等対処設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
不測事態「ＡＭ初期対応」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

104

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（26／36）
柏崎は比較表ページ 99 に

（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレイ
ヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

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

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
不測事態「ＡＭ初期対応」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す

105

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（27／36）（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

可搬型代替注水中型ポンプ※３
可搬型代替注水大型ポンプ※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

関連設備

西側淡水貯水設備※３
代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッ
ダホース
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

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

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ対応
手段

柏崎は比較表ページ 100 に非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

106

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（28／36）
柏崎は比較表ページ 99 に

（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設計基準事故対処設備

対応
手段

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

自主対策設備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレイ
ヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備※４・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

消火系による原子炉格納容器内の冷却

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

107

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（29／36）
設計方針の相違＊３（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設計基準事故対処設備

対応
手段

復水移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

自主対策設備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレイ
ヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

補給水系による原子炉格納容器内の冷却

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

108

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（30／36）（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

ドライウェル内ガス冷却装置送風機
ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイ
ル

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

関連設備

原子炉格納容器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

自主対策設備主要設備

ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

フロントライン系故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プー
ル冷却系）ポンプ対応
手段

柏崎は比較表ページ 100 に非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

109

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（31／36）

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設計基準
対応手段
事故対処設備

対処設備

サポート系故障

自主対策
設備

残留熱除去系海水系

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
自主対策
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）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」

関連設備

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（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ※２

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

対処設備

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

第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（シビアアクシ
デント）
重大事故等

サポート系故障時

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
原子炉補機冷却系 ※1

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

AM 設備別操作手順書「RHR(B)による PCV スプレイ」

第二代替交流電源設備 ※2

サプレッション・チェンバ
原子炉格納容器代替原子炉補機冷却系 ※1
常設代替交流電源設備 ※2

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）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」

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

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

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
原子炉補機冷却系 ※1

対応
手段

重大事故等対処設備

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 ※1
常設代替交流電源設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手順書

重大事故等
対処設備

全交流動力電源
原子炉補機冷却系

分類

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱①（炉心損傷後のサポート系故障時）

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

110

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（32／36）
柏崎は比較表ページ 110 に（炉心損傷後のサポート系故障時）

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ※２
緊急用海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱②

分類

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

111

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（33／36）
柏崎は比較表ページ 110 に（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ※２

重大事故等対処設備

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

主要設備

残留熱除去系海水系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱③サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

112

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（34／36）（炉心損傷後のサポート系故障時）

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱①

分類

柏崎は比較表ページ 110 に重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

113

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（35／36）
柏崎は比較表ページ 110 に（炉心損傷後のサポート系故障時）

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ※２
緊急用海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱②

分類

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

114

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（36／36）（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設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ※２

重大事故等対処設備

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

主要設備

残留熱除去系海水系

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱③サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）柏崎は比較表ページ 110 に※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

115

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二
第 1.6－2 表 重大事故等対処に係る監視計器

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必要となる監視項目

手順書

備考
東二は監視計器について，重大監視計器一覧（1／20）
監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順
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

監視パラメータ（計器）（耐性等）を満たし設計されているもの，そうでないものとの1.6.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順
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区別を注記している（詳細は原子炉圧力容器温度

AM 設備別操作手順書「MUWC による PCV スプレイ」

原子炉格納容器内の温度

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

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）

原子炉格納容器内の温度

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

水源の確保

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
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）(1) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格
納容器内の除熱操作

操作

格納容器内圧力（D/W）格納容器内圧力（S/C）

判断基準

判断基準

原子炉格納容器内の圧力事故等対処設備としての要求

1.15（事故時の計装に関する手

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

同様）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

116

順等）にて整理する）。
（以下，第 1.6－2 表において柏崎は比較表ページ 127 に記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／20）

監視計器一覧（2/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

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

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）監視パラメータ（計器）記載。

1.6.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順

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圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

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

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる PCV スプレイ」

電源

サプレッション・チェンバ・プール水位(2) 残留熱除去系（サプ
レッション・プール
冷却系）によるサプ
レッション・プール
水の除熱

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

操作

判断基準

原子炉格納容器内の水位

判断基準

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温度

サプレッション・プール水温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

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）

原子炉格納容器内の温度

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※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

117

柏崎は比較表ページ 128 に赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／20）

監視計器一覧（3/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）監視パラメータ（計器）1.6.2.2 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．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱

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

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）

原子炉格納容器内の温度

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

AM 設備別操作手順書「消防車による PCV スプレイ」

判断基準

原子炉圧力容器内の温度

多様なハザード対応手順「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

サプレッション・プール水温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度※１

最終ヒートシンクの確保

代替循環冷却系ポンプ入口温度※１
残留熱除去系熱交換器入口温度※１

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ出口流量
代替循環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吐出圧力

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(a) 代替循環冷却系によるサプレッション・
プール水の除熱操作

水源の確保

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）
防火水槽
淡水貯水池

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）

原子炉格納容器内の温度

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）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と

操作

する。

118

設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

監視計器一覧（4/14）

東海第二

備考

監視計器一覧（4／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書
1.6.2.1 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

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）監視パラメータ（計器）1.6.2.2 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．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱

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

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の圧力

サプレッション・チェンバ圧力※１

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）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

原子炉格納容器内の温度

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

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

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

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１
サプレッション・プール水温度※１

最終ヒートシンクの確保

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１
代替循環冷却系ポンプ入口温度※１
残留熱除去系熱交換器入口温度※１

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

AM 設備別操作手順書「RHR(B)による PCV スプレイ」

電源

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

判断基準

判断基準

補機監視機能(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱操作

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

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）

原子炉格納容器内の温度

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※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

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※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

119

設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

監視計器一覧（5/14）

東海第二

備考

監視計器一覧（5／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書
1.6.2.1 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

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）監視パラメータ（計器）記載。

1.6.2.2 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
ｂ．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）「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「RHR(A)による S/P 除熱」「RHR(B)による S/P 除熱」

判断基準
最終ヒートシンクの確保

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
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
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

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

操作

最終ヒートシンクの確保

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
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(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
内の冷却操作

原子炉格納容器内の水位

判断基準

電源

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・プール水温度

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・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）※１

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

サプレッション・チェンバ・プール水位120

柏崎は比較表ページ 116 に赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（6／20）

監視計器一覧（6/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

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)（D/W）
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「MUWC による PCV スプレイ」
原子炉圧力容器内の温度

原子炉格納容器内の温度

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

水源の確保

原子炉格納容器内の圧力

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

判断基準

判断基準

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

電源(b) 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（淡水／
海水）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

西側淡水貯水設備水位※１
代替淡水貯槽水位※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）※１低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）※１

水源の確保

西側淡水貯水設備水位※１
代替淡水貯槽水位※１

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

操作

操作

サプレッション・チェンバ圧力※１

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

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）

補機監視機能原子炉格納容器内の圧力

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度

原子炉格納容器内の圧力

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※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

する。

121

柏崎は比較表ページ 118 に記載。

1.6.2.2 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
ｂ．代替格納容器スプレイ

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
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」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（7／20）

監視計器一覧（7/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

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)（D/W）
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「消火ポンプによる PCV スプレイ」
原子炉圧力容器内の温度

原子炉格納容器内の温度

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

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

判断基準

判断基準

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）(c) 消火系による原子炉
格納容器内の冷却復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

操作

水源の確保

原子炉格納容器内の圧力

サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度

原子炉格納容器内の圧力操作

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）

原子炉格納容器内の温度

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

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

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

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

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）※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と水源の確保

ろ過水タンク水位する。

122

柏崎は比較表ページ 117 に記載。

1.6.2.2 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
ｂ．代替格納容器スプレイ

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

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」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（8／20）

監視計器一覧(8/14)
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.6.2.2 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
ｂ．代替格納容器スプレイ

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

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」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）

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)（D/W）
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「消防車による PCV スプレイ」
原子炉圧力容器内の温度
多様なハザード対応手順「消防車による送水（格納容器スプレイ）」

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

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

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

判断基準

判断基準

(d) 補給水系による原子炉格納容器内の冷却復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池

操作

操作

サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器温度
・原子炉圧力容器下鏡部温度

原子炉格納容器内の圧力

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圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

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）※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と防火水槽淡水貯水池
水源の確保

する。

123

設計方針の相違＊３

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（9／20）

監視計器一覧（9/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.6.2.2 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
ｃ．ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

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
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）「RPV 制御」「PCV 制御」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器内の放射線量率

原子炉圧力容器内の温度

電源

格納容器内圧力（D/W）格納容器内圧力（S/C）(a) ドライウェル内ガス
冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

操作

断判基準
原子炉格納容器内の圧力

原子炉圧力容器温度

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

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）※１低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

判断基準

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)」

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
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）※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

操作

原子炉格納容器内の温度

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

補機監視機能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）

原子炉格納容器内の温度

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

補機監視機能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

124

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（10／20）

監視計器一覧（10/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

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)（D/W）
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水位

原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量※１
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）※１

電源275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 原子力 1 号線電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧※２
緊急用パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
）電圧※２
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※２

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

AM 設備別操作手順書「RHR(B)による PCV スプレイ」
原子炉圧力容器温度

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）

原子炉格納容器内の温度

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

補機監視機能

電源

判断基準

判断基準

原子炉圧力容器内の温度

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(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱操作

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

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温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系(B)系統流量

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

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

操作

原子炉格納容器内の圧力

補機監視機能※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

125

柏崎は比較表ページ 119 に記載。

1.6.2.2 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

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(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）「RPV 制御」「PCV 制御」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（11／20）

監視計器一覧（11/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）監視パラメータ（計器）記載。

1.6.2.2 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

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(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）
原子炉格納容器内の温度
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
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
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

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(b) 残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）復旧後のサ
プレッション・プー
ル水の除熱

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

電源

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 原子力 1 号線電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧※２
緊急用Ｐ／Ｃ電圧※２
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※２

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量※１
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１

操作

原子炉格納容器内の水位

判断基準

判断基準
最終ヒートシンクの確保

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・プール水温度

操作
最終ヒートシンクの確保

原子炉格納容器内の水位

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
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：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

サプレッション・チェンバ・プール水位

126

柏崎は比較表ページ 120 に赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（12／20）

監視計器一覧（12/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

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）

原子炉格納容器内の温度

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

電源

判断基準

判断基準
補機監視機能監視パラメータ（計器）1.6.2.3 原子炉格納容器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．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱

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

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「PCV 圧力制御」等

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）

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(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

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(a) 代替循環冷却系によるサプレッション・
プール水の除熱

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度※１

最終ヒートシンクの確保

代替循環冷却系ポンプ入口温度※１
残留熱除去系熱交換器入口温度※１

格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

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
残留熱除去系(C)系統流量

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ出口流量
代替循環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(B)吐出圧力
残留熱除去系ポンプ(C)吐出圧力

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

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

操作

操作

原子炉格納容器内の圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

127

設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（13／20）

監視計器一覧（13/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

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(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）「S/P 温度制御」等

原子炉格納容器内の温度

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
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
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(b) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱

操作

原子炉格納容器内の水位監視パラメータ（計器）1.6.2.3 原子炉格納容器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．代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱

判断基準

判断基準
最終ヒートシンクの確保

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・プール水温度

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）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放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１
サプレッション・プール水温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

最終ヒートシンクの確保

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１
代替循環冷却系ポンプ入口温度※１
残留熱除去系熱交換器入口温度※１

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

128

設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（14／20）

監視計器一覧（14/14）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

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(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）「S/P 温度制御」等

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水位

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
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
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
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

監視パラメータ（計器）(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
内の冷却

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放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）※１

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

129

柏崎は比較表ページ 121 に記載。

1.6.2.3 原子炉格納容器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．代替格納容器スプレイ

判断基準

操作
最終ヒートシンクの確保

サプレッション・チェンバ・プール水温度

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（15／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）記載。

1.6.2.3 原子炉格納容器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．代替格納容器スプレイ

判断基準(b) 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（淡水／
海水）操作

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

西側淡水貯水設備水位※１
代替淡水貯槽水位※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）※１低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）※１

水源の確保

西側淡水貯水設備水位※１
代替淡水貯槽水位※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

130

柏崎は比較表ページ 123 に赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（16／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）記載。

1.6.2.3 原子炉格納容器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．代替格納容器スプレイ

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位(c) 消火系による原子炉
格納容器内の冷却操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

131

柏崎は比較表ページ 122 に赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（17／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.6.2.3 原子炉格納容器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．代替格納容器スプレイ

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン）※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位(d) 補給水系による原子炉格納容器内の冷却操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

132

設計方針の相違＊３

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（18／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）記載。

1.6.2.3 原子炉格納容器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
ｃ．ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の除熱

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）※１低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１(a) ドライウェル内ガス
冷却装置による原子炉格納容器内の除熱操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

133

柏崎は比較表ページ 124 に赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（19／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）記載。

1.6.2.3 原子炉格納容器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

判断基準

(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱

操作

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量※１
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）※１

電源275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 原子力１号線電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧※２
緊急用Ｐ／Ｃ電圧※２
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※２

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

134

柏崎は比較表ページ 125 に赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（20／20）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）記載。

1.6.2.3 原子炉格納容器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

判断基準

(b) 残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）復旧後のサ
プレッション・プー
ル水の除熱

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

電源

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 原子力１号線電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧※２
緊急用Ｐ／Ｃ電圧※２
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※２

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系海水系系統流量※１
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度※１

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１

操作

原子炉格納容器内の放射線量率※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

135

柏崎は比較表ページ 126 に赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

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】
原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

給電元
給電母線

供給対象設備
復水移送ポンプ

第 1.6－3 表 審査基準における要求事項毎の給電対象設備
対象条文

供給対象設備

常設低圧代替注水系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ低圧代替注水系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用モータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセンタ」を「ＭＣＣ」という。
）

代替格納容器スプレイ冷却系 弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

代替循環冷却系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ

代替循環冷却系 弁

常設代替交流電源設備
緊急用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
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

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【1.6】
原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

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

給電元
給電母線

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
MCC C 系
AM 用 MCC

復水補給水系弁

備考

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136

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

137

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

138

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎はスプレイ流量を制御しない。
東二は格納容器の圧力及び温度のマネージメントとして流量を制御する。

139

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎はスプレイ流量を制御しない。
東二は格納容器の圧力及び温度のマネージメントとして流量を制御する。

140

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成。

141

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成。

142

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成
しており，機能喪失原因対策
分析（補足）は作成しない。

143

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 182 に
記載。

144

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱」のタイムチャートを記載。

145

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 183 に
記載。

146

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）
による原子炉格納容器内の除熱」のタイムチャートを記載。

147

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１148

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１149

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１150

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１151

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事
故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて
整理する。

152

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事
故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて
整理する。

153

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事
故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて
整理する。

154

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事
故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて
整理する。

155

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事
故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて
整理する。

156

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

157

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

158

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

159

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

160

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

161

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 162～164
に記載。

162

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 162～164
に記載。

163

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 162～164
に記載。

164

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 162～164
に記載。

165

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

166

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

167

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 159 に
記載。

168

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 160 に
記載。

169

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３170

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３171

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２172

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２173

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

174

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

175

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

176

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

177

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

178

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

179

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

180

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

181

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

182

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

183

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

184

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

185

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

186

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

187

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

188

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

189

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二

備考

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＜＜ 目 次 ＞
1.7.1 対応手段と設備の選定

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

目 次 ＞

a. 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．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(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(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(c) サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b. 手順等

ｂ．手順等

1.7.2 重大事故等時の手順

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

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順
東二は前提条件の有無に関ら(1) 交流電源が健全である場合の対応手順

ず「中央制御室からの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」及び「遠隔人力操作によ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」手順を整備する。
なお，手順については，「中央制御室からの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」に纏めて整理する。
（以下，記載方針の相違＊１）(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
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

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1

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二ｂ．第二弁操作室の正圧化

備考
東二は遠隔人力操作機構による操作にて，格納容器圧力逃がし装置を使用する際，プルームの影響による操作員の被ばく低減をはかるため，第二弁操作室を設置する。
（以下，設計方針の相違＊１）

ｃ．フィルタ装置スクラビング水補給

柏崎の手順は「「1.7.2.1（1）ｄ．原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

ａ．格納容器圧力逃がし装置

ｅ．フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換による原子炉格納容器内の減ｆ．フィルタ装置スクラビング水移送

圧及び除熱」内に整備されている。
なお，設備の違いから対応手
順の相違等が有るため，後段の比較で整理する。

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(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

c. 格納容器内 pH 制御(3) サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入

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

東二は「1.7.2.1（1）d. 原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換」に整理。
記載方針の相違＊１(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）(4) 重大事故等時の対応手段の選択
1.7.2.2 その他の手順項目について考慮する手順

1.7.2.2 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

2

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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】

東海第二備考

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。

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。

【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。

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

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

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

器内の圧力及び温度を低下させるための対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手東二は対処設備の本格的な設手順等について説明する。

順等について説明する。

置工事前であることから方針を示し，他条文と整合を図る記載とした。

3

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.7.1 対応手段と設備の選定

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(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

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，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。

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

重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選

する。

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※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。

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。）だけで選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。
）だけなく，設置許可基準規則第五十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

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。
）

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する。

を明確にする。

(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。

(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表に示す。

4

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二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．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(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

備考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，

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。

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。

東二は設備の添付八の記載と合わせ，主要な設備を本文に記載し，関連設備は「第 1.7－
1 表」に整理することとしている。
（以下，記載方針の相違＊２）・フィルタ装置

・フィルタ装置

東二はフィルタ装置内に銀ゼ・よう素フィルタ

・第一弁（Ｓ／Ｃ側）

オライトを収納したよう素除・ラプチャーディスク

・第一弁（Ｄ／Ｗ側）

去部を設け，よう素除去を行・ドレン移送ポンプ

・第二弁

う。

・ドレンタンク

・第二弁バイパス弁

柏崎はフィルタ装置下流側に・遠隔手動弁操作設備

・第二弁操作室遮蔽

よう素フィルタを設置してい・遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

・第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）る。

・可搬型窒素供給装置

・差圧計

設計方針の相違＊１・スクラバ水 pH 制御設備

・遠隔人力操作機構

・フィルタベント遮蔽壁

・可搬型窒素供給装置

・配管遮蔽

・圧力開放板・不活性ガス系配管・弁・第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁・耐圧強化ベント系配管・弁・第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁

・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）
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
・防火水槽

5

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

・淡水貯水池・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
東二は「1.7.2.1 (4)重大事故

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。

等時の対応手段の選択」にて

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」とい優先順位を整理。

う。）（比較表ページ 55）

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

なお，可搬型代替注水中型ポンプによるフィルタ装置への水の補給は原則として西側
淡水貯水設備又は淡水タンクの淡水を利用する。
また，可搬型代替注水大型ポンプによるフィルタ装置への水の補給は原則として代替
淡水貯槽又は淡水タンクの淡水を利用する。

記載は，技術的能力「1.13
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」に整理しており，ここでは記載しな

また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）によるフィルタ装置への水の補給は防火水槽又はい。

淡水貯水池の淡水を利用する。
ⅱ. 現場操作

東二は水源に関する具体的なⅱ) 遠隔人力操作機構による現場操作

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

第一弁（Ｓ／Ｃ側，Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁の駆動源が喪失した場合に 東二のベント弁は電動駆動のした場合， 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下させおいても，第一弁（Ｓ／Ｃ側，Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁を遠隔人力操作機 ため操作用ボンベ使用によるる手段がある。

構により人力で開操作することで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手段が 空気駆動弁操作なし。
ある。

柏崎は隔離弁に空気駆動弁を使用しており，制御電源や操作ボンベが必要。
（以下，設計方針の相違＊２）

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。

放射線防護対策として，操作場所は炉心の著しい損傷時においても操作が可能なように，二次格納施設外である原子炉建屋付属棟とする。さらに，格納容器圧力逃がし装置の 設計方針の相違＊１
第二弁及び第二弁バイパス弁を操作する第二弁操作室は必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベユニットにて正圧化することにより，外気の流入を一定時間遮断することで，格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプルームの影響による操作員の被ばくを低減する。

6

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
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東海第二

備考
記載方針の相違＊２

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。

遠隔人力操作機構による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

・遠隔人力操作機構

・遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

・第二弁操作室遮蔽

設計方針の相違＊１・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁・第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

設計方針の相違＊２・差圧計
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。

ⅲ) 不活性ガス（窒素）による系統内の置換
格納容器圧力逃がし装置の使用後にスクラビング水が放射線分解し，水素及び酸素が発生するため，可搬型窒素供給装置により格納容器圧力逃がし装置内を不活性ガス（窒素）に置換することにより水素爆発を防止する手段がある。

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。

不活性ガス（窒素）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

・可搬型窒素供給装置

記載方針の相違＊２・ホース・接続口
ⅳ. 原子炉格納容器負圧破損の防止

ⅳ) 原子炉格納容器負圧破損の防止
原子炉格納容器の負圧破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置の使用後に，可柏崎は本項の後段に記載
なお、東二は格納容器逃がし

搬型窒素供給装置により原子炉格納容器内に不活性ガス（窒素）を供給する手段があ

装置の停止可能と判断したらる。

格納容器内の不活性ガス（窒素）置換を実施する。

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，原子炉格納容器のまた，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱は，サプレッ

東二は具体的なパラメータ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

ション・チェンバ圧力指示値が13.7kPa［gage］まで低下した場合に停止する。なお，残値を明記することで統一して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

留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱については，「1.6 原子いる。

子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整理する。

炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

（以下，記載方針の相違＊３）

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東二は本項の前段に記載

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

なお，東二の原子炉格納容器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。

内の可燃性ガス濃度を低減の
具体的な手順は技術的能力「1.9 水素爆発による原子炉格
納容器の破損を防止するための手順等」に記載する。

7

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二
可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器負圧破損の防止で使用する設備は以下のと

備考
記載方針の相違＊２おり。
・可搬型窒素供給装置

・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。

(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

東二の代替循環冷却系は原子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。

炉建屋原子炉棟内に設備が設

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

置されており，中央制御室か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。

らの遠隔操作にて系統構成を実施する。
柏崎は二次格納容器外に設備が設置されており，現場操作にて系統構成を実施する。
代替循環冷却系長期運転後における系統の線量低減対策について，東二は技術的能力「添付資料 1.0.15 格納容器の長期にわたる状態維持に係わる体制の整備について」に整理する（柏崎と同様）。

8

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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は以下のとおり。

東海第二
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使用する設備は以下のとおり。

備考
記載方針の相違＊２・復水移送ポンプ

・代替循環冷却系ポンプ

東二は既設の復水移送ポンプ

・代替原子炉補機冷却系

・残留熱除去系熱交換器を使用した代替冷却ができな・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）・サプレッション・プール

いことから，代替循環冷却系

・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系海水ポンプを新設する。

・防火水槽

・残留熱除去系海水ストレーナ

柏崎は既設の復水移送ポンプ

・淡水貯水池・緊急用海水ポンプと内部水源であるサプレッシ

・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ポンプ

・緊急用海水ストレーナョン・チェンバを利用し，代・高圧炉心注水系配管・弁・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

替循環を行う。
（以下，設計方針の相違＊３）・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

東二の代替循環冷却系の冷却・ホース水として，既設の残留熱除去系

・原子炉圧力容器

海水系，新設する緊急用海水・原子炉格納容器

系，新規配備する代替残留熱除・常設代替交流電源設備

去系海水系のいずれかを使用

・第二代替交流電源設備する。

・可搬型代替交流電源設備

柏崎は，新設の代替原子炉補機

・代替所内電気設備

冷却系を使用して冷却を行う。

・燃料補給設備（以下，設計方針の相違＊４）
東二で新規配備する可搬型代
替注水大型ポンプは，様々な手段に用いるため，使用目的を併記する。
（以下，記載方針の相違＊４）9

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(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

東海第二(c) サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入
格納容器圧力逃がし装置を使用する際，サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による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を薬液注入により，サプレッション・プール水が酸性化することを防止し，サプレッショ

保持することで，よう素の放出量を低減する手段がある。

ン・プール水中によう素を捕捉することで，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。

備考

サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入で使用する設備は以下のとお

記載方針の相違＊２

り。
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

・薬液タンク

東二のサプレッション・プール

・格納容器下部注水系（常設）・蓄圧タンク加圧用窒素ガスボンベ

水ｐＨ制御装置は窒素ガスボ

・格納容器 pH 制御設備

ンベを用いて薬液タンクを加圧し薬液を圧送，残留熱除去系
Ｓ／Ｐスプレイラインを介して注入する設備とする。
柏崎は，復水移送ポンプ使用して薬品注入を行う。
（以下，設計方針の相違＊５）(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備

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，「1.7.1(2)ａ．(a)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，熱」で使用する設備のうち，フィルタ装置，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側）
，第

備を記載

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

二弁，第二弁バイパス弁，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボ（以下，記載方針の相違＊５）

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・ンベ），差圧計，遠隔人力操作機構，可搬型窒素供給装置及び圧力開放板は重大事故等対処

記載方針の相違＊２

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，設備として位置づける。

東二は対応手順ごとに対処設

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），可搬型代替注水ポンプ（A2 級），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。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】1b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。
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。

「1.7.1(2)ａ．(a)ⅱ) 遠隔人力操作機構による現場操作」で使用する設備のうち，遠隔人力操作機構，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及
び差圧計は重大事故等対処設備として位置づける。

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・接続口は重大事故等対処設備として位置付ける。

「1.7.1(2)ａ．(a)ⅲ) 不活性ガス（窒素）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は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.7.1(2)ａ．(a)ⅳ) 原子炉格納容器負圧破損の防止」で使用する設備のうち，可搬型窒素供給装置は重大事故等対処設備として位置づける。

10

設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二「1.7.1(2)ａ．(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」で使用すポンプ，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

る設備のうち，代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プー

バ，残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ポンプ，高圧炉心注水系配管・弁，復水補給水系配ル，残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ，緊急用海水ポンプ及び緊急管・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，

用海水ストレーナは重大事故等対処設備として位置づける。

備考
設計方針の相違＊３
設計方針の相違＊４

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。

これらの設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

以上の重大事故等対処設備により，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることが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。

ができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁

東二は原子炉格納容器ベント

バイパスラインは口径が小さく，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損の防止 ラインに口径が小さいバイパには十分な容量ではないが，原子炉格納容器内の圧力及び温度上昇を緩和する手段とし スラインを緩和手段として用て有効である。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）いる。
記載方針の相違＊４

車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対して東二の代替残留熱除去系の冷有効性を確認できないが，代替循環冷却系が使用可能であれば，原子炉格納容器内の却水として，代替残留熱除去系

圧力及び温度を低下させる手段として有効である。

海水系を自主対策設備として位置付ける。

・格納容器内 pH 制御で使用する設備

・サプレッション・プール水ｐＨ制御装置

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

重大事故等対処設備である格納容器圧力逃がし装置により中央制御室の被ばく低減

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），格納容効果が得られており，サプレッション・プール水ｐＨ制御装置により原子炉格納容器器下部注水系（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内に薬液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

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手段は更なるよう素低減対策として有効である。

有効である。

11

設計方針の相違＊５赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は事故発生後 7 日以内に納・可搬型格納容器窒素供給設備

容器ベントに伴う，原子炉格納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

容器内の不活性化及び負圧破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，原損防止対策が必要で，可搬型格

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

納容器窒素供給設備を重大事

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，

故等対処設備と位置付ける。

原子炉格納容器の負圧破損防止対策として有効である。

東二は常設代替交流電源設備

・第二代替交流電源設備の代替としての自主的な電源

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は設置しない。

段として有効である。

（以下，設計方針の相違＊６）

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

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，運転員等※２及び重大事故等対応要員の対応として，「非常時運転手順書Ⅱ

東二は「技術的能力 1.0 重大

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（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」及び「重大事故等対策要事故対策における共通事項（添める（第 1.7.1 表）。

領」に定める（第 1.7－1 表）。

付資料 1.0.10

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）。

また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する（第 1.7－2 表，第 1.7－3 表）。

重大事故等発生時の体制について）」より,当直運転員と重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が重大事故の対応に当たることとしている。

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

12

運転員等の定義を追記。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.7.2 重大事故等時の手順

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

1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順
記載方針の相違＊１(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

備考(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

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

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

東二は，原子炉格納容器の圧力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

循環冷却系が使用できない場合に，格納容器圧力逃がし装置により格納容器ベント操作を実施に関係なく，サプレッション・

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

し，原子炉格納容器の過圧破損を防止する。

プール水位により，格納容器ベ位が上昇するが，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，原子炉ントを判断する。

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，格納容器圧力柏崎は炉心の著しい損傷の緩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

和及び原子炉格納容器の破損止する。

防止のために必要な操作の完了を格納容器ベントの判断としている。
なお，具体的な判断基準は，「ａ．(a)手順着手の判断基準」に記載する。
（比較表ページ 14）

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

東二は「1.10 水素爆発によえいする可能性があることから，原子炉建屋オペレーティングフロア天井付近の水素濃度，非る原子炉建屋等の損傷を防止

常用ガス処理系吸込配管付近の水素濃度及び原子炉建屋オペレーティングフロア以外のエリアするための手順等」にて整備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，原子炉建する。

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。
中央制御室から格納容器圧力逃がし装置の遠隔操作ができない場合は，遠隔人力操作機構を記載方針の相違＊１

使用した現場（二次格納施設外）での操作を実施する。また，第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）の開操作ができない場合は，第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）バイパス弁を開とする。
第二弁及び第二弁バイパス弁を操作する第二弁操作室は必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベユニットにて正圧化することにより，外気の流入を一定時間遮断することで，格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプルームの影響による操作員の被ばくを低減する。

13

設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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。

東海第二

備考

また，格納容器ベントを実施した際のプルームの影響による被ばくを低減するため，中央制
御室待避室へ待避及び第二弁操作室にて待機する。なお，プラントパラメータについては，中央制御室待避室内でデータ表示装置（待避室）により継続して監視する。

格納容器ベント実施中において，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の格納容器ベント開始後に，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃

機能，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度制御機能及び可搬型窒

性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。なお，

素供給装置による原子炉格納容器負圧破損防止機能が復旧又は使用可能と判断した場合，並び二次隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復すに原子炉格納容器内の圧力310kPa［gage］（1Pd）未満，原子炉格納容器内の温度171℃未満及びる等，より安定的な状態になった場合に全閉する。

原子炉格納容器内水素濃度が可燃限界未満であることを確認した場合は，格納容器ベント弁を記載方針の相違＊３

閉とし，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

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(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，炉心の著しい損傷の緩和及び原子炉格納容器の破損※2

炉心損傷を判断した場合※１において，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋

東二は外部水源機器使用によ防止のために必要な操作が完了した場合 。

5.5mに到達した場合。

るサプレッション・プール水位※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※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪上昇を直接格納容器ベント手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

失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放 順着手の判断基準としている。

（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。

射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

柏崎は炉心の著しい損傷の緩※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，

和及び原子炉格納容器の破損

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防止のために必要な操作とし要がある場合は，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，て，外部水源による原子炉への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，速注水または原子炉格納容器ス

やかに格納容器ベントの準備を開始する。

プレイ操作を完了した後，格納容器ベントの手順着手の判断基準としている。また，原子炉への注水または原子炉格納容器スプレイが実施できない場
合も格納容器ベントの手順着手の判断基準としている。

14

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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東海第二(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減圧及び除熱手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.7－1図に，タイムチャートを第1.7－3図に示す（第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）が開操作不可の場合の手順は，手順⑫以外は同様。
）。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に格納容器圧力逃がし装置
による格納容器ベントの準備を依頼する。
②災害対策本部長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント準備のため，第二弁操作室に重大事故等対応要員を派遣し，発電長に連絡する。
③発電長は，運転員等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を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，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

備考
東二の操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。
東二は手順の対応フローは記載しない。
設備運用・設計，体制の違いに起因する記載の相違については以下に整理する。
なお，実態としての記載内容に相違ないものについては色別化は省略する。

電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，換気空調系一次隔離弁及び換気空調系二次隔離弁の閉を確認する。
⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋ガス処理系一次隔離弁及び原子炉建屋ガス処
理系二次隔離弁の閉を確認する。
⑧運転員等は中央制御室にて，耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次
隔離弁の閉を確認する。

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。

15

柏財操作手順①（東二操作手
順⑫ｂ（比較表ページ 16））
柏崎はサプレッション・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Ｄ／Ｗ側
ベントを実施する。
東二は，第一弁（Ｓ／Ｃ側）が開できない場合，Ｄ／Ｗ側ベントを実施。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）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東海第二⑨運転員等は中央制御室にて，不活性ガス系の隔離信号が発生している場合は，不活性ガス系の隔離信号の除外操作を実施する。
⑩運転員等は，発電長に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの系統構成が完了したことを報告する。

備考
東二の操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

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⑪発電長は，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）の電源の供給状態に応じて，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

Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側を選択し，Ｓ／Ｃ側による格納容器ベント又はＤ／Ｗ側による載しない。

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

格納容器ベントを指示する。

設備運用・設計，体制の違い

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⑫ａＳ／Ｃ側ベントの場合

東二は手順の対応フローは記に起因する記載の相違につい運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントのため，ては以下に整理する。

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

第一弁（Ｓ／Ｃ側）を開とし，発電長に報告する。なお，第一弁（Ｓ／Ｃ側）が中央

なお，実態としての記載内容

ラインドレン弁を全閉，水素バイパスライン止め弁を全開とし，格納容器圧力逃がし装制御室からの遠隔操作により開できない場合は，原子炉建屋付属棟にて第一弁（Ｓ／に相違ないものについては色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。

Ｃ側）を遠隔人力操作機構により開とし，発電長に報告する。

別化は省略する。

ｂ

柏崎操作手順⑦（東二操作手第一弁（Ｓ／Ｃ側）が開できない場合は，運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力順⑫ａ～⑫ｃ）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逃がし装置による格納容器ベントのため，第一弁（Ｄ／Ｗ側）を開とし，発電長に報柏崎は，格納容器圧力逃がし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告する。なお，第一弁（Ｄ／Ｗ側）が中央制御室からの遠隔操作により開できない場

装置の隔離弁を調整開運用とび水位，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。

合は，原子炉建屋付属棟にて第一弁（Ｄ／Ｗ側）を遠隔人力操作機構により開とし，する。

発電長に報告する。

東二の隔離弁は全開運用とし

ｃ

ている。

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第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）が開操作できない場合は，運転員等は中央制御室に柏崎操作手順⑫（東二操作手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て，第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁を開とし，発順⑭）

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。

電長に報告する。

柏崎はサプレッション・チェ

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。

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。

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⑫ Ｄ／Ｗ側ベントの場合⑫ 第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）が開操作不可の場合⑬発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備が完了したことを災害対策本部長に連絡する。
⑭発電長は，サプレッション・プール水位指示値がベント判断基準である通常水位＋

ンバ・プール水位が「真空破壊弁高さ」に到達。
東二はサプレッション・プー

開始を指示する。

6.5mに到達したことを確認し，災害対策本部長に格納容器圧力逃がし装置による格納

ル水位指示値通常水位＋6.5m

・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

容器ベントの開始を連絡する。

に到達で格納容器ベント開

バ・プール水位が「真空破壊弁高さ」に到達した場合。
・原子炉建屋オペレーティングフロア天井付近の水素濃度が 2.2vol%に到達した場合。

⑮発電長は，運転員等に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指示する。

始。
柏崎は原子炉建屋オペレーティングフロア天井付近の水素濃度が 2.2vol%に到達で格納容器ベント開始。。
東二は大規模損壊で対応。

16

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）⑬ａ W/W ベントの場合

東海第二

備考

⑯運転員等は中央制御室にて，第二弁を開とする。第二弁が開できない場合は，第二弁

東二の操作手順は発電長の指中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）操作用空気バイパス弁を開とし，発電長に報告する。なお，第二弁及び第二弁バイパス弁が中央示と運転員等,災害対策本部長

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

制御室からの遠隔操作により開できない場合は，重大事故等対応要員は第二弁操作室の報告が対となる構成として側）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。現場にて第二弁又は第二弁バイパス弁を遠隔人力操作機構により開にする。

いる。

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⑰発電長は，運転員等に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

東二は手順の対応フローは記による操作で全開状態を保持させる。

とを原子炉格納容器内の圧力，フィルタ装置圧力，フィルタ装置スクラビング水温度

載しない。

ｂ

及びフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）で確認するように指示す設備運用・設計，体制の違い

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る。

に起因する記載の相違につい⑬ D/W ベントの場合ては以下に整理する。

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⑱運転員等は中央制御室にて，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

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，一次隔れたことをドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力指示値の低下，並び

なお，実態としての記載内容

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。

にフィルタ装置圧力及びフィルタ装置スクラビング水温度指示値の上昇により確認すに相違ないものについては色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るとともに，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）指示値の上昇を別化は省略する。

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。

確認し，発電長に報告する。
⑲発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始したことを災害対策本部長に連絡する。
⑳発電長は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格

柏崎操作手順⑬ａ及び⑬ｂ（東二操作手順⑫ａ～⑫ｃ）
設計方針の相違＊２⑮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

納容器内の除熱機能，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃また，東二では遠隔操作により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度制御機能及び可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器負圧破損防止機能が復旧又開できない場合の対応として施するよう緊急時対策本部に依頼する。

は使用可能な場合に，運転員等に原子炉格納容器内の圧力310kPa［gage］（1Pd）未

遠隔人力操作機構による操作

満，原子炉格納容器内の温度171℃未満及び原子炉格納容器内の水素濃度指示値可燃限

手順について記載する。

⑯中央制御室運転員 A 及び B は，格納容器ベント開始後，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及界未満を確認するように指示する。

び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離

運転員等は中央制御室にて，ドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力指弁（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

示値が310kPa［gage］（1Pd）未満，並びにドライウェル雰囲気温度及びサプレッショ設備により解除するよう現場運転員に指示する。

ン・チェンバ雰囲気温度指示値が171℃未満であることを確認するとともに，格納容器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。

内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内水素濃度指示値が可燃限界未満を確認し，発電長に報告する。

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）の全閉操作を実施し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを停止する。一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は， 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。

17

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二

備考

(c) 操作の成立性
上記の操作のうち格納容器ベント準備については，格納容器ベント準備を判断してか

設備及び体制の違いによる記

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ら，格納容器ベント準備完了までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

載内容の相違。

る原子炉格納容器内の減圧及び除熱開始まで約 45 分で可能である。原子炉格納容器内の減【中央制御室からの操作（Ｓ／Ｃ側ベントの場合）】

なお，東二は各弁の操作につい

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。一次隔離弁の操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外に設置することに加え，あらかじめ遮蔽材を設置することで作業時の被ばくによる影響を低減している。また，操作前にモニタリングを行い接近可能であることを確認し防護具を確実に装着して操作する。

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，5分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（Ｄ／Ｗ側ベントの場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，5分以内と想定する。
【現場操作（第一弁（Ｓ／Ｃ側）遠隔操作不可の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員）3名にて実施した場合，125分以内と想定する。
【現場操作（第一弁（Ｄ／Ｗ側）遠隔操作不可の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員）3名にて実施した場合，140分以内と想定する。
【現場操作（第二弁操作室までの移動）】・現場対応を重大事故等対応要員3名にて実施した場合，45分以内と想定する。
格納容器ベント開始については，格納容器ベント基準到達から格納容器ベント開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，5分以内と想定する。
【現場操作（第二弁遠隔操作不可の場合）】・現場対応を重大事故等対応要員3名にて実施した場合，30分以内と想定する。
中央制御室対応については，中央制御室に設置されている制御盤からの遠隔操作である
ため，速やかに対応できる。現場対応については，円滑に作業できるように移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
遠隔人力操作機構の操作については，操作に必要な工具等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。

18て，中央制御室からの遠隔操作と遠隔人力操作機構による現場操作の成立性を示す。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二の移送ポンプは満水保管(b) フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張りとしているため，水張手順は整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備しない。

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，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，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，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操作する。
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。

19

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二ｂ．第二弁操作室の正圧化

備考
設計方針の相違＊１

格納容器圧力逃がし装置を使用する際に，第二弁操作室を第二弁操作室空気ボンベユニッ
トにより加圧し，第二弁操作室の居住性を確保する。
(a) 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋5.5mに到達した場合。
(b) 操作手順

操作手順は発電長の指示と運第二弁操作室の正圧化手順の概要は以下のとおり。

転員等,災害対策本部長の報告

概要図を第 1.7－2 図に，タイムチャートを第 1.7－3 図に示す。

が対となる構成としている。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に第二弁操作室の正圧化準備を指示する。
②重大事故等対応要員は第二弁操作室にて，第二弁操作室空気ボンベユニット空気ボン
ベ集合弁及び第二弁操作室空気ボンベユニット空気供給出口弁を開とし，第二弁操作室の正圧化準備が完了したことを発電長に報告する。
③発電長は，サプレッション・プール水位指示値が第二弁操作室の正圧化基準である通常水位＋6.4m※２に到達したことを確認し，重大事故等対応要員に第二弁操作室の正圧化の開始を指示する。
④重大事故等対応要員は第二弁操作室にて，第二弁操作室空気ボンベユニット空気供給
流量調整弁により規定流量に調整し，第二弁操作室の正圧化を開始する。
⑤重大事故等対応要員は，第二弁操作室内外の差圧指示値により第二弁操作室内の正圧化開始を確認し，発電長に報告する。なお，必要により第二弁操作室空気ボンベユニ
ット空気供給流量調整弁を調整する。
※2：格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの前に，速やかに第二弁操作室の加圧を行えるよう設定。なお，サプレッション・プール水位が通常水位＋6.4m から＋6.5m に到達するまでは評価上約 20 分である。

20

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(c) 操作の成立性
上記の現場対応を重大事故等対応要員3名にて実施した場合，作業開始を判断してから第二弁操作室空気ボンベユニットによる第二弁操作室の正圧化準備完了まで50分以内と想定する。
第二弁操作室の正圧化基準到達から第二弁操作室内の正圧化開始まで4分以内と想定する。このうち，空気ボンベユニットの第二弁操作室空気供給差圧調整弁の操作から正圧に達するまでの時間は1分以内である。

(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

ｃ．フィルタ装置スクラビング水補給
フィルタ装置の水位が通常水位（水位低）である 2,530mm を下回り，下限水位である
1,325mm に到達する前までに，フィルタ装置へ水張りを実施する。
(a) 手順着手の判断基準
フィルタ装置水位指示値が 1,500mm 以下の場合。
(b) 操作手順

設備運用・設計，体制の違い

フィルタ装置スクラビング水補給手順の概要は以下のとおり。なお，水源から接続口へに起因する記載の相違がある

タイムチャートを第 1.7.8 図に示す。

のフィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型が，実態としての記載内容に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

代替注水大型ポンプによる送水手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水

相違ないことから操作手順にの供給手順等」にて整備する。

限り色別化は省略する。

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，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（A－2 級）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（A－2 級）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

概要図を第 1.7－4 図に，タイムチャートを第 1.7－5 図に示す。

なお，操作手順は発電長の指示①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長にフィルタ装置スクラビンと運転員等,災害対策本部長のグ水の補給準備を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員にフィルタ装置スクラビング水の補給準備を指示する。

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③発電長は，運転員等にフィルタ装置スクラビング水の補給準備を指示する。

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。

④運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置スクラビング水の補給に必要な監視計器のb② 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。

電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
⑤発電長は，災害対策本部長にフィルタ装置スクラビング水の補給準備が完了したことを連絡する。
⑥重大事故等対応要員は，フィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替
注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの配備及びホースを接続し，災害対策本部長にフィルタ装置スクラビング水の補給準備が完了したことを報告する。

21

報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑦災害対策本部長は，発電長にフィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型設備運用・設計，体制の違い

代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を連絡する。

に起因する記載の相違がある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⑧災害対策本部長は，重大事故等対応要員にフィルタ装置スクラビング水補給として使が，実態としての記載内容に

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，フィル用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。

相違ないことから操作手順に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。

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。

⑨重大事故等対応要員は，フィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替注 限り色別化は省略する。
水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，フィルタ装置格納槽付属室 なお，操作手順は発電長の指示⑤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。

にてフィルタベント装置補給水ライン元弁を開とし，フィルタ装置スクラビング水補給 と運転員等,災害対策本部長の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御室運転員に指示する。

として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水報告が対となる構成としてい⑦中央制御室運転員 A は，フィルタ装置水位にて水位を継続監視し，規定水位に到達したを開始したことを災害対策本部長に報告する。

る。

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）停止操作，FCVS フィルタベント装置給水ライン元弁の全閉操作及び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。

⑩災害対策本部長は，発電長にフィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型
代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを連絡する。
⑪発電長は，運転員等にフィルタ装置スクラビング水の補給が開始されたことの確認を指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置の水位が上昇した後，通常水位（水位低）である2,530mm以上まで補給されたことを確認し，発電長に報告する。
⑬発電長は，災害対策本部長にフィルタ装置スクラビング水の補給の停止を依頼する。
⑭災害対策本部長は，重大事故等対応要員にフィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの停止を指示する。
⑮重大事故等対応要員はフィルタ装置格納槽付属室にて，フィルタベント装置補給水ラ
イン元弁を閉とした後，フィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型代替
注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを停止し，災害対策本部長に報告する。
⑯災害対策本部長は，発電長にフィルタ装置スクラビング水補給として使用する可搬型
代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水を停止したことを連絡する。

22

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅲ. 操作の成立性
防火水槽から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開したフィルタ装置水位調整（水張東海第二(c) 操作の成立性
上記の操作について，作業開始を判断してからフィルタ装置スクラビング水の補給開始り）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 名にて作業を実までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

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【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置スクラビング水－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の補給】（水源：代替淡水貯槽）（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・現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，180 分以内と想定する。

分で可能である。
淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）を展開したフィルタ装置水位調整（水【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置スクラビング水の補給】（水源：淡水タンク）

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

・現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，165 分以内と想定する。

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なお，屋外における本操作は，フィルタ装置スクラビング水が格納容器ベント開始後 7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

日間は補給操作が不要となる水量を保有していることから，大気中に放出された放射性物

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質から受ける放射線量は低下しており，作業は可能である。

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。

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

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）を使用した整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，フィルタ装置スクラビ

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

ング水補給として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの保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 名及び緊急時対策要管場所に使用工具及びホースを配備する。

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

備考

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

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。
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。

23

設備及び体制の違いによる記
載内容の相違。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
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東海第二

備考
東二の有効性評価では格納容(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器ベント開始後のスクラビン

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グ水位は低下傾向になるため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

水位調整のための水抜き対応

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手順は整備しない。

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）の準備開始を指示する。
②緊急時対策要員は，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及び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，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操作する。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）の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 の起動操作を実施し，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開操作により，ポンプ吐出側流量を必要流量に調整する。また，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。
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，フィルタ装置水位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。

24

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

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東海第二

備考

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，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及び 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。
ｄ．原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

柏崎「1.7.2.1 d.可搬型格納容

格納容器ベント停止後における水の放射線分解によって発生する可燃性ガス濃度の上昇

器窒素供給設備による原子炉を抑制，及び原子炉格納容器の負圧破損を防止するため，可搬型窒素供給装置により原子格納容器内への窒素ガス供給」

炉格納容器内を不活性ガス（窒素）で置換する。

と目的は同じ，
東二は格納容器ベント停止可(a) 手順着手の判断基準※３

格納容器ベント停止可能と判断した場合。

能と判断した場合に実施する。

※3：残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能，可燃性ガス濃東二は格納容器ベント停止後

度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度制御機能及び可搬型窒素供給装置の水素爆発防止として以下のによる原子炉格納容器負圧破損防止機能が復旧又は使用可能と判断した場合で，原子対応手順を実施する。

炉格納容器内の圧力が 310kPa［gage］（1Pd）未満，原子炉格納容器内の温度が 171℃

「1.7.2.1(1)ｄ．原子炉格納容

未満及び原子炉格納容器内水素濃度が可燃限界未満であることを確認した場合。

器内の不活性ガス（窒素）置換」，「1.7.2.1(1)ｅ.フィルタ
装置内の不活性ガス（窒素）置換」,「1.7.2.1(1)ｆ．フィルタ装置スクラビング水移送」（以下，設計方針の相違＊７）25

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
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東海第二(b) 操作手順

備考
設計方針の相違＊７

原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換手順の概要は以下のとおり。

操作手順は発電長の指示と運概要図を第 1.7－6 図に，タイムチャートを第 1.7－7 図に示す。

転員等,災害対策本部長の報告①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に原子炉格納容器内の不活が対となる構成としている。

性ガス（窒素）による置換を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入をするための接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器
内への不活性ガス（窒素）注入をするための準備を指示する。
④重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋東側屋外に配備し，窒素供給用ホースを接続口に取り付ける。また，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋西側屋外に配備した場合は，接続口の蓋を開放した後，窒素供給用ホースを接続口に取り付ける。
⑤重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器
内への不活性ガス（窒素）注入をするための準備が完了したことを報告する。
⑥災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入の開始を連絡する。
⑦災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器
内への不活性ガス（窒素）注入の開始を指示する。
⑧重大事故等対応要員は原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）を開とし，原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入を開始したことを，災害対策本部長に報告する。
⑨災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入を開始したことを連絡する。

26

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二⑩発電長は，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）又は第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）バイパス弁閉による格納容器ベント停止を指示する。
⑪運転員等は，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）又は第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）
バイパス弁を閉とし，格納容器ベントを停止したことを発電長に報告する。
⑫発電長は，運転員等に残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱開始を指示する。また，原子炉格納容器内の圧力を310kPa［gage］（1Pd）から
13.7kPa［gage］の間で制御※４するように指示する。
⑬運転員等は，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱を開始
し，発電長に報告する。また，原子炉格納容器内の圧力を310kPa［gage］（1Pd）から
13.7kPa［gage］の間で制御し，発電長に報告する。
⑭発電長は，運転員等に原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）注入完了の確認をする
ように指示する。
⑮運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）注入によりドラ
イウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示値が310kPa［gage］（1Pd）に到達したことを確認し，原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）注入が完了したことを発電長に報告する。
⑯発電長は，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）又は第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）バイパス弁を開とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを指示する。
⑰運転員等は中央制御室にて，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）又は第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）バイパス弁を開とし，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始したことを発電長に報告する。
⑱発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを開始したことを災害対策本部長へ連絡する。
⑲発電長は，運転員等に可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度制御を指示する。
⑳運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度制御を実施し，発電長に報告する。
発電長は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入の停止を依頼する。

27

備考
設計方針の相違＊７
操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器

設計方針の相違＊７

内への不活性ガス（窒素）注入の停止を指示する。

操作手順は発電長の指示と運重大事故等対応要員は原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側屋外にて，窒素ガス補

転員等,災害対策本部長の報告

給弁（Ｓ／Ｃ側）を閉とし，原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入を停止しが対となる構成としている。

た後，災害対策本部長に報告する。
災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入の停止を連絡する。
発電長は，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）又は第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）バイパス弁閉による格納容器ベント停止を指示する。
運転員等は中央制御室にて，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）又は第一弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）バイパス弁を閉とし，格納容器ベントを停止したことを発電長に報告する。
※4：原子炉格納容器内の圧力が 245kPa［gage］（0.8Pd）又は原子炉格納容器内の温度が 150℃到達で格納容器スプレイを実施する。
(c) 操作の成立性
上記の操作において，作業開始を判断してから原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）置換開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【格納容器窒素供給ライン西側接続口を使用した原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換の場合】
・現場対応を重大事故等対応要員 6 名にて実施した場合，135 分以内と想定する。
【格納容器窒素供給ライン東側接続口を使用した原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換の場合】
・現場対応を重大事故等対応要員 6 名にて実施した場合，115 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型窒素供給装置の保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

28

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(e) 格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージ

東海第二

備考

ｅ．フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

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格納容器ベントを実施した際には，原子炉格納容器内に含まれる非凝縮性ガスがフィルタ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装置を経由して大気へ放出されることから，フィルタ装置内での水素爆発を防止するため，

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可搬型窒素供給装置によりフィルタ装置内を不活性ガス（窒素）で置換する。

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を停止した場合。

ⅱ. 操作手順(a) 手順着手の判断基準
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換が終了した場合。

(b) 操作手順

設備運用・設計，体制の違いに

フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換手順の概要は以下のとおり。

起因する記載の相違があるが，1.7.11 図に，タイムチャートを第 1.7.12 図に示す。

概要図を第1.7－8図に，タイムチャートを第1.7－9図に示す。

実態としての記載内容に相違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①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長にフィルタ装置内の不活性ないことから操作手順に限り

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。概要図を第の窒素ガスパージの系統構成を開始するよう依頼するとともに，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の系
統構成開始を指示する。
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，二次隔離弁を全開操作し，格納容器圧力逃がし装置停止後の窒素ガスパージの系統構成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操作する。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，窒素ガスパージ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パージの開始を指示する。

ガス（窒素）による置換を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内への不活性ガス（窒素）注入をするための準備を指示する。
③重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋西側屋外に配備し，接続口の蓋を開放した後，窒素供給用ホースを接続口に取り付ける。
④重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内への不活性ガス（窒素）注入をするための準備が完了したことを報告する。
⑤災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内への不活性ガ
ス（窒素）注入の開始を連絡する。
⑥災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内への不活性ガス（窒素）注入の開始を指示する。
⑦重大事故等対応要員は原子炉建屋西側屋外にて，フィルタベント装置窒素供給ライン
元弁を開とし，フィルタ装置内への不活性ガス（窒素）注入を開始したことを，災害対策本部長に報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換を開始したことを連絡する。
⑨発電長は，運転員等にフィルタ装置スクラビング水温度の確認を指示する。

29

色別化は省略する。
なお，操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）⑦緊急時対策要員は，FCVS PCV ベントラインフィルタベント側 N2 パージ用元弁の開操作に

東海第二⑩運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置スクラビング水温度指示値が55℃※５以下で備考
設備運用・設計，体制の違いにより窒素ガスの供給を開始するとともに，緊急時対策本部に窒素ガスパージの開始を報あることを確認し，発電長に報告する。

起因する記載の相違があるが，告する。

※5：可搬型窒素供給装置出口温度と同程度の温度とし，さらにフィルタ装置スクラビ

実態としての記載内容に相違⑧緊急時対策本部は，窒素ガスパージの開始を当直長に報告するとともに，緊急時対策要員に水素濃度測定のためのサンプリングポンプの起動を指示する。

ング水温度が上昇傾向にないことの確認により冷却が完了したと判断できる温ないことから操作手順に限り度。

色別化は省略する。

⑨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，系統構成，工具準

なお，操作手順は発電長の指示

備及びサンプリングポンプの起動を実施するとともに，緊急時対策本部にサンプリングと運転員等,災害対策本部長のポンプの起動完了を報告する。

報告が対となる構成としている。

⑩緊急時対策本部は，サンプリングポンプの起動完了を当直長に報告するとともに，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。
⑪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。
⑫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，窒素ガスパージ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，緊急時対策本部に窒素ガスパージ完了を報告する。
⑭緊急時対策本部は，緊急時対策要員へ窒素ガス供給の停止を指示するとともに，当直長にフィルタ装置の入口圧力及び水素濃度の継続監視を依頼する。
⑮緊急時対策要員は，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，緊急時対策本部に窒素ガス供給の停止を報告する。
⑯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の継続監視を指示する。
⑰中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガス供給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，窒素ガスパージ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。

30

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑱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

設備運用・設計，体制の違いに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

起因する記載の相違があるが，に報告する。

実態としての記載内容に相違⑲当直副長は，窒素ガスパージ完了後の系統構成を開始するよう運転員に指示する。

ないことから操作手順に限り⑳中央制御室運転員 A 及び B は，窒素ガスパージ完了後の系統構成として，二次隔離弁又色別化は省略する。

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

なお，操作手順は発電長の指示

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て二次隔離弁又は二次隔離弁と運転員等,災害対策本部長のバイパス弁を全閉する手段がある。

報告が対となる構成としてい現場運転員 C 及び D は，窒素ガスパージ完了後の系統構成として，水素バイパスライン

る。

止め弁を全閉とし，系統構成完了を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(c) 操作の成立性
上記の現場対応を重大事故等対応要員6名にて実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装置内への不活性ガス（窒素）供給開始まで135分以内と想定する。

停止後の窒素ガスパージ完了まで約 270 分で可能である。その後，中央制御室運転員 2 名

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて窒素ガスパージ完了後の系統構成を実施し整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型窒素供給装置のた場合，約 15 分で可能である。

保管場所に使用工具及びホースを配備する。

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

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。

31

設備及び体制の違いによる記
載内容の相違。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

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東海第二ｆ．フィルタ装置スクラビング水移送

備考
設計方針の相違＊７

水の放射線分解により発生する水素がフィルタ装置内に蓄積することを防止するため，
フィルタ装置スクラビング水をサプレッション・プールへ移送する。
(a) 手順着手の判断基準
フィルタ装置スクラビング水温度指示値が55℃以下において，フィルタ装置水位が確保されている場合。
(b) 操作手順
フィルタ装置スクラビング水移送手順の概要は以下のとおり。なお，水源から接続口へ

操作手順は発電長の指示と運のフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型

転員等,災害対策本部長の報告

ポンプによる送水手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順が対となる構成としている。

等」にて整備する。
概要図を第1.7－10図に，タイムチャートを第1.7－11図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長にフィルタ装置水張りの準備を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員にフィルタ装置水張りの準備を指示する。
③発電長は，運転員等にフィルタ装置スクラビング水の移送準備を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置のスクラビング水移送に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等にフィルタ装置のスクラビング水移送に必要な系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，フィルタベント装置移送ライン止め弁を開にする。
⑦運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，フィルタベント装置ドレン移送ライン切替
え弁（Ｓ／Ｃ側）を開にする。
⑧運転員等は，発電長にフィルタ装置のスクラビング水移送に必要な系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等にフィルタ装置のスクラビング水の移送を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，移送ポンプを起動した後，フィルタ装置水位指示値が計
測範囲下端である180mmまで低下したことを確認し，移送ポンプを停止する。
⑪運転員等は，フィルタ装置のスクラビング水の移送が完了したことを発電長に報告する。

32赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

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備考

⑫発電長は，災害対策本部長にフィルタ装置水張りの準備が完了したことを連絡する。

設計方針の相違＊７⑬重大事故等対応要員は，災害対策本部長にフィルタ装置水張りの準備が完了したこと

操作手順は発電長の指示と運を報告する。
⑭災害対策本部長は，発電長にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を連絡する。
⑮災害対策本部長は，重大事故等対応要員にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型
代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
⑯重大事故等対応要員は，フィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型ポン
プ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，フィルタ装置格納槽付属室にてフィルタベント装置補給水ライン元弁を開とし，フィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑰災害対策本部長は，発電長にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを連絡する。
⑱発電長は，運転員等にフィルタ装置水位を確認するように指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置水位指示値が通常水位（水位低）である
2,530mm以上まで水張りされたことを確認し，発電長に報告する。
⑳発電長は，災害対策本部長にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水の停止を依頼する。
災害対策本部長は，重大事故等対応要員にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型
代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの停止を指示する。
重大事故等対応要員はフィルタ装置格納槽付属室にて，フィルタベント装置補給水ラ
イン元弁を閉とした後，フィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型ポン
プ又は可搬型代替注水大型ポンプを停止し，災害対策本部長に報告する。
災害対策本部長は，発電長にフィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水停止を連絡する。
発電長は，運転員等にフィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄のため，スクラビ
ング水の移送を指示する。
運転員等は中央制御室にて，移送ポンプを起動した後，フィルタ装置水位指示値が計
測範囲下端である180mmまで低下したことを確認し，移送ポンプを停止する。
運転員等は，フィルタ装置スクラビング水移送ラインの洗浄が完了したことを発電長に報告する。

33

転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

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備考

発電長は，災害対策本部長にフィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換の停止を依頼

設計方針の相違＊７

する。

操作手順は発電長の指示と運災害対策本部長は，重大事故等対応要員にフィルタ装置内の不活性ガス（窒素）によ

転員等,災害対策本部長の報告

る置換の停止を指示する。

が対となる構成としている。

重大事故等対応要員は原子炉建屋東側屋外にて，フィルタベント装置窒素供給ライン
元弁を閉とし，フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換を停止する。
重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換の停止を報告する。
災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置によるフィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換の停止を連絡する。
発電長は，運転員等にフィルタ装置入口水素濃度計を起動し水素濃度を確認するとともに，フィルタ装置スクラビング水温度が上昇していないことを確認するように指示する。
運転員等は中央制御室にて，フィルタ装置入口水素濃度計起動後，フィルタ装置入口
水素濃度指示値及びフィルタ装置スクラビング水温度指示値が上昇していないことを確認し，発電長に報告する。
発電長は，運転員等にフィルタ装置出口弁を閉とするように指示する。
運転員等はフィルタ装置格納槽付属室にて，フィルタ装置出口弁を閉とし，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の操作のうちフィルタ装置スクラビング水移送については，中央制御室対応を運転
員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してからフィルタ装置スクラビング水移送開始まで54分以内と想定する。
また，フィルタ装置水張りについては，フィルタ装置スクラビング水移送完了からフィルタ装置水張り開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置水張り】（水源：
代替淡水貯槽）・現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，180 分以内と想定する。

34

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

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備考

【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置水張り】（水源： 設計方針の相違＊７
淡水タンク）
・現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，165 分以内と想定する。
フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄については，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，フィルタ装置水張り完了からフィルタ装置スクラビ
ング水移送ライン洗浄開始まで4分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，フィルタ装置水張りとして使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(f) フィルタ装置スクラバ水 pH 調整

柏崎はフィルタ装置内スクラ

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

ビング水の水抜き操作（水位調

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。

整）を整備しているが，東二はⅰ. 手順着手の判断基準

蒸発分の補給操作のみを整備

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，排水をしている（比較表ページ 24）。

行った場合。

蒸発ではスクラビング水に含ⅱ. 操作手順

まれる薬液の濃度は低下しな

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，タイいことから，東二は予め待機中

ムチャートを第 1.7.14 図に示す。

から十分な量の薬剤をスクラ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

ビング水に添加しておくこと

定及び薬液補給の準備開始を指示する。

で，ベント中の薬剤調整が不要②緊急時対策要員は，pH 測定の系統構成として，フィルタベント装置 pH 入口止め弁及びフとなる設計としている。

ィルタベント装置 pH 出口止め弁を全開操作した後，pH 計サンプリングポンプを起動させ，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。また，フィルタベント遮蔽
壁南側（屋外）へ薬液補給用として可搬型窒素供給装置，ホース，補給用ポンプ及び薬液を配備するとともに，系統構成を行い，緊急時対策本部に薬液補給の準備完了を報告する。
③緊急時対策本部は，緊急時対策要員にフィルタ装置への薬液補給の開始を指示する。
④緊急時対策要員は，薬液補給のためホース接続及び 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完了を緊急時対策本部に報告する。

35

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

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備考

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 pH 及びフィルタ装置水位によりスクラバ水の pH 値及び水位を確認するとともに，フィルタ装置スクラバ水 pH 指
示値が規定値である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，スクラバ水の pH 値及び水位，並びにフィルタ装置への薬液補給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，緊急時対策要員に薬液補給の停止及び pH 測定の停止を指示する。⑩
緊急時対策要員は，薬液補給を停止するため，補給用ポンプを停止し，FCVS フィルタベ
ント装置給水ライン元弁を全閉操作する。また，pH 測定を停止するため，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，緊急時対策本部にフィルタ装置スクラバ水 pH 調整の完了を報告する。
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。
設計方針の相違＊７(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

東二では水素ガスの蓄積を防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止のため「1.7.2.1(1)ｆ．フィをサプレッション・チェンバに排水する。

ルタ装置スクラビング水移送」

ⅰ. 手順着手の判断基準

手順にて，フィルタ装置スクラ

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。

ビング水移送配管の洗浄を実ⅱ. 操作手順施する。

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。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

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備考
設計方針の相違＊７①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備
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。また，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及び 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，ドレン移送ライン窒素ガスパージ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供給開始を指示する。
④緊急時対策要員は，FCVS フィルタベント装置ドレンライン N パージ用元弁を全開操作
し，窒素ガスの供給を開始するとともに，緊急時対策本部にドレン移送ライン窒素ガス
パージの開始を報告する。
⑤緊急時対策本部は，緊急時対策要員に窒素ガスの供給停止を指示する。
⑥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，窒素ガスの供給を停止する。また，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及び 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。

設計方針の相違＊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。

37

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

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東海第二

備考
設計方針の相違＊７ⅱ. 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する。また，ドレンタンク水抜きの系統構成として 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閉，FCVS フィルタベント装置ドレンタンク出口止め弁を遠隔手動弁操作設備にて全開，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及び 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，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操作し，ドレン移送ポンプ A 又は B を起動する。その後，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・チェンバへ排水開始したこと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，ドレンタンク水位にて継続監視し，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，FCVS フィルタベント
装置ドレンタンク出口止め弁を遠隔手動弁操作設備にて全閉，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
第二止め弁及び 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，
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操作し，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。

38

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊７ⅲ. 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。

39赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

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備考

(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

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，復水補給水系を用いた代替循環冷却系の運転に

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残より，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

留熱除去系海水系を用いた代替循環冷却系により，原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施する。

し，原子炉格納容器の過圧破損を防止する。

設計方針の相違＊４(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
ａ．手順着手の判断基準

ⅰ. 手順着手の判断基準※1

炉心損傷を判断した場合※2において，残留熱除去系の復旧に見込みがなく

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。

炉心損傷を判断した場合で，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）による原子炉格納容器内の減圧及び除熱ができない場合において，サプ
レッション・プールの水位が確保されている場合。

・復水補給水系が使用可能※3 であること。

設計方針の相違＊３

・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。

設計方針の相違＊４・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

東二は「※」にて行外注記する

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

ものについて，前段で説明済み

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。

であれば以降は記載しない。

※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

東二は手順内にて確認する。

い場合。
東二は手順内にて確認する。

※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。

東二では格納容器内酸素濃度※4: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，代替格納容器スプレイを継続することで，ドライウェル側とサプレッ

により，不活性化操作を判断す

ション・チェンバ側のガスの混合を促進させる。

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

ｂ．操作手順代替循環冷却系Ａ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（代替循環冷却系Ｂ系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順も同様。
）。
概要図を第1.7－12図に，タイムチャートを第1.7－13図に示す。

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柏崎は代替循環冷却系の運転D/W スプレイ中とする。

に際し，水源の切替が必要となるため，復水補給水系の運転状
態を前提条件として定義する。

40

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

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柏崎は代替循環冷却系の運転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。

に際し，水源の切替が必要とな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

るため，復水補給水系の運転状
態を前提条件として定義する。

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。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉
注水及び格納容器スプレイを実施するための準備を指示する。

東二の操作手順は発電長の指示と運転員等の報告が対となる構成としている。

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②運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内の減圧及び除に必要なポンプ・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

熱に必要な残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留

設備運用・設計，体制の違い

にて確認する。

熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁，残留熱除去系Ａ系注入弁及び残留熱除去系Ａ系Ｄに起因する記載の相違につい③当直長は， 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／Ｗスプレイ弁の電源切替え操作を実施し，残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除ては以下に整理する。

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

去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁，残留熱除去系Ａ

なお，実態としての記載内容する。

系注入弁及び残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁の表示灯が点灯したことを確認する。

に相違ないものについては色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。

③運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉格納容器内の減圧及び除別化は省略する。

熱に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等によ柏崎操作手順⑤⑤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り確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認し，発電長に報告する。

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④発電長は，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉注水の系統構成を指示する。

柏崎は復水補給水系にて代替

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⑤運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）の操作スイッチを隔離する。

循環冷却運転を行う際の復水／非常用連絡 1 次，2 次止め弁の全開確認を実施する。

⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注水配管分離弁，残留熱除去系Ａ系ミニ移送ポンプ水源切替え手順を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

フロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁及び残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパ

整理する。

ス弁を閉にする。

東二の代替循環冷却系の水源⑦運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）入口弁及び代替循環冷却系Ａ系テスト弁を開にする。

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。）

41

はサプレッション・プールのみ
であり，水源切替手順はない。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）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。（サ東海第二⑧運転員等は，発電長に代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水の系統構成が完了したことを報告する。

備考
設備運用・設計，体制の違いに起因する記載の相違があるが，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⑨発電長は，運転員等に代替循環冷却系ポンプ（Ａ）の起動を指示する。

実態としての記載内容に相違（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）⑩運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）を起動し，代替循環冷却系ポないことから操作手順に限り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。

色別化は省略する。

る。

なお，操作手順は発電長の指示⑪発電長は，運転員等に原子炉圧力が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，代替循環
冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注入弁を開とした後，代替循環冷却系Ａ⑨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。

系注入弁を開にするとともに，代替循環冷却系Ａ系テスト弁を閉にする。
⑬運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを代替循環冷却系原子炉注水流量指示値の上昇により確認し，発電長に報告する。
⑭発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位がジェットポンプ上端（以下「原子炉水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。
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
a

ンプ吐出圧力指示値が1.40MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告すa（⑫ ～⑮ ）
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

位Ｌ０」という。
）位置相当で冠水維持されていることを確認するように指示する。
⑮運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位Ｌ０位置相当で冠水維持されていることを確認し，発電長に報告する。
⑯発電長は，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による格納容器スプレイの系統構成を指示する。

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⑰運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁を開にする。

開として代替循環冷却系の運転を開始する。

⑱運転員等は，発電長に代替循環冷却系Ａ系による格納容器スプレイの系統構成が完了しa⑬ 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たことを報告する。

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⑲発電長は，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による格納容器スプレイの開始を指示する。

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⑳運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系格納容器スプレイ弁を開にする。

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

運転員等は中央制御室にて，格納容器スプレイが開始されたことを代替循環冷却系格納

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

容器スプレイ流量の流量上昇，原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下により確認し，の低下により確認し，当直副長に報告する。

発電長に報告する。

a

発電長は，運転員等にドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示値が

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。

13.7kPa［gage］未満まで低下したことを確認し，代替循環冷却系Ａ系による格納容器ス⑭ 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

プレイの停止を指示する。

42と運転員等の報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

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東海第二

備考

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，残留運転員等は中央制御室にて，ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示

設備運用・設計，体制の違いに

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値が13.7kPa［gage］未満まで低下したことを確認し，代替循環冷却系Ａ系による格納容

起因する記載の相違があるが，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。

器スプレイを停止する。

実態としての記載内容に相違

また，状況により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発電長は，代替循環冷却系のみで原子炉格納容器内の冷却が満足することを確認し，運ないことから操作手順に限り

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

転員等に外部水源である代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の停止を指示する。

色別化は省略する。

⑮b 当直長は，当直副長からの依頼に基づき，代替循環冷却系による原子炉格納容器内へのなお，操作手順は発電長の指示

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と運転員等の報告が対となるる。

構成としている。

b⑯ 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

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

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断し

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た後，冷却水を確保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器内の減圧及び除熱開始まで約 90 分で可能である。

で41分以内と想定する。中央制御室に設置されている制御盤からの遠隔操作であるため，速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。

やかに対応できる。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370分以
内

43

設備及び体制の違いによる記
載内容の相違。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

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東海第二

備考
東二の代替循環冷却系への残(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

留熱除去系海水系，緊急用海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

水系及び代替残留熱除去系海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水系による冷却水確保の手順

容器内酸素濃度（CAMS）へ供給する。

については，「1.5 最終ヒー

ⅰ. 手順着手の判断基準

トシンクへ熱を輸送するため※1

炉心損傷を判断した場合の手順等」にて整備する。

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）

44

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
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東海第二⑦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 115 分，緊急時対策要員操作の補機冷却水供給開始まで約 540分で可能である。
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。

45

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
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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

東海第二(3) サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入
炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心に含まれるよう素がサプレッション・プール

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

水へ流入し溶解する。また，原子炉格納容器内のケーブル被覆材には塩素等が含まれておション・チェンバ・プール水が酸性化すると，サプレッション・チェンバ・プール水に含まれるり，重大事故時にケーブルの放射線分解と熱分解により塩酸等の酸性物質が大量に発生す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ため，サプレッション・プール水が酸性化する可能性がある。サプレッション・プール水が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。

酸性化すると，水中に溶解しているよう素が有機よう素としてサプレッション・チェンバの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

気相部へ放出されるという知見がある。そこで，気相部へのよう素の移行を低減させるたに薬液（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

め，残留熱除去系配管からサプレッション・プールに薬液を注入し，サプレッション・プー

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

ル水の酸性化を防止する。これにより，サプレッション・プール水中によう素を補足し，格の系外放出を低減する。

納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時のよう素の放出量を低減する。

(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。

備考

ａ．手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，サプレッション・プール水ｐＨ制御装置薬液タンクの設計方針の相違＊５

液位が確保されている場合。
※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

東二は「※」にて行外注記する

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

ものについて，前段で説明済み

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。

であれば以降は記載しない。

※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。

ｂ．操作手順

設備運用・設計，体制の違いに

サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入手順の概要は以下のとおり。

起因する記載の相違があるが，概要図を第1.7－14図に，タイムチャートを第1.7－15図に示す。

実態としての記載内容に相違①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にサプレッション・プール水ｐＨ制

ないことから操作手順に限り御装置による薬液注入の準備を指示する。

色別化は省略する。

②運転員等は中央制御室にて，サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入に

なお，東二の操作手順は発電長

必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発の指示と運転員等の報告が対電長に報告する。

となる構成としている。

③発電長は，運転員等にサプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入の系統構成を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系Ｓ／Ｐスプレイ弁及び残留熱除去系Ｂ系
Ｓ／Ｐスプレイ弁の閉を確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，弁駆動用窒素供給弁を開とする。

46

東二は手順の対応フローは記載しない。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）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。
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

東海第二⑥運転員等は，発電長にサプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入の系統構成が完了したことを報告する。
⑦発電長は，運転員等にサプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入を指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，圧送用窒素供給弁を開とし，薬液タンク圧力の上昇を確認する。
⑨運転員等は中央制御室にて，薬液注入窒素作動弁を開とした後，薬液注入が開始されたことを薬液タンク液位が低下することで確認し，発電長に報告する。

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。
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。

47

備考
設備運用・設計，体制の違いに起因する記載の相違があるが，実態としての記載内容に相違ないことから操作手順に限り色別化は省略する。
なお，操作手順は発電長の指示と運転員等の報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設備運用・設計，体制の違いに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起因する記載の相違があるが，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。

実態としての記載内容に相違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，下部ドないことから操作手順に限り

ライウェル注水ライン隔離弁を全開とする。

色別化は省略する。

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

なお，操作手順は発電長の指示の注水を開始する。

と運転員等の報告が対となる構成としている。

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。
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。
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。
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 180m3）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

ｃ．操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断し

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てからサプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入開始まで15分以内と想定す入開始までの所要時間は以下のとおり。

る。中央制御室に設置されている制御盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

48

設備及び体制の違いによる記
載内容の相違赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

・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。

設備及び体制の違いによる記

・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。

載内容の相違・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 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。
東二は 1.7.2.1（1）d.原子炉格

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

納容器内の不活性ガス（窒素）

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置換」に記載原子炉格納容器へ窒素ガスを供給する。

（比較表ページ 25）(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
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。

49

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は 1.7.2.1（1）d.原子炉格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

納容器内の不活性ガス（窒素）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。

置換」に記載⑩中央制御室運転員 A 及び 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（比較表ページ 25）

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 480 分で可能である。
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。

記載方針の相違＊１(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，原子炉建屋オペレーティングフロア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原子炉建屋オペレーティングフロア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，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，一次隔離弁を全閉し，格納容器ベントを停止する。
なお，二次隔離弁については，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系

50

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
記載方針の相違＊１

統回復する等，より安定的な状態になった場合に全閉する。
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）。

51

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
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東海第二

備考
記載方針の相違＊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， 水素バイパス
ライン止め弁を全開とする。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。
・原子炉建屋オペレーティングフロア天井付近の水素濃度が 2.2vol%に到達した場合⑭ａ 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。

52

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二⑭ｂ D/W ベントの場合

備考
記載方針の相違＊１

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，残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱機能が 1 系統回復し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能で，かつ可燃性ガス濃度制御系が使用可能な場合は，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）を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，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。
⑲中央制御室運転員 A 及び B は，一次隔離弁を全閉後，原子炉格納容器内の除熱機能が更に 1 系統回復する等，より安定的な状態になった場合は，二次隔離弁又は二次隔離弁バ
イパス弁を全閉するよう現場運転員に指示する。
⑳現場運転員 C 及び D 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。
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 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。
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。操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外に設置することに加え，あらかじめ遮蔽材を設置することで作業時の被ばくによる影響を低減している。
また，作前にモニタリングを行い接近可能であることを確認し防護具を確実に装着して53

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
記載方針の相違＊１

操作する。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。
(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。
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

54

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
記載方針の相違＊１

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)ドレンタンク水抜き」の操作手順と同様である。
(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1.7－16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により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，サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入を行う。
残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合は，内部水源である代替循
環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施する。
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱ができない場合は，外部水源を使用した代替
格納容器スプレイを実施する。しかし，外部水源を使用するためサプレッション・プールの水位が上昇し，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.5mに到達した場合は，外部水源を使用した代替格納容器スプレイを停止し，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する。
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は中央制御室からの遠隔操作で行うが，中央制御室からの遠隔操作が実施できない場合は，遠隔人力操作機構による現場での手動操作を行う。
なお，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを実施する場合に，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Ｓ／Ｃ側ベントを第一優先とする。ただし，Ｓ／Ｃ側ベントが実施できない場合は，Ｄ／Ｗ側ベントを実施する。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。

55

柏崎は「1.7.2.3 重大事故等時の対応手段の選択」にて整理。（比較表ページ 57）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

優先①：格納容器圧力逃がし装置によるＳ／Ｃ側ベント
優先②：格納容器圧力逃がし装置によるＤ／Ｗ側ベント
格納容器ベント実施後は，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧を行い，長期的な原子炉
格納容器の除熱を実施する。
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。

1.7.2.2 その他の手順項目について考慮する手順
残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷却水確保の手順については，「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。
残留熱除去系又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。
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止並びに可燃性ガス濃度制御系によ東二は「1.9

水素爆発によるる原子炉格納容器内の水素及び酸素濃度制御手順については，「1.9 水素爆発による原子炉格納

原子炉格納容器の破損を防止

容器の破損を防止するための手順等」にて整備する。

するための手順等」にて整備す

水源から接続口への可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順

る。

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。
西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽に補給する手順については，「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。
代替循環冷却系ポンプ，移送ポンプ，電動弁及び監視計器への電源を供給する手順について
は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

東二は代替淡水貯槽に補給す
るす具体的な手順を技術的能力「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備及び可に，操作の判断，確認に係る計搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬器設備に関する手順を技術的型代替注水大型ポンプ及び窒素供給装置用電源車への燃料給油手順については，「1.14 電源の確能力については，「1.15

保に関する手順等」にて整備する。

時の計装に関する手順等」に整

操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

56

備することを記載。

事故

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.7.2.1(4)重大事故

1.7.2.3 重大事故等時の対応手段の選択

等時の対応手段の選択」にて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

整理。（比較表ページ 55）

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。
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。

57

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

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備考

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

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

東二は設計基準事故対処設備

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／9）

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設計基準事故対処設備

対処設備

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

ィーゼル発電機関連設備※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。
※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）東二は対応設備を主要設備（主たるポンプ・除熱のための熱交換器や冷却水源等），関連設備（水源・流路・電源等）に分けて整理している。
東二は設備名で統一しているが，柏崎は系統名による記載と非常時運転手順書Ⅱ

設備名による記載が混在して（徴候ベース）いる。

「ＡＭ設備別操作手順書」

東二は１つの手段につき１つ

非常時運転手順書Ⅲの表で示している。

（シビアアクシデント）（以下，第 1.7－1 表において「除熱－１」，「除熱－３」
，

同様）

「放出」

設計方針の相違＊１～７

重大事故等対策要領（以下，第 1.7－1 表において※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

58（設計基準拡張）としての位置付けをしない。

重大事故等対処設備（全交流動力電源）

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

外部電源系及び非常用デフィルタ装置第一弁（Ｓ／Ｃ側）
第一弁（Ｄ／Ｗ側）
第二弁
第二弁バイパス弁
第二弁操作室遮蔽
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
差圧計
遠隔人力操作機構
圧力開放板
可搬型窒素供給装置
・窒素供給装置
・窒素供給装置用電源車
フィルタ装置遮蔽
配管遮蔽
移送ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ※３
可搬型代替注水大型ポンプ※３
西側淡水貯水設備※３
代替淡水貯槽※３
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
原子炉格納容器
真空破壊弁
窒素供給配管・弁
第二弁操作室空気ボンベユニット（配管・弁）
移送配管・弁
補給水配管・弁常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

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「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」

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

事故時運転操作手順書（シビアアク
シデント）「PCV 制御」「R/B 制御」

自主対策設備

防火水槽 ※5，※6
淡水貯水池 ※5，※6
第二代替交流電源設備 ※3

分類

原子炉格納容器の過圧破損防止

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）
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級） ※5
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

手順書

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

－

対応
手段

に対し，重大事故等対処設備

同様）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／9）
対応手段，対処設備，手順書一覧（2/3）
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

全交流動力電源

対処設備

手段

フィルタ装置第二弁
第二弁バイパス弁
第二弁操作室遮蔽
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
差圧計
遠隔人力操作機構
圧力開放板（全交流動力電源）

関連設備※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。
※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）（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領

自主対策設備

淡水タンク※３

非常時運転手順書Ⅱ

重大事故等対処設備

ィーゼル発電機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

外部電源系及び非常用デ

可搬型窒素供給装置
・窒素供給装置
・窒素供給装置用電源車
フィルタ装置遮蔽
配管遮蔽
移送ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ※３
可搬型代替注水大型ポンプ※３
西側淡水貯水設備※３
代替淡水貯槽※３
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
原子炉格納容器
真空破壊弁
窒素供給配管・弁
第二弁操作室空気ボンベユニット（配管・弁）
移送配管・弁
補給水配管・弁常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※４・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁
第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁

多様なハザード対応手順「フィルタベント停止後の N パージ」

多様なハザード対応手順「可搬型格納容器窒素供給設備による 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
ホース
可燃性ガス濃度制御系配管・弁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））」

原子炉格納容器の過圧破損防止

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 ︶可搬型窒素供給装置
ホース・接続口

事故時運転操作手順書（シビアアク
シデント）「PCV 制御」「R/B 制御」

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

現場 操作

原子炉格納容器の過圧破損防止

－

対応

手順書

重大事故等対処設備

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・弁機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備

分類

分類※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

59

柏崎は比較表ページ 58 に記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

対応
手段

整備する手順書※１

遠隔人力操作機構
第二弁操作室遮蔽
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
差圧計

重大事故等対処設備

関連設備

第二弁操作室空気ボンベユニット（配管・弁）

重大事故等対処設備－

柏崎は比較表ページ 59 に記載。
対応設備

主要設備

事故時運転操作手順書（シビアアク
シデント）「PCV 制御」

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

遠隔人力操作機構による現場操作

自主対策設備

格納容器内ｐＨ制 御代替格納容器スプレイ冷却系（常設） ※1
格納容器下部注水系（常設） ※4
格納容器 pH 制御設備

AM 設備別操作手順書「代替循環冷却系による PCV 内の減圧及び除熱」

自主対策設備

防火水槽 ※5，※6
淡水貯水池 ※5，※6
第二代替交流電源設備 ※3

事故時運転操作手順書（シビアアク
シデント）「PCV 制御」

分類

原子炉格納容器の過圧破損防止

復水移送ポンプ
代替原子炉補機冷却系 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A－2 級） ※5
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・ポンプ
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 ※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

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

原子炉格納容器の過圧破損防止

－

対応
手段

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／9）

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/3）
分類

東海第二

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

AM 設備別操作手順書「炉心損傷後格納容器薬品注入」※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）60

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 59 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／9）
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

可搬型窒素供給装置
・窒素供給装置
・窒素供給装置用電源車

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
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・弁フィルタ装置常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

関連設備

不活性ガス（窒素）による系統内の置換

原子炉格納容器の過圧破損防止－

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

61

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 59 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／9）
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

可搬型窒素供給装置
・窒素供給装置
・窒素供給装置用電源車

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
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
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

関連設備

原子炉格納容器負圧破損の防止

原子炉格納容器の過圧破損防止－

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

62

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 60 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／9）
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

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ※２
緊急用海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ

関連設備

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スプ
レイヘッダ
原子炉圧力容器
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ（シビアアクシデント）
重大事故等対処設備（全交流動力電源）

主要設備

ィーゼル発電機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

原子炉格納容器の過圧破損防止

外部電源系及び非常用デ整備する手順書※１

対応設備「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

63

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 60 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
サプレッション・プール
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スプ
レイヘッダ
原子炉圧力容器
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

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②

原子炉格納容器の過圧破損防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

64

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 60 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／9）
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

重大事故等対処設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
サプレッション・プール

可搬型代替注水大型ポンプ※２

自主対策設備（全交流動力電源）

主要設備

ィーゼル発電機非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スプ
レイヘッダ
原子炉圧力容器
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対処設備

関連設備

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③

原子炉格納容器の過圧破損防止

外部電源系及び非常用デ整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

65

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 60 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／9）
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

薬液タンク
蓄圧タンク加圧用窒素ガスボンベ

重大事故等対処設備

サプレッション・プール

自主対策設備主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

関連設備

「放出」
残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッダ
サプレッション・プール水ｐＨ制御装置配管・弁
常設代替直流電源設備※４・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領
自主対策設備

サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入

原子炉格納容器の過圧破損防止－

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：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。
※3：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。
※4：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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

66

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

第 1.7.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

第1.7－2表 重大事故等対処に係る監視計器

東二は監視計器について，重大監視計器一覧（1／5）

監視計器一覧（1/7）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）監視パラメータ（計器）区別を注記している（詳細は1.15（事故時の計装に関する手

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)（D/W）
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圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の放射線量率

原子炉圧力容器内の温度

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１
原子炉圧力容器温度※１
サプレッション・プール水位※１

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

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・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

判断基準

原子炉格納容器内の水位

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度･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

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

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

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※
１

サプレッション・プール水温度※１

操作電源（耐性等）を満たし設計されているもの，そうでないものとの判断基準

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））」

対応手順

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) 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

1.7.2.1 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
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」「R/B 制御」

事故等対処設備としての要求
重大事故等の対応に必要となる監視項目

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内水素濃度※２

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内酸素濃度※２

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位※１
フィルタ装置圧力※１
フィルタ装置スクラビング水温度※１
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）※１
フィルタ装置入口水素濃度※１

補機監視機能モニタリング・ポスト※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

67順等）にて整理する）。
（以下，第 1.7－2 表において同様）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（2/7）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１

監視計器一覧（2／5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

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
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「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））」

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
・原子炉建屋地上 2 階
・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

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)

原子炉格納容器内の温度

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・プール水温度

補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(1) 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

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能第二弁操作室差圧
空気ボンベユニット空気供給流量

判断基準

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
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）

操作

原子炉格納容器内の放射線量率ｂ．第二弁操作室の正圧化

操作68赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（3/7）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 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

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)（D/W）
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）

判断基準

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

最終ヒートシンクの確保

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
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

判断基準

補機監視機能ｃ．フィルタ装置スクラビ
ング水補給

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位※１

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位※１
残留熱除去系系統流量※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１

最終ヒートシンクの確保－

原子炉格納容器内の圧力フィルタ装置水位

原子炉格納容器内の温度
操作
判断基準

ｄ．原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

フィルタ装置水位

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

補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量

判断基準

－

原子炉格納容器内の水素濃度操作

操作

多様なハザード対応手順「フィルタベント停止後の N2 パージ」

補機監視機能ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気
温度※１

原子炉格納容器内の水素濃度－操作

ｅ．フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

フィルタ装置スクラバ水 pH
フィルタ装置水位

－

－

操作
操作

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
フィルタ装置ドレン移送流量

ｆ．フィルタ装置スクラビ
ング水移送

操作

判断基準

補機監視機能判断基準

判断基準

多様なハザード対応手順「ドレンタンク水抜き」

補機監視機能－操作

操作

多様なハザード対応手順「ドレン移送ライン N2 パージ」

－

判断基準

判断基準

多様なハザード対応手順「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

フィルタ装置水素濃度・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

残留熱除去系海水系系統流量※１
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１
ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１
ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気
温度※１
格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内水素濃度※２

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の酸素濃度
補機監視機能監視パラメータ（計器）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) 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

判断基準

操作

－

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

判断基準 操作

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」

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）」

備考

監視計器一覧（3／5）

手順書

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）」

東海第二原子炉格納容器内の圧力
原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内水素濃度※２
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内酸素濃度※２
ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１
格納容器内水素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内水素濃度※２

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１
格納容器内酸素濃度※２

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置スクラビング水温度※１
フィルタ装置入口水素濃度※１

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置スクラビング水温度※１
フィルタ装置水位※１

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置水位※１
フィルタ装置スクラビング水温度※１
フィルタ装置入口水素濃度※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

69

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（4/7）

東海第二

備考

監視計器一覧（4／5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 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
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）「PCV 制御」

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)（D/W）
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

判断基準

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)

原子炉格納容器内の温度

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・プール水温度

原子炉格納容器内の酸素濃度

最終ヒートシンクの確保

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

１

サプレッション・プール水温度※１

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

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）(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

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力
原子炉格納容器内の圧力格納容器下部水位操作

格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

原子炉格納容器内の温度

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

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

最終ヒートシンクの確保

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）
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

原子炉格納容器内の温度

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１
ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１
ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※
１

サプレッション・プール水温度※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※
最終ヒートシンクの確保

１

代替循環冷却系ポンプ入口温度※１
残留熱除去系熱交換器入口温度※１

操作

原子炉格納容器内の圧力

補機監視機能ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１
ドライウェル雰囲気温度※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※

格納容器内酸素濃度

水源の確保

原子炉格納容器内の水位監視パラメータ（計器）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

判断基準

AM 設備別操作手順書「代替循環冷却系による PCV 内の減圧及び除熱」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）※１

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力70

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（5/7）

備考

監視計器一覧（5／5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 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
c.格納容器内 pH 制御

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」

操作

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)（D/W）
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

原子炉格納容器への注水量

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）

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
格納容器下部水位

補機監視機能薬液タンク水位サプレッションプール水 pH

判断基準

判断基準

AM 設備別操作手順書「炉心損傷後格納容器薬品注入」

東海第二(3) サプレッション・プー
ル水ｐＨ制御装置による薬液注入

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

水源の確保

薬液タンク液位

補機監視機能薬液タンク圧力水源の確保

薬液タンク液位操作

原子炉格納容器内の放射線量率

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

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
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判断基準

多様なハザード対応手順「可搬型格納容器窒素供給設備による PCV 窒素供給」

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)（D/W）
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）

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：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

71

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二監視計器一覧（6/7）

備考
東二は比較表ページ 67 に記載。

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(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）「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））」

判断基準

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
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圧力格納容器内圧力(D/W)
格納容器内圧力(S/C)

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

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・プール水温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度(A)
格納容器内水素濃度(B)
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度･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

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

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)（D/W）
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）

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（A）
格納容器内水素濃度（B）
格納容器内水素濃度（SA）

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
・原子炉建屋地上 2 階
・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

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)

原子炉格納容器内の温度

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・プール水温度

補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ

操作

原子炉格納容器内の放射線量率72赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二監視計器一覧（7/7）

東二は比較表ページ 69 に記載。
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.7.2.1 原子炉格納容器の過圧破損防止のための対応手順(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）
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」

判断基準

フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位

補機監視機能フィルタ装置水位
フィルタ装置金属フィルタ差圧

補機監視機能判断基準

フィルタ装置水位
フィルタ装置ドレン移送流量

－

操作
判断基準
操作

補機監視機能－－フィルタ装置水素濃度・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－

補機監視機能－フィルタ装置スクラバ水 pH
フィルタ装置水位－

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
フィルタ装置ドレン移送流量

判断基準

判断基準

多様なハザード対応手順「ドレンタンク水抜き」

最終ヒートシンクの確保

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
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

操作

多様なハザード対応手順「ドレン移送ライン N2 パージ」

原子炉圧力容器温度

補機監視機能判断基準

多様なハザード対応手順「フィルタ装置スクラバ水 pH 調整」

原子炉圧力容器内の温度－操作

多様なハザード対応手順「フィルタベント停止後の N パージ」

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
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）

判断基準

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）」

原子炉格納容器内の放射線量率

操作

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）
」

備考

－

操作

73

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

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】
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

供給対象設備
格納容器圧力逃がし装置

給電元給電母線

第 1.7－3 表 審査基準における要求事項毎の給電対象設備
対象条文

供給対象設備

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

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

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

第二弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

第二弁バイパス弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

代替循環冷却系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
）

代替循環冷却系 弁

常設代替交流電源設備
緊急用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
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

フィルタ装置出口放射線モニタ(高レンジ・低レ
ンジ)

常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流125V主母線盤

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【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

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

74

給電元
給電母線
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用モータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセン
タ」を「ＭＣＣ」という。
）
ＭＣＣ ２Ｄ系

AM 用 MCC
AM 用直流 125V
不活性ガス系弁備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。

75

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

76

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 76 に記載。

77

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１78

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

79

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１80

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二の移送ポンプは満水保管としているため，水張手順は整
備しない。

81

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二の移送ポンプは満水保管としているため，水張手順は整
備しない。

82

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

83

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

84

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 84 に記載。

85

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 84 に記載。

86

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 94 に記載。

87

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 95 に記載。

88

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 112 に記載。

89赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 113 に記載。

90赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

91

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 91 に記載。

92

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

93

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 87 に記載。

94

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 88 に記載。

95

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 88 に記載。

96

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は予め待機中から十分な量の薬剤をスクラビング水に添加しておくことで，ベント中の薬剤調整が不要となる設計としている。

97

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は予め待機中から十分な量の薬剤をスクラビング水に添加しておくことで，ベント中の薬剤調整が不要となる設計としている。

98赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 94 に記載。

99

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 95 に記載。

100

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はドレンタンクを設置し
ていない。

101

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はドレンタンクを設置し
ていない。

102

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

103

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 103 に
記載。

104

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 103 に
記載。

105

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 103 に
記載。

106

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

107

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二の代替循環冷却系への残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷却水確保の手順については，「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。

108

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二の代替循環冷却系への残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷却水確保の手順については，「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。

109

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

110

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

111

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 89 に記載。

112

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 90 に記載。

113

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 76 に記載。

114

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 76 に記載。

115

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表ページ 79 及び 80
に記載。

116

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は当該手順につながりのある手順との紐づけのため，全体フローチャートを作成。

117

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 20 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 117 に記載。

118

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二
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＜＜ 目 次 ＞
1.8.1 対応手段と設備の選定

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

a. 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

備考

目 次 ＞

ａ．ペデスタル（ドライウェル部）の床面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(a) ペデスタル（ドライウェル部）への注水(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b. 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

ｂ．溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・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(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(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

c. 手順等

ｃ．手順等

1.8.2 重大事故等時の手順

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

1.8.2.1 ペデスタル（ドライウェル部）の床面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(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水

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

ａ．格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）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）

ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）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

ｃ．消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
ｄ．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

東二は補給水系（自主対策設
備）を注水手段として整備する。
（以下，設計方針の相違＊１）(2) 重大事故等時の対応手段の選択

柏崎は「1.8.2.4 重大事故等時の対応手段の選択」に記載。
（比較表ページ 3）1

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.8.2.2 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

1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水(1) 原子炉圧力容器への注水
ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

備考

東二は原子炉隔離時冷却系を注水手段として使用する。
（以下，設計方針の相違＊２）ｂ．高圧代替注水系による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

ｃ．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）

ｄ．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）
ｅ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

東二は新設する代替循環冷却系
を注水手段として使用する。
（以下，設計方針の相違＊３）

c. 消火系による原子炉圧力容器への注水

ｆ．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
ｇ．補給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

設計方針の相違＊１

ｈ．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
東二は原子炉圧力容器破損後はf. 制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

制御棒駆動系に期待しない。このため東二は制御棒駆動系からの注水手順を整備しない。
（以下，設計方針の相違＊４）g. 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

全交流電源喪失を想定しており，常設代替交流電源設備から
ＨＰＣＳ高圧母線の受電は，考慮しない。このため東二は高圧
炉心スプレイ系に期待できないことから緊急注水手順を整備しない。
（以下，設計方針の相違＊５）(2) 重大事故等時の対応手段の選択

柏崎は「1.8.2.4 重大事故等時の対応手段の選択」に記載。
（比較表ページ 3）2

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.8.2.3 その他の手順項目について考慮する手順

東海第二

備考

1.8.2.3 その他の手順項目について考慮する手順
東二は「1.8.2.1(2) 重大事故

1.8.2.4 重大事故等時の対応手段の選択

等時の対応手段の選択」及び「1.8.2.2(2) 重大事故等時の対応手段の選択」にて個別に整理。（比較表ページ 1，2）

3

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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】

東海第二1.8 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

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が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

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

【解釈】

【解釈】

１ 「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１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。

「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、以下に掲げる装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

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（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するために行われるものである。

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）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。

4

備考赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二

備考

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「ＭＣＣ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 Ｉ」という。
）による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（以下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。

「ペデスタル（ドライウェル部）」という。）に落下した炉心を冷却する対処設備を整備する。
また，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面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する。
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。

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。

5

東二は対処設備の本格的な設置工事前であることから方針を示し，他条文と整合を図る記載とした。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.8.1 対応手段と設備の選定

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(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。

備考

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，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却する必要がある。
また，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面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。

ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却及び溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面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。
東二は「1.8.2 重大事故等時

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の手順」の手順毎に記載。

を含めることとする。

（以下，記載方針の相違＊１）
重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備※ 1 を選

重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選

定する。

定する。

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

使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効

備。

な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけで選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。
）だけなく，設置許可基準規則第五十一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」とい要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明う。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との確にする。

関係を明確にする。

6

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(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

東海第二

備考

(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

第 1.8.1 表に整理する。

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

ａ．ペデスタル（ドライウェル部）の床面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ペデスタル（ドライウェル部）には，通常運転時から水を確保するとともに，炉心が損傷

東二は炉心損傷時に通常運転時

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，原子炉格納容した場合に，ペデスタル（ドライウェル部）の水位が確実に確保されていることを確認する

から水を確保しているペデスタ

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

ため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水することで，原子炉圧力容器が破損に至った場

ルに水位が確実に確保されていンダリへの接触防止を図る。

合においても，ペデスタル（ドライウェル部）床面に落下する溶融炉心を冷却し，ＭＣＣＩることを確認するため注水すの抑制を図る。

る。
柏崎は原子炉圧力容器の破損に至る可能性がある場合に原子炉
格納容器下部に注水する。

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

また，原子炉圧力容器破損後はペデスタル（ドライウェル部）に注水することで，ペデス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タル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却し，ＭＣＣＩの抑制を図る。

（以下，設計方針の相違＊６）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

さらに，原子炉圧力容器が破損し，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）の床面に落東二と柏崎の原子炉格納容器の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低電導度

下した場合に，ペデスタル（ドライウェル部）に設置された格納容器機器ドレンサンプ及び形状の違いにより，ＭＣＣＩ及

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。

格納容器床ドレンサンプ（以下「格納容器ドレンサンプ」という。）に流入し，局所的にコ

びＦＣＩによる原子炉格納容器

ンクリートが侵食されることを防止するため，格納容器ドレンサンプの形状を変更し，ペデの破損を防止するための詳細設

スタル（ドライウェル部）の床面を平坦化するとともに，溶融炉心によるコンクリート侵食計及び運用が異なることから，影響及びペデスタル（ドライウェル部）構造への熱影響を抑制するため，ペデスタル（ドラそれぞれ記載方法が異なっていイウェル部）の床面及び壁面にコリウムシールドを設置する。また，コリウムシールド内はる。

格納容器床ドレンサンプとして用いるために，ペデスタル（ドライウェル部）内に設ける排（以下，設計方針の相違＊７）

水の流入口をスワンネック構造とする。
なお，「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に伴う水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響を小さく抑えるとともに，ＭＣＣＩの抑制効果に期待できる深さを考慮してペデスタル（ドライウェル部）の水位を約1mに維持する。

7

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(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。

東海第二

備考

(a) ペデスタル（ドライウェル部）への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却するため，格納容器下部注水系（常設），格納容器下部注水系（可搬

東二は対応手段ごとに対処設備型），消火系及び補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する手段がある。

を記載。

ⅰ) 格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水で使用する設備は以下のとおり。

東二は設備の添付八の記載と合わせ，主要な設備を本文に記載
し，関連設備は「第 1.8－1
表」に整理することとしている。
（以下，記載方針の相違＊２）・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

東二は格納容器下部注水系の常・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽設機器として，新設の常設低圧・復水補給水系配管・弁・コリウムシールド代替注水系ポンプ（低圧代替注・高圧炉心注水系配管・弁水系）及び代替淡水貯槽を使用

・原子炉格納容器するが，柏崎は既設の補給水系

・コリウムシールドを使用する。

・常設代替交流電源設備（以下，設計方針の相違＊８）・第二代替交流電源設備

東二は常設代替交流電源設備の・可搬型代替交流電源設備代替としての自主的な電源設備

・代替所内電気設備

は設置しない。
（以下，設計方針の相違＊９）8

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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
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。

東海第二

備考

ⅱ) 格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水で使用記載方針の相違＊２

する設備は以下のとおり。

・可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

・可搬型代替注水中型ポンプ（格納容器下部注水系（可搬型）として使用）

東二で新規配備する可搬型代替

・防火水槽

・可搬型代替注水大型ポンプ（格納容器下部注水系（可搬型）として使用）

注水中型ポンプ及び大型ポンプ

・淡水貯水池・西側淡水貯水設備

は，様々な手段に用いるため，・ホース・接続口・代替淡水貯槽

使用目的を併記する。

・復水補給水系配管・弁・コリウムシールド（以下，記載方針の相違＊３）

・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

設計方針の相違＊９・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，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用する場

なお，格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。

東二は西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽への補給に関する記

合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホー

載は，技術的能力「1.13 重大事

スにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。

故等の収束に必要となる水の供給手順等」に整理しており，ここまた，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は，防火水槽又はでは記載しない。

淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

柏崎と記載内容相違なし。

9

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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設備は以下のとおり。

東海第二

備考

ⅲ) 消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水で使用する設備は以下のとお

記載方針の相違＊２り。
・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ろ過水タンク

・ろ過水貯蔵タンク

・消火系配管・弁・多目的タンク

東二はろ過水貯蔵タンクを代替

・復水補給水系配管・弁・コリウムシールドする淡水タンクとして，多目的・原子炉格納容器

タンクを設置している。

・コリウムシールド（以下，設計方針の相違＊１０）・常設代替交流電源設備
設計方針の相違＊９・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) 補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）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
・復水貯蔵タンク・コリウムシールド10

設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二

備考

(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

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「1.8.1(2)ａ．(a)ⅰ) 格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル

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，常設代替交流電源部）への注水」で使用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ，代替淡水貯槽及びコ記載。

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

リウムシールドは重大事故等対処設備として位置づける。

設計方針の相違＊８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「1.8.1(2)ａ．(a)ⅱ) 格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェ

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)項を満足するル部）への注水」で使用する設備のうち，格納容器下部注水系（可搬型）として使用する

ための代替淡水源（措置）として位置付ける。

可搬型代替注水中型ポンプ，格納容器下部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注
水大型ポンプ，西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽及びコリウムシールドは重大事故等対処
設備として位置づける。
「1.8.1(2)ａ．(a)ⅲ) 消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水」で使用する設備のうち，コリウムシールドは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.8.1(2)ａ．(a)ⅳ) 補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水」で使用する設備のうち，コリウムシールドは重大事故等対処設備として位置づける。

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

る。
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。

以上の重大事故等対処設備により，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却することができる。

11

東二は対応手順毎に対処設備を記載方針の相違＊３

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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

東海第二

備考

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク及び多目的タンク
耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，ペデスタ

設計方針の相違＊１０
記載方針の相違＊２

ル（ドライウェル部）へ注水する手段として有効である。

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。
設計方針の相違＊１・復水移送ポンプ及び復水貯蔵タンク
耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，ペデスタ
ル（ドライウェル部）へ注水する手段として有効である。

設計方針の相違＊９・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

ｂ．溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・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，原子炉圧力容器へ注水する手段がある。

(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，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するため，原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系，低圧代

東二は主な系統を記載。

替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系，補給水系及びほう酸水注入系により原子炉圧力容器へ注水する手段がある。
原子炉隔離時冷却系を設計基準事故及び重大事故等時の対処に用いる場合の水源は，サプレッション・プールである。
また，原子炉隔離時冷却系で用いることができる水源は，サプレッション・プールの他に復水貯蔵タンクもあり，復水貯蔵タンクを使用する場合のサプレッション・プールから
復水貯蔵タンクへの切替え手順については，「1.13
供給手順等」にて整備する。

12

重大事故等の収束に必要となる水の設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二ⅰ) 原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

備考
設計方針の相違＊２

原子炉隔離時冷却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。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・サプレッション・プールⅱ) 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。

柏崎は本項の後段で記載。
（比較表ページ 16）

・常設高圧代替注水系ポンプ
・サプレッション・プール
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。

ⅲ) 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

記載方針の相違＊２り。
・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

東二は低圧代替注水系の常設機・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽器として，新設の常設低圧代替・復水補給水系配管・弁

注水系ポンプ及び代替淡水貯槽・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

を使用するが，柏崎は既設の補・給水系配管・弁・スパージャ

給水系を使用する。

・高圧炉心注水系配管・弁（以下，設計方針の相違＊１１）・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
設計方針の相違＊９・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

13

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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。

東海第二

備考

ⅳ) 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記載方針の相違＊２おり。
・可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

・可搬型代替注水中型ポンプ（低圧代替注水系（可搬型）として使用）

・防火水槽

・可搬型代替注水大型ポンプ（低圧代替注水系（可搬型）として使用）

・淡水貯水池・西側淡水貯水設備

・ホース・接続口・代替淡水貯槽

記載方針の相違＊３・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
設計方針の相違＊９・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，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用する

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，西側淡水貯水設
備又は代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。

東二は西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽への補給に関する記

場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可搬のホ

載は，技術的能力「1.13 重大事ースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。

故等の収束に必要となる水の供

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は，防火水槽又は淡水貯給手順等」に整理しており，ここ

水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

では記載しない。
柏崎と記載内容相違なし。

14

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二ⅴ) 代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

備考
設計方針の相違＊３

代替循環冷却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。
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・サプレッション・プール
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）
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。

ⅵ) 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

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・ろ過水タンク

・ろ過水貯蔵タンク

・消火系配管・弁・多目的タンク

記載方針の相違＊２

設計方針の相違＊１０・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
設計方針の相違＊９・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15

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は本項の前段で説明文を記

ⅳ. 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水載。

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。

（比較表ページ 13）

・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
・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
・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

設計方針の相違＊９・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。

16

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

ⅶ) 補給水系による原子炉圧力容器への注水

設計方針の相違＊１

補給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。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンク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。

ⅷ) 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

記載方針の相違＊２り。
・ほう酸水注入系ポンプ

・ほう酸水注入ポンプ

・ほう酸水注入系貯蔵タンク

・ほう酸水貯蔵タンク

・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
設計方針の相違＊９・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

17赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊４ⅵ. 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

設計方針の相違＊５ⅶ. 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
・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

18

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二

備考

(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備「1.8.1(2)ｂ．(a)ⅰ) 原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水」で使用す設計方針の相違＊２

る設備のうち，原子炉隔離時冷却系ポンプ及びサプレッション・プールは重大事故等対処
設備として位置づける。
「1.8.1(2)ｂ．(a)ⅱ) 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

柏崎は後段に記載。

備のうち，常設高圧代替注水系ポンプ及びサプレッション・プールは重大事故等対処設備

記載方針の相違＊２

として位置づける。
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のうち，復水移送「1.8.1(2)ｂ．(a)ⅲ) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水」で使記載方針の相違＊２

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

用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備と設計方針の相違＊１１

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，して位置づける。

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「1.8.1(2)ｂ．(a)ⅳ) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水」で記載方針の相違＊２

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・使用する設備のうち，低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポン記載方針の相違＊３

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，プ，低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水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設備及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備として位置づける。

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

東二は前段に記載。

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，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。

19

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二「1.8.1(2)ｂ．(a)ⅴ) 代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水」で使用する設

備考
設計方針の相違＊３

備のうち，代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール，残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ，緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナは重大事故等対処設備として位置づける。
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「1.8.1(2)ｂ．(a)ⅷ) 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・用する設備のうち，ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは重大事故等対処設備と弁・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して位置づける。

記載方針の相違＊２

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これらの設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

る。
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。

以上の重大事故等対処設備により，原子炉圧力容器へ注水し，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

東二は可搬型代替注水大型ポン

車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対してプを使用した代替残留熱除去系

有効性を確認できないが，代替循環冷却系が使用可能であれば，原子炉圧力容器へ注海水系を新規配備し，残留熱除水する手段として有効である。

去系又は代替循環冷却系に冷却水を供給できる。
記載方針の相違＊３・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・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク及び多目的タンク
耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉圧
力容器へ注水する手段として有効である。

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。

20

記載方針の相違＊２
設計方針の相違＊１０赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二・復水移送ポンプ及び復水貯蔵タンク

備考
設計方針の相違＊１

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉圧
力容器へ注水する手段として有効である。
設計方針の相違＊４・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。

設計方針の相違＊５・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。

設計方針の相違＊９・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。

21

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
c. 手順等

東海第二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.

上記「ａ．ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応

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」により選定した手段及び設備」及び「ｂ．溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・対応手段に係る手順を整備する。

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

備考

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

東二は「技術的能力 1.0 重大シデント）（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（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」及び「重大事故等対策要事故対策における共通事項（添る（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領」に定める（第1.8－1表）。

付資料 1.0.10 重大事故等発生

いても整理する（第 1.8.2 表，第 1.8.3 表）。

また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する（第1.8－2表，第1.8－3表）。

時の体制について）」より，当直運転員と重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が重大事故等の対応に当たることとしている。

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

22

運転員等の定義を追記。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.8.2 重大事故等時の手順

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

1.8.2.1 ペデスタル（ドライウェル部）の床面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(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水

備考

ａ．格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

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。

全交流動力電源喪失時，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記載方針の相違＊１

損を防止するため，代替淡水貯槽を水源とした格納容器下部注水系（常設）によりペデスタ
ル（ドライウェル部）の床面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。

炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保す
るため，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

また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉
心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を実施する。
スタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持する。

(a) 手順着手の判断基準(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

設計方針の相違＊７

サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデように崩壊熱相当の流量とする。

※1

設計方針の相違＊６【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの判断基準】※2

で，格納容器下部注水系（常設）が使用可能な場合 。

・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合※１において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

設計方針の相違＊６
判断基準（東二は炉心損傷判断
時,柏崎は炉心損傷に至る可能性）の違いによる相違。
記載方針の相違＊１
東二は設備が使用可能であることとして水源が確保されていることを明記している。
（以下，記載方針の相違＊４）23

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）［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）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

東海第二

備考

【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の判断基準】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴候※２及び原子炉圧力容

記載方針の相違＊１

器の破損によるパラメータ変化※３により原子炉圧力容器の破損を判断した場合におい設計方針の相違＊６て，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

記載方針の相違＊４※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材判断基準（東二は炉心損傷判断

喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲時,柏崎は炉心損傷に至る可能

気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した性）の違いによる相違。

合。

場合。
記載方針の相違＊４※ 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※2：「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（喪失），制御示の喪失数増加，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。

棒の位置表示の喪失数増加及び原子炉圧力容器温度（下鏡部）指示値が300℃到達により確認する。

※ 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※3：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水温計兼下，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。

デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上

設計方針の相違＊７

昇又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。

(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部への注水の準備開始を指示する。

(b) 操作手順
格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水手順の概要
は以下のとおり。

東二は手順の対応フローは記載

概要図を第1.8－1図に，タイムチャートを第1.8－2図に示す。

しない。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に格納容器下部注水系（常設）に設備運用・設計，体制の違いによるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備を指示する。

起因する記載の相違はあるが，実態として記載内容に違いはないことから操作手順に限り色別化は省略する。
なお，操作手順は発電長の指示と運転員等，災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

24

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

②運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライ

設備運用・設計，体制の違いにウェル部）への注水に必要な格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格起因する記載の相違はあるが，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

納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の電源切替え操作を実施し，格納実態として記載内容に違いはな

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容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入いことから操作手順に限り色別ることを状態表示にて確認する。

ライン流量調整弁の表示灯が点灯したことを確認する。

化は省略する。

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。

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，③運転員等は中央制御室にて，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限する制

なお，操作手順は発電長の指示

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（常限弁が閉，及びベント管に接続する排水弁が開であることを確認する。なお，ベントと運転員等，災害対策本部長の設）が使用可能か確認する。

管に接続する排水弁が閉している場合は，開とする。

報告が対となる構成としてい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）による原子炉格納容器下部への注水開始を指示する。

④運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するために必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
⑤運転員等は，発電長に格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑥発電長は，運転員等に格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを起動した後，常設低圧代替
注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.40MPa［gage］以上であることを確認する。
⑧運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系系統分離弁，格納容器下部注水系ペa

デスタル注水弁，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部

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，注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁を開にする。

⑨ 原子炉格納容器下部への初期水張りの場合
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）指示値の上昇（90m /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180m3）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⑨運転員等は，発電長に格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成が完了したことを報告する。
⑩発電長は，運転員等に格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水の開始を指示する。

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【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張り】に必要な注水流量（35～70m3/h）に調整し，注水を継続する。

⑪運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁を開に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し，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開切替え操作（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。

始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電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。

長に報告する。
なお，低圧代替注水系格納容器下部注水流量を格納容器下部注水系ペデスタル注水
流量調整弁により80m３／hに調整し，格納容器下部水位（高さ1m超検知用）が1mを超える水位を検知したことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止
する。

25

る。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れで排水弁が自動で閉となることを確認する。

備考
設備運用・設計，体制の違いに起因する記載の相違はあるが，【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】

実態として記載内容に違いはな⑫運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁を開にいことから操作手順に限り色別

し，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開化は省略する。

始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電なお，操作手順は発電長の指示

長に報告する。

と運転員等，災害対策本部長の⑬発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心堆積高さに応じたペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。

報告が対となる構成としている。

⑭ａ溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m未満であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁によりペデスタル（ドライウェル部）の水位を0.5m～1.0mに維持し，発電長に報告する。
⑭ｂ溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ
堆積検知用）で0.2m以上であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を80m３／hに調整し，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性

上記の操作について，作業開始を判断してから格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとお設備及び体制の違いによる記載

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

り。

内容の相違

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【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張り】

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

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。

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，17分以内と想定する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，1分以内と想定する。
中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
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）

東海第二

備考

ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）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）及び消火系による全交流動力電源喪失時，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

記載方針の相違＊１

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（常設），消火系及び補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉

設計方針の相違＊１

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。

心の冷却ができない場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源とした格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）の床面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。

炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保す

設計方針の相違＊６

るため，水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉
心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持する。

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。

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設計方針の相違＊７

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：9 月 6 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.8 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(a) 手順着手の判断基準(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］※1

損傷炉心の冷却が未達成の場合

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。

【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの判断基準】
・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断し，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補設計方針の相違＊６

給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができない場合において，西側淡記載方針の相違＊１

水貯水設備又は代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

設計方針の相違＊１
記載方針の相違＊４［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］【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の判断基準】

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・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴候及び原子炉圧力容器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の破損によるパラメータ変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，格納容器下部注水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。

系（常設），消火系及び補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができな
い場合において，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
東二は「1.8.2.1(1)a.(a)手順※ 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

着手の判断基準」にて整理。

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。

（比較表ページ 24）※ 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

東二は「※」にて行外注記するものについて，前段で説明済みで示の喪失数増加，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。

あれば以降は記載しない。

※ 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（以下，記載方針の相違＊５）

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。

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