添付資料 1.0.7

東海第二発電所

有効性評価における重大事故対応時の手順について

目

次

１．運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
１．１

高圧・低圧注水機能喪失

１．２

高圧注水・減圧機能喪失

１．３

全交流動力電源喪失

１．３．１

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

１．３．２

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

１．３．３

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

１．４

崩壊熱除去機能喪失

１．４．１

取水機能が喪失した場合

１．４．２

残留熱除去系が故障した場合

１．５

原子炉停止機能喪失

１．６

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

１．７

格納容器バイパス（インターフェースシステムＬＯＣＡ）

１．８

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

２．重大事故２．１

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

２．２

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

２．３

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

２．４

水素燃焼

２．５

溶融炉心・コンクリート相互作用

３．使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故
３．１

想定事故１

３．２

想定事故２

４．運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
４．１

崩壊熱除去機能喪失

４．２

全交流動力電源喪失

４．３

原子炉冷却材の流出

４．４

反応度の誤投入※重大事故等の対策は全て自動で作動するため，手順による対応は不要。

1.1 高圧・低圧注水機能喪失
事故条件

特 徴
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（ＬＯＣＡを除く。
）

項目

主要解析条件の発生後，高圧注水機能が喪失

起因事象

給水流量の全喪失

安全機 能の喪失に対する仮定

高圧注水機能及び低圧注
水機能喪失

外部電源

外部電源ありし，原子炉減圧には成功するが，低圧注水機能が喪失することを想定する。このため，逃がし安全
弁による圧力制御に伴う蒸気流出により原子炉圧力容器内の保

事
故
条
件

有水量が減少し，原子炉水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
また，低圧注水機能喪失を想定することから，併せて残留熱除去
系機能喪失に伴う崩壊熱除去機
能喪失等を想定する。

基本的な考え方逃がし安全弁の手動開操作に
より原子炉を減圧し，原子炉減圧後に低圧代替注水系（常設）により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図る。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化
ベント系（以下「格納容器圧力逃

䴊
1.0.7

がし装置等」という。）による格
納容器除熱を実施する。なお，代替循環冷却系による格納容器除䴊1.1

熱も実施可能である。

1
対応手順概要ａ．原子炉スクラム確認
ｂ．高圧・低圧注水機能喪失確認
ｃ．逃がし安全弁による原子炉急
速減圧
ｄ．低圧代替注水系（常設）による原子炉注水ｅ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却
ｆ．格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱解析上の対応手順の概要フロー

条件設定の考え方
原子炉水位低下の観点で厳しい事象を設定
高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の機能喪失を，低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失を設定
外部電源がある場合，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップしないことにより，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラ
ムまでは原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が早いため，
炉心冷却上厳しくなる

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7−1.1−2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」「給水流量全喪失」事象発生

A

原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水喪失していることから，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したが，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔
離時冷却系が自動起動せず，中央制御室から手動起動を試みる
が，これにも失敗し，高圧注水機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
原 子 炉 水 位 を 原 子 炉水 位 低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持できないことか
ら「水位確保」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7−1.1−3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

プラント状態を的確に把握し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
高圧注水機能喪失により，原
子炉への注水ができず，原子炉水位低下が継続する。
高圧注水機能喪失後，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を試
みるが，これにも失敗する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）以上維持可能でないことを確認し，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7−1.1−4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉水位低下が継続する。
高圧注水機能喪失及び低圧注
水機能喪失を確認し，低圧代替
注水系（常設）を起動する。
原子炉水位が更に低下傾向であることを確認する。

低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し「急速減圧」へ移行する。

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用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作を実施する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対応要領

1.0.7−1.1−5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7−1.1−6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉減圧により,低圧代替
注水系（常設）による注水が開始され，原子炉水位が上昇する
ことを確認する。

原子炉水位が燃料有効長頂部未満でないことを確認し「水位確保」に移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7−1.1−7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

低圧代替注水系（常設）により，原子炉水位が回復したことを確認する。
原子炉水位回復後は，低圧代替注水系（常設）により，原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し「スクラムに移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7−1.1−8

A

重大事故等対策要領

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

低圧注水機能喪失により，残留熱除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし
安全弁からの排気によりサプレッション・チェンバ圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

力の監視を行う。

E

サプレッション・チェンバ圧
力が 279kPa[gage]に到達したことを確認し，代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）により，格納容器スプレイを行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7−1.1−9

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

外部水源を使用した代替格納容器スプレイにより，サプレッ
ション・プール水位が上昇する。
サプレッション・プール水位が＋16.7 ㎝以上であることを確
認し，「Ｓ／Ｐ水位制御」に移行する。
サプレッション・プール水位の監視を行い，＋5.5m 以上にて格納容器減圧及び除熱の準備操作を実施する。
また，サプレッション・プー
ル水位の上昇が継続することに非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ水位制御」

Fより＋6.5m 以上となったことを確認し，外部水源を使用した代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による代替格納容器スプレ
イを停止する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7−1.1−10

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

サプレッション・チェンバ圧

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

E

力を監視し，310kPa[gage]に到達したことを確認したら，格納
容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）を実施する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧

重大事故等対策要領

1.0.7−1.1−11

1.2 高圧注水・減圧機能喪失
事故条件

特 徴
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（ＬＯＣＡを除く。
）の発生後，高圧注水機能が喪失
し，かつ，原子炉減圧機能（自動減圧機能）が喪失することを想定する。このため，原子炉注水がで

事
故
条
件

項目

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

給水流量の全喪失

原子炉水位低下の観点で厳しい事象を設定

安全 機能の喪失に 対する仮定

高圧注水機能喪失及び原
子炉減圧機能喪失

外部電源

外部電源あり高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の機能喪失を，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設定
外部電源がある場合，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップしないことにより，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラ
ムまでは原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が早いため，
炉心冷却上厳しくなる

きず，逃がし安全弁による圧力制
御（安全弁機能）に伴う蒸気流出
により原子炉圧力容器内の保有水量が減少し，原子炉水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下
により炉心が露出し，炉心損傷に至る。

基本的な考え方
代替自動減圧ロジックを用いた逃がし安全弁による原子炉減圧を行い，原子炉減圧後に低圧炉
心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図る。また，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）に

︱
1.0.7

よる格納容器除熱を実施する。

︱
1.2

対応手順概要1ａ．原子炉スクラム確認
ｂ．高圧注水機能喪失確認
ｃ．過渡時自動減圧機能動作確認
ｄ．低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水ｅ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転

解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―1.2―2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「給水流量全喪失」事象発生
原子炉水位低（レベル３）信
号 に よ り 原 子 炉 が スク ラ ム する。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて 原 子 炉 の 停 止 状 態を 確 認 する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全 給 水 喪 失 し て いる こ と から，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したが，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔
離時冷却系が自動起動せず，中央制御室から手動起動を試みる
が，これにも失敗し，高圧注水機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持できないことか
ら「水位確保」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7―1.2―3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

プラント状態を的確に把握し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
高圧注水機能喪失により，原
子炉への注水ができず，原子炉水位低下が継続する。
高圧注水機能喪失により原子炉 水 位 が原 子 炉水 位異 常 低 下（レベル１）以上維持可能でないことを確認し，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7―1.2―4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

プ ラ ン ト 状 態 を 的 確 に 把握
し，作動すべきものが作動していない場合は手動作動させる。
原子炉水位低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル１）
信号により低圧炉心スプレイ系
及び残留熱除去系（低圧注水系）
が自動起動するが，減圧機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
低圧で原子炉へ注水可能な系
統 1 系統以上起動していることを確認し，「急速減圧」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7―1.2―5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

原子炉水位異常低下（レベル

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D１）以下の状態が 10 分継続し，低圧炉心スプレイ系が起動している場合，過渡時自動減圧機能が作動し，逃がし安全弁（自動減圧機能）2 弁による原子炉減圧が開始される。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。

原子炉水位計正常を確認し，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7―1.2―6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉減圧により,低圧炉心ス プ レ イ 系 及 び 残 留熱 除 去 系(低圧注水系)による原子炉注水が開始され，原子炉水位が上昇することを確認する。
原子炉水位が燃料有効長頂部未満でないことを確認し，「水位確保」に移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7―1.2―7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

低圧炉心スプレイ系により，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

原子炉水位が回復したことを確認する。原子炉水位回復後は，
低圧炉心スプレイ系により，原
子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7―1.2―8

A

重大事故等対策要領

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

逃がし安全弁の排気により，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

サプレッション・プール水温度が上昇する。
サプレッション・プール水温度が 32℃以上であることを確認
し，「Ｓ／Ｐ温度制御」に移行する。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）にてサプレッション・プール冷却操作を行

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

Eう。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑪ 除熱重大事故等対策要領

1.0.7―1.2―9

1.3 全交流動力電源喪失
1.3.1 全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）
特

徴

全交流動力電源喪失後，原子炉隔離時冷却系が自動起動し，設計基準事故対処設備として期待する期間は運転を継続するものの，その期間を超えた後に蓄電池の直流電源供給能力が枯渇して原子炉隔離時冷却系に期待できな
くなることを想定する。このため，逃がし安全弁による圧力制御に伴う蒸気流出により原子炉圧
力容器内の保有水量が減少し，原子炉水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。

基本的な考え方

︱
1.0.7
︱
1.3.1
1

所内常設直流電源設備から電源を給電した原子炉隔離時冷却系による原子炉注水によって事象発生約 8 時間後まで，その後，
低圧代替注水系（可搬型）による注水の準備が完了したところで逃がし安全弁の手動開操作により原子炉を減圧し，原子炉減圧後に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水によって事象発生
約 24 時間後まで炉心を冷却し，常設代替交流電源設備による給電後に残留熱除去系（低圧注水系）により炉心を冷却することに
よって炉心損傷の防止を図る。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却並
びに残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施する。

対応手順概要ａ．全交流動力電源喪失及び原子炉スクラム確認ｂ．原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
ｃ．早期の電源回復不能判断及び対応準備
ｄ．直流電源負荷切離し
ｅ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備
ｆ．逃がし安全弁による原子炉急
速減圧
ｇ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水ｈ．代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却
ｉ．残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水
ｊ．残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）による格納容器
除熱

事故条件
項目

事
故
条
件

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源を喪失するものとして設定

安全機 能の喪失に対する仮定

全交流動力電源喪失

全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定して設定

外部電源

外部電源なし起因事象として，外部電源を喪失するものとして設定

解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―1.3.1―2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「全交流動力電源喪失」発生
最初に「原子炉出力」制御にて 原 子 炉 の 停 止 状 態を 確 認 する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
原子炉水位は継続して低下
し，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系が起動するが，高圧炉心スプレイ
系は全交流動力電源喪失のため起動しない。
原子炉隔離時冷却系により原子 炉 水 位 を 回 復 す るこ と か ら「水位確保」制御へ移行する。
「タービン・電源」制御にて
所内電源喪失を確認する事により「電源供給回復」制御へ移行
し対応する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.1―3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」「電源供給回復」

B

全交流動力電源が喪失していることから，常設代替交流電源
設備を起動し，緊急用母線を受電する。その後，緊急用母線を介して非常用母線を受電し，非常 用 交 流 電 源 の 復 旧を 適 宜行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ① 電源確保

重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.1―4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

C

原子炉隔離時冷却系により，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A
重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.1―5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系によるサプレッション・プール水の冷却ができな
いため，サプレッション・プー
ル水の温度を継続監視する。
サプレッション・プール水温
度がサプレッション・プール水
熱容量制限値以上になった場合には，「急速減圧」制御に移行する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

D

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑪ 除熱重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.1―6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

低圧代替注水系（可搬型）の非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

E

準備が完了したことを確認し，逃がし安全弁（自動減圧機能）7
弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉減圧により原子炉隔離時冷却系が使用できないため，
原子炉水位の調整操作は低圧代
替注水系（可搬型）により行う。
「Ｓ／Ｐ温度制御」へ移行す
る

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.1―7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

全交流動力電源喪失に伴い格納容器冷却機能が喪失している
ため，原子炉格納容器の圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧力の監視を行う。サプレッショ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

ン・チェンバ圧力が 279kPa

F[gage]以上となったことを確認
し，代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器ス
プレイを行う。
非常用母線復旧以降，原子炉
水位が原子炉水位低（レベル３）まで低下したら，残留熱除去系
による原子炉注水を再開し，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）まで上昇したら，格納容器スプレイを再開することを繰り返す。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器減圧

重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.1―8

1.3 全交流動力電源喪失
1.3.2 全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）
特 徴
全交流動力電源喪失と同時に直流電源喪失又は原子炉隔離時冷却系の故障が発生することを想定する。このため，原子炉隔離時冷却系が機能喪失して原子炉注水ができず，逃がし安全弁による圧力制
御に伴う蒸気流出により原子炉圧
力容器内の保有水量が減少し，原子炉水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。

基本的な考え方︱
1.0.7

常設代替直流電源設備から電源を給電した高圧代替注水系による
原子炉注水によって事象発生約 8時間後まで，その後低圧代替注水系（可搬型）による注水の準備が完了したところで逃がし安全弁の手動開操 作により原子炉を減圧し，原子炉減圧後に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水によって事象発生約 24 時間後まで炉心を冷却し，常設代替交流電源設
備による 給電後に残留熱除去系（低圧注水系）により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図る。また，残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）による格納容器除熱を
実施する。

︱
1.3.2

対応手順概要1

ａ．全交流動力電源喪失及び原子炉スクラム確認ｂ．高圧代替注水系による原子炉
注水
ｃ．早期の電源回復不能判断及び対応準備
ｄ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備
ｅ．逃がし安全弁による原子炉急
速減圧
ｆ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
ｇ．代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却
ｈ．残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水
ｉ．残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）による格納容器
除熱

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」に含まれる事故シーケン
スグループのうち，「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋直流電源失敗＋
高圧炉心冷却失敗）」「全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 失敗＋高圧炉心
冷却失敗）」「全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 失敗＋逃がし安全弁再閉
鎖失敗＋HPCS 失敗）」は，手順上同じであることから，「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗）」を代表して記載す
る。

事故条件
項目
起因事象

事
故
条
件

主要解析条件
外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源を喪失するものとして設定

全交流動力電源喪失

125V 系蓄電池Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ系並びに高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機の機能喪失を想定して設定

原子炉隔離時冷却系

評価上，原子炉隔離時冷却系の機能喪失（本体故障）を想定して設
定外部電源なし起因事象として，外部電源喪失を喪失するものとして設定

安全機 能の喪失に対
する仮定

外部電源

条件設定の考え方

解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―1.3.2―2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「全交流動力電源喪失，直流電源喪失」発生
最初に「原子炉出力」制御にて 原 子 炉 の 停 止 状 態を 確 認 する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
原子炉水位は継続して低下
し，原子炉水位異常低下（レベル２）においても，高圧炉心ス
プ レ イ 系 は 全 交 流 動力 電 源 喪
失，原子炉隔離時冷却系は直流電源喪失のため起動しない。
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持できないことか
ら「水位確保」制御へ移行する。
「タービン・電源」制御にて
所内電源喪失を確認する事により「電源供給回復」制御へ移行
し対応する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.2―3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」「電源供給回復」

B

全交流動力電源が喪失していることから，常設代替交流電源
設備を起動し，緊急用母線を受電する。
その後，所内電源設備の状況を確認する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ① 電源確保

重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.2―4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」「電源供給回復」

B

非常用直流電源母線が喪失していることから，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器により 所 内 直 流 電 源 設 備を 復 旧 する。

直流電源の喪失により，原子炉隔離時冷却系の機能は喪失す
るが，高圧代替注水系について
は常設代替直流電源設備より給電される。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ① 電源確保

重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.2―5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

C

全交流動力電源喪失に加えて，直流電源喪失により原子炉水位低下が継続するため，高圧代替注水系を起動して原子炉への注水を開始する。
高圧代替注水系により，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A
重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.2―6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系によるサプレッション・プール水の冷却ができな
いため，サプレッション・プー
ル水の温度を継続監視する。
サプレッション・プール水温
度がサプレッション・プール水
熱容量制限値以上になった場合には，「急速減圧」制御に移行する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

D
ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑪ 除熱重大事故等対応要領

1.0.7―1.3.2―7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

E

低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の操作に必要な電源切替え操作が完了していることを確認し，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉減圧により高圧代替注
水系が使用できないため，原子炉への注水は低圧代替注水系（可搬型）により水位を原子炉
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定
点の間で維持する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.2―8

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書

格納容器冷却機能がないた

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

Aめ，原子炉格納容器の圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧力の監視を行う。サプレッシ
ン・チェンバ圧力が 279kPa[gage]以上となったことを確認
し，代替格納容器スプレイ冷却

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

F

系（可搬型）による格納容器ス
プレイを行う。
非常用母線復旧以降，原子炉
水位低（レベル３）まで低下したら，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を再開し，原子炉水位高（レベル８）まで上昇したら，残留熱除去系による格納容器除熱を再開することを繰り返す。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.2―9

1.3 全交流動力電源喪失
1.3.3 全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
特 徴

事故条件

原子炉の出力運転中に全交流動

項目

主要解析条件

条件設定の考え方

力電源喪失と同時に逃がし安全弁
起因事象

1 個が開状態のまま固着し，蒸気駆動の注水系が動作できない範囲に
原子炉圧力が低下することで，原子炉注水機能を喪失することを想定する。このため，開状態のまま

事
故
条
件

安全機能 の喪失に対
する仮定

外部電源

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等による外部電源喪失を設定

全交流動力電源喪失

全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し設定

逃がし安全弁 1 個開固着

本事故シーケンスにおける前提条件

外部電源なし起因事象として，外部電源が喪失することを想定固着した逃がし安全弁からの蒸気流出により原子炉圧力容器内の保有水量が減少し，原子炉水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。

基本的な考え方逃がし安全弁 1 個の開固着によって，蒸気駆動の注水系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間は，所内常設直流電源
設備より電源を給電した原子炉隔
離時冷却系により炉心を冷却し，原子炉隔離時冷却系による注水停

︱
1.0.7

止後は，低圧代替注水系（可搬型）による注水の準備が完了した後，

︱
1.3.3

逃がし安全弁の手動開操作により原子炉を減圧し，原子炉減圧後に1

低圧代替注水系（可搬型）により炉心を冷却し，常設代替交流電源
設備による給電及び残留熱除去系（低圧注水系）による注水の準備が完了し た以降は残留熱除去系（低圧注水系）により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図る。

対応手順概要ａ．全交流動力電源喪失及び原子炉スクラム確認ｂ．原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
ｃ．早期の電源回復不能判断及び対応準備
ｄ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備
ｅ．逃がし安全弁による原子炉急
速減圧
ｆ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
ｇ．代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却
ｈ．残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水
ｉ．残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）による格納容器除熱解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―1.3.3―2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「全交流動力電源喪失」及び「逃がし安全弁１弁開固着」発生
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続
いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
主蒸気隔離弁が閉止しているにもかかわらず，原子炉圧力が低下していることにより逃がし安全弁の開固着を確認する。
原子炉水位は継続して低下し，原子炉水位異常低下（レベル２）
で高圧炉心スプレイ系は全交流
動力電源喪失のため起動しない
が，原子炉隔離時冷却系が起動する。
逃がし安全弁の開固着により
原子炉圧力は低下するが，原子炉隔離時冷却系動作中は原子炉へ注水する。その後，原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持できないことから「水位確保」制御へ移行する。
「タービン・電源」制御にて所
内電源喪失を確認する事により「電源供給回復」制御へ移行し対応する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.3―3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」「電源供給回復」

B

全交流動力電源が喪失していることから，常設代替交流電源
設備を起動し，緊急用母線を受電する。その後，緊急用母線を介して非常用母線を受電し，非常 用 交 流電 源 の復 旧を 適 宜 行
う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ① 電源確保

重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.3―4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

C

プラント状態を的確に把握し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
逃がし安全弁開固着により原子炉圧力が低下するため，原子炉隔離時冷却系が停止し，高圧
注水機能喪失により，原子炉への注水ができず，原子炉水位低下が継続する。
高圧注水機能喪失により原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）以上維持可能でないことを確認し，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.3―5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

D

プラント状態を的確に把握し，作動すべきものが作動していない場合は手動作動させる。
低圧注水系機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
低圧注水機能喪失判断後，低圧代替注水系（可搬型）の起動準備を開始する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）到達後，更に低下傾向であることを確認し，
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備操作を行う。
低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了していることを確認し，「急速減圧」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③
原子炉注水

重大事故等対応要領

1.0.7―1.3.3―6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

E

低圧代替注水系（可搬型）が準備完了していることを確認し，逃がし安全弁（自動減圧機
能）7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.3―7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

D

原子炉減圧により,低圧代替
注水系（可搬型）による注水が開始され，原子炉水位が上昇することを確認する。
原子炉水位が燃料有効長頂部未満でないことを確認し，「水位確保」に移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.3―8

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

C

低圧代替注水系（可搬型）により，原子炉水位が原子炉水位
低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.3―9

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書

格納容器冷却機能がないた

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

Aめ，原子炉格納容器の圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧力の監視を行う。サプレッショ
ン・チェンバ圧力が 279kPa[gage]以上となったことを確認
し，代替格納容器スプレイ冷却

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

F

系（可搬型）により格納容器ス
プレイを行う。
非常用母線復旧以降，原子炉
水位低（レベル３）まで低下したら，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を再開し，原子炉水位高（レベル８）まで上昇したら，残留熱除去系による格納容器除熱を再開することを繰り返す。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7―1.3.3―10

1.4 崩壊熱除去機能喪失
1.4.1 取水機能が喪失した場合
特 徴

事故条件

運転時の異常な過渡変化又は項目

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

給水流量の全喪失

原子炉水位低下の観点で厳しい事象を設定

安全 機能の喪失に 対する仮定

崩壊熱除去機能喪失

外部電源

外部電源なし設計基準事故（ＬＯＣＡを除く。
）の発生後，炉心冷却には成功する
が，取水機能の喪失により崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，原子炉冷却材温

事
故
条
件

度の上昇により発生する蒸気が逃がし安全弁により格納容器に放出され，格納容器圧力が上昇することから，緩和措置がとられな
い場合には，炉心損傷より先に格納容器が破損する。これに伴って炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。

基本的な考え方
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水によって原子炉水位を適切に維持しつつ，常設代替交流電源

︱
1.0.7

設備による給電及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の準

︱
1.4.1

備が完了した後に，逃がし安全弁の手動開操作により原子炉を減圧し，原子炉減圧後に低圧代替注水

1系（常設）及び緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）
により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図る。

対応手順概要ａ．全交流動力電源喪失及び原子炉スクラム確認ｂ．原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
ｃ．早期の電源回復不能判断及び対応準備
ｄ．取水機能喪失の確認
ｅ．逃がし安全弁による原子炉急
速減圧
ｆ．低圧代替注水系（常設）による原子炉注水ｇ．残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）による格納容器
除熱
ｈ．残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水

解析上の対応手順の概要フロー

取水機能の喪失により崩壊熱除去機能喪失が喪失するものとして設
定
評価上，非常用ディーゼル発電機等の取水機能喪失を想定することから，外部電源なしの場合には全交流動力電源喪失となり，要員，
資源等の観点で厳しい条件となる

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―1.4.1―2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「給水流量全喪失」事象発生
原子炉水位低（レベル３）信
号 に よ り原 子 炉が スク ラ ム する。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて 原 子 炉の 停 止状 態を 確 認 する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水喪失により原子炉スク
ラム後も原子炉水位は低下し，原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持不可能のため，「水位確保」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7―1.4.1―3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

原子炉水位異常低下（レベル２）にて原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉隔離時冷却系により注水が開始され，原子炉水位が上昇することを確認する。
プラント状態を的確に把握し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

重大事故等対策要領

1.0.7―1.4.1―4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

取水機能喪失により，残留熱

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，サプレッション・プール水温度が上昇する。
サプレッション・プール水温度が 32℃以上であることを確認
し，「Ｓ／Ｐ温度制御」に移行する。
サプレッション・プール水温度を継続監視し，サプレッショ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

Cン・プール水熱容量制限図の運
転禁止領域に入ったことを確認した場合は，「急速減圧」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑪ 除熱重大事故等対策要領

1.0.7―1.4.1―5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

低圧代替注水系（常設）を起
動後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉減圧に伴い，低圧代替
注水系（常設）による注水が開始されることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後，「Ｓ／Ｐ温度制御」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7―1.4.1―6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

取水機能喪失により，残留熱除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の
排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，格納容器圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し，「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

E

サプレッション・チェンバ圧力の監視を行い，サプレッション・
チェンバ圧力が 279kPa[gage]以上となったことを確認し，緊急用
海水系を使用した残留熱除去系
による格納容器スプレイ又はサプレッション・プール冷却を行う。
以降，原子炉水位低（レベル３）まで低下したら，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を再開し，原子炉水位高（レベル８）まで上昇したら，格納容器除熱操作を再開することを繰り返す。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却
ＡＭ⑫ 冷却水確保重大事故等対策要領

1.0.7―1.4.1―7

1.4 崩壊熱除去機能喪失
1.4.2 残留熱除去系が故障した場合
特 徴

事故条件

運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（ＬＯＣＡを除く。
）の発生後，炉心冷却には成功する
が，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，原子炉冷却

事
故
条
件

項目

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

給水流量の全喪失

原子炉水位低下の観点で厳しい事象を設定

安全機能の喪失に対する仮定

崩壊熱除去機能喪失

残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能喪失が喪失すると設定

外部電源あり外部電源がある場合，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップしないことにより，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラ
ムまでは原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が早いため，
炉心冷却上厳しくなる

外部電源

材温度の上昇により発生する蒸気が逃がし安全弁により格納容器に放出され，格納容器圧力が上昇することから，緩和措置がとられない場合には，炉心損傷より先に格納容器が破損する。これに伴って炉心冷却機能を喪失する場
合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。

基本的な考え方
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉
心スプレイ系により炉心を冷却す
ることによって炉心損傷の防止を図る。また，代替格納容器スプレイ

︱
1.0.7

冷却系（常設）による格納容器冷却，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施する。

︱
1.4.2
1
対応手順概要ａ．原子炉スクラム確認
ｂ．原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心スプレイ系による原子炉注水
ｃ．残留熱除去系機能喪失確認
ｄ．逃がし安全弁による原子炉急
速減圧
ｅ．低圧代替注水系（常設）による原子炉注水ｆ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却
ｇ．格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―1.4.2―2

詳細手順説明
操作補足事項非常時運転手順書

解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「給水流量全喪失」事象発生
原子炉水位低（レベル３）信
号 に よ り 原 子 炉 が スク ラ ムする。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて 原 子 炉 の 停 止 状 態を 確 認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水喪失により原子炉スク
ラム後も原子炉水位は低下し，原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持できないため，「水位確保」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7―1.4.2―3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

原子炉水位異常低下（レベル２）にて原子隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動
し，注水が開始され，原子炉水位が上昇することを確認する。
プラント状態を的確に把握し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
原子炉水位回復後，原子炉隔離時冷却系により原子炉水位が維持可能な場合は，高圧炉心ス
プレイ系を停止する。
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

重大事故等対策要領

1.0.7―1.4.2―4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

残留熱除去系の機能喪失により，崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の
排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，サプレッション・
プール水温度が上昇する。
サプレッション・プール水温度が 32℃以上であることを確認
し，「Ｓ／Ｐ温度制御」に移行する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

C

サプレッション・プール水温度を継続監視し，サプレッション・プール水熱容量制限図の運
転禁止領域に入ったことを確認した場合は，「急速減圧」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑪ 除熱重大事故等対策要領

1.0.7―1.4.2―5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

低圧代替注水系（常設）を起
動後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧に伴い，低圧代替
注水系（常設）による注水が開始されることを確認する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後，「Ｓ／Ｐ温度制御」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7―1.4.2―6

詳細手順説明
非常時運転手順書

解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム（ＲＣ）」

操作補足事項残留熱除去系の崩壊熱除去機能が喪失していることから，逃Aがし安全弁からの排気によりサ
プレッション・チェンバ圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage] 以 上 で あ る こ と を 確 認
し，「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧力を監視し，279kPa[gage]に到達したら代替格納容器スプレイ

事故時対応手順書（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

Eを実施する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7―1.4.2―7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

外部水源を使用した代替格納

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイにより，サプレッション・プール水位が上昇する。
サプレッション・プール水位が＋16.7 ㎝以上であることを確
認し，「Ｓ／Ｐ水位制御」に移行する。
サプレッション・プール水位の監視を継続し，＋5.5m 以上にて格納容器ベント準備操作を実施する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ水位制御」

F

また，サプレッション・プー
ル水位の上昇が継続することにより＋6.5m 以上となったことを確認し，外部水源を使用した代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイを停止する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7―1.4.2―8

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

サプレッション・プール水位

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

E＋6.5m 以上到達し，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ停止後，サプレッション・チェンバ圧力が上昇する。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに備え炉心損傷が発生していないことを確認する。サプレッション・チェン
バ圧力が 310kPa[gage]到達したことを確認し，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。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧

重大事故等対策要領

1.0.7―1.4.2―9

1.5 原子炉停止機能喪失
事故条件

特 徴
運転時の異常な過渡変化の発項目

生後，原子炉停止機能が喪失することを想定する。このため，原子起因事象

炉は臨界状態を継続し，原子炉出力が高い状態が維持されることから，緩和措置がとられない場合には，炉心損傷に至る。

事
故
条
件

安全機能の喪失に対する仮定

主要解析条件
主蒸気隔離弁の全弁誤閉
止
原子炉停止機能，原子炉
手動スクラム及び代替制
御棒挿入機能の喪失

評価対象とする炉心の状態

平衡炉心のサイクル末期

外部電源

外部電源あり解析上の対応手順の概要フロー
基本的な考え方
代替制御棒挿入機能による原子炉停止又はＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）によって原子炉出力を低下させること等によって炉心損傷の防止を図り，ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入によって原子炉停止する。また，残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）による格納容器除熱を実施する。

対応手順概要︱1.0.7

ａ．原子炉スクラム失敗確認
ｂ．格納容器圧力上昇による高圧・低圧注水系起動確認︱
1.5ｃ．原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心スプレイ系による原子炉1

水位維持ｄ．自動減圧系の自動起動阻止
ｅ．ほう酸水注入系による原子炉
未臨界操作
ｆ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転

条件設定の考え方
炉心への反応度印加の観点で厳しい過渡事象として設定
バックアップを含めた全ての制御棒挿入機能の喪失を設定
サイクル初期に比べてボイド反応度印加割合が大きく，保守的な評価となることを考慮して設定
外部電源がある場合，事象発生と同時に給水・復水系及び再循環系
ポンプがトリップせず，原子炉出力が高く維持されることから，燃料被覆管温度，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇の観点で事象進展が厳しくなることを考慮して設定

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―1.5―2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

最初に「原子炉出力」制御に

Aて 原 子 炉 の 停 止 状 態を 確 認する。
原子炉スクラムに失敗しているため「反応度制御」へ移行する。
また，「格納容器制御」への導入を継続監視するが，以降は「反応度制御」を優先する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ② 反応度制御

重大事故等対策要領

1.0.7―1.5―3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「反応度制御」再循環系ポンプの停止確認又B

は手動により停止させる。
ドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）信号と原子炉水位異常低下（レベル１）信号が検出された場合には，120 秒経過後に自動減圧系が作動する。
自動減圧系作動に伴い非常用
炉心冷却系による原子炉注水が開始された場合，反応度を印加される事象となるため，自動減圧系の起動阻止を行う。
「ＳＬＣ」操作
ほう酸水注入系を起動し，原子炉にほう酸水を注入すること
で，原子炉出力を低下させる。
「ＣＲ」操作代替制御棒挿入機能，スクラ
ムテストスイッチ，ヒューズ引
き抜き，制御棒手動挿入等により，制御棒を挿入する。
ほう酸水の全量注入完了又は制御棒 02 ポジション以下まで
挿入完了後，「スクラム」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ② 反応度制御ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7―1.5―4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「反応度制御」「水位」操作Ｂ

主蒸気隔離弁の閉止により主復水器ホットウェル水位が低下し，給水・復水系が全停する。
原子炉への注水は，高圧炉心ス
プレイ系，原子炉隔離時冷却系により行う。原子炉出力が高い場合
は，原子炉への注水量を調整し，原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）付近まで低下させることで，原子炉出力を低下させる。
ほう酸水の全量注入完了を確認した後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）の範囲に調整するが，低めを維持する。
「圧力」操作
逃がし安全弁にて，原子炉圧力を一定に維持する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

ＡＭ設備別操作手順書

A

ＡＭ③

原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7―1.5―5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

逃がし安全弁の排気，原子炉

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

隔離時冷却系の運転等により，サプレッション・プール水温度が上昇する。
サプレッション・プール水温度が 32℃以上であることを確認
し，「Ｓ／Ｐ温度制御」に移行する。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）にてサプレ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

Cッション・プール冷却操作を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑪ 除熱ＡＭ⑫ 冷却水確保重大事故等対策要領

1.0.7―1.5―6

1.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失
事故条件

特 徴
原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配項目

主要解析条件管の中小破断の発生後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失することを想定する。このため，破断箇所から原子炉冷却材が流出し，起因事象

再循環系配管の破断
破断面積は約 3.7cm２

安全機 能の喪失に対する仮定

高圧注水機能，低圧注水機能及び原子炉減圧機能
喪失

外部電源

外部電源なし原子炉水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。また，低圧注水機能喪失を想定することか

事
故
条
件

ら，併せて残留熱除去系機能喪失に伴う崩壊熱除去機能喪失等を想定する。

基本的な考え方逃がし安全弁の手動開操作により原子炉を減圧し，原子炉減圧後に低圧代替注水系（常設）により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図る。また，代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施する。なお，代替循環冷却系による格納容器除熱も実施可能

︱
1.0.7

である。

︱
1.6

対応手順概要1ａ．外部電源喪失及び原子炉スク
ラム確認
ｂ．高圧・低圧注水機能喪失確認
ｃ．逃がし安全弁による原子炉急
速減圧
ｄ．低圧代替注水系（常設）による原子炉注水ｅ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却
ｆ．格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱解析上の対応手順の概要フロー

条件設定の考え方
中小破断ＬＯＣＡに対する条件を下記に基づき設定
・破断箇所は，冷却材の流出流量が大きくなるため炉心冷却の観点で厳しい液相部配管とし，液相部配管はシュラウド内外で燃料被覆管温度
及び事象進展に有意な差がないことから，
原子炉圧力容器に接続される配管の中で接続位置が低く最大口径となる配管を選定。
・破断面積は炉心損傷防止対策の有効性を確認する上で，事故シーケン
スグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事象進展の特徴を代表できる破断面積として約 3.7 ㎝２を設定。
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系並びに低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失を設定
原子炉減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設定
外部電源なしの場合は給水・復水系による給水がなく，原子炉水位の低下が早くなることから，外部電源なしを設定
また，原子炉スクラムまで炉心の冷却の観点で厳しくなり，外部電源がある場合を包含する条件として，原子炉スクラムは原子炉水位低（レベル３），再循環系ポンプトリップは原子炉水位異常低下（レベル２）にて発生するものとする

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―1.6―2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」「冷却材喪失事故」発生

Ａ

最初に「原子炉出力」制御にて 原 子 炉 の 停 止 状 態を 確 認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。格納容器圧力の上昇によりＬＯＣＡが発生した
ことを確認する。
ＬＯＣＡ発生により，原子炉
水位異常低下（レベル２）に到達するが，高圧注水機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
原 子 炉 水 位 を 原 子炉 水 位低
（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持できないことか
ら「水位確保」制御へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7―1.6―3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

プラント状態を的確に把握し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
高圧注水機能喪失により，原
子炉への注水ができず，原子炉水位低下が継続する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）以上維持可能でないことを確認し，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7―1.6―4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

原子炉水位低下が継続し，原C

子炉水位異常低下（レベル１）
で低圧注水系及び低圧炉心スプ
レイ系が自動起動するが，低圧
注水系機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
低圧注水機能喪失判断後，低圧代替注水系（常設）を起動する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）到達後，更に低下傾向であることを確認する。
低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し「急速減圧」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7―1.6―5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

Ｄ

低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁
を 手 動 開 放 し 原 子 炉を 減 圧 する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原 子 炉 水 位 計 正 常を 確 認 後「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7―1.6―6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉減圧により,低圧代替
注水系（常設）による注水が開始され，原子炉水位が上昇する
ことを確認する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）以上に回復したことを確認し「水位確保」に移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7―1.6―7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

低圧代替注水系（常設）によBり，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し「スクラム」へ移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7―1.6―8

A

重大事故等対策要領

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

ＬＯＣＡによる影響のほか，

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

低圧注水機能喪失により，残留熱除去系の崩壊熱除去機能の喪失，逃がし安全弁からの排気によりサプレッション・チェンバ
圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

サプレッション・チェンバ圧

Ｅ

力の監視を行う。

サプレッション・チェンバ圧
力 が 279kPa[gage] に 到 達 し たら，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止し，代替格納容器スプレイを実施する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

1.0.7―1.6―9

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

外部水源を使用した代替格納容器スプレイにより，サプレッ
ション・プール水位が上昇する。
サプレッション・プール水位が＋16.7 ㎝以上であることを確
認し，「Ｓ／Ｐ水位制御」に移行する。
サプレッション・プール水位の監視を行い，＋5.5m 以上にて格納容器ベント準備操作を実施する。
また，サプレッション・プー

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ水位制御」

F

ル水位の上昇が継続することにより＋6.5m 以上となったことを確認し，外部水源を使用した代
替格納容器 スプレイを停止す
る。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7―1.6―10

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

サプレッション・プール水位

Ｅ＋6.5m 以上到達し，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ停止後，サプレッション・チェンバ圧力が上昇する。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに備え炉心損傷が発生していないことを確認する。
サプレッション・チェンバ圧力を監視し，310kPa[gage]に到達したことを確認したら，格納容器ベントを実施する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧

重大事故等対策要領

1.0.7―1.6―11

1.7 格納容器バイパス(インターフェイスシステムＬＯＣＡ)
特 徴

事故条件

原子炉冷却材圧力バウンダリと項目接続された系統で，高圧設計部分
起因事象と低圧設計部分のインターフェイスとなる配管のうち，隔離弁の隔離失敗等により低圧設計部分が過圧され破断することを想定する。
このため，破断箇所から原子炉
冷却材が流出し，原子炉水位が低

事
故
条
件

安全機能の喪失に対する仮定

主要解析条件

条件設定の考え方

残留熱除去系Ｂ系の熱交換器フランジ部の破断
破断面積は約 21cm２

圧力応答評価に基づき評価した結果に十分に余裕をとった値として設定

残留熱除去系Ｂ系の機能喪失

ＩＳＬＯＣＡが発生した系統が機能喪失するものとして設定

高圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ｃ系の機能喪失

下することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低

外部電源

外部電源なし下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。

基本的な考え方
解析上の対応手順の概要フロー
原子炉隔離時冷却系により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図り，また，逃がし安全
弁によって原子炉を減圧することによる原子炉冷却材の漏えいの抑制及びＩＳＬＯＣＡの発生箇所の隔離によって，格納容器外への原子炉冷却材の流出の防止を図る。
また，残留熱除去系（サプレッシ

︱ 1.7
︱ 1
1.0.7

ョン・プール冷却系）による格納容器除熱を実施する。

対応手順概要ａ．ＩＳＬＯＣＡの発生
ｂ．外部電源喪失及び原子炉スク
ラム確認
ｃ．原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
ｄ．ＩＳＬＯＣＡ発生確認
ｅ．中央制御室での残留熱除去系（低圧注水系）隔離失敗
ｆ．逃がし安全弁による原子炉急
速減圧
ｇ．低圧代替注水系（常設）による原子炉注水ｈ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転
ｉ．現場操作での残留熱除去系隔離操作
ｊ．残留熱除去系隔離後の水位維
持

残留熱除去系Ｂ系が設置されている原子炉建屋西側は原子炉冷却材の漏えいにより高温多湿となるため，保守的に同じ原子炉建屋西側に設置されている高圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ｃ系が機能喪失するものとして設定
外部電源なしの場合は給水・復水系による給水がなく，原子炉水位の低下が早くなることから，外部電源なしを設定
また，原子炉スクラムまで炉心の冷却の観点で厳しくなり，外部電源がある場合を包含する条件として，原子炉スクラムは原子炉水位
低（レベル３），再循環系ポンプトリップは原子炉水位異常低下（レベル２）にて発生するものとする

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―1.7―2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

原子炉水位低（レベル３）信A

号により原子炉がスクラムする。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御」への導入を継続監視する。

原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動
するが，高圧炉心スプレイ系は漏えいが発生する同区画である
ため機能喪失を仮定する。
原 子 炉 水 位 を 原 子 炉水 位 低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持できないことか
ら「水位確保」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7―1.7―3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

原子炉水位の低下，原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいに関する警報及びパラメータ
指示の変化を確認し，「原子炉建屋制御」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7―1.7―4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

ＩＳＬＯＣＡを判断した場合

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉建屋制御B

は，破損箇所を特定し隔離する。
速やかな破損箇所の隔離が失敗した場合は低圧で原子炉に注水可能な系統を起動し「急速減圧」へ移行する。

対応手順では，急速減圧に備
え て 低 圧 炉心 ス プ レ イ 系 を 起
動，合わせて外部水源を使用す
る低圧代替注水系（常設）を起動し原子炉水位を維持する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7―1.7―5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

低圧炉心スプレイ系の起動をC

確認し，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁にて原子炉を減圧する。原子炉減圧後は，原子炉
圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後「原子炉建屋制御」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7―1.7―6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

原子炉の減圧に伴い，サプレ
ッション・プール水温度が上昇する。サプレッション・プール
水温度 32℃を超える場合は，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・プール水冷却を実施する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

D
ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑪ 除熱重大事故等対策要領

1.0.7―1.7―7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉建屋制御

原子炉冷却材の流出が継続しＢているため，原子炉水位を原子
炉水位異常低下（レベル２）〜
原子炉水位低（レベル３）で維持する。
漏えい箇所の隔離が完了するまでの間は漏えい抑制のため原子炉水位は低めに制御する。

漏えい継続中は外部水源の低圧代替注水系（常設）にて原子
炉水位を調整する。

漏えい箇所の隔離完了後は，原子炉注水を内部水源となる低圧炉心スプレイ系に切替え，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し「水位確保」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

1.0.7―1.7―8

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

E

原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し「スクラム」に移行する。

「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7―1.7―9

A
重大事故等対策要領

1.8 津波浸水における最終ヒートシンク喪失
特 徴

事故条件

基準津波を超え敷地に遡上する項目

津波（以下「敷地に遡上する津波」という。
）により海水取水設備及び原子炉建屋内設備への浸水が発生し，崩壊熱除去機能及び原子炉注
水機能が 喪失すること を想定 する。このため，逃がし安全弁によ

事
故
条
件

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

敷地に遡上する津波発生

敷地に遡上する津波による敷地への津波浸水が発生する事象を設定

安全機 能の喪失に対する仮定

崩壊熱除去機能喪失
全交流動力電源喪失

残留熱除去系及び非常用ディーゼル発電機等の取水機能喪失を想定
し，崩壊熱除去機能及び全交流動力電源が喪失するものとして設定

外部電源

外部電源なし敷地に遡上する津波に対する防護対策を実施した可搬型設備及び接続口を含めた重大事故等対策の有効性を評価する観点から，交流動
力電源は 24 時間使用できないものとして設定

る圧力制御に伴う蒸気流出により
原子炉圧力容器内の保有水量が減
少し，原子炉水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。

基本的な考え方敷地に遡上する津波に対する津波防護対策を実施した設備による
原子炉注水によって炉心を冷却することで炉心損傷の防止を図るとともに，格納容器冷却及び格納容器除熱を実施する。

対応手順概要ａ．全交流動力電源喪失及び原子炉スクラム確認ｂ．原子炉隔離時冷却系による原

︱
1.0.7

子炉注水
ｃ．早期の電源回復不能判断及び
対応準備

︱
1.8

ｄ．直流電源負荷切離し

1

よる原子炉注水準備

ｅ．低圧代替注水系（可搬型）にｆ．逃がし安全弁による原子炉急
速減圧
ｇ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水ｈ．代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却
ｉ．残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水
ｊ．残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）による格納容器
除熱

解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―1.8―2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「敷地に遡上する津波」の到達及び「給水流量全喪失」「全交
流動力電源喪失」事象発生。
最初に「原子炉出力」制御にて 原 子 炉の 停 止状 態を 確 認 する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御」への導入を継続監視する。
全給水喪失により原子炉スク
ラム後も原子炉水位は低下し，
原子炉水低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持不可能のため，「水位確保」へ移行する。
「タービン・電源」制御にて
所内電源喪失を確認する事により「電源供給回復」へ移行し対応する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

1.0.7―1.8―3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」「電源供給回復」

全交流動力電源が喪失しているこBとから，常設代替交流電源設備を起動し，緊急用母線を受電する。
その後，緊急用母線を介して非常用母線を受電し，非常用交流電源の復旧を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ① 電源確保

重大事故等対策要領

1.0.7―1.8―4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

C

原子炉水位異常低下（レベル２）にて原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉隔離時冷却
系 に よ り 原 子 炉注 水が 開 始 され，原子炉水位が上昇することを確認する。
プラント状態を的確に把握し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

重大事故等対策要領

1.0.7―1.8―5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

取水機能喪失により，残留熱

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，サプレッション・プール水温度が上昇する。
サプレッション・プール水温度が 32℃以上であることを確認
し，「Ｓ／Ｐ温度制御」に移行する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

D

サプレッション・プール水温度を継続監視し，サプレッション・プール熱容量制限に到達した場合は，「急速減圧」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑪ 除熱重大事故等対策要領

1.0.7―1.8―6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

敷地に遡上する津波の影響を非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

E

受けない高所において低圧代替
注水系（可搬型）準備完了を確
認後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉減圧により原子炉隔離時冷却系が使用できないため，原子炉への注水は低圧代替注水系（可搬型）により行う。
原子炉水位計正常を確認後，「Ｓ／Ｐ温度制御」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

1.0.7―1.8―7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

敷地に遡上する津波により，残留熱除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，格納容器圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し，「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

F

サプレッション・チェンバ圧力の監視を行い，サプレッシン・チ
ェンバ圧力が 279kPa[gage]以上となったことを確認し，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイを実施す
るが，非常用母線復旧後は緊急用
海水系を使用した残留熱除去系
による格納容器除熱操作及び原
子炉注水操作を開始する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑪ 除熱ＡＭ⑫ 冷却水確保重大事故等対策要領

1.0.7―1.8―8

2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)
2.4 水素燃焼
特

徴

(2.1)
発電用原子炉の運転中に異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）
又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，格納容器内へ流出した高温の原子炉冷却材や溶融炉心の崩壊熱等の熱によって発生した水蒸
気，ジルコニウム−水反応等によって発生した非凝縮性ガス等の蓄積によって，格納容器内の雰囲気圧力・温度が徐々に上昇し，格納容器の過圧・過温により格
納容器の破損に至る。
(2.4)
ジルコニウム−水反応，水の放射線分
解，金属腐食，溶融炉心・コンクリート
相互作用等によって発生する水素によって格納容器内の水素濃度が上昇し，水の放射線分解によって発生する酸素によって格納容器内の酸素濃度が上昇する。このため，緩和措置がとられない場
合には，ジルコニウム−水反応等によって発生する水素と格納容器内の酸素が反応することによって激しい燃焼が生じ，格納容器の破損に至る。

基本的な考え方

︱
1.0.7
︱ 1
2.1

(2.1)
損傷炉心の冷却のための低圧代替注水系（常設）による原子炉注水，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器
冷却，また，代替循環冷却系又は格納容器
圧力逃がし装置による格納容器除熱によって格納容器の破損及び放射性物質の異常な水準での敷地外への放出を防止する。
また，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至るまでに，格納容器内へ窒素を注入することによって，格納容器内における水素燃焼による格納容器の破損を
防止する。
(2.4)
窒素置換による格納容器内雰囲気の不活性化に加え，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入によって，格納容
器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至ることを防止することにより，格納容器の破損を防止する。また，溶融炉心・コンクリート相互作用による水素発生に対しては「溶融炉心・コンクリート相互作用」のとおり，コリウムシールドの設置及びペデスタル（ドライウェル部）への注水によって水素発生を抑制する。

対応手順概要
代替循環冷却系を使用する場合
ａ．原子炉スクラム，ＬＯＣＡ発
生及び全交流動力電源喪失の確認
ｂ．原子炉への注水機能喪失の確認
ｃ．炉心損傷確認
ｄ．早期の電源回復不能判断及び対応準備
ｅ．常設代替交流電源設備による緊急用母線の受電並びに代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水ｆ．緊急用海水系による冷却水（海水）の確保ｇ．代替循環冷却系による格納容器除熱
ｈ．水素濃度及び酸素濃度監視設
備の起動
ⅰ．可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入
ｊ．タンクローリによる燃料給油操作

事故シーケンスグループ「水素燃焼」は「雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)」の「代替循環冷却を使用する場合」と同じ手順である。

事故条件
項目

起因事象

事
故
条
件

安全機能の喪失に対する仮定

主要解析条件

条件設定の考え方

大破断ＬＯＣＡ
再循環系配管（出口ノズル）の破断
全交流動力電源喪失
高圧注水機能喪失及び低圧注水
機能喪失

原子炉圧力容器から格納容器への冷却材流出を大きく見積もり，格納容器内の圧力上昇
及び温度上昇の観点から厳しい設定として，原子炉圧力容器バウンダリに接続する配管のうち，口径が最大である再循環系配管（出口ノズル）における両端破断を設定
非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し，設定
高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系，低圧注水機能として
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能喪失を設定
過圧及び過温への対策の有効性を総合的に判断する観点から，プラント損傷状態であるＬ

外部電源

外部電源なし水素の発生

ジルコニウム−水反応を考慮

ＯＣＡに全交流動力電源喪失を重畳することから，外部電源が喪失するものとして設定
ただし，原子炉スクラムについては，外部電源ありの場合を包括する条件として，機器条件に示すとおり設定
水の放射線分解等による水素発生については，格納容器圧力及び雰囲気温度に与える影響が軽微であることから考慮していない

解析上の対応手順の概要フロー（代替循環冷却系を使用する場合）

対応手順概要
代替循環冷却系を使用できない
場合
ａ．原子炉スクラム，ＬＯＣＡ発
生及び全交流動力電源喪失の確認
ｂ．原子炉への注水機能喪失の確認
ｃ．炉心損傷確認
ｄ．早期の電源回復不能判断及び対応準備
ｅ．常設代替交流電源設備による緊急用母線の受電並びに代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
ｆ．水素濃度及び酸素濃度監視設
備の起動
ｇ．代替格納容器冷却系（常設）による格納容器冷却
ｈ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱

解析上の対応手順の概要フロー（代替循環冷却系を使用できない場合）

︱
1.0.7
︱ 2
2.1

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―2.1―3

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―2.1―4

詳細手順説明
操作補足事項非常時運転手順書

解析上の対応手順の概要フロー「原子炉冷却材喪失（ＬＯＣＡ），

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

全交流動力電源喪失」発生
原子炉水位低（レベル３）設
定点到達により原子炉がスクラムする。
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続
いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御」への導入を継続監視する。
所内電源喪失を確認することにより「電源供給回復」へ移行し対応する

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領※「代替循環冷却系を使用できない場合」と共通であるため「代替循環冷却系を使用する場合」の概要フローを記載

1.0.7―2.1―5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

原子炉冷却材喪失事故，全交

A

流動力電源喪失によりドライウ
ェル圧力が上昇するため，「ＰＣ
Ｖ圧力制御」に移行する。

原子炉への注水機能が喪失するため，原子炉水位 L−0 以上に維持が不可となるため「ＡＭ初期対応へ移行する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

Ｂ

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領※「代替循環冷却系を使用できない場合」と共通であるため「代替循環冷却系を使用する場合」の概要フローを記載

1.0.7―2.1―6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」「電源供給回復」

全交流動力電源が喪失していCることから，常設代替交流電源設
備を起動し，緊急用母線を受電する。
その後，緊急用母線を介して非常用母線を受電し，非常用交流電源の復旧を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ① 電源回復

重大事故等対策要領※「代替循環冷却系を使用できない場合」と共通であるため「代替循環冷却系を使用する場合」の概要フローを記載

1.0.7―2.1―7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「ＡＭ初期対応」

D

常設代替交流電源装置による緊急用母線受電後，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ及び低圧代
替注水系（常設）による原子炉
注水を実施する。
その後，「水位不明判断曲線」
を確認する。
【代替循環冷却系による原子炉注水実施】
原子炉注水流量を一定流量で継続し，原子炉水位 L−0 到達までの必要注水時間経過後，崩壊熱相当の注水流量に変更する。
これにより，損傷炉心冷却成功となる。また，代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）の一時停止操作を実施し，非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
へ移行する。
【代替循環冷却系を使用できない場合】
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び低圧代替注水系（常設）の運転を継続し，非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領※「代替循環冷却系を使用できない場合」と共通であるため「代替循環冷却系を使用する場合」の概要フローを記載

1.0.7―2.1―8

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「ＳＯＰ」
注水−１「損傷炉心への注水」

E

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続し，炉心を冠水させるとともに，注水−３
ａ「ＲＰＶ破損前のペデスタル（ドライウェル部）水位確保」）
を並行して実施する。
原子炉圧力容器の健全性確認
後，注水−２「長期の原子炉水位の確保」，除熱−１「損傷炉心冷却後の除熱」に移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領※「代替循環冷却系を使用できない場合」と共通であるため「代替循環冷却系を使用する場合」の概要フローを記載

1.0.7―2.1―9

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
注水−３ａ「ＲＰＶ破損前のペデスタル（ドライウェル部）水位確保」

F

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）注水操作を実施する。
（注水−１「損傷炉心への注水」と並行操作（注水を優先））
ペデスタル（ドライウェル部）
床面から 1m の水位を確保し，注
水−１「損傷炉心への注水」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑦ 原子炉格納容器下部
注水

重大事故等対策要領※「代替循環冷却系を使用できない場合」と共通であるため「代替循環冷却系を使用する場合」の概要フローを記載

1.0.7―2.1―10

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「ＳＯＰ」
除熱−１「損傷炉心冷却後の除熱」

原子炉格納容器圧力が 465kPa

G[gage]に到達後は，S/P 水位が＋6.5m に到達するまで代替格納容器スプレイの流量制御又は間欠運転を実施する。
なお，運転手順においては，適宜代替循環冷却系への移行可否を判断するが，ここでは緊急用海
水系の通水準備未完を想定し，代替格納容器スプレイを継続するものとする。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧
ＡＭ⑧ 水素対策
ＡＭ⑪ 除熱重大事故等対策要領※「代替循環冷却系を使用できない場合」と共通であるため「代替循環冷却系を使用する場合」の概要フローを記載

1.0.7―2.1―11

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー※「代替循環冷却系を使用する場合」

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「ＳＯＰ」
除熱−１「損傷炉心冷却後の除熱」※代替循環冷却を使用する場合

緊急用海水系による海水通水G操作が完了し，代替循環冷却に移行可能となった場合は，代替循環
冷却運転を実施し，原子炉注水及び原子炉格納容器除熱を開始す
る。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧
ＡＭ⑧ 水素対策
ＡＭ⑪ 除熱ＡＭ⑫ 冷却水確保重大事故等対策要領

1.0.7―2.1―12

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー※「代替循環冷却系を使用する場合」

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「ＳＯＰ」
放出「ＰＣＶ破損防止」※代替循環冷却を使用する場合

代替循環冷却運転開始後，格H

納容器内水素濃度及び酸素濃度を継続監視し，原子炉格納容器
内が可燃限界に到達することを防止するため，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素供給操作，原子炉格納容器ベン
ト並びに可燃性ガス濃度制御系の復旧を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧
ＡＭ⑧ 水素対策

重大事故等対策要領

1.0.7―2.1―13

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー※「代替循環冷却系を使用できない場合」

操作補足事項

事故時運転操作手順書

代替循環冷却を使用できない

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「ＳＯＰ」

場合は，代替格納容器スプレイ

除熱−１「損傷炉心冷却後の除熱」※代替循環冷却を使用できない場合の流量制御又は間欠運転を継続

Gする。
S/P 水位＋5.5m 到達にて，格納容器圧力逃がし装置による格
納容器除熱の準備操作を開始する。
S/P 水位が＋6.5m に到達した時点で，放出「ＰＣＶ破損防止」に移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧
ＡＭ⑧ 水素対策
ＡＭ⑪ 除熱重大事故等対策要領

1.0.7―2.1―14

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー※「代替循環冷却系を使用できない場合」

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「ＳＯＰ」
放出「ＰＣＶ破損防止」※代替循環冷却を使用できない場合

外部水源による代替格納容器

H

スプレイ冷却系（常設）運転に
より S/P 水位が＋6.5m に到達する。
S/P 水位＋6.5m 到達にて，S/P
水ｐＨ制御，水素濃度（SA）及び酸素濃度（SA）を起動，外部水源による代替格納容器スプレ
イを停止する。
ＰＣＶベント実施
格納容器圧力逃がし装置による減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）を実施する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧
ＡＭ⑧ 水素対策

重大事故等対策要領

1.0.7―2.1―15

2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用
2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
特

事故条件

徴

(2.2)
発電用原子炉の運転中に運転時の異常な過渡変化又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，原子炉圧力が高い状況で原子炉圧力容器が損傷し，溶融炉心，水蒸気，水素等が急速に放出され，格納容器雰囲気が直接加熱されることにより，急速に格納容器圧力が上昇
する等，格納容器に熱的・機械的な負荷が発生して格納容器の破損に至る。
(2.3)
発電用原子炉の運転中に運転時の異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事
故（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない
場合には，溶融炉心と原子炉圧力容器外の水が接触して一時的な格納容器
圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネルギが大きい場合に構造物が破壊され格納容器の破損に至る。
(2.5)
発電用原子炉の運転中に運転時の異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事
故（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない
場合には，原子炉圧力容器内の溶融炉心が格納容器内へ流れ出し，溶融炉
心からの崩壊熱や化学反応によって，ペデスタル（ドライウェル部）のコ
ンクリートが侵食され，格納容器の構造材の支持機能を喪失し，格納容器の破損に至る。

基本的な考え方(2.2)
溶融炉心，水蒸気及び水素の急速な放出に伴い格納容器に熱的・機械的な負荷が加えられることを防止するため，原子炉圧力容器破損までに逃がし安全弁の手動開操作により原子炉減圧を実施することによって，格納容器の破損を防止する。また，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下す
るまでに，格納容器下部注水系（常設）によってペデスタル（ドライウェ
ル部）に溶融炉心の冷却に必要な水位及び水量を確保するとともに，代替
循環冷却系による格納容器除熱を実施する。溶融炉心の落下後は，代替循
環冷却系による格納容器除熱を継続し，コリウムシールド及び格納容器下部注水系（常設）によって溶融炉心を冷却するとともに，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。その後，代替循環
冷却系又は格納容器圧力逃がし装置によって格納容器の圧力及び温度を低下させる。

︱
1.0.7

(2.3)
格納容器を冷却及び除熱し，溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）の水への伝熱による，水蒸気発生に伴う格納容器圧力の上昇を抑制することにより，格納容器の破損を防止する。

︱
2.2
1

(2.5)
原子炉起動時にペデスタル（ドライウェル部）水位が約 1m となるよう注水した上で，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下する時点で，ペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心の冷却に必要な水位及び水量を確保し，かつ，溶融炉心の落下後は，格納容器下部注水系（常設）によって溶融炉心を冷却すること及びペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設置することにより，格納容器の破損を防止するとともに，溶融
炉心・コンクリート相互作用による水素発生を抑制する。また，溶融炉心の落下後は，格納容器下部注水系（常設）によって溶融炉心を冷却するとともに，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。その後，代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置によって格納容器の圧力及び雰囲気温度を低下させる。さらに，格納容器内における水素燃焼を防止するため，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至るまでに，格納容器内へ窒素を注入することによって，格納容器の破損を防止する。

対応手順概要ａ．原子炉スクラム及び全交流動力電源喪失の確認
ｂ．原子炉への注水機能喪失確認
ｃ．早期の電源回復不能判断及び対応準備ｄ．常設代替交流電源設備による緊急用母線の受電
ｅ．緊急用海水系による冷却水（海水）の確保
ｆ．代替循環冷却系による格納容器除熱
ｇ．炉心損傷確認
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉急速減圧
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）
水位の確保（解析上考慮しない操作）
ｊ．水素濃度及び酸素濃度監視設備の起動
ｋ．原子炉圧力容器破損確認
ｌ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却（原子炉圧力容器破損後）
ｍ．溶融炉心への注水
ｎ．代替循環冷却系による格納容器除熱（原子炉圧力容器破損後）ｏ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却（格納容器圧力制御）ｐ．可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入
ｑ．タンクローリによる燃料給油操作事故シーケンスグループ「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」及び「溶融炉心・コンクリート相互作用」は「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じ手順である。

項目

事
故
条
件

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

給水流量の全喪失

原子炉水位の低下の観点で厳しい事象を設定

安全機能の喪失に対する仮定

全交流動力電源喪失
高圧注水機能，低圧注水機能
及び原子炉圧力容器破損前の重大事故等対処設備による原
子炉注水機能の喪失

非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し，設定
高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系，低圧注水機能として残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能喪失を設定するとともに，原子炉圧力容器破損前の重大事故等対処設備による原
子炉注水機能の喪失を設定

外部電源

外部電源なし安全機能の喪失に対する仮定に基づき設定
ただし，原子炉スクラムについては，外部電源ありの場合を包括する条件として，機器条件に示すとおり設定

高温ガスによる配管等のクリープ破損や漏えい等考慮しない

原子炉圧力を厳しく評価するものとして設定

解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書

全体対応フロー

１.0.7―2.2―2

非常時運転手順書

全体対応フロー

１.0.7―2.2―3

詳細手順説明
操作補足事項非常時運転手順書

解析上の対応手順の概要フロー「給水全喪失事故，全交流動力電

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A源喪失」発生原子炉水位低（レベル３）設定
点到達により原子炉がスクラムする。
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続
いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御」への導入を継続監視する。
所内電源喪失を確認することにより「電源供給回復」へ移行し対応する。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

１.0.7―2.2―4

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」「給水全喪失事故，全交流動力

B

電源喪失」発生により，原子炉
水位が低下する。
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持できないため，「水位確保」へ移行する。
原子炉への注水機能が喪失しているため，低圧代替注水系（常設）準備を実施する。また，原子炉水位異常低下（レベル１）
以上に維持が不可となるため，「水位回復」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水

重大事故等対策要領

１.0.7―2.2―5

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」「電源供給回復」

全交流動力電源が喪失していCることから，常設代替交流電源
設備を起動し，緊急用母線を受電する。
その後，緊急用母線を介して非常用母線を受電し，非常用交流電源の復旧を行う。

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

１.0.7―2.2―6

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

D

原子炉への注水機能が喪失しているため，原子炉水位低下が継続する。
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電後，低圧代替注
水系（常設）による原子炉注水を試みるが，失敗する。
※原子炉格納容器破損防止対策の有効性を確認する観点から原子炉圧力容器が破損する事象とするため，高圧代替注水系及び低圧代替注
水系による原子炉注水には期待しない。
原子炉注水手段を確保できな
いため，「ＡＭ初期対応」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ⑫ 冷却水確保重大事故等対策要領

１.0.7―2.2―7

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書

原子炉水位低下が継続し，原非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「ＡＭ初期対応」

E

子炉水位が燃料有効長底部から
燃料有効長の高さ 20%位置に到達した時点で逃がし安全弁（自動減圧機能）2 弁による原子炉
急速減圧操作を実施する。
その後，CAMS ガンマ線線量率
により炉心が損傷したことを確認し，非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑧ 水素対策

重大事故等対策要領

１.0.7―2.2―8

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「ＳＯＰ」
注水−１「損傷炉心への注水」

F

注水−１「損傷炉心への注水」の対応と並行して，注水−３ａ「 Ｒ Ｐ Ｖ破 損 前の ペデ ス タ ル（ドライウェル部）水位確保」へ移行する。
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）注水操作を実施する。
ペデスタル（ドライウェル部）
床面から 1m の水位を確保し，注
水−１「損傷炉心への注水」へ
移行する。

注水−３ａ
「ＲＰＶ破損前のペデスタル（ドライウェル部）水位確保」

G
ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑦ 原子炉格納容器下部
注水

重大事故等対策要領

１.0.7―2.2―9

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「ＳＯＰ」
注水−１「損傷炉心への注水」

F

注水−１「損傷炉心への注水」
にて，原子炉圧力容器の健全性確認を実施し，原子炉圧力容器が破損したことを確認する。
これにより，除熱−２「ＲＰＶ破損後の初期格納容器スプレ
イ」及び注水−３ｂ「ＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェ
ル部）注水」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧

重大事故等対策要領

１.0.7―2.2―10

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「ＳＯＰ」
除熱−２「ＲＰＶ破損後の初期格納容器スプレイ」

原子炉圧力容器破損確認後，代替循環冷却系及び代替格納容I器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ操作を実施する。
格納容器スプレイを継続し，原子炉格納容器圧力上昇傾向が低下傾向に転じ，原子炉格納容器圧力が 465kPa[gage]に到達した後，格納容器スプレイ流量低下操作を実施する。
格納容器スプレイ流量低下操作実施後，注水−４「長期のＲ
ＰＶ破損後の注水」及び除熱-3「ＲＰＶ破損後の除熱」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却重大事故等対策要領

１.0.7―2.2―11

詳細手順説明
操作補足事項

事故時運転操作手順書

解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「ＳＯＰ」
注水−３ｂ「ＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェル部）注水」

原子炉圧力容器破損確認後，格納容器下部注水系（常設）にI

よるペデスタル（ドライウェル部）注水操作を実施する。

デブリ堆積高さ 0.2m 以上の場合はペデスタル（ドライウェ
ル部）水位 2.75m まで注水し，その後は水位を 2.25m〜 2.75mに維持する。

注水−４「長期のＲＰＶ破損後の注水」及び除熱−３「ＲＰＶ破損後の除熱」へ移行する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑦ 原子炉格納容器下部
注水

重大事故等対策要領

１.0.7―2.2―12

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「ＳＯＰ」
除熱−３「損傷炉心冷却後の除熱」

除熱−２「ＲＰＶ破損後の初J期格納容器スプレイ」操作実施
後，代替循環冷却運転へ移行できない場合は，代替格納容器ス
プレイの流量調整運転又は間欠運転を実施する。
緊急用海水系の準備が完了
し，代替循環冷却に移行可能となった場合は，代替循環冷却運転を実施し，原子炉注水及び原
子炉格納容器除熱を開始する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ④ 原子炉減圧
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧
ＡＭ⑧ 水素対策
ＡＭ⑫ 冷却水確保重大事故等対策要領

１.0.7―2.2―13

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「ＳＯＰ」
放出「ＰＣＶ破損防止」

代替循環冷却運転開始後，原H

子炉格納容器内水素濃度及び酸素濃度を継続監視し，格納容器
内が可燃限界に到達することを防止するため，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作，格納容器ベント並びに可燃性ガス濃度制御系の復旧を行う。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑤ 原子炉格納容器冷却ＡＭ⑥ 原子炉格納容器減圧
ＡＭ⑧ 水素対策

重大事故等対策要領

１.0.7―2.2―14

3.1 想定事故１
特 徴

事故条件

使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能が喪失することを想定する。このため，使用済燃料
プール水温が徐々に上昇し，やがて沸騰して蒸発することによっ

事
故
条
件

項目

主要解析条件

安全機能の喪失に対する仮定

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失

外部電源

外部電源なして使用済燃料プール水位が緩慢に低下することから，緩和措置がとられない場合には，使用済燃料
プール水位の低下により燃料が露出し，燃料損傷に至る。

基本的な考え方
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）（以下「代替燃料プール
注水系」という。
）により使用済
燃料プールへ注水することによって，燃料損傷の防止を図る。また，代替燃料プール注水系により使用済燃料プール水位を維持する。

対応手順概要︱1.0.7

ａ．使用済燃料プールの冷却機能
喪失確認

︱
3.1

ｂ．使用済燃料プールの注水機能喪失確認

1ｃ．代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水

解析上の対応手順の概要フロー

条件設定の考え方

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失としての燃料プール冷却浄化系，残留熱除去系，及び補給水系等の機能喪失
を設定
外部電源の有無は事象進展に影響しないが，緊急用母線への交流電源供給が必要となることから，要員，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―3.1―2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

外部電源喪失により，使用済
燃料プール冷却系が停止し，かつ非常用ディーゼル発電機が起動するが，使用済燃料プールの冷却系の起動に失敗し，使用済
燃料プールの冷却機能喪失が継続し，使用済燃料プール水の温度が上昇する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
使用済燃料プール制御「水温」

B

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑨ 使用済燃料プール
注水
ＡＭ⑩ 使用済燃料プール
冷却

重大事故等対策要領

1.0.7―3.1―3

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

使用済燃料プールの注水機能

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
使用済燃料プール制御「水位」「水温」

B喪失により，使用済燃料プールの水温上昇，水位低下が継続する。
そのため，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した注水により使用済燃料プールの水位を回復する。
計装設備及び電動弁の電源が喪失している場合，常設代替電源設備より給電する。
その後は，使用済燃料プールの冷却系を復旧しつつ，蒸発量に応じた水量を補給すること
で，使用済燃料プール水位を維持する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑨ 使用済燃料プール
注水
ＡＭ⑩ 使用済燃料プール
冷却

重大事故等対策要領

1.0.7―3.1―4

3.2 想定事故 2
事故条件

特 徴
使用済燃料プールの冷却系の項目

配管破断によるサイフォン現象
等により使用済燃料プール内の安全機能の喪失に対する仮定

水の小規模な漏えいが発生する

配管破断の想定とともに，使用済燃料プール注水機能が喪失することを想定する。
このため，使用済燃料プール水位

事
故
条
件

主要解析条件

条件設定の考え方

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失
燃料プール冷却浄化系配管の破断

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失としての燃料プール冷却浄化
系，残留熱除去系，及び補給水系等の機能喪失を設定
使用済燃料プール水位が最も低下する可能性のあるサイフォン現象による漏えいとして，燃料プール冷却浄化系配管の破断を想定する。
燃料プール冷却浄化系配管に設置されている真空破壊弁については，閉固着を仮定する。静的サイフォンブレーカにより，サイフォン現象による流出が停止されるため，使用済燃料プール水位は燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m 下）までの低下にとどまる。なお，この水位まで瞬時に低下するものとする。

漏えいによる使用済燃料
プール水位の低下

事象発生と同時に通常水位から約 0.23m 下まで低下

外部電源

外部電源なしが低下することから，緩和措置がとられない場合には，燃料は露出し，燃料損傷に至る。

基本的な考え方
使用済燃料プール水の漏えいの停止及び可搬型代替注水中型
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）（以下「代替
燃料プール注水系」という。
）による使用済燃料プールへの注水によって，燃料損傷の防止を図る。また，代替燃料プール注水系
により使用済燃料プール水位を
維持する。

︱
1.0.7

対応手順概要ａ．使用済燃料プール水位低下確

︱
3.2

認
ｂ．使用済燃料プールの注水機能

1

喪失確認
ｃ．代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水

解析上の対応手順の概要フロー

外部電源の有無は事象進展に影響しないが，緊急用母線への交流電源供給が必要となることから，要員，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―3.2―2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

外部電源喪失により，使用済
燃料プールの冷却系が停止し，かつ燃料プール冷却浄化系配管の破断が発生し，サイフォン現象により使用済燃料プール水位が低下する。その後，静的サイ
フォンブレーカにより漏えいが防止される。
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
使用済燃料プール制御「水位」「水温」

B水ライン）を使用した注水により使用済燃料プールの水位を回復する。
計装設備及び電動弁の電源が喪失している場合，常設代替電源設備より給電する。
その後は，使用済燃料プールの冷却系を復旧しつつ，蒸発量に応じた水量を補給すること
で，使用済燃料プール水位を維持する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑨ 使用済燃料プール
注水
ＡＭ⑩ 使用済燃料プール
冷却

重大事故等対策要領

1.0.7―3.2―3

4.1 崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）
特 徴

事故条件

原子炉の運転停止中に残留熱
項目

除去系の故障により，崩壊熱除去

起因事象，安全機能機能が喪失することを想定する。
このため，燃料の崩壊熱により原
子炉冷却材が蒸発することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下により燃料がの喪失に対する仮定
事
故条
件

主要解析条件
残留熱除去系機能喪失
事象認知まで：

外部電源

外部電源あり事象認知後 ：
外部電源なし露出し燃料損傷に至る。

基本的な考え方
解析上の対応手順の概要フロー
運転員が異常を認知して，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水を行うことによって，燃料損傷の防止を図る。
また，残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）運転による最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことにより，原子炉を除熱する。

対応手順概要ａ．残留熱除去系（原子炉停止

︱
1.0.7

時冷却系）の故障に伴う崩︱4.1

ｂ．逃がし安全弁による原子炉

1ｃ．残留熱除去系（低圧注水系）

壊熱除去機能喪失確認の低圧状態維持による原子炉注水
ｄ．残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）運転による崩壊熱除去機能回復

条件設定の考え方
運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障を想定
外部電源の有無は事象進展に影響しないことから，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定。外部電源が喪失する時間を事象発生1時
間後（1時間ごとの中央制御室の巡視により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止を確認する時間）とすることにより，事象発生の認知の観点で厳しい想定とする。

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―4.1―2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

残留熱除去系の故障及び外部電源喪失が発生し，崩壊熱除去

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時ＥＯＰ」

機能が喪失する。
「停止時崩壊熱除去制御」にて対応する。

崩壊熱除去機能の喪失により原子炉水温が上昇し，原子炉圧力が上昇する場合は，原子炉を低圧状態に維持するため，逃が非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時ＥＯＰ」「停止時崩壊熱除去制御」

A

し安全弁（自動減圧系）1 弁を手動にて開操作する。
原子炉水位が低下するため，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）にて原子炉へ注水する。
原子炉水位回復後，待機中または復旧した残留熱除去系（原子炉停止時冷却）を運転する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ⑨ 原子炉注水
ＡＭ⑪ 除熱ＡＭ⑫ 冷却水確保重大事故等対策要領

1.0.7―4.1―3

4.2 全交流動力電源喪失
特 徴

事故条件

原子炉の運転停止中に全交流
動力電源が喪失することにより，
原子炉の注水機能及び除熱機能が喪失することを想定する。このため，燃料の崩壊熱により原子炉
冷却材が蒸発することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下により燃料が露出

事
故
条
件

項目

主要解析条件

条件設定の考え方

起因事象

外部電源喪失送電系統の故障等によって，外部電源が喪失するものとして設定

安全機能の喪失に

全交流動力電源喪失

対する仮定
残留熱除去系海水系

全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を設定
残留熱除去系海水系の機能喪失により崩壊熱除去機能が喪失した場合を包含する条件として設定

し，燃料損傷に至る。
外部電源

外部電源なし基本的な考え方
運転員が異常を認知して，常設
代替交流電源設備による電源供給，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を行うことによって，燃料損傷の防止を図る。また，緊急用海水系を用いた残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）による最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことにより，原子炉を除熱
する。

︱
1.0.7

対応手順概要ａ．全交流動力電源喪失による残︱4.2

留熱除去系（原子炉停止時冷却系）停止確認

1ｂ．早期の電源回復不能判断及び対応準備
ｃ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持
ｄ．低圧代替注水系（常設）による原子炉注水ｅ. 残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系）運転による崩壊熱除
去機能回復

解析上の対応手順の概要フロー

起因事象として，外部電源を喪失するものとして設定

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―4.2―2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

全交流動力電源喪失により，運転中の残留熱除去系（停非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時ＥＯＰ」

止時冷却系）が停止する。
「停止時電源供給回復」にて対応する。

常設代替高圧電源装置を起動
し緊急用母線を受電後，低圧代
替注水系（常設）による原子炉
注水を開始する。

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時ＥＯＰ」「停止時電源供給回復」

その後，緊急用母線を介してA

非常用母線を受電し，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を起動し，原子炉の除熱を開始する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ① 電源確保
ＡＭ⑩ 使用済燃料プール
冷却
ＡＭ⑪ 除熱ＡＭ⑫ 冷却水確保重大事故等対策要領

1.0.7―4.2―3

4.3 原子炉冷却材の流出
事故条件

特 徴
原子炉の運転停止中に原子炉冷却材圧力バウンダリに接続された系統から，運転員の誤操作等により系外への原子炉冷却材の流出が発生することを想定する。このため，原子炉冷却材の流出に伴い原子炉冷却材が減少することから，緩和措置がとられない場合には，

事
故
条
件

項目

主要解析条件

起因事象

原子炉冷却材の流出

原子炉 冷却材のサプ
レッション・チェンバへの流出流量崩壊熱 による原子炉
水温の上昇及び蒸発

外部電源

47m３／h

原子炉水温が 100℃に到達するまでの時間が長く，事象進展に影響しないことから設定

外部電源あり外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）のポンプ吸込ラインの弁が閉となり，原子炉冷却材の流出が停止することから，原子炉冷却材の流出の観点で厳しい外部電源ありを設定

出し，燃料損傷に至る。

基本的な考え方よる原子炉注水を行うことで必要量の原子炉冷却材を確保することによって，燃料損傷の防止を図る。
また，残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）運転による最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことにより，原子炉を除熱する。

対応手順概要︱1.0.7

ａ．原子炉冷却材圧力バウン

ダリ外への原子炉冷却材

︱ 1
4.3

流出確認
ｂ．残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

残留熱除去系の系統切替時の原子炉冷却材流出を想定
ミニマムフローラインに残留熱除去系ポンプ出口圧力が掛かった場合の最大流出量

考慮しない

原子炉水位の低下により燃料が露

残留熱除去系（低圧注水系）に条件設定の考え方

解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7―4.3―2

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系）切替操作において，原

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時ＥＯＰ」

子炉水位低下を確認する。
「停止時原子炉水位制御」にて対応する。

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作を実施し，原子炉水位の上昇を確認する。

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時ＥＯＰ」「停止時原子炉水位制御」

A

原子炉冷却材流出箇所を隔離する。
その後，原子炉水位回復を確認し，残留熱除去系（停止時冷却系）への切替操作を実施し，原子炉除熱を再開する。

ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ③ 原子炉注水
ＡＭ⑪ 除熱重大事故等対策要領

1.0.7―4.3―3

添付資料 1.0.8

東海第二発電所
自然災害等の影響によりプラントの原子炉安全に影響を及ぼす可能性がある
事象の対応について

＜目次＞

1.「大津波警報」発表時の対応

1.0.8−1(1)津波発生時の対応について

1.0.8−1(2)体制の整備

1.0.8−2(3)その他

1.0.8−3

２．火山の影響による降下火砕物の対応

1.0.8−5(1)降下火砕物に対する対応について

1.0.8−5

第 1.0.8−1 図

気象庁が定める津波予報区

1.0.8−8

第 1.0.8−2 図

要員の移動経路図

1.0.8−9

第 1.0.8−1 表

津波警報・注意報の種類について

1.0.8−10東海第二発電所では，自然災害等の影響によりプラントの原子炉安全に影響を及ぼす可能性がある事象（以下「前兆事象」という。）について，前兆事象として把握ができるか，重大事故等を引き起こす可能性があるかを考慮して，設備の安全機能の維持及び事故の未然防止対策をあらかじめ検討しておき，前兆事象を確認した時点で事前の対応ができる体制及び手順を整備する。
前兆事象として纏める自然災害は，津波，竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響及び森林火災を想定する。
本資料では，前兆事象を確認した時点での事前対応の例として「大津波警報」
発表時の対応及び火山の影響による降下火砕物の対応について整備する。

1.

「大津波警報」発表時の対応(1)

津波発生時の対応について
東海第二発電所では，津波に対して防潮堤（T.P.＋20.0m〜T.P.＋18.0m）を設置するなど安全対策を幾重にも講じるものの，津波の対応については，プラントが被災して機器・電源が使用不能になることを想定し，被災前にプラントを停止するとともに，燃料の崩壊熱を除去することで，炉心損傷に至るまでの時間を延長し，被災後の対応時間に余裕を持たせることが重要である。
津波の規模と発電所への影響として，引き波による除熱喪失のリスクがあること，また，発電所近くが震源の場合，発生した津波の波高等確認す
る時間的余裕がないことや発電所遠方の津波では，波高等の予測精度が低下する可能性があること等を考慮し，対応に必要な時間余裕の確保の観点から，以下の対応を実施する。

a．発電所近傍で大きな地震が発生した場合の対応
発電所近傍で大きな地震が発生した場合は，原子炉が自動で停止して1.0.8−1

いることを確認し，発電所構内に避難指示を行うとともに，津波に関する情報収集並びに潮位計，取水ピット水位計及び津波・構内監視カメラによる津波の監視を行う。

b．大津波警報発表時の対応
気象庁が定めている津波予報区のうち，第 1.0.8−1 図に示す発電所を含む区域である「茨城県」区域に対し，第 1.0.8−1 表に示す発表基準に従い気象庁から大津波警報が発表された場合の対応として，以下の対応を実施する。
・発電所構内に避難指示を行う。
・原則として原子炉停止操作を開始する。
ただし以下の場合は除く。
(a)大津波警報が誤報であった場合。
(b)発電所から遠方で発生した地震に伴う津波であって，津波が到達するまでの間に大津波警報が解除又は見直された場合。
なお，津波注意報及び津波警報発表時は，津波に関する情報収集並びに津波・構内監視カメラ及び取水ピット水位計による津波の監視を行い，引き波により取水ピット水位が循環水ポンプの取水可能下限水位（T.P.
−1.59m：設計値）まで低下した場合等，原子炉の運転継続に支障がある場合に，原子炉を手動停止する。

(2)

体制の整備
大津波警報が発表された場合，警戒事態を発令し，災害対策本部要員を非常招集することにより，速やかに重大事故等対策を実施できる体制を整える。
1.0.8−2

また，発電所構内に常駐している災害対策要員のうち運転班の要員は，中央制御室に直接向かい，その他の要員は，緊急時対策所に向かう。
なお，移動経路は津波を考慮し，安全なルートを選定して移動する。移動時間は最長でも約 15 分で移動ができる。主な移動経路を第 1.0.8−2 図に
示す。

(3)

そ の 他
東海第二発電所の設計基準上の津波遡上高さは T.P.＋17.1m（防潮堤前面での最高水位）と評価しており，防潮堤（高さ T.P.＋20.0m〜T.P.＋18.0m）を越波しないものの，津波に対し，以下の対策を講じる。

a．海水ポンプ室の防護対策
非常用ディーゼル発電機及び残留熱除去系の海水ポンプが設置されている海水ポンプ室は，取水ピットからの津波の流入を防止する観点で，海水ポンプのグランドドレン配管からの流入防止対策として当該配管に逆流弁を設置するとともに，貫通部の止水対策を実施する。

b．建屋の浸水防止対策
タービン建屋内で地震により循環水配管が破損し，津波が流入することを想定し，浸水防止設備（水密扉）の設置や境界部の配管貫通部の止水対策を実施することにより，浸水防護重点化範囲（原子炉建屋）への浸水を防止する。
なお，水密扉は原則閉運用とし，更に開放時に現場でブザー等による注意喚起を行い閉止忘れ防止を図る。
また，水密扉の開閉状態が確認できる監視設備を設置し，開状態の水密扉があった場合，当直運転員は，その状況を速やかに認知し，閉止す
1.0.8−3る。

c．引き波時の非常用の海水ポンプの機能保持対策
引き波時において，非常用の海水ポンプによる冷却に必要な海水を確保するため，取水口前面に貯留堰を設置する。さらに，潮位計，取水ピット水位計及び津波・構内監視カメラによる津波の監視を継続する。

d．基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する対策
基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」という。）に対しては，緊急用海水系の設置による冷却機能を強化するとともに，原子炉建屋等の水密化，重要区画の水密化，排水設備の設置等，更なる信頼性向上の観点から対策を実施する。

e．敷地に遡上する津波の手順書への影響
重大事故等対応で使用する可搬型設備は，敷地に遡上する津波によって影響を受けない，敷地西側の高所の 2 箇所（T.P.＋23m 及び T.P.＋25m）に設置する保管場所（西側及び南側保管場所）で保管する。
また，常設代替高圧電源装置，西側淡水貯水設備及び高所接続口についても，敷地に遡上する津波の影響を受けない T.P.＋11m の敷地に設置する。
全交流動力電源喪失事象が発生した場合の可搬型設備を用いた原子炉
注水，格納容器スプレイ及び使用済燃料プール注水の対応については，
上記の対応に係る施設が T.P.＋11m の敷地に設置されており，T.P.＋11mの敷地での対応を優先して実施するため，敷地に遡上する津波による敷地の浸水の影響は受けない。
1.0.8−4

その他の重大事故等対応要員による可搬型設備を用いた重大事故等対応（水源確保対応，格納容器内窒素供給対応及び放射線測定対応）については，T.P.＋8m の敷地の浸水が解消した後で，津波の監視を継続しな
がら，T.P.＋8m の敷地での重大事故等対応を行う。

2.

火山の影響による降下火砕物の対応(1)

降下火砕物に対する対応について
東海第二発電所では，降下火砕物に備え，手順を整備し，以下のとおり
段階的に対応することとしている。その体制については，火山事象等の自然災害に対し，保安規定に基づく保安管理体制として整備し，その中で体制の移行基準，活動内容についても明確にする。なお，多くの火山では，
噴火前に，震源の浅い火山性地震の頻度が急増し，火山性微動の活動が始まるため，事前に対策準備が可能である。

a．通常時の対応
火山の噴火事象発生に備え，担当箇所は降下火砕物の除去等に使用する資機材等（シャベル，ゴーグル及び防護マスク等）については，定期的に配備状況を確認する。
b．近隣火山に噴火兆候がある場合
近隣火山で噴火警戒レベル３（入山規制），４（避難準備）となる引上げが発表され発電所において災害の発生のおそれがあると判断された場
合，担当箇所は原子力防災管理者の承認を得た上で，監視強化準備体制※１を発令し，発電所の保安管理体制下において，火山情報等を把握し，連絡体制を強化（要員の確認）する。
※1

監視強化体制の前段階として，前兆事象の影響により発生するおそれがある事象（倒壊・転倒・飛散等）の防止措置及び構内巡視等を行い，災害の発生を最小限に抑えるための措置

1.0.8−5

を講じる体制。

c．降下火砕物の飛来のおそれがある場合
近隣火山で噴火警戒レベル５（避難）が発表され発電所において災害の発生のおそれがあると判断された場合，原子力防災管理者は監視強化
体制 ※２ を発令し，発電所の各マネージャーは，発電所の保安管理下において，資機材の配備状況確認等に必要な要員を招集する。
また，取水路前面にオイルフェンスを設置することで，取水路への降下火砕物の流入量を低減する，とともに屋外機器・建屋等の降下火砕物の除去のため，発電所内に保管しているスコップ，ほうき，マスク等の資機材の配備状況の確認を行う。
※2

前兆事象の影響により発電所に災害が発生するおそれがあると判断した場合に発令し，必要に応じ災害対策要員及び資機材の確認，巡視等，適切な措置を講じる体制。

d．降下火砕物が堆積する状況となった場合
降下火砕物が確認され，重要安全施設の安全機能を有する設備が損傷等により機能を失うおそれがある場合，原子力防災管理者は発生事象の災害区分を「警戒事態」とし，発電所警戒本部を設置する。
発電所警戒本部の指揮の下，発電所及び屋外廻りの監視を強化する。
また，屋外機器・建屋等の降下火砕物の除去を行うとともに，換気空調
設備のフィルタを確認し，フィルタの取替，清掃を行う。
さらに，降下火砕物により重要安全施設の安全機能を有する設備が損
傷等により機能を失った場合，災害区分を「非常事態」に移行し，発電所災害対策本部を設置してその指揮の下，必要な処置を行う。
なお，降下火砕物の影響により，プラントの原子炉安全に影響を及ぼ
1.0.8−6

す可能性がある場合は，原子炉を手動停止する。

1.0.8−7

東海第二発電所

出典：気象庁ホームページ「津波予報区について」

第 1.0.8−1 図

気象庁が定める津波予報区

1.0.8−8

第 1.0.8−2 図

要員の移動経路図

1.0.8−9

第 1.0.8−1 表
種類

発表基準

津波警報・注意報の種類について発表される津波の高さ
数値での発表
巨大地震の（津波の高さ予想の区分） 場合の発表
10m 超(10m＜予想高さ)

大津波警報

予想される津波の高さが高いところで 3m を超え
る場合。

10m
(5m＜予想高さ≦10m)

巨大想定される被害と取るべき行動
木造家屋が全壊・流失
し，人は津波による流れに巻き込まれます。
沿岸部や川沿いにいる人
は，ただちに高台や避難ビルなど安全な場所へ避難してください。

5m(3m＜予想高さ≦5m)

津波警報

予想される津波の高さが高いところで 1m を超
え，3m 以下の場合。

3m(1m＜予想高さ≦3m)

高い

津波注意報

予想される津波の高さが高いところで 0.2m 以
上，1m 以下の場
合であって、津波による災害のおそれがある場合。

1m(0.2m≦予想高さ≦1m)

（表記しな
い）

標高の低いところでは津波が襲い，浸水被害が発生します。人は津波による流れに巻き込まれます。
沿岸部や川沿いにいる人
は，ただちに高台や避難ビルなど安全な場所へ避難してください。
海の中では人は速い流れに巻き込まれ，また，養殖いかだが流失し小型船舶が転覆します。
海の中にいる人はただちに海から上がって，海岸から離れてください。

出典：気象庁ホームページ「津波警報・注意報 ， 津波情報 ， 津波予報について」

1.0.8−10

添付資料 1.0.9

東海第二発電所
重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練について

＜目

次＞

1．基本となる教育及び訓練

1.0.9－1

2．運転員に対する教育及び訓練

1.0.9－7

3．当直（運転員）を除く実施組織に対する教育及び訓練

1.0.9－8

4．支援組織に対する教育及び訓練

1.0.9－9

5．教育及び訓練計画の頻度の考え方

1.0.9－9

6．教育及び訓練の効果の確認についての整理

1.0.9－9

7．実務経験によるプラント設備への習熟

1.0.9－11

8．初期消火対応要員（当社社員以外）の教育及び訓練参加について1.0.9－11

9．本店（東京）の総合災害対策本部要員の教育及び訓練について 1.0.9－12
第 1.0.9－1 表

重大事故等対策に関する教育（運転員の主な教育内容）
第 1.0.9－2 表

重大事故等対策に関する教育（災害対策要員（当直（運転員）を除く）の主な教育内容）
第 1.0.9－3 表

1.0.9－17

重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）
第 1.0.9－5 表

教育及び訓練計画の頻度の考え方について

第 1.0.9－6 表

重大事故等に係る発電所要員の力量管理

第 1.0.9－7 表

1.0.9－15

重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）
第 1.0.9－4 表

1.0.9－13

1.0.9－26
1.0.9－67

について

1.0.9－68

プラント設備への習熟のための保守点検活動

1.0.9－69

補足 1

要員の力量評価及び教育訓練の有効性評価について

1.0.9－70

補足 2

社外評価に対するフィードバックについて

1.0.9－72

災害対策要員は，常日頃から重大事故等時の対応のための教育及び訓練を実施することにより，事故対応に必要な力量の習得を行い，重大事故等時においても的確な判断のもと，平常心をもって適切な対応操作が行えるように準備している。また，教育及び訓練については，東海第二発電所原子炉施設
保安規定（以下「保安規定」という。）及び保安規定に基づく社内規程に基づいて実施しており，事故時操作の知識及び技術の向上に努めている。
福島第一原子力発電所事故以降は，事故の教訓を踏まえた緊急安全対策を整備し，全交流動力電源喪失時における初動活動に備え各種訓練を継続的に実施してきている。具体的には，電源確保及び給水確保の訓練，瓦礫撤去のための訓練等を必要な時間内に成立することの確認も含め，継続的に実施している。
これらの教育及び訓練は，必要な資機材の運搬，操作手順に従い行うことを基本とし，更に各機器の取扱いの習熟化を図っている。
新規制基準として新たに要求された重大事故等対策に係る教育及び訓練については，保安規定及び保安規定に基づく社内規程に適切に定め，知識・技能の向上を図るために定められた頻度，内容で実施し，必要に応じて手順等の改善を図り実効性を高めていくこととしており，教育及び訓練の状況は以下のとおりである。なお，教育及び訓練の結果を評価し，継続的改善を図っていくこととし，各項で参照する表に記載の教育及び訓練についても，今後必要な改善，見直しを行っていくものである。

1．

基本となる教育及び訓練（第1.0.9－1～3表参照）
災害対策要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，アクシデントマネジメントの概要について教育するとともに，役割に応じて重大事故等時の原子炉施設の挙動
1.0.9－1

等の教育を実施する。
これら基本となる教育を踏まえ，原子炉施設の冷却機能の回復のために必
要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，手順や資機材の取扱い方法等の要素訓練を年1回以上実施する。また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための発電所総合訓練を年1回以上実施する。

(1)

教育（第1.0.9－1表，第1.0.9－2表参照）

ａ．防災教育緊急事態応急対策等，原子力防災対策活動に関する知識を深めるための教育を実施している。
・「原子力防災体制，組織及び地域防災計画に関する知識」
災害対策要員に対して，原子力防災組織の構成，各班の職務を踏まえて，各自が実施すべき活動について教育する。
・「放射線防護に関する知識」
災害対策要員に対して，放射線の人体に及ぼす影響，放射線防護等に関する知識について教育する。
・「放射線及び放射性物質の測定機器並びに測定方法を含む防災対策上の諸設備に関する知識」
災害対策要員のうち広報班を除く要員に対して，測定機器の用途，
測定方法，機器の取扱いに関する知識について教育する。

ｂ．アクシデントマネジメント教育
アクシデントマネジメントに関する教育については，実施組織となる運転員への教育については勿論であるが，技術支援組織としてシビアア
1.0.9－2

クシデント時に中央制御室での対応をバックアップする災害対策要員及び実施組織として現場で活動する災害対策要員の知識レベルの向上を図ることも重要である。そのため，重大事故等時の原子炉施設の挙動に関する知識の向上を図るとともに，要員の役割に応じて定期的に知識ベ一スの理解向上に資する教育を計画的に行う。具体的には，教育内容に応じて以下のとおり基礎的知識，応用的知識に分かれ，それぞれ対象者を設定している。
・基礎的知識：アクシデントマネジメントに関する基礎的知識
・応用的知識：事故時における原子炉施設の挙動，プラント状況に合致した機能別設備を活用したアクシデントマネジメン
トの専門的知識(2)

訓練
保安規定に定める非常事態に対処するための総合的な訓練として，発電所総合訓練を実施している。発電所総合訓練の具体的な要領は，原子力災害対策特別措置法に基づき定めている東海第二発電所原子力事業者防災業
務計画に従い実施している。
発電所総合訓練は，原子力防災管理者の指揮のもと，原子力防災組織が原子力災害発生時に有効に機能することを確認するために実施する。
また，訓練項目ごとに訓練対象者の力量向上のために実施する要素訓練
及び本店（東京）（以下「本店」という。）等と合同で行う原子力防災訓練があり，それぞれ計画に基づいて実施する。
訓練においては，重大事故等対策における中央制御室での操作，及び動作状況確認等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作について，必要な要員数及び想定時間にて対応できるよう，教育及び訓練により効率的か
1.0.9－3

つ確実に実施できることを確認する。
なお，重大事故等対策に使用する資機材及び手順書については，担当箇所にて適切に管理しており，訓練の実施に当たっては，これらの資機材及び手順書を用いて実施し，訓練より得られた改善点等を適宜反映することとしている。
訓練の具体的な内容について，以下に示す。

ａ．要素訓練（第1.0.9－3，4表参照）
教育訓練項目と該当する手順書，対象者及び訓練名を第1.0.9－3表に整理する。
第1.0.9－3表に示す災害対策要員の教育訓練の詳細内容は，技術的能力と訓練の関係を示した第1.0.9－4表に示すとおりである。新規制基準で示される重大事故等対策における技術的能力審査基準に対応する各手
順に対する力量の維持，向上を図るために実施すべき事項を第1.0.9－4
表に整理している。
原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，実施組織の要員に対し，重大事故等対策に関する教育として手順の内容理解（作業の目的，事故シーケンスとの関係等）や資機材の取扱い方法等の習得を図るため要素訓練等を年1回以上実施する。
なお，現場作業にあたる災害対策要員が，作業に習熟し必要な作業を確実に完了できるよう，運転員（中央制御室及び現場）と連携して一連の活動を行う訓練を計画的に取り入れる。
要素訓練は，現場対応の指揮，発電所災害対策本部との連絡等を行う
指揮者，現場対応者等のチームで行い，各人の事故対応能力の向上，役1.0.9－4

割分担の確認等を行う。また，力量評価者を置き，原子力災害発生時に対応できるよう確実に力量が確保されていることを定期的に評価する。
訓練は，訓練毎の訓練対象者全員が原則として実際の設備，活動場所で実施することとするが，実際の設備を使用するとプラントに影響を及ぼす場合（例:実際の充電中の電源盤への電源ケーブルの接続を実施すると，電気事故又は感電が発生する）は，訓練設備を用いた訓練を実施する。
訓練内容は，様々な場合を想定し実施する。活動エリアの放射線量の上昇が予測される場合には放射線防護具（タイベック，全面マスク）を着用して活動を行うなど，悪条件（高線量下，夜間，悪天候（降雨，降
雪又は強風等）及び照明機能低下等）を想定し，必要な防護具等を着用した訓練も実施する。
これらの訓練内容を網羅的に盛り込んだ教育訓練内容を設定すること
により，円滑かつ確実な災害対策活動が実施できる要員を継続的に確保する。
今後，計画的に訓練を行い，重大事故等対処に係る保安規定変更が施行され運用が開始されるまでには，必要な訓練対象者に対し訓練が実施
され力量が確保されている状態に体制整備を実施する。
また，アクシデントマネジメント訓練により，アクシデントマネジメ
ントガイドを使用して，事故状況の把握，事象進展防止及び影響緩和策の判断を実施し，発電所災害対策本部が中央制御室の当直を支援できることを確認している。さらに，災害対策本部対応訓練，原子力緊急事態
支援組織（以下「緊急事態支援組織」という。）対応訓練，通報訓練，
緊急被ばく医療訓練，モニタリング訓練，避難誘導訓練により，各要素の活動が確実に実施できることを確認するとともに，これらを組み合わ
1.0.9－5

せて実施する総合訓練において，重大事故等の発生を想定した場合においても発電所災害対策本部が総合的に機能することを確認している。

ｂ．発電所総合訓練
組織全体としての力量向上を図るために年1回以上の発電所総合訓練を実施する。各要素訓練を組み合わせ，組織内各班の情報連携や組織全体の運営が適切に行えるかどうかの検証を行う。

ｃ．原子力防災訓練
本店等と合同で行う原子力防災訓練においては，当社経営層も参加
し，本店災害対策本部における活動の指揮命令及び情報収集等の活動訓練を実施することにより，原子力災害発生時における発電所と本店等のコミュニケーションの強化を図っている。
また，原子力防災訓練では，適宜，オフサイトセンターや自治体等への情報提供等の連携，原子力事業所災害対策支援拠点の立ち上げ，他の原子力事業者との連携（協力要請等），社外への情報提供（模擬記者会
見訓練）等にも取り組んでいる。
具体的には，オフサイトセンターへ実際に対応要員を派遣し，発電所
災害対策本部との情報連携の訓練や，自治体関係者ヘの電話連絡及びファクシミリ装置を用いた文書の同時送信による情報提供を行う訓練，原子力事業所災害対策支援拠点へ実際に派遣される要員自らが拠点を立ち上げる訓練，他の原子力事業者への連携では発電所が発災した場合の支援本部幹事事業者である東京電力ホールディングス株式会社へ実際に協力要請を行う連携訓練，本店等において社外へのプラントの状況の説明等を行う模擬記者会見訓練等を行っている。
1.0.9－6

発電所総合訓練及び原子力防災訓練に使用する事故シナリオは，炉心損傷等の重大事故を想定したシナリオを用いて発電所災害対策本部の各
活動との連携が確実に実施できていることを，全体を通して確認している。
また，東海発電所との同時被災等のシナリオも取り込み，発電所災害対策本部の各活動が輻輳しないことも確認している。
訓練に当たっては，事象進展に応じて訓練者が対応手段を判断していくシナリオ非提示型の訓練を実施し，対応能力を強化するとともに，これまでも地震及び津波による外部電源喪失だけでなく，様々な自然災害
や外部事象等に対応して実施しており，今後も計画的に実施する。

(3)

その他の教育及び訓練
緊急事態支援組織に対する協力要請等の対応訓練を年1回実施し，緊急事態支援組織への出動要請，資機材の搬入及び資機材を使用した操作訓練
を実際に行うことにより，対応及び操作の習熟を図る。更に緊急事態支援
組織に災害対策要員を定期的に派遣し，遠隔操作が可能なロボットの操作訓練及び保修訓練等を行い操作の習熟を図る。

2．

運転員に対する教育及び訓練（第1.0.9－1表，第1.0.9－3表参照）
運転員に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，重大事故等時の原子炉施設の挙動等の教育を実施する。また，知識の向上と実効性を確認するため，自社のシミュレ
ータ又はＢＷＲ運転訓練センターにてシミュレーション可能な範囲において，対応操作訓練を実施する。
第1.0.9－1表に示すシミュレータ訓練は，従来からの設計基準事象ベー
1.0.9－7

ス，設計基準外事象ベースの訓練に加え，国内外で発生したトラブル対応訓練，中越沖地震の教訓を反映した地震を起因とした複合事象の対応訓練，福島第一原子力発電所事故の教訓から全交流動力電源喪失を想定した対応訓練
等，原子力安全への達成には運転員の技術的能力の向上が重要であるとの観点から随時拡充し，実施している。また，重大事故等が発生した時の対応力を養成するため，手順にしたがった監視，操作において判断に用いる監視計器の故障や動作すべき機器の不動作等，多岐にわたる機器の故障を模擬し，関連パラメータによる事象判断能力，代替手段による復旧対応能力等の運転操作の対応能力向上を図っている。今後も重大事故等時に適切に対応できる
よう，シミュレータ訓練を計画的に実施していく。
また，同一直の運転員全員で連携訓練を定期的に実施することで，事故時に当直発電長の指揮のもとに，チームワークを発揮して発電用原子炉施設（以下「原子炉施設」という。）の安全を確保できるように，指示，命令系
統の徹底，各人の事故対応能力の向上，役割分担の再確認等を行っている。

3．

当直（運転員）を除く実施組織に対する教育及び訓練（第1.0.9－2表，
第1.0.9－3表参照）
災害対策要員のうち当直（運転員）を除く実施組織の要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，役割に応じてアクシデントマネジメントの概要について教育す
るとともに，重大事故等時の原子炉施設の挙動等の教育を実施する。
これら基本となる教育を踏まえ，原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，手順や資機材の取り扱い方法等の個別訓練を年1回以上実施する。また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための発1.0.9－8

電所総合訓練を年1回以上実施する。

4．

支援組織に対する教育及び訓練（第1.0.9－2表，第1.0.9－3表参照）
災害対策要員のうち支援組織の要員に対する教育及び訓練については，

机上教育にて支援組織の位置付け，実施組織との連携及び資機材等に関する教育に加え，役割に応じた要素訓練を実施する。また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための総合訓練を年1回以上実施する。

5．

教育及び訓練計画の頻度の考え方（第1.0.9－5表参照）
各要員に対し必要な教育及び訓練を年1回以上実施し，教育及び訓練の有効性評価を行い，力量の維持及び向上が図れる実施頻度に見直す。
・各要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。各要員の役割に応じた教育及び訓練を年1回以上，毎年繰り返すことにより，各手順及び操作を習熟し，力量の維持及び向上を図る。
・各要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評価を行い，年1回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育及び訓練については，年2回以上の実施頻度に見直す。

6．

教育及び訓練の効果の確認についての整理（第1.0.9－6表参照）
各要員が必要な教育及び訓練を計画的に実施し，力量の維持及び向上が図られていることを確認することにより，教育及び訓練内容が適切であることを確認する。力量を有していると確認された要員は，管理リストへの反映により管理する。
(1)

要員の力量管理並びに教育及び訓練の有効性評価
1.0.9－9

教育及び訓練の効果については，各要員が必要な教育及び訓練を計画的に実施し，力量の維持及び向上が図られていることをもって確認する。
・各要員が社内規程に従い，確実に教育及び訓練を実施していることの確認を行う。
・各要員の力量の評価は，教育の履歴及び訓練における対応操作の評価結果で行い，各要員の力量の維持及び向上が図られていることを確認する。合わせて，必要な力量を有した要員を確保できているか確認することにより教育及び訓練の有効性評価を行う。
・教育及び訓練の有効性評価は，教育及び訓練計画書へ反映する。
なお，訓練により必要な力量を有していないと判断された場合，例えば所定の時間内に必要な操作を適切に完了できない場合等は，その要員を災害対策要員から外し，再度，必要な教育及び訓練を実施することにより，力量の確実な維持・向上を図ることとしている。

(2)

対応能力の向上総合訓練における評価の信頼性向上を図るため，ＷＡＮＯ（世界原子力発電事業者協会）の「達成目標と基準」の評価項目を取り入れた災害対策要員の訓練評価シートを整備する。訓練参加者以外の者を評価者として配置し，評価者が訓練評価シートを用いて訓練参加者の対応状況を確認し，評価する。総合訓練実施後は，訓練参加者及び評価者で訓練を振返り，反省点，課題等を集約する等，訓練の実施結果を確認し，その中から改善が必要な事項を抽出し，手順，資機材，教育及び訓練計画への反映を行う。
また，ＷＡＮＯピアレビュー等により，教育及び訓練を含む取り組みについて，社外の原子力発電所経験者から客観的な評価も取り入れている。

1.0.9－10

7．

実務経験によるプラント設備への習熟（第1.0.9－7表参照）
運転員及び保修室員は，計画的に実施する教育及び訓練の他，実務経験を通じてプラント設備への習熟を図っている。
運転員は，通常時に実施する項目を定めた手順書に基づき設備の巡視点
検，定期試験及び運転に必要な操作を行うことにより，普段から設備についての習熟を図る。
保修室員は，設備の点検において，保守実施方法をまとめた社内規程に基づき，現場に立ち，巡視点検，分解機器の状況確認，組立状況確認及び試運転の立会確認を行うとともに，工事要領書の内容確認及び作業工程検討等の
保守点検活動を行うことにより普段から設備についての習熟を図る。また，重大事故等時において復旧を迅速に実施するために，普段から保守点検活動
を社員自らが行って部品交換等の実務経験を積むこと等により，原子炉施設
及び予備品等について熟知する。併せて，研修施設にてポンプ，弁設備の分
解点検，調整，部品交換等の実習を社員自らが実施することにより技能及び知識の向上を図る。
なお，予備品を用いた残留熱除去系海水系ポンプ用電動機及び非常用ディーゼル発電機海水ポンプ用電動機の復旧作業は，協力企業の支援による実施としているが，本復旧作業は事故収束後のプラント安定状態を継続する上で有効であることから，直営訓練等を通じて復旧手順の整備や作業内容把握，研修施設において予備品の類似機器を用いた分解点検や組立作業訓練等を通じて現場技能向上への取り組みを継続的に実施する。

8．

初期消火対応要員（当社社員以外）の教育及び訓練参加について
初期消火対応要員のうち，当社社員以外の協力企業社員は，個別に締結している業務委託契約に基づいて必要な教育訓練を行うこととしている。この
1.0.9－11

ため，初期消火対応要員も当社が作成した教育訓練プログラムに従い必要な教育を受け，当社が実施する要素訓練及び総合訓練に参加することにより必要な力量の維持及び向上を図ることとしている。

9．

本店（東京）の総合災害対策本部要員の教育及び訓練について
本店の総合災害対策本部要員に対しては，原子力防災対策活動及び重大事

故等の現象について理解するための教育を行う。また，発電所の災害対策本部への支援，社内外の情報収集及び災害状況の把握，情報発信，関係組織への連絡など本店の活動に関する訓練を役割に応じて行い，必要な力量の維持及び向上を図る。

1.0.9－12

教育名

第 1.0.9－1 表 重大事故等対策に関する教育（運転員の主な教育内容）
（1／2）
目的
内容

対象者

時間・頻度

1.0.9－13

異常時対応訓練（指揮，状況判断）異常時に指揮者として適切な指揮，状況判断が出来るよう，異常時操作の対応（判断・指揮命令）及び警報発生時の監視項目について理解する

・異常時操作の対応（判断，指揮命令含む） ･発電長・警報発生時の監視項目･副発電長

異常時対応訓練（中央制御室内対応）

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

・原子炉の起動停止に関する操作と監視項目
・各設備の運転操作と監視項目
・警報発生時の対応操作（中央制御室）
・異常時操作の対応（中央制御室）

･発電長
･副発電長
･運転員Ⅰ

異常時対応訓練（現場機器対応）

異常時に現場において適切な処置がとれるように，警報発生時の対応及び異常時操作の対応について理解する

・原子炉の起動停止の概要
・各設備の運転操作の概要（現場操作）・警報発生時の対応操作（現場操作）
・異常時操作の対応（現場操作）

･発電長
･副発電長
･運転員Ⅰ，運転員Ⅱシミュレータ訓練Ⅰ（ファミリー訓練）

異常事象対応時（設計基準外事象含む）の連携措置の万全を図る

・運転操作の連携訓練
自社シミュレータ又はＢＷＲ運転訓練センターにて行う訓練【重大事故等の対応を含む】※１

･発電長
･副発電長
･運転員Ⅰ，運転員Ⅱ

3年間で15時間
以上※２

シミュレータ訓練Ⅱ

警報発生時及び異常事象時（設計基準外事象含む）対応の万全を図る･運転員Ⅰ

3年間で9時間以上※２

シミュレータ訓練Ⅲ

警報発生時及び異常事象時（設計基準外事象含む）対応の万全を図る

･発電長
･副発電長

3年間で9時間以上※２※1：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容※2：保安規定 保安教育に定められた教育時間

・起動停止・異常時・警報発生時対応訓練
自社シミュレータ又はＢＷＲ運転訓練センターにて行う訓練【重大事故等の対応を含む】※１
・起動停止，異常時・警報発生時の対応・判断・指揮命令訓練
自社シミュレータ又はＢＷＲ運転訓練センターにて行う訓練【重大事故等の対応を含む】※１

3年間で30時間
以上※２（他項目も含む）教育名

第 1.0.9－1 表 重大事故等対策に関する教育（運転員の主な教育内容）
（2／2）
目的
内容

対象者

時間・頻度

1.0.9－14

防災教育（原子力防災体制，組織及び地域防災計画に関する知識）

・発電所員として必要な基礎知識の理解
・原子力災害に関する知識を習得し，原子力防災活動の円滑な実施に資する

・原子力災害対策特別措置法及び関係法令の概要
・原子力事業者防災業務計画の概要
・防災体制，防災組織及び活動
・緊急時活動レベル（ＥＡＬ）

･発電長
･副発電長
･運転員Ⅰ，運転員Ⅱ

1 回／年

防災教育
（放射線防護に関する知識）

・放射線安全の観点から放射線の人体に及ぼす影響，放射線防護等に関する知識の理解・放射線の人体に及ぼす影響に関すること
・線量限度等，被ばく管理に関すること・放射線防護に関すること

･発電長
･副発電長
･運転員Ⅰ，運転員Ⅱ

1 回／年

防災教育
（放射線及び放射性物
質の測定機器並びに測定方法を含む防災対策
上の諸設備に関する知識）・機器の用途，測定方法，機器の取扱
い方法の理解・防災関係設備に関すること

･発電長
･副発電長
･運転員Ⅰ，運転員Ⅱ

1 回／年

アクシデントマネジメ
ント教育（基礎的知識）

アクシデントマネジメントに関する基礎的知識の習得

・アクシデントマネジメントの概要
・津波アクシデントマネジメントの概要※１

･発電長
･副発電長
･運転員Ⅰ，運転員Ⅱ

1 回／年

アクシデントマネジメ
ント教育（応用的知識）

事故時における原子炉施設の挙動，プ
ラント状況に合致した機能別設備を活用したアクシデントマネジメントの専門的知識の習得

・代表的な事故シナリオの流れとプラント
挙動
・機能別の設備のプラント状況にあった優
先順位

･発電長
･副発電長

1 回／年

発電所総合訓練

想定した原子力災害への対応，各作業班や組織間の連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮できることを確認する

・当直の活動・各作業班との連携・当直の意思決定【重大事故等を想定し，上記を実施】※１

･発電長
･副発電長
･運転員Ⅰ，運転員Ⅱ

1 回／年※1：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容※2：保安規定 保安教育に定められた教育時間

教育名

第 1.0.9－2 表 重大事故等対策に関する教育（災害対策要員（当直（運転員）を除く）の主な教育内容）
（1／2）
目的
内容
対象者

頻度

1.0.9－15

防災教育（原子力防災体制，組織及び地域防災計画に関する知識）

・発電所員として必要な基礎知識の理解
・原子力災害に関する知識を習得
し，原子力防災活動の円滑な実施に資する。

・原子力災害対策特別措置法及び関係法令の概要
・原子力事業者防災業務計画の概要
・防災体制，防災組織及び活動
・緊急時活動レベル（ＥＡＬ）

・本部員
・運営支援組織・技術支援組織
・実施組織（初期消火対応要員を除く）

1 回／年

防災教育
（放射線防護に関する知識）

・放射線安全の観点から放射線の人体に及ぼす影響，放射線防護等に関する知識の理解

・放射線の人体に及ぼす影響に関すること
・線量限度等，被ばく管理に関すること・放射線防護に関すること

・本部員
・運営支援組織・技術支援組織
・実施組織

1 回／年

・防災関係設備に関すること・運営支援組織（広報班を除く班長及び班員）
・技術支援組織（班長,班員及び重大事故等対応
要員（放射線測定対
応））・実施組織（班長，初期消火対応要員及び重大事故等対応要員（拡散抑制対応，アクセスル
ート確保対応,電源確保
対応，給水確保対応）
）

1 回／年

防災教育
（放射線及び放射性物
質の測定機器並びに測定方法を含む防災対策
上の諸設備に関する知識）・機器の用途，測定方法，機器の取扱い方法の理解※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

教育名

第 1.0.9－2 表 重大事故等対策に関する教育（災害対策要員（当直（運転員）を除く）の主な教育内容）
（2／2）
目的
内容
対象者

1.0.9－16

・アクシデントマネジメントの概要
・津波アクシデントマネジメントの概要※

・本部員
・運営支援組織・技術支援組織
・実施組織（初期消火対応要員を除く）1 回／年

事故時における原子炉施設の挙動，
プラント状況に合致した機能別設備を活用したアクシデントマネジメン
トの専門的知識の習得

・代表的な事故シナリオの流れとプラント挙動・機能別の設備のプラント状況にあった優先順位・本部長
・本部長代理・技術支援組織（本部員，班長，班員）

1 回／年

想定した原子力災害への対応，各作
業班や組織間の連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮できることを確認する。

・各作業班の活動・各作業班の連携・本部の意思決定・本店本部との連携【重大事故等を想定し，上記を実施】※

・災害対策要員

1 回／年

・運営支援組織（情報班）
・技術支援組織（放射線管理班）・運営支援組織（庶務班（総務））・運営支援組織（庶務班（保健安全）
・技術支援組織（放射線
管理班）

1 回／年

アクシデントマネジメ
ント教育（基礎的知識）アクシデントマネジメントに関する基礎的知識の習得

アクシデントマネジメ
ント教育（応用的知識）発電所総合訓練

・通報訓練

その他訓練

頻度

あらかじめ定められた機能を発揮できるようにするために資機材操作を含めて行い，機能毎の対応能力向上を図る。

・モニタリング訓練
・避難誘導訓練・緊急時被ばく医療訓練※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

教育訓練項目

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（1／9）
教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度

常設代替高圧電源装置による給電○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
・常設代替交流電源設備による緊急用Ｍ／Ｃから
Ｍ／Ｃ ２Ｃ，２Ｄ受電○重大事故等対策要領
・常設代替高圧電源装置起動手順

1.0.9－17

電源確保

可搬型代替低圧
電源車による給電○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①可搬型代替交流電源設備によるＰ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電②可搬型代替交流電源設備による緊急用Ｐ／Ｃ，
ＭＣＣ給電○重大事故等対策要領
・可搬型代替低圧電源車起動手順
非常用高圧母線
電源融通○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ
受電

常設代替高圧電源装置，可搬型
代替低圧電源車
等への燃料補給○重大事故等対策要領①タンクローリへの給油手順②タンクローリからの給油手順③燃料補給設備の確認手順

運転員・常設代替高圧電源設備による非常用所内電気
設備への給電：1回／年

重大事故等
・常設代替高圧電源装置（現場起動）による給
対応要員
電
（電源確保
：1回／年
対応）

運転員

①可搬型代替低圧電源車による非常用所内電気
設備への給電：1回／年②可搬型代替低圧電源車による代替所内電気設
備への給電：1回／年

重大事故等
対応要員
・可搬型代替低圧電源車起動操作：1回／年
（電源確保
対応）
運転員

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源融通：1 回／年

重大事故等 ①可搬型設備用軽油貯蔵タンクからタンクロー
対応要員
リへの給油：1回／年（アクセス ②タンクローリから各機器への給油：1回／年
ルート確保 ③燃料補給設備による常設代替高圧電源装置へ対応）の給油：1回／年※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9－18

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（2／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
・Ｄ／Ｇ ２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ海水・Ｄ／Ｇ ２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ海水
運転員
系への代替送水準備：1回／年
系 への代替送水
非常用ディーゼ
ル発電機等冷却
重大事故等
・非常用ディーゼル発電機等冷却系海水系ホース
水確保○重大事故等対策要領
対応要員
接続：1回／年
・可搬型代替注水大型ポンプによる送水（給水確保
・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年
対応）○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
蓄電池による給・所内常設直流電源設備による非常用直流母線へ
・125V Ａ系及びＢ系蓄電池による直流125V主母
運転員
電の給電：1回／年
電源確保
線盤２Ａ及び２Ｂ受電○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①可搬型代替直流電源設備による直流125V主母線①可搬型代替直流電源設備による直流125V主母線
盤２Ａ及び２Ｂ受電：1回／年
盤２Ａ及び２Ｂ受電
運転員②可搬型代替直流電源設備による緊急用直流125V②可搬型代替直流電源設備による緊急用直流125V
可搬型代替直流
主母線盤受電：1回／年
主母線盤受電電源設備による
給電
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員
・可搬型代替直流電源設備による給電：1回／年
・可搬型代替低圧電源車起動手順
（電源確保
対応）
○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
原子炉の停止運転員
・現場操作による制御棒手動挿入：1回／年
・現場操作による制御棒挿入（手動）○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①高圧代替注水系現場起動による原子炉圧力容器
炉心損傷緩和①高圧代替注水系現場起動による原子炉圧力容器への注水
高圧の原子炉へ
への注水
運転員（可搬型計測器に関する取扱い含む）
：1回／年
の注入操作
②ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう②ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水
酸水注入及び注水：1回／年※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9－19

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（3／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度①逃がし安全弁駆動源確保（高圧窒素ガスボンベ○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
切替，可搬型窒素供給装置（小型））：1回／年①逃がし安全弁による原子炉減圧（駆動源確保）
運転員②逃がし安全弁電源確保（可搬型蓄電池，可搬型②逃がし安全弁による原子炉減圧（電源確保）
計測器）
：1回／年
原子炉の減圧
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員 ・可搬型窒素供給装置（小型）の起動操作：1回／・可搬型窒素供給装置（小型）による送気
（給水確保
年
対応）
○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水：1回／年
器への注水
運転員
②消火系による原子炉圧力容器への注水：1回／年②消火系による原子炉圧力容器への注水③補給水系による原子炉圧力容器への注水：1回／③補給水系による原子炉圧力容器への注水
年
低圧の原子炉へ○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容
炉心損傷緩和の注入操作①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容
運転員
器への注水：1回／年
器への注水○重大事故等対策要領
重大事故等①可搬型代替注水中型ポンプ設置送水：1回／年①可搬型代替注水中型ポンプによる送水対応要員②可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年②可搬型代替注水大型ポンプによる送水（給水確保③連絡配管閉止フランジの切替え③連絡配管閉止フランジの切替え
対応）
重大事故等
最終ヒートシン
○重大事故等対策要領
対応要員
・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年
クへの熱輸送・可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保
（給水確保
対応）
○非常時運転手順書Ⅱ
インターフェイ
運転員
・現場手動操作による漏えい箇所隔離：1回／年
・原子炉建屋制御
スシステムＬＯＣＡ発生時の対○非常時運転手順書Ⅱ
運転員
・現場手動操作による漏えい箇所隔離：1回／年
応・原子炉建屋制御※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9－20

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（4／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①②格納容器圧力逃がし装置の現場操作による①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チ
原子炉格納容器内の減圧及び除熱：1回／年
ェンバ側）の現場操作による原子炉格納容器内③フィルタ装置スクラビング水移送：1回／年の減圧及び除熱④フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の：1回／年
現場操作による格納容器内の減圧及び除熱
運転員⑤代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による③フィルタ装置スクラビング水移送
原子炉格納容器内へのスプレイ：1回／年④フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄⑥消火系による格原子炉納容器内へのスプレイ⑤代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による：1回／年
原子炉格納容器内へのスプレイ⑦補給水系による原子炉格納容器内へのスプレ⑥消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ
イ：1回／年⑦補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ
格納容器内の○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
炉心損傷緩和減圧・除熱・冷①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チ（続き）
却ェンバ側）の現場操作による原子炉格納容器内①②格納容器圧力逃がし装置の現場操作によるの減圧及び除熱
原子炉格納容器内の減圧及び除熱：1回／年
運転員②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の③代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による現場操作による原子炉格納容器内の減圧及び除原子炉格納容器内へのスプレイ：1回／年
熱③代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員 ①可搬型代替注水中型ポンプ設置送水：1回／年①可搬型代替注水中型ポンプによる送水（給水確保 ②可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年②可搬型代替注水大型ポンプによる送水対応）③連絡配管閉止フランジの切替え：1回／年③連絡配管閉止フランジの切替え（電源確保 ④可搬型窒素供給装置の起動操作：1回／年④可搬型窒素供給装置による送気対応）※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9－21

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（5／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チ
ェンバ側）の現場操作による原子炉格納容器内①②格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容の減圧及び除熱器内の減圧及び除熱：1回／年②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の③消火系によるペデスタル（ドライウェル部）へ
現場操作による原子炉格納容器内の減圧及び除運転員の注水：1回／年
熱④補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）③消火系によるペデスタル（ドライウェル部）へへの注水：1回／年の注水⑤フィルタ装置スクラビング水移送：1回／年④補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）
への注水⑤フィルタ装置スクラビング水移送
格納容器内の重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員 ①可搬型代替注水中型ポンプ設置送水：1回／年
減圧・除熱・冷①可搬型代替注水中型ポンプによる送水（給水確保 ②可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年
却②可搬型代替注水大型ポンプによる送水対応）③連絡配管閉止フランジの切替え：1回／年③連絡配管閉止フランジの切替え（電源確保④可搬型窒素供給装置の起動操作：1回／年
格納容器破損④可搬型窒素供給装置による送気対応）
防止○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チ
ェンバ側）の現場操作による原子炉格納容器内①②格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容の減圧及び除熱器内の減圧及び除熱：1回／年②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の
運転員③格納容器圧力逃がし装置第二弁操作室の準備及現場操作による原子炉格納容器内の減圧及び除び運用：1回／年
熱③格納容器圧力逃がし装置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○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）①消火系による原子炉圧力容器への注水：1回／年①消火系による原子炉圧力容器への注水
運転員②補給水系による原子炉圧力容器への注水：1回／②補給水系による原子炉圧力容器への注水
年
原子炉圧力容器○重大事故等対策要領
重大事故等
への注水
①可搬型代替注水中型ポンプ設置送水：1回／年①可搬型代替注水中型ポンプによる送水対応要員②可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年②可搬型代替注水大型ポンプによる送水（給水確保③連絡配管閉止フランジの切替え：1回／年③連絡配管閉止フランジの切替え
対応）※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9－22

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（6／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度
重大事故等
対応要員
格納容器破損
水素爆発による
○重大事故等対策要領（給水確保
防止
格納容器の破損
・可搬型窒素供給装置の起動操作：1回／年
・可搬型窒素供給装置による送気
対応）
（続き）
防止
（電源確保
対応）
○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水①可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水
大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水
大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水
ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用
ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用
運転員
済燃料プールへの注水（淡水／海水）：1回／年
済燃料プールへの注水（淡水／海水）②消火系による使用済燃料プール注水：1回／年
使用済燃料プ②消火系による使用済燃料プールへの注水③補給水系による使用済燃料プール注水：1回／年
使用済燃料
ール水位維持③補給水系による使用済燃料プールへの注水
プールへの注水
及び燃料損傷及びスプレイ○重大事故等対策要領①可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プー緩和①可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プー
重大事故等
ル注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
ル注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
対応要員
使用済燃料プールへの注水（淡水／海水）：1 回
使用済燃料プールへのスプレイ（淡水／海水）（給水確保／年②可搬型代替注水大型ポンプによる送水対応）②可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年③使用済燃料プール漏えい緩和③使用済燃料プール漏えい緩和：1 回／年○重大事故等対策要領
重大事故等 ①放水砲による拡散抑制：1 回／年
発電所外への
放射性物質放①大気への放射性物質の拡散抑制対応要員 ②汚濁防止膜による拡散抑制：1 回／年
放射性物質の出緩和②海洋への放射性物質の拡散抑制
（拡散抑制
拡散抑制
対応）
※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（7／9）
教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度
重大事故等○重大事故等対策要領
代替淡水貯槽対応要員 ・可搬型代替注水中型ポンプ設置送水：1回／年
・可搬型代替注水中型ポンプ手順
への補給（給水確保 ・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年
・可搬型代替注水大型ポンプ手順
対応）
重大事故等
西側淡水貯水設○重大事故等対策要領
対応要員
備
・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年
・可搬型代替注水大型ポンプ手順
（給水確保
への補給
対応）
○重大事故等対策要領①可搬型代替注水大型ポンプによる送水
重大事故等
・可搬型代替注水中型ポンプ設置送水：1回／年②代替淡水貯槽水源手順
対応要員
送水・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年③西側淡水貯水設備水源手順（給水確保
・ホース取扱訓練：1回／年④淡水タンク水源手順
対応）⑤海水源手順：1回／年○重大事故等対策要領
重大事故等 ・瓦礫撤去（ホイールローダ）
・瓦礫撤去
対応要員
アクセスルート（アクセスルの確保
ート確保対応）○重大事故等対策要領
重大事故等 ①可搬型計測器によるパラメータ計測①可搬型計測器による測定手順
対応要員
：1回／年
②メディアへの保存手順（電源確保 ②メディア（記録媒体）への保存：1回／年
事故時の計装対応）○重大事故等対策要領
・ＳＰＤＳデータ表示装置操作：1回／年
情報班
・ＳＰＤＳ操作手順
班員

教育訓練項目水源確保

1.0.9－23
その他対策○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
・中央制御室退避室正圧化
中央制御室の居住性の確保○重大事故等対策要領
・チェンジングエリア設営手順

・中央制御室退避室の正圧化：1回／年
運転員
重大事故等 ・中央制御室チェンジングエリアの設置
対応要員
：1回／年
（放射線
測定対応）

※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9－24

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（8／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度
重大事故等対応要領 ・緊急時対策所チェンジングエリアの設置：1回／○重大事故等対策要領（放射線年・チェンジングエリア設置手順
測定対応）
重大事故等
○重大事故等対策要領
対応要領
・緊急時対策所エリアモニタ設置：1回／年・緊急時対策所エリアモニタ設置手順（放射線緊急時対策所等
測定対応）の居住性の確保○重大事故等対策要領①緊急時対策所非常用換気設備運転操作①緊急時対策所非常用換気設備起動手順：1回／年②緊急時対策所加圧設備準備手順②③④⑤緊急時対策所加圧設備準備及び運転操③緊急時対策所加圧設備切替準備手順
庶務班
作：1回／年④緊急時対策所加圧操作手順
班員⑥緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度測⑤緊急時対策所加圧停止操作手順
定手順：1回／年⑥酸素濃度及び二酸化炭素濃度測定手順⑦緊急時対策所用発電機起動操作
その他対策⑦緊急時対策所用発電機起動手順：1回／年①放射能観測車による放射能濃度測定：1回／年○重大事故等対策要領②可搬型放射能測定装置による放射性物質の①放射能観測車取扱手順
重大事故等
濃度測定：1回／年②可搬型放射能測定装置取扱手順
対応要員 ③小型船舶取扱い：1回／年③小型船舶取扱手順（放射線 ④可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の④可搬型モニタリング・ポスト設置手順
測定対応）
測定及び代替測定：1回／年⑤可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換手⑤可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換：1
環境モニタリン
順回／年
グ○重大事故等対応要領
・モニタリング・ポスト検出器保護カバー交換手
順

重大事故等
対応要員 ・モニタリング・ポスト検出器保護用カバー交（電源確保
換：1回／年
対応）※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（教育訓練項目と対象者及び訓練名の関係）（9／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員
気象条件の測定・可搬型気象観測設備取扱い：1 回／年
・可搬型気象観測設備取扱手順
（放射線
測定対応）
その他対策
○防火管理要領
自衛消防隊 ・消防操法：1 回／年（続き）
・消防自動車による消火手順
重大事故等
消火活動
○重大事故等対策要領
対応要員
・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1 回／年・航空機燃料火災への泡消火
（拡散抑制
対応）
※：教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9－25

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（1／41）
技術的能力審査基準
1.1
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

手順
1.1.2.1(1)
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉
制御「スクラム」（原
子炉出力）

対象者

運転員

社内規程（手順等）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

頻度

1.0.9－26

手順書項目

主な活動内容・中央制御室操作による制御棒挿入（自動・手動）・手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラム操作
・原子炉モード・スイッチ「停止」
位置切替操作・代替制御棒挿入機能による制御
棒緊急挿入操作（自動・手動）
・手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラム操作
・代替制御棒挿入機能による制御
棒緊急挿入操作（自動・手動）・選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制操作（自動・手動）・再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制操作（自動・手動）・自動減圧系の起動阻止スイッチ
による原子炉出力急上昇防止操
作
・ほう酸水注入操作
・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・プール水の除熱操作
・原子炉水位低下による原子炉出
力抑制操作
・制御棒手動挿入
・スクラム・パイロット弁継電
器用ヒューズ引抜き操作
・中央制御室からの手動操作による制御棒挿入操作
・制御棒手動挿入
・スクラム・パイロット弁計器
用空気系の排気操作
・スクラム個別スイッチの操
作

1 回／年
※1

・中央制御室操作による制御棒挿入（自動・手動）・中央制御室操作による反応度制
御（自動・手動）・ほう酸水注入系による反応度制
御・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
運転員
1.1.2.1(2)
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉
制御「反応度制御」

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）※1 シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1 回／年
※1

・現場操作による制御棒挿入（手
動）
1 回／年

操作に
必要な
人数

1名

2名

2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（2／41）
技術的能力審査基準

手順

対象者

社内規程（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容1.2
原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.2.2.1(1)ａ．
中央制御室からの高圧代替注水系起動

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・高圧代替注水系による原子炉圧
力容器への注水・中央制御室からの高圧代替注水
系起動操作

・可搬型計測器に関する取扱い

・原子炉隔離時冷却系現場起動による原子炉圧力容器への注水・排水処理用電源ケーブル接続
・排水処理用ポンプ起動操作
・ほう酸水注入系による原子炉圧
力容器への注入及び注水
・ほう酸水注入系による原子炉圧
力容器への注入及び注水・中央制御室での可搬型計測器接続及び計測・可搬型計測器を使用した常設高
圧代替注水ポンプの監視・現場手動操作による高圧代替注
水系起動操作・中央制御室での可搬型計測器接続及び計測・可搬型計測器を使用した原子炉
隔離時冷却系ポンプの監視・現場手動操作による原子炉隔離
時冷却系起動操作
・排水処理用電源ケーブル接続
・排水処理用ポンプ起動操作
・ほう酸水注入系による原子炉圧
力容器への注入及び注水操作
・ほう酸水貯蔵タンク純水補給操
作・制御棒駆動水圧系による原子炉
圧力容器への注水

・制御棒駆動水圧系による原子炉
圧力容器への注水操作

・原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

・原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水操作

・高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水

・高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水操作

1.2.2.1(1)ｂ．
現場手動操作による高圧代替注水系起動

運転員

1 回／年
・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

運転員

1.0.9－27

1.2.2.2 (1)ａ．
現場手動操作による原子炉隔離時冷却系
起動

運転員

※1

1 回／年

・高圧代替注水系現場起動による原子炉圧力容器への注水・可搬型計測器に関する取扱い

1 回／年
・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

運転員
重大事故等対応要員（電源確保対応）

※1

※1

1 回／年
・重大事故等対策要領

1 回／年

1 回／年
1.2.2.3(1)ａ．
運転員※1
ほう酸水注入系によ・非常時運転手順書Ⅱる原子炉圧力容器へ（徴候ベース）のほう酸水注入及び
運転員
1 回／年
注水
1.2.2.3 (1)ｂ．
制御棒駆動水圧系に・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
運転員※1
よる原子炉圧力容器（徴候ベース）への注水
1.2.2.4(1)原子炉隔離時冷却系
・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
運転員※1による原子炉圧力容（徴候ベース）
器への注水
1.2.2.4(2)高圧炉心スプレイ系
・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
運転員※1による原子炉圧力容（徴候ベース）
器への注水※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

操作に
必要な
人数
2名

1名

4名

1名

4名
4名
1名
2名

1名

1名

1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（3／41）
技術的能力審査基準
1.3
原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを減圧するための手順等手順

1.3.2.1(1)ａ．
手動操作による減圧

1.3.2.2(1)ａ．
可搬型代替直流電源
設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）
開放1.0.9－28

1.3.2.2(1)ｂ．
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放
1.3.2.2(2)ａ．
非常用窒素供給系による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確
保1.3.2.2(2)ｂ．
可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし
安全弁（自動減圧機能）駆動源確保対象者

社内規程（手順等）

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）頻度・逃がし安全弁による原子炉減圧・逃がし安全弁による原子炉減圧
操作・タービン・バイパス弁による原
子炉減圧操作※1

・逃がし安全弁による原子炉減圧（電源確保）※1・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
運転員

1 回／年

重大事故等対応要員(電源確保対応)

・重大事故等対策要領

1 回／年

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

運転員

主な活動内容

1 回／年

1 回／年

運転員

手順書項目

運転員

※1

1 回／年

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・可搬型代替直流電源設備による給電・逃がし安全弁による原子炉減圧（電源確保）※1

1 回／年
・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・逃がし安全弁による原子炉減圧（電源確保）

・逃がし安全弁による原子炉減圧（駆動源確保）・逃がし安全弁による原子炉減圧（駆動源確保）・逃がし安全弁による原子炉減圧（駆動源確保）・可搬型窒素供給装置（小型）による送気・可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復操作
・逃がし安全弁による原子炉減圧
操作・可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復操作
・直流 125V 主母線盤受電操作
・可搬型代替直流電源設備による給電操作
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復操作
・逃がし安全弁による原子炉減圧
操作
・可搬型計測器を使用した原子炉
圧力確認
・不活性ガス系から非常用窒素供給系への切替操作・警報確認・非常用窒素供給系高圧窒素ガス
ボンベ切替操作・可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保に伴う系統構成
・可搬型窒素供給装置（小型）の取扱い
・ホ－スの運搬・逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源への窒素供給

操作に
必要な
人数

1名

2名

2名

1名

1名
2名
2名

2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（4／41）
技術的能力審査基準
1.3
原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを減圧するための手順等（続き）

手順

1.3.2.2(2)ｃ．
非常用逃がし安全弁
駆動系による逃がし
安全弁（逃がし弁機
能）開放

対象者

社内規程（手順等）

運転員

頻度

手順書項目

主な活動内容1 回／年・逃がし安全弁による原子炉減圧（駆動源確保）・非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧に伴う系統構成
・逃がし安全弁による原子炉減圧
操作
・非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧に伴う系統構成
・安全弁駆動系高圧窒素ボンベ切替操作
・漏えい箇所隔離操作
・隔離不可時，原子炉スクラム等
操作
・原子炉減圧及び注水操作
・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・プール水の除熱操作
・現場手動操作による漏えい箇所
隔離操作

※1

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
運転員

1 回／年・逃がし安全弁による原子炉減圧（駆動源確保）・原子炉建屋制御

1.0.9－29

1.3.2.4(1)
非常用運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「原子炉建屋制御」

運転員

1 回／年
・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

運転員※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

※1

1 回／年

・原子炉建屋制御

操作に
必要な
人数
1名

2名

2名

4名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（5／41）
技術的能力審査基準

手順1.4
原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.4.2.1(1)ａ．(a)低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水対象者

社内規程（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・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操作

・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（淡水／海水）に伴う系統構成
・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）確認・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取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・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）に伴う系統構成
・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）確認・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取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・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）に伴う系統構成

運転員

1.0.9－30

1.4.2.1(1)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）【交流動力電源が確保されている場合】

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・重大事故等対策要領

※1

1 回／年
※1

1 回／年

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
運転員
1.4.2.1(1)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）【全交流動力電源が喪失している場合】

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・重大事故等対策要領※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1 回／年

1 回／年

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

操作に
必要な
人数
2名

1名

8名

6名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（6／41）
技術的能力審査基準

手順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（続き）

1.4.2.1(1)ａ．(c)
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
1.4.2.1(1)ａ．(d)消火系による原子炉
圧力容器への注水対象者

社内規程（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・代替循環冷却系による原子炉圧
力容器への注水

・代替循環冷却系による原子炉圧
力容器への注水操作

・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
・補給水系による原子炉圧力容器への注水
・補給水系による原子炉圧力容器への注水・連絡配管閉止フランジの切替え

・消火系による原子炉圧力容器への注水操作
・消火系による原子炉圧力容器への注水に伴う系統構成
・補給水系による原子炉圧力容器への注水操作・補給水系による原子炉圧力容器への注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え

・残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水・残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉圧力容器への注水
操作

運転員
運転員
運転員

1.4.2.1(1)ａ．(e)補給水系による原子炉圧力容器への注水

運転員
重大事故等対応要員（給水確保対応）※1

1 回／年
・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

※1

1 回／年
1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
・重大事故等対策要領

※1

1 回／年
1 回／年

1.0.9－31

1.4.2.1(2)ａ．(a)残留熱除去系（低圧注
1 回／年
水系）電源復旧後の原運転員※1・非常時運転手順書Ⅱ
子炉圧力容器への注（徴候ベース）
水・非常時運転手順書Ⅱ
1.4.2.1(2)ａ．(b)（徴候ベース）
低圧炉心スプレイ系
1 回／年
運転員
※1
電源復旧後の原子炉
圧力容器への注水
1.4.2.1(3)ａ．(a)・非常時運転手順書Ⅲ
低圧代替注水系（常1 回／年
運転員（シビアアクシデン※1設）による残存溶融炉
ト）
心の冷却
1.4.2.1(3)ａ．(b)・非常時運転手順書Ⅲ
代替循環冷却系によ
1 回／年
運転員（シビアアクシデン※1
る残存溶融炉心の冷ト）却※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水

・低圧炉心スプレイ系復旧後の原
子炉圧力容器への注水操作

・低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心への注水・低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心への注水操作

・代替循環冷却系による残存溶融
炉心への注水・代替循環冷却系による残存溶融
炉心への注水操作

操作に
必要な
人数
2名

1名
2名
1名
2名
4名

1名

1名

2名

2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（7／41）
技術的能力審査基準
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
（続き）

手順

対象者

社内規程（手順等）

1.4.2.1(3)ａ．(c)
消火系による残存溶
融炉心の冷却

運転員

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

運転員
運転員

1.4.2.1(3)ａ．(d)補給水系による残存
溶融炉心の冷却1.0.9－32

1.4.2.1(3)ａ．(e)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉
心の冷却（淡水／海
水）

頻度

手順書項目

主な活動内容1 回／年

・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
・補給水系による原子炉圧力容器への注水
・補給水系による原子炉圧力容器への注水・連絡配管閉止フランジの切替え

・消火系による原子炉圧力容器への注水操作
・消火系による原子炉圧力容器への注水に伴う系統構成
・補給水系による原子炉圧力容器への注水操作・補給水系による原子炉圧力容器への注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え

・低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心への注水・低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心への注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心への注水（淡水／海水）確認・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取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心への注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・原子炉冷却材浄化系による原子炉冷却材の除熱操作
・原子炉冷却材浄化系による原子炉冷却材の除熱に伴う系統構成

※1

1 回／年
1 回／年

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

運転員

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

運転員

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

※1

1 回／年
※1

1 回／年

1 回／年
1.4.2.2(1)ｂ．(a)運転員※1
原子炉冷却材浄化系
・非常時運転手順書Ⅱによる発電用原子炉（徴候ベース）
1 回／年
運転員
※1
からの除熱
※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・原子炉冷却材浄化系による原子炉冷却材の除熱
・原子炉冷却材浄化系による原子炉冷却材の除熱

操作に
必要な
人数
1名
2名
1名
2名
4名

1名

8名

1名
2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（8／41）
技術的能力審査基準

手順

対象者

社内規程（手順等）

頻度

1.4.2.2(2)ａ．(a)
1 回／年
運転員
※1
残留熱除去系（原子炉・非常時運転手順書Ⅱ
停止時冷却系）電源復（徴候ベース）
1 回／年
旧後の発電用原子炉
運転員
※1
からの除熱
1.4.2.3(1)
残留熱除去系（低圧注・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
運転員※1水系）による原子炉圧（徴候ベース）
力容器への注水
1.4.2.3(2)低圧炉心スプレイ系
・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
運転員※1による原子炉圧力容（徴候ベース）
器への注水
1 回／年
1.4.2.3(3)運転員※1
残留熱除去系（原子炉・非常時運転手順書Ⅱ
停止時冷却系）による（徴候ベース）
発電用原子炉からの
運転員
1 回／年
除熱
※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
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
（続き）

手順書項目

主な活動内容・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱に伴う系統構成
・残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水操
作・残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水

1.0.9－33

・低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水

・低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水操作・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱に伴う
系統構成

操作に
必要な
人数
2名
2名

1名

1名

2名
2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（9／41）
技術的能力審査基準
1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための
手順等

手順

1.5.2.1(1)ａ．(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

1.5.2.1(1)ａ．(b)フィルタ装置スクラ
ビング水補給対象者

運転員

重大事故等対応要員（給水確保対応）

社内規程（手順等）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・重大事故等対策要領

1.0.9－34

頻度

手順書項目

主な活動内容1 回／年

・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）による原子炉格納容器内の減圧及び除熱・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）による原子炉格納容器内の減圧及び除熱・格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱準備操作
・格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・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取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・フィルタ装置スクラビング水補給に伴う系統構成
・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成

※1

1 回／年

・可搬型窒素供給装置による送気
1.5.2.1(1)ａ．(c)原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

・可搬型窒素供給装置による送気
1.5.2.1(1)ａ．(d)フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

・重大事故等対策要領※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1 回／年

操作に
必要な
人数

1名

8名

6名

6名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（10／41）
技術的能力審査基準

手順

1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための
手順等
（続き）

対象者

社内規程（手順等）

頻度

主な活動内容・フィルタ装置スクラビング水移
送・フィルタ装置スクラビング水移
送操作・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄操作
・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・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取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・フィルタ装置スクラビング水移送ライン系統構成
・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操作

1 回／年

運転員

※1

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
1.5.2.1(1)ａ．(e)フィルタ装置スクラ
ビング水移送1.0.9－35

手順書項目

1.5.2.1(1)ｂ．(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

1.5.2.1(2)ａ．(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）

運転員

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

運転員

重大事故等対応要員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・重大事故等対策要領※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

※1

1 回／年

1 回／年

・フィルタ装置スクラビング水移
送・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・耐圧強化ベント系（サプレッション・チェンバ側）（ドライウェ
ル側）による原子炉格納容器内の減圧及び除熱・格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）・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）・格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の系統構成及び操作（遠隔人
力操作機構使用）・原子炉格納容器内の減圧及び除熱状況の監視・格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の系統構成及び操作（遠隔人
力操作機構使用）

操作に
必要な
人数

1名

2名

8名

1名

3名

3名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（11／41）
技術的能力審査基準
1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための
手順等
（続き）

手順
1.5.2.1(2)ｂ．(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）
1.5.2.2(1)ａ．
緊急用海水系による冷却水確保

1.0.9－36

1.5.2.2(1)ｂ．
代替残留熱除去系海水系による冷却水確
保対象者

社内規程（手順等）

頻度

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員

・重大事故等対策要領

1 回／年

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

※1

1 回／年

手順書項目

主な活動内容操作に必要な人数・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）

・耐圧強化ベント系による原子炉
格納容器内の減圧及び除熱に伴う系統構成及び操作

3名

・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）
・緊急用海水系による冷却水確保

・耐圧強化ベント系による原子炉
格納容器内の減圧及び除熱に伴う系統構成及び操作・緊急用海水系による冷却水の確
保操作

※1

※1

1.5.2.3(1)・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
残留熱除去系海水系
運転員※1（徴候ベース）による冷却水確保※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・代替残留熱除去系海水系による冷却水確保
・可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保・残留熱除去系海水系冷却水確保

・代替残留熱除去系海水系による冷却水の確保操作・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプによる代替残留熱除去系海水系への送水に伴う系統構成
・残留熱除去系海水系による冷却水の確保操作

3名

2名
1名

8名

1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（12／41）
技術的能力審査基準

手順1.6
原子炉格納容器内の冷却等のための手順
等

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イ
1.6.2.1(1)ａ．(b)
消火系による原子炉
格納容器内へのスプレイ
1.6.2.1(1)ａ．(c)補給水系による原子炉格納容器内へのス
プレイ

対象者

運転員

運転員
運転員
運転員
運転員

1.0.9－37

重大事故等対応要員（給水確保対応）

運転員
1.6.2.1(1)ａ．(d)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）【交流動力電源が確保されている場合】

重大事故等対応要員（給水確保対応）

社内規程（手順等）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

頻度

1 回／年
※1

1 回／年
・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

※1

1 回／年
1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
・重大事故等対策要領

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

※1

1 回／年
1 回／年

1 回／年

手順書項目

主な活動内容・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・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・消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ・消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ
・補給水系による原子炉格納容器
内へのスプレイ・補給水系による原子炉格納容器
内へのスプレイ・連絡配管閉止フランジの切替え

・消火系による原子炉格納容器内の冷却操作
・消火系による原子炉格納容器内の冷却に伴う系統構成
・補給水系による原子炉格納容器
内の冷却操作・補給水系による原子炉格納容器内の冷却に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え操作・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）に伴う系統構成
・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）確認
・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取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・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）に伴う系統構成

・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容
器内へのスプレイ※1

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・重大事故等対策要領※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1 回／年

操作に
必要な
人数

2名

1名
2名
1名
2名
4名

1名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（13／41）
技術的能力審査基準
1.6
原子炉格納容器内の冷却等のための手順
等
（続き）

手順

1.6.2.1(1)ａ．(d)代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器
内へのスプレイ（淡水／海水）【全交流動力電源が喪失している場合】

対象者

社内規程（手順等）

頻度

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

1.0.9－38

1.6.2.1(2)ａ．(a)残留熱除去系電源復・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
運転員※1
旧後の原子炉格納容（徴候ベース）
器内へのスプレイ
1.6.2.1(2)ａ．(b)・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
残留熱除去系電源復運転員※1（徴候ベース）
旧後のサプレッション・プールの除熱
1.6.2.2(1)ａ．(a)代替格納容器スプレ
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
イ冷却系（常設）によ
運転員（シビアアクシデン※1
る原子炉格納容器内
ト）
へのスプレイ※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・代替格納容器スプレイ冷却系 ・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（可搬型）による原子炉格納容
器内へのスプレイ（淡水／海水）
器内の冷却（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水中型ポンプによ ・可搬型代替注水中型ポンプ及びる送水
可搬型代替注水大型ポンプの取・可搬型代替注水大型ポンプによ扱い（送水作業）る送水・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・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）に伴う系統構成
・残留熱除去系（格納容器スプレ ・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
イ冷却系）復旧後の原子炉格納器内へのスプレイ
容器内の冷却操作
・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

・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・プール水の除熱操作

・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・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

操作に
必要な
人数
6名

8名

1名

1名

2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（14／41）
技術的能力審査基準

手順1.6
原子炉格納容器内の冷却等のための手順
等（続き）

1.6.2.2(1)ａ．(b)
消火系による原子炉
格納容器内へのスプレイ
1.6.2.2(1)ａ．(c)補給水系による原子炉格納容器内へのス
プレイ

対象者

社内規程（手順等）

運転員

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

運転員
運転員
運転員
重大事故等対応要員（給水確保対応）

運転員

1.0.9－39

1.6.2.2(1)ａ．(d)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）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

頻度

手順書項目

主な活動内容1 回／年

・消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ・消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ
・補給水系による原子炉格納容器
内へのスプレイ・補給水系による原子炉格納容器
内へのスプレイ・連絡配管閉止フランジの切替え

・消火系による原子炉格納容器内の冷却操作
・消火系による原子炉格納容器内の冷却に伴う系統構成
・補給水系による原子炉格納容器
内の冷却操作・補給水系による原子炉格納容器内の冷却に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え操作・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）に伴う系統構成
・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）確認
・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取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・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）に伴う系統構
成・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代替除
熱操作

※1

1 回／年
1 回／年

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

1 回／年

・重大事故等対策要領

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

※1

1 回／年

・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容
器内へのスプレイ※1

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・重大事故等対策要領

1 回／年

1.6.2.2(1)ｂ．(a)ドライウェル内ガス
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
冷却装置による原子
運転員（シビアアクシデン※1
炉格納容器内の代替
ト）
除熱※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・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代替除
熱

操作に
必要な
人数
1名
2名
1名
2名
4名

1名

8名

1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（15／41）
技術的能力審査基準
1.6
原子炉格納容器内の冷却等のための手順
等
（続き）

手順

対象者

社内規程（手順等）

頻度

1.0.9－40

1.6.2.2(2)ａ．(a)・非常時運転手順書Ⅲ
残留熱除去系電源復
1 回／年
運転員（シビアアクシデン※1
旧後の原子炉格納容
ト）
器内へのスプレイ
1.6.2.2(2)ａ．(b)・非常時運転手順書Ⅲ
残留熱除去系電源復
1 回／年
運転員（シビアアクシデン※1
旧後のサプレッショ
ト）ン・プールの除熱
1.6.2.3(1)
残留熱除去系（格納容・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
器スプレイ冷却系）に
運転員※1（徴候ベース）
よる原子炉格納容器
内へのスプレイ
1.6.2.3(2)
残留熱除去系（サプレ・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年ッション・プール冷却
運転員※1（徴候ベース）系）によるサプレッション・プールの除熱※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

操作に
必要な
人数

手順書項目

主な活動内容・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
器内へのスプレイ・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冷却操作

・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

・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・プール水の除熱操作

・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
器内へのスプレイ・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
器内の冷却操作

1名

・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

・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・プール水の除熱操作

1名

1名

1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（16／41）
技術的能力審査基準

手順1.7
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.7.2.1(1)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

対象者

社内規程（手順等）

運転員

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

運転員

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

頻度

手順書項目

主な活動内容1 回／年・代替循環冷却系による原子炉格
納容器内の減圧及び除熱

・代替循環冷却系による原子炉格
納容器内の減圧及び除熱操作

・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）による原子炉格納容器内の減圧及び除熱・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）による原子炉格納容器内の減圧及び除熱・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）の現場操作による原子炉格納容器内の減圧及び除熱・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による原子炉格納容器内の減圧及び除熱・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
操作
・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・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準備操作
・格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除
熱操作

※1

1 回／年
※1

1.7.2.1(1)ｂ.(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

1.0.9－41

運転員

・重大事故等対策要領

1 回／年

1.7.2.1(1)ｂ.(b)第二弁操作室の正圧化

運転員・重大事故等対策要領

1 回／年

1.7.2.1(1)ｂ.(c)フィルタ装置スクラ
ビング水補給重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

操作に
必要な
人数
2名

1名

・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）操作
3名

・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
操作
・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取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・フィルタ装置スクラビング水補給に伴う系統構成

3名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（17／41）
技術的能力審査基準

手順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
（続き）

1.7.2.1(1)ｂ.(d)原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換対象者

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

社内規程（手順等）

・重大事故等対策要領

頻度

手順書項目

主な活動内容・可搬型窒素供給装置による送気・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移
送操作・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄操作
・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成
・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取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成

1 回／年

・可搬型窒素供給装置による送気
1.7.2.1(1)ｂ.(e)フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年・フィルタ装置スクラビング水移
送1.0.9－42

1 回／年

運転員

※1

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）
1.7.2.1(1)ｂ.(f)．
フィルタ装置スクラ
ビング水移送運転員

重大事故等対応要員（給水確保対応）

1 回／年

・重大事故等対策要領※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1 回／年・フィルタ装置スクラビング水移
送・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

操作に
必要な
人数

6名

6名

1名

2名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（18／41）
技術的能力審査基準

手順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
（続き）

1.7.2.1(1)ｃ.
サプレッション・プー
ル水ｐＨ制御装置による薬液注入1.7.2.1(2)ａ.(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)対象者

社内規程（手順等）

運転員

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

運転員

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

重大事故等対応要員

・重大事故等対策要領

1.0.9－43※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

頻度

手順書項目

主な活動内容1 回／年・サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入

・サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入操作

・格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）・格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の系統構成及び操作（遠隔人
力操作機構使用）・原子炉格納容器内の減圧及び除熱状況の監視・格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の系統構成及び操作（遠隔人
力操作機構使用）

※1

1 回／年

1 回／年

・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）

操作に
必要な
人数
1名

3名

3名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（19／41）
技術的能力審査基準

手順1.8
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.8.2.1(1)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）への注水対象者

社内規程（手順等）

運転員

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

運転員

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

頻度

1 回／年
※1

1.0.9－44

1.8.2.1(1)ｃ．
消火系によるペデス
タル（ドライウェル部）への注水運転員
運転員

主な活動内容・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）への注水操作

・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（淡水／海水）に伴う系統構成
・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）
確認
・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取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・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）に伴う系統構成
・消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水操作
・消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に伴う系
統構成

1 回／年
※1

1.8.2.1(1)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）
重大事故等対応要員（給水確保対応）

手順書項目

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・重大事故等対策要領

1 回／年

1 回／年
・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

※1

1 回／年

・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

操作に
必要な
人数

2名

1名

8名

1名
2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（20／41）
技術的能力審査基準
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
（続き）

手順

対象者
運転員

1.8.2.1(1)ｄ．
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
1.8.2.2(1)ａ．
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

1.0.9－45

1.8.2.2(1)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）

1.8.2.2(1)ｃ．
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
1.8.2.2(1)ｄ．
消火系による原子炉
圧力容器への注水

社内規程（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容1 回／年・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・連絡配管閉止フランジ切替え

・補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水操作
・補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え

・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操作

・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

・代替循環冷却系による原子炉圧
力容器への注水・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・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取扱（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・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）に伴う系統構成
・代替循環冷却系による原子炉圧
力容器への注水操作

・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

・消火系による原子炉圧力容器への注水操作
・消火系による原子炉圧力容器への注水に伴う系統構成※1

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

運転員

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

運転員

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

運転員

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

運転員・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

運転員
運転員

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1 回／年
※1

1 回／年
※1

1 回／年

1 回／年

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

※1

1 回／年
※1

1 回／年

操作に
必要な
人数
1名
2名
4名

2名

1名

8名

2名

1名
2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（21／41）
技術的能力審査基準
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（続き）

手順

1.8.2.2(1)ｅ．
補給水系による原子炉圧力容器への注水

対象者

社内規程（手順等）

運転員

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

1 回／年

・重大事故等対策要領

1 回／年

運転員
重大事故等対応要員（給水確保対応）

頻度

手順書項目

主な活動内容1 回／年・補給水系による原子炉圧力容器への注水
・補給水系による原子炉圧力容器への注水・連絡配管閉止フランジ切替え

・補給水系による原子炉圧力容器への注水操作・補給水系による原子炉圧力容器への注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え

・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操作※1

1.8.2.2(1)ｇ．
・非常時運転手順書Ⅲ
ほう酸水注入系によ
1 回／年
運転員（シビアアクシデン※1
る原子炉圧力容器へ
ト）のほう酸水注入※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

操作に
必要な
人数
1名
2名
4名

1名

1.0.9－46

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（22／41）
技術的能力審査基準
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

手順

1.9.2.1(1)ｂ．
可搬型窒素供給装置
による原子炉格納容器への窒素供給

1.9.2.1(2)ｂ．
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格
納容器内の水素排出対象者

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

運転員

社内規程（手順等）

・重大事故等対策要領

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

頻度

1.0.9－47

手順書項目

主な活動内容・可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器への窒素供給

・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器への窒素供給に伴う
系統構成
・格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出準備操作
・格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出操作・可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

1 回／年

1 回／年

・格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の水素及び酸素の排出※1

1.9.2.1(2)ｃ．
可燃性ガス濃度制御
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
系による原子炉格納運転員（シビアアクシデン※1
容器内の水素濃度制ト）
御1.9.2.1(3)ａ．
格納容器内水素濃度
・非常時運転手順書Ⅲ（ＳＡ）及び格納容器
1 回／年
運転員
（シビアアクシデン
内酸素濃度（ＳＡ）に※1
ト）
よる原子炉格納容器
内の水素濃度及び酸素濃度監視
1.9.2.1(3)ｂ．
・非常時運転手順書Ⅲ
格納容器雰囲気モニ
1 回／年
運転員（シビアアクシデン
タによる原子炉格納※1ト）
容器内の水素濃度及び酸素濃度監視※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

操作に
必要な
人数

6名

1名

1名

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

1名

・格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測・格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（23／41）
技術的能力審査基準

手順1.10
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

1.10.2.1(1)ａ．
格納容器頂部注水系（常設）による原子炉
ウェルへの注水

1.10.2.1(1)ｂ．
格納容器頂部注水系（可搬型）による原
子炉ウェルへの注水（淡水／海水）対象者

社内規程（手順等）

運転員

・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年（シビアアクシデン
※1
ト）

運転員

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

頻度

1 回／年
※1

1 回／年

1.0.9－48

1.10.2.2(1)・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
原子炉建屋ガス処理
運転員（シビアアクシデン※1
系による水素排出ト）
1.10.2.2(2)・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
原子炉建屋内の水素
運転員（シビアアクシデン
※1
濃度監視
ト）
1.10.2.2(3)ａ.
ブローアウトパネル 重大事故等対応要員 ・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン 1 回／年
強制開放装置による （アクセスルート確
保対応）
ト）
原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放1.10.2.2(3)ｂ.
重大事故等対応要員 ・非常時運転手順書Ⅲ
ブローアウトパネル（アクセスルート確（シビアアクシデン 1 回／年
閉止装置のパネル部
保対応）
ト）
開放
※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水

・格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水操作

・格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水

・格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）に伴う系統構成

・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・原子炉建屋ガス処理系による水素排出・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取扱（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・原子炉建屋ガス処理系による水素排出操作

・原子炉建屋水素濃度計測

・原子炉建屋内の水素濃度監視

操作に
必要な
人数
1名

1名

8名

1名

1名
・原子炉建屋外側ブローアウトパ
ネル開放

・原子炉建屋外側ブローアウトパ
ネル開放・ブローアウトパネル強制開放装置による原子炉建屋外側ブロー
アウトパネル開放操作

・ブローアウトパネル閉止装置のパネル部開放操作

2名

2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（24／41）
技術的能力審査基準

手順1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等

1.11.2.1(1)ａ．
常設低圧代替注水系
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水
ライン／常設スプレ
イヘッダ）を使用した
使用済燃料プールへ
の注水

対象者

運転員

社内規程（手順等）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1.0.9－49

手順書項目

主な活動内容1 回／年

・常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／
常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水・常設低圧代替注水系ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン／常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

・可搬型代替注水中型ポン
プ又は可搬型代替注水
大型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水
ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水

・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレ
イヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水（淡水／海水）に伴う系統
構成
・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレ
イヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水（淡水／海水）確認
・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレ
イヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水（淡水／海水）に伴う系統
構成

※1

1 回／年

運転員

1.11.2.1(1)ｂ．
可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代
替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン／
常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水（淡
水／海水）

頻度

※1

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

運転員

重大事故等対応要員（給水確保対応）

1 回／年

・重大事故等対策要領※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1 回／年

・可搬型代替注水中型ポン
プ又は可搬型代替注水
大型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水
ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水
・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポン
プによる送水・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取扱い（送水作業）
・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレ
イヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水（淡水／海水）に伴う系統
構成

操作に
必要な
人数

1名

1名

2名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（25／41）
技術的能力審査基準
1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等
（続き）

手順

1.11.2.1(1)ｃ．
可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料
プールへの注水（淡水
／海水）

対象者

社内規程（手順等）

頻度

1 回／年

運転員

※1

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
重大事故等対応要員（給水確保対応）

手順書項目

主な活動内容・可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注
水（淡水／海水）・可搬型代替注水大型ポン
プによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる代替
燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水（淡水／海水）確認

1.0.9－50

・消火系による使用済燃料
プールへの注水・消火系による使用済燃料
プールへの注水・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）
・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・建屋内ホース敷設・可搬型スプレイノズル設置
・消火系による使用済燃料プールへの注水操作
・消火系による使用済燃料プールへの注
水に伴う系統構成

・消火系による使用済燃料
プールへの注水・消火系による使用済燃料
プールへの注水・消火系による使用済燃料プールへの注水操作
・消火系による使用済燃料プールへの注
水に伴う系統構成

1 回／年

1.11.2.1(1)ｄ．
1 回／年
運転員
※1
消火系による使用済
燃料プールへの注水
・非常時運転手順書Ⅱ【消火栓を使用した（徴候ベース）
運転員
1 回／年
使用済燃料プールへの注水の場合】
1 回／年
1.11.2.1(1)ｄ．
運転員※1
消火系による使用済
燃料プールへの注水
・非常時運転手順書Ⅱ【残留熱除去系ライ（徴候ベース）ンを使用した使用済
運転員
1 回／年
燃料プールへの注水の場合】
1.11.2.2(1)ａ．
常設低圧代替注水系
ポンプによる代替燃
・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
運転員
料プール注水系（常設※1（徴候ベース）
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

操作に
必要な
人数

1名

8名

1名

4名

1名

2名

・常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプ
レイ

・常設低圧代替注水系ポンプによる代替
燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの
スプレイ操作1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（26／41）
技術的能力審査基準
1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等
（続き）

手順

1.0.9－51

1.11.2.2(1)ｂ．
可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代
替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水／海水）

1.11.2.2(1)ｃ．
可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料
プールへのスプレイ（淡水／海水）対象者

運転員

社内規程（手順等）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

頻度

1 回／年
※1

手順書項目

主な活動内容・可搬型代替注水中型ポン
プ又は可搬型代替注水
大型ポンプによる代替
燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用
した使用済燃料プール
へのスプレイ（淡水／海水）

・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレ
イ（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレ
イ（淡水／海水）確認
・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取扱い（送水作業）
・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレ
イ（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替
燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水／海水）確認

・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
重大事故等対応要員（給水確保対応）

運転員

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・重大事故等対策要領※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1 回／年

1 回／年
※1

1 回／年

・可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのス
プレイ（淡水／海水）・可搬型代替注水大型ポン
プによる送水・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）
・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・建屋内ホース敷設・可搬型スプレイノズル設置

操作に
必要な
人数

1名

8名

1名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（27／41）
技術的能力審査基準
1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等（続き）

1.0.9－52

手順

対象者

社内規程（手順等）

頻度

手順書項目

1.11.2.2(2)ａ.
使用済燃料プール漏
えい緩和

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・使用済燃料プール監視・使用済燃料プールの監視

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

・使用済燃料プール漏えい
緩和
・使用済燃料プール監視・使用済燃料プール漏えい緩和措置

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1.11.2.3(1)ａ．
使用済燃料プール監
視カメラ用空冷装置
起動
1.11.2.4(1)ａ.(a)代替燃料プール冷却系による使用済燃料
プールの除熱1.11.2.4(1)ａ.(b)
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保
1.11.2.4(1)ａ.(c)
代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替大型ポンプによる冷却水（海水）の確保

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

主な活動内容※1・使用済燃料プール監視カメラ用空冷装
置起動操作

※1

※1

※1

1 回／年

1 回／年

・代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱

・代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱操作

・緊急用海水系による冷却水（海水）確保・緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作
・緊急用海水系の起動操作
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替
燃料プール冷却系に使用する冷却水（海水）確保に伴う系統構成

・可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール冷却系に使用する冷却水（海水）の確保
・可搬型代替注水大型ポン
プによる送水・可搬型代替注水大型ポンプの取り扱い（送水作業）
・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）確保に伴う系統構成

操作に
必要な
人数
1名
4名

1名

1名

1名

1名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（28／41）
技術的能力審査基準
1.12
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

手順

対象者

社内規程（手順等）

頻度

1.0.9－53

1.12.2.1(1)ａ．
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
放水砲による大気へ（拡散抑制対応）の放射性物質の拡散抑制
1.12.2.1(1)ｂ.
ガンマカメラ又はサ
重大事故等対応要員
ーモカメラによる放・重大事故等対策要領
1 回／年（拡散抑制対応）
射性物質漏えい箇所の絞り込み
1.12.2.1(2)ａ．
汚濁防止膜による海 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
洋への放射性物質の（拡散抑制対応）
拡散抑制
1.12.2.1(2)ｂ．
放射性物質吸着材に 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
よる海洋への放射性（拡散抑制対応）
物質の拡散抑制1.12.2.2(1)ａ．
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車
自衛消防隊
・防火管理要領
1 回／年
及び泡消火薬剤容器（消防車用）による泡消火
1.12.2.2(2)ａ．
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤容器 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年（大型ポンプ用）及び（拡散抑制対応）
泡混合器による航空機燃料火災への泡消
火※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・大気への放射性物質の拡散抑制

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・放水砲の取扱い・大気への放射性物質の拡散抑制
効果の確認

操作に
必要な
人数

8名

・ガンマカメラ又はサーモカメラの取扱い（運搬，設置，確認）
2名

・海洋への放射性物質の拡散抑制

・汚濁防止膜の運搬，設置
9名

・海洋への放射性物質の拡散抑制

・放射性物質吸着材の運搬，設置
9名

・航空機燃料火災時の延焼防止

・航空機燃料火災への泡消火

・化学消防自動車，水槽付消防ポ
ンプ自動車の取扱い（消火活動）
・泡消火薬剤の補給

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・放水砲の取扱い
・泡消火薬剤の混合

9名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（29／41）
技術的能力審査基準
1.13
重大事故等の収束に必要となる水の供給
手順等

手順

対象者

社内規程（手順等）

頻度

1.0.9－54

1.13.2.1(4)ａ．(a)原子炉隔離時冷却系
・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年
運転員による復水貯蔵タン※1（徴候ベース）クを水源とした原子炉圧力容器への注水
1.13.2.1(4)ａ．(b)
高圧炉心スプレイ系
・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年による復水貯蔵タン
運転員※1（徴候ベース）クを水源とした原子炉圧力容器への注水
1.13.2.1(5)ａ．
西側淡水貯水設備を重大事故等対応要員
水源とした可搬型代・重大事故等対策要領
1 回／年（給水確保対応）替注水中型ポンプによる送水(淡水/海水)
1.13.2.1(6)ａ．
代替淡水貯槽を水源
重大事故等対応要員とした可搬型代替注・重大事故等対策要領
1 回／年（給水確保対応）
水大型ポンプによる送水(淡水/海水)1.13.2.1(7)ａ．
淡水タンクを水源とした可搬型代替注水 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
中型ポンプ又は可搬（給水確保対応）型代替注水大型ポン
プによる注水1.13.2.1(8)ａ．
海を水源とした可搬 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
型代替注水大型ポン（給水確保対応）
プによる送水
※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

操作に
必要な
人数

手順書項目

主な活動内容・原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉
圧力容器への注水

・原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉
圧力容器への注水操作

1名

・高圧炉心スプレイ系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉
圧力容器への注水

・高圧炉心スプレイ系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉
圧力容器への注水操作

1名

・西側淡水貯水設備手順
・可搬型代替注水中型ポンプ手順

・可搬型代替注水中型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・代替淡水貯槽水源手順
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・淡水タンク水源手順
・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・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取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・海水源手順・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接
続）

8名

8名

8名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（30／41）
技術的能力審査基準

手順1.13
重大事故等の収束に必要となる水の供給
手順等（続き）

1.13.2.2(1)ａ．(a)西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代
替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給
1.13.2.2(1)ａ．(b)淡水タンクを水源とした可搬型代替注水
中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポン
プによる代替淡水貯槽への補給

1.0.9－55

1.13.2.2(1)ａ．(c)海を水源とした可搬型代替注水中型ポン
プ又は可搬型代替注
水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給対象者

社内規程（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容運転員

・重大事故等対策要領

1 回／年

・可搬型代替注水中型ポンプによる手順

・中央制御室での水位指示監視・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水中型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・中央制御室での水位指示監視

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

運転員

・重大事故等対策要領

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

運転員

・重大事故等対策要領

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

1.13.2.2(2)ａ．(a)運転員
・重大事故等対策要領
1 回／年
代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注
水大型ポンプによる 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
西側淡水貯水設備へ（給水確保対応）の補給
1.13.2.2(2)ａ．(b)運転員・重大事故等対策要領
1 回／年
淡水タンクを水源とした可搬型代替注水
大型ポンプによる西 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
側淡水貯水設備への（給水確保対応）
補給※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる手順
・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる手順
・可搬型代替注水中型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる手順
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・可搬型代替注水大型ポンプによる手順
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

操作に
必要な
人数
1名

8名

1名
・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取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・中央制御室での水位指示監視

8名

1名
・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取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・中央制御室での水位指示監視・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・中央制御室での水位指示監視・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接
続）

8名

1名

8名

1名

8名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（31／41）
技術的能力審査基準

1.13
重大事故等の収束に必要となる水の供給
手順等
（続き）

手順

対象者

社内規程（手順等）

頻度

1.13.2.2(2)ａ(c)
海を水源とした可搬型代替注水大型ポン
プによる西側淡水貯水設備への補給運転員

・重大事故等対策要領

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

手順書項目

主な活動内容・可搬型代替注水大型ポンプによる手順
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・中央制御室での水位指示監視・原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水時の水源の切替え

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水時の水源の切替え

・高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水時の水源の切替え

・高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水時の水源の
切替え

1 回／年

1.0.9－56

1.13.2.3(1)ａ．
原子炉隔離時冷却系
・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年による原子炉圧力容
運転員※1（徴候ベース）
器への注水時の水源の切替え
1.13.2.3(1)ｂ．
高圧炉心スプレイ系
・非常時運転手順書Ⅱ 1 回／年による原子炉圧力容
運転員※1（徴候ベース）
器への注水時の水源の切替え※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

操作に
必要な
人数
1名

8名

1名

1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（32／41）
技術的能力審査基準
1.14
電 源の確保 に関す る
手順等

手順

対象者

社内規程（手順等）

1.0.9－57

1.14.2.1(1)代 替交流電 源設備に
運転員よる給電
・非常時運転手順書Ⅱ
及び（徴候ベース）
1.14.2.2(2)ａ．
常 設直流電 源喪失時
運転員の直流 125V 主母線盤
２Ａ及び２Ｂ受電【 常設代替 交流電源
重大事故等対応要員
設 備による 給電の場
・重大事故等対策要領（電源確保対応）合】
1.14.2.1(1)代 替交流電 源設備に
運転員よる給電
・非常時運転手順書Ⅱ
及び（徴候ベース）
1.14.2.2(2)ａ．
常 設直流電 源喪失時
運転員の直流 125V 主母線盤
２Ａ及び２Ｂ受電【 緊急時対 策室建屋
重大事故等対応要員
ガ スタービ ン発電機・重大事故等対策要領（電源確保対応）による給電の場合】※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

頻度

手順書項目

主な活動内容1 回／年・常設代替交流電源設備の起動，緊急用Ｍ／Ｃ受電，非常用Ｍ／
Ｃ受電

・常設代替高圧電源装置の起動，緊急用Ｍ／Ｃ受電，非常用Ｍ／
Ｃ受電操作

・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ受電・非常用Ｍ／Ｃ受電準備及び受電確認

・常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電・常設代替高圧電源装置の現場操
作・緊急時対策室建屋ガスタービン
発電機による非常用Ｐ／Ｃ ２
Ｄ受電

・緊急時対策室建屋ガスタービン
発電機による非常用Ｐ／Ｃ ２
Ｄ受電確認

・緊急時対策室建屋ガスタービン
発電機による非常用Ｐ／Ｃ ２
Ｄ受電

・緊急時対策室建屋ガスタービン
発電機による非常用Ｐ／Ｃ ２
Ｄ受電準備及び受電操作

・緊急時対策室建屋ガスタービン
発電機起動手順・緊急時対策室建屋ガスタービン
発電機の取扱い
・給電ケーブルの取扱い

※1

1 回／年

1 回／年

1 回／年
※1

1 回／年

1 回／年

操作に
必要な
人数
1名

2名

2名

1名

2名

6名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（33／41）
技術的能力審査基準

手順

1.14
電 源の確保 に関す る
手順等
（続き）

1.14.2.1(1)代 替交流電 源設備による給電
及び1.14.2.2(2)ａ．
常 設直流電 源喪失時の直流 125V 主母線盤
２Ａ及び２Ｂ受電【 可搬型代 替交流電
源 設備によ る給電の場合】

1.0.9－58

1.14.2.2(1)ａ．
所 内常設直 流電源設
備 による非 常用所内
電気設備への給電
1.14.2.2(1)ｂ．
可 搬型代替 直流電源
設 備等によ る非常用
所 内電気設 備への給電

対象者

社内規程（手順等）

運転員

頻度

手順書項目

主な活動内容1 回／年

・可搬型代替交流電源設備による
Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・可搬型代替交流電源設備による
Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電確認

・可搬型代替交流電源設備による
Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・可搬型代替交流電源設備による
Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電受電
準備及び受電確認・可搬型代替低圧電源車起動手順

・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・給電ケーブルの取扱い※1・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
運転員

重大事故等対応要員（電源確保対応）

1 回／年

・重大事故等対策要領

1 回／年
1 回／年

運転員

※1

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
運転員

1 回／年

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・125VＡ系及びＢ系蓄電池による
直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ
受電・125VＡ系及びＢ系蓄電池による
直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
・可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ
受電
・可搬型代替低圧電源車起動手順

・125VＡ系及びＢ系蓄電池による
直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ
受電確認
・直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ不要負荷切り離し
・可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ
受電準備及び受電確認
・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・可搬型整流器の取扱い
・給電ケーブルの取扱い

操作に
必要な
人数
1名

2名

6名

1名

2名

2名

6名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（34／41）
技術的能力審査基準

手順

1.14
電 源の確保 に関す る
手順等
（続き）

対象者

社内規程（手順等）

1 回／年

運転員
1.14.2.3(1)ａ．
常 設代替交 流電源設
備 又は可搬 型代替交
流 電源設備 による代替 所内電気 設備への
給電

頻度

※1

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
運転員

1.0.9－59

重大事故等対応要員（電源確保対応）

1 回／年

・重大事故等対策要領

1 回／年
1 回／年

1.14.2.3(2)ａ．
常 設代替直 流電源設
備 による代 替所内電気設備への給電

運転員

1.14.2.3(2)ｂ．
可 搬型代替 直流電源
設 備による 代替所内
電気設備への給電

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

運転員

※1

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1 回／年

手順書項目

主な活動内容・常設代替交流電源設備起動及び常設代替交流電源設備による緊
急用及び非常用Ｍ／Ｃ受電
・常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備による緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ受電・常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備による緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電・常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電・可搬型代替低圧電源車起動手順

・常設代替高圧電源装置起動操作
及び常設代替交流電源設備による緊急用及び非常用Ｍ／Ｃ受電
・常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備による緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電・非常用Ｍ／Ｃ受電準備及び受電確認

・常設代替直流電源設備による緊
急用直流 125V 主母線盤受電
・常設代替直流電源設備による緊
急用直流 125V 主母線盤受電・可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電・可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電・可搬型代替低圧電源車起動手順

・常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備による緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電確認
・常設代替高圧電源装置の現場操
作・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・給電ケーブルの取扱い
・常設代替直流電源設備による緊
急用直流 125V 主母線盤受電確認
・常設代替直流電源設備による緊
急用直流 125V 主母線盤自動給電
確認
・可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電確認
・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・可搬型整流器の取扱い
・給電ケーブルの取扱い

操作に
必要な
人数

1名

2名

6名

1名
2名
2名
6名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（35／41）
技術的能力審査基準
1.14
電 源の確保 に関す る
手順等
（続き）

手順

対象者

社内規程（手順等）

1 回／年

運転員
1.14.2.4(1)ａ．
常 設代替交 流電源設
備 による非 常用高圧
母線への給電1.0.9－60

1.14.2.4(1)ｃ．
緊 急時対策 室建屋ガ
ス タービン 発電機によ る非常用 低圧母線への給電

1.14.2.4(1)ｄ．
可 搬型代替 交流電源
設 備による 非常用低圧母線への給電※1・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
運転員
重大事故等対応要員（電源確保対応）

1.14.2.4(1)ｂ．
高 圧炉心ス プレイ系
デ ィーゼル 発電機によ る非常用 高圧母線
への給電

頻度

1 回／年
・重大事故等対策要領

1 回／年

1 回／年

運転員

手順書項目

主な活動内容・常設代替交流電源設備起動・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／Ｃ受電
・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ受電・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ受電・常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電

・常設代替高圧電源装置の起動
・緊急用Ｍ／Ｃ受電・非常用Ｍ／Ｃ受電※1・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
運転員
運転員
運転員
重大事故等対応要員（電源確保対応）
運転員
運転員

1 回／年
1 回／年
・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・重大事故等対策要領

※1

1 回／年
1 回／年
1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領（電源確保対応）※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

※1

1 回／年
1 回／年

・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電
・緊急時対策室建屋ガスタービン
発電機によるＰ／Ｃ ２Ｄ受電
・緊急時対策室建屋ガスタービン
発電機によるＰ／Ｃ ２Ｄ受電
・緊急時対策室建屋ガスタービン
発電機起動手順・可搬型代替交流電源設備による
Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・可搬型代替交流電源設備による
Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・可搬型代替低圧電源車起動手順

・非常用Ｍ／Ｃ受電準備及び受電確認
・常設代替高圧電源装置の現場操
作・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電準備
・ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの起動
・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄへの受電準備及び受電確認
・Ｐ／Ｃ ２Ｄ受電準備
・Ｐ／Ｃ ２Ｄ受電・Ｐ／Ｃ ２Ｄ受電準備
・Ｐ／Ｃ ２Ｄ受電
・緊急時対策室建屋ガスタービン
発電機の取扱い
・給電ケーブルの取扱い
・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電準備
・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電準備
及び受電確認・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・給電ケーブルの取扱い

操作に
必要な
人数

1名

2名
2名

1名

2名
1名
2名
6名
1名
2名
6名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（36／41）
技術的能力審査基準
1.14
電源の確保に関する
手順等
（続き）

手順

対象者

1.14.2.4(2)ａ．
所内常設直流電源設
備による直流 125V 主母線盤への給電

運転員

1.14.2.4(2)ｂ．
高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機による直流 125V 主母線
盤への給電

1.0.9－61

1.14.2.4(2)ｃ．
可搬型代替直流電源
設備による直流 125V
主母線盤への給電

1.14.2.5(1)代替海水送水による電源給電機能の復旧

社内規程（手順等）

頻度
1 回／年
※1

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
運転員

1 回／年

運転員

1 回／年

手順書項目

主な活動内容・125VＡ系及びＢ系蓄電池による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
・125VＡ系及びＢ系蓄電池による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
・高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機による直流 125V 主母
線盤への給電・125VＡ系及びＢ系蓄電池による
直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ
受電確認
・直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ不要負荷切り離し・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
運転員

1 回／年

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

1.14.2.6(1)ａ．
重大事故等対応要員
可搬型設備用軽油タ（アクセスルート・重大事故等対策要領
1 回／年
ンクから各機器への確保対応）
給油
1.14.2.6(1)ｂ．
軽油貯蔵タンクから・非常時運転手順書Ⅱ
運転員
1 回／年
常設代替高圧電源装（徴候ベース）
置への給油※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機による直流 125V 主母
線盤への給電・可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
・可搬型代替低圧電源車起動手
順・代替海水送水による給電機能の復旧

・可搬型代替注水大型ポンプ手
順・タンクローリへの給油手順
・タンクローリからの給油手順

・軽油貯蔵タンクから常設代替
高圧電源装置への給油手順

・Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ受電前確認，イ
ンターロック解除
・ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ起動，Ｍ／Ｃ
ＨＰＣＳ受電・直流 125V 主母線盤受電確認
・ ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ による直流
125V 主母線盤への給電操作
・可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ
受電準備及び受電確認
・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・可搬型整流器の取扱い
・給電ケーブルの取扱い
・代替海水送水による非常用ディーゼル機関入口圧力確認
・非常用ディーゼル発電機の起動及び負荷上昇操作
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・タンクローリの取扱い（補給作業）
・タンクローリの取扱い（給油作業）
・軽油貯蔵タンク出口弁切替操作

操作に
必要な
人数
1名

2名

1名

2名

2名

6名

1名

8名

2名

1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（37／41）
技術的能力審査基準

手順

1.14
電源の確保に関する
手順等
（続き）
1.15
事故時の計装に関する手順等

1.14.2.7(1)
非常用交流電源設備
による非常用所内電気設備への給電
1.15.2.1(1)
計器の故障

対象者

社内規程（手順等）

頻度

手順書項目

主な活動内容運転員

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・非常用交流電源設備による非常用所内電気設備への給電・非常用ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電及び給電確認操作

運転員

・重大事故等対策要領

・計器故障時の手順

重大事故等対応要員（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

・他チャンネルによる計測
・代替パラメータによる推定
・主要パラメータの推定

※1

1 回／年
※1

1 回／年

1.0.9－62

1.15.2.1(2)ａ．
1 回／年
運転員
・重大事故等対策要領※1
計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合
重大事故等対応要員（代替パラメータに・重大事故等対策要領
1 回／年（電源確保対応）よる推定）
1.15.2.1(2)ｂ．
計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年（可搬型計測器によ（電源確保対応）
るパラメータ計測又は監視）
1.15.2.2(1)ｄ．
計測に必要な電源の重大事故等対応要員
喪失（可搬型計測器に・重大事故等対策要領
1 回／年（電源確保対応）
よるパラメータ計測又は監視）
1.15.3
重大事故等時のパラ 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
メータを記録する手（電源確保対応）順※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・代替パラメータによる主要パラ
メータの推定手順
・計器の計測範囲を超えた場合の手順
・代替パラメータによる主要パラ
メータの推定手順
・可搬型計測器によるパラメータ
計測又は監視・代替パラメータによる推定

操作に
必要な
人数
1名

1名
1名
1名

・主要パラメータの推定
1名
・可搬型計測器の取扱い
2名

・可搬型計測器によるパラメータ
計測又は監視・可搬型計測器の取扱い
2名・重大事故等時のパラメータを記録する手順

・メディア（記録媒体）への保存
・代替パラメータの計測結果から推定したパラメータ値の記録・可搬型計測器での計測値の記録

2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（38／41）
技術的能力審査基準
1.16
原子炉制御室の居住性等に関する手順等

手順

対象者

社内規程（手順等）

頻度

1.0.9－63

1.16.2.1(1)ａ．
中央制御室換気系，非・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
常用ガス処理系及び運転員（シビアアクシデン※1
非常用ガス再循環系
ト）の運転手順等（交流動
力電源が正常な場合）
1.16.2.1(1)ｂ．
中央制御室換気系，非・非常時運転手順書Ⅲ
常用ガス処理系及び1 回／年
非常用ガス再循環系
運転員（シビアアクシデン※1の運転手順等（全交流ト）
動力電源が喪失した
場合）
1.16.2.1(2)・非常時運転手順書Ⅲ
中央制御室の酸素及運転員（シビアアクシデン 1 回／年
び二酸化炭素の濃度
ト）
測定と濃度管理手順
1.16.2.1(3)・非常時運転手順書Ⅲ
中央制御室の照明を運転員（シビアアクシデン 1 回／年
確保する手順ト）
1.16.2.1(4)・非常時運転手順書Ⅲ
中央制御室待避室の運転員（シビアアクシデン 1 回／年
照明を確保する手順
ト）1.16.2.1(5)・非常時運転手順書Ⅲ
データ表示装置（待避運転員（シビアアクシデン 1 回／年室）によるプラントパト）
ラメータの監視手順
1.16.2.1(6)・非常時運転手順書Ⅲ
中央制御室待避室の運転員（シビアアクシデン 1 回／年
準備手順
ト）※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・中央制御室換気系起動（閉回路
循環運転）
・非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系起動・中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動及び動作状況確認
・通常建屋換気系の隔離状態確認

・中央制御室換気系起動（閉回路
循環運転）
・非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系起動・中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動及び動作状況確認
・通常建屋換気系の隔離状態確認

・中央制御室酸素及び二酸化炭素
測定手順
・中央制御室換気系起動（外気取入れ運転）・中央制御室用可搬型照明設置手順・中央制御室の酸素及び二酸化炭
素測定
・中央制御室換気系外気取入れ運
転・中央制御室への可搬型照明設置

・中央制御室退避室用可搬型照明
設置手順

・中央制御室退避室への可搬型照
明設置・データ表示装置（退避室）設置
手順

・中央制御室退避室へのデータ表
示装置（退避室）設置

・中央制御室退避室正圧化

・中央制御室退避室の正圧化

操作に
必要な
人数

2名

2名

2名

1名

1名

1名

1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（39／41）
技術的能力審査基準

手順

対象者

社内規程（手順等）

頻度

1.16.2.1(7)中央制御室待避室の・非常時運転手順書Ⅲ
酸素及び二酸化炭素
運転員（シビアアクシデン 1 回／年の濃度測定と濃度管ト）理手順
1.16.2.1(8)・非常時運転手順書Ⅲ
衛星電話設備（可搬運転員（シビアアクシデン 1 回／年型）（待避室）による通ト）信連絡手順
1.16.2.1(9)・非常時運転手順書Ⅲ
その他の放射線防護
運転員（シビアアクシデン 1 回／年
措置等に関する手順
ト）等
1.16.2.2(1)
重大事故等対応要員
チェンジングエリア
・重大事故等対策要領
1 回／年（放射線測定対応）の設置及び運用手順
1.17.2.1(2)1.17
監視測定等に関する 可搬型モニタリング・
重大事故等対応要員
ポストによる放射線・重大事故等対策要領
1 回／年
手順等
（放射線測定対応）
量の測定及び代替測定
1.17.2.1(3)
放射能観測車による 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
放射性物質の濃度の （放射線測定対応）
測定
1.17.2.1(4)可搬型放射能測定装重大事故等対応要員
置による空気中の放・重大事故等対策要領
1 回／年（放射線測定対応）
射性物質の濃度の代替測定
1.17.2.1(5)ａ．～ｃ．
可搬型放射能測定装重大事故等対応要員置等による放射性物
・重大事故等対策要領
1 回／年（放射線測定対応）
質の濃度及び放射線量の測定※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
1.16
原子炉制御室の居住性等に関する手順等
（続き）

手順書項目

主な活動内容・中央制御室退避室酸素及び二酸
化炭素測定手順・中央制御室退避室酸素及び二酸
化炭素濃度管理手順

・中央制御室の酸素及び二酸化炭
素測定
・中央制御室退避室の酸素及び二酸化炭素濃度管理

・衛星電話設備（可搬型）（退避室） ・中央制御室退避室への衛星電話
設置手順
設備（可搬型）（退避室）の設置

・放射線防護具着用手順

操作に
必要な
人数

1名

1名

・全面マスクの着用－

1.0.9－64

・チェンジングエリア設置及び運用手順

・チェンジングエリア設営

・可搬型モニタリング・ポスト設
置手順

・可搬型モニタリング・ポストの
取扱い

2名

2名

・放射能観測車取扱手順

・放射能観測車の取扱い
2名

・可搬型放射能測定装置取扱手順

・可搬型放射能測定装置の取扱い
2名

・可搬型放射能測定装置取扱手順

・可搬型放射能測定装置の取扱い
2名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（40／41）
技術的能力審査基準
1.17
監視測定等に関する
手順等
（続き）

手順

対象者

社内規程（手順等）

頻度

1.0.9－65

1.17.2.1(5)ｄ．
可搬型放射能測定装置等による放射性物 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
質の濃度及び放射線 （放射線測定対応）
量の測定のうち海上
モニタリング
1.17.2.1(6)モニタリング・ポスト 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年のバックグラウンド（電源確保対応）低減対策
1.17.2.1(7)可搬型モニタリング・ 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
ポストのバックグラ （放射線測定対応）
ウンド低減対策
1.17.2.1(8)放射性物質の濃度の 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
測定時のバックグラ （放射線測定対応）
ウンド低減対策
1.17.2.2(2)
可搬型気象観測設備 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
による気象観測項目 （放射線測定対応）
の代替測定
1.18
1.18.2.1(1)ａ．
緊急時対策所の居住 緊急時対策所非常用
庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
性等に関する手順等
換気設備運転手順
1.18.2.1(1)ｂ．
緊急時対策所内の酸庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
素濃度及び二酸化炭
素濃度の測定手順
1.18.2.1(2)ａ．
重大事故等対応要員
緊急時対策所エリア
・重大事故等対策要領
1 回／年（放射線測定対応）モニタの設置手順※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・小型船舶取扱手順
・可搬型放射能測定装置取扱手順

・小型船舶の取扱い
・可搬型放射能測定装置の取扱い

操作に
必要な
人数

4名

・モニタリング・ポスト検出器保護用カバー交換手順

・モニタリング・ポストの検出器
保護用カバー交換・可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換手順

・可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換・可搬型放射能測定装置遮蔽手順

・可搬型放射能測定装置遮蔽

2名

2名

2名
・可搬型気象観測設備取扱手順

・可搬型気象観測設備設置
2名

・緊急時対策所非常用換気設備起動手順

・緊急時対策所非常用換気設備起動・酸素濃度及び二酸化炭素濃度測定手順

・酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定

・緊急時対策所エリアモニタ設置
手順

・緊急時対策所エリアモニタ設置

1名

1名

1名

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（41／41）
技術的能力審査基準
1.18
緊急時対策所の居住性等に関する手順等
（続き）

手順

対象者

社内規程（手順等）

頻度

1.0.9－66

1.18.2.1(3)ｂ.
緊急時対策所での格
庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
納容器ベントを実施する場合の対応の手
順
1.18.2.1(3)ｃ.
緊急時対策所加圧設
備から緊急時対策所
庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
非常用換気空調設備への切替え手順
1.18.2.2(1)
ＳＰＤＳによるプラ
情報班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
ントパラメータ等の監視手順
1.18.2.3(1)ｂ．
重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
チェンジングエリア（放射線測定対応）の設置及び運用手順
1.18.2.3(1)ｃ．
緊急時対策所非常用
庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
換気空調設備の切替
え手順
1.18.2.4(1)ａ．
緊急時対策所用発電
庶務班 班員・重大事故等対応要領
1 回／年
機による給電手順
1.18.2.4(2)
緊急時対策所用可搬 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
型代替低圧電源車に（電源確保対応）よる給電※1：シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2：教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目
・緊急時対策所加圧操作手順

主な活動内容操作に必要な
人数

・緊急時対策所加圧操作
1名

・緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備への切替え手順

・緊急時対策所加圧設備から緊急時対策非常用換気設備への切替
え・ＳＰＤＳ操作手順

・ＳＰＤＳデータ表示装置監視

1名

1名
・チェンジングエリア設置手順

・チェンジングエリアの設置
2名

・緊急時対策所非常用換気空調設
備の切替え手順・緊急時対策所非常用換気空調設
備の切替え

・緊急時対策所用発電機起動手順

・緊急時対策所用発電機起動

1名

1名
・可搬型代替低圧電源車起動手順

・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・給電ケーブルの取扱い

6名

第 1.0.9－5 表 教育及び訓練計画の頻度の考え方について項目

教育・訓練の計
画

1.0.9－67

要素訓練

発電所総合訓練頻度

教育・訓練の方針

教育・訓練の内容

1 回／年

・保安規定に基づく手順書で計画の策定方針を規定する。

・重大事故等対策に関する知識向上のための教
育・訓練等

1回／年以上・各要員に対し必要な教育及び訓練項目を年1回以上実施
し，評価することにより，力量が維持されていることを確認する。
・各要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。各要員の役割に応じた教育及び訓練を年1回以上，毎年繰り返すこと
により，各手順を習熟し，力量の維持及び向上を図る。
・各要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評
価を行い，年1回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育又は訓練については，年2回以上の実施頻度に見直す。

・給水活動及び電源復旧活動等の各項目の教育・訓練

1回／年以上・想定した原子力災害への対応，各機能や組織間の連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮できることを総合的に確認する訓練を年1回以上実施し，評価することにより，災害対策要員の実効性等を確認する。

・災害対策要員の実効性等を総合的に確認

第 1.0.9－6 表 重大事故等に係る発電所要員の力量管理について
要員

必要な作業

災害対策要員・本部長，本部長代理，本部員○発電所における災害対策活動
の実施

必要な力量
○事故状況の把握○対応判断○適確な指揮○各班との連携

主要な教育・訓練

主要な効果（力量）の確認方法○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練

○防災教育の実施状況，総合訓
練の結果から効果（力量）の確認を行う。

1.0.9－68

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

当直（運転員）○事故状況の把握○事故拡大防止に必要な運転上の措置○除熱機能等確保に伴う措置○確実なプラント状況把握○運転操作○事故対応手順の理解○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練
○シミュレータ訓練○事故を収束できること，適切に操作を実施できることをシミュレータ訓練の結果，防災教育等の実施状況から効果（力量）の確認を行う。

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

支援組織○事故拡大防止対策の検討○資材の調達及び輸送○放射線・放射能の状況把握○社外関係機関への通報・連絡○事故状況の把握○各班との情報共有○個別手順の理解○資機材の取扱い○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練
○各班機能に応じた要素訓練○防災教育の実施状況，要素訓
練の結果から効果（力量）の確認を行う。

第 1.0.9－7 表 プラント設備への習熟のための保守点検活動
対象者

入社１年目
原子力技術系社
員（全員）

主な活動

保守点検活動の内容（例）

社内規程

現場実習

・入社後、原子力発電所の仕組みや放射線の基礎等の知識を学んだ後、発電所の運転業務（直業務）の研修を受け、系統設
備の概略や現場パトロール（機器配置）を習熟する。

力量設定管理要項

巡視点検

・巡視点検を1回以上／日で実施。
・必要により簡易な保守を実施。

運転管理業務要項

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

運転管理業務要項

保守管理

・設備ごとに担当者を定め，プラント運転中の定期的な巡視，及びプラント起動停止時や試運転時に立会い，異常有無等の状態を確認。
・設備不具合時等に設備の状況を把握し，原因の特定及び復旧方針を策定。

保守管理業務要項

工事管理（調達管理）

・各設備の定期的な保守点検工事あるいは修繕工事等において，当社立会のホールドポイントを定めて，設備毎の担当者
が分解点検等の現場に立会い，設備の健全性確認を行うとともに，作業の安全管理等を実施。

保守管理業務要項
力量設定管理要項

教育訓練・保修部門配属後，研修施設において，基本的な設備（制御弁，ポンプ，モータ，手動弁，遮断器，検出器，伝送器，制御器等）の分解点検や組み立て及び点検調整等の実習トレー
ニングを行い，現場技能を習得している。
・ＯＪＴを主体に専門知識の習得を図ることで，技術に堪能な人材を早期に育成している。

力量設定管理要項

運転員

1.0.9－69
保修室員

補足 1
要員の力量評価及び教育訓練の有効性評価について

1.

要員の力量評価（表 1，表 2，表 3 参照）
各要員の評価は，社内規程にて力量基準を設定し，力量評価を行うこととする。力量評価の方法は，訓練毎に設定した判定基準を満たした訓練を有効なものとし，その訓練における各要員の対応状況を評価する。評価は，当該訓練で既に力量を有している者を評価者として配置し，評価者が評価対象の要員の対応状況を確認し，表3に示す力量水準に照らして力量レベルを判定していくこととする。

2.

教育訓練の有効性評価
教育訓練の有効性は，要素訓練毎に必要人数を満たしているか否かを確認することで評価を行うこととする。有効性の評価方法は，各要員の力量評価
を訓練毎に集約し，必要な力量を有した要員が確保できていないような状況になるおそれがある場合には，教育訓練の実施頻度，内容等を見直すこととする。

1.0.9－70

表1

要素訓練評価の例

表2

訓練担当と力量水準の例

1.0.9－71
表3

評価水準の例補足 2
社外評価に対するフィードバックについて

原子力安全に対する発電所における種々の訓練及び活動の有効性を評価する
第三者機関として，ＷＡＮＯ（世界原子力発電事業者協会）及びＪＡＮＳＩ（原子力安全推進協会）がある。
ＷＡＮＯは，種々の訓練及び活動について，世界中の原子力発電所の経験を踏まえ，各分野の世界最高水準（エクセレント）の振る舞いを事業者に提供している。各発電所は４年毎にピアレビューを受け，種々の訓練及び活動と世界最高水準との差（ギャップ）をＡＦＩ（Area For Improvement；改善提言）として受け，計画的に改善活動を行う。
東海第二発電所では，2014 年 2 月 19 日～2014 年 3 月 5 日に，ＷＡＮＯピア
レビューを受けた。この時に受けたＡＦＩについて，ＷＡＮＯ Performance
Improvement Guideline 等を参考に改善を進め，その後，当社が公表している
自主的かつ継続的安全性向上の取組みと合わせて計画的に改善に取組んでいる。
2016 年 6 月 13 日～2016 年 6 月 17 日には，ＷＡＮＯフォローアップピアレビ
ューを受け，当社の改善の方向性及び進捗状況について確認を受けた。
一方，ＪＡＮＳＩについても，ＷＡＮＯと同様の考え方で１０分野（運転，保修，放射線防護，火災防護，緊急時対応，組織・管理体制等）について，定期的な発電所のピアレビューを行っており，ＡＦＩを提示することで，各発電所の種々の訓練及び活動の改善を促している。
東海第二発電所では，これまでにＪＡＮＳＩピアレビューは受けていないが，他発電所と同様に，再稼働前及び再稼働以降も定期的にＷＡＮＯ及びＪＡＮＳ
Ｉのピアレビューを受けることで，継続的に種々の訓練及び活動の改善を行っていく。
1.0.9－72

添付資料 1.0.10

東海第二発電所
重大事故等発生時の体制について

1.0.10−1

＜目

1.

次＞

重大事故等対策に係る体制の概要

1.0.10−1(1) 体制の特徴

1.0.10−2(2) 災害対策要員の確保に関する基本的な考え方

1.0.10−3(3) 重大事故等対策における判断者及び操作者について

1.0.10−42.

1.0.10−5

東海第二発電所における重大事故等対策に係る体制について

1.0.10−5(1) 災害対策本部の体制概要
a. 災害対策本部長（所長）及び本部長代理の役割

1.0.10−5b. 災害対策本部の構成

1.0.10−6

c. 災害対策要員が活動する施設

1.0.10−9(2) 災害対策本部の要員招集

1.0.10−10

a. 当直

1.0.10−11b. 発電所構内等に常駐する災害対策要員（当直（運転員）除く）
1.0.10−12c. 発電所外から発電所に参集する災害対策要員

1.0.10−13(3) 通報連絡1.0.10−15(4) 災害対策本部内の情報共有について

1.0.10−15

a. プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有

1.0.10−16

b. 指示・命令，報告

1.0.10−16

c. 本店対策本部との情報共有

1.0.10−17(5) 交代要員の考え方

1.0.10−18(6) プルーム通過前後の体制の移行

1.0.10−19

1.0.10−2

(7) 廃止措置中の東海発電所の原子力防災体制との関係

1.0.10−213.

1.0.10−23

発電所外における重大事故等対策に係る体制について(1) 本店対策本部

1.0.10−24

a. 本店対策本部の体制概要

1.0.10−24

b. 本店対策本部設置までの流れ

1.0.10−25

c. 広報活動

1.0.10−25(2) 原子力事業所災害対策支援拠点

1.0.10−26(3) 中長期的な体制

1.0.10−26

第 1.0.10−1 表 防災体制の区分と緊急時活動レベル（ＥＡＬ） 1.0.10−28
第 1.0.10−2 表 所長（原子力防災管理者）不在時の代行順位

1.0.10−30

第 1.0.10−1 図 災害対策本部体制

1.0.10−31

第 1.0.10−2 図 災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

1.0.10−32

第 1.0.10−3 図 災害対策本部の初動体制から全体体制への移行 1.0.10−33
第 1.0.10−4 図 災害対策本部の要員（プルーム通過時）

1.0.10−34

第 1.0.10−5 図 中央制御室の当直（運転員）等の体制（運転中）
1.0.10−35
第 1.0.10−6 図 中央制御室の当直（運転員）等の体制（停止中）
1.0.10−36
第 1.0.10−7 図 発電所における非常事態宣言と災害対策要員の非常招集

1.0.10−37

第 1.0.10−8 図 プルーム通過前後の災害対策要員の動き

1.0.10−38

第 1.0.10−9 図 一斉通報装置による災害対策要員の非常招集連絡
第 1.0.10−10 図 災害対策要員の非常招集の流れ

1.0.10−3

1.0.10−39
1.0.10−40

第 1.0.10−11 図 緊急時対策所（災害対策本部）内における各作業班，本店対策本部との情報共有イメージ

1.0.10−41

第 1.0.10−12 図 重大事故等発生時の支援体制（概要）

1.0.10−42

第 1.0.10−13 図 本店対策本部の組織及び職務

1.0.10−43

第 1.0.10−14 図 本店（東京）における態勢発令と災害対策要員の非常招集（非常招集の連絡経路）

1.0.10−44

第 1.0.10−15 図 全面緊急事態発生時の情報発信体制

1.0.10−45

第 1.0.10−16 図 原子力事業所災害対策支援拠点の体制

1.0.10−46

別紙１ 自衛消防隊の体制について

1.0.10−47

別紙２ 緊急時対策所における主要な資機材一覧

1.0.10−58

別紙３ 重大事故等発生時における災害対策要員の動き

1.0.10−60

別紙４ 発電所外からの災害対策要員の参集について

1.0.10−61

別紙５ 災害対策要員による通報連絡について

1.0.10−86

別紙６ 廃止措置中の東海発電所の原子力防災体制との関係について1.0.10−88

別紙７ 原子力事業所災害対策支援拠点について

1.0.10−96

補足１ 発電所が締結している医療協定について

1.0.10−97

1.0.10−4

1.

重大事故等対策に係る体制の概要
東海第二発電所において，重大事故等を起因とする原子力災害が発生する
おそれがある場合，又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害の拡大の防止，その他必要な活動を円滑に行うため，原子力防災管理者（所長）は，事象に応じて警戒事態又は原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）第 10 条第 1 項に基づく特定事象等の重大事故等発生の場合には非常事態を宣言し，所長を災害対策本部長とする（以下「本部長」という。）東海第二発電所警戒本部又は東海第二発電所災害対策本部（以下「災害対策本部」という。）を設置する。（第 1.0.10−1 図）
また，東海第二発電所での警戒事態又は非常事態の宣言を受けた本店（東京）は，本店警戒事態又は本店非常事態を発令し，本店警戒本部又は本店総合災害対策本部（以下「本店対策本部」という。）を設置する。
原子炉施設に異常が発生し，その状況が原災法第 10 条第１項に基づく特定事象である場合の通報，非常事態の宣言，災害対策本部の設置等について
は，原災法第 7 条に基づき作成している東海第二発電所原子力事業者防災業
務計画（以下「防災業務計画」という。）及び関連する社内規程に定めている。
防災業務計画には，災害対策本部の設置，原子力防災要員を置くこと，及びこれを支援するため本店対策本部を設置することを規定している。これらの組織により全社として原子力災害事前対策，緊急事態応急対策，及び原子力災害中長期対策を実施できるようにしておくことで，原災法第 3 条で求められる原子力事業者の責務を果たしている。
原子炉施設の異常時には，災害対策本部の対応が事象収束に対して有効に機能するように，保安規定及び社内規程において，防災訓練等を通じて平時から機能の確認を行う。
本資料では，重大事故等発生時，即ち，原災法第 10 条第 1 項に基づく特定
1.0.10−1

事象が発生して，東海第二発電所に災害対策本部を設置し，本店（東京）に本店対策本部を設置した場合における体制について示す。

(1)

体制の特徴
原子力防災組織は，本部長，災害対策本部長代理（以下「本部長代理」という。），本部員及び発電用原子炉主任技術者で構成される「本部」と，8つの作業班で構成され，各班の役割分担，対策の実施責任を有する班長を定め，指揮命令系統を明確にし，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備する。
災害対策本部において，指揮命令は基本的に本部長を最上位に置き，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。また，プラント状況や各班の対応状況についても
各本部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。
東海第二発電所専従の本部長代理（1名）は，実施組織及び支援組織の取りまとめとして，これらに係わる本部員の指揮命令を行う。
あらかじめ定めた手順に従って運転班（当直）が行う運転操作や復旧操作については，当直発電長の判断により自律的に実施し，運転本部員に実施事項等が報告される。
東海第二発電所の災害対策本部体制を構成する職位及び班を以下に示す。
ａ．本部員
災害対策本部体制は緊急時対策所に構築され，以下の要員（災害対策要員）から構成される。
・本部長：原子力防災管理者（所長）・本部長代理：副原子力防災管理者
1.0.10−2

・発電用原子炉主任技術者
・本部員：担当班の統括
ｂ．作業班
基本的な役割，機能ごとに以下の各班を構成し，それぞれの本部員の指揮命令の下，活動を実施する。
①情報班
②広報班
③庶務班
④消防班
⑤技術班
⑥放射線管理班⑦保修班⑧運転班
各班の必要要員規模は，対応すべき事故の様相又は事故の進展や収束の状況により異なるが，プルーム通過の前・中・後においても要員の規模を拡大・縮小しながら円滑な対応が可能な組織とする。

(2)

災害対策要員の確保に関する基本的な考え方
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等が発生した場合でも速やかに対策を行えるように発電所構内に必要な要員を常時確保する。また，火災発生時の初期消火活動に対応するため，初期消火要員についても発電所構内に常時確保する。
重大事故等の対応で，高線量下における対応が必要な場合においても，社員で対応できるように要員を確保する。病原性の高い新型インフルエン
ザや同様に危険性のある新感染症等が発生し，所定の要員に欠員が生じた
1.0.10−3場合は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）を含め要員の補充を行うとともに，そのような事態に備えた体制に係る管理を行う。
必要な要員の補充の見込みが立たない場合は，原子炉運転停止等の措置を実施し，確保できる要員で，安全が確保できる原子炉の運転状態に移行する。また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）を含めて必要な要員を非常招集できるよう，定期的に通報連絡訓練を実施する。

(3)

重大事故等対策における判断者及び操作者について
ａ．判断者の明確化
重大事故等対策の災害対策活動に関する一切の業務は，災害対策本部の下で行う。また，災害対策本部において行う対策活動を本店対策本部
は支援する
運転班（当直）が行う運転操作や復旧操作については，あらかじめ定
めた手順に従って当直発電長の判断により実施する。一方，あらかじめ定めた手順によらない操作及び対応については，原子炉施設の運転に関し保安の監督を職務とする発電用原子炉主任技術者の助言を踏まえ，本部長代理（1名）が最終的に判断する。
発電所における重大事故等対策に係る判断は，本部長代理（1名）が行う。
外部機関との対応，広報の統括を本部長代理（1名）が行う。
国及び地方公共団体等の関係機関及び社外の支援組織との連携に係る対応の判断は，本店対策本部長が行う。
一部の敷地を共有する東海発電所との同時被災により各発電所での対応が必要な事象が発生した場合，災害対策本部は各発電所の状況や使用
1.0.10−4

可能な設備，事象の進展等の状況を共有し，東海発電所長及び東海第二発電所長を兼務する本部長が対応すべき優先順位の最終的な判断を行う。

ｂ．操作者の明確化
各種手順書は，使用主体に応じて，中央制御室及び現場で当直（運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）が使用する運転手順書（以下「運転手順書」という。）及び緊急時対策所及び現場で災害対策要員（当直（運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）を除く）が使用する手順書（以下「災害対策本部手順書」という。）を整備する。
ただし，使用目的によっては，相互の手順の完遂により機能を達成する場合があることを踏まえ，重大事故等対策設備の操作に当たっては，
中央制御室と災害対策本部の間で緊密な情報共有を図りながら行うこと
とする。

2.
(1)

東海第二発電所における重大事故等対策に係る体制について
災害対策本部の体制概要
ａ．本部長（所長）及び本部長代理の役割
所長は，本部長として原子力防災組織を統括管理するとともに，必要な要員を招集し状況の把握に努め，原子力災害の発生又は拡大の防止のために必要な応急措置を行う。
本部長（所長）が不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，副原
子力防災管理者がその職務を代行する。（第 1.0.10−2 表）
本部長代理は，実施組織及び支援組織の取り纏めを行う。また本部長
1.0.10−5

の指示を受けて，原子力オフサイトセンターでの対応及び特定の課題を迅速に確認し，関連する班に具体的な対応を指示する。

ｂ．災害対策本部の構成(a)

災害対策本部
災害対策本部は，実施組織及び支援組織に区分される。さらに，支援組織は，技術支援組織及び運営支援組織に区分される。
実施組織は，当直，重大事故等対策に係る現場活動を行う重大事故等対応要員及び初期消火活動を行う自衛消防隊から構成される。重大事故等対応要員は，保修班及び運転班で構成され，各班には班長及び班員に対して必要な指示を行う本部員と，班員に対して具体的な作業
指示や本部に作業状況の報告を行う班長を配置する。
支援組織のうち技術支援組織は，技術班，放射線管理班，保修班及び運転班から構成され，各班には班長及び班員に対して必要な指示を行う本部員と，班員に対して具体的な作業指示や本部に作業状況の報告を行う班長を配置する。
支援組織のうち運営支援組織は，情報班，広報班及び庶務班から構成され，各班には班長及び班員に対して必要な指示を行う本部員と，班員に対して具体的な作業指示や本部に作業状況の報告を行う班長を配置する。（第 1.0.10−1 図〜第 1.0.10−6 図）
災害対策本部（全体体制）111 名は，当社社員と自衛消防隊の消火担当及び給水確保対応に当たる協力会社社員（13 名）で構成される。
なお，災害対策本部において初動対応を行う要員（災害対策要員（初動））39 名については，自衛消防隊の消火担当（7 名）の要員以外を当社社員で構成する。
1.0.10−6

＜実施組織＞当直（運転員）：事故の影響緩和・拡大防止に関する運転上の措置，
初期消火活動等（7 名）
消防班：自衛消防隊による初期消火活動（12 名）
重大事故等対応要員：役割別に各班に分かれる。
保修班：事故の影響緩和・拡大防止に関する給水対応，電源対応，
アクセスルート確保対応及び拡散抑制対応（3 名）（給水対応）給水確保に伴う措置（8名）（電源対応）電源確保に伴う措置（6名）（アクセスルート確保対応）アクセスルート確保に伴う措置（2名）（拡散抑制対応）放射性物質の拡散抑制に伴う措置（13名）
運転班：事故の影響緩和・拡大防止に関する運転上の措置（3 名）
重大事故等対応要員のうち保修班の要員は，実施組織が行う各災害対策活動を相互に助勢して実施できる配置とし，対応する必要がある
災害対策活動に対処可能な体制とする。
火災発生時には，火災の発生場所に応じて当直あるいは守衛が初期消火を行い ，出動 要請を受けた自衛消防隊が初期消火を引き続いて実施する。また，平日（勤務時間中）と夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）では初期消火の対応要領が異なるが，どちらの場合においても，迅速かつ適切に初期消火活動を行うことができる。（別紙 1）＜技術支援組織＞
技術班：事故状況の把握・評価，プラント状態の進展予測・評価，
事故拡大防止対策の検討及び技術的助言等（2 名）
1.0.10−7放射線管理班：影響範囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置等に関する技術的助言，二次災害防止に関する措置等（2 名）発電所内外の放射線・放射能の状況把握（4 名）
保修班：（統括）不具合設備の応急復旧，放射性物質の汚染除去，事故の影響緩和・拡大防止に関する対応指示及び技術的助言
等（4 名）
運転班：プラント状態の把握及び災害対策本部への報告，事故の影
響緩和・拡大防止に関する対応指示及び技術的助言等（2 名）＜運営支援組織＞
情報班：事故に関する情報収集・整理及び連絡調整，本店対策本部
及び社外機関との連絡調整等（4 名）
広報班：発生した事象に関する広報，関係地方公共団体の対応，報道機関等の社外対応，発電所内外へ広く情報提供等（3 名）
庶務班：（総務）災害対策本部の運営，防災資機材の調達及び輸送，社外関係機関への連絡（10 名）（施設防護）事業所内の警備，避難誘導（3 名）（保健安全）医療（救護）に関する措置，二次災害防止に関する措置（3 名）(b)

災害対策要員
災害対策要員は重大事故等に対処するために必要な指示を行う本部
要員，各作業班員，現場にて対応を行う重大事故等対応要員，当直（運転員）及び自衛消防隊（初期消火要員）で構成する。
1.0.10−8

(c)災害対策本部設置までの流れ
東海第二発電所において，重大事故等の原子力災害が発生するおそれがある場合，原子力防災管理者（所長）は直ちに警戒事態を宣言するとともに本店発電管理室長へ報告する。原子力防災管理者は速やかに発電所警戒本部を設置し，災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対し非常招集を行う。
さらに，発電所において，原災法第 10 条第 1 項に定める特定事象等を含む重大事故等の原子力災害が発生した場合，原子力防災管理者（所長）は直ちに非常事態を宣言するとともに本店発電管理室長へ報告する。原子力防災管理者は速やかに災害対策本部を設置し，災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対し非常招集を行う。
なお，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，当直発電長から事象の発生の連絡を受けた原子力防災管理者（所長）は，当直発電長に災害対策本部の要員の招集を指示し，通報連絡要員が一斉通報システムを用いて災害対策要員の非常招集を行う。
（ 第 1.0.10−7 図）

ｃ．災害対策要員が活動する施設
重大事故等時に，災害対策本部における実施組織及び支援組織が関係箇所との連携を図り迅速な対応により事故対応を円滑に実施するために，
以下の施設及び設備を整備する。
これらは，重大事故等時の初期に使用する施設及び設備であり，これらの施設又は設備を使用することにより発電用原子炉の状態を確認し，重大事故等への対応に必要な各班及びその要員数を決定するとともに，発電所内外の必要な各所へ通報連絡を行う。また，平時における防災訓
1.0.10−9練では，上記の各班及びその要員数により適切に活動を実施できることを確認する。（別紙 2）(a)

支援組織の活動に必要な施設及び設備
重大事故等対応に必要なプラントのパラメータを確認するための安全パラメータ表示システム（以下「ＳＰＤＳ」という。），発電所内外に通信連絡を行い関係箇所と連携を図るための統合原子力防災ネット
ワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ−電話機，
ＩＰ−ＦＡＸ），衛星電話設備及び無線連絡設備等を備えた緊急時対策所を整備する。

(b)

実施組織の活動に必要な施設及び設備
中央制御室，緊急時対策所及び現場との連携を図るため，携行型有線通話装置，無線通話設備及び衛星電話設備等を整備する。また，電源が喪失し照明が消灯した場合でも，迅速な現場への移動，操作及び作業を実施し，作業内容及び現場状況の情報共有を実施できるようヘッドライト及びランタン等を配備する。

(2)

災害対策本部の要員招集
平日の勤務時間帯に重大事故等が発生した場合には，送受話器（ページング），所内放送等にて発電所構内の災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対して非常招集を行い，災害対策本部を設置した上で活動を実施する。東海第二発電所では，中長期的な対応も交替できるよう当直（運転員）
以外の発電所職員についてもほぼ全員が災害対策要員としており，平日の勤務時間中での要員確保は可能である。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合には，一斉通報システムを用いて災害対策本部体制を構成する災害対策要員
1.0.10−10

に対し非常招集を行うとともに，災害対策本部体制が構築されるまでの間については，当直（運転員）及び発電所構内に常駐している災害対策要員
による初動体制を確立し，統括待機当番者の指示の下，迅速な対応を図る。
また，発電所構内に常駐している災害対策要員のうち運転班の要員は，
原則中央制御室に参集する。その他の参集する要員は，緊急時対策所に参集する。
以下に，発電所構内の要員数が少なくなる夜間及び休日（平日の勤務時
間帯以外）における重大事故等時の体制について記載する。この時間帯においても，重大事故等時に適切に対応を行うことができる。
（第 1.0.10−3
図，第 1.0.10−5 図，第 1.0.10−6 図，第 1.0.10−7 図，第 1.0.10−8 図，
第 1.0.10−9 図）

ａ．当直
原子炉運転時における中央制御室の当直（運転員）は，当直発電長 1
名，当直副発電長 1 名及び当直運転員 5 名の計 7 名／直を配置している（第 1.0.10−5 図）。また，原子炉運転停止中 ※１ における当直（運転員）
は，現場対応操作を考慮して，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名及び当直運転員 3 名の計 5 名／直を配置している（第 1.0.10−6 図）。
※1

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

重大事故等時には，当直発電長が重大事故等対策に係る運転操作に関する指揮・命令・判断を行い，当直副発電長は当直発電長を補佐する。
中央制御室で運転操作を行う当直運転員及び現場で対応する当直運転員
は，当直発電長指示の下，重大事故等対策の対応を行うために整備された手順書に従い事故対応を行う。当直発電長は適宜，災害対策本部と連1.0.10−11

携し重大事故等対応操作の状況を報告する。
原子炉運転停止中の当直（運転員）の数は，原子炉運転時当直（運転員）の数より少ないが，当直内の各役割及び指揮命令系統は維持される。
なお，当直（運転員）の勤務形態は，通常サイクル 5 班 2 交替で運用しており，重大事故等時においても，中長期的な運転操作等の対応に支障が出ることがないよう，通常時と同様の勤務形態を継続することとしていること，及び重大事故等の対応に当たっては有効性評価を考慮して
中央制御室の当直運転員 2 名及び現場運転員 6 名（現場の当直運転員 3
名と重大事故等対応要員のうち運転操作対応 3 名（2 人 1 組 3 チーム））の体制を整えている。また，特定の作業に当たり被ばく線量が集中しないよう配慮する運用としていることから，特定の現場運転員に作業負荷や被ばく線量が集中することはない。

ｂ．発電所構内に常駐する災害対策要員（当直（運転員）除く）
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）には，発電所構内に常駐する
災害対策要員（当直（運転員）除く）が，緊急時対策所で初動対応を行う。
重大事故等時には，初動対応の全体を指揮する統括待機当番者 1 名は当直発電長からの連絡を受けて，現場を指揮する現場統括待機者 1 名，
外部通報・連絡及び情報収集を行う要員 2 名 ※２ ，現場対応を行う運転班，
保修班及び消防班の要員 26 名（内訳：運転操作要員 3 名，アクセスルー
ト確保要員 2 名，電源・給水確保要員 10 名，自衛消防隊 11 名，）並びに放射線測定等を行う放射線管理班要員 2 名の合計 32 名を非常招集し，災害対策本部の初動体制を確立する。（別紙 3）
重大事故等の応急対応については，必要な対応を実施可能な要員を確
1.0.10−12

保することとし，これを初動体制の各班の機能及び要員数により対応可能としている。このため，特定の現場要員に作業負荷や被ばく線量が集中することはない。（第 1.0.10−2 図）※2

情報班員のうち１名が中央制御室に常駐し初動対応を行う。

ｃ．発電所外から発電所に参集する災害対策要員(a)

非常招集により参集する要員
災害対策本部の要員については，発電所員約 260 名のうち，約 130 名が発電所から 5ｋｍ圏内に居住している。（平成 28 年 7 月現在）
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合に，災害対策要員の所在や参集ルート等を踏まえて参集時間と参集す
る災害対策要員数を評価した。その結果，要員の参集開始時間を招集連
絡の 30 分後とすることや，要員の参集手段を徒歩移動とするという保守的な条件においても，重大事故等の発生の 2 時間後には約 110 名が参集すると評価される。この評価結果は，東海第二発電所で抽出される全ての事故シナリオにおいて，外部からの参集要員に要求される参集時間及び要員数を十分に達成できる。（別紙 4）
参集した要員が災害対策本部の初動体制に加わることで，災害対策
本部は初動体制から全体体制に移行する。統括待機当番者は，本部長の参集後には，本部長代理となる。また，初動体制における情報班，保修班，放射線管理班，運転班は，参集した要員による班員数の増加により，現場の応急対応を長期に渡り円滑かつ確実に実施することが可能となる。さらに，参集した要員により，中長期的な対応等を検討する技術班
が全体体制の中で設置される。なお，残りの要員は交代要員として待機する。（第 1.0.10−2 図）
1.0.10−13

(b)非常招集により参集する対象者
発電所外から参集する災害対策本部の要員は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においても，拘束当番として 72 名を確保する。
確保する拘束当番者の選定に当たっては，対象者の居住場所を考慮する。他操作との流動性が少ない特定の力量を有する参集要員（運転員）については，参集の確実さを向上させるために，あらかじめ発電所近傍に待機させる運用とする。また，保修班において作業に必要な有資格者（各種主任技術者や大型車両及びクレ−ンなどの免状取得者）を配置する。

(c)

非常招集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場
合には，発電所外にいる災害対策要員を速やかに非常招集するため，「一斉通報システム」，「通信連絡手段」等を活用し災害対策要員の非常招集を行う。（第 1.0.10−9 図）
東海村周辺地域で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，非常招集の連絡がなくても支障がない限り発電所の緊急時対策所又は発電所
外集合場所（第三滝坂寮）に参集する。なお，地震等により家族及び自宅などが被災した場合や地方公共団体からの避難指示等が出された
場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
招集する災害対策要員のうち，あらかじめ指名されている発電所参集要員である災害対策要員は，直接発電所の緊急時対策所に参集する。
あらかじめ指名された発電所参集要員以外の要員は，発電所外の集合場所に参集し，災害対策本部の指示に従い対応する。
1.0.10−14

発電所外の集合場所に参集した要員は，災害対策本部と非常招集に係る以下の確認，調整を行い，発電所に集団で移動する。（第 1.0.10−10 図）① 発電所の状況（設備及び所員の被災等）② 参集した要員の確認（人数，体調等）③ 重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④ 発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤ 気象及び災害情報等

(3)

通報連絡
災害対策本部の全体体制における重大事故等発生時における通報連絡は情報班が行うが，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合には，発電所に常駐する初動体制における当直発電長又は通報連絡要員が，内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事，東海村村
長，原子力防災専門官，原子力緊急時支援・研修センター及びその他定められた通報連絡先に，所定の様式によりＦＡＸを用いて一斉送信することにより，複数地点への連絡を迅速に行う。（別紙 5）
ａ．各通報連絡先に対しては，あらかじめ指名された通報連絡当番者が電話により，ＦＡＸの着信確認又はＦＡＸを送信した旨を連絡する。
ｂ．その後，災害対策要員の招集により通報連絡要員を確保し，更なる時間短縮を図る。

(4)

災害対策本部内の情報共有について
災害対策本部内及び本店対策本部との基本的な情報共有方法は，以下のとおりである。今後の訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。（第1.0.10−15

1.0.10−11 図, 第 1.0.10−12 図，第 1.0.10−13 図）ａ．プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有①情報班は，通信連絡設備を用い当直発電長又は情報班員からプラント状況を逐次入手し，ホワイトボード等に記載するとともに，主要な情報を災害対策本部に報告する。
②技術班は，ＳＰＤＳデ−タ表示装置によりプラントパラメータを監視し，状況把握，今後の進展予測及び中期的な対応・戦略を検討する。
③各作業班は，適宜，入手したプラント状況，周辺状況，重大事故等への対応状況をホワイトボード等に記載するとともに，適宜ＯＡ機器（パーソナルコンピュータ等）内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。
④本部長代理は，本部と各作業班の発話，情報共有記録をもとに全体の状況把握，今後の進展予測・戦略検討に努めともに，プラント状況，
今後の対応方針について災害対策本部内に説明し，状況認識，対応方
針の共有化を図る。
⑤本部長代理は，定期的に対外対応を含む対応戦略等を災害対策本部
本部員と協議し，その結果を災害対策本部内の全要員に向けて発話
し，全体の共有を図る。
⑥情報班を中心に，本部長，本部長代理，各本部員の発話内容をＯＡ機
器内の共通様式に入力し，発信情報，意思決定，指示事項等の情報を記録・保存し，情報共有を図る。

ｂ．指示・命令，報告①災害対策本部では，指揮命令は本部長を最上位とし，階層構造の上位から下位に行われる。一方，下位から上位へは，プラント状況や対応
1.0.10−16

状況等が報告される。東日本大震災時における東海第二発電所での対応経験を踏まえ，情報班員を中央制御室に平時から待機させることで，重大事故等発生時には，情報班員がプラント状況や中央制御室の状況を重大事故等発生の直後から災害対策本部に報告する。また，各班の対応状況についても各本部員より災害対策本部内に適宜報告されることから，常に綿密に情報が共有される。
②本部長は，本部長代理からの発話，報告を受け，適宜指示・命令を行う。
③本部長代理は，実施組織及び支援組織の各班の作業及び関連する情報の報告を受けて取り纏め，本部長に報告する。また，実施組織及び支援組織の各班の本部員に具体的な指示・命令を行う。
④各本部員は，配下の各作業班長から報告を受け，各班長に指示・命令を行うとともに，重要な情報を災害対策本部内で適宜発話し情報共有するとともに，本部長代理に報告する。
⑤各作業班長は，各班員に対応の指示を行うとともに，班員の対応状況等の情報を入手し，情報を整理した上で本部員へ報告する。
⑥情報班を中心に，本部長，本部長代理，各本部員の指示・命令，報告，発話内容をホワイトボード等への記載，並びにＯＡ機器内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。

ｃ．本店対策本部との情報共有
災害対策本部と本店対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，
通信連絡設備，ＯＡ機器内の共通様式を用いて行う。

1.0.10−17

(5)交代要員の考え方
平日の勤務時間帯に重大事故等が発生した場合には，送受話器（ページング），所内放送等にて発電所構内の災害対策本部体制を構成する災害対策
要員及び発電用原子炉主任技術者に対し非常招集を行う。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合には，当直（運転員）7 名及び発電所構内に宿直している重大事故等に対処する災害対策要員 32 名にて初期対応を実施する（第 1.0.10−2 図，第1.0.10−8 図）。それ以外の災害対策要員及び発電用原子炉主任技術者は，一斉通報システムにより非常招集される。（第 1.0.10−9 図） ※３※3(2)災害対策本部の要員招集 c.発電所外から発電所に招集する災害対策要員を参照

非常招集の対象となる発電用原子炉主任技術者又は代行者については，招集連絡を受けた後，速やかに災害対策本部に駆けつけられるよう，東海村又は隣接市町村に配置する。
発電用原子炉主任技術者は，参集途上であっても通信連絡手段（衛星電話設備（携帯型）等）を携行することにより，災害対策本部からプラントの状況及び対策の状況等を確認あるいは情報連絡を受けることができる。
また，初動対応者の交代を考慮し，主要な本部要員，班長，発電用原子炉主任技術者の交代要員は，発電所に比較的早期に参集できるように配慮する。
平日の勤務時間帯，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）のいずれの場合も，参集する災害対策要員は時間の経過に伴って増加し全体体制の要員数（111 名：第 1.0.10−1 図）以上になる。このため，長期的対応に備
えて，対応者と待機者を人選する（第 1.0.10−9 図）。
1.0.10−18必要人数を発電所に残し，残りは発電所外（原子力事業所災害対策支援
拠点，自宅等）で待機する。対応者は，基本的には 12 時間（目途）ごとに待機要員と交替することで長期的な対応にも対処可能な体制を構築する。
なお，プルーム通過時には，必要な活動に対して交替要員を考慮した最小限の要員を緊急時対策所，中央制御室及び現場（原子炉建屋付属棟 3 階）に合計 72 名が待機する。
緊急時対策所には 66 名（内訳：主要な本部員・班長，発電用原子炉主任
技術者の災害対策対応 24 名とその交替要員 24 名，中央制御室から退避 4名，現場から退避 14 名）が待機し，中央制御室待避室には同様に 3 名（内訳：当直 3 名）が待機し，現場（原子炉建屋付属棟 3 階）にも同様に 3 名（内訳：重大事故等対応要員である運転班員 3 名）が待機する。なお，プ
ルーム通過中は，現場作業は行わないが，緊急時対策所の各班の機能は維持される。（第 1.0.10−4 図）。

(6)

プルーム通過前後の体制の移行
ａ．プルーム通過前
緊急時対策所の災害対策本部の体制は，格納容器ベントに伴うプルームの通過に備え，プルーム通過前に災害対策本部の体制を変更する。プ
ルーム通過時においても緊急時対策所に必要な災害対策要員を残し，それ以外の災害対策要員は事前に原子力事業所災害対策支援拠点に一時退避する。
中央制御室の当直（運転員）及び情報班員は,プルーム通過中の監視に必要な要員を除き緊急時対策所に退避する。中央制御室で監視に当たる
当直（運転員）は，中央制御室待避室を正圧化させてプルームの通過に備える。
1.0.10−19また，格納容器ベント対応のために第二弁操作室で操作に当たる運転班班員も，プルーム通過前に第二弁操作室に移動し，第二弁操作室を正圧化させてプルーム通過に備える。

ｂ．プルーム通過中
プルーム通過中は，重大事故等の現場対応は実施できないが，緊急時対策所における災害対策本部の本部長及び本部員による本部体制及び各班の機能は維持され，ＳＰＤＳデータ表示装置や監視カメラ等を用いてプラント状況や周囲状況の把握及び作業再開後の対応について，緊急時対策所内で議論される。
プルーム通過後の作業再開は，可搬型モニタリング・ポスト等の指示が急激に低下し，指示が安定したことをもって判断する。

ｃ．プルーム通過後
プルームの通過が判断され次第，緊急時対策所建屋の空調を正圧化状
態から空気浄化モードに移行し，緊急時対策所建屋のチェンジングエリ
アの運用を再開する。第二弁操作室に待機していた運転班員の緊急時対策所への帰還は，チェンジングエリアの運用再開後を原則とするが，チェンジングエリアの運用開始前に，やむを得ず帰還する必要がある場合には，緊急時対策所建屋内のエアロックのエリアにおいて，放射線防護具の脱衣及び汚染検査を行う。
プルーム通過前に緊急時対策所に退避していた中央制御室の当直（運転員）及び情報班員は，プルーム通過後，中央制御室のチェンジングエ
リアの運用が再開され次第中央制御室に移動する。また，原子力事業所
災害対策支援拠点に退避していた災害対策要員を，本部長は災害対策本
1.0.10−20

部の体制をプルーム通過時の体制から重大事故等時の対応体制に戻すことに合わせ，発電所に要員を招集する。

(7)

廃止措置中の東海発電所の原子力防災体制との関係
廃止措置中の東海発電所は全ての核燃料は搬出済みであり，今後，原子炉構造物が解体される。東海発電所には核燃料物質がないため，東海第二発電所のような重大事故等が発生することはない。
しかし，東海発電所において原災法及び関連法令に定める特定事象が発生した場合には，東海第二発電所及び東海発電所で同時に災害対策本部を確立することとなる。
災害対策要員の観点から，東海第二発電所及び東海発電所に災害対策本部を確立した場合における東海第二発電所の重大事故等対応が東海発電所の事故対応から受ける影響について以下に示す。

ａ．東海発電所で発生が想定される事故「原災法」及び「原子力災害対策特別措置法施行令」では，国民の生命及び財産の保護の観点から，これに影響する又は影響する可能性がある事象が発生した場合には，事業者の通報が要求されている。さらに，「原子力災害対策指針」及び「原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則」では，原子炉の状況に応じた通報すべき事象（ＥＡＬ）が定められている。
廃止措置中の東海発電所に該当するＥＡＬは「敷地境界付近の放射線量の上昇」，「火災爆発等による管理区域外での放射線の放出」及び「事業所外運搬での放射線量の上昇」がある。

1.0.10−21

東海発電所廃止措置計画認可申請書（平成 23 年度申請）では，廃止措置作業においてＥＡＬに該当する可能性がある事象として，「廃止措
置工事において発生した放射性物質（粉じん）を捕捉した高性能粒子フィルタの破損による敷地境界の線量率の上昇」等が記載されている。また，廃止措置作業において「事業所内外運搬で，輸送容器からの放射性物質の流出による放射線量の上昇」も挙げられる。
このように，廃止措置中の東海発電所においても原災法第 10 条に該当する特定事象が発生する可能性があり，これが，東海第二発電所の重大事故等と同時に発生した場合には，東海第二発電所と東海発電所において災害対策本部を同時に確立することとなる。

ｂ．東海第二発電所災害対策要員の東海発電所災害対策要員との関係
東海第二発電所と東海発電所の災害対策要員は，原則として別組織とするが，東海第二発電所の災害対策本部の一部の要員は，東海発電所の災害対策本部の要員を兼務する。
重大事故等の対応に係る現場作業を行う要員及びその要員に指示をする要員並びに特定施設に係る課題等の専門的な現場作業又は検討を行う
要員は，各発電所の独立した組織とするが，下記に示すとおり，東海発電所の災害対策の災害対策本部体制と別組織とすることで安全上の阻害的影響がある要員は，東海発電所の災害対策本部の要員と兼務する。
東海第二発電所と東海発電所の災害対策要員を兼務する要員は，以下
のとおり。
(a)

災害対策本部長
他発電所への悪影響を及ぼす事故状況を把握した上で，両発電所に係る事故対応上の意思決定（要員の避難，作業中断等）が必要であ
1.0.10−22

る。このため，別組織の要員では，事故収束及び要員の安全確保に支
障を来す。
(b)

広報班
広報においては，同一敷地内に二つの発電所がある場合，両発電所の状況に関する情報を統合して同時に提供する必要がある。このため，別組織の要員が個々に情報提供すると，報道機関や住民に混乱を
招く。

(c)

オフサイトセンター対応
オフサイトセンターの情報提供においては，同一敷地内に二つの発電所がある場合，両発電所の状況に関する情報を統合して同時に提供する必要がある。このため，別組織の要員が個々に情報提供すると，他機関の円滑な防災業務の遂行に支障を来す。

また，広報班及びオフサイトセンターに指示・命令する本部長代理についても，同様に，安全性への影響の観点から兼務とする。

東海第二発電所災害対策要員 111 名は，東海第二発電所専従要員 97
名及び兼務要員 14 名から構成される。なお，東海発電所災害対策要員
72 名は，東海発電所専従者 58 名及び兼務者 14 名により構成される。
（別紙 6）

3.

発電所外における重大事故等対策に係る体制について
発電所において原子力警戒事態又は非常事態が宣言された場合，本店対策本部及び原子力事業所災害対策支援拠点において，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援する体制を構築する。（第 1.0.10−12 図）
1.0.10−23以下に発電所外における体制について示す。
(1)

本店対策本部
ａ．本店対策本部の体制概要(a)

本店対策本部長（社長）の役割
社長は，本店対策本部長として統括管理を行い，全社大での体制にて原子力災害対策活動を実施するため，本店対策本部長としてその職務を行う。なお，社長が不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，本店対策本部の副本部長がその職務を代行する。

(b)

本店対策本部の構成
本店対策本部は，重大事故等の拡大防止を図り，事故により放射性物質を環境に放出すること防止するために，特に中長期の対応について災害対策本部の活動を支援する。
重大事故等の応急対応を実施する災害対策本部の各班を支援するた
めに ， 本店対策本部には対応する各班を設置するとともに，災害対策
本部が事故対応に専念できるように，社内外の情報収集及び災害状況の把握，報道機関への情報発信，原子力緊急事態支援組織等関係機関への連絡，原子力事業所災害対策支援拠点の選定・運営を行う各班を設置する。
また，他の原子力事業者等への応援要請やプラントメーカ等からの対策支援対応等，技術面・運用面で支援する体制を整備する。（第1.0.10−13 図）
情報班：事故に関する情報の収集，災害対策本部への指導・援助及び本店対策本部内での連絡調整，社外関係機関との連絡・調整及び法令上必要な連絡，報告等
1.0.10−24

庶務班：通信施設の確保，要員の確保，応援計画案の作成及び各班応
援計画の取り纏め等
広報班：報道機関等の対応，広報関係資料の作成，応援計画案の作成等
技術班：原子炉・燃料の安全に係る事項の検討，発電所施設・環境調
査施設の健全性確認，災害対策本部が行う応急活動の検討，応援計画案の作成等
放射線管理班：放射線管理に係る事項の検討，個人被ばくに係る事項の検討，応援計画の作成等
保健安全班：緊急被ばく医療に係る事項の検討，応援計画案の作成等

ｂ．本店対策本部設置までの流れ
発電所において原子力警戒事態又は非常事態が宣言された場合，発電管理室長は，本店対策本部組織の要員を非常招集する。（第 1.0.10−14図）発電管理室長は，発電所に災害対策本部が設置された場合，社長を本部長とする本店対策本部を設置する。なお，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，本店対策本部体制が構築されるまでの間については，本店近傍で待機している宿直者 2 名にて初期対応を行う。

ｃ．広報活動原子力災害発生時における広報活動については，原災法第 16 条第１項に基づき設置される原子力災害対策本部（全面緊急事態発生時の場合）と連携することとしており，原子力規制庁緊急時対応センター（ＥＲＣ）
及び緊急事態応急対策等拠点施設（オフサイトセンター）との情報発信体制を構築し，災害対策本部と連携し対応を行う。（第 1.0.10−15 図）
また，近隣住民を含めた広範囲の住民からの問い合わせについては，
1.0.10−25

相談窓口等で対応を行い，記者会見情報等についてはホームページ等を活用し，情報発信する。

(2)

原子力事業所災害対策支援拠点
発電所において非常事態が宣言された場合に，発電所外から 7 日間支援を受けなくとも災害対応が実施できるよう，発電所構内には，災害対応を可能とするための資機材として，必要な数量の食料，飲料水，防護具類（不燃布カバーオール，ゴム手袋，全面マスク等），燃料を配備している。
一方で，災害対応が更に長期化する可能性を考慮し，発電所外からの支援体制として，以下のとおり原子力事業所災害対策支援拠点を整備する。
本店対策本部長（社長）は，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援するため，原災法第 10 条通報後に，原子力事業所災害対策支援拠点の設営を庶務班長に指示する。
庶務班長は，あらかじめ選定している施設の候補の中から放射性物質が放出された場合の影響等を考慮した上で原子力事業所災害対策支援拠点を指定する。
（別紙 5）また，原子力事業所災害対策支援拠点へ必要な要員を派遣するとともに，原子力事業所災害対策支援拠点を運営し，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援する。
原子力事業所災害対策支援拠点へ派遣された要員は，現地責任者の指揮のもと，後方支援業務を行う。（第 1.0.10−16 図）(3)

中長期的な体制
重大事故等発生後の中長期的な対応が必要になる場合に備えて，本店対策本部が中心となって社内外の関係各所と連係し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備する。
1.0.10−26具体的には，プラントメーカ（日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社）及び協力会社から，重大事故等発生後に現場操作対応等を実施する要員の派遣や，事故収束に向けた対策立案等の技術支援や要員の派遣等について，協議・合意の上，東海第二発電所の技術支援に関するプラントメー
カとの覚書を締結し，重大事故等発生後に必要な支援が受けられる体制を整備する。

1.0.10−27

第 1.0.10−1 表
防災体制

警戒事態

緊急事態
の区分

警戒事態

異常・緊急時の情勢○原子力防災管理者（所長）が，警戒事象（右の事象の種類参照）の発生について連絡を受け，又は自ら発見したとき。
○原子力規制委員会より，警戒事態とする旨の連絡があったとき。

防災体制の区分と緊急時活動レベル（ＥＡＬ）
施設の状況

亩
1.0.10

その時点では公衆への放射線による影響やそのおそれが緊急のものではないが，原子力施設における異常事
象の発生又は，
そのおそれがある状態が発生

28
非常事態

施設敷地
緊急事態
（原災法
第10条事
象）

○原子力防災管理者（所長）が，特定事象（右の事象の種類参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき。

原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性のある事象が発生

事象の種類(AL11)原子炉停止機能の異常のおそれ(AL21)原子炉冷却材の漏えい(AL22)原子炉給水機能の喪失(AL23)原子炉除熱機能の一部喪失(AL25)全交流電源喪失のおそれ(AL29)停止中の原子炉冷却機能の一部喪失(AL30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失のおそれ(AL42)単一障壁の喪失または喪失可能性(AL51)原子炉制御室他の機能喪失のおそれ(AL52)所内外通信連絡機能の一部喪失(AL53)重要区域での火災・溢水による安全機能の一部喪失のおそれ(SE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(SE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(SE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(SE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の放出(SE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の放出(SE06)施設内（原子炉外）臨界事故のおそれ(SE21)原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心冷却装置による一部注水不能(SE22)原子炉注水機能喪失のおそれ(SE23)残留熱除去機能の喪失(SE25)全交流電源の30 分以上喪失(SE27)直流電源の部分喪失○外的事象（自然災害）
・大地震の発生，大津波警報の発令，竜巻等の発生○外的事象
・原子力規制委員会委員長又は委員長代理が警戒本部の設置を判断した場合○その他原子力施設の重要な故障等
・原子力防災管理者が警戒を必要と認める原子炉施設の重要な故障等(SE29)停止中の原子炉冷却機能の喪
失(SE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失(SE41)格納容器健全性喪失のおそれ(SE42)２つの障壁の喪失または喪失可能性(SE43)原子炉格納容器圧力逃し装置の使用(SE51)原子炉制御室の一部の機能喪
失・警報喪失(SE52)所内外通信連絡機能の全て喪失(SE53)火災・溢水による安全機能の一部喪失(SE55)防護措置の準備及び一部実施が必要な事象発生

防災体制

非常事態

緊急事態
の区分

全面緊急
事態
（原災法
第15 条事象）

異常・緊急時の情勢亩
1.0.10○原子力防災管理者（所長）が，原災法第15条第1項に該当する事象（右の事象の種類参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき，若しくは内閣総理大臣が原災法第15条第2項に基づく原子力緊急事態宣言を行ったとき。

施設の状況

原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性が高い事象が発生

事象の種類(GE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(GE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(GE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(GE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の異常放出(GE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の異常放出(GE06)施設内（原子炉外）での臨界事故(GE21)原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心冷却装置による注水不能(GE22)原子炉注水機能の喪失(GE23)残留熱除去機能喪失後の圧力制御機
能喪失

29※EAL：Emergency Action Level，AL：Alert，SE：Site area Emergency，GE：General Emergency(GE25)全交流電源の1 時間以上喪失(GE27)全直流電源の５分以上喪失(GE28)炉心損傷の検出(GE29)停止中の原子炉冷却機能の完
全喪失(GE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失・放射線放出(GE41)格納容器圧力の異常上昇(GE42)２つの障壁の喪失及び１つの障壁の喪失または喪失可能性(GE51)原子炉制御室の機能喪失・警報喪失(GE55)住民の避難を開始する必要がある事象発生第 1.0.10−2 表

所長（原子力防災管理者）不在時の代行順位

代行順位

役職

1

所長代理

2

副所長

3

次長

4

各室長

1.0.10−30

第 1.0.10−1 図

災害対策本部体制

1.0.10−31

災害対策本部（初動体制）

災害対策本部（全体体制）

災害対策要員（初動）：39 名
災害対策要員（指揮者等）
統括待機当番者（副原子力防災管理者）：1 名

災害対策要員：111 名
本部長（所長）（原子力防災管理者）：1 名

発電用原子炉主任技術者：1 名（実施組織及び技術支援組織の統括）

現場統括待機者：1 名
通報連絡要員（情報班）：1 名

本部長代理（副原子力防災管理者）
：1 名

本部長代理
（副原子力防災管理者）：1 名

ー
1.0.10

通報連絡要員（情報班）：1 名（中央制御室常駐）

情報班：5 名広報班：4 名

重大事故等対応要員（保修班）：12 名

庶務班：17 名

オフサイトセンター派遣：8 名

32

重大事故等対応要員（放射線管理班）：2 名
重大事故等対応要員（運転班）：3 名

消防班：2 名自衛消防隊員：11 名
保修班：37 名

自衛消防隊員（消防班）：11 名

放射線管理班：7 名
技術班：3 名運転班：6 名当直（運転員）：7 名

当直（運転員）：7 名
第 1.0.10−2 図

災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

ー
1.0.1033
第 1.0.10−3 図

災害対策本部の初動体制から全体体制への移行

ー
1.0.1034
第 1.0.10−4 図

災害対策本部の要員（プルーム通過時）

事故時体制

【当直側】

当直発電長
当直副発電長ー
1.0.10

当直運転員

中央制御室

・操作の判断・当直運転員への指揮・命令

・当直発電長補佐

・監視・操作・現場の当直運転員への指示

当直運転員

35

現場

当直運転員※1

当直運転員※1

当直運転員※1

・現場対応操作・火災時の対応(初期消火等) ※2

現場支援体制【災害対策本部側】

重大事故等対応要員(運転操作対応)※1

重大事故等対応要員(運転操作対応)※1

重大事故等対応要員(運転操作対応)※1

・現場支援対応※１：重大事故等対応時は当直発電長の指示の下，現場の当直運転員及び災害対策要員の 2 人以上で 1 組のチームを組み，現場対応を行う。
※２：重大事故等の対応発生時は，それを優先する。
：火災時の対応要員

第 1.0.10−5 図

中央制御室の当直（運転員）等の体制（原子炉運転時）

事故時体制

【当直側】

当直発電長

当直副発電長

当直運転員

中央制御室

・操作の判断・当直運転員への指揮・命令

・当直発電長補佐

・監視・操作・現場の当直運転員への指示ー
1.0.1036

現場

当直運転員※1

当直運転員※1

・現場対応操作・火災時の対応(初期消火等) ※2

現場支援体制【災害対策本部側】

重大事故等対応要員(運転操作対応)※１

重大事故等対応要員(運転操作対応)※１

重大事故等対応要員(運転操作対応)※１

・現場支援対応※１：重大事故等対応時は当直発電長の指示の下，現場の当直運転員及び災害対策要員の 2 人以上で 1 組のチームを組み，現場対応を行う。
※２：重大事故等の対応発生時は，それを優先する。
：火災時の対応要員

第1.0.10−6図

中央制御室の当直（運転員）等の体制（原子炉運転停止中）

発見者

報告

原子力防災管理者

当直発電長【夜間及び休日】

連絡招集指示（発電所警戒本部設置時）

報告

発電管理室長【平日勤務時間帯】

指示（発電所災害対策本部設置時）

招集（電話連絡等）

通報連絡要員

災害対策要員（初動）（発電所等に常駐）

一斉通報システム

送受話器（ページング），
所内放送

招集

災害対策要員（一斉通報システム登録者）
招集（電話連絡等）

災害対策要員（一斉通報システム登録者以外）

発電所災害対策本部
非常招集※ 原子力警戒事態発令の場合，「発電所災害対策本部」は「発電所警戒本部」に読み替える。

第 1.0.10−7 図

発電所における非常事態宣言と災害対策要員の非常招集

1.0.10−37亩
1.0.1038
第 1.0.10−8 図

プルーム通過前後の災害対策要員の動き

【一斉通報システムの概要】○ 一斉通報システムによる対策要員の招集
通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報装置に事故故障の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。

通報連絡要員（当直発電長）一斉通報装置
音声入力

事故事象，緊急招集等
の音声情報

各災害対策
要員
携帯電話

※ 発電所周辺地域（東海村）で震度６弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策
要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。

第 1.0.10−9 図

一斉通報装置による災害対策要員の非常招集連絡1.0.10−39

非常招集の連絡○重大事故等が発生した場合，一斉通報システム
等により招集の連絡を行う。
[災害対策要員（初動）（発電所構内及び発電所近傍に常駐）]《事象発生，招集連絡》
当直発電長(連絡責任者)
通報連絡要員※１※1 中央制御室常駐1名

亩
1.0.10

・統括待機当番(本部長代理)：1名
・現場統括当番(本部長代理又は本部員)：1名
・情報班員(通報連絡要員)：1名
・重大事故等対応要員:15名※２40※2 放射線管理要員を除く

・自衛消防隊員：11名※３・放射線管理要員：2名※3 火災時現場出動[参集要員（自宅，寮等からの参集）]《非常招集連絡》
通報連絡要員又は当直発電長（一斉通報システム）
災害対策要員※４※4 発電所の緊急時対策所（災害対策本部）又は発電所外集合場所(第三滝坂寮)に参集する。

発電所周辺地域で震度6弱以上の地震が発生した場合は，災害対策要員は自主的に参集する。

非常招集のための準備
非常招集の実施○非常招集の開始○参集する災害対策要員の指名と参集場所の指・発電所構内及び発電所近傍に常駐する災害対定策要員（初動）は，発電所の緊急時対策所①発電所参集要員（拘束当番）の災害対策要員（災害対策本部）に参集，又は災害対策本部の：緊急時対策所（災害対策本部）②発電所参集要員（拘束当番）以外の災害対策要 指示により現場対応を行う。
・あらかじめ指名されている発電所参集要員
員：発電所外参集場所（第三滝坂寮）※５（拘束当番）である災害対策要員（本部長，※5 災害対策本部と無線連絡設備等により連絡を取り合う
本部長代理，各本部要員，各班長及び各班の○発電所外集合場所と災害対策本部間の通信設 要員）は，直接発電所に向け参集を開始する。
・あらかじめ指名された発電所参集要員（拘束備の配備及び連絡担当（庶務班員）の指名当番）以外の災害対策要員は，発電所外集合場《発電所参集時の確認項目》
所（第三滝坂寮）に参集し，災害対策本部と参・発電所の状況（設備及び所員の被災等）
集に係る情報確認を行い，災害対策本部からの・参集した要員の確認（人数，体調等）
要員派遣の要請に従い，集団で発電所に移動する。
・防護具（汚染防護服，マスク，線量計等）
・持参品（通信連絡設備，照明機器等）○非常招集中の連絡・気象，災害情報等・所長（本部長）は，無線連絡設備，携帯電話等により，災害対策要員の参集状況等につい○発電所参集ルートの選定て適宜確認を行う。
・あらかじめ定めた参集ルートの中から，気象，
災害情報等を踏まえ，最適なルートを選定する。
○緊急時対策所への参集・災害対策要員（本部長，本部長代理，各本部○発電所参集手段の選定
要員，各班長及びその他必要な要員）は，発・参集ルートの道路状況や気象状況を勘案し最適な手段（自動車，自転車，徒歩等）を選定する。 電所の緊急時対策所（災害対策本部）に参集し，本部長の指揮の下に活動を開始する。

第1.0.10−10図

災害対策要員の非常招集の流れ

本店対策本部
通信連絡設備

ＯＡ機器

東海第二発電所 中央制御室

発話
災害対策本部

伝令

伝令

宿泊・休憩室(注 ) 緊 急 時 対 策 所 （ 災 害 対 策 本 部 ） 内 の 配 置 に つ い て は ， 今 後 訓練等の結果を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

第 1.0.10− 11 図

緊急時対策所（災害対策本部）内における各作業班，
本店対策本部との情報共有イメージ

1.0.10−41

発

電

所

本 店（東 京）災害対策本部

本店対策本部

原子力災害の発生又は拡大を防止するために必要な原子力災害対策
活動の実施

本店（東京）における原子力災
害対策活動の実施及び発電所で実施される対策活動の支援

本部長:原 子 力 防 災
管 理 者 (所 長 )本部長（社長）
原子炉
主任技術者

支援

本部長代理

原子力
規制庁

副本部長
本部長付
連携

情報班
本部長代理

広報班

情報班

庶務班

広報班

技術班

庶務班

放射線管理班

要請

消防班

保健安全班

保修班
放射線管理班

原子力緊急事態即応センター
班
原子力緊急時後方支援班

技術班

原子力災害被災者対応チーム

運転班

原子力損害賠償チーム

派遣

電力間
協定

原子力災害対策活動（復旧活動）の支援
支 援

第 1.0.10− 12図

プラント
メーカ
（本社）

原子力緊急事態支援組織

重大事故等発生時の支援体制（概要）

1.0.10−42

支援

原子力災害対策支援拠点

支援要

支援要請

設置

支援

支援

支援
協力
会社

プラント
メーカ
（現地）

第 1.0.10− 13 図

本店対策本部の組織及び職務

1.0.10−43

第 1.0.10− 14 図

本店（東京）における態勢発令と災害対策要員の非常招集（非常招集の連絡経路）

1.0.10−44

（例）全面緊急事態発生時の情報発信体制（フェーズ１：原子力緊急事態宣言後の初期の対応段階）【中央，現地，原子力事業者の情報発信体制，役割分担】① 迅速かつ適切な広報活動を行うため，初動段階の事故情報等に関する中央での記者会見については原則として官邸に一元化。

1.0.10-45

官邸での記者会見に向けた情報収集及び記者会見の準備に つ い て は ，内 閣 府 政 策 統 括 官（ 原 子 力 防 災 担 当 ）が 指 定
す る 内 閣 府（ 原 子 力 防 災 担 当 ）職 員 及 び 規 制 庁 長 官 が 指 定する規制庁職員の統括の下，官邸チーム広報班その他の官 邸 チ ー ム 主 要 機 能 班（ プ ラ ン ト 班 ，放 射 線 班 ，住 民 安 全
班 等 ）， 関 係 省 庁 ， 原 子 力 事 業 者 等 が 連 携 。
② オフサイトセンターでの情報発信に関しては，内閣府副大 臣（ 又 は 内 閣 府 大 臣 政 務 官 ）及 び 現 地 本 部 事 務 局 長 又 は
現 地 本 部 事 務 局 次 長 （ 広 報 官 ）（ 現 地 に 到 着 し て い な い 場
合 は ，現 地 広 報 班 長 ）等 が 必 要 に 応 じ て 記 者 会 見 を 行 う もの と す る 。そ の 際 ，事 故 の 詳 細 等 に 関 す る 説 明 の た め ，原子力事業者に対応を要請。
③ 原子力事業所における情報発信に関しては，原子力事業者 と 連 携 し て ，特 に 必 要 と さ れ る 時 は ，規 制 庁 長 官 が 指 定
す る 規 制 庁 職 員 が ，記 者 会 見 を 行 う も の と す る 。そ の 記 者
会見の情報については，官邸チーム広報班及びＥＲＣチーム広報班に共有。
ま た ，フ ェ ー ズ の 進 展 に 応 じ て 地 方 公 共 団 体・住 民 等 と コ
ミュニケーションをとって作業を進める。
（原子力災害対策マニュアル：原子力防災会議幹事会

第 1.0.10− 15 図

平 成 28 年 12 月 7 日 一 部 改 訂 よ り 抜 粋 ）全面緊急事態発生時の情報発信体制

本店対策本部長
（社長）

統括管理

後方支援班
班長

原子力事業所災害対策支援拠点の運営

後方支援班
副班長

後方支援班班長の補佐

後方支援班

後方支援業務１．状況把握・拠点選定・運営
２．資機材調達・受入
３．輸送計画の作成
４．調達資機材の作成
５．要員の入退管理
６．要員・資機材の放射線管理
７．住民避難行動等状況把握
８．スクリ−ニング計画の作成
９．避難住居要請対応計画作成
１０．国，地方公共団体と連携した汚染検査，除染計画作成

第 1.0.10−16 図

原子力事業所災害対策支援拠点の体制

1.0.10−46

別紙1
自衛消防隊の体制について
1．自衛消防隊の体制(1)

自衛消防隊の編成
東海第二発電所の建屋内外及び周辺防護区域において火災が発生した場
合，発電所構内に常駐している当直守衛員及び当直（運転員）が，自衛消防隊（内訳：自衛消防隊長 1 名，自衛消防副隊長 1 名及び消火担当 7 名）を編成し，初期消火活動を行う。（図 1，表 1）
また，火災発生時は，施設防護グループマネージャーが当直守衛員消防隊を出動させ初期消火活動を行う。
管理権限者（本部長代理）施設防護グループマネージャー（消防班班長）

自衛消防隊長 *1
自衛消防副隊長 *2

当直守衛員
消防隊 *3

当直運転員
消防隊 *4

注：（ ）内は，災害対策本部設置後の体制を示す。
*1 現場指揮者(夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）は宿直当番者対応)*2 現場連絡責任者(夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）は宿直当番者対応)*3 構内全域における初期消火活動等*4 東海第二発電所の管理区域及び周辺防護区域内における初期消火活動等

図１

自衛消防隊の編成

1.0.10−47

表1

(2)

初期消火活動のための要員と主な役割

初期消火活動の要員

消火活動における
担当（人数）

主な役割

当直発電長
当直守衛員

通報連絡責任者（1 名）

・消防機関への通報
・所内関係者への連絡及び出動指示

当直運転員
当直守衛員

連絡担当
（1 名）

・火災現場への移動及び状況確認
・現場状況の所内関係者への伝達
・可能な範囲での初期消火

自衛消防隊長（技術系管理職）

現場指揮者
（1 名）

・出動の準備／火災現場への移動
・火災状況の把握
・現場状況の所内関係者への伝達
・火災現場での消火活動の指揮

自衛消防副隊長（管理職）

現場連絡責任者
（1 名）

当直守衛員

消火担当
（7 名）

・消防機関への情報提供
・消防機関の現場誘導
・出動の準備／火災現場への移動
・消防自動車，消火器，消火栓等による消火活動

火災発生時の消火活動要員の動き
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）と，平日勤務時間帯における火災発生時の消火活動に係る要員の動きを表 2 に示す。夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の時間帯についても，現場の監視及び消火活動は十分に対応可能である。以下に詳細を記載する。
東海第二発電所当直（運転員）は東海第二発電所管理区域（建屋内外）
及び周辺防護区域を所掌とし，また，当直守衛員は屋外全般を所掌として，
火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。
自衛消防隊は，隊長，副隊長（夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
1.0.10−48

は，訓練により力量を確保している宿直当番者）及び当直守衛員 9 人により構成される。消火担当 7 人により，化学消防自動車及び水槽付消防ポン
プ自動車を同時に使用した消火活動が可能である。
当直（運転員）及び当直守衛員が，各々の所掌において火災を発見した
場合は，上記のとおり初期消火対応及び公設消防への連絡を行うとともに，当直（運転員）と当直守衛員の間で迅速に情報共有する。

1.0.10−49

表2

火災発生時の消火活動要員の動き
本部体制
の所属

時系列
夜間及び休日（平日勤務時間帯を除く）

1

自衛消防隊長（現場指揮者）

1

MCR
MCR〜
火災現場

●

●

●

●

消火
対応
※３

監視所

●

●

●

対応
継続

屋外
監視所〜
火災現場

※２

※４

●

●

本部体制
の所属

時系列
平日勤務時間帯

当直運転員（連絡担当）

1

自衛消防隊長（現場指揮者）

当直守衛員（通報連絡責任
者）
2

東海第
二発電
所内部

MCR
MCR〜
火災現場

初動対応
自衛消 公設消
自衛消
現場 119初期 防隊到 防の現
防隊出
確認 通報
消火 着後 場誘導
動要請
●

運転
対応
移行

●

●

●

火災現場
東海第
二発電 現場指揮
所内部
本部
・
屋外
火災現場

●

※３

監視所
監視所〜
火災現場

※２

消火
対応

●

●

対応
継続

屋外

※４

●

●

自衛消防隊のうち当直守衛員（7 名）は消防車操作の力量を有する
当直発電長及び当直運転員は中央制御室にてプラント運転対応に移行
自衛消防隊長：火災現場で消火活動の指揮，自衛消防副隊長以下 8 名：火災現場等で消火対応
通報連絡責任者：監視所で連絡の指揮，連絡担当：他火災の連絡業務に備える

1.0.10−50

全体
体制

消防班

自衛消防副隊長（現場連絡責任者,１名）
8
当直守衛員※１（消火担当,7 名）

当直守衛員（連絡担当）
※１
※２
※３
※４

1

活動場所

当直

1

自衛消防隊 （宿泊当番）

初期消火活動要員

災害対策本部（初動体制）（３９名）の要員

当直発電長（通報連絡責任者）

所掌

消防班

火災現場
東海第
二発電
所内部 現場指揮
本部
・
屋外
火災現場

運転
対応
移行

消防班

自衛消防副隊長（現場連絡責任者,１名）
8
当直守衛員※１（消火担当,7 名）
当直守衛員（通報連絡責任者）
2
当直守衛員（連絡担当）

東海第
二発電
所内部

初動対応
自衛消 公設消
初動 全体
自衛消
現場 119初期 防隊到 防の現
体制 体制
防隊出
確認 通報
消火 着後 場誘導
動要請

当直

当直運転員
(連絡担当)

活動場所

当直

1

自衛消防隊 （宿泊当番）

初期消火活動要員

災害対策本部（初動体制）（３９名）の要員

当直発電長(通報連絡責任者)

所掌

(3)

消火活動用資機材及び水源
東海第二発電所の消火活動用資機材の種類及び水源を以下に示す。
・屋外消火栓（水源：防火水槽及び原水タンク）（東海発電所と共用）
・屋内消火栓（水源：ろ過水タンク及び多目的タンク）
・消火器
・化学消防自動車（1 台）及び水槽付消防ポンプ自動車（1 台）

2．重大事故等時における複数同時火災時の対応(1)

概要
東海第二発電所敷地内において同時に複数箇所で火災が発生した場合，災害対策本部の確立前については，当直発電長は火災によるアクセスルー
ト及び重大事故等対応に及ぼす影響等を考慮して消火活動の優先度を判断し，自衛消防隊を出動させ消火活動に当たらせる。災害対策本部の確立後については，当直発電長からの報告を受けた本部長代理が，上記と同様の観点から消火活動の優先度を判断し，自衛消防隊を出動させ消火活動に当たらせる。
東海第二発電所敷地内において同時に複数箇所で火災が発生した場合の対応の例として，東海第二発電所の建屋内部の 2 箇所での同時火災のケ−ス（以下「建屋内同時火災」という。）及び東海第二発電所敷地内（屋外）の 2 箇所での同時火災のケ−ス（以下「屋外同時火災」という。）について以下に示す。

(2)

建屋内同時火災
ａ．前提条件・重大事故等の対応中に，東海第二発電所建屋内で原因を特定しない同1.0.10−51

時火災が発生することを想定する。
・建屋内同時火災が発生した場合，当直運転員は初期消火活動に当たる。しかし，自衛消防隊が消火現場に到着し，当直運転員から消火活動を交替する場合や，火災によるアクセスルートや重大事故等対応に及ぼす影響の程度によっては，当直発電長の判断により，当直運転員
が重大事故等の現場対応操作を優先する。
・建屋内の火災であるため，消火活動は建屋内の消火器，消火栓を使用する。
ｂ．対応及び体制
東海第二発電所の建屋内同時火災の対応フローを図2に，初期消火体
制を図3に示す。
当直発電長は，火災の状況を含めプラント状況の把握や災害対策本部との連絡を行うとともに，現場指揮所設置までの当直運転員が行う初期消火活動の指揮を執る。
自衛消防隊長は，災害対策本部（消防班長）の指示を受け，速やかに現場指揮所を設置するとともに，設置後は消火活動を指揮する。指揮権の委譲の際には，当直発電長と現場対応者（当直運転員等）から両方の火災状況の説明を受ける。その後は，一方の火災現場に現場指揮及び連絡を担当する担当者を配置し，適宜状況報告を受け両方の火災対応の指揮を執るとともに，災害対策本部との連絡を行う。
消火体制について，初期消火要員として当直発電長から指名された当直運転員等が自衛消防隊で初期消火対応を行い，その後は自衛消防隊で2班を編成し消火活動に当たる。消火活動は，自衛消防隊長及び自衛消防隊員6名の計7名の体制で対応可能であり，必要により現場指揮所と火災現場の連絡担当を配置する。
1.0.10−52

【中央制御室（当直発電長）】
・建屋内で同時火災を検知【現場（当直発電長）】
・建屋内での同時火災を確認【中央制御室（当直発電長）】
・当直運転員へ現場確認を指示【中央制御室】
・当直発電長は当直運転員（及び自衛消防隊）への初期消火対応
指示・通報 連 絡 要員 （又 は 当直発 電長）は自衛消防隊に出動要請

火災現場【初期消火対応(当直運転員)】
・火災現場での状況確認
・延焼防止対応

緊急時対策所【災害対策本部（本部長代理）】
・自衛消防隊に出動指示【自衛消防隊長】
・火災現場に移動【現場指揮所（自衛消防隊長）】
・火災対応を指揮する現場指揮所を設置（火災対象建屋入口部）⇒現場指揮所の設置後は，当直発
電長は，現場指揮権を自衛消防隊長に委譲する【初期消火対応（自衛消防隊）】
・火災現場に到着（2 箇所）
・初期消火活動図2

建屋内同時火災の対応フロー

1.0.10−53【自衛消防隊】
・隊員(6 名)を 2 班に編成する
・火災現場(2 箇所)に移動

火災発生連絡【中央制御室】
当直発電長

初期消火活動（指示）【緊急時対策所】

【現場】
当直運転員

災害対策本部（運転班）
火災状況（情報伝達）

指揮・命令

自衛消防隊長（自衛消防隊）

災害対策本部
（消防班）

情報共有

自衛消防隊
（連絡担当 1 名） ※１

自衛消防隊（連絡担当 1 名） ※１

自衛消防隊（消火担当 2 名） ※２

自衛消防隊（消火担当 2 名） ※２※1 現場指揮対応※2 自衛消防隊員 2 名一組での消火対応となるが，消火器及び屋内消火栓での消火活動であるため，十分対応可能

図3

建屋内同時火災発生時の初期消火体制

1.0.10−54

(3)屋外同時火災ａ．前提条件・東海第二発電所敷地内の屋外で，重大事故等の対応中に発電所敷地内
で現場操作を妨げるような火災が同時に2箇所で発生することを想定する。
・消火活動は重大事故等対応のための活動である前提とし，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を用いる。
・火災状況や火災規模により，上記の消防用自動車に加えて可搬型代替
注水中型ポンプを使用する。なお，可搬型代替注水中型ポンプは自主の消火設備として活用する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いる消火活動が必要な場合は，保修班の現場要員を消火活動の要員として活用するため，初期消火要員の消火活動には影響を与えない。

ｂ．外部火災での対応及び体制
屋外同時火災の対応フローを図4に，初期消火体制を図5に示す。
屋外同時火災における消火活動は，自衛消防隊長が指揮を執る。敷地内2箇所での同時火災に対しての消火活動は，常時待機している自衛消防隊（当直守衛員消防隊7名）と自衛消防隊長等の2名（現場指揮者及び現場連絡責任者）の計9名で対応可能である。
なお，保修班の現場操作を前提として，可搬型代替注水中型ポンプを用いて消火活動を行う場合は，保修班の現場要員6名で消火活動を行う。この場合，現場要員は，消火活動の終了次第，災害対策本部の判断により速やかに原子炉等への給水作業等に戻る。

1.0.10−55

緊急時対策所【災害対策本部】
・発電所敷地内 2 箇所で同時火災を認知
・自衛消防隊による消火活動指示
緊急時対策所【消防班長】
・プラント状況及び消火戦略確認
・自衛消防隊長，自衛消防隊の出動指示 ※１※1

自衛消防隊長及び隊員に火災発生場所を確実に連絡

発電所監視所

緊急時対策所【自衛消防隊長】
・火災場所へ出向【自衛消防隊】
・隊員（7 名）が化学消防自動車及び水槽付ポンプ自動車で現場出向

現場指揮所【自衛消防隊長】
・火災場所を考慮し，現場指揮所を設置※2

可搬型代替注水中型
ポンプでの消火活動【保修班長】 ※２
・保修班の現場対応要員に消火活動
指示

【保修班】
・可搬型代替注水中型ポンプで現場出向（6 名）火災現場【初期消火要員】
・現場到着
・消火活動

図4

・自衛消防隊長が消火活動終了と判断した時点で保修班の現場要員は原子炉への給水作業等に復帰

発電所敷地内での同時火災に対する対応フロー

1.0.10−56

火災現場

連携
保修班長

自衛消防隊長

自衛消防隊 4 名
（化学消防自動車） ※１

※1
※2
※3

図5

自衛消防隊 3 名
（水槽付消防ポンプ自動車） ※２

保修班 6 名（可搬型代替注水
中型ポンプ） ※３

筒先担当 1 名，機関操作 1 名，泡消火薬剤補充員 2 名
筒先担当 1 名，筒先担当補佐 1 名，機関操作 1 名対応が必要な場合

緊急時における発電所敷地内の同時火災発生時の初期消火体制

1.0.10−57

別紙 2
緊急時対策所における主要な資機材一覧

緊急時対策所に配備している主要な資機材については以下のとおり。
〇通信連絡設備
通信種別

主要設備

台数 ※３
（固定型）

4台

（携帯型） ※２

約40台

（固定型)

7台

（携帯型) ※２

12台

（固定型）
（携帯型） ※２
送受話器（ページング）
携行型有線通話装置 ※２2台
20台

電力保安通信用
電話設備 ※１
発電所内外

衛星電話設備発電所内

発電所外

無線連絡設備
無線連絡設備テレビ会議システム（社内）
加入電話 ※１
テレビ会議システム
統合原子力防災
ＩＰ電話
ネットワークに接続する通信連絡設備
ＩＰ−ＦＡＸ

3台
4台
2台
9台
1式
7台
3台

※1

通信事業者回線に接続されており，発電所外への連絡も可能。

※2

予備の充電池と交換することにより7日間以上継続して使用が可能。

※3

台数は，予備を含む（台数については，今後訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある）。

〇必要な情報を把握できる設備
通信種別

主要設備

台数

発電所内外 安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

1式

発電所内

1式

ＳＰＤＳデ−タ表示装置

1.0.10−58

〇照明設備
通信種別

主要設備

台数

発電所内

LED ライト

20個

発電所内

ランタン

20個

発電所内

ヘッドライト20個

1.0.10−59

別紙 3
重大事故等時における災害対策要員の動き
重大事故等時における災害対策要員の動きについては以下のとおり。
・平日の勤務時間中においては災害対策要員のほとんどが事務本館で執務しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に集合する。
・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）は，災害対策要員（初動）の要員が免震機能を持つ建物や耐震を考慮した建物に待機しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に集合する。

図 1 緊急時対策所までの参集ルート
1.0.10−60

別紙 4
発電所外からの災害対策要員の参集について
1．要員の参集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合，発電所外にいる
災害対策要員への情報提供及び非常招集を速やかにするために，「一斉通報システム」を活用する。（図 1）○一斉通報システムによる災害対策要員の招集
通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報システムに事故故障の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。
音声入力

通報連絡要員（当直発電長）一斉通報システム

携帯電話

事故事象，緊急招集等の
音声情報

各災害対策
要員

図１ 一斉通報システムの概要
また，発電所周辺地域（東海村）で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。
地震等により家族，自宅等が被災した場合や地方公共団体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
発電所参集要員（拘束当番）である災害対策要員は，直接発電所へ参集する。発電所参集要員（拘束当番）以外の参集要員は，発電所外参集場所となる第三滝坂寮に集合し，発電所外参集場所で災害対策本部と参集に係る以下①〜⑤の情報確認及び調整を行い，災害対策本部からの要員派遣の要請に従い，集団で発電所に移動する。（図 2）① 発電所の状況（設備及び所員の被災等）② 参集した要員の確認（人数，体調等）③ 重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④ 発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤ 気象及び災害情報等
2．災害対策要員の所在について
東海村の大半は東海第二発電所から半径 5km 圏内であり，発電所員の約 5 割が居住している。さらに，東海村周辺のひたちなか市，那珂市など東海第二発電所から半径 5km〜10km 圏内には，発電所員の約 2 割が居住しており，
おおむね東海第二発電所から半径 10km
圏内に発電所員の約 7 割が居住している。（図 2）（表 1）

1.0.10−61

図 2 東海第二発電所とその周辺
表 1 居住地別の発電所員数（平成 28 年 7 月時点）
居住地

東海村
（半径 5ｋｍ圏内）

居住者数

133 名
（52％）

東海村周辺地域
ひたちなか市など（半径 5〜10ｋｍ圏内）
58 名
（23％）

その他の地域（半径 10ｋｍ圏外）

64 名
（25％）

3．発電所外からの災害対策要員の参集ルート
3．1 概要
発電所外から参集する災害対策要員の主要な参集ルートについては，図 3 に示すとおりである。

1.0.10−62図 3 主要な参集ルート
東海第二発電所が立地する東海村は比較的平坦な土地であり，発電所外の拠点となる要員の集合場所（第三滝坂寮）から発電所までの参集ルートは，通行に支障となる
地形的な要因の影響が少ない。また，木造建物の密集地域はなくアクセスに支障はない。このため，参集要員は通行可能な道路等を状況に応じて選択して参集できる。
この他の参集に係る障害要因としては，地震による橋梁の崩壊，津波による参集ルートの浸水が考えられる。
地震による橋梁の崩壊については，参集ルート上の橋梁が崩壊等により通行ができなくなった場合でも，迂回ルートが複数存在することから，参集は可能である。なお，
地震による参集ルート上の主要な橋梁への影響については，平成 23 年の東北地方太平洋沖地震においても，実際に徒歩による通行に支障はなかった。
参集ルートが津波により浸水した場合には，アクセス性への影響を未然に回避するため，大津波警報発令時には，基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（図3 に示す，ひたちなか市（那珂湊方面）及び日立市の比較的海に近いルート）は使用
せず，これ以外の参集ルートを使用して参集する。
1.0.10−63大規模な地震が発生し，発電所で重大事故等が発生した場合には，住民避難の交通渋滞が発生すルート考えられるため，交通集中によるアクセス性への影響回避のため，参集ルートとしては可能な限り住民避難の渋滞を避けることとし，複数ある参集ルー
トから適切なルートを選定する。
3．2 津波による影響が考えられる場合の参集ルート
東海村津波ハザードマップ（図 4）によると，東海村中心部から東海第二発電所までの参集ルートへの影響はほとんど見られない（川岸で数 10cm 程度）が，大津波警報発令時は，津波による影響を想定し，海側や新川の河口付近を避けたルートにより参集する

図 4 茨城県（東海村）の津波浸水想定図（抜粋）
1.0.10−64

また，東海第二発電所では，津波ＰＲＡの結果を踏まえ，基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して影響を考慮する必要がある。敷地に遡上する津波の遡上範囲の解析結果（図 5）から，発電所周辺に浸水する範囲が認められるが，東海村中心部から
東海第二発電所の敷地までの参集ルートに津波の影響がない範囲が確認できることから，津波の影響を避けたルートを選択することにより参集することは可能である。

図 5 敷地に遡上する津波の遡上範囲想定図
3．3 住民避難がなされている場合の参集について
全面緊急事態に該当する事象が発生し，住民避難が開始されている場合には，住民の避難方向と逆方向に移動することが想定される。
発電所へ参集する要員は，原則，住民避難に影響のないよう行動し，自動車による参集ができないような場合は，自動車を避難に支障のない場所に停止した上で，徒歩1.0.10−65

等により参集する。
3．4 発電所構内への参集ルート
東海第二発電所の敷地周辺の参集ルートについては，以下に示す敷地の特徴を踏まえて，複数の参集ルートを設定している。
・東海第二発電所への参集に当たっては必ず国道 245 号線を通過することから，同
国道の交通状態及び道路状態によるアクセス性への影響を受けないように，同国道を通行する距離を短くするとともに，できるだけ多くの参集ルートを設定し，更に各参集ルートの構内への進入場所をできるだけ離す
・敷地入口近傍にある 275kV 及び 154kV の送電鉄塔の倒壊による障害を想定し，鉄塔が倒壊しても影響を受けない参集ルートを設定する
・敷地高さを踏まえ，敷地を遡上する津波によっても影響を受けずに緊急時対策所に到達できる参集ルートを設定する
この考え方に基づき，発電所外から発電所構内への参集ルートとして，正門ルート（通常時のルート）の他に，南側ルート，南西側ルート，西側ルート及び北側ルートを設定する。（図 6，図 7）
各参集ルートの考慮すべき外的事象を表 2 に示す。また，送電鉄塔の倒壊時における通行の考え方を，別紙補足 1 に示す。
災害対策要員が参集する際は，各参集ルートの状況を踏まえて安全に通行できるルートを選定する。
なお，正門ルート及び代替正門ルートを通行できない場合は，隣接する他機関の敷地内を通行する南側ルート，南西側ルート，西側ルート及び北側ルートを介して災害対策要員が発電所に参集する。このため，他機関とは，通行に係る運用及び参集ルートに影響する障害物の撤去等に係る運用について，あらかじめ取り決めることとしている。
3．5 緊急時対策所への参集ルート
平日の勤務時間帯においては，災害対策要員の多くは事務本館で執務しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に参集する。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においては，災害対策要員（初動）が事務
本館等での執務若しくは発電所構内に設けた待機場所に待機しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に参集する。
事務本館及び発電所構内に設けた待機場所から緊急時対策所までの主な参集ルートを，図 8 に示す。

1.0.10−66

1.0.10−67

図 7 発電所周辺の送電線路と発電所への参集ルート

1.0.10−68

図8

緊急時対策所までの参集ルート

1.0.10−69

表2
参集ルート
（国道 245 号線からの進入ルート→構内への進入ルート）

各参集ルートの特徴を踏まえた要員参集の適合性考慮すべき外的事象による参集ルートへの影響の可能性
送電鉄塔の倒壊 ※１

津波浸水 ※２

要員参集の適合性（対応）

災害発生後 1 日程度以内

災害発生後 1 週間程度

亩
1.0.1070<凡例> ○：影響の可能性なし（通行可能），△：影響の可能性あり（状況に応じて通行可否を判断する）※1 参集ルートの幅の一部あるいは全幅が，送電鉄塔の倒壊範囲と重複すると評価される場合は△とした。
※2 参集ルートの一部が ， 敷地に遡上する津波により浸水する範囲の評価結果（T.P.＋8ｍ）と重複する場合は△とした。

4．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の要員参集条件及び参集時間について実際に実施した参集訓練等で得られた結果及び各種のハザードを考慮した参集条件を保守的に設定し，これを用いて災害対策要員の参集時間を以下に
評価した。

4．1

評価条件

(1)

自宅等を出発するまでの時間
事象発生後に，あらかじめ拘束当番に指名されており発電所に参集する
災害対策要員は，災対本部からの招集連絡を受けて，発生 30 分後に自宅を出発するものとする。（図 7）（約 10 分）（発生 30 分後）

自宅出発

※

生

要員受信

招集連絡

発

※ 出発の支度は，招集連絡を受けてから約 20 分を要すると保守的に想定

図９

(2)

要員の招集から自宅出発までの概要

移動手段・移動速度
徒歩による移動とする。参集訓練実績を元に移動速度を 4.0km／h（67m／min）※３とする。なお，参考として，自転車で参集する場合を想定し，同様の考え方で移動速度を 12km／h（200m／min）とする。（別紙補足 2）※3

参集訓練の実績 5.0km／h（83m／min）に対して保守的に 4.0km／h（ 67m／min）とす る。自転車は，訓練実績を踏まえ て保守的に「12km／h（200m／min）」とする。

1.0.10−71

(3)

参集ルート
参集する災害対策要員は，津波による浸水を受ける発電所周辺の浸水エリアを迂回したルートで参集する設定とした。

4．2

参集に要する時間と災害対策要員数
事象発生時には，発電所構内に常駐している災害対策要員（初動）39 名
を除く，予め拘束当番に指名されている災害対策要員（72 名）を含む全ての災害対策要員 ※４ が発電所に参集する。
※4

発電所に参集する要員数は，全ての災害対策要員（255 名，平成 28 年 7 月時点，表1 参照）から災害対策要員（初動）39 名を差し引いた 216 名となる。拘束当番である災害対策要員（72 名）は ， 216 名の内数である。

参集する災害対策要員が，東海第二発電所の敷地に参集する（発電所構外の拠点となる集合場所を経由しない）までの所要時間と参集する災害対策要員数の関係を表 3 に示す。

表3

参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係（平成 28 年 7 月時点）
参集する災害対策要員数
参集に係る所要時間

徒 歩（4.0km／h）

60 分以内参考

徒 歩（5.0km／h）

自転車（12km／h）

4名

12 名

126 名

90 分以内

100 名

112 名

176 名

120 分以内

128 名

132 名

200 名

表 3 より，あらかじめ拘束当番に指名されており発電所に参集する災害対策要員（72 名）は，事象発生後 120 分には参集すると考えられる。また，参集ルートの状況により自転車で参集できる場合には，更に短時間での参1.0.10−72

集が可能となる。
上記の参集に係る所要時間は，事象発生時に，構外から参集する災害対策要員に求められる参集時間（最短で約 3 時間，可搬型代替注水中型ポンプ等への燃料補給）と比較して十分に早い。（別紙補足 3，別紙補足 4）
参集する災害対策要員は，参集ルート上に建物等の倒壊他により通行が困難な状態を確認した場合には，それを避けた別の参集ルートを通行する。
この場合，参集時間に影響すると考えられるが，表 3 の評価結果は ， 以下に示す保守的な条件設定に基づく評価結果であるため，実際の参集性には影響はない。
・災害対策要員は発生 30 分後（招集連絡を受信してから 20 分後）に出発することしているが，実態は数分で出発可能である。
・移動手段は，発電所周辺の道路の通行に支障があることを想定し，道路の状況に応じて参集ルートを選べる徒歩による移動とした。
・移動速度は参集訓練の実績（5.0km／h）に対し，保守的に 4.0km／h とした。
・参集ルートは，発電所周辺には複数の道路があることから，主要な幹線道路を用いた主要参集ルートが通行できない場合でも比較的近い場所を
迂回参集ルートとして通行することが可能である。このため，迂回参集
ルートは主要参集ルートと比較して移動距離及び移動時間はあまり変わらない。（別紙補足 5）

1.0.10−73

別紙補足1
鉄塔倒壊時のアクセスについて

1.

鉄塔の倒壊とアクセスルートについて発電所周囲には 275kV 及び 154kV の送電線鉄塔が設置されており，送電線及び送電鉄塔は参集ルート上を横断又は参集ルートに近接している。
送電線の脱落及び断線，あるいは送電線鉄塔が倒壊した場合においても，垂れ下がった送電線又は倒壊した送電線鉄塔に対して十分な離隔距離を保って通行すること，又は複数の参集ルートからその他の適切な参集ルートを選択することで，発電所へ参集することは可能である。

2.

送電鉄塔の倒壊時に通行する参集ルート
送電鉄塔の倒壊等が発生した際に通行する参集ルートについては，倒壊した送電鉄塔の場所及び損壊状況に応じて，その他の複数の参集ルートから，
以下の事項を考慮して，確実に安全を確保できる適切な参集ルートを選定し通行する。
・大津波警報発生の有無
・倒壊した送電鉄塔及び送電線の損壊状態及び送電線の停電状況
・上記以外の倒壊物による参集ルートへの影響状況

1.0.10−742.1

275kV No.2 送電鉄塔が倒壊した場合発電所進入道路を阻害することになる，275kV No.2 送電鉄塔の南側への倒壊又は 154kV No.5 鉄塔の北側への倒壊が起きても，275kV No.2 鉄塔を迂回することでアクセスすることは可能である。（図 1）

図1送電鉄塔倒壊時のアクセスルート（代替正門ルート）

1.0.10−752.2

154kV No.3 送電鉄塔が倒壊した場合
西側ルートは，国道 245 号から２箇所の入口があるため，154kV No.3 送
電鉄塔が倒壊しても，影響を受けない入口からアクセスすることは可能。また，154kV No.3 送電鉄塔を迂回した場合は，JAEA 敷地内を通行して南西側
ルートよりアクセスすることも可能である。（図 2）

図2

鉄塔倒壊時のアクセスルート（西側ルート）

1.0.10−762.3

154kV No.2〜No.4 送電鉄塔が倒壊した場合
154kV No.1〜No.4 送電鉄塔が全て西側へ倒壊して国道 245 号の通行を阻害しても，発電所周囲の別の道に迂回することで 154kV 送電鉄塔の倒壊の影響を避けて発電所進入道路へアクセスすることは可能。（図 3）

図3

鉄塔倒壊時のアクセスルート（別ルート(国道 245 号迂回)）1.0.10−772.4

154kV No.2〜No.4 送電鉄塔が倒壊した場合
275kV No.2 鉄塔の南側への倒壊又は 154kV No.5 鉄塔の北側への倒壊が発生し ， かつ 154kV No.1〜No.4 送電鉄塔が全て西側へ倒壊して国道 245 号の通行を阻害している場合，津波警報が発生していない状況であれば，標高の低い箇所を辿る北側及び南側ルートを用いてアクセスすることが可能である。（図 4）図4

鉄塔倒壊時のアクセスルート（北側 ， 南側ルート）

1.0.10−783.

倒壊した送電鉄塔の影響について
自然災害により送電鉄塔が倒壊した事例を以下に示す。

強風による送電鉄塔の倒壊事例① ※１

強風による送電鉄塔の倒壊事例② ※１

地震による斜面の崩落に伴う送電鉄塔の倒壊事例 ※２

津波による隣接鉄塔の倒壊に伴う送電鉄塔の倒壊事例 ※２【出典】※1 電力安全小委員会送電線鉄塔倒壊事
故調査ワーキンググループ報告書(平成 14 年 11 月 28 日)※2 原子力安全・保安部会・電力安全小委員会電気設備地震対策ワーキンググループ報告書(平成 24 年 3 月)

いずれの自然災害においても，送電鉄塔は鉄骨間の間隙を保って倒壊していることが確認できることから，災害対策要員は，送電線の停電など安全を確認した上で，倒壊した送電鉄塔の影響を受けていない箇所を，離隔を保って迂回するルートで鉄塔の近傍を通過することが可能である。

1.0.10−79

別紙補足2
参集訓練の実施結果

1.

概 要
重大事故等が発生した場合において，発電所外から参集する災害対策要員の参集性を評価するため参集訓練を実施した。参集する要員は，居住地及び年齢など種々の組み合わせを考慮して選定し，発電所まで参集する時間を実際に計測して，移動速度を算出した。
この結果から，発電所外から参集する災害対策要員の参集するための保守的な移動速度を設定した。

2.

参集訓練の実施
参集訓練の実施に当たっての条件と実施結果を以下に示す。

2.1

参集訓練の実施概要
・移動経路は発電所の東側を除いた，北側，西側，及び南側で 2 ルートの合計 4 ルートを設定して実施。
・移動速度の計測は，移動手段を徒歩として実施。ただし，南側のルートの計測では，自転車での速度の計測も実施。
・各コ−スとも 2 名／組で実施し，年齢層によるバラツキをなくすた
め，各組の合計年齢が同じようになるように設定（各組で 80 歳〜100
歳）。

1.0.10−80

2.2

参集訓練の実施結果
表1

参集訓練の実施結果（平成 27 年 9 月 29 日実施）

No.

対象者

実際の
移動距離

移動手段

参集
時間 ※1

1

A,B

16.4km

徒歩

200 分

2

C,D

11.5km

徒歩

122 分

3

E,F

11.8km徒歩

4G,H

12.3km

5

I,J

6

I,J

12.3km(往路)
12.3km(復路)

平均移動速度
※1

3.

実際の
移動速度

備

考

4.9km／h(82m／min)4.6km／h(76m／min)

主に発電所の北側から参集するルート146 分

4.9km／h(81m／min)

主に発電所の南側のうち内陸側から参集するルー
ト

徒歩

125 分

5.9km／h(98m／min)

主に発電所の南側のうち海側から参集するルート

自転車

58 分

自転車

主に発電所の西側から参集するルート12.7km／h
主に発電所の南側のうち(212m／min) 海側から参集するルート
12.3km／h
主に発電所の南側のうち
60 分(205m／min) 海側から参集するルート
徒 歩：5.0km／h(83m/min)
自転車：12.5km／h(208m/min)

休憩等を含む時間

参集訓練の評価
表 1 参集訓練の結果より，徒歩での移動速度は 83m／min（5.0km／h）と算出され，本訓練の評価用歩行速度を 67m／min（4.0km／h）で設定した。
また，上記の参集性の評価に当たっては，測定結果に交通事情や道路条件
及び道路上に発生した障害によって発生する迂回に要する時間を考慮し，保守的に参集に係る移動速度を 67m／min（4.0km／h）とした。
なお，自転車を用いた移動速度は 208m／min（12.5km／h）と評価でき，参集に自転車を用いれば参集に係る所要時間は更に短縮できることを確認した。

1.0.10−81

4.

参集訓練の様子
参集訓練の様子を図 1 に示す。

北側ル−ト

南側（内陸側）ル−ト

南側（海側）ル−ト（徒歩）図1

南側(海側)ル−ト（自転車）

参集訓練の様子

1.0.10−82

別紙補足 3

図1

各事故シーケンスグループ等において参集要員に求める主な対応と参集時間

1.0.10−83

別紙補足 4

亩
1.0.1084
図1

全交流電源喪失（ＴＢＰ）の作業と所要時間

別紙補足 5
参集ルートに対する迂回参集ルートの移動距離及び移動時間の影響

東海第二発電所の構外の拠点（第三滝坂寮）から東海第二発電所の敷地までの参集ルートを，広範囲に複数設定した場合に ， 各参集ルートの移動距離と所要時間を以下に比較した。

図1

発電所の構外拠点から発電所敷地までの参集ルート及び迂回参集ルート
表1

図 1 の参集ルート及び迂回参集ルートの移動距離及び所要時間
所要時間

ルート

距離
（ｍ）

移動速度：4.0km／h（参考）
移動速度：5.0km／h

参集ルート①

3,180

47 分 28 秒

38 分 10 秒

参集ルート②

3,630

54 分 11 秒

43 分 34 秒

迂回参集ルート①

3,150

47 分 1 秒

37 分 48 秒

迂回参集ルート②

2,980

44 分 29 秒

35 分 46 秒

迂回参集ルート③

3,215

47 分 59 秒

38 分 35 秒

迂回参集ルート④

3,230

48 分 13 秒

38 分 46 秒

参集ルートと迂回参集ルートについて，距離の差は最大で 650m，所要時間の差は最大で 9 分 42 秒である。参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係の結果（本文 表 3）を踏まえると，迂回参集ルート所要時間の増加による要員参集
結果への影響は少ない。

1.0.10−85

別紙5
災害対策要員による通報連絡について
重大事故等が発生した場合，発電所の通報連絡責任者が，内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事及び東海村並びにその他定められた通報連絡先への通報連絡を，ＦＡＸを用いて一斉送信するとともに，さらにその着信を確認する。また通報連絡後の総合原子力防災ネットワークの情報連絡の管理を一括して実施する。
①発電所の通報連絡責任者は，特定事象発見者から事象発生の連絡を受けた
場合は，原子力防災管理者へ報告するとともに，他の通報対応者と協力し通報連絡を実施する。
②重大事故等（原災法 10 条第 1 項に基づく通報すべき事象等）が発生した
場合の通報連絡は，内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事，東海村長並びにその他定められた通報連絡先に，ＦＡＸを用いて一斉送信する
ことで，効率化を図る。
③内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事，東海村長に対しては，電話でＦＡＸの着信の確認を行うとともに，その他通報連絡先へもＦＡＸを送信した旨を連絡する。
④これらの連絡は，災害対策本部の通報連絡要員（6 名）が分担して行うことにより時間短縮を図る。
⑤その後，災害対策要員の招集で，参集した情報班の要員確保により，更なる時間短縮を図る。
⑥発電所から通報連絡ができない場合は，本店（東京）から通報先にＦＡＸを用いて通報連絡を行う。
⑦原子力規制庁への情報連絡は，統合原子力防災ネットワークを活用する。
⑧通報連絡の体制，要領については，手順書を整備し運用を行う。
1.0.10−86茨城県

特定事象発見者（当直発電長）東海村
東海村周辺の市町通報連絡要員（6 名）

原子力防災管理者

茨城県警察本部，ひたちなか西警察署
東海地区交番
ひたちなか・東海広域事務組合消防本部，
東海消防署，日立市消防本部
水戸労働基準監督署
茨城海上保安部：原災法に基づく通報先

原子力保安検査官
原子力防災専門官：ＦＡＸ送信：電話等での着信確認

茨城県沿海地区漁業協同組合連合会，
久慈町漁協組合，久慈町丸小漁協組合，磯崎漁協組合
内閣府総理大臣
原子力規制委員会
内閣官房
内閣府政策統括官付
消防庁

図

原子力災害対策特別措置法 10 条第 1 項等に基づく通報連絡先

1.0.10−87

別紙 6
廃止措置中の東海発電所の原子力防災体制との関係について

1.

概要
廃止措置中の東海発電所は全ての核燃料は搬出済みであり，今後，原子炉構造物が解体される。東海発電所には核燃料物質がないため，東海第二発電所のような重大事故等が発生することはない。
しかし，東海発電所において原災法及び関連法令に定める特定事象が発生した場合には，東海第二発電所及び東海発電所で災害対策本部を同時に確立することとなる。
本章では，災害対策要員の観点から，東海第二発電所及び東海発電所に災害対策本部を確立した場合における東海第二発電所の重大事故等対応が東海発電所の事故対応から受ける影響について整理した。

2.

東海発電所で発生が想定される事故「原災法」及び「原子力災害対策特別措置法施行令」では，国民の生命及び財産の保護の観点から，これに影響する又は影響する可能性がある事象が発生した場合には，事業者の通報が要求されている。さらに，「原子力災害対策指針」及び「原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則」では，原子炉の状況に応じた通報すべき事象（ＥＡＬ）が定められている。
廃止措置中の東海発電所に該当するＥＡＬは「敷地境界付近の放射線量の上昇」，「火災爆発等による管理区域外での放射線の放出」及び「事業所外運
搬での放射線量の上昇」がある。

1.0.10−88

東海発電所廃止措置計画認可申請書（平成 23 年度申請）では，廃止措置作業においてＥＡＬに該当する可能性がある事象として，「廃止措置工事において発生した放射性物質（粉じん）を捕捉した高性能粒子フィルタの破損による敷地境界の線量率の上昇」等が記載されている。また，廃止措置作業における「事業所内外運搬で，輸送容器からの放射性物質の流出による放射線量の上昇」が挙げられる。
このように，廃止措置中の東海発電所においても原災法第 10 条に該当する特定事象が発生する可能性があり，これが，東海第二発電所の重大事故等時と同時に発生した場合には，東海第二発電所と東海発電所において災害対策本部を同時に確立することとなる。

3.

東海第二発電所災害対策要員の東海発電所災害対策要員との関係
東海第二発電所重大事故等発生時に東海発電所で事故が同時発生した場合には，各発電所の災害対策要員は，原則として別組織とするが，東海第二発
電所の災害対策本部の一部の要員は，東海発電所の災害対策本部の要員を兼務する。
重大事故等の対応に係る現場作業を行う要員及びその要員に指示をする要員並びに特定施設に係る課題等の専門的な現場作業又は検討を行う要員は，各発電所の独立した組織とするが，独立した組織とすることによる安全性への影響が考えられる下記の要員は，東海発電所と東海第二発電所の災害対策本部の要員を兼務する。
ａ．災害対策本部長
他発電所への悪影響を及ぼす事故状況を把握した上で，両発電所に係る事故対応上の意思決定（要員の避難，作業中断等）が必要である。こ1.0.10−89

のため，別組織の要員では，事故収束及び要員の安全確保に支障を来す。
ｂ．広報班
広報においては，同一敷地内に二つの発電所がある場合，両発電所の状況に関する情報を統合して同時に提供する必要がある。このため，別組織の要員が個々に情報提供すると，報道機関や住民に混乱を招く。
ｃ．オフサイトセンター対応
オフサイトセンターの情報提供においては，同一敷地内に二つの発電所がある場合，両発電所の状況に関する情報を統合して同時に提供する必要がある。このため，別組織の要員が個々に情報提供すると，他機関の円滑な防災業務の遂行に支障を来す。

また，広報班及びオフサイトセンターに指示・命令する本部長代理についても，同様に，安全性への影響の観点から兼務とする。

上記の考え方を踏まえて東海第二発電所及び東海発電所の災害対策本部の要員を確保することにより，東海第二発電所及び東海発電所の災害対策本部を同時に確立した場合にも，東海第二発電所の重大事故等の収束に係る作業を迅速かつ確実に行うことができる。したがって，東海発電所の事故対応が
東海第二発電所の重大事故等対応に影響を及ぼさない。
東海第二発電所及び東海発電所の災害対策本部の構成の関係を図 1 及び
図 2 に示す。
東海第二発電所災害対策要員 111 名は，東海第二発電所専従者 97 名及び兼務者 14 名から構成される。なお，東海発電所災害対策要員 72 名は，東海発電所専従者 58 名及び兼務者 14 名により構成される。
1.0.10−90

4.

東海第二発電所重大事故等発生時に東海発電所の事故が同時発生した場合の初動対応
東海第二発電所重大事故等発生時に東海発電所の事故が同時発生した場合には，中央制御室に常駐している情報班員 1 名が，電話や一斉通報システム
等を用いて東海第二発電所災害対策要員及び（必要に応じて）東海発電所災害対策要員を非常招集する。この際，電話や一斉通報装置の操作による東海発電所の災害対策要員の非常招集は短時間であるため，東海第二発電所の状況及び当直運転員による対応状況に係わる緊急時対策本部への報告に影響は
しない。

5.

プルーム通過時の東海第二発電所及び東海発電所の災害対策要員の移動
プルーム通過中は，東海第二発電所重大事故等の現場対応は実施できないが，緊急時対策所における災害対策本部の本部長及び本部員による本部体制
及び各班の機能は維持され，ＳＰＤＳデータ表示装置や監視カメラ等を用いてプラント状況や周囲状況の把握及び作業再開後の対応について，緊急時対策所内で議論される。
上記の本部長及び運営支援組織（広報班）の本部員は東海発電所の災害本部体制と兼務していることから，これに，廃止措置主任者 1 名，本部長代理
1 名（東海発電所の災害対策本部体制のうち実施組織及び技術支援組織の取り纏め）及び廃止措置班 2 名（本部員，班長）をプルーム通過時に緊急時対策所に退避させることで，東海第二発電所に加えて廃止措置中の東海発電所を含めた総合的な状況把握と作業再開後の対応について議論することが可能である。

1.0.10−91

図 1 東海第二発電所及び東海発電所の災害対策要員の関係（第 1.0.10−1 図の東海第二発電所災害対策要員を東海第二発電所対応者
及び兼務者等に分けた）
1.0.10−92亩
1.0.1093
図 2 東海第二発電所及び東海発電所の災害対策要員の構成（1／2）（各職位及び各班における発電所別の組織及び兼務の関係を整理したもの）

亩
1.0.1094
図 2 東海第二発電所及び東海発電所の災害対策要員の構成（2／2）（各職位及び各班における発電所別の組織及び兼務の関係を整理したもの）

別紙 7
原子力事業所災害対策支援拠点について
1. 日本原子力発電（株）地域共生部 茨城事務所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県水戸市笠原978-25
南西 約20km
商業ビル（鉄骨鉄筋コンクリート造7階建5階 執務室床面積約350m２）
非常用ディーゼル発電機（3.1kVA） 1台
・電話（携帯電話，衛星系）
・ＦＡＸ（衛星系）
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

2. 東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社 日立事務所 別館
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県日立市神峰町2-8-4
北北東 約15km
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース等，総床面積約1,300m２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

3. 東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社 別館
所在地
茨城県水戸市南町2-6-2発電所からの方位，距離
南西 約15km
施設構成
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース等，総床面積約2,400m２），駐車場
非常用電源・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。
非常用通信機器
その他

4. 東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社 常陸大宮事務所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県常陸大宮市下町1456
西北西 約20km
事務所建屋（鉄筋コンクリート造3階建 執務室，会議スペース等，総床面積約2,900m２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，達可能な小売店等から調達。

5. （株）日立製作所 電力システム社日立事業所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県日立市会瀬町4丁目2
北北東 約15km
体育館（約4,900m２），グランド施設（2面，約28,000m２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

1.0.10−95

6. （株）日立パワーソリューションズ 勝田事業所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成

茨城県ひたちなか市堀口832-2
南西 約10km
工場施設（上屋あり，約2,700m２），グランド施設（約16,000m２）

非常用電源
非常用通信機器
その他

・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

地図は国土地理院地図より引用

東京電力パワーグリット(株)茨城総支社 日立事務所別館(株)日立製作所
電力システム社日立事業所

東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 常陸大宮事務所

東海第二発電所

20km

10km

東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 別館(株)日立パワーソリューションズ
勝田事業所

日本原子力発電(株)地域共生部 茨城事務所

図 原子力事業所及び原子力事業所災害対策支援拠点の位置

1.0.10−96

補足 1
発電所が締結している医療協定について

東海第二発電所で は ， 自 然 災 害 が 複 合 的 に 発 生 し た 場 合 等 を 想 定
し，より多くの医療機関で汚染傷病者の診療が可能なように体制を整備しておくことが必要であると考えている。
現 時 点 で ，茨 城 東 病 院 ，日 立 総 合 病 院 ，水 戸 赤 十 字 病 院 ，水 戸 医療 セ ン タ ー ，筑 波 大 学 附 属 病 院 な ど ，茨 城 県 内 外 に あ る 10 箇 所 の病院と放射性物質による汚染を伴う傷病者の診療に関する覚書を締結しており，汚染傷病者の受入態勢を確保している。

1.0.10−97

添付資料 1.0.11

東海第二発電所
重大事故等発生時の発電用原子炉主任技術者の役割等について＜目次＞

１．発電用原子炉主任技術者の選任

1.0.11−1

２．発電用原子炉主任技術者の職務等

1.0.11−1

３．重大事故等対策における発電用原子炉主任技術者の役割

1.0.11−2１．発電用原子炉主任技術者の選任(1) 社長は，発電用原子炉主任技術者及び代行者を，発電用原子炉主任技術者免状を有する者であって，以下のa.からd.のいずれかの業務に通算して３年以上従事した経験を有する者の中から選任する。
a．原子炉施設の工事又は保守管理に関する業務
b．原子炉の運転に関する業務
c．原子炉施設の設計に係る安全性の解析及び評価に関する業務
d．原子炉に使用する燃料体の設計又は管理に関する業務(2) 発電用原子炉主任技術者は，原子炉毎に選任する。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，管理職（能力等級特３級以上又は役割ラン
ク３号以上）から選任する。
(4) 代行者は，管理職（能力等級特４級以上又は役割ランク４号以上）から選任する。
(5) 発電用原子炉主任技術者は，本店発電管理室に所属し，発電所に駐在して，発電用原子炉主任技術者の職務を専任する。
(6) 発電用原子炉主任技術者が職務を遂行できない場合は，代行者と交代する。ただし，職務を遂行できない期間が長期にわたる場合は，(1)項から(3)項に基づき，発電用原子炉主任技術者を選任し直す。
(7) これらの体制を整備していても，万一，発電用原子炉主任技術者及び代行者が不在となった場合は，原子炉主任技術者の資格を有している者を常に把握していることから，速やかに発電用原子炉主任技術者を選任し，選任後30日以内に原子力規制委員会へ届け出る。

２．発電用原子炉主任技術者の職務等(1) 発電用原子炉主任技術者は，原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実
1.0.11−1

に行うことを任務とし，次の職務を遂行する。
a．原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ指示する。
b．保安規定に定める事項を，所長の承認に先立ち確認する。
c．保安規定に定める各職位からの報告内容等を確認する。
d．保安規定に定める記録の内容を確認する。
e．保安規定に定める報告（第１２１条第１項）を受け事態を確認し，その確認した正確な情報を自らの責任において社長に直接報告する。
f．保安の監督状況を定期的及び必要に応じて社長に直接報告する。
g．原子炉施設保安委員会及び原子炉施設保安運営委員会に必ず出席する。
h．その他，原子炉施設の運転に関する保安の監督に必要な職務を行う。
(2) 原子炉施設の運転に従事する者（所長を含む。）は，発電用原子炉主任
技術者がその保安のためにする指示に従う。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，自らの原子炉施設の保安活動を効果的に実施するため，所内会議（原子炉施設保安運営委員会，発電所上層部によるミーティング等）への参加，現場パトロールを通じて，発電所の情報収集を行う。また，電気主任技術者及びボイラー・タービン主任技術者と相互の職務について情報を共有し，意思疎通を図る。

３．重大事故等対策における発電用原子炉主任技術者の役割(1) 発電用原子炉主任技術者は，平常時のみでなく，重大事故等が発生した
場合においても，原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実，かつ，最優先に行うことを任務とする。
a．重大事故等が発生した場合の災害対策本部において，発電用原子炉主1.0.11−2

任技術者の職務に支障をきたすことがないよう，独立性を確保して配置する。
b．発電用原子炉主任技術者は，重大事故等が発生した場合において，原
子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ指示し，災害対策本部の本部長（所長）は，その指示を踏まえ方針を決定する。
（a） 発電用原子炉主任技術者は，災害対策本部等から得られた情報に基づき重大事故等の拡大防止又は事象緩和に関し，保安上必要な場合
は，運転に従事する者（所長を含む。）へ助言及び指示する。
（b） 発電用原子炉主任技術者は，保安上必要な場合の助言及び指示を行うに当って，災害対策本部の要員及び本店対策本部の要員等から意見を求めることができる。
(2) 発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改正）に当たって，保安上必要な事項について確認を行う。
a．発電用原子炉主任技術者が，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改正）における保安上必要な事項等について確認を行っている。このため，運転員及び災害対策本部の実施組織の要員等が手順書どおりに
重大事故等対策の対応を行う場合には，発電用原子炉主任技術者からの指示を受けることなく対応可能である。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に
重大事故等が発生した場合，発生連絡を受けた後，災害対策本部に参集し，原子炉施設の運転に関する保安の監督を誠実に行う。
a．発電用原子炉主任技術者が，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等の発生連絡を受けた後，発電所に非常招集できる体制，運用を整備する。
1.0.11−3

(a) 重大事故等の発生連絡を受けた後，速やかに災害対策本部に駆けつけられるよう，早期に非常召集が可能なエリア（東海村又は隣接市町村）に発電用原子炉主任技術者又は代行者を配置する。
b．発電用原子炉主任技術者は，参集途上であっても通信連絡設備（衛星電話設備（携帯型）等）を携行することにより，災害対策本部からプラントの状況，対策の状況等の情報連絡が受けられるとともに自ら確認することができる。
なお，通信連絡設備（衛星電話設備（携帯型）等の整備は，技術の進
歩に応じて，都度改善を行う。
c．発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改正）における保安上必要な事項等について予め確認していることから，定められた手順書と異なった対応が必要となった場合であっても，必要の都度，プラントの状況等を把握し，原子炉施設の運転に関し保安上必要な指示を行うことができる。

1.0.11−4

添付資料 1.0.12

東海第二発電所
福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応について

目

次

1.

はじめに

2.

東京電力福島第一原子力発電所における事故対応の

3.

1.0.12-1

運用面の問題点及び対策

1.0.12-1

その他の取り組み

1.0.12-7

1．はじめに
東日本大震災における福島第一原子力発電所事故については，全交流電源の喪失，常設直流原電の喪失とともに安全系の機器又は計測制御機器の多重故障
等のこれまでに経験したことがない事象が発生した。過酷環境において原子炉を冷却するために種々の対応が行われ，この対応において得られた様々な知見や国内外の各機関が指摘した問題点及び教訓が，東京電力をはじめ，国内外の各機関によって整理・指摘され，対策が提言されている。
これらの指摘及び提言は，重大事故等対処設備の整備強化等の設備面の対策だけでなく，重大事故等対処設備の活用のための手順書の整備，教育・訓練の充実及び運転操作を補助する資機材の充実についても挙げられている。
上記内容とは別に，東海第二発電所（以下「東二」という）については，東日本大震災時において原子炉を安全に停止したが，その対応の中からも様々な知見及び教訓が得られており，今後の対策計画に反映すべき事項がある。
本項では，これらの指摘及び提言を踏まえ，重大事故等対処設備の活用に関する運用面の課題を整理し，東二での対策及び取組について述べる。今後も，福島第一原子力発電所事故により得られる新たな知見や対策が得られ次第，適宜，対策の実施可否について検討し，対応が必要な課題については対策を講じていく。

2．東京電力福島第一原子力発電所における事故対応の運用面の問題点及び対策(1)

課題の抽出要領
重大事故等対処設備の運用面の課題の抽出に当たっては，以下の報告書に記載された指摘又は提言から，東二において対応すべき対策を抽出した。

1.0.12−1

第 1.0.12−1 表

重大事故等対処設備の運用面の課題を抽出した報告書

報告書名称

東京電力株式会社福島第一原子力発

1

電所事故調査委員会報告書
東京電力福島原子力発電所における

2

事故調査・検証委員会

最終報告書

福島原発事故独立検証委員会

3

調査・検証報告書
福島原子力事故調査委員会

4

最終報

告書
福島第一原子力発電所における原子5力事故から得た教訓

機関

報告年月

国会事故調

2012 年 6 月

政府事故調

2012 年 7 月

民間事故調

2012 年 2 月

東京電力2012 年 6 月

ＩＮＰＯ（原子力発電運転協会）

2012 年 8 月

上記の各報告書には，内容が同様あるいは類似の指摘及び提言があるため，抽出された指摘及び提言を分類化し，東二におけるこれまでの対応を踏まえて，対応すべき課題を選定した。
各報告書の指摘及び提言には，深層防護の考え方に基づく重大事故等対処設
備の多重化や多様化等の設備対応の強化が含まれているが，これらのハード対策は，他の説明資料にて対策方針が示されているため本資料には記載しない。
本資料では，別紙 1 に示すように，指摘及び提言の対応方針が確立し，且つ，他資料に記載していない運用面に関する課題を抽出した。
抽出した課題は「手順書の整備」「訓練の充実」「資機材の充実」に分類化することができ，その対策と合わせて以下に整理した。

(2)

抽出された課題と対策抽出された課題と東二における対策について，「手順書の整備」「訓練の充実」「運転操作を補助する資機材の充実」の観点に整理した。その対策と合わせて以下に示す。
1.0.12−2

ａ．手順書の整備
第 1.0.12−2 表

手順書の整備に関する課題と対策

課題

対策

1 ・全電源喪失状態となった場合の ・全電源喪失時の手順を整備し，非常用復水器（ＩＣ）の操作や，重大事故等にも対応できる手順

その後の確認作業についてのマニを整備する。

ュアルがなかった。
このため，系統確認や運転操作に対し迅速に対応できていなかった。
2 ・事故時の運転手順書は，電源があ ・電源機能が喪失した場合でも，ることを前提としていた。

重要なパラメータについては確

このため，事故時の徴候ベース認できるよう可搬型の計測器をの手順書からシビアアクシデント

使用したパラメータの確認手順

手順書への移行も，電源があるこを整備する。

とを前提とした計器パラメータ管理であった。
故に，シビアアクシデント手順
書は，全電源喪失等の事態では機能できない実効性に欠いたものであった。

1.0.12−3

b．訓練の充実
第 1.0.12−3 表

訓練の充実に関する課題と対策

課題

対策

1 ・運転訓練センターにおける重大 ・運転訓練センター及び社内総合
事故等対応の運転員の教育・訓研修センターにおける運転員の練は，直流電源が確保され中央訓練においては，シミュレータ

制御室の制御盤が使える前提でを 用 い て全 交流 動 力電 源 の 喪あった。このため，常設直流電源

失，常設直流電源の喪失等でのが喪失した条件での重大事故等

重大事故等の状態を想定し，重は対象としていなかった。

大事故等対処設備を使用した訓練を実施することにより，実効

2 ・運転訓練センターにおける運転性のある訓練を行う。

員の教育訓練は重大事故等対応の内容を「説明できる」ことが目標の机上教育に留まっており，実効性のある訓練となっていなかった。
3 ・防災訓練を 1 年に 1 回の頻度で ・訓練参加者に対して，事前に訓練しか実施していなかった。

シナリオを伝えない訓練を実施

このため，防災訓練の経験者することにより，実効的な緊急の増加が僅かであり，チームと時対応能力の向上に努める。

しての対処能力の向上には至っ ・福島第一原子力発電所事故から得られた知見，その他の各種知ていなかった。

見を基にした新規制基準の適合申請において想定した事故シナ
リオ及び対処策を用いて，定期的な訓練を計画・実施する。
・高頻度に防災訓練及び要素訓練を行うことより，訓練経験者を拡大し，交替要員を含めたチーム 全 体 の対 処能 力 の向 上 を 図る。

1.0.12−4

【実施状況】a) 運転訓練センターにおける運転員の訓練実績（平成 24 年 4 月〜平成 29 年 8月）
・社内総合研修センター（シミュレータ）における運転班の訓練：69 回（累計の参加人数 541 名）・社外施設（シミュレータ）における運転
操作員の訓練：57 回（累計の参加人数 97名）（上記２つの訓練は，いずれも電源機能等喪失，重大事故等の発生を想定し，シミュレータを用いて対処操作を検討・評価する。）
シミュレータを用いた運転操作訓練の状況（写真は社外施設での実施状況，電源喪失時を想定）
b) 発電所における訓練実績（平成 24 年 9 月〜平成 29 年 1 月の累計）
・総合防災訓練：5 回（災害対策本部を設置し訓練を実施，現場の実模擬操作と連動した訓練）
・災害対策本部対応訓練：12 回（平成 27 年度下期から実施）
・個別訓練 ：820 回（累計の参加人数 4,382 名）（可搬型代替注水中型ポンプの操作及びホース接続，消防車及び可搬式動力ポンプの操作，代替高圧電源装置及び移動式低圧電
源車の操作とケーブル敷設，ホイールローダ運転操作 他）

総合防災訓練の状況
移動式高圧電源車の訓練の状況（写真は発電所災害対策本部，災害対策 （写真は過酷環境を想定した服装による，電源ケーブルを接続作業）
本部対応訓練においても同様の状況）

可搬型代替注水中型ポンプの訓練の状況（写真はホースを接続するクランプ部の接続作業）
1.0.12−5

c．運転操作を補助する資機材の充実
第 1.0.12−4 表

運転操作を補助する資機材の充実に関する課題と対策
課題

対策

1 ・電源喪失によって，中央制御室で ・電源喪失時により，中央制御室の計装設備の監視及び制御であの既存の計装設備への交流電る中央制御室の機能，発電所内の源が停止した場合にも，速やか

照明，ホットライン以外の通信手に直流電源を供給し，監視を継段を失った。

続及び制御が可能な構成とす

このため，有効なツールや手順書る。また，重大事故等対応に必がない中で，現場の運転員たちに要な新規に設置する計装設備

よる臨機の判断，対応に依拠せざは直流電源による給電とする。

るを得ず，手探りの状態での事故 ・電源喪失時でも，現場及び災害対策本部との通信機能を確保対応となった。

するため，無線連絡設備や衛星電話設備等による通信手段を確保する。
・電源喪失時でも，中央制御室で実効的な活動ができるように，
ヘッドライト，ランタン，ＬＥＤライト等の照明設備を配備する。
・発電所内の通信手段を確保するため，携行型有線通話装置，送受話器，無線連絡設備，衛星電話設備等を配備する。

1.0.12−6

3．その他の取り組み
2．項で述べた東京電力福島第一原子力発電所事故における事故対応の運用面の問題点及び対策のほかに，東日本大震災時における東二での対応から得られた知見及びこれまでの運転経験を踏まえて，重大事故等の発生時に適切な対処を講じるために，以下について取り組む。

(1)

東日本大震災時における東二での対応から得られた知見と今後の取組み
東二は，東日本大震災の発生時（平成 23 年 3 月 11 日 14 時 46 分）には，定格熱出力一定運転中（第 25 運転サイクル）であったが，地震による蒸気タービンに係る警報（同日 14 時 48 分，タービン軸振動高）の発報によって原子炉自動スクラム（全制御棒全挿入）となった。
地震により全ての外部電源（275kV 系 2 回線，154kV 系 1 回線）が喪失したことにより，非常用ディーゼル発電機 3 台が自動起動した。その後の津波の来襲によって，非常用ディーゼル発電機 2Ｃは海水ポンプの水没により使用不可となったが，被水対策を講じていた海水ポンプを用いて，非常用ディーゼル発電機 2Ｄ及び高圧炉心スプレイ系非常用ディーゼル発電機より所内各設備への給電を継続した。
原子炉冷却は，主蒸気逃がし安全弁を間欠に手動で開操作しながら，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系を用いて，原子炉水位を維持しながら実施した。原子炉温度は順調に低下し，地震の約 3 日後に外部電源の一部が復旧（154 系 1 回線）した後は，残留熱除去系による原子炉冷却に切り替
えて原子炉冷却を継続し，平成 23 年 3 月 15 日 0 時 40 分に原子炉は冷温停止状態となった。
この期間の対応について関係者に聞き取りした結果を整理し，得られた知見と，今後，取組むべき事項を以下に整理した。
1.0.12−7

第 1.0.12−5−1 表

東二の対応から得られた知見と今後の取組み（中央制御室）得られた知見取組み（対策）1 ・常用電源の喪失によりＩＴＶが使 ・津波監視及び使用済燃料プー用できず，建屋内外の状況確認に時ル監視のためのＩＴＶ電源は間を要した。

非常用電源からの供給とする。

2 ・プラント状況に応じた迅速な運転 ・平時より，情報連絡要員を中央操作・対応を行うため，プラント状

制御室に待機させ，重大事故等

況の把握のための，災対本部と発電発生時には，初動対応時からプ長の間の連絡は極力短時間とすべ

ラントや中央制御室の状況をき。

災害対策本部に報告させることにより，必要な情報を迅速に共有する。

第 1.0.12−5−2 表

東二の対応から得られた知見と今後の取組み（現場操作･作業）得られた知見取組み（対策）1 ・電源関連のトラブルが発生した場 ・災害対策本部に，種々の不具合
合には，ＭＣＲにおける監視や遠隔を想定しても対応が可能とな操作が不可能となるため，屋外巡視る要員を確保する。

や現場操作に多くの人数を配置する必要が生じる。
2 ・現場作業が複数進行すると連絡が ・現場から制御室に連絡する場
合には，連絡相手を名指しして交錯した。

連絡するとともに，３ｗａｙコ
ミュニケーションを徹底する（訓練を重ねて体得する）。

1.0.12−83 ・地震直後に複数の箇所で溢水が発 ・手書きできるタグを非常時用生したため，隔離のため弁を閉としに準備しておく。

たが，弁開閉状態を現場掲示するタ
グが不足し，一部の弁については開閉状態の現場管理ができなかった。
（運転操作が落ち着いた後に，操作者への聞き取りにより弁隔離状況を整理した）
・タグ管理を行うシステムが停電し使用できなかった。

第 1.0.12−5−3 表

東二の対応から得られた知見と今後の取組み（訓練強化等）得られた知見取組み（対策）1 ・地震時対応訓練，火災対応訓練を ・今後も地震時対応訓練及び火行っていたため，巡視のポイント

災対応訓練を継続的に実施す（スロッシングの発生源となり得ることで，運転対応要員の共通る箇所，上階からの巡視，電源盤の認識を維持・向上させる。

確認等），対応措置や安否確認の作業・報告がスムーズに行えた。

(2)

手順書の整備a) 手順書の整備によるヒューマンエラー防止対策の取組み
従来から，当社は手順書を整備し，運転操作ミス（誤操作）の防止に取り組んでいる。重大事故等発生時における対処に係る運転操作に当たって，運転操作ミスの防止に係る重要性がさらに高まることから，今後は，重大事故等対処設備の運転操作に関わる事項の整備に当たっては，第 1.0.12−6 表に記載した事項について考慮する。

1.0.12−9

第 1.0.12−6 表ヒューマンエラー防止のための対策

1 設計基準事故を超える事故に対し，的確かつ柔軟に対処できるよう，必要な手順書類を整備する。
2 適切な判断を行うために必要となる情報の種類，入手方法及び判断基準を整備する。
3 事象の進展状況に応じて手順書類がいくつかの種類に分けられる場
合には，別の手順書に移行する判断基準を明確にし，手順書間の関係を明確にする。
4 運転員が操作する際には，操作指示者が確認した上で了解し実施する。また，必要なステップ毎に適切な職位がダブルチェックする。

b) その他
上記 a)のほかに，重大事故等時における手順書について，第 1.0.12−7 表の観点も追加して整備する。
第 1.0.12−7 表

その他考慮する事項

1 炉心損傷及び格納容器破損を防ぐために最優先すべき操作等（ほう酸注入，海水注入，格納容器ベント）の判断基準をあらかじめ明確化し，発電長の判断により迅速な操作ができるようにする。
2 重大事故等時に運転操作する設備，監視する計器及び通信連絡設備等については，その他の設備等と識別化しておく。

(3)

運用面での改善
従来，東二では重大事故等の発生時に迅速・的確な事故対応ができるように，原子力防災訓練等の事故対応の教育・訓練を実施している。また，発電所員の事故対応意識の向上のため，安全文化醸成活動を継続的に実施している。このような，運用面での取り組みについて，第 1.0.12−8 表に関する事項について今後に改善を行う。
1.0.12−10

第 1.0.12−8 表
1

運用面における今後の改善

原子力防災訓練においては，シナリオ非提示型の訓練の実施，社内関係箇所とのＴＶ会議システム等を用いた情報連携等を取り入れ，より実践的な訓練を実施する。

2

フルスコープシミュレータを用いた運転員と災害対策本部員との連携訓練を行う。また，災害対策本部員の図上訓練として災害対策
本部対応訓練を高頻度で繰り返し実施する。

3

休日・夜間に非常招集可能な体制の整備等，重大事故等対策に要する体制の構築，整備を行う。

4

淡水による原子炉圧力容器への注水等ができない場合に海水を使用する手順を社内規程に定めておくなど，原子力災害発生時において発電長が躊躇なく判断できる社内規程を整備する。

5

地震の揺れに対する防護のため，中央制御室盤に地震時対応用手摺りの取付けなど，地震を念頭においた対策を実施する。

6

外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるようにホイルローダ等をあらかじめ配備し，運転操作を習得する。また，事故時に要求される特殊技量（重機の操作等）を有した要員を確保するために，大型自動車，重機等の免許等について社員の資格取得を進める。

7

マスク着用等，様々な環境を想定した現場の対応訓練を実施する。

8

本部長，班長について，複数名の人員を配置することで，事故対応が長期間に及んでも交代で対応することができ，常により最適な判断が下せるようにする。

9

放射線管理上の強化として，可搬型モニタリングポスト等の設置に必要な災害対策要員の確保，社員に対して放射線計測器の取扱研修を行いモニタリング要員の育成，緊急時対策所への電子式個人線量計の配備を実施する。
緊急時対策所入口にチェンジングプレースを設置し，外部から放射性物質を持ち込まない環境を整備するとともに，総合訓練時に設置訓練を行う。

10 原子力緊急事態支援組織との連携を図る訓練を行い，資機材（ロボット等）の迅速な輸送に関する訓練を適宜実施する。

1.0.12−11

別紙 1
福島第一原子力発電所の事故に係る重大事故等対処設備の運用面の課題の抽出について

1．抽出要領本資料における福島第一原子力発電所の事故に係る重大事故等対処設備の運用面の課題の抽出の概要を以下に示す。
指摘及び提言事項は，各分野（運転，設備，安全，放管等）の各々の選任者が調査対象となる報告書の記載を確認して抽出した。抽出された指摘及び提言事
項は重複するものを整理した後に，各部門にて各々の指摘及び提言事項の対応
方針を確認し，対応方針が未確立の事項について，本検討の中で改めて対応方針を検討し確立した。この抽出された指摘及び提言事項とその対応方針は，経営層が出席する会議（発電所パフォーマンスレビュー会議）に報告されている。今後も対応状況が適宜確認される。
調査対象
1
2
3
4
5

機関
報告書名称
東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故調
国会事故調
査委員会報告書（2012 年 6 月）
東京電力福島原子力発電所における事故調査・検政府事故調
証委員会 最終報告書（2012 年 7 月）
福島原発事故独立検証委員会 調査・検証報告書
民間事故調（2012 年 2 月）
福島原子力事故調査委員会 最終報告書
東京電力（2012 年 6 月）
福島第一原子力発電所における原子力事故からＩＮＰＯ得た教訓（2012 年 8 月）
（原子力発電運転協会）

東海第二発電所に係る指摘及び提言事項
約 800 項目
抽出した指摘及び提言事項について，内容が類似の事項を統合
約 200 項目
1.0.12−12統合した指摘及び提言事項のうち，対応が明確である事項を抽出
ただし，以下に示すような他の説明資料で記載される事項は対象外とした（他の説明資料で記載されるため対象外とした内容の例）
・設備及び資機材の整備に係る事項
・設備及び資機材の整備に伴って対応する事項（手順書を整備すること，整備した手順書を用いた訓練を行うこと等）
・発電所の災害対策本部及び本店の災害総合対策本部の体制や要員の活用等に係る事項
・その他（他の説明資料で記載される内容）

本資料中の下記の表に集約
・第 1.0.12−2 表 手順書の整備に関する課題と対策
・第 1.0.12−3 表 訓練の充実に関する課題と対策
・第 1.0.12−4 表 運転操作を補助する資機材の充実に関する課題と対策

1.0.12−13

添付資料 1.0.13

東海第二発電所
災害対策要員の作業時における装備について

＜目

次＞

1.

初動対応時における放射線防護具類の選定 .................. 1.0.13−1

2.

初動対応時における装備 .................................. 1.0.13−33.

放射線防護具類の着用等による個別操作時間への影響について 1.0.13−7(1)

操作場所までの移動経路について ....................... 1.0.13−7(2)

操作場所での状況設定について ......................... 1.0.13−7(3)

作業環境による個別操作時間への影響評価 ............... 1.0.13−7

初動対応時における災害対策要員の現場作業における放射線防護具類について
は，以下のとおり整備する。また，初動対応時における適切な放射線防護具類の選定については，発電長又は災害対策本部長代理が判断し，着用を指示する。
１．初動対応時における放射線防護具類の選定
重大事故等発生時は事故対応に緊急性を要すること，通常運転時とは異なる区域の汚染が懸念されることから，通常の防護具類の着用基準ではなく，以下のフローのように作業環境，緊急性等に応じて合理的かつ効果的な放射線防護具類を使用することで，災害対策要員の被ばく線量を低減する。
（第 1.0.13−1 図参照）

1.0.13−1

事故発生

災害対策要員（現場作業を行う要員）
参集

個人線量計の着用

炉心損傷の兆候 ※１
があるか※１：以下のいずれかの事項となった場合を示す①格納容器雰囲気放射線モニタでドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガンマ線線量率
が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度計で 300℃以上を確認した場合②モニタリング・ポスト≧5μSv/h③敷地境界 5μSv/h 相当の排気筒濃度検出④災害対策本部からの情報

アクセス及び作業場
所で身体汚染の可能
性があるか

Ｎｏ

Ｎｏ

Ｙｅｓ

Ｙｅｓ

全面マスク，綿手袋，
ゴム手袋，タイベックを携行

緊急を要する作業 ※２ かＮｏ

全面マスク，綿手袋，
ゴム手袋，タイベックを着用

Ｙｅｓ

全面マスク，綿手袋，ゴム手袋を着用※２：炉心損傷の進展防止及び格納容器破損防止のための以下の操作を実施する場
合に限り，全面マスク，綿手袋及びゴム手袋のみ着用し操作を行う。
①原子炉への注水操作②格納容器スプレイ操作及びペデスタ
ル（ドライウェル部）への注水操作

・湿潤状況下で作業を行う場合は，長靴又は胴長靴及びアノラックを追加で着用するとともに，高湿度環境下で作業を行う場合は，全面マスクの代わりに自給式呼吸用保護具等を着用する。
・主な装備の着用時間は以下の通り。（訓練で確認済み）【全面マスク，綿手袋，ゴム手袋】を着用：約 3 分【全面マスク，綿手袋，ゴム手袋，タイベック】を着用：約 7 分【全面マスク，綿手袋，ゴム手袋，タイベック，アノラック，胴長靴】を装着：約 12 分
【自給式呼吸用保護具，綿手袋，ゴム手袋，タイベック，アノラック，長靴】を装着：約 21 分
・作業後は，放射線管理班長の指示に従って，脱衣，汚染検査及び必要に応じて除染を実施する。

第 1.0.13−1 図

放射線防護具の選定方法

1.0.13−2

２．初動対応時における装備
・発電長又は放射線管理班長は，プラント状態，作業環境及び作業内容を考慮して，必要な放射線防護具を判断し，災害対策要員のうち現場作業を行う要員に着用を指示する。放射線防護具は，常時，中央制御室及び緊急時対策所に保管しているものを使用する。
・現場作業を行う要員は，初動対応時から個人線量計を着用し，外部被ばく線量を適切に管理する。
・「炉心損傷の兆候がある場合」，又は「現場作業場所及びアクセスルートを通行する際に身体汚染の恐れがある場合」は，全面マスク，綿手袋，
ゴム手袋及びタイベックを着用する。ただし，炉心損傷の進展防止及び格納容器破損防止のために実施する緊急を要する作業（原子炉への注水操作，格納容器スプレイ操作及びペデスタルへの注水操作）に限り，全面マスク，綿手袋及びゴム手袋のみ着用し，操作を実施する。
・上記のいずれにも該当しない場合は，放射線防護具の着用は不要である
が，プラント状態等の変化により移動中又は作業中に着用の指示が新たに出る場合に備えて，放射線防護具を携行する。
・中央制御室内は，中央制御室換気系により居住性を確保するため（閉回路運転による放射性物質の流入防止及びフィルタによる放射性物質の除去（希ガス除く）），放射線防護具の着用は不要とするが，中央制御室換
気系の機能喪失時は，内部被ばく低減のため全面マスクを着用する。ただし，炉心損傷の進展防止及び格納容器破損の防止のために早急な対応操作が必要な場合には，一時的に操作を優先し，操作後に全面マスクを着用する。
・作業後は，放射線管理班長の指示に従って脱衣，汚染検査及び必要に応じて除染を実施する。
1.0.13−3

・高線量対応防護具服（遮蔽ベスト）は，移動を伴う作業においては作業時間が増加し被ばく線量が増加する可能性があるため原則着用せず，移動を伴わない高線量作業時に着用する。
・湿潤状況下（管理区域内で内部溢水が起こっている場所）で作業を行う
場合には，アノラック，長靴又は胴長靴を追加で着用するとともに，高湿度環境下では全面マスクに装着するチャコールフィルタの劣化が早くなる恐れがあるため，自給式呼吸用保護具等を着用する。
（第 1.0.13−1 表，第 1.0.13−2 図参照）

1.0.13−4

第 1.0.13−1 表

災害対策要員の初動対応時における装備
着用基準
①

名

称

②

③

「炉心損傷の兆候がある場
合」，又は「現中央制御室①において，
場作業場所及において，緊急を要す
びアクセスル
中央制御室
る作業の場
ートを通行す換気系の機
合 ※２
る際に身体汚能喪失時染の恐れがある場合」 ※２

個人線量計 ※１

着用

備考

―
着用 ※３

―

全面マスクを着用（湿潤作
業時は自給式呼吸用保護具
を着用）

―

使用可能
時間 240 分

綿手袋

着用

―

―

ゴム手袋

着用

―

―

全面マスク
自給式呼吸用保護具

タイベック

着用

―

―

―

アノラック

湿潤作業時に着用――

長靴・胴長靴湿潤作業時に着用――

高線量対応防護具服（遮蔽ベスト）

移動を伴わない
高線量作業時に着用―

質量
約 20kg※1

個人線量計は事故発生時に必ず着用する。

※2

身体汚染が発生した場合には，作業後に脱衣，汚染検査及び必要に応じて除染を実施する。

※3

炉心損傷の進展防止及び格納容器破損の防止のために早急な対応操作が必要な場合には，一時的に操作を優先し，操作後に全面マスクを着用する。

1.0.13−5

個人線量計

タイベック

アノラック

長靴

胴長靴

高線量対応防護具服（遮蔽ベスト）全面マスク

自給式呼吸用保護具

第 1.0.13−2 図

放射線防護具類

1.0.13−6３．放射線防護具類の着用等による個別操作時間への影響について
災害対策要員の個別操作時間については，訓練実績等に基づく現場への移動時間と現場での操作時間により算出する。
移動時間については，重大事故等を考慮して設定されたアクセスルートによる現場への移動時間を測定し，操作時間については，重大事故等を考慮した操作場所の状況（現場の状態，温度，湿度，照度及び放射線量）を仮定し，放射線防護具類の着用時間を考慮の上，操作時間を算出する。
ここでは，放射線防護具類着用等の作業環境による個別操作時間への影響について評価する。
(1)

操作場所までの移動経路について
ａ．アクセスルートとして設定したルートを移動する。
ｂ．全交流動力電源喪失等により，建屋照明等が使用できず，建屋
内が暗い状況を考慮する。
ｃ．炉心損傷の徴候がある場合には，放射線防護具類を着用して現場に移動することを考慮する。

(2)

操作場所での状況設定について
ａ．地震等を想定しても操作スペースは確保可能とする。
ｂ．作業場所は照明の無い暗い状況での作業を考慮する。
ｃ．炉心損傷の徴候がある場合には，放射線防護具類を着用して現場に移動することを考慮する。

(3)

作業環境による個別操作時間への影響評価
操作時間に影響を与える作業環境を考慮し，「 放射線防護具類を着用した状態での作業」，「暗所での作業」，「通信環境」について評価した結果，作業環境による個別操作時間への有意な影響がないことを確認した。
1.0.13−7

ａ．放射線防護具類を着用した状態での作業評価
炉心損傷の徴候がある場合には，放射線防護具類を着用して現場操作を実施することから，放射線防護具類を着用した状態での作業について評価を実施した。
（ａ）評価条件
イ．初動作業時における放射線防護具類は「２．初動対応時
における装備」に基づき，放射線防護具類（全面マスク，
汚染防護服等）を着用する。
ロ．通常との作業性を比較するため，有意差が発生する可能性がある屋外での作業を選定する。
（ｂ）評価結果
通常装備での作業と比較すると，全面マスクにより視界が若干狭くなること及び全面マスクにより作業報告等を伝達する際には少し大きな声を出す必要があることが確認されたが，放射線防護具類を着用した状態であっても操作者の動作が制限されるものではない。また，作業安全のための安全帯や皮手袋などの防護具類を着用した状態であっても，操作者の接続等の作業に影響を与えるものではない。これらの防護具類の着用に伴い，操作時間に有意な影響がないことを訓練により確認した。（第 1.0.13−3 図，第 1.0.13−4 図参照）

1.0.13−8

第 1.0.13−3 図

放射線防護具類を着用した状態での可搬型代替注
水ポンプ車の設置作業

第 1.0.13−4 図

第 1.0.13−2 表

放射線防護具類を着用した状態での電源車のケーブル敷設作業

放射線防護具を着用した状態での操作時間 ※1 の比較
通常服
15 分 00 秒
8 分 00 秒

放射線防護具 ※2 装備評価
有意な差無し有意な差無し可搬型代替注水ポンプ車の設置作業
14 分 55 秒
電源車のケーブル敷設作業
7 分 02 秒※1 操作時間は操作の実績時間を平均した時間※2 放射線防護具として，全面マスク，タイベック，綿手袋，ゴム手袋を装備

ｂ．暗所作業の評価
全交流動力電源喪失により，建屋内照明等が使用できない状

1.0.13−9況を想定し，暗所における作業性について評価を実施した。
（ａ）評価条件
イ．暗所作業時に使用する可搬型照明として，ＬＥＤライト，
ランタン，ヘッドライトを中央制御室等に配備する。（第1.0.13−3 表，第 1.0.13−5 図参照）
ロ．暗所作業の成立性を確認するため，可搬型照明（ヘッドライト）を使用して操作を実施する。（第 1.0.13−6 図参照）

第 1.0.13−3 表
名称ＬＥＤライト

仕

可搬型照明

様

数

乾電池式

ランタン

乾電池式

ヘッドライト

乾電池式

量※

保管場所 ※

14 個

中央制御室

5個

廃棄物処理操作室

20 個

緊急時対策所

20 個

中央制御室

20 個

緊急時対策所

14 個

中央制御室

20 個

緊急時対策所※数量，保管場所については，今後の検討により変更となる可能性がある。

ＬＥＤライトランタン

第 1.0.13−5 図

1.0.13−10

可搬型照明

ヘッドライト（通常状態）（可搬照明を使用した状態での作業）第 1.0.13−6 図（暗所環境下での作業状況の例）

可搬型照明を使用した状態での作業状況（ｂ）評価結果
ヘッドライトを使用することにより，操作を行うために必要な明るさは十分確保されるため，個別操作時間に有意な影
響がないことを確認した。
なお，より容易に操作が可能となるよう，建屋内の作業エリア，アクセスルートには，蓄電池内蔵型照明が設置されている。（第 1.0.13−6 図参照）

第 1.0.13−6 図

蓄電池内蔵型照明の例

1.0.13−11

ｃ．通信環境の評価（ａ）評価条件
中央制御室，緊急時対策所等及び現場間での通信手段として，運転指令装置，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備，
無線連絡設備，携行型有線通話装置等の通信手段を整備する。
（第 1.0.13−7 図参照）（ｂ）評価結果
重大事故等が発生した場合であっても，整備している通信手段により，通常時と同等の通信環境が保持可能であり，個別操作時間に有意な影響はないと評価する。また，炉心損傷の徴候がある場合には，放射線防護具類（全面マスク）を着用し，作業状況報告のための通話を実施するが，着用しない状況より大きな声を出す必要があるものの通話可能であり，個別操作時間に有意な影響がないことを確認している。

1.0.13−12運転指令装置

衛星電話設備（携帯型）

電力保安通信用
電話設備（携帯型）

無線連絡設備（携帯型）
第 1.0.13−7 図

1.0.13−13

携行型有線通話装置

通信連絡設備添付資料 1.0.14

東海第二発電所
技術的能力対応手段と有効性評価
技術的能力対応手段と手順等

比較表
比較表

＜目

次＞

第 1.0.14−1 表

技術的能力対応手段と有効性評価比較表

1.0.14−1

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等比較表

1.0.14−13

○

○

○

○

○

○
制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○
●

●

●

●

●

反応度の誤投入○

原 子 炉 冷 却 材 の 流出○

全 交 流 動 力 電 源 喪失○

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失 （ 残 留 熱 除 去 系 の
故 障 に よ る 停 止 時冷 却 機 能 喪 失 ）現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動

想定事故２

現場手動操作による高圧代替注水系起動

想定事故１

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

水素燃焼
原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶 融 燃 料 冷 却 材相 互 作 用

津 波 浸 水 に よ る 最終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失○
代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入○
再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制●
自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止●
ほう酸水注入●選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制○
制御棒手動挿入○
原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制○●

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 で き な い 場 合 ）格納容器バイパス（ イ ン タ ー フ ェ イス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）原子炉手動スクラム●

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 す る 場 合 ）Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機能 喪 失1.0.14−1

原 子 炉 停 止 機 能 喪失○

高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失
（ 残 留 熱 除 去 系 が故 障 し た 場 合 ）○●崩 壊 熱 除 去 系 機 能喪 失
（ 取 水 機 能 が 喪 失し た 場 合 ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）

○

●

○

高 圧 注 水 ・ 減 圧 機能 喪 失

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水○
代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

○

○
○
○
中央制御室からの高圧代替注水系起動

○

○

○

●

○

○

○

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止
原子炉格納容器の破損の防止
炉心の著しい損傷の防止

高圧溶融物放出／格 納 容 器 雰 囲 気 直接 加 熱

1.1○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高 圧 ・ 低 圧 注 水 機能 喪 失

代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
1.2

対応手段
技術的能力
審査基準

比較表
技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（1／14）
技術的能力対応手段と有効性評価
第 1.0.14−1 表

重要事故シーケンス

反応度の誤投入

全 交 流 動 力 電 源 喪失

原 子 炉 冷 却 材 の 流出

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失 （ 残 留 熱 除 去 系 の
故 障 に よ る 停 止 時冷 却 機 能 喪 失 ）非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）開放

想定事故２

津 波 浸 水 に よ る 最終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失

可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確
保

想定事故１

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

水素燃焼

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶 融 燃 料 冷 却 材相 互 作 用

格納容器バイパス（ イ ン タ ー フ ェ イス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）1.0.14−2

高圧溶融物放出／格 納 容 器 雰 囲 気 直接 加 熱

Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機能 喪 失●
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 で き な い 場 合 ）崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失
（ 残 留 熱 除 去 系 が故 障 し た 場 合 ）炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 す る 場 合 ）崩 壊 熱 除 去 系 機 能喪 失
（ 取 水 機 能 が 喪 失し た 場 合 ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）高 圧 注 水 ・ 減 圧 機能 喪 失○○○

原 子 炉 停 止 機 能 喪失

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）○●手動操作による減圧（逃がし安全弁の手動操作による減圧）

高 圧 ・ 低 圧 注 水 機能 喪 失●○●
代替交流電源設備による復旧

○

●
○

○

●
代替直流電源設備による復旧○※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

○

○

○

○
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放●

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベによる逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動
源確保

1.3

●

●

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放●○○
手動操作による減圧（タービン・バイパス弁の手動操作による減圧）

●
●

●

○

●
●
減圧の自動化●●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

運転停止中原子炉内の燃料
損傷の防止
使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止
原子炉格納容器の破損の防止
炉心の著しい損傷の防止

●
対応手段
技術的能力
審査基準

比較表
技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（2／14）
技術的能力対応手段と有効性評価
第 1.0.14−1 表

重要事故シーケンス

第 1.0.14−1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（3／14）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失 （ 残 留 熱 除 去 系 の
故 障 に よ る 停 止 時冷 却 機 能 喪 失 ）全 交 流 動 力 電 源 喪失

原 子 炉 冷 却 材 の 流出

○

○

●

○

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）

○

○

●

●

●

○

○

○

○

●

○

○

○

代替循環冷却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

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

補給水系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

対応手段

残留熱除去系（低圧注水系）電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

●

●

●

●

●

低圧炉心スプレイ系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水○

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
1.4

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却

●

●

●

消火系による残存溶融炉心の冷却補給水系による残存溶融炉心の冷却
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水/海水）
原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱○

残留熱除去系(原子炉停止時冷却系)電源復旧後の発電用原子炉からの除熱

○

○

●

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水●

低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水●●

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉からの除熱

1.0.14−3

●

●

○

○

●

●

反応度の誤投入

津 波 浸 水 に よ る 最終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失

●

想定事故２

格納容器バイパス（ イ ン タ ー フ ェ イス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）

●

想定事故１

Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機能 喪 失●

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失
（ 残 留 熱 除 去 系 が故 障 し た 場 合 ）

●

水素燃焼

崩 壊 熱 除 去 系 機 能喪 失
（ 取 水 機 能 が 喪 失し た 場 合 ）○原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶 融 燃 料 冷 却 材相 互 作 用

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）

○

技術的能力
審査基準

高圧溶融物放出／格 納 容 器 雰 囲 気 直接 加 熱

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）○※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 で き な い 場 合 ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 す る 場 合 ）高 圧 注 水 ・ 減 圧 機能 喪 失●

比較表

原 子 炉 停 止 機 能 喪失

高 圧 ・ 低 圧 注 水 機能 喪 失

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

技術的能力対応手段と有効性評価

○

○

●
●

反応度の誤投入

原 子 炉 冷 却 材 の 流出

1.0.14−4

全 交 流 動 力 電 源 喪失○●

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失 （ 残 留 熱 除 去 系 の
故 障 に よ る 停 止 時冷 却 機 能 喪 失 ）

○

想定事故２

代替残留熱除去系海水系による冷却水確保

想定事故１

●

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

○

水素燃焼

○

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶 融 燃 料 冷 却 材相 互 作 用○

高圧溶融物放出／格 納 容 器 雰 囲 気 直接 加 熱

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 で き な い 場 合 ）○雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 す る 場 合 ）○津 波 浸 水 に よ る 最終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失○

格納容器バイパス（ イ ン タ ー フ ェ イス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）○Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機能 喪 失○

原 子 炉 停 止 機 能 喪失○●
緊急用海水系による冷却水確保

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失
（ 残 留 熱 除 去 系 が故 障 し た 場 合 ）崩 壊 熱 除 去 系 機 能喪 失
（ 取 水 機 能 が 喪 失し た 場 合 ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

●●
残留熱除去系海水系による冷却水確保

高 圧 注 水 ・ 減 圧 機能 喪 失

対応手段
技術的能力
審査基準

高 圧 ・ 低 圧 注 水 機能 喪 失

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●●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

運転停止中原子炉内の燃料
損傷の防止
使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止
原子炉格納容器の破損の防止
炉心の著しい損傷の防止○
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）
1.5

比較表
技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（4／14）
技術的能力対応手段と有効性評価
第 1.0.14−1 表

重要事故シーケンス

第 1.0.14−1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（5／14）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

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

●

○

●

●

●

●

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

○

●

○

○

○

○

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

○

○

○

○

○

○

サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入

○

○

○

○

○

○

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）崩 壊 熱 除 去 系 機 能喪 失
（ 取 水 機 能 が 喪 失し た 場 合 ）崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失
（ 残 留 熱 除 去 系 が故 障 し た 場 合 ）

○

○

○

○

○

○

補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ○○

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレ
イ（淡水/海水）○高 圧 注 水 ・ 減 圧 機能 喪 失

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

高 圧 ・ 低 圧 注 水 機能 喪 失

●

1.6

●

●

●

○

●

残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ

●

●

●

●

●

残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・プールの除熱

●

●

●

●

●

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代替除熱
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へのスプレイ
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
ールの除熱

1.7

●

●

1.0.14−5●

反応度の誤投入

水素燃焼

○

●

原 子 炉 冷 却 材 の 流出

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶 融 燃 料 冷 却 材相 互 作 用○○

全 交 流 動 力 電 源 喪失

高圧溶融物放出／格 納 容 器 雰 囲 気 直接 加 熱

●

○

対応手段

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失 （ 残 留 熱 除 去 系 の
故 障 に よ る 停 止 時冷 却 機 能 喪 失 ）雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 で き な い 場 合 ）●○※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

想定事故２

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 す る 場 合 ）●○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

想定事故１

津 波 浸 水 に よ る 最終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失

●

●

比較表

格納容器バイパス（ イ ン タ ー フ ェ イス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）●Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機能 喪 失●

原 子 炉 停 止 機 能 喪失○

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

技術的能力対応手段と有効性評価

技術的能力
審査基準

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

反応度の誤投入

原 子 炉 冷 却 材 の 流出

全 交 流 動 力 電 源 喪失

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失 （ 残 留 熱 除 去 系 の
故 障 に よ る 停 止 時冷 却 機 能 喪 失 ）高圧溶融物放出／格 納 容 器 雰 囲 気 直接 加 熱

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶 融 燃 料 冷 却 材相 互 作 用

水素燃焼

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用●○●
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）

○

○

○

○

○

○
消火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

○

○

○

○

○

○
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水●●●
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水○○○
代替循環冷却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○○○
補給水系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

格納容器バイパス（ イ ン タ ー フ ェ イス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機能 喪 失

原 子 炉 停 止 機 能 喪失○○○○
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

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失
（ 残 留 熱 除 去 系 が故 障 し た 場 合 ）崩 壊 熱 除 去 系 機 能喪 失
（ 取 水 機 能 が 喪 失し た 場 合 ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）高 圧 注 水 ・ 減 圧 機能 喪 失

高 圧 ・ 低 圧 注 水 機能 喪 失※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.14−6

想定事故２

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 で き な い 場 合 ）●●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

運転停止中原子炉内の燃料
損傷の防止
使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止
原子炉格納容器の破損の防止
炉心の著しい損傷の防止

想定事故１

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 す る 場 合 ）○津 波 浸 水 に よ る 最終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失○

1.8

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
対応手段
技術的能力
審査基準

比較表
技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（6／14）
技術的能力対応手段と有効性評価
第 1.0.14−1 表

重要事故シーケンス

反応度の誤投入

原 子 炉 冷 却 材 の 流出

全 交 流 動 力 電 源 喪失

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失 （ 残 留 熱 除 去 系 の
故 障 に よ る 停 止 時冷 却 機 能 喪 失 ）想定事故２

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶 融 燃 料 冷 却 材相 互 作 用

水素燃焼

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

●

●

想定事故１

高圧溶融物放出／格 納 容 器 雰 囲 気 直接 加 熱●

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 す る 場 合 ）津 波 浸 水 に よ る 最終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失

格納容器バイパス（ イ ン タ ー フ ェ イス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機能 喪 失

原 子 炉 停 止 機 能 喪失

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失
（ 残 留 熱 除 去 系 が故 障 し た 場 合 ）崩 壊 熱 除 去 系 機 能喪 失
（ 取 水 機 能 が 喪 失し た 場 合 ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）高 圧 注 水 ・ 減 圧 機能 喪 失●
原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 で き な い 場 合 ）●高 圧 ・ 低 圧 注 水 機能 喪 失1.0.14−7●
可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器への窒素供給●●※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

●●●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化

1.9

可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

運転停止中原子炉内の燃料
損傷の防止
使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止
原子炉格納容器の破損の防止
炉心の著しい損傷の防止

●
対応手段
技術的能力
審査基準

比較表
技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（7／14）
技術的能力対応手段と有効性評価
第 1.0.14−1 表

重要事故シーケンス

第 1.0.14−1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（8／14）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止○

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制
原子炉建屋内の水素濃度監視
格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水
1.10
格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）
原子炉建屋ガス処理系による水素排出
原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放及びブローアウトパネル閉止装置のパネル部開放による水素排出1.11

使用済燃料プール漏えい緩和
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動
使用済燃料プールの除熱

○

○

○

○

○

○

1.0.14−8

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

反応度の誤投入○

対応手段

原 子 炉 冷 却 材 の 流出●

全 交 流 動 力 電 源 喪失

想定事故２

●

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失 （ 残 留 熱 除 去 系 の
故 障 に よ る 停 止 時冷 却 機 能 喪 失 ）

想定事故１

○

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

○

水素燃焼

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

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶 融 燃 料 冷 却 材相 互 作 用○

高圧溶融物放出／格 納 容 器 雰 囲 気 直接 加 熱○

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 で き な い 場 合 ）

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレ
イ（淡水/海水）雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 す る 場 合 ）○津 波 浸 水 に よ る 最終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失○

格納容器バイパス（ イ ン タ ー フ ェ イス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機能 喪 失○

原 子 炉 停 止 機 能 喪失○

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失
（ 残 留 熱 除 去 系 が故 障 し た 場 合 ）消火系による使用済燃料プールへの注水

崩 壊 熱 除 去 系 機 能喪 失
（ 取 水 機 能 が 喪 失し た 場 合 ）

●

技術的能力
審査基準

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）●※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水（淡水/海水）

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高 圧 注 水 ・ 減 圧 機能 喪 失○

比較表

高 圧 ・ 低 圧 注 水 機能 喪 失

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水

技術的能力対応手段と有効性評価

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止

第 1.0.14−1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（9／14）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

○

●

●

●

●

●

●

○

○

●

●

○

●

○

●

○

●

○

●

○

○

○

○

○

○

対応手段
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制
ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質漏えい箇所の絞り込み
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制

1.12
放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）
による泡消火可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び泡混合器による航空機燃料火災への泡消火

代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）●

代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ（常設低圧
代替注水系ポンプを使用する場合）
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水
1.13

○
○

○

●

●

●

●

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

●

●

●

●

●

サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱

●

●

●

●

●

●

●

○

●

サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱

○

○

○

○

○

○

○

○

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○

○

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水
ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水

●

●

●

●

●

●
○

○

○

●

○

●

○

●

○

●

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

1.0.14−9○○反応度の誤投入●

原 子 炉 冷 却 材 の 流出●●

全 交 流 動 力 電 源 喪失○●

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失 （ 残 留 熱 除 去 系 の
故 障 に よ る 停 止 時冷 却 機 能 喪 失 ）

○

○

想定事故２

○

●

想定事故１

○

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

●

水素燃焼

●

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶 融 燃 料 冷 却 材相 互 作 用●

高圧溶融物放出／格 納 容 器 雰 囲 気 直接 加 熱○

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 で き な い 場 合 ）○雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 す る 場 合 ）Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機能 喪 失○

津 波 浸 水 に よ る 最終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失
（ 残 留 熱 除 去 系 が故 障 し た 場 合 ）

技術的能力
審査基準

格納容器バイパス（ イ ン タ ー フ ェ イス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）崩 壊 熱 除 去 系 機 能喪 失
（ 取 水 機 能 が 喪 失し た 場 合 ）○※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

原 子 炉 停 止 機 能 喪失

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）●全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）●比較表

高 圧 注 水 ・ 減 圧 機能 喪 失

高 圧 ・ 低 圧 注 水 機能 喪 失

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.0.14−1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（10／14）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

水素燃焼

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

対応手段
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧
力容器への注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧
力容器への注水
復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却○復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水○

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる送水

○

○

●

●

●

○

○

○

○

●

○

○

○

○

○

○

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の西側淡水貯水設備を水源とした原子炉
圧力容器への注水

○

○

●

●

●

○

○

○

○

●

○

○

○

○

○

○

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

●

●

●

○

○

○

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

●

西側淡水貯水設備を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給
西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器下部への注水

1.13

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉ウェルへの注水
西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへの注水
代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給（可搬型代替注
水大型ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水（可搬型代替注水大型ポン
プを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ（可搬型代
替注水大型ポンプを使用する場合）
淡水タンクを水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型
ポンプによる送水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

●

○

○

○

1.0.14−10○

反応度の誤投入

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶 融 燃 料 冷 却 材相 互 作 用○

原 子 炉 冷 却 材 の 流出

高圧溶融物放出／格 納 容 器 雰 囲 気 直接 加 熱○

全 交 流 動 力 電 源 喪失

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 で き な い 場 合 ）○

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失 （ 残 留 熱 除 去 系 の
故 障 に よ る 停 止 時冷 却 機 能 喪 失 ）雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 す る 場 合 ）

○

想定事故２

格納容器バイパス（ イ ン タ ー フ ェ イス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）

○

想定事故１

Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機能 喪 失○

津 波 浸 水 に よ る 最終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失
（ 残 留 熱 除 去 系 が故 障 し た 場 合 ）○原 子 炉 停 止 機 能 喪失

崩 壊 熱 除 去 系 機 能喪 失
（ 取 水 機 能 が 喪 失し た 場 合 ）

技術的能力
審査基準

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）○※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）○全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高 圧 注 水 ・ 減 圧 機能 喪 失

比較表

高 圧 ・ 低 圧 注 水 機能 喪 失技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.0.14−1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（11／14）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶 融 燃 料 冷 却 材相 互 作 用

水素燃焼

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

想定事故１

想定事故２

○

○

○

○

○

○

対応手段
淡水タンクを水源としたフィルタ装置スクラビング水補給
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水○○

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

1.13

海を水源とした残留熱除去系海水系による冷却水の確保●

海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送

●
○

○

○

●

●

●
●

●

○

●

●

●

●

○

●
●

海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制
海を水源とした航空機燃料火災への泡消火
海を水源とした２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保

●

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

●

○

○

●

●

●

海を水源とした２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発電機海水系への代替送水
海を水源とした代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱○○

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入

○

○

○

○

○

1.0.14−11

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

反応度の誤投入

高圧溶融物放出／格 納 容 器 雰 囲 気 直接 加 熱○

原 子 炉 冷 却 材 の 流出

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 で き な い 場 合 ）○全 交 流 動 力 電 源 喪失

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 す る 場 合 ）○

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失 （ 残 留 熱 除 去 系 の
故 障 に よ る 停 止 時冷 却 機 能 喪 失 ）津 波 浸 水 に よ る 最終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失

格納容器バイパス（ イ ン タ ー フ ェ イス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機能 喪 失

原 子 炉 停 止 機 能 喪失

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失
（ 残 留 熱 除 去 系 が故 障 し た 場 合 ）崩 壊 熱 除 去 系 機 能喪 失
（ 取 水 機 能 が 喪 失し た 場 合 ）

技術的能力
審査基準

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高 圧 注 水 ・ 減 圧 機能 喪 失

比較表

高 圧 ・ 低 圧 注 水 機能 喪 失技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 す る 場 合 ）雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 で き な い 場 合 ）高圧溶融物放出／格 納 容 器 雰 囲 気 直接 加 熱

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶 融 燃 料 冷 却 材相 互 作 用

水素燃焼

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

○

○

●

○

○

○

○

○
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給（淡水タンクを水源とした場合）

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の水源の切替え

淡水から海水への切替え

想定事故２

可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（海を水源とし
た場合）

想定事故１

津 波 浸 水 に よ る 最終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失1.0.14−12●○●
外部水源から内部水源への切替え

原 子 炉 停 止 機 能 喪失

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）

○

○

○

○

○
可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（淡水タンクを水源とした場合）

○

○

○

○

○

○

反応度の誤投入

格納容器バイパス（ イ ン タ ー フ ェ イス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）●全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）○原 子 炉 冷 却 材 の 流出

Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機能 喪 失●

全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）

対応手段
技術的能力
審査基準

高 圧 注 水 ・ 減 圧 機能 喪 失

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給（海を水源とした場合）

全 交 流 動 力 電 源 喪失

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失
（ 残 留 熱 除 去 系 が故 障 し た 場 合 ）○※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

運転停止中原子炉内の燃料
損傷の防止
使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止
原子炉格納容器の破損の防止
炉心の著しい損傷の防止

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失 （ 残 留 熱 除 去 系 の
故 障 に よ る 停 止 時冷 却 機 能 喪 失 ）崩 壊 熱 除 去 系 機 能喪 失
（ 取 水 機 能 が 喪 失し た 場 合 ）●●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高 圧 ・ 低 圧 注 水 機能 喪 失

可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（代替淡水貯槽を水源とした場合）
1.13

可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給（西側淡水貯水設備
を水源とした場合）

比較表
技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（12／14）
技術的能力対応手段と有効性評価
第 1.0.14−1 表

重要事故シーケンス

第 1.0.14−1 表

技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（13／14）
重要事故シーケンス

炉心の著しい損傷の防止

常設代替交流電源設備による給電

●

●

●

●

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

●

●

●

●

●

●

●

緊急時対策室建屋ガスタービン発電機による給電

可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

●

○
○

○

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

○
●

●

●

●

●

●

●

●

●

○

●

●

●

●

●

●

常設代替交流電源設備による非常用高圧母線への給電
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用高圧母線への給電
緊急時対策室建屋ガスタービン発電機による非常用低圧母線への給電
1.14
可搬型代替交流電源設備による非常用低圧母線への給電
所内常設直流電源設備による直流 125V 主母線盤への給電
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による直流 125V 主母線盤への給電
可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤への給電
代替海水送水による電源給電機能の復旧
可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油●

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油○○

非常用交流電源設備による非常用所内電気設備への給電○○

非常用直流電源設備による給電
軽油貯蔵タンクから２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機への給油

●
○

○

●

●
●

●

○

○

●

●

○

○

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
○

1.0.14−13

○

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●

●

反応度の誤投入●

対応手段

原子炉冷却材の流出

全交流動力電源喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

想定事故２

想定事故１

溶融炉心・コンクリート相互作用

●

水素燃焼

●

原子炉圧力容器外の溶融燃料 冷却材相互作用●

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

所内常設直流電源設備による給電

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用できない場合）○

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）○

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止

津波浸水による最終ヒートシンク喪失○

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）○

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

可搬型代替交流電源設備による給電

技術的能力
審査基準

原子炉停止機能喪失

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）●※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失●

比較表

高圧・低圧注水機能喪失●

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

反応度の誤投入

原 子 炉 冷 却 材 の 流出

全 交 流 動 力 電 源 喪失

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失 （ 残 留 熱 除 去 系 の
故 障 に よ る 停 止 時冷 却 機 能 喪 失 ）

想定事故２

想定事故１

溶 融 炉 心 ・ コ ン クリ ー ト 相 互 作 用

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●
衛星電話設備（可搬型）（待避室）による通信連絡手順●

原 子 炉 圧 力 容 器 外の溶 融 燃 料 冷 却 材相 互 作 用

データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータ等の監視手順

高圧溶融物放出／格 納 容 器 雰 囲 気 直接 加 熱

津 波 浸 水 に よ る 最終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失

格納容器バイパス（ イ ン タ ー フ ェ イス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機能 喪 失●
中央制御室待避室の照明を確保する手順●●
原子炉建屋ガス処理系による運転員等の被ばく防止手順

原 子 炉 停 止 機 能 喪失

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪失
（ 残 留 熱 除 去 系 が故 障 し た 場 合 ）崩 壊 熱 除 去 系 機 能喪 失
（ 取 水 機 能 が 喪 失し た 場 合 ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ）全 交 流 動 力 電 源 喪失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）高 圧 注 水 ・ 減 圧 機能 喪 失

高 圧 ・ 低 圧 注 水 機能 喪 失●
中央制御室待避室の準備手順

水素燃焼

●
●
●
●
●
計器電源が喪失した場合の手段（蓄電池，代替電源（交流・直流）からの給電）
1.15

1.0.14−14●

中央制御室換気系の運転手順等●●●※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

●●●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

計器電源が喪失した場合の手段（可搬型計測器による計測又は監視）パラメータを記録する手順

中央制御室の照明を確保する手順

中央制御室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順

1.16

中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順

チェンジングエリアの設置及び運用手順

運転停止中原子炉内の燃料
損傷の防止
使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止
原子炉格納容器の破損の防止
炉心の著しい損傷の防止●●
計器の計測範囲を超えた場合の手段（代替パラメータによる推定，可搬型計
測器による計測）

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 で き な い 場 合 ）計器の故障時に状態を把握するための手段（他チャンネルによる計測，代替
パラメータによる推定）

雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却 を使 用 す る 場 合 ）

対応手段
技術的能力
審査基準

●

比較表
技術的能力対応手段と有効性評価

比較表（14／14）
技術的能力対応手段と有効性評価
第 1.0.14−1 表

重要事故シーケンス

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（1／20）○

再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制○

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止○

ほう酸水注入○選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制○○

制御棒手動挿入○○

原子炉圧力容器内の水位低下による原子炉出力抑制○

中央制御室からの高圧代替注水系起動

○

○

○

○

○

○

○

現場手動操作による高圧代替注水系起動

○

○

○

○

○

○

○

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動

○

○

○

○

○

○

○

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

○

○

○

○

○

○

○

○

代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

○

○

○

○

○

○

○

○

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び
注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

制御棒駆動水圧系による原子炉注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

に発電用原子炉を未臨界にするための手順等【要求事項 1.2】
原子炉冷却材圧
力バウンダリ高○圧時に発電用原
子炉を冷却するための手順等

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水

○

○

○

○

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水

○

○

○

○

○
○

○

○

○

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−15

○
○

○

○

考

○

備

代替制御棒挿入機能による制御棒挿入

重大事故等対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止

○

フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止○

災害対策本部で使用する手順書

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

放出

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

損傷 炉心冷却 後の除熱

３

１

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

除熱

除熱

４

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

注水

長期 の原子炉 水位の確保

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

２

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

注水

緊急停止失敗時

損傷 炉心への 注水

対応手段
原子炉手動スクラム【要求事項 1.1】

１

項目

注水

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

停止時電源復旧

停止時原子炉水位 制御

停止時崩壊熱除去 制御

停止時反応度制御

電源供給回復ＡＭ初期対応

水位不明

急速減圧

水位回復

使用済燃料プール 制御○

原子炉建屋制御

Ｓ／Ｐ水位制御○比較表

ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ温度制御

Ｄ／Ｗ温度制御

ＰＣＶ圧力制御

○

減圧冷却

反応度制御

○

水位確保

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（2／20）

手順等

考

減圧するための

備
自動動作の
ため運転員
の操作不要

○

○

○

○

○

○

○

○

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機
能）開放

○

○

○

○

○

○

○

○

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧
機能）開放

○

○

○

○

○

○

○

○

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベによる逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保

○

○

○

○

○

○

○

○

可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保

○

○

○

○

○

○

○

○

非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）駆動源確保

○

○

○

○

○

○

○

○

代替直流電源設備による復旧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

代替交流電源設備による復旧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

手動操作による減圧（タービン・バイパス弁の手動操作による減圧）

力バウンダリを重大事故等対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止手動操作による減圧（逃がし安全弁の手動操作による減圧）

原子炉冷却材圧

フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱対応手段
減圧の自動化【要求事項 1.3】

災害対策本部で使用する手順書

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

放出

３

損傷 炉心冷却 後の除熱

除熱

１

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

除熱４

長期 の原子炉 水位の確保

注水

２

損傷 炉心への 注水

項目

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

注水

１※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

注水

停止時電源復旧

停止時原子炉水位 制御

停止時崩壊熱除去 制御

停止時反応度制御

電源供給回復ＡＭ初期対応

水位不明

急速減圧

水位回復

使用済燃料プール 制御

原子炉建屋制御

ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ水位制御

Ｓ／Ｐ温度制御

比較表

Ｄ／Ｗ温度制御

ＰＣＶ圧力制御

減圧冷却

水位確保

反応度制御

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

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

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−16○

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（3／20）
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

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

補給水系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

残留熱除去系（低圧注水系）電源復旧後の原子炉圧力容器へ
の注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

低圧炉心スプレイ系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

○

○

○

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却

○

○

○

消火系による残存溶融炉心の冷却

○

○

○

補給水系による残存溶融炉心の冷却

○

○

○

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水
／海水）

○

○

○

考

ための手順等

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

子炉を冷却する

３

圧時に発電用原

２

１

力バウンダリ低対応手段

原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱○○

残留熱除去系(原子炉停止時冷却系)電源復旧後の発電用原子
炉からの除熱

○

○

○

○

○

○

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉か
らの除熱

○

○

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−17

○

○

○

○

○

○
○

○

○

○

備

○

重大事故等対策要 領

○

フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

○

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド○

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止

○

水素

○

Ｐ ＣＶ破 損防止

○

放出

○

除熱

○

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ○

損傷 炉心冷却 後の除熱

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）

１

○

除熱

○

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

○

４

○

注水

長期 の原子炉 水位の確保

○

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

損傷 炉心への 注水

○

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

停止時原子炉水位 制御

○

項目

注水

停止時崩壊熱除去 制御○

注水

ＡＭ初期対応停止時電源復旧

水位不明

停止時反応度制御

急速減圧

電源供給回復水位回復○

使用済燃料プール 制御○

原子炉建屋制御○

ＰＣＶ水素濃度制 御ＰＣＶ圧力制御○

Ｓ／Ｐ水位制御

減圧冷却○

Ｓ／Ｐ温度制御

水位確保○

Ｄ／Ｗ温度制御

反応度制御

スクラム

○

比較表

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

原子炉冷却材圧

災害対策本部で使用する手順書

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

技術的能力対応手段と手順等【要求事項 1.4】

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）○

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（4／20）
災害対策本部で使用する手順書

考

対応手段
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

○

○

○

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

○

○

○

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）○○

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

るための手順等

緊急用海水系による除熱

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

代替残留熱除去系海水系による除熱

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

残留熱除去系海水系による冷却水確保○

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−18

備

重大事故等対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

放出

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

損傷 炉心冷却 後の除熱

３

１

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

除熱

除熱

４

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

注水

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

長期 の原子炉 水位の確保

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

２クへ熱を輸送す

注水

最終ヒートシン

損傷 炉心への 注水【要求事項 1.5】

１

項目

注水

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

停止時電源復旧

停止時原子炉水位 制御

停止時崩壊熱除去 制御

停止時反応度制御

電源供給回復ＡＭ初期対応

水位不明

急速減圧

水位回復

使用済燃料プール 制御

原子炉建屋制御比較表

ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ水位制御

Ｓ／Ｐ温度制御

Ｄ／Ｗ温度制御

ＰＣＶ圧力制御

減圧冷却

水位確保

反応度制御

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（5／20）

○

○

○

○

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

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

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

○

○

○

○

○

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び
除熱

○

○

○

○

○

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

○

○

○

○

○

○

３

考

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

順等

損傷 炉心冷却 後の除熱止するための手

１

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・プールの除熱の過圧破損を防長期 のＲＰＶ 破損後の注水○○○

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へのスプレイ

原子炉格納容器４

残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・プールの除熱

○
○

○

○

○

○

○

○

サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−19

備○

重大事故等対策要 領

○

フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

○

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド○

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止

○

水素

○

Ｐ ＣＶ破 損防止補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ

放出

○

除熱

○

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

○

除熱

○

注水

○

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

○

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水○

長期 の原子炉 水位の確保

○

２

○

注水

○

損傷 炉心への 注水

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

１

○

注水

○

対応手段

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代替
除熱【要求事項 1.7】

停止時電源復旧めの手順等

停止時原子炉水位 制御

内の冷却等のた

停止時崩壊熱除去 制御○項目

停止時反応度制御

電源供給回復○ＡＭ初期対応○

水位不明

ＰＣＶ水素濃度制 御○急速減圧

Ｓ／Ｐ水位制御○

水位回復

Ｓ／Ｐ温度制御○

使用済燃料プール 制御

Ｄ／Ｗ温度制御○

原子炉建屋制御

ＰＣＶ圧力制御

減圧冷却

水位確保

反応度制御

スクラム

○

比較表

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

原子炉格納容器

災害対策本部で使用する手順書

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

技術的能力対応手段と手順等【要求事項 1.6】

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）○○

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（6／20）
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

災害対策本部で使用する手順書

長期 の原子炉 水位の確保

重大事故等対策要 領

考

フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止

３

水素

○

Ｐ ＣＶ破 損防止

○

放出

○

除熱

○

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

損傷 炉心冷却 後の除熱

○

１

○

除熱

○

長期 のＲＰＶ 破損後の注水○

４

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

項目

注水

○

※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

対応手段

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

代替循環冷却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

○

○

○

○

補給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

○

○

○

○

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

○

○

○

○

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

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−20備２損傷 炉心への 注水

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

注水

１

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

注水

停止時電源復旧

停止時原子炉水位 制御

停止時崩壊熱除去 制御

停止時反応度制御

電源供給回復○ＡＭ初期対応

○

水位不明

○

急速減圧

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）

水位回復

○

使用済燃料プール 制御○

原子炉建屋制御○

ＰＣＶ水素濃度制 御○比較表

Ｓ／Ｐ水位制御

Ｓ／Ｐ温度制御

Ｄ／Ｗ温度制御

ＰＣＶ圧力制御

減圧冷却

水位確保

反応度制御

スクラム

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

技術的能力対応手段と手順等【要求事項 1.8】

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（7／20）
災害対策本部で使用する手順書

考

対応手段
原子炉起動
時にＰＣＶ
内を窒素に
より不活性
化する

発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への窒素供給【要求事項 1.9】
水素爆発による

○

○

○
原子炉起動
前にＦＣＶ
Ｓ内を窒素
により不活
性化する

可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化

原子炉格納容器の破損を防止す

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素排出るための手順等

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制
御○○格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視○○

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の電源を代替電源設備から給電【要求事項 1.10】

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水○○

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）○○原子炉建屋ガス処理系による水素排出

○

○

○

水素爆発による
原子炉建屋等の原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視

○

○

○

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制

○

○

○

損傷を防止するための手順等

備

重大事故等対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

放出

３

損傷 炉心冷却 後の除熱

除熱

１

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

除熱４

長期 の原子炉 水位の確保

注水

２

損傷 炉心への 注水

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

注水

１

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

注水

停止時電源復旧

停止時原子炉水位 制御

項目

停止時崩壊熱除去 制御※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

停止時反応度制御

電源供給回復ＡＭ初期対応

水位不明

急速減圧

水位回復

使用済燃料プール 制御

原子炉建屋制御

ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ水位制御

Ｓ／Ｐ温度制御

Ｄ／Ｗ温度制御

ＰＣＶ圧力制御

減圧冷却

水位確保

比較表

反応度制御

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放及びブローアウトパ
ネル閉止装置のパネル部開放による水素排出○

代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設
備への給電

○

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−21

○

○

○

○

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（8／20）
災害対策本部で使用する手順書

考対応手段
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ル注水

○

○

○

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）

○

○

○

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

○

○

○

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレ
イ

○

○

○

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

○

○

○

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

使用済燃料プール漏えい緩和○

使用済燃料プールの監視カメラ用空冷装置起動○

代替電源設備による使用済燃料プールを監視するための設備への給電
代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱○○○

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−22

備

重大事故等対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

放出

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

損傷 炉心冷却 後の除熱

３

１

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

除熱

除熱

４

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

注水

長期 の原子炉 水位の確保

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

２

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

注水

損傷 炉心への 注水

めの手順等

１

槽の冷却等のた

注水

使用済燃料貯蔵停止時電源復旧[要求事項 1.11]

停止時原子炉水位 制御

項目

停止時崩壊熱除去 制御※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

停止時反応度制御

電源供給回復ＡＭ初期対応

水位不明

急速減圧

水位回復

使用済燃料プール 制御

原子炉建屋制御

ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ水位制御

Ｓ／Ｐ温度制御

Ｄ／Ｗ温度制御

ＰＣＶ圧力制御

減圧冷却

水位確保

比較表

反応度制御

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

○

○

○

○

○

○

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（9／20）
災害対策本部で使用する手順書

考対応手段
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制○

ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質漏えい箇所
の絞り込み

○

汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制○

放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制○

化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による泡消火○

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び泡混合器による航空機燃料火災への泡消火○

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−23

備

重大事故等対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

放出

３

損傷 炉心冷却 後の除熱

除熱

１

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

除熱４

長期 の原子炉 水位の確保

注水

２

損傷 炉心への 注水

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

注水

１

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

注水

の手順等

停止時電源復旧を抑制するため停止時原子炉水位 制御

射性物質の拡散

停止時崩壊熱除去 制御

発電所外への放停止時反応度制御【要求事項 1.12】

電源供給回復項目

ＡＭ初期対応※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

水位不明

急速減圧

水位回復

使用済燃料プール 制御

原子炉建屋制御

ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ水位制御

Ｓ／Ｐ温度制御

Ｄ／Ｗ温度制御

ＰＣＶ圧力制御

減圧冷却

水位確保

比較表

反応度制御

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（10／20）

○

○

○

代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）

○

○

○
○

代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプ
レイ（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）

○

○

○

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

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

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

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の
除熱

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱

○

○

○

○

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○
○

○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水

○
○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○
○

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした使用済燃料
プールへの注水○○

代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水（常設低圧
代替注水系ポンプを使用する場合）

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○
○
○

○

○

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−24

○

○

○

○

○

○

○

考

○

備

○

○

重大事故等 対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防止

○

○

フェーズⅡ
アクシデン トマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止

代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）○

災害対策本部で使用する手順書

フェーズⅠ
アクシデン トマネ ージメントガ イド

放出

ＲＰ Ｖ破損後 の除 熱

損傷 炉心冷却 後の 除熱

３１

長期 のＲＰＶ 破損 後の注水

除熱

除熱

４

対応手段
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）【要求事項 1.13】
重大事故等の収束に必要となる水の
供給手順等

除熱 ２
ＲＰＶ破損 後の初 期格納容器ス プレイ

注水

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損 後のペ デスタル注水

長期 の原子炉 水位 の確保○

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損 前のペ デスタル初期 注水

２

損傷 炉心への 注水○※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

項目

注水

１

○

注水

○

停止時電源 復旧○

停止時原子 炉水位 制御

ＡＭ初期対 応○停止時崩壊 熱除去 制御

水位不明

○

停止時反応 度制御

急速減圧○

電源供給回 復水位回復

使用済燃料 プール 制御

原子炉建屋 制御○比較表

ＰＣＶ水素 濃度制 御ＰＣＶ圧力 制御○

Ｓ／Ｐ水位 制御

減圧冷却○

Ｓ／Ｐ温度 制御

水位確保○

Ｄ／Ｗ温度 制御

反応度制御

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（11／20）

考復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

○
○

○

○

○

○

○

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる送水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の西側淡水貯水設備を水源とした原子炉圧力容器への注水

○
○

○

○

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器内の冷却

○
○

○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

西側淡水貯水設備を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給
西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器下部への注水○○

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉ウェルへの注水○

西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへの注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却（可搬型
代替注水大型ポンプを使用する場合）

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

代替淡水貯槽を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）○

代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水（可搬型代
替注水大型ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）

○
○

○

○
○

○

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−25

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○
○

備

重大事故等対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止

対応手段
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水【要求事項 1.13】
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

災害対策本部で使用する手順書

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

放出

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

損傷 炉心冷却 後の除熱

３

１

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

除熱

除熱

４

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

注水

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

長期 の原子炉 水位の確保○

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

２

損傷 炉心への 注水○※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

項目

注水

１

○

注水

○

停止時電源復旧○

停止時原子炉水位 制御

ＡＭ初期対応○停止時崩壊熱除去 制御

水位不明

○

停止時反応度制御

急速減圧○

電源供給回復水位回復

使用済燃料プール 制御

原子炉建屋制御○比較表

ＰＣＶ水素濃度制 御ＰＣＶ圧力制御○

Ｓ／Ｐ水位制御

減圧冷却○

Ｓ／Ｐ温度制御

水位確保○

Ｄ／Ｗ温度制御

反応度制御

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）○

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（12／20）

考○淡水タンクを水源としたフィルタ装置スクラビング水補給○

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水○○○

海を水源とした原子炉格納容器内の冷却

○
○

○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

海を水源とした原子炉格納容器下部への注水○

海を水源とした原子炉ウェルへの注水

海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送

○

○

○
○

海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ
海を水源とした残留熱除去系海水系による冷却水の確保○○

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の海を水源とした原子炉
圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制○

海を水源とした航空機燃料火災への泡消火○

海を水源とした２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水
の確保

○

○

○

海を水源とした２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系への代替送水
海を水源とした代替燃料プール冷却系による使用済燃料プー
ルの除熱
ほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸
水注入

○
○

○

○

○

○

○

○

可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給（西側淡水貯水設備を水源とした場合）

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○
○

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−26

備

重大事故等対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱対応手段
淡水タンクを水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水【要求事項 1.13】
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

災害対策本部で使用する手順書

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

放出

３

損傷 炉心冷却 後の除熱

除熱

１

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

除熱４

長期 の原子炉 水位の確保

注水

２

損傷 炉心への 注水

項目

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

注水

１※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

注水

停止時電源復旧

停止時原子炉水位 制御

停止時崩壊熱除去 制御

停止時反応度制御

電源供給回復ＡＭ初期対応

水位不明

急速減圧

水位回復

使用済燃料プール 制御

原子炉建屋制御比較表

ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ水位制御

Ｓ／Ｐ温度制御

Ｄ／Ｗ温度制御

ＰＣＶ圧力制御

減圧冷却

水位確保

反応度制御

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（13／20）
災害対策本部で使用する手順書

考対応手段
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給（淡水タンクを水源とした場合）○

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給（海を水源とした場合）○

可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（代替淡水貯槽を水源とした場合）○

可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（淡水タンクを水源とした場合）○

可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（海を水源とした場合）○

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の水源の切替え○

淡水から海水への切替え○

外部水源から内部水源への切替え○

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−27

備

重大事故等対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

放出

３

損傷 炉心冷却 後の除熱

除熱

１

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

除熱４

長期 の原子炉 水位の確保

注水

２

損傷 炉心への 注水

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

注水

１

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

注水

停止時電源復旧

停止時原子炉水位 制御

停止時崩壊熱除去 制御

停止時反応度制御【要求事項 1.13】
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

電源供給回復項目

ＡＭ初期対応※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

水位不明

急速減圧

水位回復

使用済燃料プール 制御

原子炉建屋制御

ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ水位制御

Ｓ／Ｐ温度制御

Ｄ／Ｗ温度制御

ＰＣＶ圧力制御

減圧冷却

水位確保

比較表

反応度制御

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）○

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（14／20）

考

○
○

○

可搬型代替交流電源設備による給電○○

所内常設直流電源設備による給電○○

可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電

○

○

○

○

代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

○

○

○

○

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

○

○

○

○

常設代替交流電源設備による非常用高圧母線への給電

○

○

○

○

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用高圧母線
への給電

○

○

○

緊急時対策室建屋ガスタービン発電機による非常用低圧母線
への給電

○

○

○

○

可搬型代替交流電源設備による非常用低圧母線への給電

○

○

○

○

所内常設直流電源設備による直流 125V 主母線盤への給電

○

○

○

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による直流 125V 主母線
盤への給電

○

○

○

可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤への給電

○

○

○

代替海水送水による電源給電機能の復旧○○

可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油○○

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油○

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−28

備

重大事故等対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

放出

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

損傷 炉心冷却 後の除熱

３

１

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

除熱

除熱

４

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

注水

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

長期 の原子炉 水位の確保

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

２

する手順等

注水

○

緊急時対策室建屋ガスタービン発電機による給電電源の確保に関災害対策本部で使用する手順書

対応手段
常設代替交流電源設備による給電【要求事項 1.14】

損傷 炉心への 注水

項目１※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

注水

停止時電源復旧

停止時原子炉水位 制御

停止時崩壊熱除去 制御

停止時反応度制御

電源供給回復ＡＭ初期対応

水位不明

急速減圧

水位回復

使用済燃料プール 制御

原子炉建屋制御

ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ水位制御

Ｓ／Ｐ温度制御

Ｄ／Ｗ温度制御

ＰＣＶ圧力制御

減圧冷却

水位確保

比較表

反応度制御

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

備

重大事故等対策要 領

考

フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド
フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止ＡＭ設備別操作手 順書
水素

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

Ｐ ＣＶ破 損防止
３

放出
除熱

除熱
４

１
長期 のＲＰＶ 破損後の注水

損傷 炉心冷却 後の除熱

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

注水
注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水
注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水
長期 の原子炉 水位の確保

○

２

○

注水

非常用直流電源設備による給電

損傷 炉心への 注水
○

１

○

注水
停止時電源復旧
停止時原子炉水位 制御
停止時崩壊熱除去 制御※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

災害対策本部で使用する手順書
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

停止時反応度制御
電源供給回復1.0.14−29

ＡＭ初期対応

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

水位不明
急速減圧
水位回復
使用済燃料プール 制御
原子炉建屋制御
ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ水位制御
Ｓ／Ｐ温度制御
Ｄ／Ｗ温度制御
ＰＣＶ圧力制御
減圧冷却
水位確保

○
軽油貯蔵タンクから２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機への給油
する手順等

対応手段
項目

反応度制御
スクラム

【要求事項 1.14】

非常用交流電源設備による非常用所内電気設備への給電電源の確保に関

比較表
技術的能力対応手段と手順等

比較表（15／20）
技術的能力対応手段と手順等
第 1.0.14−2 表

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（16／20）
災害対策本部で使用する手順書

考対応手段
計器故障時の手順

他チャンネルによる計測

計器故障時の手順

代替パラメータによる推定

計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の手順
代替パラメータによる推定
計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の手順

○

○

○

○
○

可搬型計測器による計測又は監視
常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給
電

○

○

○

○

可搬型代替直流電源設備からの給電

○

○

○

○

可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視○

重大事故等時のパラメータ記録
注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−30

備

重大事故等対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

放出

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

損傷 炉心冷却 後の除熱

３

１

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

除熱

除熱

４

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

注水

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

長期 の原子炉 水位の確保

関する手順等２

事故時の計装に

注水【要求事項 1.15】

損傷 炉心への 注水

項目１※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

注水

停止時電源復旧

停止時原子炉水位 制御

停止時崩壊熱除去 制御

停止時反応度制御

電源供給回復ＡＭ初期対応

水位不明

急速減圧

水位回復

使用済燃料プール 制御

原子炉建屋制御

ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ水位制御

Ｓ／Ｐ温度制御

Ｄ／Ｗ温度制御

ＰＣＶ圧力制御

減圧冷却

水位確保

比較表

反応度制御

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（17／20）

考

○

○

○

中央制御室待避室の準備手順○○

中央制御室の照明を確保する手順○

中央制御室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順○

中央制御室待避室の照明を確保する手順○

中央制御室退避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管
理手順○

データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータ等の監視手順○

衛星電話設備（可搬型）（待避室）による通信連絡手順○

その他の放射線防護措置等に関する手順○

チェンジングエリアの設置及び運用による汚染の持ち込みの防止○

原子炉建屋ガス処理系による運転員等の被ばく防止手順○

原子炉建屋外側ブローアウトパネル閉止による運転員等の被ばく防止手順○

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−31○○

備

重大事故等対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

放出

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

損傷 炉心冷却 後の除熱

３

１

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

除熱

除熱

４

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

注水

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

長期 の原子炉 水位の確保

る手順等

２

居住性等に関す

注水

原子炉制御室の災害対策本部で使用する手順書

対応手段
中央制御室換気系の運転手順【要求事項 1.16】

損傷 炉心への 注水

項目１※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

注水

停止時電源復旧

停止時原子炉水位 制御○

停止時崩壊熱除去 制御

電源供給回復○停止時反応度制御

ＡＭ初期対応

水位不明

急速減圧

水位回復

使用済燃料プール 制御

原子炉建屋制御

ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ水位制御

Ｓ／Ｐ温度制御

Ｄ／Ｗ温度制御

ＰＣＶ圧力制御

減圧冷却

水位確保

比較表

反応度制御

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

○

○

○

○

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（18／20）
災害対策本部で使用する手順書

考対応手段
モニタリング・ポストによる放射線量の測定○

可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替
測定○

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定○

可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代
替測定○

可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定○

モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策○

可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策○

放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策○

敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制○

気象観測設備による気象観測項目の測定○

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定○

監視測定等に関する手順等

モニタリング・ポストの電源を代替交流電源設備から給電○

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−32○○

備

重大事故等対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

放出

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

損傷 炉心冷却 後の除熱

３

１

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

除熱

除熱

４

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

注水

長期 の原子炉 水位の確保

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

２

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

注水【要求事項 1.17】

損傷 炉心への 注水

項目１※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

注水

停止時電源復旧

停止時原子炉水位 制御

停止時崩壊熱除去 制御

停止時反応度制御

電源供給回復ＡＭ初期対応

水位不明

急速減圧

水位回復

使用済燃料プール 制御

原子炉建屋制御

ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ水位制御

Ｓ／Ｐ温度制御

Ｄ／Ｗ温度制御

ＰＣＶ圧力制御

減圧冷却

水位確保

比較表

反応度制御

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

第 1.0.14−2 表

技術的能力対応手段と手順等

比較表（19／20）
災害対策本部で使用する手順書

考

対応手段
緊急時対策所非常用換気設備運転手順○

緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順○

緊急時対策所エリアモニタの設置手順○

緊急時対策所にとどまる災害対策要員について○

緊急時対策所での格納容器ベントを実施する場合の対応の手
順○

緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備への
切替え手順

○

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）によるプラントパ
ラメータ等の監視手順○

重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料の整備○

通信連絡に関する手順等○

放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）及びチェンジン
グエリア用資機材の維持管理○

チェンジングエリアの設置及び運用手順○

緊急時対策所非常用換気設備の切替え手順○

飲料水，食料等の維持管理○

緊急時対策所用発電機起動手順○

緊急時対策所用可搬型代替低圧電源車による給電手順○

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

1.0.14−33

備

重大事故等対策要 領

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

水素

Ｐ ＣＶ破 損防止

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

放出

３

損傷 炉心冷却 後の除熱

除熱

１

長期 のＲＰＶ 破損後の注水

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

除熱４

長期 の原子炉 水位の確保

注水

２

損傷 炉心への 注水

注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

注水

１

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

注水

停止時電源復旧

停止時原子炉水位 制御

停止時崩壊熱除去 制御

停止時反応度制御【要求事項 1.18】

電源供給回復項目

ＡＭ初期対応※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

水位不明

急速減圧

水位回復

使用済燃料プール 制御

原子炉建屋制御

ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ水位制御

Ｓ／Ｐ温度制御

Ｄ／Ｗ温度制御

ＰＣＶ圧力制御

減圧冷却

水位確保

比較表

反応度制御

スクラム

技術的能力対応手段と手順等

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

ＡＭ設備別操作手 順書

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

考

損傷 炉心冷却 後の除熱

長期 の原子炉 水位の確保○
発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡○
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所での共有○

備

重大事故等対策要 領
フェーズⅡ
アクシデントマネ ージメントガ イド

１
長期 のＲＰＶ 破損後の注水

２
損傷 炉心への 注水

○
○

フェーズⅠ
アクシデントマネ ージメントガ イド

Ｒ ／Ｂ水 素爆発防 止ＡＭ設備別操作手 順書
水素

ＲＰ Ｖ破損後 の除熱

Ｐ ＣＶ破 損防止
３

放出
除熱

除熱
４

除熱 ２
ＲＰＶ破損後の初 期格納容器ス プレイ

注水
注水 ３ｂ
ＲＰＶ破損後のペ デスタル注水

注水
１

注水 ３ａ
ＲＰＶ破損前のペ デスタル初期 注水

注水
停止時電源復旧
停止時原子炉水位 制御
停止時崩壊熱除去 制御
停止時反応度制御

1.0.14−34

電源供給回復

注：ＲＰＶとは，原子炉圧力容器を示す。

ＡＭ初期対応※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

災害対策本部で使用する手順書
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）○○
代替電源設備から給電する対応手順

水位不明
急速減圧
水位回復
使用済燃料プール 制御
原子炉建屋制御
ＰＣＶ水素濃度制 御Ｓ／Ｐ水位制御
Ｓ／Ｐ温度制御
Ｄ／Ｗ温度制御
ＰＣＶ圧力制御
減圧冷却
水位確保

対応手段
項目

反応度制御
スクラム

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場
所での共有

る手順等

○

通信連絡に関す

発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡【要求事項 1.19】

比較表
技術的能力対応手段と手順等

比較表（20／20）
技術的能力対応手段と手順等
第 1.0.14−2 表

添 付 資 料 1.0.15

東海第二発電所

原子炉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

＜目

次＞

はじめに

1.0.15− 1

1.

考慮すべき事項

1.0.15− 1

2.

原子炉格納容器の冷却手段

1.0.15− 4(1)

原子炉格納容器除熱手段について(2)

代替循環冷却系の長期運転及び不具合等を想定した対策について3.

作業環境の線量低減対策の対応例について(1)5.

1.0.15− 13

代替循環冷却系を運転した場合の線量低減の1.0.15− 13

汚染水発生時の対応について

1.0.15− 19

残留熱除去系の復旧方法について

1.0.15− 20(1)

残 留 熱 除 去 系 の 復 旧 方 法 及 び 予 備 品 の 確 保 に つ い て 1.0.15− 20(2)

残留熱除去系の復旧手順について

1.0.15− 20

残留熱除去系熱交換器が使用できない場合の原子炉格納容器からの除熱手段について(1)

6.

1.0.15− 11

対応について(2)
4.

1.0.15− 4

1.0.15− 29

可搬型原子炉格納容器除熱系統による原子炉格納容器からの除熱手段の概要

1.0.15− 30(2)

作業に伴う被ばく線量について

1.0.15− 37(3)

フランジ部からの漏えい発生時の対応

1.0.15− 38

外部からの支援について

1.0.15− 39

はじめに
重大事故等への対応操作や作業は，事故形態によっては長期間にわたることが予想されるため，あらかじめ長期対応への体制整備や作業環境の維持，改善等について，準備しておくことが望ましい。
東海第二発電所原子力事業者防災業務計画では，原子力災害事後対策と し て 「 防 災 基 本 計 画 第 12 編 原 子 力 災 害 対 策 編 」（ 中 央 防 災 会 議 ） に 定
める災害復旧対策についての計画として復旧計画を策定し，当該計画に基づき速やかに復旧対策を実施する旨を規定している。
東海第二発電所原子力事業者防災業務計画にて定める復旧計画に関する事項は以下のとおり。
・原子炉施設の損傷状況及び汚染状況の把握
・原子炉施設の除染及び放射線遮蔽の実施
・原子炉施設損傷部の修理，改造の実施

東海第二発電所災害対策本部は，招集した要員により，復旧計画に基づき災害発生後の長期対応を行う。また本店総合災害対策本部が中心となって，社内外の関係各所と連携し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備する。

1.

考慮すべき事項(1)原 子 炉 格 納 容 器 の 過 圧・過 温 破 損 事 象 等 に お い て は ，代 替 循 環 冷 却 及び格納容器ベントにより長期的な原子炉格納容器除熱が可能である
ことを有効性評価において確認している。

(2)代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 除 熱 に お い て は ，原 子 炉 格 納 容
器 の 圧 力 を ，最 高 使 用 圧 力 を 下 回 る 状 態 で 長 期 的 に 維 持 す る こ と が 可

1.0.15−1

能 で あ る 。原 子 炉 格 納 容 器 の 温 度 に つ い て は ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー
ル水の温度が長期にわたり最高使用温度に近い状態で継続するが，150℃ を 下 回 っ て い る 。 ト ッ プ ヘ ッ ド フ ラ ン ジ や 機 器 搬 入 用 ハ ッ チ に
使 用 さ れ て い る 改 良 Ｅ Ｐ Ｄ Ｍ 製 シ ー ル 材 に つ い て は ， 200℃ の 環 境 下において 7 日間継続した場合のシール機能に影響がないことを確認
し て お り ， ま た ， 7 日 間 以 降 に つ い て も 150℃ の 環 境 下 が 継 続 し た 場
合に改良ＥＰＤＭ製シール材の基礎特性データにはほとんど変化はな く ，経 時 劣 化 の 兆 候 は 認 め ら れ て い な い こ と か ら ，原 子 炉 格 納 容 器の放射性物質の閉じ込め機能を長期的に維持することが可能である。
ま た ，代 替 循 環 冷 却 系 は 重 大 事 故 が 発 生 し た 場 合 に お け る 温 度 ，放 射線 ，荷 重 そ の 他 の 使 用 条 件 に お い て ，重 大 事 故 に 対 処 す る た め に 必 要
な 機 能 を 有 効 に 発 揮 で き る 設 計 と し ，長 期 運 転 及 び 設 備 不 具 合 の 発 生等を想定した対策の検討を行うこととする。

(3) 炉 心 損 傷 後 に 代 替 循 環 冷 却 系 の 運 転 を 実 施 す る こ と に よ る 負 の 影 響と し て ，建 屋 内 の 環 境 線 量 が 上 昇 し ，故 障 し た 機 器 の 復 旧 等 の 作 業 が困難になることが考えられる。

(4)代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 除 熱 を 実 施 す る こ と に よ り ，長期 的 に 原 子 炉 格 納 容 器 の 圧 力・温 度 を 安 定 状 態 に 保 つ こ と が で き る が ，故障した残留熱除去系の復旧等の対策についても検討を行う。

(5)原 子 炉 格 納 容 器 の 圧 力・温 度 を 安 定 状 態 に 保 つ た め に は ，代 替 循 環 冷
却系及び残留熱除去系による原子炉格納容器除熱が有効な手段である が ，こ れ ら の 手 段 は 残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 を 使 用 す る 手 段 で あ る た
め ，残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 が 使 用 で き な い 場 合 の 除 熱 手 段 の 検 討 を 行

1.0.15−2う。

(6)重 大 事 故 等 時 の 中 長 期 的 な 対 応 に つ い て は ，プ ラ ン ト メ ー カ と の 協 力
協 定 を 締 結 し ，事 故 収 束 に 向 け た 対 策 立 案 等 必 要 な 支 援 を 受 け ら れ る体制の確立が必要である。

以 上 よ り ， (1)， (2)を 踏 ま え ，「 2.

原子炉格納容器の冷却手段」に，

重要事故シーケンスにおける原子炉格納容器の除熱として使用できる冷却手段を整理する。
ま た ，(3)，(4)，(5)を 踏 ま え「 3.
に つ い て 」，「 4.

作業環境の線量低減対策の対応例

残 留 熱 除 去 系 の 復 旧 方 法 に つ い て 」，「 5.

残留熱除去

系熱交換器が使用できない場合の原子炉格納容器からの除熱手段について」にそれぞれとりまとめる。
(6)の 発 電 所 外 か ら の 支 援 体 制 に つ い て「 6.
に示す。

1.0.15−3

外部からの支援について」

2.

原子炉格納容器の冷却手段(1)

原子炉格納容器除熱手段について
福島第一原子力発電所の事故を踏まえ，東海第二発電所では多様な原子炉格納容器除熱手段を整備することとし，その手段の有効性について有効性評価において確認している。
第 1.0.15− 1 表 に 原 子 炉 格 納 容 器 除 熱 手 段 を 示 す 。 ま た ， 第 1.0.15− 1 図 ，第 1.0.15− 2 図 ，第 1.0.15− 3 図 ，第 1.0.15− 4 図 及 び 第 1.0.15−5 図に原子炉格納容器除熱手段の概要図を示す。
第 1.0.15− 1 表 に 示 す と お り ， 東 海 第 二 発 電 所 で は 多 く の 原 子 炉 格
納容器バウンダリが確保される除熱手段を整備するとともに，原子炉格納容器バウンダリの維持はできないものの格納容器ベントによる除熱手段も整備しており，多様な除熱手段を有している。
また，原子炉格納容器バウンダリが確保される除熱手段のうち，サプ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ を 水 源 と し た 除 熱 手 段 に つ い て は ， 第 1.0.15− 2 表 に 示 す と お り ，フ ロ ン ト ラ イ ン 系 と サ ポ ー ト 系 に 対 し て ，そ れ ぞれ多様な手段を整備することにより，長期的な原子炉格納容器除熱の信頼性を向上させている。

1.0.15−4

第 1.0.15− 1 表

原子炉格納容器除熱手段
除熱手段

原子炉格納容器バウン
ダリが確保される除熱手段

残留熱除去系Ａ系／Ｂ系○

代替循環冷却系Ａ系／Ｂ系○

残留熱除去系海水系Ａ系／Ｂ系○

緊急用海水系○

代替残留熱除去系海水系△

原子炉冷却材浄化系△

ドライウェル内ガス冷却装置△

格納容器圧力逃がし装置○

耐圧強化ベント系○

原子炉格納容器バウン
ダリが確保されない除熱手段○ :有 効 性 評 価 で 考 慮 す る 設 備 ， △ :有 効 性 評 価 で 考 慮 し て い な い 設 備

第 1.0.15− 2 表

サプレッション・チェンバを水源とした除熱手段に係るフロントライン系／サポート系の関係
サポート系

○

○ :使 用 可 能 な 組 合 せ
1.0.15−5

○

○

○

○

○

○

○

○

代替残留熱除去系

代替循環冷却系Ｂ系

海水系○

緊急用海水系○

残留熱除去系○

残留熱除去系Ｂ系
代替循環冷却系Ａ系

海水系Ｂ系

残留熱除去系

海水系Ａ系

フロント

ライン系

残留熱除去系Ａ系

屋外（西側）

原子炉建屋原子炉棟
ＡＯ

屋外（東側）

ＡＯ
原子炉隔離時
冷却系より

MO

MO

MO

MO MO
MO

MO

MO
MO

MO

MO
NO

NO

MO

MO

NO

NO

MO

NO
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
*1

*1

MO

MO
MO

MO

MO

MO

MO

補給水系より補給水系より

MO

接続口

MO

*2

残留熱
除去系
ポンプ(B)
代替循環冷却系ポンプ(B)

残留熱除去系
ポンプ(A)

MO

MO

*2
MO

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(A)

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(B)

代替循環冷却系ポンプ(A)

MO

代替残留熱除去系
海水系A系東側接続口
残留熱除去系
海水系ストレーナ(A)
残留熱除去系
海水系ポンプ(A),(C)

MO

MO

MO
MO

代替残留熱除去系
海水系西側接続口

海へ

MO

緊急用海水系
ストレーナ
緊急用海水ポンプ(A),(B)
緊急用海水ポンプピット
MO

残留熱除去系
海水系ストレーナ(B)
残留熱除去系
海水系ポンプ(B),(D)

代替循環冷却系Ａ系及び残留熱除去系海水系Ａ系使用時の図を示す。

第 1.0.15− 1 図

代替残留熱除去系
海水系B系東側接続口

残留熱除去系及び代替循環冷却系 系統概要図

1.0.15−6

屋外（西側）

原子炉建屋

屋外（東側）
代替残留熱除去系海水系B系
東側接続口
残留熱除去系
海水系ストレーナ(B)

残留熱除去系
熱交換器(B)

残留熱除去系
海水系ポンプ(D)RHR(B)ポンプ室空調
RHR(C)ポンプ室空調
RHR(B)ポンプメカクーラ
RHR(C)ポンプメカクーラ
格納容器雰囲気モニタ(B)MO

代替燃料プール冷却系
西側接続口

残留熱除去系
海水系ポンプ(B)

代替燃料プール冷却系
東側接続口

MO

MO

MO

ＳＡ用海水
ピット

MO

MO

代替燃料プール
冷却系熱交換器海水

緊急用海水ポンプピット
緊急用海水系ストレーナ

緊急用
海水ポンプ(A)

MO

MO

MO

緊急用
海水ポンプ(B)

RHR(A)ポンプ室空調
LPCSポンプ室空調
RCICポンプ室空調
RHR(A)ポンプメカクーラ
LPCSポンプメカクーラ
格納容器雰囲気モニタ(A)MO

残留熱除去系
熱交換器(A)MO

1.0.15−7

代替残留熱除去系海水系
西側接続口

残留熱除去系
海水系ポンプ(A)海へ

残留熱除去系
海水系ポンプ(C)
残留熱除去系
海水系ストレーナ(A)(注）弁構成は緊急用海水ポンプ（Ａ）による残留熱除去系Ａ系供給時を示す。

第 1.0.15− 2 図

代替残留熱除去系海水系A系
東側接続口

残留熱除去系海水系及び緊急用海水系等 系統概要図

1.0.15−8
第 1.0.15− 3 図

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系 系統概要図

原子炉圧力容器

AO
給水系より
MO

原子炉冷却材浄化系
再生熱交換器 バイパス弁

MO

MO

MO

ドライウェルMO

原子炉冷却材浄化系
原子炉戻り弁
（Ａ）
MO

（Ａ）
AO

（Ｂ）

サプレッション・チェンバ

AO

1.0.15−9

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

原子炉冷却材浄化系再生熱交換器

原子炉冷却材
浄化系ポンプ

原子炉冷却材浄化系
フィルタ脱塩器
AO

AO

原子炉補機
冷却水系より原子炉冷却材浄化系
非再生熱交換器

制御棒
駆動水系より第 1.0.15− 4 図

原子炉冷却材浄化系 系統概要図

（Ｂ）

還気
MO

AO

AO

AO

ドライウェル内ガス冷却装置
送風機・冷却コイル（Ａ）

AO

AO

1.0.15−10

送気

原子炉補機
冷却水ポンプ

送気

送気

AO

AO

ドライウェル内ガス冷却装置
送風機・冷却コイル（Ｂ）

AO

AO

AO

原子炉補機
冷却水系熱交換器

送気
ドライウェル内ガス冷却装置
送風機・冷却コイル（Ｃ）

ドライウェル内ガス冷却装置
送風機・冷却コイル（Ｄ）

ドライウェル内ガス冷却装置
送風機・冷却コイル（Ｅ）

ドライウェルMO海

サプレッション・チェンバ

第 1.0.15− 5 図

ドライウェル内ガス冷却装置 系統概要図

(2)代替循環冷却系の長期運転及び不具合等を想定した対策について
代替循環冷却系を運転する場合には，サプレッション・チェンバを水源として原子炉及び原子炉格納容器内に冷却水を循環させることとな る た め ，系 統 水 が 流 れ る 配 管 が 高 線 量 と な る こ と が あ る 。こ の た め ，
代替循環冷却系において放射線による劣化影響が懸念される機器（電動 機 ，ケ ー ブ ル ，シ ー ル 材 等 ）に つ い て は ，代 替 循 環 冷 却 系 を 運 転 す る
環境における放射線影響を考慮して設計する。
また，事故後のサプレッション・プール水中には異物が流入する可能 性 が あ る 。サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 の 吸 込 部 に は ，閉 塞 防 止 対 策 とし て ，多 孔 プ レ ー ト を 組 み 合 わ せ た 大 型 の ス ト レ ー ナ を 第 23 回 施 設 定
期検査時に設置しており，系統内に異物が流入することによるポンプ
等の機器の損傷を防止する系統構成となっている。なお，ストレーナ
は ，サ プ レ ッ シ ョ ン・チ ェ ン バ の 底 面 か ら 約 1m の 高 さ に 設 置 さ れ て おり，底面に沈降する異物を大量に吸い上げることはないと考えているが ，ス ト レ ー ナ に 異 物 が 付 着 し ，閉 塞 し た 場 合 も 考 慮 し ，外 部 水 源 か ら
洗浄用水を供給（可搬型代替注水大型ポンプを使用した淡水供給）す
ることにより，ストレーナの逆洗を行うことが可能な設備構成とする（ 第 1.0.15− 6 図 参 照 ）。

1.0.15−11

屋外（西側）

原子炉建屋原子炉棟
ＡＯ

屋外（東側）

ＡＯ
原子炉隔離時
冷却系より

MO

MO

MO

MO MO
MO

MO

MO
MO

MO

MO

MO

MO

NO

NO

MO

NO
MO

MO

MO
NO

NO

MO

MO

MO

MO

MO

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
*1

*1

MO

MO
MO

MO

MO

MO

MO

補給水系より

可搬型代替注水接続口 大型ポンプ

補給水系より

MO

MO

*2

残留熱
除去系
ポンプ(B)
代替循環冷却系ポンプ(B)

残留熱除去系
ポンプ(A)

MO

MO

*2
MO

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(A)

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(B)

代替循環冷却系ポンプ(A)

MO

代替残留熱除去系
海水系A系東側接続口

残留熱除去系
海水系ストレーナ(A)
残留熱除去系
海水系ポンプ(A),(C)

MO

MO

MO
MO

代替残留熱除去系
海水系西側接続口

海へ

MO

緊急用海水系
ストレーナ
緊急用海水ポンプ(A),(B)
緊急用海水ポンプピット
MO

残留熱除去系
海水系ストレーナ(B)
残留熱除去系
海水系ポンプ(B),(D)

代替循環冷却系Ａ系逆洗時の図を示す。

第 1.0.15− 6 図

代替残留熱除去系
海水系B系東側接続口

残留熱除去系吸込ストレーナ逆洗操作時の系統構成

1.0.15−123.

作業環境の線量低減対策の対応例について(1)

代替循環冷却系を運転した場合の線量低減の対応について
代替循環冷却系は，残留熱除去系が機能喪失した場合に使用する系統である。このため，代替循環冷却系により長期的に原子炉格納容器の圧力・温度を安定状態に保つことができるが，故障等が発生する場
合 も 考 慮 し ，残 留 熱 除 去 系 の 復 旧 に つ い て も 検 討 を 行 う 。こ こ で は ，代替循環冷却系の運転によって放射線量が上昇した環境下での残留熱除
去系復旧作業時の線量低減対策の概要を示す。
代 替 循 環 冷 却 系 は ，サ プ レ ッ シ ョ ン・チ ェ ン バ か ら の 吸 込 み ，サ プ レッション・プール水の冷却並びに原子炉及び原子炉格納容器への注水に，残留熱除去系を使用し，代替循環冷却系Ａ系については残留熱除
去系Ａ系，代替循環冷却系Ｂ系については残留熱除去系Ｂ系を使用する 設 計 と す る 。こ の た め ，復 旧 す る 残 留 熱 除 去 系 は ，代 替 循 環 冷 却 系 の運転に伴う線量影響を受けにくい系統とし，代替循環冷却系Ａ系運転時は残留熱除去系Ｂ系を，代替循環冷却系Ｂ系運転時は残留熱除去系
Ａ系を復旧対象とする。
残留熱除去系ポンプ室での機器交換等の作業を想定した場合，原子炉建屋原子炉棟地下 2 階の残留熱除去系ポンプ室並びに原子炉建屋原
子炉棟 1 階及び地下 1 階の残留熱除去系ポンプ室上部ハッチにアクセスできる必要がある。
第 1.0.15− 7 図 に 示 す と お り ， 代 替 循 環 冷 却 系 の 配 管 等 は ， 主 に 残留熱除去系の熱交換器室内及びその周辺に敷設され，基本的にＡ系とＢ系は耐火壁を挟んで異なる区域に設置される。このため，熱交換器
室の壁，耐火壁等による遮蔽に期待できることから，アクセスは可能
で あ る と 考 え る 。ま た ，復 旧 作 業 時 に は 必 要 に 応 じ て 遮 蔽 体 の 使 用 ，適切な放射線防護具を装備することにより，線量による影響の低減を図

1.0.15−13

る。
残 留 熱 除 去 系 に つ い て は ， 第 1.0.15− 6 図 に 示 す 系 統 を 使 用 す る ことで，外部水源から洗浄用水を系統内に供給（可搬型代替注水大型ポ
ン プ に よ る 淡 水 供 給 ）す る こ と が 可 能 で あ る 。こ の た め ，復 旧 作 業 の 前に ，必 要 に 応 じ て ，系 統 全 体 の フ ラ ッ シ ン グ を 行 う こ と で ，配 管 内 の 系
統水に含まれる放射性物質を，可能な限りサプレッション・プール水中に送水し，放射線量を低減させる。

1.0.15−14

第 1.0.15− 7 図

機 器 配 置 図 （ 1／ 4）

1.0.15−15

第 1.0.15− 7 図

機 器 配 置 図 （ 2／ 4）

1.0.15−16

第 1.0.15− 7 図

機 器 配 置 図 （ 3／ 4）

1.0.15−17

第 1.0.15− 7 図

機 器 配 置 図 （ 4／ 4）

1.0.15−18(2)汚染水発生時の対応について
重大事故等時に放射性物質を含んだ汚染水が発生した場合においても，国内での汚染水処理の知見を活用し，汚染水処理装置の設置等の適用をプラントメーカの協力を得ながら対応する。

1.0.15−194.

残留熱除去系の復旧方法について(1)

残留熱除去系の復旧方法及び予備品の確保について
残留熱除去系の機能喪失の原因によっては，大型機器の交換が必要となり復旧に時間がかかる場合も想定されるが，予備品の活用や発電
所外からの支援等を考慮すれば，１ヶ月程度で残留熱除去系を復旧させることが可能である場合もあると考えられる。
残留熱除去系の復旧に当たり，残留熱除去系海水系については，予備品を保有することで復旧までの時間が短縮でき，成立性の高い作業で 機 能 回 復 で き る 。ま た ，残 留 熱 除 去 系 海 水 系 ポ ン プ 電 動 機 は ，重 要 安
全 施 設 と の 位 置 的 分 散 を 考 慮 し 保 管 す る 。（ 詳 細 は 添 付 資 料 1.0.3「 東海第二発電所

予備品等の確保及び保管場所について」参照）

一方，残留熱除去系については，防潮堤等の津波対策及び原子炉建
屋内の内部溢水対策により区分分離されていることから，複数の残留熱除去系が同時浸水により機能喪失することはないと考えられる。
なお，ある１系統の残留熱除去系の電動機が浸水し，当該の残留熱除去系が機能喪失に至った場合においても，残りの系統の残留熱除去
系の電動機を接続することにより復旧する手順を準備する。

(2)

残留熱除去系の復旧手順について
炉心損傷又は原子炉格納容器破損に至る可能性のある事象が発生した場合に，災害対策要員が残留熱除去系を復旧するための手順を「アクシデントマネジメント故障機器復旧手順ガイドライン」にて整備している。
本 手 順 で は ，機 器 の 故 障 個 所 ，復 旧 に 要 す る 時 間 ，炉 心 損 傷 又 は 原 子
炉 格 納 容 器 破 損 に 対 す る 時 間 余 裕 に 応 じ て 「 恒 久 対 策 」，「 応 急 対 策 」，
又 は「 代 替 対 策 」の い ず れ か を 選 択 す る も の と し て い る 。具 体 的 に は ，

1.0.15−20故障個所の特定と対策の選択を行い，故障個所に応じた復旧手順にて復 旧 を 行 う 。 第 1.0.15− 8 図 に ， 手 順 書 の 記 載 例 を 示 す 。

1.0.15−21

第 1.0.15− 8 図

残 留 熱 除 去 系 の 復 旧 手 順 書 の 記 載 例 （ 1／ 7）

1.0.15−22

第 1.0.15− 8 図

残 留 熱 除 去 系 の 復 旧 手 順 書 の 記 載 例 （ 2／ 7）

1.0.15−23

第 1.0.15− 8 図

残 留 熱 除 去 系 の 復 旧 手 順 書 の 記 載 例 （ 3／ 7）

1.0.15−24

第 1.0.15− 8 図

残 留 熱 除 去 系 の 復 旧 手 順 書 の 記 載 例 （ 4／ 7）

1.0.15−25

第 1.0.15− 8 図

残 留 熱 除 去 系 の 復 旧 手 順 書 の 記 載 例 （ 5／ 7）

1.0.15−26

第 1.0.15− 8 図

残 留 熱 除 去 系 の 復 旧 手 順 書 の 記 載 例 （ 6／ 7）

1.0.15−27

第 1.0.15− 8 図

残 留 熱 除 去 系 の 復 旧 手 順 書 の 記 載 例 （ 7／ 7）

1.0.15−285.

残留熱除去系熱交換器が使用できない場合の原子炉格納容器からの除熱手段について
残留熱除去系及び代替循環冷却系は，それぞれ多重化することで，原子炉格納容器からの除熱機能の信頼性を高めているが，残留熱除去系熱交 換 器 が 2基 と も 機 能 喪 失 し ， 残 留 熱 除 去 系 及 び 代 替 循 環 冷 却 系 が 使 用できない場合も想定し，格納容器ベント以外の長期的な原子炉格納容器からの除熱手段についても自主的に整備する。
こ の 場 合 の 原 子 炉 格 納 容 器 か ら の 除 熱 手 段 と し て は ，「 2.

原子炉格

納容器の冷却手段」に記載したとおり，原子炉冷却材浄化系及びドライ
ウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器からの除熱手段がある。
原子炉冷却材浄化系による原子炉格納容器からの除熱手段について
は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持でき，原子炉補機冷却系による非再生熱交換器の冷却及び制御棒駆動水系による原子炉
冷却材浄化系ポンプのメカシールパージ水供給が可能な場合に有効な手段である。
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代替除熱については，ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイルへの原子炉補機冷却系の供給が可能で，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉への注水手段が確保されている場合に有効な手段である。
ここでは，原子炉冷却材浄化系及びドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器からの代替除熱以外の手段として，可搬型設備を使用した原子炉格納容器からの除熱手段の整備について記載する。

1.0.15−29

(1)可搬型原子炉格納容器除熱系統による原子炉格納容器からの除熱手段の概要
重大事故等時において，格納容器ベントによる原子炉格納容器除熱を実施している場合，残留熱除去系又は代替循環冷却系を復旧し，長期的な原子炉格納容器からの除熱を行うが，復旧が困難な場合においても，可搬型原子炉格納容器除熱系統による原子炉格納容器からの除熱を行えるようにする。
こ の 対 応 に は ，可 搬 型 設 備 の 運 搬・設 置 等 の 作 業 を 伴 う が ，事 前 に 可搬型設備を準備しておくことにより 1 ヵ月程度で系統を構築することが可能であると考えられる。
可搬型原子炉格納容器除熱系統のうち，可搬ポンプの吸込側については，原子炉隔離時冷却系ポンプ入口逆止弁のボンネットを開放し，開放部にホース接続用のフランジを取り付け，このフランジに耐熱ホースを接続する構成とする。
可搬ポンプの吐出側については，耐熱ホースを用いて原子炉建屋大物搬入口に設置する可搬型熱交換器に接続する構成とする。
可 搬 型 熱 交 換 器 の 出 口 側 に つ い て は ，低 圧 代 替 注 水 系（ 可 搬 型 ）の 逆止弁のボンネットを開放し，開放部にホース接続用のフランジを取り付け，このフランジに耐熱ホースで接続する構成とする。
可搬型熱交換器の二次系については，可搬型代替注水大型ポンプにより海水を通水する構成とする。
系 統 構 成 の 概 略 図 を 第 1.0.15− 9 図 に ， 機 器 配 置 図 を 第 1.0.15− 10
図に示す。

1.0.15−30

第 1.0.15− 9 図

可搬型原子炉格納容器除熱系統 系統概略図

1.0.15−31

第 1.0.15− 10 図

機 器 配 置 図 （ 1／ 5）

1.0.15−32

第 1.0.15− 10 図

機 器 配 置 図 （ 2／ 5）

1.0.15−33

第 1.0.15− 10 図

機 器 配 置 図 （ 3／ 5）

1.0.15−34

第 1.0.15− 10 図

機 器 配 置 図 （ 4／ 5）

1.0.15−35

第 1.0.15− 10 図

機 器 配 置 図 （ 5／ 5）

1.0.15−36

(2)作業に伴う被ばく線量について
炉 心 損 傷 で 発 生 し た 汚 染 水 は ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 中 に あ る 。

原子炉隔離時冷却系については，サプレッション・チェンバ側のポン
プ入口弁が通常時開となっているため，系統内にサプレッション・プ
ール水が流入することが考えられる。
ただし，原子炉隔離時冷却系については，運転している場合には炉心損傷を防止でき，運転が停止した後に炉心損傷に至ることが考えられ る 。こ の た め ，炉 心 損 傷 に よ っ て サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 が 汚 染 する段階では，原子炉隔離時冷却系の系統内は流動がない状態であり，汚染したサプレッション・プール水が作業エリアに敷設されている配管系まで流入しないことも考えられる。
ま た ，低 圧 代 替 注 水 系（ 可 搬 型 ）は ，代 替 淡 水 貯 槽 等 を 使 用 す る 系 統であり，低圧代替注水系逆止弁が直接汚染水に接することはない。
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ 室 内（ EL.-4.0m）に お け る 原 子 炉 隔 離 時 冷却系ポンプ入口逆止弁付近の雰囲気線量は，原子炉格納容器からの漏えいに起因する室内の空間線量率及び線源配管からの直接線による線
量 率 に よ り 約 20mSv／ h と な る 。
低 圧 代 替 注 水 系（ 可 搬 型 ）の 低 圧 代 替 注 水 系 逆 止 弁（ EL.20m）付 近 の雰囲気線量は，原子炉格納容器からの漏えいに起因する室内の空間線
量 率 及 び 線 源 配 管 か ら の 直 接 線 に よ る 線 量 率 に よ り 約 20mSv／ h と なる。
原子炉建屋原子炉棟の大物搬入口における可搬型熱交換器設置箇所（ EL.8.2m）の 雰 囲 気 線 量 は ，原 子 炉 格 納 容 器 か ら の 漏 え い に 起 因 す る
室内の空間線量率及び線源配管からの直接線による線量率により約13mSv／ h と な る 。
こ れ ら の 作 業 に つ い て は ，準 備 作 業 ，後 片 付 け を 含 め て 作 業 時 間 は ，

1.0.15−37

そ れ ぞ れ 約 13 時 間 程 度 （ 6 人 1 班 で 作 業 ） と 想 定 し て お り ， 必 要 に 応
じて遮蔽等の対策を行い，作業員の交代要員を確保し，交代体制を整えることで実施可能である。

(3)

フランジ部からの漏えい発生時の対応
系統のフランジ部からの漏えい発生等の異常を検知した場合は，直ちに可搬ポンプを停止し，可搬型代替注水大型ポンプからの洗浄用水によりフラッシングを実施する。
フラッシングにより現場へのアクセスが可能になった後，フランジの増し締め等の補修作業を実施する。

1.0.15−386.

外部からの支援について
重 大 事 故 等 時 に お け る 外 部 か ら の 支 援 に つ い て は ，プ ラ ン ト メ ー カ（ 日立 Ｇ Ｅ ニ ュ ー ク リ ア・エ ナ ジ ー 株 式 会 社 ），協 力 会 社 等 か ら 重 大 事 故 等 時に現場操作対応等を実施する要員の派遣や事故収束に向けた対策立案等の 技 術 支 援 や 要 員 の 派 遣 等 に つ い て ，協 議・合 意 の 上 ，支 援 計 画 を 定 め ，
東海第二発電所の技術支援に関する覚書を締結し，重大事故等時に必要な支援が受けられる体制を整備している。
覚書では平時から連絡体制を構築し，緊急時における原子力発電所安全確保のため緊急時対応を支援すること等が記載されている。
外 部 か ら の 支 援 に 関 す る 詳 細 な 説 明 は ，添 付 資 料 1.0.4「 東 海 第 二 発 電所

復 旧 作 業 時 に 必 要 な 資 機 材 及 び 外 部 か ら の 支 援 に つ い て 」に て 示 す 。

1.0.15−39

添付資料 1.0.16

東海第二発電所
重大事故等発生時における
東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の影響について

＜目

１．概

次＞

要

1.0.16−1

２．東海発電所からの影響

1.0.16−1

２．１

東海発電所との同時発生による東二重大事故等対応への影響２．２

東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等による影響評価

２．３

1.0.16−1

その他

1.0.16−12
1.0.16−14

３．使用済燃料乾式貯蔵設備からの影響

1.0.16−14

４．評価結果1.0.16−16

第1.0.16−1表

東海発電所における想定事象と可能性のある影響････1.0.16−17

第1.0.16−2表

火災発生時の消火活動要員の動き･･･････････････1.0.16−18

第1.0.16−3表東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等に関する想定事象と可能性のある影響･････････1.0.16−19

第1.0.16−4表

自然現象等による貯蔵容器への影響･････････････1.0.16−20

第1.0.16−5表

原子炉等の重大事故等対応に影響を与える
可能性のある貯蔵設備の想定事象とその影響･･･1.0.16−21

第1.0.16−1図東海第二発電所 原子炉建屋と重大事故等対応に必要な屋外の重大事故等対処設備，アクセスル−ト，東海発電所
及び貯蔵設備の位置関係･･･････････････････1.0.16−22

第1.0.16−2図

東海発電所の構造及び黒鉛（減速材）の設置状況･1.0.16−23

第1.0.16−3図

東海発電所 原子炉の隔離状況 ･････････････････1.0.16−24

第1.0.16−4図

東海発電所 各建屋とバンカの位置関係 ･････････1.0.16−25

第1.0.16−5図

東海発電所 燃料取扱建屋の各バンカの位置関係･･1.0.16−26

第1.0.16−6図

東海発電所 使用済燃料貯蔵池建屋の各バンカの位置関係･････････1.0.16−27

第 1.0.16−7 図

東海発電所 生体遮へい空気冷却系 ････････････1.0.16−28

第 1.0.16−8 図

敷地遡上津波のシミュレーション結果（最大浸水分布）･･････1.0.16−29

添付1

東海第二発電所の重大事故等対応に線量上影響する可能性がある
東海発電所の発生事象に関する法令上の整理について･･･1.0.16−30

添付2

東海発電所の各建屋の損壊時における黒鉛等による線量影響について･････1.0.16−33

添付3

東海発電所に貯蔵中の黒鉛の火災による
東二重大事故等対応への影響について･････1.0.16−40

添付4

東海発電所の生体遮へい冷却空気系統の高性能粒子フィルタの破損による線量影響について･････1.0.16−53

添付5

東海発電所への引継ぎが必要な事項･･････1.0.16−58

添付6津波波力及び貯蔵建屋外部からの漂流物の衝突による貯蔵建屋への影響について･･････1.0.16−59

添付7

貯蔵建屋内で発生する漂流物による貯蔵容器への影響について･･････1.0.16−62

添付8

貯蔵建屋内への津波浸入時の貯蔵容器浸水による密封機能への影響･････1.0.16−65

添付9

貯蔵建屋部材が外部への損壊流出物となる可能性について･････1.0.16−66

１．概

要

東海第二発電所（以下「東二」という。）の原子炉及び使用済燃料プール（以下「原子炉等」という。）において重大事故等が発生した場合に，東二と一部敷地を共有し同じ防潮堤内の敷地に設置している東海発電所（廃止措置
中，核燃料搬出済み）においても建屋損壊，機器損傷，火災等が発生すると想定し，これらの事象が発生した場合でも東二重大事故等対応が成立することを確認する。
また，東二敷地内に設置している使用済燃料乾式貯蔵設備 ＊（以下「貯蔵設備」という。）についても，東二の原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等による使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「貯蔵建屋」という。）への影響及び貯蔵設備が東二の原子炉等の重大事故等対応に与える影響を検討する。

＊ 貯蔵設備は，貯蔵建屋，貯蔵建屋に付随する設備（天井クレーン等），使用済燃料乾式貯蔵容器（以下「貯蔵容器」という。），貯蔵容器支持構造物及び監視装置で構成される。

２．東海発電所からの影響
２．１(1)

東海発電所との同時発生による東二重大事故等対応への影響
想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東海発電所は全ての核燃料を搬出済みであり，重大事故等が発生する可能性はないが，東二で重大事故等が発生した場合に，東二の重大事故等対応に影響を与える可能性のある東海発電所で同時に発生する事象としては，
基準地震動Ｓ Ｓ または基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地遡上津波」という。）による建屋倒壊，建屋内機器の損壊，屋外施設の損壊，建屋内機器及び屋外施設の火災等が考えられる。
1.0.16−1

東海発電所において発生が想定される事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性を検討した結果を第1.0.16−1表に示す。

(2)

作業環境による影響評価
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋及びその他各建屋が設置されている敷地は東二敷地に隣接しており，また，東二重大事故等対応を行うためのアクセスルートの一部は，東海発電所の敷地周辺に設定されている。
これらの位置関係を第1.0.16−1図に示す。
東海発電所については，全ての核燃料を搬出済みで廃止措置工事中であるが，2018年3月現在，原子炉構造物の解体は未着手であり，原子炉圧力容器内には黒鉛ブロック（総数：30,000本，総重量：約1,600t）が貯蔵されている。また，一部の黒鉛スリーブは燃料取扱建屋（黒鉛スリーブ貯蔵庫（C1バンカ）内，総重量：約530t）及び使用済燃料取扱建屋（黒鉛スリー
ブ貯蔵庫（C2バンカ）内，総重量：約280t）に保管されている。
原子炉と4基の蒸気発生器を接続するガスダクト（一次系配管）は，高温
側及び低温側の両ガスダクトともに蒸気発生器の手前（8か所）にて閉止されており，原子炉内は隔離された状態にある。東海発電所の概要と黒鉛の設置状況を含む原子炉内の状況を第1.0.16−2図に，東海発電所の原子炉の隔離状態を第1.0.16−3図に示す。また，東海発電所の黒鉛を保管する各バンカの位置関係を第1.0.16−4図に，各バンカの壁厚及び地上高さ（T.P.+8m）との関係を第1.0.16−5図に示す。
第1.0.16−1表のとおり，東海発電所の建屋倒壊による，東二の原子炉建屋構造への影響及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートへの影響について以下に確認した。
1.0.16−2

東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋及びその他各建屋は，東二原
子炉建屋及びその他重大事故等に係る設備から約100m以上離れている。
このため，仮に建屋が損壊しても東二原子炉建屋の構造に影響しない。
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋，その他の各建屋及び固化処
理建屋並びに幾つかの屋外施設（変圧器等）は，東二重大事故等対処設
備へのアクセスルート（最も近い場所）に近い場所に位置している。仮に，これらの建屋及び機器が損壊した場合には発生したがれきや機器等によりアクセスルートへの限定的な影響が考えられるため，保有している重機（ホイールローダ等）を用いてがれきを撤去するなどの対応により，アクセスルートを確保する。
なお，東海発電所の原子炉建屋頂部に設置している排気筒は，仮に倒壊しても，東二の原子炉建屋の構造及びアクセスルートへの影響がない
ように短尺化する。

ｂ．放射線環境に関する評価
前項のａ．において，東二原子炉建屋への離隔距離が少ない東海発電所の各建屋が仮に倒壊した場合，及び東海発電所の建屋内機器の損壊による東二重大事故等対応への影響を，放射線環境の観点から検討した。
なお，本項にて評価した事象のうち，黒鉛の流出，黒鉛の火災及び高性能粒子フィルタの破損の各事故の発生時における検討においては，東海発電所廃止措置計画認可申請書（平成23年度申請）に記載されている
敷地境界の線量場に影響する可能性のある事故の選定の考え方を参考に，さらに保守的な条件を設定してアクセスルートへの線量影響を評価した（添付2）。
1.0.16－3

(ⅰ)

建屋の損壊による線量影響
東海発電所の各建屋の線量率分布については，燃料取扱建屋，使用済燃料冷却池建屋，放射性廃液処理建屋，固化処理建屋及びチェック
ポイント建屋の一部に高線量率の範囲があるが，最高でも約0.15mSv／
hであり，仮に，建屋が損壊して放射線影響を与える建屋構造物や物品が流出しても，東二重大事故等対応及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートに対する放射線環境による影響はない。

(ⅱ)

原子炉容器内に貯蔵されている黒鉛による線量影響
東海発電所の建屋内の各機器（原子炉内の保管物，原子炉内構造物を含む）のうち，放射能量が多く，放射性物質の飛散による線量場への影響が想定されるものとして，建屋の損壊による黒鉛及び原子炉容器内構造物の露出，黒鉛の流出及び燃焼が考えられる。
原子炉容器内に貯蔵されている黒鉛は，原子炉容器内において拘束
シリンダー及びカバープレートで固定されており，原子炉容器で密閉化されている。さらに，一次生体遮蔽壁，二次生体遮蔽壁及び原子炉建屋にて覆われている。黒鉛の設置状況を第1.0.16−2図に示す。このように黒鉛は多数の容器及び壁等によって覆われていることから，基準地震動Ｓｓ及び敷地遡上津波によっても原子炉建屋外に流出することはない。
また，2.1(3)に示すように，黒鉛は着火しないことから黒鉛の火災は発生しない。仮に，黒鉛の火災が発生しても，黒鉛は燃焼の持続性がないことから，大量の放射能が建屋外に飛散することはない。
仮に，原子炉容器，一次生体遮蔽壁，二次生体遮蔽壁及び原子炉建
1.0.16−4

屋が全て損壊した場合には，アクセスルートに対して線量影響を生じることが考えられる。この場合においても，アクセスルートの線量率
は，添付2に示すとおり，建屋が全て倒壊すると保守的に評価しても，直接ガンマ線による線量率は0.02mSv／h，スカイシャインによる線量率は0.005mSv／hと評価される。いずれの線量率においても，東二の重大事故等対応に影響を及ぼすものではない。

(ⅲ)

各建屋に保管されている黒鉛及び放射性廃棄物による線量影響
各建屋に保管されている黒鉛及び放射性廃棄物について，保管状態と各バンカについて整理したものを第1.0.16−5図，第1.0.16−6図及び添付2の表1に示す。
破砕した黒鉛は，燃料取扱建屋（黒鉛スリーブ貯蔵庫（C1バンカ））
及び使用済燃料貯蔵池建屋（黒鉛スリーブ貯蔵庫（C2バンカ））に保管されている。C1バンカ及びC2バンカは1,200mm以上の厚さの密閉型鉄筋コンクリートピットである。また，C1バンカの一部は燃料取扱建屋の地面高さ（T.P.+8m）より低く設置されている。これより，これらのバンカが基準地震動Ｓｓ及び敷地に遡上する津波により大規模に損壊することはなく，放射性物質が流出した場合でもその範囲は限定的であることから，ホイールローダ等を用いた放射性物質の除去や別のア
クセスルートの通行により，東二重大事故等対応は影響を受けない。
燃料付属品等の放射性廃棄物は，燃料取扱建屋（燃料スワラー貯蔵庫（Dバンカ），固体廃棄物貯蔵庫（Eバンカ））及び使用済燃料貯蔵
池建屋（黒鉛スリーブ貯蔵庫（C2バンカ），燃料スプリッタ貯蔵庫（H1バンカ，H2バンカ，H3バンカ））に保管されている。これらのバンカ
1.0.16−5

は屋外とは750mm厚さ以上の密閉型鉄筋コンクリートピットである。また，Dバンカ及びEバンカの一部は燃料取扱建屋の地面高さ（T.P.+8m）
より低く設置されている。これより，これらのバンカが基準地震動Ｓ
ｓ及び敷地に遡上する津波により大規模に損壊することはなく，放射性物質が流出した場合でもその範囲は限定的であることから，ホイー
ルローダ等を用いた放射性物質の除去や別のアクセスルートの通行により，東二重大事故等対応は影響を受けない。
建屋の全てのバンカが大規模に損壊することを想定した保守的な条件においても，最も近いアクセスルートの線量率は直接ガンマ線による線量率で，燃料取扱建屋あるいは使用済燃料取扱建屋の損壊時において，各々0.003mSv／h及び0.01mSv／h，スカイシャインによる線量率は各々0.01mSv／h及び0.008mSv／hと評価される。いずれの線量率においても，東二の重大事故等対応に影響を及ぼすものではない。

(ⅳ)

原子炉建屋内の高性能粒子フィルタの損壊による線量影響
高性能粒子フィルタを有する生体遮蔽冷却空気系は，原子炉容器内
及びこれに接続する系統の差圧を管理しながら同系統の冷却及び排出
空気の浄化を行う。抽出した空気を高性能粒子フィルタにより浄化した後に排気筒から放出する。系統図の概要を第1.0.16−7図に示す。
仮に，多量の放射性物質（粉じん）を捕捉した高性能粒子フィルタが破損した場合には，放射性物質が飛散することが想定されるため，これに伴う災害対策要員の被ばくによる東二重大事故等対応に及ぼす影響を以下に評価する。
放射性物質の飛散の計算にあたっては，最も保守的な条件として，
1.0.16−6

廃止措置工事において最も放射能量の高い原子炉内構造物を切断処理する際に発生する放射性物質（粉じん）を最大量捕捉した高性能粒子フィルタが，何らかの原因で破損して原子炉建屋から放射性物質（粉じん）が飛散し，アクセスルート上の災害対策要員が放射性物質（粉じん）を取り込むことを想定する。
この保守的な条件においても災害対策要員の被ばく量は約2.8mSvと算出されるため，本事象が発生しても東二重大事故等対応は影響を受けない（添付3）。
以上より，東二重大事故等と本事象が同時発生した場合には，東二重大事故等の対応を優先する。その後，東二重大事故等の対応状況に応じて，東二の災害対策要員と兼務である東海発電所の災害対策要員
が本事象の対応を行う。

なお，東海発電所の廃止措置工事によるアクセスルートの線量率への影響の可能性がある事象として，解体廃棄物の保管場所（固体廃棄物貯蔵庫）への搬送中に，容器不具合等による非管理区域での放射性物質の流出によりアクセスルートの線量率が上昇することが考えられる。しかし，この事象においては，放射性物質の流出範囲が限定的であることから，ホイールローダ等を用いた放射性物質の除去や別のアクセスルートの通行により，この事象が発生しても東二重大事故等対応は影響を受け
ない。

ｃ．まとめ
ａ．及びｂ．の検討結果より，基準地震動Ｓ Ｓ により東海発電所の建屋
1.0.16−7

が仮に損壊しても，離隔距離の観点から，東二原子炉建屋の構造に影響を及ぼすことはなく，また，東二の重大事故等対応に支障を来すことはない。
また，敷地遡上津波により東海発電所の屋外施設が流出しても，東二重大事故等対処対応に係るアクセスルートに対する影響も限定的であり，保有している重機を用いてがれき等を撤去することにより，東二重大事
故等対応に支障を来すことはない。
更に，基準地震動Ｓｓや敷地遡上津波により東海発電所の炉内構造物
や建屋が仮に損壊しても，原子炉圧力容器内に貯蔵されている黒鉛及び各建屋に保管されている黒鉛及び放射性廃棄物による線量影響，また,高性能粒子フィルタの破損による放射性物質（粉じん）の飛散による東二災害対策要員の被ばく量は，東二重大事故等対応に影響を及ぼさない。

(3)

資源に対する影響評価
a．黒鉛の火災
東海発電所で発生する火災の想定事象のひとつに，黒鉛の火災が挙げられる。黒鉛の着火及び局所的な加熱によって燃焼が持続すると大規模な火災となる可能性がある。このため，黒鉛の燃焼性に関して，廃止措
置期間中（解体工事時を含む）における黒鉛の保管場所（原子炉内）の環境における黒鉛の着火及び燃焼の持続性に関する検討を行った。
原子力発電技術機構による調査結果を基に検討した結果，添付3に示すとおり，解体工事等の作業及び何らかの原子炉容器内で火災が発生した場合においても，黒鉛が着火することはなく，仮に，着火した場合でも，黒鉛の燃焼が持続すると考えられる650℃を維持することはないと
1.0.16−8

評価される。また，原子炉圧力容器は隔離された状態であるため，黒鉛が燃焼しても十分な酸素が供給されず，燃焼は継続しない。
また，仮に，原子炉圧力容器及び各バンカの損壊によって黒鉛が粉じん状になった場合でも黒鉛は着火せず，一般的な着火エネルギーを与えた場合において粉じん爆発が発生する環境条件は，空気中に55％以上の酸素濃度を必要とすることから，現状の原子炉圧力容器内の環境，各バ
ンカ内の環境及び今後の廃止措置工事期間中においても，存在しえない環境である。
以上より，黒鉛の火災は発生せず，また，粉じん爆発も発生しないと考えられる。仮に，火災が発生した場合には，建屋内に設置した火災検知器により感知（守衛所及び所員居室にて監視）し，他の施設での火災と同様の対応を行うことにより，東二の重大事故等対応及び重大事故等対処設備へのアクセスルートに影響を及ぼさない。
ゆえに，黒鉛による火災が発生した場合には，以下のb．に示す火災対応と同様の対応を行う。

b．その他施設での火災
東海発電所で火災が発生した場合における，必要な消火活動要員，消火活動用資機材及び消火活動用水源による東二重大事故等対応への影響について，以下に検討した。
ａ）消火活動要員に関する評価
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）と，平日勤務時間帯における火災発生時の消火活動に係る要員の動きを，第1.0.16−2表に示す。夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の時間帯は廃止措置室消防隊が不1.0.16−9

在であるが，現場の監視及び消火活動は十分に対応可能である。また，
火災活動に必要な資機材は必要に応じて，東二及び他施設とは別配置としている。以下に詳細を記載する。

(ⅰ)

夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，また，当直守衛員は東海発電所管理区域及び屋外全般を所掌として，火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。

(ⅱ)

平日勤務時間帯
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，廃止措置室消防隊が東海発電所管理区域を所掌とし，当直守衛員が屋外全般を所掌として，火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。

自衛消防隊は，隊長と副隊長（夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
は，訓練により力量を確保している宿直当番者）及び当直守衛員７人により構成される。当直守衛員７人により，化学消防自動車及び水槽付消1.0.16−10

防ポンプ自動車を同時に使用した消火活動が可能である。
当直要員及び当直守衛員が，各々の所掌において火災を発見した場合は，上記のとおり初期消火対応及び公設消防への連絡を行うとともに，当直要員と当直守衛員の間で迅速に情報共有する。
重大事故等発生時において複数個所の同時火災が確認された場合は，災害対策本部の確立前は，当直発電長は火災によるアクセスルート及び重大事故等対応に及ぼす影響等を考慮して消火活動の優先度を判断し，自衛消防隊を出動させ消火活動にあたる。災害対策本部の確立後においては，当直発電長からの報告を受けた災害対策本部長が上記と同様の観点から消火活動の優先度を判断する。
以上より，東二当直要員，当直守衛員及び自衛消防隊は，元々，災害対策本部体制に所属しており，また，発電所敷地内の火災の消火対応を十分に行うことができることから，東二重大事故等対応には影響しない。

ｂ）消火活動用資機材に関する評価
東二及び他施設（東海発電所及び貯蔵設備）の消火活動用資機材の種
類，水源，配備及び設置場所を以下に示す。
消火栓及び消火器は東二，東海発電所及び貯蔵設備に各々設置し，消防用自動車は東二，東海発電所及び貯蔵設備の共用として配備している。
なお，各消火用資機材の水源は東二重大事故等対処設備ではないため，これらの消火活動用資機材を用いた消火活動は東二重大事故等対応に影響しない。
・屋外消火栓（水源：防火水槽及び原水タンク） ：共用として設置
1.0.16−11

・屋内消火栓（水源：ろ過水タンク及び多目的タンク）：東二，東海発電所及び貯蔵設備に各々設置
・消火器：東二，東海発電所及び貯蔵設備に各々設置

・化学消防自動車（1 台）及び水槽付消防ポンプ自動車（1 台）：共用として配備

ｃ．まとめ
以上より，東二敷地内の他施設（東海発電所及び貯蔵施設）で火災が発生した場合でも，消火活動に必要な資源は東二重大事故等対応には影
響しない。

２．２
(1)

東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等による影響評価
想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東二と同じ敷地内において，東海発電所では廃止措置作業を行っている。

東海発電所の廃止措置作業が東二重大事故等対応に影響を与える可能性を検討した結果を第1.0.16−3表に示す。

(2)

作業環境による影響評価
東海発電所の廃止措置作業に用いる資機材（クレーン，ユニック車，トラック等）は，基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波により容易に転倒しないよ
うに設置し，また，資機材及び廃材（鉄骨等）が荷崩れしないように固縛する。仮に，基準地震動Ｓｓにより資機材及び廃材が転倒又荷崩れした場
合でも，屋外の重大事故等対処設備を損壊させない位置及びアクセスルー
トに必要な通行幅5mを確保できる位置に配置する。特に，クレーンについ1.0.16−12

ては，作業により一時的にアームを伸ばした状態で転倒した場合にアクセ
スルートとして必要な通行幅5mを確保できない場合は，複数のアクセスル
ートのうち通行可能なルートを使用する。
また，東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等は，敷地遡上津波によるアクセスルートへの影響を回避するため，資機材については，
使用時以外はアクセスルートからできるだけ離れた場所に保管し，廃材もアクセスルートからできるだけ離れた場所に保管する。仮に，資機材及び廃材が流出してアクセスルートへの限定的な影響が確認された場合には，保有している重機（ホイールローダ）を用いて資機材及び廃材等を撤去することでアクセスルートを確保する。
さらに，東海発電所の廃止措置作業に用いる資機材は，竜巻により容易に転倒しないように設置し，また，資機材及び廃材等が荷崩れしないように固縛する。あるいは建屋内に収納又は敷地外から搬出する。仮に，竜巻により資機材及び廃材が転倒又は荷崩れした場合は，発生したがれき等によりアクセスルートへの限定的な影響が考えられるため，保有している重機（ホイールローダ）を用いてがれき等を撤去することで，アクセスルー
トを確保する。
さらに，竜巻の襲来が予想される場合には，速やかに作業を中断するとともに，建屋搬入口の閉止，クレーンのアームを降ろす，資機材及び廃材については想定（設計）竜巻飛来物以外の物が飛来物とならないように固縛，ネット敷設等，車両については退避，固縛等の必要な措置を講じる。

(3)

運用対策の実施
東二重大事故等対応に影響を与えないためには，上記3.(2)に記載した東1.0.16−13

海発電所の廃止措置作業で使用する資機材又は発生する廃材に対する運用管理が必要である。これらの運用管理については，確実に実施するために手順として原子炉施設保安規定に規定し，ＱＭＳ規程に基づき実施する。

２．３

その他

東海発電所の廃止措置段階における工事等により，東海第二発電所の重大事故等対応に影響を及ぼさないために，東海発電所へ各運用に係る以下の観点で引継ぎ事項を整理した（添付5）。
・排気筒短尺化・竜巻飛来物管理
・緊急時対策所
・サービス建屋減築
・車両退避管理・東海第二の敷地図変更
・取水路・放水路の一部閉鎖
・放射性廃棄物管理
今後，東海発電所の廃止措置計画，保安規定に運用の基本方針を記載し，下部のＱＭＳ規程に具体的な手順等を定め，運用管理を行っていく。また，
東海第二発電所の設置変更許可の運用開始までに保安検査等により，引継ぎ事項の実施状況を報告する。

３．使用済燃料乾式貯蔵設備からの影響(1)

東二原子炉等との同時被災時の貯蔵設備への影響
原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等によ
1.0.16−14

り，貯蔵設備が同時に被災するような場合の影響として，貯蔵容器の安全機能（除熱機能，密封機能，遮蔽機能及び臨界防止機能）の喪失が考えられる。そこで，原子炉等との同時被災により貯蔵容器に影響を与えると考えられる自然現象等と，それらによる貯蔵容器への影響を第1.0.16−4表のとおり検討した。
地震については，基準地震動Ｓ Ｓ による貯蔵建屋の損壊や貯蔵容器の転倒は発生せず，貯蔵容器の安全機能への影響はないことを確認している。
また，その他の自然現象（地震及び津波を除く），外部人為事象，内部火災
及び内部溢水が発生しても貯蔵容器の安全機能に影響はない。
以上から，貯蔵容器に影響を与えると考えられる事象として，敷地遡上津波を想定した。
敷地遡上津波による，浸水量評価結果を第1.0.16−8図に示す。解析の結果に余裕を考慮しても，給気口がある貯蔵建屋長壁面の最大浸水深は4mであり，地上4.6mの高さに設けられた給気口からは浸入しないものの，大物搬入口扉と床面の隙間等から貯蔵建屋内に浸入する可能性がある。また，貯蔵建屋への津波波力の作用，貯蔵建屋への漂流物の衝突の可能性はあるが，貯蔵建屋が損壊することはない（添付6）。貯蔵建屋内への津波による浸水により，貯蔵建屋内の部材が漂流物となる可能性はあるが漂流物が貯蔵容器に衝突しても密封機能に影響はない（添付7）。さらに，保守的に貯蔵容器の水没を仮定しても密封機能への影響はない（添付8）。
貯蔵建屋が健全で給排気口による空気の自然対流が確保されるため，貯蔵容器の安全機能のうち，除熱機能は確保される。貯蔵容器の形状が維持されるため，密封境界も遮蔽材も健全であり，密封機能及び遮蔽機能は確保される。貯蔵容器内部のバスケット（仕切板）の形状が維持されるため，
1.0.16−15臨界防止機能は確保される。
上記の検討結果より，原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等によって貯蔵設備が同時に被災する場合においても，貯蔵容器の安全機能に影響がないことを確認した。
以下に，このような状況が発生した場合でも，貯蔵設備が東二の原子炉等の重大事故等対応に影響を与えないことを確認する。

(2)

貯蔵設備の想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東二の原子炉等の重大事故等対応に影響を与える可能性のある貯蔵設備の想定事象とその影響の検討結果を第1.0.16−5表に示す。

(3)

作業環境による影響評価
貯蔵建屋及び東二の原子炉等の重大事故等対処設備は第1.0.16−1図に示すとおり，敷地内に設置されている。ここでは第1.0.16−4表に基づき，貯蔵設備が重大事故等対処設備に影響を与えるかを検討した。
敷地遡上津波によって貯蔵設備が原子炉建屋に与える影響を評価した結果，敷地遡上津波によって貯蔵建屋部材が損壊し，外部への流出物が生じた場合でも，発生した流出物による影響はないことを確認した（添付9）。

４．評価結果上記2.〜3.の評価及び対策により，東海発電所及び貯蔵設備が東二原子炉等と同時に被災しても，東二重大事故等の対応について影響を与えないことを確認した。

1.0.16−16

第1.0.16−1表

作業環境

影響評価項目
物的
損壊
影響
流出物

間接的
影響

損壊

火災

溢水，
漏洩

資
源

東海発電所における想定事象と可能性のある影響
想定事象
・基準地震動Ｓ Ｓ 等による東海発電所の建屋倒壊
・敷地に遡上する津波
による東海発電所の屋外施設の流出
・基準地震動Ｓｓ等による東海発電所建
屋内機器の損壊
・地震等による東海発
電所の屋外可燃物
施設の損壊により発生する火災・地震等による東海発
電所の屋外タンク（水系，薬品系，油系）の損傷により発生する溢水，漏洩可能性のある影響
・東海発電所の建屋の損壊により，東二原子炉建屋の構造に影響を及ぼす。
・東海発電所の建屋の損壊，
原子炉圧力容器内及び各建屋に保管している黒鉛の流出により，屋外の東二重大事故等対処設備が損傷又はアクセスルートが通行不可となる。
・損壊した建屋（がれき）及び原子炉圧力容器内の黒鉛の流出により，線量場が増加
し，東二重大事故等対処作業に影響を及ぼす。
・高性能粒子フィルタの破損により捕捉された放射性物質（粉じん）の飛散によって，災害対策要員の被ばく量が著しく上昇し，東二重大事項等対応に影響を及ぼす。
・東海発電所で発生す ・原子炉内の黒鉛の燃焼及びる火災 ※その他施設の火災により，
東二重大事故等対応に必要な資源（要員，資機材，水源，電源）が確保不可となる。

※：東海発電所は核燃料が全て搬出済みであるため，全交流動力電源喪失，使用済燃料冷却池
スロッシング，使用済燃料冷却池崩壊熱除去機能喪失，使用済燃料冷却池漏洩，核燃料露出（高線量場発生）は想定事象に含めない。

1.0.16−17

第1.0.16−2表

火災発生時の消火活動要員の動き
本部体制
の所属

時系列
夜間及び休日（平日勤務時間帯を除く）

MCR
MCR〜
火災現場

当直

1

東二
内部

初動対応
自衛 公設消現場 119 自衛消 初期 消防 防の現 初動 全体
確認 通報 防隊出 消火 隊到 場誘導 体制 体制
着後
動要請
運転
●
●
対応
移行
●
●
※４

※３

1

※３

2

東一
内部
・
屋外

火災現場
消火
対応

現場指揮
本部

※５

●

火災現場
監視所
監視所〜
火災現場

●
●

●

消防班

8

東一
内部
・
東二
内部
・
屋外

消防班

廃止措置
室消防隊

1

活動場所

当直

自衛消防隊

初期消火活動要 員

災害対策 本部体制（３ ９名）の要員―

当直発電長(通報連絡責任者)
当直運転員(連絡担当)
自衛消防隊長宿直当番者(技術系管理職)
自衛消防副隊長
宿直当番者(管理職)
当直守衛員 ※１
（7 名）
当直守衛員
(通報連絡責任者)
当直守衛員(連絡担当)

所掌

対応
継続
●

※６

（不在）
本部体制
の所属

時系列
平日勤務時間帯

1
1

東二
内部
※３

東一
内部
・

8

東二
内部
・
屋外

全体
体制

火災現場
現場指揮
本部

消火
対応
※５

火災現場

●

消防班

自衛消防副隊長(管理職)
当直守衛員 ※１
（7 名）

1

初動対応
自衛 公設消現場 119 自衛消 初期 消防 防の現確認 通報 防隊出 消火 隊到 場誘導
着後
動要請
運転
MCR
●
●
対応
移行
MCR〜
●
※４
火災現場 ●
活動場所

当直

自衛消防隊

初期消火活 動要員

災害対策本 部体制（３９名 ）の要員

当直発電長
(通報連絡責任者)
当直運転員(連絡担当)
自衛消防隊長(技術系管理職)

所掌

当直守衛員
監視所
●
●
対応
(通報連絡責任者)
2 屋外
継続
当直守衛員
監視所〜
※６
●
●
(連絡担当)
火災現場
上
本部
●
●
廃止措置 Gr マネージャー 1
記
対応
※３
1
●
●
室消防隊 Gr 員
東一
要
継続
(廃止措置
火災現場
※７
※２ 内部
員
Gr
員
4
●
管理 Gr)
外※１：自衛消防隊のうち当直守衛員（7 名）は消防車操作の力量を有する※２：廃止措置室消防隊のうち Gr 員の要員数は変動する場合あり※３：東一：東海発電所のこと※４：当直発電長及び当直運転員は中央制御室にてプラント運転対応に移行※５：自衛消防隊長：火災現場で消火活動の指揮，自衛消防副隊長以下 8 名：火災現場等で消火対応※６：通報連絡責任者：監視所で連絡の指揮，連絡担当：他火災の連絡業務に備える※７：廃止措置室消防隊は東Ⅰの火災現場で消火対応実施

1.0.16−18

第1.0.16−3表東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等に関する想定事象と可能性のある影響

作業環境

影響評価項目
想定事象
可能性のある影響
物的損壊
・ 基 準 地 震 動 Ｓ Ｓ 等 に よ る ・屋外の東 二重大 事 故
影響
流出物
東海発電所廃止措置作業等対処設備が損傷又に用いる機材（クレーンはアクセスルートが等）の転倒又は資材・廃材
通行不可となる。
（鉄骨等）の荷崩れ・敷地に遡上する津波による東海発電所廃止措置作業に用いる機材（クレーン・廃材（鉄骨等）の流出
・竜巻による東海発電所廃止措置作業で使用する資機材及び発生する廃材等の転倒，荷崩れ，飛来1.0.16−19

第 1.0.16−4 表
自然現象又は
外部人為事象等

自然現象等による貯蔵容器への影響
貯蔵容器への影響

地震
・貯蔵建屋の損傷がなく，貯蔵容器の支持架台も健全で（基準地震動Ｓ Ｓ ）あることから，貯蔵容器の安全機能に影響はない。
・津波波力及び貯蔵建屋外部からの漂流物の衝突による貯蔵建屋の損壊はないことを確認している（添付 1）。
津波・貯蔵建屋内の漂流物により貯蔵容器の安全機能に影響（敷地遡上津波）はないことを確認している（添付 2）。
・貯蔵建屋内への津波による浸水により，貯蔵容器の密封機能に影響はないことを確認している（添付 3）。
・豪雨,暴風,森林火災,積雪,火山降灰等の自然現象によ
自然現象
り，送電線損傷による外部電源喪失，又は貯蔵容器及（地震及び津波をび監視設備水没のシナリオが考えられるが，貯蔵容器除く）の安全機能は電源喪失に影響されないことから，貯蔵容器の安全機能への影響はない。
・航空機落下，ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災等については，原子炉建屋から貯蔵建屋まで 100m 以上の
外部人為事象離隔距離があることにより同時被災しないこと，また，立地的要因により設計上考慮する必要がないこと等から影響はない。
・貯蔵建屋内において，電気室及び出入管理室の制御盤・電気盤，また，トレーラエリアと電気室・出入管理室の 2 階部に常時待機している天井クレーンの減速用の潤滑油が可燃物であり，火災発生の可能性がある。
・しかし，火災区域であるキャスク貯蔵エリアは，電気室及び出入り管理室とコンクリート壁で隔てられ，電内部火災
気室・出入管理室（及び天井クレーン）から 10m 以上
離隔距離があること，また，電気室の制御盤等の可燃物や天井クレーンの潤滑油が発火したとしても火災継続時間は短く，さらに，貯蔵容器自体は不燃材で構成されていることから，火災により貯蔵容器の安全機能への影響はない。
・貯蔵容器は自然冷却により使用済燃料の崩壊熱を除去しており，内部溢水により電源喪失が生じても除熱機
内部溢水能に影響はない。また，貯蔵容器が水没しても，津波の影響評価に包絡され貯蔵容器の密封機能に影響を与えない。

1.0.16−20

第 1.0.16−5 表
影響評価項目
作業環境

物的影響

原子炉等の重大事故等対応に影響を与える
可能性のある貯蔵設備の想定事象とその影響想定事象想定される影響

損壊，貯敷地遡上津波による貯蔵
蔵建屋
建屋の大物搬入口扉，遮蔽 重大事故等対処設備の損傷
外部へ扉及びガラリ等の流出の流出

1.0.16−21

第 1.0.16−１図

原子炉建屋と重大事故等対応に必要な屋外の重大事故等対処
設備，アクセスルート，東海発電所及び貯蔵設備の位置関係

1.0.16−22

第 1.0.16−2 図

東海発電所の構造及び黒鉛（減速材）の設置状況

1.0.16−23原子炉の隔離状態（水色の範囲）
原子炉及び一次系配管（ガスダクト）は，蒸気発生器の手前（８か所）で閉止されている。

第 1.0.16−3 図

東海発電所

1.0.16−24

原子炉の隔離状況

第 1.0.16−4 図

東海発電所

各建屋とバンカの位置関係

1.0.16−25

第 1.0.16−5 図

東海発電所 燃料取扱建屋の各バンカの位置関係

1.0.16−26

第 1.0.16−6 図

東海発電所 使用済燃料貯蔵池建屋の各バンカの位置関係

1.0.16−27

第 1.0.16−7 図

東海発電所

生体遮へい空気冷却系

1.0.16−28

第 1.0.16−8 図

敷地遡上津波のシミュレーション結果（最大浸水深分布）

1.0.16−29

添付 1

東海第二発電所の重大事故等対応に線量上影響する可能性がある
東海発電所の発生事象に関する法令上の整理について

１．概要
東海発電所は，1998 年 3 月に運転停止し，当時の「核原料物質，核燃料
物質及び原子炉の規制に関する法律」（以下「原子炉等規制法」という。）上の廃止措置作業の着手要件であった全ての核燃料(16,000 本)を搬出した
後，2006 年 6 月に廃止措置計画の認可を取得し，同年 12 月から原子炉等規制法に基づいて廃止措置作業を行っているところである。
本資料（技術的能力 1.0.16）は，東二の重大事故等の発生時に，廃止措
置中の東海発電所で同時発生する（可能性がある）場合に，東二重大事故等対応への影響について評価したものである。
本章では，この評価に先立って，東海第二発電所の重大事故等に影響する可能性がある東海発電所の発生事象に係わる法令上の整理をした。

２．東海発電所に係わる法令の整理
東海発電所では，前述のとおり「原子炉等規制法」に基づく廃止措置計画に基づき，廃止措置作業を実施している。
一方，「原子力災害対策特別措置法」及び「原子炉災害対策特別措置法施行令」では，国民の生命及び財産の保護の観点から，これに影響する又は影響する可能性がある事象が発生した場合には，事業者の通報が要求されている。更に，「原子力災害対策指針」及び「原子力災害対策特別措置法に基づ
1.0.16−30

き原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則」では，原子炉の状況に応じた通報すべき事象が定められており，東海発電所では事業者敷地外への放射性物質の放出又は放出の可能性がある事象が発生した場合には通報することが要求されている。具体的には，敷地境界の線量場（5μSv／h）が基準となる。

３．東二重大事故等対応への線量影響に関する考え方
東海発電所では，全ての核燃料が搬出されているため，東二とは異なり，敷地外（周辺監視区域）に線量影響を生じるような重大な事故が発生する可能性はない。
しかし，廃止措置中の東海発電所における事故により敷地境界に線量影響を生じる可能性として，東海発電所廃止措置計画認可申請書（平成 23 年度
申請）では，最も放射性物質が建屋外に放出される事象として，「高性能粒子フィルタの損壊」を抽出し，この時に排気筒から放出された全放射性物質が敷地境界（１か所）に短時間に移行するという保守的な条件に基づく当該場所での被ばく量（算出結果：8μSv／h）より，この事象が通報対象事象（特定事象）となる可能性があることが記載されている。
これを踏まえて，本資料では，東二重大事故等対応における東海発電所で発生した事故による線量影響を評価するにあたって，対象とする東海発電所の事故として，上記事象を含む，東海発電所から多くの放射性物質が放出されると考えられる以下の事象を選定した。
・高性能粒子フィルタの損壊（添付 4）・黒鉛の放出（添付 2）・黒鉛の火災（添付 3）1.0.16−31

東二重大事故等対応は敷地内（東二の建屋内，建屋外のアクセスルート
等）で行うことから，各事象における，黒鉛等を貯蔵・保管する東海発電所の原子炉建屋及び各建屋から最も近いアクセスルートの場所における被ばく量を算出した。なお，被ばく量の算出にあたっては，東海発電所の原子炉建
屋及び各建屋が損壊すること等を前提とした保守的な条件を設定した。（詳細な算出条件については各添付を参照）

1.0.16−32

添付 2

東海発電所の各建屋の損壊時における黒鉛等による線量影響について

１．概要
廃止措置中の東海発電所では，原子炉内構造物の解体は未着手であり，また，黒鉛が原子炉建屋，燃料取扱建屋（以下「FHB 建屋」という。）及び使用済燃料取扱建屋（以下「CCP 建屋」という。）に保管されている。原子炉建屋内に保管されている黒鉛は原子炉圧力容器内において拘束シリンダー及びカバープレートにより固定されており，原子炉圧力容器の外側には，一次生体遮蔽，二次生体遮蔽及び原子炉建屋の多数の壁に覆われている。また，FHB 建
屋 内 及び CCP 建屋内に保管されている黒鉛は，いずれの黒鉛についても
1,200mm 厚以上（地上域）の鉄筋コンクリート壁による密閉型のバンカ内に保管されている。
このため，基準地震動Ｓ Ｓ ，基準津波及び敷地に遡上する津波を含む大規模な自然災害によって東海発電所の原子炉建屋等が損壊しても，原子炉内構造物及び黒鉛が原子炉建屋外に流出することはないと考えられる。
また，添付 3 に示すとおり，黒鉛は着火せず，仮に，着火しても燃焼の持続性がないため，燃焼による黒鉛の飛散は生じない。
しかし，原子炉建屋と原子炉容器の損壊，各建屋の損壊の場所及び程度によっては，東海発電所の原子炉建屋外に線量影響を及ぼす可能性があることから，以下に，放射能量が多い黒鉛による線量影響（直接ガンマ線及びスカ
イシャインガンマ線による線量率）を算出し，東二の重大事故等対応への影響について検討した。
1.0.16−33

また，各建屋には，黒鉛（燃料）の付属品，L1 及び L2 相当の放射性廃棄物が保管されていることから，併せて線量影響を算出し，東二重大事故等対応への影響について検討した。

２．線量率の計算条件
直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の共通の計算条件を以下に示す。
(1)

線源
原子炉建屋，FHB 建屋及び CCP 建屋における黒鉛を含む放射性廃棄物の保管については，東海発電所廃止措置認可申請書に記載している。これに保管場所の構造，保管状況及びアクセスルートからの距離を併せて整理したものを表 1 に示す。

建屋・保管場所
原子炉
建屋

原子炉

燃 料 取
扱 建 屋
（FHB）

黒鉛スリーブ
貯蔵庫（C1 バンカ）

燃料スワラー
貯蔵庫（D バンカ）表1

各建屋における黒鉛等の保管状況

保管量

保管場所の構造，保管状態(概算,ton)()は黒鉛量

アクセスル
ートからの
距離 ※2
100m

約 1,600
・原子炉圧力容器内に保管（約 1,600）・黒鉛ブロックが拘束スリーブ及びカバープレートで円柱状に固定されている。
・原子炉圧力容器内に可燃物はない。
約 532
・1,200mm 厚さ（全域）の密閉型鉄筋コンクリ 88m
ートピット内に保管（約 532）・ビットの一部は地面高さ（T.P.+8m）より低い
レベルに位置する。
・常時建屋換気を実施しており，建屋内を負圧に管理している。
・破砕した黒鉛（黒鉛スリーブを破砕したもの）
を直接に保管・黒鉛スリーブ貯蔵庫（バンカ上部）及びバンカ内に可燃物はなし。
約 50・750mm 厚さ以上の密閉型鉄筋コンクリートピ 76m（0）
ット内に保管・ピットは地面高さ（T.P.+8m）より低いレベルに位置する。
・常時建屋換気を実施しており，建屋内を負圧に管理している。
・細断した制御棒，スプリッタ，FE※1 グラブ及び FE ホースを保管
・燃料スワラー貯蔵庫（バンカ上部）及びバンカ内に可燃物はなし。

1.0.16−34

燃 料 取扱 建 屋（FHB）

固体廃棄物貯蔵庫（E バンカ）

使 用 済
燃 料 貯
蔵 池 建
屋
（CCP）

黒鉛スリーブ
貯蔵庫（C2 バンカ）

燃料スプリッタ貯蔵庫（H1 バンカ）

燃料スプリッタ貯蔵庫（H2 バンカ）

燃料スプリッタ貯蔵庫（H3 バンカ）

約 20（0）・黒鉛スリーブ貯蔵庫（C1 バンカ）に隣接
88m
・300mm 厚さ以上の密閉型鉄筋コンクリートピット内に保管・常時建屋換気を実施しており，建屋内を負圧に管理している。
・ピットの一部は地面高さ（T.P.+8m）より低い
レベルに位置する。
・細断した制御棒，スプリッタ，FE グラブ及びFE ホースを保管
・固体廃棄物貯蔵庫（バンカ上部）及びバンカ
内に可燃物はなし。
・1200mm 厚さの密閉型鉄筋コンクリートピット 35m
約 288
内に保管している。
（約 283）・ピット内には換気設備があり，ピット内を負圧に管理している。
・ピットは地面高さ（T.P.+8m）より高いレベルに位置する。
・破砕した黒鉛（黒鉛スリーブを破砕したもの）
を袋に小分け(最大約 400kg)にして保管・細断したシース，サポートビーム，シェアピ
ンを保管
・黒鉛スリーブ貯蔵庫（バンカ上部）及びバンカ内に可燃物はなし。
約 90
・1,200mm 厚さの密閉型鉄筋コンクリートピッ 46m（0）
ト内に保管している。
・ピット内には換気設備があり，ピット内を負圧に管理している。（ピット内換気設備あり）
・ピットは地面高さ（T.P.+8m）より高いレベルに位置する。
・細断したスプリッタ等を保管
・燃料スプリッタ貯蔵庫（バンカ上部）及びバンカ内に可燃物はなし。
約 28
・1,200mm 厚さの密閉型鉄筋コンクリートピッ 46m（0）
ト内に保管している。
・ピット内には換気設備があり，ピット内を負圧に管理している。
・ピットは地面高さ（T.P.+8m）より高いレベルに位置する。
・細断したスプリッタ等を保管
・黒鉛スリーブ貯蔵庫（バンカ上部）及びバンカ内に可燃物はなし。
約 25
・1,200mm 厚さの密閉型鉄筋コンクリートピッ 23m
（0）
ト内に保管
・ピット内には換気設備があり，ピット内を負圧に管理している。
・ピットは地面高さ（T.P.+8m）より高いレベルに位置する。
・細断したスプリッタ等を保管
・黒鉛スリーブ貯蔵庫（バンカ上部）及びバンカ内に可燃物はなし。

※1 Fuel Element のこと。
※2 表中の数字は線量評価に用いた値。実際の距離よりも短い。（保守的評価のため）

1.0.16−35

表 1 に示す黒鉛の線源核種及び放射能は，東海発電所廃止措置計画認可
申請書（平成 23 年度申請）の記載値のうち，ガンマ線放出核種として表 2に示す核種を用いた。

表2

黒鉛の線源核種及び放射能

核種
Mn54
Co60
I129
Cs134
Cs137
Eu152
Eu154

放射能（Bq）
8.1E+7
3.1E+132.2E+44.0E+93.8E+108.2E+72.3E+11

また，表 1 に示す燃料付属品及びその他の放射性廃棄物の線源核種及び放射能は，各保管物の物性値を用いて放射化した場合の放射能量を算出した結果（東海発電所廃止措置計画認可申請書に記載あり）のうち，ガンマ線放出核種を用いた。

(2)

線源と評価点の位置関係
黒鉛及び放射性廃棄物（線源），ガンマ線の飛程，及び線量率を算出する
評価点の関係を図 1 に示す。
原子炉圧力容器内に貯蔵されている黒鉛及び使用済燃料貯蔵池建屋内の各バンカに保管されている黒鉛及び放射性廃棄物は，保管場所によって地上面からの高さが異なる（例：原子炉容器内の黒鉛は実際には地上 6m 程度の高さに保管されている）が，保守的に，評価点（地上 1m 高さ）と同じ高さにあるものとした。

1.0.16−36

原子炉圧力容器内に貯蔵されている黒鉛，使用済燃料取扱建屋の各バン
カに保管されている黒鉛及び放射性廃棄物は，保管状態の中心部からガンマ線が放出されるとした。また，燃料取扱建屋の各バンカは地面高さ（T.P.+8m）より低いレベルにあるため，直接線は評価点に最も近い面から地中に放出されることとし，スカイシャイン線はバンカ中央上部から放出されることとした。（評価点までの距離が短くなり保守的評価となる。）
原子炉圧力容器内に保管されている黒鉛については，原子炉容器，一次及び二次生体遮蔽並びに原子炉建屋が全て損壊するという保守的な条件において，また，各建屋に保管される黒鉛，燃料付属品及びその他の放射性廃棄物については，コンクリート製の各バンカ及び建屋が損壊するという保守的な条件において，各建屋から最も近いアクセスルートまでの距離を保守的に設定し，評価点とした。

散乱
散乱

スカイシャイン線による影響（散乱を考慮）散乱

線源寸法（実機）
・半径：700cm
・高さ：408.3cm

黒鉛
（線源）

直接線による影響

評価点

100m

図 1 黒鉛（線源）と評価点の位置関係（原子炉圧力容器内に貯蔵ざれている黒鉛による線量評価モデルの例）

1.0.16−37

散乱
散乱

スカイシャイン線による影響（散乱を考慮）散乱評価点

地面高さ（T.P.+8m）
黒鉛・放射性廃棄物（線源）

直接線による影響（地中通過による減衰を考慮）

図 2 黒鉛及び放射性固体廃棄物と評価点の位置関係（燃料取扱建屋のピットに保管されている黒鉛及び放射性廃棄物による線量評価の例）

(3)

計算コード
直接線による線量率は「3 次元遮蔽計算プログラム Pre/GAM-D」を用いて計算した。また，スカイシャイン線による線量率は「散乱ガンマ線計算
プログラム Pre/GAM-S」を用いて計算した。

３．結論（線量率の算出結果）
上記２．に示した保守的な条件における各建屋の損壊時における各アクセ
スルートの最短箇所における線量率の算出結果を表3に示す。いずれの線量率においても，東二の重大事故等対応及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートに影響を及ぼすものではない。

1.0.16−38

表 3 各建屋等が損壊した場合の黒鉛及び放射性廃棄物によるアクセスルートへの線量影響
線量率（評価結果）
建屋・保管場所

原子炉建屋
燃料取扱建屋（FHB）

使用済燃料貯
蔵池建屋
（CCP）

直接線
による影響
（mSv／h）

スカイシャイン線による影響（mSv／h）

0.02

0.005

＜0.01※30.01※3＜0.01※4＜0.01※4

原子炉
黒鉛スリーブ貯蔵庫（C1 バンカ）
燃料スワラー貯蔵庫（D バンカ）
固体廃棄物貯蔵庫（E バンカ）黒鉛スリーブ貯蔵庫（C2 バンカ）
黒鉛スリーブ貯蔵庫（H1 バンカ）
黒鉛スリーブ貯蔵庫（H2 バンカ）
黒鉛スリーブ貯蔵庫（H3 バンカ）※3 線量の算出にあたっては，燃料取扱建屋の壁が損壊して３つのバンカに保管してある
黒鉛及び放射性廃棄物がアクセスルート上の１箇所（燃料取扱建屋から最も近い場所）に同時に線量影響を及ぼすという保守的な条件で算出した。
※4 線量の算出にあたっては，使用済燃料貯蔵池建屋の壁が損壊して４つのバンカに保管してある黒鉛及び放射性廃棄物がアクセスルート上の１箇所（使用済燃料貯蔵池建屋から最も近い場所）に同時に線量影響を及ぼすという保守的条件で算出した。

1.0.16−39

添付 3

東海発電所に貯蔵中の黒鉛の火災による東二重大事故等対応への影響について

１．概要
東海発電所の原子炉容器内部には，炉心を構成する黒鉛（30,000 体，総重量約 1,600t）が貯蔵されている。また，FHB 建屋（黒鉛スリーブ貯蔵庫（C1バンカ），総量約 532t）及び CCP 建屋（黒鉛スリーブ貯蔵庫（C2 バンカ），総量約 283t）にも黒鉛が保管されている。仮に，黒鉛が大規模な火災によって放射性物質を大気中に放出すると，東二の重大事故等対応への影響が懸念される。
黒鉛の燃焼性に関しては，財団法人
水炉等改良技術確証試験

原子力発電技術機構による研究「軽実用発電用原子炉廃炉設備確証試験に関する調査報告書」（平成 11 年度）において，黒鉛（ブロック状）が火災や金属ドロス※１等によって黒鉛が局部的に加熱されて燃焼し大規模な火災に至る可能性の有無，また，粉じん状の黒鉛による粉じん爆発の発生の可能性について検討されている。本研究結果を踏まえて，黒鉛の燃焼性の観点から，東二重大事故等対応への影響について考察した。
※１ 金属の熱加工時に，溶けた材料が溶融物となって付着したもの。
金属の溶融物であるため，発生時は約 1,200℃と考えられる。

２．黒鉛の燃焼性に関する検討
以下に，財団法人

原子力発電技術機構による黒鉛の燃焼性に関する研究

結果の概要を示す。

1.0.16−40(1)黒鉛の燃焼が持続する条件（Schweitzer の条件）
大規模な黒鉛火災が発生するには，黒鉛の燃焼が持続することが必要である。黒煙の燃焼が持続するためには，下記の①〜⑤の全ての条件を満たすことが必要である。
① 黒鉛が 650℃以上に加熱されること。
② 黒鉛自体の燃焼熱又は外部の熱源により 650℃以上が維持されること。
③ 燃焼に必要な酸素（空気）が供給されること。
④ 黒鉛表面を過冷却（650℃以下となる）することなく，燃焼生成物を除去可能なガス流量が確保されていること。
⑤ 酸素と黒鉛の配置が燃焼に適したものであること。

(2)

黒鉛の燃焼試験
黒鉛の着火及び燃焼の持続に必要な条件を調査するため，各状態を想定した以下の試験が実施されている。
ａ．直接加熱試験
廃止措置工事等の工事作業による黒鉛の着火及び燃焼の持続性への影
響を調査するため，鋼材溶断に用いるプラズマトーチ（火炎温度：約5,000℃〜約 10,000℃）を黒鉛に直接あてて，黒鉛の燃焼性を調査した。
また，金属ドロスを黒鉛に滴下させ同様に燃焼性を調査した。
試験の結果，プラズマトーチによる過熱により黒鉛は白色発光するものの，着火及び自己発熱による燃焼の持続は見られなかった。また，黒鉛は，ドロスの滴下によって過熱して赤色化することもなく，着火及び自己発熱による燃焼の持続は見られなかった。

1.0.16−41

ｂ．間接加熱試験
原子炉容器内の火災による黒鉛の着火及び燃焼の持続性への影響を調査するため，原子炉容器の鋼材への影響が想定される雰囲気温度が約1,500℃である場合の黒鉛の燃焼性について調査を実施した。
調査の結果，雰囲気が約 1,500℃であっても，黒鉛の着火及び自己発
熱による燃焼の持続は見られなかった。

３．黒鉛の粉じん爆発の発生可能性に関する検討
以下に，財団法人

原子力発電技術機構による黒鉛の粉じん爆発の発生に関する研究結果の概要を示す。
(1)

粉じん爆発が発生する条件（Field の条件）
一般に粉じん爆発とは以下の過程で事象が進展する。
(ⅰ)

粉じん粒子に熱エネルギーが与えられ，表面温度が上昇する。

(ⅱ)

粒子表面の分子が熱分解あるいは乾留作用を起こし，可燃性気体となって粒子の周囲に放出される。

(ⅲ)

放出された気体が空気と混合して爆発性混合気を生成し，着火して火炎を発生する。

(ⅳ)

発生した火炎により生じた熱により，さらに他の粉じんの分解を促進し，次々に可燃性気体が粒子の周囲に放出され，着火伝播する。

上記の事象の進展を踏まえて，粉じん爆発が発生するには，下記の a)〜g)の全ての条件を満たすことが必要であるとされている。（Field の条件）
a) 粉じんが可燃性であること。
b) 粉じんが浮遊していること。
1.0.16−42c) 粉じん粒径は火炎伝播に適当な大きさであること。
d) 粉じん濃度が爆発範囲内であること。
（ 高過ぎ低過ぎでは発生しない）
e) 着火に十分なエネルギーの点火源が浮遊粉じんと接していること。
f) 雰囲気に十分な酸素を含むこと。
g) 破壊的な爆発では，粉じんは密閉した空間に存在していること。

(2)

粉じん状黒鉛の爆発試験
廃止措置工事時における黒鉛取出し時または切断，破砕時に発生する粉じん黒鉛の爆発発生の可能性の有無について，以下の 2 つの試験が実施されている。なお，Field 条件の c)より，火災伝播の観点からは，粉じん状黒鉛の粒径が小さいほど爆発が発生しやすいとされている。廃止措置工事で黒鉛を切断した際には，粉じん状黒鉛の粒径は 300μm 程度以下と考えられるが，以下の２つの試験では，保守的に，爆発発生しやすいと考えられる最も粒径が小さい粉じん状黒鉛（25μm 以下）を用いて行われている。
ａ．最低着火エネルギーの測定
密閉環境における，粉じん状黒鉛が着火するために必要なエネルギーを実験により確認した。試験では，球形粉じん爆発容器内に投入した粉じん状黒鉛に，電気的に着火エネルギーを与えて，粉じん爆発の発生有無について確認した。
試験の結果，粉じん状黒鉛の最小着火エネルギーは 1kJ〜2ｋJ であった。
一般に 10Ｊで爆発しないものを非爆発性とすることから，本試験の結果
より，黒鉛は非常に大きな着火エネルギーを与えない限り爆発しないと評価される。なお，静電気や電気火花等の単発的な着火源は 10Ｊ未満である
ことから，環境による偶発的な着火はないと考えられる。
1.0.16−43

ｂ．最低着火酸素濃度の測定
密閉環境における，粉じん状黒鉛が着火するために必要な酸素濃度を実験により確認した。試験では，ハートマン式装置 ※2 を用いて，粉じん状黒鉛を入れた燃焼容器に所定の濃度に調整した酸素富加空気を供給した状態で，一般的に爆発性の有無を判断する目安である 10J の着火エネルギーを与えた時における粉じん爆発の発生有無について確認した。
試験の結果，酸素濃度が 55％未満の空気では粉じん爆発は発生しないことを確認した。
注2

内面を絶縁し圧縮空気を供給できる燃焼容器内部に，電気的に着火エ
ネルギーを与えることができる試験装置

４．東海発電所の黒鉛による大規模な火災発生の可能性
上記 2.及び 3.の検討結果を踏まえて，東海発電所の廃止措置期間中（解体工事中）における黒鉛燃焼に係る環境条件と黒鉛の着火及び燃焼性に関する評価を表 1 に，黒鉛の粉じん爆発に関する評価を表 2 に整理した。
表 1 に整理した結果のとおり，解体工事等の作業及び何らかの原子炉容器
内またはピット内で火災が発生した場合においても，黒鉛が着火することはなく（表１の①），仮に，着火した場合でも，黒鉛の燃焼が持続すると考えられる 650℃を維持することはない（表 1 の②）と評価される。また，原子炉
容器は隔離された状態であることから，黒鉛が燃焼しても十分な酸素は供給されない。（表 1 の③）
また，表 2 に整理した結果のとおり，黒鉛は粉じん状でも着火せず（表 2の a），さらに，一般的な着火エネルギーを与えた場合において粉じん爆発が発生する環境条件は，空気中に 55％以上の酸素濃度を必要とすることから，
1.0.16−44

現状の原子炉容器内の環境及び今後の廃止措置工事期間中においても，存在しえない環境である（表 2 の f）。
以上より，黒鉛の火災は発生せず，また，黒鉛の粉じん爆発も発生しない。
仮に，火災が発生した場合でも，他の施設での火災と同様の対応を行うこと
により，東二の重大事故等対応及び重大事故等対処設備へのアクセスルートに影響を及ぼさない。

1.0.16−45

表1

黒鉛燃焼に係る環境条件と燃焼性に関する評価結果

注 1）東海発電所の黒鉛の設置場所（原子炉容器内，各建屋のバンカ内）の環境条件と評価結果を，2.(1)黒鉛の燃焼が持続する条件（Schweitzer の条件）の①〜⑤の各項目ついて整理した。
注 2）評価結果の判定欄の凡例･･･「○」条件に合致する，「×」条件に合致しない，
「−」評価
できない
注 3）評価結果の記載欄の凡例･･･「共通」原子炉圧力容器内及び各バンカ内に保管されている
黒鉛に共通した評価結果･･･「原子炉圧力容器内」原子炉圧力容器内に貯蔵した黒鉛に係る評価結果･･･「バンカ内」バンカ内に保管された黒鉛に係る評価結果(注 1)

評価結果 (注 2，注 3)

環境条件

項目
① ・原子炉容器，その他の炉内構造 ・左記理由のとおり，廃止措置工事 ○物解体を溶断する場合には，切 等の作業において，黒鉛が局所的
断 用 ト ー チ や 金 属 ド ロ ス が に 650℃を超える可能性があると650℃を超える可能性がある。
考えられる。
【共通】② ・黒鉛の着火以降に，黒鉛の燃焼 ・上記 2.(2)a 直接加熱試験により， ×
熱の維持に関する知見はない。

③

黒鉛は燃焼が持続しないことを確認した。故に，黒鉛の燃焼熱は維持されないと考えられる。
【共通】

・原子炉圧力容器内に貯蔵されて ・左記理由により，仮に，黒鉛の燃 ×
いる黒鉛は，その中心部が筒状 焼が発生しても，黒鉛に供給されに空洞がある ※ ため，燃焼に必 る空気は換気流程度のみであり，
要 な 酸 素 が 供 給 さ れ る 形 状 で 黒鉛火災が発生した事例のようなあるが，酸素は換気流又は自然 強制循環 ※1 ではない。故に，黒鉛循 環 に よ っ て 供 給 さ れ る の み の燃焼に必要な酸素は十分には供である。
給されないと考えられる。
【原子炉圧力容器内】※運転時には燃料が装荷されていた部位（チャンネル構造）

・原子炉及び原子炉一次系は蒸気発生器の手前で出入口ともに閉止されており，隔離状態にあるため，隔離範囲外から酸素が供給されることはない。

1.0.16−46

③・各バンカ内に保管されている黒 ・左記理由により，仮に，黒鉛の燃 ×
鉛 は 粉 砕 さ れ た 状 態 で あ る た 焼が発生しても，黒鉛に供給されめ，燃焼に必要な酸素を供給さ る空気は換気流程度のみであり，れやすい状態にあるが，酸素は 黒鉛火災が発生した事例のような
バ ン カ 内 の 換 気 流 及 び 自 然 循 強制循環 ※1 ではない。故に，黒鉛
環 の み で 供 給 さ れ る の み で あ の燃焼に必要な酸素は十分には供る。
給されないと考えられる。
【バンカ内】④（上記③の環境条件と同様）⑤

・原子炉圧力容器内に貯蔵してい ・チャンネル構造であるため，原子 ○る 黒 鉛 は チ ャ ン ネ ル 構 造 で あ 炉容器内に酸素が十分量存在するる。
のであれば，酸素は効果的に黒鉛

・本項目は評価できず−（原子炉及び一次系，また，各バン
カ内が隔離された状態における空気の換気量が不明なため）【共通】に供給されると考えられる。
【原子炉圧力容器内】
・各バンカ内に保管している黒鉛 ・粉砕された黒鉛は表面積が増加し ○は粉砕された状態である。
ているため，バンカ内に酸素が十分量存在するのであれば，酸素は効果的に黒鉛に供給されると考えられる。
【バンカ内】※1 本添付 3 の（参考）「黒鉛炉による黒鉛燃焼事故の事例」を参照

1.0.16−47

表2

粉じん状黒鉛の爆発に係る環境条件と爆発性に関する評価結果

注 1）東海発電所の黒鉛の設置場所（原子炉容器内）の環境条件と爆発性に関する評価結果を，3.(1)粉じん爆発が発生する条件（Field の条件）の a)〜g)の各項目ついて整理した。
注 2）評価結果の判定欄の凡例･･･「○」条件に合致する，「△」条件によっては合致する可能性がある。
「×」条件に合致しない，「−」評価できない
注 3）評価結果の記載欄の凡例･･･「共通」原子炉圧力容器内及び各バンカ内に保管されている黒鉛に共通した評価結果･･･「原子炉圧力容器内」原子炉容器内に貯蔵した黒鉛に係る評価結果･･･「バンカ内」バンカ内に保管された黒鉛に係る評価結果(注 1)

評価結果 (注 2)

環境条件

項目
a ・黒鉛は，原子炉容器内 ・2.(2)a 直接加熱試験の結果より，黒鉛は着 ×
及 び 各 バ ン カ 内 に 保 火せず，燃焼の持続性もないことから，可燃
管 中 （ 物 性 変 化 し な 性ではない。
【共通】い）。
b ・ 原 子 炉 圧 力 容 器 内 に ・仮に，地震等によって原子炉容器内の黒鉛の △貯 蔵 さ れ て い る 黒 鉛 固定が外れ，また，原子炉容器の一部損壊等
は，固定されており， が発生した場合には，黒鉛が原子炉圧力容器
浮遊しない。
内または原子炉圧力容器外に浮遊する可能性がある。
【原子炉圧力容器内】
・ 各 バ ン カ 内 に 保 管 さ ・仮に，地震等によってバンカが損壊した場合 ○れている黒鉛は，破砕 には，空気流動等によって黒鉛がバンカ外にされていることから， 浮遊する可能性がある。
バンカ内の空気流動【バンカ内】
によっては浮遊する可能性がある。
c・ 原 子 炉 圧 力 容 器 内 に ・破砕した黒鉛の粒径は不明である。
−
貯 蔵 さ れ て い る 黒 鉛 ・廃止措置工事において，黒鉛を切断した場
は，ブロック状にて固 合，切断した黒鉛の寸法（粒径）を現場で確定されている。
認することは困難であるため，実際の切断後・ 各 バ ン カ 内 に 保 管 さ の粒径分布が火災伝播の観点から問題ない
れ て い る 黒 鉛 は 粉 砕 か否定はできない。
されている。
【共通】

1.0.16−48

d・ 原 子 炉 圧 力 容 器 内 に ・仮に，地震等によって原子炉構造物等が黒鉛 △貯 蔵 さ れ て い る 黒 鉛 に接触した場合，また，各バンカ内の黒鉛がが粉じんとして，原子 他の黒鉛や廃棄物と接触した場合には，黒鉛
炉 圧 力 容 器 内 に 飛 散 が粉じんとなって飛散する可能性がある。粉する可能性は低い。
じん量（濃度）によっては，爆発濃度範囲に・ 各 バ ン カ 内 に 保 管 さ 入る可能性がある。
れている黒鉛が粉じ【共通】んとして建屋内ある
いは建屋外に飛散する可能性は低い。

e・ 廃 止 措 置 工 事 等 に お ・3(2)a.最低着火エネルギーの測定において， △いて，切断トーチ，金 粉じん状黒鉛(25μm 以下)の爆発の発生に
属 ド ロ ス に よ っ て 黒 は 1kJ〜2kJ の非常に大きなエネルギーが必
鉛 が 加 熱 さ れ る 場 合 要であることを確認した。これより，環境条がある。
件による単発的なエネルギー（静電気や電気
火花等）では爆発は起こりえないと評価されるが，廃止措置工事（解体工程）では，十分なエネルギーの着火源が与えられる可能性は否定できない。
【共通】

f・ 原 子 炉 圧 力 容 器 内 及 ・3.(2)b 最低着火酸素濃度の測定により，粉 ×び 各 バ ン カ 内 に は 空 じん状黒鉛が爆発するには，酸素濃度 55％
気が充満している。
以上の空気が必要であることを確認した。
・現状の原子炉容器の隔離状態及び今後の廃止措置工事中における原子炉容器内は通常空気（酸素濃度 21％）であるため，粉じん爆発する環境にはならない。
【共通】

g・ 原 子 炉 圧 力 容 器 内 及 ・仮に，損壊した原子炉容器等が黒鉛に接触し △び 各 バ ン カ 内 に 貯 蔵 た場合，また，各バンカが損壊した場合には，
さ れ て い る 黒 鉛 は 隔 原子炉容器または各バンカの密閉性は既に離されている。
なくなっている。
・一方，廃止措置工事において原子炉内構造物
及び各バンカでの黒鉛に係る作業を実施した場合に，粉じんが発生する可能性があり，その作業後に作業アクセスルートを閉止す
ると，密閉性が確保される。

1.0.16−49

（参考）

黒鉛炉による黒鉛燃焼事故の事例

黒鉛炉による黒鉛火災の事例として，ウィンズケール発電所事故及びチェルノ ブ イ リ 発 電 所 事 故 が 挙 げ ら れ る 。 上 記 2.(1)黒 鉛 の 燃 焼 が 持 続 す る 条 件（Schweitzer の条件）における①〜⑤の条件に対応する各事例の状況を，表 2に整理 ※ した。
東海発電所は，原子炉内に燃料がない（全燃料を搬出済み）ため，2 発電所のように黒鉛に継続的に熱を供給する外部熱源がなく，また，原子炉及び一次系が隔離されていることから，燃焼に必要な十分な酸素は供給されない。以上
より，東海発電所において 2 発電所の事故と同様の事故が発生することはない。

※ 財団法人 原子力発電技術機構「軽水炉等改良技術確証試験 実用発電用原子炉廃炉設備確証試験に関する調査報告書」（平成 11 年度）より抜粋（一部追記した）

1.0.16−50

表3

ウィンズケール発電所事故とチェルノブイリ発電所事故に関する黒鉛燃焼条件に関する整理
ウィンズケール発電所事故
チェルノブイリ発電所事故（1957 年発生，英国）(1986 年発生，ソビエト連邦)
事 ・運転中の炉心局部の熱分布異常・低出力運転時における試験時の操作
象 （燃料温度の急激な上昇）
手順違反
・試験条件（プラント出力制御）確保
概 ・消火のため冷却用空気を供給
要 （逆に燃焼を助長→一部燃料が異 のため，炉心内制御棒を抜いた状態
常燃焼）（反応度操作余裕が著しく少ない状
・空気供給停止により燃焼低下態）で試験を開始
・試験開始後に，原子炉熱出力及び蒸気圧が急激に上昇し，原子炉爆発。
① ・ 燃 料 の 異 常 燃 焼 に よ り ， 黒 鉛 は ・燃焼の異常燃焼により，黒鉛は 800℃
1,190℃を超えた。
〜1,500℃と推定される。
【東海発電所における評価】・切断用トーチまたは高温のドロスにより，短時間，局部的には黒鉛が 650℃以上になる可能性がある。
② ・ウィグナーエネルギー (注 3) 及び燃料 ・飛散した燃料ペレットからの入熱にの崩壊熱により，黒鉛の温度が維 より，黒鉛の温度が維持された。
持された。
【東海発電所における評価】
・外部熱源による長時間の温度維持は生じない。
・東海発電所の黒鉛（レストレイントブロック）は，ウィグナ
ーエネルギーによる影響を考慮した形状（燃料及び冷却材が通過する領域を円筒形状にする等）としている。
③ ・事故期間中，原子炉内の強制空気循 ・炉心の上部構造物の破損に起因した環が行われ，十分に空気が供給さ 煙突効果により，自然循環が発生し，空気の供給が維持された。
れた。
【東海発電所における評価】
・炉心は黒鉛チャンネル構造であるが，仮に，黒鉛が着火しても原子炉が隔離されているため自然循環は起こらず，換気流程度の不十分な空気供給のみと考えられる。
④ ・空気循環により，過冷却せずに燃焼 ・空気の自然循環により，燃焼生成物
生成物が除去された。
は容易に除去された。
【東海発電所における評価】（原子炉及び一次系が隔離された状態における空気の換気量が不明なため，本項目は評価できず）

1.0.16−51

⑤ ・炉心の黒鉛チャンネルが適切な配 ・炉心が黒鉛チャンネル構造である
置を与えた。
ことに加え，上下構造物の破損により適切な配置となった。
【東海発電所における評価】
・炉心は黒鉛チャンネル構造であるため，配置上は適切（燃焼に必要な酸素を供給しやすい配置）である。
（注 3）燃料からの中性子照射により黒鉛内部にエネルギーが蓄積され，そのエネルギーの放出に伴って周囲の温度が増加する。本事例では，このエネルギーにより黒鉛の温度低下が抑制されたと考えられる。

1.0.16−52

添付4
東海発電所

生体遮へい冷却系統の高性能粒子フィルタの破損による線量影響について

１．概要
東海発電所は廃止措置中であり全ての核燃料は搬出済みであるが，原子炉内構造物の解体は未着手であり，今後，廃止措置工事において解体される。
本章では，東海発電所廃止措置計画認可申請書（平成 23 年度申請）の記載
を基に，東二重大事故等の条件を考慮して，廃止措置工事における屋外に線
量影響を生じる可能性がある事象を，選定し，この事象が発生した場合におけるアクセスルート上にいる災害対策要員の被ばく線量（内部被ばく線量）を評価することにより，東二の重大事故等対応への影響について検討した。

２．想定する事象(1)

事象の抽出
東海発電所の事故等により東二を含む周囲に線量影響を生じる可能性がある事象については，東海発電所廃止措置計画認可申請書にて記載されている。本項では，同申請書に記載されている抽出及び検討条件に加えてさらに保守的な条件を設定して災害対策要員の被ばく量の算出条件の考え方を示す。
・同申請書には，東海発電所の事故による放射性物質の放出源となる汚染機器は，最も放射能レベルの高い原子炉内構造物とともに，放射性物質（粉じん）の補足量が最も多いフィルタとして，原子炉建屋内の生体遮

1.0.16−53

へい冷却空気系統の高性能粒子フィルタが選定されており，本算出においてもこれと同様の事象を選定する。
・同申請書には，原子炉内構造物を放出源とする放射性物質（粉じん）の放出事象として，「炉内構造物切断片の破損」，「炉内構造物切断片の異常切断」，「局所換気系の停止」，「局所換気系の弁の誤開」が想定されている。しかし，これらの事象は，東海発電所の原子炉建屋内での線量影響は想定されるものの，東二の重大事故等対応への影響は間接的（高性能粒子フィルタを含む空気冷却系統から放出）であるため，高性能粒子フィルタからの放射性物質（粉じん）と比較すると影響が小さいと考えられるため，同申請書において代表事象とはしておらず，本算出においても同様の考えとする。
・同申請書には，高性能粒子フィルタに蓄積した放射性物質（粉じん）を放出源とする放射性物質（粉じん）の放出事象として，「高性能フィルタ
の破損」及び「高性能粒子フィルタの火災／爆発」が想定されている。
高性能粒子フィルタは，原子炉建屋内（一次・二次生体遮へい壁の外側）に設置されている。同申請書では，東海発電所の原子炉建屋は，原子炉設置許可又は原子炉設置変更許可において耐震設計が考慮されているため地震による建屋への影響はないとしているが，本算出にあたっては，東二の基準地震動Ｓｓが東海発電所に影響することを想定するため，原子炉建屋が損壊することを前提とする。原子炉建屋が損壊した状態においては，2 つの事象ともに放射性物質（粉じん）は原子炉建屋外に放出される同一の挙動となることから，代表として「高性能粒子フィルタの損壊」を想定事象とする。

1.0.16−54以上より，東海発電所の事故等により東二を含む周囲に線量影響を生じる可能性がある事象として，生体遮へい冷却空気系統の高性能粒子フィルタに放射性物質（粉じん）が最大限蓄積した状態で，高性能粒子フィルタが何らかの理由で破損し，放射性物質（粉じん）が原子炉建屋外のアクセスルートに拡散（移行）する事象を選定する。

(2)

災害対策要員の被ばく量の算出条件
放射性物質（粉じん）の飛散による災害対策要員の被ばく量の算出にあたっては，最も保守的な条件として，廃止措置工事計画認可申請書の記載
内容とそれに加えた以下の事象が発生すると設定した。
・放射性物質（粉じん）は，2系列ある生体遮へい空気冷却系の2基の高性能粒子フィルタに捕捉可能な最大量が捕捉される。
・上記状態の2基の高性能粒子フィルタが，何らかの原因で落下して破損し，排気筒から全量の放射性物質（粉じん）が飛散する。
・飛散した放射性物質（粉じん）が，東海発電所の原子炉建屋から最も近いアクセスルート（１か所）に拡散する。アクセスルート上にいる防塵マスクをつけていない災害対策要員が体内に取り込むことで被ばくする。

２．被ばく線量の算出条件(1)

線源と評価点の位置関係
原子炉建屋から放出される放射性物質（粉じん）が，評価点である東海発電所の原子炉建屋から最も近いアクセスルート（原子炉建屋の放出箇所からの距離は 100m）に拡散することとし，災害対策要員が呼吸により放射性物質（粉じん）を体内に取り込むと設定した。実際には，原子炉建屋が1.0.16−55

損傷あるいは倒壊しない限りは，放射性物質（粉じん）の放出は，排気筒（筒頂部は T.P.80.2m）であり評価点までの距離はさらに長くなるため，放射性物質（粉じん）は広く拡散するが，本計算に際しては，保守的に評価点と同じ高さにあるものとした。

(2)線源
1 系統の高性能粒子フィルタに付着した放射性物質（粉じん）は，表 1 に示すとおり，東海発電所廃止措置計画認可申請書（平成 23 年度申請）に記載した 19 核種を用いた。

表12 基の高性能粒子フィルタから放出される線源核種及び放射能
核種
H3
C14
Cl36
Ca41
Mn54
Fe55
Ni59
Co60
Ni63
Sr90
Nb94
Tc99
I129
Cs134
Cs137
Eu152
Eu154
Pu241

放射能（Bq）
7.7E+09
2.7E+09
2.8E+06
1.1E+03
4.9E+05
2.7E+113.0E+08
1.0E+11
3.5E+10
3.3E+04
5.6E+05
3.1E+04
2.0E-02
3.0E+05
4.0E+04
1.6E+08
2.1E+079.8E+021.0.16−56

(3)

計算要領
上記表 1 の各核種について，呼吸率を踏まえて体内に取り込まれる量から内部被ばく量を算出した。なお，東海発電所廃止措置工事計画認可申請書において，高性能粒子フィルタの破損による放射性物質（粉じん）の飛散する事象において，屋外の一般公衆の被ばくは，内部被ばく量が支配的であることから，本章では，内部被ばく量を算出する。

３．結論（線量率の算出結果）
廃止措置工事において，原子炉内構造物を切断処理する際に発生する放射性物質（粉じん）を捕捉した高性能粒子フィルタが，仮に破損して放射性物質（粉じん）が原子炉建屋から屋外に飛散して，アクセスルート上にいる災害対策要員が体内に取り込んだ場合，被ばく量は約5.6mSvと評価される。なお，防塵マスクを装着した場合には，被ばく量は0.12mSvとなる。
保守的な条件においても被ばく量は十分に低いレベルであることから，東二の重大事故等の対応を優先することが可能である。

1.0.16−57

東海発電所への引継ぎが必要な事項

1.0.16－58

添付 5

添付 6

津波波力及び貯蔵建屋外部からの漂流物の衝突による貯蔵建屋への影響について

津波波力及び貯蔵建屋外部からの漂流物による衝突荷重を評価し，貯蔵建屋の壁面の保有水平せん断耐力に裕度があることをもって，貯蔵建屋が倒壊しないことを確認する。評価に用いる貯蔵建屋寸法等を第1-1図に示す。
津波波力及び貯蔵建屋外部からの漂流物による衝突荷重は，それぞれ「津波避難ビル等の構造上の要件の解説（平成24年2月，国土交通省国土技術政策総合研究所他）」（以下「国交省解説」という。）及び「道路橋示方書・同解説（平成14年3月，日本道路協会）」に基づき，以下のとおり評価する。

【津波による建屋壁面の衝突荷重Q（津波波力＋漂流物による衝突荷重の和）】
Q＝Qz＋F２ ＝ ρg２ahz B・dz１

F２ より，

Q＝ 1 ρgB{（2ahz２ -z２ ２ ）-（2ahz１ -z１ ２ ）}×（1-β）×10−３ ）＋F２ （kN）
2
ここで，Qz：構造設計用の進行方向の津波波力（kN）
B：当該部分の受圧面の幅（m）（長壁面

m＊１ ，短壁面

m ＊１ ）

a：水深係数（＝3）（国交省解説において推奨される最大値）
h：設計浸水深（m）（敷地遡上津波評価値に余裕を考慮した値（長壁において4m，短壁において6m））
z１ ：受圧面の最小高さ（m）（1階面

m＊１ ，2階面

1.0.16−59

m ＊１ ）

m ＊１ ，2階面

z２ ：受圧面の最高高さ（m）（1階面

m ＊１ ，ただしahと比べ小さい方とする）（z1，z 2はEL.8.3mを基準面z＝0とした）
ρ：海水の密度（kg／m３ ）（1,030㎏／m ３ ）g ：重力加速度（m／s２ ）（9.80665m／s２ ）β：開口割合（給排気口面積の壁面の面積に対する割合）
m ＊１ ×開口面積（1階面）：

m ＊１ ／給気開口×5給気開口m２＝

開口割合（1階面）：給気開口面積／長壁面積m ２ ／（＝＝0.2026→

m＊１ ×

開口面積（2階面）：

m＊１ ×

m ＊１ ）

β（1階面）＝0.20とする
m ＊１ ／排気開口×5排気開口＝75m ２

開口割合（2階面）：排気開口面積／長壁面積
＝

m＊１×

m２／（

＝0.1218→m ＊１ ）

β（2階面）＝0.12とする

F２：貯蔵建屋外部からの漂流物衝突荷重（kN）（0.1×50t＊２ ×g×V＝490kN）
V ：津波流速（m／s）（10m／s） ＊３＊１：工事計画認可申請書記載値及び使用済燃料貯蔵設備増強工事 建屋構造
計算書（平成11年9月）に基づく値＊２：設計上考慮する漂流物の重量に余裕を考慮した値＊３：敷地遡上津波評価値に余裕を考慮した値

上記Qを貯蔵建屋壁面の保有水平せん断耐力と比較した結果，第1-1表のとおり裕度が1を超えており，長壁も短壁も倒壊しない。

1.0.16−60

第 1-1 表
貯蔵建屋壁面

貯蔵建屋壁面が敷地遡上津波により受ける衝突荷重
津波の設計
浸水深h（m）

Q（MN）

2階面

6

10.1

1階面

6

43.0

2階面

4

2.0

1階面

4

31.8

保有水平せん断耐力（MN） ＊１

裕度 ＊２

短壁

長壁

＊１：工事計画認可申請書記載値及び使用済燃料貯蔵設備増強工事 建屋構造
計算書（平成11年9月）に基づく値＊２：裕度＝保有水平せん断耐力／Q

（ガラリ）
開口部

2 階面ｚ ２＝
１階面ｚ ２ ，
2 階面ｚ １
＝

（ガラリ）
遮蔽扉

設計浸水深 h＝4

設計浸水深 h＝6

単位：m
第 1-1 図貯蔵建屋寸法等

1.0.16−61

添付 7
貯蔵建屋内で発生する漂流物による貯蔵容器への影響について

敷地遡上津波については，解析の結果，給気口がある貯蔵建屋長壁面の最大
浸水深は敷地遡上津波評価値に余裕を考慮しても4mであり，地上4.6mの高さに設けられた給気口からは浸水しないと考えられるものの，大物搬入口扉と床面の隙間等から貯蔵建屋内に浸入する可能性がある。貯蔵建屋内に浸水した後は，敷地遡上津波の貯蔵建屋外壁における津波流速以上の速度にはならないと考えられるが，貯蔵建屋外側から内側への方向における敷地遡上津波の速度としては，貯蔵建屋外壁における速度にて貯蔵建屋内での漂流物の貯蔵容器への衝突評価を行う。評価は貯蔵容器の外表面への衝突により影響を受ける部位のうち，二次蓋への衝突を想定し，衝突による発生応力を評価する。
貯蔵建屋内で発生する漂流物としては，津波が直接衝突する，外面に設置された大物搬入口扉，出入口扉，ガラリ（給気口），また，貯蔵建屋内に浸入後は遮蔽扉，検査台，放射線エリアモニタ等が考えられる。このうち，重量が大きく衝突した場合の影響が大きいものとして，①大物搬入口扉，②遮蔽扉及び③ガラリ（給気口）を選定した ＊１ 。貯蔵建屋の各部材の設置位置を第2-1図及び第2-2図に示す。漂流物の衝突荷重は添付6同様，「道路橋示方書・同解説（平成14年3月，日本道路協会）」に基づき以下に示すとおり評価する。

＊１：出入口扉，検査台，放射線エリアモニタ等は比較的軽量又は床等に固定されていることから，貯蔵建屋内の漂流物とはなりにくいか衝突時の影響が小さいと考えられる。

1.0.16−62

【貯蔵建屋内で発生した漂流物の衝突荷重による圧縮応力σ】
蓋部の発生応力σは，機械工学便覧基礎編a3，材料力学表5-1のケース2より，蓋部の最大応力は，蓋端部であり，次式で評価される。
２

σ＝0.75×

P・a
ｈ

２

（MPa）

F：貯蔵建屋内で発生する漂流物衝突荷重

F＝0.1×W×g×V×10−６ （MN）

W：漂流物重量（kg）
g：重力加速度（m／s２ ）（9.80665m／s ２ ）V：津波流速（m／s）（10m／s） ＊２
P：蓋に掛かる等分布荷重

P＝F／A

A：二次蓋の断面積：m２

a：二次蓋ボルト中心半径：h：二次蓋厚さ：

（MPa）

m

m

＊２：敷地遡上津波評価値に余裕を考慮した値

一方，二次蓋の許容応力は，密封シール部以外よりも許容応力が保守的な密封シール部のMPa（一次膜＋一次曲げ応力強さ）を適用する。

評価結果を第2-1表に示す。貯蔵容器の二次蓋に漂流物が衝突した場合の発生応力はいずれの漂流物も許容応力を十分下回っていることから，貯蔵容器の安全機能に影響はない。

1.0.16−63

第2-1表貯蔵建屋内で発生する漂流物の衝突荷重による圧縮応力

漂流物① 大物搬入口扉② 遮蔽扉③ ガラリ（給気口）
合計（①〜③）

重量
（t）
7.0
40
0.81
48

二次蓋部発生応力（圧縮）（MPa）
0.3
1.3
0.1
1.7

許容応力
（MPa）

ガラリ(排気口)ガラリ(給気口)コンクリート
仕切り壁
遮蔽扉

第 2-1 図第 2-2 図貯蔵建屋鳥瞰図

貯蔵建屋 1 階床面図
1.0.16−64

添付 8

貯蔵建屋内への津波浸入時の貯蔵容器浸水による密封機能への影響

第3-1図に貯蔵容器全体と蓋部詳細を示す。
敷地遡上津波評価値に余裕を考慮した，貯蔵建屋短壁の設計浸水深6mの遡上
津波が貯蔵建屋内へ浸入し，床面から6mの高さに水面を形成する場合,貯蔵容器は高さ約5.7mであるため，水没する。
貯蔵容器は，最高使用圧力1.0MPaとして内圧を高め1次蓋の耐圧試験を行い，内外圧力差1.0MPaまで耐えられることを確認しており，ガスケット部は水深約100mまで密封機能を維持できる。水没の場合は外圧のほうが高い状態だが，ガスケットにかかる応力は円周方向に垂直であることは同じであり，耐圧試験結果が適用できると考えられることから,貯蔵建屋内への津波浸入による密封機
能に影響はない。
耐圧試験されている一次蓋のガスケット
は，蓋と上部フランジ及び一次蓋上のバルブカバーに設けられ，貯蔵容器の密封境界を形成している。二次蓋にもガスケットはあり，密封監視境界を形成している。

約 5.7mバスケット(仕切板)（ガスケット）

密封監視境界（赤線部）（負圧）

第 3-1 図

貯蔵容器の蓋部詳細
1.0.16−65

添付 9

貯蔵建屋部材が外部への損壊流出物となる可能性について

給気口がある貯蔵建屋長壁面における最高浸水深は，敷地遡上津波評価値に余裕を考慮しても4mであり，給気口下端高さ4.6mより低いことから，津波は大物搬入口と床面の隙間等からゆっくりと浸水するものと考えられる。したがって，貯蔵建屋の内側から外側へ向かう方向の水の速度はほとんどないものと考えられ，貯蔵建屋で敷地遡上津波によって損壊し漂流物となった扉等の部材が外部へ流出する可能性としては，引き波によるものが考えられる。
襲来する津波により損壊した貯蔵建屋の扉等の部材は，床等に転倒した後，引き波による抗力が地面と部材との摩擦力を上回った場合，移動し流出すると考える。
貯蔵建屋内で発生する漂流物として，添付7と同様に，①大物搬入口扉，②遮蔽扉及び③ガラリ（給気口）について検討した結果，いずれも流出しにくいが，①及び③については，アクセスルートに流出した場合においても，保有している重機（ホイールローダ）を用いて撤去する等の対応により，アクセスルートを確保する。②については，厚さが貯蔵建屋からアクセスルートまでの敷地遡上津波の設計浸水深である0.4mよりも厚いこと及び金属製で海水に沈むことから，静摩擦係数を考慮すると，アクセスルートまでは移動しない。
上述のとおり，津波は大物搬入口と床面の隙間等からゆっくりと浸水するものと考えられるため，貯蔵容器については，基準地震動Ｓ Ｓ に対しても支持構造
物によって転倒しない設計であることから，浸水によって転倒することはないと考えられる。なお，仮に貯蔵容器の転倒を想定しても重量は100t以上で海水1.0.16－66

に浮くことはなく，貯蔵建屋内の堰や狭隘な貯蔵建屋内の通路が障害となり，貯蔵建屋の外に流出することは考えにくい。
したがって，敷地遡上津波によって貯蔵建屋部材が損壊し，外部への流出物が生じた場合でも，発生した流出物による影響はないことを確認した。

1.0.16－67