東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-7 改 3
提出年月日
平成 30 年 4 月 26 日

東海第二発電所

技術的能力 比較表

平成 30 年 4 月
日本原子力発電株式会社

本資料のうち，は営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

次

技術的能力比較表
1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

1.2

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

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.4

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

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

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

1.8

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

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.10

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

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14

電源の確保に関する手順等

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等
目−1

2.

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他テロリズムへの対応における事項

2.1

可搬型設備等による対応

目−2

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

東海第二
1.13

備考

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等＜ 目 次 ＞＜

1.13.1 対応手段と設備の選定

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

(2)

目 次 ＞

対応手段と設備の選定の考え方
対応手段と設備の選定の結果

a. 水源を利用した対応手段と設備

ａ．水源を利用した対応手段と設備(a) 復水貯蔵槽を水源とした対応手段と設備(a)

代替淡水貯槽を水源とした対応手段と設備（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合） 東二は常設設備である低圧代
替注水系（新設）の水源として代替淡水貯槽を（代替淡水源:
重大事故等対処設備）新設。また，常設設備による注水等の手段のほかに可搬設備による注
水等の手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由①と示す。
柏崎は既設の復水貯蔵槽（重大事故等対処設備）を水源とした
注水等の手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由②と示す。

(b) サプレッション・チェンバを水源とした対応手段と設備(b)

サプレッション・チェンバを水源とした対応手段と設備(c) ろ過水タンクを水源とした対応手段と設備(c)

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応手段と設備

設備名称等の相違。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由③と示す。
東二はろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク（既設）を水源とした注水等の手段を整備。ろ過
水貯蔵タンクと多目的タンク間の連絡弁は通常「開」運用。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由④と示す。

1

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東海第二
(d)

復水貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備

備考
東二は既設の復水貯蔵タンク（自主対策設備）を水源とした
注水等の手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑤と示す。

(d) 防火水槽を水源とした対応手段と設備(e)

西側淡水貯水設備を水源とした対応手段と設備

設備の違い，対応手段・手順又は記載方針よる附番の相違。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑥と示す。
東二は可搬設備による注水等に使用する水源として西側淡
水貯水設備（代替淡水源:重大事故等対処設備）を新設し，西側淡水貯水設備を水源とした
注水等の手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑦と示す。
柏崎は可搬設備による注水等に使用する水源として防火水槽（代替淡水源：自主対策設備）を新設し，防火水槽を水源とした注水等の手段を整備。
本条文【解釈】1b）項を満足するための代替淡水源（措置）。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑧と示す。

(f)

代替淡水貯槽を水源とした対応手段と設備（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合） 相違理由①

2

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東海第二(e) 淡水貯水池を水源とした対応手段（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）と

備考
柏崎は可搬設備による注水等に使用する水源として淡水貯設備

水池（代替淡水源：自主対策設(f) 淡水貯水池を水源とした対応手段（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）備）を新設し，淡水貯水池を水と設備源とした注水等の手段を整備。
本条文【解釈】1b）項を満足するための代替淡水源（措置）。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑨と示す。
(g)

淡水タンクを水源とした対応手段と設備

東二は既設の淡水タンク（代替
淡水源：自主対策設備）を注水等に使用している水源への補給用の水源及びフィルタ装置
スクラビング水補給用の水源として整備。
（淡水タンク:ろ過水貯蔵タン
ク，多目的タンク，原水タン
ク，純水貯蔵タンク）以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑩と示す。

(g) 海を水源とした対応手段と設備(h) 海を水源とした対応手段と設備

相違理由⑥(h) ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備(i)

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備相違理由⑥③(i) 重大事故等対処設備と自主対策設備(j)

重大事故等対処設備と自主対策設備

相違理由⑥

3

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東海第二

備考

b. 水源へ水を補給するための対応手段と設備

ｂ．水源へ水を補給するための対応手段と設備(a) 復水貯蔵槽へ水を補給するための対応手段と設備(a) 代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手段と設備相違理由②①(b) 防火水槽へ水を補給するための対応手段と設備(b) 西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手段と設備

相違理由⑧⑦柏崎は既設の淡水タンク（自主(c) 淡水タンクへ水を補給するための対応手段と設備

対策設備）へ水を補給するための手段を整備。そのほかに淡水タンクを水源とした防火水槽への補給手段を整備。
（淡水タンク：ろ過水タンク，
純水タンク）
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑪と示す。
(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備

c. 水源の切替え

ｃ．水源の切替え

相違理由⑥(a) 原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源の切替え(a)

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

系統名称の相違。

(b) 淡水から海水への切替え(b)

淡水から海水への切替え

以降，同様の相違理由による(c)

外部水源から内部水源への切替え

ものは相違理由⑫と示す。
長期的な冷却の観点から，内部
水源での循環冷却状態が設計としての基本であるため，東二は外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレション・チェンバ）への切替え手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑬と示す。
(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備(d)d. 手順等

ｄ．手順等

重大事故等対処設備と自主対策設備

1.13.2 重大事故等時の手順

1.13.2

1.13.2.1 水源を利用した対応手順

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(1) 復水貯蔵槽を水源とした対応手順

(1)

相違理由⑥

重大事故等時の手順

代替淡水貯槽を水源とした対応手順（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）

4

相違理由②①

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東海第二a. 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水

備考
柏崎は原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水手段を整備。
東二はサプレッション・チェン
バ（重大事故等対処設備）及び復水貯蔵タンク（自主対策設
備）を水源とした注水手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑭と示す。

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

ａ．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

相違理由⑥②①c. 復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

ｂ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却相違理由⑥②①d. 復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

ｃ．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

相違理由⑥②①e. 復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

ｄ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

相違理由⑥②①5

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東海第二ｅ．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

備考
相違理由①
東二は常設の代替燃料プール
注水系を新設。また，常設設備
による注水等の手段のほかに可搬設備による注水等の手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑮と示す。

(2) サプレッション・チェンバを水源とした対応手順(2)

a. 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

サプレッション・チェンバを水源とした対応手順
ａ．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

容器への注水b. 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ｂ．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

容器への注水c. 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

ｃ．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

d. サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の除熱

ｄ．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 東二は代替循環による注水及び除熱が可能であるため，注水

熱を追加して整理。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑯と示す。

(3) ろ過水タンクを水源とした対応手順
a. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水(3)

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応手順
ａ．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相違理由③④
相違理由③④

子炉圧力容器への注水
b. ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

ｂ．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相違理由③④c. ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水

ｃ．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

相違理由③④d. ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水

ｄ．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

相違理由③④6

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東海第二
(4)

復水貯蔵タンクを水源とした対応手順

備考
相違理由⑤

ａ．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
ｂ．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
ｃ．復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却
ｄ．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(4) 防火水槽を水源とした対応手順(5)

西側淡水貯水設備を水源とした対応手順

相違理由⑥⑧⑦

a. 防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水（淡水/海水）

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送水（淡水/海水）相違理由⑧⑦③b. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水

ｂ．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相違理由⑧⑦c. 防火水槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

ｃ．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相違理由⑧⑦d. 防火水槽を水源としたフィルタ装置への補給

ｄ．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

相違理由⑧⑦

注水

記載表現の相違。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑰と示す。
e. 防火水槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

ｅ．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

相違理由⑧⑦f. 防火水槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

ｆ．西側淡水貯水設備を水源とした原子炉ウェルへの注水

相違理由⑧⑦g. 防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ

ｇ．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／スプレイ

相違理由⑧⑦
東二は西側淡水貯水設備を水源とした注水ライン又は常設
スプレイヘッダによる注水手段及び常設スプレイヘッダによるスプレイ手段を整備。
柏崎は防火水槽を水源とした
常設スプレイヘッダ又は可搬型スプレイヘッダによる注水及びスプレイ手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑱と示す。

7

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東海第二
(6)

代替淡水貯槽を水源とした対応手順（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）

備考
相違理由①

ａ．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（淡水/海水）
ｂ．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
ｃ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却
ｄ．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
ｅ．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
ｆ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水
ｇ．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

相違理由⑨(5) 淡水貯水池を水源とした対応手順（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
a. 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
b. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
c. 淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
d. 淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
e. 淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）f. 淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
g. 淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）

相違理由⑨(6) 淡水貯水池を水源とした対応手順（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
a. 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
b. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
c. 淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

8

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東海第二d. 淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給（あらかじめ敷設してあるホースが使用でき

備考
相違理由⑨

ない場合）
e. 淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
f. 淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
g. 淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）(7)

淡水タンクを水源とした対応手順

相違理由⑩

ａ．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
ｂ．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(7) 海を水源とした対応手順
a. 海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)(8)

海を水源とした対応手順
ａ．海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

相違理由⑥
相違理由③

による送水
b. 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

ｂ．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

c. 海を水源とした原子炉格納容器内の冷却

ｃ．海を水源とした原子炉格納容器内の冷却

d. 海を水源とした原子炉格納容器下部への注水

ｄ．海を水源とした原子炉格納容器下部への注水

e. 海を水源とした原子炉ウェルへの注水

ｅ．海を水源とした原子炉ウェルへの注水

f. 海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイｆ．海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイｇ．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

東二は海を水源とした残留熱除去系海水系（既設）による冷却水の確保手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑲と示す。

g. 海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送

ｈ．海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送

相違理由⑥⑰h. 海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制

ｉ．海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制

相違理由⑥

9

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東海第二i. 海を水源とした航空機燃料火災への泡消火

備考

ｊ．海を水源とした航空機燃料火災への泡消火

相違理由⑥

ｋ．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

東二は海を水源とした２Ｃ・２

ゼル発電機海水系による冷却水の確保

Ｄ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（既設）による冷却水の確保手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑳と示す。

ｌ．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

東二は海を水源とした２Ｃ・２
Ｄ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手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

ｍ．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

東二は海を水源とした代替燃
料プール冷却系（新設）による
使用済燃料プール冷却手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

(8) ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした対応手順
a. ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入(9)

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手順
ａ．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10

相違理由⑥③相違理由③

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東海第二1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順

1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(1) 復水貯蔵槽へ水を補給するための対応手順(1)

a. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給（淡水/海水）

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手順
ａ．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

備考

相違理由②①
相違理由③②①（淡水／海水）柏崎は常設の純水補給水系（自b. 純水補給水系（仮設発電機使用）による復水貯蔵槽への補給

主対策設備）による復水貯蔵槽
への補給手段を整備。
東二は可搬設備による代替淡
水貯槽への補給手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。
(2) 防火水槽へ水を補給するための対応手順(2)

西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手順

ａ．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／海水）相違理由⑧⑦

東二は補給手順全てに可搬設備を使用するため，補給手順項
目は統一した記載。

a. 淡水貯水池から防火水槽への補給

柏崎は高低差を利用した補給b. 淡水タンクから防火水槽への補給又は可搬設備を使用した補給

c. 海から防火水槽への補給があるため，水源ごとに項目を分けて記載。
相違理由⑪(3) 淡水タンクへ水を補給するための対応手順
a. 淡水貯水池から淡水タンクへの補給

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東海第二1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順

1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順(1) 原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源切替え(1)a. 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及び高圧炉心スプレイ系の水源の切替え
ａ．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

備考

相違理由⑫⑰
東二は本資料で，サプレッショ
ン・チェンバから復水貯蔵タン
クへの水源切替え後，原子炉圧
力容器への注水を行う手順を「復水貯蔵タンクを水源とした対応手順」にて示していることから，注水手順と区別するため，切替え手順名称にて記載。
柏崎はリンク先（技術的能力1.2）で示しているため，手順名称で記載。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

b. 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水(2) 淡水から海水への切替え
a. 防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水中の場合

ｂ．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
(2)

相違理由⑫

淡水から海水への切替え
ａ．代替淡水貯槽へ補給する水源の切替え

相違理由⑧①
東二は淡水から海水の切替え手
順全てにおいて，送水に使用している水源への補給水源を海水に切替えることで切替えが可能であるため，切替え手順名称にて整理。
柏崎は補給水源を海水に切替える手順以外に，送水を一時停止
して水源を切替える手順を整備しているため，手順名称で整理。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由12と示す。

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東海第二ｂ．西側淡水貯水設備へ補給する水源の切替え

b. 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水中の場合（あ

備考
相違理由⑦
相違理由⑨

らかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）(3)

外部水源から内部水源への切替え

相違理由⑬

ａ．外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・チェンバ）への切替え

1.13.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

1.13.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

1.13.2.5 重大事故等時の対応手段の選択

1.13.2.5 重大事故等時の対応手段の選択(1) 水源を利用した対応手段(1)

水源を利用した対応手段
ａ．送水に利用する水源の優先順位

東二は送水に利用する水源の優先順位の考え方及び優先順位について記載。

(2) 水源へ水を補給するための対応手段(2)

水源へ水を補給するための対応手段
ａ．補給に利用する水源の優先順位

東二は補給に利用する水源の優先順位の考え方及び優先順位について記載。

a. 復水貯蔵槽への補給

柏崎は高低差を利用した補給b. 防火水槽への補給又は可搬設備を使用した補給c. 淡水タンクへの補給があるため，水源ごとに項目を分けて記載。
東二は全て可搬設備を使用し
た補給。

13

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1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等【要求事項】

東海第二1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等【要求事項】

発電用原子炉設置者において，設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収発電用原子炉設置者において、設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて、設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために

び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な手順等が適切に整備されているか，又は整備される方針が適切に示されていること。

必要な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】

【解釈】

１ 「設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水

１ 「設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対を有する水源を確保することに加えて、設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な手順等」とは，以して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

備考下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

ａ）想定される重大事故等の収束までの間，十分な量の水を供給できる手順等を整備すること。

ａ）想定される重大事故等の収束までの間、十分な量の水を供給できる手順等を整備すること。

ｂ）複数の代替淡水源(貯水槽，ダム又は貯水池等)が確保されていること。

ｂ）複数の代替淡水源（貯水槽、ダム又は貯水池等）が確保されていること。

ｃ）海を水源として利用できること。

ｃ）海を水源として利用できること。

ｄ）各水源からの移送ルートが確保されていること。

ｄ）各水源からの移送ルートが確保されていること。

ｅ）代替水源からの移送ホース及びポンプを準備しておくこと。

ｅ）代替水源からの移送ホース及びポンプを準備しておくこと。

ｆ）水の供給が中断することがないよう，水源の切替え手順等を定めること。

ｆ）水の供給が中断することがないよう、水源の切替え手順等を定めること。

設計基準事故の収束に必要な水源は，サプレッション・チェンバ及び復水貯蔵槽である。重大事

設計基準事故の収束に必要な水源は，サプレッション・チェンバである。重大事故等時におい柏崎は設計基準事故の収束に故等時において，設計基準事故の収束に必要な水源とは別に重大事故等の収束に必要となる十分なて，設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有必要な水源としてサプレッシ

量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大ョン・チェンバ及び復水貯蔵槽して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な対処設備を整備してお事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な対処設備を整備する。ここでは，を設置。

り，ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

東二はサプレッション・チェン
バを設置。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由と示す。

句読点の相違。
東二は対処設備の設置工事を未だ実施していないため方針を示し，他条文と整合を図る記
載とした。

14

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東海第二1.13.1 対応手段と設備の選定

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

原子炉圧力容器への注水が必要な場合に，設計基準事故の収束に必要な水源として，サプレッション・チェンバ及び復水貯蔵槽を設置する。
原子炉格納容器内の冷却が必要な場合に，設計基準事故の収束に必要な水源として，サプレッション・チェンバを設置する。

備考

対応手段と設備の選定の考え方
原子炉圧力容器への注水が必要な場合に，設計基準事故の収束に必要な水源として，サプレッション・チェンバを設置する。

相違理由

原子炉格納容器内の冷却が必要な場合に，設計基準事故の収束に必要な水源として，サプレッション・チェンバを設置する。

これらの設計基準事故の収束に必要な水源が枯渇又は破損した場合は，その機能を代替するた設計基準事故の収束に必要な水源が枯渇又は破損した場合は，その機能を代替するために，

東二は設計基準事故の収束にめに，各水源が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）

各水源が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。
）上で，必要な水源がサプレッション・

上で，想定する故障に対応できる手段と重大事故等対処設備を選定する（第 1.13.1 図）。

想定する故障に対応できる手段と重大事故等対処設備を選定する（第 1.13−1 図）。

チェンバのみとなるため「これらの」は記載不要。
図表番号の附番ルールの相違。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

また，原子炉圧力容器へのほう酸水注入，フィルタ装置への補給，代替循環冷却系による除また，原子炉圧力容器へのほう酸水注入，フィルタ装置スクラビング水補給，代替循環冷却熱，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水/スプ系による除熱，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへレイが必要な場合の対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

の注水／スプレイが必要な場合の対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備※１を選
定する。

相違理由⑰

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備※１を選定する。

※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たしていないため全てのプラント状況で※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況におい使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効て使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有な設備。
選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけ

東二は他逐条と統一した記載。

効な設備
選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。
）だけ

でなく，設置許可基準規則第五十六条及び技術基準規則第七十一条（以下「基準規則」といでなく，設置許可基準規則第五十六条及び技術基準規則第七十一条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備とのう。
）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

関係を明確にする。
なお，重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に高圧注水系による原子

東二は対応手段選択フローに

炉圧力容器への注水ができない場合は，逃がし安全弁による発電用原子炉の減圧を実施し，常基づいた対応手段概要を記載。

設設備を使用した低圧注水系による原子炉圧力容器への各種注水を行う。また，常設設備を使用した低圧注水系による原子炉圧力容器への各種注水ができない場合は，可搬設備を使用した
低圧注水系による原子炉圧力容器への各種注水を行う。

15

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) 対応手段と設備の選定の結果

東海第二
(2)

備考

対応手段と設備の選定の結果

機能喪失原因対策分析の結果，サプレッション・チェンバ及び復水貯蔵槽の故障を想定する。

機能喪失原因対策分析の結果，サプレッション・チェンバの故障を想定する。

相違理由

これらの水源に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段と審査基準及び基準規則から

設計基準事故の収束に必要な水源に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段と審査

東二は設計基準事故の収束にの要求により選定した対応手段並びにその対応に使用する重大事故等対処設備と自主対策設備を基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段並びにその対応に使用する重大事故等対必要な水源がサプレッション・

以下に示す。

処設備と自主対策設備を以下に示す。

チェンバのみとなるため「これらの水源」は記載不要とし，「設計基準事故の収束に必要な水源」と記載。

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備，自なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備，自主対策設備及び整備する手順についての関係を第 1.13.1 表に整理する。

主対策設備及び整備する手順についての関係を第 1.13−1 表に整理する。

a. 水源を利用した対応手段と設備

ａ．水源を利用した対応手段と設備(a) 復水貯蔵槽を水源とした対応手段と設備

(a)

相違理由

代替淡水貯槽を水源とした対応手段と設備（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合） 相違理由②①

重大事故等の収束に必要となる水源として復水貯蔵槽を利用する。

重大事故等の収束に必要となる水源として代替淡水貯槽を利用する。

相違理由②①

重大事故等時において，サプレッション・チェンバを水源として利用できない場合は，復重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時にサプレッション・チェン

原子炉冷却材圧力バウンダリ

水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器

バを水源として利用できない場合は，逃がし安全弁による発電用原子炉の減圧を実施し，高圧時及び低圧時の注水等に下部への注水及び原子炉ウェルへの注水を行う手段がある。

代替淡水貯槽を水源として常設低圧代替注水系ポンプを用いた原子炉圧力容器への注水，利用する設備（水源）の違いに

原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用よる記載内容の相違。

済燃料プールへの注水／スプレイを行う手段がある。

以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。
相違理由⑮

これらの対応手段及び設備は，「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉

これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子を冷却するための手順等」，「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炉を冷却するための手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，

却するための手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.8 原子炉「1.8

格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」及び「1.10 水素爆発による原子炉建屋等

る原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等の損傷を防止するための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

相違理由⑭

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」，「1.10 水素爆発によ
相違理由⑮

相違理由⑭

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・高圧代替注水系（高圧代替注水系ポンプ）
・原子炉隔離時冷却系（原子炉隔離時冷却系ポンプ）
・高圧炉心注水系（高圧炉心注水系ポンプ）
・制御棒駆動系（制御棒駆動水ポンプ）16

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。

東海第二原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容

備考
相違理由②①器への注水で使用する設備は以下のとおり。
東二は低圧時の原子炉圧力容・低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）

・低圧代替注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）

復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。

代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。

の冷却及び原子炉格納容器下・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）（復水移送ポンプ）

・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）部への注水で代替淡水貯槽を

復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。

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で使用する設備は以下のとおり。 系ポンプを使用。

・格納容器下部注水系（常設）（復水移送ポンプ）

・格納容器下部注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）器への注水，原子炉格納容器内水源とした常設低圧代替注水
柏崎は復水貯蔵槽を水源とした復水移送ポンプを使用。

復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。

代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。

相違理由②①・サプレッションプール浄化系（サプレッションプール浄化系ポンプ）

・格納容器頂部注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）

東二は原子炉ウェルへの注水で使用する設備に格納容器頂部注水系（常設）である常設低圧代替注水系ポンプを使用。
柏崎はサプレッションプール
浄化系であるサプレッション
プール浄化系ポンプを使用。

代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイで使用する設備は以下

相違理由⑮

のとおり。
・代替燃料プール注水系（常設低圧代替注水系ポンプ）
なお，上記代替淡水貯槽を水源とした対応手段は，淡水だけでなく海水を代替淡水貯槽

東二は常設低圧代替注水系ポへ供給することにより，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を補給することが可ンプによる注水等を行ってい能である。

る場合，注水等に使用している水源（代替淡水貯槽）に海水を補給する手段を整備。

17

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) サプレッション・チェンバを水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源としてサプレッション・チェンバを利用する。
重大事故等時において，復水貯蔵槽を水源として利用できない場合は，サプレッション・
チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の除熱を行う手段がある。

東海第二
(b)

備考

サプレッション・チェンバを水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源としてサプレッション・チェンバを利用する。
重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時にサプレッション・チェン

相違理由

バを水源とした原子炉圧力容器への注水を行う手段がある。
また，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に代替淡水貯槽（常設低圧代替注水系ポンプ

相違理由を使用する場合）を水源として利用できない場合は，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱を行

相違理由⑯

う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子

これらの対応手段及び設備は，「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「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

炉を冷却するための手順等」，「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」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」及び「1.7を冷却するための手順等」，「1.6原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」及び「1.8 原子炉格納容器下部の溶東二は「1.8 原子炉格納容器下様である。

融炉心を冷却するための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

部の溶融炉心を冷却するため

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.7の手順等」にてサプレッショ
ン・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水手段を整備。
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，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で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系（原子炉隔離時冷却系ポンプ）

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，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で使用する設備は以下のとおり。
・高圧代替注水系（常設高圧代替注水系ポンプ）

東二はサプレッション・チェン

・原子炉隔離時冷却系（原子炉隔離時冷却系ポンプ）

バを水源としたを常設高圧代
替注水系ポンプ（新設）による注水手段を整備。

・高圧炉心注水系（高圧炉心注水系ポンプ）

・高圧炉心スプレイ系（高圧炉心スプレイ系ポンプ）

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，サプレッション・チェンバを水源とした

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，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で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（残留熱除去系ポンプ）

相違理由⑫③

原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（残留熱除去系ポンプ）

東二はサプレッション・チェン

・低圧炉心スプレイ系（低圧炉心スプレイ系ポンプ）

バを水源としたを低圧炉心ス
プレイ系による注水手段を整備。

18

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東海第二

備考

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で使用する設備は以下

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で使用する設備は以下の

のとおり。

とおり。

・残留熱除去系（残留熱除去系ポンプ）

・残留熱除去系（残留熱除去系ポンプ）

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

サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。

相違理由⑯の除熱で使用する設備は以下のとおり。

・代替循環冷却系（復水移送ポンプ）

・代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）

東二は原子炉圧力容器への注
水及び原子炉格納容器内の除熱で使用する設備に代替循環
冷却系ポンプ（新設）を使用。
柏崎は復水移送ポンプを使用。

(c) ろ過水タンクを水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源としてろ過水タンクを利用する。

(c)

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応手段と設備

相違理由③④

重大事故等の収束に必要となる水源としてろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを利用す

相違理由③④る。
重大事故等時において，復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバを水源として利用でき

重大事故等時において，代替淡水貯槽（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）及相違理由②①ない場合は，ろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷びサプレッション・チェンバを水源として利用できない場合は，ろ過水貯蔵タンク又は多原子炉冷却材圧力バウンダリ

却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を行う手段がある。

目的タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納低圧時の注水等に利用する設

容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を行う手段がある。

備（水源）の違いによる記載内
容の相違。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。
相違理由③④

これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子

これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.8

炉を冷却するための手順等」，「1.6

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」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽

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」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，ろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.8

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，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で使用する設備は以下のとおり。
・消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）

19

相違理由③④

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ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。

東海第二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で使用する設

備考
相違理由③④

備は以下のとおり。
・消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）・消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）

ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。

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で使用す相違理由③④る設備は以下のとおり。
・消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）
ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。

・消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）
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で使用する

相違理由③④

設備は以下のとおり。
・消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）・消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）(d) 復水貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源として復水貯蔵タンクを利用する。
重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時にサプレッション・チェン
バを水源として利用できない場合は，復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水を行う手段がある。
また，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に代替淡水貯槽（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）及びサプレッション・チェンバを水源として利用できない場合は，復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却及び原子炉格
納容器下部への注水を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「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」，「1.6「1.8

び設備と同様である。

20

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」及び原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて選定する対応手段及相違理由⑤

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東海第二原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・高圧炉心スプレイ系ポンプ
・逃がし安全弁（安全弁機能）
・制御棒駆動水圧系（制御棒駆動水ポンプ）
・原子炉圧力容器
・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
・高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
・補給水系配管・弁・所内常設直流電源設備
・非常用交流電源設備
・燃料給油設備
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・補給水系（復水移送ポンプ）
復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・補給水系（復水移送ポンプ）
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で使用する設備は以下のとおり。
・補給水系（復水移送ポンプ）

21

備考
相違理由⑤

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(d) 防火水槽を水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源として防火水槽を利用する。

東海第二
(e)

備考

西側淡水貯水設備を水源とした対応手段と設備相違理由⑥⑧⑦

重大事故等の収束に必要となる水源として西側淡水貯水設備を利用する。

相違理由⑧⑦
相違理由 ②①⑧⑦③⑰

重大事故等時において，復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバを水源として利用でき

重大事故等時において，代替淡水貯槽（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）及ない場合は，防火水槽を水源として可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)を用いた原子

びサプレッション・チェンバを水源として利用できない場合は，西側淡水貯水設備を水源

炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，フィルタ装置への補給，原子炉格納容器下として可搬型代替注水中型ポンプを用いた原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水/スプレイを行う手段が冷却，フィルタ装置スクラビング水補給，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへある。

の注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを行う手段がある。

これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子

これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，

炉を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損「1.6を防止するための手順等」，「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を防止するための手順等」，「1.8等」，「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」及び「1.11

等」，「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」及び「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様であ

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

る。

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順

防火水槽を水源とした各接続口までの送水で使用する設備は以下のとおり。

西側淡水貯水設備を水源とした各接続口までの送水で使用する設備は以下のとおり。

相違理由⑧⑦・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）

・可搬型代替注水中型ポンプ

相違理由③・ホース・接続口

・ホース・接続口

・燃料補給設備
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。

・低圧代替注水系配管・弁

東二は送水に使用する接続口

・格納容器圧力逃がし装置配管・弁の系統配管・弁を記載。

・燃料給油設備相違理由⑰

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，西側淡水貯水設備を水源とした原子炉圧

相違理由⑧⑦

力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
相違理由③・低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

・低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）

防火水槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。

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で使用する設備は以下のとおり。 相違理由⑧⑦

・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口

接続口等）

等）

22

相違理由③

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

防火水槽を水源としたフィルタ装置への補給で使用する設備は以下のとおり。

東海第二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で使用する設備は以下

備考
相違理由⑧⑦⑰のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

・可搬型代替注水中型ポンプ

・ホース・接続口

・ホース・接続口

防火水槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。

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で使用する設備は以下のと相違理由③

相違理由⑧⑦おり。
・格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

・格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）

相違理由③

防火水槽を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。

相違理由⑧⑦

・格納容器頂部注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

・格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）

相違理由⑫③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／スプレイで使用する設備は以相違理由⑧⑦防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイで使用する設備は以下のとおり。

下のとおり。
・燃料プール代替注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2・代替燃料プール注水系（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）

相違理由⑫③

なお，上記西側淡水貯水設備を水源とした対応手段は，淡水だけでなく海水を西側淡水

相違理由⑧⑦級），ホース・接続口等）

なお，上記防火水槽を水源とした対応手段は，淡水だけでなく海水を防火水槽へ供給することにより，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を補給することが可能である。

貯水設備へ供給することにより，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を補給することが可能である。

ただし，フィルタ装置への補給は防火水槽を水源とした淡水のみを利用する。

ただし，フィルタ装置へのスクラビング水の補給は西側淡水貯水設備を水源とした淡水のみを原則利用する。

相違理由⑰⑧⑦
東二はフィルタ装置スクラビ
ング水補給に使用する水源は
原則淡水のみを利用。

23

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二
(f)

代替淡水貯槽を水源とした対応手段と設備（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場
合）
重大事故等の収束に必要となる水源として代替淡水貯槽を利用する。
重大事故等時において，代替淡水貯槽（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合），
サプレッション・チェンバ及び西側淡水貯水設備を水源として利用できない場合は，代替淡水貯槽を水源として可搬型代替注水大型ポンプを用いた原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，フィルタ装置スクラビング水補給，原子炉格納容器下部への注水，
原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「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」，「1.8等」，「1.10

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順

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」及び「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
代替淡水貯槽を水源とした各接続口までの送水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース・接続口
・低圧代替注水系配管・弁・格納容器圧力逃がし装置配管・弁・燃料給油設備
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
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で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース・接続口

24

備考
相違理由①

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二
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で使用する設備は以下のとお

備考
相違理由①

り。
・格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイで使用する設備は以下のとおり。
・代替燃料プール注水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
なお，上記代替淡水貯槽を水源とした対応手段は，淡水だけでなく海水を代替淡水貯槽へ供給することにより，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を補給することが可能である。
ただし，フィルタ装置へのスクラビング水の補給は代替淡水貯槽を水源とした淡水のみを原則利用する。

(e) 淡水貯水池を水源とした対応手段（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）と

相違理由⑨

設備
重大事故等の収束に必要となる水源として淡水貯水池を利用する。
重大事故等時において，復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバを水源として利用できない場合は，淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースを使用し，淡水
貯水池を水源として可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)を用いた原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，フィルタ装置への補給，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水/スプレイを行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「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」，「1.8 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」，「1.10
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」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

25

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二淡水貯水池を水源とした各接続口までの送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用でき

備考
相違理由⑨

る場合）で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）・ホース・接続口
・燃料補給設備
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）
淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）・ホース・接続口
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口
等）
淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器頂部注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）
淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイで使用する設備は以下のとおり。
・燃料プール代替注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2級），ホース・接続口等）

26

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二(f) 淡水貯水池を水源とした対応手段（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

備考
相違理由⑨

と設備
重大事故等の収束に必要となる水源として淡水貯水池を利用する。
重大事故等時において，復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバを水源として利用できず，淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合に，淡水貯水池から直接可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)を用いた原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，フィルタ装置への補給，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水/スプレイを行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「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」，「1.8 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」，「1.10
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」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
淡水貯水池を水源とした各接続口までの送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）・ホース・接続口
・燃料補給設備
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）
淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）・ホース・接続口27

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。

備考
相違理由⑨

・格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口
等）
淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器頂部注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）
淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイで使用する設備は以下のとおり。
・燃料プール代替注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2級），ホース・接続口等）(g) 淡水タンクを水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源として淡水タンク※２を利用する。
重大事故等時において，代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備を水源として利用できない
場合は，淡水タンクを水源として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フィルタ装置へのスクラビング水の補給を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」
及び「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
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ライン接続口までの送水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・多目的タンク配管・弁・ホース・接続口
・格納容器圧力逃がし装置配管・弁・燃料給油設備※2 淡水タンク：多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンクを示す。
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で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース・接続口

28

相違理由⑩

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(g) 海を水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源として海を利用する。

東海第二(h) 海を水源とした対応手段と設備

備考
相違理由⑥

重大事故等の収束に必要となる水源として海を利用する。
相違理由 ②①⑦

重大事故等時において，復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバを水源として利用でき

重大事故等時において，代替淡水貯槽，サプレッション・チェンバ及び西側淡水貯水設

ない場合は，海を水源として大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級

備を水源として利用できない場合は，海を水源として海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）

東二は海水取水箇所を記載。

又は A-2 級)を用いた原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器から可搬型代替注水大型ポンプを用いた原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷相違理由③

下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水/スプレイを行う手段

却，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水がある。

／スプレイを行う手段がある。

また，重大事故等が発生した場合は，海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送，大気への放射性物質の拡散抑制及び航空機燃料火災への泡消火を行う手段がある。

また，重大事故等時において，海を水源とした残留熱除去系海水系による冷却水の確

東二は「重大事故等時におい保，最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送，大気への放射性物質の拡散抑制，航空機て」で統一した記載。

燃料火災への泡消火，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

相違理由⑲⑰⑳

ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保，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及び代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子

これらの対応手段及び設備は，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，

炉を冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融「1.6

炉心を冷却するための手順等」，「1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するた

炉心を冷却するための手順等」，「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」，「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」及び「1.12 発電所外めの手順等」，「1.11への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様でへの放射性物質の拡散を抑制するための手順等」及び「1.14 電源の確保に関する手順等ある。

」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

海を水源として原子炉圧力容器への注水等に用いる可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.8 原子炉格納容器下部の溶融
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」，「1.12 工場等外

海を水源とした各接続口までの送水で使用する設備は以下のとおり。

相違理由⑳

東二は水の供給手順等で整備する海を水源とした送水は全級)までの送水で使用する設備は以下のとおり。

て接続口を使用。
柏崎は大容量送水車から可搬型代替注水ポンプを経由し接続口へ送水。
・大容量送水車（海水取水用）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・海水貯留堰

相違理由③
相違理由③

・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）・非常用取水設備

東二は海水の取水設備を総称した設備名称で記載。

・スクリーン室・取水路

29

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

・ホース・接続口

東海第二

備考

・ホース・接続口
・低圧代替注水系配管・弁

東二は送水に使用する接続口の系統配管・弁を記載。

・燃料補給設備

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，海を水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・低圧代替注水系（可搬型）（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注水ポンプ（A-・燃料給油設備相違理由⑰

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，海を水源とした原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

相違理由③2 級），ホース・接続口等）
海を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。

海を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。

・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注

・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口

水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

相違理由③

等）

海を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。

海を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。

・格納容器下部注水系（可搬型）（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注水ポンプ

・格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

相違理由③（A-2 級），ホース・接続口等）
海を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。

海を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。

・格納容器頂部注水系（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注水ポンプ（A-2・格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

相違理由⑰③級），ホース・接続口等）
海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイで使用する設備は以下のとおり。

海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイで使用する設備は以下のとおり。

・燃料プール代替注水系（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注水ポンプ（A-1

・代替燃料プール注水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

相違理由③級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）
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で使用する設備は以下のとおり。 相違理由⑲・残留熱除去系海水系（残留熱除去系海水系ポンプ）30

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送で使用する設備は以下のとおり。

東海第二

備考

海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送で使用する設備は以下のとおり。 相違理由⑰・緊急用海水系（緊急用海水ポンプ）

東二は常設の緊急用海水系（新設）及び可搬設備による代替残留熱除去系海水系（新設）による海を水源とした最終ヒート
シンクへの代替熱輸送手段を整備。

・代替原子炉補機冷却系（大容量送水車（熱交換器ユニット用））

・代替残留熱除去系海水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

柏崎は可搬設備による代替原子炉補機冷却系による海を水源とした最終ヒートシンクへの代替熱輸送手段を整備。

海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制で使用する設備は以下のとおり。

海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制で使用する設備は以下のとおり。

・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

・放水砲

・放水砲

・ホース

・ホース

・燃料補給設備

・燃料給油設備

海を水源とした航空機燃料火災への泡消火で使用する設備は以下のとおり。

海を水源とした航空機燃料火災への泡消火で使用する設備は以下のとおり。

・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

・放水砲

・放水砲

・ホース

・ホース

・泡原液搬送車

・泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

相違理由③

相違理由⑰

相違理由③

東二は泡消火薬剤を容器に入れた状態で整備。
柏崎は泡原液搬送車を整備。

・泡原液混合装置

・泡混合器

相違理由③

・燃料補給設備

・燃料給油設備相違理由⑰31

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二海を水源とした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

備考
相違理由⑳

ーゼル発電機海水系による冷却水の確保で使用する設備は以下のとおり。
・２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系（２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ）
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系（２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ）
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
用海水ポンプ）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相違理由

ーゼル発電機海水系への代替送水で使用する設備は以下のとおり。
・代替２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
・代替２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
・代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）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で使用する設備は以下のとおり。
・代替燃料プール冷却系（代替燃料プール冷却系ポンプ）

32

相違理由

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(h) ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備

東海第二
(i)

備考

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備相違理由⑥③

重大事故等の収束に必要となる水源としてほう酸水注入系貯蔵タンクを利用する。

重大事故等の収束に必要となる水源としてほう酸水貯蔵タンクを利用する。

相違理由③

重大事故等が発生した場合は，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へ重大事故等時において，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

東二は「重大事故等時においのほう酸水注入を行う手段がある。

注入を行う手段がある。

て」で統一した記載。

これらの対応手段及び設備は，「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするた

これらの対応手段及び設備は，「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」，「1.2 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めの手順等」，「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。

の手順等」及び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて選定

東二はほう酸水貯蔵タンクをする対応手段及び設備と同様である。

水源とした原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却する手段を整備。

ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入で使用する設備

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で使用する設備は以は以下のとおり。
・ほう酸水注入系（ほう酸水注入系ポンプ）(i) 重大事故等対処設備と自主対策設備
上記(a)〜(h)で述べた水源のうち，復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ及びほう酸水
注入系貯蔵タンクは重大事故等対処設備として位置付ける。防火水槽及び淡水貯水池は本条

相違理由③

下のとおり。

(j)

・ほう酸水注入系（ほう酸水注入ポンプ）

相違理由③

重大事故等対処設備と自主対策設備

相違理由⑥

上記(a)〜(h)で述べた水源のうち，代替淡水貯槽，サプレッション・チェンバ，西側淡相違理由②①⑦③⑧⑨

水貯水設備及びほう酸水貯蔵タンクは重大事故等対処設備として位置付ける。

文【解釈】1b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。

また，水源を利用した対応手段で使用する設備の整理については，各条文の整理と同様である。
これらの機能喪失原因対策分析の結果から選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備と代替淡水源から，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を確保することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。

また，水源を利用した対応手段で使用する設備の整理については，各条文の整理と同様である。
これらの機能喪失原因対策分析の結果から選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を確保することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。

柏崎は防火水槽及び淡水貯水池が重大事故等対処設備ではないため，「代替淡水源」を記載。
東二は代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備が重大事故等対処設備であるため，「代替淡水源」
は記載不要。

33

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・ろ過水タンク

東海第二・ろ過水貯蔵タンク及び多目的タンク

水を送水する設備である消火系を含め耐震性は確保されていないが，重大事故等へ水を送水する設備である消火系を含め耐震性は確保されていないが，重大事故等へ対処するために消火系を必要とする火災が発生していない場合において，重大事故等対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合において，重大の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。

事故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。

備考
相違理由③④

相違理由⑰

東二は可搬設備による注水等

・ホース（淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホース）に使用するホースは重大事故

水を送水するホースとして耐震性は確保されていないが，重大事故等の収束に必要と等対処設備と位置付ける。

なる水を確保する手段として有効である。
・復水貯蔵タンク相違理由⑤

水を送水する設備である補給水系を含め耐震性は確保されていないが，重大事故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。
・補給水系配管・弁
耐震性は確保されていないが，重大事故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。

・淡水タンク（多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンク）

東二は復水貯蔵タンクからの注水等には補給水系配管・弁を
使用。

相違理由⑩

耐震性は確保されていないが，重大事故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。
なお，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生している
場合は，消火系の水源である多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク及び原水タンクは使用できない。
・多目的タンク配管・弁
耐震性は確保されていないが，重大事故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。

東二は可搬設備による淡水タンクからの送水（取水）は多目
的タンク付の配管・弁（接続口）
を使用。

34

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東海第二b. 水源へ水を補給するための対応手段と設備

ｂ．水源へ水を補給するための対応手段と設備(a) 復水貯蔵槽へ水を補給するための対応手段と設備

(a)

備考

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手段と設備相違理由②①
設備の違いによる補給手段の

通常時の復水貯蔵槽への補給は，純水補給水系にて実施するが，重大事故等時の復水貯蔵重大事故等の収束のために代替淡水貯槽を使用する場合は，西側淡水貯水設備から可搬槽への補給は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）又は純水補給水系（仮設発電機使用）にて型代替注水中型ポンプにより，淡水を補給する手段と淡水タンク（多目的タンク，ろ過水

相違。

実施する。

貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンク）から可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型

以降，同様の相違理由による

代替注水大型ポンプにより，淡水を補給する手段がある。また，水源の枯渇等により淡水ものは相違理由 と示す。

の補給が継続できない場合においても，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から可搬型代

東二は通常時の代替淡水貯槽

替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより，海水を補給する手段がある。

への補給は可搬設備により実施。
相違理由

ⅰ. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給（防火水槽を水源とした場合）

ⅰ)

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見出し記号の附番ルールの相

た場合）

違。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。
相違理由③②①⑧⑦

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給で使用する設備は以下のとおり。なお，防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2

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で使用する設備は以下のとおり。

相違理由⑧⑦③②①
東二は補給源となる水源から級）による復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から防火水槽へ補給した淡水を使用する手代替淡水貯槽へ直接補給する段だけでなく，防火水槽へ補給した海水を可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて補給手段を整備。

する手段もある。

柏崎は淡水貯水池又は海から防火水槽へ補給した淡水及び海水を復水貯蔵槽へ補給する手段を整備。

35

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東海第二

備考

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

・可搬型代替注水中型ポンプ

相違理由③

・防火水槽

・西側淡水貯水設備

相違理由⑧⑦・ホース・接続口

・ホース

東二は接続口・常設配管を使用せず直接代替淡水貯槽へ補給。

・CSP 外部補給配管・弁・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽相違理由②①

・燃料補給設備

・燃料給油設備

相違理由⑰

相違理由

ⅱ. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給（淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースを使用し，淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）・淡水貯水池・ホース・接続口
・CSP 外部補給配管・弁・復水貯蔵槽・燃料補給設備
ⅲ. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給（淡水貯水池を水源とし，あ相違理由

らかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合に，直接可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）・淡水貯水池・ホース・接続口36

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東海第二・CSP 外部補給配管・弁

備考
相違理由

・復水貯蔵槽・燃料補給設備ⅱ)

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相違理由

給（淡水タンクを水源とした場合）
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代替淡水貯槽への補給で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・多目的タンク
・ろ過水貯蔵タンク
・原水タンク
・純水貯蔵タンク・多目的タンク配管・弁・ホース・代替淡水貯槽・燃料給油設備
ⅳ. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給（海を水源とした場合）

ⅲ)

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相違理由⑥③②①

給（海を水源とした場合）

海を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給で使用する設備は以下のとおり。

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

相違理由③②①

淡水貯槽への補給で使用する設備は以下のとおり。

補給手段の違いによる設備の・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

記載順の相違。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

37

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東海第二

備考

・ホース・接続口

相違理由

・CSP 外部補給配管・弁

東二は接続口・常設配管を使用せず直接代替淡水貯槽へ補給。
相違理由①

・復水貯蔵槽・大容量送水車（海水取水用）

・海水貯留堰・可搬型代替注水中型ポンプ

相違理由③

・可搬型代替注水大型ポンプ

相違理由③

・非常用取水設備

東二は海水の取水設備を総称した設備名称で記載。

・スクリーン室・取水路

・燃料補給設備

・ホース

相違理由

・代替淡水貯槽相違理由②

・燃料給油設備

相違理由⑰
相違理由

ⅴ. 純水補給水系（仮設発電機使用）による復水貯蔵槽への補給
純水補給水系（仮設発電機使用）による復水貯蔵槽への補給で使用する設備は以下のとおり。
・純水移送ポンプ・純水タンク・純水補給水系配管・弁・復水貯蔵槽・仮設発電機・燃料補給設備(b) 防火水槽へ水を補給するための対応手段と設備(b)

西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手段と設備

38

相違理由⑧⑦

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東海第二

備考

重大事故等の収束のために防火水槽を使用する場合は，淡水貯水池又は淡水タンク（ろ過重大事故等の収束のために西側淡水貯水設備を使用する場合は，代替淡水貯槽又は淡水水タンク，純水タンク）から淡水を補給する手段がある。また，水源の枯渇等により淡水のタンク（多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンク）から可搬型

相違理由⑧⑦⑨①⑪⑩③
東二は補給手段全てに可搬設補給が継続できない場合においても，取水路（海水取水箇所）や護岸から海水を補給する手代替注水大型ポンプにより，淡水を補給する手段がある。また，水源の枯渇等により淡水備を使用するため，可搬設備名段がある。

の補給が継続できない場合においても，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から可搬型代称を記載。

替注水大型ポンプにより，海水を補給する手段がある。

東二はＳＡ用海水ピットから海水を取水する手段を整備。
柏崎は取水路及び護岸から海水を取水する手段を整備。

相違理由

ⅰ. 淡水貯水池から防火水槽への補給
淡水貯水池から防火水槽への補給で使用する設備は以下のとおり。

柏崎は淡水貯水池から防火水

・淡水貯水池槽への補給は高低差を利用。

・ホース
・防火水槽

ⅰ)

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）
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西側淡水貯水設備への補給で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽・ホース・西側淡水貯水設備
・燃料給油設備

39

相違理由

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ⅱ. 淡水タンクから防火水槽への補給

東海第二
ⅱ)

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

備考
相違理由

⑧⑦

た場合）
淡水タンクから防火水槽への補給で使用する設備は以下のとおり。

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側淡水貯水設備への補給で使用する設備は以下のとおり。

相違理由 ⑧⑦
東二は淡水タンクを水源とした補給は可搬型代替注水大型ポンプを使用。
柏崎は淡水タンクから防火水槽への補給は高低差を利用。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

・ろ過水タンク・純水タンク・可搬型代替注水大型ポンプ

相違理由

・多目的タンク

相違理由⑩

・ろ過水貯蔵タンク

相違理由③

・原水タンク相違理由⑩

・純水貯蔵タンク相違理由③

・多目的タンク配管・弁

東二は可搬設備による淡水タンクからの送水（取水）は多目
的タンク付の配管・弁（接続口）
を使用。

・ホース

・ホース

・防火水槽

・西側淡水貯水設備

相違理由⑧⑦

・燃料給油設備相違理由

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ⅲ. 大容量送水車（海水取水用）による防火水槽への海水補給

大容量送水車（海水取水用）による防火水槽への海水補給で使用する設備は以下のとお
り。

東海第二
ⅲ)

備考

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）

相違理由 ③⑧⑦⑰

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で使用す

東二は補給における対応手段

る設備は以下のとおり。

項目は統一した記載。
相違理由③⑧⑦・大容量送水車（海水取水用）

・可搬型代替注水大型ポンプ

相違理由③

・海水貯留堰・非常用取水設備

東二は海水の取水設備を総称した設備名称で記載。

・スクリーン室
・取水路
・ホース

・ホース

・防火水槽

・西側淡水貯水設備

相違理由⑧⑦・燃料補給設備

・燃料給油設備相違理由⑰

柏崎は代替原子炉補機冷却海ⅳ. 代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給

水ポンプによる防火水槽への代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給で使用する設備は以下のと海水補給手段を整備。

おり。
・代替原子炉補機冷却海水ポンプ

以降，同様の相違理由による・海水貯留堰

ものは相違理由 と示す。

・スクリーン室・取水路

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東海第二

・ホース

備考
相違理由

・防火水槽
・可搬型代替交流電源設備
・移動式変圧器
・燃料補給設備

ⅴ. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による防火水槽への海水補給

柏崎は護岸から可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級）により海水可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による防火水槽への海水補給で使用する設備は以下のを取水し防火水槽へ補給するとおり。
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

手段を整備。

・ホース

以降，同様の相違理由による・防火水槽

ものは相違理由 と示す。

・燃料補給設備
なお，「ⅰ.淡水貯水池から防火水槽への補給」及び「ⅱ.淡水タンクから防火水槽への補給」は高低差を利用して水を送水する手段であるため，送水用のポンプは不要である。

(c) 淡水タンクへ水を補給するための対応手段と設備

柏崎は淡水貯水池から淡水タンクに補給する手段を整備。

重大事故等の収束のために淡水タンク（ろ過水タンク及び純水タンク）を使用する場合（高低差を利用して補給）は，淡水貯水池から淡水を補給する手段がある。
ⅰ. 淡水貯水池から淡水タンクへの補給
淡水貯水池から淡水タンクへの補給で使用する設備は以下のとおり。
・淡水貯水池・ホース・ろ過水タンク・純水タンク
なお，「ⅰ.淡水貯水池から淡水タンクへの補給」は高低差を利用して水を送水する手段であるため，送水用のポンプは不要である。

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(d) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二
(c)

備考

重大事故等対処設備と自主対策設備

相違理由⑥

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給で使用

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

相違理由⑧⑦③②①⑰

する設備のうち，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口，CSP 外部補給配管・で使用する設備のうち，可搬型代替注水中型ポンプ，西側淡水貯水設備，ホース，代替淡東二は接続口・常設配管を使用

弁，復水貯蔵槽及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

水貯槽及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

せず直接代替淡水貯槽へ補給。

淡水貯水池を水源とし，あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合の可搬型代替

相違理由

注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給で使用する設備のうち，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口，CSP 外部補給配管・弁，復水貯蔵槽及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
海を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給で使用する設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備のうち，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口，CSP 外部補給配管・弁，復水貯槽への補給で使用する設備のうち，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型

相違理由③②①⑰
東二は接続口・常設配管を使用

水貯蔵槽，大容量送水車（海水取水用），海水貯留堰，スクリーン室，取水路及び燃料補給

ポンプ，非常用取水設備，ホース，代替淡水貯槽及び燃料給油設備は重大事故等対処設備せず直接代替淡水貯槽へ補給。

設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

として位置付ける。

東二は海水の取水設備を総称した設備名称で記載。

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西側淡水貯水設備への補給

相違理由で使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ，代替淡水貯槽，ホース，西側淡水貯水設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
防火水槽への補給で使用する設備のうち，ホース，大容量送水車（海水取水用），海水貯留堰，スクリーン室，取水路及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

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で使用する

東二は補給における対応手段

設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ，非常用取水設備，ホース，西側淡水貯水設備及名称は統一した記載。

び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

相違理由⑧⑦③⑰
東二は海水の取水設備を総称した設備名称で記載。

43

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二防火水槽及び淡水貯水池は本条文【解釈】1b)項を満足するための代替淡水源（措置）と備考
相違理由⑧⑨

して位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

以上の重大事故等対処設備と代替淡水源から，重大事故等の収束に必要となる十分な量の以上の重大事故等対処設備により，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を確保

水を確保することができる。

することができる。

柏崎は防火水槽及び淡水貯水池が重大事故等対処設備ではないため，「代替淡水源」を記載。
東二は代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備が重大事故等対処設備であるため，「代替淡水源」
は記載不要。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。
東二は可搬設備に使用するホ・ホース（淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホース）ースは重大事故等対処設備と水を送水するホースとして耐震性は確保されていないが，淡水貯水池を水源とした可位置付ける。

搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への補給手段及び淡水貯水池から防火水槽への補給手段として有効である。

常設の純水補給水系（自主対策・純水補給水系配管・弁，仮設発電機
耐震性は確保されていないが，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽へ設備）による復水貯蔵槽への補の補給ができない場合において，純水を利用した復水貯蔵槽への補給手段として有効で給手段に純水補給水系配管・ある。

弁，仮設発電機を使用。

44

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・淡水タンク（ろ過水タンク及び純水タンク）

東海第二・淡水タンク（多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンク）

耐震性は確保されておらず，補給に必要な水量が確保できない場合があるが，淡水貯耐震性は確保されておらず，補給に必要な水量が確保できない場合があるが，西側

水池から防火水槽への補給ができない場合において，淡水タンクの水を防火水槽へ補給

淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給又は代替淡水貯槽から西側淡水貯水設備へのする手段として有効である。

補給ができない場合において，淡水タンクの水を代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備

備考
相違理由⑪⑩③へ補給する手段として有効である。

・多目的タンク配管・弁

東二は可搬設備による淡水タ

耐震性は確保されていないが，西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給又は代ンクからの補給（取水）は多目

替淡水貯槽から西側淡水貯水設備への補給ができない場合において，淡水タンクの水的タンク付の配管・弁（接続口）

を代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ補給する手段として有効である。

を使用。

柏崎は代替原子炉補機冷却海・代替原子炉補機冷却海水ポンプ
給電設備が別に必要であり代替原子炉補機冷却海水ポンプ単独では使用できない上，水ポンプによる防火水槽への補給開始までに時間を要するが，電源車及び移動式変圧器と組み合わせて使用すること

海水補給手段に代替原子炉補で，大容量送水車（海水取水用）による海水補給が実施できない場合の代替手段として

機冷却海水ポンプを使用。

有効である。
柏崎は護岸から可搬型代替注

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）取水箇所が防潮堤の外で津波の影響等により使用できない可能性がある上，補給量が水ポンプ（A-2 級）により海水

小さく淡水貯水池や大容量送水車（海水取水用）による補給と同等の補給量を確保できを取水し防火水槽へ補給するない場合があるが，大容量送水車（海水取水用）による海水補給が実施できない場合の手段に可搬型代替注水ポンプ

代替手段として有効である。

（A-2 級）を使用。

45

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c. 水源の切替え

東海第二

備考

ｃ．水源の切替え

重大事故等の収束に必要な水の供給が中断することがないように，各水源への補給手段を重大事故等の収束に必要な水の供給が中断することがないように，各水源への補給手段を整備しているが，補給が不可能な場合は水源を切り替える手段がある。

整備しているが，補給が不可能な場合は水源を切り替える手段がある。

(a) 原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源の切替え(a)

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

相違理由⑫

重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水

重大事故等対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の第一水源は，東二は設計基準事故対処設備に源は，復水貯蔵槽又はサプレッション・チェンバであり，通常時は復水貯蔵槽が水源として

サプレッション・チェンバであり，サプレッション・チェンバを優先して使用するが，サ

対し，重大事故等対処設備（設選択されている。サプレッション・チェンバ・プール水の水位高の信号（原子炉隔離時冷却

プレッション・プール水枯渇，サプレッション・チェンバ破損又はサプレッション・プー

計基準拡張）ではなく重大事故

系の場合は，同信号に加えて LOCA 信号）が発生した場合，又は復水貯蔵槽の水位低の信号

ル水温上昇等により使用できない場合において，復水貯蔵タンク（自主対策設備）の水位等対処設備として位置付ける。

が発生した場合は，水源がサプレッション・チェンバへ自動で切り替わる。また，原子炉隔計が健全であり，水位が確保されている場合は，水源をサプレッション・チェンバから復相違理由⑫離時冷却系及び高圧炉心注水系の確実な運転継続を確保する観点から，サプレッション・チ

水貯蔵タンクへ切り替える。

東二はサプレッション・チェン

ェンバ・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の設計温度を超える前にバが第一水源であり，復水貯槽

中央制御室からの手動操作により水源を復水貯蔵槽へ切り替える。

タンクは自主対策設備と位置付け，手動操作によるサプレッ
ション・チェンバから復水貯蔵
タンクへの水源の切替え手段を整備。
柏崎はサプレッション・チェン
バから復水貯蔵槽（重大事故等対処設備）への水源切替えは，
自動及び手動操作手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

なお，自動及び手動操作による水源の切替えは，運転中の原子炉隔離時冷却系及び高圧炉
心注水系を停止することなく水源を切り替えることが可能である。
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源の切替えで使用する設備は以下のとおり。

なお，水源の切替えは，運転中の原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系を停止す

相違理由 ⑫

ることなく水源を切り替えることが可能である。
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で使用する設備は以下のと

相違理由⑫

おり。
・復水貯蔵槽・復水貯蔵タンク46

相違理由②①

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東海第二

備考

・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ

・原子炉隔離時冷却系

・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ

東二は 1.13 にてサプレッショ

・高圧炉心注水系

・高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ

ン・チェンバから復水貯蔵タン

・補給水系配管・弁

クへの水源切替え手段（自主対・所内常設直流電源設備

策設備）を記載するため，設備・非常用交流電源設備の選定は系統名ではなく，設備・燃料給油設備

名称を詳細に記載。
柏崎は詳細を技術的能力 1.2 に
記載。
相違理由⑫

(b) 淡水から海水への切替え(b)

淡水から海水への切替え

重大事故等の収束に必要な水の供給には淡水を優先して使用する。淡水貯水池及び淡水タ重大事故等の収束に必要な水の供給には淡水を優先して使用する。代替淡水貯槽及び西ンクの枯渇等により，淡水の供給が継続できないおそれがある場合は，海水の供給に切り替

側淡水貯水設備の枯渇等により，淡水の供給が継続できない場合は，海水の供給に切り替

える。

える。

防火水槽から重大事故等の収束に必要な水の供給を行っている場合は，水の供給が中断す
ることなく淡水から海水への切替えが可能である。

代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備から重大事故等の収束に必要な水の供給を行ってい相違理由⑨⑪①⑦⑰

相違理由⑧①③る場合は，水の供給が中断することなく淡水から海水への切替えが可能である。

防火水槽へ補給する水源の切替えで使用する設備は以下のとおり。

代替淡水貯槽へ補給する水源の切替えで使用する設備は以下のとおり。

相違理由⑧①・淡水貯水池・西側淡水貯水設備

相違理由⑨⑦47

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・淡水タンク

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東海第二・多目的タンク

備考
相違理由⑪⑩・ろ過水貯蔵タンク
・原水タンク
・純水貯蔵タンク・大容量送水車（海水取水用）

・可搬型代替注水中型ポンプ

相違理由③
相違理由

・代替原子炉補機冷却海水ポンプ
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

・可搬型代替注水大型ポンプ

相違理由③

・防火水槽

・代替淡水貯槽相違理由⑧①・海水貯留堰・非常用取水設備

東二は海水の取水設備を総称した設備名称で記載。

・スクリーン室
・取水路
・多目的タンク配管・弁

東二は可搬設備による淡水タンクからの送水（取水）は多目
的タンク付の配管・弁（接続口）
を使用。

・ホース

・ホース

・燃料補給設備

・燃料給油設備相違理由⑰

・可搬型代替交流電源設備

相違理由

・移動式変圧器

相違理由
西側淡水貯水設備へ補給する水源の切替えで使用する設備は以下のとおり。

設備の違いによる水源切替え

・代替淡水貯槽

手段の相違。

・多目的タンク

以降，同様の相違理由による・ろ過水貯蔵タンク

ものは相違理由 と示す。

・原水タンク
・純水貯蔵タンク48

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東海第二・可搬型代替注水大型ポンプ

備考
相違理由

・西側淡水貯水設備
・非常用取水設備
・多目的タンク配管・弁・ホース
・燃料給油設備

淡水貯水池から重大事故等の収束に必要な水の供給を行っている場合は，あらかじめ可搬

柏崎は淡水貯水池から供給を行型代替注水ポンプ(A-2 級)の水源切替え準備をすることにより速やかに淡水から海水への切っている場合の淡水から海水へ替えが可能である。

の切替え手段は，送水を一時停

水源を淡水貯水池から海への切替えで使用する設備は以下のとおり。

止するため，淡水から海水への・淡水貯水池

切替えが速やかに切替えが可能

・大容量送水車（海水取水用）

であることを記載。

・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）

東二は全ての切替え手段につい・海水貯留堰て水の供給が中断することなく・スクリーン室

淡水から海水への切替えが可

・取水路

能。

・ホース

相違理由

・燃料補給設備(c)

外部水源から内部水源への切替え
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）で想定される事故の収束に必要な対応には，外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・チェン
バ）への供給に切り替えて，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱を行う手段がある。
外部水源から内部水源への切替えで使用する設備は以下のとおり。
・代替淡水貯槽・サプレッション・チェンバ・低圧代替注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）
・代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）

49

相違理由

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二
(d)

備考

重大事故等対処設備と自主対策設備

相違理由⑥

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源の切替えで使用する設備のうち，復水貯蔵

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で使用する設備のうち，サ

相違理由⑫⑭

槽及びサプレッション・チェンバは重大事故等対処設備として位置付ける。また，原子炉隔

プレッション・チェンバ，原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ，高圧炉

東二は 1.13 にてサプレッショ

離時冷却系及び高圧炉心注水系は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

心スプレイ系配管・弁・ストレーナ，所内常設直流電源設備，非常用交流電源設備及び燃ン・チェンバから復水貯蔵タン

料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

クへの水源切替え手段（自主対策設備）を記載するため，設備の選定は系統名ではなく，設備
名称を詳細に記載。
柏崎は詳細を技術的能力 1.2 に記載。
東二は設計基準事故対処設備に対し，重大事故等対処設備（設計基準拡張）ではなく重大事故等対処設備として位置付ける。

相違理由⑧①⑦③⑰

防火水槽へ補給する水源の切替えで使用する設備のうち，大容量送水車（海水取水用），

代替淡水貯槽へ補給する水源の切替えで使用する設備のうち，西側淡水貯水設備，可搬

海水貯留堰，スクリーン室，取水路，ホース及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，代替淡水貯槽，非常用取水設備，ホ

東二は海水の取水設備を総称位置付ける。

ース及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

した設備名称で記載。

相違理由 ⑦①③⑰

淡水から海水への切替えで使用する設備のうち，大容量送水車（海水取水用），可搬型代

西側淡水貯水設備へ補給する水源の切替えで使用する設備のうち，代替淡水貯槽，可搬替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），海水貯留堰，スクリーン室，型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備，非常用取水設備，ホース及び燃料給油設備は東二は海水の取水設備を総称

取水路，ホース及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

重大事故等対処設備として位置付ける。

した設備名称で記載。

50

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二防火水槽及び淡水貯水池は本条文【解釈】1b)項を満足するための代替淡水源（措置）と備考
相違理由⑧⑨

して位置付ける。
外部水源から内部水源への切替えで使用する設備のうち，代替淡水貯槽，サプレッショ

相違理由

ン・チェンバ，低圧代替注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ），代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）及び代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）は重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備と代替淡水源により，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を確保することができる。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を確保することができる。

柏崎は防火水槽及び淡水貯水池が重大事故等対処設備ではないため，「代替淡水源」を記載。
東二は代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備が重大事故等対処設備であるため，「代替淡水源」
は記載不要。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・復水貯蔵タンク相違理由⑤

耐震性は確保されていないが，重大事故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。
・補給水系配管・弁
耐震性は確保されていないが，重大事故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。

51

東二は復水貯蔵タンクからの注水等には補給水系配管・弁を使用。

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・淡水タンク（ろ過水タンク及び純水タンク）

東海第二・淡水タンク（多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンク）

耐震性は確保されておらず，補給に必要な水量が確保できない場合があるが，淡水貯耐震性は確保されておらず，補給に必要な水量が確保できない場合があるが，西側

水池から防火水槽への補給ができない場合において，淡水タンクの水を防火水槽へ補給

淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給又は代替淡水貯槽から西側淡水貯水設備へのする手段として有効である。

補給ができない場合において，淡水タンクの水を代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備

備考
相違理由⑩③⑰へ補給する手段として有効である。
・多目的タンク配管・弁

東二は可搬設備による淡水タ

耐震性は確保されていないが，西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給又は代ンクからの送水（取水）は多目

替淡水貯槽から西側淡水貯水設備への補給ができない場合において，淡水タンクの水的タンク付の配管・弁（接続口）

を代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ補給する手段として有効である。

を使用。

柏崎は代替原子炉補機冷却海・代替原子炉補機冷却海水ポンプ
給電設備が別に必要であり代替原子炉補機冷却海水ポンプ単独では使用できない上，水ポンプによる防火水槽への補給開始までに時間を要するが，電源車及び移動式変圧器と組み合わせて使用すること

海水補給手段に代替原子炉補で，大容量送水車（海水取水用）による海水補給が実施できない場合の代替手段として

機冷却海水ポンプを使用。

有効である。
柏崎は護岸から可搬型代替注

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）取水箇所が防潮堤の外で津波の影響等により使用できない可能性がある上，補給量が水ポンプ（A-2 級）により海水

小さく淡水貯水池や大容量送水車（海水取水用）による補給と同等の補給量を確保できを取水し防火水槽へ補給するない場合があるが，大容量送水車（海水取水用）による海水補給が実施できない場合の手段に可搬型代替注水ポンプ

代替手段として有効である。

（A-2 級）を使用。

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d. 手順等
上記「a.水源を利用した対応手段と設備」，「b.水源へ水を補給するための対応手段と設備」及び「c.水源の切替え」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事故時運転操作手順書（徴候ベース）及び多様なハザード対応手順に定める（第 1.13.1 表）。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第 1.13.2 表，第 1.13.3 表）。

東海第二

備考

ｄ．手順等
上記「ａ．水源を利用した対応手段と設備」，「ｂ．水源へ水を補給するための対応手段と設備」及び「ｃ．水源の切替え」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員等※３及び重大事故等対応要員の対応として「非常時運転手順書Ⅱ

東二は「技術的能力 1.0 重大事（徴候ベース）」，「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Ⅲ

故対策における共通事項（添付（シビアアクシデント）」，「ＡＭ設備別操作手順書」及び「重大事故等対策要領」に定め

資料 1.0.10 重大事故等発生時る（第 1.13−1 表）。

の体制について）」より,当直運

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第 1.13−2 表，第 1.13−3 表）。

転員と重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が重大事故等の対応に当たることとし
ている。
相違理由③

※3 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

53

東二は運転員等の定義を記載。

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東海第二1.13.2 重大事故等時の手順

1.13.2 重大事故等時の手順

1.13.2.1 水源を利用した対応手順

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(1) 復水貯蔵槽を水源とした対応手順(1)

重大事故等時，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び原子炉ウェルへの注水を行う手順を整備する。

備考

代替淡水貯槽を水源とした対応手順（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）

相違理由②①

重大事故等時，代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷相違理由②①⑮

却，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水／ス
プレイを行う手順を整備する。
相違理由⑭

a. 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水手段
としては，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系，高圧代替注水系及び制御棒駆動系がある。
(a) 原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（中央制御室
操作）
原子炉隔離時冷却系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位低（レベル 2 若しくはレベル 1.5）又はドライウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子
炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合。
【1.2.2.4(1)】ⅱ. 操作手順
原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水手順（中央制御室操作）については「1.2.2.4(1)原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
(b) 高圧炉心注水系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水
高圧炉心注水系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位低（レベル 1.5）又はドライ
ウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により高圧炉心注水系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

54

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東海第二ⅰ. 手順着手の判断基準

備考
相違理由⑭

給水・復水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉
圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合。
【1.2.2.4(2)】ⅱ. 操作手順
高圧炉心注水系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水手順については「1.2.2.4(2)高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
(c) 高圧代替注水系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（中央制御室操作）
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系が機能喪失した場合，又は炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，中央制御室からの手動操作により高圧代替注水系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準(ⅰ)高圧注水系の機能喪失時の高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水判断基準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合。
【1.2.2.1(1)a.】(ⅱ)溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失した場
合において，高圧代替注水系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放
射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。
【1.8.2.2(1)d.】55

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東海第二ⅱ. 操作手順

備考
相違理由⑭

高圧注水系が機能喪失した場合の高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水手順については「1.2.2.1(1)a.中央制御室からの高圧代替注水系起動」，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注
水手順については「1.8.2.2(1)d.高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始まで 15 分以内で可能である。
(d) 高圧代替注水系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（現場手動操作）
高圧注水系が機能喪失した場合，かつ中央制御室からの手動操作により高圧代替注水系を起動できない場合に，現場での弁の手動操作により高圧代替注水系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合
で，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合。
【1.2.2.1(1)b.】ⅱ. 操作手順
高圧代替注水系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水手順（現場手動操作）については「1.2.2.1(1)b.現場手動操作による高圧代替注水系起動」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系現場起動による原子炉圧力容器への注水開始まで約 40 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

56

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東海第二(e) 原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（現場手動操

備考
相違理由⑭

作）

柏崎は全交流動力電源喪失及高圧注水系が機能喪失した場合，かつ高圧代替注水系が起動できない場合に，現場での弁び常設直流電源系統喪失時のの手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器へ対応手順として，原子炉隔離時の注水を実施する。

冷却系による復水貯蔵槽を水

ⅰ. 手順着手の判断基準源とした原子炉圧力容器への注水（現場手動操作）手段を整

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により中央制御室からの操作による原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系での原子炉圧力容器への注水ができない場合におい備。

て，中央制御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動

東二は全交流動力電源喪失及できない場合，又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベび常設直流電源系統喪失時のル 3）以上に維持できない場合。

対応手順として，原子炉隔離時
冷却系によるサプレッション・【1.2.2.2(1)a.】

チェンバを水源とした原子炉

ⅱ. 操作手順
原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水手順（現場

圧力容器への注水（現場手動操手動操作）については「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」にて

作）手段を比較表ページ 74 に

整備する。

記載。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 4 名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで約 90 分，緊急時対策要員による排水処理開始まで約 180分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服），照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
原子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時冷却系起動時のみとし，その後速やかに退室する手順とする。したがって，原子炉隔離時冷却系タービン
グランド部からの蒸気漏えいに伴う環境温度の上昇による運転員への影響はないものと考えており，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着することにより本操作が可能である。

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東海第二(f) 制御棒駆動系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（進展抑制）

備考
相違理由⑭

高圧注水系又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合，又は炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，制御棒駆動系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準(ⅰ)全交流動力電源喪失又は高圧炉心注水系の機能喪失時の制御棒駆動系による原子炉圧
力容器への注水
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合
で，制御棒駆動系が使用可能な場合。
【1.2.2.3(1)b.】(ⅱ)溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失した場
合において，制御棒駆動系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率
が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内
雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃
以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場
合。
【1.8.2.2(1)f.】ⅱ. 操作手順
全交流動力電源喪失又は高圧炉心注水系の機能喪失時の制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水手順については「1.2.2.3(1)b.制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注
水」及び溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための制御棒駆動系
による原子炉圧力容器への注水手順については「1.8.2.2(1)f.制御棒駆動系による原子炉
圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水開始まで約 20 分で可能である。

58

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東海第二(g) 高圧炉心注水系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への緊急注水

備考
相違理由⑭

全交流動力電源が喪失し，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器
内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合，又は炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，常設代替交
流電源設備又は第二代替交流電源設備により高圧炉心注水系の電源を確保することで，高圧炉心注水系を冷却水がない状態で一定時間運転し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準(ⅰ)全交流動力電源喪失時の高圧炉心注水系緊急注水
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合で，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備による非常用高圧母線 D 系への給電が可能となった場合。
【1.2.2.3(1)c.】(ⅱ)溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉圧力容器への高圧注水機能が喪失した場
合において，高圧炉心注水系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率
が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内
雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃
以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。
【1.8.2.2(1)g.】ⅱ. 操作手順
全交流動力電源喪失時の高圧炉心注水系による緊急注水手順については「1.2.2.3(1)c.
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水」，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための原子炉圧力容器への緊急注水手順については「1.8.2.2(1)g.高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急
注水開始まで約 25 分で可能である。

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東海第二

備考

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

ａ．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

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

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手段としては，低圧代替注水系（常設）がある。

相違理由⑥②①
相違理由②①

手段としては，低圧代替注水系（常設）がある。
なお，低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大東二は常設設備による注水等型ポンプによる原子炉圧力容器への注水手段は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力の手段と同時並行で可搬設備

容器への注水手段と同時並行で準備を開始する。

の準備を開始する。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

(a) 低圧代替注水系（常設）による復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水(a)

低圧代替注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水

常設の原子炉圧力容器への注水設備が機能喪失した場合，残存溶融炉心を冷却し原子炉

常設の原子炉圧力容器への注水設備が機能喪失した場合，残存溶融炉心を冷却し原子炉

圧力容器から原子炉格納容器への放熱量を抑制する場合，又は溶融炉心の原子炉格納容器

圧力容器から原子炉格納容器への放熱量を抑制する場合，又は溶融炉心の原子炉格納容器

下部への落下を遅延又は防止する場合に，低圧代替注水系（常設）を起動し，復水貯蔵槽

下部への落下を遅延又は防止する場合に，低圧代替注水系（常設）を起動し，代替淡水貯を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)(ⅰ)常設の原子炉圧力容器への注水設備の注水機能喪失時の低圧代替注水系(常設)に相違理由②①

相違理由②①

相違理由

手順着手の判断基準(ⅰ) 常設の原子炉圧力容器への注水設備の注水機能喪失時の低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

よる原子炉圧力容器への注水

給水・復水系及び非常用炉心冷却系により原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器へ

常設設備による注水等の対応

圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合において，低圧代の注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持でき手順（接続口から注水等が必要

替注水系(常設)及び注入配管が使用可能な場合※1

ない場合において，低圧代替注水系（常設）が使用可能な場合※１

な個所までの対応手順含む）に※1:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。

※1：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合【1.4.2.1(1)a.(a)】【1.4.2.1(1)ａ．(a)】おける概要，手順名称，手順着手の判断基準，リンク先附番及び操作の成立性の詳細な比較
は，各条文比較表参照。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

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東海第二(ⅱ)残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水

備考(ⅱ) 残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判 相違理由

断した場合において，低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水が可能な断した場合において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水が可能な

場合※2。

場合※２

※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水温計

下，格納容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）

確認する。

の上昇又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器
下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。

※2:原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量※2：原子炉格納容器内へのスプレイ及びペデスタル（ドライウェル部）への注水に(140m3/h，35〜70m3/h)が確保され，更に低圧代替注水系(常設)により原子炉圧

必要な流量（130m３／h，80m３／h）が確保され，更に低圧代替注水系（常設）3により原子炉圧力容器への注水に必要な流量（14m３／h〜50m３／h）が確保でき力容器への注水に必要な流量(30m /h)が確保できる場合。
なお，十分な注水流量が確保できない場合は溶融炉心の冷却を優先し効果的る場合

な注水箇所を選択する。

なお，十分な注水流量が確保できない場合には原子炉格納容器内へのスプレイを優先する。
【1.4.2.1(3)a.(a)】(ⅲ)溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系【1.4.2.1(3)ａ．(a)】(ⅲ) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水（常設）による原子炉圧力容器への注水

炉心損傷を判断した場合※1 において，給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉

炉心損傷を判断した場合※１において，給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び非常※2

圧力容器への注水ができない場合において，低圧代替注水系(常設)が使用可能な場合 。

用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，低圧代替注水系（常設）が使用可能な場合※２※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率※1：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，設計基が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内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

雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃

放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認し以上を確認した場合。

た場合※2:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合【1.8.2.2(1)a.】【1.8.2.2(1)ａ．
】

61

相違理由

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ⅱ. 操作手順

東海第二ⅱ)

常設の原子炉圧力容器への注水設備の注水機能喪失時の低圧代替注水系(常設)によ

備考

操作手順

相違理由

常設の原子炉圧力容器への注水設備の注水機能喪失時の低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(1)a.(a)低圧代替注水系

る原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(1)ａ．(a)(常設)による原子炉圧力容器への注水」，残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水（常設）による原子炉圧力容器への注水」，残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(3)a.(a)低圧系（常設）による原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(3)ａ．(a) 低圧

代替注水系(常設)による残存溶融炉心の冷却」及び溶融炉心の原子炉格納容器下部へ代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却」及び溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注の落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注

水手順については，「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

水手順については，「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」にて整備する。

の注水」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性
残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)の注入配管を使用した低圧代替注水系(常設)によ

ⅲ)

操作の成立性(ⅰ) 常設の原子炉圧力容器への注水設備の注水機能喪失時の低圧代替注水系（常設）にる原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及びよる原子炉圧力容器への注水確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系(常設)による
原子炉圧力容器への注水開始までの所要時間は以下のとおり。
残留熱除去系(B)注入配管使用の場合:12 分以内

低圧代替注水系

上記の操作は，運転員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始まで 9 分以内で可能である。

残留熱除去系(A)注入配管使用の場合:12 分以内
残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)の注入配管を使用した低(ⅱ) 残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室

上記の操作は，運転員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，作業開始を

運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始

判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始まで 9 分以を判断してから低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器への注水開始までの所要時間内で可能である。

は以下のとおり。
残留熱除去系(C)注入配管使用の場合:約 40 分(ⅲ) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系

高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合:約 25 分

（常設）による原子炉圧力容器への注水

高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合:約 30 分
当該操作実施後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保操作を実施した場合，
15 分以内で可能である。（「1.4.2.1(3)a.(a)低圧代替注水系(常設)による残存溶融炉心

上記の操作は，運転員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始まで 7 分以内で可能である。

の冷却」，「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」は炉心損傷状態での手順のため残留熱除去系(A)と残留熱除去系(B)注入配管のみを使用）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

62

相違理由
相違理由

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c. 復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

東海第二

備考

ｂ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては，代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）がある。

相違理由⑥②①

代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては，代替格納容器スプレイ

相違理由②①

冷却系（常設）がある。
なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬相違理由

型代替注水大型ポンプによる原子炉格納容器内の冷却手段は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却手段と同時並行で準備を開始する。
(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器
内の冷却

(a)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器

相違理由②

内の冷却

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が故障により使用できない場合は，復水貯残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故障により使用できない場合は，代替淡水蔵槽を水源とした代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器内にスプレイ

貯槽を水源とした代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器内にスプレ

する。

イする。

スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整
又はスプレイの起動/停止を行う。

相違理由

スプレイ作動後は外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・
プール水位の上昇及び原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整又はスプレイの起動／停止を行う。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)(ⅰ)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイの判断

手順着手の判断基準

相違理由(ⅰ) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイの判断基準（炉心損傷判断前）基準（炉心損傷判断前）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイ※1

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内へのスプレイが※１ができない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用可能な場合

できない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用可能な場合

で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※2。

で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※２※1:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。

※1：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合※2:「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，格納容器内圧力※2：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，ドライウェル（D/W），格納容器内圧力（S/C），ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・

圧力，サプレッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度，サプレッ

チェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉

ション・チェンバ雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，原格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。

子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合【1.6.2.1(1)a.(a)】【1.6.2.1(1)ａ．(a)】

63

相違理由

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(ⅱ)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の判断基準（炉心損

東海第二

備考

(ⅱ) 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の判断基準（炉心損

傷判断時）

傷判断時）

炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

炉心損傷を判断した場合※１において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

による格納容器スプレイができず，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用可能なによる原子炉格納容器スプレイができず，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が場合※2 で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※3。

使用可能な場合※２で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場

相違理由

合※３
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，※1：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，設計基設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲

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

気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認し確認した場合。

た場合※2:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合※3:「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，格納容器内圧力※3：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，原子炉格納容（D/W），格納容器内圧力（S/C），ドライウェル雰囲気温度又は原子炉圧力容器

器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合

下鏡部温度指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場
合。
【1.6.2.2(1)a.(a)】ⅱ. 操作手順【1.6.2.2(1)ａ．(a)】ⅱ)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容

操作手順

相違理由

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容相違理由②①

器内の冷却手順については，「1.6.2.1(1)a.(a)代替格納容器スプレイ冷却系（常器内の冷却手順については，「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」及び「1.6.2.2(1)a.(a)代替格納容器ス設）による原子炉格納容器内へのスプレイ」及び「1.6.2.2(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」にて整備する。

プレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業

ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，運転員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断

相違理由を実施した場合，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原してから代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ開

子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 25 分以内で可能である。その後，現場運転員 2 名

始まで 11 分以内で可能である。

にて復水移送ポンプの水源確保を実施した場合，15 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

64

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

d. 復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水
復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水手段としては，格納容器下部注水系（常設）がある。

東海第二ｃ．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
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手段としては，格納容器下部注水備考
相違理由⑥②①
相違理由②①

系（常設）がある。
なお，格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注

相違理由

水大型ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）への注水手段は，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水手段と同時並行で準備を開始する。
(a) 格納容器下部注水系（常設）による復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部への(a)

格納容器下部注水系（常設）による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

相違理由②①

注水

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の損傷を防止するため，格納容

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため格納容器下部注水系（常設）を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器の下部に落下した器下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の

溶融炉心の冷却を実施する。

冷却を実施する。

炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。

炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。

また，原子炉圧力容器の破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却

また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融するため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器

炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を継続する。その際内の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到は，サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，達しないように崩壊熱相当の流量とする。

ペデスタル（ドライウェル部）に崩壊熱相当量を注水し，水位を維持する。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)(ⅰ)原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準

手順着手の判断基準(ⅰ) ペデスタル（ドライウェル部）水位確保操作の判断基準

損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注水系(常設)が使用可能な場合※2。
(ⅱ)原子炉圧力容器の破損後の原子炉格納容器下部への注水操作の判断基準

炉心損傷を判断した場合※１で，格納容器下部注水系（常設）が使用可能な場合※２(ⅱ) 原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水操作の判断基準

原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系(常設)が使用可能な場合※2。

相違理由

原子炉圧力容器の破損の徴候※３及び破損によるパラメータの変化※４により原子炉圧
力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系（常設）が使用可能な場合※２※1:｢損傷炉心の冷却が未達成｣は，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が 300℃に達し※1：「炉心損傷を判断」は，ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガンた場合。

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
温度で 300℃以上を確認した場合

65

相違理由
相違理由

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

※2:設備に異常がなく，電源及び水源(復水貯蔵槽)が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合※3:｢原子炉圧力容器の破損の徴候｣は，原子炉圧力容器内の水位の低下，制御棒の位※3：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪置表示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認

相違理由

失）
，制御棒の位置表示の喪失数増加及び原子炉圧力容器温度（下鏡部）指示する。

値が 300℃到達により確認する。

※4:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力容器内の圧力の※4：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化」は，格納容器下部水温（水低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇，原子炉格納容器内の温度の上昇により確

温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積

認する。

検知用）の上昇又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しく
は格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
【1.8.2.1(1)a.】ⅱ. 操作手順【1.8.2.1(1)ａ．
】
操作手順

相違理由

格納容器下部注水系（常設）による復水貯蔵槽を水源とした原子炉格納容器下部へ

ⅱ)

格納容器下部注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部へ

相違理由②①⑰の注水手順については，「1.8.2.1(1)a.格納容器下部注水系(常設)による原子炉格納の注水手順については，「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

容器下部への注水」にて整備する。

（ドライウェル部）への注水」にて整備する。
操作の成立性

相違理由

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場

上記の操作は，作業開始を判断してから格納容器下部注水系（常設）によるペデスタ

相違理由

運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉格納容器下部への初ル（ドライウェル部）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

期水張り開始を確認するまで 35 分以内で可能である。その後，現場運転員 2 名にて復水(ⅰ) ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合

ⅲ. 操作の成立性

ⅲ)

移送ポンプの水源確保を実施した場合，15 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

上記の操作は，運転員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，17 分以内で可能である。
(ⅱ) 原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合
上記の操作は，運転員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，1 分以内で可能である。

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

e. 復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

東海第二ｄ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水手段としては，サプレッションプール浄化系がある。

代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水手段としては，格納容器頂部注水系（常設）がある。

備考
相違理由⑥②①
相違理由②①
東二は原子炉ウェルへの注水で使用する設備に格納容器頂部注水系（常設）を使用。
柏崎はサプレッションプール
浄化系を使用。

なお，格納容器頂部注水系（可搬型）である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注

相違理由

水大型ポンプによる原子炉ウェルへの注水手段は，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水手段と同時並行で準備を開始する。
(a) サプレッションプール浄化系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水(a)

格納容器頂部注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

東二は原子炉ウェルへの注水で使用する設備に格納容器頂部注水系（常設）を使用。
柏崎はサプレッションプール
浄化系を使用。
相違理由②①

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，サ

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，

プレッションプール浄化系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水を実施

代替淡水貯槽を水源として格納容器頂部注水系（常設）により原子炉ウェルに注水するこする。

とで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への水素漏え

原子炉ウェルへの注水を実施することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器かいを抑制する。

ら原子炉建屋への水素ガス漏えいを抑制する。

67

相違理由

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

ⅰ. 手順着手の判断基準

東海第二
ⅰ)

炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の温度上昇が 171℃を超えるおそれがある場合で，サプレッションプール浄化系が使用可能な場合※2。

備考

手順着手の判断基準

相違理由

炉心損傷を判断した場合※１において，ドライウェル雰囲気温度指示値が 190℃に到達

相違理由

した場合で，代替淡水貯槽の水位が規定値以上確保されている場合で，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水が可能な場合※２※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計※1：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

基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放射線

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

レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合合。
※2:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場※2：設備に異常がなく，燃料及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合合。ただし，7 号炉のサプレッションプール浄化系ポンプ及びモータは空冷式の設備であるため，補機冷却水による冷却が不要である。
【1.10.2.1(1)b.】【1.10.2.1(1)ａ．
】

相違理由⑥

操作手順

相違理由

格納容器頂部注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

東二は原子炉ウェルへの注水については，「1.10.2.1(1)b.サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注

手順については，「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で使用する設備に格納容器頂水」にて整備する。

の注水」にて整備する。

部注水系（常設）を使用。

ⅱ. 操作手順ⅱ)

サプレッションプール浄化系による復水貯蔵槽を水源とした原子炉ウェルへの注水手順

柏崎はサプレッションプール
浄化系を使用。
相違理由②①⑥ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場

ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断

相違理由

運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからサプレッションプール浄化

してから格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水開始まで 6 分以内で系による原子炉ウェルへの注水開始まで約 40 分で可能である。

可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発になお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発よる水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水すによる水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠る水位を維持することにより，原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシ

水する水位を維持することにより，原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温ールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。

度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。

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東海第二

備考

ｅ．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

相違理由⑮

代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ手段としては，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がある。
なお，可搬型代替注水大型ポンプを使用した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／スプレイ手段及び可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを使用した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手段は，常設低圧代替注水系ポンプを使用した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／スプレイ手段と同時並行で準備を開始する。
(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
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏えいが発生した場合に，代替淡水貯槽を水源として常設低圧代替注水系ポンプにより使用済燃料プールへ注水する。
また，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実施のための準備作業として，原子炉建屋
廃棄物処理棟東側扉から原子炉建屋原子炉棟 6 階までのホース敷設，原子炉建屋原子炉棟 6階での可搬型スプレイノズル設置，可搬型スプレイノズルとのホース接続等を実施する。
本作業は，原子炉建屋原子炉棟内で作業を行うことから，作業環境が悪化する前に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と同時に本手段に係わる準備を開始する。なお，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場合は，原子炉建屋原子炉棟大物搬入口から原
子炉建屋原子炉棟 6 階までのホース敷設を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合・使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報が発生した場合・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合【1.11.2.1(1)ａ．
】

69

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二
ⅱ)

操作手順

備考
相違理由⑮

常設低圧代替注水系ポンプを使用した代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプ
レイヘッダ）による代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水手順について
は，「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」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから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開始まで 15 分以内で可能である。

(b)

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
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下し，燃料プール代替注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，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を実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損
傷の進行を緩和し，臨界を防止する。
また，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な漏えい発生時に，燃料プール代替注水設備により使用済燃料プールへの注水ができない場合においても，使用済燃料プールへの注水として用いることができる。
なお，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）実施のための準備作業として，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子炉建屋原子炉棟 6 階までのホース敷設，原子
炉建屋原子炉棟 6 階での可搬型スプレイノズル設置及び可搬型スプレイノズルとのホース接続等を実施する。本作業は，原子炉建屋原子炉棟内で作業を行うことから，作業環境が悪化する前に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と同時に本手段に係わる準備を開始するまた，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場合は，原子炉建屋原子炉棟
大物搬入口から原子炉建屋原子炉棟 6 階までのホース敷設を実施する。

70

相違理由⑮

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二
ⅰ)

備考

手順着手の判断基準

相違理由⑮

使用済燃料プール水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至った場合・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合
・使用済燃料貯蔵ラック上端+6668mm を下回る水位低下を使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）にて確認した場合【1.11.2.2(1)ａ．
】
ⅱ)

操作手順
常設低圧代替注水系ポンプを使用した代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
による代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへのスプレイ手順については，「1.11.2.2(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（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」にて整備する。

ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから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開始まで 15 分以内で可能である。

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(2) サプレッション・チェンバを水源とした対応手順
重大事故等時，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
格納容器内の除熱及び代替循環冷却系による除熱を行う手順を整備する。

東海第二
(2)

備考

サプレッション・チェンバを水源とした対応手順
重大事故等時，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を行う手順を整備する。

東二は水源での整理のため，サプレッション・チェンバを水源とした代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱手段も含まれた記載としている。

a. 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ａ．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

容器への注水原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水手段としては原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系がある。

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手段としては，高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系

句読点の相違。

がある。

東二はサプレッション・チェン
バを水源とした高圧代替注水系（新設）による原子炉圧力容器への注水手段を整備。
相違理由⑫

(a)

高圧代替注水系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水

東二はサプレッション・チェン（中央制御室操作）

バを水源とした高圧代替注水

給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉系（新設）による原子炉圧力容

心スプレイ系が故障により使用できない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注
水系を起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合【1.2.2.1(1)ａ．
】

72

器への注水手段を整備。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二
ⅱ)

ⅲ)

備考

操作手順

東二はサプレッション・チェン

高圧代替注水系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注バを水源とした高圧代替注水

水（中央制御室操作）手順については，「1.2.2.2(1)ａ．中央制御室からの高圧代替注

系（新設）による原子炉圧力容

水系起動」にて整備する。

器への注水手段を整備。

操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）2 名にて操作を実施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始まで 10 分以内で可能である。

(b)

高圧代替注水系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水

東二はサプレッション・チェン（現場手動操作）

バを水源とした高圧代替注水

給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉系（新設）による原子炉圧力容

心スプレイ系が故障により使用できない場合において，中央制御室からの操作により高圧
代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合で，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合【1.2.2.1(1)ｂ．】

ⅱ)

操作手順
高圧代替注水系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水（現場手動操作）手順については，「1.2.2.1(1)ｂ．現場手動操作による高圧代替注
水系起動」にて整備する。

ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名及び現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから現場手動操作による高圧代替注水系起動での原子炉圧力容器への注水開始まで 58分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

73

器への注水手段を整備。

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二
(c)

備考

原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への東二は全交流動力電源喪失及注水（現場手動操作）

び常設直流電源系統喪失時の全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉対応手順として，原子炉隔離時

心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができず，中央制御室からの操作及び現場で冷却系によるサプレッション・の人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動できない場合，又は高圧代替注水系にチェンバを水源とした原子炉

より原子炉圧力容器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により圧力容器への注水（現場手動操

原子炉隔離時冷却系を起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器へ作）手段を整備。

の注水を実施する。

柏崎は全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時のⅰ)

手順着手の判断基準

対応手順として，原子炉隔離時

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により中央制御室からの操作による原

冷却系による復水貯蔵槽を水

子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系での原子炉圧力容器への注水ができない場合源とした原子炉圧力容器へのにおいて，中央制御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注水

注水（現場手動操作）手段を比系を起動できない場合，又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水較表ページ 57 に記載。

位低（レベル３）以上に維持できない場合【1.2.2.2(1)ａ．】
ⅱ)

操作手順
原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水（現場手動操作）手順については，「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」にて整備する。

ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名及び現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで 160 分以内，重大事
故等対応要員による排水処理開始まで 300 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具（自給式呼吸用保護具及び耐熱服），照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常状態と同程度である。
原子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時冷却系起動時のみとし，その後速やかに退室する手順とする。したがって，原子炉隔離時冷却系ター
ビングランド部からの蒸気漏えいに伴う環境温度の上昇による運転員への影響はないものと考えており，防護具（自給式呼吸用保護具及び耐熱服）を確実に装着することにより本操作が可能である。

74

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(a) 原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への

東海第二
(d)

備考

原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水（中央制御室操作）

相違理由⑥

注水（中央制御室操作）

原子炉隔離時冷却系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位低（レベル 2 若しくはレ

原子炉隔離時冷却系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル２））

ベル 1.5）又はドライウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により原による作動，又は中央制御室からの手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動し，サプレ

子炉隔離時冷却系を起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注

ッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

相違理由

水を実施する。
ⅰ.手順着手の判断基準

ⅰ)

給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子

手順着手の判断基準

相違理由

給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子

炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合。

炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合【1.2.2.4(1)】ⅱ. 操作手順【1.2.2.4(1)】ⅱ)

原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への操作手順

注水手順（中央制御室操作）については「1.2.2.4(1)原子炉隔離時冷却系による原子炉圧

注水手順（中央制御室操作）については，「1.2.2.4(1)

力容器への注水」にて整備する。

炉圧力容器への注水」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作

相違理由

原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器へのⅲ)

原子炉隔離時冷却系による原子操作の成立性

相違理由

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断

相違理由を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応でしてから原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで 3 分以内で可能で

きる。

ある。

75

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 高圧炉心注水系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水

東海第二
(e)

備考

高圧炉心スプレイ系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への相違理由⑥⑫

注水
高圧炉心スプレイ系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル２）

高圧炉心注水系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位低（レベル 1.5）又はドライ
ウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により高圧炉心注水系を起動

又はドライウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により高圧炉心ス

し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

プレイ系を起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実

相違理由

施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ)

給水・復水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉

手順着手の判断基準

相違理由

給水・復水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉

圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合。

圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合【1.2.2.4(2)】ⅱ. 操作手順【1.2.2.4(2)】
操作手順

相違理由

高圧炉心注水系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水

高圧炉心スプレイ系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器へ

相違理由⑫

手順については「1.2.2.4(2)高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備すの注水手順については，「1.2.2.4(2) 高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注

相違理由⑫

る。

水」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作

ⅱ)

ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断

相違理由を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応でしてから高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水開始まで 3 分以内で可能で

きる。

ある。

76

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二
(f)

備考

高圧代替注水系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水

東二はサプレッション・チェン（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

バを水源とした高圧代替注水

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態

系（新設）による原子炉圧力容

で，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圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流
電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，常設代替直流電源設備として使用する緊急用 125V 系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器により高圧代替注水系の電源を確保し，原子炉圧力容器へ注水する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※１において，給水・復水系，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圧力容器への注水ができず，高圧代替注水系が使用可能な場
合※２※1：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で 300℃以上を確認した場合※2：原子炉圧力指示値が 0.69MPa[gage]以上ある場合において，設備に異常がなく，電源及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている場合【1.8.2.2(1)ｆ．
】

ⅱ)

操作手順
高圧代替注水系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）手順については，「1.8.2.2(1)ｆ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて操作を実施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始まで 10 分以内で可能である。

77

器への注水手段を整備。

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b. 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

東海第二ｂ．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

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手段としては残留熱除去系がある。

備考

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手段としては，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系がある。

句読点の相違。
東二は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低圧炉心スプレイ系による原子炉
圧力容器への注水手段を整備。

(a) 残留熱除去系による原子炉圧力容器への注水(a)

残留熱除去系による原子炉圧力容器への注水

残留熱除去系が健全な場合は，自動起動（原子炉水位低（レベル 1）又はドライウェル圧

残留熱除去系（低圧注水系）が健全な場合は，自動起動（原子炉水位異常低下（レベル

力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により残留熱除去系(低圧注水モード)を１）又はドライウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により残留熱起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

除去系（低圧注水系）を起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

また，全交流動力電源の喪失又は原子炉補機冷却系の故障により常設設備による原子炉圧

また，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系の故障により，残留熱除去系（低圧注

力容器への注水機能が喪失した場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を水系）及び低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替

用いて非常用高圧母線へ電源を供給することで，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により残留熱除去系（低圧注水系）の電系による冷却水を確保後に残留熱除去系(低圧注水モード)を起動し，サプレッション・チェ

源を復旧し，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水

ンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

を確保することで，残留熱除去系（低圧注水系）にて原子炉圧力容器へ注水を実施する。

78

相違理由

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

ⅰ. 手順着手の判断基準

東海第二
ⅰ)

(ⅰ)残留熱除去系が健全な場合の原子炉圧力容器への注水

備考

相違理由

手順着手の判断基準(ⅰ) 残留熱除去系（低圧注水系）が健全な場合の原子炉圧力容器への注水

給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注

給水・復水系，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圧力容器

水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できないへの注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持場合。

できない場合【1.4.2.3(1)】(ⅱ)残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水(ⅱ) 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の受電が完了し，残留熱除去系(低圧注水モード)が使用可能な状態

相違理由【1.4.2.3(1)】

常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 C 系又は D 系
※1

相違理由⑰

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用メタルクに復旧された場

相違理由⑰
相違理由

ラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。）が受電さ合。

れ，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了し，残留熱除去系（低圧注水系）が使用可能な状態※１に復旧された場合※1:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源(サプレッション・チェンバ)が確※1：設備に異常がなく，電源，冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が保されている状態。

確保されている状態【1.4.2.1(2)a.(a)】ⅱ. 操作手順【1.4.2.1(2)ａ．(a)】

操作手順

相違理由

残留熱除去系が健全な場合の原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.3(1)残ⅱ)

残留熱除去系（低圧注水系）が健全な場合の原子炉圧力容器への注水手順について

相違理由⑰

留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水」，残留熱除去系電源復旧

は，「1.4.2.3(1) 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」，残後の原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(2)a.(a)残留熱除去系電源復旧

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手順については，

後の原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

「1.4.2.1(2)ａ．(a) 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」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性(ⅰ)残留熱除去系が健全な場合の原子炉圧力容器への注水

ⅲ)

操作の成立性(ⅰ) 残留熱除去系（低圧注水系）が健全な場合の原子炉圧力容器への注水

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対判断してから残留熱除去系（低圧注水系）よる原子炉圧力容器への注水開始まで 3 分応できる。

以内で可能である。

79

相違理由
相違理由⑰
相違理由

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東海第二(ⅱ)残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

備考(ⅱ) 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

相違理由⑰

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始

業を実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系(低圧注水モード)による原子を判断してから残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水開始ま

炉圧力容器への注水開始まで 15 分以内で可能である。

で 2 分以内で可能である。

相違理由

なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。

(b)

低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水

東二は原子炉冷却材圧力バウ

低圧炉心スプレイ系が健全な場合は，自動起動（原子炉水位異常低下（レベル１）又はドンダリ低圧時のサプレッショ

ライウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により低圧炉心スプレイ系

ン・チェンバを水源とした低圧ポンプを起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施す

炉心スプレイ系による原子炉る。

圧力容器への注水手段を整備。

また，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替
交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により低圧炉心スプレイ系の電源を復旧し，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保することで，低圧炉心スプレイ系にて原子炉圧力容器へ注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準(ⅰ) 低圧炉心スプレイ系が健全な場合の原子炉圧力容器への注水
給水・復水系，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圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合【1.4.2.3(2)】80柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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東海第二

備考

(ⅱ) 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

東二は原子炉冷却材圧力バウ

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃがンダリ低圧時のサプレッショ

受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃの受電が完了し，残留熱除去系（低圧注水

ン・チェンバを水源とした低圧系）が復旧できず，低圧炉心スプレイ系が使用可能な状態※１に復旧された場合

炉心スプレイ系による原子炉※1：設備に異常がなく，電源，冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている状態【1.4.2.1(2)ａ．(b)】

ⅱ)

操作手順
低圧炉心スプレイ系が健全な場合の原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.3(2)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

イ系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(2)ａ．(b) 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」にて整備する。

ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水開始まで 2 分以内で可能である。

81

圧力容器への注水手段を整備。

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c．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

東海第二

備考

ｃ．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格納容器内の除熱手段としては残留熱除去系

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手段としては，残留熱除がある。

去系がある。

(a) 残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱(a)

句読点の相違。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱

相違理由⑰
相違理由

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が健全で，格納容器スプレイ起動の判断基

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が健全な場合は，中央制御室からの手動操作

準に到達した場合は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）を起動し，サプレッシ

により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を起動し，サプレッション・チェンバをョン・チェンバを水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。

水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。

また，全交流動力電源の喪失により常設設備による原子炉格納容器内の冷却機能が喪失しまた，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系の故障により，残留熱除去系（格納た場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用高圧母線へ電源

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ができない場合は，常設代替を供給することで，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系による冷却水を確保後に残交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により残留熱除去系の電源を復旧し，留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)を起動し，サプレッション・チェンバを水源とし残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保するた原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。

ことで，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）にて原子炉格納容器内にスプレイする。

スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整

スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイの起動／

又はスプレイの起動/停止を行う。

停止を行う。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)(ⅰ)残留熱除去系が健全な場合の原子炉格納容器内の除熱手順着手の判断基準

相違理由(ⅰ) 残留熱除去系が健全な場合の原子炉格納容器内の除熱

原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※1。

原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※１

相違理由※1:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力※1：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，ドライウェル(D/W)，格納容器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チ

圧力，サプレッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度，サプレッ

ェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉

ション・チェンバ雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，原格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。

子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合【1.6.2.3(1)】【1.6.2.3(1)】82

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(ⅱ)残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）

東海第二

備考

(ⅱ) 残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）

常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 D 系の受電が常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃを完了し，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)が使用可能な状態※1 に復旧された

受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了し，残留熱

場合で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※2。

除去系（格納容器スプレイ冷却系）が使用可能な状態※１に復旧された場合で，原子炉相違理由

格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※２※1:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源(サプレッション・チェンバ)が確※1：設備に異常がなく，電源，冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が保されている状態。

確保されている状態※2:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力※2：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，ドライウェル(D/W)，格納容器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェ

圧力，サプレッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度，サプレッ

ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納

ション・チェンバ雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，原容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。

子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合【1.6.2.1(2)a.(a)】(ⅲ)残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）【1.6.2.1(2)ａ．(a)】(ⅲ) 残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）

炉心損傷を判断した場合※1 において，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設

炉心損傷を判断した場合※１において，常設代替交流電源設備として使用する常設代

備により非常用高圧母線 D 系の受電が完了し，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モ

替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又ード)が使用可能な状態※2 に復旧された場合で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動のはＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が使用可判断基準に到達した場合※3。

能な状態※２に復旧された場合で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※３※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，※1：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，設計基設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲

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

気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認し確認した場合。

た場合※2:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源(サプレッション・チェンバ)が確※2：設備に異常がなく，電源，冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が保されている状態。

確保されている状態※3:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力※3：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，ドライウェル(D/W)又は格納容器内圧力(S/C)指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示値が，原子炉格納容器内へのス判断基準に達した場合。

プレイ起動の判断基準に達した場合【1.6.2.2(2)a.(a)】【1.6.2.2(2)ａ．(a)】

83

相違理由

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

ⅱ. 操作手順

東海第二ⅱ)

残留熱除去系が健全な場合の原子炉格納容器内の除熱手順については，「1.6.2.3(1)残操作手順
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」，残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）手順については，

留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）手順については，「1.6.2.1(2)a.(a)残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ」，残留熱「1.6.2.1(2)ａ．(a) 残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ」，残除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）手順については，

留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）手順については，「1.6.2.2(2)a.(a)残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ」にて整備「1.6.2.2(2)ａ．(a) 残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ」にて

する。

整備する。

(ⅰ)残留熱除去系が健全な場合の原子炉格納容器内の除熱ⅲ)

操作の成立性

相違理由⑰

相違理由

(ⅰ) 残留熱除去系が健全な場合の原子炉格納容器内の除熱

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

相違理由

残留熱除去系が健全な場合の原子炉格納容器内の除熱手順については，「1.6.2.3(1)

留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）による原子炉格納容器内へのスプレイ」，残ⅲ. 操作の成立性

備考

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を相違理由判断した後，冷却水を確保してから残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 7 分以内で可能である。

(ⅱ)残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）(ⅱ) 残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を業を実施し，作業開始を判断してから残留熱除去系(B)(格納容器スプレイ冷却モード)

判断してから残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内へのによる原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 15 分以内で可能である。

スプレイ開始まで 7 分以内で可能である。

(ⅲ)残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）

相違理由(ⅲ) 残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を業を実施し，作業開始を判断してから残留熱除去系(B)(格納容器スプレイ冷却モード)

判断してから残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内へのによる原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 15 分以内で可能である。

スプレイ開始まで 7 分以内で可能である。

84

相違理由

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱

東海第二
(b)

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が健全で，サプレッション・チェンバ・プールの除熱の判断基準に到達した場合は，残留熱除去系（サプレッショ

備考

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

相違理由⑰

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が健全な場合は，中央制御室からの手

相違理由

動操作により残留熱除去系を起動し，サプレッション・プールの除熱を実施する。

ン・チェンバ・プール水冷却モード）を起動し，サプレッション・チェンバを水源としたサプレッション・チェンバ・プールの除熱を実施する。
また，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プー

また，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系の故障により，残留熱除去系（サプルの除熱機能が喪失した場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いてレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プールの除熱ができない場合は，常非常用高圧母線へ電源を供給することで，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系によ設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により残留熱除去系の電源を復る冷却水を確保後に残留熱除去系(サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード)にてサ

旧し，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系より冷却水を確保

プレッション・チェンバ・プールの除熱を実施する。

することで，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
ルの除熱を実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)(ⅰ)残留熱除去系が健全な場合のサプレッション・チェンバ・プール水の除熱

手順着手の判断基準

相違理由(ⅰ) 残留熱除去系が健全な場合のサプレッション・プールの除熱

下記のいずれかの状態に該当した場合。

下記のいずれかの状態に該当した場合・逃がし安全弁開固着・逃がし安全弁開固着

・サプレッション・チェンバ・プール水の温度が規定温度以上

・サプレッション・プール水温度指示値が 32℃以上

・サプレッション・チェンバの気体温度が規定温度以上

相違理由⑰・サプレッション・チェンバ雰囲気温度指示値が 82℃以上【1.6.2.3(2)】(ⅱ)残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除熱（炉心損傷前）【1.6.2.3(2)】(ⅱ) 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（炉心損傷前）

常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 C 系又は D 系

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃをの受電が完了し，残留熱除去系(S/P 冷却モード)が使用可能な状態※1 に復旧された場

受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了し，残留熱合。

除去系（サプレッション・プール冷却系）が使用可能な状態※１に復旧された場合※1:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源(サプレッション・チェンバ)が確※1：設備に異常がなく，電源，冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が保されている状態。

確保されている状態【1.6.2.1(2)a.(b)】【1.6.2.1(2)ａ．(b)】

85

相違理由⑰
相違理由

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(ⅲ)残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除熱（炉心損傷後）

東海第二

備考

(ⅲ) 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（炉心損傷後）

炉心損傷を判断した場合※1 において，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設

炉心損傷を判断した場合※１において，常設代替交流電源設備として使用する常設代

備により非常用高圧母線 C 系又は D 系の受電が完了し，残留熱除去系(S/P 冷却モード)

替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又が使用可能な状態※2 に復旧された場合。

はＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が

相違理由⑰
相違理由

使用可能な状態※２に復旧された場合※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，※1：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，設計基設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲

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

気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認し確認した場合。

た場合※2:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源(サプレッション・チェンバ)が確※2：設備に異常がなく，電源，冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が保されている状態。

確保されている状態【1.6.2.2(2)a.(b) 】

ⅱ. 操作手順
残留熱除去系が健全な場合のサプレッション・チェンバ・プール水の除熱手順について【1.6.2.2(2)ａ．(b)】

ⅱ)

相違理由

操作手順
残留熱除去系が健全な場合のサプレッション・プールの除熱手順については，

は，「1.6.2.3(2)残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によ「1.6.2.3(2)るサプレッション・チェンバ・プールの除熱」，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」，残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・プールの除熱手順にン・チェンバ・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱手順については，

ついては，「1.6.2.1(2)ａ．(b)

残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・プールの「1.6.2.1(2)a.(b)残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プールの除除熱」及び「1.6.2.2(2)ａ．(b)

残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・プールの熱」及び「1.6.2.2(2)a.(b)残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プー

除熱」にて整備する。

ルの除熱」にて整備する。

86

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相違理由⑰

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ⅲ. 操作の成立性(ⅰ)残留熱除去系が健全な場合のサプレッション・チェンバ・プール水の除熱

東海第二
ⅲ)

操作の成立性(ⅰ) 残留熱除去系が健全な場合のサプレッション・プールの除熱

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を

備考
相違理由
相違理由⑰
相違理由

判断した後，冷却水を確保してから残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
によるサプレッション・プールの除熱開始まで 2 分以内で可能である。

(ⅱ)残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プール水除熱（炉心損傷前）(ⅱ) 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（炉心損傷前）上記の操作は，１ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を業を実施し，作業開始を判断してから残留熱除去系(A)(サプレッション・チェンバ・プ

判断してから残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）Ａ系によるサプレッシ

ール水冷却モード)によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱開始まで 15 分以内ョン・プールの除熱開始まで 2 分以内で可能である。

相違理由⑰
相違理由

で可能である。

(ⅲ)残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・チェンバ・プール水除熱（炉心損傷後）(ⅲ) 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（炉心損傷後）

上記の操作は，１ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施し，作業開始を判断し業を実施し，作業開始を判断してから残留熱除去系(A)(サプレッション・チェンバ・プ

てから残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）Ａ系によるサプレッション・ール水冷却モード)によるサプレッション・チェンバ・プールの除熱開始まで 15 分以内

プールの除熱開始まで 2 分以内で可能である。

で可能である。

87

相違理由⑰
相違理由

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d．サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の除熱

東海第二

備考

ｄ．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

相違理由⑯

除熱
サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の除熱手段については，代替循環冷却系がある。

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相違理由⑯⑰

除熱手段としては，代替循環冷却系がある。
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

東二はサプレッション・チェン

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，残留熱除去系（低圧注水系）及びバを水源とした代替循環冷却低圧炉心スプレイ系が故障により使用できない場合には，代替循環冷却系によるサプレッ系（新設）による原子炉圧力容

ション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

器への注水手段を整備。

(a)

ⅰ)

手順着手の判断基準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系，非常用炉心冷却系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合において，代替循環冷却系が使用可能な場合※１※1：設備に異常がなく，電源，冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている場合【1.4.2.1(1)ａ．(c)】

ⅱ)

操作手順
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水手順については，「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」にて整備する。

ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで
41 分以内で可能である。

88

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東海第二
(b)

備考

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却

東二はサプレッション・チェン

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子炉圧力容器を破損しバを水源とした代替循環冷却

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル系（新設）による原子炉圧力容（ドライウェル部）へ注水することで落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内器への注水手段を整備。

に溶融炉心が残存した場合は，代替循環冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器内への注水を実施することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から原子炉格納容器内への放熱を抑制する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧代替注水系（常設）が使用できず，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水が可能な場合※２※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
※2：代替循環冷却系により原子炉格納容器内へのスプレイに必要な流量（150m３／h）
を確保し，さらに原子炉圧力容器への注水量（100m３／h）が確保できる場合【1.4.2.1(3)ａ．(b)】

ⅱ)

操作手順
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却手順については，「1.4.2.1(3)ａ．(b) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。

ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで 41 分以内で可能である。

89

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東海第二
(c)

(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
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器内の除熱が困難な場合は，復水補給水系を用いた代替循環冷却系により，原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施する。

備考

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

相違理由⑥

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代相違理由

替残留熱除去系海水系を用いた代替循環冷却系の運転により，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることで原子炉格納容器の過圧破損を防止する。

ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ)

炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系の復旧に見込みがなく※2 原子炉格納容器内の除熱が困難な状況で，以下の条件が全て成立した場合。

手順着手の判断基準

相違理由

炉心損傷を判断した場合※１において，残留熱除去系の復旧に見込みがなく※２原子炉格

相違理由

納容器内の減圧及び除熱が困難な状況で，以下の条件が全て成立した場合・復水補給水系が使用可能※3 であること。

・代替循環冷却系が使用可能※３であること。

・代替原子炉補機冷却系による冷却水供給が可能であること。

・残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系のいずれかにより・原子炉格納容器内の酸素濃度が 4vol%以下※4 であること。

・原子炉格納容器内の酸素濃度が 4.3vol％以下であること。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設※1：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

計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放

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

射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認しモニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合

冷却水供給が可能であること。

た場合。
※2:設備に故障が発生した場合，又は駆動に必要な電源若しくは補機冷却水が確保でき※2：設備に故障が発生した場合，又は駆動に必要な電源若しくは補機冷却水が確保で

ない場合。

きない場合

※3:設備に異常がなく，電源及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている※3：設備に異常がなく，電源及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されてい

場合。

る場合

※4:ドライ条件の酸素濃度を確認する。格納容器内酸素濃度（CAMS）にて 4vol%以下を確認できない場合は，代替格納容器スプレイを継続することで，ドライウェル側とサプレッション・チェンバ側のガスの混合を促進させる。
【1.7.2.1(1)b.(a)】ⅱ. 操作手順
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順については，【1.7.2.1(1)ａ．
】
ⅱ)

操作手順

相違理由⑥
相違理由

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順については，「1.7.2.1(1)b.(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」にて整備す「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」にて整備す

る。

る。

90

相違理由⑥

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

ⅲ. 操作の成立性

東海第二ⅲ)

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場

備考

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，運転員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断

相違理由

運転員 4 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから代替循環冷却系による原子炉格納した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

容器内の減圧及び除熱開始まで約 90 分で可能である。

開始まで 41 分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。

る。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：4 分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24 分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370
分以内※１※1：代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの現場操作は重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合の所要時間を示す。

(d)

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル

東二はサプレッション・チェン部）の床面への落下遅延・防止）

バを水源とした代替循環冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力系（新設）による原子炉圧力容

容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源
装置により代替循環冷却系の電源を確保し，原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※１において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができず，代替循環冷却系が使用可能な場合※２※1：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で 300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源，冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている場合【1.8.2.2(1)ｃ．
】

ⅱ)

操作手順
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェ
ル部）の床面への落下遅延・防止）手順については，「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」にて整備する。

91

器への注水手段を整備。

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二
ⅲ)

備考

操作の成立性東二はサプレッション・チェン

上記の操作は，運転員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断

バを水源とした代替循環冷却した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで

系（新設）による原子炉圧力容

41 分以内で可能である。

器への注水手段を整備。

東二は代替循環冷却系の冷却(b) 代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保
炉心の著しい損傷が発生し，原子炉格納容器の過圧破損を防止するために代替循環冷却系

水として，既設の残留熱除去系の運転を実施する場合，代替原子炉補機冷却系により補機冷却水を確保し，代替循環冷却系

海水系，緊急用海水系（新設）で使用する残留熱除去系熱交換器（B）及び代替循環冷却系の運転可否の判断で使用する格及び可搬設備による代替残留

納容器内酸素濃度（CAMS）へ供給する。

熱除去系海水系のいずれかを使用する。上記冷却水の確保手
段は海を水源とした対応手順

ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，代替循環冷却系設備を使用する場合。

に記載。

※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放
射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
【1.7.2.1(1)b.(b)】ⅱ. 操作手順
代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保手順については，「1.7.2.1(1)b.(b)代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保」にて整備する。

92

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二ⅲ. 操作の成立性

備考
東二は代替循環冷却系の冷却

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運水として，既設の残留熱除去系

転員 2 名及び緊急時対策要員 13 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから運海水系，緊急用海水系（新設）

転員操作の系統構成完了まで約 115 分，緊急時対策要員操作の補機冷却水供給開始まで約及び可搬設備による代替残留

540 分で可能である。

熱除去系海水系のいずれかを

なお，炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原子炉補機冷却系を設置する場使用する。上記冷却水の確保手

合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を 2 班体制とし，交替し段は海を水源とした対応手順て対応する。

に記載。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

93

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(3) ろ過水タンクを水源とした対応手順

東海第二
(3)

重大事故等時，ろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を行う手順を整備する。

備考

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応手順

相違理由③④

重大事故等時，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，

相違理由③④

原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を行う
手順を整備する。

a. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水

ａ．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相違理由③④

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ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水手

相違理由③④段としては消火系がある。

子炉圧力容器への注水手段としては，消火系がある。

句読点の相違。

(a) 消火系によるろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水(a)

消火系による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

相違理由③④

常設の原子炉圧力容器への注水設備及び低圧代替注水系(常設)の注水機能が喪失した場

相違理由

常設の原子炉圧力容器への注水設備及び低圧代替注水系(常設)の注水機能が喪失した場
合，残存溶融炉心を冷却し原子炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱量を抑制する場

合，残存溶融炉心を冷却し原子炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱量を抑制する場

合，又は溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，消火系を起合，又は溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，消火系を起動し，ろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

動し，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を実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)(ⅰ)常設の原子炉圧力容器への注水設備，低圧代替注水系（常設）の注水機能喪失時の手順着手の判断基準

相違理由(ⅰ) 常設の原子炉圧力容器への注水設備，低圧代替注水系（常設）の注水機能喪失時の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

給水・復水系，非常用炉心冷却系及び低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器へ給水・復水系，原子炉隔離時冷却系，非常用炉心冷却系，低圧代替注水系（常設）の注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できな及び代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水い場合において，消火系及び注入配管が使用可能な場合※1。ただし，重大事故等へ対処

位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合において，消火系が使用可能するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

な場合※１。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発※1:設備に異常がなく，燃料及び水源(ろ過水タンク)が確保されている場合。

相違理由

生していない場合※1：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）が確保されている場合【1.4.2.1(1)a.(c)】【1.4.2.1(1)ａ．(d)】

94

相違理由⑥

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(ⅱ)残存溶融炉心の冷却のための消火系による原子炉圧力容器への注水

東海第二

備考

(ⅱ) 残存溶融炉心の冷却のための消火系による原子炉圧力容器への注水

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判断

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判した場合において，低圧代替注水系(常設)が使用できず，消火系による原子炉圧力容器断した場合において，低圧代替注水系（常設）及び代替循環冷却系が使用できず，消への注水が可能な場合※2。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必

火系による原子炉圧力容器への注水が可能な場合※２。ただし，重大事故等へ対処する

要な火災が発生していない場合。

ために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水温

格納容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認

計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検する。

知用）の上昇又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは

相違理由

格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
※2:原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量※2：原子炉格納容器内へのスプレイ及びペデスタル（ドライウェル部）への注水(140m3/h，35〜70m3/h)が確保され，さらに消火系により原子炉圧力容器への注水に必要な流量（130m３／h，80m３／h）が確保され，更に消火系により原子炉圧3に必要な流量(30m /h)が確保できる場合。

力容器への注水に必要な流量（14m３／h〜50m３／h）が確保できる場合

なお，十分な注水流量が確保できない場合には，溶融炉心の冷却を優先し効果的

なお，十分な注水流量が確保できない場合は原子炉格納容器内へのスプレイ

な注水箇所を選択する。

を優先する。
【1.4.2.1(3)a.(b) 】(ⅲ)溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための消火系による原【1.4.2.1(3)ａ．(c)】相違理由⑥(ⅲ) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための消火系による原子炉圧力容器への注水

子炉圧力容器への注水

炉心損傷を判断した場合※1 において，低圧代替注水系(常設)による原子炉圧力容器へ

炉心損傷を判断した場合※１において，低圧代替注水系（常設）及び代替循環冷却系の注水ができない場合において，消火系が使用可能な場合※2。ただし，重大事故等へ対による原子炉圧力容器への注水ができず，消火系が使用可能な場合※２。ただし，重大処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率※1：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，設計基が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内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

雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃

放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認し以上を確認した場合。

相違理由

た場合

※2:設備に異常がなく，電源，燃料及び水源(ろ過水タンク)が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）が確保されている場合【1.8.2.2(1)c.】【1.8.2.2(1)ｄ．
】

95

相違理由⑥

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ⅱ. 操作手順

東海第二ⅱ)

常設の原子炉圧力容器への注水設備，低圧代替注水系（常設）の注水機能喪失時の消

備考

操作手順

相違理由

常設の原子炉圧力容器への注水設備，低圧代替注水系（常設）の注水機能喪失時の消火系による原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(1)a.(c)消火系による原火系による原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(1)ａ．(d)子炉圧力容器への注水」，残存溶融炉心の冷却のための消火系による原子炉圧力容器へのる原子炉圧力容器への注水」，残存溶融炉心の冷却のための消火系による原子炉圧力容

注水手順については，「1.4.2.1(3)a.(b)消火系による残存溶融炉心の冷却」，溶融炉心器への注水手順については，「1.4.2.1(3)ａ．(c) 消火系による残存溶融炉心の冷の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための消火系による原子炉圧力容器へ

却」，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための消火系によるの注水手順については，「1.8.2.2(1)c.消火系による原子炉圧力容器への注水」にて整備

原子炉圧力容器への注水手順については，「1.8.2.2(1)ｄ．消火系による原子炉圧力容する。

器への注水」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性

ⅲ)

操作の成立性(ⅰ) 常設の原子炉圧力容器への注水設備，低圧代替注水系（常設）の注水機能喪失時の消火系による原子炉圧力容器への注水作業開始を判断してから，消火系による原子炉圧力容器への注水開始までの必要な要員
及び所要時間は以下のとおり。
残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)注入配管使用

上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉圧力容器への注水開始まで 56 分以内で可能である。

・1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて所要時間は約 30 分
残留熱除去系(C)注入配管使用

なお，原子炉圧力容器への注水が不要と判断し，原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合，原子炉格納容器内へのスプレイに必要な負荷の電源切替え操作を実施してから原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 5 分以内で可能である。

・1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名及び 5 号炉運転員 2 名にて所要時間は約 40 分
高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用
・1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名及び 5 号炉運転員 2 名にて所要時間は約 30 分（「1.4.2.1(3)a.(b)」消火系による残存溶融炉心の冷却」，「1.8.2.2(1)c.消火系
による原子炉圧力容器への注水」は炉心損傷状態での手順のため残留熱除去系(A)と残留熱除去系(B)注入配管のみを使用））
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

96

相違理由⑥

消火系によ

相違理由
相違理由

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東海第二(ⅱ) 残存溶融炉心の冷却のための消火系による原子炉圧力容器への注水
上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉圧力容器への注水開始まで 56 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

(ⅲ) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための消火系による原子炉圧力容器への注水
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名及び現場対応を運転
員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉圧力容器への注水開始まで 56 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

97

備考
相違理由

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b. ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

東海第二

備考

ｂ．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タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては，消火系がある。

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手段としては，

相違理由③④

相違理由③④

消火系がある。
(a)(a) 消火系による格納容器スプレイ

消火系による格納容器スプレイ

残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故障により使用できず，代替格納容器スプ

よる原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合，消火系を起動し，ろ過水タンクを水源とレイ冷却系（常設）及び代替循環冷却系により原子炉格納容器内にスプレイできない場合した原子炉格納容器へのスプレイを実施する。

は，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした消火系により原子炉格納容器内にス

スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整

相違理由

プレイする。

又はスプレイの起動/停止を行う。

スプレイ作動後は外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・
プール水位の上昇及び原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整又はスプレイの起動／停止を行う。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)(ⅰ)消火系による格納容器スプレイ（炉心損傷前）

手順着手の判断基準

相違理由(ⅰ) 消火系による格納容器スプレイ（炉心損傷前）

残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)及び代替格納容器スプレイ冷却系（常残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）設）による原子炉格納容器内へのスプレイができず，消火系が使用可能な場合※1 で，原及び代替循環冷却系による原子炉格納容器内へのスプレイができず，消火系が使用可

子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※2。ただし，重大事故等へ能な場合※１で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※２。

対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していな

相違理由

い場合
※1:設備に異常がなく，燃料及び水源(ろ過水タンク)が確保されている場合。

※1：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（ろ過水貯蔵タンク又は多目的タン※2:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力※2：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，ドライウェル

ク）が確保されている場合(D/W)，格納容器器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チ

圧力，サプレッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度，サプレッ

ェンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格

ション・チェンバ雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，原納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。

子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合【1.6.2.1(1)a.(b)】【1.6.2.1(1)ａ．(c)】

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相違理由⑥

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(ⅱ)消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ（炉心損傷後）

東海第二

備考

(ⅱ) 消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ（炉心損傷後）

炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)及

炉心損傷を判断した場合※１において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），

び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイができ

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替循環冷却系による原子炉格納容器内へず，消火系が使用可能な場合※2 で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到のスプレイができず，消火系が使用可能な場合※２で，原子炉格納容器内へのスプレイ達した場合※3。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が起動の判断基準に到達した場合※３。ただし，重大事故等へ対処するために消火系によ発生していない場合。

る消火が必要な火災が発生していない場合※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，※1：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，設計基設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲

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

気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認し確認した場合。

た場合※2:設備に異常がなく，燃料及び水源(ろ過水タンク)が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（ろ過水貯蔵タンク又は多目的タン※3:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力※3：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，原子炉格納容

相違理由ク）が確保されている場合(D/W)，格納容器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度又は原子炉圧力容器下鏡器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合

部温度指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。
【1.6.2.2(1)a.(b)】ⅱ. 操作手順【1.6.2.2(1)ａ．(c)】ⅱ)

消火系によるろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却手順については，

相違理由⑥

操作手順

相違理由

消火系による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相違理由③④⑥「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」及び「1.6.2.2(1)a.(b)

却手順については，「1.6.2.1(1)ａ．(c) 消火系による原子炉格納容器内へのスプレ

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ」にて整備する。

イ」及び「1.6.2.2(1)ａ．(c) 消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ」にて整備する。
操作の成立性

相違理由

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名及び現場対応を運転員等

相違理由

転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから消火系による（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで約 30 分で可能である。

炉格納容器内へのスプレイ開始まで 58 分以内で可能である。

ⅲ. 操作の成立性

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

ⅲ)

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

99

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c. ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水

東海第二ｃ．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

ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水手段としては消火系がある。

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手段として

備考
相違理由③④

相違理由③④は，消火系がある。
(a)(a) 消火系によるろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水

消火系による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相違理由③④

注水
炉心の著しい損傷が発生した場合，格納容器下部注水系(常設)による原子炉格納容器下部

炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）によりペデスへの注水機能が喪失した場合，消火系を起動し，ろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器

タル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない場合に，原子炉格納の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施する。

容器の破損を防止するため，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした消火系によ相違理由りペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。

炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。

また，原子炉圧力容器の破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却

また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融するため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器

炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を継続する。その際は，内の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到

サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデ達しないように崩壊熱相当の流量とする。

スタル（ドライウェル部）の水位を 2.25m〜2.75m に維持する。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)(ⅰ)原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準

手順着手の判断基準(ⅰ)

ペデスタル（ドライウェル部）水位確保操作の判断基準

損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注水系(常設)による原子炉格納容

炉心損傷を判断した場合※１で，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル

器下部への注水ができず，消火系が使用可能な場合※2。ただし，重大事故等へ対処する（ドライウェル部）への注水ができず，消火系が使用可能な場合※２。ただし，重大ために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合(ⅱ)原子炉圧力容器の破損後の原子炉格納容器下部への注水操作の判断基準※3(ⅱ)

原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水操作の判断基準

により原子炉圧力

原子炉圧力容器の破損の徴候※３及び破損によるパラメータの変化※４により原子炉容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系(常設)による原子炉格納容器下部へ

圧力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタルの注水ができず，消火系が使用可能な場合※2。ただし，重大事故等へ対処するために消（ドライウェル部）への注水ができず，消火系が使用可能な場合※２。ただし，重大

火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合

原子炉圧力容器の破損の徴候※4及び破損によるパラメータの変化

100

相違理由
相違理由

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東海第二※1:｢損傷炉心の冷却が未達成｣は，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が 300℃に達し

備考※1：「炉心損傷を判断」は，ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガ

た場合。

相違理由

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で 300℃以上を確認した場合※2:設備に異常がなく，燃料及び水源(ろ過水タンク)が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（ろ過水貯蔵タンク又は多目的タン※3:｢原子炉圧力容器の破損の徴候｣は，原子炉圧力容器内の水位の低下，制御棒の位※3：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪ク）が確保されている場合
置表示の喪失数増加及び原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確失），制御棒の位置表示の喪失数増加及び原子炉圧力容器温度（下鏡部）指認する。

示値が 300℃到達により確認する。

※4:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力容器内の圧力の※4：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇及び原子炉格納容器内の温度の上昇により温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積確認する。

検知用）の上昇又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しく
は格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
【1.8.2.1(1)c.】ⅱ. 操作手順【1.8.2.1(1)ｃ．
】ⅱ)

消火系によるろ過水タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水手順については，「1.8.2.1(1)c.消火系による原子炉格納容器下部への注水」にて整備する。

操作手順

相違理由

消火系による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

相違理由③④の注水手順については，「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」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，作業開始を判断してから消火系によるペデスタル（ドライウェル部）

相違理由

転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

格納容器下部への初期水張り開始を確認するまで約 30 分で可能である。

(ⅰ) ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名及び現場対応を運転
員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，54 分以内で可能である。
(ⅱ) 原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，1 分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

101

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d. ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水

東海第二

備考

ｄ．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

ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水手段としては，消火系がある。

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手段として相違理由③④
相違理由③④は，消火系がある。
(a)(a) 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

使用済燃料プールの冷却機能と注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏えいが発生した場合に，消火系を起動し，ろ過水タンクを水源とした使用済燃料プの漏えいが発生した場合に，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源としてディーゼルールへの注水を実施する。

駆動消火ポンプにより消防用ホース又は残留熱除去系Ｂ系ラインを経由して使用済燃料プ

消火系による使用済燃料プールへの注水については，ディーゼル駆動消火ポンプによ相違理由

ールへ注水する。

り残留熱除去系洗浄水ラインから残留熱除去系最大熱負荷ラインを経由して使用済燃料
プールへの注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ)

以下のいずれかの状況に至り，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水ができず，消火系が使用可能な場合※1。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

手順着手の判断基準

(ⅰ)

相違理由

消火栓を使用した使用済燃料プールへの注水の場合

相違理由

以下のいずれかの状況に至り，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）による使用済燃料プールへの注水ができ・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。

ず，消火系が使用可能な場合※1。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

消火が必要な火災が発生していない場合及び使用済燃料プールエリアへアクセスでき※1:設備に異常がなく，燃料及び水源(ろ過水タンク)が確保されている場合

る場合
・使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報が発生した場合・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合※1：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）が確保されている場合(ⅱ) 残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プールへの注水の場合以下のいずれかの状況に至り，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）による使用済燃料プールへの注水ができず，消火系が使用可能な場合※２。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合及び使用済燃料プールエリアへアクセスができない場合
・使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報が発生した場合・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）が確保されている場合【1.11.2.1(1)c.】【1.11.2.1(1)ｃ．
】102

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ⅱ. 操作手順

東海第二ⅱ)

消火系によるろ過水タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水手順については，「1.11.2.1(1)c.消火系による使用済燃料プールへの注水」にて整備する。

備考

操作手順

相違理由

消火系による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相違理由③④

注水手順については，「1.11.2.1(1)ｃ．消火系による使用済燃料プールへの注水」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運
転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系

ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，作業開始を判断してから消火系による使用済燃料プールへの注水開始

相違理由までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

による使用済燃料プールへの注水開始まで約 30 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す(ⅰ) 消火栓を使用した使用済燃料プールへの注水の場合る。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

上記の操作は，運転員等（当直運転員）4 名及び重大事故等対応要員 1 名にて作業を実施した場合，60 分以内で可能である。
(ⅱ) 残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プールへの注水の場合
上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名にて作業を実施した場合，105 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

103

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東海第二
(6)

復水貯蔵タンクを水源とした対応手順
重大事故等時，復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を行う手順を整備する。
ａ．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手段としては，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系及び制御棒駆動水圧系がある。
(a)

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が健全な場合は，中央制御室からの手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動し，復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，サプレッション・チェンバを水源として使用できない場合において，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合

ⅱ)

操作手順
復水貯蔵タンクを水源とした原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13−2 図に，タイムチャートを第 1.13−3 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に復水貯蔵タンクを水源とした
原子炉隔離時冷却系ポンプの手動起動を指示する。
②運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タンク水供給弁を開とする。
③運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タンク水供給弁が開となったことを確認後，原子炉隔離時冷却系サプレッション・プール水供給弁を閉とする。運転員等は，中央制御室にて，手動起動操作により，原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁，原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁及び原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁が開し，原子炉隔離時冷却系ポンプが起動したことを確認した後，発電長に報告する。
④運転員等は，中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉
隔離時冷却系系統流量指示値の上昇で確認し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点
以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように，指示する。

104

備考
相違理由⑤

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東海第二⑥運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系タービン回転数の調整により原

備考
相違理由⑤

子炉隔離時冷却系系統流量を調整することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持し，発電長に報告する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで 6 分以内で可能で
ある。

(b)

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が健全な場合は，中央制御室からの手動操作により高圧炉心スプレ
イ系を起動し，復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
給水・復水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，サプ
レッション・チェンバを水源として使用できない場合において，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合

ⅱ)

操作手順
復水貯蔵タンクを水源とした高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13−4 図に，タイムチャートを第 1.13−5 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に復水貯蔵タンクを水源とした
高圧炉心スプレイ系ポンプの手動起動を指示する。
②運転員等は，中央制御室にて，高圧炉心スプレイ系ポンプ入口弁（復水貯蔵タンク）を開とする。
③運転員等は，中央制御室にて，高圧炉心スプレイ系ポンプ入口弁（復水貯蔵タンク）が開となったことを確認後，高圧炉心スプレイ系ポンプ入口弁（サプレッション・プール）を閉とする。
④運転員等は，中央制御室にて，手動起動操作により高圧炉心スプレイ系ポンプが起動し，高圧炉心スプレイ系注入弁が開となったことを確認した後，発電長に報告する。
⑤運転員等は，中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを高圧炉
心スプレイ系系統流量指示値の上昇で確認し，発電長に報告する。

105

相違理由⑤

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東海第二

備考

⑥発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点

相違理由⑤

以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように，指示する。
⑦運転員等は，中央制御室にて，高圧炉心スプレイ系注入弁の開閉操作により高圧炉
心スプレイ系系統流量を調整することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持し，発電長に報告する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水開始まで 7 分以内で可能で
ある。

(c)

相違理由⑤

制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水
高圧炉心スプレイ系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系
及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合は，原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵タンクを水源とした制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧炉心スプレイ系，原子炉隔離時
冷却系及び高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）
以上に維持できない場合で，制御棒駆動水圧系が使用可能な場合【1.2.2.3(1)ｂ．
】

ⅱ)

操作手順
制御棒駆動水圧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手順については，「1.2.2.3(1)ｂ．制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水開始まで 4 分以内で可能で
ある。

106

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東海第二

備考

ｂ．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 相違理由⑤
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手段としては，補給水系がある。
(a)

補給水系による原子炉圧力容器への注水
常設の原子炉圧力容器への注水設備及び低圧代替注水系(常設)の注水機能が喪失した場
合，残存溶融炉心を冷却し原子炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱量を抑制する場
合，又は溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，補給水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を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準(ⅰ) 常設の原子炉圧力容器への注水設備，低圧代替注水系（常設）の注水機能喪失時の補給水系による原子炉圧力容器への注水
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系，非常用炉心冷却系，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系及び消火系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧
力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合において，補給水系が使用可能な場合※１※1：設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵タンク）が確保されている場合【1.4.2.1(1)ａ．(e)】(ⅱ) 残存溶融炉心の冷却のための補給水系による原子炉圧力容器への注水
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系及び消火系が使用できず，補給水系による原子炉圧力容器への注水が可能な場合※２※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しく
は格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認
する。

107

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備考

※2：原子炉格納容器内へのスプレイ及びペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な流量（130m３／h，80m３／h）が確保され，さらに補給水系により原子
炉圧力容器への注水に必要な流量（14m３／h〜50m３／h）が確保できる場合
なお，十分な注水流量が確保できない場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを優先する。
【1.4.2.1(3)ａ．(d)】(ⅲ) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための補給水系による原子炉圧力容器への注水
炉心損傷を判断した場合※１において，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系及び消火系による原子炉圧力容器への注水ができず，補給水系が使用可能な場合※２※1：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で 300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵タンク）が確保されている場合【1.8.2.2(1)ｅ．】

ⅱ)

操作手順
常設の原子炉圧力容器への注水設備，低圧代替注水系（常設）の注水機能喪失時の補給水系による原子炉圧力容器への注水手順については，「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」，残存溶融炉心の冷却のための補給水系による原子炉
圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(3)ａ．(d) 補給水系による残存溶融炉心の冷却」，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための補給水系
による原子炉圧力容器への注水手順については，「1.8.2.2(1)ｅ．補給水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

108

相違理由⑤

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ⅲ)

操作の成立性(ⅰ) 常設の原子炉圧力容器への注水設備，低圧代替注水系（常設）の注水機能喪失時の補給水系による原子炉圧力容器への注水
上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名及び重大事故等対応要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉圧力容器への注水開始まで 110 分以内で可能である。
なお，原子炉圧力容器への注水が不要と判断し，原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合，原子炉格納容器内へのスプレイに必要な負荷の電源切替え操作を実施してから原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 5 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
(ⅱ) 残存溶融炉心の冷却のための補給水系による原子炉圧力容器への注水
上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名及び重大事故等対応要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉圧力容器への注水開始まで 110 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
(ⅲ) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための補給水系による原子炉圧力容器への注水
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運転員
等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉圧力容器への注水開始まで 110 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

109

備考
相違理由⑤

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備考

ｃ．復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

相違理由⑤

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては，補給水系がある。
(a)

補給水系による格納容器スプレイ
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故障により使用できず，代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）及び代替循環冷却系により原子炉格納容器内にスプレイできない場合
は，復水貯蔵タンクを水源とした補給水系により原子炉格納容器内にスプレイする。
スプレイ作動後は外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・
プール水位の上昇及び原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整又はスプレイの起動／停止を行う。

ⅰ)

手順着手の判断基準(ⅰ) 補給水系による格納容器スプレイ（炉心損傷前）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循環冷却系及び消火系による原子炉格納容器内へのスプレイができない場
合において，補給水系が使用可能な場合※１で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※２※1：設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵タンク）が確保されている場合※2：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，ドライウェル
圧力，サプレッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度，サプレッ
ション・チェンバ雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合【1.6.2.1(1)ａ．(d)】

110

相違理由⑤

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備考

(ⅱ) 補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ（炉心損傷後）
炉心損傷を判断した場合※１において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），
代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循環冷却系及び消火系による原子炉格納容器内へのスプレイができず，補給水系が使用可能な場合※２で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※３※1：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で 300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵タンク）が確保されている場合※3：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，原子炉格納容
器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合【1.6.2.2(1)ａ．(d)】ⅱ)

操作手順
補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却手順について
は，「1.6.2.1(1)ａ．(d) 補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ」及び「1.6.2.2(1)ａ．(d) 補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ」にて整備する。

ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 111 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

111

相違理由⑤

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二ｄ．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
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手段としては，補給水系がある。
(a)

補給水系による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
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，復水貯蔵タンクを水源とした補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融
炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を実施する。その際は，サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を 2.25m〜2.75m に維持する。

ⅰ)

手順着手の判断基準(ⅰ) ペデスタル（ドライウェル部）水位確保操作の判断基準
炉心損傷を判断した場合※１で，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができず，補給水系が使用可能な場合※２(ⅱ) 原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水操作の判断基準
原子炉圧力容器の破損の徴候※３及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※４により原子炉圧力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができず，補給水系が使用可能
な場合※２
※1：
「炉心損傷を判断」は，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
温度で 300℃以上を確認した場合

112

備考
相違理由⑤

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

※2：設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵タンク）が確保されている場合※3：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪失），制御棒の位置表示の喪失数増加及び原子炉圧力容器温度（下鏡部）指示
値が 300℃到達により確認する。
※4：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
【1.8.2.1(1)ｄ．】
ⅱ)

操作手順
補給水系による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手順については，「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」にて整
備する。

ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

(ⅰ) ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運転員
等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 4 名にて実施した場合，108 分以内で可能である。
(ⅱ) 原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，1 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

113

相違理由⑤

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(4) 防火水槽を水源とした対応手順

東海第二
(5)

備考

西側淡水貯水設備を水源とした対応手順

相違理由⑥⑧⑦

重大事故等時，防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，フ重大事故等時，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，原子炉格納容器内

相違理由⑧⑦⑰

ィルタ装置への補給，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プーの冷却，フィルタ装置スクラビング水補給，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへのルへの注水/スプレイを行う手順を整備する。

注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを行う手順を整備する。
なお，注水等に利用する代替淡水源は，代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備があるが，常設

東二は代替淡水貯槽を水源と設備による注水等に利用する水源は，代替淡水貯槽であり，可搬設備による注水等に優先してした常設・可搬設備による対応

利用する水源は，西側淡水貯水設備である。

手順及び可搬設備による西側
淡水貯水設備を水源とした対応手順を整備しているため，可搬設備を使用する場合に優先して利用する水源を記載。

a. 防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水(淡水/海水)

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送水（淡水/海水）

原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水，原子原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールの冷却に用いる常設の設備が使用できない場合に可炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールの冷却に用いる常設の設備が使用できない場合に可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による各種注水を行う。また，フィルタ装置の水位が搬型代替注水中型ポンプによる各種注水を行う。また，フィルタ装置スクラビング水の水位低下した場合に可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による補給を行う。

が低下した場合に可搬型代替注水中型ポンプによる補給を行う。

相違理由⑧⑦③

相違理由⑰③

本手順では緊急時対策要員による水源特定，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)の配本手順では災害対策本部による水源特定，可搬型代替注水中型ポンプの配置，高所東側接体制の相違。

置，建屋及びスクラバ接続口までのホース接続及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)

続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口及びフィルタ装置

相違理由③⑥⑰による送水までの手順を整備し，建屋及びスクラバ接続口から注水等が必要な箇所までの操作

スクラビング水補給ライン接続口までのホース接続及び可搬型代替注水中型ポンプによる送手順については各条文にて整備する。(手順のリンク先については，1.13.2.1(4)b.〜

水までの手順を整備し，高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子

1.13.2.1(4)g.に示す。)

炉建屋西側接続口及びフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口から注水等が必要な箇所までの操作手順については各条文にて整備する。
（手順のリンク先については，「1.13.2.1(5)ｂ．〜1.13.2.1(5)ｇ．」に示す。
）

114

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)の水源は，防火水槽(淡水)を優先して使用する。

可搬型代替注水中型ポンプの水源は，西側淡水貯水設備（淡水）を優先して使用する。淡水

淡水による各種注水が枯渇等により継続できないおそれがある場合は海水による各種注水に切による各種注水が枯渇等により継続できない場合は海水による各種注水に切り替えるが，西側

り替えるが，防火水槽を経由して注水が必要な箇所へ送水することにより，各種注水を継続し淡水貯水設備を経由して注水が必要な箇所へ送水することにより，各種注水を継続しながら淡ながら淡水から海水への切替えが可能である。

水から海水への水源の切替えが可能である。

備考
相違理由③⑧⑦⑰

相違理由⑰

ただし，フィルタ装置への補給は淡水補給のみとする。なお，防火水槽への淡水補給は，

ただし，フィルタ装置スクラビング水補給は原則淡水補給のみとする。なお，西側淡水貯水「1.13.2.2(2)a.淡水貯水池から防火水槽への補給」及び「1.13.2.2(2)b.淡水タンクから防火設備への淡水補給及び海水補給は，「1.13.2.2(2)ａ．可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡東二はフィルタ装置スクラビ

水槽への補給」の手順にて，防火水槽への海水補給は，「1.13.2.2(2)c.海から防火水槽への水貯水設備への補給（淡水／海水）」の手順にて実施する。

ング水補給には原則淡水のみ利用する運用。

補給」の手順にて実施する。

相違理由⑧⑦
東二は西側淡水貯水設備への補給項目は，淡水補給と海水補給をまとめて記載。
（水源：代替淡水貯槽，淡水タ
ンク，海）柏崎は補給水源ごとに補給項目を分けて記載。

115

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

水源特定/可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)配置/建屋及びスクラバ接続口までのホ

水源特定，可搬型代替注水中型ポンプ配置，高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建ース接続/送水の一連の流れはどの対応においても同じであり，水源から建屋及びスクラバ接屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口及びフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口

区切り符号の相違。
相違理由③

続口までの距離により配置，台数及びホース数量が決まる。

までのホース接続及び送水の一連の流れはどの対応においても同じであり，水源から高所東

東二は接続口までの距離に関側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口及びフィルタ

係なく可搬型代替注水中型（大装置スクラビング水補給ライン接続口までの距離によりホース数量が決まる。

型）ポンプの配置及び台数は全て同じ対応。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

なお，水源と建屋及びスクラバ接続口の選択は，水源と建屋及びスクラバ接続口の距離が最

なお，水源と高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西短となる組み合わせを優先して選択する。（可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プー

側接続口の選択は，高所東側接続口又は高所西側接続口を優先する。高所東側接続口又は高東二はフィルタ装置スクラビ

ル代替注水については，送水先が建屋接続口だけでなく原子炉建屋内に敷設したホースに接続

所西側接続口が使用できない場合は，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口を使

ング水の補給は，補給開始までする手段もある。）

用する。

の時間に関係なく水源優先順

高所東側接続口又は高所西側接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，西側淡水貯相違理由③位にて実施。

水設備の蓋開放，ポンプ設置，ホース敷設，ホース接続及び送水準備）を考慮し，送水開始

東二は接続口の選択は西側淡までの時間が最短となる組み合わせを優先して選択する。西側淡水貯水設備を水源とした原水貯水設備を水源とする場合，

子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウ

高所東側接続口又は高所西側

ェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを実施する場合は，送水開始までの接続口を優先し，送水開始まで時間が最短となる高所西側接続口を優先して使用する。

の時間が最短となる箇所を選

原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，西側淡水貯水設備の蓋開放，ポンプ設置，ホース敷設，原子炉建屋西側接続口の蓋開放，ホース接続及び送水準備）を考慮し，送水開始までの時間が最短となる組み合わせを優先して選択する。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，原子炉格納容器
内の冷却，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの
注水／スプレイを実施する場合は，送水開始までの時間が最短となる原子炉建屋西側接続口を優先して使用する。

116

択。

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(a) 手順着手の判断基準

東海第二
(a)

備考

手順着手の判断基準

復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ及びろ過水タンクを水源とした原子炉圧力容器へ

代替淡水貯槽（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合），サプレッション・チェンの注水等の各種注水ができず，淡水貯水池及び淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷

バ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へ

柏崎は淡水貯水池及び淡水貯設してあるホースが使用できる場合。また，フィルタ装置の水位が通常水位を下回ると判断の注水等の各種注水ができない場合。また，フィルタ装置スクラビング水の水位が通常水

水池から防火水槽の間にあらした場合。

位を下回ると判断した場合かじめ敷設してあるホースが相違理由②①③④⑤

使用可能であることを判断基準とする。（東二はあらかじめ敷設してあるホースを使用する対応手段はない）
相違理由⑰(b) 操作手順

(b)

操作手順

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水手順の概略は以下のとおり。概要図

可搬型代替注水中型ポンプによる送水手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13−6 図を第 1.13.2 図に，タイムチャートを第 1.13.3 図に，各種注水ルート図を第 1.13.35 図に示に，タイムチャートを第 1.13−7 図に，ホース敷設図を第 1.13−17 図及び第 1.13−20 図にす。

示す。
【可搬型代替注水中型ポンプ 2 台による高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口への送水を行う場合】

相違理由③⑰
図の名称の相違。

東二は注水等における各接続口への送水手順とフィルタ装
置スクラビング水補給ライン
接続口への送水手順に分けて記載。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。
東二は西側淡水貯水設備を水源とした送水手段（フィルタ装
置スクラビング水補給除く）は可搬型代替注水中型ポンプ 2 台
を直列に接続し送水。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

117

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型ポ 東二は発電長と災害対策本部
ンプによる送水を依頼する。

長代理間の連絡等の対応実施。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

①緊急時対策本部は，プラントの被災状況に応じて可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2②災害対策本部長代理は，プラントの被災状況に応じて可搬型代替注水中型ポンプによる 相違理由⑥③

級)による各種注水を行うことを決定し，各種注水のための建屋及びスクラバ接続口の各種注水を行うことを決定し，各種注水のための高所東側接続口，高所西側接続口，原場所及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)の配置箇所を決定する。

子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口の場所を決定する。
③災害対策本部長代理は，発電長に送水のための接続口の場所を連絡する。

相違理由④災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水中型ポンプによる西側淡 東二は接続口の指示を手順に
水貯水設備を水源とした送水準備のため，接続口の場所を指示する。
②緊急時対策要員は，指示を受けた配置箇所へ可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)を移動させる。

記載。

⑤重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を西側淡水貯水設備に配置し， 相違理由⑥③
西側淡水貯水設備の蓋を開放後，可搬型代替注水中型ポンプ付属の水中ポンプユニット
1 台目を西側淡水貯水設備へ設置する。
⑥重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプ付属の水中ポンプユニット 1 台目の 相違理由
吐出側ホースを可搬型代替注水中型ポンプ付属の水中ポンプユニット 2 台目の吸込口に接続する。

③緊急時対策要員は，水源※1 から建屋及びスクラバ接続口までのホース敷設，系統構成を行う。

⑦重大事故等対応要員は，西側淡水貯水設備から指示された接続口までのホース敷設を行 相違理由⑥③⑰
う。

東二はホースを接続口へ接続するまでを系統構成とする。

⑧ａ高所東側接続口，高所西側接続口又は原子炉建屋東側接続口を選択する場合重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
⑧ｂ原子炉建屋西側接続口を選択する場合重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口の蓋を開放し，接続口へホースの接続
を行う。

118

東二は接続口ごとの対応を記載。
東二は接続口ごとの対応を記載。

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）④緊急時対策要員は，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水準備完了を報告する。

東海第二

備考

⑨発電長は，災害対策本部長代理に建屋内の系統構成が完了したことを連絡する。

相違理由⑩重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型ポンプによる送水

相違理由⑥③

準備完了を報告する。
⑪災害対策本部長代理は，発電長に可搬型代替注水中型ポンプによる送水の開始を連絡

相違理由

する。
⑫災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水中型ポンプによる送水開始を指示する。
⑬重大事故等対応要員は，接続口の弁の全閉を確認後，可搬型代替注水中型ポンプ 1 台

東二は送水開始の指示を手順
に記載。
相違理由

目を起動し，可搬型代替注水中型ポンプ付属の水中ポンプユニット 2 台目吸込口までのホースの水張り及び空気抜きを行う。
⑭重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプ 2 台目を起動し，接続口までのホ

相違理由

ースの水張り及び空気抜きを行う。
⑮重大事故等対応要員は，空気抜き完了後，接続口の弁を開とし，送水を開始したこと
を災害対策本部長代理に報告する。
⑯災害対策本部長代理は，発電長に可搬型代替注水中型ポンプによる送水を開始したこ

東二は送水開始の報告を行う
ことを手順に記載。
相違理由とを連絡する。
⑤緊急時対策要員は，緊急時対策本部の指示を受け，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又はA-2 級)を起動し注水/補給を実施する。注水/補給中は可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又⑰重大事故等対応要員は，注水中はホースの結合金具付きの可搬型圧力計で圧力を確認しながら可搬型代替注水中型ポンプの回転数を操作する。

相違理由⑥③柏崎の緊急時対策本部からのは A-2 級)付きの圧力計で圧力を確認しながら可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)

指示による注水/補給の実施手を操作する。

順は，東二の手順⑫〜⑯に記載。
東二は当該手順は注水手順のため，「補給」は記載不要。
相違理由⑰

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二※1:海水取水時には，ホース先端にストレーナを取り付け，海面より低く着底しない位

備考
東二は水中ポンプユニットの吸込口に常時ストレーナ設置。

置に取水部分を固定することにより，ホースへの異物の混入を防止する。
【可搬型代替注水中型ポンプによるフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水を行う場合】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型
ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水中型ポンプよる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準備のため，フィルタ装置
スクラビング水補給ライン接続口への送水準備を指示する。
③重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプを西側淡水貯水設備に配置し，可搬型代替注水中型ポンプ付属の水中ポンプユニットを西側淡水貯水設備へ設置する。
④重大事故等対応要員は，西側淡水貯水設備から接続口までのホースを敷設，フィルタ装
置スクラビング水補給用の蓋を開放する。
⑤重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
⑥発電長は，災害対策本部長代理にフィルタ装置スクラビング水補給の系統構成が完了したことを連絡する。
⑦重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型ポンプによる送水準備完了を報告する。
⑧災害対策本部長代理は，発電長に可搬型代替注水中型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑨災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水中型ポンプによる送水開始を指示する。
⑩重大事故等対応要員は，接続口の弁の全閉を確認後，可搬型代替注水中型ポンプを起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行う。
⑪重大事故等対応要員は，空気抜き完了後，接続口の弁を開とし，送水を開始したこと
を災害対策本部長代理に報告する。
⑫災害対策本部長代理は，発電長に可搬型代替注水中型ポンプによる送水を開始したことを連絡する。

120

相違理由

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性

東海第二
(c)

備考

操作の成立性

上記の操作は，1 ユニット当たり可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)1 台又は 2 台を

上記の操作は，重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断して使用した場合は 1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又から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開始まで，高所

載内容の相違。

は A-2 級)3 台を使用した場合は 1 ユニット当たり緊急時対策要員 3 名にて作業を実施し，作東側接続口に接続した場合において 150 分以内，高所西側接続口に接続した場合において以降，同様の相違理由による業開始を判断してから建屋近傍の防火水槽を水源とした送水を開始するまでの所要時間は以

140 分以内，原子炉建屋東側接続口に接続した場合において 320 分以内，原子炉建屋西側接ものは相違理由 と示す。

下のとおりである。

続口に接続した場合において 205 分以内，フィルタ装置スクラビング水補給ラインの接続

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)1 台を使用した場合（ホースの接続先：SFP 接続

設備及び体制の違いによる記口に接続した場合において 175 分以内で可能である。

口，スクラバ接続口，ウェル接続口）：約 110 分
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)2 台を使用した場合（ホースの接続先：SFP 接続口）：約 125 分
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)3 台を使用した場合（ホースの接続先：MUWC 接続口，SFP 接続口）：約 125 分
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整る。可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であ備する。可搬型代替注水中型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な

り，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。

作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。

構内のアクセスルートの状況を考慮して防火水槽から送水先へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

相違理由③

構内のアクセスルートの状況を考慮して西側淡水貯水設備から送水先へホースを敷設し， 相違理由⑧⑦
送水ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における 相違理由③
作業性についても確保している。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。

東二は高放射線量状況での操作の成立性について記載。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

121

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

東海第二

備考

ｂ．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相違理由⑧⑦

注水
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原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水手段としては，低圧代替注水系（可搬型）がある。

注水手段としては，低圧代替注水系（可搬型）がある。

(a) 低圧代替注水系（可搬型）による防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水(a)

低圧代替注水系（可搬型）による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

相違理由⑧⑦

相違理由⑧⑦

給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合，残給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合，残存溶融炉心を冷却し原子炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱量を抑制する場合，又は存溶融炉心を冷却し原子炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱量を抑制する場合，又は溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，低圧代替注水系（可溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，低圧代替注水系（可搬型）を起動し，防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

搬型）を起動し，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を実施する。

相違理由⑧⑦ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ)

相違理由

(ⅰ)給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合

手順着手の判断基準(ⅰ) 給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合の低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水の低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器へ

圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合において，低圧代の注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持で替注水系(可搬型)及び注入配管が使用可能な場合※1。

きない場合において，低圧代替注水系（可搬型）が使用可能な場合※１※1:設備に異常がなく，燃料及び水源(防火水槽)が確保されている場合。

※1：設備に異常がなく，燃料及び水源（西側淡水貯水設備）が確保されている場合【1.4.2.1(1)a.(b)】【1.4.2.1(1)ａ．(b)】

122

相違理由

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東海第二(ⅱ)残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への備考(ⅱ) 残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

注水

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判判断した場合において，低圧代替注水系(常設)及び消火系が使用できず，低圧代替

断した場合において，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が可

注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水が可能な場合※2。

能な場合※２※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水温

格納容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認

計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検する。

知用）の上昇又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは

相違理由

格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
※2:原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量※2：原子炉格納容器内へのスプレイ及びペデスタル（ドライウェル部）への注水(140m3/h，35〜70m3/h)が確保され，さらに低圧代替注水系(可搬型)により原子炉に必要な流量（130m３／h，30m３／h〜80m３／h）が確保され，更に低圧代替注3

水系（可搬型）により原子炉圧力容器への注水に必要な流量（14m３／h〜50m３

圧力容器への注水に必要な流量(30m /h)が確保できる場合。
なお，十分な注水流量が確保できない場合は溶融炉心の冷却を優先し効果的な／h）が確保できる場合

注水箇所を選択する。

なお，十分な注水流量が確保できない場合は原子炉格納容器内へのスプレイを優先する。
【1.4.2.1(3)a.(c)】(ⅲ)溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系【1.4.2.1(3)ａ．(e)】(ⅲ) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水※1

炉心損傷を判断した場合

相違理由⑥（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
炉心損傷を判断した場合※１において，給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び非常において，低圧代替注水系(常設)及び消火系による原子炉圧※2

力容器への注水ができない場合において，低圧代替注水系(可搬型)が使用可能な場合 。

用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，低圧代替注水系（可搬型）が使用可能な場合※２※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，※1：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，設計基設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気

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

放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確

放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認し認した場合。

た場合※2:設備に異常がなく，電源，燃料及び水源(防火水槽)が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（西側淡水貯水設備）が確保されている場合【1.8.2.2(1)b.】【1.8.2.2(1)ｂ．
】

123

相違理由

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ⅱ. 操作手順

東海第二
ⅱ)

操作手順

給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合の給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合の低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(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手順については，「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)」，ａ．(b)残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水

残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順については，「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)」，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するの冷却（淡水／海水）」，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順については，

ための低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順については，「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「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)」にて整備する。

水）」にて整備する。

ⅲ)

相違理由

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）」，手順については，「1.4.2.1(3)a.(c)低圧代替注水系(可搬型)による残存溶融炉心ⅲ. 操作の成立性

備考

相違理由⑥

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧

相違理由

力容器への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
［交流電源が確保されている場合］
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運【交流動力電源が確保されている場合】

相違理由⑰【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子相違理由

転員 2 名及び緊急時対策要員 3 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧

炉圧力容器への注水の場合）】

代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水開始まで残留熱除去系(B)，残留熱除・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を

去系(A)，残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)及び高圧炉心注水系(C)のいずれの注入配管を使用した場合においても約 125 分で可能である。（「1.4.2.1(3)a.(c)低圧代替注水

実施した場合，140 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子系(可搬型)による残存溶融炉心の冷却(淡水/海水)」，「1.8.2.2(1)b.低圧代替注水系(可炉圧力容器への注水の場合）】搬型)による原子炉圧力容器への注水(淡水/海水)」は炉心損傷状態での手順のため残留熱・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を除去系(A)と残留熱除去系(B)注入配管のみを使用）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

実施した場合，150 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，205 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，320 分以内で可能である。

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）［全交流動力電源が喪失している場合］
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対東海第二【全交流動力電源が喪失している場合】【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉圧力容器へ策要員 3 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系(可搬型)にの注水の場合）】よる原子炉圧力容器への注水開始まで，残留熱除去系(A)の注入配管を使用した場合にお・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等

いては約 150 分，残留熱除去系(B)，残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)及び高圧炉心
注水系(C)のいずれの注入配管を使用した場合においても約 125 分で可能である。

対応要員 8 名にて作業を実施した場合，165 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，165 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，205 分以内で可能である。
【現場操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧
力容器への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，320 分以内で可能である。

（「1.4.2.1(3)a.(c)低圧代替注水系(可搬型)による残存溶融炉心の冷却(淡（「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)」，「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水／海水）」，「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)」は炉心損傷状態での手順のため全交流動力電源喪失時は使用の注水（淡水／海水）」は炉心損傷状態での手順のため全交流動力電源喪失時は使用できない。）

できない。）

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

備考

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ
からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

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相違理由

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c. 防火水槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

東海第二

備考

ｃ．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防火水槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては代替格納容器スプレイ冷却系

相違理由⑧⑦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手段としては，代替格納容器スプ相違理由⑧⑦（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水/海水）がある。

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）がある。

句読点の相違。

(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による防火水槽を水源とした原子炉格納容器内の(a)

相違理由⑧⑦

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格

冷却

納容器内の冷却残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故障により使用できず，代替格納容器スプ

消火系による原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合，代替格納容器スプレイ冷却系

レイ冷却系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉格納容器内への（可搬型）を起動し，防火水槽を水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。

スプレイができない場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容

スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整

相違理由

器内にスプレイする。

又はスプレイの起動/停止を行う。

スプレイ作動後は外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・
プール水位の上昇及び原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整又はスプレイの起動／停止を行う。

なお，本手順はプラント状況により可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の接続先を複数ある接

なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により可搬型代替注水中型ポンプの接続

続口から任意に選択できる構成としている。

先を複数ある接続口から任意に選択できる構成としている。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)(ⅰ)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(淡手順着手の判断基準

相違理由(ⅰ) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ(淡水/海水)（炉心損傷前）

水/海水)（炉心損傷前）

残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

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が及び消火系による原子炉格納容器内へのスプレイができない場合において，代替格納容できない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※１

器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※1 で，原子炉格納容器内へのスプレイ起で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※２

相違理由

※2

動の判断基準に到達した場合 。
※1:設備に異常がなく，燃料及び水源(防火水槽)が確保されている場合。

※1：設備に異常がなく，燃料及び水源（西側淡水貯水設備）が確保されている場合※2:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力※2：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，ドライウェル(D/W)，格納容器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェ

圧力，サプレッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度，サプレッ

ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，格納容器ス

ション・チェンバ雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，原プレイ起動の判断基準に達した場合。

子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合【1.6.2.1(1)a.(c)】【1.6.2.1(1)ａ．(e)】

126

相違理由⑥

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(ⅱ)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ(淡

東海第二

備考

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

水/海水)（炉心損傷後）

炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)，

炉心損傷を判断した場合※１において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

よる原子炉格納容器内へのスプレイができず，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬ができず，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※2 で，原子炉格納型）が使用可能な場合※２で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達し

※3

相違理由

た場合※３

容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合 。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，※1：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，設計基設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲

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

気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認し確認した場合。

た場合※2:設備に異常がなく，燃料及び水源(防火水槽)が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（西側淡水貯水設備）が確保されて※3:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力※3：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，原子炉格納いる場合(D/W)，格納容器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度又は原子炉圧力容器下鏡

容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合

部温度指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。
【1.6.2.2(1)a.(c)】【1.6.2.2(1)ａ．(e)】

相違理由⑥

操作手順

相違理由

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による防火水槽を水源とした原子炉格納容器内

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による西側淡水貯水設備を水源とした原子炉

相違理由⑧⑦⑥の冷却手順については，「1.6.2.1(1)a.(c)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によ

格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.1(1)ａ．(e) 代替格納容器スプレイ冷却系

る原子炉格納容器内へのスプレイ(淡水/海水)」及び「1.6.2.2(1)a.(c)代替格納容器スプ（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水／海水）」及び「1.6.2.2(1)

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)」にて整備す

ａ．(e)

る。

（淡水／海水）」にて整備する。

ⅱ. 操作手順ⅱ)

127

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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ⅲ. 操作の成立性

東海第二
ⅲ)

備考

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によ

相違理由

る原子炉格納容器内へのスプレイ開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
［交流電源が確保されている場合］
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運【交流動力電源が確保されている場合】

相違理由⑰【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所西側接続口による原子相違理由

転員 2 名及び緊急時対策要員 3 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替

炉格納容器内へのスプレイの場合）】

格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで約 125

・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

実施した場合，140 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，150 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，205 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，320 分以内で可能である。

128

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）［全交流動力電源が喪失している場合］
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対東海第二【全交流動力電源が喪失している場合】【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉格納容器内策要員 3 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却へのスプレイの場合）】

系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで約 125 分で可能である。

・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，215 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，215 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実作業を施した場合，215 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，320 分以内で可能である。

（「1.6.2.2(1)a.(c)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内（「1.6.2.2(1)ａ．(e)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納へのスプレイ(淡水/海水)」は炉心損傷状態での手順のため全交流動力電源喪失時は使用容器内へのスプレイ（淡水／海水）」は炉心損傷状態での手順のため全交流動力電源できない。）

喪失時は使用できない。）

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

備考

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

129

相違理由

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

d. 防火水槽を水源としたフィルタ装置への補給

東海第二

備考

ｄ．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

防火水槽を水源としたフィルタ装置への補給手段としては可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）によるフィルタ装置水位調整がある。

相違理由⑧⑦⑰

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手段としては，可搬型代

相違理由⑧⑦⑰
句読点の相違。

替注水中型ポンプによるフィルタ装置水位調整がある。

相違理由③(a) 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）によるフィルタ装置水位調整(水張り)(a)

残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，フィルタ装置又は代替フィルタ装置により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。

可搬型代替注水中型ポンプによるフィルタ装置スクラビング水補給

相違理由③⑰

残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，

相違理由

格納容器圧力逃がし装置により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。

フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達する前に，可搬型代替注水ポンプ

フィルタ装置の水位が通常水位（水位低）である 2,530mm を下回り，下限水位である（A-2 級）を起動し，防火水槽を水源としたフィルタ装置補給水ラインからフィルタ装置へ

1,325mm に到達する前に，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り水張りを実施する。

フィルタ装置へ水張りを実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ)

フィルタ装置の水位が通常水位を下回ると判断した場合。

手順着手の判断基準

相違理由

フィルタ装置水位指示値が 1,500mm 以下の場合

相違理由【1.5.2.1(1)a.(d)】【1.5.2.1(1)ａ．(b)】【1.5.2.1(2)a.(c)】【1.5.2.1(2)ａ．(b)】【1.7.2.1(1)a.(c)】【1.7.2.1(1)ｂ．(c)】【1.7.2.1(2)a.(c)】【1.7.2.1(2)ａ．(c)】ⅱ. 操作手順

ⅱ)

相違理由⑥

操作手順

相違理由

防火水槽を水源としたフィルタ装置のフィルタ装置水位調整(水張り)手順については，

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手順については，

相違理由⑧⑦⑰⑥「1.5.2.1(1)a.(d)フィルタ装置水位調整(水張り)」及び「1.7.2.1(1)a.(c)フィルタ装置「1.5.2.1(1)ａ．(b) フィルタ装置スクラビング水補給」及び「1.7.2.1(1)ｂ．(c)

水位調整(水張り)」にて整備する。

フィルタ装置スクラビング水補給」にて整備する。

130

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ⅲ. 操作の成立性
防火水槽を水源としたフィルタ装置への補給操作は，炉心損傷をしていない場合は，1

東海第二
ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，作業開始を判断してからフィルタ装置スクラビング水補給の開始まで

相違理由

ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから水の必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

源と送水ルートの特定，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の配置〜送水準備及びフィルタ装【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置スクラビング

置補給用接続口使用による可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による注水開始まで約 65 分，フ

水補給】

ィルタ装置水位調整(水張り)完了まで約 125 分で可能である。

・上記の操作は，重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，175 分以内で可能

炉心損傷をしている場合は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要である。

員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定，可搬格納容器圧力逃がし装置格納槽付属室における操作は，フィルタ装置スクラビング水型代替注水ポンプ(A-2 級)の配置〜送水準備及びフィルタ装置補給用接続口使用による可が格納容器ベント開始後 7 日間は補給操作が不要となる水量を保有していることから，搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による注水開始まで約 65 分，フィルタ装置水位調整(水張り)

大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しているとともに，格納容器完了まで約 125 分で可能である。

圧力逃がし装置格納槽の遮蔽壁により作業が可能な放射線環境である。

炉心損傷がない状況下での格納容器ベントを実施した場合は，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低く，作業は可能である。

備考

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，フィルタ装置スク

なお，炉心損傷後の屋外における本操作は，格納容器ベント実施後の短期間において，

ラビング水補給として使用する可搬型代替注水中型ポンプの保管場所に使用工具及びホフィルタ装置水の蒸発によるフィルタ装置の水位低下は評価上想定されないため，フィルースを配備する。車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，タ装置水位調整（水張り）操作を実施することはないと考えられるが，作業時の被ばくに暗闇における作業性についても確保する。

よる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

131

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e. 防火水槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

東海第二ｅ．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

防火水槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水手段としては格納容器下部注水系(可搬

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手段としては，格納容器下部注

備考
相違理由⑧⑦
相違理由⑧⑦型)がある。

水系（可搬型）がある。

句読点の相違。

(a) 格納容器下部注水系(可搬型)による防火水槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水(a)

相違理由⑧⑦

格納容器下部注水系（可搬型）による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

炉心の著しい損傷が発生した場合，格納容器下部注水系(常設)による原子炉格納容器下部

炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補への注水機能が喪失した場合，格納容器下部注水系(可搬型)を起動し，防火水槽を水源とし給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水機能が喪失した場合，原子炉格納容

た原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施する。

器の破損を防止するため格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル

炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじ

相違理由部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。

め原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。

炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。

また，原子炉圧力容器の破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却

また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融するため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器

炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を継続する。その際内の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到は，サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，達しないように崩壊熱相当の流量とする。

ペデスタル（ドライウェル部）の水位を 2.25m〜2.75m に維持する。

なお，本手順はプラント状況により復水補給水系外部接続口及び消火系連結送水口を任意

なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により原子炉建屋西側接続口，原子炉建に選択できる構成としている。

屋東側接続口，高所西側接続口及び高所東側接続口を任意に選択できる構成としている。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)(ⅰ)原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準

手順着手の判断基準(ⅰ) ペデスタル（ドライウェル部）水位確保操作の判断基準

損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注水系(常設)及び消火系による原炉心損傷を判断した場合※１で，格納容器下部注水系（可搬型）が使用可能な場合※２

子炉格納容器下部への注水ができず，格納容器下部注水系(可搬型)が使用可能な場合※2。
(ⅱ)原子炉圧力容器の破損後の原子炉格納容器下部への注水操作の判断基準(ⅱ) 原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水操作の判断基準

原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力

原子炉圧力容器の破損の徴候※３及び破損によるパラメータの変化※４により原子炉容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系(常設)，消火系による原子炉格納容

圧力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給水器下部への注水ができず，格納容器下部注水系(可搬型)が使用可能な場合※2。

系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができず，格納容器下部注水系（可※1:｢損傷炉心の冷却が未達成｣は，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が 300℃に達し搬型）が使用可能な場合※２

た場合。

※1：
「炉心損傷を判断」は，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
温度で 300℃以上を確認した場合

132

相違理由
相違理由

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東海第二※2:設備に異常がなく，燃料及び水源(防火水槽)が確保されている場合。

備考※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（西側淡水貯水設備）が確保されて

相違理由

いる場合
※3:｢原子炉圧力容器の破損の徴候｣は，原子炉圧力容器内の水位の低下，制御棒の位※3：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪置表示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認

失），制御棒の位置表示の喪失数増加及び原子炉圧力容器温度（下鏡部）指示する。

値が 300℃到達により確認する。

※4:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力容器内の圧力の※4：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水温低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇及び原子炉格納容器内の温度の上昇により計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検確認する。

知用）の上昇又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
【1.8.2.1(1)b.】ⅱ. 操作手順【1.8.2.1(1)ｂ．
】
操作手順

相違理由

格納容器下部注水系(可搬型)による防火水槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水

格納容器下部注水系（可搬型）による西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器

相違理由⑧⑦⑰

手順については，「1.8.2.1(1)b.格納容器下部注水系(可搬型)による原子炉格納容器下部

下部への注水手順については，「1.8.2.1(1)ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペへの注水(淡水/海水)」にて整備する。

デスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運
転員 2 名及び緊急時対策要員 3 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子ⅱ)

ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，作業開始を判断してから格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタ

相違理由

ル（ドライウェル部）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

炉格納容器下部への初期水張り開始を確認するまで約 125 分で可能である。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，140 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，150 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）
への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，205 分以内で可能である。

133

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部） 相違理由
への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，320 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整る。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

備する。格納容器下部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプからのホ可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分なースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易

作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

に実施可能である。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作

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

作業性についても確保する。

f. 防火水槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

ｆ．西側淡水貯水設備を水源とした原子炉ウェルへの注水

防火水槽を水源とした原子炉ウェルへの注水手段としては，格納容器頂部注水系がある。

相違理由⑧⑦西側淡水貯水設備を水源とした原子炉ウェルへの注水手段としては，格納容器頂部注水系

相違理由⑧⑦⑫（可搬型）がある。
(a) 格納容器頂部注水系による原子炉ウェル注水(淡水/海水)(a)

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉建屋の水素爆発を防止する場合に，格納容器頂部注水系を起動し，防火水槽を水源とした原子炉ウェルへの注水を実施する。
原子炉ウェルへ注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉

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

相違理由⑫⑰

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，相違理由

西側淡水貯水設備を水源として格納容器頂部注水系（可搬型）により原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への水

建屋への水素ガス漏えいを抑制する。

素漏えいを抑制する。

ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ)

炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の温度が 171℃を超えるおそれがある場合で，格納容器頂部注水系が使用可能な場合※2。

手順着手の判断基準

相違理由

炉心損傷を判断した場合※１において，ドライウェル雰囲気温度指示値が 190℃に到達

相違理由

した場合で，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水ができず，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が可能な場合※２※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設※1：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

計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放

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

射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認しモニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合た場合。
※2:設備に異常がなく，燃料及び水源（防火水槽）が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，燃料及び水源（西側淡水貯水設備）が確保されている場合【1.10.2.1(1)a.】【1.10.2.1(1)ｂ．
】

134

相違理由⑥

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ⅱ. 操作手順

東海第二
操作手順

相違理由

格納容器頂部注水系による防火水槽を水源とした原子炉ウェルへの注水手順について

格納容器頂部注水系（可搬型）による西側淡水貯水設備を水源とした原子炉ウェルへ

相違理由⑫⑧⑦⑥

は，「1.10.2.1(1)a.格納容器頂部注水系による原子炉ウェル注水(淡水/海水)」にて整備の注水手順については，「1.10.2.1(1)ｂ．格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉する。

ウェルへの注水（淡水／海水）」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 2 名にて作

ⅱ)

備考

ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，作業開始を判断してから，格納容器頂部注水系（可搬型）による原子相違理由

業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器頂部注水系による原子炉ウェル注水

炉ウェルへの注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

開始まで約 110 分で可能である。

【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，140 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，150 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場
合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，205 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場
合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，320 分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路の確保，防護具及び通信連絡設備を整備する。可搬

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備

型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スを整備する。低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプからペースを確保していることから，容易に実施可能である。

のホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることか
ら，容易に実施可能である。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

相違理由⑰

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発

なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発による水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠による水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水する水位を維持することにより，原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温水する水位を維持することにより，原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。

度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。

135

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

ｇ．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／スプレイg. 防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ
防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手段としては，燃料プール代替

相違理由⑧⑦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／スプレイ手段としては，代替

注水系がある。

燃料プール注水系（可搬型）がある。

(a) 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水(a)

代替燃料プール注水系による注水ライン／常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プ

相違理由⑧⑦⑫

相違理由⑫⑱

ールへの注水
使用済燃料プールの冷却機能と注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水えいが発生した場合に，燃料プール代替注水系を起動し，防火水槽を水源とした使用済燃料の漏えいが発生した場合に，西側淡水貯水設備を水源として代替燃料プール注水系（注水

プールへの注水を実施する。

ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した可搬型代替注水中型ポンプにより使用済燃料プ

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)1 台又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)1 台により，常設ス

相違理由ールへ注水する。

プレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水が可能である。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)で送水が可能となるよう準備を行うが，可搬型
代替注水ポンプ(A-1 級)の準備ができない場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)で常設ス
プレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ)

以下のいずれかの状況に至った場合。

手順着手の判断基準

相違理由

以下のいずれかの状況に至り，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水

相違理由

・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。

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並びに消・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

火系による使用済燃料プールへの注水ができない場合
・使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報が発生した場合・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合【1.11.2.1(1)a.】ⅱ. 操作手順【1.11.2.1(1)ｂ．
】

ⅱ)

相違理由⑥

操作手順

相違理由
相違理由⑫⑧⑦⑰⑥

燃料プール代替注水系による防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレ

代替燃料プール注水系による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

イ手順については，「1.11.2.1(1)a.燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを

水手順については，「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使用した使用済燃料プールへの注水(淡水/海水)」にて整備する。

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）」にて整備する。

136

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

ⅲ. 操作の成立性

東海第二
ⅲ)

備考

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 2 名にて作

上記の操作は，作業開始を判断してから可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プ

相違理由

業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへの注水開始まで 110 分以ール注水系（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

内で可能である。

開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場
合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，140 分以内で可能である。
【現場操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，140 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場
合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，150 分以内で可能である。
【現場操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，150 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，205 分以内で可能である。
【現場操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，205 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，320 分以内で可能である。
【現場操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，320 分以内で可能である。

137

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備

る。可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具でを整備する。代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）として使用すあり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

る可搬型代替注水中型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作

備考
相違理由

業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

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

(b) 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水

相違理由⑱

使用済燃料プールの冷却機能と注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏えいが発生した場合に，使用済燃料プール代替注水系を起動し，防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水を実施する。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)1 台又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)1 台により，可搬型
スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水が可能である。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)で送水が可能となるよう準備を行うが，可搬型
代替注水ポンプ(A-1 級)の準備ができない場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)で可搬型
スプレイヘッダから使用済燃料プールへの注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至り，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
水ができない場合。
・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。
・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。
【1.11.2.1(1)b.】ⅱ. 操作手順
燃料プール代替注水系による防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレ
イ手順については，「1.11.2.1(1)b.燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水(淡水/海水)」にて整備する。

138

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

ⅲ. 操作の成立性

相違理由⑱

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへの注水開始までの所要時間は以下のとおり。
SFP 可搬式接続口使用の場合:約 110 分
原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合:約 120 分
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。
(c) 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレ(b)

代替燃料プール注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプ

イ

相違理由⑥⑫

レイ

使用済燃料プールの大規模な水の漏えいが発生した場合に，燃料プール代替注水系を起動し，防火水槽を水源とした使用済燃料プールへのスプレイを実施する。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に低下

相違理由

し，燃料プール代替注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，西側淡

使用済燃料プールからの大規模な水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に低下

水貯水設備を水源として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（常設スし，使用済燃料プール注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，燃料プ

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を実施することで使用済燃料プール代替注水系を起動し，常設スプレイヘッダを使用したスプレイを実施することで使用済

ール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。

燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。
なお，可搬型代替注水ポンプは(A-2 級)2 台を並列に連結し，さらに可搬型代替注水ポン
プ(A-1 級)1 台を直列に連結して使用する。
ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)

使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，さらに以下のいずれかの状況に至った場合。

手順着手の判断基準

相違理由

使用済燃料プール水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に相違理由至り，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）

・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。

を使用した使用済燃料プールへのスプレイができない場合

・使用済燃料貯蔵ラック上端+6000mm を下回る水位低下を使用済燃料貯蔵プール水位・温度にて確認した場合。

・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合
・使用済燃料貯蔵ラック上端+6,668mm を下回る水位低下を使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）にて確認した場合【1.11.2.2(1)a.】【1.11.2.2(1)ｂ．】

139

相違理由⑥

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

ⅱ. 操作手順

東海第二
ⅱ)

備考

操作手順

相違理由

燃料プール代替注水系による防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレ

代替燃料プール注水系による西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへのス

相違理由⑫⑧⑦⑰⑥

イ手順については，「1.11.2.2(1)a.燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダをプレイ手順については，「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使用した使用済燃料プールへのスプレイ(淡水/海水)」にて整備する。

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）」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 3 名にて作ⅲ)

上記の操作は，作業開始を判断してから可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プ

相違理由

業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへのスプレイ開始まで 125

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開始まで分以内で可能である。

の必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，140 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，150 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプ
レイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，205 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプ
レイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，320 分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備

る。可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具でを整備する。代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替あり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

注水中型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

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

140

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東海第二(d) 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプ

備考
相違理由⑱

レイ
使用済燃料プールの大規模な水の漏えいが発生した場合に，燃料プール代替注水系を起動し，防火水槽を水源とした使用済燃料プールへのスプレイを実施する。
使用済燃料プールからの大規模な水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下し，使用済燃料プール注水設備による注水を実施しても水位が維持できない場合に常設ス
プレイヘッダを優先して使用するが，外的要因(航空機衝突又は竜巻等)により，常設スプレ
イヘッダの機能が喪失した場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)1 台及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)1 台，又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)2 台により，可搬型スプレイヘッダを使用したスプレイを実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。
なお，可搬型代替注水ポンプは(A-1 級)1 台及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)1 台を直列に連結，又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)2 台を直列に連結して使用する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至り，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ができない場合。
・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。
・使用済燃料貯蔵ラック上端+6000mm を下回る水位低下を使用済燃料貯蔵プール水位・温度にて確認した場合。
【1.11.2.2(1)b.】ⅱ. 操作手順
燃料プール代替注水系による防火水槽を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレ
イ手順については，「1.11.2.2(1)b.燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ(淡水/海水)」にて整備する。

141

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二ⅲ. 操作の成立性

備考
相違理由⑱

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへのスプ
レイ開始までの所要時間は以下のとおり。
SFP 可搬式接続口使用の場合:約 125 分
原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合:約 135 分
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
屋内作業の室温は，事象初期に可搬型スプレイヘッダの設置を実施するため通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

142

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二
(6)

代替淡水貯槽を水源とした対応手順（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
重大事故等時，代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，フィルタ装置スクラビング水補給，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを行う手順を整備する。
ａ．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（淡水/海水）
原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールの冷却に用いる常設の設備が使用できない場合に，可搬型代替注水大型ポンプによる各種注水を行う。また，フィルタ装置スクラビング水の水位が低下した場合に可搬型代替注水大型ポンプによる補給を行う。
本手順では，災害対策本部による水源特定，可搬型代替注水大型ポンプの配置，原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口及びフィルタ装
置スクラビング水補給ライン接続口までのホース接続及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水までの手順を整備し，原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口
又は高所西側接続口及びフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口から注水等が必要な箇所までの操作手順については各条文にて整備する。（手順のリンク先については，「1.13.2.1(6)ｂ．〜1.13.2.1(6)ｇ．」に示す。）
可搬設備による注水等に使用する水源は，西側淡水貯水設備（淡水）を優先して使用するが，西側淡水貯水設備を水源として使用できない場合は，代替淡水貯槽（淡水）を使用する。淡水による各種注水が枯渇等により継続できない場合は海水による各種注水に切り替え
るが，代替淡水貯槽を経由して注水が必要な箇所へ送水することにより，各種注水を継続しながら淡水から海水への水源の切替えが可能である。
ただし，フィルタ装置スクラビング水補給は原則淡水補給のみとする。なお，代替淡水貯槽への淡水補給及び海水の補給は，「1.13.2.2(1)ａ．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／海水）」の手順にて実施する。

143

備考
相違理由①

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二水源特定，可搬型代替注水大型ポンプの配置，原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口及びフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続
口までのホース接続及び送水の一連の流れはどの対応においても同じであり，水源から原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口及びフィル
タ装置スクラビング水補給ライン接続口までの距離及び選択する接続口（送水能力）によりホース数量が決まる。
なお，水源と原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口の選択は，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口を優先する。原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口が使用できない場合は，高所東側接続口又は高所西側接続口を使用する。
原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，代替淡水貯槽の蓋開放，ポンプ設置，ホース敷設，原子炉建屋西側接続口の蓋開放，ホース接続及び送水準備）を考慮し，送水開始までの時間が最短となる組み合わせを優先して選択する。代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを実施する場合は，送水開始までの時間が最短となる原子炉建屋西側接続口を優先して使用する。
高所東側接続口又は高所西側接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，代替淡水貯槽の蓋開放，ポンプ設置，ホース敷設，ホース接続及び送水準備）を考慮し，送水開始までの時間が最短となる組み合わせを優先して選択する。代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを実施する場合は，送水開始までの時間が最短となる高所西側接続口を優先して使用する。
(a)

手順着手の判断基準
代替淡水貯槽（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合），サプレッション・チェン
バ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク，復水貯蔵タンク及び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等の各種注水ができない場合。また，フィルタ装置スクラビン
グ水の水位が通常水位を下回ると判断した場合

(b)

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13−6
図に，タイムチャートを第 1.13−7 図に，ホース敷設図を第 1.13−18 図及び第 1.13−21
図に示す。

144

備考
相違理由①

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

【可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口への送水を行う場合】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型
ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長代理は，プラントの被災状況に応じて可搬型代替注水大型ポンプによる各種注水を行うことを決定し，各種注水のための原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口の場所を決定する。
③災害対策本部長代理は，発電長に送水のための接続口の場所を連絡する。
④災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる代替
淡水貯槽を水源とした送水準備のため，接続口の場所を指示する。
⑤重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを代替淡水貯槽に配置し，代替淡水貯槽の蓋を開放後，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを代替淡水貯槽へ設置する。
⑥重大事故等対応要員は，代替淡水貯槽から指示された接続口までのホース敷設を行う。
⑦ａ原子炉建屋東側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口を選択する場合重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
ｂ⑦ 原子炉建屋西側接続口を選択する場合重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口の蓋を開放し，接続口へホースの接続を行う。
⑧発電長は，災害対策本部長代理に建屋内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑨重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる送水準備完了を報告する。
⑩災害対策本部長代理は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑪災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を指示する。
⑫重大事故等対応要員は，接続口の弁の全閉を確認後，可搬型代替注水大型ポンプを起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行う。
⑬重大事故等対応要員は，空気抜き完了後，接続口の弁を開とし，送水を開始したこと
を災害対策本部長代理に報告する。
⑭災害対策本部長代理は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水を開始したことを連絡する。
⑮重大事故等対応要員は，注水中は可搬型代替注水大型ポンプ付きの圧力計で圧力を確認しながら可搬型代替注水大型ポンプの回転数を操作する。

145

相違理由①

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二【可搬型代替注水大型ポンプによるフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水を行う場合】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型
ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプよる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準備のため，フィルタ装置スク
ラビング水補給ライン接続口への送水準備を指示する。
③重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを代替淡水貯槽に配置し，代替淡水貯槽の蓋を開放後，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを代替淡水貯槽へ設置する。
④重大事故等対応要員は，代替淡水貯槽から接続口までのホースを敷設し，フィルタ装
置スクラビング水補給用の蓋を開放する。
⑤重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
⑥発電長は，災害対策本部長代理にフィルタ装置スクラビング水補給の系統構成が完了したことを連絡する。
⑦重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる送水準備完了を報告する。
⑧災害対策本部長代理は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑨災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を指示する。
⑩重大事故等対応要員は，接続口の弁の全閉を確認後，可搬型代替注水大型ポンプを起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行う。
⑪重大事故等対応要員は，空気抜き完了後，接続口の弁を開とし，送水を開始したこと
を災害対策本部長代理に報告する。
⑫災害対策本部長代理は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水を開始したことを連絡する。

146

備考
相違理由①

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

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東海第二
(c)

操作の成立性
上記の操作は，重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから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開始まで，原子炉建屋東側接続口に接続した場合において 535 分以内，原子炉建屋西側接続口に接続した場合において 170 分以内，高所東側接続口に接続した場合において 215 分以内，高所西側接続口に接続した場合において 175 分以内，フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口に接続した場合において 180 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して代替淡水貯槽から送水先へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。

147

備考
相違理由①

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東海第二

備考

ｂ．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
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手段としては，低圧代替注水系（可搬型）がある。

(a)

低圧代替注水系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水
給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合，残存溶融炉心を冷却し原子炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱量を抑制する場合，又は溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，低圧代替注水系（可搬型）を起動し，代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準(ⅰ) 給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合の低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持できない場合において，低圧代替注水系（可搬型）が使用可能な場合※１※1：設備に異常がなく，燃料及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合【1.4.2.1(1)ａ．(b)】

148

相違理由①

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東海第二

備考

(ⅱ) 残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が可
能な場合※２※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しく
は格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
※2：原子炉格納容器内へのスプレイ及びペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な流量（130m３／h，30m３／h〜80m３／h）が確保され，更に低圧代替注
水系（可搬型）により原子炉圧力容器への注水に必要な流量（14m３／h〜50m３／h）が確保できる場合
なお，十分な注水流量が確保できない場合は原子炉格納容器内へのスプレイを優先する。
【1.4.2.1(3)ａ．(e)】(ⅲ) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
炉心損傷を判断した場合※１において，給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，低圧代替注水系（可搬型）が使用可能な場合※２※1：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で 300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている
場合【1.8.2.2(1)ｂ．】

149

相違理由①

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東海第二
ⅱ)

操作手順

相違理由①

給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合の低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水手順については，「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）」，

残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順については，「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）」，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順については，「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）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【交流動力電源が確保されている場合】【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，170 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，535 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，175 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，215 分以内で可能である。

150

備考

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東海第二【全交流動力電源が喪失している場合】【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，170 分以内で可能である。
【現場操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧
力容器への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，535 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，175 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，215 分以内で可能である。
（「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）」，「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）」は炉心損傷状態での手順のため全交流動力電源喪失時は使用できない。）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることか
ら，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

151

備考

相違理由①

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東海第二

備考

ｃ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

相違理由①

代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては，代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水/海水）がある。

(a)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容
器内の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故障により使用できず，代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉格納容器内へのスプレイができない場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内にスプレイする。
スプレイ作動後は外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・
プール水位の上昇及び原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整又はスプレイの起動／停止を行う。
なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により可搬型代替注水中型ポンプの接続
先を複数ある接続口から任意に選択できる構成としている。

ⅰ)

手順着手の判断基準(ⅰ) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ(淡水/海水)（炉心損傷前）
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ができない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※１
で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※２※1：設備に異常がなく，燃料及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合※2：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，ドライウェル
圧力，サプレッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度，サプレッ
ション・チェンバ雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合【1.6.2.1(1)ａ．(e)】152

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東海第二

備考

(ⅱ) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ(淡水/海水)（炉心損傷後）
炉心損傷を判断した場合※１において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内へのスプレイができず，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※２で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※３※1：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で 300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている
場合※3：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合【1.6.2.2(1)ａ．(e)】ⅱ)

操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.1(1)ａ．(e) 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）」及び「1.6.2.2(1)ａ．(e)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）」にて整備する。

153

相違理由①

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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東海第二
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【交流動力電源が確保されている場合】【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，170 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，535 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，175 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，215 分以内で可能である。

154

備考
相違理由①

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東海第二【全交流動力電源が喪失している場合】【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，195 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，535 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，195 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，215 分以内で可能である。
（「1.6.2.2(1)ａ．(e)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）」は炉心損傷状態での手順のため全交流動力電源
喪失時は使用できない。）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

155

備考
相違理由①

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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東海第二

備考

ｄ．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

相違理由①

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手段としては，可搬型代替注
水大型ポンプによるフィルタ装置水位調整がある。

(a)

可搬型代替注水大型ポンプによるフィルタ装置スクラビング水補給
残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，格納容器圧力逃がし装置により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。
フィルタ装置の水位が通常水位（水位低）である 2,530mm を下回り，下限水位である
1,325mm に到達する前に，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りフィルタ装置へ水張りを実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
フィルタ装置水位指示値が 1,500mm 以下の場合【1.5.2.1(1)ａ．(b)】【1.5.2.1(2)ａ．(b)】【1.7.2.1(1)ｂ．(c)】【1.7.2.1(2)ａ．(c)】

ⅱ)

操作手順
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手順については，「1.5.2.1(1)ａ．(b) フィルタ装置スクラビング水補給」及び「1.7.2.1(1)ｂ．(c)フィルタ装置スクラビング水補給」にて整備する。

156

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東海第二ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してからフィルタ装置スクラビング水補給の開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置スクラビング
水補給】・上記の操作は，重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，180 分以内で可能である。
格納容器圧力逃がし装置格納槽付属室における操作は，フィルタ装置スクラビング水が格納容器ベント開始後 7 日間は補給操作が不要となる水量を保有していることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しているとともに，格納容器
圧力逃がし装置格納槽の遮蔽壁により作業が可能な放射線環境である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，フィルタ装置スク
ラビング水補給として使用する可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

157

備考
相違理由①

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二ｅ．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
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手段としては，格納容器下部注水系（可搬型）がある。

(a)

格納容器下部注水系（可搬型）による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
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水機能が喪失した場合，原子炉格納容器の破損を防止するため格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融
炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を継続する。その際は，サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，
ペデスタル（ドライウェル部）の水位を 2.25m〜2.75m に維持する。
なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により原子炉建屋西側接続口，原子炉建屋東側接続口，高所西側接続口及び高所東側接続口を任意に選択できる構成としている。

ⅰ)

手順着手の判断基準(ⅰ) ペデスタル（ドライウェル部）水位確保操作の判断基準
炉心損傷を判断した場合※１で，格納容器下部注水系（可搬型）が使用可能な場合※２

158

備考
相違理由①

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東海第二

備考

(ⅱ) 原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水操作の判断基準
原子炉圧力容器の破損の徴候※３及び破損によるパラメータの変化※４により原子炉
圧力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができず，格納容器下部注水系（可搬型）が使用可能な場合※２※1：「炉心損傷を判断」は，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
温度で 300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源，燃料及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている
場合※3：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪失），制御棒の位置表示の喪失数増加及び原子炉圧力容器温度（下鏡部）指示値が 300℃到達により確認する。
※4：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しく
は格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
【1.8.2.1(1)ｂ．】
ⅱ)

操作手順
格納容器下部注水系（可搬型）による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手順については，「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）」にて整備する。

159

相違理由①

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東海第二
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから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）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，170 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，535 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，175 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，215 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。格納容器下部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

160

備考
相違理由①

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

ｆ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

相違理由①

代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水手段としては，格納容器頂部注水系（可搬型）がある。
(a)

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
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，代替淡水貯槽を水源として格納容器頂部注水系（可搬型）により原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への水素漏えいを抑制する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※１において，ドライウェル雰囲気温度指示値が 190℃に到達した場合で，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水ができず，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が可能な場合※２※1：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で 300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，燃料及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合【1.10.2.1(1)ｂ．
】

ⅱ)

操作手順
格納容器頂部注水系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注
水手順については，「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）」にて整備する。

161

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東海第二
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場
合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，170 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場
合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，535 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，175 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，215 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることか
ら，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。
なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発による水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水する水位を維持することにより，原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。

162

備考
相違理由①

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東海第二

備考

ｇ．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

相違理由①

代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ手段としては，代替燃料
プール注水系（可搬型）がある。
(a)

代替燃料プール注水系による注水ライン／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
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏えいが発生した場合に，代替淡水貯槽を水源として代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した可搬型代替注水大型ポンプにより使用済燃料プールへ注水する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至り，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並びに消火系による使用済燃料プールへの注水ができない場合
・使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報が発生した場合・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合【1.11.2.1(1)ｂ．
】

ⅱ)

操作手順
代替燃料プール注水系による代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水手順については，「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）」にて整備する。

ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから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開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，170 分以内で可能である。

163

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東海第二【現場操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，170 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて作業を実施した場合，535 分以内で可能である。
【現場操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，535 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場
合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて作業を実施した場合，175 分以内で可能である。
【現場操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，175 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場
合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び現場対応を重大事故等対応要員 8 名
にて作業を実施した場合，215 分以内で可能である。
【現場操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，215 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

164

備考
相違理由①

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備考

(b) 代替淡水貯槽を水源とした代替燃料プール注水系による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
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏えいが発生した場合に，代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を優先して使用するが，代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）の機能が喪失した場合は，代替淡水貯槽を水源として代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した可搬型代替注水大型ポンプにより使用済燃料プールへ注水する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合・使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報が発生した場合・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合
ただし，使用済燃料プールエリアへアクセスできる場合【1.11.2.1(1)ｃ．
】

ⅱ)

操作手順
代替燃料プール注水系による代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水手順については，「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）
」にて
整備する。

ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから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開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，435 分以内で可能である。
【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，370 分以内で可能である。

165

相違理由①

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東海第二

備考

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備

相違理由①を整備する。また，速やかに作業が開始できるように，原子炉建屋内で使用する資機材
は作業場所近傍に配備する。代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

(c)

代替燃料プール注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプ
レイ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に低下
し，燃料プール代替注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，代替淡水貯槽を水源として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を実施することで使用済燃料プール
内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
使用済燃料プール水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至り，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ができない場合
・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合
・使用済燃料貯蔵ラック上端+6,668mm を下回る水位低下を使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）にて確認した場合【1.11.2.2(1)ｂ．】

ⅱ)

操作手順
代替燃料プール注水系による代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへのスプレ
イ手順については，「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）」にて整備する。

166

相違理由①

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東海第二
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから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開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプ
レイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，170 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプ
レイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，535 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，175 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，215 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替
注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

167

備考
相違理由①

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東海第二
(d)

備考

代替燃料プール注水系による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
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下し，燃料プール代替注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，常設
スプレイヘッダを優先して使用するが，常設スプレイヘッダの機能が喪失した場合は，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（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を実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著し
い損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
使用済燃料プール水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至り，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ができない場合。
ただし，使用済燃料プールエリアへアクセスできる場合
・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合
・使用済燃料貯蔵ラック上端+6668mm を下回る水位低下を使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）にて確認した場合【1.11.2.2(1)ｃ．】

ⅱ)

操作手順
代替燃料プール注水系による代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへのスプレ
イ手順については，「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）」にて整備する。

168

相違理由①

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東海第二
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから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開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，435 分以内で可能である。
【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，370 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるように，原子炉建屋内で使用する資機材
は作業場所近傍に配備する。代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

169

備考
相違理由①

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東海第二(5) 淡水貯水池を水源とした対応手順（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）

備考
相違理由⑨

重大事故等時，淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，フィルタ装置への補給，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水/スプレイを行う手順を整備する。
a. 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水，原子炉
ウェルへの注水及び使用済燃料プールの冷却に用いる常設の設備が使用できない場合に，淡水
貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースを使用し可搬型代替注水ポンプ(A-1
級又は A-2 級)による各種注水を行う。また，フィルタ装置の水位が低下した場合に可搬型代
替注水ポンプ(A-2 級)による補給を行う。
本手順では緊急時対策要員による水源の確保，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)の配置，建屋及びスクラバ接続口までのホース接続及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2級)による送水までの手順を整備し，建屋及びスクラバ接続口から注水等が必要な箇所までの操作手順については各条文にて整備し，手順のリンク先については，1.13.2.1(5)b.〜1.13.2.1(5)g.に示す。
水源の確保/可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)配置/建屋及びスクラバ接続口までのホース接続/送水の一連の流れはどの対応においても同じであり，水源から建屋及びスクラバ
接続口までの距離により配置，台数及びホース数量が決まる。
なお，水源の確保と建屋及びスクラバ接続口の選択は，水源と建屋及びスクラバ接続口の距離が最短となる組み合わせを優先して選択する。（可搬型スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水については，送水先が建屋接続口だけでなく原子炉建屋内に敷設したホースに接続する手段もある。）(a) 手順着手の判断基準
復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ，ろ過水タンク及び防火水槽を水源とした原子炉
圧力容器への注水等の各種注水ができず，淡水貯水池及び淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合。

170

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東海第二(b) 操作手順

備考
相違理由⑨

淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）手順の概略は以下のとおり。概要図を第 1.13.4
図に，タイムチャートを第 1.13.5 図に，各種注水ルート図を第 1.13.35 図に示す。
［水源確保（淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)への送水）］①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員に淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)への送水を指示する。
②緊急時対策要員は，淡水貯水池大湊側第一送水ライン出口弁又は淡水貯水池大湊側第二送水ライン出口弁を全開とし，送水ラインの水張りを開始する。
③緊急時対策要員は，水張りしながら送水ラインの敷設状況に異常がないことを確認する。
④緊急時対策要員は，送水ラインにホースとホース接続継手を接続し，淡水貯水池大湊側
第一送水ライン No.14 防火水槽供給弁又は淡水貯水池大湊側第二送水ライン No.14 防火
水槽供給弁を全開とする。
⑤緊急時対策要員は，送水ライン水張り及びホース接続継手と可搬型代替注水ポンプ(A-1
級又は A-2 級)吸管の接続完了後，ホース接続継手に取付けられている弁を全開とし，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)へ淡水貯水池の水を送る。
［淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水］①緊急時対策本部は，プラントの被災状況に応じて可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2級)による各種注水を行うことを決定し，各種注水のための建屋，スクラバ接続口の場
所及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)の配置箇所を決定する。
②緊急時対策要員は，指示を受けた配置箇所へ可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)を移動させる。
③緊急時対策要員は，ホース接続継手から建屋及びスクラバ接続口までのホース敷設と系
統構成を行う。
④緊急時対策要員は，「淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)への送水」作業が完了していることを確認する。
⑤緊急時対策要員は，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水準備完了を報告する。
⑥緊急時対策要員は，緊急時対策本部の指示を受け，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又はA-2 級)を起動し注水/補給を実施する。注水/補給中は可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)付きの圧力計で圧力を確認しながら可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)を操作する。

171

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東海第二(c) 操作の成立性

備考
相違理由⑨

［水源確保（淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)への送水）］
上記の操作は，緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)へ淡水貯水池の水を送るまでの所要時間は以下のとおりである。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)1 台又は 2 台を使用した場合：約 110 分
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)3 台を使用した場合：約 125 分
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
なお，緊急時対策本部からフィルタ装置の使用等による現場からの一時退避指示があった
場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)吸管が接続されているホース接続継手の分岐ラインに取り付けられている弁を開状態にした上で退避する。
構内のアクセスルートの状況を考慮して淡水貯水池から送水先へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
［淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水］
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからあらかじめ敷設してあるホースを使用した淡水貯水池を水源とした送水を開始するまでの所要時間は以下のとおりである。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)1 台を使用した場合（ホースの接続先：SFP 接続
口，スクラバ接続口，ウェル接続口）：約 115 分
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)2 台を使用した場合（ホースの接続先：SFP 接続口）：約 125 分
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)3 台を使用した場合（ホースの接続先：MUWC 接続口，SFP 接続口）：約 140 分
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して淡水貯水池から送水先へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

172

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

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東海第二b. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水（あ

備考
相違理由⑨

らかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水手段
としては，低圧代替注水系(可搬型)がある。
(a) 低圧代替注水系(可搬型)による淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水
給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水が場合，残存溶融炉心を冷却し原子炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱量を抑制する場合，又は溶融炉心の原
子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，低圧代替注水系（可搬型）を起動し，淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準(ⅰ)給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合の低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水
給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉
圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合において，低圧代
替注水系(可搬型)及び注入配管が使用可能な場合※1。
※1:設備に異常がなく，燃料及び水源(淡水貯水池)が確保されている場合。
【1.4.2.1(1)a.(b)】(ⅱ)残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧代替注水系(常設)及び消火系が使用できず，低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水が可能な場合※2。
※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納容器内圧力指示値の上昇及びドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。
※2:原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量(140m3/h，35〜70m3/h)が確保され，更に低圧代替注水系(可搬型)により原子炉圧
力容器への注水に必要な流量(30m3/h)が確保できる場合。
なお，十分な注水流量が確保できない場合は溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。
【1.4.2.1(3)a.(c)】173

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東海第二(ⅲ)溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系

備考
相違理由⑨

(可搬型)による原子炉圧力容器への注水(淡水/海水)
炉心損傷を判断した場合※1 において，低圧代替注水系(常設)及び消火系による原子炉
圧力容器への注水ができない場合において，低圧代替注水系(可搬型)が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率
が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内
雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃
以上を確認した場合。0※2:設備に異常がなく，電源，燃料及び水源(淡水貯水池)が確保されている場合。
【1.8.2.2(1)b.】ⅱ. 操作手順
給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合の低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水手順については，「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)」，残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(3)a.(c)低圧代替注水系(可搬型)による残存溶融炉心の冷却(淡水/海水)」，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水手順については，「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)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性［交流電源が確保されている場合］
低圧代替注水系(可搬型)による淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転
員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水開始まで残留熱除去系(B)，残留熱除去系(A)，残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)及び高圧炉心注水系(C)のいずれの注入配管を使用した場合においても約 140 分で可能である。（「1.4.2.1(3)a.(c)低圧代替注水系(可搬型)による残存溶融炉心の冷却(淡水/海水)」，「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)」は炉心損傷状態での手順のため残留熱除去系(B)と残留熱除去系(A)注入配管のみを
使用）

174

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東海第二円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

備考
相違理由⑨

る。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。
［全交流動力電源が喪失している場合］
低圧代替注水系(可搬型)による淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転
員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水開始まで残留熱除去系(A)の注入配管を使用した場合においては約 150 分，残留熱除去系(B)，残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)及び高圧炉心注水系(C)のいずれの注入配管を使用した場合においても約 140 分で可能である。（「1.4.2.1(3)a.(c)低圧代替注水系(可搬型)による残存
溶融炉心の冷却(淡水/海水)」，「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)」は炉心損傷状態での手順のため全交流動力電源喪失時は使用できない。）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

175

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東海第二c. 淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却（あらかじめ敷設してあるホースが使用で

備考
相違理由⑨

きる場合）
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては，代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイがある(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系による原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を起動し，淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整
又はスプレイの起動/停止を行う。
なお，本手順はプラント状況により可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の接続先を複数ある接続口から任意に選択できる構成としている。
ⅰ. 手順着手の判断基準(ⅰ)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ(淡水/海水)（炉心損傷前）
残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系による原子炉格納容器内へのスプレイができない場合において，可搬型代替
注水ポンプ(A-2 級)が使用可能な場合※1 で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※2。
※1:設備に異常がなく，燃料及び水源(淡水貯水池)が確保されている場合。
※2:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力(D/W)，格納容器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。
【1.6.2.1(1)a.(c)】176

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東海第二(ⅱ)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ(淡水/

備考
相違理由⑨

海水)（炉心損傷後）
炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)，
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系による原子炉格納容器内へのスプレイができず，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※2 で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※3。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲
気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，燃料及び水源(淡水貯水池)が確保されている場合。
※3:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力(D/W)，格納容器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度又は原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。
【「1.6.2.2(1)a.(c)】ⅱ. 操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器
内の冷却手順については，「1.6.2.1(1)a.(c)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ(淡水/海水)」及び「1.6.2.2(1)a.(c)代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ(淡水/海水)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性［交流電源が確保されている場合］
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），
現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで
約 140 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

177

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東海第二

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な

備考
相違理由⑨

作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。
［全交流動力電源が喪失している場合］
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで約 140 分で可能である。（「1.6.2.2(1)a.(c)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器
内へのスプレイ(淡水/海水)」は炉心損傷状態での手順のため全交流電源喪失時は使用できない。）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

d. 淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給手段としては，可搬型代替注水ポンプ(A-2級)によるフィルタ装置水位調整がある。
(a) 可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)によるフィルタ装置水位調整(水張り)
残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，フィルタ装置又は代替フィルタ装置により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。
フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達する前に，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を起動し，淡水貯水池を水源としたフィルタ装置補給水ラインからフィルタ装置
へ水張りを実施する。

178

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東海第二ⅰ. 手順着手の判断基準

備考
相違理由⑨

フィルタ装置の水位が通常水位を下回ると判断した場合。
【1.5.2.1(1)a.(d)】【1.5.2.1(2)a.(c)】【1.7.2.1(1)a.(c)】【1.7.2.1(2)a.(c)】ⅱ. 操作手順
淡水貯水池を水源としたフィルタ装置のフィルタ装置水位調整(水張り)手順について
は，「1.5.2.1(1)a.(d)フィルタ装置水位調整(水張り)」及び「1.7.2.1(1)a.(c)フィルタ
装置水位調整(水張り)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，炉心損傷をしていない場合は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 6名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定，可搬型代
替注水ポンプ(A-2 級)の配置，送水準備及びフィルタ装置補給用接続口使用による可搬型
代替注水ポンプ(A-2 級)による注水開始まで約 65 分，フィルタ装置水位調整(水張り)完了
まで約 125 分で可能である。
炉心損傷をしている場合は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 10 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の配置，送水準備及びフィルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による注水開始まで約 65 分，フィルタ装置水位調整(水張り)完了まで約 125 分で可能である。
炉心損傷がない状況下での格納容器ベントを実施した場合は，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低く，作業は可能である。
なお，炉心損傷後の屋外における本操作は，格納容器ベント実施後の短期間において，フィルタ装置水の蒸発によるフィルタ装置の水位低下は評価上想定されないため，フィル
タ装置水位調整（水張り）操作を実施することはないと考えられるが，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

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東海第二e. 淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使

備考
相違理由⑨

用できる場合）淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水手段としては，格納容器下部注水系（可搬型）がある。
(a) 格納容器下部注水系（可搬型）による淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注
水
炉心の著しい損傷が発生した場合，格納容器下部注水系(常設)による原子炉格納容器下部への注水機能が喪失した場合，格納容器下部注水系(可搬型)を起動し，淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器の破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達しないように崩壊熱相当の流量とする。
なお，本手順はプラント状況により復水補給水系外部接続口及び消火系連結送水口を任意に選択できる構成としている。
ⅰ. 手順着手の判断基準(ⅰ)原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準
損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注水系(常設)及び消火系による原子炉格納容器下部への注水ができず，格納容器下部注水系(可搬型)が使用可能な場合※2。
(ⅱ)原子炉圧力容器の破損後の原子炉格納容器下部への注水操作の判断基準
原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系(常設)，消火系による原子炉格納容器下部への注水ができず，格納容器下部注水系(可搬型)が使用可能な場合※2。
※1:｢損傷炉心の冷却が未達成｣は，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が 300℃に達した場合。
※2:設備に異常がなく，燃料及び水源(淡水貯水池)が確保されている場合。
※3:｢原子炉圧力容器の破損の徴候｣は，原子炉圧力容器内の水位の低下，制御棒の位
置表示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認
する。

180

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東海第二※4:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力容器内の圧力の

備考
相違理由⑨

低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇及び原子炉格納容器内の温度の上昇により確認する。
【1.8.2.1(1)b.】ⅱ. 操作手順
格納容器下部注水系(可搬型)による淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注
水手順については，「1.8.2.1(1)b.格納容器下部注水系(可搬型)による原子炉格納容器下部への注水(淡水/海水)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
格納容器下部注水系（可搬型）による淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉格納容器下部への初期水張り開始を確認するまで約 140 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

f. 淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水手段としては，格納容器頂部注水系がある。
(a) 格納容器頂部注水系による原子炉ウェル注水(淡水/海水)
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉建屋の水素爆発を防止する場合に，格納容器頂部注水系を起動し，淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水を実施する。
原子炉ウェルへ注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素ガス漏えいを抑制する。

181

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東海第二ⅰ. 手順着手の判断基準

備考
相違理由⑨

炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の温度が 171℃を超えるおそれがある場合で，格納容器頂部注水系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放
射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，燃料及び水源（淡水貯水池）が確保されている場合。
【1.10.2.1(1)a.】ⅱ. 操作手順
格納容器下部注水系による淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水手順について
は，「1.10.2.1(1)a.格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水(淡水/海水)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水開始まで約 115 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路の確保，防護具及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業ス
ペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。
なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発による水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水する水位を維持することにより，原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。

182

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二g. 淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ（あらかじめ敷設してあるホ

備考
相違理由⑨

ースが使用できる場合）
淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手段としては，燃料プール代
替注水系がある。
(a) 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水
使用済燃料プールの冷却機能と注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏えいが発生した場合に，燃料プール代替注水系を起動し，淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水を実施する。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)1 台又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)1 台により，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が可能である。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)で送水が可能となるよう準備を行うが，可搬型
代替注水ポンプ(A-1 級)の準備ができない場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)で常設ス
プレイヘッダから使用済燃料プールへの注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。
・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。
・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。
【1.11.2.1(1)a.】ⅱ. 操作手順
燃料プール代替注水系による淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手順については，「1.11.2.1(1)a.燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水(淡水/海水)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへの注
水開始まで 115 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

183

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

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東海第二(b) 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水

備考
相違理由⑨

使用済燃料プールの冷却機能と注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏えいが発生した場合に，使用済燃料プール代替注水系を起動し，淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水を実施する。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)1 台又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)1 台により，可搬型
スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水が可能である。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)で送水が可能となるよう準備を行うが，可搬型
代替注水ポンプ(A-1 級)の準備ができない場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)で可搬型
スプレイヘッダから使用済燃料プールへの注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至り，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
水ができない場合。
・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。
・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。
【1.11.2.1(1)b.】ⅱ. 操作手順
燃料プール代替注水系による淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手順については，「1.11.2.1(1)b.燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料プールへの注水(淡水/海水)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注
水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制
御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへの注水開始までの所要時間は以下のとおり。
SFP 可搬式接続口使用の場合:約 115 分
原子炉建屋大物搬入口から接続の場合:約 120 分
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

184

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二(c) 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレ

備考
相違理由⑨

イ
使用済燃料プールの大規模な水の漏えいが発生した場合に，燃料プール代替注水系を起動し，淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへのスプレイを実施する。
使用済燃料プールからの大規模な水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に低下
し，使用済燃料プール注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，可搬型
代替注水ポンプ(A-1 級)1 台及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)2 台により，常設スプレイヘ
ッダを使用したスプレイを実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。
なお，可搬型代替注水ポンプは(A-2 級)2 台を並列に連結し，さらに可搬型代替注水ポン
プ(A-1 級)1 台を直列に連結して使用する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，さらに以下のいずれかの状況に至った場合。
・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。
・使用済燃料貯蔵ラック上端+6000mm を下回る水位低下を使用済燃料貯蔵プール水位・温度にて確認した場合。
【1.11.2.2(1)a.】ⅱ. 操作手順
燃料プール代替注水系による淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手順については，「1.11.2.2(1)a.燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ(淡水/海水)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプ
レイ（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへのスプレイ開始まで 140 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

185

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東海第二(d) 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプ

備考
相違理由⑨

レイ
使用済燃料プールの大規模な水の漏えいが発生した場合に，燃料プール代替注水系を起動し，淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへのスプレイを実施する。
使用済燃料プールからの大規模な水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下し，使用済燃料プール注水設備による注水を実施しても水位が維持できない場合に常設ス
プレイヘッダを優先して使用するが，外的要因(航空機衝突又は竜巻等)により，常設スプレ
イヘッダの機能が喪失した場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)1 台及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)1 台，又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)2 台により，可搬型スプレイヘッダを使用したスプレイを実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。
なお，可搬型代替注水ポンプは(A-1 級)1 台及び(A-2 級)1 台を直列に連結，又は可搬型代
替注水ポンプ(A-2 級)2 台を直列に連結して使用する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至り，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ができない場合。
・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。
・使用済燃料貯蔵ラック上端+6000mm を下回る水位低下を使用済燃料貯蔵プール水位・温度にて確認した場合。
【1.11.2.2(1)b.】ⅱ. 操作手順
燃料プール代替注水系による淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手順については，「1.11.2.2(1)b.燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ(淡水/海水)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのス
プレイ（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへのスプレイ開始までの所要時間は以下のとおり。

186

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東海第二

SFP 可搬式接続口使用の場合:約 125 分

備考
相違理由⑨

原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合:約 135 分
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
屋内作業の室温は，事象初期に可搬型スプレイヘッダの設置を実施するため通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。
(6) 淡水貯水池を水源とした対応手順（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
重大事故等時，淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，フィルタ装置への補給，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水/スプレイを行う手順を整備する。
a. 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水，原子炉
ウェルへの注水及び使用済燃料プールの冷却に用いる常設の設備が使用できない場合に，淡水
貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースを使用せずに淡水貯水池から直接可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による各種注水を行う。また，フィルタ装置の水位が低下した場合に可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による補給を行う。
本手順では緊急時対策要員による水源の確保，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)の配置，建屋及びスクラバ接続口までのホース接続及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2級)による送水までの手順を整備し，建屋及びスクラバ接続口から注水等が必要な箇所までの操作手順については各条文にて整備し，手順のリンク先については，1.13.2.1(6)b.〜1.13.2.1(6)g.に示す。
水源の確保/可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)配置/建屋及びスクラバ接続口までのホース接続/送水の一連の流れはどの対応においても同じであり，水源から建屋及びスクラバ
接続口までの距離により配置，台数及びホース数量が決まる。なお，水源の確保と建屋及びス
クラバ接続口の選択は，水源と建屋及びスクラバ接続口の距離が最短となる組み合わせを優先して選択する。（可搬型スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水については，送水先が建屋接続口だけでなく原子炉建屋内に敷設したホースに接続する手段もある。）

187

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二(a) 手順着手の判断基準

備考
相違理由⑨

復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ，ろ過水タンク及び防火水槽を水源とした原子炉
圧力容器への注水等の各種注水ができず，淡水貯水池が使用可能で，淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合。
(b) 操作手順
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）手順の概略は以下のとおり。概要図を第 1.13.6
図に，タイムチャートを第 1.13.7 図に，各種注水ルート図を第 1.13.34 図に示す。
①緊急時対策本部は，プラントの被災状況に応じて可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2級)による各種注水を行うことを決定し，各種注水のための建屋，スクラバ接続口の場
所及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)の配置箇所を決定する。
②緊急時対策要員は，指示を受けた配置箇所へ可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)を移動させる。
③緊急時対策要員は，水源から建屋接続口までのホース敷設，系統構成を行う。
④緊急時対策要員は，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水準備完了を報告する。
⑤緊急時対策要員は，緊急時対策本部の指示を受け，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又はA-2 級)を起動し注水/補給を実施する。注水/補給中は可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)付きの圧力計で圧力を確認しながら可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)を操作する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は 6 号及び 7 号炉の送水準備を同時に行う運用としており，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)8 台（6 号炉用 4 台，7 号炉用 4 台）の操作を緊急時対策要員 6 名にて実施し，作業開始を判断してから送水開始まで，建屋近傍の送水ラインと直接接続し，SFP 接続口，スクラバ接続口，ウェル接続口及び MUWC 接続口に接続した場合において片号炉
は約 330 分，もう一方の号炉は約 345 分で可能である。

188

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二b. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水（あ

備考
相違理由⑨

らかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水手段
としては，低圧代替注水系(可搬型)がある。
(a) 低圧代替注水系(可搬型)による淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水
給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合，残存溶融炉心を冷却し原子炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱量を抑制する場合，又は溶融
炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，低圧代替注水系（可搬型）を起動し，淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準(ⅰ)給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合の低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水
給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉
圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合において，低圧代
替注水系(可搬型)及び注入配管が使用可能な場合※1。
※1:設備に異常がなく，燃料及び水源(淡水貯水池)が確保されている場合。
【1.4.2.1(1)a.(b)】(ⅱ)残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧代替注水系(常設)及び消火系が使用できず，低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水が可能な場合※2。
※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納容器内圧力指示値の上昇及びドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。
※2:原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量(140m3/h，35〜70m3/h)が確保され，さらに低圧代替注水系(可搬型)により原子炉圧力容器への注水に必要な流量(30m3/h)が確保できる場合。
なお，十分な注水流量が確保できない場合は溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。
【1.4.2.1(3)a.(c)】189

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二(ⅲ)溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系

備考
相違理由⑨

(可搬型)による原子炉圧力容器への注水(淡水/海水)
炉心損傷を判断した場合※1 において，低圧代替注水系(常設)及び消火系による原子炉圧
力容器への注水ができない場合において，低圧代替注水系(可搬型)が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気
放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源，燃料及び水源(淡水貯水池)が確保されている場合。
【1.8.2.2(1)b.】ⅱ. 操作手順
給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合の低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水手順については，「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)」，残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(3)a.(c)低圧代替注水系(可搬型)による残存溶融炉心の冷却(淡水/海水)」，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水手順については，「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)」にて整備する
ⅲ. 操作の成立性［交流電源が確保されている場合］
低圧代替注水系(可搬型)による淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転
員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水開始まで残留熱除去系(B)，残留熱除去系(A)，残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)及び高圧炉心注水系(C)のいずれの注入配管を使用した場合においても約 330 分で可能である。
（「1.4.2.1(3)a.(c)低圧代替注水系(可搬型)による残存溶融炉心の冷却(淡水/海水)」，「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)」は炉心損傷状態での手順のため残留熱除去系(B)と残留熱除去系(A)注入配管のみを使用）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な

備考
相違理由⑨

作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。
［全交流動力電源が喪失している場合］
低圧代替注水系(可搬型)による淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水開始まで残留熱除去
系(B)，残留熱除去系(A)，残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)及び高圧炉心注水系(C)のいずれの注入配管を使用した場合においても約 330 分で可能である。
（「1.4.2.1(3)a.(c)低圧代替注水系(可搬型)による残存溶融炉心の冷却(淡水/海水)」，「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)」は
炉心損傷状態での手順のため全交流動力電源喪失時は使用できない。）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。
c. 淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては，代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイがある(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系による原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を起動し，淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整
又はスプレイの起動/停止を行う。
なお，本手順はプラント状況により可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の接続先を複数ある接続口から任意に選択できる構成としている。

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二ⅰ. 手順着手の判断基準

備考
相違理由⑨

(ⅰ)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ(淡水/海水)（炉心損傷前）
残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系による原子炉格納容器内へのスプレイができない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※1 で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※2。
※1:設備に異常がなく，燃料及び水源(淡水貯水池)が確保されている場合。
※2:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力(D/W)，格納容器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェ
ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。
【1.6.2.1(1)a.(c)】(ⅱ)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ(淡水/海水)（炉心損傷後）
炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)，
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系による原子炉格納容器内へのスプレイができず，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※2 で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※3。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲
気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，燃料及び水源(淡水貯水池)が確保されている場合。
※3:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力(D/W)，格納容器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度又は原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。
【「1.6.2.2(1)a.(c)】192

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二ⅱ. 操作手順

備考
相違理由⑨

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器
内の冷却手順については，「1.6.2.1(1)a.(c)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ(淡水/海水)」及び「1.6.2.2(1)a.(c)代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ(淡水/海水)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性［交流電源が確保されている場合］
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで約 330 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。
［全交流動力電源が喪失している場合］
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器内の冷却（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで約 330 分で可能である。（「1.6.2.2(1)a.(c)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器
内へのスプレイ(淡水/海水)」は炉心損傷状態での手順のため全交流動力電源喪失時は使用できない。）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

193

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二d. 淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給（あらかじめ敷設してあるホースが使用でき

備考
相違理由⑨

ない場合）
淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給手段としては，可搬型代替注水ポンプ(A-2級)によるフィルタ装置水位調整がある。
(a) 可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)によるフィルタ装置水位調整(水張り)
残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，フィルタ装置又は代替フィルタ装置により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。
フィルタ装置の水位が通常水位を下回り下限水位に到達する前に，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を起動し，淡水貯水池を水源としたフィルタ装置補給水ラインからフィルタ装置
へ水張りを実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
フィルタ装置の水位が通常水位を下回ると判断した場合。
【1.5.2.1(1)a.(d)】【1.5.2.1(2)a.(c)】【1.7.2.1(1)a.(c)】【1.7.2.1(2)a.(c)】ⅱ. 操作手順
淡水貯水池を水源としたフィルタ装置のフィルタ装置水位調整(水張り)手順について
は，「1.5.2.1(1)a.(d)フィルタ装置水位調整(水張り)」及び「1.7.2.1(1)a.(c)フィルタ
装置水位調整(水張り)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
淡水貯水池を水源としたフィルタ装置への補給（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，事前に他の対応手段により設置した可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用したフィルタ装置水位調整（水張り）を実施する。
炉心損傷していない場合は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した
場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の配置，送水準備及びフィルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替注水ポンプ(A-2級)による注水開始まで約 95 分，フィルタ装置水位調整(水張り)完了まで約 155 分で可能
である。

194

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東海第二炉心損傷している場合は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員

備考
相違理由⑨

10 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定，可搬型
代替注水ポンプ(A-2 級)の配置，送水準備及びフィルタ装置補給用接続口使用による可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による注水開始まで約 95 分，フィルタ装置水位調整(水張り)完了まで約 155 分で可能である。
炉心損傷がない状況下での格納容器ベントを実施した場合は，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低く，作業は可能である。
なお，炉心損傷後の屋外における本操作は，格納容器ベント実施後の短期間において，フィルタ装置水の蒸発によるフィルタ装置の水位低下は評価上想定されないため，フィル
タ装置水位調整（水張り）操作を実施することはないと考えられるが，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を交替して対応することで，作業可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

e. 淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水手段としては，格納容器下部注水系（可搬型）がある。
(a) 格納容器下部注水系（可搬型）による淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注
水
炉心の著しい損傷が発生した場合，格納容器下部注水系(常設)及び消火系による原子炉格
納容器下部への注水機能が喪失した場合，格納容器下部注水系(可搬型)を起動し，淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじめ原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器の破損後は，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達しないように崩壊熱相当の流量とする。
なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により復水補給水系外部接続口及び消火系
連結送水口を任意に選択できる構成としている。

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東海第二ⅰ. 手順着手の判断基準

備考
相違理由⑨

(ⅰ)原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準
損傷炉心の冷却が未達成の場合※1 で，格納容器下部注水系(常設)及び消火系による原子炉格納容器下部への注水ができず，格納容器下部注水系(可搬型)が使用可能な場合※2。
(ⅱ)原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器下部への注水操作の判断基準
原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系(常設)，消火系による原子炉格納容器下部への注水ができず，格納容器下部注水系(可搬型)が使用可能な場合※2。
※1:｢損傷炉心の冷却が未達成｣は，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が 300℃に達した場合。
※2:設備に異常がなく，燃料及び水源(淡水貯水池)が確保されている場合。
※3:｢原子炉圧力容器の破損の徴候｣は，原子炉圧力容器内の水位の低下，制御棒の位
置表示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認する。
※4:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力容器内の圧力の低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇及び原子炉格納容器内の温度の上昇により確認する。
【1.8.2.1(1)b.】ⅱ. 操作手順
格納容器下部注水系(可搬型)による淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注
水手順については，「1.8.2.1(1)b.格納容器下部注水系(可搬型)による原子炉格納容器下部への注水(淡水/海水)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
格納容器下部注水系（可搬型）による淡水貯水池を水源とした原子炉格納容器下部への注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉格納容器下部への初期水張り開始を確認するまで約 330 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

196

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東海第二また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作

備考
相違理由⑨

業性についても確保している。

f. 淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水手段としては，格納容器頂部注水系がある。
(a) 格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水(淡水/海水)
炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉建屋等の水素爆発を防止する場合に，格納容器
頂部注水系を起動し，淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水を実施する。
原子炉ウェルへ注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素ガス漏えいを抑制する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の温度が 171℃を超えるおそれがある場合で，格納容器頂部注水系が使用可能な場合※2。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放
射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。
※2:設備に異常がなく，燃料及び水源（淡水貯水池）が確保されている場合。
【1.10.2.1(1)a.】ⅱ. 操作手順
格納容器頂部注水系による淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水手順について
は，「1.10.2.1(1)a.格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水(淡水/海水)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
淡水貯水池を水源とした原子炉ウェルへの注水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 6 名
にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器頂部注水系による原子炉ウェ
ルへの注水開始まで約 330 分で可能である。

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東海第二円滑に作業できるように，移動経路の確保，防護具及び通信連絡設備を整備する。屋内

備考
相違理由⑨

作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。
なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発による水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水する水位を維持することにより，原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。

g. 淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手段としては，燃料プール代
替注水系がある。
(a) 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水
使用済燃料プールの冷却機能と注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏えいが発生した場合に，燃料プール代替注水系を起動し，淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水を実施する。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)1 台又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)1 台により，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が可能である。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)で送水が可能となるよう準備を行うが，可搬型
代替注水ポンプ(A-1 級)の準備ができない場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)で常設ス
プレイヘッダから使用済燃料プールへの注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。
・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。
・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。
【1.11.2.1(1)a.】198

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東海第二ⅱ. 操作手順

備考
相違理由⑨

燃料プール代替注水系による淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手順については，「1.11.2.1(1)a.燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水(淡水/海水)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへの注水開始まで 330 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

(b) 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水
使用済燃料プールの冷却機能と注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏えいが発生した場合に，使用済燃料プール代替注水系を起動し，淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水を実施する。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)1 台又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)1 台により，可搬型
スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水が可能である。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)で送水が可能となるよう準備を行うが，可搬型
代替注水ポンプ(A-1 級)の準備ができない場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)で可搬型
スプレイヘッダから使用済燃料プールへの注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至り，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
水ができない場合。
・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。
・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。
【1.11.2.1(1)b.】

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二ⅱ. 操作手順

備考
相違理由⑨

燃料プール代替注水系による淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手順については，「1.11.2.1(1)b.燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料プールへの注水(淡水/海水)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注
水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへの注水開始までの所要時間は以下のとおり。
SFP 可搬式接続口使用の場合:約 330 分
原子炉建屋大物搬入口から接続の場合:約 340 分
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は，事象初期に可搬型スプレイヘッダの設置を実施するため通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

(c) 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ
使用済燃料プールの大規模な水の漏えいが発生した場合に，燃料プール代替注水系を起動し，淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへのスプレイを実施する。
使用済燃料プールからの大規模な水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に低下
し，使用済燃料プール注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，可搬型
代替注水ポンプ(A-1 級)1 台及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)2 台により，常設スプレイヘ
ッダを使用したスプレイを実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。
なお，可搬型代替注水ポンプは(A-2 級)2 台を並列に連結し，さらに可搬型代替注水ポン
プ(A-1 級)1 台を直列に連結して使用する。

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東海第二ⅰ. 手順着手の判断基準

備考
相違理由⑨

使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至った場合。
・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。
・使用済燃料貯蔵ラック上端+6000mm を下回る水位低下を使用済燃料貯蔵プール水位・温度にて確認した場合。
【1.11.2.2(1)a.】ⅱ. 操作手順
燃料プール代替注水系による淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手順については，「1.11.2.2(1)a.燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ(淡水/海水)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプ
レイ（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへのスプレイ開始まで 330 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。
(d) 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプ
レイ
使用済燃料プールの大規模な水の漏えいが発生した場合に，燃料プール代替注水系を起動し，淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへのスプレイを実施する。
使用済燃料プールからの大規模な水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下し，使用済燃料プール注水設備による注水を実施しても水位が維持できない場合に常設ス
プレイヘッダを優先して使用するが，外的要因(航空機衝突又は竜巻等)により，常設スプレ
イヘッダの機能が喪失した場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)1 台及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)1 台，又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)2 台により，可搬型スプレイヘッダを使用したスプレイを実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。

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東海第二ⅰ. 手順着手の判断基準

備考
相違理由⑨

使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至り，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ができない場合。
・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。
・使用済燃料貯蔵ラック上端+6000mm を下回る水位低下を使用済燃料貯蔵プール水位・温度にて確認した場合。
【1.11.2.2(1)b.】ⅱ. 操作手順
燃料プール代替注水系による淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手順については，「1.11.2.2(1)b.燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ(淡水/海水)」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのス
プレイ（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）操作は，1 ユニット当たり
中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場
合，作業開始を判断してから使用済燃料プールへのスプレイ開始までの所要時間は以下のとおり。
SFP 可搬式接続口使用の場合:約 330 分
原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合:約 340 分
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
室温は，事象初期に可搬型スプレイヘッダの設置を実施するため通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

202

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東海第二
(7)

淡水タンクを水源とした対応手順
重大事故等時，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を行う手順を整備する。なお，フィルタ装置スクラビング水補給に使用する淡水タンクは，通常連絡弁を開としている多目的タンク及びろ過水貯蔵タンクを優先し，水位を監視しながら原水タンク及び純水貯蔵タンクの連絡弁を開とする。
ａ．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
フィルタ装置スクラビング水の水位が低下した場合に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補給を行う。
本手順では，災害対策本部による水源の確保として可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプの配置，フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口までのホース接続及び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までの手順を整備し，フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口から補給が必要な箇所までの操作手順については，各条文にて整備する。（手順のリンク先については，「1.13.2.1(7)ｂ．」に示す。）(a)

手順着手の判断基準
フィルタ装置スクラビング水の水位が通常水位を下回ると判断した場合

(b)

操作手順
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手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13−6 図に，タイムチャートを第 1.13−7 図に，ホース敷設図は第 1.13−22 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に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準備のため，フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水準備を指示する。
③重大事故等対応要員は，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
淡水タンクに配置し，多目的タンク配管・弁の予備ノズルと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付属の水中ポンプユニット吸込口をホースで接続す
る。

203

備考
相違理由⑩

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東海第二④重大事故等対応要員は，淡水タンクから接続口までのホースを敷設し，フィルタ装置
スクラビング水補給用の蓋を開放する。
⑤重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
⑥発電長は，災害対策本部長代理にフィルタ装置スクラビング水補給の系統構成が完了したことを連絡する。
⑦重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に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準備完了を報告する。
⑧災害対策本部長代理は，発電長に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型
ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑨災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプによる送水開始を指示する。
⑩重大事故等対応要員は，多目的タンク配管・弁の予備ノズル弁を全開とし，接続口の弁の全閉を確認後，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行う。
⑪重大事故等対応要員は，空気抜き完了後，接続口の弁を開とし，送水を開始したこと
を災害対策本部長代理に報告する。
⑫災害対策本部長代理は，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水を開始したことを連絡する。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから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フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口に接続した場合において 165 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して淡水タンクから送水先へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。

204

備考
相違理由⑩

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

ｂ．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

相違理由⑩

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手段としては，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フィルタ装置水位調整がある。

(a)

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フィルタ装置スクラビ
ング水補給
残留熱除去系の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合，格納容器圧力逃がし装置により最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。
フィルタ装置の水位が通常水位（水位低）である 2,530mm を下回り，下限水位である
1,325mm に到達する前に，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りフィルタ装置へ水張りを実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
フィルタ装置水位指示値が 1,500mm 以下の場合【1.5.2.1(1)ａ．(b)】【1.5.2.1(2)ａ．(b)】【1.7.2.1(1)ｂ．(c)】【1.7.2.1(2)ａ．(c)】

ⅱ)

操作手順
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手順については，「1.5.2.1(1)ａ．(b) フィルタ装置スクラビング水補給」及び「1.7.2.1(1)ｂ．(c)フィルタ装置スクラビング水補給」にて整備する。

205

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東海第二
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してからフィルタ装置スクラビング水補給の開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置スクラビング
水補給】・上記の操作は，重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，165 分以内で可能である。
格納容器圧力逃がし装置格納槽付属室における操作は，フィルタ装置スクラビング水が格納容器ベント開始後 7 日間は補給操作が不要となる水量を保有していることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しているとともに，格納容器
圧力逃がし装置格納槽の遮蔽壁により作業が可能な放射線環境である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，フィルタ装置スク
ラビング水補給として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポン
プの保管場所に使用工具及びホースを配備する。車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

206

備考
相違理由⑩

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(7) 海を水源とした対応手順

東海第二
(8)

海を水源とした対応手順

重大事故等時，海を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格重大事故等時，海を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格

納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水/スプレイを行う手納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを行う手

順を整備する。

順を整備する。

重大事故等時，海を水源とした最終ヒートシンク(海)への代替熱輸送，大気への放射性物質の拡散抑制及び航空機燃料火災への泡消火を行う手順を整備する。

重大事故等時，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，最終ヒートシンク

備考
相違理由⑥

相違理由⑲⑰⑳（海洋）への代替熱輸送，大気への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火，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，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及び代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱を行う手順を整備する。

a. 海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)

ａ．海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

相違理由③

による送水
原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水，原子原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールの冷却に用いる常設の設備が使用できない場合に可炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールの冷却に用いる常設の設備が使用できない場合に可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による各種注水を行う。

搬型代替注水大型ポンプによる各種注水を行う。

相違理由③

本手順では緊急時対策要員による水源の確保として大容量送水車（海水取水用）の配置，可本手順では災害対策本部による水源の確保として可搬型代替注水大型ポンプの配置，原子体制の相違。

搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)の配置，建屋接続口までのホース接続及び可搬型代替

炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口までのホー

相違理由③⑥⑰

注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水までの手順を整備し，建屋接続口から注水等が必要

ス接続及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水までの手順を整備し，原子炉建屋東側接続な箇所までの操作手順については各条文にて整備する。(手順のリンク先については，口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口から注水等が必要な箇所ま1.13.2.1(7)b.〜1.13.2.1(7)i.に示す。)

での操作手順については各条文にて整備する。（手順のリンク先については，「1.13.2.1(8)ｂ．〜1.13.2.1(8)ｆ．」に示す。）
相違理由③

水源の確保，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)の配置，建屋接続口までのホース接水源の確保，可搬型代替注水大型ポンプの配置，原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側

続及び送水の一連の流れはどの対応においても同じであり，水源から建屋接続口までの距離に接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口までのホース接続及び送水の一連の流れはどの

東二は海又は代替淡水貯槽をより配置，台数及びホース数量が決まる。

対応においても同じであり，水源から原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所水源とし，原子炉建屋東側接続

東側接続口又は高所西側接続口までの距離及び選択する接続口（送水能力）によりホース数

口，原子炉建屋西側接続口を選量が決まる。

択する場合は，送水能力を考慮し，ホースを 3 条引きする。

207

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東海第二なお，水源と建屋接続口の選択は，水源と建屋接続口の距離が最短となる組み合わせを優先して選択する。

なお，水源と原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西

備考
相違理由③

側接続口の選択は，送水能力がある原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口を優先

東二は海又は代替淡水貯槽をする。原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口が使用できない場合は，高所東側接水源とし，原子炉建屋東側接続

続口又は高所西側接続口を使用する。

口，原子炉建屋西側接続口を選

原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，択する場合は，送水能力を優先

ＳＡ用海水ピットの蓋開放，ポンプ設置，ホース敷設，原子炉建屋西側接続口の蓋開放，ホー的に考慮し，次に送水開始まで

ス接続及び送水準備）を考慮し，送水開始までの時間が最短となる組み合わせを優先して選択の時間が最短となる箇所を選する。海を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下択。

部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを実施する場合
は，送水開始までの時間が最短となる原子炉建屋西側接続口を優先して使用する。
高所東側接続口又は高所西側接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，ＳＡ用海水ピットの蓋開放，ポンプ設置，ホース敷設，ホース接続及び送水準備）を考慮し，送水開始までの時間が最短となる組み合わせを優先して選択する。海を水源とした原子炉圧力容器への注
水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを実施する場合は，送水開始までの時間が最短となる高所東側接続口を優先して使用する。

(a) 手順着手の判断基準
復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ，ろ過水タンク，淡水貯水池及び防火水槽を水源とした原子炉圧力容器への注水等の各種注水ができない場合。

(a)

手順着手の判断基準
代替淡水貯槽（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合），サプレッション・チェン
バ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク，復水貯蔵タンク，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）を水源とした原子炉圧力容器への注水等の各種注水ができない場合

208

相違理由②①③⑨⑧④⑤⑦

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 操作手順

東海第二
(b)

備考

操作手順

海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順の概要は以下のとおり。概要

級)による送水手順の概略は以下のとおり。概要図を第 1.13.8 図に，タイムチャートを第

図を第 1.13−6 図に，タイムチャートを第 1.13−7 図に，ホース敷設図を第 1.13−19 図に

東二はホース敷設ルート図に

1.13.9 図に示す。

示す。

ついて記載。

相違理由③⑰

柏崎は大容量送水車（海水取水［水源確保（大容量送水車（海水取水用）による可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)への送水）］

用）から可搬型代替注水ポンプ①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，大容量送水車（海水取水用）によるへの送水手順（直列 2 台）と可可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)への送水を実施するよう緊急時対策要員へ指搬型代替注水ポンプから接続示する。

口までの送水手順に分けて記載。

②緊急時対策要員は，大容量送水車（海水取水用）をタービン建屋近傍屋外に移動させ東二は可搬型代替注水大型ポる。
③緊急時対策要員は，ホースの敷設及び接続を行う。

ンプから接続口へ直接海水を④緊急時対策要員は，ホースに接続継手を接続する。

送水する手段を整備。

⑤緊急時対策要員は，緊急時対策本部に大容量送水車（海水取水用）による可搬型代替注以降，同様の相違理由によるものは相違理由 と示す。

水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)への送水の準備完了を報告する。
⑥緊急時対策要員は，緊急時対策本部の指示を受け，大容量送水車（海水取水用）を起動し可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)への送水を実施する。
⑦緊急時対策要員は，大容量送水車（海水取水用）の吐出圧力により必要流量が確保されていることを確認する。
⑧緊急時対策要員は，大容量送水車（海水取水用）の運転状態を継続して監視する。

209

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東海第二［海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2

備考
相違理由

級)による送水］①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型

相違理由

ポンプによる送水を依頼する。
①緊急時対策本部は，プラントの被災状況に応じて可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2②災害対策本部長代理は，プラントの被災状況に応じて可搬型代替注水大型ポンプによ級)による各種注水を行うことを決定し，各種注水のための建屋接続口の場所及び可搬る各種注水を行うことを決定し，各種注水のための原子炉建屋東側接続口，原子炉建型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)の配置箇所を決定する。

屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口の場所を決定する。
③災害対策本部長代理は，発電長に送水のための接続口の場所を連絡する。

相違理由④災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる海を

東二は接続口の場所の指示を水源とした送水のため接続口の場所を指示する。
②緊急時対策要員は，指示を受けた配置箇所へ可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)を移動させる。

相違理由⑥③⑤重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを海水取水箇所（ＳＡ用海水ピッ

手順に記載。
相違理由⑥③ト）に配置し，ＳＡ用海水ピットの蓋を開放後，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）へ設置する。

③緊急時対策要員は，ホース接続継手から建屋接続口までのホース敷設と系統構成を行う。

⑥重大事故等対応要員は，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から指示された接続口までのホース敷設を行う。

相違理由⑥③⑰

東二はホースを接続口へ接続するまでを系統構成とする。

⑦ａ原子炉建屋東側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口を選択する場合重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
⑦ｂ原子炉建屋西側接続口を選択する場合重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口の蓋を開放し，接続口へホースの接続

東二は接続口ごとの対応を記載。
東二は接続口ごとの対応を記載。

を行う。
⑧発電長は，災害対策本部長代理に建屋内の系統構成が完了したことを連絡する。

210

相違理由

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東海第二④緊急時対策要員は，「大容量送水車（海水取水用）による可搬型代替注水ポンプ(A-1 級

備考
相違理由

又は A-2 級)への送水」作業が完了していることを確認する。
⑤緊急時対策要員は，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水準備完了を報告する。

⑨重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる送水

相違理由⑥③

準備完了を報告する。
⑩災害対策本部長代理は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を連絡

相違理由

する。
⑪災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を指示する。
⑫重大事故等対応要員は，接続口の弁の全閉を確認後，可搬型代替注水大型ポンプを起東二は送水開始の指示を手順
に記載。
相違理由

動し，ホースの水張り及び空気抜きを行う。
⑬重大事故等対応要員は，空気抜き完了後，接続口の弁を開とし，送水を開始したこと
を災害対策本部長代理に報告する。
⑭災害対策本部長代理は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水を開始したこ

東二は送水開始の報告を行う
ことを手順に記載。
相違理由とを連絡する。
⑥緊急時対策要員は，緊急時対策本部の指示を受け，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又はA-2 級)を起動し注水/補給を実施する。注水/補給中は可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又⑮重大事故等対応要員は，注水中は可搬型代替注水大型ポンプ付きの圧力計で圧力を確認しながら可搬型代替注水大型ポンプの回転数を操作する。

相違理由⑥③⑰
柏崎の緊急時対策本部からのは A-2 級)付きの圧力計で圧力を確認しながら可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)

指示による注水/補給の実施手を操作する。

順は，東二の手順⑪〜⑭に記載。
東二は当該手順は注水手順のため，「補給」は記載不要。

211

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性

東海第二
(c)

備考

操作の成立性［水源確保（大容量送水車（海水取水用）による可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)

相違理由への送水）］
上記の操作は，緊急時対策要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから大容量送水車（海水取水用）による可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)への送水まで約300 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。大容量送水車（海水取水用）からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。
［海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2級)による送水］
上記の操作は，1 ユニット当たり可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)1 台の操作を緊

上記の操作は，重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断して急時対策要員 2 名にて実施した場合，作業開始を判断してから送水開始まで，建屋近傍の送から海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始まで，原子炉建屋東側接続

水ラインと直接接続し，SFP 接続口及びウェル接続口に接続した場合において約 305 分で可口に接続した場合において 370 分以内，原子炉建屋西側接続口に接続した場合において 310

能である。

分以内，高所東側接続口に接続した場合において 220 分以内，高所西側接続口に接続した

また，1 ユニット当たり可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)2 台又は 3 台の操作を緊相違理由場合において 225 分以内で可能である。

急時対策要員 2 名にて実施した場合，作業開始を判断してから送水開始まで，建屋近傍の送水ラインと直接接続し，MUWC 接続口，SFP 接続口に接続した場合において約 315 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整る。可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であ備する。可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な

り，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。

作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。

構内のアクセスルートの状況を考慮して海から送水先へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

相違理由③

構内のアクセスルートの状況を考慮して海から送水先へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇におけ

相違理由③

る作業性についても確保している。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。

212

相違理由

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

b. 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

東海第二

備考

ｂ．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

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手段として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手段としては，低圧代替注水系（可搬型）がある。

は，低圧代替注水系（可搬型）がある。

(a) 低圧代替注水系（可搬型）による海を水源とした原子炉圧力容器への注水(a)

低圧代替注水系（可搬型）による海を水源とした原子炉圧力容器への注水

給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合，残給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合，残存溶融炉心を冷却し原子炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱量を抑制する場合，又は存溶融炉心を冷却し原子炉圧力容器から原子炉格納容器への放熱量を抑制する場合，又は溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，低圧代替注水系（可溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止する場合に，低圧代替注水系（可搬型）を起動し，海を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

搬型）を起動し，海を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)(ⅰ)給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合の手順着手の判断基準

相違理由(ⅰ) 給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器へ

圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合において，低圧代の注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持で替注水系(可搬型)及び注入配管が使用可能な場合※1。

きない場合において，低圧代替注水系（可搬型）が使用可能な場合※１※1:設備に異常がなく，燃料が確保されている場合。

※1：設備に異常がなく，燃料が確保されている場合【1.4.2.1(1)a.(b)】【1.4.2.1(1)ａ．(b)】

213

相違理由

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二(ⅱ)残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への備考(ⅱ) 残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

注水

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※１により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧代替注水系(常設)及び消火系が使用できず，低圧代替注水

断した場合において，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が可系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水が可能な場合※2。

能な場合※２※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水格納容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認

温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積する。

検知用）の上昇又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しく

相違理由

は格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
※2:原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量※2：原子炉格納容器内へのスプレイ及びペデスタル（ドライウェル部）への注水(140m3/h，35〜70m3/h)が確保され，更に低圧代替注水系(可搬型)により原子炉圧に必要な流量（130m３／h，30m３／h〜80m３／h）が確保され，更に低圧代替注3

水系（可搬型）により原子炉圧力容器への注水に必要な流量（14m３／h〜50m３

力容器への注水に必要な流量(30m /h)が確保できる場合。

／h）が確保できる場合
なお，十分な注水流量が確保できない場合は溶融炉心の冷却を優先し効果的な注

なお，十分な注水流量が確保できない場合は原子炉格納容器内へのスプレイ

水箇所を選択する。

を優先する。
【1.4.2.1(3)a.(c)】(ⅲ)溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系【1.4.2.1(3)ａ．(e)】(ⅲ) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水※1

炉心損傷を判断した場合

相違理由⑥（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
炉心損傷を判断した場合※１において，給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び非常において，低圧代替注水系(常設)及び消火系による原子炉圧※2

力容器への注水ができない場合において，低圧代替注水系(可搬型)が使用可能な場合 。

用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，低圧代替注水系（可搬型）が使用可能な場合※２※1:格納容器内雰囲気放射線レベル（CAMS）で原子炉格納容器内のガンマ線線量率※1：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，設計基が，設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内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

雰囲気放射線レベル（CAMS）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃

放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認し以上を確認した場合。

た場合※2:設備に異常がなく，電源，燃料が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源，燃料が確保されている場合【1.8.2.2(1)b.】【1.8.2.2(1)ｂ．】

214

相違理由

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

ⅱ. 操作手順

東海第二ⅱ)

給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合の

操作手順

相違理由

給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合の低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順については，

低圧代替注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.1(1)「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ａ．(b)水)」，残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器へ

残存溶融炉心の冷却のための低圧代替注水系（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）」，の注水手順については，「1.4.2.1(3)a.(c)低圧代替注水系(可搬型)による残存溶融炉心手順については，「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)」，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するための冷却（淡水／海水）」，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するの低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順については，

ための低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順については，「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)」に「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／海て整備する。

水）」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性

備考

ⅲ)

相違理由⑥

相違理由

操作の成立性

相違理由

上記の操作は作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力

相違理由

容器への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
［交流電源が確保されている場合］
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運【交流動力電源が確保されている場合】

相違理由⑰【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口によ

相違理由

転員 2 名及び緊急時対策要員 10 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから低圧代替る原子炉圧力容器への注水の場合）】

注水系(可搬型)による原子炉圧力容器への注水開始まで残留熱除去系(B)，残留熱除去系

・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を(A)，残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)及び高圧炉心注水系(C)の注入配管を使用した
場合において約 315 分で可能である。(「1.4.2.1(3)a.(c)低圧代替注水系(可搬型)による実施した場合，310 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口に

残存溶融炉心の冷却(淡水/海水)」，「1.8.2.2(1)b.低圧代替注水系(可搬型)による原子よる原子炉圧力容器への注水の場合）】

炉圧力容器への注水(淡水/海水)」は炉心損傷状態での手順のため残留熱除去系(B)と残留

・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を

熱除去系(A)注入配管のみを使用）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

実施した場合，370 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，225 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，220 分以内で可能である。

215

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）［全交流動力電源が喪失している場合］
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対東海第二【全交流動力電源が喪失している場合】【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉圧力策要員 10 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから低圧代替注水系(可搬型)による容器への注水の場合）】

原子炉圧力容器への注水開始まで残留熱除去系(B)，残留熱除去系(A)，残留熱除去系

・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等(C)，高圧炉心注水系(B)及び高圧炉心注水系(C)の注入配管を使用した場合において約 315分で可能である。

対応要員 8 名にて作業を実施した場合，310 分以内で可能である。
【現場操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧(「1.4.2.1(3)a.(c)低圧代替注水系(可搬型)による残存溶融炉心の冷却(淡水/海水)」，力容器への注水の場合）】「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)」は・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等

炉心損傷状態での手順のため全交流動力電源喪失時は使用できない。）

対応要員 8 名にて作業を実施した場合，370 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，225 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，220 分以内で可能である。
（「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）」，「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）」は炉心損傷状態での手順のため全交流動力電源喪失時は使用できない。）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

備考

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることか
ら，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

216

相違理由

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

c. 海を水源とした原子炉格納容器内の冷却

東海第二

備考

ｃ．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内の冷却手段としては，代替格納容器スプレイ冷却系（可海を水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイがある。

搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイがある。

(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による海を水源とした原子炉格納容器冷却(a)

残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による海を水源とした原子炉格納容器内の冷却

相違理由⑰

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故障により使用できず，代替格納容器スプ相違理由

消火系による原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合，代替格納容器スプレイ冷却系

レイ冷却系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉格納容器内への（可搬型）を起動し，海を水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。

スプレイができない場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容

スプレイ作動後は原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整

器内にスプレイする。

又はスプレイの起動/停止を行う。

スプレイ作動後は外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・
プール水位の上昇及び原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，スプレイ流量の調整又はスプレイの起動／停止を行う。

なお，本手順はプラント状況により可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の接続先を複数ある接

なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により可搬型代替注水大型ポンプの接続

続口から任意に選択できる構成としている。

先を複数ある接続口から任意に選択できる構成としている。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)(ⅰ)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（炉手順着手の判断基準

相違理由(ⅰ) 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（炉

心損傷前）

心損傷前）

残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

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が及び消火系による原子炉格納容器内へのスプレイができない場合において，代替格納容できない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※１

器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※1 で，原子炉格納容器内へのスプレイ起で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合※２※2動の判断基準に到達した場合 。

相違理由※1：設備に異常がなく，燃料が確保されている場合※1:設備に異常がなく，燃料が確保されている場合。

※2：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，ドライウェル※2:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力

圧力，サプレッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度，サプレッ(D/W)，格納容器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェ

ション・チェンバ雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，原

ンバ気体温度又はサプレッション・チェンバ・プール水位指示値が，原子炉格納

子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合

容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。

【1.6.2.1(1)ａ．(e)】【1.6.2.1(1)a.(c)】

相違理由⑥

217

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(ⅱ)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ（炉

東海第二

備考

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

心損傷後）

心損傷後）

炉心損傷を判断した場合※1 において，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)，

炉心損傷を判断した場合※１において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

よる原子炉格納容器内へのスプレイができず，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬ができず，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）が使用可能な場合※2 で，原子炉格納型）が使用可能な場合※２で，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達し

※3

相違理由

た場合※３

容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達した場合 。
※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，※1：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，設計基設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲

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

気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認し確認した場合。

た場合※2:設備に異常がなく，燃料が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源及び燃料が確保されている場合※3:｢原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達｣とは，格納容器内圧力※3：「原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に到達」とは，原子炉格納(D/W)，格納容器内圧力(S/C)，ドライウェル雰囲気温度又は原子炉圧力容器下鏡

容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合

部温度指示値が，原子炉格納容器内へのスプレイ起動の判断基準に達した場合。
【1.6.2.2(1)a.(c)】ⅱ. 操作手順【1.6.2.2(1)ａ．(e)】

ⅱ)

相違理由

操作手順

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による海を水源とした原子炉格納容器内の冷却

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による海を水源とした原子炉格納容器内の冷手順については，「1.6.2.1(1)a.(c)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子

却手順については，「1.6.2.1(1)ａ．(e) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によ

炉格納容器内へのスプレイ(淡水/海水)」及び「1.6.2.2(1)a.(c)代替格納容器スプレイ冷る原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水／海水）」及び「1.6.2.2(1)ａ．(e)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)」にて整備する。

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）」にて整備する。

218

相違理由⑥

代替格納

相違理由⑥

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

ⅲ. 操作の成立性

東海第二
ⅲ)

備考

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によ

相違理由

る原子炉格納容器内へのスプレイ開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
［交流電源が確保されている場合］
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運【交流動力電源が確保されている場合】

相違理由⑰【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口によ

相違理由

転員 2 名及び緊急時対策要員 10 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから代替格納る原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】

容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで約 315 分で・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

実施した場合，310 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，370 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，225 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，220 分以内で可能である。

219

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）［全交流動力電源が喪失している場合］
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対東海第二【全交流動力電源が喪失している場合】【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納策要員 10 名にて作業を実施し，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系

容器内へのスプレイの場合）】（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで約 315 分で可能である。

・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等（「1.6.2.2(1)a.(c)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ(淡水/海水)」は炉心損傷状態での手順のため全交流動力電源喪失時は使用できない。）

対応要員 8 名にて作業を実施した場合，310 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，370 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，225 分以内で可能である。
【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉格納容器内へのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，220 分以内で可能である。
（「1.6.2.2(1)ａ．(e)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）」は炉心損傷状態での手順のため全交流動力電源
喪失時は使用できない。）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

備考

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

220

相違理由

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

d. 海を水源とした原子炉格納容器下部への注水

東海第二

備考

ｄ．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格納容器下部への注水手段としては格納容器下部注水系（可搬型）

海を水源とした原子炉格納容器下部への注水手段としては，格納容器下部注水系（可搬がある。

型）がある。

(a) 格納容器下部注水系（可搬型）による海を水源とした原子炉格納容器下部への注水(a)

句読点の相違。

格納容器下部注水系（可搬型）による海を水源とした原子炉格納容器下部への注水

炉心の著しい損傷が発生した場合，格納容器下部注水系(常設)及び消火系による原子炉格

炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補納容器下部への注水機能が喪失した場合，格納容器下部注水系(可搬型)を起動し，海を水源

給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水機能が喪失した場合，原子炉格納容とした原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を実施する。

器の破損を防止するため格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル

炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある場合において，あらかじ

相違理由部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。

め原子炉格納容器下部への初期水張りを実施する。

炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。

また，原子炉圧力容器の破損後は，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冠水冷却す

また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融るため，原子炉格納容器下部への注水を継続する。その際の注水流量は，原子炉格納容器内

炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を継続する。その際の減圧及び除熱操作時にサプレション・チェンバ・プールの水位が外部水源注水制限に到達

は，サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，しないように崩壊熱相当の流量とする。

ペデスタル（ドライウェル部）の水位を 2.25m〜2.75m に維持する。

なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により復水補給水系外部接続口及び消火系

なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により原子炉建屋西側接続口，原子炉建連結送水口を任意に選択できる構成としている。

屋東側接続口，高所西側接続口及び高所東側接続口を任意に選択できる構成としている。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)(ⅰ)原子炉格納容器下部への初期水張りの判断基準

手順着手の判断基準

相違理由(ⅰ) ペデスタル（ドライウェル部）水位確保操作の判断基準※1※１

損傷炉心の冷却が未達成の場合 で，格納容器下部注水系(常設)及び消火系による原子炉心損傷を判断した場合

相違理由
※２

で，格納容器下部注水系（可搬型）が使用可能な場合

炉格納容器下部への注水ができず，格納容器下部注水系(可搬型)が使用可能な場合※2。
(ⅱ)原子炉圧力容器の破損後の原子炉格納容器下部への注水操作の判断基準(ⅱ) 原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水操作の判断基準

原子炉圧力容器の破損の徴候※3 及び破損によるパラメータの変化※4 により原子炉圧力

原子炉圧力容器の破損の徴候※３及び破損によるパラメータの変化※４により原子炉容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系(常設)，消火系による原子炉格納容

圧力容器の破損を判断した場合で，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給水器下部への注水ができず，格納容器下部注水系(可搬型)が使用可能な場合※2。

系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができず，格納容器下部注水系（可搬型）が使用可能な場合※２※1:｢損傷炉心の冷却が未達成｣は，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値が 300℃に達し※1：「炉心損傷を判断」は，ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガた場合。

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
温度で 300℃以上を確認した場合

221

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

※2:設備に異常がなく，燃料が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，電源及び燃料が確保されている場合※3:｢原子炉圧力容器の破損の徴候｣は，原子炉圧力容器内の水位の低下，制御棒の位※3：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪置表示の喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度指示値の喪失数増加により確認

相違理由失），制御棒の位置表示の喪失数増加及び原子炉圧力容器温度（下鏡部）指する。

示値が 300℃到達により確認する。

※4:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力容器内の圧力の※4：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水低下，原子炉格納容器内の圧力の上昇，原子炉格納容器内の温度の上昇により確

温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積

認する。

検知用）の上昇又は格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しく
は格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
【1.8.2.1(1)b.】ⅱ. 操作手順【1.8.2.1(1)ｂ．】
ⅱ)

格納容器下部注水系(可搬型)による海を水源とした原子炉格納容器下部への注水手順

操作手順

については，「1.8.2.1(1)b.格納容器下部注水系(可搬型)による原子炉格納容器下部へ順については，「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（ドの注水(淡水/海水)」にて整備する。

ライウェル部）への注水（淡水／海水）」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運

相違理由

格納容器下部注水系（可搬型）による海を水源とした原子炉格納容器下部への注水手

ⅲ)

相違理由⑰

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，作業開始を判断してから格納容器下部注水系（可搬型）によるペデス

相違理由

転員 4 名及び緊急時対策要員 10 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格タル（ドライウェル部）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとお

納容器下部初期注水の開始を確認するまで約 315 分で可能である。

り。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，310 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，370 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，225 分以内で可能である。

222

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，220 分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。格納容器下部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。

223

備考
相違理由

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e. 海を水源とした原子炉ウェルへの注水

東海第二

備考

ｅ．海を水源とした原子炉ウェルへの注水

海を水源とした原子炉ウェルへの注水手段としては格納容器頂部注水系がある。

(a) 格納容器頂部注水系による海を水源とした原子炉ウェルへの注水

海を水源とした原子炉ウェルへの注水手段としては，格納容器頂部注水系（可搬型）があ

相違理由⑫

(a)

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

相違理由⑫⑰

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，

相違理由

炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉建屋の水素爆発を防止する場合に，格納容器頂部注水系を起動し，海を水源とした原子炉ウェルへの注水を実施する。

句読点の相違。

る。

海を水源として格納容器頂部注水系（可搬型）により原子炉ウェルに注水することで原子原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉

炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への水素漏えいを抑制

建屋への水素ガス漏えいを抑制する。

する。

ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ)

炉心損傷を判断した場合※1 において，原子炉格納容器内の温度が 171℃を超えるおそれがある場合で，格納容器頂部注水系が使用可能な場合※2。

手順着手の判断基準

相違理由

炉心損傷を判断した場合※１において，ドライウェル雰囲気温度指示値が 190℃に到達

相違理由

した場合で，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水ができず，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が可能な場合※２※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，設※1：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

計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲気放

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

射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認しモニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合た場合。
※2:設備に異常がなく，燃料が確保されている場合。

※2：設備に異常がなく，燃料が確保されている場合【1.10.2.1(1)a.】【1.10.2.1(1)ｂ．
】

相違理由⑥

操作手順

相違理由

格納容器頂部注水系による海を水源とした原子炉ウェルへの注水手順については，格納容器頂部注水系（可搬型）による海を水源とした原子炉ウェルへの注水手順につ相違理由⑫⑥「1.10.2.1(1)a.格納容器頂部注水系による原子炉ウェル注水(淡水/海水)」にて整備す

いては，「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る。

（淡水／海水）」にて整備する。

ⅱ. 操作手順ⅱ)

224

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ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 10 名にて作

東海第二
ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，作業開始を判断してから，格納容器頂部注水系（可搬型）による原子相違理由

業を実施した場合，作業開始判断から格納容器頂部注水系による原子炉ウェル注水開始ま炉ウェルへの注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

で約 305 分で可能である。

【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場
合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，310 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場
合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，370 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，225 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，220 分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路の確保，防護具及び通信連絡設備を整備する。可搬

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備

型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スを整備する。低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水大型ポンプからペースを確保していることから，容易に操作可能である。

のホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることか
ら，容易に実施可能である。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

備考

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

なお，一度原子炉格納容器トップが冠水するまで注水した後は，原子炉格納容器トップ

なお，一度原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠水するまで注水した後は，蒸発

ヘッドフランジのシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能であるによる水位低下を考慮して定期的に注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジが冠が，原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温度が上昇傾向となった場合は，シ水する水位を維持することにより，原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール部温ール部温度が低下するまで，格納容器頂部注水系による原子炉ウェル注水を実施すること

度をシールの健全性を保つことができる温度以下に抑えることが可能である。

により，原子炉格納容器トップヘッドフランジを冠水させるだけの水位を維持する。

225

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f. 海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ

東海第二

備考

ｆ．海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ

海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手段としては，燃料プール代替注水系

海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ手段としては，代替燃料プール注水がある。

系（可搬型）がある。

(a) 海を水源とした燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プ

海を水源とした代替燃料プール注水系による注水ライン／常設スプレイヘッダを使用し相違理由⑫

ールへの注水た使用済燃料プールへの注水

東二は代替燃料プール注水系

使用済燃料プールの冷却機能と注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水として注水ライン及び常設ス

えいが発生した場合に，燃料プール代替注水系を起動し，海を水源とした使用済燃料プールの漏えいが発生した場合に，海を水源として代替燃料プール注水系（注水ライン／常設ス

プレイヘッダによる注水手段

への注水を実施する。

プレイヘッダ）を使用した可搬型代替注水大型ポンプにより使用済燃料プールへ注水す

を整備。

る。

柏崎は燃料プール代替注水系

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)1 台又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)1 台により，常設ス

(a)

相違理由⑫

として常設スプレイヘッダにプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水が可能である。

よる注水手段を整備。

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)で送水が可能となるよう準備を行うが，可搬型

相違理由

代替注水ポンプ(A-1 級)の準備ができない場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)で常設ス
プレイヘッダから使用済燃料プールへの注水を実施する。

ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ)

以下のいずれかの状況に至った場合。

手順着手の判断基準

相違理由

以下のいずれかの状況に至り，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水相違理由

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並びに消火系による使用済燃料プールへの注水ができない場合
・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。

・使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報が発生した場合・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合【1.11.2.1(1)a.】【1.11.2.1(1)ｂ．
】

相違理由⑥

操作手順

相違理由

燃料プール代替注水系による海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手順

代替燃料プール注水系による海を水源とした使用済燃料プールへの注水手順について

相違理由⑫⑰⑥については，「1.11.2.1(1)a.燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用しは，「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た使用済燃料プールへの注水(淡水/海水)」にて整備する。

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

ⅱ. 操作手順ⅱ)

ルへの注水（淡水／海水）」にて整備する。

226

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ⅲ. 操作の成立性

東海第二
ⅲ)

備考

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 10 名にて作

上記の操作は，作業開始を判断してから可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ

相違理由

業を実施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定，可搬型代替注水ポール注水系（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

ンプ(A-1 級又は A-2 級)の配置，送水準備及び使用済燃料プール注水専用接続口使用によ開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

る可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による注水まで約 305 分で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，310 分以内で可能である。
【現場操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，310 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，370 分以内で可能である。
【現場操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，370 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場
合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，225 分以内で可能である。
【現場操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，225 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場
合）】・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，220 分以内で可能である。

227

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東海第二

備考

【現場操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プールへの注水の場合）】

相違理由

・上記の操作は，運転員等（当直運転員）3 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，220 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備

る。可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具でを整備する。代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）として使用すあり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。

る可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

業性についても確保している。

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

(b) 海を水源とした燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料
プールへの注水(b) 海を水源とした代替燃料プール注水系による可搬型スプレイノズルを使用した使用済燃料

相違理由⑫③

プールへの注水

使用済燃料プールの冷却機能と注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水の漏

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールの小規模な水のえいが発生した場合に，燃料プール代替注水系を起動し，海を水源とした使用済燃料プール

漏えいが発生した場合に，代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を優への注水を実施する。

先して使用するが，代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）の機能が喪

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)1 台又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)1 台により，可搬型
スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水が可能である。

相違理由

失した場合は，海を水源として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
可搬型代替注水大型ポンプにより使用済燃料プールへ注水する。

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)で送水が可能となるよう準備を行うが，可搬型
代替注水ポンプ(A-1 級)の準備ができない場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)で可搬型
スプレイヘッダから使用済燃料プールへの注水を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ)

以下のいずれかの状況に至り，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
水ができない場合。

手順着手の判断基準

相違理由

以下のいずれかの状況に至った場合

相違理由

・使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プール温度高警報が発生した場合

・燃料プール水位低警報又は燃料プール温度高警報が発生した場合。

・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合

・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，復旧が見込めない場合。

ただし，使用済燃料プールエリアへアクセスできる場合【1.11.2.1(1)b.】【1.11.2.1(1)ｃ．
】

228

相違理由⑥

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ⅱ. 操作手順

東海第二
ⅱ)

備考

操作手順

相違理由

燃料プール代替注水系による海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手順

代替燃料プール注水系による海を水源とした使用済燃料プールへの注水手順について

相違理由⑫⑰⑥については，「1.11.2.1(1)b.燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用

は，「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

した使用済燃料プールへの注水(淡水/海水)」にて整備する。

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）」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対ⅲ)

上記の操作は，作業開始を判断してから可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ

相違理由

策要員 10 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから燃料プール代替注水系にール注水系（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開始までのよる可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水開始までの所要時間は下必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

記のとおり。
SFP 可搬式接続口使用の場合:約 305 分
原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合:約 305 分【原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，385 分以内で可能である。
【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，335 分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備

る。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。

を整備する。また，速やかに作業が開始できるように，原子炉建屋内で使用する資機材

屋内作業の室温は，事象初期に可搬型スプレイヘッダの設置を実施するため通常運転時とは作業場所近傍に配備する。代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使同程度である。

用する可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であな作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

り，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

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

229

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 海を水源とした燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プ

東海第二
(c)

備考

海を水源とした代替燃料プール注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料

ールへのスプレイ相違理由⑫

プールへのスプレイ

使用済燃料プールの大規模な水の漏えいが発生した場合に，燃料プール代替注水系を起動
し，海を水源とした使用済燃料プールへのスプレイを実施する。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に低下

相違理由

し，燃料プール代替注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，可搬型

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に低下

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

し，使用済燃料プール注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，可搬型

済燃料プールへのスプレイを実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷

代替注水ポンプ(A-1 級)1 台及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)2 台により，常設スプレイヘの進行を緩和し，臨界を防止する。

ッダを使用したスプレイを実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。
なお，可搬型代替注水ポンプは(A-2 級)2 台を並列に連結し，さらに可搬型代替注水ポン
プ(A-1 級)1 台を直列に連結して使用する。

ⅰ.手順着手の判断基準ⅰ)

使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至った場合。

手順着手の判断基準

相違理由

使用済燃料プール水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に相違理由至り，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ができない場合

・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。

・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合

・使用済燃料貯蔵ラック上端+6000mm を下回る水位低下を使用済燃料貯蔵プール水位・・使用済燃料貯蔵ラック上端+6,668mm を下回る水位低下を使用済燃料プール水位・温温度にて確認した場合。

度（ＳＡ広域）にて確認した場合【1.11.2.2(1)a.】【1.11.2.2(1)ｂ．】

相違理由⑥

操作手順

相違理由

燃料プール代替注水系による海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手順

代替燃料プール注水系による海を水源とした使用済燃料プールへのスプレイ手順につ相違理由⑫⑰⑥については，「1.11.2.2(1)a.燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用しいては，「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た使用済燃料プールへのスプレイ(淡水/海水)」にて整備する。

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

ⅱ. 操作手順ⅱ)

プレイ（淡水／海水）」にて整備する。

230

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

ⅲ. 操作の成立性

東海第二
ⅲ)

備考

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 10 名にて作

上記の操作は，作業開始を判断してから可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ

相違理由

業を実施した場合，作業開始を判断してから水源と送水ルートの特定，可搬型代替注水ポール注水系（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開始まで

ンプ(A-1 級又は A-2 級)の配置，送水準備及び使用済燃料プール注水専用接続口使用によの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

る可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)によるスプレイまで約 315 分で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプ
レイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，310 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプ
レイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，370 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，225 分以内で可能である。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用した使用済燃料プールへのスプレイの場合）】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，220 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備

る。可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具でを整備する。代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替あり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。

注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

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

231

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(d) 海を水源とした燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料

東海第二
(d)

備考

海を水源とした代替燃料プール注水系による可搬型スプレイノズルを使用した使用済燃

プールへのスプレイ

相違理由⑫③料プールへのスプレイ

使用済燃料プールの大規模な水の漏えいが発生した場合に，燃料プール代替注水系を起動
し，海を水源とした使用済燃料プールへのスプレイを実施する。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低

相違理由

下し，燃料プール代替注水設備による注水を実施しても水位を維持できない場合に，常設

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下

スプレイヘッダを優先して使用するが，常設スプレイヘッダの機能が喪失した場合は，可し，使用済燃料プール注水設備による注水を実施しても水位が維持できない場合に常設スプ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

レイヘッダを優先して使用するが，外的要因(航空機衝突又は竜巻等)により，常設スプレイ

た使用済燃料プールへのスプレイを実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しヘッダの機能が喪失した場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)1 台及び可搬型代替注水ポ

い損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。

ンプ(A-2 級)1 台，又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)2 台により，可搬型スプレイヘッダを使用したスプレイを実施することで使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止する。
なお，可搬型代替注水ポンプは(A-1 級)1 台及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)1 台を直列に連結，又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)2 台を直列に連結して使用する。
ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)

使用済燃料プールの水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に至り，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ができない場合。

手順着手の判断基準

相違理由

使用済燃料プール水位が水位低警報レベルまで低下し，更に以下のいずれかの状況に相違理由至り，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ができない場合。
ただし，使用済燃料プールエリアへアクセスできる場合

・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合。

・使用済燃料プールへの注水を行っても水位低下が継続する場合

・使用済燃料貯蔵ラック上端+6000mm を下回る水位低下を使用済燃料貯蔵プール水位・・使用済燃料貯蔵ラック上端+6,668mm を下回る水位低下を使用済燃料プール水位・温温度にて確認した場合。

度（ＳＡ広域）にて確認した場合【1.11.2.2(1)b.】【1.11.2.2(1)ｃ．】

相違理由⑥

操作手順

相違理由

燃料プール代替注水系による海を水源とした使用済燃料プールへの注水/スプレイ手順

代替燃料プール注水系による海を水源とした使用済燃料プールへのスプレイ手順につ相違理由⑫⑰については，「1.11.2.2(1)b.燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用

いては，「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（可した使用済燃料プールへのスプレイ(淡水/海水)」にて整備する。

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）」にて

ⅱ. 操作手順

ⅱ)

整備する。

232

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

ⅲ. 操作の成立性

東海第二
ⅲ)

備考

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対

上記の操作は，作業開始を判断してから可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ

相違理由

策要員 10 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから燃料プール代替注水系にール注水系（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開始まよる可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ開始までの所要時間での必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

は下記のとおり。
SFP 可搬式接続口使用の場合:約 315 分
原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合:約 315 分【原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，385 分以内で可能である。
【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，335 分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備

る。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。

を整備する。また，速やかに作業が開始できるように，原子炉建屋内で使用する資機材

屋内作業の室温は，事象初期に可搬型スプレイヘッダの設置を実施するため通常運転時とは作業場所近傍に配備する。代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使同程度である。

用する可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であな作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

り，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

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

233

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

ｇ．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

相違理由⑲

海を水源とした残留熱除去系海水系への冷却水を確保する手段としては，残留熱除去系海水系がある。
(a)

残留熱除去系海水系による冷却水の確保
残留熱除去系海水系が健全な場合は，自動起動信号による作動，又は中央制御室からの手動操作により残留熱除去系海水系を起動し，残留熱除去系海水系による冷却水確保を行う。

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系を使用した原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内の除熱が必要な場合【1.5.2.3(1)】

ⅱ)

操作手順
残留熱除去系海水系による冷却水の確保手順については，「1.5.2.3(1) 残留熱除去系
海水系による冷却水確保」にて整備する。

ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系海水系による冷却水供給開始まで 4 分以内で可能である。

234

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

g. 海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送

東海第二ｈ．海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送

海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送手段としては原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系がある。

備考
相違理由⑥⑰

海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送手段としては，緊急用海水系及相違理由⑰

び代替残留熱除去系海水系がある。

句読点の相違。
東二は常設の緊急用海水系（新設）及び可搬設備を使用した代替残留熱除去系海水系（新設）による冷却水の確保手段を整備。
柏崎は常設の原子炉補機冷却系（設計基準事故対処設備）及び可搬設備を使用した代替原子炉補機冷却系による冷却水の確保手段を整備。その他，原子炉補機冷却水系へ可搬設備により海水を直接送水する手段を整備。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由(a) 原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

相違理由

原子炉補機冷却系が健全な場合は，自動起動信号による作動，又は中央制御室からの手動操作により原子炉補機冷却系を起動し，原子炉補機冷却系による補機冷却水確保を実施する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
残留熱除去系を使用した原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内の除熱が必要な場合。
【1.5.2.3(1)】ⅱ. 操作手順
原子炉補機冷却系による補機冷却水確保の手順については「1.5.2.3(1)原子炉補機冷却系による補機冷却水確保」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応で
きる。

235

と示す。

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 海を水源とした代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

東海第二
(a)

備考

海を水源とした緊急用海水系による冷却水の確保

相違理由⑥ ⑰

原子炉補機冷却水系又は原子炉補機冷却海水系の機能が喪失した場合，残留熱除去系を使

残留熱除去系海水系の機能が喪失した場合，残留熱除去系を使用した発電用原子炉から

相違理由

用した原子炉除熱，格納容器除熱及び使用済燃料プール除熱戦略ができなくなるため，代替の除熱及び原子炉格納容器内の除熱ができなくなるため，残留熱除去系海水系の系統構成

原子炉補機冷却系を用いた補機冷却水確保のため，原子炉補機冷却水系の系統構成を行い，を行い，緊急用海水系により冷却水を供給する。

代替原子炉補機冷却系により補機冷却水を供給する。
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源が確保されている場合に，冷却水通水確認後，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却
モード，格納容器スプレイ冷却モード又は原子炉停止時冷却モード）を起動し，最終ヒート
シンク（海）へ熱を輸送する。
ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)

原子炉補機冷却系の故障又は全交流動力電源喪失により原子炉補機冷却系を使用できない場合。

手順着手の判断基準

相違理由

残留熱除去系海水系の故障又は全交流動力電源の喪失により残留熱除去系海水系を使相違理由

用できない場合【1.5.2.2(1)a.】ⅱ. 操作手順【1.5.2.2(1)ａ．】
ⅱ)

代替原子炉補機冷却系による海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送手
順については，「1.5.2.2(1)a.代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保」にて整備す

操作手順

相違理由

緊急用海水系による海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送手順に相違理由 ⑰

ついては，「1.5.2.2(1)ａ．緊急用海水系による冷却水確保」にて整備する。

る。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名，現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 13 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから運転員操作の系統構成完ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，運転員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断

相違理由してから緊急用海水系による冷却水供給開始まで 24 分以内で可能である。

了まで約 255 分，緊急時対策要員操作の補機冷却水供給開始まで約 540 分で可能である。
なお，炉心の著しい損傷が生じた場合において代替原子炉補機冷却系を設置する場合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，緊急時対策要員を 2 班体制とし，交替して対応する。
プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

236

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる補機冷却

東海第二
(b)

備考

代替残留熱除去系海水系による冷却水の確保

相違理由⑥ ⑰

残留熱除去系海水系の機能が喪失した場合，緊急用海水系が使用できない場合は，残留

相違理由

水確保
原子炉補機冷却水系又は原子炉補機冷却海水系の機能が喪失した場合，残留熱除去系を使用した除熱戦略ができなくなるため，代替原子炉補機冷却系により補機冷却水を確保する

熱除去系を使用した発電用原子炉からの除熱及び原子炉格納容器内の除熱ができなくなるが，代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットが機能喪失した場合は，原子炉補機冷却水系のため，残留熱除去系海水系の系統構成を行い，代替残留熱除去系海水系により冷却水を供系統構成を行い，大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプ給する。

により，原子炉補機冷却水系に海水を注入することで補機冷却水を供給する。
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源が確保されている場合に，冷却水通水確認後，目的に応じた運転モードで残留熱除去系（サプレッショ
ン・チェンバ・プール水冷却モード，格納容器スプレイ冷却モード及び原子炉停止時冷却モード）を起動し，最終ヒートシンク（海）へ熱を輸送する。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)(ⅰ)大容量送水車（熱交換器ユニット用）使用の場合
代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットが機能喪失した場合。

手順着手の判断基準

相違理由

残留熱除去系海水系機能喪失又は全交流動力電源喪失により残留熱除去系海水系が機相違理由能喪失した場合で，緊急用海水系が故障等により使用できない場合(ⅱ)代替原子炉補機冷却海水ポンプ使用の場合
代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットが機能喪失した場合で，大容量送水車（熱交換器ユニット用）が故障等により使用できない場合。

【1.5.2.2(1)ｂ．】【1.5.2.2(1)b.】ⅱ. 操作手順

操作手順

相違理由

代替原子炉補機冷却系による海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送手

ⅱ)

代替残留熱除去系海水系による海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱

相違理由 ⑰

順については，「1.5.2.2(1)b.大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機

輸送手順については，「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」に

冷却海水ポンプによる補機冷却水確保」にて整備する。

て整備する。

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運
転員 2 名及び緊急時対策要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから運転

東海第二
ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，作業開始を判断してから代替残留熱除去系海水系による冷却水（海相違理由水）供給開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

員による系統構成完了まで約 255 分，緊急時対策要員による大容量送水車（熱交換器ユニット用）を使用した補機冷却水供給開始まで約 300 分で可能である。また，代替原子炉補【代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口又は代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口

機冷却海水ポンプを使用した場合は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及による冷却水（海水）確保の場合】

び確認者），現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 11 名にて作業を実施し，補機冷却水供・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を給開始まで約 420 分で可能である。

実施した場合，370 分以内で可能である。
【代替残留熱除去系海水系西側接続口による冷却水（海水）確保の場合】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，310 分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備

る。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。

を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，代替残留熱除去系

屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

備考

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

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h. 海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制

東海第二

備考

ｉ．海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制

海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制手段としては大容量送水車（原子炉建屋放水相違理由⑥

海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制手段としては，可搬型代替注水大型ポンプ

句読点の相違。

設備用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制がある。

（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がある。

相違理由③(a) 海を水源とした大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による大気への放射性(a)

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

相違理由③

相違理由

物質の拡散抑制
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，格容器スプレイによる原子炉格納容器内の除熱やフィルタ装置，代替フィルタ装置，及び代替

納容器スプレイによる原子炉格納容器内の除熱や格納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷

循環冷却による原子炉格納容器の減圧及び除熱させる手段がある。

却による原子炉格納容器の減圧及び除熱させる手段がある。

また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常に

また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が異常低下し，使用済燃料プール注水設備で注水しても水位が維持できない場合は，使用済燃料プに低下し，使用済燃料プール注水設備で注水しても水位が維持できない場合は，使用済燃ールへのスプレイにより燃料損傷を緩和する手段がある。

料プールへのスプレイにより燃料損傷を緩和する手段がある。

しかし，これらの機能が喪失し，原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合を想定

しかし，これらの機能が喪失し，原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合を想定

し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲により原子炉建屋に海水を放水し，大し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲により原子炉建屋に海水を放水し，大気気への放射性物質の拡散を抑制する。

への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ)

以下のいずれかが該当する場合とする。

手順着手の判断基準

相違理由
相違理由

以下のいずれかが該当する場合とする。

・炉心損傷を判断した場合※1 において，あらゆる注水手段を講じても原子炉圧力容器へ※１

・炉心損傷を判断した場合の注水が確認できない場合。

において，あらゆる注水手段を講じても発電用原子炉への注水が確認できない場合

・使用済燃料プール水位が低下した場合において，あらゆる注水手段を講じても水位・使用済燃料プール水位が低下した場合において，あらゆる注水手段を講じても水位低下が継続する場合。

低下が継続する場合

・大型航空機の衝突など，原子炉建屋外観で大きな損傷を確認した場合。

・大型航空機の衝突等，原子炉建屋の外観で大きな損傷を確認した場合※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，※1：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

設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲

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

気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上をモニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合確認した場合。
【1.12.2.1(1)a.】【1.12.2.1(1)ａ．】

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

ⅱ. 操作手順

東海第二
操作手順

相違理由⑥

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲による海を水源とした大気への放射

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による海を水源とした大気への放射相違理由③性物質の拡散抑制手順については，「1.12.2.1(1)a.大容量送水車（原子炉建屋放水設備

性物質の拡散抑制手順については，「1.12.2.1(1)ａ．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」にて整備する。

用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制」にて整備する。

ⅲ. 操作の成立性

ⅱ)

備考

操作の成立性相違理由⑥

上記の現場対応は準備段階では緊急時対策要員（復旧班員）8 名（水張りは 5 名）にてⅲ)

上記の現場対応は，準備段階では重大事故等対応要員 8 名（可搬型代替注水大型ポン

相違理由

実施し，所要時間は，複数あるホース敷設ルートのうち，敷設距離が短くなる 7 号炉南側

プ（放水用）の起動，ホースの水張り及び空気抜きは 4 名）にて実施し，所要時間は，からのルートを優先的に選択することで，手順着手から約 130 分（7 号炉の場合，6 号炉

複数あるホース敷設ルートのうち，設置距離が短くなる廃棄物処理建屋南側から原子炉の場合は約 160 分）で大気への放射性物質の拡散抑制準備を完了することとしている。

建屋南側エリアへのルートを選択した場合は，手順着手から 145 分で大気への放射性物（ホース敷設距離が長くなる 5 号炉北側からのルートでホースを敷設した場合は，約 190

質の拡散抑制の準備を完了することとしている（ホース敷設距離が長くなる敷地南側の分で大気への放射性物質の拡散抑制準備を完了することとしている。）

防潮堤沿いのルートでホースを敷設した場合は，210 分で大気への放射性物質の拡散抑制の準備を完了することとしている）。

円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，可搬型照明及び通信連絡設備を整円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，可搬型照明，通信連絡設備を整備する。作業環境の周囲温度は外気温と同程度である。ホース等の取付けについては速や備する。作業環境の周囲温度は外気温と同程度である。ホース等の取付けについては速かに作業ができるように大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の保管場所に使用工具及やかに作業ができるように可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の保管場所に使用工具

びホースを配備する。

及びホースを配備する。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。
緊急時対策本部からの指示を受けて，大気への放射性物質の拡散抑制を開始する。緊急

災害対策本部長代理からの指示を受けて，大気への放射性物質の拡散抑制を開始す

時対策要員（復旧班員）5 名にて実施し，手順着手から約 130 分以降（7 号炉の場合，6 号る。重大事故等対応要員 4 名にて実施し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放炉の場合は約 160 分以降）放水することが可能である。

水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の実施指示から 5 分で放水することが可能である。

放水砲は可搬型設備のため，任意に敷設場所を設定することが可能であり，風向き等の放水砲は可搬型設備のため，任意に設置場所を設定することが可能であり，風向き等

天候状況及びアクセスルートの状況に応じて，最も効果的な方角から原子炉建屋破損口等の天候状況及びアクセス状況に応じて，最も効果的な方角から原子炉建屋の破損口等，の放射性物質放出箇所に向けて放水を実施する。

放射性物質の放出箇所に向けて放水する。なお，原子炉建屋への放水に当たっては，原子炉建屋から漏えいする放射性物質や熱を検出する手段として，必要に応じてガンマカ
メラ又はサーモカメラを活用する。原子炉建屋の破損箇所や放射性物質の放出箇所が確認できない場合は，原子炉建屋の中心に向けて放水する。

240

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

放水砲による放水については噴射ノズルを調整することで，放水形状を直線状又は噴霧

東海第二放水砲による放水は，噴射ノズルを調整することで放水形状を直線状又は噴霧状に調状に調整でき，放水形状は，直線状とするとより遠くまで放水できるが，噴霧状とする

整でき，放水形状は，直線状とするとより遠くまで放水できるが，噴霧状とすると直線と，直線状よりも放射性物質の拡散抑制効果が期待できることから，なるべく噴霧状を使状よりも放射性物質の拡散抑制効果が期待できることから，なるべく噴霧状を使用す

用する。

る。

また，直線状で放射する場合も到達点では，噴霧状になっているため放射性物質の拡散抑制効果がある。

また，直線状で放射する場合も到達点では，噴霧状になっているため放射性物質の抑制効果がある。

なお，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲の準備にあたり，プラント状況

なお，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲の準備にあたり，プラント状況やや周辺の現場状況，ホースの敷設時間等を考慮し，複数あるホース敷設ルートから全対応

周辺の現場状況，ホースの敷設時間等を考慮し，複数あるホース敷設ルートから全対応の作業時間が短くなるよう適切なルートを選択する。

の作業時間が短くなるよう適切なルートを選択する。

241

備考
相違理由

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東海第二

備考

ｊ．海を水源とした航空機燃料火災への泡消火

i. 海を水源とした航空機燃料火災への泡消火用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置がある。

相違理由⑥

海を水源とした航空機燃料火災への泡消火手段としては，可搬型代替注水大型ポンプ（放句読点の相違。

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相違理由③⑰

泡消火がある。

東二は泡消火薬剤容器（泡消火

海を水源とした航空機燃料火災への泡消火手段としては大容量送水車（原子炉建屋放水設備

薬剤を容器に入れたもの）を整備。
柏崎は泡原液搬送車を整備。

(a) 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置によ(a)る航空機燃料火災への泡消火

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）及び相違理由③

泡混合器による航空機燃料火災への泡消火

東二は泡消火薬剤容器（泡消火
薬剤を容器に入れたもの）を整備。
柏崎は泡原液搬送車を整備。

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合は，大容量送水

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合は，可搬型代車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置により，海水を水替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び泡混合器によ源として，航空機燃料火災への泡消火を行う手順を整備する。

り，海水を水源とした航空機燃料火災への泡消火を行う手順を整備する。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)

航空機燃料火災が発生した場合。

手順着手の判断基準

相違理由

相違理由

航空機燃料火災が発生した場合【1.12.2.2(2)a.】ⅱ. 操作手順
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置に【1.12.2.2(2)ａ．】

ⅱ)

操作手順

相違理由

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

相違理由③

よる海を水源とした航空機燃料火災への泡消火手順については，「1.12.2.2(2)a.大容量

び泡混合器による海を水源とした航空機燃料火災への泡消火手順については，

東二は泡消火薬剤容器（泡消火送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置による航空「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（大薬剤を容器に入れたもの）を整機燃料火災への泡消火」にて整備する。

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」にて整備する。

備。
柏崎は泡原液搬送車を整備。

242

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ⅲ. 操作の成立性
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液搬送車及び泡原液混合装置に

東海第二
ⅲ)

操作の成立性

相違理由

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）及び相違理由

よる泡消火は，準備段階では現場にて緊急時対策要員 8 名で実施する。手順着手から約

泡混合器による泡消火は，準備段階では現場にて 8 名で実施する。所要時間は，複数あ130 分（7 号炉の場合，6 号炉の場合は約 160 分）で準備を完了することとしている。（ホるホース敷設ルートのうち，設置距離が短くなる廃棄物処理建屋南側から原子炉建屋南ース敷設距離が長くなる 5 号炉北側からのルートでホースを敷設した場合は，約 190 分で側エリアへのルートを選択した場合は，手順着手から 145 分で準備を完了することとし対応することとしている。）ている（ホース敷設距離が長くなる敷地南側の防潮堤沿いのルートでホースを敷設した
場合は，210 分で対応することとしている）。

放水段階では緊急時対策要員（復旧班員）5 名にて実施する。1％濃縮用泡消火剤を 4，000L 配備し，放水開始から約 25 分の泡消火が可能である。
泡消火剤は，放水流量（15，000L/min）の 1％濃度で自動注入となる。

備考

放水段階では，重大事故等対応要員 5 名にて実施する。1％濃縮用泡消火薬剤を 5m３配備し，泡消火開始から約 20 分の泡消火が可能である。
泡消火薬剤は，放水流量（約 1,338m３／h）の 1％濃度で自動注入となる。

円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，照明，通信連絡設備を整備する。

円滑に作業できるように移動経路を確保し，防護具，可搬型照明，通信連絡設備を整

ホース等の取付けについては，速やかに作業ができるように大容量送水車（原子炉建屋放備する。ホース等の取付けについては，速やかに作業ができるように可搬型代替注水大水設備用）の保管場所に使用工具及びホースを配備する。

型ポンプ（放水用）の保管場所に使用工具及びホースを配備する。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

243

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東海第二

備考

ｋ．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冷却水を確保する手段としては，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がある。
(a)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
非常用交流電源設備が健全な場合は，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り２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機（以下「非常用ディーゼル発電機」を「Ｄ／Ｇ」という。）又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（以下「ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ」という。）のディーゼル機関への冷却水（海水）を確保することで，２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇを自動起動信号（非常用高圧母線電圧低）による起動，又は中央制御室から起動し，非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ ２
Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳに給電する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
外部電源が喪失した場合又はＭ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳの母線電圧がないことを確認した場合【1.14.2.7(1)】

ⅱ)

操作手順
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（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）手順については，「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」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性【２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの起動】
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇを起動し，受電遮断器が投入される（Ｍ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳが給電する）ことの確認完了まで 1 分以内で可能であ
る。

244

相違理由⑳

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東海第二

備考

【２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの中央制御室からの手動起動】

相違理由⑳

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇを起動し，受電遮断器が投入（Ｍ／Ｃ
２Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳが給電する）完了まで 2 分以内で可能である。
中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，２Ｃ Ｄ／Ｇ又は２Ｄ Ｄ／Ｇが使用でき，常設代替高圧電源装置及び残留熱除去系海水系ポンプの機能が喪失している場合において，代替循環冷却系及び緊急用海水系による原子炉格納容器からの減圧及び除熱を行うために，非常用交流電源設備から代替所内電気設備への給電を行う。

相違理由⑳(b) 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
外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇの故障により，非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ
２Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失している状態で，ＨＰＣＳ Ｄ／ＧからＭ／Ｃ ＨＰＣＳ及びＭ／Ｃ ２Ｅを経由して非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ ２Ｃ（又は２Ｄ）へ給電する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇの故障により，Ｍ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失している状態で，ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ，Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ，Ｍ／Ｃ ２Ｅ及びＭ／Ｃ ２
Ｃ（又は２Ｄ）の使用が可能であって，さらに高圧炉心スプレイ系ポンプの停止が可能な場合【1.14.2.4(3)】

ⅱ)

操作手順
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（高圧炉心スプレイ

系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電）手順については，「1.14.2.4(3)（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」にて整備する。

245

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二
ⅲ)

備考

操作の成立性

相違理由⑳

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名及び現場対応を運転員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄへの給電まで 95 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
ｌ．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(a)

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
外部電源喪失及び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のポンプ等の故障により２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ Ｄ／Ｇによる給電が復旧できない場合に，可搬型代替注水大型ポンプにより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海水を送水し，２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの電源給電機能を復旧する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
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
海水系のポンプ・電動機・配管・ケーブル等の故障により２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ又はＨＰＣ
Ｓ Ｄ／Ｇによる給電ができない状態で，２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの使用が可能な場合【1.14.2.5(1)】

ⅱ)

操作手順
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による２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧手順については，「1.14.2.5(1) 代替海水送水による電源給電機能の復旧」にて整備する。

246

相違理由

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二
ⅲ)

備考

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名及び現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから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による２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの電源給電機能の復旧までの所要時間は 300分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

ｍ．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
海を水源とした使用済燃料プールの除熱手段としては，代替燃料プール冷却系がある。
(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設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）による使用済燃料プールの除熱ができず，使用済燃料プールから発生する水蒸気が重大事故等対処設備に悪影響を及ぼす可能性がある場合は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備として使用する可
搬型代替低圧電源車により代替燃料プール冷却系の電源を確保し，緊急用海水系又は代替
燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保すること
で，代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準(ⅰ) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，代替燃料プール冷却系が使用可能な場合※１※1：設備に異常がなく，電源，水源（スキマサージタンク）及び緊急用海水系又は可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水が確保されている状態【1.11.2.4(1)ａ．(a)】

247

相違理由

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

(ⅱ) 緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

相違理由

使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度が上昇していることを確認した場合【1.11.2.4(1)ａ．(b)】(ⅲ) 代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度が上昇していることを確認した場合で，緊急用海水系が使用できない場合【1.11.2.4(1)ａ．(c)】ⅱ)

操作手順
代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱手順については，「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」，緊急用海水系による冷却水（海水）の確保手順については，「1.11.2.4(1)ａ．(b)

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保」，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保手順については，「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注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性(ⅰ) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱開始まで 15 分以内で可能である。
(ⅱ)

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから緊急用海水系による冷却水の供給開始まで 20 分以内で可能である。

248

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二(ⅲ) 代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保
上記の操作は，作業開始を判断してから代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水の供給開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【代替燃料プール冷却系東側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，370 分以内で可能である。
【代替燃料プール冷却系西側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合】
・上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，310 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。
また，車両の作業照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

249

備考
相違理由

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(8) ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした対応手順

東海第二
(9)

重大事故等時，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入手順

備考

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手順

相違理由⑥③

重大事故等時，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手順を整

相違理由③を整備する。

備する。

a. ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入

ａ．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

相違理由③

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手段としては，ほう酸(a) EOP 「反応度制御」

東二は他の水源を利用した対水注入系がある。

応手順に合わせ記載。

(a)

相違理由⑰

ATWS 発生時に，発電用原子炉を安全に停止させる。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」ＡＴＷＳ発生時に，発電用原子炉を安全に停止させる。

ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ)

EOP 「スクラム」(原子炉出力)の操作を実施しても，ペアロッド 1 組又は制御棒 1 本

相違理由

手順着手の判断基準
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）の操作をよりも多くの制御棒が未挿入の場合。

実施しても，全制御棒が全挿入位置又は最大未臨界引抜位置（全制御棒 02

なお，制御棒操作監視系の故障により，制御棒位置が確認できない場合も ATWS と判断

相違理由

位置）ま

で挿入されない場合する。

なお，制御棒操作監視系の故障により，制御棒の位置が確認できない場合もＡＴＷＳと判断する。
【1.1.2.1(2)】ⅱ. 操作手順【1.1.2.1(2)】ⅱ)

ほう酸水注入系によるほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう

操作手順

相違理由

ほう酸水注入系による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

酸水注入手順については，「1.1.2.1(2)EOP「反応度制御」」にて整備する。

注入手順については，「1.1.2.1(2)相違理由③

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」」にて整備する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから，ほう酸水注入開始まで 1 分以内で対応可能である。

ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，運転員等（当直運転員）2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断

相違理由

してからの各操作の所要時間は以下のとおり。
・ほう酸水注入系の起動操作完了：4 分以内

円滑に作業できるように，照明及び通信連絡設備を整備する。

250

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水

東海第二
(b)

備考

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水

高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原

高圧炉心スプレイ系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系

子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持で及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上きない場合は，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉圧力容に維持できない場合は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉圧器へのほう酸水注入を実施する。

力容器へのほう酸水注入を実施する。

さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンクに補給することで，ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水を継続す

相違理由

さらに，純水系を水源としてほう酸水貯蔵タンクに補給することで，ほう酸水貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水を継続する。

る。
また，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系テストタンクに補給することで，ほう酸水注入系テストタンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水も可能である。

ⅰ. 手順着手の判断基準ⅰ)

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であり，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷手順着手の判断基準

相違理由

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であり，高圧炉心スプレイ系，原子炉隔離

相違理由

却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低(レベル 3)以上に維持できない場合

時冷却系及び高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル

で，ほう酸水注入系が使用可能な場合。

３）以上に維持できない場合で，ほう酸水注入系が使用可能な場合【1.2.2.3(1)a.】【1.2.2.3(1)ａ．】

ⅱ. 操作手順

操作手順

相違理由

ほう酸水注入系によるほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほうⅱ)

ほう酸水注入系による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

相違理由③

酸水注入手順については，「1.2.2.3(1)a.ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう

注水手順については，「1.2.2.3(1)ａ．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水」にて整備する。

酸水注入及び注水」にて整備する。

251

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ⅲ. 操作の成立性

東海第二操作の成立性

相違理由

上記の操作のうち，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸

上記の操作のうち，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

相違理由

水注入は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員

入は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名にて作業を実施した場合，作業開始

2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉圧力容器へのほう酸水注入を判断してから原子炉圧力容器へのほう酸水注入開始まで 2 分以内で可能である。

開始まで約 20 分で可能である。
さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンクに補給し，原子炉圧力容器へ継続注水する場合は，1 ユニット当たり現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，

ⅲ)

備考

さらに，純水系を水源としてほう酸水貯蔵タンクに補給し，原子炉圧力容器へ継続注
水する場合は，現場対応を運転員等（当直運転員）2 名にて実施した場合，作業開始を判断してから原子炉圧力容器への継続注水準備完了まで 60 分以内で可能である。

作業開始を判断してから原子炉圧力容器への継続注水準備完了まで約 65 分で可能である。
また，復水補給水系等を水源としたほう酸水注入系テストタンクに補給し，原子炉圧力容器への注水する場合は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）
及び現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉圧力容器への注水開始まで約 75 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

252

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

東海第二
(c)

炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防備考

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
損傷炉心へ注水する場合，ほう酸水注入系によるほう酸水の注入を並行して実施する。

相違理由

止するため原子炉圧力容器へ注水する。また，十分な炉心の冷却ができず原子炉圧力容器下部へ溶融炉心が移動した場合でも原子炉圧力容器への注水により原子炉圧力容器の破損防止又は遅延を図る。
ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ)

炉心が損傷した場合※1 において，損傷炉心へ注水する場合で，ほう酸水注入系が使用可
能な場合※2。

手順着手の判断基準

相違理由

炉心損傷を判断した場合※１において，損傷炉心へ注水する場合で，ほう酸水注入系が相違理由

使用可能な場合※２※1:格納容器内雰囲気放射線レベル(CAMS)で原子炉格納容器内のガンマ線線量率が，※1：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

設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合，又は格納容器内雰囲

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

気放射線レベル(CAMS)が使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上をモニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合確認した場合。
※2:設備に異常がなく，電源及び水源(ほう酸水注入系貯蔵タンク)が確保されている※2：設備に異常がなく，電源及び水源（ほう酸水貯蔵タンク）が確保されている場合場合。
【1.8.2.2(1)e.】【1.8.2.2(1)ｇ．】

相違理由⑥

操作手順

相違理由

ほう酸水注入系によるほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう

ほう酸水注入系による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

相違理由③⑥

酸水注入手順については，「1.8.2.2(1)e.ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう注入手順については，「1.8.2.2(1)ｇ．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入」にて整備する。

酸水注入」にて整備する。

ⅱ. 操作手順ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場

ⅱ)

ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて実施した場合，作業開始を判断してか

相違理由

運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからほう酸水注入系による原子

らほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入開始まで 2 分以内で可能であ

炉圧力容器へのほう酸水注入開始まで約 20 分で可能である。

る。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

253

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東海第二1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順

1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(1) 復水貯蔵槽へ水を補給するための対応手順(1)

a. 可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給(淡水/海水)

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手順

ａ．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

備考

相違理由②①

相違理由③②①（淡水／海水）復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水等の対応を実施している場合に，復水貯蔵

代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによ槽への補給手段がないと復水貯蔵槽水位は低下し，水源が枯渇するため，可搬型代替注水ポンる原子炉圧力容器への注水等の対応を実施している場合に，代替淡水貯槽への補給手段がな

プ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給を実施する。

いと代替淡水貯槽水位は低下し，水源が枯渇するため，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬

相違理由②①③型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給を実施する。

相違理由③⑧⑦⑰

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の水源は，防火水槽を優先して使用する。淡水による復水貯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水源は，西側淡水貯水設備を蔵槽への補給が枯渇等により継続できないおそれがある場合は，海水による復水貯蔵槽への補優先して使用する。淡水による代替淡水貯槽への補給が枯渇等により継続できない場合は，柏崎は海水を送水する場合，防給に切り替えるが，防火水槽を経由して復水貯蔵槽へ補給することにより，復水貯蔵槽への補海水による代替淡水貯槽への補給に切り替えるが，海水を直接代替淡水貯槽へ補給すること

火水槽を経由する手段を整備。

給を継続しながら淡水から海水への切り替えが可能である。なお，防火水槽への淡水補給は，により，代替淡水貯槽への補給を継続しながら淡水から海水への切替えが可能である。

東二は代替淡水貯槽へ直接海水を補給する手段を整備。

「1.13.2.2(2)a.淡水貯水池から防火水槽への補給」及び「1.13.2.2(2)b.淡水タンクから防火水槽への補給」の手順にて，防火水槽への海水補給は，「1.13.2.2(2)c.海から防火水槽への柏崎は防火水槽を経由した補補給」の手順にて実施する。

給手段があるため，放火水槽への補給手順のリンク先を記載。
東二は使用している水源へ直接補給するため，記載不要。

254

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東海第二

備考

また，淡水貯水池を水源として復水貯蔵槽へ補給（あらかじめ敷設してあるホースが使用で柏崎は淡水貯水池から供給を行きる場合）している場合は，あらかじめ可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の水源切替え準備をすっている場合の淡水から海水へることにより速やかに淡水から海水への切替えが可能である。淡水から海水への切替えは，の切替え手段は，送水を一時停「1.13.2.3(2)淡水から海水への切替え」の手順にて実施する。

止するため，淡水から海水への切替えが速やかに切替えが可能であることを記載。
東二は全ての切替え手段について水の供給が中断することなく淡水から海水への切替えが可能であるため，記載不要。

(a) 防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給

ⅰ. 手順着手の判断基準
復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水等の各種注水が開始され，防火水槽に
淡水又は海水が補給されている場合。

(a)

ⅰ)

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

相違理由⑧⑦③②①

手順着手の判断基準

相違理由

代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプ

相違理由②①による原子炉圧力容器への注水等の各種注水が開始された場合

255

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東海第二
操作手順

相違理由

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給手順の

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相違理由⑧⑦③②①

概要は以下のとおり。概要図を第 1.13.10 図に，タイムチャートを第 1.13.11 図に示す。

給手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13−8 図に，タイムチャートを第 1.13−9

東二はホース敷設ルート図に

図に，ホース敷設図を第 1.13−23 図に示す。

ついて記載。

ⅱ. 操作手順①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給の準備開始を指示する。

ⅱ)

備考①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に可搬型代替注水中型ポンプに相違理由 ③

よる代替淡水貯槽への補給の準備開始を指示する。

②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ(A-2②発電長は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽へ

相違理由③②①級)による復水貯蔵槽への補給の準備のため，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の配置及びの補給の準備のため，可搬型代替注水中型ポンプの配置及びホース接続を依頼す

柏崎は当直長の他に当直副長

ホース接続を依頼する。

る。

による対応実施。

③災害対策本部長代理は，プラントの被災状況の結果から水源を西側淡水貯水設備に

東二は重大事故等対応要員へ決定し，重大事故等対応要員に可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽へのの補給準備の指示について記

補給の準備を指示する。

載。

④重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプを西側淡水貯水設備に配置し，相違理由

西側淡水貯水設備の蓋を開放後，可搬型代替注水中型ポンプ付属の水中ポンプユニ
ットを西側淡水貯水設備へ設置する。
⑤重大事故等対応要員は，西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽までのホース敷設を行う。

256

東二はホース敷設対応を記載。

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）③中央制御室運転員 A は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。

東海第二⑥運転員等は，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に必要な監視

備考
相違理由⑥③②①⑰

計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。

相違理由⑥③④緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の配置及びホース接続を行い，可搬⑦重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプの配置，代替淡水貯槽の蓋開放型代替注水ポンプ(A-2 級)による送水準備完了を緊急時対策本部に報告する。また，緊及びホースの挿入を行い，可搬型代替注水中型ポンプによる送水準備完了を災害対

東二は補給する水源の蓋を開急時対策本部は当直長に報告する。

策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。

放後，ホースを挿入し補給。
柏崎はホースを接続口へ接続
後，弁操作を行い補給。

⑤当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ(A-2級)による復水貯蔵槽への補給開始を依頼する。

⑧発電長は，災害対策本部長代理に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開始を依頼する。

相違理由⑥③②①
柏崎は当直長の他に当直副長による対応実施。

⑥当直副長は，中央制御室運転員に復水貯蔵槽水位の監視を指示する。

⑨発電長は，運転員等に代替淡水貯槽水位の監視を指示する。

相違理由⑥③②①
柏崎は当直長の他に当直副長による対応実施。
相違理由⑩災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に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開始を指示する。

東二は重大事故等対応要員への補給開始の指示について記載。

257

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東海第二⑦緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)起動後，CSP 外部注水ライン西側/東⑪重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプ起動後，補給開始したことを災側注水弁(A)，(B)を全開し，補給開始したことを緊急時対策本部に連絡する。また，緊害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。

備考
相違理由⑥③⑰
柏崎はホースを接続口へ接続
後，弁操作を行い補給。

急時対策本部は当直長に報告する。

東二は補給する水源の蓋を開放後，ホースを挿入し補給。

⑧中央制御室運転員 A は，復水貯蔵槽への補給が開始されたことを復水貯蔵槽水位指示上
昇により確認し，当直副長に報告する。

⑫運転員等は，代替淡水貯槽への補給が開始されたことを代替淡水貯槽水位指示上昇に 相違理由⑥③②①
より確認し，発電長に報告する。

柏崎は当直長の他に当直副長による対応実施。

⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

⑬発電長は，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が開始されたこと 相違理由⑥③②①
を災害対策本部長代理に報告する。

柏崎は当直長の他に当直副長による対応実施。

⑩中央制御室運転員 A は，復水貯蔵槽の水位が規定水位に到達したことを当直副長に報告⑭運転員等は，代替淡水貯槽の水位が規定水位に到達したことを発電長に報告する。

相違理由⑥③②①
柏崎は当直長の他に当直副長する。

による対応実施。

⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，復水貯蔵槽への補給停止を緊急時対策本部に⑮発電長は，代替淡水貯槽への補給停止を災害対策本部長代理に依頼する。

相違理由⑥③②①
柏崎は当直長の他に当直副長依頼する。

による対応実施。

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ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 3 名にて作

東海第二
ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実相違理由業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替注水中型ポンプによる西側淡水貯水設

蔵槽への補給開始まで 145 分以内で可能である。

備から代替淡水貯槽への補給開始まで 160 分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して防火水槽から復水貯蔵槽へホースを敷設し，送水ルートを確保する。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

備考

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備

相違理由③を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水中型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽へホース

相違理由⑧⑦②①を敷設し，送水ルートを確保する。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇にお相違理由③

ける作業性についても確保している。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認し相違理由ながら作業を実施する。また，有効性評価において想定する事故シーケンスグループ等

有効性評価において，最も被ばくである格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破

線量が厳しくなる可搬設備を使用損）」発生時は，炉心損傷が早く，被ばく線量の観点で最も厳しくなるが，代替淡水貯した作業は，西側淡水貯槽設備を槽への補給作業が問題なくできることを確認している。

水源とした代替淡水貯槽への補給作業であるため，「1.13.2.2(1)ａ．(a) ⅲ) 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」へ操作の成立性を整理。

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東海第二(b) 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給（あら

備考
相違理由⑨

かじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
ⅰ. 手順着手の判断基準
復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水等の各種注水が開始され，淡水貯水池
及び淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースが使用可能で，防火水槽が使用できない場合。
ⅱ. 操作手順
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.13.12 図に，タイムチャートを第 1.13.13 図に示す。
［水源確保（淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)への送水）］「1.13.2.1(5)a.淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）」の操作手順と同様である。
［淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による送水］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ(A-2級)による復水貯蔵槽への補給の準備のため，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の配置及びホース接続を依頼する。
③中央制御室運転員 A は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の配置及びホース接続を行う。
⑤緊急時対策要員は，「淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)への送水準備」作
業が完了していることを確認し，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による送水準備完了を
緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑥当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ(A-2級)による復水貯蔵槽への補給開始を依頼する。
⑦当直副長は，中央制御室運転員に復水貯蔵槽水位の監視を指示する。
⑧緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)起動後，CSP 外部注水ライン西側/東側注水弁(A)，(B)を全開し，補給開始したことを緊急時対策本部に連絡する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨中央制御室運転員 A は，復水貯蔵槽への補給が開始されたことを復水貯蔵槽水位指示上
昇により確認し，当直副長に報告する。

260

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯

備考
相違理由⑨

蔵槽への補給が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑪中央制御室運転員 A は，復水貯蔵槽の水位が規定水位に到達したことを当直副長に報告する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，復水貯蔵槽への補給停止を緊急時対策本部に依頼する。
ⅲ. 操作の成立性［水源確保（淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)への送水）］
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)へ淡水貯水池の水を送るまで約 125 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
また，構内のアクセスルートの状況を考慮して淡水貯水池から送水先へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
なお，緊急時対策本部からフィルタ装置の使用等による現場からの一時退避指示があった場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)吸管が接続されているホース接続継
手の分岐ラインに取り付けられている弁を開状態にした上で退避する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。
［淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による送水］
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給開始まで 150 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)から復水貯蔵槽
へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

261

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東海第二(c) 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給（あら

備考
相違理由⑨

かじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
ⅰ. 手順着手の判断基準
復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水等の各種注水が開始され，淡水貯水池が使用可能で，淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合。
ⅱ. 操作手順
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給手順（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）の概要は以下のとおり。概要図を
第 1.13.14 図に，タイムチャートを第 1.13.15 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ(A-2級)による復水貯蔵槽への補給の準備のため，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の配置及びホース接続を依頼する。
③中央制御室運転員 A は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の配置及びホース接続を行い，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による送水準備完了を緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑤当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ(A-2級)による復水貯蔵槽への補給開始を依頼する。
⑥当直副長は，中央制御室運転員に復水貯蔵槽水位の監視を指示する。
⑦緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)起動後，CSP 外部注水ライン西側/東側注水弁(A)，(B)を全開し，補給開始したことを緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑧中央制御室運転員 A は，復水貯蔵槽への補給が開始されたことを復水貯蔵槽水位指示上
昇により確認し，当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。
⑩中央制御室運転員 A は，復水貯蔵槽の水位が規定水位に到達したことを当直副長に報告する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，復水貯蔵槽への補給停止を緊急時対策本部に
依頼する。

262

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

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東海第二ⅲ. 操作の成立性

備考
相違理由⑨

上記の操作は，6 号及び 7 号炉の補給準備を同時に行う運用としており，可搬型代替注
水ポンプ(A-2 級)8 台（6 号炉用 4 台，7 号炉用 4 台）の操作を，各中央制御室運転員 1 名
及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替注
水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給開始まで片号炉は 340 分，もう一方の号炉は355 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)から復水貯蔵槽
へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

(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

ⅰ)

手順着手の判断基準
代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプ
による原子炉圧力容器への注水等の各種注水が開始された場合

ⅱ)

操作手順
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手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13−8 図に，タイ
ムチャートを第 1.13−9 図に，ホース敷設図を第 1.13−24 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に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の準備開始を指示する。
②発電長は，災害対策本部長代理に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の準備のため，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの配置及びホース接続を依頼する。
③災害対策本部長代理は，プラントの被災状況の結果から水源を淡水タンクに決定
し，重大事故等対応要員に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の準備を指示する。

263

相違理由⑩

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東海第二④重大事故等対応要員は，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淡水タンクに配置し，多目的タンク配管・弁の予備ノズルと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付属の水中ポンプユニット吸込口をホースで接続する。
⑤重大事故等対応要員は，淡水タンクから代替淡水貯槽までのホース敷設を行う。
⑥運転員等は，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
淡水貯槽への補給に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。
⑦重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの配置，代替淡水貯槽の蓋開放及びホースの挿入を行い，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準備完了を災害対策本部長代理へ報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。
⑧発電長は，災害対策本部長代理に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開始を依頼する。
⑨発電長は，運転員等に代替淡水貯槽水位の監視を指示する。
⑩災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に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開始を指示する。
⑪重大事故等対応要員は，多目的タンク配管・弁の予備ノズル弁を全開後，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起動後，補給開始したことを災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。
⑫運転員等は，代替淡水貯槽への補給が開始されたことを代替淡水貯槽水位指示上昇
により確認し，発電長に報告する。
⑬発電長は，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
水貯槽への補給が開始されたことを災害対策本部長代理に報告する。
⑭運転員等は，代替淡水貯槽の水位が規定水位に到達したことを発電長に報告する。
⑮発電長は，代替淡水貯槽への補給停止を災害対策本部長代理に依頼する。

264

備考
相違理由⑩⑰

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東海第二
ⅲ)

操作の成立性

備考
相違理由⑩

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから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淡水タンクから代替淡水貯槽への補給開始まで 165 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
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からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して淡水タンクから代替淡水貯槽へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。

(d) 海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復(c)

水貯蔵槽への補給

ⅰ. 手順着手の判断基準
復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水等の各種注水が開始され，防火水槽及び淡水貯水池が使用できない場合。

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相違理由⑥③②①

水貯槽への補給ⅰ)

手順着手の判断基準

相違理由

代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプ

相違理由②①による原子炉圧力容器への注水等の各種注水が開始され，淡水を水源とした補給ができ
ない場合

265

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ⅱ. 操作手順

東海第二

備考

操作手順

相違理由

海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による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

相違理由③②①

復水貯蔵槽への補給手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13.16 図に，タイムチャー

淡水貯槽への補給手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13−8 図に，タイムチャー

東二はホース敷設ルート図にトを第 1.13.17 図に示す。

トを第 1.13−9 図に，ホース敷設図を第 1.13−25 図に示す。

ついて記載。

ⅱ)

相違理由［水源確保（大容量送水車（海水取水用）による可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)への送水）］「1.13.2.1(7)a.海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポン
プ(A-1 級又は A-2 級)による送水」の操作手順と同様である。
［海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による

相違理由

送水］
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給の準備開始を指示する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に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の準備開始を指示する。

相違理由③②①
柏崎は当直長の他に当直副長による対応実施。

相違理由③②①⑰②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ(A-2②発電長は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大級)による復水貯蔵槽への補給の準備のため，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の配置及び型ポンプによる代替淡水貯槽への補給の準備のため，可搬型代替注水中型ポンプ又柏崎は当直長の他に当直副長

ホース接続を依頼する。

は可搬型代替注水大型ポンプの配置及びホース接続を依頼する。

による対応実施。

③災害対策本部長代理は，プラントの被災状況の結果から水源を海に決定し，重大事

東二は重大事故等対応要員へ

故等対応要員に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の補給準備の指示について記

替淡水貯槽への補給の準備を指示する。

載。

266

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東海第二④重大事故等対応要員は，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

備考
相違理由

を海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）に配置し，ＳＡ用海水ピットの蓋を開放後，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付属の水中ポンプユニッ
トを海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）へ設置する。
⑤重大事故等対応要員は，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から代替淡水貯槽まで

東二はホース敷設対応を記載。

のホース敷設を行う。
③中央制御室運転員 A は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。

⑥運転員等は，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

相違理由⑥③②①⑰

淡水貯槽への補給に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。

相違理由⑥③④緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の配置及びホース接続を行う。

⑦重大事故等対応要員は，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⑤緊急時対策要員は，「大容量送水車（海水取水用）による可搬型代替注水ポンプ(A-2の配置，代替淡水貯槽の蓋開放及びホースの挿入を行い，可搬型代替注水中型ポン

東二は補給する水源の蓋を開級)への送水準備」作業が完了していることを確認し，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)にプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水準備完了を災害対策本部長代理に報告

放後，ホースを挿入し補給。

よる送水準備完了を緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。

柏崎は大容量送水車からのホースを可搬型代替注水ポンプする。

に接続し補給。

⑥当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ(A-2級)による復水貯蔵槽への補給開始を依頼する。

⑧発電長は，災害対策本部長代理に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開始を依頼する。

相違理由⑥③②①
柏崎は当直長の他に当直副長による対応実施。

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑦当直副長は，中央制御室運転員に復水貯蔵槽水位の監視を指示する。

東海第二⑨発電長は，運転員等に代替淡水貯槽水位の監視を指示する。

備考
相違理由⑥③②①
柏崎は当直長の他に当直副長による対応実施。

⑩災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に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開始を指示する。

東二は重大事故等対応要員への補給開始の指示について記載。
相違理由⑥③⑰⑧緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)起動後，CSP 外部注水ライン西側/東⑪重大事故等対応要員は，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

側注水弁(A)，(B)を全開し，補給開始したことを緊急時対策本部に連絡する。また，緊起動後，補給開始したことを災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部

柏崎はホースを接続口へ接続

急時対策本部は当直長に報告する。

長代理は発電長に報告する。

後，弁操作を行い補給。
東二は補給する水源の蓋を開放後，ホースを挿入し補給。

⑨中央制御室運転員 A は，復水貯蔵槽への補給が開始されたことを復水貯蔵槽水位指示上
昇により確認し，当直副長に報告する。

⑫運転員等は，代替淡水貯槽への補給が開始されたことを代替淡水貯槽水位指示上昇
により確認し，発電長に報告する。

相違理由⑥③②①
柏崎は当直長の他に当直副長による対応実施。

⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

⑬発電長は，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 相違理由⑥③②①
貯槽への補給が開始されたことを災害対策本部長代理に報告する。

柏崎は当直長の他に当直副長による対応実施。

268

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東海第二⑪中央制御室運転員 A は，復水貯蔵槽の水位が規定水位に到達したことを当直副長に報告⑭運転員等は，代替淡水貯槽の水位が規定水位に到達したことを発電長に報告する。

備考
相違理由⑥③②①
柏崎は当直長の他に当直副長する。

による対応実施。

⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，復水貯蔵槽への補給停止を緊急時対策本部に⑮発電長は，代替淡水貯槽への補給停止を災害対策本部長代理に依頼する。

相違理由⑥③②①
柏崎は当直長の他に当直副長依頼する。

による対応実施。

ⅲ. 操作の成立性

ⅲ)

操作の成立性［水源確保（大容量送水車（海水取水用）による可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)への送

相違理由
相違理由

水）］
上記の操作は，緊急時対策要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから大容量送水車（海水取水用）による可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)への送水まで約 300 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。大容量送水車（海水取水用）からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して海から送水先へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

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東海第二［海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による

備考
相違理由

送水］
上記の操作は，1 ユニット当たり緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実始を判断してから可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)の準備まで約 135 分で可能で施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大ある。

型ポンプによる海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から代替淡水貯槽への補給開始まで

大容量送水車（海水取水用）による可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)への送水から可搬型

160 分以内で可能である。

代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給の一連の作業は，中央制御室運転員 1名及び緊急時対策要員 10 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから約 325 分
で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な
作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
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からのホースの接続は，汎相違理由③
東二は屋内作業（中央制御室）
における操作の成立性記載。

用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。

構内のアクセスルートの状況を考慮して可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)から復水貯蔵槽
へホースを敷設し，送水ルートを確保する。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

構内のアクセスルートの状況を考慮して海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から代替

相違理由

淡水貯槽へホースを敷設し，送水ルートを確保する。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇にお相違理由③⑰

ける作業性についても確保している。

なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。

270

相違理由

②①

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東海第二b. 純水補給水系(仮設発電機使用)による復水貯蔵槽への補給

備考
相違理由

復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水等を実施している場合に，復水貯蔵槽への補給手段がないと復水貯蔵槽水位は低下し，水源が枯渇するため，純水移送ポンプの電源を仮設発電機により確保し，純水タンクから復水貯蔵槽への補給を実施する。
純水移送ポンプ 4 台のうち，1 台のポンプを選定し，仮設発電機を接続し起動する。
(a) 手順着手の判断基準
復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水等の各種注水が開始された場合で，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による復水貯蔵槽への補給ができない場合。
(b) 操作手順
純水補給水系(仮設発電機使用)による復水貯蔵槽への補給手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13.18 図に，タイムチャートを第 1.13.19 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に純水補給水系(仮設発電機使用)による復水貯蔵槽への補給の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に純水補給水系による復水貯蔵槽への補給の準備のため，仮設発電機の移動及び系統構成を依頼する。
③中央制御室運転員 A は，純水補給水系による復水貯蔵槽補給に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④現場運転員 C 及び D は，純水補給水系による復水貯蔵槽への系統構成として，復水貯蔵
槽純水バイパス弁の全開操作を実施し，当直副長に純水補給水系による復水貯蔵槽への補給準備完了を報告する。
⑤緊急時対策要員は，純水移送ポンプ起動のための仮設発電機を給水建屋まで移動し，純水移送ポンプ吐出弁の全閉操作を実施する。操作完了後，緊急時対策本部に純水補給水系による復水貯蔵槽への補給準備完了を報告する。
⑥当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に純水補給水系による復水貯蔵槽への補給開始を依頼する。
⑦当直副長は，中央制御室運転員に復水貯蔵槽水位の監視を指示する。
⑧緊急時対策要員は，仮設発電機及び純水移送ポンプを起動後，純水移送ポンプ吐出弁にて，純水移送ポンプの吐出圧力を調整し，純水補給水系による復水貯蔵槽への補給開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨中央制御室運転員 A は，復水貯蔵槽への補給が開始されたことを復水貯蔵槽水位指示上
昇により確認し，当直副長に報告する。
⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，純水補給水系による復水貯蔵槽への補給が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

271

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二⑪中央制御室運転員 A は，復水貯蔵槽の水位が規定水位に到達したことを当直副長に報告

備考
相違理由

する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，復水貯蔵槽への補給停止を緊急時対策本部に依頼する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，１ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 2 名及び緊急時対策要員 6 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから現場運転員による系統構成完了まで約 15 分，緊急時対策要員による純水移送ポンプを使用した復水貯蔵槽への補給開始まで約 185 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

(2) 防火水槽へ水を補給するための対応手順(2)

西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手順

ａ．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／海水）相違理由⑧⑦

東二は可搬型代替注水大型ポ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原子炉圧力容器への注水

ンプによる西側淡水貯水設備等の対応を実施している場合に，西側淡水貯水設備への補給手段がないと西側淡水貯水設備への補給として項目を記載。

の水位は低下し，水源が枯渇するため，可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備（水源：代替淡水貯槽，淡水タへの補給を実施する。
可搬型代替注水大型ポンプの水源は，代替淡水貯槽を優先して使用する。淡水による西側

ンク，海）柏崎は補給水源ごとに項目を

淡水貯水設備への補給が枯渇等により継続できない場合は，海水による西側淡水貯水設備へ分けて記載。

の補給に切り替えるが，海水を直接西側淡水貯水設備へ補給することにより，西側淡水貯水東二は西側淡水貯水設備への設備への補給を継続しながら淡水から海水への水源の切替えが可能である。

補給は代替淡水貯槽，淡水タン
ク，海を利用する。
柏崎は防火水槽への補給は淡水貯水池，淡水タンク，海を利
用する。

272

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二a. 淡水貯水池から防火水槽への補給

備考
柏崎は補給水源ごとに項目を分けて記載。

防火水槽を水源として可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による原子炉圧力容器への注水等の各種注水を行う場合に防火水槽の水が枯渇する前に淡水貯水池の水を防火水槽へ補給

東二は西側淡水貯水設備へのする。

補給は代替淡水貯槽，淡水タン
ク，海を利用する。
柏崎は防火水槽への補給は淡(a) 手順着手の判断基準

水貯水池，淡水タンク，海を利

防火水槽を水源として可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による原子炉圧力容器へ用する。

の注水等の各種注水を行う場合。
(b) 操作手順
淡水貯水池から防火水槽への補給手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13.20 図に，タイムチャートを第 1.13.21 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員に淡水貯水池から防火水槽への補給を指示する。
②緊急時対策要員は，淡水貯水池大湊側第一送水ライン出口弁又は淡水貯水池大湊側第二送水ライン出口弁を開けて，送水ラインの水張りを開始する。
③緊急時対策要員は，送水ラインに漏えい等の異常がないことを確認する。
④緊急時対策要員は，防火水槽の送水ラインにホースを接続する。
⑤緊急時対策要員は，送水ライン水張り完了後，ホースの先を防火水槽マンホールへ入れて，淡水貯水池大湊側第一送水ライン防火水槽供給弁又は淡水貯水池大湊側第二送水ラ
イン防火水槽供給弁を開けて防火水槽へ淡水貯水池の水を補給する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから防火水槽へ淡水貯水池の水を補給するまで 85 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
また，構内のアクセスルートの状況を考慮して淡水貯水池から防火水槽へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
なお，緊急時対策本部からフィルタ装置の使用等による現場からの一時退避指示があった
場合は，防火水槽からの送水量（可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による原子炉圧
力容器等への注水で使用する量）を上回る量で水を補給する必要があるため，防火水槽の水位が目視で緩やかに上昇するよう送水ライン出口弁開度を調整した上で退避する。

273

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二
(a)

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西側淡水貯水設備への補給

備考
東二は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として項目を記載。

ⅰ)

手順着手の判断基準

東二は西側淡水貯水設備への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原子炉圧力容器への補給は代替淡水貯槽，淡水タン

注水等の各種注水が開始された場合

ク，海を利用する。
柏崎は防火水槽への補給は淡

ⅱ)

操作手順

水貯水池，淡水タンク，海を利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西側淡水貯水設備への補用する。

給手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13−10 図に，タイムチャートを第 1.13−11
図に，ホース敷設図を第 1.13−26 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に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の準備開始を指示する。
②発電長は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設
備への補給の準備のため，可搬型代替注水大型ポンプの配置及びホース接続を依頼する。
③災害対策本部長代理は，プラントの被災状況の結果から水源を代替淡水貯槽に決定
し，重大事故等対応要員に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の準備を指示する。
④重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを代替淡水貯槽に配置し，代替淡水貯槽の蓋を開放後，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを代替淡水貯槽へ設置する。
⑤重大事故等対応要員は，代替淡水貯槽から西側淡水貯水設備までのホース敷設を行う。
⑥運転員等は，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に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。
⑦重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプの配置，西側淡水貯水設備の蓋
開放及びホースの挿入を行い，可搬型代替注水大型ポンプによる送水準備完了を災害対策本部長代理へ報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。
⑧発電長は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設
備への補給開始を依頼する。

274

相違理由⑰

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東海第二⑨発電長は，運転員等に西側淡水貯水設備水位の監視を指示する。

東二は西側淡水貯水設備への⑩災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる西補給は代替淡水貯槽，淡水タン

側淡水貯水設備への補給開始を指示する。

ク，海を利用する。

⑪重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ起動後，補給開始したことを災

柏崎は防火水槽への補給は淡害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。

水貯水池，淡水タンク，海を利⑫運転員等は，西側淡水貯水設備への補給が開始されたことを西側淡水貯水設備水位指示上昇により確認し，発電長に報告する。
⑬発電長は，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が開始されたことを災害対策本部長代理に報告する。
⑭運転員等は，西側淡水貯水設備の水位が規定水位に到達したことを発電長に報告する。
⑮発電長は，西側淡水貯水設備への補給停止を災害対策本部長代理に依頼する。

ⅲ)

備考

操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽から西側淡水貯水設備への補給開始まで 165 分以内で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。
可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して代替淡水貯槽から西側淡水貯水設備へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。

275

用する。

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b. 淡水タンクから防火水槽への補給

東海第二
(b)

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側淡水貯水設備への補給

防火水槽を水源として可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による原子炉圧力容器への

備考
相違理由⑥
東二は西側淡水貯水設備への補給として概要を記載。

注水等の各種注水を行う場合に防火水槽の水が枯渇する前に淡水タンク(純水タンク又はろ過水タンク)の水を防火水槽へ補給する。

(a) 手順着手の判断基準

ⅰ)

防火水槽を水源として可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による原子炉圧力容器への注水等の各種注水を行う場合で，淡水貯水池の水が枯渇するおそれがある場合。

(b) 操作手順
淡水タンク(純水タンク又はろ過水タンク)から防火水槽への補給手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13.22 図に，タイムチャートを第 1.13.23 図に示す。

手順着手の判断基準

相違理由⑥

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原子炉圧力容器への相違理由⑧⑦⑰③

注水等の各種注水が開始された場合

ⅱ)

相違理由

操作手順

相違理由⑥

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側淡水貯水設備への補給

相違理由⑰

手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13−10 図に，タイムチャートを第 1.13−11

東二はホース敷設ルート図に

図に，ホース敷設図を第 1.13−27 図に示す。

ついて記載。
相違理由①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員に淡水タンク(純水タンク又はろ過水タンク)から防火水槽への補給を指示する。
②緊急時対策要員は，淡水貯水池からの淡水貯水池大湊側第一送水ライン供給止め弁を全閉する。
③緊急時対策要員は，指定された淡水タンク(純水タンク又はろ過水タンク)の送水ラインにホースを接続する。
④緊急時対策要員は，No.4 純水タンク工事用水用隔離弁及び淡水貯水池大湊側第一送水ラ
イン No.4 純水タンク供給弁，又は No.3 ろ過水タンク工事用水用隔離弁及び淡水貯水池
大湊側第一送水ライン No.3 ろ過水タンク供給弁を開けて，送水ラインの水張りを開始する。
⑤緊急時対策要員は，送水ラインに漏えい等の異常がないことを確認する。
⑥緊急時対策要員は，指定された防火水槽への送水ラインにホースを接続する。
⑦緊急時対策要員は，送水ライン水張り完了後，ホースの先を防火水槽マンホールへ入れ，淡水貯水池大湊側第一送水ライン防火水槽供給弁を開けて防火水槽へ淡水タンクの水を補給する。

276

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に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の準備開始を指示する。
②発電長は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設
備への補給の準備のため，可搬型代替注水大型ポンプの配置及びホース接続を依頼する。
③災害対策本部長代理は，プラントの被災状況の結果から水源を淡水タンクに決定
し，重大事故等対応要員に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の準備を指示する。
④重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを淡水タンクに配置し，多目的
タンク配管・弁の予備ノズルと可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニッ
ト吸込口をホースで接続する。
⑤重大事故等対応要員は，淡水タンクから西側淡水貯水設備までのホース敷設を行う。
⑥運転員等は，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に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。
⑦重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプの配置，西側淡水貯水設備の蓋
開放及びホースの挿入を行い，可搬型代替注水大型ポンプによる送水準備完了を災害対策本部長代理へ報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。
⑧発電長は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設
備への補給開始を依頼する。
⑨発電長は，運転員等に西側淡水貯水設備水位の監視を指示する。
⑩災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に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開始を指示する。
⑪重大事故等対応要員は，多目的タンク配管・弁の予備ノズル弁を全開後，可搬型代
替注水大型ポンプ起動後，補給開始したことを災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。
⑫運転員等は，西側淡水貯水設備への補給が開始されたことを西側淡水貯水設備水位指示上昇により確認し，発電長に報告する。
⑬発電長は，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が開始されたことを災害対策本部長代理に報告する。

277

備考
相違理由

⑰

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二⑭運転員等は，西側淡水貯水設備の水位が規定水位に到達したことを発電長に報告す

備考
相違理由

る。
⑮発電長は，西側淡水貯水設備への補給停止を災害対策本部長代理に依頼する。

(c) 操作の成立性
上記の操作は，緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから防火水槽に水を補給するまで約 70 分で可能である。

ⅲ)

操作の成立性

相違理由⑥

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実相違理由施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替注水大型ポンプによる淡水タンクから
西側淡水貯水設備への補給開始まで 150 分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

相違理由③
東二は屋内作業（中央制御室）
における操作の成立性記載。

可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作

相違理由

業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
また，構内のアクセスルートの状況を考慮して淡水タンクから防火水槽へホースを敷設し，送水ルートを確保する。

構内のアクセスルートの状況を考慮して淡水タンクから西側淡水貯水設備へホースを相違理由⑰⑧⑦

敷設し，送水ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

東二は可搬設備を使用するため，車両についての操作の成立性記載。

なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。

278

相違理由

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

c. 海から防火水槽への補給

東二は可搬型代替注水大型ポ(a) 可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による防火水槽への海水補給の場合ンプによる西側淡水貯水設備

淡水貯水池及び淡水タンク(純水タンク及びろ過水タンク)の水が枯渇により防火水槽へのへの補給として項目を記載。

補給ができなくなるおそれがある場合に，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)により海水を防火

柏崎は補給水源ごとに項目を水槽へ補給する。

分けて記載。

ⅰ. 手順着手の判断基準

相違理由

防火水槽を水源として可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による原子炉圧力容器への注水等の各種注水を行う場合で，淡水貯水池及び淡水タンク(純水タンク及びろ過水タンク)の水が枯渇するおそれがある場合。
ⅱ. 操作手順
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による防火水槽への海水補給手順の概略は以下のとおり。概要図を第 1.13.24 図に，タイムチャートを第 1.13.25 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による防火水槽への海水補給を実施するよう緊急時対策要員へ指示する。
②緊急時対策要員は，当該号炉の護岸へ可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)を移動させる。
③緊急時対策要員は，当該号炉の護岸から防火水槽までのホース敷設※1 を行う。
④緊急時対策要員は，緊急時対策本部に可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による防火水槽への海水補給の準備完了を報告する。
⑤緊急時対策要員は，緊急時対策本部の指示を受け，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)を起動し防火水槽への補給を実施する。
※1:海水取水時には，ホース先端にストレーナを取り付け，海面より低く着底しない位
置に取水部分を固定することにより，ホースへの異物の混入を防止する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の操作を緊急時対策要
員 3 名にて実施した場合，作業開始を判断してから送水開始まで約 190 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して海から防火水槽へホースを敷設し，送水ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作
業性についても確保している。

279

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 大容量送水車(海水取水用)による防火水槽への海水補給の場合

東海第二
(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

備考
相違理由⑥⑰③⑧⑦
東二は西側淡水貯水設備への淡水貯水池及び淡水タンク(純水タンク及びろ過水タンク)の水が枯渇により防火水槽への補給として概要を記載。

補給ができなくなるおそれがある場合に，大容量送水車(海水取水用)により海水を防火水槽へ補給する。

ⅰ. 手順着手の判断基準

ⅰ)

防火水槽を水源として可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による原子炉圧力容器への注水等の各種注水を行う場合で，淡水貯水池及び淡水タンク(純水タンク及びろ過水手順着手の判断基準

相違理由

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原子炉圧力容器への相違理由⑧⑦⑰③

注水等の各種注水が開始され，淡水を水源とした補給ができない場合

相違理由タンク)の水が枯渇するおそれがあり，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)により海水を防火水槽へ補給できない場合。
ⅱ. 操作手順
大容量送水車(海水取水用)による防火水槽への海水補給手順の概略は以下のとおり。概要図を第 1.13.26 図に，タイムチャートを第 1.13.27 図に示す。

ⅱ)

操作手順

相違理由

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手順の概相違理由⑰⑧⑦要は以下のとおり。概要図を第 1.13−10 図に，タイムチャートを第 1.13−11 図に，ホ東二は淡水の消費状態を判断

ース敷設図を第 1.13−28 図に示す。

基準に記載。

①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，大容量送水車(海水取水用)による防相違理由

火水槽への海水補給を実施するよう緊急時対策要員へ指示する。
②緊急時対策要員は，大容量送水車（海水取水用）をタービン建屋近傍屋外に移動させる。
③緊急時対策要員は，ホースの敷設及び接続を行う。
④緊急時対策要員は，緊急時対策本部に大容量送水車（海水取水用）による防火水槽への海水補給の準備完了を報告する。
⑤緊急時対策要員は，緊急時対策本部の指示を受け，大容量送水車（海水取水用）を起動
し防火水槽への補給を実施する。
⑥緊急時対策要員は，大容量送水車（海水取水用）の吐出圧力により必要流量が確保されていることを確認する。

280

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に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の準備開始を指示する。
②発電長は，災害対策本部長代理に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の準備のため，可搬型代替注水大型ポンプの配置及びホース接続を依頼する。
③災害対策本部長代理は，プラントの被災状況の結果から水源を海に決定し，重大事
故等対応要員に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の準備を指示する。
④重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）に配置し，ＳＡ用海水ピットの蓋を開放後，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）に設置する。
⑤重大事故等対応要員は，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から西側淡水貯水設備
までのホース敷設を行う。
⑥運転員等は，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に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示等にて確認する。
⑦重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプの配置，西側淡水貯水設備の蓋
開放及びホースの挿入を行い，可搬型代替注水大型ポンプによる送水準備完了を災害対策本部長代理へ報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。
⑧発電長は，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設
備への補給開始を依頼する。
⑨発電長は，運転員等に西側淡水貯水設備水位の監視を指示する。
⑩災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に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開始を指示する。
⑪重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ起動後，補給開始したことを災害対策本部長代理に報告する。また，災害対策本部長代理は発電長に報告する。
⑫運転員等は，西側淡水貯水設備への補給が開始されたことを西側淡水貯水設備水位指示上昇により確認し，発電長に報告する。
⑬発電長は，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が開始されたことを災害対策本部長代理に報告する。

281

備考
相違理由 ⑰

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二⑭運転員等は，西側淡水貯水設備の水位が規定水位に到達したことを発電長に報告す

備考
相違理由

る。
⑮発電長は，西側淡水貯水設備への補給停止を災害対策本部長代理に依頼する。

ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，緊急時対策要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから大容量送水車(海水取水用)による防火水槽への海水補給開始まで約 300 分で可能である。

ⅲ)

操作の成立性

相違理由

上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実相違理由施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替注水大型ポンプによる海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から西側淡水貯水設備への補給開始まで 220 分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

相違理由③
東二は屋内作業（中央制御室）
における操作の成立性記載。

可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作

相違理由

業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。

また，構内のアクセスルートの状況を考慮して海から防火水槽へホースを敷設し，送水ルートを確保する。

構内のアクセスルートの状況を考慮して海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から西側

相違理由⑰⑧⑦

淡水貯水設備へホースを敷設し，送水ルートを確保する。

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

東二は可搬設備を使用するため，車両についての操作の成立性記載。

なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。

282

相違理由

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二(c) 代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給の場合

備考
相違理由

淡水貯水池及び淡水タンク(純水タンク及びろ過水タンク)の水が枯渇により防火水槽への補給ができなくなるおそれがある場合に，代替原子炉補機冷却海水ポンプにより海水を防火水槽へ補給する。
ⅰ. 手順着手の判断基準
防火水槽を水源として可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による原子炉圧力容器への注水等の各種注水を行う場合で，淡水貯水池及び淡水タンク(純水タンク及びろ過水タンク)の水が枯渇するおそれがあり，大容量送水車(海水取水用)及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)により海水を防火水槽へ補給できない場合。
ⅱ. 操作手順
代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給手順の概略は以下のとおり。概要図を第 1.13.28 図に，タイムチャートを第 1.13.29 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給を実施するよう緊急時対策要員へ指示する。
②緊急時対策要員は，可搬型代替交流電源設備，代替原子炉補機冷却海水ポンプをタービ
ン建屋近傍屋外に移動させる。
③緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却海水ポンプ，ホースや電源ケーブルの敷設及び接続を行う。
④緊急時対策要員は，緊急時対策本部に代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給の準備完了を報告する。
⑤緊急時対策要員は，可搬型代替交流電源設備を起動後，緊急時対策本部の指示を受け，代替原子炉補機冷却海水ポンプを起動し防火水槽への補給を実施する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，緊急時対策要員 11 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替原子炉補機冷却海水ポンプの設置による防火水槽への補給開始までの所要時間は以下のとおり。
・海水取水箇所(6 号炉)から 7 号炉建屋南側を経由して No.15 防火水槽へ補給した場合:
約 420 分・海水取水箇所(7 号炉)から 7 号炉建屋南側を経由して No.14 防火水槽へ補給した場合:
約 330 分円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
また，構内のアクセスルートの状況を考慮して海から防火水槽へホースを敷設し，送水ルートを確保する。

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東海第二

備考

(3) 淡水タンクへ水を補給するための対応手順

柏崎は淡水貯水池から淡水タa. 淡水貯水池から淡水タンクへの補給

ンクに補給する手段を整備。
（高低差を利用して補給）

淡水タンク(純水タンク又はろ過水タンク)を水源として，各種注水を行う場合で，淡水タン
クの水が枯渇するおそれがある場合は，淡水貯水池の水を淡水タンクへ補給する。
(a) 手順着手の判断基準
淡水タンク(純水タンク又はろ過水タンク)を水源として，原子炉圧力容器への注水等の各種注水を行う場合で，淡水貯水池及び淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合。
(b) 操作手順
淡水貯水池から淡水タンク(純水タンク又はろ過水タンク)への補給手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13.30 図に，タイムチャートを第 1.13.31 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員に淡水貯水池から淡水タンクへの補給を指示する。
②緊急時対策要員は，淡水貯水池大湊側第一送水ライン出口弁を開けて，送水ラインの水張りを開始する。
③緊急時対策要員は，水張りしながら送水ラインの敷設状況に異常がないことを確認する。
④緊急時対策要員は，指定された淡水タンク(純水タンク又はろ過水タンク)への送水ラインにホースを接続する。
⑤送水ライン水張り完了後，No.4 純水タンク工事用水用隔離弁及び淡水貯水池大湊側第一送水ライン No.4 純水タンク供給弁，又は No.3 ろ過水タンク工事用水用隔離弁及び淡水貯水池大湊側第一送水ライン No.3 ろ過水タンク供給弁を開けて淡水タンクへ淡水貯水
池の水を補給する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，緊急時対策要員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから指定された淡水タンク(純水タンク又はろ過水タンク)に補給するまで約 85 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
また，構内のアクセスルートの状況を考慮して淡水貯水池から淡水タンクへホースを敷設し，送水ルートを確保する。

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東海第二1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順

1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順(1) 原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源切替え

(1)

備考

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

相違理由⑫⑰

サプレッション・プール水枯渇，サプレッション・チェンバ破損又はサプレッション・プール

東二はサプレッション・チェン

水温上昇等により使用できない場合において，復水貯蔵タンクの水位計が健全であり，水位が確 バから復水貯蔵タンク（自主対
重大事故等の収束に必要な水の供給が中断することがないよう，原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心注水系の水源を切り替える。

保されている場合は，重大事故等の収束に必要な水の供給が中断することがないよう，原子炉隔 策設備）への切替え手順を整離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の水源を切り替える。
なお，水源の切替えにおいては，運転中の原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系
ポンプを停止することなく水源を切り替えることが可能である。

備。
柏崎はサプレッション・チェン
バから復水貯蔵槽（重大事故等対処設備）への切替え手順を整備。
相違理由

a. 原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水時の水源の切替え
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水時において，復水貯蔵タンクが使用可能

相違理由
相違理由

な場合は，サプレッション・チェンバから復水貯蔵タンクへ水源を切り替える。
(a) 手順着手の判断基準(a)

サプレッション・チェンバ・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系の設計温度を超える場

手順着手の判断基準
サプレッション・チェンバが以下のいずれかの状態となり，復水貯蔵タンクの水位が確保合。

されている場合【1.2.2.4(1)】

柏崎は注水等の各手順等にて整理する記載。

・サプレッション・プール水位が，−50cm 以下となった場合
・サプレッション・プール水温度が，原子炉隔離時冷却系の設計温度を超えるおそれがある場合(b) 操作手順
原子炉隔離時冷却系の水源切替え手順については，「1.2.2.4(1)原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

(b)

操作手順
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水時の水源の切替え手順の概要は以下 柏崎は注水等の各手順等にてのとおり。概要図を第 1.13−12 図に，タイムチャートを第 1.13−13 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にサプレッション・チェンバから復水貯蔵タンクへの水源の切替えを指示する。
②運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タンク水供給弁を開とする。
③運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タンク水供給弁が開となったことを確認後，原子炉隔離時冷却系サプレッション・プール水供給弁を閉とする。
④運転員等は，中央制御室にて，水源の切替え後，原子炉隔離時冷却系の運転状態に異常がないことを確認し，発電長に水源の切替えが完了したことを報告する。

285

整理する記載。

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(c) 操作の成立性

東海第二
(c)

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を

備考

操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて実施した場合，作業開始を判断してか実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応でき

ら水源をサプレッション・チェンバから復水貯蔵タンクへ切り替えるまで 3 分以内で可能る。

である。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応で相違理由きる。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

b. 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水

ｂ．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において，復水貯蔵タンクが使用可

相違理由⑫
相違理由

能な場合は，サプレッション・チェンバから復水貯蔵タンクへ水源を切り替える。
(a) 手順着手の判断基準(a)

サプレッション・チェンバ・プール水の温度が高圧炉心注水系の設計温度を超える場合。

手順着手の判断基準
サプレッション・チェンバが以下のいずれかの状態となり，復水貯蔵タンクの水位が確【1.2.2.4(2)】

保されている場合

柏崎は注水等の各手順等にて整理する記載。

・サプレッション・プール水位が，−50cm 以下となった場合
・サプレッション・プール水温度が，高圧炉心スプレイ系の設計温度を超えるおそれがある場合(b) 操作手順
高圧炉心注水系の水源切替え手順については，「1.2.2.4(2)高圧炉心注水系による原子炉
圧力容器への注水」にて整備する。

(b)

操作手順
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手順の概要は以下のとおり。概要図を第 1.13−14 図に，タイムチャートを第 1.13−15 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にサプレッション・チェンバから
復水貯蔵タンクへの水源の切替えを指示する。
②運転員等は，中央制御室にて，高圧炉心スプレイ系ポンプ入口弁（復水貯蔵タンク）を開とする。
③運転員等は，中央制御室にて，高圧炉心スプレイ系ポンプ入口弁（復水貯蔵タンク）が開となったことを確認後，高圧炉心スプレイ系ポンプ入口弁（サプレッション・プール）を閉とする。
④運転員等は，中央制御室にて，水源の切替え後，高圧炉心スプレイ系の運転状態に異常がないことを確認し，発電長に水源の切替えが完了したことを報告する。

286

柏崎は注水等の各手順等にて整理する記載。

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東海第二(c) 操作の成立性(c)

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を

備考

操作の成立性
上記の操作は，運転員等（当直運転員）1 名にて実施した場合，作業開始を判断してか実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応でき

ら水源をサプレッション・チェンバから復水貯蔵タンクへ切り替えるまで 4 分以内で可能る。

である。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応で相違理由きる。屋内作業の室温は通常運転時と同程度である。

(2) 淡水から海水への切替え
a. 防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水中の場合
重大事故等の収束に必要な水の供給が中断することがないよう，防火水槽への淡水の供給が継続できないおそれがある場合は淡水補給から海水補給へ切り替える。

防火水槽への淡水補給は，「1.13.2.2(2)a.淡水貯水池から防火水槽への補給」及び(2)

淡水から海水への切替え
ａ．代替淡水貯槽へ補給する水源の切替え
重大事故等の収束に必要な水の供給が中断することがないよう，代替淡水貯槽への淡水の相違理由⑧①
相違理由⑧①⑰

供給が継続できない場合は淡水補給から海水補給へ切り替える。

代替淡水貯槽への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淡水補「1.13.2.2(2)b.淡水タンクから防火水槽への補給」の手順にて，防火水槽への海水補給は，給から海水補給への水源の切替えは，「1.13.2.2(1)ａ． 可搬型代替注水中型ポンプ又は可「1.13.2.2(2)c.海から防火水槽への補給」の手順にて整備する。

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／海水）」の手順にて整備す

相違理由

る。
ｂ．西側淡水貯水設備へ補給する水源の切替え
重大事故等の収束に必要な水の供給が中断することがないよう，西側淡水貯水設備への淡

相違理由⑦
相違理由

水の供給が継続できない場合は淡水補給から海水補給へ切り替える。
西側淡水貯水設備への可搬型代替注水大型ポンプによる淡水補給から海水補給への水源の切替えは，「1.13.2.2(2)ａ． 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／海水）」の手順にて整備する。
相違理由⑨b. 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水中の場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
淡水貯水池から重大事故等の収束に必要な水の供給を行っている場合は，あらかじめ可搬型
代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)の水源切替え準備をすることにより速やかに淡水から海水への切替えを可能とする。
(a) 手順着手の判断基準
淡水貯水池及び防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水ができない場合で，大容量送水車（海水取水用）による可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又はA-2 級)への送水準備が完了している場合。

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東海第二(b) 操作手順

備考
相違理由⑨

淡水貯水池から海を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)への送水の切替え手順の概略は以下のとおり。タイムチャートを第 1.13.32 図に示す。
①緊急時対策本部は，手順着手の判断基準に基づき，緊急時対策要員に淡水貯水池から海を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)への送水の切替えを指示する。
②緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)を停止する。
③緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)吸管のホース接続継手に取り付けられている弁を全閉とし，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)への淡水
貯水池の送水を停止する。
④緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)吸管のホースを大容量送水車（海水取水用）吐出管に取り付けられているホース接続継手に敷設し，接続継手に取り付けられている弁を全開とする。
⑤緊急時対策要員は，大容量送水車（海水取水用）を起動し，可搬型代替注水ポンプ(A-1
級又は A-2 級)の水源を確保する。
⑥緊急時対策要員は，緊急時対策本部の指示を受け，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又はA-2 級)を起動し注水/補給を実施する。注水/補給中は可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)付きの圧力計で圧力を確認しながら可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)を操作する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，緊急時対策要員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから淡水貯水池から海を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)への送水の切替えまで 40 分以内で可能である。（大容量送水車（海水取水用）の準備から切替えを実施した場
合は，約 325 分で対応可能である。）
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十分な作業スペースを確保していることから，容易に操作可能である。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。

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東海第二
(3)

備考

外部水源から内部水源への切替え

相違理由⑬

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に内部水源（サプレッション・チェンバ）を水源とした
高圧注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，逃がし安全弁による発電用原子炉の減圧を実施し，外部水源（代替淡水貯槽）を水源とした低圧代替注水系（常設）による原
子炉圧力容器への各種注水を行うが，その後，事故収束に必要な対応として，外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・チェンバ）への切替えを行う。
ａ．外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・チェンバ）への切替え
有効性評価において想定する事故シーケンスグループ等である格納容器破損モード「雰囲
気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」発生時の事故の収束に必要な対応として，外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・チェンバ）へ水源を切り替える。
(a)

手順着手の判断基準
炉心損傷時，外部水源（代替淡水貯槽）を使用した低圧代替注水系（常設）及び代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の冷却を実施している状態にて，原子炉水位がＬ０以上と判断され，かつ，代替循環冷却系が使用可能な場合※１※1：設備に異常がなく，電源，冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている場合(b)

操作手順
外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・チェンバ）への切替え手順の概要は以下のとおり。
なお，内部水源（サプレッション・チェンバ）を使用した代替循環冷却系による原子炉
圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱手順については，「1.4.2.1(3)ａ．(b)代

替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却」，「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」及び「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」にて整備する。また，外部水源（代替淡水貯槽）を使用した代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.2(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」にて整
備する。

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東海第二

備考

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に外部水源（代替淡水貯槽）を使用した低圧代替注水系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の冷却手段から，内部水源（サプレッショ
ン・チェンバ）を使用した代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱手段へ切り替えるため，代替循環冷却系ポンプの起動を指示する。
②運転員等は，中央制御室にて，内部水源（サプレッション・チェンバ）を使用した代
替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱が開始されたことを確認し，発電長に報告する。
③発電長は，内部水源（サプレッション・チェンバ）を使用した代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱開始を確認後，運転員等に外部水源（代替淡水貯槽）を使用した低圧代替注水系（常設）及び代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）の停止操作を行うため，常設低圧代替注水系ポンプ停止を指示する。
④運転員等は，中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを停止する。
⑤運転員等は，発電長に常設低圧代替注水系ポンプが停止したことを報告する。
⑥発電長は，内部水源（サプレッション・チェンバ）を使用した代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱を開始後，原子炉格納容器内の圧力及び温度が上昇することを確認した場合は，外部水源（代替淡水貯槽）を使用した代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却を行うため，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプの起動を指示する。
(c)

操作の成立性内部水源（サプレッション・チェンバ）を使用した代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱操作の成立性については，「1.13.2.1(2)ｄ．(b)
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却」，「1.13.2.1(2)ｄ．(c) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内へのスプレイ（炉心損傷後）」及び「1.13.2.1(2)ｄ．(d) 代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）」にて整理する。
外部水源（代替淡水貯槽）を使用した代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却操作の成立性については，「1.13.2.1(1)ｂ．(a)代替格納容器スプレ

イ冷却系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却」にて整理す
る。

290

相違理由⑬

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1.13.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

東海第二

備考

1.13.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による各接続口から注水等が必要な箇所までの送水

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各接続口から注水等が必要な箇

手順については，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手所までの送水手順については，「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却順等｣，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却するための手順等」，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6 原子炉格等のための手順等」，「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｣，「1.8 原子炉

納容器内の冷却等のための手順等」，「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順

格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」，「1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷等」，「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」，「1.10 水素爆発によるを防止するための手順等」及び「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて，それぞ

原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」及び「1.11

れ整備する。

順等」にて，それぞれ整備する。

相違理由③

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手海を水源とした設備への送水手順については，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための海を水源とした設備への送水手順については，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」及び「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」にて，それぞれ手順等」，「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」及び「1.14 電源の整備する。

確保に関する手順等」にて，それぞれ整備する。

相違理由⑳

中央制御室監視計器類への電源供給手順並びに第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発

中央制御室監視計器類への電源供給手順並びに常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設

電機，電源車，可搬型代替注水ポンプ(A-1 級及び A-2 級)及び仮設発電機への燃料補給手順につい

備，可搬型代替直流電源設備，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプへの燃料

東二は仮設発電機は使用しなては，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

給油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

い。

操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順は「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整

相違理由⑰③

東二は計装設備を整備する逐
条を記載。

備する。
なお，可搬型代替注水中型ポンプによる送水に使用するホース結合金具付きの可搬型圧力計及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水に使用する可搬型代替注水大型ポンプ付き圧力計で圧力を確認しながら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回転数を操作し，送水圧力の調整を実施するため，使用する圧力計は健全性が確認されたものを使用する。

291

東二は可搬型圧力計の管理について記載。

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1.13.2.5 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第 1.13.33
図に示す。
(1) 水源を利用した対応手段

東海第二

備考

1.13.2.5 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第 1.13−

相違理由

16 図に示す。
(1)

水源を利用した対応手段【原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合】
重大事故等時には，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水をする
ため，必要となる十分な量の水をサプレッション・チェンバに確保する。

東二は原子炉冷却材圧力バウ
ンダリが高圧の場合と低圧の場合で整理し記載。
柏崎は高圧・低圧時の対応手段（水源）の選択が同様であるた
め，まとめて記載。

【原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合】
重大事故等時には，原子炉圧力容器への注水，格納容器スプレイ，燃料プールへの注水等の重大事故等時には，原子炉圧力容器への注水，格納容器スプレイ，燃料プールへの注水等の復水貯蔵槽又はサプレッション・チェンバを水源とした注水をするため，必要となる十分な量

代替淡水貯槽（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）を水源とした注水をするため，必

設備名称及び優先順位の相違。

の水を復水貯蔵槽又はサプレッション・チェンバに確保する。

要となる十分な量の水を代替淡水貯槽に確保する。

柏崎とは設備の違いによる対代替淡水貯槽（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）を水源とした注水ができない場

応手段の相違。

合は，サプレッション・チェンバを水源として代替循環冷却系による原子炉圧力容器等のへ注

東二は原子炉冷却材圧力バウ

水をするため，必要となる十分な量の水をサプレッション・チェンバに確保する。

ンダリが低圧の場合，代替淡水貯槽（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）を水源とした注水を優先し，次にサプレッ
ション・チェンバを水源とした
代替循環冷却系による注水を
する整理。

292

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

復水貯蔵槽又はサプレッション・チェンバを水源とした注水が実施できず，さらに重大事故等へ

サプレッション・チェンバを水源とした注水が実施できず，さらに重大事故等へ対処するた

設備名称及び優先順位の相違。

対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合は，ろ過水タンクを水源とめに消火系による消火が必要な火災が発生していない場合は，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タ

柏崎とは設備の違いによる対して消火系による原子炉圧力容器等のへ注水を実施する。

ンクを水源として消火系による原子炉圧力容器等への注水を実施する。

応手段の相違。

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源として利用できない場合は，復水貯蔵タンクを水源として補給水系による原子炉圧力容器等への注水を実施する。
ろ過水タンクを水源として利用できない場合は，防火水槽を水源として可搬型代替注水ポンプ

復水貯蔵タンクを水源として利用できない場合は，西側淡水貯水設備を水源として可搬型代

設備名称及び優先順位の相違。

(A-1 級又は A-2 級)により原子炉圧力容器等へ注水するため，必要となる十分な量の水を防火水槽

替注水中型ポンプにより原子炉圧力容器等へ注水するため，必要となる十分な量の水を西側淡柏崎とは設備の違いによる対に確保する。

水貯水設備に確保する。

応手段の相違。

防火水槽を水源として利用できない場合は，淡水貯水池を水源として，淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースを用いて可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)に水を西側淡水貯水設備を水源として利用できない場合は，代替淡水貯槽を水源として可搬型代替
注水大型ポンプにより原子炉圧力容器等へ注水する。

設備名称及び優先順位の相違。
柏崎とは設備の違いによる対応手段の相違。

供給することで原子炉圧力容器等へ注水する。
淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合は，淡水貯水池から直接可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)により原子炉圧力容器等へ注水する。
淡水貯水池を水源として利用できない場合は，海を利用して大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)により原子炉圧力容器等へ注水することとなる。

代替淡水貯槽を水源として利用できない場合は，海を利用して可搬型代替注水大型ポンプにより原子炉圧力容器等へ注水することとなる。

設備名称及び優先順位の相違。
柏崎とは設備の違いによる対応手段の相違。

また，西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽又は海を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は東二は可搬設備による注水等

可搬型代替注水大型ポンプによる注水等の手段は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注の準備開始タイミングを記載。

水系ポンプによる注水等の手段と同時並行で準備を開始する。なお，注水等の手段における水

東二は注水等の手段における源と可搬型ポンプの組み合わせは，以下のようにする。

水源と可搬型ポンプの組み合・西側淡水貯水設備を水源とする場合は，可搬型代替注水中型ポンプを使用する。

わせについて記載。

・代替淡水貯槽を水源とする場合は，可搬型代替注水大型ポンプを使用する。
・海を水源とする場合は，可搬型代替注水大型ポンプを使用する。
そのほかに，重大事故等時には，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベントにてス

東二はフィルタ装置へスクラ

クラビング水が低下した場合に，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

ビング水の補給における対応

より，フィルタ装置へスクラビング水の補給を実施する。なお，補給手段における水源と可搬手段及び補給手段における水型ポンプの組み合わせは，以下のようにする。

源と可搬型ポンプの組み合わ・西側淡水貯水設備を水源とする場合は，可搬型代替注水中型ポンプを使用する。
・代替淡水貯槽を水源とする場合は，可搬型代替注水大型ポンプを使用する。
・淡水タンクを水源とする場合は，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポン
プを使用する。

293

せについて記載。

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東海第二

備考

ａ．送水に利用する水源の優先順位

東二は送水に使用する水源の(a)

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（注水等）に利用

優先順位の考え方を整理し記する水源の優先順位

載。

重大事故等時，常設設備による注水等ができない場合は，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注水等を実施する。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水には，複数の水源から選択する必要があることから，送水に利用する水源の優先順位の考え方を以下に示す。
水源の優先順位を決定するに当たっては，注水継続性（可搬設備による送水時の有効水源容量）及び水質による機器への影響（淡水／海水）を考慮する。なお，淡水タンクは給水処理設備からの補給以外に現実的な水源補給の手段がなく，継続的な注水確保の観点からは有効な注水源でないことから，補給用水源と位置付ける。
可搬設備による送水（注水等）に利用する水源は，代替淡水貯槽よりも注水継続性がある西側淡水貯水設備を優先することから，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水
中型ポンプによる原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を実施するため，必要となる十分な量の水を西側淡水貯水設備に確保する。
西側淡水貯水設備を水源として利用できない場合は，淡水（代替淡水貯槽）又は海水の選択となることから，水質による機器への影響を考慮し，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原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉
格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを実施するため，必要となる十分な量の水を代替淡水貯槽に確保する。
代替淡水貯槽を水源として利用できない場合は，最終的な水源である海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを実施する。
(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送水（フィルタ装置ス
クラビング水補給）に利用する水源の優先順位
重大事故等時，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベントにてスクラビング水が低下した場合は，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フィルタ装置へのスクラビング水の補給を実施する。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水には，複数の水源から選択する必要があることから，送水に利用する水源の優先順位の考え方を以下に示す。

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東海第二

備考

水源の優先順位を決定するに当たっては，注水等に使用する水源の優先度及び水質による 東二は送水に使用する水源の機器への影響（淡水／海水）を考慮する。また，淡水タンクは消火系の水源であることを考

優先順位の考え方を整理し記慮する。なお，スクラビング水は上下限水位差で 45m３未満であること，スクラビング水は実 載。
質 7 日間以上補給不要であることから，補給継続性（水源容量）及びホース敷設距離（準備作業時間，漏えいリスク,アクセス性阻害）については，優先的に考慮すべき事項とはしない。また，フィルタ装置スクラビング水補給は，原則淡水のみを利用する。
フィルタ装置スクラビング水補給において，代替淡水貯槽は注水等に使用する常設の低圧
代替注水系の第一水源であるため，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を実施する。
西側淡水貯水設備から送水ができない場合は，淡水タンクは消火系の水源として確保する必要があることから，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を実施する。
代替淡水貯槽から送水ができない場合は，淡水（淡水タンク）又は海水の選択となるが，水質による機器への影響を考慮し，原則淡水のみを利用することから，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を実施する。
(2) 水源へ水を補給するための対応手段(2)

水源へ水を補給するための対応手段
重大事故等時には，注水等に使用している水源が枯渇しないように，可搬型代替注水中型ポ

東二は「水源を利用した対応手

ンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより，注水等に使用している水源への補給を実施する。

段」と統一した記載。

なお，補給手段における水源と可搬型ポンプの組み合わせは，以下のようにする。

東二は補給手段における水源・西側淡水貯水設備を水源とする場合は，可搬型代替注水中型ポンプを使用する。

と可搬型ポンプの組み合わせ・代替淡水貯槽を水源とする場合は，可搬型代替注水大型ポンプを使用する。

について記載。

・淡水タンクを水源とする場合は，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポン
プを使用する。
・海を水源とする場合は，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを使用する。
ａ．補給に利用する水源の優先順位
重大事故等時，注水等に使用している水源への補給には，複数の水源から選択する必要があ

東二は補給に使用する水源の優先順位の考え方を整理し記ることから，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補給に利用する載。

水源の優先順位の考え方を以下に示す。

柏崎は補給に使用する水源の水源の優先順位を決定するに当たっては，信頼性（耐震性）及び水質による機器への影響（淡水／海水）を考慮する。また，淡水タンクにおいては，消火系の水源であることを考慮する。

295

優先順位のみを記載。

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a. 復水貯蔵槽への補給

東海第二
(a)

代替淡水貯槽への補給に利用する水源の優先順位

備考
相違理由⑥②①

代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプに 東二は補給に使用する水源のよる原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び優先順位の考え方を整理し記

使用済燃料プールへの注水／スプレイにおいて，代替淡水貯槽が枯渇しないように，可搬型載。

代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより，各水源からの補給を実施する。

復水貯蔵槽を水源として，原子炉圧力容器への注水等の各種注水時において，外部電源によ代替淡水貯槽を水源として，常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉圧力容器への注水

設備名称及び優先順位の相違。

り交流電源が確保できた場合は，純水補給水系により純水タンクから復水貯蔵槽へ補給する。

等の各種注水時又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水時において，淡水タンクは消火

柏崎とは設備の違いによる対外部電源喪失により交流電源が確保できない場合で可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)が使用可

系の水源として確保する必要があり，西側淡水貯水設備は淡水タンクより信頼性が高いこ

応手段の相違。

とから，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽へ補給す

東二は補給に使用する水源のる。

優先順位の考え方を整理し記能な場合は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)により防火水槽から復水貯蔵槽へ補給する。

載。
防火水槽を水源として利用できない場合は，淡水貯水池を水源として，淡水貯水池から防火

西側淡水貯水設備を水源として利用できない場合は，淡水（淡水タンク）又は海水の選択

設備名称及び優先順位の相違。

水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースを用いて可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)により復水となることから，水質による機器への影響を考慮し，淡水タンクを水源として，可搬型代替

柏崎とは設備の違いによる対貯蔵槽へ補給する。

注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽へ補給する。

応手段の相違。
東二は補給に使用する水源の優先順位の考え方を整理し記載。
柏崎とは設備の違いによる対淡水貯水池から防火水槽の間にあらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合は，淡水

応手段の相違。

貯水池から直接可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)により復水貯蔵槽へ補給する。
淡水貯水池を水源として利用できない場合は，海を利用した補給手段よりも短時間で補給を開始できる純水補給水系（仮設発電機を使用）により純水タンクから復水貯蔵槽へ補給する。
純水補給水系（仮設発電機を使用）により純水タンクから復水貯蔵槽へ補給ができない場合
は，海を利用して大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)により復水

淡水タンクから代替淡水貯槽へ補給ができない場合は，海を利用して可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽へ補給する。

貯蔵槽へ補給する。

296

柏崎とは設備の違いによる対応手段の相違。

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b. 防火水槽への補給

東海第二
(b)

西側淡水貯水設備への補給に利用する水源の優先順位

備考
相違理由⑥⑧⑦

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原子炉圧力容器への注 東二は補給に使用する水源の水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水

優先順位の考え方を整理し記において，西側淡水貯水設備が枯渇しないように，可搬型代替注水大型ポンプにより，各水 載。
源からの補給を実施する。

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水時において，淡水貯水池から防火水槽へ補給する。

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時において，淡水タ

設備名称及び優先順位の相違。

ンクは消火系の水源として確保する必要があり，代替淡水貯槽は淡水タンクより信頼性が高柏崎とは設備の違いによる対いことから，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽から西側淡水貯水設備へ補給す

応手段の相違。

る。

東二は補給に使用する水源の優先順位の考え方を整理し記載。

淡水貯水池から補給ができない場合は，淡水タンクから防火水槽へ補給する。

代替淡水貯槽を水源として利用できない場合は，淡水（淡水タンク）又は海水の選択とな

設備名称及び優先順位の相違。

ることから，水質による機器への影響を考慮し，淡水タンクを水源として，可搬型代替注水 柏崎とは設備の違いによる対大型ポンプにより西側淡水貯水設備へ補給する。

応手段の相違。
東二は「代替淡水貯槽への補給」と統一した記載。
東二は補給に使用する水源の優先順位の考え方を整理し記載。

淡水タンクから補給ができない場合は，大容量送水車(海水取水用)，代替原子炉補機冷却海水ポンプ又は可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)により海から防火水槽へ補給する。なお，大容量

淡水タンクから西側淡水貯水設備へ補給ができない場合は，海を利用して可搬型代替注水
大型ポンプにより西側淡水貯水設備へ補給する。

設備名称及び優先順位の相違。
柏崎とは設備の違いによる対送水車(海水取水用)及び代替原子炉補機冷却海水ポンプによる海水の補給は，補給開始までに応手段の相違。

時間を要することから可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)による海水の補給を優先する。

東二は「代替淡水貯槽への補給」と統一した記載。
柏崎とは設備の違いによる対c. 淡水タンクへの補給

応手段の相違。

淡水タンク(純水タンク又はろ過水タンク)を水源としている場合は，淡水貯水池から淡水タンクへ補給する。

297

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第 1.13.1 表

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機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第 1.13−1 表

対応手段，対処設備及び手順書一覧(1/15)
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

制御棒駆動系（制御棒駆動水ポンプ）

手順は「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順
等」にて整備する。

サプレッション・チェンバ

代替淡水貯槽
代替燃料プール注水系（常設
低圧代替注水系ポンプ）

重大事 故等対処設備

手順は「1.10 水素爆発による
原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」にて整備する。

自主対策設備代替淡水貯槽
格納容器頂部注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）

使用済燃料プールへの注 水／ スプ レイ

自主対策設備原子炉ウェルへの注水

復水貯蔵槽
サプレッションプール浄化系（サプレッション
プール浄化系ポンプ）

手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

代替淡水貯槽
格納容器下部注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）

重大事 故等対処 設備

復水貯蔵槽
格納容器下部注水系（常設）（復水移送ポンプ）

重大事故等
対処設備

原子炉格納容器下部への注水−代替淡水貯槽
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）（常設低圧代替注水
系ポンプ）

手順書

重大事 故等 対処設備

重大事故 等対処設備

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

代替淡水貯槽低圧代替注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）

原子炉ウェ ルへ の 注水

手順は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順
等」にて整備する。

対処設備

原子炉 格納容器
下部へ の注水

手順は「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順
等」にて整備する。

対応
手段

原子炉格納 容器内の冷却重大事故等対処設備

原子炉格 納容器
内の冷却

復水貯蔵槽
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
（復水移送
ポンプ）

手順は「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順
等」にて整備する。

代替淡水貯 槽を水源と した 対応（常設）

自主対策
設備

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）

復水貯蔵槽を水源とした対応

復水貯蔵槽
低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等 対処 設備

重大事故等
対処設備
（設計基準拡張）

原子炉隔離時冷却系（原子炉隔離時冷却系ポンプ）
高圧炉心注水系（高圧炉心注水系ポンプ）

手順書

分類

原子炉冷却 材圧力バウンダ リ低 圧時の原子炉 圧力 容器への注水

復水貯蔵槽
高圧代替注水系（高圧代替注水系ポンプ）※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本条文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／21）

重大事故等
対処設備

原子炉圧力容器への注水（原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時）

サプレッション・チェン
バ

−

東海第二

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

298

手順は「1.4 原子炉
冷却材圧力バウンダリ
低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融
炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整
備する。

相違理由
相違理由⑰
柏崎との相違箇所については
四角点線枠にて示し，備考に理由を記載しているため下線を省略。
柏崎の記載が他ページに示される場合はページ数を記載。
東二は設計基準事故対処設備
に対し，重大事故等対処設備（設計基準拡張）ではなく重大事故等対処設備として位置付ける。
（以下，第 1.13−1 表は同様。）
柏崎は復水貯蔵槽（重大事故等対処設備）及びサプレッション・チェンバ（重大事故等対処設備）を水源とした高圧時の原子炉圧力容器への注水手段を整備。
東二はサプレッション・チェ
ンバ（重大事故等対処設備）
及び復水貯蔵タンク（自主対策設備）を水源とした注水手段を整備。

手順は「1.8 原子炉
格納容器下部の溶融炉
心を冷却するための手順等」にて整備する。

手順は「1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」にて整備する。

手順は「1.11 使用済
燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

柏崎は防火水槽，淡水貯水池
及び海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ
手段を整備。また，ろ過水タンクを水源とした使用済燃料
プールへの注水手段を整備。
東二は西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽及び海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ手段を整備。また，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手段を整備。

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対応手段，対処設備及び手順書一覧(2/15)
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

手順書

手順は「1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・チェンバ
高圧代替注水系（常設高圧代
替注水系ポンプ）
原子炉隔離時冷却系（原子炉
隔離時冷却系ポンプ）
高圧炉心スプレイ系（高圧炉
心スプレイ系ポンプ）

サプレッション・チェンバ
残留熱除去系（残留熱除去系
ポンプ）
低圧炉心スプレイ系（低圧炉
心スプレイ系ポンプ）

自主対策設 備

サプレッション・チェンバ
代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）

重大事故等対処設備

サプレッション・チェンバ
残留熱除去系（残留熱除去系
ポンプ）

手順書

重大事故等 対処設備

重大事故等
対処設備

原子炉圧力 容器への注水及 び原子炉
格納容器内 の除熱（代 替循 環冷却系による 原子炉圧力容器への注水）

手順は「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順
等」にて整備する。

対処設備

重大事故等 対処設備

重大事故等
対処設備
（設計基準拡張）

原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の除熱サプレッション・チェンバ
代替循環冷却系（復水移送ポンプ）−

原子炉格納 容器
内の除熱

重大事故等
対処設備

残留熱除去系（残留熱除去系ポンプ）

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッシ ョン ・チェンバを水源とした対 応

重大事故等
対処設備
（設計基準拡張）

サプレッション・チェンバ対応
手段

原子炉 冷却 材圧力バウンダ リ低 圧時の原子炉圧力 容器への注水

重大事故等
対処設備

手順は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

残留熱除去系（残留熱除去系ポンプ）※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等
対処設備
（設計基準拡張）

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対応

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）

サプレッション・チェンバ

分類

原子炉冷却材圧力バウ ンダ リ高圧時の原子炉 圧力容器 への注水

サプレッション・チェンバ

原子炉隔離時冷却系（原子炉隔離時冷却系ポンプ）
高圧炉心注水系（高圧炉心注水系ポンプ）

備考
相違理由⑰

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／21）

重大事故等
対処設備

原子炉圧力容器への注水（原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時）

復水貯蔵槽

対応
手段

東海第二

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

299

東二はサプレッション・チェ
ンバを水源とした高圧代替注
水系による原子炉圧力容器への注水手段を整備。
手順は「1.2 原子炉
冷却材圧力バウンダリ
高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順
等」にて整備する。

手順は「1.4 原子炉
冷却材圧力バウンダリ
低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順
等」にて整備する。

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

手順は「1.4 原子炉
冷却材圧力バウンダリ
低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順
等」にて整備する。

東二はサプレッション・チェ
ンバを水源とした代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水手段を整備。ただし，代替循環冷却系ポンプは炉心損傷を防止するための注水量としては十分ではない場合があるため，自主対策設備と位置付ける。
東二はサプレッション・チェ
ンバを水源とした代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱手段を比較表ページ 300に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／21）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・チェンバ
代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）

重大事故等 対処 設備

原子炉 圧力 容器 への注水及び原子炉格 納
容器内 の除 熱（代替循環冷 却系 による原子炉 格納容器 内の減圧及 び除熱）

サプレッション・チェンバ
代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）

手順書

重大事 故等対処 設備

原子炉 圧力 容器への注水及 び原 子炉
格納容 器内 の除熱（代替循 環冷 却系
による 残存 溶融炉心の冷却）

サプレッシ ョン・チェ ンバを水 源とした対応

−

対処設備

手順は「1.7 原子炉
格納容器の過圧破損を防止するための手順
等」にて整備する。

柏崎はサプレッション・チェ
ンバを水源とした代替循環冷却系による原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の除熱手段を比較表ページ 299 に記載。

サプレッション・チェンバ
代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）

重大事 故等対処 設備

原子炉圧力容器 への注水及 び原 子炉格 納容器内の除熱（代替循環 冷却系による原 子炉圧力容 器への注水（溶融炉心のペデスタル（ド ライウェル部）の床面 への 落下 遅延・防止））

東二はサプレッション・チェ
ンバを水源とした代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水手段を整備。

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

300

手順は「1.4 原子炉
冷却材圧力バウンダリ
低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順
等」にて整備する。

東二はサプレッション・チェ
ンバを水源とした代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却手段を整備。

手順は「1.8 原子炉
格納容器下部の溶融炉
心を冷却するための手順等」にて整備する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対応手段，対処設備及び手順書一覧(3/15)
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

手順書

ろ過水タンク消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手順書

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）

自主対 策設備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）

自主対 策設 備

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

原子炉 格納 容器
下部への注水ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）

自主対策設 備手順は「1.8 原子炉
格納容器下部の溶融炉
心を冷却するための手順等」にて整備する。

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）

自主対策設備手順は「1.4 原子炉
冷却材圧力バウンダリ
低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融
炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

手順は「1.11 使用済
燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

−

使用済燃料 プー ル
への注 水

自主対策設備

使用済燃料
プールへの注水※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本条文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）手順は「1.11 使用済燃料貯蔵
槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

対処設備

原子炉格納 容器内の冷却自主対策設備原子炉格納容器下部への注水ろ過水タンク消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）

サプレッション・チェンバ

対応
手段

原子炉冷却 材圧力バウ ンダリ低 圧時の原子炉圧力 容器への注 水

自主対策設備原子炉格納容器
内の冷却ろ過水タンクを水源とした対応

手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

ろ過水貯蔵タンク又は 多目的タ ンクを 水源とした対応

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

ろ過水タンク消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）−

分類

手順は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順
等」にて整備する。

ろ過水タンク消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）

復水貯蔵槽

備考
相違理由⑰

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／21）

自主対策設備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）

サプレッション・チェン
バ
復水貯蔵槽

対応
手段

東海第二

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

301

柏崎はろ過水タンクを水源とした消火系による注水等の手段を整備。
東二はろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした消火系による注水等の手段を整備。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／21）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

手順書

東二は復水貯蔵タンクを水源とした注水等の手段を整備。
復水貯蔵タンク
原子炉隔離時冷却系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※３
原子炉圧力容器
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
補給水系配管・弁所内常設直流電源設備※２
非常用交流電源設備※２
燃料給油設備※２

ＡＭ設備別操作手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

自主対策設備原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の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）

復水貯蔵タンク
制御棒駆動水圧系（制御棒駆動
水ポンプ）※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

302

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対策要領

自主対策設備原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の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）

復水貯蔵タンク
高圧炉心スプレイ系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※３
原子炉圧力容器
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
補給水系配管・弁
非常用交流電源設備※２
燃料給油設備※２

自主対策設 備原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の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）

復水貯蔵タンクを水源とした対応

サプレッション・チェンバ

対処設備

手順は「1.2 原子炉
冷却材圧力バウンダリ
高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順
等」にて整備する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（6／21）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

手順書

東二は復水貯蔵タンクを水源とした注水等の手段を整備。

自主対策設備原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水

復水貯蔵タンク
補給水系（復水移送ポンプ）

手順は「1.4 原子炉
冷却材圧力バウンダリ
低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融
炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・チェンバ

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

自主対策設備原子炉格納容器下部への注水復水貯蔵タンク
補給水系（復水移送ポンプ）

自主対策設 備原子炉格納容器
内の冷却復水貯蔵タ ンクを水源とし た対応−

復水貯蔵タンク
補給水系（復水移送ポンプ）

手順は「1.8 原子炉
格納容器下部の溶融炉
心を冷却するための手順等」にて整備する。

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

303

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対応手段，対処設備及び手順書一覧(4/15)
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

手順書

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

サプレッション・チェンバ

重大事故等
対処設備

防火水槽 ※2−

防火水槽 ※2

対処設備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ
ホース・接続口
低圧代替注水系配管・弁
燃料給油設備※２

手順書

重大事故等対策要領

東二は可搬設備によるフィル
タ装置スクラビング水補給ラ
イン接続口までの送水対応を個別に記載。

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ
ホース・接続口
格納容器圧力逃がし装置配管・弁
燃料給油設備※２※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

304

柏崎は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として防火水槽及び淡水
貯水池を整備。
東二は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として西側淡水貯水設備
及び代替淡水貯槽を整備。

東二は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及び原子炉格納容器内の冷却手段を比較表ページ 305 に記載。

重大事故等 対処設備

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

自主対策設備原子炉格納容器内の冷却

重大事故等
対処設備

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

対応
手段

西側淡 水貯水設 備を水源と した送水
（可搬 型代替注水中型ポンプによるフィルタ装 置
スクラビン グ水補給ラ イン接続口への送水時）自設主備 対策

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）

防火水槽を水源とした対応

手順は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順
等」にて整備する。

西側淡水貯 水設 備を水源と した対応

低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）
，ホース・接続口等）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事 故等 対処 設備

防火水槽 ※2

分類

自設主備対策防火水槽を水源とした送水

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
ホース・接続口
燃料補給設備 ※1※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本条文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）

備考
相違理由⑰

対応手段，対処設備，手順書一覧（7／21）

西側淡水貯 水設 備を水源と した送水
（可搬 型代替注 水中型ポン プによる高 所東側接続口，高所 西側 接続口，
原子炉建屋 東側 接続口又は原子炉建屋 西側接続 口への送水 時）

サプレッション・チェン
バ
復水貯蔵槽

東海第二

重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対応手段，対処設備及び手順書一覧(5/15)
分類

対応
手段

対処設備

手順書

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
ホース・接続口機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

サプレッション・チェンバ

西側淡水貯水設備
低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水中型ポン
プ，ホース・接続口等）

西側淡水貯水設備
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水
中型ポンプ，ホース・接続口等）

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ
ホース・接続口

原子炉ウェルへの注水

重大事故等 対処 設備

原子炉格納容器下部 へ の 注 水

自主対策設備西側淡水貯水設備
格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）

手順は「1.4 原子炉
冷却材圧力バウンダリ
低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融
炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」及
び「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。

手順は「1.8 原子炉
格納容器下部の溶融炉
心を冷却するための手順等」にて整備する。

−

手順は「1.11 使用済燃料貯蔵
槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

自主対策
設備※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本条文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）西側淡水貯水設備
代替燃料プール注水系（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）

重大事故等 対処 設備

使用済燃料 プールへの注水／ スプ レイ

防火水槽 ※2

自主対策設 備

重大事故等
対処設備

燃料プール代替注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

使用済燃料プールへの
注水／スプレイ

西側淡水貯水設備
格納容器下部注水系（可搬型）可搬型代替注水中型ポン
プ，ホース・接続口等）

手順書

重大事 故等対処 設備

フィル タ装置
スクラ ビング水 補給

自主対策
設備

原子炉ウェルへの注水

手順は「1.10 水素爆発による
原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」にて整備する。

対処設備

重大事故等 対処設備

原子炉格納 容器内の冷却

原子炉格納容器下部への注水防火水槽を水源とした対応

防火水槽 ※2
格納容器頂部注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

西側淡水貯水設備を水 源と した対応

重大事故等
対処設備

手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

防火水槽 ※2

対応
手段

重大事 故等 対処 設備

手順は「1.5 最終ヒートシンク
へ熱を輸送するための手順等」
及び「1.7 原子炉格納容器の過圧 破損 を防止 するた め の 手順
等」にて整備する。

防火水槽 ※2

格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水
ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）−

分類

自主対策設備

復水貯蔵槽

重大事故等
対処設備

フィルタ装置への補給

−

備考
相違理由⑰

対応手段，対処設備，手順書一覧（8／21）
原子炉冷却 材圧力バウンダ リ低 圧時の原子炉圧力 容器への注水機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

東海第二※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

305

手順は「1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」にて整備する。

手順は「1.11 使用済
燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

柏崎は防火水槽を水源とした
原子炉圧力容器への注水（原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時）及び原子炉格納容器内の冷却手段を比較表ページ
304 に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（9／21）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

代替淡水貯槽を水源と した送水
（可搬 型代 替注水大型 ポンプによるフィルタ装置
スクラビング水補給ライン 接続 口への 送水時）

代替淡 水貯 槽を水源とした 対応（可搬型）−

代替淡水貯 槽を水源と した送水
（可搬型代 替注水大型ポン プに よる原子炉建屋 東側接続口，
原子炉 建屋 西側接続口，高 所東 側接続口又 は高 所西側接続口へ の送 水時）

サプレッション・チェンバ

対応
手段

対処設備

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース・接続口
低圧代替注水系配管・弁
燃料給油設備※２

手順書

重
大
事
故
等
対
処
設
備

東二は可搬設備によるフィル
タ装置スクラビング水補給ラ
イン接続口までの送水対応を個別に記載。

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース・接続口
格納容器圧力逃がし装置配管・弁
燃料給油設備※２

重
大
事
故
等
対
処
設
備

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

306

重大事故等対策要領

東二は常設設備による代替淡水貯槽（淡水）を水源とした
注水等の手段のほかに，可搬設備によるの注水等の手段を整備。また，西側淡水貯水設
備（淡水）を水源とした可搬設備による注水等の手段を整備。
柏崎は淡水を水源とした可搬設備による注水等の手段を「防火水槽を水源とした対応」及び「淡水貯水池を水源とした対応」に記載。
柏崎は比較表ページ 304，
305，308〜311 に記載。

重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（10／21）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

代替淡水貯槽低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポン
プ，ホース・接続口等）

原子炉ウェルへの注水

代替淡水貯槽
格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

重大事故等 対処 設備

原子炉格納容器下部への注 水代替淡水貯槽
格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

重大事 故等対処 設備

フィルタ装置スクラ ビング水 補給

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース・接続口

重大事故等 対処設備

原子炉格納 容器内の冷却

代替淡 水貯 槽を水源とした 対応（可搬型）

代替淡水貯槽
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

手順書

重大事 故等 対処 設備

原子炉冷却 材圧力バウンダ リ低 圧時の原子炉圧力 容器への注水

サプレッション・チェンバ

対応
手段

手順は「1.4 原子炉
冷却材圧力バウンダリ
低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融
炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」及
び「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。

手順は「1.8 原子炉
格納容器下部の溶融炉
心を冷却するための手順等」にて整備する。

−

自主対策設備
重大事故等対処 設備

使用済燃料 プー ルへの注水／スプ レイ

代替淡水貯槽
代替燃料プール注水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

307

手順は「1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」にて整備する。

手順は「1.11 使用済
燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

東二は常設設備による代替淡水貯槽（淡水）を水源とした
注水等の手段のほかに，可搬設備によるの注水等の手段を整備。また，西側淡水貯水設
備（淡水）を水源とした可搬設備による注水等の手段を整備。
柏崎は淡水を水源とした可搬設備による注水等の手段を「防火水槽を水源とした対応」及び「淡水貯水池を水源とした対応」に記載。
柏崎は比較表ページ 304，
305，308〜311 に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備及び手順書一覧(6/15)
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・チェン
バ
復水貯蔵槽

対処設備

手順書

自主対策設備淡水貯水池 ※2低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）
，ホース・接続口等）

柏崎は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として淡水貯水池及び防火水槽を整備。
東二は淡水を水源とした可搬設備による注水等の手段を「西側淡水貯水設備を水源とした対応」及び「代替淡水貯槽を水源とした対応（可搬型）」に記載。
東二は比較表ページ 304〜307に記載。

多様なハザード対応手順「貯水池から消防車への送水 」「消防車による送水（原子炉注水）」「消防車による送水（格納容器
スプレイ）」「消防車による送水（デブリ冷却）」「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」「消防車による送水（SFP 常設ス
プレイ）」「消防車による送水（SFP 可搬型
スプレイ）」

手順は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順
等」にて整備する。

自主対策設備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）

淡水貯水池を水源とした対応（あらかじめ敷設してある ホースが使用できる場合）

淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）

淡水貯水池 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
ホース・接続口
燃料補給設備 ※1

淡水貯水池 ※2
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

自主対策設備原子炉格納容器内の冷却※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本条文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）308柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備及び手順書一覧(7/15)
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

手順書

淡水貯水池 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
ホース・接続口

復水貯蔵槽

自主対策設備

フィルタ装置への補給−

柏崎は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として淡水貯水池及び防火水槽を整備。
東二は淡水を水源とした可搬設備による注水等の手段を「西側淡水貯水設備を水源とした対応」及び「代替淡水貯槽を水源とした対応（可搬型）」に記載。
東二は比較表ページ 304〜307に記載。

手順は「1.5 最終ヒートシンク
へ熱を輸送するための手順等」
及び「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順
等」にて整備する。

手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

自主対策設備原子炉格納容器下部への注水淡水貯水池を水源とした対応（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）

淡水貯水池 ※2
格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水
ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

淡水貯水池 ※2
納 容 器 頂 部 注水 系 （ 可搬 型 代 替 注水 ポ ン プ（A-2 級），ホース・接続口等）

手順は「1.10 水素爆発による
原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」にて整備する。

自主対策設備原子炉ウェルへの注水−
手順は「1.11 使用済燃料貯蔵
槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

自主対策設備

使用済燃料プールへの
注水／スプレイ

淡水貯水池 ※2
燃料プール代替注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本条文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）309柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備及び手順書一覧(8/15)
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

柏崎は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として淡水貯水池及び防火水槽を整備。
東二は淡水を水源とした可搬設備による注水等の手段を「西側淡水貯水設備を水源とした対応」及び「代替淡水貯槽を水源とした対応（可搬型）」に記載。
東二は比較表ページ 304〜307に記載。

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

淡水貯水池 ※2

自主対策設備

低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）
，ホース・接続口等）

重大事故等
対処設備

手順は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順
等」にて整備する。

淡水貯水池 ※2

自主対策
設備

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）

淡水貯水池を水源とした対応（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
ホース・接続口
燃料補給設備 ※1

手順書

重大事故等対処設備

サプレッション・チェン
バ
復水貯蔵槽

対処設備

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

淡水貯水池 ※2

自主対策設備原子炉格納容器内の冷却

重大事故等
対処設備

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本条文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）310柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備及び手順書一覧(9/15)
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処備設

格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水
ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

原子炉格納容器下部への注水

手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

淡水貯水池 ※2

自主対策
設備

淡水貯水池 ※2
格納容器頂部注水系 （可搬型代 替注水ポ ンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

手順は「1.10 水素爆発による
原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」にて整備する。

手順は「1.11 使用済燃料貯蔵
槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

淡水貯水池 ※2

自主対策
設備

使用済燃料プールへの
注水／スプレイ

重大事故等
対処備設

燃料プール代替注水系（可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）−

自主対策設備原子炉ウェルへの注水

淡水貯水池を水源とした対応（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

復水貯蔵槽

淡水貯水池 ※2

手順は「1.5 最終ヒートシンク
へ熱を輸送するための手順等」
及び「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順
等」にて整備する。

自主対策設備

フィルタ装置への補給

−

重大事故等
対処備設

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
ホース・接続口

柏崎は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として淡水貯水池及び防火水槽を整備。
東二は淡水を水源とした可搬設備による注水等の手段を「西側淡水貯水設備を水源とした対応」及び「代替淡水貯槽を水源とした対応（可搬型）」に記載。
東二は比較表ページ 304〜307
に記載。

手順

※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本条文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）311柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（11／21）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

手順書

東二は淡水タンクを水源とした対応手段（フィルタ装置ス
クラビング水補給手段）を整備。

自主対 策設 備

淡水タンクを水源とした送水（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送水）

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
多目的タンク配管・弁ホース・接続口
格納容器圧力逃がし装置配管・弁
燃料給油設備※２

重大事故等対策要領

淡水タ ンク を水源とした対 応−

自主対 策設 備

フィルタ装置スクラビング水補給

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース・接続口※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

312

手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」及
び「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対応手段，対処設備及び手順書一覧(10/15)
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

サプレッション・チェンバ

原子炉格納容器下部への注 水−原子炉 ウェル
への注 水

手順は「1.10 水素爆発による
原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」にて整備する。

低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポン
プ，ホース・接続口等）

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

代替燃料プール注水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

重大事 故等対処 設備

使用済 燃料 プール
への注 水／スプ レイ

手順は「1.11 使用済燃料貯蔵
槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ
非常用取水設備※１
ホース・接続口
低圧代替注水系配管・弁
燃料給油設備※２

手順書

重大事 故等対処 設備 重大事故等 対処設備 自主対 策設備

原子炉格納 容器内の冷却

手順は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

対処設備

重大事 故等 対処 設備

手順は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及
び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順
等」にて整備する。

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて
整備する。

対応
手段

重大事故等 対処設備

多様なハザード対応手順「大容量送水車による消防車への海水送水」「消防車による送水（原子炉注水）」「消防車による送水（格納容器
スプレイ）」「消防車による送水（デブリ冷却）」「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」「消防車による送水（SFP 常設ス
プレイ）」「消防車による送水（SFP 可搬型
スプレイ）」

海を水 源とした 対応※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本条文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）

重大事故等
対処設備

使用済燃料プールへの
注水／スプレイ

燃料プール代替注水系（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

自主対策設備原子炉ウェルへの注水

格納容器頂部注水系（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
，ホース・
接続口等）

重大事故等
対処設備

原子炉格納容器下部への注水

格納容器下部注水系（可搬型）（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注水ポンプ（A-2級），ホース・接続口等）

重大事故等
対処設備

原子炉格納容器内の冷却

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

分類

原子炉冷却 材圧力バウンダリ低 圧時の原子炉圧力 容器への注水

低圧代替注水系（可搬型）（大容量送水車（海水取水用），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース・接続口等）

重大事故等対処設備

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）−

手順書

重大事故等対処設備

海を水源とした送水海を水源とした対応
復水貯蔵槽

対処設備
大容量送水車（海水取水用）
海水貯留堰
スクリーン室取水路
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
ホース・接続口
燃料補給設備 ※1

備考
相違理由⑰

対応手段，対処設備，手順書一覧（12／21）

海を水源と した送水
（可搬型代替注水大型
ポンプによ る送水）

サプレッション・チェン
バ
復水貯蔵槽

東海第二

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

313

重大事故等対策要領

手順は「1.4 原子炉
冷却材圧力バウンダリ
低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順
等」にて整備する。

手順は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

手順は「1.8 原子炉
格納容器下部の溶融炉
心を冷却するための手順等」にて整備する。

手順は「1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」にて整備する。

手順は「1.11 使用済
燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対応手段，対処設備及び手順書一覧(11/15)
分類

対応
手段

対処設備

手順書

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手順は「1.5 最終ヒートシンク
へ熱を輸送するための手順等」
にて整備する。

残留熱除去系海水系（残留熱除去系海水系ポンプ）

緊急用海水系（緊急用海水ポ
ンプ）

代替残留熱除去系海水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

手順書

自主対策設備海を水源と した 対応

可搬型代替注水大型ポンプ
（放水用）
放水砲
ホース
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
泡混合器
燃料給油設備※２

重大事故等対処 設備

航空機燃料火災への泡 消火

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器へのほう酸水注入手順は「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」及び「1.2 原子炉
冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ
（放水用）
放水砲
ホース
燃料給油設備※２

重大事故等対処設備

大気への放射性物質の拡散抑制

手順は「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」にて整備する。

対処設備

手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

東二は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手段を整備。

東二は常設の緊急用海水系及び可搬設備を使用した代替残留熱除去系海水系による冷却水の確保手段を整備。
柏崎は常設の原子炉補機冷却系及び可搬設備を使用した代
替原子炉補機冷却系による冷却水の確保手段を整備。その他，原子炉補機冷却水系へ可搬設備により海水を直接送水する手段を整備。

−

重大事故等
対処設備

航空機燃料火災
への泡消火

ほう酸水注入系貯蔵タ ンクを水源とした対応※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本条文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）最終ヒート シンク（海 洋）
への代 替熱輸送

手順は「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」にて整備する。

重大事故等
対処設備

大気への放射性物質の拡散抑制

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）
ホース
放水砲
泡原液搬送車
泡原液混合装置
燃料補給設備 ※1

対応
手段

重大事故等 対処設備

重大事故等対処設備

最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送

海を水源とした対応

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）
放水砲
ホース
燃料補給設備 ※1

ほう酸水注入系貯蔵タンク
ほう酸水注入系（ほう酸水注入系ポンプ）−

分類

重大事 故等 対処設備

代替原子炉補機冷却系（大容量送水車（熱交換器ユニット用）
）

−

備考
相違理由⑰

対応手段，対処設備，手順書一覧（13／21）

残留熱 除去 系海水系による冷却水の確 保機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

東海第二※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

314

手順は「1.12 工場等
外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

手順は「1.12 工場等
外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

東二は「ほう酸水貯蔵タンク
を水源とした対応」に記載。
東二は比較表ページ 316 に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（14／21）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

手順書

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

重大事故等対処設備

海を水 源とした 対応

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

東二は海を水源とした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手段を整備。

手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」
にて整備する。

−

自主対策設備

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

高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機海水系（高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機用
海水ポンプ）※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

315

手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」
にて整備する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（15／21）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手順書

東二は海を水源とした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手段を整備。
代替２Ｃ非常用ディーゼル発
電機海水系（可搬型代替注水
大型ポンプ，ホース・接続口
等）
代替２Ｄ非常用ディーゼル発
電機海水系（可搬型代替注水
大型ポンプ，ホース・接続口
等）
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（可搬型
代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

代替燃料プール冷却系（代替
燃料プール冷却系ポンプ）

重大事故等 対処設備

原子炉圧力 容器へのほう酸 水注入

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入系（ほう酸水注
入ポンプ）

重大事故等 対処設備

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 とした対応

−

対処設備

自主対 策設 備

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 対応

−

対応
手段

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

316

手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」
にて整備する。

手順は「1.11 使用済
燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

手順は「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」，「1.2 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」及び「1.8
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

東二は海を水源とした代替燃
料プール冷却系による使用済
燃料プールの除熱手段を整備。

柏崎は「ほう酸水注入系貯蔵
タンクを水源とした対応」に記載。
柏崎は比較表ページ 314 に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対応手段，対処設備及び手順書一覧(12/15)
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

手順書

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

重大事 故等 対処設備

可搬型代替注水中型ポンプ
西側淡水貯水設備
ホース
代替淡水貯槽
燃料給油設備※２

手順書

柏崎は復水貯蔵槽への補給水源として放火水槽，淡水貯水池，海及び純水タンクを整備。
東二は代替淡水貯槽への補給
水源として西側淡水貯水設
備，淡水タンク及び海を整備。

重大事故等対策要領−

可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク
多目的タンク配管・弁ホース
代替淡水貯槽
燃料給油設備※２

自主対 策設備

淡水タンク を水源とし た補給（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）

自主対策設備淡水貯水池を水源とした補給（淡水／海水 ）（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）

復水貯蔵槽へ水を補給するための対応

淡水貯水池 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
ホース・接続口CSP 外部補給配管・弁
復水貯蔵槽
燃料補給設備 ※1

対応
手段

西側淡 水貯水設 備を水源とした補給（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）

多様なハザード対応手順「消防車による CSP への補給(淡水/海水)」

代替淡 水貯 槽へ水を補 給す るための対応

自主対策設備防火水槽を水源とした補給（淡水／海水）

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書(徴候ベース)
AM 設備別操作手順書「消防車による CSP への補給」

防火水槽 ※2※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本条文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）

備考
相違理由⑰

対応手段，対処設備，手順書一覧（16／21）

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
ホース・接続口CSP 外部補給配管・弁
復水貯蔵槽
燃料補給設備 ※1−

東海第二※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

317

重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対応手段，対処設備及び手順書一覧(13/15)
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

手順書

対処設備

手順書

柏崎は復水貯蔵槽への補給水源として放火水槽，淡水貯水池，海及び純水タンクを整備。
東二は代替淡水貯槽への補給
水源として西側淡水貯水設
備，淡水タンク及び海を整備。
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
非常用取水設備※１
ホース
代替淡水貯槽
燃料給油設備※２

重大事 故等 対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ
代替淡水貯槽ホース
西側淡水貯水設備
燃料給油設備※２

重大事 故等対処 設備

−

対応
手段

代替淡水貯槽を水源と した補給（代替 淡水 貯槽 を水源とした可搬型代替注 水大型ポ ンプ
による西側 淡水貯水設 備への補給）

自主対策設備

多様なハザード対応手順「大湊側純水移送ポンプ電源確保」−

西側淡水貯水設備へ水を補 給するための対応

重大事故等対処設備

純水補給水系（仮設発電機使用）による補給

運転操作手順書(徴候ベース)
AM 設備別操作手順書「MUWP ポンプによる CSP への補給」

代替淡水貯槽へ水を補 給す るた めの対 応

多様なハザード対応手順「消防車による CSP への補給(淡水/海水)」

自主対策設備海を水源とした補給（淡水／海水）※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本条文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書(徴候ベース)
AM 設備別操作手順書「消防車による CSP への補給」

淡水貯水池 ※2

大容量送水車（海水取水用）
海水貯留堰
スクリーン室取水路
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
ホース・接続口CSP 外部補給配管・弁
復水貯蔵槽
燃料補給設備 ※1

分類

海を水 源とした 補給（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）

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
ホース・接続口CSP 外部補給配管・弁
復水貯蔵槽
燃料補給設備 ※1

純水タンク
純水移送ポンプ
純水補給水系配管・弁
復水貯蔵槽
仮設発電機
燃料補給設備 ※1

備考
相違理由⑰

対応手段，対処設備，手順書一覧（17／21）

重大事故等対処設備

淡水貯水池を水源とした補給（淡水／海水）（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

復水貯蔵槽へ水を補給するための対応

−

東海第二

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

318

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
柏崎は「防火水槽へ水を補給するための対応」に記載。
柏崎は比較表ページ 319 に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対応手段，対処設備及び手順書一覧(14/15)
機能喪失を想定する
分類

設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

手順書

柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
可搬型代替注水大型ポンプ
多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク
多目的タンク配管・弁ホース
西側淡水貯水設備
燃料給油設備※２

自主対 策設 備

多様なハザード対応手順「大容量送水車による防火水槽への海水補給」

自主対策設備

重大事故等対策要領−

柏崎は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給手段を整備。

可搬型代替注水大型ポンプ
非常用取水設備※１
ホース
西側淡水貯水設備
燃料給油設備※２

重大事 故等 対処設備

多様なハザード対応手順「消防車による防火水槽への海水補給」

自主対策設備

可搬型代替注水ポンプ（Ａ ２-級）
による防火水槽への海水補給

海を水 源と した補給
（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）

自主対策設備代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本条文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）対応
手段

淡水タンク を水源とし た補 給（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側 淡水貯水設 備へ の補給）

多様なハザード対応手順「大湊側淡水タンクから防火水槽への補給」

多様なハザード対応手順「代替原子炉補機冷却海水ポン
プによる防火水槽への海水補給」

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)
ホース
防火水槽 ※2
燃料補給設備 ※1

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

多様なハザード対応手順「淡水貯水池から大湊側防火水槽への補給」−

代替原子炉補機冷却海水ポンプ
海水貯留堰
スクリーン室
取水路
ホース
防火水槽 ※2
可搬型代替交流電源設備
移動式変圧器
燃料補給設備 ※1

分類

西側淡水貯 水設 備へ水を補 給するため の対応

重大事故等対処設備

大容量送水車（ 海水取水用）
による防火水槽への海水補給

防火水槽へ水を補給するための対応

防火水槽 ※2

自主対策設備

淡水タンクから防火水槽への補給

大容量送水車（海水取水用）
海水貯留堰
スクリーン室取水路
ホース
燃料補給設備 ※1

手順書

自主対策設備淡水貯水池から防火水槽への補給

ろ過水タンク
純水タンク
ホース
防火水槽 ※2

備考
相違理由⑰

対応手段，対処設備，手順書一覧（18／21）

対処設備

淡水貯水池 ※2
ホース
防火水槽 ※2

東海第二※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

319

重大事故等対策要領

柏崎は護岸から可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級）により海水を取水し防火水槽へ補給する手段を整備。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

対応手段，対処設備及び手順書一覧(15/15)
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

分類

手順書

柏崎は淡水貯水池から淡水タンクに補給する手段を整備。
（高低差を利用して補給）
復水貯蔵タンク
サプレッション・チェンバ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
補給水系配管・弁所内常設直流電源設備※２
非常用交流電源設備※２
燃料給油設備※２

復水貯蔵タンク
サプレッション・チェンバ
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ
補給水系配管・弁
非常用交流電源設備※２
燃料給油設備※２

自主対 策設 備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
代替淡水貯槽
非常用取水設備※１
ホース
燃料給油設備※２

重大事故等対処設備

重大事故等対処設備
自主対策設備

多様なハザード対応手順「大容量送水車による消防車への海水送水」「消防車による送水（原子炉注水）」「消防車による送水（格納容器
スプレイ）」「消防車による送水（デブリ冷却）」「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」「消防車による送水（SFP 常設ス
プレイ）」「消防車による送水（SFP 可搬型
スプレイ）
」

対処設備

自主対 策設備−

淡水から海 水への切替え（代替淡水貯槽 へ補給する 水源の切替え（西側淡水 貯水設備から補 給し ている 場合））

自主対策設備淡水貯水池から海への切替え※1:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※2:本条文【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）

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

対応
手段

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（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）

淡水貯水池 ※2
防火水槽 ※2
淡水タンク
代替原子炉補機冷却海水ポンプ
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)
可搬型代替交流電源設備
移動式変圧器
燃料補給設備 ※1

淡水貯水池 ※2

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

水源を切り 替え るための対応

重大事故等
対処設備

防火水槽へ補給する
水源の切替え大容量送水車（海水取水用）
海水貯留堰
スクリーン室取水路
ホース
燃料補給設備 ※1

大容量送水車（海水取水用）
海水貯留堰
スクリーン室取水路
可搬型代替注水ポンプ(A-1 級
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)
ホース
燃料補給設備 ※1

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

多様なハザード対応手順「淡水貯水池から大湊側淡水タ
ンクへの補給」

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系

分類

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（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）

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ

手順書

重大事故等
対処設備

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源切替え

水源を切り替えるための対応

−

対処設備

淡水貯水池 ※2
ホース
ろ過水タンク
純水タンク

備考
相違理由⑰

対応手段，対処設備，手順書一覧（19／21）

自主対策設備淡水貯水池から
淡水タンクへの補給

淡水タンクへ水を補給するための
対応

−

対応
手段

東海第二

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

320

ＡＭ設備別操作手順書

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領

東二は淡水から海水への切替え手段を「代替淡水貯槽へ補給する水源の切替え」及び「西側淡水貯水設備へ補給す
る水源の切替え」に記載。
東二は比較表ページ 320，321に記載。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（20／21）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
代替淡水貯槽
非常用取水設備※１
多目的タンク配管・弁ホース
燃料給油設備※２

自主対策設備淡水から海 水への切替 え（西側淡水貯水 設備へ補給する水源の 切替え（淡水 タン クから補給 して いる場合））

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク
可搬型代替注水大型ポンプ
西側淡水貯水設備
非常用取水設備※１
多目的タンク配管・弁ホース
燃料給油設備※２

重大事 故等 対処設備

淡水か ら海水へ の切替 え（西側 淡水貯水 設備へ補給 する水源の切替 え（代替 淡水貯槽 から補給し ている場合））

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
西側淡水貯水設備
非常用取水設備※１
ホース
燃料給油設備※２

手順書

自主対 策設 備

淡水から海水への切替 え（代替 淡水 貯槽へ補給する 水源 の切替 え（淡水タン クから補給 している 場合））

水源を 切り 替えるため の対 応

−

対処設備

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

321

柏崎は淡水から海水への切替え手段を「防火水槽へ補給す
る水源の切替え」及び「淡水貯水池から海への切替え」に記載。
柏崎は比較表ページ 320 に記載。
重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（21／21）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

手順書

東二は外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレション・チェンバ）への切替え手段を整備。

代替淡水貯槽
サプレッション・チェンバ
低圧代替注水系（常設）（常設
低圧代替注水系ポンプ）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）（常設低圧代替注水系
ポンプ）
代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）

重大事 故等 対処設備

外部水源か ら内部水源への 切替 え
（外部 水源 （代替淡水貯槽）か ら内部 水源（サ プレ ッション・ チェ ンバ） への切替 え）

水源を切り 替え るための対応

−

対応
手段

※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

322

ＡＭ設備別操作手順書

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉
第 1.13.2 表

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二重大事故等対処に係る監視計器

第 1.13−2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(4) 復水貯蔵タンクを水源とした対応手順
ａ．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(a) 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

直流 125V 主母線盤２Ａ電圧

原子炉圧力容器内の水位

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

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

原子炉隔離時冷却系系統流量

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

判断基 準

電源

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

操作

323

備考
相違理由
柏崎との相違箇所については
四角点線枠にて示し，備考に理由を記載しているため下線を省略。
柏崎の記載が他ページに示される場合はページ数を記載。
（以下，第 1.13−2 表は同様。
）
東二は復水貯蔵タンク（自主対策設備）を水源とした注水等の手段に係る監視計器を整備。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(4) 復水貯蔵タンクを水源とした対応手順
ａ．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(b) 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

Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧
直流 125V 主母線盤ＨＰＣＳ電圧

原子炉圧力容器内の水位

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

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

高圧炉心スプレイ系系統流量

補機監視機能高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

判断基準

電源

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

操作324

東二は復水貯蔵タンク（自主対策設備）を水源とした注水等の手段に係る監視計器を整備。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

監視計器一覧(1/4)
監視パラメータ(計器)1.13.2.1 水源を利用した対応手順(4)防火水槽を水源とした対応手順
a. 防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水(淡水/海水)

水源の確保

防火水槽

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(5) 西側淡水貯水設備を水源とした対応手順
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送水（淡水/海水）操作
操作

西側淡水貯水設備水位

水源の確保

水源の確保

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位（代替淡水貯槽の水位が確保されており，可搬型代替注水大型ポンプによる送水がで
きる場合）

水源の確保

代替淡水貯槽水位

淡水貯水池

重大事故等対策要領

操作

判断基準

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)

水源の確保

淡水貯水池

操作

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)
淡水貯水池
防火水槽

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)
淡水貯水池
防火水槽

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位

水源の確保

海を利用

1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(1) 代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手順
ａ．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／海水）(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

判断基準
操作

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

重大事故等対策要領

操作

海を利用

判 断 基準

水源の確保

水源の確保

重大事故等対策要領

操作

判断基準

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)（淡水貯水池及び防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水ができない場合）

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(8) 海を水源とした対応手順
ａ．海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

判断基準

操作

多様なハザード対応手順「消防車による CSP への補給(淡水/海水)」

水源の確保

柏崎は可搬設備による防火水槽，淡水貯水池及び海を水源とした注水等の手段に係る監視計器を整備。
東二は可搬設備による西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽及び海を水源とした注水等の手段に係る監視計器を整備。

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(6) 代替淡水貯槽を水源とした対応手順（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
ａ．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（淡水/海水）

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)

1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(1)復水貯蔵槽へ水を補給するための対応手順

事故時運転操作手順書(徴候ベース)
AM 設備別操作手順書「消防車による CSP への補給」

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位

判断基準

判断基準

水源の確保

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(7)海を水源とした対応手順
a.海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水
多様なハザード対応手順「大容量送水車による消防車への海水送水」「消防車による送水（原子炉注水）」「消防車による送水（格納容器スプレイ）」「消防車による送水（デブリ冷却）」「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」「消防車による送水（SFP 可搬型スプレイ）
」

水源の確保

重大事故等対策要領

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(6)淡水貯水池を水源とした対応手順（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
a.淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）
多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注水）」「消防車による送水（格納容器スプレイ）」「消防車による送水（デブリ冷却）」「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」「消防車による送水（SFP 可搬型スプレイ）」

監視パラメータ（計器）操作

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)（淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級
又は A-2 級)による送水ができない場合）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

判断基 準

判断基準

水源の確保

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(5)淡水貯水池を水源とした対応手順（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
a.淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）
多様なハザード対応手順「貯水池から消防車への送水」「消防車による送水（原子炉注水）」「消防車による送水（格納容器スプレイ）」「消防車による送水（デブリ冷却）」「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」「消防車による送水（SFP 可搬型スプレイ）」

備考

監視計器一覧（3／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

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

東海第二

325

柏崎は復水貯蔵槽への補給手段に係る監視計器を整備。
・補給水源（放火水槽，淡水貯水池，海及び純水タンク）
東二は代替淡水貯槽への補給手段に係る監視計器を整備。
・補給水源（西側淡水貯水設
備，淡水タンク及び海）柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

監視計器一覧(2/4)

備考

監視計器一覧（4／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ(計器)重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(1) 代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手順
ａ．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／海水）(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1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(1)復水貯蔵槽へ水を補給するための対応手順

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)
純水タンク水位電源

水源の確保

重大事故等対策要領

操作

多様なハザード対応手順「大湊側純水移送ポンプ電源確保」

判断基準

判断基準

事故時運転操作手順書(徴候ベース)
AM 設備別操作手順書「MUWP ポンプによる CSP への補給」

東海第二

水源の確保

仮設発電機電圧操作

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)
純水タンク水位

補機監視機能純水移送ポンプ吐出圧力1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(1) 代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手順
ａ．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／海水）(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

判断基 準

水源の確保

多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位
代替淡水貯槽水位
多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位
代替淡水貯槽水位操作

重大事故等対策要領

水源の確保

代替淡水貯槽水位

水源の確保

代替淡水貯槽水位

1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(2)防火水槽へ水を補給するための対応手順

水源の確保

判断基準

判断基準

多様なハザード対応手順「貯水池から大湊側防火水槽への補給」

1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(2) 西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手順
ａ．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／海水）(a) 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西側淡水貯水設備への補給
防火水槽
淡水貯水池

操作

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

防火水槽
ろ過水タンク水位
純水タンク水位

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位

水源の確保

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位

1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(2) 西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手順
ａ．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／海水）(b) 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側淡水貯水設備への補給

判断基 準

判断基準

多様なハザード対応手順「大湊側淡水タンクから防火水槽への補給」

水源の確保

操作

重大事故等対策要領

水源の確保

水源の確保

重大事故等対策要領
防火水槽
ろ過水タンク水位
純水タンク水位

操作

操作

水源の確保

326

水源の確保

多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位
西側淡水貯水設備水位
多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位
西側淡水貯水設備水位

柏崎は防火水槽への補給手段に係る監視計器を整備。
・補給水源（淡水貯水池，淡水タンク及び海）
東二は西側淡水貯水設備への補給手段に係る監視計器を整備。
・補給水源（代替淡水貯槽，
淡水タンク及び海）柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

監視計器一覧(3/4)
監視パラメータ(計器)

判断基 準

判断基準

水源の確保

防火水槽

操作

水源の確保

監視パラメータ（計器）

判断基準
操作

西側淡水貯水設備水位

水源の確保

西側淡水貯水設備水位

水源の確保

防火水槽

判断基準

防火水槽

1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順(1) 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
ａ．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

判断基準

防火水槽

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作

操作

水源の確保

水源の確保

防火水槽

1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順(1) 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
ｂ．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

1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(3)淡水タンクへ水を補給するための対応手順

多様なハザード対応手順「淡水貯水池から大湊側淡水タンクへの補給」

ろ過水タンク水位
純水タンク水位
淡水貯水池

判断基 準

判断基準

水源の確保

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作

水源の確保

柏崎は防火水槽への補給手段に係る監視計器を整備。
・補給水源（淡水貯水池，淡水タンク及び海）
東二は西側淡水貯水設備への補給手段に係る監視計器を整備。
・補給水源（代替淡水貯槽，
淡水タンク及び海）

防火水槽

水源の確保

水源の確保

操作

重大事故等対策要領

多様なハザード対応手順「消防車による防火水槽への海水補給」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(2) 西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手順
ａ．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／海水）(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

1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(2)防火水槽へ水を補給するための対応手順

多様なハザード対応手順「代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給」

備考

監視計器一覧（5／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

多様なハザード対応手順「大容量送水車による防火水槽への海水補給」

東海第二

操作

ろ過水タンク水位
純水タンク水位
淡水貯水池

327

東二はサプレッション・チェ
ンバから復水貯蔵タンクへの切替え手段に係る監視計器を整備。
柏崎はサプレッション・チェ
ンバから復水貯蔵槽への切替え手段に係る監視計器を整備。
柏崎は「原子炉隔離時冷却系
及び高圧炉心注水系の水源切替え」に係る監視計器を比較
表ページ 328 に記載。

柏崎は淡水貯水池から淡水タンクに補給する手段に係る監視計器を整備。（高低差を利用して補給）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

監視計器一覧(4/4)

備考

監視計器一覧（6／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ(計器)サプレッション・チェンバ・プール水温度操作

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)

判断基 準

判断基準

原子炉格納容器内の温度

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順(2) 淡水から海水への切替え
ａ．代替淡水貯槽へ補給する水源の切替え

1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順(1)原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源切替え
a.原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

東海第二

水源の確保

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位

水源の確保

代替淡水貯槽水位
海を利用

重大事故等対策要領

操作

1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順(1)原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源切替え
b.高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位(SA)

1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順(2) 淡水から海水への切替え
ｂ．西側淡水貯水設備へ補給する水源の切替え

判断基準

操作

原子炉格納容器内の温度

操作

判断基準
操作

水源の確保

淡水貯水池

水源の確保

防火水槽
海を利用

1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順(2)淡水から海水への切替え
b.淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水中の場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）

判断基準
操作

多様なハザード対応手順「大容量送水車による消防車への海水送水」「消防車による送水（原子炉注水）」「消防車による送水（格納容器スプレイ）」「消防車による送水（デブリ冷却）」「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」「消防車による送水（SFP 常設スプレイ）」「消防車による送水（SFP 可搬型スプレイ）
」

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

水源の確保

防火水槽
海を利用

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
海を利用

重大事故等対策要領

1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順(2)淡水から海水への切替え
a.防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ(A-1 級又は A-2 級)による送水中の場合
多様なハザード対応手順「貯水池から大湊側防火水槽への補給」「大湊側淡水タンクから防火水槽への補給」「大容量送水車による防火水槽への海水補給」「代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給」「消防車による防火水槽への海水補給」

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位
多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位

328

柏崎はサプレッション・チェ
ンバから復水貯蔵槽への切替え手段に係る監視計器を整備。
東二はサプレッション・チェ
ンバから復水貯蔵タンクへの切替え手段に係る監視計器を整備。
東二は「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」及び「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」に係る監視計器を比較表ページ 327 に記載。
柏崎は淡水から海水への切替え手段として防火水槽へ補給する水源の切替え及び淡水貯水池から海への切替え手段に係る監視計器を整備。
東二は淡水から海水への切替え手段として代替淡水貯槽へ補給する水源の切替え及び西側淡水貯水設備へ補給する水源の切替え手段に係る監視計器を整備。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

第 1.13.3 表
対象条文【1.13】
重大事故等の収束に必要となる水の供給手
順等

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二審査基準における要求事項毎の給電対象設備
給電元
給電母線

供給対象設備

中央制御室監視計器類

第 1.13−3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文

常設代替交流電源設備備
可搬型代替交流電源設備

供給対象設備

中央制御室監視計器類【1.13】
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

重大事故等の収束に必要となる水の供
給手順等（サプレッション・プール水位）（代替淡水貯槽水位）（西側淡水貯水設備水位）

329

備考

給電元
給電母線

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ
緊急用直流 125V 主母線盤

相違理由 ⑰柏崎との相違箇所については
四角点線枠にて示し，備考に理由を記載しているため下線を省略。
設備の相違による記載内容の相違。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎との相違箇所については本文に記載しているため下線を省略。
柏崎の記載が他ページに示される場合はページ数を記載。
（以下，図は同様。
）
設備の相違による記載内容の
相違。

330

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 330 に記載。
設備の相違による記載内容の
相違。

331

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 330 に記載。
設備の相違による記載内容の
相違。

332

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は先行 PWR との比較のため補足を作成しており，東二は柏崎との比較となるため補足は作成していない。

333

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵タンク（自主対策設備）を水源とした注水等の手段を整備。

334

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵タンク（自主対策設備）を水源とした注水等の手段を整備。

335

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は高圧炉心スプレイ系による復水貯蔵タンク（自主対策設備）を水源とした注水等の手段を整備。

336

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は高圧炉心スプレイ系による復水貯蔵タンク（自主対策設備）を水源とした注水等の手段を整備。

337

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として防火水槽及び淡水
貯水池を整備。
東二は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として西側淡水貯水設備
及び代替淡水貯槽を整備。
東二は各接続口への送水概要図に分けて記載。

338

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は各接続口への送水概要図に分けて記載。
柏崎は防火水槽を水源とした送水概要図は「第 1.13.2 図
防火水槽を水源とした可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級又はA-2 級）による送水（淡水/海水）概要図」比較表ページ 338
に記載。

339

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は各接続口への送水概要図に分けて記載。
柏崎は防火水槽を水源とした送水概要図は「第 1.13.2 図
防火水槽を水源とした可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級又はA-2 級）による送水（淡水/海水）概要図」比較表ページ 338
に記載。

340

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は各接続口への送水概要図に分けて記載。
柏崎は防火水槽を水源とした送水概要図は「第 1.13.2 図
防火水槽を水源とした可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級又はA-2 級）による送水（淡水/海水）概要図」比較表ページ 338
に記載。

341

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は各接続口への送水概要図に分けて記載。
柏崎は防火水槽を水源とした送水概要図は「第 1.13.2 図
防火水槽を水源とした可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級又はA-2 級）による送水（淡水/海水）概要図」比較表ページ 338に記載。
柏崎は海を水源とした送水概要図は「第 1.13.8 図 海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級又は A-2 級）による送水 概要図」比較表ページ
362 に記載。

342

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は各接続口への送水概要図に分けて記載。
柏崎は防火水槽を水源とした送水概要図は「第 1.13.2 図
防火水槽を水源とした可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級又はA-2 級）による送水（淡水/海水）概要図」比較表ページ 338に記載。
柏崎は海を水源とした送水概要図は「第 1.13.8 図 海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級又は A-2 級）による送水 概要図」比較表ページ
362 に記載。

343

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は各接続口への送水概要図に分けて記載。
柏崎は防火水槽を水源とした送水概要図は「第 1.13.2 図
防火水槽を水源とした可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級又はA-2 級）による送水（淡水/海水）概要図」比較表ページ 338に記載。
柏崎は海を水源とした送水概要図は「第 1.13.8 図 海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級又は A-2 級）による送水 概要図」比較表ページ
362 に記載。

344

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は各接続口への送水概要図に分けて記載。
柏崎は防火水槽を水源とした送水概要図は「第 1.13.2 図
防火水槽を水源とした可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級又はA-2 級）による送水（淡水/海水）概要図」比較表ページ 338に記載。
柏崎は海を水源とした送水概要図は「第 1.13.8 図 海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級又は A-2 級）による送水 概要図」比較表ページ
362 に記載。

345

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は各接続口への送水概要図に分けて記載。
柏崎は防火水槽を水源とした送水概要図は「第 1.13.2 図
防火水槽を水源とした可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級又はA-2 級）による送水（淡水/海水）概要図」比較表ページ 338
に記載。

346

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は各接続口への送水概要図に分けて記載。
柏崎は防火水槽を水源とした送水概要図は「第 1.13.2 図
防火水槽を水源とした可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級又はA-2 級）による送水（淡水/海水）概要図」比較表ページ 338
に記載。

347

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は各接続口への送水概要図に分けて記載。
東二は淡水タンクを水源とした対応手段（フィルタ装置ス
クラビング水補給手段）を整備。

348

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

柏崎は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として防火水槽及び淡水
貯水池を整備。
東二は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として西側淡水貯水設備
及び代替淡水貯槽を整備。
東二は各接続口への送水タイ
ムチャートに分けて記載。
東二の西側淡水貯水設備を水源としたフィルタ装置スクラ
ビング水補給ライン接続口への送水タイムチャートは「第1.13−7 図 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（淡水／海水） タイムチャート」比較表ページ 353 に記載。

349

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

柏崎は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として防火水槽及び淡水
貯水池を整備。
東二は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として西側淡水貯水設備
及び代替淡水貯槽を整備。
東二は各接続口への送水タイ
ムチャートに分けて記載。

350

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

柏崎は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として防火水槽及び淡水
貯水池を整備。
東二は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として西側淡水貯水設備
及び代替淡水貯槽を整備。
東二は各接続口への送水タイ
ムチャートに分けて記載。

柏崎は海を水源とした送水タ
イムチャートは「第 1.13.9 図
海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替
注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）による送水 タイムチャート」
比較表ページ 363〜365 に記載。

351

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

東二は各接続口への送水タイ
ムチャートに分けて記載。
柏崎は海を水源とした送水タ
イムチャートは「第 1.13.9 図
海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替
注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）による送水 タイムチャート」
比較表ページ 363〜365 に記載。

352

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

柏崎は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として防火水槽及び淡水
貯水池を整備。
東二は淡水を水源とした可搬設備による注水等に使用する水源として西側淡水貯水設備
及び代替淡水貯槽を整備。
東二は各接続口への送水タイ
ムチャートに分けて記載。
柏崎は防火水槽を水源とした
スクラバ接続口への送水タイ
ムチャートは「第 1.13.3 図 防火水槽を水源とした可搬型代
替注水ポンプ（A-1 級又は A-2級）による送水（淡水/海水）
タイムチャート」比較表ページ
349 に記載。

353

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

東二は各接続口への送水タイ
ムチャートに分けて記載。
東二は淡水タンクを水源とした対応手段（フィルタ装置ス
クラビング水補給手段）を整備。

354

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池を水源とした対応手段を整備。

355

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池を水源とした対応手段を整備。

356

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池を水源とした対応手段を整備。

357

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池を水源とした対応手段を整備。

358

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

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東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池を水源とした対応手段を整備。

359

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池を水源とした対応手段を整備。

360

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東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池を水源とした対応手段を整備。

361

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二の海を水源とした送水概要図は「第 1.13−6 図 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（淡水／海水） 概要図」
比較表ページ 342〜345 に記載。

362

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二の海を水源とした送水タ
イムチャートは「第 1.13−7 図
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（淡水／海水） タ
イムチャート」比較表ページ
351，352 に記載。

363

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二の海を水源とした送水タ
イムチャートは「第 1.13−7 図
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（淡水／海水） タ
イムチャート」比較表ページ
351，352 に記載。

364

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二の海を水源とした送水タ
イムチャートは「第 1.13−7 図
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（淡水／海水） タ
イムチャート」比較表ページ
351，352 に記載。

365

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は復水貯蔵槽への補給水源として放火水槽，淡水貯水池，海及び純水タンクを整備。
東二は代替淡水貯槽への補給
水源として西側淡水貯水設
備，淡水タンク及び海を整備。
東二は代替淡水貯槽への補給
概要図は可搬型代替注水中型
ポンプと可搬型代替注水大型ポンプを使用した場合に分けて記載。補給する水源は全て記載。
柏崎は海を水源とした復水貯蔵槽への補給概要図は「第1.13.16 図 海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及
び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への補給 概要図」比較表ページ 375
に記載。

366

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は代替淡水貯槽への補給
概要図は可搬型代替注水中型
ポンプと可搬型代替注水大型ポンプを使用した場合に分けて記載。補給する水源は全て記載。
柏崎は防火水槽を水源とした
復水貯蔵槽への補給概要図は「第 1.13.10 図 防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵
槽への補給 概要図」比較表
ページ 366 に記載。
柏崎は海を水源とした復水貯蔵槽への補給概要図は「第1.13.16 図 海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及
び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への補給 概要図」比較表ページ 375
に記載。

367

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

柏崎は復水貯蔵槽への補給水源として放火水槽，淡水貯水池，海及び純水タンクを整備。
東二は代替淡水貯槽への補給
水源として西側淡水貯水設
備，淡水タンク及び海を整備。

368

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

柏崎は海を水源とした復水貯蔵槽への補給タイムチャート
は「第 1.13.17 図 海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）による復水貯蔵槽への補給 タイムチ
ャート」比較表ページ 376 に記載。

369

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池を水源とした復水貯蔵槽への補給手段を
整備。

370

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池を水源とした復水貯蔵槽への補給手段を
整備。

371

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池を水源とした復水貯蔵槽への補給手段を
整備。

372

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池を水源とした復水貯蔵槽への補給手段を
整備。

373

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池を水源とした復水貯蔵槽への補給手段を
整備。

374

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は海を水源とした代替淡水貯槽への補給概要図は「第1.13−8 図 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／海水） 概要図」比較表ページ 366，367 に
記載。

375

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は海を水源とした代替淡水貯槽への補給タイムチャー
トは「第 1.13−9 図 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／海水） タイムチャート」比較表
ページ 369 に記載。

376

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は常設の純水補給水系（自主対策設備）による復水貯蔵槽
への補給手段を整備。

377

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は常設の純水補給水系（自主対策設備）による復水貯蔵槽
への補給手段を整備。

378

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
柏崎は淡水貯水池を水源とした防火水槽への補給概要図は「第 1.13.20 図 淡水貯水池から防火水槽への補給 概要図」
比較表ページ 382 に記載。
柏崎は淡水タンクを水源とした防火水槽への補給概要図は「第 1.13.22 図 淡水タンクから防火水槽への補給 概要図」
比較表ページ 384 に記載。
柏崎は海を水源とした放火水槽への補給概要図は「第1.13.24 図 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による防火水槽への海水補給 概要図」，「第1.13.26 図 大容量送水車（海水取水用）による防火水槽への海水補給 概要図」，「第1.13.28 図 代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給 概要図」比較表
ページ 386，388，390 に記載。

379

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
柏崎は淡水貯水池を水源とした防火水槽への補給タイムチ
ャートは「第 1.13.21 図 淡水
貯水池から防火水槽への補給
タイムチャート」比較表ページ
383 に記載。
柏崎は淡水タンクを水源とした防火水槽への補給タイムチ
ャートは「第 1.13.23 図 淡水タンクから防火水槽への補給
タイムチャート」比較表ページ
385 に記載。

380

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
柏崎は海を水源とした放火水槽への補給タイムチャートは「第 1.13.25 図 可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級）による防火
水槽への海水補給 タイムチ
ャート」，「第 1.13.27 図 大
容量送水車（海水取水用）による防火水槽への海水補給 タ
イムチャート」，「第 1.13.29
図 代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給 タイムチャート」比較表ページ 387，389，391 に記載。

381

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設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
東二は淡水を水源とした西側
淡水貯水設備への補給概要図は「第 1.13−10 図 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西側淡水貯水設備への補給（淡水／海水） 概要図」比較表ペー
ジ 379 に記載。

382

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
東二は淡水を水源とした西側
淡水貯水設備への補給タイム
チャートは「第 1.13−11 図 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西側淡水貯水設備への補給（淡水／海水） タイムチャート」
比較表ページ 380 に記載。

383

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
東二は淡水を水源とした西側
淡水貯水設備への補給概要図は「第 1.13−10 図 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西側淡水貯水設備への補給（淡水／海水） 概要図」比較表ペー
ジ 379 に記載。

384

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
東二は淡水を水源とした西側
淡水貯水設備への補給タイム
チャートは「第 1.13−11 図 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西側淡水貯水設備への補給（淡水／海水） タイムチャート」
比較表ページ 380 に記載。

385

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
東二は海を水源とした西側淡
水貯水設備への補給概要図は「第 1.13−10 図 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西側
淡水貯水設備への補給（淡水／海水） 概要図」比較表ページ
379 に記載。

386

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再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
東二は海を水源とした西側淡
水貯水設備への補給タイムチ
ャートは「第 1.13−11 図 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西側淡水貯水設備への補給（淡水／海水） タイムチャート」
比較表ページ 381 に記載。

387

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東海第二

備考
東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
東二は海を水源とした西側淡
水貯水設備への補給概要図は「第 1.13−10 図 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西側
淡水貯水設備への補給（淡水／海水） 概要図」比較表ページ
379 に記載。

388

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
東二は海を水源とした西側淡
水貯水設備への補給タイムチ
ャートは「第 1.13−11 図 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西側淡水貯水設備への補給（淡水／海水） タイムチャート」
比較表ページ 381 に記載。

389

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
東二は海を水源とした西側淡
水貯水設備への補給概要図は「第 1.13−10 図 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西側
淡水貯水設備への補給（淡水／海水） 概要図」比較表ページ
379 に記載。

390

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二は西側淡水貯水設備への補給水源として代替淡水貯槽，淡水タンク及び海を整備。
柏崎は防火水槽への補給水源として淡水貯水池，淡水タン
ク及び海を整備。
東二は海を水源とした西側淡
水貯水設備への補給タイムチ
ャートは「第 1.13−11 図 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西側淡水貯水設備への補給（淡水／海水） タイムチャート」
比較表ページ 381 に記載。

391

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池から淡水タンクに補給する手段を整備。
（高低差を利用して補給）

392

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池から淡水タンクに補給する手段を整備。
（高低差を利用して補給）393

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
柏崎は淡水貯水池から海を水源とした送水へ切り替える手
段を整備。

394

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二はサプレッション・チェン
バから復水貯蔵タンク（自主対策設備）への切替え手順を整備。
柏崎はサプレッション・チェン
バから復水貯蔵槽（重大事故等対処設備）への切替え手順を整備。
柏崎はリンク先（技術的能力1.2）で示す。

395

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二はサプレッション・チェン
バから復水貯蔵タンク（自主対策設備）への切替え手順を整備。
柏崎はサプレッション・チェン
バから復水貯蔵槽（重大事故等対処設備）への切替え手順を整備。
柏崎はリンク先（技術的能力1.2）で示す。

396

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二はサプレッション・チェン
バから復水貯蔵タンク（自主対策設備）への切替え手順を整備。
柏崎はサプレッション・チェン
バから復水貯蔵槽（重大事故等対処設備）への切替え手順を整備。
柏崎はリンク先（技術的能力1.2）で示す。

397

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二はサプレッション・チェン
バから復水貯蔵タンク（自主対策設備）への切替え手順を整備。
柏崎はサプレッション・チェン
バから復水貯蔵槽（重大事故等対処設備）への切替え手順を整備。
柏崎はリンク先（技術的能力1.2）で示す。

398

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
原子炉冷却材圧力バウンダリ
高圧時及び低圧時の注水等に利用する設備（水源）の違いによるフローチャートの相違。
東二の原子炉圧力容器への各種注水手段フローチャートは比較表ページ 399〜402 に記載。

399

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
原子炉冷却材圧力バウンダリ
高圧時及び低圧時の注水等に利用する設備（水源）の違いによるフローチャートの相違。
柏崎の原子炉圧力容器への各種注水手段フローチャートは比較表ページ 399 に記載。

400

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
原子炉冷却材圧力バウンダリ
高圧時及び低圧時の注水等に利用する設備（水源）の違いによるフローチャートの相違。
東二は注水・補給を合わせた
フローチャートにて記載。
柏崎の原子炉圧力容器への各種注水手段フローチャートは比較表ページ 399 に記載。

401

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
原子炉冷却材圧力バウンダリ
高圧時及び低圧時の注水等に利用する設備（水源）の違いによるフローチャートの相違。
東二は注水・補給を合わせた
フローチャートにて記載。
柏崎の原子炉圧力容器への各種注水手段フローチャートは比較表ページ 399 に記載。

402

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
東二はフィルタ装置スクラビ
ング水を補給する場合の対応
手段選択フローチャートを記載。

403

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
水源及び水源の配置の相違による記載内容の相違。
東二のホース敷設図は「第1.13−17〜28 図 ホース敷設図」比較表ページ 407〜421 に
記載。

404

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
水源及び水源の配置の相違による記載内容の相違。
東二のホース敷設図は「第1.13−17〜28 図 ホース敷設図」比較表ページ 407〜421 に
記載。

405

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考
水源及び水源の配置の相違による記載内容の相違。
東二のホース敷設図は「第1.13−17〜28 図 ホース敷設図」比較表ページ 407〜421 に
記載。

406

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

水源及び水源の配置の相違による記載内容の相違。
東二は各水源における送水及び補給手段に分けて記載。
（以下，比較表ページ 421 まで
同様）
柏崎のホース敷設図は「第1.13.34 図，1.13.35 図」比較表
ページ 404〜406 に記載。

407

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

408

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

409

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

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東海第二

410

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

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東海第二

411

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
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設置変更許可申請書

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東海第二

412

備考

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設置変更許可申請書

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東海第二

413

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

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東海第二

414

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

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東海第二

415

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

416

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

417

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

418

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

419

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

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東海第二

420

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

設置変更許可申請書

再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

421

備考

（参考資料）
１．１３ 比較表の相違理由一覧

比較表ﾍﾟｰｼﾞ

番号

1

相違理由①

1

相違理由②

1

相違理由③

1

相違理由④

2

相違理由⑤

2

相違理由⑥

2

相違理由⑦

2

相違理由⑧

3

相違理由⑨

3

相違理由⑩

4

相違理由⑪

4

相違理由⑫

4

相違理由⑬

5

相違理由⑭

6

相違理由⑮

6

相違理由⑯

7

相違理由⑰

7

相違理由⑱

9

相違理由⑲

10

相違理由⑳

10

相違理由

10

相違理由

11

相違理由

12

相違理由

12

相違理由

内容
東二は常設設備である低圧代替注水系（新設）の水源として代替淡水貯槽を（代替淡水源:重大事故等対処設備）新設。また，常設設備による注水等の手段のほかに可搬設備による注水等の手段を整備。
柏崎は既設の復水貯蔵槽（重大事故等対処設備）を水源とした注水等の手段を整備。
設備名称等の相違。
東二はろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク（既設）を水源とした注水等の手段を整備。
ろ過水貯蔵タンクと多目的タンク間の連絡弁は通常「開」運用。
東二は既設の復水貯蔵タンク（自主対策設備）を水源とした注水等の手段を整備。
設備の違い，対応手段・手順又は記載方針よる附番の相違。
東二は可搬設備による注水等に使用する水源として西側淡水貯水設備（代替淡水源:重大事故等対処設備）を新設し，西側淡水貯水設備を水源とした注
水等の手段を整備。
柏崎は可搬設備による注水等に使用する水源として防火水槽（代替淡水源：
自主対策設備）を新設し，防火水槽を水源とした注水等の手段を整備。本条
文【解釈】1b）項を満足するための代替淡水源（措置）。
柏崎は可搬設備による注水等に使用する水源として淡水貯水池（代替淡水源：自主対策設備）を新設し，淡水貯水池を水源とした注水等の手段を整備。
本条文【解釈】1b）項を満足するための代替淡水源（措置）。
東二は既設の淡水タンク（代替淡水源：自主対策設備）を注水等に使用している水源への補給用の水源及びフィルタ装置スクラビング水補給用の水源として整備。（淡水タンク:ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク，原水タンク，純水貯蔵タンク）
柏崎は既設の淡水タンク（自主対策設備）へ水を補給するための手段を整備。その他に淡水タンクを水源とした防火水槽への補給手段を整備。（淡水タンク：ろ過水タンク，純水タンク）
系統名称の相違。
長期的な冷却の観点から，内部水源での循環冷却状態が設計としての基本であるため，東二は外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレション・チェンバ）への切替え手段を整備。
柏崎は原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水手段を整備。
東二はサプレッション・チェンバ（重大事故等対処設備）及び復水貯蔵タンク（自主対策設備）を水源とした注水手段を整備。
東二は常設の代替燃料プール注水系を新設。また，常設設備による注水等の手段のほかに可搬設備による注水等の手段を整備。
東二は代替循環による注水及び除熱が可能であるため，注水を追加して整理。
記載表現の相違。
東二は西側淡水貯水設備を水源とした注水ライン又は常設スプレイヘッダによる注水手段及び常設スプレイヘッダによるスプレイ手段を整備。
柏崎は防火水槽を水源とした常設スプレイヘッダ又は可搬型スプレイヘッダ
による注水及びスプレイ手段を整備。
東二は海を水源とした残留熱除去系海水系（既設）による冷却水の確保手段を整備。
東二は海を水源とした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（既設）による冷却水の確保手段を整備。
東二は海を水源とした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手段を整備。
東二は海を水源とした代替燃料プール冷却系（新設）による使用済燃料プー
ル冷却手段を整備。
柏崎は常設の純水補給水系（自主対策設備）による復水貯蔵槽への補給手段を整備。
東二は可搬設備による代替淡水貯槽への補給手段を整備。
東二は本資料で，サプレッション・チェンバから復水貯蔵タンクへの水源切替
え後，原子炉圧力容器への注水を行う手順を「復水貯蔵タンクを水源とした対応手順」にて示していることから，注水手順と区別するため，切替え手順名称にて記載。
柏崎はリンク先（技術的能力1.2）で示しているため，手順名称で記載。
東二は淡水から海水の切替え手順全てにおいて，送水に使用している水源への補給水源を海水に切替えることで切替えが可能であるため，切替え手順
名称にて整理。
柏崎は補給水源を海水に切替える手順以外に，送水を一時停止して水源を切替える手順を整備しているため，手順名称で整理。

（参考資料）
１．１３ 比較表の相違理由一覧
比較表ﾍﾟｰｼﾞ

番号

14

相違理由

15

相違理由

16

相違理由

19

相違理由

35
35
37

相違理由
相違理由
相違理由

40

相違理由

41

相違理由

42

相違理由

46

相違理由

48

相違理由

60

相違理由

60

相違理由

116

相違理由

117

相違理由

117

相違理由

118
121
121

相違理由
相違理由
相違理由

209

相違理由

235

相違理由

内容
柏崎は設計基準事故の収束に必要な水源としてサプレッション・チェンバ及び復水貯蔵槽を設置。
東二はサプレッション・チェンバを設置。
図表番号の附番ルールの相違。
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時及び低圧時の注水等に利用する設備（水源）の違いによる記載内容の相違。
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の注水等に利用する設備（水源）の違い
による記載内容の相違。
設備の違いによる補給手段の相違。
見出し記号の附番ルールの相違。
補給手段の違いによる設備の記載順の相違。
東二は淡水タンクを水源とした補給は可搬型代替注水大型ポンプを使用。
柏崎は淡水タンクから防火水槽への補給は高低差を利用。
柏崎は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる防火水槽への海水補給手段を整備。
柏崎は護岸から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）により海水を取水し防火水槽へ補給する手段を整備。
東二はサプレッション・チェンバが第一水源であり，復水貯槽タンクは自主対策設備と位置付け，手動操作によるサプレッション・チェンバから復水貯蔵タ
ンクへの水源の切替え手段を整備。
柏崎はサプレッション・チェンバから復水貯蔵槽（重大事故等対処設備）への水源切替えは，自動及び手動操作手段を整備。
設備の違いによる水源切替え手段の相違。
東二は常設設備による注水等の手段と同時並行で可搬設備の準備を開始する。
常設設備による注水等の対応手順（接続口から注水等が必要な個所までの対応手順含む）における概要，手順名称，手順着手の判断基準，リンク先附番及び操作の成立性の詳細な比較は，各条文比較表参照。
東二は接続口までの距離に関係なく可搬型代替注水中型（大型）ポンプの配置及び台数は全て同じ対応。
東二は注水等における各接続口への送水手順とフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口への送水手順に分けて記載。
東二は西側淡水貯水設備を水源とした送水手段（フィルタ装置スクラビング水補給除く）は可搬型代替注水中型ポンプ2台を直列に接続し送水。
東二は発電長と災害対策本部長代理間の連絡等の対応実施。
設備及び体制の違いによる記載内容の相違。
東二は高放射線量状況での操作の成立性について記載。
柏崎は大容量送水車（海水取水用）から可搬型代替注水ポンプへの送水手
順（直列2台）と可搬型代替注水ポンプから接続口までの送水手順に分けて記載。
東二は可搬型代替注水大型ポンプから接続口へ直接海水を送水する手段を整備。
東二は常設の緊急用海水系（新設）及び可搬設備を使用した代替残留熱除去系海水系（新設）による冷却水の確保手段を整備。
柏崎は常設の原子炉補機冷却系（設計基準事故対処設備）及び可搬設備を使用した代替原子炉補機冷却系による冷却水の確保手段を整備。その他，
原子炉補機冷却水系へ可搬設備により海水を直接送水する手段を整備。