1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等＜

1.11.1目

次＞

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(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料
プール水の小規模な漏えい発生時の対応手段及び設備(a)

燃料プール代替注水

(b)

漏えい抑制

(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a)

燃料プールスプレイ

(b)

漏えい緩和

(c)

大気への拡散抑制(d)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備(a)

使用済燃料プールの監視(b)

代替電源による給電(c)

重大事故等対処設備

ｄ．重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手段及び設備(a)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却(b)

重大事故等対処設備

ｅ．手順等
目−1

1.11.2

重大事故等時の手順

1.11.2.1

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順(1)

燃料プール代替注水
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）を使用した使用済燃料プール注水
ｂ．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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）
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注水（淡水／海水）
ｄ．補給水系による使用済燃料プール注水
ｅ．消火系による使用済燃料プール注水

1.11.2.2(1)

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順

燃料プールスプレイ
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スプレイ
ｂ．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スプレイ（淡水／海水）
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スプレイ（淡水／海水）

(2)

漏えい緩和
ａ．使用済燃料プール漏えい緩和

1.11.2.3(1)

重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

使用済燃料プールの状態監視
ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動
目−2

ｂ．代替電源による給電
1.11.2.4(1)

重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順

燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却1.11.2.5

重大事故等時の対処手段の選択

1.11.2.6

その他の手順項目について考慮する手順

目−3

添付資料1.11.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.11.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料1.11.3

重大事故対策の成立性
1．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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）
2．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
スプレイ（淡水／海水）
3．補給水系による使用済燃料プール注水
4．消火系（消火栓）による使用済燃料プール注水
5．消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール
注水

添付資料1.11.4

解釈一覧
1．判断基準の解釈一覧
2．操作手順の解釈一覧

目−4

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等【要求事項】
１ 発電用原子炉設置者において、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」という。）を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止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。
２ 発電用原子炉設置者は、使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止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。
【解釈】
１ 第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」とは、実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈（原規技発第1306193号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））第３７
条３−１(a)及び(b)で定義する想定事故１及び想定事故２において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低下をいう。
２ 第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止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と同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
1.11−1ａ）想定事故１及び想定事故２が発生した場合において、代替注水設備
により、使用済燃料貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。
３ 第２項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止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。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合において、スプレイ設
備により、燃料損傷を緩和し、臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）燃料損傷時に、できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための手順等を整備すること。
４ 第１項及び第２項の手順等として、使用済燃料貯蔵槽の監視は、以下によること。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位、水温及び上部の空間線量率について、燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定できること。
ｂ）使用済燃料貯蔵槽の計測設備が、交流又は直流電源が必要な場合には、代替電源設備からの給電を可能とすること。

使用済燃料貯蔵槽（以下「使用済燃料プール」という。）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水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料（以下「使用済燃料プール内の燃料体等」という。）を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための対処設備を整備する。
また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使
1.11−2

用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，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，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するための対処設備を整備する。
ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

1.11.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能を有する設計基準対象施設として，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）を設置している。
また，使用済燃料プールの注水機能を有する設備として，補給水系を設置している。
これらの冷却機能及び注水機能が故障等により喪失した場合，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プールの小規模な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合は，その機能を代替するために，設計基準対象施設が有する機能，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，想定する故障に対応できる対応手段
及び重大事故等対処設備を選定する。（第1.11−1図）
使用済燃料プールから大量の水が漏えいし，使用済燃料プールの水位が維持できない場合を想定し，使用済燃料プールへのスプレイにより使用済
燃料プール内の燃料体等の著しい損傷を緩和するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。なお，使用済燃料プール内の燃料体等をボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵することにより，臨界未満に維持される。
使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能喪失時，又は使用済燃料
1.11−3

プール水の小規模な漏えい若しくは使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時において，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備 ※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すことや全てのプラント状況におい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五十四条及び技術基準
規則第六十九条（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，重大事故等対処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。
(2)

対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，使用済燃料プールの冷却設備又は注水設
備が故障等により機能喪失した場合，使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プールの小規模な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合，又は使用済燃料プールからの大量の水が漏えいし，使用済
燃料プールの水位が維持できない場合を想定する。
設計基準対象施設に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準対象施設，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第1.11−1
1.11−4

表に整理する。
ａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料
プール水の小規模な漏えい発生時の対応手段及び設備(a)

燃料プール代替注水
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水の漏えい発生時に，使用済燃料プールへの注水により使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段がある。

ⅰ)

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）を使用した使用済燃料プール注水
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水で使用する設備は以下のとおり。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・低圧代替注水系配管・弁・代替燃料プール注水系配管・弁・使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
・代替淡水貯槽・常設代替交流電源設備
・燃料補給設備ⅱ)

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）を使用した使用済燃料プール注水
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水で使用する設備は以下のとおり。
1.11−5

・可搬型代替注水大型ポンプ
・低圧代替注水系配管・弁・代替燃料プール注水系配管・弁・使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
・代替淡水貯槽・淡水貯水池・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・燃料補給設備
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（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は，代替淡水
貯槽又は淡水貯水池の淡水を使用する手段だけでなく，代替淡水貯槽へ補給した海水，淡水貯水池へ補給した海水又は直接取水した海水を使用する手段もある。
ⅲ)

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注水
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）を使用した使用済燃料プール注水で使用する設備
は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ・ホース・可搬型スプレイノズル
・使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
・代替淡水貯槽・淡水貯水池1.11−6

・燃料補給設備
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注水は，代替淡水貯槽又は淡水貯水池の淡水を使用する手段だけでなく，代替淡水貯槽へ補給した海水，淡水貯水池へ補給した海水又は直接取水した海水を使用する手段もある。
ⅳ)

補給水系による使用済燃料プール注水
補給水系による使用済燃料プール注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ・補給水系配管・弁・使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
・復水貯蔵タンク・非常用交流電源設備
・燃料補給設備ⅴ)

消火系による使用済燃料プール注水
消火系による使用済燃料プール注水で使用する設備は以下のとおり。
・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ
・消火系配管・弁・ホース・残留熱除去系配管・弁・使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク
1.11−7

・非常用交流電源設備
・燃料補給設備(b)

漏えい抑制
使用済燃料プールに接続する配管の破断等により，燃料プール冷却
浄化系戻り配管からサイフォン現象による使用済燃料プール水漏えいが発生した場合に，使用済燃料プールのサイフォン防止機能を有する
サイフォンブレーク用配管によりサイフォン現象の継続を停止する手段がある。
なお，サイフォンブレーク用配管は作動機構を有さない設備であり，電源及び起動操作を必要としない。
漏えい抑制で使用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.11.1(2)ａ.(a)ⅰ)

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）を使用した使用済燃料プール注水」で使用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ，低圧代替注水系配管・弁，代替燃料プール注水系配管・弁，使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む），代替淡水貯槽，常設代替交流電源設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ａ.(a)ⅱ)

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）を使用した使用済燃料プール注水」で使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ，低圧代替注水系配管・弁，代替燃料プール注水系配管・弁，使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む），代替淡水貯槽，常設代替交流電源設備，可搬型
代替交流電源設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置
1.11−8

づける。
「1.11.1(2)ａ.(a)ⅱ)

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）を使用した使用済燃料プール注水」で使用する設備のうち，淡水貯水池は「1.13なる水の供給手順等」【解釈】1

重大事故等の収束に必要とｂ)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置づける。
「1.11.1(2)ａ.(a)ⅲ)

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
注水」で使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ，ホース，
可搬型スプレイノズル，使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む），代替淡水貯槽及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ａ.(a)ⅲ)

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
注水」で使用する設備のうち，淡水貯水池は「1.13束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1

重大事故等の収ｂ)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置づける。
「1.11.1(2)ａ.(a)ⅳ)

補給水系による使用済燃料プール注水」で使用する設備のうち，使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ａ.(a)ⅳ)

補給水系による使用済燃料プール注水」で使用する設備のうち，非常用交流電源設備及び燃料補給設備は重大事
故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。
「1.11.1(2)ａ.(a)ⅴ)

消火系による使用済燃料プール注水」で使用する設備のうち，使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）は1.11−9

重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ａ.(a)ⅴ)

消火系による使用済燃料プール注水」で使用する設備のうち，非常用交流電源設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。
「1.11.1(2)ａ.(b)

漏えい抑制」で使用する設備のうち，使用済

燃料プール（サイフォン防止機能含む）は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.11.1）
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・復水移送ポンプ，補給水系配管・弁及び復水貯蔵タンク
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段として有効である。
・電動駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ，消火系配管・弁・ホース，残留熱除去系配管・弁，ろ過水貯蔵タンク及び多目
的タンク
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段として有効である。
1.11−10

ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a)

燃料プールスプレイ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時，使用済燃料プー
ルへのスプレイにより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，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減する手段がある。

ⅰ)

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スプレイ
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイで使用する設備は以下のとおり。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・低圧代替注水系配管・弁・代替燃料プール注水系配管・弁・常設スプレイヘッダ
・使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
・代替淡水貯槽・常設代替交流電源設備
・燃料補給設備ⅱ)

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スプレイ
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スプレイ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
1.11−11

・低圧代替注水系配管・弁・代替燃料プール注水系配管・弁・常設スプレイヘッダ
・使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
・代替淡水貯槽・淡水貯水池・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・燃料補給設備
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（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイは，代替淡水貯槽又は淡水貯水池の淡水を使用する手段だけでなく，代替淡水貯槽へ補給した海水，淡水貯水池へ補給した海水又は直接取水した海水を使用する手段もある。
ⅲ)

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スプレイ
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スプレイ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・可搬型スプレイノズル
・使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
・代替淡水貯槽・淡水貯水池1.11−12

・燃料補給設備
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スプレイ
は，代替淡水貯槽又は淡水貯水池の淡水を使用する手段だけでなく，代替淡水貯槽へ補給した海水，淡水貯水池へ補給した海水又は直接取水した海水を使用する手段もある。
(b)

漏えい緩和
使用済燃料プール内側から漏えいしている場合に，シール材を張り付けたステンレス鋼板を使用済燃料プールに吊り下ろすことにより，使用済燃料プール水の漏えいを緩和する手段がある。
この手段では漏えいを緩和できない場合があること，重いステンレ
ス鋼板を使用するため作業効率が悪いことから，今後得られた知見を参考に，より効果的な漏えい緩和策を取り入れていく。
漏えい緩和で使用する資機材は以下のとおり。
・シール材
・接着剤
・ステンレス鋼板
・吊り降ろしロープ(c)

大気への拡散抑制
重大事故等により，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，大気へ放射性物質が拡散するおそれがある場合
は，放水設備により大気への拡散を抑制する手段がある。
大気への拡散抑制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
1.11−13

・放水砲
・燃料補給設備
なお，大気への拡散抑制の操作手順については，「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。
(d)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.11.1(2)ｂ.(a)ⅰ)

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ス
プレイ」で使用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ，低圧代
替注水系配管・弁，代替燃料プール注水系配管・弁，常設スプレイヘ
ッダ，使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む），代替淡水貯槽，常設代替交流電源設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ｂ.(a)ⅱ)

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ス
プレイ」で使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ，低圧代
替注水系配管・弁，代替燃料プール注水系配管・弁，常設スプレイヘ
ッダ，使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む），代替淡水貯槽，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料補給設
備は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ｂ.(a)ⅱ)

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ス
プレイ」で使用する設備のうち，淡水貯水池は「1.13
収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1

重大事故等のｂ)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置づける。
「1.11.1(2)ｂ.(a)ⅲ)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
1.11−14

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
スプレイ」で使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ，ホース，可搬型スプレイノズル，使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む），代替淡水貯槽及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ｂ.(a)ⅲ)

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
スプレイ」で使用する設備のうち，淡水貯水池は「1.13の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1

重大事故等ｂ)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置づける。
「1.11.1(2)ｂ.(c)大気への拡散抑制」で使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ，ホース，放水砲及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.11.1）
以上の重大事故等対処設備により，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，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・シール材，接着剤，ステンレス鋼板及び吊り降ろしロープ
漏えい箇所からの漏えいを緩和できない場合があり，また，プ
ラントの状況によって使用済燃料プールへアクセスができない場
1.11−15

合があるが，対応可能であれば漏えい抑制として有効である。
ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備(a)

使用済燃料プールの監視
重大事故等時において，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定するための手段がある。
使用済燃料プールの監視で使用する設備（監視計器）は以下のとおり。
・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）(b)

代替電源による給電
全交流動力電源喪失又は直流電源が喪失した場合において，使用済
燃料プールの状態を監視するため，代替電源設備により，「1.11.1(2)ｃ.(a)

使用済燃料プールの監視」で使用する設備（監視計器）へ給電する手段がある。
代替電源設備による給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・常設代替直流電源設備
・可搬型代替直流電源設備
・燃料補給設備
1.11−16

(c)

重大事故等対処設備「1.11.1(2)ｃ.(a)

使用済燃料プールの監視」で使用する設備のうち，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール
温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カ
メラ用空冷装置を含む）は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ｃ.(b)代替電源による給電」で使用する設備のう

ち，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.11.1）
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定することができる。
ｄ．重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手段及び設備(a)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却
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による使用済燃料プール冷却機能が喪失した場合には，常設代替交流電源設備により緊急用Ｍ／Ｃを受電し，緊急用海水系又は可搬型代替注
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り使用済燃料プールを冷却する手段がある。
代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却で使用する設備
1.11−17は以下のとおり。
・代替燃料プール冷却系ポンプ
・代替燃料プール冷却系熱交換器
・代替燃料プール冷却系配管・弁・緊急用海水系・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・非常用取水設備
・常設代替交流電源設備
・燃料補給設備(b)

重大事故等対処設備｢1.11.1(2)ｄ.(a)代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール

冷却｣で使用する設備のうち，代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃
料プール冷却系熱交換器，代替燃料プール冷却系配管・弁，緊急用海水系，可搬型代替注水大型ポンプ，ホース，非常用取水設備，常設代
替交流電源設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.11.1）
以上の重大事故等対処設備により，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系による使用済燃料プール冷却機能が喪失した場合においても，代替燃料プール冷却系により使用済燃料プールを冷却することが
できる。
ｅ．手順等
1.11−18

上記「ａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手段及び設備」，「ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備」，「ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備」及び「ｄ．重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員等 ※１ 及び重大事故等対応要員の対応として「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」及び「重大事故等対策要領」に定める。（第1.11−1表）
また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する。（第1.11−2表，第1.11−3表）※1

運転員等：運転員及び重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員をいう。
（添付資料1.11.2）

1.11.2

重大事故等時の手順

1.11.2.1

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順(1)

燃料プール代替注水
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）を使用した使用済燃料プール注水
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水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で使用済燃料プールへ注水することによ
1.11−19

り使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
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注水又は使用済燃料プールスプレイの手段は，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子炉建屋
原子炉棟地上6階までのホース敷設，原子炉建屋原子炉棟地上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の準備を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を使用した使用済燃料プール注水又は使用済燃料プールスプレイと同時並行で実施する。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，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地上6階までのホース敷設を実施する。
(a)

手順着手の判断基準
以下の条件が全て成立した場合で，常設低圧代替注水系ポンプが使用可能な場合 ※１ 。
・使用済燃料プール水位低警報が発生し，使用済燃料プールの水位が低下していることが確認された場合で，使用済燃料プールの注水機能が喪失している場合。
・使用済燃料プール温度高警報が発生した場合で，使用済燃料プー
ルの冷却機能が喪失している場合。
※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。

(b)

操作手順
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）を使用した使用済燃料プール注水手順の概要は以下のとおり。
1.11−20

手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−3図に，タイ
ムチャートを第1.11−4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）を使用した使用済燃料プール注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※２ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，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）を使用した使用済燃料プール
注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
④運転員等は，発電長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）を使用した使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等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）を使用した使用済燃料プール注水の系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを起動し，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.8MPa[gage]以上であることを確認する。
⑦運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン元弁を開にする。
⑧運転員等は，発電長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）を使用した使用済燃料プール注
1.11−21水の系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に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）を使用した使用済燃料プール注
水の開始を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開にし，使用済燃料プール注水が開始されたことを使用済
燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認した後，発電長に報告する。
⑪発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
水位低警報設定点以上に維持するよう指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁により使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報
設定点以上に維持し，発電長に報告する。
※2：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員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）を使用した使用済燃料プール注水開始まで13分以内と想定する。

ｂ．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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）
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水の小規模な漏えいが発生した場合に，代替淡水貯槽又は淡水貯水池を水源として可搬型代替注水大型ポンプで使用済燃料プールへ注水す
1.11−22

ることにより使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
(a)

手順着手の判断基準
以下の条件が全て成立した場合で，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），補給水系，消火系及び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）にて使用済燃料プールに注水ができず，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）が使用可
能な場合 ※１ 。
・使用済燃料プール水位低警報が発生し，使用済燃料プールの水位が低下していることが確認された場合で，使用済燃料プールの注水機能が喪失している場合。
・使用済燃料プール温度高警報が発生した場合で，使用済燃料プー
ルの冷却機能が喪失している場合。
※1：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯槽又は淡水貯水池）が確保されている場合。

(b)

操作手順
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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−5図に，タイ
ムチャートを第1.11−6図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に低圧代替注水系配管・弁の接続口への可搬型代替注水大型ポンプの接続を依頼する。
1.11−23

②災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（注水ライン）
で使用する低圧代替注水系配管・弁の接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に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）を使用した使用済燃料プール注水の準備を指示する。
④発電長は，運転員等に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）を使用した使用済燃料プール注水の準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※２ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，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（注水ライン）を使用した使用済燃料プール
注水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
⑦運転員等は，発電長に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）を使用した使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に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）を使用した使用済燃料プール注水の系統構成を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン元弁及び使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開にする。
⑩運転員等は，発電長に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）を使用した使用済燃料プール注水の1.11−24

系統構成が完了したことを報告する。
⑪発電長は，災害対策本部長に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）を使用した使用済燃料プール
注水の原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑫重大事故等対応要員は，災害対策本部長に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）を使用した使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑬災害対策本部長は，発電長に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）を使用した使用済燃料プール
注水の開始を連絡する。
⑭災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プール注水の開始を指示する。
⑮重大事故等対応要員は，西側接続口又は東側接続口の弁を開とし，可搬型代替注水大型ポンプを起動する。可搬型代替注水大型
ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑯災害対策本部長は，発電長に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）を使用した使用済燃料プール
注水を開始したことを連絡する。
⑰発電長は，運転員等に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）を使用した使用済燃料プール注水が開始されたことの確認を指示する。
⑱運転員等は中央制御室にて，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（注水ライン）を使用した使用済燃料プール
1.11−25

注水が開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認し，発電長に報告する。
⑲発電長は，災害対策本部長に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）を使用した使用済燃料プール
注水が開始されたことを連絡する。
⑳発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
水位低警報設定点以上に維持するよう指示する。
運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁により使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報
設定点以上に維持し，発電長に報告する。
※2：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2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
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プール注水開始まで260分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。
（添付資料1.11.3−1）
1.11−26

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注水（淡水／海水）
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水の小規模な漏えいが発生した場合に，可搬型代替注水大型ポンプで使用済燃料プールへ注水することにより使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
(a)

手順着手の判断基準
以下の条件が全て成立した場合で，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），補給水系及び消火系にて使用済燃料プールに注水ができず，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）が使用可能な場
合 ※１ 。
・使用済燃料プール水位低警報が発生し，使用済燃料プールの水位が低下していることが確認された場合で，使用済燃料プールの注水機能が喪失している場合。
・使用済燃料プール温度高警報が発生した場合で，使用済燃料プー
ルの冷却機能が喪失している場合。
※1：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯水槽又は淡水貯水池）が確保されている場合。

(b)

操作手順
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注水（淡水／海水）手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−7図に，タイ
ムチャートを第1.11−8図に示す。
1.11−27

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に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注水を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型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注水の準備を指示する。
③発電長は，運転員等に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注水の準備を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※２ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑤運転員等は，発電長に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注水の準備が完了したことを報告する。
⑥発電長は，災害対策本部長に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
燃料プール注水の準備が完了したことを連絡する。
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
プール注水の準備として，可搬型代替注水大型ポンプを配置するとともに，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地上6階までホースの敷設を行い，原子炉建屋原子炉棟地上6階にて可搬型スプレイノズルを設置しホースと接続する。原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場合，原子炉建屋原子炉棟
1.11−28

大物搬入口から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設を実施する。
⑧重大事故等対応要員は，災害対策本部長に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注水の準備が完了したことを報告する。
⑨災害対策本部長は，発電長に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
燃料プール注水の開始を連絡する。
⑩災害対策本部長は，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注水の開始を指示する。
⑪重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを起動し，代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）により送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑫災害対策本部長は，発電長に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
燃料プール注水を開始したことを連絡する。
⑬発電長は，運転員等に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注水が開始されたことの確認を指示する。
⑭運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プール注水が開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認し，発電長に報告する。
※2：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
1.11−29

起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，作業を開始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】
・中央制御室運転員2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分以内と想定する。
【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】
・中央制御室運転員2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，400分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。速やかに作業が開始できるよう，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。可搬型代替注
水大型ポンプのホース等の接続は速やかに作業ができるよう可搬型代
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。
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。
（添付資料1.11.3−2）

ｄ．補給水系による使用済燃料プール注水
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水の小規模な漏えいが発生した場合に，復水貯蔵タンクを水源として復水移送ポンプで使用済燃料プールへ注水することにより使用済燃料
プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
(a)

手順着手の判断基準
1.11−30

以下の条件が全て成立した場合で，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）にて使用済燃料プールに注水ができず，使用済燃料プールへアクセスが可能であり，補給水系が使用可能な場合 ※１ 。
・使用済燃料プール水位低警報が発生し，使用済燃料プールの水位が低下していることが確認された場合で，使用済燃料プールの注水機能が喪失している場合。
・使用済燃料プール温度高警報が発生した場合で，使用済燃料プー
ルの冷却機能が喪失している場合。
※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。
(b)

操作手順
補給水系による使用済燃料プール注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−9図に，タイ
ムチャートを第1.11−10図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系による使用済燃料プール注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※２ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，補給水系による使用済燃料プール注
水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
④運転員等は中央制御室にて，復水移送ポンプを起動し，復水移送
ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa[gage]以上であることを
1.11−31確認する。
⑤運転員等は，発電長に補給水系による使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑥発電長は，運転員等に補給水系による使用済燃料プール注水の開始をを指示する。
⑦運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上6階にて，燃料プール周り補給水元弁を開とし，使用済燃料プールへの注水を開始する。
⑧運転員等は中央制御室にて，補給水系により使用済燃料プール注
水が開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料
プール水位及び温度により確認し，発電長に報告する。
⑨発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
水位低警報設定点以上に維持するよう指示する。
⑩運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上6階にて，燃料プール周り補給水元弁により使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報設定点以上に維持し，発電長に報告する。発※2：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による使用済燃料プール注水開始まで55分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料1.11.3−3）

ｅ．消火系による使用済燃料プール注水
1.11−32

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水の小規模な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，電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動消火ポン
プから消火栓ホース又は残留熱除去系ラインを経由して使用済燃料プールへ注水することにより使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
(a)

手順着手の判断基準【消火栓からのホース接続による使用済燃料プール注水の場合】
以下の条件が全て成立した場合で，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）及び補給水系にて使用済
燃料プールに注水ができず，使用済燃料プールへアクセスが可能であり，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。
・使用済燃料プール水位低警報が発生し，使用済燃料プールの水位が低下していることが確認された場合で，使用済燃料プールの注水機能が喪失している場合。
・使用済燃料プール温度高警報が発生した場合で，使用済燃料プールの冷却機能が喪失している場合。
※1：設備に異常がなく，電源及び水源（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。
【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】
以下の条件が全て成立した場合で，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）及び補給水系にて使用済
燃料プールに注水ができず，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
1.11−33

していない場合。
・使用済燃料プール水位低警報が発生し，使用済燃料プールの水位が低下していることが確認された場合で，使用済燃料プールの注水機能が喪失している場合。
・使用済燃料プール温度高警報が発生した場合で，使用済燃料プールの冷却機能が喪失している場合。
※2：設備に異常がなく，電源及び水源（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。

(b)

操作手順
消火系による使用済燃料プール注水手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−11図に，タイムチャートを第1.11−12図に示す。
【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プール注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※３ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プール注水に必要なポンプ及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
④運転員等は，発電長に消火系（消火栓からのホース接続）による
使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
1.11−34

⑤発電長は，運転員等に消火系（消火栓からのホース接続）による
使用済燃料プールへ注水するための系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，電動駆動消火ポンプ ※ ４ 又はディー
ゼル駆動消火ポンプを起動し，消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力指
示値が0.78MPa[gage]以上であることを確認する。
⑦運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上5階又は原子炉建屋原子炉棟
地上6階の消火栓より，使用済燃料プールまでホースの敷設を行い，手すり等に固縛・固定する。
⑧運転員等は，発電長に消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プールへ注水するための系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料
プールへの注水の開始をを指示する。
⑩運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上5階又は原子炉建屋原子炉棟
地上6階にて，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済
燃料プールへの注水を開始する。
⑪運転員等は中央制御室にて，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プール注水が開始されたことを使用済燃料プー
ル監視カメラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認し，発電長に報告する。
⑫発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
水位低警報設定点以上に維持するよう指示する。
⑬運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上5階又は原子炉建屋原子炉棟
地上6階にて，消火栓により使用済燃料プール水位を使用済燃料
プール水位低警報設定点以上に維持し，発電長に報告する。
1.11−35

【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※３ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プールへの注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計
器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
④運転員等は，発電長に消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プー
ル注水の系統構成を指示する。
⑥運転員等はタービン建屋にて補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。
⑦運転員等は中央制御室にて，電動駆動消火ポンプ ※ ４ を起動し，消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa[gage]以上である
ことを確認する。
⑧運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン
弁を開にする。
⑨運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上3階にて，残留熱除去系（Ｂ）燃料プール冷却浄化系ライン隔離弁を開にする。
⑩運転員等は，発電長に消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑪発電長は，運転員等に消火系（残留熱除去系ライン）による使用
1.11−36

済燃料プールへの注水の開始をを指示する。
⑫運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上4階にて，残留熱除去系使用済燃料プールリサイクル弁を開にし，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水を開始する。
⑬運転員等は中央制御室にて，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水が開始されたことを使用済燃料プール監
視カメラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認し，発電長に報告する。
⑭発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
水位低警報設定点以上に維持するよう指示する。
⑮運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上4階にて，残留熱除去系使用済燃料プールリサイクル弁により使用済燃料プール水位を使用済
燃料プール水位低警報設定点以上に維持し，発電長に報告する。
※3：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
※4：常用電源が使用できる場合に，電動駆動消火ポンプを使用する。
(c)

操作の成立性
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。
【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】
・中央制御室運転員2名，現場運転員3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分以内と想定する。
【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】
・中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，
1.11−37

100分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料1.11.3−4，添付資料1.11.3−5）
1.11.2.2(1)

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順

燃料プールスプレイ
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，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）を使用した使用済燃料プール注水を実施しても水位が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，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減する。
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注水又は使用済燃料プールスプレイの手段は，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子炉建屋
原子炉棟地上6階までのホース敷設，原子炉建屋原子炉棟地上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の準備を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を使用した使用済燃料プール注水又は使用済燃料プールスプレイと同時並行で実施する。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，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地上6階までのホース敷設を実施する。
1.11−38

(a)手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合で，常設スプレイヘッダが使用可能な場合。
・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）が使用できない場合。
・使用済燃料プール水位が使用済燃料プール水位低警報設定点未満となり，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）を使用した使用済燃料プール注水を行っても使用済燃料プールの水位低下が継続する場合。

(b)

操作手順
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スプレイ手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−13図に，タイムチャートを第1.11−14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スプレイの準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※１ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，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スプレイに必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
1.11−39

④運転員等は，発電長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
ルスプレイの準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等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
ルスプレイの系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調
整弁及び使用済燃料プール注水ライン元弁を閉とする。
⑦運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを起動し，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.8MPa[gage]以上であることを確認する。
⑧運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールスプレイライン
元弁を開にする。
⑨運転員等は，発電長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
プールスプレイの系統構成が完了したことを報告する。
⑩発電長は，運転員等に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
ルスプレイの開始を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開にし，使用済燃料プールスプレイが開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認した後，発電長に報告する。必要に応じ，使用済燃料プール注水ライン元弁を開とする。
※1：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
1.11−40

起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員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スプレ
イ開始まで16分以内と想定する。

ｂ．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スプレイ（淡水／海水）
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，「1.11.2.1(1)

燃料プール代替注水」に示す手順による注水を実施しても水位が維持できない場合に，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，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減する。
(a)

手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合で，可搬型スプレイノズルが使用できず，可搬型代替注水大型ポンプが使用可能な場合 ※１ 。
・使用済燃料プール水位が使用済燃料プール水位低警報設定点未満となり，使用済燃料プールへの注水を行っても使用済燃料プールの水位低下が継続する場合。
・常設低圧代替注水系ポンプ使用できない場合。
※1：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯水槽又は淡水貯水池）が確保されている場合。

(b)

操作手順
1.11−41

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スプレイ（淡水／海水）手
順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−15図に，タイムチャートを第1.11−16図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に低圧代替注水系配管・弁の接続口への可搬型代替注水大型ポンプの接続を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（常設スプレ
イヘッダ）で使用する低圧代替注水系配管・弁の接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に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スプレイの準備を指示する。
④発電長は，運転員等に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
ルスプレイの準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※２ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，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スプレイに必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
⑦運転員等は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
1.11−42

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
ルスプレイの準備が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に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
ルスプレイの系統構成を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン元弁を閉とする。
⑩運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールスプレイライン元
弁及び使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開にする。
⑪運転員等は，発電長に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
ルスプレイの系統構成が完了したことを報告する。
⑫発電長は，災害対策本部長に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スプレイの原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑬重大事故等対応要員は，災害対策本部長に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スプレイの準備が完了したことを報告する。
⑭災害対策本部長は，発電長に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スプレイの開始を連絡する。
⑮災害対策本部長は，重大事故等対応要員に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
1.11−43使用した使用済燃料プールスプレイの開始を指示する。
⑯重大事故等対応要員は，西側接続口又は東側接続口の弁を開とし，可搬型代替注水大型ポンプを起動する。可搬型代替注水大型
ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑰災害対策本部長は，発電長に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スプレイを開始したことを連絡する。
⑱発電長は，運転員等に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
ルスプレイが開始されたことの確認を指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，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スプレイが開始されたことを使用済燃料プール監視カメ
ラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認
し，発電長に報告する。必要に応じ，使用済燃料プール注水ライ
ン元弁を開とする。
※2：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2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スプレイ開始まで260分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができ
1.11−44るよう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。
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。
（添付資料1.11.3−1）
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スプレイ（淡水／海水）
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，「1.11.2.1(1)

燃料プール代替注水」に示す手順による注水を実施しても水位が維持できない場合に，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，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減する。
(a)

手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合で，可搬型代替注水大型ポンプが使用可能な場合 ※１ 。
・使用済燃料プール水位が使用済燃料プール水位低警報設定点未満となり，使用済燃料プールへの注水を行っても使用済燃料プールの水位低下が継続する場合。
・常設低圧代替注水系ポンプが使用できない場合。
※1：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯水槽又は淡水貯水池）が確保されている場合。

(b)

操作手順
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
1.11−45

プレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）
手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−17図に，タイムチャートを第1.11−18図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に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スプレイを依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型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スプレイの準備を指示する。
③発電長は，運転員等に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スプレイの準備を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※２ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑤運転員等は，発電長に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スプレイの準備が完了したことを報告する。
⑥発電長は，災害対策本部長に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
燃料プールスプレイの準備が完了したことを連絡する。
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
プール注水の準備として，可搬型代替注水大型ポンプを配置する
1.11−46

とともに，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地上6階までホースの敷設を行い，原子炉建屋原子炉棟地上6階にて可搬型スプレイノズルを設置しホースと接続する。原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場合，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地上6階までのホース敷設を実施する。
⑧重大事故等対応要員は，災害対策本部長に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スプレイの準備が完了したことを報告する。
⑨災害対策本部長は，発電長に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
燃料プールスプレイの開始を連絡する。
⑩災害対策本部長は，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スプレイの開始を指示する。
⑪重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを起動し，代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）により送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑫災害対策本部長は，発電長に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
燃料プールスプレイを開始したことを連絡する。
⑬発電長は，運転員等に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スプレイが開始されたことの確認を指示する。
1.11−47

⑭運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイが開始された
ことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認し，発電長に報告する。
※2：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，作業を開始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】
・中央制御室運転員2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分以内と想定する。
【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】
・中央制御室運転員2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，400分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。速やかに作業が開始できるよう，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。可搬型代替注
水大型ポンプのホース等の接続は速やかに作業ができるよう可搬型代
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。
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。
（添付資料1.11.3−2）
1.11−48

(2)

漏えい緩和
ａ．使用済燃料プール漏えい緩和
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合において，
あらかじめ準備している漏えい緩和のための資機材を用いて，使用済燃料プール内側からの漏えいを緩和する。
(a)

手順着手の判断基準
使用済燃料プール水位が使用済燃料プール水位低警報設定点未満となり，使用済燃料プールへの注水を行っても使用済燃料プールの水位低下が継続する場合で，使用済燃料プールへアクセスできる場合。

(b)

操作手順
使用済燃料プール漏えい緩和手順の概要は以下のとおり。
タイムチャートを第1.11−19図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に資機材を用いた使用済
燃料プールからの漏えい緩和措置を指示する。
③発電長は，運転員等に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置のための準備を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※１ 及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑤運転員等は，発電長に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置のための準備が完了したことを報告する。
⑥重大事故等対応要員は原子炉建屋原子炉棟にて，ステンレス鋼板にシール材を接着させ，吊り降ろし用のロープを取り付けた後，
1.11−49

貫通穴付近まで吊り下げ，手すり等に固縛・固定する。
⑦重大事故等対応要員は，災害対策本部長に資機材を用いた使用済
燃料プールからの漏えい緩和措置が完了したことを報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置が完了したことを連絡する。
⑨発電長は，運転員等に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置が完了したことの確認を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールからの漏えい量が減少したことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール
水位にて確認し，発電長に報告する。
※1：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員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使用済燃料プール漏
えい緩和措置完了まで150分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

1.11.2.3

重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能喪失時，又は使用済燃料プール
水の小規模な漏えい発生時又は使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合，使用済燃料プール監視計器の環境条件は，使用済燃料プール
水の沸騰による蒸散が継続し，高温（大気圧下のため100℃を超えることはない。），高湿度の環境が考えられるが，使用済燃料プール監視計器の構造及び位置により，直接検出器の電気回路部等に接触しない構造であることか
1.11−50

ら，使用済燃料プール監視計器を事故時環境下においても使用できる。
なお，使用済燃料プール監視カメラについては，耐環境性向上のための冷気を供給することで冷却する。
使用済燃料プールの監視は，想定される重大事故等が発生した場合においては，これらの計器を用いることで変動する可能性のある範囲を各計器がオーバーラップして監視する。また，各計器の計測範囲を把握した上で使用済
燃料プールの水位，水温，上部空間線量率及び状態監視を行う。
また，使用済燃料プールの温度，水位及び上部の空間線量率の監視設備並
びに監視カメラは常設代替直流電源設備から給電され，交流又は直流電源が必要な場合には，代替電源設備から給電される。これらの監視設備を用いた
使用済燃料プールの監視を実施する。
(1)

使用済燃料プールの状態監視
通常時の使用済燃料プールの状態監視は，使用済燃料プール水位，使用済燃料プール温度及び燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタにより実施する。
重大事故等時においては，重大事故等対処設備である使用済燃料プール
水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プー
ルエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視
カメラにより，使用済燃料プールの水位，水温及び上部空間線量率の状態監視を行う。上記の重大事故等対処設備による監視計器は常設設備であり設置を必要としない。また，通常時より常時監視が可能な設備であり，継続的に監視を実施する。
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料プールエ
リア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の機能が喪失している場合は，あらかじめ評価（使用済燃料配置変更ごとに行う空間線量率評価）し把握
1.11−51

した相関（減衰率）関係により使用済燃料プールの空間線量率を推定する。
ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動(a)

手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。
・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。
・燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系が全台停止した場合。

(b)

操作手順
使用済燃料プールの状態監視に必要な監視カメラの空冷装置起動手
順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11−20図に，タイムチャートを第1.11−21図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に使用済燃料
プール監視カメラ用空冷装置の起動を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラにより使用済燃料プール水位が視認できること及び使用済燃料プール監
視カメラ用空冷装置起動に必要なコンプレッサー，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置出口弁を開とし，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を起動する。
④運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラの状態に異常がないことを確認する。
⑤運転員等は，発電長に使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動が完了したことを報告する。
1.11−52

(c)操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動まで7分以内と想定する。

ｂ．代替電源による給電
全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合，使用済燃料プールの状態を監視するため，代替電源により使用済燃料プール監視計器へ給電する手順を整備する。
代替電源により使用済燃料プール監視計器へ給電する手順について
は，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。また，代替電源により使用済燃料プール監視計器へ給電する操作の成立性は，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整理する。
1.11.2.4(1)

重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順

燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却
燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系による使用済燃料プール冷却機能が喪失した場合，代替燃料プール冷却系により使用済燃料プール冷却を実施する。
(a)

手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至り，代替燃料プール冷却系が使用可能な場合 ※１ 。
・使用済燃料プール温度高警報が発生した場合。
・燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系が全台停止した場合。
※1：設備に異常がなく，電源，水源（スキマサージタンク）及び冷却水が確保されている場合。
1.11−53

(b)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冷却手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第1.11−2図に，概要図を第1.11−22図に，タイムチャートを第1.11−23図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系による使用済
燃料プール冷却に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認する。
③運転員等は，発電長に代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却の準備が完了したことを報告する。
④発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却の系統構成を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，燃料プール冷却浄化系入口隔離弁を閉とする。
⑥運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系ポンプ入口弁
及び代替燃料プール冷却系熱交換器出口弁を開とする。
⑦運転員等は，発電長に代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却の系統構成が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系ポンプを起動する。
1.11−54⑩運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール冷却が開始された
ことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員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燃料プール冷却系による使用済燃料プール
冷却開始まで13分以内と想定する。

1.11.2.5

重大事故等時の対応手段の選択

重大事故等が発生した場合の対応手順の選択方法は以下のとおり。対応手順の選択フローチャートを第1.11−24図に示す。
使用済燃料プールの冷却機能喪失，注水機能喪失又は使用済燃料プール水の漏えいが発生した場合，使用済燃料プール水位低警報又は使用済燃料プー
ル水温度高警報の発生により事象を把握するとともに，使用済燃料プール水
位，使用済燃料プール温度，使用済燃料プール放射線モニタ及び使用済燃料
プール監視カメラにて状態の監視を行う。
冷却機能喪失，注水機能喪失又は使用済燃料プールの水位が低下した場
合，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）を使用した使用済燃料プール注水を実施する。
常設低圧代替注水系ポンプによる使用済燃料プール注水又は使用済燃料プールスプレイの実施にあたっては，代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水を優先する。
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注水又はスプレイの準備として，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地上6階までのホース敷設，原子炉建屋原子炉棟地上6階での可搬型スプレイノズル設置及
1.11−55

び可搬型スプレイノズルとのホース接続を並行して実施する。
原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場合，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地上6階までのホース敷設を実施する。
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）を使用した使用済燃料プール注水又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（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレ
イができない場合，補給水系による使用済燃料プール注水を実施する。
補給水系が使用できない場合，消火系による使用済燃料プール注水を実施する。なお，消火系による使用済燃料プール注水は，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していないことが確認できた場合に実施する。
消火系が使用できない場合，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注水を実施する。
上記の燃料プール代替注水手段を講じても，使用済燃料プール水位の維持ができない場合，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スプレイを実施する。
可搬型スプレイノズルが使用できない場合，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）を使用した使用済燃料プールスプ
レイを実施する。可搬型代替注水大型ポンプによる使用済燃料プール注水又は使用済燃料プールスプレイの実施にあたっては，代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水を優先する。
また，漏えい量が緩和できればその後の対応に余裕が生じることから，漏えい緩和を実施する。
1.11−56

燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系による使用済燃料プール冷却機能が喪失した場合，代替燃料プール冷却系により使用済燃料プール冷却を実施する。
1.11.2.6

その他の手順項目について考慮する手順

代替燃料プール冷却系への緊急用海水系による冷却水確保手順について
は，「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送する手順等」にて整備する。

水源から接続口までの可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順について
は，「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
代替淡水貯槽に補給する手順については，「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
常設低圧代替注水系ポンプ，代替燃料プール冷却系ポンプ，電動弁及び監視計器への電源供給手順については，「1.14電源の確保に関する手順等」

にて整備する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設
備及び可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給手順については，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。
放水設備による大気への拡散抑制手順については，「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。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.11−57

事故

第1.11−1表

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／6）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

整備する手順書

常設低圧代替注水系ポンプ
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
代替淡水貯槽 ※３
常設代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備

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）を 使用した 使用 済燃料プー ル注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領※３

可搬型代替注水大型ポンプ
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
代替淡水貯槽 ※３
常設代替交流電源設備 ※４
可搬型代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

自主対策設 備淡水貯水池 ※３ ， ※５

重大事故等 対処設 備

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）を 使用した使用 済燃料プール注水

使用済燃料プール の冷却機能又 は注水機能 の喪失 時，又は 使用 済燃料プー ル水の小規模な 漏え い発生時

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

対応設備※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱をするための手順等」にて整備する。
※2：手順については「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。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−58

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／6）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

対応設備

自主対策設備淡水貯水池 ※３ ， ※５

重大事故等対処設 備

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 プール注 水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

自主対策設備

復水移送ポンプ
補給水系配管・弁
復水貯蔵タンク

重大事故等対策要領

重大事故等対処設 備（設計基準 拡張）

非常用交流電源設備
燃料補給設備

重大事故等対処設 備

補給水系による使 用済燃料プー ル注水

使用済燃料プール の冷却機 能又 は注水機能 の喪失 時，又は 使用 済燃料プー ル水の小規模な 漏え い発生時

可搬型代替注水大型ポンプ ※ ３
ホース
可搬型スプレイノズル
使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
代替淡水貯槽 ※３
燃料補給設備 ※４

整備する手順書※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱をするための手順等」にて整備する。
※2：手順については「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。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−59

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／6）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応設備

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

重大事故等対処設 備

漏えい抑制

−

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

自主対策設 備

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ
消火系配管・弁・ホース
残留熱除去系配管・弁
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク

重大事故等 対処設 備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備
燃料補給設備整備する手順書

重大事故等対処設 備

消火系によ る使用 済燃料プール 注水

使用済燃料プール の冷却機能又 は注水機能 の喪失 時，又は 使用 済燃料プー ル水の小規模な 漏え い発生時

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

対応
手段−※６※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱をするための手順等」にて整備する。
※2：手順については「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。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−60

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／6）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応設備

整備する手順書

常設低圧代替注水系ポンプ
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁常設スプレイヘッダ
使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
代替淡水貯槽 ※３
常設代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領※３

可搬型代替注水大型ポンプ
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁常設スプレイヘッダ
使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
代替淡水貯槽 ※３
常設代替交流電源設備 ※４
可搬型代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

自主対策設備淡水貯水池 ※３ ， ※５

重大事故等対処設 備

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 ールスプ レイ

使用済燃料プール からの大量の 水の漏えい 発生時−

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 ールスプ レイ

−

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するための手順等」にて整備する。
※2：手順については「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。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−61

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／6）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

対応設備

重大事故等対処設 備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領

自主対策設 備淡水貯水池 ※３ ， ※５

−

シール材
接着剤
ステンレス鋼板
吊り降ろしロープ

自主対策設備

漏えい緩和

使用済燃料プール からの大量の 水の漏えい 発生時

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スプ レイ

可搬型代替注水大型ポンプ ※ ３
ホース
可搬型スプレイノズル
使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）
代替淡水貯槽 ※３
燃料補給設備 ※４

整備する手順書

重大事故等対策要領

重大事故等対処設 備

大気への拡散抑制

可搬型代替注水大型ポンプ ※ 3
ホース
放水砲 ※ ２
燃料補給設備 ※４※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱をするための手順等」にて整備する。
※2：手順については「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。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−62

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／6）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

対応設備

重大事故等対処設 備

使用済燃料 プール の監視

重大事故等対策要領−

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器
代替燃料プール冷却系配管・弁
緊急用海水系 ※１
可搬型代替注水大型ポンプ ※ １
ホース
非常用取水設備 ※１
常設代替交流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

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 ール冷 却

重大事故等時にお ける使用 済燃 料プールの 冷却

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

常設代替交流電源設備 ※４
可搬型代替交流電源設備 ※４
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備 ※４
燃料補給設備 ※４

重大事故等対処設 備

代替電源による給 電

重大事故等 時にお ける使用済燃 料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モ
ニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

整備する手順書−

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」重大事故等対策要領※1：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱をするための手順等」にて整備する。
※2：手順については「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。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6：本対応手段については，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11−63

第1.11−2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.1(1)

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順
燃料プール代替注水

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

水源の確保

代替淡水貯槽水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※１
スキマサージタンク水位
燃料 取替フロ ア燃料プー ルエリア 放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系燃料取 替床排気 ダク
ト放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系排気ダ クト放射 線モ
ニタ
使用 済燃料プ ールエリア 放射線モ ニタ（高レンジ・低レンジ） ※１

使用済燃料プールへの注水量

低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プール）

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※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）を使用した使用済燃料プール
注水操作※1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）を示す。

1.11−64

監視計器一覧（2／9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.1(1)

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順
燃料プール代替注水

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※１
スキマサージタンク水位
燃料 取替フロ ア燃料プー ルエリア 放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系燃料取 替床排気 ダク
ト放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系排気ダ クト放射 線モ
ニタ
使用 済燃料プ ールエリア 放射線モ ニタ（高レンジ・低レンジ） ※１

使用済燃料プールへの注水量

低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プール）

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※１

ｂ．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）を使用した使用済燃料プール
注水（淡水／海水）操作※1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）を示す。

1.11−65

監視計器一覧（3／9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.1(1)

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順
燃料プール代替注水

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※１
スキマサージタンク水位
燃料 取替フロ ア燃料プー ルエリア 放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系燃料取 替床排気 ダク
ト放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系排気ダ クト放射 線モ
ニタ
使用 済燃料プ ールエリア 放射線モ ニタ（高レンジ・低レンジ） ※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※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注水（淡水／海水）操作※1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）を示す。

1.11−66

監視計器一覧（4／9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.1(1)

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順
燃料プール代替注水

電源

Ｍ／Ｃ
Ｐ／Ｃ
Ｍ／Ｃ
Ｐ／Ｃ

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※１
スキマサージタンク水位
燃料 取替フロ ア燃料プー ルエリア 放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系燃料取 替床排気 ダク
ト放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系排気ダ クト放射 線モ
ニタ
使用 済燃料プ ールエリア 放射線モ ニタ（高レンジ・低レンジ） ※１

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※１

ｄ．補給水系による使用済燃料プール注水

２Ｃ電圧
２Ｃ電圧
２Ｄ電圧
２Ｄ電圧

操作

※1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）を示す。

1.11−67

監視計器一覧（5／9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.1(1)

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順
燃料プール代替注水

電源

Ｍ／Ｃ
Ｐ／Ｃ
Ｍ／Ｃ
Ｐ／Ｃ

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※１
スキマサージタンク水位
燃料 取替フロ ア燃料プー ルエリア 放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系燃料取 替床排気 ダク
ト放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系排気ダ クト放射 線モ
ニタ
使用 済燃料プ ールエリア 放射線モ ニタ（高レンジ・低レンジ） ※１

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※１

ｅ．消火系による使用済
燃料プール注水

２Ａ−１電圧２Ａ−３電圧
２Ｄ電圧
２Ｄ電圧

操作

※1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）を示す。

1.11−68

監視計器一覧（6／9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 燃料プールスプレイ

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※１
スキマサージタンク水位
燃料 取替フロ ア燃料プー ルエリア 放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系燃料取 替床排気 ダク
ト放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系排気ダ クト放射 線モ
ニタ
使用 済燃料プ ールエリア 放射線モ ニタ（高レンジ・低レンジ） ※１

使用済燃料プールへの注水量

低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プール）

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※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スプレイ操作※1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）を示す。

1.11−69

監視計器一覧（7／9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 燃料プールスプレイ

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※１
スキマサージタンク水位
燃料 取替フロ ア燃料プー ルエリア 放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系燃料取 替床排気 ダク
ト放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系排気ダ クト放射 線モ
ニタ
使用 済燃料プ ールエリア 放射線モ ニタ（高レンジ・低レンジ） ※１

使用済燃料プールへの注水量

低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プール）

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※１

ｂ．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スプレイ（淡水／海水）操作※1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）を示す。

1.11−70

監視計器一覧（8／9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 燃料プールスプレイ

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※１
スキマサージタンク水位
燃料 取替フロ ア燃料プー ルエリア 放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系燃料取 替床排気 ダク
ト放射線モニタ
原子 炉建屋換 気系排気ダ クト放射 線モ
ニタ
使用 済燃料プ ールエリア 放射線モ ニタ（高レンジ・低レンジ） ※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※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スプレ
イ（淡水／海水）操作※1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）を示す。

1.11−71

監視計器一覧（9／9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順(1) 燃料プール冷却判断基準

ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料
プール冷却

操作

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※１

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
緊急用直流125V主母線盤電圧

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※ １
使用済燃料プール監視カメラ ※１
スキマサージタンク水位※1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）を示す。

1.11−72

第1.11−3表
対象条文【1.11】
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等審査基準における要求事項毎の給電対象設備
供給対象設備

給電元
給電母線

常設低圧代替注水系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ低圧代替注水系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

代替燃料プール注水系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

代替燃料プール冷却系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ

代替燃料プール冷却系 弁常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

中央制御室監視計器類

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
直流125V主母線盤２Ｂ
緊急用直流125V主母線盤
緊急用ＭＣＣ

1.11−73

対応手段①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）を使用した使用済燃料プール注
水②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）を使用した使用済燃料プール注
水③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注水④補給水系による使用済燃料プール注水⑤消火系による使用済燃料プール注水⑥漏えい抑制⑫使用済燃料プールの監視⑭代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

使用済燃料プール水位低下

⑭

⑫

⑥

使用済燃料プール
冷却機能喪失使用済燃料プール
注水機能喪失
⑤

③

②

①

補給水系
機能喪失

残留熱除去系
機能喪失

燃料プール冷却浄化系
機能喪失

残留熱除去系
機能喪失

※1

④
ポンプ周り
故障

弁故障

駆動源喪失
(交流電源)

燃料プール冷却浄化系
Ａ系機能喪失

復水貯蔵
タンク故障

残留熱除去系
Ａ系機能喪失

※3

※5

※3

※2

配管破損

燃料プール冷却浄化系
Ｂ系機能喪失

ポンプ周り
故障

弁故障

原子炉補機
冷却系機能喪失

駆動源喪失(交流電源)※4※2

残留熱除去系
Ｂ系機能喪失

※5

ポンプ周り
故障

弁故障

残留熱除去系
海水系機能喪失

起動操作失敗

※6

⑥
熱交換器
破損

熱交換器
破損

配管破損

第1.11−1図

機能喪失原因対策分析（1／3）

1.11−74

配管破損

駆動源喪失
（交流電源）

駆動源喪失（直流電源）

※2

※7

（凡例）
対応手段
⑦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
プールスプレイ⑧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
プールスプレイ⑨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スプレイ⑩漏えい緩和⑪大気への拡散抑制⑫使用済燃料プールの監視：AND 条件：フロントライン系の対応：OR 条件：フロントライン系：サポート系の対応：サポート系
×：故障想定箇所（フロントライン系）
×：故障想定箇所（サポート系）

使用済燃料プール水位維持不可
⑫

⑪

⑨

⑧

⑦

⑩
使用済燃料プール損傷
使用済燃料プール
冷却機能喪失使用済燃料プール
注水機能喪失補給水系
機能喪失

残留熱除去系
機能喪失

残留熱除去系
機能喪失

燃料プール冷却浄化系
機能喪失

※1

ポンプ周り
故障

弁故障

駆動源喪失
(交流電源)

復水貯蔵タンク

燃料プール冷却浄化系
Ｂ系機能喪失残留熱除去系
Ａ系機能喪失

※3

※5

※3

※2

配管破損

燃料プール冷却浄化系
Ａ系機能喪失

ポンプ周り
故障

熱交換器
破損

弁故障

原子炉補機
冷却系機能喪失

駆動源喪失(交流電源)

※4

※2

※5

ポンプ周り
故障

弁故障

残留熱除去系
海水系機能喪失

起動操作失敗

※6

熱交換器
破損

配管破損

第1.11−1図残留熱除去系
Ｂ系機能喪失機能喪失原因対策分析（2／3）

1.11−75

駆動源喪失（交流電源）

駆動源喪失（直流電源）

※2

※7

配管破損

対応手段
⑬代替電源による給電⑭代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却
原子炉補機
冷却系機能喪失※4

残留熱除去系
機能喪失

ポンプ周り
故障

起動操作
失敗

弁故障

補機海水系
故障

※1
残留熱除去系
Ａ系機能喪失※8

残留熱除去系
Ｂ系機能喪失

熱交換器
破損

配管破損

駆動源喪失
(交流電源)

駆動源喪失(直流電源)

※2

※7

※8

ポンプ周り
故障

弁故障

残留熱除去系
海水系機能喪失

起動操作失敗

ポンプ周り
故障

弁故障

起動操作
失敗

※6
配管破損

サプレッション
・プール

ストレーナ
詰まり

駆動源喪失
（交流電源）

駆動源喪失（直流電源）

※2

※7

配管破損

ストレーナ
詰まり

駆動源喪失
(交流電源)

駆動源喪失(直流電源)

※2

※7

駆動源喪失
(直流電源)
残留熱除去系
海水系機能喪失

駆動源喪失(交流電源)

※7
⑬
※2

※6
⑬
Ｍ／Ｃ
機能喪失

※9

Ｐ／Ｃ
機能喪失

配電盤
機能喪失

ポンプ周り
故障

弁故障

起動操作失敗

⑭
配管破損

外部電源系
故障

駆動源喪失
(交流電源)

駆動源喪失(直流電源)

※2

※7

ストレーナ
詰まり

蓄電池
機能喪失

交流電源喪失
自動起動
信号故障

非常用ディーゼル
発電機故障

手動
※9

第1.11−1図

機能喪失原因対策分析（3／3）

1.11−76

充電装置故障第1.11−2図

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制御」における対応フロー
1.11−77

（凡例）
：ポンプ

⑦

AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

⑩，⑫

1.11−78
操作手順
⑦
⑩，⑫
記載例

弁名称
使用済燃料プール注水ライン元弁
使用済燃料プール注水ライン流量調整弁① ：操作手順番号を示す。

第1.11−3図

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）を使用した使用済燃料プール注水概要図

第1.11−4図

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）を使用した使用済燃料プール注水

1.11−79

タイムチャート

（凡例）
：ポンプ
⑨

⑮

※２

，

⑨※１

⑨

※１

AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁

⑨※２

：手動弁
：西側接続口を使用した場合：東側接続口を使用した場合⑮

1.11−80
操作手順⑨※１⑨ ※２ ，⑮
記載例

弁名称
使用済燃料プール注水ライン元弁
使用済燃料プール注水ライン流量調整弁
西側接続口又は東側接続口の弁① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.11−5図

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）
概要図

※1：代替淡水貯槽から低圧代替注水系西側接続口へ送水する場合，145分以内と想定する。

第1.11−6図

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）
タイムチャート

1.11−81（凡例）：原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合：原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合

第1.11−7図

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注水（淡水／海水）
概要図1.11−82

※1：淡水貯水池から使用済燃料プールへ送水する場合，320分以内と想定する。

【原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合】

第1.11−8図

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注水（淡水／海水）
タイムチャート（1／2）

1.11−83※2：代替淡水貯槽から使用済燃料プールへ送水する場合，300分以内と想定する。

【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】

第1.11−8図

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注水（淡水／海水）
タイムチャート（2／2）

1.11−84

（凡例）
⑦
⑩

，

：ポンプ
MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

1.11−85
操作手順
⑦，⑩
記載例

弁名称
燃料プール周り補給水元弁① ：操作手順番号を示す。

第1.11−9図

補給水系による使用済燃料プール注水概要図

第1.11−10図

補給水系による使用済燃料プール注水

1.11−86

タイムチャート

（凡例）
：ポンプ
MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁
：原子炉建屋原子炉棟 5 階
消火栓を使用した場合⑩，⑬：原子炉建屋原子炉棟 6 階
消火栓を使用した場合：電動駆動消火ポンプ使用の場合

1.11−87：ディーゼル駆動消火ポンプ
使用の場合

⑩，⑬

【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】
操作手順
⑩，⑬
記載例

弁名称
消火栓

① ：操作手順番号を示す。

第 1.11−11 図

消火系による使用済燃料プール注水（1／2）

概要図

（凡例）
：ポンプ
MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁
：電動駆動消火ポンプ使用の場合：ディーゼル駆動消火ポンプ使用
の場合

⑫，⑮

1.11−88

⑨
⑧ ※１
⑧ ※２
⑥

【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】
操作手順⑥⑧ ※１，※２
記載例

弁名称

操作手順
⑨

補助ボイラ冷却水元弁⑫，⑮

残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁

弁名称
残留熱除去系（Ｂ）燃料プール冷却浄化系ライン隔離弁
残留熱除去系使用済燃料プールリサイクル弁① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.11−11図

消火系による使用済燃料プール注水（2／2）

概要図【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】

第1.11−12図

消火系による使用済燃料プール注水

1.11−89

タイムチャート

（凡例）
：ポンプ
⑧
⑥ ※２

AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁

⑥ ※１ ，⑪：手動弁

1.11−90
操作手順
⑥

※１

，⑪

⑥ ※２
⑧
記載例

弁名称
使用済燃料プール注水ライン流量調整弁
使用済燃料プール注水ライン元弁
使用済燃料プールスプレイライン元弁① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.11−13図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スプレイ

概要図第1.11−14図

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スプレイ
ムチャート

1.11−91

タイ

（凡例）

⑯

⑩ ※２

：ポンプ

⑩ ※１

⑩※１

⑨
⑨
⑩※２

AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁
：西側接続口を使用した場合：東側接続口を使用した場合⑯

1.11−92
操作手順

記載例

弁名称

操作手順

⑨

使用済燃料プール注水ライン元弁⑩ ※１

使用済燃料プールスプレイライン元弁

弁名称

※２

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁⑯

西側接続口又は東側接続口の弁⑩① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.11−15図

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スプレイ（淡水／海水）概要図※1：代替淡水貯槽から低圧代替注水系西側接続口へ送水する場合，140分以内と想定する。

第1.11−16図

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スプレイ（淡水／海水）

タイムチャート

1.11−93

（凡例）：原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合：原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合

第1.11−17図

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スプレイ（淡水／海水）
概要図1.11−94

※1：淡水貯水池から使用済燃料プールへ送水する場合，320分以内と想定する。

【原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合】

第1.11−18図

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スプレイ（淡水／海水）
タイムチャート（1／2）

1.11−95

※2：代替淡水貯槽から使用済燃料プールへ送水する場合，295分以内でと想定する。

【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】

第1.11−18図

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スプレイ（淡水／海水）
タイムチャート（2／2）

1.11−96

第1.11−19図

使用済燃料プール漏えい緩和

1.11−97

タイムチャート（凡例）

原子炉建屋原子炉棟

MO：電動弁：使用済燃料プール監視
カメラ用空冷装置

冷却器

使用済燃料ラック

使用済燃料プール③
MO
コンプレッサ

除湿
器

操作手順
③
記載例

弁名称
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置出口弁① ：操作手順番号を示す。

第1.11−20図

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動

1.11−98

概要図第1.11−21図

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動

1.11−99

タイムチャート

（凡例）
：ポンプ
MO

：電動弁
：逆止弁

⑥ ※２

：手動弁

⑥ ※１

1.11−100

⑤

操作手順

記載例

弁名称

⑤

燃料プール冷却浄化系入口隔離弁⑥※１

代替燃料プール冷却系ポンプ入口弁⑥※２

代替燃料プール冷却系熱交換器出口弁① ：操作手順番号を示す。
※1：操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第1.11−22図

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却概要図

第1.11−23図

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

1.11−101

タイムチャート使用済燃料プール冷却機能喪失
使用済燃料プール注水機能喪失
使用済燃料プール水小規模漏えい
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい

No

補給水系
使用可能

（凡例）
：プラント状態：操作・確認「使用済燃料プール水位低」警報「使用済燃料プール温度高」警報

Yes

：判断
重大事故等へ対処するために消火が必要な火災の発生なし「燃料プール冷却浄化系」停止「残留熱除去系」停止

No：重大事故等対処設備

Yes
使用済燃料プール状態監視
使用済燃料プール監視
カメラ用空冷装置起動

常設低圧代替注水系
ポンプ使用可能使用済燃料プール漏えい抑制
使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

可搬型代替注水大型
ポンプ使用可能

可搬型スプレイノズル準備
ホース敷設，ノズル設置及び可搬型
代替注水大型ポンプ接続準備

補給水系による使用済
燃料プール注水

消火系による使用済
燃料プール注水

※3

Yes

No
可搬型スプレイノズル
使用可能

Yes

代替燃料プール注水系（注水ライン）使用可能

No

No

※4

Yes

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注水No

Yes
常設スプレイヘッダ
使用可能

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）を使用した使用済燃料プール注水

No
※5

Yes

可搬型スプレイノズル
使用可能
使用済燃料プール水位「使用済燃料プール水位低」警報設定点以上維持可能

No

※2

No
Yes
可搬型代替注水大型
ポンプ使用可能

※1

Yes

※2

No

使用済燃料プール水位「使用済燃料プール水位低」警報設定点以上維持可能※4

代替燃料プール注水系（注水ライン）使用可能

No
Yes
※3

Yes

※5

Yes
常設スプレイヘッダ
使用可能

※1

No
※2

Yes

使用済燃料プール水位監視
使用済燃料プール温度監視
水位維持

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スプレイ

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スプレイ

第1.11−24図

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）を使用した使用済燃料プール注水

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1／2）
1.11−102

大気への
拡散抑制

漏えい緩和

No
※3

（凡例）
：プラント状態：操作・確認：判断：重大事故等対処設備

使用済燃料プール冷却機能喪失「使用済燃料プール温度高」
警報

常設代替交流電源設備
による電源確保

緊急用海水系起動

代替燃料プール冷却系
ポンプ起動

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却第1.11−24図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2／2）

1.11−103

添付資料1.11.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／5）
技術 的能力審査基準（1.11）

番号

設置 許可 基 準規 則（ 第54条 ）技術 基準 規 則（ 第69条 ）番号①【 本文 】
１ 発電用原子 炉施設には、使用済燃 料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位か低下した場合において貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な設備を設
け なけ れば な らな い 。
２ 発電用原子 炉施設には、使用済燃 料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止するために必要な設備を 設け なけ れ ばな ら ない 。

【本 文 】
１ 発電用原子炉施設には、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位か低下した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」という。）を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な設備を施設しなけなければならない。
２ 発電用原子炉施設には、使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止するために必要な設備
を 施設 しな け れば な らな い 。

⑦−【 解釈 】
１ 第１項に規 定する「使用済燃料貯 蔵槽の冷却機
能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵
槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」とは、
本 規 程 第 ３ ７ 条 ３ − １ (a)及 び (b)で 定 義 す る 想
定事故１及び想定事故２において想定する使用済 燃料 貯蔵 槽 の水 位 の低 下 を い う。

【解 釈 】
１ 第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽の冷却機
能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵
槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」とは、
設 置 許 可 基 準 規 則 解 釈 第 ３ ７ 条 ３ − １ (a) 及 び(b)で 定 義 す る 想 定 事 故 １ 及 び 想 定 事 故 ２ に おいて想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低下をい う。

−

２ 第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止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）想定事故１及び想定事故２が発生した場合において、代替注水設備により、使用済燃料貯蔵
槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。

②

２ 第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な設備」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 設備 をい う 。
ａ）代替注水設備として、可搬型代替注水設備（注水ライン及びポンプ車等）を配備すること。

２ 第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な設備」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 設備 をい う 。
ａ）代替注水設備として、可搬型代替注水設備（注水ライン及びポンプ車等）を配備すること。

⑧

３ 第２項に規定する「貯蔵槽内燃料体等 の著し い損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止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 。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合
において、スプレイ設備により、燃料損傷を緩和し、臨界を防止するために必要な手順等を整備すること 。

③

ｂ）代替注水設備は、設計基準対象施設の冷却設
備及び注水設備が機能喪失し、又は小規模な漏えいがあった場合でも、使用済燃料貯蔵槽の水
位 を維 持で き るも の であ る こ と 。

ｂ）代替注水設備は、設計基準対象施設の冷却設
備及び注水設備が機能喪失し、又は小規模な漏えいがあった場合でも、使用済燃料貯蔵槽の水
位を 維 持で きる も の で ある こ と。

⑨④

３ 第２項に規 定する「貯蔵槽内燃料 体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止するために必要な設備」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 設備 をい う 。
ａ）スプレイ設備として、可搬型スプレイ設備（スプレイヘッダ、スプレイライン及びポンプ
車 等） を配 備 する こ と。

３ 第２項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止するために必要な設備」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 設備 をい う 。
ａ）スプレイ設備として、可搬型スプレイ設備（スプレイヘッダ、スプレイライン及びポンプ車等 ） を配 備す る こ と 。

⑩⑤

ｂ）スプレイ設備は、代替注水設備によって使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合でも、燃 料損 傷を 緩 和で き るも の で あ るこ と。

ｂ）スプレイ設備は、代替注水設備によって使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合でも、燃料 損 傷を 緩和 で き る もの で ある こ と。

⑪

ｃ）燃料損傷時に、できる限り環境への放射性物
質の放出を低減するための設備を整備すること。

ｃ）燃料損傷時に、できる限り環境への放射性物
質の放出を低減するための設備を整備すること。

⑫

４ 第１項及び 第２項の設備として、 使用済燃料貯蔵 槽の 監視 は 、以 下 によ る こ と 。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位、水温及び上部の空間線量率について、燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり
測 定可 能で あ るこ と 。

４ 第１項及び第２項の設備として、使用済燃料貯蔵 槽の 監視 は 、以 下 によ る こ と 。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位、水温及び上部の空間線量率について、燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり
測定 可 能で ある こ と 。

⑬

ｂ）これらの計測設備は、交流又は直流電源が必要な場合には、代替電源設備からの給電を可能と する こと 。

ｂ）これらの計測設備は、交流又は直流電源が必要な場合には、代替電源設備からの給電を可能とす る こと 。

⑭

ｃ）使用済燃料貯蔵槽の状態をカメラにより監視で きる こと 。

ｃ）使用済燃料貯蔵槽の状態をカメラにより監視でき る こと 。

⑮【本文】
１ 発電用原子炉設置者において、使用済 燃料貯 蔵
槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位か低下した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」という。）を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止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 。
２ 発電用原子炉設置者は、使用済燃料貯 蔵槽か らの大量の水が漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止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。
【解釈】
１ 第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽 の冷却 機
能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵
槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」とは、実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈（原規技
発 第 1306193 号 （ 平 成 ２ ５ 年 ６月 １ ９ 日 原子 力
規 制 委 員 会 決 定 ） ） 第 ３ ７ 条 ３ − １ (a)及 び (b)で定義する想定事故１及び想定事故２において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低下をいう。

ｂ）燃料損傷時に、できる限り環境への放射性物
質の放出を低減するための手順等を整備すること。

４ 第１項及び第２項の手順等として、使 用済燃 料
貯蔵槽の監 視は 、 以 下 によ る こと 。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位、水温及び上部の空間線量率について、燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定できる こ と。

ｂ）使用済燃料貯蔵槽の計測設備が、交流又は直流電源が必要な場合には、代替電源設備からの⑥給電を可能 と する こ と。

1.11−104

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／5）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

重大事故等対処設備を使用した手段
審査 基準の要求に適合するための手段

機能

機器名称

新設
既設

常設低圧代替注水系
ポンプ

自主 対策

解釈
対応番号

常設
可搬

新設

復水移送ポンプ

常設

低圧代替注水系配管・弁新設

補給水系配管・弁常設

代替燃料プール注水
系配管・弁

新設

使用済燃料プール（サイフォン防止機
能含む）

常設

新設

代替淡水貯槽新設

常設代替交流電源設
備新設

燃料補給設備補給水系による使用済燃料プール注水

使用済燃料プール（サイフォン防止機
能含む）

①②⑦⑨

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）を使用した使用済燃料プール注水

機器 名称

機能

非常用交流電源設備

常設

燃料補給設備

常設新設

電動駆動消火ポンプ

常設

可搬型代替注水大型
ポンプ新設

ディーゼル駆動消火ポンプ

常設

低圧代替注水系配管・弁新設

代替燃料プール注水系配管・弁

消火系配管・弁・ホ
ース

新設

常設
可搬

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

新設

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

常設

代替淡水貯槽新設

ろ過水貯蔵タンク常設

淡水貯水池 ※ １

新設

多目的タンク

常設

常設代替交流電源設
備新設

非常用交流電源設備

常設

可搬型代替交流電源
設備新設

燃料補給設備

常設

燃料補給設備新設−−

消火系による使用済燃料プール注水（消火栓を使用した場合）

常設

①②⑦⑧⑨

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）

復水貯蔵タンク−※1：「1.13重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1

1.11−105

必要 時間 内 に使用 可能

対応 可能 な 人
数で 対応 可 能

備考

55分以内

4名

自主対策と
する理由は
本文参照

60分以内

6名

自主対策と
する理由は
本文参照

−

−

−

b)項を満足するための代替淡水源（措置）審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／5）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

重大事故等対処設備を使用した手段
審査 基準の要求に適合するための手段

機器名称

新設
既設

可搬型代替注水大型
ポンプ

自主 対策

解釈
対応番号

常設
可搬

新設

電動駆動消火ポンプ

常設

ホース

新設

ディーゼル駆動消火ポンプ

常設

可搬型スプレイノズ
ル

新設

消火系配管・弁・
ホース

常設
可搬

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

新設

残留熱除去系配管・
弁

常設

代替淡水貯槽新設

使用済燃料プール（サイフォン防止機
能含む）

常設

淡水貯水池 ※ １新設

ろ過水貯蔵タンク常設

燃料補給設備新設

多目的タンク常設

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

新設

非常用交流電源設備

常設

常設低圧代替注水系
ポンプ

新設

燃料補給設備

常設

低圧代替注水系配
管・弁

新設

シール材

代替燃料プール注水
系配管・弁

新設

接着剤

代替淡水貯槽新設

常設代替交流電源設
備新設

燃料補給設備

新設

漏えい緩和

新設

①③④⑦⑪⑫

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スプレイ

使用済燃料プール（サイフォン防止機
能含む）

①⑦

漏えい抑制

新設

機能

消火系による使用済燃料プール注水（残留熱除去系ラインを使用した場合）

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注水（淡水／海水）

常設スプレイヘッダ

①②⑦⑧⑨

機器 名称

機能

ステンレス鋼板

必要 時間 内 に使用 可能

対応 可能 な 人
数で 対応 可 能

備考

100分以内

4名

自主対策と
する理由は
本文参照

−

150分以内

6名

自主対策と
する理由は
本文参照

−

−

−

−

吊り降ろしロープ−−※1：「1.13重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1

1.11−106b)項を満足するための代替淡水源（措置）審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／5）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

重大事故等対処設備を使用した手段
審査 基準の要求に適合するための手段

可搬型代替注水大型
ポンプ新設

低圧代替注水系配管・弁新設

代替燃料プール注水
系配管・弁

新設

常設スプレイヘッダ

新設

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

新設

代替淡水貯槽新設

淡水貯水池 ※ １

新設

常設代替交流電源設
備新設

可搬型代替交流電源
設備新設

燃料補給設備新設

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スプレイ（淡水／海水）

新設

ホース

新設

可搬型スプレイノズ
ル新設

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）

新設

代替淡水貯槽新設

淡水貯水池 ※ １

新設

燃料補給設備

新設

機能

機器 名称

常設
可搬

必要 時間 内 に使用 可能

対応 可能 な 人
数で 対応 可 能

備考

−

−

−

−

−

①③④⑦⑩⑪⑫

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スプレイ（淡水／海水）

可搬型代替注水大型
ポンプ

解釈
対応番号

−

新設
既設

①③④⑦⑪⑫

機器名称

機能

自主 対策

※1：「1.13重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1

1.11−107b)項を満足するための代替淡水源（措置）審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／5）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

重大事故等対処設備を使用した手段
審査 基準の要求に適合するための手段

新設

放水砲

新設

燃料補給設備新設

使用済燃料プール水
位・温度（ＳＡ広域）

新設

使用済燃料プール温
度（ＳＡ）

新設

使用済燃料プールエ
リア放射線モニタ（高レンジ・低レン
ジ）

新設

使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ
用空冷装置を含む）

新設

常設代替交流電源設
備新設

可搬型代替交流電源
設備新設

常設代替直流電源設
備新設

可搬型代替直流電源
設備新設

燃料補給設備新設

代替燃料プール冷却系ポンプ

新設

代替燃料プール冷却
系熱交換器

新設

代替燃料プール冷却
系配管・弁

新設

緊急用海水系

新設

可搬型代替注水大型
ポンプ

新設

ホース

新設

非常用取水設備新設

常設代替交流電源設
備新設

非常用交流電源設備

既設

燃料補給設備新設

大気への拡散抑制
使用済燃料プールの監視代替電源による給電

機器 名称

常設
可搬

必要 時間 内 に使用 可能

対応 可能 な 人
数で 対応 可 能

備考

−

−

−

−

−

−

ホース

機能

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

①⑦

新設

①⑥⑦⑭

可搬型代替注水大型
ポンプ

解釈
対応番号

①⑤⑦⑬⑭⑮

新設
既設

①④⑦⑫

機器名称

機能

自主 対策

※1：「1.13重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1

1.11−108b)項を満足するための代替淡水源（措置）添付資料1.11.2

1.11−109
第1図

対応手段として選定した設備の電源構成図（交流電源）

第2図

対応手段として選定した設備の電源構成図（交流電源）

1.11−1101.11−111
第3図

対応手段として選定した設備の電源構成図（直流電源）

添付資料 1.11.3−1
重大事故対策の成立性

1．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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）

(1)

操作概要
災害対策本部長は，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）を使用した使用済燃料プール注水が必要な状況において，外部接続口及び水源を選定し，送水ルートを決定する。
現場では，送水ルートを確保した上で，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。

(2)

作業場所
屋外（原子炉建屋原子炉棟東側及び西側周辺，タービン建屋北側周辺，
取水箇所（代替淡水貯槽及び淡水貯水池）周辺）(3)

必要要員数及び操作時間
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）を使用した使用済燃料プール注水に必要な要員（10名），所要時間（260分以内）のうち，作業の最長時間を要する取水箇所から低圧代替注水系（可搬型）西側接続口を使用した送水に必要な要員数，所要時間は以下のとお
り。
必要要員数

：8名（重大事故等対応要員8名）

所要時間目安：260分以内（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）(4)操作の成立性について
1.11−112

作業環境：車両の作業用照明・ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。操作は放射性物質の放出が予想されることから，放射線防護具（全面マスク，個人
線量計，綿手袋及びゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に操作可能である。また，作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)
又は送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

可搬型代替注水大型ポンプ車両の作業用照明

1.11−113

ホース脱着訓練

車両操作訓練（ポンプ起動）

夜間での送水訓練（ホース敷設）

放射線防護具装着による送水訓練（ホース敷設）

放射線防護具装着による送水訓練（水中ポンプユニット設置）

1.11−114

添付資料1.11.3−2
2．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スプレイ（淡水／海水）

(1)

操作概要
災害対策本部は，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スプレイが必要な状況において，外部接続口及び水源を選定し，送水ルートを決定する。
現場では，送水ルートを確保した上で，可搬型代替注水大型ポンプにより送水する。

(2)

作業場所
原子炉建屋内，屋外（原子炉建屋原子炉棟東側及び西側周辺，タービン
建屋北側周辺，取水箇所（代替淡水貯槽及び淡水貯水池）周辺）(3)

必要要員数及び操作時間
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スプレイへのスプレイに必要な要員（10名），所要時間（400分以内）のうち，作業の最長時間を要する取水箇所から原子炉建屋原子炉棟大物搬入口前のホース敷設に必要な要員数，
所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8名（重大事故等対応要員8名）

所要時間目安：400分以内（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）(4)操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明・ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。操作は放射性物質の放1.11−115

出が予想されることから，放射線防護具（全面マスク，個人
線量計，綿手袋及びゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に操作可能である。また，作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保する。

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)
又は送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

1.11−116

添付資料 1.11.3−3
3．補給水系による使用済燃料プール注水

(1)

操作概要
補給水系による使用済燃料プール注水の系統構成を実施する。

(2)

操作場所
原子炉建屋原子炉棟地上 6 階（管理区域）(3)

必要要員数及び操作時間
補給水系による使用済燃料プール注水に必要な要員数（4 名），所要時
間（55 分以内）のうち，現場での系統構成に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：2名（現場運転員2名）

所要時間目安：55 分以内(4)操作の成立性について
作業環境：室温及び放射線量は通常運転状態と同程度であり，ヘッドラ
イト又はＬＥＤライトにより，事故環境下においても作業可能である。
操作は汚染の可能性を考慮し，放射線防護具（全面マスク，
個人線量計，綿手袋及びゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路：停電時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携帯していることから，アクセスは可能である。また，アクセスル
ート上に支障となる設備はない。
操作性 ：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。
連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末）又は送受話器のうち，使用可能な設備によ
1.11−117

り，中央制御室との連絡が可能である。

1.11−118

添付資料 1.11.3−4
4．消火系（消火栓）による使用済燃料プール注水

(1)

操作概要
消火系（消火栓）による使用済燃料プール注水の系統構成を実施する。

(2)

操作場所
原子炉建屋原子炉棟地上 5 階及び原子炉建屋原子炉棟地上 6 階（管理区域）(3)

必要要員数及び操作時間
消火系（消火栓）による使用済燃料プール注水に必要な要員数（6名），所要時間（60 分以内）のうち，現場での系統構成に必要な要員数，
所要時間は以下のとおり。
必要要員数：4名（現場運転員3名，重大事故等対応要員1名）

所要時間目安：60 分以内(4)

操作の成立性について
作業環境：室温及び放射線量は通常運転状態と同程度であり，ヘッドラ
イト又はＬＥＤライトにより，事故環境下においても作業可能である。操作は汚染の可能性を考慮し，放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋及びゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路：停電時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携帯していることから，アクセスは可能である。また，アクセスル
ート上に支障となる設備はない。
操作性 ：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。
連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話
1.11−119

機，ＰＨＳ端末）又は送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である。

1.11−120

添付資料 1.11.3−5
5．消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水

(1)

操作概要
消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水の系統構成を実施する。

(2)

操作場所
原子炉建屋原子炉棟地上 3 階及び原子炉建屋原子炉棟地上 4 階（管理区域）(3)

必要要員数及び操作時間
消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プールへの注水に必要な要員数（4 名），所要時間（100 分以内）のうち，現場での系統構成に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：2名（現場運転員2名）

所要時間目安：100 分以内(4)

操作の成立性について
作業環境：室温及び放射線量は通常運転状態と同程度であり，ヘッドラ
イト又はＬＥＤライトにより，事故環境下においても作業可能である。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋及びゴム手袋）を装備して作業を行う。
移動経路：停電時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携帯していることから，アクセスは可能である。また，アクセスル
ート上に支障となる設備はない。
操作性 ：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。
1.11−121

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末）又は送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である。

1.11−122

添付資料1.11.4−1
解釈一覧
判断基準の解釈一覧（1／3）
手順

1.11−123

1.11.2.1
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順(1)

燃料プール代替
注水

判断基準記載内容
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）を使用した使用済
燃料プール注水ｂ．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）を使用した使用済
燃料プール注水（淡水／海水）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注水（淡水／
海水）
ｄ．補給水系による使用済燃料プール注水解釈

使用済燃料プール水位低警報

通常水位-142mm（EL.46053㎜）

使用済燃料プール温度高警報

使用済燃料プール温度50℃

使用済燃料プール水位低警報

通常水位-142mm（EL.46053㎜）

使用済燃料プール温度高警報

使用済燃料プール温度50℃

使用済燃料プール水位低警報

通常水位-142mm（EL.46053㎜）

使用済燃料プール温度高警報

使用済燃料プール温度50℃

使用済燃料プール水位低警報

通常水位-142mm（EL.46053㎜）

使用済燃料プール温度高警報

使用済燃料プール温度50℃

使用済燃料プール水位低警報

通常水位-142mm（EL.46053㎜）

使用済燃料プール温度高警報

使用済燃料プール温度50℃

ｅ．消火系による使用済燃料プール注水

判断基準の解釈一覧（2／3）
手順

判断基準記載内容
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
ルスプレイ

(1)

燃料プールスプレイ

1.11−124

1.11.2.2
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(2)

1.11.2.3
重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

(1)

漏えい緩和

使用済燃料プールの状態監視ｂ．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
ルスプレイ（淡水／海水）
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スプレイ（淡水／海水）解釈

使用済燃料プール水位低警報設定点

通常水位-142mm（EL.46053㎜）

使用済燃料プールの水位低下

通常水位-230mm（EL.45965㎜）以下

使用済燃料プール水位低警報設定点

通常水位-142mm（EL.46053㎜）

使用済燃料プールの水位低下

通常水位-230mm（EL.45965㎜）以下

使用済燃料プール水位低警報設定点

通常水位-142mm（EL.46053㎜）

使用済燃料プールの水位低下

通常水位-230mm（EL.45965㎜）以下

使用済燃料プール水位低警報設定点

通常水位-142mm（EL.46053㎜）

使用済燃料プールの水位低下

通常水位-230mm（EL.45965㎜）以下

使用済燃料プール水位低警報

通常水位-142mm（EL.46053㎜）

使用済燃料プール温度高警報

使用済燃料プール温度50℃

ａ．使用済燃料プール
漏えい緩和

ａ．使用済燃料プール
監視カメラ用空冷装置起動

判断基準の解釈一覧（3／3）
手順
1.11.2.4
重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順(1)

燃料プール冷却判断基準記載内容
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済
燃料プール冷却

使用済燃料プール温度高警報

解釈

使用済燃料プール温度50℃

1.11−125

添付資料1.11.4−2
操作手順の解釈一覧（1／2）
手順

操作手順記載内容
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）を使用した使用済
燃料プール注水

1.11−126

1.11.2.1
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時の対応手順

ｂ．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）を使用した使用済
燃料プール注水（淡水／海水）(1)

燃料プール代替
注水

ｄ．補給水系による使用済燃料プール注水

常設代替低圧注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.8MPa[gage]以上

常設代替低圧注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.8MPa[gage]以上

使用済燃料プール注水ライン元弁−

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁−

使用済燃料プール注水ライン元弁−

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁−

西側接続口又は東側接続口の弁−

復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa[gage]以上
燃料プール周り補給水元弁
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa[gage]以上

ｅ．消火系による使用済燃料プール注水解釈

復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa[gage]以上−
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa[gage]以上

補助ボイラ冷却水元弁−

残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁−

残留熱除去系（Ｂ）燃料プール冷却浄化系ライ
ン隔離弁−

残留熱除去系使用済燃料プールリサイクル弁−

操作手順の解釈一覧（2／2）
手順

1.11.2.2
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順

操作手順記載内容
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
ルスプレイ(1)

燃料プールスプレ
イ1.11−127ｂ．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
ルスプレイ（淡水／海水）1.11.2.3
重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

1.11.2.4
重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順

(1)

(1)

使用済燃料プールの状態監視

使用済燃料プールの状態監視

ａ．使用済燃料プール
監視カメラ用空冷装置起動

ａ．代替燃料プール冷却系による使用済
燃料プール冷却解釈

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁−

使用済燃料プール注水ライン元弁−

常設代替低圧注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.8MPa[gage]以上

常設代替低圧注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.8MPa[gage]以上

使用済燃料プールスプレイライン元弁−

使用済燃料プール注水ライン元弁−

使用済燃料プールスプレイライン元弁−

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁−

西側接続口又は東側接続口の弁−

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置出口弁−

燃料プール冷却浄化系入口隔離弁−

代替燃料プール冷却系ポンプ入口弁−

代替燃料プール冷却系熱交換器出口弁

−

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＜目次＞

1.12.1

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(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．炉心の著しい損傷及び格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の対応手段及び設備(a)

大気への放射性物質の拡散抑制(b)

海洋への放射性物質の拡散抑制(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．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時の対応手
段及び設備
(a)

初期対応における延焼防止処置(b)

航空機燃料火災への泡消火(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｃ．手順等
1.12.2

重大事故等発生時の手順

1.12.2.1

炉心の著しい損傷及び格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手順等(1)

大気への放射性物質の拡散抑制
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡
散抑制

(2)

海洋への放射性物質の拡散抑制
目-1

ａ．放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
ｂ．汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制(3)

重大事故等発生時の対応手段の選択

1.12.2.2(1)

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時の手順

初期対応における延焼防止処置
ａ．化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置(2)

航空機燃料火災への対応
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火(3)

重大事故等発生時の対応手段の選択

1.12.2.3

その他の手順項目にて考慮する手順

添付資料1.12.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.12.2

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制添付資料1.12.3

放射性物質拡散抑制手順の作業時間について

添付資料1.12.4放水砲の設置位置及び使用方法等について

添付資料1.12.5

放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制

添付資料1.12.6

汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制

添付資料1.12.7

化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置

添付資料1.12.8

可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火

添付資料1.12.9

判断基準の解釈一覧
目-2添付資料1.12.10

操作手順の解釈一覧

目-3

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【要求事項】
１

発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制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。

【解釈】
１「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等」とは、以下に規定す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）炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において、放水設備により、工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器（以下「格納容器」という。）の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，工場等外（以下「発電所敷地外」という。）への放射性物質の拡散を抑制するための設備を整備しており，ここでは，この設備を活用した手順等について説明する。

1.12-1

1.12.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
炉心の著しい損傷及び格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所敷地外へ放射性物質が拡散するおそれがある。発電所敷地外へ放射性物質の拡散を抑制するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。
また，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において，消火対応するため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他に，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すことや全てのプラント状況におい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五十五条及び技術基準
規則第七十条（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，重大事故等対処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。

1.12-2(2)対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段とその対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する
手順についての関係を第1.12-1表に整理する。

ａ．炉心の著しい損傷及び格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の対応手段及び設備
重大事故等により，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損のおそれがある場合，又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷のおそれがある場合は，大気への放射性物質の拡散抑制，放射性物質を含む汚染水が発生する場合は，海洋への放射性物質の拡散抑制を図る。

(a)

大気への放射性物質の拡散抑制
重大事故等により，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損のおそれがある場合，又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷のおそれがある場合は，原子炉建屋放水設備により，大気への放射性物質の拡散抑制を行う手段がある。
大気への放射性物質の拡散抑制に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
・放水砲
・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
1.12-3

・放水ピット・放水路
・燃料補給設備(b)

海洋への放射性物質の拡散抑制
重大事故等により，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損に至った
場合，又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，原子炉建屋への放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場合は，海洋への放射性物質の拡散抑制を行う手段がある。
海洋への放射性物質の拡散抑制に使用する設備は以下のとおり。
・放射性物質吸着材
・汚濁防止膜(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備「(a)

大気への放射性物質の拡散抑制」に使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ，ホース，放水砲，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込管，ＳＡ用海水ピット及び燃料補給設備は，重大事故等対処設備と位置づける。
「(b)

海洋への放射性物質の拡散抑制」に使用する設備のうち，放射性物質吸着材及び汚濁防止膜は重大事故等対処設備と位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.12.1）

1.12-4

以上の重大事故等対処設備により発電所敷地外への放射性物質の拡散抑制が可能である。
また，放水ピット及び放水路は，プラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。以下にその理由を示す。
・放水ピット，放水路
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，放水ピット又は放水路からの海水を大気への放射性物質の拡散抑制に使用する手段としては有効である。

ｂ．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時の対応手
段及び設備
(a)

初期対応における延焼防止処置
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，初期対応における延焼防止処置により火災に対応する手段がある。
初期対応における延焼防止処置に使用する設備は以下のとおり。
・化学消防自動車
・水槽付消防ポンプ自動車
・泡消火薬剤容器（消防車用）
・消火栓（原水タンク）
・防火水槽
・燃料補給設備(b)

航空機燃料火災への泡消火
1.12-5

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，泡消火により火災に対応する手段がある。
航空機燃料火災への泡消火に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
・放水砲
・泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
・放水ピット・放水路
・燃料補給設備(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備
航空機燃料火災への泡消火に使用する設備のうち，可搬型代替注水
大型ポンプ，ホース，放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用），Ｓ
Ａ用海水ピット取水塔，海水引込管，ＳＡ用海水ピット及び燃料補給
設備は，重大事故等対処設備と位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.12.1）

以上の重大事故等対処設備により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時の対応が可能である。
1.12-6

また，化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車，泡消火薬剤容器（消防車用），消火栓（原水タンク），防火水槽，放水ピット，放水路
は，プラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。以下にその理由を示す。
・化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）
航空機燃料火災への対応手段として放水量が少ない ※1ため，十分な放水効果は得られにくいが，早期に消火活動が可能となる
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による初期対応を，航空機燃料の飛散によるアクセスルート及び建屋への延焼防止に使用する手段としては有効である。
・消火栓（原水タンク），防火水槽
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，初期対応における延焼防止処置の水源として使用する手段としては有効である。
・放水ピット，放水路
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，放水ピット又は放水路からの海水を航空機燃料火災への泡消火に使用する手段としては有効である。

※1：空港に配備されるべき防災レベル等について記載されている，国際民間航空機関（ICAO）発行の空港業務マニュアル（第1部）（以下，「空港業務マニュアル」という。）では，離発着機の大きさにより空港カテゴリーが定められてい1.12-7

る。航空機燃料火災への対応としては，空港業務マニュア
ルで最大となるカテゴリー10を適用する。また，使用する
泡消火薬剤が性能レベルＢであることから，必要放水流量は11,200L／minである。これに対し，化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による初期対応での放水流量は2,000L／minである。

ｃ．手順等
上記の「ａ．炉心の著しい損傷及び格納容器の破損時又は使用済燃料
プール内の燃料体等の著しい損傷時の対応手段及び設備」及び「ｂ．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時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，重大事故等対応要員の対応として，「重大事故等対策要領」及び自衛消防隊の対応として，「防火管理要領」に定める（第1.12-1表）。
また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整理する（第1.12-2表，第1.12-3表）。

1.12-8

1.12.2

重大事故等発生時の手順

1.12.2.1

炉心の著しい損傷及び格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手順等(1)

大気への放射性物質の拡散抑制
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器の破損を防止するため，格納容器スプレイによる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却による格納容器内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低下し，使用済燃料プールの水位が維持できない場
合は，可搬型又は常設スプレイヘッダから使用済燃料プールにスプレイすることで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，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲により原子炉建屋に海水を放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制する手順を整
備する。

(a)

手順着手の判断基準
以下のいずれかが該当する場合
・炉心損傷を判断 ※1した場合において，原子炉注水を高圧代替注水系
系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量等により確認できない
場合
・使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プー
1.12-9

ル注水を使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プ
ール監視カメラ等により確認できない場合
・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※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器表面温度で300℃以上を確認した場合。

(b)

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制を行う手順の概要は以下のとおり。手順の概略図を第1.12-1
図に，タイムチャートを第1.12-2図に，ホース敷設ルート及び放水砲の設置位置を第1.12-3図に示す。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の準備を災害対策本部長に依頼する。
② 災害対策本部長は，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の準備開始を重大事故等対応
要員に指示する。
③ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット，放水ピット又は放水路）周辺に設置する。
1.12-10

④ 重大事故等対応要員は，ホースを水中ポンプに接続後，水中ポンプを海水取水箇所へ設置し，可搬型代替注水大型ポンプ吸込口にホースを接続する。
⑤ 重大事故等対応要員は，放水砲を設置し，ホースの運搬，可搬型代替注水大型ポンプから放水砲までのホース敷設を行い，放水砲にホースを接続する。
⑥ 重大事故等対応要員は，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った後に，可搬型代替注水大型ポンプを待機状態（アイドリング状態）にする。
⑦ 重大事故等対応要員は，放水砲の噴射ノズルを原子炉建屋破損
口等の放射性物質放出箇所に向けて調整し，準備完了を災害対策本部長に報告する。
⑧ 災害対策本部長は，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の準備完了について発電長に報告する。
⑨ 発電長は，手順着手判断の状況が継続しており，以下のいずれかの状況であると判断した場合は，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の開始を災害対策本部長に依頼する。
・格納容器への注水及びスプレイが低圧代替注水系格納容器ス
プレイ流量，代替循環冷却系格納容器スプレイ流量等により確認できず，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力の上昇が確認され，格納容器の破損のおそれがあると判断した
場合
・原子炉建屋天井付近の水素濃度が3.0％を超えていることによ1.12-11

り原子炉建屋トップベントを開放する場合
・代替燃料プール注水系による使用済燃料プールスプレイができない場合・プラントの異常により，モニタリング・ポストの指示がオー
ダーレベルで上昇した場合⑩ 災害対策本部長は，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の開始を重大事故等対応要員に指示する。
⑪ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを操作（昇圧）し，放水砲により原子炉建屋破損口等の放射性物質放出箇所へ海水の放水を開始し，災害対策本部長に報告する。
⑫ 災害対策本部長は，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制開始について発電長に報告する。
⑬ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプの運転状態を継続監視し，定格負荷運転時における給油間隔を目安に燃料の給油を実施する。（燃料を給油しない場合，可搬型代替注水大型ポンプは約3.5時間の運転が可能）(c)

操作の成立性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
替注水大型ポンプの起動，ホースの水張り及び空気抜きは4名）にて実施する。
作業は災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，作業開始を判断してから可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気
1.12-12への放射性物質の拡散抑制の準備完了まで190分以内（ホース敷設距
離が短くなる廃棄物処理建屋南側経由でホースを敷設した場合は，145分以内）と想定する。
円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。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かに作業ができるように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。
大気への放射性物質の拡散抑制は，災害対策本部長からの指示を受けた，重大事故等対応要員4名にて実施し，作業開始を判断してから190分以降（ホース敷設距離が短くなる廃棄物処理建屋南側経由でホースを敷設した場合は，145分以降）に放水可能と想定する。
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。
放水砲の放射方法としては，直状放射から噴霧放射への切替えが可能であり，噴霧放射は直状放射に比べ射程距離が短くなるものの，より細かい水滴径が期待でき，直状放射よりも放射性物質の抑制効果がある。従って，なるべく噴霧放射を使用する。
ただし，直状放射の場合も，到達点では霧状になっているため放射性物質の抑制効果はある。
なお，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲の準備にあたり，プラント状況や周辺の現場状況，ホースの敷設時間などを考慮し，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
1.12-13

トを選択する。
また，大気への放射性物質の拡散抑制手順着手は，炉心損傷又は使用済燃料プールの水位低下の兆候を確認した場合としている。重大事
故等対応要員は，過剰被ばく防止の観点から現場環境を考慮し，適切な放射線防護具を装備する。
（添付資料1.12.2，1.12.3，1.12.4）(2)海洋への放射性物質の拡散抑制
ａ．放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
炉心の著しい損傷及び格納容器の破損に至った場合，又は使用済燃料
プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合は，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，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲により原子炉建屋に海水を放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制するが，放水することで放射性物質を含む汚染水が発生する。
防潮堤の内側で放射性物質吸着材を設置することにより，汚染水の海
洋への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。
放射性物質吸着材は，雨水排水路集水桝に設置する。

(a)

手順着手の判断基準
重大事故等が発生し，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制を行う手順の着手を判断した場合

(b)

操作手順
放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制を行う手順の概要は以下のとおり。また，放射性物質吸着材の設置位置図を第1.12-14

1.12-4図に，タイムチャートを第1.12-5図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員へ放射性物質吸着材の設置開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，放射性物質吸着材を設置位置近傍まで運搬する。
③ 重大事故等対応要員は，放射性物質吸着材を汚濁防止膜／放射性物質吸着材運搬車のクレーン装置を用いて，雨水排水路集水
桝の所定の箇所に設置する。
④ 重大事故等対応要員は，放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制開始について，災害対策本部長に報告する。

(c)

操作の成立性上記の現場対応は重大事故等対応要員3名にて実施する。
作業は災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，作業開始を判断してから，放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制開始まで70分以内と想定する。
円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。作業環境の周囲温度は外気温と同程度である。
更に，積込み，運搬等に汚濁防止膜／放射性物質吸着材運搬車を使用することで，重量物である放射性物質吸着材を効率的に運搬できる。
（添付資料1.12.5）

ｂ．汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
1.12-15

炉心の著しい損傷及び格納容器の破損に至った場合，又は使用済燃料
プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合は，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，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲により原子炉建屋に海水を放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制するが，放水することで放射性物質を含む汚染水が発生する。
放射性物質を含む汚染水は一般排水路を通って放水口から海へ流れ込
むため，汚濁防止膜を設置することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。
汚濁防止膜は，放水口に設置する。

(a)

手順着手の判断基準
重大事故等が発生し，放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制を行う手順の着手を判断した場合において，放射性物質吸着材の設置完了後に汚濁防止膜の設置が可能な状況（大津波警報，津
波警報が出ていない又は解除された状況）である場合

(b)

操作手順
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制を行う手順の概要
は以下のとおり。また，汚濁防止膜の設置位置図を第1.12-6図に，タイムチャートを第1.12-7図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員へ汚濁防止膜設置開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜を設置箇所付近へ運搬する。
③ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜を接続金具（シャックル）及び接続ロープ等で必要本数を連結させる。
1.12-16

④ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜の両端部に固定用ロープを取り付け，片方の固定用ロープを護岸沿いに対岸まで展張した
後，連結させた汚濁防止膜を順次，カーテン部を結束していたロープを切断しながら海面に投入し，対岸から固定用ロープを引くことにより，汚濁防止膜を所定の位置に配置する。
⑤ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜配置後，両端部の固定用ロープを護岸の所定の箇所へ固定する。
⑥ 重大事故等対応要員は，同作業完了後，引き続き，同様の手順
により2重目の汚濁防止膜を設置する。
⑦ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制開始について，災害対策本部長に報告する。

(c)

操作の成立性上記の現場対応は，重大事故等対応要員6名にて実施する。
作業は災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，作業開始を判断してから，汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制開始まで240分以内（2重）と想定する。
円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。作業環境の周囲温度は外気温と同程度である。
更に，積込み，運搬等に汚濁防止膜／放射性物質吸着材運搬車を使用することで，重量物である汚濁防止膜を効率的に運搬できる。
（添付資料1.12.6）(3)

重大事故等発生時の対応手段の選択
1.12-17大気への放射性物質の拡散抑制に使用する水源は，ＳＡ用海水ピット，
放水ピット，放水路のうち，重大事故等対処設備であるＳＡ用海水ピットを優先させる。
海洋への放射性物質の拡散抑制の対応は，放射性物質吸着材，汚濁防止
膜のうち，防潮堤の内側で作業を実施できる放射性物質吸着材の設置を優先させる。
その後，汚濁防止膜を設置するが，汚濁防止膜の設置が困難な状況（大津波警報，津波警報が出ている状況）である場合は，大津波警報，津波警報が解除された後に汚濁防止膜の設置を開始する。
また，放射性物質吸着材の設置作業と汚濁防止膜の設置作業を異なる要員で対応できる場合は，並行して作業を実施することが可能である。
海洋への放射性物質の拡散抑制の手順の流れについて，第1.12-8図に示す。

1.12.2.2(1)

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時の手順

初期対応における延焼防止処置
ａ．化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置
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
場合において，化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）により初期対応における延焼防止処置を行う手順を整備する。水源は，消火栓（原水タンク）又は防火水槽を使用する。

(a)

手順着手の判断基準
航空機燃料火災が発生した場合
1.12-18

(b)

操作手順
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置を行う手順の概要は以下のとおり。また，初期対応における延焼防止処置の概要図を第1.12-9図に，水利の配置図を第1.12-10図に示す。
① 自衛消防隊の現場指揮者は，発電所敷地内において航空機衝突
による火災を確認した場合において，現場の火災状況から，安
全距離を確保でき対応可能と判断した場合，延焼防止処置に必要な設備の準備を開始する。
② 自衛消防隊は，放射線管理要員によるサーベイ結果，けが人の有無，水源の水量が確保され使用できることを確認し，現場火
災状況を災害対策本部長へ報告する。
③ 自衛消防隊は，水源近傍に水槽付消防ポンプ自動車を設置し，吸管を消火栓（原水タンク）に接続又は防火水槽に投入し，吸水する。
④ 自衛消防隊は，初期消火（延焼防止）活動場所へ化学消防自動車を設置し，水槽付消防ポンプ自動車から化学消防自動車へのホース敷設，接続及び準備作業を行う。
⑤ 自衛消防隊は，化学消防自動車にて延焼防止処置を実施する。
⑥ 自衛消防隊は，適宜，泡消火薬剤の補給を実施する。
（添付資料1.12.7）(c)操作の成立性上記の現場対応は，自衛消防隊9名で実施する。
1.12-19

作業は，現場指揮者の指示に従い対応することとしており，作業開始を判断してから化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置開始まで20分以内と想定する。
円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。

(2)

航空機燃料火災への対応
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火
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
場合において，海水を水源として可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火を行う手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
航空機燃料火災が発生した場合

(b)

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による泡消火手順の概要は以下のとおり。泡消火の概要図を第1.12-11図に，タイムチャートを第1.12-12図に，水利の配置及び可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
による泡消火に関するホース敷設ルートの例を第1.12-13図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等
1.12-20

対応要員へ可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による泡消火の開始を指示する。
② 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，放水ピット又は放水路）周辺に設置する。
③ 重大事故等対応要員は，ホースを水中ポンプに接続後，水中ポンプを海水取水箇所へ設置し，可搬型代替注水大型ポンプの吸込口にホースを接続する。
④ 重大事故等対応要員は，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）を運搬し，可搬型代替注水大型ポンプに接続する。
⑤ 重大事故等対応要員は，放水砲を設置し，ホースの運搬，可搬型代替注水大型ポンプから放水砲までのホース敷設を行い，放水砲にホースを接続する。
⑥ 重大事故等対応要員は，放水砲にホースを接続後，放水砲の噴射ノズルを火災発生箇所に向けて調整する。
⑦ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行った後に，放水砲による泡消火を開始し，災害対策本部長に報告する。
⑧ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプの運転状態を継続監視し，定格負荷運転時における給油間隔を目安に燃料の給油（燃料を給油しない場合，可搬型代替注水大型ポンプは約3.5時間の運転が可能）を実施する。

(c)

操作の成立性上記の現場対応は準備段階では重大事故等対応要員8名にて実施す
1.12-21

る。
作業は，災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，作業開始を判断してから可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火
薬剤容器（大型ポンプ用）による泡消火開始まで190分以内（ホース
敷設距離が短くなる廃棄物処理建屋南側経由でホースを敷設した場合
は，145分以内）と想定する。
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5,000L配備し，放水開始から約20分の泡消火が可能である。
泡消火薬剤は，放水流量（22,300L／min）に対して1％濃度で自動注入となる。
円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。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型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
（添付資料1.12.8）(3)

重大事故等発生時の対応手段の選択
航空機燃料火災への対応は，初期対応における延焼防止処置は自衛消防
隊員，航空機燃料火災への対応は重大事故等対応要員と，異なる要員が対応することから，準備完了したものから泡消火を開始する。
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置は，可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）よる泡消火を開始するまでのアクセスルートを確保するための泡消火，要員の安全確保のための泡消火，航空機燃料の1.12-22

飛散による延焼拡大防止のための広範囲の泡消火を行う。
可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による泡消火は，航空機燃料火災を約1,338m3 ／hの流量で消火する。
使用する水源について，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車
は，消火栓（原水タンク）又は防火水槽のうち，準備時間が短い消火栓（原水タンク）を優先する。
可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による泡消火の水源は，ＳＡ用海水ピット，放水ピット，放水路のうち，重大事故等対処設備であるＳＡ用海水ピットを優先させる。

1.12.2.3

その他の手順項目にて考慮する手順

原子炉建屋トップベントに関する手順は「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。
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順は「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等の車両への燃料補給に関する手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順は「1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
原子炉建屋周辺の線量を確認する手順は「1.17
等」にて整備する。

1.12-23

監視測定等に関する手順

第1.12-1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

機能喪失を想定する設計基準事故対処設
備

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
放水砲
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※1

放水ピット
放水路

※1

手順は「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整理する。

1.12-24

自主対策設備

放水ピット
放水路

重大事故等対処設 備

航空機燃料火災へ の泡消火

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
放水砲
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※1

自主対策設備

初期対応における 延焼防止処置

化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車
泡消火薬剤容器（消防車用）
消火栓（原水タンク）
防火水槽
燃料補給設備 ※1

重大事故等対処設 備

放射性物質吸着材
汚濁防止膜

手順書

自主対策設備海洋への放射性物 質の拡散抑制

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

−

対応設備

重大事故等対処設 備

大気への放射性物 質の拡散抑制

炉心の著しい損傷 及び格納 容器 の破損
使用済燃料プール 内の燃料 体等 の著しい損 傷

−

対応
手段

重大事故等対策要領「大気への放射性物質の拡散抑制」

重大事故等対策要領「海洋への放射性物質の拡散抑制」

防火管理要領

重大事故等対策要領「航空機燃料火災への泡消火」

第 1.12-2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

手順着手の判断基 準

重大事故等対策要領「大気への放射性物質の拡散抑制」

監視パラメータ（計器）スプレイ開始の判 断基準

格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器表面温度

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域・燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域・ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器への注水量

高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
原子隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・
低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ

格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
残留熱除去系系統流量

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力格納容器内の温度

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

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度

原子炉建屋周辺の放射線量率モニタリング・ポスト
可搬型モニタリング・ポスト

1.12-25

第 1.12-3 表
対象条文

審査基準における要求事項毎の給電対象設備
供給元
給電母線

供給対象設備【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

常設代替交流電源設備
中央制御室監視計器類

使用済燃料プール監視計
器類

直流 125V 蓄電池２Ａ
直流 125V 蓄電池２Ｂ
緊急用直流 125V 蓄電池

常設代替交流電源設備
緊急用直流 125V 蓄電池

常設代替交流電源設備
屋外放射線監視計器類
バイタルＣＶＣＦ

1.12-26

第1.12-1図

大気への放射性物質の拡散抑制手順の概略図

1.12-27

10

20

30

40

50

60

経 過時 間（ 分 ）
70
80
90

100

150

160

170

190

200

備考

手 順着 手判 断 ・指 示
可搬 型 代替 注水 大 型 ポンプ 及 び 放 水 砲に よ る
大気 へ の放 射性 物 質 の拡散 抑 制 開 始
190 分
手順の項目

要 員 （数 ）8※ 1:防 護具 着 用， 保
管 場所 への 移
動 ，使 用す る 設
備 の準 備出動 準 備(南 側保 管 場所 へ の 移 動を 含む )(※ 1)移動 (南側 保 管場 所 →Ｓ Ａ 用 海 水ピ ット )(※2)
6可搬型代替 注水大型ポンプ及 び放水砲による大 気への放射性物質 の拡散抑制

水中 ポ ンプ 設置※ 2:ホ ース 敷 設距 離
及 び移 動距 離 によ り作 業時 間 が異 なる 。

移動 (南側 保 管場 所 →放 水 砲設 置位 置 )重大 事 故等
対応 要 員2放水 砲 設置 ，ホ ー ス敷 設準 備

廃 棄物 処理 建 屋南 側
を 経由 する ル ート で
ホ ース 敷設 が 200m以内
移動 ： 5分
ホー ス 敷設 ：10分
放水 開 始： 145分

ホー ス 敷設 (※2)
6

ホー ス 接続送 水準 備4
スプ レ イ開 始第 1.12-2 図

タ ービ ン建 屋 脇を 経由 する ルー ト でホ ース 敷設 が1,000m以 内
移動 ： 10分
ホー ス 敷設 ：50分
放水 開 始： 190分

大気への放射性物質の拡散抑制（ＳＡ用海水ピットを使用）
タイムチャート

1.12-28

10

20

30

40

50

経 過時 間（ 分 ）
60
70

80

90

100

110

120

備考

手順 着 手判 断・ 指 示
手順の項目

要 員 （数）放 射性 物質 吸 着材 に よる 海 洋 へ の
放 射性 物質 の 拡散 抑 制開 始 70 分
※防 護 具着 用， 保 管場 所への 移 動， 使用 す る設
備の 準 備等
出 動準 備(南 側保 管 場所 へ の移 動を 含 む)(※ )放射性物質 吸着材 に よる海洋への 放射性 物 質の拡散抑制

重大 事 故等
対 応要 員3

移 動(南 側 保 管場 所 →雨 水 排 水路集 水 桝 )設置 (雨水 排 水路 集 水桝 )第 1.12-5 図

海洋への放射性物質の拡散抑制（放射性物質吸着材）
タイムチャート

1.12-31

20

40

60

80

100

120

経過 時 間（ 分）
140
160
180

200

220

240

260

280

300

備考

手 順着 手判 断 ・指 示
要員 （ 数）手順の項目
汚濁 防 止膜 によ る 海洋 への 放 射性物 質 の拡 散抑 制 開始 240 分※1： 防護 具 着用 ， 保
管 場所 への 移
動 ，使 用す る 設
備 の準 備等

出 動準 備(南 側保 管 場所 へ の移 動を 含 む)※ 1
汚濁防止膜 による 海
洋への放射 性物質 の拡散抑制

重大 事 故等
対応 要 員※2： 防潮 堤 ゲー ト 解
放 を含 む。

移動 (南側 保 管場 所 →放 水 口 )※2
6
設置 (1 重 目)
設置 (2 重 目)

第 1.12-7 図

海洋への放射性物質の拡散抑制（汚濁防止膜）タイムチャート

1.12-33

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制を行うと判断した場合①放射性物質吸着材設置作業（重大事故等対応要員：3 名）（操作概要）
・雨水排水路集水桝への放射性物質吸着材の設置
放水砲による放水開始までに実施する手順②汚濁防止膜設置作業（重大事故等対応要員：6 名）（操作概要）
・放水口への汚濁防止膜の設置（2 重）①，②の作業は，異なる要員で対応できる場合は，並行して実施することが可能。

第 1.12-8 図

海洋への放射性物質の拡散抑制手順の流れ

1.12-34

第1.12-9図

初期対応における延焼防止処置概要図

1.12-35

第1.12-11図

航空機燃料火災への泡消火概要図

1.12-37

10

20

30

40

50

70

経過 時 間（ 分）
80
100
110

120

150

160

170

190

200

備考

手 順着 手判 断 ・指 示

手順の項目

要員 （ 数）

可搬 型 代替 注水 大 型ポ ンプ ， 放水 砲 及び泡消 火 薬剤 容器 （ 大型 ポン プ 用） に よる
泡消 火 開始
190 分※ 1:防 護具 着 用， 保
管 場所 への 移
動 ，使 用す る 設
備 の準 備等

出動 準 備(南 側保 管 場所 へ の移 動を 含 む)(※ 1)8

移 動(南 側 保 管場 所 →Ｓ Ａ 用海 水ピ ッ ト)(※ 2)6

水 中ポ ンプ 設 置※ 2:ホ ース 敷 設距 離
及 び移 動距 離 によ り作 業時 間 が異 なる 。

移 動(南側 保 管場 所 →放 水 砲設 置箇 所 )可搬型代替 注水大 型
ポンプ，放 水砲及 び
泡消火薬剤 容器（ 大型ポンプ用 ）によ る
泡消火

放水 砲 設置 ，ホ ー ス 敷設準 備
重大 事 故等
対応 要 員2
廃 棄物 処理 建 屋南 側
を 経由 する ル ート で
ホ ース 敷設 が 200m以内
移動 ： 5分
ホー ス 敷設 ：10分
泡消 火 開始 ：145分

泡 消火 薬剤 容 器（ 大 型ポ ン プ 用 ） 設置

ホ ース 敷設 (※2)
6

ホー ス 接続
送水 準 備5

タ ービ ン建 屋 脇を 経由 する ルー ト でホ ース 敷設 が1,000m以 内
移動 ： 10分
ホー ス 敷設 ：50分
泡消 火 開始 ：190分

泡消 火 開始

第1.12-12図

航空機燃料火災への泡消火（ＳＡ用海水ピットを使用）
タイムチャート

1.12-38

添付資料 1.12.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／4）
技術的能力審査基準(1.12)【本文】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制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。
【解釈】
1 「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等」とは、以下に規定す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) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において、放水設備により、工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等を整備すること。
b) 海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順等を整備すること。

番号

①

―

②

③

設置許可基準規則(55 条)

技術基準規則(70 条)【本文】
発電用原子炉施設には、
炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備を設けなければならない。

【本文】
発電用原子炉施設には、
炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備を施設しなければならない。

【解釈】
1 第５５条に規定する「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備」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設備をいう。
a）原子炉建屋に放水できる設備を配備すること。

【解釈】
1 第７０条に規定する「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備」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設備をいう。
a）原子炉建屋に放水できる設備を配備すること。

b）放水設備は、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に対応できること。

b）放水設備は、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に対応できること。

c）放水設備は、移動等により、複数の方向から原子炉建屋に向けて放水することが可能なこと。
d）放水設備は、複数の発電用原子炉施設の同時使用を想定し、工場等内発
電用原子炉施設基数の半数以上を配備すること。
e）海洋へ放射性物質の拡散を抑制する設備を整備すること。

c）放水設備は、移動等により、複数の方向から原子炉建屋に向けて放水することが可能なこと。
d）放水設備は、複数の発電用原子炉施設の同時使用を想定し、工場等内発
電用原子炉施設基数の半数以上を配備すること。
e）海洋へ放射性物質の拡散を抑制する設備を整備すること。

1.12-40

番号

④

―

⑤

⑥

⑦

⑧

⑨

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／4）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段

機器名称

常設
可搬

新設

可搬型代替
注水大型ポ
ンプ

可搬

ホース

新設

ホース

可搬

放水砲

新設

放水砲

可搬

ＳＡ用海水ピッ
ト取水塔

新設

放水ピット

常設

海水引込管

新設

燃料補給設
備

常設
可搬

ＳＡ用海水ピッ
ト

新設

可搬型代替
注水大型ポ
ンプ

可搬

燃料補給設備

新設

ホース

可搬

放水砲

可搬

放水路

常設

燃料補給設
備

常設
可搬

−

−

必要時間内
に使用可能
か

対応可能な
人数で使用
可能か

備考

175 分

8人

自主対策設
備とする理
由は本文参
照

185 分

8人

自主対策設
備とする理
由は本文参
照

−

−

−

−

汚濁防止膜

新設

−

①③④⑨

海洋への放射性物
質の拡散抑 制放射性物質吸着材−

大気への放射性物 質の拡散抑制−

大気への放 射性物 質の拡散抑制

可搬型代替注水
大型ポンプ

解釈
対応
番号

①②④⑤⑦ ⑧大気への放射性物 質の拡散抑制

既設
新設

機能

機能

機器名称

自主対策

新設

1.12-41

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／4）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段

既設
新設

解釈
対応
番号

機能

機能

機器名称

自主対策

初期対応に おける 延焼防止処置

−

−

−

機器名称

常設
可搬

化学消防自
動車

可搬

水槽付消防
ポンプ自動
車

可搬

泡消火薬剤
容器（消防
車用）

可搬

消火栓（原
水タンク）

常設

燃料補給設
備

可搬
常設

化学消防自
動車

可搬

水槽付消防
ポンプ自動
車

可搬

必要時間内
に使用可能
か

対応可能な
人数で使用
可能か

備考

20 分

9名

自主対策設
備とする理
由は本文参
照

9名

自主対策設
備とする理
由は本文参
照

−

初期対応における 延焼防止処置

泡消火薬剤
容器（消防
車用）

可搬

防火水槽

常設

燃料補給設
備

可搬
常設

1.12-4220 分

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／4）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段

可搬型代替注水
大型ポンプ

新設

ホース

新設

放水砲

新設

新設

ＳＡ用海水ピッ
ト取水塔

機器名称

常設
可搬

可搬型代替
注水大型ポ
ンプ

可搬

ホース

可搬

放水砲

可搬

可搬

新設

放水ピット

常設

海水引込管

新設

燃料補給設
備

常設
可搬

ＳＡ用海水ピッ
ト

新設

可搬型代替
注水大型ポ
ンプ

可搬

燃料補給設備

新設

ホース

可搬

放水砲

可搬

−

−

−

航空機燃料火災へ の泡消火

泡消火薬剤
容器（大型
ポンプ用）

①④⑥⑦⑧

航空機燃料火災へ の泡消火

泡消火薬剤容器（大型ポンプ
用）

解釈
対応
番号

航空機燃料 火災へ の泡消火

既設
新設

機能

機能

機器名称

自主対策

泡消火薬剤
容器（大型
ポンプ用）

可搬

放水路

常設

燃料補給設
備

常設
可搬

1.12-43

対応可能な
人数で使用
可能か

備考

175 分

8人

自主対策設
備とする理
由は本文参
照

185 分

8人

自主対策設
備とする理
由は本文参
照

必要時間内
に使用可能
か

添付資料 1.12.2
可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

1.

操作概要
放射性物質放出箇所（原子炉建屋の破損口）付近に放水砲を配置するとともに，可搬型代替注水大型ポンプを海水の取水箇所（ＳＡ用海水ピット，放水ピット又は放水路）周辺に配備し，水中ポンプにホースを取り付け海水取
水箇所へ設置する。
可搬型代替注水大型ポンプから放水砲まで送水するためのホース等を設置し，接続する。放水砲の噴射ノズルを放射性物質放出箇所に向けて調整した
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った後に，放水操作により放射性物質放出箇所へ海水をスプレイする。

2.

作業場所
屋外（原子炉建屋周辺，取水箇所（ＳＡ用海水ピット，放水ピット又は放水路）周辺）

3.

必要要員数及び操作時間
必要要員数：準備 8 名（重大事故等対応要員），
拡散抑制時 4 名（重大事故等対応要員）

有効性評価で想定する時間：要求はない
所要時間目安：190 分（ホース約 1,000m を敷設した場合の時間であり，敷設長さにより変わる）（当該設備は，配備未完のため実績時間なし）
1.12-444.

操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
作 業 性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。
作業エリア周辺には，作業に支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
水中ポンプの設置は，クレーン装置により吊り降ろすため容易に設置可能である。
連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.12-45可搬型代替注水大型ポンプ車両の作業用照明拡大

水中ポンプ

ホース

ホースの敷設状況

水中ポンプの設置状況

1.12-46

放水砲による放水（直状放射）

放水砲による放水（噴霧放射）

仰角 60°での放水状況（直状放射、ジブクレーン高さ：約 30m）

直状放射した際の到達点での状態

1.12-47

添付資料 1.12.3
放射性物質拡散抑制手順の作業時間について

1.

はじめに
「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」のうち，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制手順については，ホース敷設時間により，短いケースで 145 分，長いケ
ースで 190 分での対応を想定している。
以下にその詳細を説明する。

(1)

全体の作業時間について
図 1 に可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制のタイムチャートを示す。

1.12-48

10

20

30

40

50

60

経 過時 間（ 分 ）
70
80
90

100

110

120

130

140

150

備考

手 順着 手判 断 ・指 示
手順の項目

可搬 型 代替 注水 大 型ポ ンプ 及 び放 水 砲に よ る
大気 へ の放 射性 物 質の 拡散 抑 制開 始145 分

要 員（ 数）8①※ 1:防 護具 着 用， 保
管 場所 への 移
動 ，使 用す る 設
備 の準 備出動 準 備(南 側保 管 場所 へ の 移 動を 含む )(※ 1)② 移動 (南側 保 管場 所 →Ｓ Ａ 用海 水ピ ッ ト)(※ 2)6可搬型代替 注水大型ポンプ及 び放水砲による大 気への放射性物質 の拡散抑制

水中 ポ ンプ 設置③④ 移動 (南側 保 管場 所 →放 水 砲 設 置位 置)
重大 事 故等
対応 要 員2⑤※ 2:ホ ース 敷 設距 離
及 び移 動距 離 によ り作 業時 間 が異 なる 。

放 水砲 設置 ， ホー ス 敷設 準 備

ホー ス 敷設 (※2)

廃 棄物 処理 建 屋南 側
を 経由 する ル ート で
ホ ース 敷設 が 200m以内
移動 ： 5分
ホー ス 敷設 ：10分
放水 開 始： 145分⑥

6

ホー ス 接続⑦
送 水準 備⑧4
ス プレ イ開 始

図1

大気への放射性物質の拡散抑制

タ ービ ン建 屋 脇を 経由 する ルー ト でホ ース 敷設 が1,000m以 内
移動 ： 10分
ホー ス 敷設 ：50分
放水 開 始： 190分

タイムチャート（145 分ケース）

図 1 に示す作業の想定時間は表 1 のとおりである。

1.12-49表1

個別作業の概要及び想定時間（ホース敷設距離を最短ルートである 200m※ とした場合）
作業名

想定時間

①

出動準備

30 分

②

移動

5分

③

水中ポンプ設
置

60 分
(6 名)

④

移動

5分

⑤

放水砲設置，
ホース敷設準
備

25 分
(2 名)

⑥

ホース敷設

10 分
(6 名)
[200m 分]

⑦

ホース接続

20 分
(4 名)

⑧

送水準備

20 分
(4 名)

備考
a.防護具着用：13 分（訓練実績）
b.緊急時対策所から南側保管場所までの移動距離は約 300m
で，徒歩での移動速度を 4km／h と想定している。
0.3km÷4km／h＝4.5 分≒5 分c.車両使用前点検：10 分（想定）
a＋b＋c＝28 分≒30 分
南側保管場所から廃棄物処理建屋南側を経由して取水箇所（ＳＡ用海水ピット）までの移動距離は約 700m で，車両の移動速度は 10km／h と想定している。
0.7km÷10km／h＝4.2 分≒5 分
移動する車両は 2 台
・可搬型代替注水大型ポンプ：1 台
・大型ポンプ用送水ホース運搬車：1 台
6 名の作業内容
図 2 水中ポンプ設置のタイムチャート参照
南側保管場所から放水砲設置位置（原子炉建屋南側）までの移動距離は約 500m で，車両の移動速度は 10km／h と想定している。
0.5km÷10km／h＝3 分≒5 分
移動する車両は 1 台・放水砲／泡消火薬剤運搬車：1 台
a.放水砲設置：5 分（訓練実績）
b.放水砲設置位置から取水箇所までの移動距離は約 200m
で，車両の移動速度は 10km／h と想定している。
0.2km÷10km／h＝1.2 分≒5 分
c.ホース敷設準備：5 分（訓練実績）
a＋b＋c＝15 分
a，c の作業については過度な気象条件下での作業効率低下（20%）をそれぞれ考慮しa'：5 分×1.2＝6 分≒10 分
c'：5 分×1.2＝6 分≒10 分
よって，a'＋b＋c ＝25 分
6 名の内訳
・指揮者：1 名・ホース運搬車両運転：1 名・ホース敷設：4 名（ホースの敷設状況（ねじれ等のないこと等）の確認・調整）
ホース敷設の訓練実績：100m／5 分
身体的に負担の掛かる作業ではないため，過度な気象条
件下での作業効率低下（20%）は考慮しない。
200m÷(100m／5 分)＝10 分
ホース接続の訓練実績：15 分
過度な気象条件下での作業効率低下（20%）を考慮し，
15 分×1.2＝18 分≒20 分
訓練実績よりa.ホース接続確認：10 分
b.ホース水張り：10 分
身体的に負担の掛かる作業ではないため，過度な気象条
件下での作業効率低下（20%）は考慮しない。
a＋b＝20 分※：最短ルート（200ｍ）は，水源をＳＡ用海水ピット，放水砲設置位置を原子炉建屋南側エリアとし，廃棄物処理建屋南側を経由した場合の敷設距離

1.12-50

項目

対応要員

10

20

経過時間（分）
30
40

50

60

水中ポンプ設置

ポンプ車の準備（取水ホース用意，吸込側ホ
A,B,C,D,E,F
ース架台設置，クレーン準備等）(※1)
水中ポンプ引出（1 個目）(※2)
A,B,C
ＳＡ用海水ピット蓋開放（1 個目）
D,E,F
水中ポンプ投入（1 個目）(※3)
A,B,C,D,E,F
水中ポンプ引出（2 個目）(※2)
A,B,C
ＳＡ用海水ピット蓋開放（2 個目）
D,E,F
水中ポンプ投入（2 個目）(※3)
A,B,C,D,E,F※1：ポンプ車の準備：5 分（訓練実績）
過度な気象条件下での作業効率低下（20%）を考慮し，5 分×1.2＝6 分≒10 分※2：水中ポンプ引出：10 分（訓練実績）
過度な気象条件下での作業効率低下（20%）を考慮し，10 分×1.2＝12 分≒15 分※3：水中ポンプ投入：5 分（訓練実績）
過度な気象条件下での作業効率低下（20%）を考慮し，5 分×1.2＝6 分≒10 分
よって，水中ポンプ設置作業は，訓練実績では 5 分＋10 分＋5 分＋10 分＋5 分＝35 分で実施可能であるが，過度な気象条件下での作業効率低下を考慮し，保守的に，60 分と想定している。

図2

水中ポンプ設置のタイムチャート

以上のとおり作業時間を想定しており，表 1 に示す①〜⑧作業（④，⑤は除く ※ ）の合計 145 分と想定している。
※：④と⑤の作業は，図 1 のとおり，②と③の作業と並行で実施するため合計時間に影響しない。

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制手順については，敷設するホースの長さにより作業時間が 145 分〜190 分となる。
この点について以下に説明する。
ホースは運搬車両 1 台につき，600m 分積載することができる。可搬型代
替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制では，このホースを 2 条引きにして敷設することから，運搬車両 1 台分で 300m のホース敷設ができる。

1.12-51

ホース敷設に要する時間は，今までの訓練実績より，100m 分の敷設に 5分の作業時間を想定している。
防潮堤内の海水取水箇所から原子炉建屋周辺の放水砲設置位置までのホース敷設距離は，複数ルートを想定すると約 200m〜約 1,000m であり，ホース敷設に要する時間は 10 分（200m 以内）から 50 分（1,000m 以内）となる。
（図 3 参照）
ホース敷設ルートは，そのときの現場の状況で敷設に支障がない場合は，敷設時間が短くなるルートを選択することとしており，実際に要する時間としては 145 分が基本ケースとなる。

1.12-52

具体的には，ホース敷設距離が長い場合（約 1,000m の場合），全体の作業
時間は 190 分となる。（図 4）

10

20

30

40

50

60

経 過時 間（ 分 ）
70
80
90

100

150

160

170

190

200

備考

手 順着 手判 断 ・指 示
可搬 型 代替 注水 大 型 ポンプ 及 び 放 水 砲に よ る
大気 へ の放 射性 物 質 の拡散 抑 制 開 始
190 分
手順の項目

要 員 （数 ）8※ 1:防 護具 着 用， 保
管 場所 への 移
動 ，使 用す る 設
備 の準 備出動 準 備(南 側保 管 場所 へ の 移 動を 含む )(※ 1)移動 (南側 保 管場 所 →Ｓ Ａ 用 海 水ピ ット )(※2)
6可搬型代替 注水大型ポンプ及 び放水砲による大 気への放射性物質 の拡散抑制

水中 ポ ンプ 設置※ 2:ホ ース 敷 設距 離
及 び移 動距 離 によ り作 業時 間 が異 なる 。

移動 (南側 保 管場 所 →放 水 砲設 置位 置 )重大 事 故等
対応 要 員2放水 砲 設置 ，ホ ー ス敷 設準 備

廃 棄物 処理 建 屋南 側
を 経由 する ル ート で
ホ ース 敷設 が 200m以内
移動 ： 5分
ホー ス 敷設 ：10分
放水 開 始： 145分

ホー ス 敷設 (※2)
6

ホー ス 接続送 水準 備4
スプ レ イ開 始

図4

タ ービ ン建 屋 脇を 経由 する ルー ト でホ ース 敷設 が1,000m以 内
移動 ： 10分
ホー ス 敷設 ：50分
放水 開 始： 190分

タイムチャート（ホース敷設距離が約 1,000m のケース）※第 1.12-2 図と同じタイムチャートである。

1.12-54

(2)今後の作業時間短縮に向けた取り組みについて
現在は本作業にかかる時間を 145 分としているが，今後も・実設備での訓練の習熟による作業時間の短縮
・水中ポンプの現場での実証。（東海港で類似のポンプを利用した訓練を繰り返しているが，ＳＡ用海水ピットへの設置を想定した場合，水中ポンプ投入箇所の全周に要員を配置できることから，作業効率が上がり，
時間短縮が期待できる。）
・ホース接続工具の見直し（汎用工具から専用工具へ見直し）によるホース接続時間の短縮。
など，訓練や運用の改善を今後も行うことで作業時間全体の短縮に向けた取り組みを行っていく。

(3)

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制の作業時間と成立性について
可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質拡散抑制の手順は，有効性評価で想定する作業がないことから有効性評価への影響はない。
また、「技術的能力 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」の準備手順着手の判断基準として，「炉心損傷を判断 ※1 した場
合において，原子炉注水を高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量等により確認できない場合。」としていることから，放射性物
質拡散抑制開始に余裕をもって準備に着手する手順としている。

※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上とな
1.12-55

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表面温度で300℃以上を確認した場合。

1.12-56

添付資料 1.12.4放水砲の設置位置及び使用方法等について

1.
(1)

放水砲による具体的なプラント事故対応
放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への消
火活動の具体的な対応例
ａ．放水砲の使用の判断
次のいずれかに該当する場合又はそのおそれがある場合は，放水砲を使用する。
・格納容器への注水及びスプレイが低圧代替注水系格納容器スプレイ
流量，代替循環冷却系格納容器スプレイ流量等により確認できず，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力の上昇が確認され，格納容器の破損のおそれがあると判断した場合。
・原子炉建屋天井付近の水素濃度が 3.0％を超えていることにより原
子炉建屋トップベントを開放する場合。
・代替燃料プール注水系による使用済燃料プールスプレイができない場合。
・プラントの異常により，モニタリング・ポストの指示がオーダーレ
ベルで上昇した場合。
・航空機燃料火災が発生した場合。

ｂ．放水砲の設置位置の判断
放水砲の設置位置として，大気への放射性物質の拡散抑制の場合はあらかじめ設置位置候補を複数想定しているが，現場からの情報（風向1.12-57

き，損傷位置（高さ，方位））等を勘案し，災害対策本部長が総合的に判断して，適切な位置からの放水を重大事故等対応要員へ指示する。
また，消火活動の場合は，火災の状況（アクセスルート含む）等を勘案し，設置位置を確保したうえで，適切な位置から放水する。

ｃ．放水砲の設置位置と原子炉建屋（格納容器又は使用済燃料プール）への放水可能性
前述のとおり，放水砲は状況に応じて適切な場所に設置する。原子炉
建屋中心から約 80m の範囲内に放水砲を仰角 60°以上（泡消火放水の場合は，原子炉建屋中心から約 50m の範囲内に放水砲を仰角 70°以上）で設置すれば，原子炉建屋トップ（屋根トラス）まで放水することができることから，格納容器又は使用済燃料プールへの放水は十分に可能である。
また，海水取水箇所については複数箇所を想定するとともに，ホースの敷設ルートについても，その時の被害状況や火災の状況を勘案して柔軟な対応ができるよう複数の敷設ルートを確保し，複数のアクセスルー
トを想定した手順及び設備構成とする。
なお，大気への放射性物質の拡散抑制の場合は，放射性物質を含む汚染水が雨水排水の流路を通って海へ流れることを想定し，放射性物質吸着材及び汚濁防止膜を設置することにより海洋への放射性物質の拡散抑制を行う。

1.12-58

度を大きくし，水の流量を大きくすることで，除去効果の増大が期待できる。
従って，プルーム放出時の放水砲の放射方法としては，以下のとおりとする。

(1)

原子炉建屋（格納容器又は使用済燃料プール）の破損箇所が確認できる場合
原子炉建屋損壊部に向けて放水し，噴射ノズルを調整することにより噴霧放射で損壊箇所を最大限覆うことができるように放射する。

(2)

原子炉建屋（格納容器又は使用済燃料プール）の破損箇所が不明な場
合原子炉建屋の中央に向けて放水する。

なお，直状放射でしか届かない場合においても，到達点では霧状になっていることから（図 4 参照），放射性物質の除去に期待できる。

全景
図4

到達点での状態
直状放射による放水（放水訓練）

1.12-62

添付資料 1.12.5
放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制

1.

操作概要
重大事故等により，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損に至った場合，又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，大気への放射性物質の拡散抑制を行う際，防潮堤の内側で放射性物質吸着材を設置する。放射性物質吸着材は，放射性物質を含む汚染水が流れ込む雨水排
水路集水桝に設置する。

2.

作業場所
屋外（放射性物質吸着材保管場所及び雨水排水路集水桝）

3.

必要要員数及び操作時間
必要要員数：3 名（重大事故等対応要員）

有効性評価で想定する時間：要求はない
所要時間目安：70 分（当該設備は，配備未完のため実績時間なし）4.

操作の成立性について
作業環境：ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は1.12-63

放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
作 業 性：放射性物質吸着材の運搬，積み降ろし作業には汚濁防止膜／放射性物質吸着材運搬車を使用することで，重量物である放射性物質吸着材を効率的に運搬できる。
放射性物質吸着材の設置は，汚濁防止膜／放射性物質吸着材運
搬車のクレーン装置により雨水排水路集水桝に吊り下ろすため容易に設置可能。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.12-64

添付資料 1.12.6
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制

1.

操作概要
重大事故等により，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損に至った場合，又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，大気への放射性物質の拡散抑制を行う際，放射性物質を含む汚染水が流出する
放水口に，汚濁防止膜を 2 重に設置する。

2.

作業場所
屋外（汚濁防止膜保管場所及び放水口）

3.

必要要員数及び操作時間
必要要員数：6 名（重大事故等対応要員）

有効性評価で想定する時間：要求はない
所要時間目安：240 分（2 重）（当該設備は，配備未完のため実績時間なし）4.

操作の成立性について
作業環境：ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
1.12-65

移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
作 業 性：汚濁防止膜の運搬，積み降ろし作業には汚濁防止膜／放射性物
質吸着材運搬車を使用することで，重量物である汚濁防止膜を効率的に運搬できる。
汚濁防止膜の組み立ては，接続金具（シャックル）及び接続ロ
ープ等を使用する作業であり，容易に連結可能である。また，
汚濁防止膜設置も陸上から人力による牽引で展開する容易な作業である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.12-66

添付 1.12.7
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置

1.

操作概要
航空機燃料火災状況を確認し，安全距離を確保した場所に化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）を配置し，取水箇所（消火栓（原水タンク）又は防火水槽）から吸水する。続いて化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を起動し，初期対応における延焼防止処置を実施する。

2.

作業場所
屋外（原子炉建屋周辺，取水箇所（消火栓（原水タンク）又は防火水槽）
周辺）

3.

4.

必要要員数及び操作時間
必要要員数：9 名（自衛消防隊）

所要時間目安：20 分操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
1.12-67

添付資料 1.12.8
可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火

1.

操作概要
航空機燃料火災に対する泡消火を行える場所に放水砲を配置するとともに，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，放水ピ
ット又は放水路）周辺に配備し，水中ポンプにホースを取り付け海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット，放水ピット又は放水路）へ設置する。
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）を可搬型代替注水大型ポンプに接続し，可搬型代替注水大型ポンプから放水砲まで送水するためのホース等を設置し，接続する。可搬型代替注水大型ポンプの水中ポンプを起動し，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット，放水ピット又は放水路）から可搬型代替注水大型ポンプに送水する。続いて可搬型代替注水大型ポンプを起動し，放水砲へ送水し放水砲操作により火災発生場所へ向けて泡消火を開始する。

2.

作業場所
屋外（原子炉建屋周辺，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット，放水ピット又は放水路）周辺）

3.

必要要員数及び操作時間
必要要員数：8 名（重大事故等対応要員）

有効性評価で想定する時間：要求はない
所要時間目安：190 分（ホース約 1,000m を敷設した場合の時間であり，敷設長さによって変わる）
1.12-69

（当該設備は，配備未完のため実績時間なし）4.

操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
作 業 性：可搬型代替注水大型ポンプからのホースの接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。
作業エリア周辺には，作業に支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.12-70

判断基準の解釈一覧

手順

判断基準記載内容
原子炉注水を高圧代替注水
系系統流量，低圧代替注水
系原子炉注水流量等により確認できない場合

1.12-71

1.12.2.1 炉心の著しい損
傷及び格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手
順等(1) 大気への放射性物質の拡散抑制

使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プール注水を使用
済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料
プール監視カメラ等により確認でいない場合

解釈−−

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

添付資料 1.12.9−

操作手順の解釈一覧（1／2）
手順

操作手順記載内容
格納容器への注水及びスプ
レイが低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，代替循
環冷却系格納容器スプレイ
流量等により確認できず，
ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力の上昇が確認され，格納容器の破損のおそれがある場合

1.12-72

1.12.2.1 炉心の著しい損
傷及び格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手
順等

解釈

−

(1) 大気への放射性物質の拡散抑制
原子炉建屋天井付近の水素濃度が 3.0％を超えていることにより原子炉建屋トッ
プベントを開放する場合

添付資料 1.12.10−

操作手順の解釈一覧（2／2）
手順

操作手順記載内容

解釈

代替燃料プール注水系による使用済燃料プールスプレ
イができない場合−

1.12-73

1.12.2.1 炉心の著しい損傷及び格納容器の破損時又は使用済燃料
プール内の燃料体等の著しい損傷時の手順等(1) 大気への放射性物質の拡散抑制

モニタリング・ポストの指示がオーダーレベルで上昇した場合

原子炉建屋からの放射性物質の漏えいが懸念される。

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等
目

1.13.1

次

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(2)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及び設備(a)

代替淡水貯槽を水源とした対応手段及び設備(b)

サプレッション・プールを水源とした対応手段及び設備(c)

淡水貯水池を水源とした対応手段及び設備(d)

ろ過水貯蔵タンク，多目的タンクを水源とした対応手段及び設備(e)

復水貯蔵タンクを水源とした対応手段及び設備(f)

淡水タンクを水源とした対応手段及び設備(g)

海を水源とした対応手段及び設備(h)

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手段及び設備(i)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．水源へ水を補給するための対応手段及び設備(a)

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手段及び設備(b)

淡水貯水池へ水を補給するための対応手段及び設備(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｃ．水源の切替え(a)

淡水から海水への切替え(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｄ．手順等
1.13.2
1.13.2.1

重大事故等発生時の手順
水源を利用した対応手順
目-1

(1)

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）
ａ．代替淡水貯槽を水源とした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
ｂ．代替淡水貯槽を水源とした格納容器内の冷却
ｃ．代替淡水貯槽を水源とした格納容器下部への注水
ｄ．代替淡水貯槽を水源とした格納容器頂部への注水
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(2)

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
ｂ．代替淡水貯槽を水源とした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
ｃ．代替淡水貯槽を水源とした格納容器内の冷却
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格納容器下部への注水
ｆ．代替淡水貯槽を水源とした格納容器頂部への注水
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(3)

サプレッション・プールを水源とした対応手順
ａ．サプレッション・プールを水源とした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
ｂ．サプレッション・プールを水源とした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
ｃ．サプレッション・プールを水源とした格納容器内の冷却
ｄ．サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器及び格納容器の
目-2

冷却
(4)

淡水貯水池を水源とした対応手順

ａ．淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
ｂ．淡水貯水池を水源とした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
ｃ．淡水貯水池を水源とした格納容器内の冷却
ｄ. 淡水貯水池を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給
ｅ．淡水貯水池を水源とした格納容器下部への注水
ｆ．淡水貯水池を水源とした格納容器頂部への注水
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(5)

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク水源とした対応手順
ａ．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
ｂ．ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした格納容器内の冷却
ｃ．ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした格納容器下部への注水
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

(6)

復水貯蔵タンクを水源とした対応手順
ａ．復水貯蔵タンクを水源とした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
ｂ．復水貯蔵タンクを水源とした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
ｃ．復水貯蔵タンクを水源とした格納容器内の冷却
ｄ．復水貯蔵タンクを水源とした格納容器下部への注水
目-3

ｅ．復水貯蔵タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水(7)

淡水タンクを水源とした対応手順
ａ．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(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
ｂ．海を水源とした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
ｃ．海を水源とした格納容器内の冷却
ｄ．海を水源とした格納容器下部への注水
ｅ．海を水源とした格納容器頂部への注水
ｆ．海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイｇ．海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送
ｈ．海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制
ｉ．海を水源とした航空機燃料火災への泡消火
ｊ．海を水源とした非常用ディーゼル（高圧炉心スプレイ系を含む）発電機用海水系への代替海水送水
ｋ．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除熱(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
1.13.2.2(1)

水源へ水を補給するための対応手順

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手段
ａ．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）(2)

淡水貯水池へ水を補給するための対応手段
目-4

ａ．淡水貯水池Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給
ｂ．可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給（淡水／海水）
1.13.2.3(1)

水源を切替えるための対応手順

淡水から海水への切替え

1.13.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

1.13.2.5

重大事故等発生時の対応手段の選択

添付資料 1.13.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料 1.13.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料 1.13.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張設備含む）及び自主対策設備仕様

添付資料 1.13.4

重大事故対策の成立性
1.

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

2.

淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水3.

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

4.

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

5.

淡水貯水池Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給

6.

可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給

添付資料 1.13.5

水源から必要な箇所への給水経路

添付資料 1.13.6

解釈一覧
1.

添付資料 1.13.7

操作手順の解釈一覧

手順のリンク先について

目-5

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】
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。
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。
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。
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。

1.13-1

設計基準事故の収束に必要な水源は，サプレッション・プールである。重大事故等が発生した場合において，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設備を整備している。こ
こでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

1.13-2

1.13.1(1)

対応手段と設備の選定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・プールを設置する。
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・プールを設置する。
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。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定する（第 1.13-1 図）。
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，代替循環冷却系による除熱，格納容器下部への注水，格納容器頂部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイが必要な場合の対応手
段及び重大事故等対処設備を選定する。

重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備 ※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すことや全てのプラント状況におい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」という。）の要求機能を満足する設備
1.13-3

が網羅されていることを確認するとともに，重大事故等対処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。
（添付資料 1.13.1， 1.13.2， 1.13.3）(2)対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，サプレッション・プールの故障を想定する。
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及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段とその対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第
1.13-1 表に整理する。

ａ．水源を利用した対応手段及び設備(a)

代替淡水貯槽を水源とした対応手段及び設備
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。
重大事故等発生時において，サプレッション・プール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た原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部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。
また，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を行う手段がある。

1.13-4

代替淡水貯槽を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時における原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
ⅰ．低圧代替注水系（常設）・代替淡水貯槽・常設低圧代替注水系ポンプ
ⅱ．低圧代替注水系（可搬型）・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・低圧代替注水系配管・弁・燃料補給設備

代替淡水貯槽を水源とした格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
ⅰ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替淡水貯槽・常設低圧代替注水系ポンプ
ⅱ．代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・低圧代替注水系配管・弁・燃料補給設備

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
1.13-5

する設備は以下のとおり。
・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・フィルタ装置補給水ライン配管・弁・フィルタ装置
・燃料補給設備

代替淡水貯槽を水源とした格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
ⅰ．格納容器下部注水系（常設）・代替淡水貯槽・常設低圧代替注水系ポンプ
ⅱ．格納容器下部注水系（可搬型）・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・低圧代替注水系配管・弁・燃料補給設備

代替淡水貯槽を水源とした格納容器頂部への注水で使用する設備は以下のとおり。
ⅰ．格納容器頂部注水系（常設）・代替淡水貯槽・（常設低圧代替注水系ポンプ）
1.13-6

ⅱ．格納容器頂部注水系（可搬型）・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・低圧代替注水系配管・弁・燃料補給設備

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。
ⅰ．代替燃料プール注水系（常設）・代替淡水貯槽・常設低圧代替注水系ポンプ
ⅱ．代替燃料プール注水系（可搬型）・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・低圧代替注水系配管・弁・可搬型スプレイノズル
・燃料補給設備

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，フィルタ装置スクラビング水補給は淡水のみを利用する。

1.13-7(b)サプレッション・プールを水源とした対応手段及び設備
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・プール
を利用する。
重大事故等時において，サプレッション・プール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格納容器内の除熱を行う手段がある。

サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ
高圧時における原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッション・プール
・常設高圧代替注水系ポンプ
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・高圧炉心スプレイ系ポンプ

サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ
低圧時における原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッション・プール
・残留熱除去系ポンプ
・低圧炉心スプレイ系ポンプ

サプレッション・プールを水源とした格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系ポンプ
1.13-8

・原子炉圧力容器

サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器及び格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッション・プール
・代替循環冷却系ポンプ(c)

淡水貯水池を水源とした対応手段及び設備
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，サプレッション・プール及び代替淡水貯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た原子炉圧
力容器への注水，格納容器内の冷却，フィルタ装置スクラビング水補
給，格納容器下部への注水、格納容器頂部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。

淡水貯水池を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時における原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・淡水貯水池Ａ・淡水貯水池Ｂ・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・低圧代替注水系配管・弁・燃料補給設備

淡水貯水池を水源とした格納容器内の冷却で使用する設備は以下の
1.13-9

とおり。
・淡水貯水池Ａ・淡水貯水池Ｂ・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・低圧代替注水系配管・弁・燃料補給設備

淡水貯水池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。
・淡水貯水池Ａ・淡水貯水池Ｂ・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・フィルタ装置補給水ライン配管・弁・格納容器圧力逃がし装置
・燃料補給設備

淡水貯水池を水源とした格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・淡水貯水池Ａ・淡水貯水池Ｂ・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・低圧代替注水系配管・弁1.13-10

・燃料補給設備
淡水貯水池を水源とした格納容器頂部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・淡水貯水池Ａ・淡水貯水池Ｂ・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・低圧代替注水系配管・弁・燃料補給設備

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。
・淡水貯水池Ａ・淡水貯水池Ｂ・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・低圧代替注水系配管・弁・可搬型スプレイノズル
・燃料補給設備

なお，上記淡水貯水池を水源とした対応手段は，淡水だけでなく海水を淡水貯水池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
スクラビング水補給は淡水のみを利用する。

1.13-11

(d)ろ過水貯蔵タンク，多目的タンクを水源とした対応手段及び設備
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る。
重大事故等時において，サプレッション・プール及び代替淡水貯槽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目的タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，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。

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冷却材圧力バウンダリ低圧時における原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
1.13-12

・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ

ろ過水貯蔵タンク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設備は以下のとおり。
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ(e)

復水貯蔵タンクを水源とした対応手段及び設備
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，サプレッション・プール及び代替淡水貯槽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，格納容器内の冷却，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。

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク・常設高圧代替注水系ポンプ
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
1.13-13

・高圧炉心スプレイ系ポンプ
・制御棒駆動水圧系ポンプ

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時における原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ

復水貯蔵タンクを水源とした格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ

復水貯蔵タンクを水源とした格納容器下部への注水で使用する設備
は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ

復水貯蔵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。
・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ(f)

淡水タンクを水源とした対応手段及び設備
重大事故等の収束に必要となる水源として淡水タンクを利用する。
1.13-14

重大事故等時において，フィルタ装置スクラビング水に補給を行う手段がある。

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で使用する設備は以下のとおり。
・淡水タンク ※１
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・多目的タンク配管・弁・フィルタ装置補給水ライン配管・弁・フィルタ装置
・燃料補給設備※1

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。

(g)

海を水源とした対応手段及び設備
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。
重大事故等時において，サプレッション・プール及び代替淡水貯槽を水源として利用できない場合には，海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，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部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。
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（海洋）への代替熱輸送，大気への放射物質の拡散抑制，航空機
燃料火災への泡消火，非常用ディーゼル（高圧炉心スプレイ系を含
1.13-15む）発電機用海水系への代替海水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除熱を行う手段がある。

海を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時における原子炉
圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・低圧代替注水系配管・弁・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
・燃料補給設備

海を水源とした格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・低圧代替注水系配管・弁・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
・燃料補給設備

海を水源とした格納容器下部への注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
1.13-16

・ホース
・低圧代替注水系配管・弁・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
・燃料補給設備

海を水源とした格納容器頂部への注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
・低圧代替注水系配管・弁・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
・燃料補給設備

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。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・低圧代替注水系配管・弁・可搬型スプレイノズル
・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管1.13-17

・ＳＡ用海水ピット
・燃料補給設備

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。
ⅰ．緊急用海水系
・緊急用海水ポンプ
ⅱ．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・代替残留熱除去系海水系配管・弁・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
・燃料補給設備

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。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・放水砲
・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
・燃料補給設備
1.13-18

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。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・放水砲
・泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
・燃料補給設備

海を水源とした非常用ディーゼル（高圧炉心スプレイ系を含む）発電機用海水系への代替海水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
・Ｄ／Ｇ

２Ｃ海水系配管・弁・Ｄ／Ｇ

２Ｄ海水系配管・弁・ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ海水系配管・弁・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
・燃料補給設備

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除熱で使用する設備は以下のとおり。
1.13-19

・緊急用海水ポンプ(h)

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手段及び設備
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。
重大事故等が発生した場合は，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を行う手段がある。

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注水で使用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水貯蔵タンク
・ほう酸水注入ポンプ(i)

重大事故等対処設備と自主対策設備
上記水源のうち，代替淡水貯槽，サプレッション・プール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。
淡水貯水池２基は本条文【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，自主対策設備の代替淡水源として淡水タンクを位置付ける。
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により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅される。
（添付資料 1.13.1）
以上の重大事故等対処設備及び代替淡水源により，重大事故等の収1.13-20

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，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・ろ過水貯蔵タンク,多目的タンク
水を移送する設備である消火系を含め耐震ＳクラスではなくＳ
Ｓ

機能維持を担保できないが，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において，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。
・復水貯蔵タンク
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，原子炉
冷却材圧力バウンダリ高圧時の高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系及び制御棒駆動水圧系の運転に必要な水源並びに原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の補給水系の運転に必要な水源として，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。

ｂ．水源へ水を補給するための対応手段及び設備(a)

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手段及び設備
重大事故等の収束に必要となる水源である代替淡水貯槽への補給は，可搬型代替注水大型ポンプにて実施する。
なお，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は，淡水貯水池からの淡水を使用する手段だけでなく，淡水タンクから可搬型代替注水大型ポンプを用いて淡水を補給する手段及び海から可搬型代替注水大型ポンプを用いて補給する手段もある。
1.13-21

ⅰ．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
淡水又は海水を利用した代替淡水貯槽への補給で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・淡水貯水池Ａ・淡水貯水池Ｂ・淡水タンク ※１
・多目的タンク配管・弁・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
・ホース・代替淡水貯槽・燃料補給設備※1

淡水タンク：多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，純水貯蔵
タンク及び原水タンクを示す。

(b)

淡水貯水池へ水を補給するための対応手段及び設備
重大事故等の収束に必要となる水源である淡水貯水池への補給は，他系列の淡水貯水池の淡水を補給する手段がある。
また，可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給は，淡水タンクから可搬型代替注水大型ポンプを用いて淡水を補給する手段
及び海から可搬型代替注水大型ポンプを用いて補給する手段もある。

ⅰ．淡水貯水池Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給
1.13-22

淡水貯水池Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給で使用する設備は以下のとおり。
・淡水貯水池Ａ・淡水貯水池Ｂ・淡水貯水池配管・弁ⅱ．可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給
淡水タンク又は海水を利用した淡水貯水池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
・淡水タンク ※１
・多目的タンク配管・弁・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
・ホース・淡水貯水池Ａ・淡水貯水池Ｂ
・燃料補給設備※1

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。

(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備
代替淡水貯槽への補給で使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ，ホース，代替淡水貯槽，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込
1.13-23

管，ＳＡ用海水ピット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。
淡水貯水池への補給で使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ，ホース，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込管，ＳＡ用海水ピット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。
淡水貯水池２基は本条文【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，淡水タンクを自主対策設備の代替淡水源としてを位置付ける。
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。
（添付資料 1.13.1）
以上の重大事故等対処設備及び代替淡水源により，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。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・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ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，補給に必要な水量が確保できない場合があるが，重大事故等の収束に必要となる水を代替淡水貯槽又は淡水貯水池へ補給する手段としては有効である。

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，各1.13-24

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には水源を切替えて水の供給を行う手段がある。

(a)

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。
代替淡水貯槽，淡水貯水池及び淡水タ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，海水の供給に切替える。
なお，淡水タンクは，通常連絡弁を開とする多目的タンク及びろ過
水貯蔵タンクを優先し，タンク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にする。
代替淡水貯槽より，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。
また，淡水貯水池より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大型ポンプ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が可能である。

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。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽・淡水貯水池Ａ・淡水貯水池Ｂ・淡水タンク ※１
・多目的タンク配管・弁1.13-25

・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
・ホース
・燃料補給設備※1

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。

淡水貯水池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。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・淡水貯水池Ａ・淡水貯水池Ｂ・淡水タンク ※１
・多目的タンク配管・弁・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
・ホース
・燃料補給設備※1

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。

代替淡水貯槽への可搬型代替注水大型ポンプによる淡水及び海水補給は，「1.13.2.2(1)a.可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽
1.13-26

への補給」の手順で整備する。淡水貯水池への他系列の淡水貯水池からの淡水補給は，「1.13.2.2(2)a.淡水貯水池Ｂ(Ａ)から淡水貯水池Ａ(Ｂ)への補給」にて，淡水貯水池への可搬型代替注水大型ポンプによる淡水及び海水補給は，「1.13.2.2(2)b.可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給」の手順で整備する。

(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
淡水から海水への切替えで使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ, ホース，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込管，ＳＡ用海
水ピット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。
淡水貯水池２基は本条文【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，淡水タンクを自主対策設備の代替淡水源として位置付ける。
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。
（添付資料 1.13.1）
以上の重大事故等対処設備及び代替淡水源により，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。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・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ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，補給に必要な水量が確保できない場合があるが，重大事故等の収束に必
1.13-27

要となる水を代替淡水貯槽又は淡水貯水池へ補給する手段としては有効である。

ｄ．手順等
上記「a.水源を利用した対応手段及び設備」，「b.水源へ水を補給する
ため対応手段及び設備」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 ※１ 及び重大事故等対応要員の対応として「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビア
アクシデント）」及び「重大事故等対策要領」に定める（第 1.13-1
表）。
また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整理する（第 1.13-2 表，第 1.13-3 表）。
※1

運転員等：運転員及び重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員いう。
（添付資料 1.13.2）

1.13-28

1.13.2

重大事故等発生時の手順

1.13.2.1(1)

水源を利用した対応手順

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）
重大事故等が発生した場合において，代替淡水貯槽を水源として原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水、格納容器頂部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイへの注水を行う手順を整備する。

ａ．代替淡水貯槽を水源とした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
代替淡水貯槽を水源とした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手段としては，低圧代替注水系（常設）がある。

(a)

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
給水系，復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉注水機能が喪失した場合，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手
段は，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段と同時並行で準備を開始する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合，低圧代替注水系（常設）の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，原子炉圧力容器への注水を開始する。
また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，低圧代替注
水系（常設）の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，逃がし安全弁による原子炉減圧を実施し，原子炉圧力容器への注水
1.13-29

を開始する。
リンク先【1.4.2.1(1)a.(a)】①

手順着手の判断基準
給水系・復水系及び非常用炉心冷却系により原子炉注水ができず，
原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持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 ※１※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

操作手順
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（常設）による原子炉注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，原子炉運転中において，中央制御室運転員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分以内と想定する。
なお，原子炉停止中の運転員の体制においては，中央制御室対
応は発電長の指揮の下，中央制御室運転員 1 名にて作業を実施す
1.13-30

る。

(b)

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
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原子炉圧力容器下部へ落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（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，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低圧代替注水により原子炉圧力容器内へ注水することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から格納容器内への放熱量を抑制する。
リンク先【1.4.2.1(3)a.(a)】①

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）による原子炉圧力容器内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
圧力容器内の圧力の低下，格納容器内の圧力の上昇，格納容
器内の温度の上昇により確認する。
※2：格納容器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（格納容器スプレイ流量：130m３ ／h，ペデスタル（ドライウェル部）注水量：14m３ ／h〜50m ３ ／h）が確保され，更に低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量（14m３ ／h〜50m３ ／h）の注水に必要な流量が1.13-31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注水箇所を選択する。

②

操作手順
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)低圧代
替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 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 分と想定する。

(c)

低圧代替注水系（常設）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）
炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するために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。
リンク先【1.8.2.2(1)c.】①

手順着手の判断基準
給水系，復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器へ
1.13-32

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 ※１

※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

操作手順
溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための低圧代替注水系（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)c.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。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員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分と想定する。

ｂ．代替淡水貯槽を水源とした格納容器内の冷却代替淡水貯槽を水源とした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。

(a)

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（炉心損傷判断前）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による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（常設）によ
1.13-33

り格納容器スプレイを実施する。
リンク先【1.6.2.1(1)a.(a)】①

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）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）が使用可能な場合 ※１ で，代替格納容器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（代替淡水貯槽）が確保されている場合※2：「代替格納容器スプレイ起動の判断基準に到達」とは，サプ
レッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度又はサプレッション・プール水位が代替格納容器スプレイ起動の判断基準（1.6 第 1.6−4 表）に達した場合②

操作手順
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格納容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）による格納容器スプレイ」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 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格納容器スプレイ冷却系（常1.13-34

設）による格納容器スプレイ開始まで 10 分と想定する。

(b)

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（炉心損傷判断時）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による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(常設)により格納容器スプレイを実施する。
リンク先【1.6.2.2(1)a.(a)】①

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）の機能喪失により格納容器スプレイができず，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用可能な場合 ※２ で，代替格納容器スプレイ起動の判断基準に到達した場合 ※３※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合※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：「代替格納容器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・チェンバ圧力又はドライウ
ェル雰囲気温度が代替格納容器スプレイ起動の判断基準（1.6
1.13-35

第1.6−5表）に達した場合②

操作手順
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）による格納容器スプレイ」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 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格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ開始まで 10 分と想定する。

ｃ．代替淡水貯槽を水源とした格納容器下部への注水
代替淡水貯槽を水源とした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。

(a)

格納容器下部注水系（常設）によるデブリ冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器の破損を防止するため格納容器下部注水系（常設）によりペデスタル（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。
なお，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，あらかじめペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りを実施する。

1.13-36

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。格納容器圧力が規定圧力に到達した以降の注水流量は，格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレッション・プール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。
リンク先【1.8.2.1(1)a.】①

手順着手の判断基準
ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの判断基準
・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

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 又は原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化 ※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：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合※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
1.13-37

れている場合※3：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉水位が低下，制御棒位置の指示値喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度の指示値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変化」は，原子炉圧力の低下，ドライウェル圧力の上昇，ペデスタル（ドライウェル部）雰囲気温度の上昇により確認する。

②

操作手順
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
格納容器下部へ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）によるデブリ冷却」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 名にて作業を実施した場
合，作業開始を判断してから格納容器下部注水系（常設）によるデブリ冷却開始まで 6 分と想定する。

ｄ．代替淡水貯槽を水源とした格納容器頂部への注水
代替淡水貯槽を水源とした格納容器頂部への注水手段としては，格納容器頂部注水系（常設）がある。

(a)

格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェル注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器の頂部を冷却することで格納容器から原子炉建屋原子炉棟内への水素漏え
1.13-38

いを抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止するため，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。
リンク先【1.10.2.1(1)a.】①

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，格納容器内の温度上昇が継続している場合で，格納容器頂部注水系（常設）が使用可能な場合 ※２※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合※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

②

操作手順
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格納容器頂部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（常設）による原子炉ウェル注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから格納容器頂部注水系（常設）による原子炉
1.13-39

ウェル注水開始まで2分と想定する。
なお，ドライウェルヘッドが冠水するまで注水した後は，格納容器フランジ部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。

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
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイへの注水手段としては，代替燃料プール注水系（常設）がある。

(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）を使用した使用済燃料プール注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失若しくは使用済
燃料プール水の小規模な水の漏えいが発生した場合に，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（注水ライン）を使用
した使用済燃料プール注水を実施することで使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽及び臨界を防止する。
リンク先【1.11.2.1(1)a.】①

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位低下を中央制御室で確認可能なカメラにて確認した場合，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系が全台停止した場合若しくは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において，常設低圧代替注
水系ポンプが使用可能な場合 ※１

1.13-40

※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

操作手順
代替燃料プール注水系（常設）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）を使用した使用済燃料プール注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員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）を使用した使用済燃料プール注水開始まで13分と想定する。

(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スプレイ
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水ができない場合又は使用済
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，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）を使用した使用済燃料プール注水を実施しても水位が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
1.13-41

の著しい損傷の進行緩和，臨界防止，放射性物質の放出を低減する。
リンク先【1.11.2.2(1)a.】①

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの異常な水位低下を中央制御室で確認可能なカメラにて確認した場合又は使用済燃料プール水位が使用済燃料
プール水位低警報設定点まで低下し，かつ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）を使用した使用済燃料プール注水を行っても使用済燃料プールの水位低下が継続する場合又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（注水ライン）が使用できない場合において，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）が使用可能な場合②

操作手順
代替燃料プール注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プール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スプレイ」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 名にて作業を実施した場
合，作業開始を判断してから常設低圧代替注水系ポンプによる代
1.13-42

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スプレイ開始まで 16 分と想定する。

(2)

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）
重大事故等が発生した場合において，代替淡水貯槽を水源として原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，フィルタ装置スクラビング水補
給，格納容器下部への注水、格納容器頂部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
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，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，接続口から注水等が必要な個所までの操作手
順については各条文にて整備する。（対応手順については，
1.13.2.1(2)b.〜1.13.2.1(2)g.に示す。）
原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイ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。
東側接続口及び西側接続口から原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部への注水及び使用済燃料
プールへの注水／スプレイへの各種注水を行う。
可搬型代替注水大型ポンプの水源は，代替淡水貯槽（淡水）を優先し
1.13-43

て使用する。淡水による各種注水が枯渇等により継続できないおそれがある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切り替えが可能である。ただし，フィルタ装置スクラビ
ング水補給は，淡水補給のみとする。なお，代替淡水貯槽への淡水及び海水の補給は，「1.13.2.2(1)a. 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」の手順にて実施する。
水源特定，可搬型代替注水大型ポンプ配置，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の一連の作業は，各種注水，補給において同じであり，水源から接続口までの距離によりホース数量が決まる。なお，代替淡水貯槽から東側接続，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の接続口の選択は，各種注水，補給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。（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
給水系，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機能が喪失し，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手段等の準備を開始した場合。また，フィルタ装置スクラビング
水の水位が 1500mm を下回ると判断した場合

(b)

操作手順
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手
順の概略は以下のとおり。概要図を第 1.13-2 図に，タイムチャート
1.13-44

を第 1.13-3 図に示す。
① 発電長は，手順着手の判断に基づき，災害対策本部長に可搬型
代替注水大型ポンプによる送水を依頼する。
② 災害対策本部長は，プラントの被災状況に応じて代替淡水貯槽を水源とした各種注水／補給のための接続口の場所を決定する。
③ 災害対策本部長は，発電長に各種注水／補給のための接続口の場所を連絡する。
④ 災害対策本部長は，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各種注水／補給準備のため，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，代替淡水貯槽のハッチを開放後，可搬型代替注
水大型ポンプ付属の水中ポンプ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。
⑦ 重大事故等対応要員は，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，災害対策本部長に可搬型代替注水大型
ポンプによる送水の準備完了したことを報告する。
⑩ 災害対策本部長は，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。
1.13-45

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，各種注水／補給を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑭ 災害対策本部長は，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，各種注水／補給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。

(c)

操作の成立性上記の現場操作は，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，東側接続口に接続した場合において約 150 分以内，西側接続口に接続した場合において約 145 分以内,
フィルタ装置スクラビング水補給ラインの接続口に接続した場合において約 125 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
送水ホース等の接続は速やかに作業ができるよう可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及び送水ホースを配備する。
構内のアクセス状況を考慮して代替淡水貯槽から各接続口へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
1.13-46

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。
（添付資料 1.13.4-1）

ｂ．代替淡水貯槽を水源とした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
代替淡水貯槽を水源とした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）による原子炉注水
給水系，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機能が喪失した場合，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手段は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手段と同時並行で準備を開始する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合，低圧代替注水系（可搬型）の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，原子炉圧力容器への注水を開始する。
また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，低圧代替注水系（可搬型）の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，逃がし安全弁による原子炉減圧を実施し，原子炉圧力容器への注水を開始する。
リンク先【1.4.2.1(1)a.(b)】①

手順着手の判断基準
給水系，復水系，非常用炉心冷却系，低圧代替注水系（常設），
1.13-47

代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉注水ができず，
原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点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，電源及び水源（代替淡水貯槽又は淡水貯水池）が確保されている場合②

操作手順
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（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）による原子炉注
水（淡水／海水）」にて整備する。

③

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。
中央制御室からの操作（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した西側
接続口による原子炉注水の場合）
・中央制御室運転員2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，260分以内と想定する。
現場操作（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した西側接続口による
原子炉注水の場合）
・現場運転員2名及び重大事故等対応要員10名にて作業を実施
1.13-48

した場合，260分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

(b)

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器が破損し，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落下した
場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（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，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低圧代替注水系（可搬型）により原
子炉圧力容器内へ注水することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から格納容器内への放熱量を抑制する。
リンク先【1.4.2.1(3)a.(b)】①

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），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉圧力容器
内への注水ができず，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
力容器内への注水が可能な場合 ※２

1.13-49

※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
圧力容器内の圧力の低下，格納容器内の圧力の上昇，格納容
器内の温度の上昇により確認する。
※2：格納容器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（格納容器スプレイ流量：130m ３ ／h，ペデスタル（ドライウェル部）注水量：14m３ ／h〜50m３ ／h）が確保され，更に可搬型代替注水（可搬型）により原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量（14m３ ／h〜50m ３ ／h）の注水に必要な流量が確保できる場合
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注水箇所を選択する。

②

操作手順
残存溶融炉心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.(b)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）」にて整備する。

③

操作の成立性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及び所要時間は以下のとおり。
中央制御室からの操作（残留熱除去系（Ｃ）配管使用の場合）
・中央制御室運転員2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，260分以内と想定する。
1.13-50

現場操作（残留熱除去系（Ｃ）配管使用の場合）
・現場運転員2名及び重大事故等対応要員10名にて作業を実施した場合，260分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

(c)

低圧代替注水系（可搬型）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）
炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するために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。
リンク先【1.8.2.2(1)d.】①

手順着手の判断基準
給水系，復水系，非常用炉心冷却系，低圧代替注水系（常設），
消火系及び補給水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 ※１※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合
1.13-51②

操作手順
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)d.低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

③

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及び所要時間は以下のとおり。
中央制御室からの操作
・中央制御室運転員2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，260分と想定する。
現場操作
・現場運転員2名及び重大事故等対応要員10名にて作業を実施した場合，260分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備等を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

ｃ．代替淡水貯槽を水源とした格納容器内の冷却代替淡水貯槽を水源とした格納容器内の冷却手段としては，代替格納
1.13-52

容器スプレイ冷却系（可搬型）がある。

(a)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（炉心損傷判断前）
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，消火系及び補給水系による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）により格納容器スプレイを実施する。
リンク先【1.6.2.1(1)a.(b)】①

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），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（可搬型）が使用可能な場合 ※ １ で，代替格納容器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（代替淡水貯槽又は淡水貯水池）が確保されている場合※2：「代替格納容器スプレイ起動の判断基準に到達」とは，サプ
レッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，格納容器スプレイ
起動の判断基準（1.6 第 1.6−4 表）に達した場合② 操作手順1.13-53

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格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.1(1)a.(b)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（淡水／海水）」にて整備する。

③

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）による格納容器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（残留熱除去系（Ｂ）配管を使用した西側
接続口による格納容器スプレイの場合）
・中央制御室運転員2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，260分以内と想定する。
現場操作（残留熱除去系（Ｂ）配管を使用した西側接続口による格納容器スプレイの場合）
・現場運転員1名及び重大事故等対応要員11名にて作業を実施した場合，260分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ
1.13-54

（炉心損傷判断時）
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，消火系及び補給水系による格納容器内の冷却機能の喪失が起きた場合，代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）により格納容器内へのスプレイを実施する。
リンク先【1.6.2.2(1)a.(b)】①

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※ １ において，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循
環冷却系，消火系及び補給水系による格納容器スプレイが使用できず，可搬型代替注水大型ポンプが使用可能な場合 ※２ で，代替格納容器スプレイ起動の判断基準に到達した場合 ※３※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯槽又は淡水貯水池）が確保されている場合※3：「代替格納容器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・チェンバ圧力又はドライウェ
ル雰囲気温度が代替格納容器スプレイ起動の判断基準（1.6
第1.6−5表）に達した場合
1.13-55

②

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格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.2(1)a.(b)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（淡水／海水）」にて整備する。

③

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）による格納容器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（残留熱除去系（Ｂ）配管を使用した西側
接続口による格納容器スプレイの場合）
・中央制御室運転員2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，260分以内と想定する。
現場操作（残留熱除去系（Ｂ）配管を使用した西側接続口による格納容器スプレイの場合）
・現場運転員1名及び重大事故等対応要員11名にて作業を実施した場合，260分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

1.13-56

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
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補給手段がある。

(a)

フィルタ装置スクラビング水補給
フィルタ装置水位が通常水位を下回り，下限水位に到達する前に，フィルタ装置へ水張りを実施する。
リンク先【1.5.2.1(1)a.(b)】，【1.7.2.1(1)a.(b)】【1.5.2.1(2)a.(b)】，【1.7.2.1(2)a.(b)】①

手順着手の判断基準
フィルタ装置水位が 1,500mm を下回ると判断した場合②

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)， 1.7.2.1(1)a.(b)，1.5.2.1(2)a.(b)及び 1.7.2.1(2)a.(b)フィルタ装置スクラビング
水補給」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 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送水開始まで 170 分と想定する。
なお，炉心損傷がない状況下での格納容器ベントであることから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低く，作業は可
1.13-57

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，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。

ｅ．代替淡水貯槽を水源とした格納容器下部への注水
代替淡水貯槽を水源とした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）によるデブリ冷却
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）による注水機能が喪失した場合，格納容器破損を防止する
ため可搬型代替注水大型ポンプによりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある
場合において，あらかじめペデスタル（ドライウェル部）への初期
水張りを実施する。
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。格納容器圧力が規定圧力に到達した以降の注水流量は，格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレッション・プール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。
リンク先【1.8.2.1(1)b.】
1.13-58

①

手順着手の判断基準
ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの判断基準
・炉心損傷を判断した場合 ※１ で，格納容器下部注水系（常設），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
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 又は原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化 ※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：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する
指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放
射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源及び水源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，原子炉水位が低下，
制御棒位置の指示値喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部
温度の指示値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変化」は，原子炉圧力の低下，ドライウェル圧力の上昇，ペデスタル

1.13-59（ドライウェル部）雰囲気温度の上昇により確認する。

②

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）によるデブリ冷却」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 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格納容器
下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却開始まで 260 分と想定する。

ｆ．代替淡水貯槽を水源とした格納容器頂部への注水
代替淡水貯槽を水源とした格納容器頂部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，格納容器の頂部を冷却することで格納容器から原子炉建屋原子炉棟内への水素漏えいを抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止するため，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。
リンク先【1.10.2.1(1)b.】①

手順着手の判断基準
1.13-60

炉心損傷を判断した場合 ※１ において，格納容器頂部注水系（常設）が使用できない場合において，格納容器内の温度上昇が継続している場合で，格納容器頂部注水系（可搬型）が使用可能な場
合 ※２※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

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格納容器頂部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注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 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格納容器
頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル注水開始まで 260 分と想定する。

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
1.13-61

代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイへの注水手段としては，代替燃料プール注水系（可搬型）がある。

(a)

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）を使用した使用済燃料プール注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失若しくは使用済
燃料プール水の小規模な漏えいが発生した場合に，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）を使用した
使用済燃料プール注水を実施することで使用済燃料プール内の燃料体等冷却，放射線遮蔽及び臨界を防止する。
リンク先【1.11.2.1(1)b.】①

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位低下を中央制御室で確認可能なカメラにて確認した場合，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系が全台停止した場合若しくは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において，常設低圧代替注
水系ポンプ，補給水系，消火系及び可搬型スプレイノズルが使用できず，代替燃料プール注水系（注水ライン）及び可搬型代替注
水大型ポンプが使用可能な場合 ※１※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
代替燃料プール注水系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源と
1.13-62

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.
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2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燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プール注水開始まで260分と想定する。

(b)

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注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失若しくは使用済
燃料プール水の小規模な漏えいが発生した場合に，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注水を実施することで使用済燃料プー
ル内の燃料体等冷却，放射線遮蔽及び臨界を防止する。
リンク先【1.11.2.1(1)c.】①

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位低下を中央制御室にて確認可能なカメ
ラにて確認した場合，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系が全台停止した場合又は使用済燃料プール水位低警報若しくは使用済燃料プール温度高警報が発生した場合において，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）を使用
1.13-63

した使用済燃料プール注水及び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
燃料プールスプレイができず，可搬型代替注水大型ポンプが使用可能な場合 ※１

※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
代替燃料プール注水系（可搬型）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／スプレイ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注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，作業を開始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。
原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合・中央制御室運転員2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分と想定する。
原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合・中央制御室運転員2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，400分と想定する。
1.13-64

(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（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ
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，「1.11.2.1(1)燃料プール代替注水」に示す手順による注水を実施しても水位が維持できない場合に，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緩和，臨界防止及び放射性物質の放出を低減する。
リンク先【1.11.2.2(1)b.】①

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの異常な水位低下を中央制御室で確認可能なカメラにて確認した場合又は使用済燃料プール水位が使用済燃料
プール水位低警報設定点まで低下し，かつ使用済燃料プールへの注水を行っても使用済燃料プールの水位低下が継続する場合において，常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型スプレイノズルが使用できず，可搬型代替注水大型ポンプが使用可能な場合 ※１※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
代替燃料プール注水系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールスプレイ手順については，「1.11.2.2(1)b.
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1.13-65

プレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2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スプレイ開始まで260分と想定する。

(d)

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，「1.11.2.1(1)燃料プール代替注水」に示す手順による注水を実施しても水位が維持できない場合に，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
イヘッダ）を使用した使用済燃料プール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緩和，臨界防止
及び放射性物質の放出を低減する。
リンク先【1.11.2.2(1)c.】①

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの異常な水位低下を中央制御室で確認可能なカメラにて確認した場合又は使用済燃料プール水位が使用済燃料
プール水位低警報設定点まで低下し，かつ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において，常設低圧代替
1.13-66

注水系ポンプが使用できず，可搬型代替注水大型ポンプが使用可
能な場合 ※１※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
代替燃料プール注水系（可搬型）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／スプレイへの注水手順について
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
ルスプレイ」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，作業を開始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スプレイ開始までの必要な要員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・中央制御室運転員2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分と想定する。
原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合・中央制御室運転員 2 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，400 分と想定する。

(3)

サプレッション・プールを水源とした対応手順
1.13-67

重大事故等が発生した場合において，サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水，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。

ａ．サプレッション・プールを水源とした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・プールを水源とした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がある。

(a)

高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水（中央制御室からの高圧代替注水系起動）
高圧注水系が機能喪失した場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，原子炉を冷却するため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原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）により監視する。また，これらの計測機器が故
障又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
リンク先【1.2.2.1(1)a.】，【1.2.2.2(1)a.】①

手順着手の判断基準
給水系・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系
により原子炉圧力容器への注水ができない場合で，原子炉圧力容1.13-68

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

②

操作手順
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」及び「1.2.2.2(1)a.高圧代替注水系の中央制御室からの操作による原子炉の冷却」整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 名にて作業を実施した場
合，作業開始を判断してから中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水開始までまで 6 分と想定する。

(b)

高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水（現場手動操作による高圧代替注水系起動）
高圧注水系が機能喪失した場合において，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原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，原子炉を冷却するため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原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，ＳＡ広帯域，
ＳＡ燃料域）及び可搬型計測器により監視する。また，これらの計測

1.13-69

機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
リンク先【1.2.2.1(1)b.】，【1.2.2.2(1)b.】①

手順着手の判断基準
給水系・復水系，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系
により原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点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②

操作手順
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)b.現場手動操作による高圧代替注水系起動」及び「1.2.2.2(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。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 名，現場運転員 3 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，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 58 分と想定する。

(c)

原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・プールを水源とした
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，自動起動（原子炉水位異常
1.13-70

低下（レベル２））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，サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
リンク先【1.2.2.4(1)】①

手順着手の判断基準
給水系，復水系による原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場
合

②

操作手順
原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・プール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 (1)原子炉
隔離時冷却系による原子炉注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 1 名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。

(d)

高圧炉心スプレイ系によるサプレッション・プールを水源とした
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,自動起動（原子炉水位異常低下（レベル２）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プレイ系を起動し，サプレ
1.13-71

ッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
リンク先【1.2.2.4(2)】①

手順着手の判断基準
給水系，復水系，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）設定点以上に維持できない場合②

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注水」にて
整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 1 名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．サプレッション・プールを水源とした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・プールを水源とした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。

1.13-72

(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（原子炉水位異常低下（レベル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除去系（低圧注水系）を起動し，サ
プレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水する場
合と，全交流動力電源の喪失又は残留熱除去系海水系の故障により給水系，復水系及び非常用炉心冷却系による注水機能が喪失した場
合，常設代替交流電源設備により残留熱除去系（低圧注水系）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により，残留熱除去系（低圧注水系）にて原子炉圧力容器への注水する場合がある。
リンク先【1.4.2.3(1)】，【1.4.2.1(2)a.(a)】①

手順着手の判断基準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
給水系，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）設定点以上に維持できない場合において，残留熱除去系（低圧注水系）が使用可能な場合 ※１※1：設備に異常がなく，電源，水源（サプレッション・プール）
及び冷却水が確保されており，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水が可能な場合

ⅱ）残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水
1.13-73全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系の故障時，常設代替
交流電源設備により緊急用Ｍ／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ

２Ｃ又はＭ／Ｃ

２Ｄの受電が完了 ※１ し，残留熱除去系（低圧注水系）が使用可能な状態 ※２ に復旧された場合※1：Ｍ／Ｃ

２Ｃに異常がある場合は，Ｍ／Ｃ

２Ｄを受電する。

※2：設備に異常がなく，電源，水源（サプレッション・プール）
及び冷却水が確保されている場合②

操作手順
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) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
注水」，残留熱除去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.(a)残留熱除去系復旧後の原子炉注水」
にて整備する。

③

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
上記の操作は，中央制御室運転員2名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。
ⅱ）残留熱除去系復旧後の原子炉圧力容器への注水
上記の操作は，原子炉運転中において，中央制御室運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水開始まで6分以内と想定する。
1.13-74なお，残留熱除去系の起動に必要ないずれかの冷却水確保の所
要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系使用の場合：4分以内
・緊急用海水系使用の場合：20分以内
・代替残留熱除去系海水系使用の場合：260分以内(b)

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を起動し，サプレ
ッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
リンク先【1.4.2.3(2)】①

手順着手の判断基準
給水系，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）設定点以上に維持できない場合において，低圧
炉心スプレイ系が使用可能な場合 ※１※1：設備に異常がなく，電源，水源（サプレッション・プール）
及び冷却水が確保されており，低圧炉心スプレイ系による原子炉への注水が可能な場合②

操作手順
1.13-75

低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水手順については，「1.4.2.3(2)低圧炉心スプレイ系による原子炉注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 名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．サプレッション・プールを水源とした格納容器内の冷却サプレッション・プールを水源とした格納容器内の冷却手段としては，残留熱除去系がある。

(a)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱
全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の冷却機能の喪失が起きた場合，常設代替
交流電源設備により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポン
プの電源を復旧し，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，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）により格納容器スプレイを実施する。
リンク先【1.6.2.3(1)】，【1.6.2.1(2)a.(a)】，【1.6.2.2(2)a.(a)】①

手順着手の判断基準ⅰ）残留熱除去系が健全な場合の格納容器除熱1.13-76

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が使用可能な場合 ※１
で，格納容器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，水源（サプレッション・プール）
及び冷却水が確保されている場合※2：「格納容器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代替格納容器スプレイ起動の判断基準（第1.6−4表）に達した場合と同様である。

ⅱ）残留熱除去系電源復旧後の格納容器除熱（炉心損傷前）
全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備により緊急用Ｍ／
Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ

２Ｃ又はＭ／Ｃ

２Ｄの受電が完了 ※１ し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が使用可能な状態 ※２ に復旧された場合で，代替格納容器スプレイ起動の判断基準に到達した場合 ※３※1：Ｍ／Ｃ

２Ｃに異常がある場合は，Ｍ／Ｃ

２Ｄを受電する。
※2：設備に異常がなく，電源，水源（サプレッション・プール）
及び冷却水が確保されている場合※3：「代替格納容器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
1.13-77

ション・プール水位指示値が，代替格納容器スプレイ起動の判
断基準に達した場合

ⅲ）残留熱除去系電源復旧後の格納容器除熱（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により緊急用Ｍ／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ
／Ｃ

２Ｃ又はＭ

２Ｄの受電が完了 ※２ し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が使用可能な状態に復旧された場合 ※３ で，代替格納容器スプ
レイ起動の判断基準に到達した場合 ※４※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合※2：Ｍ／Ｃ

２Ｃに異常がある場合は，Ｍ／Ｃ

２Ｄを受電する。
※3：設備に異常がなく，電源，水源（サプレッション・プール）
及び冷却水が確保されている場合※4：「代替格納容器スプレイ起動の判断基準に到達」とは，ドライ
ウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力指示値が代替
格納容器スプレイ起動の判断基準（第1.6.5表）に達した場合①

操作手順
残留熱除去系が健全な場合の格納容器除熱手順については，
1.13-78

「1.6.2.3(1)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格
納容器除熱」，残留熱除去系電源復旧後の格納容器の除熱（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（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ電源復旧後の格納容器除熱」，残留熱除去系電源復旧後の格納容器の除熱（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（格納容器スプレイ冷却系）
ポンプ電源復旧後の格納容器除熱」にて整備する。

②

操作の成立性ⅰ）残留熱除去系が健全な場合の格納容器除熱
上記の操作は，中央制御室運転員2名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。
ⅱ）残留熱除去系電源復旧後の格納容器除熱（炉心損傷前）ⅲ）残留熱除去系電源復旧後の格納容器除熱（炉心損傷後）
上記の操作は，中央制御室運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去（格納容器スプレイ冷却系）電源復旧後の格納容器除熱開始まで7分以内と想定する。
また，残留熱除去系の起動に必要な冷却水確保の所要時間はそれぞれ以下のとおりと想定する。
・残留熱除去系海水系使用の場合：4分以内
・緊急用海水系使用の場合：20分以内
・代替残留熱除去系海水系使用の場合：260分以内

1.13-79

(b)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・プール除熱
全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）によるサプレッション・プール除熱機能の喪失が起きた場
合，代替交流電源設備により残留熱除去系（サプレッション・プール
冷却系）ポンプの電源を復旧し，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，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によりサプレッション・
プール水の除熱を実施する。
リンク先【1.6.2.3(2)】，【1.6.2.1(2)a.(b)】【1.6.2.2(2)a.(b)】①

手順着手の判断基準ⅰ）残留熱除去系が健全な場合のサプレッション・プール水除熱
サプレッション・プール水温度指示値が32℃以上又はサプレッ
ション・プール空間部（局所）温度指示値が82℃以上に到達した場合で，残留熱除去系（サプレッション・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（サプレッション・プール）
及び冷却水が確保されている場合

ⅱ）残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・プール水除熱（炉心損傷前）
全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備により緊急用Ｍ／
1.13-80

Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ

２Ｃ又はＭ／Ｃ

２Ｄの受電が完了 ※ １ し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
が使用可能な状態 ※２ に復旧された場合※1：Ｍ／Ｃ

２Ｃに異常がある場合は，Ｍ／Ｃ

２Ｄを受電する。
※2：設備に異常がなく，電源，水源（サプレッション・プール）及
び冷却水が確保されている場合

ⅲ) 残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・プール水除熱（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により緊急用Ｍ／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ
／Ｃ

２Ｃ又はＭ

２Ｄの受電が完了 ※２ し，残留熱除去系（サプレッション・プー

ル冷却系）が使用可能な状態に復旧された場合 ※３※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合※2：Ｍ／Ｃ

２Ｃに異常がある場合は，Ｍ／Ｃ

２Ｄを受電する。
※3：設備に異常がなく，電源，水源（サプレッション・プール）及
び冷却水が確保されている場合
1.13-81②

操作手順
残留熱除去系が健全な場合のサプレッション・プール水除熱手
順については，「1.6.2.3(2)残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）によるサプレッション・プール水除熱」，残留熱除去系
電源復旧後のサプレッション・プール水除熱（炉心損傷前）手順については，「1.6.2.1(2)a.(b)残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）ポンプ電源復旧後のサプレッション・プール除熱」，残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・プール水除熱（炉心損傷後）手順については，「1.6.2.2(2)a.(b)残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ電源復旧後のサプレッ
ション・プール除熱」にて整備する。

③

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・プール水除熱
上記の操作は，中央制御室運転員2名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。
ⅱ）残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・プール水除熱（炉心損傷前）ⅲ）残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・プール水除熱（炉心損傷後）
上記の操作は，中央制御室運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系（サプレッション・プール冷
却系）電源復旧後のサプレッション・プール水除熱開始まで6分以内と想定する。
1.13-82また，残留熱除去系の起動に必要な冷却水確保の所要時間はそれぞれ以下のとおりと想定する。
・残留熱除去系海水系使用の場合：4分以内
・緊急用海水系使用の場合：20分以内
・代替残留熱除去系海水系使用の場合：260分以内

ｄ．サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器及び格納容器の冷却
サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器及び格納容器の冷却する手段として，代替循環冷却系がある。

(a)

代替循環冷却系による原子炉注水
給水系，復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉注水機能が喪失
し，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合，代替循環冷却系の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，原子炉圧力容器への注水を開始する。
また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，代替循環冷却系の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，逃がし安全
弁による原子炉減圧を実施し，原子炉圧力容器への注水を開始する。
リンク先【1.4.2.1(1)a.(c)】①

手順着手の判断基準
給水系，復水系，非常用炉心冷却系及び低圧代替注水系（常設）
により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）設定点以上に維持できない場合におい1.13-83

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，水源（サプレッション・プール）
及び冷却水が確保されている場合②

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注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員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27分と想定する。
また，代替循環冷却系の起動に必要ないずれかの冷却水確保の所
要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系使用の場合：4分以内
・緊急用海水系使用の場合：20分以内
・代替残留熱除去系海水系使用の場合：260分以内(b)

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器が破損し，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（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，原子炉圧力容器内に溶融炉
1.13-84

心が残存した場合は，代替循環冷却系により原子炉圧力容器へ注水することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から格納容器への放熱量を抑制する。
リンク先【1.4.2.1(3)a.(c)】①

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）
により原子炉圧力容器内への注水ができず，代替循環冷却系が使用可能な場合 ※２

※1：
「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，格納容器内の圧力の上昇，格納容
器内の温度の上昇により確認する。
※2：設備に異常がなく，電源，水源（サプレッション・プール）
及び冷却水が確保されている場合②

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.(c)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。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員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内
1.13-85

への注水開始まで27分以内と想定する。
また，代替循環冷却系の起動に必要ないずれかの冷却水確保の所
要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系使用の場合：4分以内
・緊急用海水系使用の場合：20分以内
・代替残留熱除去系海水系使用の場合：260分以内(c)

代替循環冷却系による格納容器除熱(炉心損傷判断前)
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）による格納容器内の冷却機能が喪失した場合，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，代替循環冷却系による格納容器スプレ
イを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，格納容器内の圧力が負圧とならない
ように，格納容器スプレイ流量の調整あるいは格納容器スプレイの起動／停止を実施する。
リンク先【1.6.2.1(1)a.(c)】①

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイができず，代替循
環冷却系が使用可能な場合 ※１ で，代替格納容器スプレイ起動の判
断基準に到達した場合 ※２※1：設備に異常がなく，電源，水源（サプレッション・プール）
1.13-86

及び冷却水が確保されている場合※2：「代替格納容器スプレイ起動の判断基準に到達」とは，サプレッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度又はサプ
レッション・プール水位が，代替格納容器スプレイ起動の判断基準（1.6第1.6−4表）に達した場合②

操作手順
代替循環冷却系による格納容器除熱手順については，「1.6.2.1(1)a.(c)代替循環冷却系による格納容器除熱」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員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格納容器除熱開始まで35分以内と想定する。
また，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それぞれ以下のとおりと想定する。
・残留熱除去系海水系使用の場合：4分以内
・緊急用海水系使用の場合：20分以内
・代替残留熱除去系海水系使用の場合：260分以内(d)

代替循環冷却系による格納容器除熱(炉心損傷判断時)
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）による格納容器内の冷却機能の喪失が起きた場
合，代替循環冷却系により格納容器除熱を実施する。
1.13-87

リンク先【1.6.2.2(1)a.(c)】①

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）が使用できない場合で，代替循環冷却系が使用可能な場合 ※２ で，代替格
納容器スプレイ起動の判断基準に到達した場合 ※３※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源，水源（サプレッション・プー
ル）及び冷却水が確保されている場合※3：「代替格納容器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・チェンバ圧力又はドラ
イウェル雰囲気温度が代替格納容器スプレイ起動の判断基
準（1.6 第 1.6−5 表）に達した場合②

操作手順
代替循環冷却系による格納容器除熱手順については，「1.6.2.2(1)a.(c) 代替循環冷却系による格納容器除熱」にて整備する。

③

操作の成立性1.13-88

上記の操作は，中央制御室運転員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格納容器除熱開始まで35分と想定する。
また，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それぞれ以下のとおりと想定する。
・残留熱除去系海水系使用の場合：4分以内
・緊急用海水系使用の場合：20分以内
・代替残留熱除去系海水系使用の場合：260分以内(e)

代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系を用いた代替循環冷却系
により，格納容器内の減圧及び除熱を実施し，格納容器の過圧破損を防止する。
リンク先【1.7.2.1(1)b】①

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※1で，残留熱除去系ポンプの復旧に見込みがなく，代替循環冷却系が使用可能な場合 ※２※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合
1.13-89※2：設備に異常がなく，電源，水源（サプレッション・プール）
及び冷却水が確保されている場合②

操作手順
代替循環冷却系による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.代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員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格納容器内の減圧及び除熱開始まで35分と想定する。

(f)

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)
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場
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できない場合には，常設代替交流電源設備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。また，原
子炉圧力バウンダリが高圧の場合は，逃がし安全弁により減圧を実施する。
リンク先【1.8.2.2(1)e】①

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失により，低圧代替注水系（常設）による原
1.13-90

子炉圧力容器へ注水が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，水源（サプレッション・プール）
及び冷却水が確保されている場合②

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，「1.8.2.2(1)e.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。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員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27分と想定する。

(4)

淡水貯水池を水源とした対応手順
重大事故等が発生した場合において，淡水貯水池を水源とした原子炉圧
力容器への注水，格納容器内の冷却，フィルタ装置スクラビング水補給，格納容器下部への注水、格納容器頂部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大型ポンプによる送水
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，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
1.13-91

よる送水までの手順を整備し，接続口から注水等が必要な個所までの操作手順については各条文にて整備する。（対応手順については，
1.13.2.1(4)b.〜1.13.2.1(4)g.に示す。）
原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイ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。
東側接続口及び西側接続口から原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部への注水及び使用済
燃料プールへの注水／スプレイへの各種注水を行う。
可搬型代替注水大型ポンプの水源は，代替淡水貯槽（淡水）を優先して使用するが，代替淡水貯槽を水源として使用できない場合は，淡水貯水池より，各種注水，補給を行う。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り替えるが，淡水貯水池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切り替えが可能である。ただし，フィルタ装置スクラビング水補給は，淡水補給のみとする。なお，淡水貯水池への淡水及び海水の補給は，「1.13.2.2(2)b.可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給」の手順にて実施
する。
水源特定，可搬型代替注水大型ポンプ配置，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の一連の作業は，各種注
水，補給において同じであり，淡水貯水池から接続口までの距離によりホース数量が決まる。なお，淡水貯水池から接続口の選択は，各種
1.13-92

注水，補給開始までの時間が最短となる組み合わせを優先として選択する。（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
給水系，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機能が喪失し，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手段等の準備を開始した場合。また，フィルタ装置スクラ
ビング水の水位が 1500mm を下回ると判断した場合

(b)

操作手順
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水手
順の概略は以下のとおり。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，手順着手の判断に基づき，災害対策本部長に可搬型
代替注水大型ポンプによる送水を依頼する。
② 災害対策本部長は，プラントの被災状況に応じて淡水貯水池を水源とした各種注水／補給のための接続口の場所を決定する。
③ 災害対策本部長は，発電長に各種注水／補給のための接続口の場所を連絡する。
④ 災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型
ポンプによる淡水貯水池を水源とした各種注水／補給準備のため，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淡水貯水1.13-93

池に配置し，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプを淡水貯水池へ設置する。
⑥ 重大事故等対応要員は，淡水貯水池から指示された接続口までのホース敷設を行う。
⑦

重大事故等対応要員は，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，災害対策本部長に可搬型代替注水大型
ポンプによる送水の準備完了したことを報告する。
⑩ 災害対策本部長は，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，各種注水／補給を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑭ 災害対策本部長は，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，各種注水／補給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。
(c)

操作の成立性1.13-94上記の現場操作は，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貯水池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，東側接続口に接続した場合において約 135 分以内，西側接続口に接続した場合において約 170 分
以内,フィルタ装置スクラビング水補給ラインの接続口に接続した
場合において約 155 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
送水ホース等の接続は速やかに作業ができるよう可搬型代替注水
大型ポンプの保管場所に使用工具及び送水ホースを配備する。
構内のアクセス状況を考慮して淡水貯水池から各接続口へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
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する。
（添付資料 1.13.4-2）

ｂ．淡水貯水池を水源とした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
淡水貯水池を水源とした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）による原子炉注水
給水系，復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉注水機能が喪失した場合，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手段は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手段
1.13-95

と同時並行で準備を開始する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合，低圧代替注水系（可搬型）の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，原子炉圧力容器への注水を開始する。
また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，低圧代替注水系（可搬型）の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，逃がし安全弁による原子炉減圧を実施し，原子炉圧力容器への注水を開始する。
リンク先【1.4.2.1(1)a.(b)】①

手順着手の判断基準
常設の原子炉注水設備，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉注水ができず，原子炉水位を
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，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
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（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）による原子炉注水」にて整備する。

③

操作の成立性1.13-96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。
中央制御室からの操作（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した西側接続口による原子炉注水の場合）
・中央制御室運転員2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，260分以内と想定する。
現場操作（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した西側接続口による原子炉注水の場合）
・現場運転員2名及び重大事故等対応要員10名にて作業を実施した場合，260分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

(b)

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
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原子炉圧力容器下部へ落下した場合，格納容器
下部注水系によりペデスタル（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，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低圧代替注水（可搬型）により原子炉圧力容器内へ注水することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から格納容器内
1.13-97

への放熱量を抑制する。
リンク先【1.4.2.1(3)a.(b)】①

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），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉圧力容器
内への注水ができず，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
力容器内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，原子炉圧力容器内の圧力の低下，格納容器内の圧力の上昇，格納容器内の温度の上昇により確認する。
※2：格納容器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（格納容器スプレイ流量：130m ３ ／h，ペデスタル（ドライウェル部）注水量：14m ３ ／h〜50m ３ ／h）が確保され，更に可搬型代替注水（可搬型）により原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量（14m３ ／h〜50m３ ／h）の注水に必要な流量が確保できる場合。
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注水箇所を選択する。

②

操作手順
残存溶融炉心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.(b)低圧代
1.13-98

替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。

③

操作の成立性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
子炉圧力容器内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。
中央制御室からの操作（残留熱除去系（Ｃ）配管使用の場合）
・中央制御室運転員2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，260分以内と想定する。
現場操作（残留熱除去系（Ｃ）配管使用の場合）
・現場運転員2名及び重大事故等対応要員10名にて作業を実施した場合，260分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

(c)

低圧代替注水系（可搬型）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）
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場
合において，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合には，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により低圧代替注
1.13-99

水系（可搬型）の電源を確保し，原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉圧力バウンダリが高圧の場合は，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交
流電源設備によりほう酸水注入系の電源を確保し，原子炉圧力容器
へのほう酸水注入を並行して行う。
リンク先【1.8.2.2(1)d.】①

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失により，給水系，復水系，非常用炉心冷却系，
低圧代替注水系（常設），消火系及び補給水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 ※１※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
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)d.低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

③

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及び所要時間
1.13-100

は以下のとおり。
中央制御室からの操作（残留熱除去系（Ｃ）配管使用の場合）
・中央制御室運転員2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，260分と想定する。
現場操作（残留熱除去系（Ｃ）配管使用の場合）
・現場運転員2名及び重大事故等対応要員10名にて作業を実施した場合，260分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備等を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

ｃ．淡水貯水池を水源とした格納容器内の冷却淡水貯水池を水源とした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）がある。

(a)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（炉心損傷判断前）
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，消火系及び補給水系による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）により格納容器スプレイを実施する。
リンク先【1.6.2.1(1)a.(b)】1.13-101

①

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），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（可搬型）が使用可能な場合 ※ １ で，代替格納容器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（代替淡水貯槽又は淡水貯水池）が確保されている場合※2：「代替格納容器スプレイ起動の判断基準に到達」とは，サプ
レッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，格納容器スプレイ
起動の判断基準（1.6 第 1.6−4 表）に達した場合②

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格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.1 (1)a.(b)代
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（淡水／海水）」にて整備する。

③

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）による格納容器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（残留熱除去系（Ｂ）配管を使用した西側
1.13-102

接続口による格納容器スプレイの場合）
・中央制御室運転員2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，260分以内と想定する。
現場操作（残留熱除去系（Ｂ）配管を使用した西側接続口による格納容器スプレイの場合）
・現場運転員1名及び重大事故等対応要員11名にて作業を実施した場合，260分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（炉心損傷判断時）
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，消火系及び補給水系による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）により格納容器内へのスプレイを実施する。
リンク先【1.6.2.2(1)a.(b)】①

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替
1.13-103循環冷却系，消火系及び補給水系による格納容器スプレイが使用できず，可搬型代替注水大型ポンプが使用可能な場合 ※２ で，代替格納容器スプレイ起動の判断基準に到達した場合 ※３※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した
場合※2：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯槽又は淡水貯水池）が確保されている場合※3：「代替格納容器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・チェンバ圧力又はドライウェ
ル雰囲気温度が代替格納容器スプレイ起動の判断基準（1.6第
1.6−5表）に達した場合②

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格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.2(1)a.(b)代
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（淡水／海水）」にて整備する。

③

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）による格納容器スプレイ開始までの必要な要員
1.13-104

数及び所要時間は以下のとおり。
中央制御室からの操作（残留熱除去系（Ｂ）配管を使用した西側
接続口による格納容器スプレイの場合）
・中央制御室運転員2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，260分以内と想定する。
現場操作（残留熱除去系（Ｂ）配管を使用した西側接続口による格納容器スプレイの場合）
・現場運転員1名及び重大事故等対応要員11名にて作業を実施した場合，260分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

ｄ．淡水貯水池を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給
淡水貯水池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補給手段がある。

(a)

フィルタ装置スクラビング水補給
フィルタ装置水位が通常水位を下回り，下限水位に到達する前に，フィルタ装置へ水張りを実施する。
リンク先【1.5.2.1(1)a.(b)】，【1.7.2.1(1)a.(b)】【1.5.2.1(2)a.(b)】，【1.7.2.1(2)a.(b)】1.13-105①

手順着手の判断基準
フィルタ装置水位指示値が 1,500mm を下回ると判断した場合②

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)，1.7.2.1(1)a.(b)，1.5.2.1(2)a.(b)及び 1.7.2.1(2)a.(b)フィルタ装置スクラビング
水補給」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 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送水開始まで 170 分と想定する。
なお，炉心損傷がない状況下での格納容器ベントであることから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低く，作業は可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
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。

ｅ．淡水貯水池を水源とした格納容器下部への注水
淡水貯水池を水源とした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。

1.13-106

(a)

格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却
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）による注水機能が喪失した場合，格納容器破損を防止する
ため可搬型代替注水大型ポンプによりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある
場合において，あらかじめペデスタル（ドライウェル部）への初期
水張りを実施する。
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。格納容器圧力が規定圧力に到達した以降の注水流量は，格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレッション・プール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。
リンク先【1.8.2.1(1)b.】①

手順着手の判断基準
ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの判断基準
・炉心損傷を判断した場合 ※１ で，格納容器下部注水系（常設），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

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

1.13-107

・原子炉圧力容器の破損の徴候 ※３ 又は原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化 ※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：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源及び水源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，原子炉水位が低下，制御
棒位置の指示値喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度の指
示値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変化」は，原子炉圧力の低下，ドライウェル圧力の上昇，ペデスタル（ドライウェル部）雰囲気温度の上昇により確認する。

②

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
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）によるデブリ冷却」にて整備する。

③

操作の成立性1.13-108

上記の操作は，中央制御室運転員 2 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格納容器
下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却開始まで 260 分と想定する。

ｆ．淡水貯水池を水源とした格納容器頂部への注水
淡水貯水池を水源とした格納容器頂部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，格納容器の頂部を冷却することで格納容器から原子炉建屋原子炉棟内への水素漏えいを抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止するため，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。
リンク先【1.10.2.1(1)b.】①

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，格納容器内の温度上昇が継続している場合で，格納容器頂部注水系（可搬型）が使用可能な場合 ※２※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタ

1.13-109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，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
格納容器頂部注水系（可搬型）による淡水貯水池を水源とした格納容器頂部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注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 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格納容器
頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル注水開始まで 260 分と想定する。

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
淡水貯水池を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイへの注水手段としては，代替燃料プール注水系（可搬型）がある。

(a)

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）を使用した使用済燃料プール注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失若しくは使用済
燃料プール水の小規模な漏えいが発生した場合に，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）を使用した
使用済燃料プール注水を実施することで使用済燃料プール内の燃料
1.13-110

体等冷却，放射線遮蔽及び臨界を防止する。
リンク先【1.11.2.1(1)b.】①

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位低下を中央制御室で確認可能なカメラにて確認した場合，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系が全台停止した場合若しくは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において，常設低圧代替注
水系ポンプ，補給水系，消火系及び可搬型スプレイノズルが使用できず，代替燃料プール注水系（注水ライン）及び可搬型代替注
水大型ポンプが使用可能な場合 ※１※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
代替燃料プール注水系（可搬型）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手順については，「1.11.2.1(1)b.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）を使用した使用済燃料プール注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2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燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プール注水開始まで260分と想定する。
1.13-111

(b)

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注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失若しくは使用済燃料プール水の小規模な漏えいが発生した場合に，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注水を実施することで使用済燃料プール内の燃料体等冷却，放射線遮蔽及び臨界を防止する。
リンク先【1.11.2.1(1)c.】①

手順の判断基準
使用済燃料プールの水位低下を中央制御室で確認可能なカメラにて確認した場合，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系が全台停止した場合若しくは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において，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）を使用した使用済燃料プール注水及び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スプレイができず，可搬型代替注水大型ポンプが使用可
能な場合 ※１※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
代替燃料プール注水系（可搬型）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手順については，「1.11.2.1(1)c.可
1.13-112

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注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，作業を開始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。
原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合・中央制御室運転員2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分と想定する。
原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合・中央制御室運転員2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，400分と想定する。

(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（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ
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，「1.11.2.1(1)燃料プール代替注水」に示す手順による注水を実施しても水位が維持できない場合に，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緩和，臨界防止及び放射性物質の放出を低減する。
1.13-113

リンク先【1.11.2.2(1)b.】①

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの異常な水位低下を中央制御室で確認可能なカメラにて確認した場合又は使用済燃料プール水位が使用済燃料
プール水位低警報設定点まで低下し，かつ使用済燃料プールへの注水を行っても使用済燃料プールの水位低下が継続する場合において，常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型スプレイノズルが使用できず，可搬型代替注水大型ポンプが使用可能な場合 ※１※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
代替燃料プール注水系（可搬型）による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手順については，「1.11.2.2(1)b.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スプ
レイ」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2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スプレイ開始まで260分と想定する。

1.13-114

(d)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，「1.11.2.1(1)燃料プール代替注水」に示す手順による注水を実施しても水位が維持できない場合に，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緩和，臨界防止及び放射性物質の放出を低減する。
リンク先【1.11.2.2(1)c.】①

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの異常な水位低下を中央制御室で確認可能なカメラにて確認した場合又は使用済燃料プール水位が使用済燃料
プール水位低警報設定点まで低下し，かつ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において，常設低圧代替
注水系ポンプが使用できず，可搬型代替注水大型ポンプが使用可
能な場合 ※１※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
代替燃料プール注水系（可搬型）による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
1.13-115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ス
プレイ」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，作業を開始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スプレイ開始までの必要な要員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・中央制御室運転員2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分と想定する。
原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合・中央制御室運転員 2 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，400 分と想定する。

(5)

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
重大事故等が発生した場合において，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源として原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，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．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
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手段としては，消火系がある。
1.13-116(a)消火系による原子炉圧力容器への注水
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圧力容器への注水については，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）の注水機能が喪失した場合に，消火ポンプにより原子炉圧力容器への注水する場合と，炉心の著しい損
傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合に，低圧代替注水により原子炉圧力容器へ注水することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から格納容器への放熱量を抑制する場合と，炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心の格納容器下部への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する場合がある。
リンク先【1.4.2.1(1)a.(d)】①

手順着手の判断基準
給水系，復水系，非常用炉心冷却系，低圧代替注水系（常設）及び代替循環冷却系により原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，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を必要とする火災が発生していない場
合※1：設備に異常がなく，電源及び水源（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②

操作手順
1.13-117

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手順については，「1.4.2.1(1)a.(d)消火系による原子炉注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉圧力容器への注水開始まで50分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

(b)

消火系による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器が破損し，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落下した
場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（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，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，消火系により原子炉圧力容器へ注水することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から格納容器への放熱量を抑制する。
リンク先【1.4.2.1(3)a.(d)】①

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）及び代替循環冷却系により原子炉圧力容器内への注水ができ
1.13-118

ず，消火系による原子炉圧力容器内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，原子炉圧力容器内の圧力の低下，格納容器内の圧力の上昇，格
納容器内の温度の上昇により確認する。
※2：格納容器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（格納容器スプレイ流量：130m３ ／h，ペデスタル（ドライウェル部）注水量：14m３ ／h〜50m３ ／h）が確保され，更に消火系により原子炉圧力容器内へ崩壊熱相
当量（14m３ ／h〜50m ３ ／h）の注水に必要な流量が確保できる場合において，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
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注水箇所を選択する。

②

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

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，消火系による原子炉圧力容器内への注水開始まで50分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照1.13-119明及び通信連絡設備を整備する。

(c)

消火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）
炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するために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。
リンク先【1.8.2.1(1)c.】①

手順着手の判断基準
ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの判断基準
・炉心損傷を判断した場合 ※１ で，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（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，重大事故等へ対処するために消火系による消火を必要とする火災が発生していない場合
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）によるペデスタル（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，重大事故等へ対処するために消火系による消火を必要とする火災が発生していない場合
1.13-120

※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源及び水源（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※3：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉水位が低下，制御
棒位置の指示値喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度の指
示値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変化」は，原子炉圧力の低下，ドライウェル圧力の上昇，ペデスタル（ドライウェル部）雰囲気温度の上昇により確認する。

②

操作手順
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デブリ冷却手順については，「1.8.2.1(1)c.消火系によるデブリ冷却」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系によるデブリ
冷却開始まで47分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
1.13-121

(d)消火系による原子炉圧力容器への注水
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場
合において，低圧代替注水系（常設）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ない場合には，常設代替交流電源設備
又は可搬型代替交流電源設備により消火系の電源を確保し，原子炉
圧力容器への注水を実施する。また，原子炉圧力バウンダリが高圧の場合は，主蒸気逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交
流電源設備によりほう酸水注入系の電源を確保し，原子炉圧力容器
へのほう酸水注入を並行して行う。
リンク先【1.8.2.2(1)f.】① 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失により，低圧代替注水系（常設）及び代替
循環冷却系による原子炉圧力容器へ注水ができない場合において，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※1：設備に異常がなく，電源及び水源（ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク）が確保されている場合②

操作手順
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手順については，「1.8.2.2(1)f.消火系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
1.13-122

③操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉
圧力容器への注水開始まで50分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。

ｂ．ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした格納容器内の冷却ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした格納容器内の冷却手段としては，消火系がある。

(a)

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系），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格納容器内の冷却機能が喪失した場合，消火系により格納容器スプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，格納容器内の圧力が負圧とならない
ように，格納容器スプレイの起動／停止を実施する。
リンク先【1.6.2.1(1)a.(d)】①

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），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格納容器スプレイができず，消火系が使用可能な場合 ※１ で，代替格納容器スプレイ
起動の判断基準に到達した場合 ※２ ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合
1.13-123※1：設備に異常がなく，電源及び水源（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※2：「代替格納容器スプレイ起動の判断基準に到達」とは，サプ
レッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，代替格納容器スプ
レイ起動の判断基準（1.6 第 1.6−4 表）に達した場合②

操作手順
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格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.1(1)a.(d)消火系による格納容器スプレイ」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による格納容器ス
プレイ開始まで53分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

(b)

消火系による格納容器スプレイ（炉心損傷後）
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）及び代替循環冷却系による格納容器内の冷却機能が喪失した場合，消火系により格納容器スプレイを実施する。
リンク先【1.6.2.2(1)a.(d)】1.13-124

①

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替循環冷却系が使用できず，消火系が使用可能な場合 ※２ で，代替格納容器スプレイ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る消火が必要な火災が発生していない場合※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源及び水源（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※3：「代替格納容器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・チェンバ圧力又はドライウェ
ル雰囲気温度指示値が代替格納容器スプレイ起動の判断基
準（1.6第1.6−5表）に達した場合①

操作手順
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格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.2(1)a.(d)消火系による格納容器スプレイ」にて整備する。

1.13-125③操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による格納容器ス
プレイ開始まで53分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。

ｃ．ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした格納容器下部への注水
ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした格納容器下部への注水手段としては，消火系がある。

(a)

消火系によるデブリ冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器の破損防止するため，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，あらかじめペデスタル（ドライウェル部）への初期
水張りを実施する。
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。格納容器圧力が規定圧力に到達した以降の注水流量は，格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレッション・プール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。
1.13-126

リンク先【1.8.2.1(1)c.】①

手順着手の判断基準
ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの判断基準
・炉心損傷を判断した場合 ※１ で，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（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，重大事故等へ対処するた
めに消火系による消火を必要とする火災が発生していない場
合

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 又は原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化 ※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）によるペデスタル（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，重大事故等へ対処するために消火系による消火を必要とする火災が発生していない場合※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源及び水源（ろ過水貯蔵タンク又は多1.13-127

目的タンク）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，原子炉水位が低下，制御
棒位置の指示値喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度の指
示値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変化」は，原子炉圧力の低下，ドライウェル圧力の上昇，ペデスタル（ドライウェル部）雰囲気温度の上昇により確認する。

②

操作手順
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
格納容器下部への注水手順については，「1.8.2.1(1)c.消火系による格納容器スプレイ」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 名及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系によるデブリ冷却開始まで 47 分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。

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は，消火系がある。

1.13-128(a)消火系による使用済燃料プール注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失若しくは使用済
燃料プール水の小規模な漏えいが発生した場合に，消火系による使用済燃料プール注水を実施することで使用済燃料プール内の燃料体
等冷却，放射線遮蔽及び臨界を防止する。
消火栓からのホース接続による使用済燃料プールへの注水又は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を実施する。
リンク先【1.11.2.1(1)e.】①

手順着手の判断基準
消火栓からのホース接続による使用済燃料プールへの注水判断基
準・使用済燃料プールの水位低下を中央制御室で確認可能なカメ
ラにて確認した場合，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去
系が全台停止した場合若しくは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において，常設低圧代替注水系ポンプ及び補給水系が使用できず，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※1：設備に異常がなく，電源及び水源（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
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判断
基準
・使用済燃料プールの水位低下を中央制御室で確認可能なカメ
1.13-129

ラにて確認した場合，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去
系が全台停止した場合若しくは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において，常設低圧代替注水系ポンプ及び補給水系が使用できず，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※1：原子炉建屋原子炉棟5階及び原子炉建屋原子炉棟6階の消火栓を除き，設備に異常がなく，電源及び水源（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②

操作手順
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注水手順については，「1.11.2.1(1)e.消火系による使用済燃料プール注水」にて整備する。

③

操作の成立性
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。
消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合・中央制御室運転員2名，現場運転員3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分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
1.13-130

残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合・中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場
合，100分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

(6)

復水貯蔵タンクを水源とした対応手順
重大事故等が発生した場合において，復水貯蔵タンクを水源として原子
炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，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．復水貯蔵タンクを水源とした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
復水貯蔵タンクを水源とした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手段としては，制御棒駆動水圧系がある。

(a)

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及び原子炉隔離時冷却系により原子炉水位を維持できない場合には，非常用ディーゼル発電機により電源及び冷却水を確保し，復水貯蔵タンクを水源として制御棒駆動水圧系ポンプを用いて原子炉への注水を実施する。
リンク先【1.2.2.3(1)b.】①

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，原子炉隔離時
1.13-131

冷却系又は高圧代替注水系により原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合②

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
による原子炉注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員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3分と想定する。

ｂ．復水貯蔵タンクを水源とした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
復水貯蔵タンクを水源とした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
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については，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）及び消火系の注水機能が喪失した場合に，復水移送ポンプにより原子炉圧力容器へ注水する場合と，炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合に，低圧代替注水により原子炉圧力容器へ注水することで1.13-132

残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から格納容器への放熱量を抑制する場合と，炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心の格
納容器下部への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する場合がある。
リンク先【1.4.2.1(1)a.(e)】①

手順着手の判断基準
給水系，復水系，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り原子炉注水ができず，原子炉圧
力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点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②

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圧力容器注
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注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名，現場運転員2名及び重大事
故等対応要員6名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉圧力容器への注水開始まで105分と想定する。
1.13-133

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。
連絡配管閉止フランジの切り替えは，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。

(b)

補給水系による残存溶融炉心の冷却
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原子炉圧力容器下部へ落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（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，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低圧代替注水により原子炉圧力容器内へ注水することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から格納容器内への放熱量を抑制する。
リンク先【1.4.2.1(3)a.(e)】①

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)，代替循環冷却系及び消火系により原子炉圧力容器内への注水ができず，補給水系による原子炉圧力容器内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，原子炉圧力容器内の圧力の低下，格納容器内の圧力の上昇，格
納容器内の温度の上昇により確認する。
1.13-134※2：格納容器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（格納容器スプレイ流量：130m３ ／h，ペデスタル（ドライウェル部）注水量：14m３ ／h〜50m３ ／h）が確保され，更に補給水系により原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量（14m３ ／h〜50m３ ／h）の注水に必要な流量が確保できる場合
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注水箇所を選択する。

②

操作手順
補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした残存溶融炉心の冷却手順については，「1.4.2.1(3)a.(e)補給水系による残存溶融炉
心の冷却」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名，現場運転員2名及び重大事
故等対応要員6名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉注水開始まで105分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
連絡配管閉止フランジの切り替えは，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。

(c)

補給水系によるデブリ冷却

1.13-135炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器の損傷を防止するため，復水貯蔵タンクを水源とした復水移送ポンプによりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある
場合において，予めペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，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。格納容器圧力が規定圧力に到達した以降の注水流量は，格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレッション・プール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。
リンク先【1.8.2.1(1)d.】① 手順着手の判断基準
ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの判断基準
・炉心損傷を判断した場合 ※１ で，格納容器下部注水系（常設）及び消火系による格納容器下部への注水ができず，補給水系が使用可能な場合 ※２
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変化 ※４ により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，格納容器下部注水系（常設）及び消火系に
1.13-136

よる格納容器下部への注水ができず，補給水系が使用可能な場合 ※２※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合※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，原子炉水位が低下，制御
棒位置の指示値喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度の指
示値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変化」は，原子炉圧力の低下，ドライウェル圧力の上昇，ペデスタル（ドライウェル部）雰囲気温度の上昇により確認する。

②

操作手順
補給水系による復水貯蔵タンクを水源としたデブリ冷却手順については，「1.8.2.1(1)d.補給水系によるデブリ冷却」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 名，現場運転員 2 名及び重大事故等対応要員 6 名にて作業を実施した場合，補給水系によるデ1.13-137

ブリ冷却開始まで 101 分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
連絡配管閉止フランジの切り替えは，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。

(d)

補給水系による原子炉圧力容器への注水
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場
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
による原子炉圧力容器への注水ができない場合には，常設代替交流
電源設備又は可搬型代替交流電源設備により補給水系の電源を確保
し，補給水系による原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原
子炉圧力バウンダリが高圧の場合は，主蒸気逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交
流電源設備によりほう酸水注入系の電源を確保し，原子炉圧力容器
へのほう酸水注入を並行して行う。
リンク先【1.8.2.2(1)g.】①

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，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注水ができず，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
1.13-138

されている場合②

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圧力容器への注水手順については，「1.8.2.2(1)g.補給水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名，現場運転員2名及び重大事故等対応要員6名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉圧力容器への注水開始まで105分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。

ｃ．復水貯蔵タンクを水源とした格納容器内の冷却復水貯蔵タンクを水源とした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（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格納容器内の冷却機能が喪失した場合，補給水系により格納容器スプレイを実施する。
リンク先【1.6.2.1(1)a.(e)】1.13-139①

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），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格納容器ス
プレイができず，補給水系が使用可能な場合 ※１ で，代替格納容器
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：「代替格納容器スプレイ起動の判断基準に到達」とは，サプ
レッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，代替格納容器スプレイ
起動の判断基準（1.6第1.6−4表）に達した場合②

操作手順
補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.1(1)a.(e)補給水系による格納容器スプレイ」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名，現場運転員2名及び重大事
故等対応要員6名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による格納容器スプレイ開始まで105分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
連絡配管閉止フランジの切り替えは，十分な作業スペースを確
1.13-140

保していることから，容易に操作可能である。

(b) 補給水系による格納容器スプレイ（炉心損傷後）
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，消火系及び代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却機能の喪失が起きた
場合，補給水系により格納容器スプレイを実施する。
リンク先【1.6.2.2(1)a.(e)】①

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※ １ において，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系），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が使用できず，補給水系が使用可能な場合 ※ ２で，代替格納容器スプレイ起動の判断基準に到達した場合 ※３※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した
場合※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：「代替格納容器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・チェンバ圧力又はドライウェ
ル雰囲気温度が代替格納容器スプレイ起動の判断基準（1.6 第
1.13-141

1.6−5 表）に達した場合②

操作手順
補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.2(1)a.(e)補給水系による格納容器スプレイ」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名，現場運転員2名及び重大事故等対応要員6名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による格納容器スプレイ開始まで105分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
連絡配管閉止フランジの切り替えは，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。

ｄ．復水貯蔵タンクを水源とした格納容器下部への注水
復水貯蔵タンクを水源とした格納容器下部への注水手段としては，補給水系がある。

(a)

補給水系によるデブリ冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器の破損を防止するため，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。

1.13-142

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，あらかじめペデスタル（ドライウェル部）への初期
水張りを実施する。
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。格納容器圧力が規定圧力に到達した以降の注水流量は，格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレッション・プー
ル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。
リンク先【1.8.2.1(1)d.】①

手順着手の判断基準
ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの判断基準
・炉心損傷を判断した場合 ※１ で，格納容器下部注水系（常設）及び消火系による格納容器下部への注水ができず，補給水系が使用可能な場合 ※２

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 又は原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化 ※４ により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，格納容器下部注水系（常設）及び消火系による格納容器下部への注水ができず，補給水系が使用可能な
場合 ※２

1.13-143

※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合※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，原子炉水位が低下，制御棒位置の指示値喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度の指示値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変化」は，原子炉圧力の低下，ドライウェル圧力の上昇，ペデスタル（ドライウェル部）雰囲気温度の上昇により確認する。

②

操作手順
補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした格納容器下部への注水手順については，「1.8.2.1(1)d.補給水系による格納容器スプレイ」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 名，現場運転員 2 名及び重大事故等対応要員 6 名にて作業を実施した場合，補給水系によるデブリ冷却開始まで 101 分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
1.13-144

連絡配管閉止フランジの切り替えは，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。

ｅ．復水貯蔵タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水
復水貯蔵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，補給水系がある。

(a)

補給水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又は注水機能の喪失若しくは使用済
燃料プール水の小規模な漏えいが発生した場合に，補給水系による使用済燃料プールへの注水を実施することで使用済燃料プール内の燃料体等冷却，放射線遮蔽及び臨界を防止する。
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注水又はス
プレイの準備として，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉より原子炉建
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を並行して実施する。
原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場合，原子炉建屋
原子炉棟大物搬入口より原子炉建屋原子炉棟6階までのホース敷設を実施する。
リンク先【1.11.2.1(1)d.】①

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位低下を中央制御室で確認可能なカメラ
1.13-145

にて確認した場合，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系が全台停止した場合若しくは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において，常設低圧代替注
水系ポンプが使用できず，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②

操作手順
補給水系による復水貯蔵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)d.補給水系による使用済
燃料プール注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による使用済燃料プール注水開始まで55分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。

(7)

淡水タンクを水源とした対応手順
重大事故等が発生した場合において，淡水タンクを水源とた可搬型代替
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を行う手順を整備する。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1.13-146

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にする。

ａ．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送水
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，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，接続口から注水等が必要な個所までの操作手順については各条文にて整備する。（対応手順については，
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 1500mm を下回ると判断した
場合

(b)

操作手順
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送水手
順の概略は以下のとおり。概要図を第 1.13-2 図に，タイムチャー
トを第 1.13-3 図に，ホース敷設図を第 1.13-15 図示す。

① 発電長は，手順着手の判断に基づき，災害対策本部長に可搬型代 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，接続口の場所を指示する。
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吸込口をホースで接続する。
1.13-147

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敷設を行う。
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，災害対策本部長にフィルタ装置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，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の準備完了したことを報告する。
⑧ 災害対策本部長は，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，接続口付属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，接続口付属の弁を調整開とし，補給を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑫ 災害対策本部長は，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。
⑬ 災害対策本部長は，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。
⑭ 重大事故等対応要員は，補給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。

(c)

操作の成立性1.13-148

上記の現場操作は，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の接続口に接続した場合において約 155 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
送水ホース等の接続は速やかに作業ができるよう可搬型代替注水大型ポン
プの保管場所に使用工具及び送水ホースを配備する。
構内のアクセス状況を考慮して淡水タンクから各接続口へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
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する。

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
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大型ポンプによる補給手段がある。

(a)

フィルタ装置スクラビング水補給
フィルタ装置水位が通常水位を下回り，下限水位に到達する前に，フィルタ装置へ水張りを実施する。
リンク先【1.5.2.1(1)a.(b)】，【1.7.2.1(1)a.(b)】【1.5.2.1(2)a.(b)】，【1.7.2.1(2)a.(b)】①

手順着手の判断基準
フィルタ装置水位指示値が 1,500mm 下回ると判断した場合
1.13-149

②

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)，1.7.2.1(1)a.(b)，1.5.2.1(2)a.(b)及び 1.7.2.1(2)a.(b)フィルタ装置スクラビング
水補給」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 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送水開始まで 170 分と想定する。
なお，炉心損傷がない状況下での格納容器ベントであることから，本操作における作業エリアの被ばく線量率は低く，作業は可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
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。

(8)

海を水源とした対応手順
重大事故等が発生した場合において，海を水源とした原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容
器頂部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。
重大事故等が発生した場合において，海を水源とした最終ヒート
シンク（海洋）への代替熱輸送，大気への拡散抑制，航空機燃料火1.13-150

災への泡消火，非常用ディーゼル（高圧炉心スプレイ系を含む）発電機用海水系への代替海水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除熱を行う手順を整備する。

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
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，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，接続口から注水等が必要な個所までの操作手
順については各条文にて整備する。（対応手順については，
1.13.2.1(8)b.〜1.13.2.1(8)k.に示す。）
原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイ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。
東側接続口及び西側接続口から原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部への注水及び使用済燃料
プールへの注水／スプレイへの各種注水を行う。
水源特定，可搬型代替注水大型ポンプ配置，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の一連の作業は，各種注水において同じであり，海から接続口までの距離によりホース数量が決まる。なお，海から接続口の選択は，各種注水までの時間が最短となる組
み合わせを優先として選択する。（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。）

1.13-151

(a)手順着手の判断基準
給水系，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機能が喪失し，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手段等の準備を開始した場合

(b)

操作手順
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略は以下のとおり。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，手順着手の判断に基づき，災害対策本部長に可搬型
代替注水大型ポンプによる送水を依頼する。
② 災害対策本部長は，プラントの被災状況に応じて海を水源とした各種注水のための接続口の場所を決定する。
③ 災害対策本部長は，発電長に各種注水のための接続口の場所を連絡する。
④ 災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型
ポンプによる海を水源とした各種注水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海に配置
し，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプを海面へ設置する。
⑥ 重大事故等対応要員は，海から接続口までのホース敷設を行う。
⑦ 重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
⑧ 発電長は，災害対策本部長に建屋内の系統構成が完了したこと
1.13-152

を連絡する。
⑨ 重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型
ポンプによる送水の準備完了したことを報告する。
⑩ 災害対策本部長は，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に報告する。
⑭ 災害対策本部長は，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，各種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。

(c)

操作の成立性上記の現場操作は，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，東側接続口に接続した場合において約
135 分以内，西側接続口に接続した場合において約 150 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照1.13-153

明及び通信連絡設備を整備する。
送水ホース等の接続は速やかに作業ができるよう可搬型代替注水
大型ポンプの保管場所に使用工具及び送水ホースを配備する。
構内のアクセス状況を考慮して海から各接続口へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
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する。
（添付資料 1.13.4-3）

ｂ．海を水源とした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
海を水源とした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）による原子炉注水
給水系，復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉注水機能が喪失した場合，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手段は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手段と同時並行で準備を開始する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合，低圧代替注水系（可搬型）の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，原子炉圧力容器への注水を開始する。
また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，低圧代替注水系（可搬型）の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，逃がし安全弁による原子炉減圧を実施し，原子炉注水を開始する。
1.13-154

リンク先【1.4.2.1(1)a.(b)】①

手順着手の判断基準
給水系，復水系，非常用炉心冷却系，低圧代替注水系（常設），
代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉注水ができず，
原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点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，電源及び水源（代替淡水貯槽又は淡水貯水池）が確保されている場合②

操作手順
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（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）による原子炉注
水（淡水／海水）」にて整備する。

③

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。
中央制御室からの操作（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した西側
接続口による原子炉注水の場合）
・中央制御室運転員2名及び重大事故等対応要員8名にて作業
1.13-155

を実施した場合，260分以内と想定する。
現場操作（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した西側接続口による
原子炉注水の場合）
・現場運転員2名及び重大事故等対応要員10名にて作業を実施した場合，260分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

(b)

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
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原子炉圧力容器下部へ落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（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，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低圧代替注水により原子炉圧力容器内へ注水することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から格納容器内への放熱量を抑制する。
リンク先【1.4.2.1(3)a.(b)】①

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），
1.13-156代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉圧力容器内への注水ができず，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器内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
圧力容器内の圧力の低下，格納容器内の圧力の上昇，格納容
器内の温度の上昇により確認する。
※2：格納容器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（格納容器スプレイ流量：130m３ ／h，ペデスタ
ル（ドライウェル部）注水量：14m３ ／h〜50m３ ／h）が確保され，更に可搬型代替注水（可搬型）により原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量（14m３ ／h〜50m ３ ／h）の注水に必要な流量が確保できる場合。
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注水箇所を選択する。

②

操作手順
残存溶融炉心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.(b)低圧代
替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。

③

操作の成立性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及び所要時間は以下のとおり。
1.13-157

中央制御室からの操作（残留熱除去系（Ｃ）配管使用の場合）
・中央制御室運転員2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，260分と想定する。
現場操作（残留熱除去系（Ｃ）配管使用の場合）
・現場運転員2名及び重大事故等対応要員10名にて作業を実施した場合，260分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

(c)

低圧代替注水系（可搬型）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）
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場
合において，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合には，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により低圧代替注
水系（可搬型）の電源を確保し，原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉圧力バウンダリが高圧の場合は，主蒸気逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交
流電源設備によりほう酸水注入系の電源を確保し，原子炉圧力容器
へのほう酸水注入を並行して行う。
1.13-158

リンク先【1.8.2.2(1)d.】①

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失により，給水系，復水系，非常用炉心冷却系，
低圧代替注水系（常設），消火系及び補給水系による原子炉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 ※１※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
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)d.低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

③

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及び所要時間は以下のとおり。
中央制御室からの操作
・中央制御室運転員2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，260分と想定する。
現場操作
・現場運転員2名及び重大事故等対応要員10名にて作業を実施し
1.13-159

た場合，260分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備等を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

ｃ．海を水源とした格納容器内の冷却海を水源とした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）がある。

(a)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（炉心損傷判断前）
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，消火系及び補給水系による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）により格納容器スプレイを実施する。
リンク先【1.6.2.1(1)a.(b)】①

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），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（可搬型）が使用可能な場合 ※ １ で，代替格納容器スプレイ起動の判断基準に
1.13-160

到達した場合 ※２※1：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯槽又は淡水貯水池）が確保されている場合※2：「代替格納容器スプレイ起動の判断基準に到達」とは，サプ
レッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度又はサプレッション・プール水位指示値が，格納容器スプレイ
起動の判断基準（1.6第1.6−4表）に達した場合②

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格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.1(1)a.(b)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（淡水／海水）」にて整備する。

③

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）による格納容器スプレイ開始までの必要な要員
及び所要時間以下のとおり。
中央制御室からの操作（残留熱除去系（Ｂ）配管を使用した西側
接続口による格納容器スプレイの場合）
・中央制御室運転員2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，260分と想定する。
現場操作（残留熱除去系（Ｂ）配管を使用した西側接続口による格納容器スプレイの場合）
1.13-161

・現場運転員1名及び重大事故等対応要員11名にて作業を実施した場合，260分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（炉心損傷判断時）
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，消火系及び補給水系による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）により格納容器内へのスプレイを実施する。
リンク先【1.6.2.2(1)a.(b)】①

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※ １ において，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循
環冷却系，消火系及び補給水系による格納容器スプレイが使用できず，可搬型代替注水大型ポンプが使用可能な場合 ※２ で，代替格納容器スプレイ起動の判断基準に到達した場合 ※３※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故
1.13-162

における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源及び水源（代替淡水貯槽又は淡水貯水池）が確保されている場合※3：「代替格納容器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・チェンバ圧力又はドライウェ
ル雰囲気温度が代替格納容器スプレイ起動の判断基準（1.6
第1.6−5表）に達した場合②

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格納容器内の冷却手順については，「1.6.2.2(1)a.(b)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（淡水／海水）」にて整備する。

③

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）による格納容器スプレイ開始までの必要な要員
及び所要時間以下のとおり。
中央制御室からの操作（残留熱除去系（Ｂ）配管を使用した西側
接続口による格納容器スプレイの場合）
・中央制御室運転員2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，260分と想定する。
1.13-163

現場操作（残留熱除去系（Ｂ）配管を使用した西側接続口による格納容器スプレイの場合）
・現場運転員1名及び重大事故等対応要員11名にて作業を実施した場合，260分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
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。

ｄ．海を水源とした格納容器下部への注水
海を水源とした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）によるデブリ冷却
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）による注水機能が喪失した場合，格納容器の破損を防止するため可搬型代替注水大型ポンプによりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷の進展により原子炉圧力容器が破損に至る可能性がある
場合において，あらかじめペデスタル（ドライウェル部）への初期
水張りを実施する。
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
1.13-164

ル部）への注水を継続する。格納容器圧力が規定圧力に到達した以降の注水流量は，格納容器内の減圧及び除熱操作時にサプレッション・プール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。
リンク先【1.8.2.1(1)b.】①

手順着手の判断基準
ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの判断基準
・炉心損傷を判断した場合 ※１ で，格納容器下部注水系（常設），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

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 又は原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化 ※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：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上

1.13-165

を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源及び水源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，原子炉水位が低下，制御棒位置の指示値喪失数増加，原子炉圧力容器下鏡部温度の指示値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変化」は，原子炉圧力の低下，ドライウェル圧力の上昇，ペデスタル（ドライウェル部）雰囲気温度の上昇により確認する。

②

操作手順
格納容器下部注水系（可搬型）による海を水源とした格納容器
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）によるデブリ冷却」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 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格納容器
下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却開始まで 260 分と想定する。

ｅ．海を水源とした格納容器頂部への注水
海を水源とした格納容器頂部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注水
1.13-166

炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器の頂部を冷却することで格納容器から原子炉建屋原子炉棟内への水素漏えいを抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止するため，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。
リンク先【1.10.2.1(1)b.】①

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，格納容器内の温度上昇が継続している場合で，格納容器頂部注水系（可搬型）が使用可能な場合 ※２※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合※2：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
格納容器頂部注水系（可搬型）による海を水源とした格納容器
頂部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注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 名及び重大事故等対応要員
1.13-167

8 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（可搬型）による原子炉ウェル注水開始まで 260 分と想定する。

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／スプレイへの注水手段としては，代替燃料プール注水系（可搬型）がある。

(a)

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）を使用した使用済燃料プール注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失若しくは使用済
燃料プール水の小規模な漏えいが発生した場合に，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）を使用した
使用済燃料プール注水を実施することで使用済燃料プール内の燃料体等冷却，放射線遮蔽及び臨界を防止する。
リンク先【1.11.2.1(1)b.】①

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの水位低下を中央制御室で確認可能なカメラにて確認した場合，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系が全台停止した場合若しくは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において，常設低圧代替注
水系ポンプ，補給水系，消火系及び可搬型スプレイノズルが使用できず，代替燃料プール注水系（注水ライン）及び可搬型代替注
水大型ポンプが使用可能な場合 ※１ .
1.13-168

※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
代替燃料プール注水系（可搬型）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は，「1.11.2.1(1)b.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）を使用した使用済燃料プール注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2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燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プール注水開始まで260分と想定する。

(b)

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注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失若しくは使用済
燃料プール水の小規模な漏えいが発生した場合に，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注水を実施することで使用済燃料プー
ル内の燃料体等冷却，放射線遮蔽及び臨界を防止する。
リンク先【1.11.2.1(1)c.】①

手順着手の判断基準
1.13-169

使用済燃料プールの水位低下を中央制御室で確認可能なカメラにて確認した場合，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系が全台停止した場合若しくは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において，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）を使用した使用済燃料プール注水及び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スプレイができず，可搬型代替注水大型ポンプが使用可
能な場合 ※１※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
代替燃料プール注水系（可搬型）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注水」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，作業を開始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。
原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合・中央制御室運転員2名及び重大事故等対応要員8名にて作業を
1.13-170

実施した場合，385分と想定する。
原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合・中央制御室運転員2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，400分と想定する。

(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（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ
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，「1.11.2.1(1)燃料プール代替注水」に示す手順による注水を実施しても水位が維持できない場合に，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，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減する。
リンク先【1.11.2.2 (1)b.】①

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの異常な水位低下を中央制御室で確認可能なカメラにて確認した場合又は使用済燃料プール水位が使用済燃料
プール水位低警報設定点まで低下し，かつ使用済燃料プールへの注水を行っても使用済燃料プールの水位低下が継続する場合において，常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型スプレイノズルが使用できず，可搬型代替注水大型ポンプが使用可能な場合 ※１※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合
1.13-171

②

操作手順
代替燃料プール注水系（可搬型）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いては，「1.11.2.2(1)b.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スプレイ」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2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スプレイ開始まで260分と想定する。

(d)

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，「1.11.2.1(1)燃料プール代替注水」に示す
手順による注水を実施しても水位が維持できない場合に，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緩和，臨界防止及び放射性物質の放出を低減する。
リンク先【1.11.2.2(1)c.】①

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの異常な水位低下を中央制御室で確認可能な
1.13-172

カメラにて確認した場合又は使用済燃料プール水位が使用済燃料
プール水位低警報設定点まで低下し，かつ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において，常設低圧代替
注水系ポンプが使用できず，可搬型代替注水大型ポンプが使用可
能な場合 ※１※1：設備に異常がなく，電源及び水源が確保されている場合②

操作手順
代替燃料プール注水系（可搬型）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スプレイ」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，作業を開始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スプレイ開始までの必要な要員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・中央制御室運転員2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分と想定する。
原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合・中央制御室運転員 2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業
1.13-173

を実施した場合，400 分と想定する。

ｇ．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（海洋）への代替熱輸送手段としては，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系がある。

(a)

緊急用海水系による冷却水の確保
残留熱除去系海水系の機能が喪失した場合，残留熱除去系を使用した原子炉除熱，格納容器除熱，使用済燃料プール除熱戦略ができなくなることから，緊急用海水系を用いて冷却水を確保し，残留熱除去系海水系の系統構成を行い，緊急用海水系により冷却水を供給する。
常設代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を確保し冷却水
通水確認後，目的に応じ残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプ
レッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）を起動
し，最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。
リンク先【1.5.2.2(1)a.】① 手順着手の判断基準
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用できない場合②

操作手順
緊急用海水系による海を水源とした冷却水確保の手順について
は，「1.5.2.2(1)a.緊急用海水系による冷却水（海水）の確保」に
1.13-174

て整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 名にて作業を実施した場
合，作業開始を判断してから緊急用海水系による冷却水の供給まで 20 分と想定する。

(b)

代替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の機能が喪失した場合，残留熱除去系を使用した原子炉除熱，格納容器除熱，使用済燃料プール除熱戦略ができなくなることから，緊急用海水系により冷却水を確保するが，緊急用海水系が機能喪失した場合には，代替残留熱除去系海水系を用いて冷却水を確保し，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給する。
常設代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を確保し冷却水
通水確認後，目的に応じ残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプ
レッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）を起動
し，最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。
リンク先【1.5.2.2(1)b.】①

手順着手の判断基準
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用できない場合で，緊急用海水系が機能喪失した場合

1.13-175

②

操作手順
代替残留熱除去系海水系による海を水源とした冷却水確保の手順については，「1.5.2.2(1)b.代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2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留熱除去系海水系へ冷却水供給まで260分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
また，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。

ｈ．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拡散抑制手段としては，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制がる。

(a)

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物
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，格納容器の破損を防止するため，格納容器スプレイによる格納容器内の除熱並びに
格納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却による格納容器内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
1.13-176

燃料プールの水位が異常に低下し，使用済燃料プールの水位が維持できない場合は，可搬型又は常設スプレイヘッダから使用済燃料プールにスプレイすることで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，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲により原子炉建屋に海水を放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。
リンク先【1.12.2.1(1)a.】①

手順着手の判断基準
以下のいずれかが該当する場合
・炉心損傷を判断 ※1した場合において，原子炉圧力容器への注水が確認できない場合
・使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済
燃料プールへの注水手段を行っても水位低下が継続する場
合・大型航空機の衝突など，原子炉建屋外観に大きな損傷を確認した場合※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する
指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放
射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器表面温度で300℃以上を確認した場合

1.13-177

②

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による海を水源とした大気へ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。

③

操作の成立性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
代替注水大型ポンプの起動，ホースの水張り及び空気抜きは4名）
にて実施する。
作業は災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，作業開始を判断してから可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制開始まで190分以内と想定する。
円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保
し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。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かに作業ができるように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。
災害対策本部長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。重大事故等対応要員4名にて実施し，作業開始
を判 断してから190分以降，放水することが可能と想定する。
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破損口等の放射性物質放出箇所に向1.13-178

けて放水を実施する。
放水砲の放射方法としては，直状放射から噴霧放射への切替えが可能であり，噴霧放射は直状放射に比べ射程距離が短くなるものの，より細かい水滴径が期待でき，直状放射よりも放射性物質の抑制効果がある。従って，なるべく噴霧放射を使用する。
ただし，直状放射の場合も，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はある。

i．海を水源とした航空機燃料火災への泡消火
海を水源とした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，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）がある。

(a)

可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火
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において，海を水源として可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火を行う手順を整備する。
リンク先【1.12.2.2(2)a.】①

手順着手の判断基準
航空機燃料火災が発生した場合②

操作手順
1.13-179

可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）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，「1.12.2.2(2)a.可搬型代替注水大型ポンプ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。

③

操作の成立性上記の現場対応は重大事故等対応要員8名にて実施する。
作業は，災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，作業開始を判断してから可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による泡消火開始まで190分以内と想定する。
1％濃縮用泡消火薬剤を5,000L配備し，放水開始から約20分の泡消火が可能である。
泡消火薬剤は，放水流量（22,300L／min）に対して1％濃度で自動注入となる。
円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保
し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。
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型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。

ｊ．海を水源とした非常用ディーゼル（高圧炉心スプレイ系を含む）発電機用海水系への代替海水送水
海を水源とした非常用ディーゼル（高圧炉心スプレイ系を含む）発電機用海水系への代替海水送水の手段としては，可搬型代替注水大型ポン
1.13-180

プによる送水を行う。

(a)

非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル冷却系海水系への代替送水による非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源供給機能の復旧
Ｄ／Ｇ海水系のポンプ等の故障によりＤ／Ｇ
ＰＣＳ

２Ｃ・２Ｄ及びＨ

Ｄ／Ｇの電源供給機能が復旧できない状態で，Ｄ／Ｇ

Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ

２

Ｄ／Ｇの使用が可能な場合に，可搬型代替

注水大型ポンプによりＤ／Ｇ海水系に海水を送水し，各ディーゼル
機関を冷却することで，Ｄ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源供給機能を復旧し，原子炉及び使用済燃料貯蔵プールの冷却，格納容器冷却及び除熱に必要となる設備の電源を復旧する。
リンク先【1.14.2.1(3)】① 手順着手の判断基準
Ｄ／Ｇ海水系のポンプ等の故障によりＤ／Ｇ
ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源供給機能が復旧できない状態で，Ｄ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ②

２Ｃ・２Ｄ及びＤ／Ｇの使用が可能な場合

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプによる海を水源とした非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル冷却系海水系への代替送水による非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源供給機能の復旧手順については「1.14.2.1(3)非常用及び高圧炉心スプレイ系
ディーゼル冷却系海水系への代替送水による非常用及び高圧炉心1.13-181

スプレイ系ディーゼル発電機の電源供給機能にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 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Ｄ／Ｇ海水系への代替送水によるＤ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ

Ｄ／

Ｇの電源供給機能の復旧までの所要時間を 180 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，照明，通信連絡設備を整備する。

ｋ．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除熱
海を水源とした使用済燃料プール除熱手段としては，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除熱
燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系による使用済燃料プール
冷却機能が喪失した場合，代替燃料プール冷却系により使用済燃料
プール除熱を実施する。
リンク先【1.11.2.4(1)a.】①

手順着手の判断基準
燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系が全台停止した場合で，使用済燃料プール温度高警報が発生した場合において，代替
燃料プール冷却系が使用可能な場合 ※１
1.13-182※1：設備に異常がなく，電源，水源（スキマサージタンク）及び冷却水が確保されている場合②

操作手順
代替燃料プール冷却系（常設）による海を水源とした使用済燃料プール除熱手順については，「1.11.2.4(1)a.代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール除熱」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員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燃料プール冷却系による使用済燃料
プール除熱開始まで13分と想定する。

(9)

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手順
重大事故等が発生した場合において，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注入手順を整備する。

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水
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水手段としては，ほう酸水注水系がある。

(a)

原子炉制御「反応度制御」ＡＴＷＳ発生時に，原子炉を安全に停止させる。
リンク先【1.1.2.1(2)】1.13-183①

手順着手の判断基準
原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）の操作を実施しても，

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位置）まで挿入されていない場合において，原子炉出力が3％以上の場合
なお，制御棒位置指示が確認できない場合は，原子炉制御「反応度制御」に移行する。

②

操作手順
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注入手順については，「1.1.2.1(2)原子炉制
御「反応度制御」」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名，現場運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから中央制御室の操作における所要時間は下記のとおり想定する。
・ほう酸水注入系起動操作完了まで：4分
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。

(b)

ほう酸水注入系による原子炉注水
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水位を維持できない場合には，ほう酸水貯蔵タンクを水源と

1.13-184して，ほう酸水注入ポンプを用いて原子炉圧力容器への注水を実施す
る。
さらに，原子炉圧力容器への注水を継続するため，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，ほう酸水注入ポンプを用
いて原子炉圧力容器への注水を継続させる。
リンク先【1.2.2.3(1)a.】①

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又は高圧代替注水系により原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合②

操作手順
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注水」にて整備する。

③

操作の成立性
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注水は，中央制御室運転員1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水開始まで2分を想定する。
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，原子炉圧力容器への継続注水を行う場合は，現場運転員2名にて作業を

1.13-185

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分を想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。

(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
炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心の格納容器下部への落下を遅延又は防止するため原子炉圧力容器へ注水する。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。
リンク先【1.8.2.2(1)h.】①

手順着手の判断基準
炉心が損傷した場合 ※１ において，ほう酸水注入系が使用可能な場
合 ※２※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場
合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合※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②

操作手順
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1.13-186

容器へのほう酸水注入手順については，「1.8.2.2(1)h.ほう酸水注入
系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入」にて整備する。

③

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員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分と想定する。

1.13-187

1.13.2.2(1)

水源へ水を補給のための対応手順

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手順
ａ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給（淡水／海水）
代替淡水貯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，代替淡水貯槽への補給手段がないと代替淡水貯槽水位は低下し，水源が枯渇するため，可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡
水貯槽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，淡水貯水池を優先して使用する。淡水の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り替えが可能である。なお，淡水貯水池への淡水補給は，「1.13.2.2(2)a.淡水貯水池Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給」及び「1.13.2.2(2)b.可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給」の手順にて実施する。
また，淡水貯水池を水源として代替淡水貯槽へ補給している場合は，あらかじめ可搬型代替注水大型ポンプ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が可能である。淡水から海水への切替えは，「1.13.2.3(1)淡水から海水への切替え」の手順にて実施する。

(a)

淡水貯水池を水源とした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原子炉圧力容器への注水，格納容器内
1.13-188

の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部への注水及び使用済
燃料プールへの注水／スプレイが開始され，淡水の消費が開始された場合

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 1.13-4 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，災害対策本部長に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，可搬型代替注水大型ポン
プの配備及びホース接続を依頼する。
③ 災害対策本部長は，プラントの被災状況の結果から水源を淡水貯水池に決定し，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポン
プによる代替淡水貯槽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貯水池に配置し，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプを水面へ設置する。
⑤ 重大事故等対応要員は，淡水貯水池から代替淡水貯槽までのホース敷設を行う。
⑥ 運転員等は中央制御室にて，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にて確認する。
1.13-189

⑦ 重大事故等対応要員は，代替淡水貯槽のハッチを開放し，ホースの挿入を行い，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完了を災害対策本部長へ報告する。
⑧ 災害対策本部長は，発電長に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完了を連絡する。
⑨ 発電長は，災害対策本部長に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。
⑩ 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。
⑪ 災害対策本部長は，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への補給開始を指示する。
⑫ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを起動する。
起動後，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災害対策本部長に報告する。
⑬ 災害対策本部長は，発電長に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連絡する。
⑭ 運転員等は中央制御室にて，代替淡水貯槽への補給が開始されたことを水位指示上昇により確認し，発電長に報告する。
⑮ 運転員等は中央制御室にて，代替淡水貯槽の水位が 19m に到達したことを発電長に報告する。
⑯ 発電長は，代替淡水貯槽への補給停止を災害対策本部長に依頼する。

ⅲ．操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 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
1.13-190

水大型ポンプによる淡水貯水池から代替淡水貯槽への補給開始まで
155 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
構内のアクセス状況を考慮して淡水貯水池から代替淡水貯槽へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
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する。
（添付資料 1.13.4-4）(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原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部への注水及び使用済
燃料プールへの注水／スプレイが開始され，淡水の消費が開始された場合

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 1.13-4 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，運転員等に可搬型代替
1.13-191

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，災害対策本部長に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，可搬型代替注水大型ポンプの配備及びホース接続を依頼する。
③ 災害対策本部長は，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代替淡水貯槽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 運転員等は中央制御室にて，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にて確認する。
⑦ 重大事故等対応要員は，代替淡水貯槽のハッチを開放し，ホースの挿入を行い，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完了を災害対策本部長へ報告する。
⑧ 災害対策本部長は，発電長に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完了を連絡する。
⑨ 発電長は，災害対策本部長に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。
⑩ 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。
⑪ 災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポ
1.13-192

ンプによる代替淡水貯槽への補給開始を指示する。
⑫ 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を起動する。起動後，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災害対策本部長に報告する。
⑬ 災害対策本部長は，発電長に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連絡する。
⑭ 運転員等は中央制御室にて，代替淡水貯槽への補給が開始されたことを水位指示上昇により確認し，発電長に報告する。
⑮ 運転員等は中央制御室にて，代替淡水貯槽の水位が 19m に到達したことを発電長に報告する。
⑯ 発電長は，代替淡水貯槽への補給停止を災害対策本部長に依頼する。

ⅲ．操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 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淡水タンクから代替淡水貯槽への補給開始まで
175 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
構内のアクセス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，移送ルートを確保する。
1.13-193

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。
（添付資料 1.13.4-4）(c)

海を水源とした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原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部への注水及び使用済
燃料プールへの注水／スプレイが開始され，淡水の補給ができない
場合

ⅱ．操作手順海を水源とした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 1.13-4 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，災害対策本部長に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，可搬型代替注水大型ポンプの配備及びホース接続を依頼する。
③ 災害対策本部長は，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代替淡水貯槽への補給の準備を指示する。
1.13-194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に配置
し，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプを海面へ設置する。
⑤ 重大事故等対応要員は，海から代替淡水貯槽までのホース敷設を行う。
⑥ 運転員等は中央制御室にて，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にて確認する。
⑦ 重大事故等対応要員は，代替淡水貯槽のハッチを開放し，ホースの挿入を行い，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完了を災害対策本部長へ報告する。
⑧ 災害対策本部長は，発電長に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完了を連絡する。
⑨ 発電長は，災害対策本部長に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。
⑩ 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。
⑪ 災害対策本部長は，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への補給開始を指示する。
⑫ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを起動する。
起動後，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災害対策本部長に報告する。
⑬ 災害対策本部長は，発電長に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連絡する。
⑭ 運転員等は中央制御室にて，代替淡水貯槽への補給が開始されたことを水位指示上昇により確認し，発電長に報告する。
1.13-195

⑮ 運転員等は中央制御室にて，代替淡水貯槽の水位が 19m に到達したことを発電長に報告する。
⑯ 発電長は，代替淡水貯槽への補給停止を災害対策本部長に依頼する。

ⅲ．操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 2 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海から代替淡水貯槽への補給開始まで 165 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
構内のアクセス状況を考慮して海から代替淡水貯槽へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
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する。
（添付資料 1.13.4-4）(2)淡水貯水池へ水を補給するための対応手順
ａ．淡水貯水池Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給
淡水貯水池Ａ（Ｂ）を水源として可搬型代替注水大型ポンプよる原子炉圧力容器への注水等の各種注水／補給を行う場合に，淡水貯水池Ａ（Ｂ）の水が枯渇する前に淡水貯水池Ｂ（Ａ）の水を淡水貯水池Ａ
1.13-196

（Ｂ）へ補給する。

(a)

手順着手の判断基準
淡水貯水池Ａ（Ｂ）を水源として原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイが開始された場合又は代替淡水貯槽に補給が開始された場合

(b)

操作手順
淡水貯水池Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給手順の概要
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 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，淡水貯水池Ｂ（Ａ）からの淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給を行うことを決定する。
② 災害対策本部長は，発電長に淡水貯水池Ｂ（Ａ）からの淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給を行うことを連絡する。
③ 災害対策本部長は，重大事故等対応要員に淡水貯水池Ｂ（Ａ）からの淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給を行うことを指示する。
④ 重大事故等対応要員は，淡水貯水池Ａ連絡弁及び淡水貯水池Ｂ連絡弁を開けて，補給を開始する。
⑤ 重大事故等対応要員は，淡水貯水池Ａ（Ｂ）の水位上昇を目視により確認する。
⑥ 重大事故等対応要員は，淡水貯水池Ｂ（Ａ）からの淡水貯水池Ａ（Ｂ）の補給開始を災害対策本部長に報告する。
1.13-197

⑦ 災害対策本部長は，発電長に淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給開始を
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 2 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Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給開始まで約 60 分と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
また，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。
（添付資料 1.13.4-5）

ｂ．可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給（淡水／海水）
淡水貯水池を水源として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対応を実施している場合に，淡水貯水池への補給手段がないと淡水貯水池の水位は低下し，水源が枯渇するため，可搬型代替
注水大型ポンプによる淡水貯水池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，淡水タンクを優先して使用する。
淡水の枯渇等により淡水貯水池への補給が継続できないおそれがある
場合は，海水による淡水貯水池への補給に切り替えるが，海水を直接淡水貯水池へ補給することにより，淡水貯水池への補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。

1.13-198

(a)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淡水
貯水池への補給
ⅰ．手順着手の判断基準
淡水貯水池を水源として原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイが開始され，淡水の消費が開始された場合

ⅱ．操作手順淡水タンクを水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池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 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給の準備開始を指示する。
② 災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給を行うことを連絡する。
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吸込口をホースで接続する。
④ 重大事故等対応要員は，淡水タンクから淡水貯水池までのホース敷設を行う。
⑤ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給の準備完了を災害対策本部長へ報告する。
1.13-199

⑥ 災害対策本部長は，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淡水貯水池への補給開始を指示する。
⑦ 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を起動する。起動後，可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給開始を災害対策本部長に報告する。
⑧ 災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給開始を連絡する。

ⅲ．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可搬型代替注水大型ポンプによる淡水タンクから淡水貯水池への補給開始まで 165 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
構内のアクセス状況を考慮して淡水タンクから淡水貯水池へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
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する。
（添付資料 1.13.4-6）(b)

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補1.13-200

給ⅰ．手順着手の判断基準
淡水貯水池を水源として原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイが開始され，淡水の補給ができない場
合ⅱ．操作手順海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池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 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給の準備開始を指示する。
② 災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給を行うことを連絡する。
③ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを海に配置
後，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプを海面に設置する。
④ 重大事故等対応要員は，海から淡水貯水池までのホース敷設を行う。
⑤ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給の準備完了を災害対策本部長へ報告する。
⑥ 災害対策本部長は，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淡水貯水池への補給開始を指示する。
1.13-201

⑦ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを起動する。
起動後，可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給開始を災害対策本部長に報告する。
⑧ 災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給開始を連絡する。

ⅲ．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可搬型代替注水大型ポンプによる海から淡水貯水池への補給開始まで 160 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるよう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。
構内のアクセス状況を考慮して海から淡水貯水池へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
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する。
（添付資料 1.13.4-6）

1.13.2.3(1)

水源を切替えるための対応手順

淡水から海水への切替え（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，代替淡1.13-202

水貯槽への淡水の補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替える。
代替淡水貯槽への可搬型代替注水大型ポンプによる淡水／海水補給は，「1.13.2.2(1)a.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）」の手順にて整備する。

（淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水中の場
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，淡水貯水池への淡水の補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替える。淡水貯水池への可搬型代替注水大型ポンプによる淡水／
海水補給は，「1.13.2.2(2)b.可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給（淡水／海水）」の手順にて整備する。

1.13.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

可搬型代替注水大型ポンプによる接続口から注水等が必要な箇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するための手順等」，「1.5の手順等」，「1.6

最終ヒートシンクへ熱を輸送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，それぞれ整備する。
海を水源とした設備への送水手順については，「1.11の冷却等のための手順等」，「1.5

使用済燃料貯蔵槽

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための
1.13-203

手順等」，「1.12及び「1.14

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」

電源の確保に関する手順等」にて，それぞれ整備する。

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及び可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給手順については「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。
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」にて整備する。

1.13.2.5

重大事故等発生時の対応手段の選択

重大事故等が発生した場合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 1.13-10 図に示す。

(1)

水源を利用した対応手段
重大事故等発生時には，原子炉圧力容器への注水，格納容器内の冷却，格納容器下部への注水，格納容器頂部への注水及び使用済燃料プール
への注水／スプレイ等のサプレッション・プール又は代替淡水貯槽を水源とした注水を実施するため，必要となる十分な量の水をサプレッション・
プール又は代替淡水貯槽に確保する。
サプレッション・プール又は代替淡水貯槽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，多目的タンクを水源とした消火系による原子炉等の各設備への注水を実施する。
ろ過水タンク，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た補給水系による原子炉等の各設備への注水を実施する。
1.13-204

復水貯蔵タンク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た可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉等の各設備への注水を実施するため，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，淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉等の各設備への注水を実施する
ため，必要となる十分な量の水を淡水貯水池に確保する。
淡水貯水池を水源として利用できない場合には，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等の各設備への注水を実施する。

(2)

水源へ水を補給するための対応手段
ａ．代替淡水貯槽への補給
代替淡水貯槽を水源とした各種注水時において，可搬型代替注水大型
ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ補給する。
淡水貯水池から補給ができない場合には，可搬型代替注水大型ポンプにより淡水を淡水タンクから代替淡水貯槽へ補給する。
なお，代替淡水貯槽へ淡水を補給できない場合には，可搬型代替注水
大型ポンプにより海から代替淡水貯槽へ海水を補給する。

ｂ．淡水貯水池への補給
淡水貯水池Ａ（Ｂ）を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水時において，淡水貯水池Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）へ補給する。
淡水貯水池Ｂ（Ａ）から補給ができない場合には，可搬型代替注水大型ポンプにより淡水を淡水タンクから淡水貯水池Ａ（Ｂ）へ補給する。
なお，淡水タンクから補給できない場合には，可搬型代替注水大型ポ
1.13-205

ンプにより海から淡水貯水池Ａ（Ｂ）へ海水を補給する。

1.13-206

第 1.13-1 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／14）
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

格納容器内 の冷却
（常設）

代替淡水貯水槽
常設低圧代替注水系ポンプ

格納容器下部への 注水（常設）

代替淡水貯水槽
常設低圧代替注水系ポンプ

格納容器頂部への 注水（常設）

代替淡水貯水槽
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（常設）

代替淡水貯水槽
常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等対処設 備

原子炉圧力 容器へ の注水（ 常 設 ）（ 原 子 炉 低 圧 時 ）代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

手順書
手順は「1.4 原子炉冷却材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・プール

重大事故等対処設 備

1.13-207

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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

重大事故等 対処設 備

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

重大事故等対処設 備

代替淡水貯槽を水 源とした対応 手段−

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。

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／14）
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

格納容器内の冷却 （可搬型）

代替淡水貯水槽
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
燃料補給設備 ※1

フィルタ装置スク ラビング水補 給

代替淡水貯水槽
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
フィルタ装置補給水ライン配管・弁格納容器圧力逃がし装置
燃料補給設備 ※1

格納容器下部への 注水（可搬型 ）代替淡水貯水槽
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
燃料補給設備 ※1

重大事故等 対処設 備

原子炉圧力容器へ の注水（可搬 型）（原子炉低圧時）

代替淡水貯水槽
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
燃料補給設備 ※1

手順書
手順は「1.4 原子炉冷却材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・プール

重大事故等対処設 備

1.13-208

重大事故等 対処設 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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

重大事故等対処設 備

代替淡水貯 槽を水 源とした対応 手段−

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。

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／14）
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
代替淡水貯水槽
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
燃料補給設備 ※1

手順書

自主対策設 備代替淡水貯水槽
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13-209

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。

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（可 搬型）

代替淡水貯槽を水 源とした 対応 手段
燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

格納容器頂部への 注水（可 搬型 ）

−

対応
手段

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／14）
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

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

残留熱除去系ポンプ
低圧炉心スプレイ系ポンプ※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13-210

重大事故等対処設 備（設計基準拡張）

原子炉圧力容器へ の注水（原子炉低圧時）−

重大事故等対処設 備

サプレッション・プール

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。

重大事故等対処設 備（設計基準拡張）

サプレッション・ プールを水源 とした対応 手段

原子炉圧力容器へ の注水（原子炉高 圧時）

復水貯蔵タンク

重大事故等対処設 備

サプレッション・プール
常設高圧代替注水系ポンプ

手順書

手順は「1.4 原子炉冷却材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。

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／14）
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

サプレッション・プール

重大事故等対処設 備
重大事故等 対処設 備（設計基準拡張）

格納容器内の除熱−
サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ

重大事故等対処設 備

代替循環冷却

サプレッション・ プールを水源 とした対応 手段

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。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13-211

手順は「1.4 原子炉冷却材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 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。

対応手段，対処設備，手順書一覧（6／14）
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

重大事故等対策要領

手順は「1.4 原子炉冷却材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。

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
燃料補給設備 ※1

重大事故等対処設 備

格納容器内の冷却可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
燃料補給設備 ※1

重大事故等対処設 備

原子炉圧力容器へ の注水（原子炉低圧時）

淡水貯水池 を水源 とした対応手 段

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。

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
フィルタ装置補給水ライン配管・弁格納容器圧力逃がし装置
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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13-212

重大事故等対処設 備

格納容器下部への 注水

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
燃料補給設備 ※1

重大事故等 対処設 備

フィルタ装 置スク ラビング水補 給−

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
燃料補給設備 ※1

手順書

重大事故等対処設 備

淡水貯水池を水源 とした可 搬型
代替注水大型ポン プによる 送水

サプレッション・プール
代替淡水貯槽対処設備

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。

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。

対応手段，対処設備，手順書一覧（7／14）
分類

機能喪失を想定する設計
基準事故対処設備※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13-213

重大事故等 対処設 備

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
燃料補給設備 ※1

手順書

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
燃料補給設備 ※1

使用済燃料 プール への注水／ス プレイ

淡水貯水池を水源 とした対 応手 段

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

対処設備

格納容器頂部への 注水

−

対応
手段

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。

対応手段，対処設備，手順書一覧（8／14）
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

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13-214

自主対策設備

使用済燃料プール への注水

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

自主対策設備

格納容器下部への 注水

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

自主対策設備

格納容器内 の冷却ろ過水貯蔵タンク 又は多目的タ ンクを水源 とした 対応手段−

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

手順書

自主対策設備原子炉圧力容器へ の注水（原子炉低 圧時）

サプレッション・プール
代替淡水貯槽対処設備

手順は「1.4 原子炉冷却材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「1.11 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。

対応手段，対処設備，手順書一覧（9／14）
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

常設高圧代替注水ポンプ※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13-215

自主対策設備

格納容器内 の冷却復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

自主対策設 備

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

自主対策設備原子炉圧力 容器へ の注水（原子炉低圧時）

サプレッション・プール
代替淡水貯槽

原子炉圧力容器へ の注水（原子炉高圧時）

復水貯蔵タンクを 水源とし た対 応手段−

復水貯蔵タンク
制御棒駆動水圧系ポンプ

自主対策設備

復水貯蔵タンク

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。

重大事故等対処設 備（設計基準拡張）

原子炉圧力容器へ の注水（原子炉高圧時）

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

手順書

重大事故等対処設 備

サプレッション・プール

対処設備

手順は「1.4 原子炉冷却材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。

対応手段，対処設備，手順書一覧（10／14）
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

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

自主対策設備

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
フィルタ装置補給水ライン配管・弁格納容器圧力逃がし装置
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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13-216

自主対策設 備

多目的タンク
多目的タンク配管・弁
ろ過水貯蔵タンク
純水貯蔵タンク
原水タンク

重大事故等対処設 備

フィルタ装置スク ラビング水補 給淡水タンクを水源 とした対応手 順−

使用済燃料プール への注水

燃料プール冷却浄化系
残留熱除去系

格納容器下 部への 注水

復水貯蔵タンクを 水源とした対 応手段

−

対応
手段

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。

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。

対応手段，対処設備，手順書一覧（11／14）
対応
手段

サプレッション・プール
代替淡水貯槽

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※1

手順書
重大事故等対策要領

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※1

重大事故等対処設 備

手順は「1.4 原子炉冷却材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。

格納容器内の冷却可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※1

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。

格納容器下部への 注水

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※1

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。

格納容器頂部への 注水

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13-217

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

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
低圧代替注水系配管・弁
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※1

自主対策設 備原子炉圧力 容器へ の注水（原子炉低圧 時）

海を水源と した対 応手段

代替淡水貯槽

対処設備

重大事故等対処設 備

機能喪失を想定する設計
基準事故対処設備

海を水源とした可 搬型代替
注水大型ポンプに よる送水分類

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。

対応手段，対処設備，手順書一覧（12／14）
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※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13-218

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※1

重大事故等対処設 備（設計基準拡張）

非常用ディーゼル （高圧炉心ス プレイ系を 含む）発電機用海水 系への代 替海 水送水

Ｄ／Ｇ ２Ｃ海水系配管・弁Ｄ／Ｇ ２Ｄ海水系配管・弁
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ海水系配管・弁重大事故等対処設 備

航空機燃料火災へ の泡消火

可搬型代替注水大型ポンプ
放水砲
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※1

重大事故等対処設 備

大気への放射性物 質の拡散抑制

可搬型代替注水大型ポンプ
放水砲
ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※1

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
代替残留熱除去系海水系配管・弁
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※1

手順は「1.15 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。

自主対策設備緊急用海水ポンプ手順書

重大事故等対処設 備

最終ヒートシンク へ（海洋）へ の代替熱輸 送海を水源とした対 応手段

−

対応
手段

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。

手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」
にて整備する。

対応手段，対処設備，手順書一覧（13／14）
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

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入ポンプ

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 クを水源とし た対応手段−※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13-219

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。

対応手段，対処設備，手順書一覧（14／14）
分類

機能喪失を想定する設計
基準事故対処設備

重大事故等対策要領

自主対策設備淡水貯水池配管・弁

多目的タンク
多目的タンク配管・弁
ろ過水貯蔵タンク
純水貯蔵タンク
原水タンク

手順書

重大事故等対処設 備

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
代替淡水貯槽
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※1

淡水貯水池Ｂ（Ａ ）から淡水
貯水池Ａ（Ｂ）へ の補給

重大事故等対策要領

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
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。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13-220

自主対策設備

多目的タンク
多目的タンク配管・弁
ろ過水貯蔵タンク
純水貯蔵タンク
原水タンク

重大事故等対処設 備

可搬型代替注水大 型ポンプ によ る淡水貯水 池への 補給（淡水／海水）淡水貯水池への補 給

−

対処設備

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）代替淡水貯槽への 補給

−

対応
手段

重大事故等対策要領

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（1/2）
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）判断基準1.13.2.1 水源を利用した対応手順(1) 代替淡水貯槽を水源とした対応手順
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
重大事故等対策要領

操作

水源の確認

代替淡水貯槽水位

水源の確認

代替淡水貯槽水位判断基準

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(3) 淡水貯水池を水源とした対応手順
ａ. 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
重大事故等対策要領

操作

水源の確認

淡水貯水池

水源の確認

淡水貯水池

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．可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給
重大事故等対策要領

判断基準
操作

水源の確認

代替淡水貯槽水位
淡水貯水池Ａ
淡水貯水池Ｂ
多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
純水貯蔵タンク水位
原水タンク水位

水源の確認

代替淡水貯槽水位
淡水貯水池Ａ
淡水貯水池Ｂ
多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
純水貯蔵タンク水位
原水タンク水位判断基準

1.13.2.2 水源への補給のための対応手順(2) 淡水貯水池へ水を補給するための対応手順
ａ．淡水貯水池Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給
重大事故等対策要領

操作

水源の確認

淡水貯水池Ａ
淡水貯水池Ｂ

水源の確認

淡水貯水池Ａ
淡水貯水池Ｂ

1.13-221

監視計器一覧（2/2）
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

1.13.2.2 水源への補給のための対応手順(2) 淡水貯水池へ水を補給するための対応手順
ｂ.可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給
重大事故等対策要領

監視パラメータ（計器）

操作

水源の確認

淡水貯水池Ａ
淡水貯水池Ｂ
多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
純水貯蔵タンク水位
原水タンク水位

水源の確認

淡水貯水池Ａ
淡水貯水池Ｂ
多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
純水貯蔵タンク水位
原水タンク水位

1.13-222

第 1.13-3 表

審査基準における要求事項毎の給電対象設備

対象条文【1.13】
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

供給対象設備
中央制御室監視計器類

1.13-223

給電元
給電母線
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用直流 125V 計装分電盤

低圧炉心注水・格納容器冷却機能喪失

高圧注水機能喪失

⑦⑨⑪⑬

⑥⑧⑩⑫
①

ＲＣＩＣ,ＨＰＣＳによる
Ｓ／Ｐを水源とした
高圧注水機能喪失

③

⑤

②

④

ＲＨＲ（ＬＰＣＳ）による
Ｓ／Ｐを水源とした
低圧炉心注水・格納容器冷却機

代替淡水貯槽を水源とした
低圧炉心注水・格納容器冷却機能喪失⑭
代替淡水貯槽枯渇

Ｓ／Ｐ

枯渇

Ｓ／Ｐ

破損

Ｓ／Ｐ

枯渇

Ｓ／Ｐ

破損

対応手段
①：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ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ）②：代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（常設低圧代替注水系ポンプ）③：代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（可搬型代替注水大型ポンプ）④：代替淡水貯槽を水源とした格納容器内の冷却（常設低圧代替注水系ポンプ）⑤：代替淡水貯槽を水源とした格納容器内の冷却（可搬型代替注水大型ポンプ）⑥：淡水貯水池を水源とした原子炉圧力容器への注水（可搬型代替注水大型ポンプ）⑦：淡水貯水池を水源とした格納容器内の冷却（可搬型代替注水大型ポンプ）⑧：ろ過水貯蔵タンク,多目的タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水（電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動消火ポンプ）⑨：ろ過水貯蔵タンク，多目的タンクを水源とした格納容器内の冷却（電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動消火ポンプ）⑩：復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水（復水移送ポンプ）⑪：復水貯蔵タンクを水源とした格納容器内の冷却（復水移送ポンプ）⑫：海を水源とした原子炉圧力容器への注水（可搬型代替注水大型ポンプ）⑬：海を水源とした格納容器内の冷却（可搬型代替注水大型ポンプ）⑭：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

0

第 1.13-1 図

機能喪失原因対策分析（１／２）
1.13-224（凡例）：AND 条件：OR 条件：フロントライン系：フロントライン系代替設備，手段による対応

使用済燃料プールへの注水機能喪失
使用済燃料プールからの水の大量の漏えい

⑦⑧⑨

①②③
④⑤⑥

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能喪失

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい対応手段①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）を使用した使用済燃料プール注水②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）を使用した使用済燃料プール注水③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注水④補給水系による使用済燃料プールへの注水⑤消火系による使用済燃料プールへの注水⑥代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール除熱⑦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スプレイ⑧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スプレイ⑨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スプレイ

第 1.13-1 図

機能喪失原因対策分析（２／２）

1.13-225（凡例）：OR 条件：フロントライン系：フロントライン系代替設備，手段による対応

淡水貯水池 B
2500m3淡水貯水池 A
2500m3可搬型代替注水
大型ポンプ

原水タンク
372m3

可搬型代替注水
大型ポンプ

タービン建屋
ろ過水貯蔵
タンク
963m3

多目的タンク963m3

多目的タンク予備ノズル弁
原子炉建屋※4

純水貯蔵タンク
103m3

可搬型代替注水大型ポンプ⑫

代替 RHRS 接続口 A
代替 RHRS 接続口 B※4
東側接続口

⑫

代替 RHRS 接続口 A※4西側接続口
2D DG 接続口※4
HPCS DG 接続口※4

海

2C DG 接続口

FV 接続口SA 用海水ﾋﾟｯﾄ
取水塔

SA 用海水ﾋﾟｯﾄ

⑫
※4

※5

凡例
常設低圧代替注水系ポンプ

設計基準対象施設
から追加した箇所

操作手順

ホース

代替淡水貯槽4300m3可搬型代替注水大型ポンプ

ｓ※4：海水のみ送水※5：淡水のみ送水

第 1.13-2 図

可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）概要図

1.13-226

⑫

弁名称
接続口の弁

10
要員（数）

手順の項目

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

100

110

120

130

140

代替淡水貯槽から東側
150 分 接続口への送水

可搬型代替注水大型ポンプによる送水

手順着手判断・指示

備考

150※1:防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

出動準備（※1）
移動（南側保管場所〜代替淡水貯槽）
代替淡水貯槽蓋開放，ポンプ設置
可搬型代替注水大型ポンプによる送水

重大事故等対応
要員

8

ホース敷設
ホース接続
送水準備
送水開始

※:西側接続口への送水の場合は，送水開始まで 145 分と想定する。

10

手順の項目

要員（数）

20

30

40

50

60

経過時間（分）7080
110

手順着手判断・指示

160

170

備考

可搬型代替注水大型ポンプによる送水

170 分

淡水貯水池から西側接続口への送水

120

130

140

150

※1:防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

出動準備（※1）
移動（南側保管場所〜淡水貯水池）
代替淡水貯槽ハッチ開放，ポンプ設置

可搬型代替注水大型ポンプによる送水

重大事故等対応
要員

ホース敷設
8
西側接続口蓋開放
ホース接続
送水準備
送水開始

※:東側接続口への送水の場合は，送水開始まで 135 分と想定する。

10

手順の項目

要員（数）

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

100

110

120

130

可搬型代替注水大型ポンプによる送水

手順着手判断・指示

150

備考

150 分

海から西側接続口への送水140※1:防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備出動準備（※1）
移動（南側保管場所〜海）
ポンプ設置

可搬型代替注水大型ポンプによる送水

重大事故等対応
要員

ホース敷設
8
西側接続口蓋開放
ホース接続
送水準備
送水開始

※:東側接続口への送水の場合は，送水開始まで 135 分と想定する。

第 1.13-3 図

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(1/2)

1.13-227

10

手順の項目

要員（数）

20

30

40

50

60

手順着手判断・指示

経過時間（分）
70
80
90

100

110

120

可搬型代替注水大型ポンプによる送水

130

140

150

備考
代替淡水貯槽からフィルタ装置スクラビング
水補給

125 分

出動準備（※1）※1:防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備移動（南側保管場所〜代替淡水貯槽）
代替淡水貯槽ハッチ開放，ポンプ設置
可搬型代替注水大型ポンプによる送水

重大事故等対応
要員

8

ホース敷設
ホース接続
送水準備
送水開始

10

手順の項目

要員（数）

20

30

40

50

70

経過時間（分）
80
90
100

110

120

130

140

150

可搬型代替注水大型ポンプによる送水

手順着手判断・指示

160

155 分

出動準備（※1）

備考
淡水貯水池からフィルタ装置スクラビング水補給※1:防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備移動（南側保管場所〜淡水貯水池）
ポンプ設置
可搬型代替注水大型ポンプによる送水

重大事故等対応
要員

ホース敷設（※2）

8

ホース接続
送水準備
送水開始

※:西回りルートの場合は，送水開始まで 150 分と想定する。

10

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

120

130

140

150

160

170

備考
淡水タンクからフィル

手順の項目

要員（数）

可搬型代替注水大型ポンプによる送水

手順着手判断・指示

170 分 タ装置スクラビング水補給

出動準備（※1）※1:防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備移動（南側保管場所〜淡水タンク）
ポンプ設置
可搬型代替注水大型ポンプによる送水

重大事故等対応
要員

8

ホース敷設（※2）
ホース接続
送水準備
送水開始

※:西回りルートの場合は，送水開始まで 130 分と想定する。

第 1.13-3 図

可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水）タイムチャート(2/2)

1.13-228淡水貯水池 B
2500m3淡水貯水池 A
2500m3可搬型代替注水
大型ポンプ

原水タンク
372m3

00

可搬型代替注水
大型ポンプ
タービン建屋
ろ過水貯蔵
タンク
963m3

多目的タンク963m3

多目的タンク予備ノズル弁

⑫
純水貯蔵タンク
103m3

原子炉建屋

代替 RHRS 接続口 A※4
代替 RHRS 接続口 B※4
東側接続口

可搬型代替注水
大型ポンプ

代替 RHRS 接続口 A※4
西側接続口

海

HPCS DG 接続口※4

凡例

2C DG 接続口※4

FV 接続口※5

常設低圧代替注水系ポンプ

設計基準対象施設
から追加した箇所

操作手順
⑫

ホース

SA 用海水ﾋﾟｯﾄ
取水塔

SA 用海水ﾋﾟｯﾄ

2D DG 接続口※4

弁名称
予備ノズル弁代替淡水貯槽4300m3※4：海水のみ送水※5：淡水のみ送水

第 1.13-4 図

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

1.13-229

10

手順の項目

要員（数）
中央制御室
運転員

20

30

40

50

経過時間（分）
80
90
100

70

110

120

130

140

150

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

手順着手判断・指示
2

160

備考
淡水貯水池から代替淡水貯槽
への補給

155 分

※1:防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

代替淡水貯槽水位確認
出動準備（※1）
移動（南側保管場所〜淡水貯水池）
ポンプ設置

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移動（淡水貯水池〜代替淡水貯槽）
重大事故等
対応要員

8

ホース敷設（※2）
代替淡水貯槽ハッチ開放
ホース接続
送水準備
送水開始

※:西回りルートの場合は，送水開始まで 150 分と想定する。

10

手順の項目

要員（数）
中央制御室
運転員

20

30

40

80

経過時間（分）
100
110
120

90

130

140

150

160

170

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

手順着手判断・指示
2

180

175 分

備考
淡水タンクから代替淡水貯槽への補給※1:防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

代替淡水貯槽水位確認
出動準備（※1）
移動（南側保管場所〜淡水タンク）
ポンプ接続

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移動（淡水タンク〜代替淡水貯槽）
重大事故等
対応要員

8

ホース敷設
代替淡水貯槽ハッチ開放
ホース接続
送水準備
送水開始

※:西回りルートの場合は，送水開始まで 145 分と想定する。

10

手順の項目

要員（数）
中央制御室
運転員

20

30

40

70

80

90

経過時間（分）
100
110

120

130

140

150

160

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

手順着手判断・指示

165 分

代替淡水貯槽水位確認

2

170

備考
海から代替淡水貯槽への補給※1:防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

出動準備（※1）
移動（南側保管場所〜海）
ポンプ設置
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移動（海〜代替淡水貯槽）
重大事故等
対応要員

8

ホース敷設（※2）
代替淡水貯槽ハッチ開放
ホース接続
送水準備
送水開始

※2:東回りルートの場合は，送水開始まで 145 分と想定する。

第 1.13-5 図

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
1.13-230

淡水貯水池 B
2500m3
原水タンク
372m3

ろ過水貯蔵
タンク
963m3

淡水貯水池 A
2500m3④④タービン建屋
多目的タンク963m3

多目的タンク
予備ノズル

原子炉建屋
純水貯蔵タンク
103m3

代替 RHRS 接続口 A※4※4
代替 RHRS 接続口 B
A
東側接続口
※4

代替 RHRS 接続口 A
西側接続口

海

HPCS DG 接続口

凡例※42C DG 接続口※4

設計基準対象施設
から追加した箇所

SA 用海水ﾋﾟｯﾄ
取水塔

SA 用海水ﾋﾟｯﾄ

2D DG 接続口※4
FV 接続口※5

常設低圧代替注水系ポンプ

操作手順④※4：海水のみ送水※5：淡水のみ送水

代替淡水貯槽4300m3

第 1.13-6 図

淡水貯水池Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給（淡水）概要図

1.13-231

弁名称
連絡弁

10

手順の項目

要員（数）

20

手順着手判断・指示

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

60 分

淡水貯水池 B（A）から淡水貯水池 A(B)への補給

100

110

120

130

140

150

備考

蓋開放
淡水貯水池B(A)から淡水貯水池
A(B)への補給重大事故等対応要員

淡水貯水池 A 連絡弁「開」
2
淡水貯水池 B 連絡弁「開」
補給開始

第 1.13-7 図

淡水貯水池Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給（淡水）タイムチャート

1.13-232

淡水貯水池 B
2500m3淡水貯水池 A
2500m3

原水タンク
372m3

可搬型代替注水
大型ポンプ

タービン建屋
ろ過水貯蔵
タンク
963m3

多目的タンク963m3

多目的タンク予備ノズル弁原子炉建屋⑧
可搬型代替注水
大型ポンプ

純水貯蔵タンク
103m3※4

代替 RHRS 接続口 A※4
代替 RHRS 接続口 B
東側接続口
代替 RHRS 接続口 A※4
西側接続口

海

2D DG 接続口※4

凡例

SA 用海水ﾋﾟｯﾄ
取水塔

SA 用海水ﾋﾟｯﾄ

HPCS DG 接続口※4

設計基準対象施設
から追加した箇所

2C DG 接続口※4

FV 接続口※5

常設低圧代替注水系ポンプ

操作手順

ホース

⑧
※4：海水のみ送水※5：淡水のみ送水

代替淡水貯槽4300m3

第 1.13-8 図

可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給（淡水／海水）概要図

1.13-233

弁名称
予備ノズル弁

10

手順の項目

要員（数）

20

30

40

50

80

経過時間（分）
90
100
110

120

130

140

150

160

可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給

手順着手判断・指示

170

165 分

備考
淡水タ ンク から淡水貯 水池への補給※1:防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

出動準備（※1）
移動（南側保管場所〜淡水タンク）
ポンプ接続
可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給重大事故等対応要員

ホース敷設（※2）

8

ホース接続
送水準備
送水開始

※2:西回りルートの場合は，送水開始まで 150 分と想定する。

10

手順の項目

要員（数）

20

30

40

50

70

経過時間（分）8090100

手順着手判断・指示

150

160

備考

可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池へ
の補給

160 分

海から淡水貯水池への補
給

110

120

130

140

※1:防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

出動準備（※1）
移動（南側保管場所〜海）
ポンプ設置
可搬型代替注水大型
重大事故等対ポンプによる淡水貯応要員
水池への補給ホース敷設（※2）

8

ホース接続
送水準備
送水開始

※2:東回りルートの場合は，送水開始まで 145 分と想定する。

第 1.13-9 図

可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給（淡水／海水）タイムチャート

1.13-234

第 1.13-10 図

ホース敷設図（代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポン
プによる東側接続口及び西側接続口への送水）

1.13-235

第 1.13-11 図

ホース敷設図（淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる東側接続口及び西側接続口への送水）

1.13-236

第 1.13-12 図

ホース敷設図（海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる東側接続口及び西側接続口への送水）

1.13-237

第 1.13-13 図

ホース敷設図（代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポン
プによるフィルタ装置スクラビング水補給）

1.13-238

第 1.13-14 図

ホース敷設図（淡水貯水池を水源とした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）

1.13-239

第 1.13-15 図

ホース敷設図（淡水タンクを水源とした可搬型代替注水大型ポンプ
によるフィルタ装置スクラビング水補給）

1.13-240

第 1.13-16 図

ホース敷設図（淡水貯水池を水源とした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）

1.13-241第 1.13-17 図

ホース敷設図（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代替淡水貯槽への補給）

1.13-242

第 1.13-18 図

ホース敷設図（海を水源とした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）

1.13-243

第 1.13-19 図

ホース敷設図（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淡水貯水池への補給）

1.13-244

第 1.13-20 図

ホース敷設図（海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給）

1.13-245

重大事故等の発生【凡例】：プラント状態

可搬型代替注水大型ポンプによる送水：動作、確認：判断：重大事故等対処設備
による手順

No

代替淡水貯槽から送水可能
優先順位 1Yes

淡水貯水池
から送水可能
優先順位 2

NoYes
代替淡水貯槽を水源とした
原子炉注水等の実施

淡水貯水池を水源とした
原子炉注水等の実施

海を利用した送水
優先順位 3

代替淡水貯槽への補給

淡水貯水池への補給

淡水貯水池を水源とした
原子炉注水等の実施

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

淡水貯水池 B(A)から淡水貯水池 A(B)への補給可能
優先順位 1

No

Yes
淡水貯水池から代替淡水貯槽への補給可能
優先順位 1

Yes

No
可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給

淡水タンクからNo
代替淡水貯槽への補給可能
優先順位 2Yes
海を利用した代替淡水貯槽への補給
優先順位 3

淡水タンクから
淡水貯水池への補給可能
優先順位 2

NoYes
海を利用した淡水貯水池の補給優先順位 3

補給

第 1.13-21 図

重大事故発生時の対応手段選択フローチャート

1.13-246

添付資料 1.13.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表
技術的能力審査基準(1.13)【本文】
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】
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、以下に掲げる措置を行うために手順等をいう。

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。
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。

番号

①

−

②

③

(1／4)

設置許可基準規則(56 条)

技術基準規則(71 条)【本文】
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、発電用原子炉施設には、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設備を設けなければならない。

【本文】
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、発電用原子炉施設には、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設備を施設しなければならない。

【解釈】
1 第 56 条に規定する「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、発電用原子炉施設には、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な設備」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設備をいう。

【解釈】
1 第 71 条に規定する「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、発電用原子炉施設には、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設備」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設備をいう。

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。

番号

⑧

−

⑨

⑩

c) 海を水源として利用できること。

④

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。

⑪

d) 各水源からの移送ルートが確保されていること。

⑤

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。

⑫⑥

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。

⑬

⑦

f) 原子炉格納容器を水源とす
る再循環設備は、代替再循環設
備等により、多重性又は多様性を確保すること。(PWR)

f) 原子炉格納容器を水源とす
る再循環設備は、代替再循環設
備等により、多重性又は多様性を確保すること。(PWR)−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、水源の切り替え手順等を定めること。

※1：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）1.13-247

審査基準，基準規則と対処設備との対応表(2／4)：重大事故等対処設備

重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
機能

機器名称

既設
新設
新設

常設低圧代替注水系ポンプ新設

低圧代替注水系配管・弁新設−

可搬型代替注水大型ポンプ

新設

ホース

新設

低圧代替注水系配管・弁新設

フィルタベント装置補給水
ライン配管・弁新設

燃料補給設備新設−−

サプレッション・プール

既設

−

−

新設

淡水貯水池Ｂ ※1

新設

可搬型代替注水大型ポンプ

新設

ホース

新設

低圧代替注水系配管・弁新設

フィルタベント装置補給水
ライン配管・弁新設

燃料補給設備新設①②③⑤⑥⑦⑧⑨⑩⑫⑬

淡水貯水池を利用した対応

淡水貯水池Ａ ※1

ろ過水貯蔵タンク常設

多目的タンク常設

電動駆動消火ポンプ

常設

ディーゼル駆動消火ポンプ

常設

−

−

復水貯蔵タンク

常設

復水移送ポンプ

常設

制御棒駆動水圧系ポンプ

常設−

多目的タンク

常設

ろ過水貯蔵タンク

常設

純水貯蔵タンク

常設

原水タンク

常設

多目的タンク配管・弁

常設

必要時間
内に使用
可能か

対応可能な
人数で使用
可能か

備考

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

①②③⑤⑥⑦⑧⑨⑩⑫⑬

サプレッション・プール
を利用した対応

−

常設
可搬

−
淡水タンクを利用した
対応

新設

−

① ② ③ ⑤ ⑥ ⑦ ⑧ ⑨⑩ ⑫ ⑬

代 替 淡 水 貯 槽 を 利用 し た 対 応 （ 可 搬 型
代 替 注 水 大 型 ポ ンプ を 使 用 す る 場 合 ）代替淡水貯槽

①②③
⑤⑥⑦
⑧⑨⑩
⑫⑬

機器名称

機能

復水貯蔵タンクを利用した対応

−

解釈
対応
番号

ろ過水貯蔵タンク，多目的
タンクを利用した対応

代替淡水貯槽を利用した対応（常設代替低圧注水系ポンプを使用する場合）

代替淡水貯槽自主対策−−※1：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）1.13-248−

審査基準，基準規則と対処設備との対応表(3／4)：重大事故等対処設備

重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段

自主対策
解釈
対応
番号

常設
可搬

新設

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬

ホース

新設

ホース

可搬

低圧代替注水系配管・弁新設

残留熱除去系海水系配管・弁・熱交換器常設

ＳＡ用海水ピット取水塔

新設

Ｄ／Ｇ
弁

２Ｃ海水系配管・

常設

Ｄ／Ｇ
弁

２Ｄ海水系配管・

ＨＰＣＳ
管・弁Ｄ／Ｇ海水系配既設新設

可搬型代替注水大型ポンプ

機能

海を利用した対応

ほう酸水注入系貯蔵タンクを利用した対応

新設

ＳＡ用海水ピット新設

燃料補給設備新設

ＳＡ用海水ピット取水塔

常設

放水砲

新設

海水引込管

常設

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

新設

ＳＡ用海水ピット

常設

−

−

−

燃料補給設備常設
可搬

ほう酸水貯蔵タンク

既設

ほう酸水注入ポンプ

既設−−

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬

ホース

可搬

多目的タンク

常設

ろ過水貯蔵タンク

常設

純水貯蔵タンク

常設

原水タンク

常設

多目的タンク配管・弁常設

燃料補給設備

常設
可搬−−

可搬型代替注水大型ポンプ

新設

ホース

新設

淡水貯水池Ａ ※1

新設

淡水貯水池Ｂ ※1

新設

代替淡水貯槽新設

燃料補給設備

新設

−

−

必要時間
内に使用
可能か

対応可能な
人数で使用
可能か

備考

−

−

−

−

−

−

8名

自主対策
とする理
由は本文
参照

常設
常設

−

淡水タンクから代替淡水貯槽への補給−① ② ③ ⑤ ⑥ ⑦ ⑧ ⑨⑩ ⑫ ⑬

淡水貯水池から代替淡水貯槽への補給

海水引込管

①②⑧
⑨

海を利用した対応①②④⑤⑥⑦⑧⑨⑪⑫⑬

機器名称

機器名称

機能

−

※1：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）1.13-249

170 分

審査基準，基準規則と対処設備との対応表(4／4)：重大事故等対処設備

重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段

ホース

新設

ＳＡ用海水ピット取水塔

新設

海水引込管

新設

ＳＡ用海水ピット新設

代替淡水貯槽新設

燃料補給設備新設−−

可搬型代替注水大型ポンプ

新設

ホース

新設

ＳＡ用海水ピット取水塔

新設

海水引込管

新設

ＳＡ用海水ピット

新設

淡水貯水池Ａ ※1

新設

淡水貯水池Ｂ ※1

新設

燃料補給設備新設

海 か ら 代 替 淡 水 貯槽 へ の 補 給
海から淡水貯水池への補給

−

−

機器名称

常設
可搬

必要時間
内に使用
可能か

対応可能な人数で使用可能
か

備考

−

−

−

−

−

−

60 分

2名

自主対策
とする理
由は本文
参照

−

−

−

165 分

8名

自主対策
とする理
由は本文
参照

−

−

淡水タンクから淡水貯水池への補給

新設

機能

淡水貯水池Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給

可搬型代替注水大型ポンプ

解釈
対応
番号

①②④⑤⑥⑦⑧⑨⑪⑫⑬

既設新設①②④⑤⑥⑦⑧⑨⑪⑫⑬

機器名称

機能

自主対策

淡水貯水池Ａ ※1

常設

淡水貯水池Ｂ ※1

常設

淡水貯水池配管・弁

常設

−

−

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬

ホース

可搬

多目的タンク

常設

ろ過水貯蔵タンク

常設

純水貯蔵タンク

常設

原水タンク

常設

多目的タンク配管・弁

常設

淡水貯水池Ａ ※1

常設

淡水貯水池Ｂ ※1

常設

燃料補給設備常設
可搬※1：本条文【解釈】1ｂ）項を満足するための代替淡水源（措置）1.13-250

添付資料 1.13.2【凡例】：ディーゼル発電機：配線用遮断器

：遮断器

：切替装置

：断路器

第1図

対応手順として選定した設備の電源構成図
1.13-251

第2図

対応手順として選定した設備の電源構成図（直流系）
1.13-252

添付資料 1.13.3
重大事故等対処設備（設計基準拡張設備含む）及び自主対策設備仕様

重大事故等対処 設備
重大事故等 対処設（設計基準 拡張）
自主対策 設備

機器名称

常設
／可搬

耐震性

容量

揚程
(最高使用
圧力)

台数

代替淡水貯槽

常設

Ｓクラス

4300

−

1個

常設低圧代替注水系ポンプ

常設

Ｓクラス

約 200

/h

約 200m

2台

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬

Ｓクラス ※1

約 1440/h(1.4MPa)

7台

サプレッション・プール

常設

Ｓクラス

3300

−

1個

常設高圧代替注水系ポンプ

常設

Ｓクラス

約 136

/h

約 882m

1台

代替循環冷却系ポンプ

常設

Ｓクラス

約 200

/h

約 200m

1台

緊急用海水ポンプ

常設

Ｓクラス

約 844

/h

約 130m2台

ほう酸水貯蔵タンク

常設

Ｓクラス

19.5

−

1個

ほう酸水注入ポンプ

常設

Ｓクラス

9.78

/h

870m

2台

原子炉隔離時冷却系ポンプ

常設

Ｓクラス

142

/h

869m

1台

高圧炉心スプレイ系ポンプ

常設

Ｓクラス

1576.5/h196.6m1台

残留熱除去系ポンプ

常設

Ｓクラス

1691.9

/h

85.3m

3台

低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設

Ｓクラス

1638.3/h169.5m1台

ろ過水貯蔵タンク

常設

Ｃクラス

963

−

1個

多目的タンク

常設

Ｃクラス

963

−

1個

電動駆動消火ポンプ

常設

Ｃクラス

227.1

/h

89m

1台

ディーゼル駆動消火ポンプ

常設

Ｃクラス

228

/h

90m

1台

復水貯蔵タンク

常設

Ｂクラス

656

−

2個

制御棒駆動水圧系ポンプ

常設

Ｂクラス

46.3

/h

823m

2台

復水移送ポンプ

常設

Ｂクラス

145.4

/h

85.4m

2台

純水貯蔵タンク

常設

Ｃクラス

103

−

1個

原水タンク

常設

Ｃクラス

372

−

1個

※1:Ｓクラスの機能維持

1.13-253

添付資料 1.13.4-1
重大事故対策の成立性

１．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

ａ．操作概要災害対策本部長は，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が必要な状況において，水源を確保し（代替淡水貯槽への可搬型代替注水大型ポンプ設置），接続口を選定し，送水ルートを決定する。
現場では，指示された送水ルートを確保した上で，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送水する。

ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋原子炉棟東側及び西側周辺，代替淡水貯槽周辺）

ｃ．必要要員数及び操作時間
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に必要な要員（8 名），所要時間（150 分）のうち，代替淡水貯槽及び東側接続口を使用した注水に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8 名（重大事故等対応要員）

所要時間目安：150 分（当該設備は，設置未完のため実績時間なし）

ｄ．操作の成立性について
1.13-254

作業環境： 車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保する。放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。温度についても，作業は屋外のため支障はない。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。また，作業エリ
ア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.13-255

添付資料 1.13.4-2
２．淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

ａ．操作概要災害対策本部長は，淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水大型ポン
プによる送水が必要な状況において，水源を確保し（淡水貯水池への可搬型代替注水大型ポンプ設置），接続口を選定し，送水ルートを決定する。
現場では，指示された送水ルートを確保した上で，淡水貯水池を水源として可搬型代替注水大型ポンプにより送水する。

ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋原子炉棟東側及び西側周辺，淡水貯水池周辺）

ｃ．必要要員数及び操作時間
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水に必要な要員（8 名），所要時間（170 分）のうち，淡水貯水池及び西側接続口を使用した注水に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8 名（重大事故等対応要員）

所要時間目安：170 分（当該設備は、設置未完のため実績時間なし）

ｄ．操作の成立性について
作業環境： 車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保する。放射性物質が放出さ
1.13-256

れる可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。温度についても，作業は屋外のため支障はない。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。また，作業エリ
ア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.13-257

添付資料 1.13.4-3
３．海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

ａ．操作概要災害対策本部長は，海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水が必要な状況において，水源を確保し（海への可搬型代替注水大型ポンプ設置），接続口を選定し，送水ルートを決定する。
現場では，指示された送水ルートを確保した上で，海を水源として可搬型代替注水大型ポンプにより送水する。

ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋原子炉棟東側及び西側周辺，海周辺）

ｃ．必要要員数及び操作時間
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水に必要な要員（8名），所要時間（150 分）のうち，海及び西側接続口に必要な要員数，所
要時間は以下のとおり。
必要要員数：8 名（重大事故等対応要員）

所要時間目安：150 分（当該設備は、設置未完のため実績時間なし）

ｄ．操作の成立性について
作業環境： 車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保する。放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個
1.13-258

人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。温度についても，作業は屋外のため支障はない。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。また，作業エリ
ア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.13-259

添付資料 1.13.4-4
４．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

ａ．操作概要災害対策本部長は，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必要な状況において，水源を選定し，補給ルートを決定する。
現場では，指示された補給ルートを確保した上で，可搬型代替注水大型ポンプにより補給する。

ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋原子炉棟南側周辺,淡水貯水池，淡水タンク及び海周
辺）ｃ．必要要員数及び操作時間
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要員（10 名）,所要時間（175 分）のうち，淡水タンクから代替淡水貯槽への補給に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8 名（重大事故等対応要員）

所要時間目安：175 分（当該設備は、設置未完のため実績時
間なし）

ｄ．操作の成立性について
作業環境： 車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保する。放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個
1.13-260

人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。温度についても，作業は屋外のため支障はない。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。また，作業エリ
ア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.13-261

添付資料 1.13.4-5
５．淡水貯水池Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給(1)

淡水貯水池への直接補給（淡水）ａ．操作概要災害対策本部長は，淡水貯水池への補給が必要な状況において，水源を確保し淡水貯水池Ｂ（Ａ）を選定する。現場では，弁開操作によりに
より淡水貯水池Ａ（Ｂ）へ補給する。

ｂ．作業場所
屋外（淡水貯水池周辺）

ｃ．必要要員数及び操作時間
必要要員数：2 名（重大事故等対応要員）

所要時間目安

：60 分（当該弁は、設置未完のため実績時間なし）ｄ．操作の成立性について
作業環境：夜間での作業の場合は，ヘッドライト及びＬＥＤライトにて作業を行う。放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。温度についても，作業は屋外のため支障はない。
移動経路：ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，現場への移動は，地震等によ1.13-262

る重大事故等が発生した場合でも安全に移動できる経路を移
動する。
操作性 ：

弁の開閉操作に特殊な操作は無く，容易に操作可能である。また，作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.13-263

添付資料 1.13.4-6
６．可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給

ａ．操作概要災害対策本部長は，可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給が必要な状況において，水源を選定し，補給ルートを決定する。
現場では，指示された補給ルートを確保した上で，可搬型代替注水大型ポンプにより補給する。

ｂ．作業場所
屋外（淡水貯水池，淡水タンク及び海周辺）

ｃ．必要要員数及び操作時間
可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給に必要な要員（8名）,所要時間（165 分）のうち，淡水タンクから淡水貯水池への補給に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8 名（重大事故等対応要員）

所要時間目安：165 分（当該設備は、設置未完のため実績時
間なし）

ｄ．操作の成立性について
作業環境： 車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保する。放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個
人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行
1.13-264う。温度についても，作業は屋外のため支障はない。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，現場への移動は，地震等による重大事故等が発生した場合でも安全に移動できる経路を移動する。
操作性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。また，作業エリ
ア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.13-265可搬型代替大型注水ポンプ

車両の作業用照明

ホース脱着訓練

東海港での送水訓練（ホース敷設）車両操作訓練（ポンプ起動）

東海港での送水訓練（水中ポンプ設置）

1.13-266

夜間での送水訓練（ホース敷設）

夜間での送水訓練（放水）

放射線防護具装着による送水訓練（ホース敷設）

放射線防護具装着による送水訓練（水中ポンプ設置）

1.13-267

添付資料 1.13.5

1.13-268

添付資料 1.13.6
操作手順の解釈一覧
手順

操作手順記載内容

1.13.2.1 水源を利用し(2) 代替淡水貯槽を水源とａ．代替淡水貯槽を水源とした対応手順

した対応手順（可搬型代替

た可搬型代替注水大型ポンプ

注水大型ポンプを使用する

による送水

解釈

接続口の弁

−

接続口の弁

−

接続口の弁

−

多目的タンク配管・弁の予備ノズル弁−

淡水貯水池Ａ連絡弁−

淡水貯水池Ｂ連絡弁−

多目的タンク配管・弁の予備ノズル弁−場合）(4) 淡水貯水池を水源とし

ａ．淡水貯水池を水源としたた対応手順

可搬型代替注水大型ポンプによる送水(8) 海を水源とした対応手

ａ．海を水源とした可搬型代

順

替注水大型ポンプによる送水

1.13.2.2 水源へ水を補(1) 代替淡水貯槽へ水を補

ａ．可搬型代替注水大型ポン

給のための対応手順

給するための対応手段

プによる代替淡水貯槽への補給(2) 淡水貯水池へ水を補給

ａ．淡水貯水池Ｂ（Ａ）からするための対応手段

淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給
ｂ．可搬型代替注水大型ポン
プによる淡水貯水池への補給

1.13-269

添付資料 1.13.7
手順のリンク先について

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等について，手順のリンク先を以下に取りまとめる。

リンク先一覧（1／10）
手順等
1.13.2.1

リンク先

水源を利用した対応手順

1.13.2.1(1)

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）

1.13.2.1(1)a.

代替淡水貯槽を水源とした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

1.13.2.1(1)a.(a)低圧代替注水系（常設）による原子炉注水【1.4.2.1(1)a.(a)】低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

1.13.2.1(1)a.(b)低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却【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

1.13.2.1(1)a.(c)低圧代替注水系（常設）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）【1.8.2.2(1)c.】

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

1.13.2.1(1)b.

代替淡水貯槽を水源とした格納容器内の冷却1.13.2.1(1)b.(a)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ（炉心損傷判断前）【1.6.2.1(1)a.(a)】代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ

1.13.2.1(1)b.(b)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（炉心損傷判断時）【1.6.2.2(1)a.(a)】代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ【1.8.2.1(1)a.】

格納容器下部注水系（常設）によるデブリ冷却

1.13.2.1(1)c.

代替淡水貯槽を水源とした格納容器下部への注水

1.13.2.1(1)c.(a)格納容器下部注水系（常設）によるデブリ冷却

1.13-270

リンク先一覧（2／10）
手順等
1.13.2.1(1)d.

代替淡水貯槽を水源とした格納容器頂部への注水

1.13.2.1(1)d.(a)1.13.2.1(1)e.

リンク先

格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェル注水【1.10.2.1(1)a.】

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

1.13.2.1(1)e.(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）を使用した使用済燃料プール注水【1.11.2.1(1)a.】1.13.2.1(1)e.(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スプレイ【1.11.2.2(1)a.】1.13.2.1(2)

格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェル注水

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

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）

1.13.2.1(2)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

本資料に記載1.13.2.1(2)b.

代替淡水貯槽を水源とした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

1.13.2.1(2)b.(a)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水【1.4.2.1(1)a.(b)】1.13.2.1(2)b.(b)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却【1.4.2.1(3)a.(b)】1.13.2.1(2)b.(c)低圧代替注水系（可搬型）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）【1.8.2.2(1)d.】1.13.2.1(2)c.

代替淡水貯槽を水源とした格納容器内の冷却1.13.2.1(2)c.(a)1.13.2.1(2)c.(b)1.13.2.1(2)d.

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）
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）
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（炉心損傷判断前）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（炉心損傷判断時）【1.6.2.1(1)a.(b)】【1.6.2.2(1)a.(b)】

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器ス
プレイ（淡水／海水）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器ス
プレイ（淡水／海水）

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

1.13.2.1(2)d.(a)フィルタ装置スクラビング水補給【1.5.2.1(1)a.(b)】【1.7.2.1(1)a.(b)】【1.5.2.1(2)a.(b)】【1.7.2.1(2)a.(b)】1.13-271

フィルタ装置スクラビング水補給リンク先一覧（3／10）
手順等
1.13.2.1(2)e.

代替淡水貯槽を水源とした格納容器下部への注水

1.13.2.1(2)e.(a)1.13.2.1(2)f.

格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却【1.8.2.1(1)b.】

格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却（淡水／海水）【1.10.2.1(1)b.】

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル注水（淡水／海水）代替淡水貯槽を水源とした格納容器頂部への注水

1.13.2.1(2)f.(a)1.13.2.1(2)g.

リンク先

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル注水

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

1.13.2.1(2)g.(a)

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）を使用した使用済燃料プール注水【1.11.2.1(1)b.】

1.13.2.1(2)g.(b)

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注水【1.11.2.1(1)c.】

1.13.2.1(2)g.(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（常設スプ
レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ【1.11.2.2(1)b.】

1.13.2.1(2)g.(d)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スプレイ【1.11.2.2(1)c.】

1.13.2.1(3)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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプ
レイ（淡水／海水）可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールス
プレイ（淡水／海水）

サプレッション・プールを水源とした対応手順

1.13.2.1(3)a.

サプレッション・プールを水源とした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

1.13.2.1(3)a.(a)高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉
圧力容器への注水（中央制御室からの高圧代替注水系起動）【1.2.2.1(1)a.】【1.2.2.2(1)a.】中央制御室からの高圧代替注水系起動1.13.2.1(3)a.(b)高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉
圧力容器への注水（現場手動操作による高圧代替注水系起動）【1.2.2.1(1)b.】【1.2.2.2(1)b.】

現場手動操作による高圧代替注水系起動1.13.2.1(3)a.(c)原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水【1.2.2.4(1)】原子炉隔離時冷却系による原子炉注水

1.13.2.1(3)a.(d)

高圧炉心スプレイ系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水【1.2.2.4(2)】高圧炉心スプレイ系による原子炉注水

1.13-272

リンク先一覧（4／10）
手順等
1.13.2.1(3)b.

リンク先

サプレッション・プールを水源とした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

1.13.2.1(3)b.(a)

残留熱除去系による原子炉圧力容器への注水【1.4.2.3(1)】【1.4.2.1(2)a.(a)】

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水

1.13.2.1(3)b.(b)低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水【1.4.2.3(2)】低圧炉心スプレイ系による原子炉注水

1.13.2.1(3)c.

サプレッション・プールを水源とした格納容器内の冷却1.13.2.1(3)c.(a)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱【1.6.2.3(1)】【1.6.2.1(2)a.(a)】【1.6.2.2(2)a.(a)】

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器
除熱
残留熱除去系電源復旧後の格納容器除熱1.13.2.1(3)c.(b)

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・プール除熱【1.6.2.3(2)】【1.6.2.1(2)a.(b)】【1.6.2.2(2)a.(b)】

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水除熱
残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・プール水除熱

1.13.2.1(3)d.

サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器及び格納容器の冷却

1.13.2.1(3)d.(a)代替循環冷却系による原子炉注水【1.4.2.1(1)a.(c)】

代替循環冷却系による原子炉注水

1.13.2.1(3)d.(b)代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却【1.4.2.1(3)a.(c)】

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却

1.13.2.1(3)d.(c)

代替循環冷却系による格納容器除熱(炉心損傷判断前)【1.6.2.1(1)a.(c)】

代替循環冷却系による格納容器除熱1.13.2.1(3)d.(d)代替循環冷却系による格納容器除熱(炉心損傷判断時)【1.6.2.2(1)a.(c)】

代替循環冷却系による格納容器除熱1.13.2.1(3)d.(e)代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱【1.7.2.1(1)b．】

代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱

1.13.2.1(3)d.(f)

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)【1.8.2.2(1)e．】

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

1.13.2.1(4)淡水貯水池を水源とした対応手順

1.13.2.1(4)a.

淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

本資料に記載1.13.2.1(4)b.

淡水貯水池を水源とした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

1.13-273

リンク先一覧（5／10）
手順等

リンク先

1.13.2.1(4)b.(a)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水【1.4.2.1(1)a.(b)】1.13.2.1(4)b.(b)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却【1.4.2.1(3)a.(b)】1.13.2.1(4)b.(c)低圧代替注水系（可搬型）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）【1.8.2.2(1)d.】1.13.2.1(4)c.

淡水貯水池を水源とした格納容器内の冷却1.13.2.1(4)c.(a)1.13.2.1(4)c.(b)1.13.2.1(4)d.

【1.6.2.2(1)a.(b)】

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器ス
プレイ（淡水／海水）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器ス
プレイ（淡水／海水）

フィルタ装置スクラビング水補給【1.5.2.1(1)a.(b)】【1.7.2.1(1)a.(b)】【1.5.2.1(2)a.(b)】【1.7.2.1(2)a.(b)】フィルタ装置スクラビング水補給

格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却【1.8.2.1(1)b.】

格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却（淡水／海水）【1.10.2.1(1)b.】

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル注水（淡水／海水）淡水貯水池を水源とした格納容器頂部への注水

1.13.2.1(4)f.(a)1.13.2.1(4)g.

【1.6.2.1(1)a.(b)】

淡水貯水池を水源とした格納容器下部への注水

1.13.2.1(4)e.(a)1.13.2.1(4)f.

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（炉心損傷判断前）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ（炉心損傷判断時）

淡水貯水池を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給

1.13.2.1(4)d.(a)1.13.2.1(4)e.

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）
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）
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）

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル注水

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

1.13.2.1(4)g.(a)

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）を使用した使用済燃料プール注水【1.11.2.1(1)b.】

1.13.2.1(4)g.(b)

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注水【1.11.2.1(1)c.】

1.13.2.1(4)g.(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（常設スプ
レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ【1.11.2.2(1)b.】

1.13-274

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプ
レイ（淡水／海水）リンク先一覧（6／10）
手順等
1.13.2.1(4)g.(d)1.13.2.1(5)

リンク先

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スプレイ【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ス
プレイ（淡水／海水）

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

1.13.2.1(5)a.

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

1.13.2.1(5)a.(a)消火系による原子炉圧力容器への注水【1.4.2.1(1)a.(d)】

消火系による原子炉注水

1.13.2.1(5)a.(b)

消火系による残存溶融炉心の冷却【1.4.2.1(3)a.(d)】

消火系による残存溶融炉心の冷却

1.13.2.1(5)a.(c)

消火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）【1.8.2.1(1)c.】

消火系によるデブリ冷却

1.13.2.1(5)a.(d)

消火系による原子炉圧力容器への注水【1.8.2.2(1)f.】

消火系による原子炉圧力容器への注水

1.13.2.1(5)b.

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした格納容器内の冷却1.13.2.1(5)b.(a)消火系による格納容器スプレイ（炉心損傷前）【1.6.2.1(1)a.(d)】

消火系による格納容器スプレイ

1.13.2.1(5)b.(b)消火系による格納容器スプレイ（炉心損傷後）【1.6.2.2(1)a.(d)】

消火系による格納容器スプレイ【1.8.2.1(1)c.】

消火系によるデブリ冷却【1.11.2.1(1)e.】

消火系による使用済燃料プール注水

1.13.2.1(5)c.

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした格納容器下部への注水

1.13.2.1(5)c.(a)1.13.2.1(5)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

1.13.2.1(5)d.(a)1.13.2.1(6)

消火系によるデブリ冷却

消火系による使用済燃料プール注水

復水貯蔵タンクを水源とした対応手順

1.13.2.1(6)a.

復水貯蔵タンクを水源とした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

1.13.2.1(6)a.(a)制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水【1.2.2.3(1)b.】

1.13-275

制御棒駆動水圧系による原子炉注水

リンク先一覧（7／10）
手順等
1.13.2.1(6)b.

リンク先

復水貯蔵タンクを水源とした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

1.13.2.1(6)b.(a)補給水系による原子炉圧力容器への注水【1.4.2.1(1)a.(e)】

補給水系による原子炉注水

1.13.2.1(6)b.(b)補給水系による残存溶融炉心の冷却【1.4.2.1(3)a.(e)】

補給水系による残存溶融炉心の冷却

1.13.2.1(6)b.(c)補給水系によるデブリ冷却【1.8.2.1(1)d.】

補給水系によるデブリ冷却

1.13.2.1(6)b.(d)補給水系による原子炉圧力容器への注水【1.8.2.2(1)g.】

補給水系による原子炉圧力容器への注水

1.13.2.1(6)c.

復水貯蔵タンクを水源とした格納容器内の冷却1.13.2.1(6)c.(a)補給水系による格納容器スプレイ（炉心損傷前）【1.6.2.1(1)a.(e)】

補給水系による格納容器スプレイ

1.13.2.1(6)c.(b)補給水系による格納容器スプレイ（炉心損傷後）【1.6.2.2(1)a.(e)】

補給水系による格納容器スプレイ【1.8.2.1(1)d.】

補給水系によるデブリ冷却【1.11.2.1(1)d.】

補給水系による使用済燃料プール注水

1.13.2.1(6)d.

復水貯蔵タンクを水源とした格納容器下部への注水

1.13.2.1(6)d.(a)1.13.2.1(6)e.

復水貯蔵タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水

1.13.2.1(6)e.(a)1.13.2.1(7)

補給水系によるデブリ冷却補給水系による使用済燃料プールへの注水

淡水タンクを水源とした対応手順

1.13.2.1(7)a.

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送水

1.13.2.1(7)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

1.13.2.1(7)b.(a)フィルタ装置スクラビング水補給

本資料に記載【1.5.2.1(1)a.(b)】【1.7.2.1(1)a.(b)】【1.5.2.1(2)a.(b)】【1.7.2.1(2)a.(b)】1.13-276

フィルタ装置スクラビング水補給リンク先一覧（8／10）
手順等

リンク先

1.13.2.1(8)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

本資料に記載1.13.2.1(8)b.

海を水源とした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

1.13.2.1(8)

海を水源とした対応手順

1.13.2.1(8)b.(a)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水【1.4.2.1(1)a.(b)】1.13.2.1(8)b.(b)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却【1.4.2.1(3)a.(b)】1.13.2.1(8)b.(c)低圧代替注水系（可搬型）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）【1.8.2.2(1)d.】1.13.2.1(8)c.

1.13.2.1(8)c.(b)【1.6.2.1(1)a.(b)】【1.6.2.2(1)a.(b)】

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器ス
プレイ（淡水／海水）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器ス
プレイ（淡水／海水）

格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却【1.8.2.1(1)b.】

格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却（淡水／海水）【1.10.2.1(1)b.】

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル注水（淡水／海水）

海を水源とした格納容器頂部への注水

1.13.2.1(8)e.(a)1.13.2.1(8)f.

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレ（炉心損傷判断前）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレ（炉心損傷判断時）海を水源とした格納容器下部への注水

1.13.2.1(8)d.(a)1.13.2.1(8)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）
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）海を水源とした格納容器内の冷却1.13.2.1(8)c.(a)1.13.2.1(8)d.

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル注水

海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ

1.13.2.1(8)f.(a)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）を使用した使用済燃料プール注水【1.11.2.1(1)b.】

1.13.2.1(8)f.(b)

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注水【1.11.2.1(1)c.】

1.13.2.1(8)f.(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（常設スプ
レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ【1.11.2.2 (1)b.】

1.13-277

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）
可 搬 型代 替注 水大 型ポ ンプ によ る 代替 燃料 プー ル注 水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）
可 搬 型代 替注 水大 型ポ ンプ によ る 代替 燃料 プー ル注 水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプ
レイ（淡水／海水）リンク先一覧（9／10）
手順等
1.13.2.1(8)f.(d)1.13.2.1(8)g.

リンク先

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スプレイ【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ス
プレイ（淡水／海水）

海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送

1.13.2.1(8)g.(a)緊急用海水系による冷却水の確保【1.5.2.2(1)a.】

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

1.13.2.1(8)g.(b)代替残留熱除去系海水系による冷却水の確保【1.5.2.2(1)b.】

代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保【1.12.2.1(1)a.】

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制【1.12.2.2(2)a.】

可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火

1.13.2.1(8)h.

海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制

1.13.2.1(8)h.(a)1.13.2.1(8)i.

海を水源とした航空機燃料火災への泡消火

1.13.2.1(8)i.(a)1.13.2.1(8)j.

非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル冷却系海水系への代替送水による非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源供給機能の復旧【1.14.2.1(3)】

非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル冷却系海水系への代替送水による非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機の電源供給機能の復旧【1.11.2.4(1)a.】

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール除熱

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除熱

1.13.2.1(8)k.(a)1.13.2.1(9)可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火

海を水源とした非常用ディーゼル（高圧炉心スプレイ系を含む）発電機用海水系への代替海水送水1.13.2.1(8)j.(a)1.13.2.1(8)k.

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール除熱

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手順

1.13.2.1(9)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

1.13.2.1(9)a.(a)原子炉制御「反応度制御」【1.1.2.1(2)】原子炉制御「反応度制御」1.13.2.1(9)a.(b)

ほう酸水注入系による原子炉注水【1.2.2.3(1)a.】

ほう酸水注入系による原子炉注水

1.13.2.1(9)a.(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【1.8.2.2(1)h.】

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

1.13-278

リンク先一覧（10／10）
手順等
1.13.2.2

リンク先

水源へ水を補給のための対応手順

1.13.2.2(1)

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手順

1.13.2.2(1)a.

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）

1.13.2.2(1)a.(a)1.13.2.2(1)a.(b)1.13.2.2(1)a.(c)1.13.2.2(2)淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給淡水タンクを水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給海を水源とした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

本資料に記載本資料に記載淡水貯水池へ水を補給するための対応手順

1.13.2.2(2)a.

淡水貯水池Ｂ（Ａ）から淡水貯水池Ａ（Ｂ）への補給

1.13.2.2(2)b.

可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給（淡水／海水）

1.13.2.2(2)b.(a)1.13.2.2(2)b.(b)1.13.2.3

本資料に記載本資料に記載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淡水貯水池への補給
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給本資料に記載本資料に記載水源を切替えるための対応手順

1.13.2.3(1)

淡水から海水への切り替え

本資料に記載1.13.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

本資料に記載1.13.2.5

重大事故等発生時の対応手段の選択

本資料に記載1.13-2791.14

電源の確保に関する手順等＜目

1.14.1

次＞

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(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．交流電源喪失時の対応手段及び設備(a)

代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電(b)

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（常用Ｍ／Ｃ

２Ｅ経由）

によるＭ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄへの給電(c)

非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル冷却系海水系への代替送水による非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源供給機能の復旧(d)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．交流電源及び直流電源喪失時の対応手段及び設備(a)

代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電(b)

重大事故等対処設備

ｃ．非常用所内電気設備機能喪失時の対応手段及び設備(a)

代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電(b)

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電(c)

重大事故等対処設備

ｄ．燃料補給のための対応手段及び設備(a)

燃料補給設備による給油(b)

重大事故等対処設備
目-1

ｅ．手 順等
1.14.2

重大事故等発生時の手順等

1.14.2.1(1)

交流電源喪失時の対応手順

代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
ａ．常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
ｂ．可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電(2)

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（常用Ｍ／Ｃ

２Ｅ経由）によるＭ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄへの給電(3)

非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル冷却系海水系への代替送水による非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源供給機能の復旧

1.14.2.2(1)交流電源及び直流電源喪失時の対応手順

代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
ａ．所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
ｂ．可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電(2)常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源復旧

1.14.2.3(1)

非常用所内電気設備機能喪失時の対応手順

代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
ａ．常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
ｂ．可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電(2)

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電
ａ．常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電
ｂ．可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

1.14.2.4(1)

燃料の補給手順

可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給
目-2

(2)

タンクローリから各機器への給油(3)

燃料補給設備による常設代替高圧電源装置への給油

1.14.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

1.14.2.6

重大事故等発生時の対処設備の選択

目-3

添付資料1.14.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.14.2

重大事故対策の成立性
1.

常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

2.

可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

3.

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（常用Ｍ／Ｃ

２Ｅ経由）によるＭ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄへの給電
4.

非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル冷却系海水系への代替海水送水による非常用及び高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機の電源供給機能の復旧

5.

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電

6.

可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電

7.

常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源復旧

8.

常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

9.

可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

10.

常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

11.

可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

12.

可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給

13.

タンクローリから各機器等への給油

14.

燃料補給設備による常設代替高圧電源装置への給油
目-4

添付資料1.14.3

不要直流負荷切離しリスト添付資料1.14.4

審査基準における要求事項毎の給電対象設備

添付資料1.14.5

解釈一覧
1.

判断基準の解釈一覧

2.

操作手順の解釈一覧

3.

操作の成立性の解釈一覧

目-5

目-6

1.14

電源の確保に関する手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷、原子炉格納容器の破損、貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中における発電用原子炉内の燃料体（以下「運転停止中原子炉内燃料体」という。）の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保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。

【解釈】
１「電力を確保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。
（１）炉心の著しい損傷等を防止するために必要な電力の確保
ａ）電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において、代替電源により、炉心の著しい損傷、原子炉格納容器の破損、貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）所内直流電源設備から給電されている２４時間内に、十分な余裕を持って可搬型代替交流電源設備を繋ぎ込み、給電が開始できること。
ｃ）複数号機設置されている工場等では、号機間の電力融通を行えるようにしておくこと。また、敷設したケーブル等が利用できない状況に備え、予備のケーブル等を用意すること。

1.14-1

ｄ）所内電気設備（モーターコントロールセンター(ＭＣＣ)、パワーセンター(Ｐ/Ｃ)及び金属閉鎖配電盤(メタクラ)(ＭＣ)等）は、共通要因で機能を失うことなく、少なくとも一系統は機能の維持及び人の接近性の確保を図ること。
電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器（以下「格納容器」という。）の破損，使用済燃料貯蔵プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中において原子炉内の燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保する対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.14-2

1.14.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方

外部電源が喪失した場合において，非常用所内電気設備及び直流設備へ給電するための設計基準事故対処設備として，非常用ディーゼル発電機（以下「Ｄ／Ｇ」という。），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。）及び蓄電池を設置している。

また，Ｄ／Ｇ，ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ及び蓄電池より給電された電力を各負荷へ分配するための設計基準事故対処設備として，非常用所内電気設備であるメタクラ（以下「Ｍ／Ｃ」という。），パワーセンター（以下「Ｐ／Ｃ」という。），モーターコントロールセンター（以下「ＭＣＣ」という。），直流充電器及び直流主母線盤等を設置している。
これらの設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，各設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対
応手段及び重大事故等対処設備を選定する（第1.14.1-1図）。

重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備 ※１ を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難である
が，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第五十七条及び技術基準
1.14-3

規則第七十二条（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,重大事故等対処設備及び自主対策設備の関係を明確にする。

(2)

対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果,設計基準事故対処設備の故障として，非常用所内電気設備への交流電源による給電並びに直流設備への直流電源による給電に使用する設備及び所内電気設備の故障を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手
段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段とその対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と，整備する手順についての関係を第1.14.1-1表に整理する。
ａ．交流電源喪失時の対応手段及び設備(a)

代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
外部電源が喪失した場合は，設計基準事故対処設備であるＤ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇにより，非常用所内電気設備である
Ｍ／Ｃ
Ｇ

２Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳへ交流電源を自動で給電するが，Ｄ／

２Ｃ・２Ｄの故障により非常用所内電気設備への給電ができない

場合は，代替交流電源設備である常設代替交流電源設備（又は可搬型
代替交流電源設備）により非常用所内電気設備に給電し，炉心の著しい損傷等を防止するために必要な電力を確保する。
ⅰ)

常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
外部電源喪失及びＤ／Ｇの故障により非常用所内電気設備への給1.14-4電ができない場合は，Ｄ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄの電源供給機能の代替手段として，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置により非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）へ給電する手段がある。
常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電で使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1-2図に示す。
・常設代替高圧電源装置
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
・緊急用Ｍ／Ｃ

ⅱ)

可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
常設代替交流電源設備の故障により非常用所内電気設備への給電ができない場合は，常設代替交流電源設備の電源供給機能の代替手段として，可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車により非常用所内電気設備であるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへ給電する手段がある。
可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電で使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1-2図に示す。
・可搬型代替低圧電源車
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ(b)

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（常用Ｍ／Ｃ
によるＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電
1.14-5２Ｅ経由）

外部電源喪失及びＤ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄの故障により，Ｍ／Ｃ

２

Ｃ・２Ｄへの給電ができない場合に，設計基準事故対処設備であるＨ
ＰＣＳ

Ｄ／Ｇ，非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ

ＨＰＣＳ及び常用所内電気設備であるＭ／Ｃ ２Ｅの使用が可能であって，さらにＭ／Ｃ

ＨＰＣＳの負荷であるＨＰＣＳポンプの停止が可能な場合は，

Ｄ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄの電源供給機能の代替手段として，ＨＰＣＳ／ＧからＭ／ＣＨＰＣＳ及びＭ／Ｃ

設備であるＭ／Ｃ
ＨＰＣＳ

Ｄ

２Ｅを介して非常用所内電気

２Ｃ（又は２Ｄ）へ給電する手段がある。

Ｄ／Ｇ（常用Ｍ／Ｃ

２Ｅ経由）によるＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電で使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1-2図に示す。

(c)

・ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ

・Ｍ／Ｃ

ＨＰＣＳ

・Ｍ／Ｃ

２Ｅ

非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル冷却系海水系への代替送水による非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源供給機能の復旧
非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル冷却系海水系（以下「Ｄ／Ｇ海水系」という。）のポンプ等の故障によりＤ／Ｇ
及びＨＰＣＳＧ

２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇのディーゼル機関の冷却機能喪失により，Ｄ／

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇによる非常用所内電気設備への給電ができない場合は，Ｄ／Ｇ海水系の冷却機能の代替手段として，可搬型代替注水大型ポンプによりＤ／Ｇ海水系に海水又は淡水を送水し，各ディーゼル機関を冷却することで，Ｄ／Ｇ
1.14-6

２Ｃ・２Ｄ及びＨ

ＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源供給機能を復旧する手段がある。

なお，審査基準及び基準規則の要求機能ではないため自主対策として位置付けるが，重大事故等発生時において電源供給機能の復旧が期待できる。
Ｄ／Ｇ海水系への代替送水によるＤ／Ｇ

２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源供給機能の復旧で使用する設備は以下のとおり。概略系
統図を第1.14.1-4図に示す。
・Ｄ／Ｇ

２Ｃ

・Ｄ／Ｇ

２Ｄ

・ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ

・Ｄ／Ｇ

２Ｃ海水系配管・弁・Ｄ／Ｇ

２Ｄ海水系配管・弁・ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ海水系配管・弁・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース

(d)

重大事故等対処設備と自主対策設備「(a)ⅰ）常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電」で使用する設備のうち，常設代替高圧電源装置，軽油貯蔵タン
ク，常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ及び緊急用Ｍ／Ｃは重大事故等対処設備として位置づける。
「(a)ⅱ）

可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電」で使用する設備のうち，可搬型代替低圧電源車，可搬型設備
用軽油タンク及びタンクローリは重大事故等対処設備として位置づける。
1.14-7

「(b)

ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ（常用Ｍ／Ｃ

２Ｅ経由）によるＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電」で使用する設備のうち，設計基準事故対処設備
であるＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ及びＭ／Ｃ

ＨＰＣＳは重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。
「(c)

Ｄ／Ｇ海水系への代替送水によるＤ／Ｇ

ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源供給機能の復旧」で使用する設備のうち，設計基準事故対処設備であるＤ／Ｇ
Ｄ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄ及び

２Ｃ・２Ｄ，ＨＰＣＳ

２Ｃ・２Ｄ海水系配管・弁及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ，

Ｄ／Ｇ海水系配管・弁は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.14.1）

以上の重大事故等対処設備により，交流電源が喪失した場合においても炉心の著しい損傷等を防止するために必要な電力を確保できる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置づける。あわせて，その理由を示
す。
・Ｍ／Ｃ

２Ｅ

耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，Ｍ／Ｃ
２Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳと同等の母線容量（3,000A）を有しており，健全性が確認できた場合は電源融通電路として使用できることから，事故対応に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・可搬型代替注水大型ポンプ
1.14-8

・ホース
重大事故等発生時に機能喪失を想定する設計基準事故対処設備
であるＤ／Ｇ海水系の冷却機能を代替する設備であり，技術基準上の要求事項を満たすことは困難であるが，Ｄ／Ｇ
及びＨＰＣＳ

２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇが使用可能な場合は，Ｄ／Ｇ海水系に海水又は淡水を送水し，Ｄ／Ｇ海水系の冷却機能を確保することで，
Ｄ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源供給機能を復旧できるため，事故対応に必要な電源を確保するための手段として有効である。

ｂ．交流電源及び直流電源喪失時の対応手段及び設備(a)

代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
外部電源喪失及びＤ／Ｇの故障により直流125V充電器Ａ・Ｂの交流

入力電源が喪失した場合は，代替直流電源設備である所内常設直流電源設備（又は可搬型代替直流電源設備）により非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂに給電し，炉心の著しい損傷等を防止するために必要な電力を確保する。
また，直流±24V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が喪失した場合は，代替直流電源設備である所内常設直流電源設備により非常用所内電気設備である直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ａ・２Ｂに給電し，原子炉未臨界状態の確認に必要な電力を確保する。
ⅰ)

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
外部電源喪失及びＤ／Ｇの故障により非常用所内電気設備である
直流125V充電器Ａ・Ｂ及び直流±24V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が喪失した場合は，所内常設直流電源設備である125V
1.14-9Ａ系・Ｂ系

蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系により非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ及び直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ａ・２Ｂへ無停電で直流電源が給電される。
125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池は，自動給電開始から1時間以内に中央制御室において簡易な操作でプラントの状態監視に必要ではない直流負荷を切り離すことにより8時間，その後，中央制御室外において不要な負荷を切り離すことで，常設代替交流電源設備（又は可搬型代替交流電源設備）による給電を開始するまで最大24時間にわたり，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへ給電する。
所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電で使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1-3図に示す。
・125V

Ａ系蓄電池

・125V

Ｂ系蓄電池

・中性子モニタ用蓄電池Ａ系
・中性子モニタ用蓄電池Ｂ系

ⅱ)

可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
所内常設直流電源設備である125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池から直流

125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの自動給電開始から24時間以内に，常設
代替高圧電源装置（又は可搬型代替低圧電源車）による直流125V充
電器Ａ・Ｂの交流入力電源の復旧が見込めず，125V
電池が枯渇する恐れがある場合は，125V

Ａ系・Ｂ系蓄

Ａ系・Ｂ系蓄電池の電源供給機能の代替手段として，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源設備により非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへ給電する手段がある。
1.14-10可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電に使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1-3図に示す。
・可搬型代替低圧電源車
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ
・可搬型整流器ⅲ)

常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源の復旧
外部電源喪失及びＤ／Ｇの故障により直流125V充電器Ａ・Ｂの交流

入力電源が喪失し，125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池から直流125V主母線盤２

Ａ・２Ｂへの自動給電開始から24時間以上経過により125V

Ａ系・Ｂ

系蓄電池が枯渇した場合は，制御電源が喪失しているＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの遮断器を手動にて投入し電路を構成した後，常設代替高圧電源装置（又は可搬型代替低圧電源車）
により非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ
ることで，Ｍ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）に給電す

２Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの遮断器用制御電源を復旧する手段がある。
常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源の復旧に使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1-2図及び第1.14.1-3図に示す。
【常設代替高圧電源装置による遮断器用制御電源の復旧の場合】
・常設代替高圧電源装置
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
・緊急用Ｍ／Ｃ

1.14-11

【可搬型代替低圧電源車による遮断器用制御電源の復旧の場合】
・可搬型代替低圧電源車
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ(b)

重大事故等対処設備「ⅰ）

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電」で使用する設備のうち，125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池及び中性子モニ

タ用蓄電池Ａ系・Ｂ系は重大事故等対処設備として位置づける。
「ⅱ）

可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電」で使用する設備のうち，可搬型代替低圧電源車，可搬型設備用軽油タンク，タンクローリ及び可搬型整流器は重大事故等対処設備として位置づける。
「ⅲ）

常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源の復旧」で使用する設備のうち，常設代替高圧電源装置，軽油貯蔵タンク，常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ，緊急用Ｍ／Ｃ，可搬型代替低圧電源車，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリは重大事故等対処設備
として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.14.1）

以上の重大事故等対処設備により，直流電源が喪失した場合においても炉心の著しい損傷等を防止するために必要な電力を確保できる。

1.14-12ｃ．非常用所内電気設備機能喪失時の対応手段及び設備
非常用所内電気設備の機能が喪失した場合に，代替交流電源設備である常設代替交流電源設備（又は可搬型代替交流電源設備）及び代替
直流電源設備である常設代替直流電源設備（又は可搬型代替交流電源設備）から代替所内電気設備へ給電する手段がある。
なお，非常用所内電気設備及び代替所内電気設備は，重大事故等が発生した場合において，共通要因である地震，津波，火災及び溢水により同時に機能を失うことなく，少なくとも1系統は機能の維持及び人の接近性を確保する設計とする。

(a)ⅰ)

代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
非常用所内電気設備の電源供給機能が喪失した場合に，「a.(a)常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電」の代替手段として，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から代替所内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃへ給電する手段がある。
常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電に使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1-2図に示す。
・常設代替高圧電源装置
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
・緊急用Ｍ／Ｃ

ⅱ)

可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
非常用所内電気設備の電源供給機能が喪失し，「c.(a)ⅰ）常設
1.14-13

代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電」ができない場
合の代替手段として，可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車から代替所内電気設備である緊急用Ｐ／Ｃへ給電する手段がある。
可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電に使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1-2図に示す。
・可搬型代替低圧電源車
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ
・緊急用Ｐ／Ｃ(b)

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

ⅰ)

常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電
非常用所内電気設備の電源供給機能が喪失し，「b.(a)ⅰ）所内
常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電」ができない
場合の代替手段として，共通要因によって所内常設直流電源設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう物理的に分離を図った常設代替直流電源設備である緊急用直流125V蓄電池により代替所内電気設備である緊急用直流125V主母線盤へ自動で給電する手段がある。
また，通常状態において非常用所内電気設備から代替所内電気設
備へ常時給電されるが，外部電源，Ｄ／Ｇ及び非常用所内電気設備の電源供給機能の喪失により代替所内電気設備である緊急用直流
125V充電器の交流入力電源が喪失した場合に，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置（又は可搬型代替交流電源設備であ
1.14-14

る可搬型代替低圧電源車）による給電を開始するまで，直流負荷の切り離しをせずに最大24時間にわたり，常設代替直流電源設備である緊急用直流125V蓄電池から代替所内電気設備である緊急用直流
125V主母線盤へ無停電で直流電源が給電される。
常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電に使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1-3図に示す。
・緊急用直流125V蓄電池

ⅱ)

可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電
非常用所内電気設備の電源供給機能が喪失し，常設代替直流電源設備である緊急用直流125V蓄電池から代替所内電気設備である
緊急用直流125V主母線盤への自動給電開始から24時間以内に代替交流電源設備により緊急用直流125V充電器の交流入力電源の復旧が見込めず，緊急用直流125V蓄電池が枯渇する恐れがある場合に，「c.(b)ⅰ）常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電」の代替手段として可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源設備から代替所内電気設備
である緊急用直流125V主母線盤へ給電する手段がある。
可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電に使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1-3図に示す。
・可搬型代替低圧電源車
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ
・可搬型整流器

1.14-15

(c)

重大事故等対処設備「(a)ⅰ）

常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電」で使用する設備のうち，常設代替高圧電源装置，軽油貯蔵タン
ク，常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ及び緊急用Ｍ／Ｃは重大事故等対処設備と位置づける。
「(a)ⅱ）

可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電」で使用する設備のうち，可搬型代替低圧電源車，可搬型設備用
軽油タンク，タンクローリ及び緊急用Ｐ／Ｃは重大事故等対処設備と位置づける。
「(b)ⅰ）

常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電」で使用する設備のうち，緊急用直流125V蓄電池は重大事故等対処
設備として位置づける。
「(b)ⅱ）

可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電」で使用する設備のうち，可搬型代替低圧電源車，可搬型設備用
軽油タンク，タンクローリ及び可搬型整流器は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.14.1）
以上の重大事故等対処設備により，非常用所内電気設備の電源供給機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷等を防止するために必要な電力を確保できる。

ｄ．燃料補給のための対応手段及び設備(a)

燃料補給設備による給油
1.14-16外部電源喪失及びＤ／Ｇの故障により，可搬型代替低圧電源車等の車両系設備及び常設代替高圧電源装置を使用して事故対応を行う場合には，それらの設備を必要な期間継続運転させるため，燃料補給設備
により各設備へ燃料を給油する手段がある。
燃料補給設備による給油で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ(b)

重大事故等対処設備
燃料補給設備による給油で使用する設備のうち，可搬型設備用軽油タンク，タンクローリ，軽油貯蔵タンク及び常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプは重大事故等対処設備と位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.14.1）

以上の重大事故等対処設備により，事故対応に必要な設備の燃料を確保し，運転を継続することができる。

ｅ．手 順 等
上記「ａ．交流電源喪失時の対応手段及び設備」，「ｂ．交流電源及び直流電源喪失時の対応手段及び設備」，「ｃ．非常用所内電気設備機
能喪失時の対応手段及び設備」及び「ｄ．燃料補給のための対応手段及1.14-17

び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び重大事故等対応要員の対応として非常時
運転手順書（事象ベース）及び重大事故等対策要領に定める（第1.14.1-1表）。
また，事故時に監視が必要となる計器及び他の条文にて選定した重大事故等対処設備と本条文にて選定した給電手段との関連性についても整理する（第1.14.1-2表）。
（添付資料1.14.4）

1.14-18

1.14.2

重大事故等発生時の手順

1.14.2.1(1)

交流電源喪失時の対応手順

代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
ａ．常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
外部電源及びＤ／Ｇの電源供給機能の喪失によりＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失した場合は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置により非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）に給電し，原子炉及び使用済燃料貯蔵プールの冷却，格納容器の冷却及び除熱に必要となる設備の電源を復旧する。
(a)

手順着手の判断基準【常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動の判断基準】
外部電源及びＤ／Ｇの電源供給機能が喪失し，Ｍ／Ｃ

２Ｃ・２

Ｄの母線電圧が喪失した場合。
【常設代替高圧電源装置の現場からの起動の判断基準】
常設代替高圧電源装置の遠隔操作回路の故障等により中央制御室からの起動ができない場合。
【緊急用Ｍ／Ｃ及びＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）受電の判断基準】

常設代替高圧電源装置の運転状態において発電機の電圧（6,600V±10%）及び周波数（50Hz±5%）が精度内にある場合。

(b)

操作手順
常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.1-1図に，概要図を第1.14.2.1-2図及び第1.14.2.1-3図に，タイムチャートを第
1.14.2.1-4図に示す。
1.14-19

【常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動の場合】①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設代替
高圧電源装置の中央制御室からの起動を指示する。

②

運転員等は中央制御室にて，常設代替高圧電源装置を起動し，発電長に常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動が完了したことを報告する。
※ 中央制御室からの起動が完了した場合は操作手順⑦へ【常設代替高圧電源装置の現場からの起動の場合】③

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に常設代替高圧電源装置の現場からの起動を依頼する。

④

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に常設代替高圧電源装置の現場からの起動を指示する。

⑤

重大事故等対応要員は常設代替高圧電源装置置場（屋外）にて，常設代替高圧電源装置を起動し，災害対策本部長に常設代替高圧電源装置の現場からの起動が完了したことを報告する。

⑥

災害対策本部は，発電長に常設代替高圧電源装置の現場からの起動が完了したことを連絡する。

【緊急用Ｍ／Ｃ及びＭ／Ｃ⑦

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に緊急用Ｍ／Ｃ及びＭ／Ｃ⑧

２Ｃ（又は２Ｄ）受電】

２Ｃ（又は２Ｄ）受電開始を指示する。

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，Ｍ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）の受電前状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異常が無いことを外観点検により確認する。
1.14-20⑨

運転員等は中央制御室にて，緊急用Ｍ／Ｃの受電用遮断器を「入」とし，緊急用Ｍ／Ｃ母線を受電する。
※ 非常用所内電気設備の負荷である設計基準事故対処設備の故障等により機能が喪失している場合等，プラントの状況に応じて，「1.14.2.3(1)ａ．常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電」の手順を優先する。

⑩

運転員等は中央制御室にて，給電準備としてＭ／Ｃは２Ｄ）及びＰ／Ｃ

２Ｃ（又２Ｃ・２Ｄの負荷の遮断器を「切」とし，動的負荷の自動起動防止のため操作スイッチを隔離する。
⑪

運転員等は中央制御室にて，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）受電のための遮断器を「入」とし，発電長にＭ／Ｃ⑫

２Ｃ（又は２Ｄ）の受電が完了したことを報告する。

発電長は，運転員等にＭ／Ｃ
Ｃ・２Ｄ及びＭＣＣ

２Ｃ（又は２Ｄ），Ｐ／Ｃ

２

２Ｃ系・２Ｄ系の負荷への給電開始を指示する。
⑬

運転員等は中央制御室にて，Ｍ／Ｃ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ

２Ｃ・２Ｄの必要な負荷の遮断器を「入」とする（又は「入」を確認する）。
⑭

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V充電器
Ａ・Ｂの操作スイッチを「入」とし（又は「入」を確認し），直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの受電状態において異臭・発煙・破損等異常が無いことを外観点検により確認する。

(c)

操作の成立性【常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動】
1.14-21

中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場
合，作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置（2台）の起動完了までの所要時間を4分以内，その後常設代替高圧電源装置（3台）の追加起動完了までの所要時間を82分以内と想定する。
【常設代替高圧電源装置の現場からの起動】
中央制御室運転員2名，現場運転員2名及び重大事故等対応要員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置（2台）の起動完了までの所要時間を74分以内，その後常設代替高圧電源装置（3台）の追加起動完了までの所要時間を95分以内と想定する。
【緊急用Ｍ／Ｃ及びＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）受電】

中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場
合，作業開始を判断してから緊急用Ｍ／Ｃ及びＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）受電完了までの所要時間を常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動の場合87分以内，常設代替高圧電源装置の現場からの起動の場合100分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料1.14.2-1）

ｂ．可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電が見込めない場合，可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車により非常用所内電気設備であるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄに給電し，可搬型代

替低圧電源車の定格電圧（440V）及び定格容量（1台あたり500kVA）の1.14-22

範囲内で，原子炉及び使用済燃料貯蔵プールの冷却，格納容器冷却及び除熱に必要となる設備の電源を復旧する。
(a)

手順着手の判断基準【可搬型代替低圧電源車の起動の判断基準】
常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電が見込
めない場合。
【Ｐ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ受電の判断基準】

可搬型代替低圧電源車の運転状態において発電機の電圧（440V±
10%）及び周波数（50Hz±5%）が精度内にある場合。

(b)

操作手順
可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.1-1図に，概要図を第1.14.2.1-5図に，タイムチャートを第1.14.2.1-6図に示す。
【可搬型代替低圧電源車の起動】①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電準備開始を依頼する。
②

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ③

２Ｃ・２Ｄへの給電準備開始を指示する。

発電長は，運転員等に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ

２

Ｃ・２Ｄへの給電準備開始を指示する。
④

重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車2台を配置し，可搬型代替低圧電源車から可搬型代
1.14-23替低圧電源車接続盤まで可搬型代替低圧電源車用動力ケーブル
を，可搬型代替低圧電源車2台の間に可搬型代替低圧電源車用動力及び並列運転用制御ケーブルを布設し，接続する。
⑤

運転員等は中央制御室にて，給電準備としてＰ／Ｃ

２Ｃ・２

Ｄの負荷の遮断器を「切」とし，動的負荷の自動起動防止のため操作スイッチを隔離する。
⑥

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，Ｐ／Ｃ

２Ｃ・２

Ｄの受電前状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等
異常が無いことを外観点検により確認し，Ｐ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ

負荷抑制のため，必要な負荷以外の遮断器を「切」とし，発電長に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電準備が完了したことを報告する。
⑦

重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車からＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ間の連絡母線までの電路の健全性を絶縁抵抗測定により確認し，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電準備が完了したことを報告する。
⑧

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電を開始することを連絡するとともに，重大事故等対応要員に給電開始を指示する。
⑨

重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車2台の起動及び並列操作によりＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ間の連絡母線への給電を実施し，災害対策本部長に可搬型代替
低圧電源車によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電が完了したことを報告する。
1.14-24

【Ｐ／Ｃ⑩

２Ｃ・２Ｄ受電】発電長は，運転員等にＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの受電開始を指示する。
⑪

運転員等は中央制御室にて，Ｐ／Ｃを「入」とし，Ｐ／Ｃ⑫

２Ｃ・２Ｄの連絡遮断器

２Ｃ・２Ｄを受電する。

運転員等は中央制御室にて，Ｐ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの必要な負荷の遮断器を「入」とする（又は「入」を確認する）。
⑬

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，ＭＣＣ

２Ｃ系・

２Ｄ系の必要な負荷の配線用遮断器を「入」とし（又は「入」を確認し），非常用所内電気設備の受電状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異常が無いことを外観点検により確認する。
⑭

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V充電器
Ａ・Ｂの操作スイッチを「入」とし（又は「入」を確認し），直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの受電状態において異臭・発煙・破損等異常が無いことを外観点検により確認する。

(c)

操作の成立性【可搬型代替低圧電源車による非常用所内電気設備への給電】
中央制御室運転員2名，現場運転員2名及び重大事故等対応要員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低圧電源車の起動完了までの所要時間を170分以内と想定する。
【Ｐ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ受電】

中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ受電までの所要時間を

1.14-25

210分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料 1.14.2-2）(2)

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（常用Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ

２Ｅ経由）による

２Ｃ・２Ｄへの給電

外部電源喪失及びＤ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄの故障により，Ｍ／Ｃ

Ｄの母線電圧が喪失している状態で，ＨＰＣＳ
Ｓ及びＭ／Ｃ

２Ｃ・２

Ｄ／Ｇ，Ｍ／Ｃ

ＨＰＣ

２Ｅの使用が可能であって，さらにＨＰＣＳポンプの停止が可能な場合に，ＨＰＣＳ
Ｅを介してＭ／Ｃ

Ｄ／ＧからＭ／Ｃ

ＨＰＣＳ及びＭ／Ｃ ２

２Ｃ（又は２Ｄ）へ給電し，ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの仕様（3,500kVA）の範囲内で，原子炉及び使用済燃料貯蔵プールの冷却，格納容器冷却及び除熱に必要となる設備の電源を復旧する。
(a)

手順着手の判断基準
外部電源喪失及びＤ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄの故障により，Ｍ／Ｃ

Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失している状態で，ＨＰＣＳＣ

ＨＰＣＳ及びＭ／Ｃ

２

Ｄ／Ｇ，Ｍ／

２Ｅの使用が可能であって，さらにＨＰＣ

Ｓポンプの停止が可能な場合

(b)

操作手順
ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ（常用Ｍ／Ｃ

２Ｅ経由）によるＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.1-1図に，概要図を第1.14.2.1-7図に，タイムチャートを第
1.14.2.1-8図に示す。
1.14-26①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にＨＰＣＳ
Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電準備開始を指示する。
②

運転員等は中央制御室にて，給電準備としてＭ／Ｃ

２Ｅの予備変圧器受電用遮断器を「切」とする。
③

運転員等は中央制御室にて，Ｍ／Ｃ

ＨＰＣＳ・２Ｃ（又は２Ｄ）の負荷の遮断器を「切」とし，動的負荷の自動起動防止のため操作スイッチを隔離する。
④

運転員等は中央制御室にて，Ｍ／Ｃ

ＨＰＣＳからＭ／Ｃ

２

Ｃ（又は２Ｄ）に給電するために必要となる遮断器用インターロックの解除を実施する。
⑤

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，Ｍ／Ｃ

ＨＰＣ

Ｓ・２Ｅ・２Ｃ（又は２Ｄ）の受電前状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異常が無いことを外観点検により確認し，発電長にＨＰＣＳ

Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電準備が完了したことを報告する。
⑥

発電長は，運転員等にＨＰＣＳ

Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）への給電開始を指示する。
⑦

運転員等は中央制御室にて，ＨＰＣＳＣ

ＨＰＣＳのＨＰＣＳ

Ｍ／Ｃ⑧

Ｄ／Ｇを起動後，Ｍ／Ｄ／Ｇ用受電遮断器を「入」とし，ＨＰＣＳを受電する。

運転員等は中央制御室にて，Ｍ／Ｃ

ＨＰＣＳからＭ／Ｃ

２

Ｅ・２Ｃ（又は２Ｄ）への給電に必要な遮断器を「入」とし，
Ｍ／Ｃ⑨

２Ｅ・２Ｃ（又は２Ｄ）を受電する。

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，Ｍ／Ｃ
1.14-27

ＨＰＣ

Ｓ・２Ｅ・２Ｃ（又は２Ｄ）の受電状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異常が無いことを外観点検により確認する。
⑩

運転員等は中央制御室にて，Ｍ／Ｃ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ

２Ｃ・２Ｄの必要な負荷の遮断器を「入」とする（又は「入」を確認する）。
⑪

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，ＭＣＣ

２Ｃ系・

２Ｄ系の必要な負荷の配線用遮断器を「入」とし（又は「入」を確認し），非常用所内電気設備の受電状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異常が無いことを外観点検により確認する。
⑫

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V充電器
Ａ・Ｂの操作スイッチを「入」とし（又は「入」を確認し），直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの受電状態において異臭・発煙・破損等異常が無いことを外観点検により確認する。
また，直流125V充電器Ａ・Ｂが使用できない場合は，ＭＣＣ
ＨＰＣＳを受電し，直流125V予備充電器を起動（又は運転状態を確認）し，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂを受電する。

(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからＨＰＣＳ
Ｃ

２Ｅ経由）によるＭ／Ｃ

Ｄ／Ｇ（常用Ｍ／

２Ｃ・２Ｄへの給電までの所要時間を90分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明
1.14-28

及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料 1.14.2-3）(3)

非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル冷却系海水系への代替送水による非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源供給機能の復旧
Ｄ／Ｇ海水系のポンプ等の故障によりＤ／ＧＣＳ

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰ

Ｄ／Ｇの電源供給機能が復旧できない状態で，Ｄ／Ｇ

２Ｄ及びＨＰＣＳ２Ｃ・

Ｄ／Ｇの使用が可能な場合に，Ｄ／Ｇ海水系の冷却機能の代替手段として，可搬型代替注水大型ポンプによりＤ／Ｇ海
水系に海水又は淡水を送水し，各ディーゼル機関を冷却することで，
Ｄ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源供給機能を復旧し，原子炉及び使用済燃料貯蔵プールの冷却，格納容器冷却及び除熱に必要となる設備の電源を確保する。
(a)

手順着手の判断基準
Ｄ／Ｇ海水系のポンプ等の故障によりＤ／Ｇ
ＣＳ

Ｄ／Ｇの電源供給機能が復旧できない状態で，Ｄ／Ｇ

２Ｄ及びＨＰＣＳ(b)

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰ
２Ｃ・

Ｄ／Ｇの使用が可能な場合

操作手順
Ｄ／Ｇ海水系への代替送水によるＤ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源供給機能の復旧の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.1-1図に，概要図を第1.14.2.1-9図に，タイムチャート
を第1.14.2.1-10図に示す。
①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長にＤ
1.14-29

／Ｇ海水系への代替送水によるＤ／ＧＳ②

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣ

Ｄ／Ｇの電源供給機能の復旧を依頼する。

災害対策本部長は，可搬型代替注水大型ポンプからＤ／Ｇ海水系への代替送水を行うことを決定し，プラントの被災状況に応じて代替送水のための水源から接続口の場所を決定する。

③

災害対策本部長は，発電長にＤ／Ｇ海水系への代替送水のための水源から接続口の場所を連絡し，重大事故等対応要員に水源から接続口の場所を指示する。

④

発電長は，運転員等にＤ／Ｇ海水系への代替送水準備開始を指示する。

⑤

重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを指示された水源の場所に配置し，ホースを可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプに接続後，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプを水源の水面へ設置する。

⑥

重大事故等対応要員は，指定された水源から接続口へホースを布設・接続し，Ｄ／Ｇ海水系への代替送水準備完了を災害対策本部長に報告する。

⑦

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，Ｄ／Ｇ海水系への代替送水のための系統構成を実施し，発電長に代替送水のための系統構成が完了したことを報告する。

⑧

発電長は，災害対策本部長にＤ／Ｇ海水系への代替送水のための系統構成が完了したことを連絡する。

⑨

災害対策本部長は，発電長にＤ／Ｇ海水系への代替送水開始を連絡し，重大事故等対応要員にＤ／Ｇ海水系への代替送水開始
及びＤ／Ｇ海水系の送水状態に漏えい等異常が無いことの確認
1.14-30

を指示する。
⑩

発電長は，Ｄ／Ｇ海水系への代替送水開始後のＤ／Ｇ機関入口
圧力が規定圧力値（360kPa）以上であることの確認を指示する。

⑪

重大事故等対応要員は，指定された接続口の弁を全開後，可搬型代替注水大型ポンプを起動し，災害対策本部長に可搬型代替
注水大型ポンプの起動が完了したことを報告する。

⑫

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプを起動したことを連絡する。

⑬

重大事故等対応要員は，ホースの水張り及び空気抜きを実施する。

⑭

重大事故等対応要員は，代替送水中は可搬型代替注水大型ポン
プ付きの圧力計が規定圧力値（360kPa）以上であることを確認しながら可搬型代替注水大型ポンプを操作する。

⑮

運転員等は中央制御室にて，Ｄ／Ｇ機関入口圧力が規定圧力値（360kPa）以上であることを確認する。

⑯

発電長は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによるＤ／Ｇ海水系への代替送水が開始されたことを連絡する。

⑰

発電長は，運転員等にＤ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ

Ｄ／

Ｇの起動並びに負荷上昇操作開始を指示する。
⑱

運転員等は中央制御室にて，Ｄ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの起動並びに負荷上昇操作を実施する。

(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員2名及び重大事故等対応要員8名に1.14-31

て作業を実施した場合，作業開始を判断してからＤ／Ｇ海水系への代替送水によるＤ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源供給機

能の復旧までの所要時間を300分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料 1.14.2-4）

1.14.2.2(1)交流電源及び直流電源喪失時の対応手順

代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
ａ．所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
外部電源喪失時にＤ／Ｇの故障によりＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失し，非常用所内電気設備である直流125V充電器Ａ・Ｂ及び直流±
24V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が喪失した場合，所内常設直流電源設
備である125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系

から非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ及び直流±
24V中性子モニタ用分電盤２Ａ・２Ｂへの自動給電が開始されたことを確認する。
また，125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの自動給電開始から8時間以内に常設代替高圧電源装置（又は可搬型代替
低圧電源車）による直流125V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源の復旧が見込
めない場合に，125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池の延命のため，直流125V主母線

盤２Ａ・２Ｂの不要な負荷の切り離しを実施し，24時間以内に常設代替
高圧電源装置（又は可搬型代替低圧電源車）による直流125V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源復旧後，直流125V充電器Ａ・Ｂの起動により中央制御
室監視計器等の復旧を行う。
1.14-32

なお，蓄電池は充電時に水素ガスが発生するため，蓄電池室の換気を確保した上で，蓄電池の回復充電を実施する。
(a)

手順着手の判断基準【所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への自動給電確認の判断基準】
外部電源喪失時にＤ／Ｇの故障によりＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失した場合。
【直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの不要な負荷の切り離しの判断基準】
125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの自動給電開始から8時間以内に常設代替高圧電源装置（又は可搬型代
替低圧電源車）による直流125V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源の復旧が見込めない場合。

(b)

操作手順
所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.1-1図に，概要図を
第1.14.2.2-1図に，タイムチャートを第1.14.2.2-2図に示す。
【所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への自動給電確
認】①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に所内常設
直流電源設備による非常用所内電気設備への自動給電が開始されたことの確認を指示する。

②

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V充電器
Ａ・Ｂ及び直流±24V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が喪失したことを直流125V充電器Ａ・Ｂ及び直流±24V充電器Ａ・Ｂの
1.14-33

「蓄電池放電中」警報により確認する。
③

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，125V

Ａ系・Ｂ系

蓄電池による直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの自動給電状態に異常が無いことを直流125V充電器Ａ・Ｂの蓄電池電圧指示値（規定電圧105V〜130V）により確認し，中性子モニタ用蓄電池
Ａ系・Ｂ系による直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ａ・２Ｂへの自動給電状態に異常が無いことを直流±24V充電器Ａ・Ｂの蓄電池電圧指示値（規定電圧22V〜30V）により確認する。
※ 自動給電開始から8時間以内に常設代替高圧電源装置（又は可搬型代替低圧電源車）による直流125V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が復旧した場合は操作手順⑥へ【直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの不要な負荷の切り離し】④

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に125V

Ａ

系・Ｂ系蓄電池の延命処置として不要な直流負荷の切離しを指示する。
⑤

運転員等は中央制御室及び原子炉建屋附属棟（屋内）にて，
125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池の延命処置として不要な直流負荷の切離しを実施する。
⑥

発電長は，常設代替高圧電源装置（又は可搬型代替低圧電源車）による直流125V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源復旧後，常設
代替高圧電源装置（又は可搬型代替低圧電源車）の負荷容量を確認し，蓄電池室排気ファンＡ（又はＢ）及び直流125V充電器
Ａ・Ｂが使用可能か確認する。

⑦

発電長は，運転員等に直流125V充電器Ａ・Ｂの起動（又は運転
1.14-34

状態）及び中央制御室監視計器の復旧開始を指示する。
⑧

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，蓄電池室排気ファンＡ（又はＢ），直流125V充電器Ａ・Ｂ及び中央制御室監視計器復旧のために必要なＭＣＣの受電操作（又は受電確認）を実施する。

⑨

運転員等は中央制御室にて，蓄電池充電時の125V

Ａ系・Ｂ系

蓄電池室内の水素ガス滞留防止のため，蓄電池室排気ファンＡ（又はＢ）を起動し，125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池室内の換気を実施する。
⑩

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V充電器
Ａ・Ｂの操作スイッチを「入」とし（又は「入」を確認し），直流125V充電器Ａ・Ｂの蓄電池電圧指示値が規定電圧以内（105V〜130V）であることを確認する。

⑪

運転員等は中央制御室にて，中央制御室監視計器に異常が無い
ことを状態表示にて確認する。

(c)

操作の成立性【所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への自動給電確認】
125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系による直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ及び直流±24V中性子モニタ用分電盤
２Ａ・２Ｂへの給電については，運転員の操作は不要である。
【直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの不要な負荷の切り離し】
中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，不要な負荷の切り離しの作業開始を判断してから作業完了までの所要時間を60分以内と想定する。
1.14-35

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。
（添付資料1.14.2-5）

ｂ．可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池による直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの自動給電開始から24時間以内に，常設代替高圧電源装置（又は可搬型代替低圧電源車）による直流125V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源の復旧が見込め
ず125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池が枯渇する恐れがある場合に，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源設備により非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂに給電する。

(a)

手順着手の判断基準
125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池による直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの自動給電開始から24時間以内に，常設代替高圧電源装置（又は可搬型代
替低圧電源車）による直流125V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源の復旧が見込めず125V(b)

Ａ系・Ｂ系蓄電池が枯渇する恐れがある場合。

操作手順
可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.1-1図に，概要図を第1.14.2.2-3図に，タイムチャートを第1.14.2.2-4図に示す。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電準備開始を依頼する。
1.14-36

② 発電長は，運転員等に可搬型代替直流電源設備による直流125V
主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電準備開始を指示する。
③

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替直流電源
設備による直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電準備開始を指示する。

④

重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車を配置し，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から可搬型代替低圧電源車接続盤までの間に可搬型代替低圧
電源車用動力ケーブル及び可搬型整流器用ケーブルを布設し，
接続する。

⑤

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V主母線盤
２Ａ・２Ｂの受電前状態において異臭・発煙・破損等異常が無いことを外観点検により確認し，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ
にて必要となる負荷以外の配線用遮断器を「切」とし，発電長に給電準備が完了したことを報告する。

⑥

重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車（可搬型整流器経由）から直流125V主母線盤２
Ａ・２Ｂまでの間の電路の健全性を絶縁抵抗測定により確認
し，災害対策本部長に給電準備が完了したことを報告する。

⑦

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替直流電源設備による直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電を開始することを連絡するとともに，重大事故等対応要員に給電開始を指示する。

⑧

重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車及び可搬型整流器を起動し，直流125V主母線盤２
Ａ・２Ｂへの給電を開始する。
1.14-37⑨

発電長は，運転員等に直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの受電開始を指示する。

⑩

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，可搬型代替直流電
源設備用電源切替盤及び直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの配線用遮断器を「入」とする（又は「入」を確認する）。

⑪

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V主母線盤
２Ａ・２Ｂの受電状態において異臭・発煙・破損等異常が無いことを外観点検により確認する。

⑫

発電長は，運転員等に遮断器用制御電源等の必要な負荷の受電操作を指示する。

⑬

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V主母線盤
２Ａ・２Ｂにて遮断器用制御電源等の必要な負荷の配線用遮断器を「入」とし（又は「入」を確認し），直流125V主母線盤２
Ａ・２Ｂの受電状態において異臭・発煙・破損等異常がないことを外観点検により確認する。

(c)

操作の成立性
上記の操作は，現場運転員2名及び重大事故等対応要員6名にて実施
した場合，作業開始を判断してから直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの受電完了までの所要時間を190分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料1.14.2-6）

1.14-38(2)常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源の復旧
外部電源喪失及びＤ／Ｇの故障により直流125V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が喪失し，125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池による直流125V主母線盤２Ａ・２

Ｂへの自動給電開始から24時間以上経過により125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池が枯渇（電圧指示値105V以下を確認）した場合は，制御電源が喪失している
Ｍ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの遮断器を手動にて投入し電路を構成した後，常設代替高圧電源装置（又は可搬型代替低圧電源車）から非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ
Ｃ・２Ｄ，ＭＣＣ

２Ｃ（又は２Ｄ），Ｐ／Ｃ

２Ｃ系・２Ｄ系，直流125V充電器Ａ・Ｂ及び直流125V

主母線盤２Ａ・２Ｂに給電することで，Ｍ／Ｃ／Ｃ

２

２Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ

２Ｃ・２Ｄの遮断器用制御電源を復旧する。

なお，電路構成については「1.14.2.1(1)ａ．常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電」及び「ｂ．可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電」と同様である。
(a)

手順着手の判断基準【常設代替高圧電源装置による遮断器用制御電源の復旧の判断基準】
外部電源喪失時にＤ／Ｇの故障により直流125V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が喪失し，125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池による直流125V主母線

盤２Ａ・２Ｂへの自動給電開始から24時間以上経過により125V

Ａ

系・Ｂ系蓄電池が枯渇（電圧指示値105V以下を確認）した場合。
【常設代替高圧電源装置の現場からの起動の判断基準】
常設代替高圧電源装置の遠隔操作回路の故障等により中央制御室からの起動ができない場合。
【可搬型代替低圧電源車による遮断器用制御電源復旧の判断基準】
常設代替高圧電源装置による遮断器用制御電源の復旧ができない
1.14-39

場合。

(b)

操作手順
常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源の復旧手順の概要は以下の と お り 。 概 要 図 を 第 1.14.2.2-5 図 に ， タ イ ム チ ャ ー ト を 第1.14.2.2-6図に示す。
【常設代替高圧電源装置による遮断器用制御電源の復旧の場合】①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設代替
高圧電源装置による遮断器用制御電源の復旧準備開始を指示する。

②

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，Ｍ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）の受電前状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異常が無いことを外観点検により確認する。
③

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，Ｍ／Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ／Ｃ

２Ｃ

２Ｃ・２Ｄの給電開始前にＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの遮断器を手動操

作にて「入」とする。
④

発電長は，運転員等に常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動を指示する。

⑤

運転員等は中央制御室にて，常設代替高圧電源装置を起動し，発電長に常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動が完了したことを報告する。
※ 中央制御室からの起動が完了した場合は操作手順⑩へ

1.14-40

【常設代替高圧電源装置の現場からの起動の場合】⑥

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に常設代替高圧電源装置の現場からの起動を依頼する。

⑦

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に常設代替高圧電源装置の現場からの起動を指示する。

⑧

重大事故等対応要員は常設代替高圧電源装置置場（屋内）にて，常設代替高圧電源装置を起動し，災害対策本部長に常設
代替高圧電源装置の現場からの起動が完了したことを報告する。

⑨

災害対策本部長は，発電長に常設代替高圧電源装置の現場からの起動が完了したことを連絡する。

⑩

発電長は，運転員等に常設代替高圧電源装置による遮断器用
制御電源の復旧を指示する。

⑪

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が復旧したことを直流125V充電器Ａ・Ｂの「蓄電池放電中」警報の消灯により確認する。

⑫

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V充電器Ａ・Ｂの操作スイッチを「入」とし（又は「入」を確認し），直流
125V主母線盤２Ａ・２Ｂの受電状態において異臭・発煙・破損等異常が無いことを外観点検により確認する。

⑬

運転員等は中央制御室にて，中央制御室監視計器に異常が無いことを状態表示にて確認する。

⑭

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V主母線盤
２Ａ・２Ｂの配線用遮断器を「入」とし（又は「入」を確認し），
Ｍ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ／Ｃ
1.14-41

２Ｃ・２Ｄの遮断器用

制御電源を復旧する。

【可搬型代替低圧電源車による遮断器用制御電源の復旧の場合】①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車による遮断器用制御電源復旧準備開始を
依頼する。

②

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替低圧電源車による遮断器用制御電源復旧準備開始を指示する。

③

発電長は，運転員等に可搬型代替低圧電源車による遮断器用
制御電源の復旧準備開始を指示する。

④

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，Ｐ／Ｃ

２Ｃ・２

Ｄの受電前状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等
異常が無いことを外観点検により確認する。
⑤

重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車を配置し，可搬型代替低圧電源車から可搬型代
替低圧電源車接続盤まで可搬型代替低圧電源車用動力ケーブ
ルを布設し，接続する。

⑥

重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車からＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ間の連絡母線までの電路の健全性を絶縁抵抗測定により確認し，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車による遮断器用制御電源復旧準備が完了したことを報告する。
⑦

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，Ｐ／Ｃ

２Ｃ・２

Ｄへの給電開始前に遮断器用制御電源の復旧に必要となるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの遮断器を手動操作にて「入」とする（又は1.14-42

「入」を確認する）。
⑧

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電を開始することを連絡するとともに，重大事故等対応要員に給電開始を指示する。
⑨

重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車を起動し，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車の起動が完了したことを報告する。

⑩

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替低圧電源車の起動が完了したことを連絡する。

⑪

発電長は，運転員等に可搬型代替低圧電源車による遮断器用
制御電源の復旧を指示する。

⑫

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が復旧したことを直流125V充電器Ａ・Ｂの「蓄電池放電中」警報の消灯により確認する。

⑬

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V充電器Ａ・Ｂの操作スイッチを「入」とし（又は「入」を確認し），直流
125V主母線盤２Ａ・２Ｂの受電状態において異臭・発煙・破損等異常が無いことを外観点検により確認する。

⑭

運転員等は中央制御室にて，中央制御室監視計器に異常が無いことを状態表示にて確認する。

⑮

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V主母線盤
２Ａ・２Ｂの配線用遮断器を「入」とし（又は「入」を確認し），
Ｍ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ／Ｃ制御電源を復旧する。

1.14-43

２Ｃ・２Ｄの遮断器用

(c)操作の成立性【常設代替高圧電源装置による遮断器用制御電源の復旧】
中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場
合，作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動による遮断器用制御電源の復旧完了までの所要時間を200分以内と想定する。
【常設代替高圧電源装置の現場からの起動】
中央制御室運転員2名，現場運転員2名及び重大事故等対応要員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置の現場からの起動による遮断器用制御電源の復旧完了までの所要時間を200分以内と想定する。
【可搬型代替低圧電源車による遮断器用制御電源復旧】
中央制御室運転員2名，現場運転員2名及び重大事故等対応要員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低圧電源車による遮断器用制御電源の復旧完了までの所要時間を265分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料1.14.2-7）

1.14.2.3(1)

非常用所内電気設備機能喪失時の対応手順

代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
ａ．常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
非常用所内電気設備の機能が喪失した場合に，常設代替交流電源設備
1.14-44

である常設代替高圧電源装置により代替所内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃ，緊急用Ｐ／Ｃ，緊急用ＭＣＣ，緊急用直流125V充電器及び緊急用直流125V主母線盤へ給電することにより，原子炉及び使用済燃料貯蔵プールの冷却，格納容器の冷却及び除熱に必要となる設備の電源を復旧する。
また，非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの遮断器用制御電源，計装設備等直流負荷の復旧が可能な場合に，代替所内
電気設備である緊急用直流125V主母線盤から非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへ給電することができる。

(a)

手順着手の判断基準【常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動の判断基準】
外部電源，Ｄ／Ｇ及び非常用所内電気設備の電源供給機能喪失に
よりＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失した場合。

【常設代替高圧電源装置の現場からの起動の判断基準】
常設代替高圧電源装置の遠隔操作回路の故障等により中央制御室からの起動ができない場合。
【緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電の判断基準】
125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池の機能喪失により直流125V主母線盤２

Ａ・２Ｂへの給電ができない場合で，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの負荷である遮断器用制御電源，計装設備等の使用が可能な場合。

(b)

操作手順
常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電手順の概要
1.14-45は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.1-1図に，概要図を第1.14.2.3-1図に，タイムチャートを第1.14.2.3-2図に示す。
【常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動の場合】① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設代替
高圧電源装置の中央制御室からの起動を指示する。
② 運転員等は中央制御室にて，常設代替高圧電源装置を起動し，発電長に常設代替高圧電源装置の起動が完了したことを報告する。
※ 中央制御室からの起動が完了した場合は操作手順⑦へ【常設代替高圧電源装置の現場からの起動の場合】③ 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に常設代替高圧電源装置の現場からの起動を依頼する。
④ 災害対策本部長は，重大事故等対応要員に常設代替高圧電源装置の現場からの起動を指示する。
⑤ 重大事故等対応要員は常設代替高圧電源装置置場（屋外）にて，常設代替高圧電源装置を起動し，災害対策本部に常設代替
高圧電源装置の起動が完了したことを報告する。
⑥ 災害対策本部は，発電長に常設代替高圧電源装置の起動が完了したことを連絡する。
⑦ 発電長は，運転員等に常設代替高圧電源装置による代替所内電気設備への給電開始を指示する。
⑧ 運転員等は中央制御室にて，緊急用Ｍ／Ｃの受電用遮断器を「入」とし，緊急用Ｍ／Ｃ，緊急用Ｐ／Ｃ及び緊急用ＭＣＣを受電する。
1.14-46⑨

運転員等は中央制御室にて，設計基準事故対処設備及び重大事
故等対処設備として使用する電動弁について，緊急用電源切替
盤の配線用遮断器を「緊急用ＭＣＣ側」へ切り替える。

⑩

運転員等は中央制御室にて，設計基準事故対処設備及び重大事
故等対処設備として使用する電動弁の電源が復旧したことを状
態表示灯にて確認する。

⑪ 運転員等は常設代替高圧電源装置置場（屋内）及び原子炉建屋
附属棟（屋内）にて，緊急用Ｍ／Ｃ，緊急用Ｐ／Ｃ及び緊急用
ＭＣＣの受電状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作
等異常が無いことを外観点検により確認する。

【緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電の場合】⑫

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電開始を指示する。

⑬

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，可搬型代替直流電
源設備用電源切替盤の配線用遮断器を「緊急用ＭＣＣ側」へ切り替え，緊急用直流125V主母線盤及び直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの配線用遮断器を「入」とし，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂを受電する。

⑭

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V主母線盤
２Ａ・２Ｂの受電状態において異臭・発煙・破損等異常が無いことを外観点検により確認する。

1.14-47

(c)操作の成立性【常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動】
中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動完了までの所要時間を4分以内と想定する。
【常設代替高圧電源装置の現場からの起動】
重大事故等対応要員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置の現場からの起動完了までの所要時間を80分以内と想定する。
【緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電】
中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから緊急用直流125V主母線盤による直流125V主母
線盤２Ａ・２Ｂへの給電完了までの所要時間を110分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料1.14.2-8）

ｂ．可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
非常用所内電気設備の機能喪失時に常設代替交流電源設備による代替
所内電気設備への給電が見込めない場合に，可搬型代替交流電源設備
である可搬型代替低圧電源車により代替所内電気設備である緊急用Ｐ／Ｃ，緊急用ＭＣＣ，緊急用直流125V充電器及び緊急用直流125V主母線盤へ給電する。
また，非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの遮断
1.14-48

器用制御電源，計装設備等直流負荷の復旧が可能な場合に，代替所内
電気設備である緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへ給電することができる。

(a)

手順着手の判断基準【可搬型代替低圧電源車による緊急用Ｐ／Ｃへの給電の判断基準】
非常用所内電気設備の機能喪失時に常設代替交流電源設備による代
替所内電気設備への給電が見込めない場合。
【緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電の判断基準】
125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池の機能喪失により直流125V主母線盤２

Ａ・２Ｂへの給電ができない場合で，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの負荷である遮断器用制御電源，計装設備等の使用が可能な場合。

(b)

操作手順
可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.1-1図に，概要図を
第1.14.2.3-3図に，タイムチャートを第1.14.2.3-4図に示す。

【可搬型代替低圧電源車による代替所内電気設備への給電】①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車による緊急用Ｐ／Ｃへの給電準備開始を依頼する。

②

発電長は，運転員等に可搬型代替低圧電源車による緊急用Ｐ／
Ｃへの給電準備開始を指示する。

③

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替低圧電源
1.14-49

車による緊急用Ｐ／Ｃへの給電開始を指示する。
④

重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車を配置し，可搬型代替低圧電源車から可搬型代替
低圧電源車接続盤まで可搬型代替低圧電源車用動力ケーブル
を，可搬型代替低圧電源車2台の間に可搬型代替低圧電源車用動力及び同期ケーブルを布設し，接続する。

⑤

重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車から緊急用Ｐ／Ｃまでの間の電路の健全性を絶縁抵抗測定により確認し，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源
車による緊急用Ｐ／Ｃへの給電準備が完了したことを報告する。

⑥

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替低圧電源車による緊急用Ｐ／Ｃへの給電を開始することを連絡するとともに，重大事
故等対応要員に給電開始を指示する。

⑦

重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車2台の起動及び並列操作により緊急用Ｐ／Ｃへの給電を実施し，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車による緊急用Ｐ／Ｃへの給電準備が完了したことを報告する。

⑧

災害対策本部は，発電長に緊急用Ｐ／Ｃへの給電が完了したことを連絡する。

⑨

発電長は，運転員等に可搬型代替低圧電源車による緊急用Ｐ／
Ｃ及び緊急用ＭＣＣの受電操作（又は確認）を指示する。

⑩

運転員等は常設代替高圧電源装置置場（屋内）及び原子炉建屋
附属棟（屋内）にて，緊急用Ｐ／Ｃ及び緊急用ＭＣＣの受電状態に異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異常が無いことを外
1.14-50

観点検により確認する。
⑪

運転員等は中央制御室にて，設計基準事故対処設備及び重大事
故等対処設備として使用する電動弁について，緊急用電源切替
盤の配線用遮断器を「緊急用ＭＣＣ側」へ切り替える。

⑫

運転員等は中央制御室にて，設計基準事故対処設備及び重大事
故等対処設備として使用する電動弁の電源が復旧したことを状
態表示灯にて確認する。

⑬

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，緊急用直流125V充電器の操作スイッチを「入」とし（又は「入」を確認し），緊
急用直流125V主母線盤の受電状態において異臭・発煙・破損等
異常が無いことを外観点検により確認する。

【緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電の場合】⑭

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電開始を指示する。

⑮

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，可搬型代替直流電
源設備用電源切替盤の配線用遮断器を「緊急用ＭＣＣ側」へ切り替え，緊急用直流125V主母線盤及び直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの配線用遮断器を「入」とし，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂを受電する。

⑯

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V主母線盤
２Ａ・２Ｂの受電状態において異臭・発煙・破損等異常が無いことを外観点検により確認する。
1.14-51

(c)操作の成立性【可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電】
中央制御室運転員2名，現場運転員2名及び重大事故等対応要員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交流電源設備による代替所内電気設備への給電完了までの所要時間を190分以内と想定する。
【緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電】
中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから緊急用直流125V主母線盤による直流125V主母
線盤２Ａ・２Ｂへの給電完了までの所要時間を205分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護装備，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料1.14.2-9）(2)代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電
ａ．常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電
外部電源，Ｄ／Ｇ及び非常用所内電気設備の電源供給機能が喪失
し，代替所内電気設備である緊急用直流125V充電器の交流入力電源が喪失した場合に，常設代替高圧電源装置（又は可搬型代替低圧電源車）による給電を開始するまで最大24時間にわたり，常設代替直流電源設備である緊急用直流125V蓄電池から代替所内電気設備である緊急用直流125V主母線盤へ自動で給電されることを確認する。
また，非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの遮断器用制御電源，計装設備等直流負荷の復旧が可能な場合に，代替所
1.14-52内電気設備である緊急用直流125V主母線盤により直流125V主母線盤２
Ａ・２Ｂへ給電することができる。
(a)

手順着手の判断基準【緊急用直流125V蓄電池による緊急用直流125V主母線盤への自動給電
確認の判断基準】
外部電源喪失時にＤ／Ｇの故障により緊急用直流125V充電器の交流入力電源が喪失した場合。
【緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電の判断基準】
125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池の機能喪失により直流125V主母線盤２

Ａ・２Ｂへの給電ができない場合で，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの遮断器用制御電源，計装設備等直流負荷の復旧が可能な場合。

(b)

操作手順
常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電手順の概要
は以下のとおり。概要図を第1.14.2.3-5図に，タイムチャートを第
1.14.2.3-6図に示す。
【緊急用直流125V蓄電池による緊急用直流125V主母線盤への自動給電確認】①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に緊急用直流125V蓄電池による緊急用直流125V主母線盤への自動給電が開始されたことの確認を指示する。

②

運転員等は常設代替高圧電源装置置場（屋内）にて，緊急用直流125V充電器の交流入力電源が喪失したことを緊急用直流125V
充電器の「蓄電池放電中」警報により確認し，緊急用直流125V
1.14-53

蓄電池による緊急用直流125V主母線盤への自動給電が開始されたことを，緊急用直流125V充電器の蓄電池電圧指示値（規定電圧105V〜130V）により確認する。

【緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電】③

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電開始
及び緊急用直流125V蓄電池の延命処置として不要な直流負荷の切離しを指示する。

④

運転員等は中央制御室及び原子炉建屋附属棟（屋内）にて，緊
急用直流125V蓄電池の延命処置として不要な直流負荷の切離しを実施する。

⑤

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，緊急用直流125V蓄
電池から125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池へ放電させないために，125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池の遮断器を「切」とする。
⑥

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，可搬型代替直流電
源設備用電源切替盤の配線用遮断器を「緊急用ＭＣＣ側」へ切り替え，緊急用直流125V主母線盤及び直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの配線用遮断器を「入」とし，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂを受電する。

⑦

運転員等は中央制御室にて，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの母線電圧（電圧指示値105V〜130V）を確認し，緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電が開始されたことを確認する。
1.14-54⑧

運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V主母線盤
２Ａ・２Ｂの受電状態において異臭・発煙・破損等異常が無いことを外観点検により確認する。

(c)

操作の成立性【常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電】
緊急用直流125V蓄電池による緊急用直流125V主母線盤への給電については，運転員の操作は不要である。
【緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電】
中央制御室運転員2名及び現場運転員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ受電完了までの所要時間を180分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護装備，照明及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料1.14.2-10）

ｂ．可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電
非常用所内電気設備が喪失し，緊急用直流125V蓄電池から緊急用直流125V主母線盤への自動給電開始から24時間以内に，常設代替高圧電源装置（又は可搬型代替低圧電源車）により緊急用直流125V充電器の交流入力電源の復旧が見込めず緊急用直流125V蓄電池が枯渇する恐れがある場合に，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源設備により代替所内電気設備である緊急用直流
125V主母線盤に給電する。
1.14-55

(a)手順着手の判断基準【可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電の判断基
準】緊急用直流125V蓄電池から緊急用直流125V主母線盤への自動給電開
始から24時間以内に，代替交流電源設備により緊急用直流125V充電器の交流入力電源の復旧が見込めず緊急用直流125V蓄電池が枯渇する恐れがある場合。
【緊急用125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電の判
断基準】
125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池の機能喪失により直流125V主母線盤２

Ａ・２Ｂへの給電ができない場合で、直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの負荷である遮断器用制御電源，計装設備等の復旧が可能な場合。

(b)

操作手順
可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.1-1図に，概要図を
第1.14.2.3-7図に，タイムチャートを第1.14.2.3-8図に示す。
【可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電】①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型代替直流電源設備による緊急用直流125V主母線盤の給電準備開始を依頼する。

② 発電長は，運転員等に可搬型代替直流電源設備による緊急用直流125V主母線盤の給電準備開始を指示する。
③

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替直流電源
設備による緊急用直流125V主母線盤への給電準備開始を指示す
1.14-56

る。
④ 重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車及び可搬型整流器を配置し，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から可搬型代替低圧電源車接続盤までの間に可搬型代替低圧電源車用動力ケーブル及び可搬型整流器用ケーブルを布設し，接続する。
⑤ 重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車（可搬型整流器経由）から緊急用直流125V主母線
盤までの間の電路の健全性を絶縁抵抗測定により確認し，災害対策本部長に可搬型代替直流電源設備による緊急用直流125V主
母線盤の給電準備が完了したことを報告する。
⑥ 災害対策本部長は，発電長に可搬型代替直流電源設備による緊
急用直流125V主母線盤への給電を開始することを連絡するとともに，重大事故等対応要員に給電開始を指示する。
⑦ 重大事故等対応要員は原子炉建屋近傍（屋外）にて，可搬型代
替低圧電源車及び可搬型整流器を起動し，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源及び可搬型整流器の起動が完了したことを報告する。
⑧ 災害対策本部長は，発電長に可搬型代替低圧電源及び可搬型整流器の起動が完了したことを連絡する。
⑨ 発電長は，運転員等に緊急用直流125V主母線盤の受電開始を指示する。
⑩ 運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，可搬型代替直流電
源設備用電源切替盤の配線用遮断器を「緊急用ＭＣＣ側」へ切り替え，緊急用直流125V主母線盤の配線用遮断器を「入」と1.14-57

し，緊急用直流125V主母線盤を受電する。
⑪ 運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，緊急用直流125V主
母線盤の受電状態において異臭・発煙・破損等異常が無いこと
を外観点検により確認する。
⑫ 発電長は，運転員等に遮断器用制御電源等の必要な負荷の受電操作を指示する。
⑬ 運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，緊急用直流125V主母線盤にて必要な負荷の配線用遮断器を「入」とし，緊急用直流125V主母線盤の受電状態において異臭・発煙・破損等異常が無いことを外観点検により確認する。

【緊急用125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電】⑭ 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に緊急用直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電開始を指示する。
⑮ 運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，代替所内電気設備
である可搬型代替直流電源設備用電源切替盤の配線用遮断器を「緊急用ＭＣＣ側」へ切り替え，非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの配線用遮断器を「入」とし，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂを受電する。
⑯ 運転員等は原子炉建屋附属棟（屋内）にて，直流125V主母線盤
２Ａ・２Ｂの受電状態において異臭・発煙・破損等異常が無いことを外観点検により確認する。

1.14-58

(c)操作の成立性【可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電】
現場運転員2名及び重大事故等対応要員6名にて実施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電完了までの所要時間を190分以内と想定する。
【緊急用125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電】
現場運転員2名にて実施した場合，作業開始を判断してから緊急用
直流125V主母線盤から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電完了までの所要時間を205分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護装備，
照明及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料1.14.2-11）

1.14.2.4(1)

燃料の補給手順

可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給
重大事故等の対処に必要となる可搬型代替低圧電源車，可搬型代替注水
大型ポンプに燃料を補給するため，可搬型設備用軽油タンクからホースによりタンクローリへ軽油を補給する。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等の対処に必要となる可搬型代替低圧電源車，可搬型代替
注水大型ポンプを使用する場合。

(b)

操作手順
可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.14.2.4-1図に，タイムチャートを第
1.14-59

1.14.2.4-2図に示す。
①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへ軽油の補給開始を指示する。

②

重大事故等対応要員は，補給活動に必要な装備品・資機材を準備のうえ車両保管場所へ移動し，タンクローリの健全性を確認する。

③

重大事故等対応要員は，可搬型設備用軽油タンクのマンホール付近へタンクローリを配置する。

④

重大事故等対応要員は，可搬型設備用軽油タンクのマンホール
蓋を開放し，車載ホースをタンクローリの吸排口に接続し，車載ホースの先端を軽油タンクに挿入する。

⑤

重大事故等対応要員は，タンクローリ付属の各バルブの切替操作を実施し，車載タンク上部にて2室あるタンクのうち使用する側のマンホール（上蓋）を開放する。

⑥

重大事故等対応要員は，車載ポンプを作動し，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給を開始する。

⑦

重大事故等対応要員は，車載タンク上部のマンホール（上蓋）からの目視により，車載タンクへの吸入量（満タン）を確認
し，車載ポンプを停止する。

⑧

重大事故等対応要員は，タンクローリの各バルブの切替操作を実施し，車載タンク上部のマンホール（上蓋）を閉止する。

⑨

重大事故等対応要員は，車載ホース及び可搬型設備用軽油タン
クのマンホール蓋を復旧し，可搬型設備用軽油タンクからタン
クローリへの補給完了を災害対策本部長に報告する。
1.14-60

⑩

重大事故等対応要員は，1.14.2.4(2)「タンクローリから各機器への給油」の操作手順にて給油した後，タンクローリの軽油の残量に応じて，上記操作手順③から⑨を繰り返す。

(c)

操作の成立性
上記の操作は，タンクローリ１台当たり重大事故等対応要員2名で作業を実施した場合，作業開始を判断してから軽油タンクからタンクローリへの補給完了までの所要時間を90分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料1.14.2-12）(2)

タンクローリから各機器への給油
重大事故等の対処に必要となる可搬型代替低圧電源車，可搬型代替注水
大型ポンプに対して，タンクローリを用いて燃料の給油を行う。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等の対処に必要となる可搬型代替低圧電源車及び可搬型代
替注水大型ポンプの燃料保有量及び燃費から予め算出した給油時間※1となった場合。

※1：給油間隔は以下のとおりであり，各設備の燃料が枯渇するまでに給油することを考慮して作業に着手する。ただし，以下の設備は代表例であり各設備の燃料保有量及び燃費から燃料が枯渇する前に給油することとし，同一箇所での作業が重複する際は適宜，給油間隔を考慮して作業を実施する。
・可搬型代替低圧電源車：運転開始後約2時間
1.14-61

・可搬型代替注水大型ポンプ：運転開始後約3.5時間

(b)

操作手順
タンクローリから各機器への給油手順の概要は以下のとおり。概略
系統図を第1.14.2.4-3図に，タイムチャートを第1.14.2.4-4図及び第1.14.2.4-5図に示す。
①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員にタンクローリによる給油対象設備への給油を指示する。

②

重大事故等対応要員は，給油対象設備の給油口付近へタンクローリを配置する。

③

重大事故等対応要員は，給油タンクローリ付属の各バルブの切替操作を実施し，車載タンク上部にて2室あるタンクのうち使用する側のマンホール（上蓋）を開放する。

④

重大事故等対応要員は，車載ポンプを作動し，給油ガンにてタンクローリから給油対象設備への給油を開始する。

⑤

重大事故等対応要員は，給油対象設備の車載燃料タンク油量・油面計により，給油量（満タン）を目視で確認し，車載ポンプを停止する。

⑥

重大事故等対応要員は，タンクローリの各バルブの切替操作を実施し，車載タンク上部のマンホール（上蓋）を閉止する。

⑦

重大事故等対応要員は，車載ホースを復旧し，タンクローリから給油対象設備への補給完了を災害対策本部に報告する。

⑧

重大事故等対応要員は，定格負荷運転時の給油間隔を目安に，
上記操作手順②から⑦を繰り返す。また，タンクローリの軽油
1.14-62

の残量に応じて，1.14.2.4(1)「可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの補給」の操作手順にてタンクローリへ軽油を
補給する。

(c)

操作の成立性
上記の操作は，重大事故等対応要員2名で作業を実施した場合，作業開始を判断してからタンクローリにて各可搬型設備への給油完了までの所要時間を24分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，照明，通信連絡設備を整備する。
なお，各設備の燃料が枯渇しないように以下の時間までに給油を実施する。
・可搬型代替低圧電源車の燃費は，定格容量にて約110L／hであり，起動から枯渇までの時間は約2時間。
・可搬型代替注水大型ポンプの燃費は，定格容量にて約218L／hであり，起動から枯渇までの時間は約3.5時間。

また，事象発生後7日間，可搬型代替低圧電源車，可搬型代替注水
大型ポンプの運転を継続するために必要な燃料（軽油）の燃料消費量は約186kLであり，可搬型設備用軽油タンクは200kL以上となるよう管理する。
（添付資料1.14.2-13）(3)

燃料補給設備による常設代替高圧電源装置への給油
外部電源及びＤ／Ｇの機能喪失時に，炉心の著しい損傷等を防止するた
1.14-63

めに使用する常設代替高圧電源装置に対して，軽油貯蔵タンクから燃料補給設備により自動で給油を行う。
なお，常設代替高圧電源装置の給油間隔は運転開始後約2.2時間であり，燃料が枯渇するまでに自動で給油されていることを確認する。
(a)

手順着手の判断基準
常設代替高圧電源装置に搭載されている燃料油サービスタンクの液位が低下した場合に，燃料補給設備により自動で給油する。

(b)

操作手順
燃料補給設備による常設代替高圧電源装置への給油手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.14.2.4-6図に，タイムチャートを第
1.14.2.4-7図に示す。
①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に燃料補給設備により自動で給油されていることの確認を指示する。

②

重大事故等対応要員は，燃料補給設備により自動で給油され，運転状態に異常が無いことを確認し，災害対策本部に報告する。

(c)

操作の成立性
上記の操作は，重大事故等対応要員2名で作業を実施した場合，作業開始を判断してから燃料補給設備による常設代替高圧電源装置への給油完了までの所要時間を15分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
1.14-64

（添付資料1.14.2-14）

1.14.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

可搬型代替注水大型ポンプにより送水を行う手順については，「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
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」にて整備する。

1.14.2.6

重大事故等発生時の対処設備の選択

重大事故等が発生した場合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1.14.2.5-1図に示す。
(1)

交流電源喪失時
外部電源喪失及びＤ／Ｇの故障により非常用所内電気設備へ交流電源が給電できない場合の代替交流電源として，常設代替交流電源設備（又は可
搬型代替交流電源設備）がある。
短期的には，低圧代替注水設備（常設）への給電，中期的には，除熱のために用いる残留熱除去系への給電が主な目的となることから，短時間で電力供給が可能であり，長期間にわたる運転が期待でき，更に大容量である常設代替交流電源設備による給電を優先する。
常設代替交流電源設備からの給電ができない場合は，可搬型代替交流電源設備による給電を行う。
具体的な優先順位は，以下のとおり。
優先1：常設代替交流電源設備から非常用所内電源設備への給電
Ｍ／Ｃ ２Ｃへの給電を優先し、Ｍ／Ｃ ２Ｃに給電できない場
合はＭ／Ｃ

２Ｄに給電する。
1.14-65

優先2：常設代替交流電源設備から代替所内電気設備への給電
優先3：可搬型代替交流電源設備から非常用所内電気設備への給電
優先4：可搬型代替交流電源設備から代替所内電気設備への給電
上記の優先1から優先4までの手順を連続して実施した場合，非常用所内
電気設備及び代替所内電気設備への給電まで約10時間25分で実施可能であり，常設所内直流電源設備から給電されている24時間以内に十分な余裕を持って給電を開始できる。

(2)

直流電源喪失時
全交流動力電源喪失時，直流母線への直流電源が供給できない場合の対応手段として，所内常設直流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型
代替直流電源設備がある。
原子炉への注水として用いる原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系，原子炉の減圧に用いる主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能），原子炉格納容器内の減圧及び除熱に用いる格納容器圧力逃がし装置への給電が主な目的となる。短時間で電力供給が可能であり，長期間にわたる運転が期待できる手段から優先して準備する。
直流電源喪失時の対応として，全交流動力電源喪失時に，常設代替交流
電源設備（又は可搬型代替交流電源設備）による給電を開始するまでの間
最大24時間にわたり，所内常設直流電源設備である125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池及び常設代替直流電源設備である緊急用125V蓄電池にて原子炉隔離時冷却系の運転及び自動減圧系の動作等に必要な直流電源の供給を行う。
なお，所内常設直流電源設備及び常設代替直流電源設備は，非常用所内電気設備である直流125V充電器Ａ・Ｂ及び代替所内電気設備である緊急用
直流125V充電器の交流入力電源の喪失と同時に非常用所内電気設備である
1.14-66直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ及び代替所内電気設備である緊急用直流125V
主母線盤に無停電で自動給電される。
さらに，全交流動力電源喪失が継続し，125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池及び緊急用125V蓄電池が枯渇する恐れがある場合は，可搬型代替直流電源設備を用いて直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ及び緊急用直流125V主母線盤へ給電する。
具体的な優先順位は以下のとおり。
優先1：可搬型代替直流電源設備から非常用所内電気設備への給電
優先2：可搬型代替直流電源設備から代替所内電気設備への給電

常設代替交流電源設備（又は可搬型代替交流電源設備）により交流電源が復旧した場合には，直流125V充電器Ａ・Ｂ及び緊急用直流125V充電器を起動（又は起動を確認）して直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ及び緊急用直流
125V主母線盤の電源供給機能を回復させる。
なお，常設直流電源喪失時には，制御電源が喪失しているＭ／Ｃ
Ｃ・２Ｄ及びＰ／Ｃ

２

２Ｃ・２Ｄの遮断器を手動にて投入後，常設代替交

流電源設備（又は可搬型代替交流電源設備）から非常用所内電気設備である直流125V充電器Ａ・Ｂ及び直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂに給電し，Ｍ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの遮断器用制御電源を復旧することもできる。

1.14-67

第 1.14.1-1 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（1/6）
対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備
非常用ディーゼ
ル発電機（全交流
動力電源喪失）対応設備

手順書

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流電源喪失」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備
可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流電源喪失」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

可 搬 型 代 替 交 流 電 源設 備 に よ る
非常用所内電気設備への給電

代 替 交 流 電 源 設 備 によ る 非 常 用 所 内 電 気 設 備 へ の 給 電

常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプ
緊急用Ｍ／Ｃ

1.14-68対応手段，対応設備，手順書一覧（2/6）

Ｄ／Ｇ ２ＣＤ／Ｇ ２ＤＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ
Ｄ／Ｇ ２Ｃ海水系配管 ・
弁
Ｄ／Ｇ ２Ｄ海水系配管 ・
弁手順書

重大事故等対策要領

重大事故等対 処設備（設計基準拡張）

ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ

Ｄ ／ Ｇ 海 水 系 へ の 代替 送 水 に よ る
Ｄ／Ｇ ２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの 電 源 供 給 機 能 の 復旧

Ｍ／Ｃ

２Ｅ

Ｄ／Ｇ海水系 配：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14-69

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

ＨＰＣＳ
管・弁

自主対策
設備

Ｄ ／ Ｇ 海 水 系 へ の 代替 送 水 に よ る
Ｄ／Ｇ ２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの 電 源 供 給 機 能 の 復旧

非 常 用 デ ィー ゼ ル
発 電 機 及 び高 圧 炉
心 ス プ レ イ系 デ ィ
ー ゼ ル 発 電機 （ 全交流動力電源喪失）対応設備

ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ（常用Ｍ／Ｃ ２Ｅ経由）に よ る Ｍ ／ Ｃ ２ Ｃ・ ２ Ｄ へ の 給 電

ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ（常用Ｍ／Ｃ ２Ｅ経由）に よ る Ｍ ／ Ｃ ２ Ｃ・ ２ Ｄ へ の 給 電

非 常 用 デ ィー ゼ ル
発 電 機 （ 全交 流 動
力電源喪失）

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対策要領

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備
125V Ａ系蓄電池※1
125V Ｂ系蓄電池※1
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ
中性子モニタ用蓄電池Ａ系※1
中性子モニタ用蓄電池Ｂ
系※1

手順書

重大事故等対処設備

可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ
可搬型整流器

重大事故等対処設備

可 搬 型 代 替 直 流 電 源設 備 に よ る
非常用所内電気設備への給電

代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電

非常用ディーゼ
ル発電機（全交流
動力電源喪失）対応手段

対応手段，対応設備，手順書一覧（3/6）

非常 時 運転 手順書 （事象ベース）「全交流電源喪失」

非常 時 運転 手順書 （事象ベース）「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」
重大事故等対策要領※１： 125V Ａ系・Ｂ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。

1.14-70

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備対応設備
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプ
緊急用Ｍ／Ｃ

手順書

重大事故等対処設備

可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ

重大事故等対処設備

可搬型代替交流電源設備による遮 断 器 用 制 御 電 源 の復 旧

常 設 直 流 電 源 喪 失 時の 遮 断 器 用 制 御 電 源 の 復 旧

非常用ディーゼ
ル発電機（全交流
動力電源喪失）蓄電池（枯渇）常設代替交流電源設備による遮 断 器 用 制 御 電 源 の復 旧

非常用ディーゼ
ル発電機（全交流
動力電源喪失）蓄電池（枯渇）対応手段

対応手段，対応設備，手順書一覧（4/6）

1.14-71

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」
重大事故等対策要領

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」
重大事故等対策要領

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備対応設備

重大事故等対処設備

可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ
緊急用Ｐ／Ｃ

手順書

重大事故等対 処設備

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプ
緊急用Ｍ／Ｃ

緊急用直流125V蓄電池※1

重大事故等対処設備

常設代替直流電源設備による代 替 所 内 電 気 設 備 への 給 電

代 替 直 流 電 源 設 備 によ る
代 替 所 内 電 気 設 備 への 給 電

非常用ディーゼ
ル発電機（全交流
動力電源喪失）非常用所内電気設備

可 搬 型 代 替 交 流 電 源設 備 に よ る
代替所内電気設備への給電

代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

非常用ディーゼ
ル発電機（全交流
動力電源喪失）非常用所内電気設備

常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

非常用ディーゼ
ル発電機（全交流
動力電源喪失）非常用所内電気設備

対応手段

対応手段，対応設備，手順書一覧（5/6）

非常時運転手順書（事象
ベース）「外部電源喪失」
重大事故等対策要領

非常時運転手順書（事象
ベース）「外部電源喪失」
重大事故等対策要領

非常時運転手順書（事象
ベース）「全直流電源喪失」
重大事故等対策要領※１： 緊急用直流125V蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。

1.14-72

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応設備

1.14-73

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

燃 料 補 給 設 備 に よ る常 設 代 替
高圧電源装置への給油

軽油貯蔵タンク
常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等対 処設備

タンクローリから各機器への給油

タンクローリ

非常時運転手順書（事象
ベース）「全直流電源喪失」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ手順書

重大事故等対処設備

可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ
可搬型整流器

可搬型設備用軽油タンク
からタンクローリへの補給

燃料の補給

−

可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

非常用ディーゼ
ル発電機（全交流
動力電源喪失）非常用所内電気設備

対応手段

対応手段，対応設備，手順書一覧（6/6）

第1.14.1-2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.14.2.1 交流電源喪失時の対応手順(1)代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

判断基準

常設代替交流電源設備による非常用所内電気
設備への給電常設代替高圧電源装置運転監視

常設代替高圧電源装置発電機電圧
常設代替高圧電源装置発電機周波数
常設代替高圧電源装置エンジン回転数
常設代替高圧電源装置潤滑油入口温度
常設代替高圧電源装置潤滑油入口圧力電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧

可搬型代替低圧
電源車運転監視

可搬型代替低圧電源車発電機電圧
可搬型代替低圧電源車発電機周波数

電源

Ｐ／Ｃ
Ｐ／Ｃ

操作

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧判断基準

可搬型代替交流電源設
備による非常用所内電気設備への給電操作

1.14.2.1 交流電源喪失時の対応手順(2) ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ（常用Ｍ／Ｃ

判断基準

ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ（常用Ｍ／Ｃ ２Ｅ経由）
によるＭ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄへの給電２Ｃ電圧
２Ｄ電圧２Ｅ経由）によるＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電

操作

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧

ＨＰＣＳ Ｄ／
Ｇ運転監視

ＨＰＣＳ
ＨＰＣＳ

電源

Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ

1.14-74Ｄ／Ｇ電圧
Ｄ／Ｇ周波数ＨＰＣＳ電圧
２Ｅ電圧
２Ｃ電圧
２Ｄ電圧

監視計器一覧（2/5）
重大事故等の対応に必要と監視パラメータ（計器）なる監視項目
1.14.2.1 交流電源喪失時の対応手順(3) Ｄ／Ｇ海水系への代替海水送水によるＤ／Ｇ２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの電源供給機能の復旧
Ｄ／Ｇ海水系への代替
275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
海水送水によるＤ／Ｇ
154kV原子力1号線電圧
電源
２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣ
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｓ Ｄ／Ｇの電源供給
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
機能の復旧
対応手順

判断基準
操作

Ｄ／Ｇ海水系

Ｄ／Ｇ ２Ｃ・２Ｄ海水系入口圧力
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ海水系入口圧力1.14.2.2 交流電源及び直流電源喪失時の対応手順(1)代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
所内常設直流電源設備による非常用所内電気
設備への給電

警報発生

直流125V充電器Ａ・Ｂ交流入力電源喪失警報
直流125V充電器Ａ・Ｂ蓄電池放電中警報
直流±24V充電器Ａ・Ｂ交流入力電源喪失警報
直流±24V充電器Ａ・Ｂ蓄電池放電中警報

蓄電池放電継続時間

125V Ａ系・Ｂ系蓄電池による給電開始から8時間又は24時間以内

電源

直流125V充電器Ａ・Ｂ蓄電池電圧
直流±24V充電器Ａ・Ｂ蓄電池電圧

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流125V充電器Ａ・Ｂ蓄電池電圧

可搬型代替直流
電源設備運転監視

可搬型代替低圧電源車発電機電圧
可搬型代替低圧電源車発電機周波数
可搬型整流器電圧

電源

直流125V充電器Ａ・Ｂ蓄電池電圧

判断基準

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧操作
可搬型代替直流電源設
備による非常用所内電気設備への給電判断基準
操作1.14-75

監視計器一覧（3/5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.14.2.2 交流電源及び直流電源喪失時の対応手順(2)常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源復旧
常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源復旧

判断基準

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧

警報発生

直流125V充電器２Ａ・２Ｂ交流入力電源喪失
警報
直流125V充電器Ａ・Ｂ蓄電池放電中警報

1.14.2.3 非常用所内電気設備機能喪失時の対応手順(1)代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

操作
判断基準

可搬型代替交流電源設
備による代替所内電気設備への給電電源

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧

常設代替高圧電源装置運転監視

常設代替高圧電源装置発電機電圧
常設代替高圧電源装置発電機周波数
常設代替高圧電源装置エンジン回転数
常設代替高圧電源装置潤滑油入口温度
常設代替高圧電源装置潤滑油入口圧力電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧

可搬型代替低圧
電源車運転監視

可搬型代替低圧電源車発電機電圧
可搬型代替低圧電源車発電機周波数

電源

緊急用Ｐ／Ｃ電圧判断基準

常設代替交流電源設備による代替所内電気設
備への給電

操作

1.14-76

監視計器一覧（4/5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.14.2.3 非常用所内電気設備機能喪失時の対応手順(2)代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

判断基準

常設代替直流電源設備による代替所内電気設
備への給電

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧

警報発生

緊 急用 直流 125V充電 器 交 流 入力 電源 喪 失警
報
緊急用直流125V充電器蓄電池放電中警報

電源275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
緊急用125V充電器蓄電池電圧

可搬型代替直流
電源設備運転監視

可搬型代替低圧電源車発電機電圧
可搬型代替低圧電源車発電機周波数
可搬型整流器電圧

電源

緊急用125V充電器蓄電池電圧
直流125V充電器Ａ・Ｂ蓄電池電圧

可搬型代替直流電源設
備による代替所内電気設備への給電判断基準
操作1.14-77

監視計器一覧（5/5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.14.2.4 燃料の補給手順(1)可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給

判断基準

可搬型設備用軽油タン
クからタンクローリへの補給

操作

補機監視機能可搬型設備用軽油タンク油面

補機監視機能可搬型設備用軽油タンク油面

1.14.2.4 燃料の補給手順(2)タンクローリから各機器への給油

判断基準

タンクローリから各機
器への給油

操作

補機監視機能各機器油タンクレベル

補機監視機能各機器油タンクレベル

1.14.2.4 燃料の補給手順(3)燃料補給設備による常設代替高圧電源装置への給油

判断基準

燃料補給設備による常設代替高圧電源装置への給油

操作

補機監視機能常設代替高圧電源装置燃料タンクレベル

補機監視機能常設代替高圧電源装置燃料タンクレベル

1.14-78

1.14-79
第 1.14.1-1 図

機能喪失原因対策分析(1/2)

1.14-80
第 1.14.1-1 図

機能喪失原因対策分析(2/2)

1.14-81
第 1.14.1-2 図

交流電源単線結線図

1.14-82
第 1.14.1-3 図

直流電源単線結線図(1/2)

1.14-83
第 1.14.1-3 図

直流電源単線結線図(2/2)

1.14-84
第 1.14.1-4 図

Ｄ／Ｇ海水系への代替送水によるＤ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ

概略系統図

Ｄ／Ｇの電源供給機能の復旧

第 1.14.2.1-2 図

常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｃ系）
への給電 手順の概要図
1.14-86

第 1.14.2.1-3 図

常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｄ系）への給電 手順の概要図
1.14-87

1.14-88
第 1.14.2.1-4 図

常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

タイムチャート第 1.14.2.1-5 図

可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電 手順の概要図
1.14-89

1.14-90
第 1.14.2.1-6 図

可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

タイムチャート1.14-91
第 1.14.2.1-7 図

ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ（常用Ｍ／Ｃ ２Ｅ経由）によるＭ／Ｃ
手順の概要図(1/2)

２Ｃ・２Ｄへの給電

1.14-92
第 1.14.2.1-7 図

ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ（常用Ｍ／Ｃ ２Ｅ経由）によるＭ／Ｃ
手順の概要図(2/2)

２Ｃ・２Ｄへの給電

1.14-93
第 1.14.2.1-8 図

ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ（常用Ｍ／Ｃ ２Ｅ経由）によるＭ／Ｃ
タイムチャート

２Ｃ・２Ｄへの給電

1.14-94
第 1.14.2.1-9 図

Ｄ／Ｇ海水系への代替送水によるＤ／Ｇ ２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ
電源供給機能の復旧 手順の概要図

Ｄ／Ｇの1.14-95
第 1.14.2.1-10 図

Ｄ／Ｇ海水系への代替送水によるＤ／Ｇ ２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ
電源供給機能の復旧 タイムチャート

Ｄ／Ｇの1.14-96
第 1.14.2.2-1 図

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電手順の概要図(1/2)

1.14-97
第 1.14.2.2-1 図

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電手順の概要図(2/2)

1.14-98
第 1.14.2.2-2 図

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電

タイムチャート1.14-99
第 1.14.2.2-3 図

可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電手順の概要図1.14-100
第 1.14.2.2-4 図

可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電

タイムチャート1.14-101
第 1.14.2.2-5 図

常設直流電源機能喪失時の遮断器用制御電源の復旧

手順の概要図(1/2)

1.14-102
第 1.14.2.2-5 図

常設直流電源機能喪失時の遮断器用制御電源の復旧

手順の概要図(2/2)

1.14-103
第 1.14.2.2-6 図

常設直流電源機能喪失時の遮断器用制御電源の復旧

タイムチャート第 1.14.2.3-1 図

常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電手順の概要図(1/2)
1.14-104

1.14-105
第 1.14.2.3-1 図

常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電手順の概要図(2/2)

1.14-106
第 1.14.2.3-2 図

常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

タイムチャート第 1.14.2.3-3 図

可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電手順の概要図(1/2)
1.14-1071.14-108
第 1.14.2.3-4 図

可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電手順の概要図(2/2)

1.14-109
第 1.14.2.3-4 図

可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

タイムチャート1.14-110
第 1.14.2.3-5 図

常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電手順の概要図1.14-111
第 1.14.2.3-6 図

常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

タイムチャート1.14-112
第 1.14.2.3-7 図

可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電手順の概要図1.14-113
第 1.14.2.3-8 図

可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

タイムチャート第 1.14.2.4-1 図

可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給手順の概要図1.14-114

1.14-115
第 1.14.2.4-2 図

可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給

タイムチャート第 1.14.2.4-3 図

タンクローリから各機器への給油

1.14-116

手順の概要図1.14-117
第 1.14.2.4-4 図

タンクローリから各機器への給油

タイムチャート1.14-118
第 1.14.2.4-5 図

可搬型設備用軽油タンクからタンクローリ，タンクローリから各機器への給油 7 日間サイクル
タイムチャート（二日分の記載。内訳については各タイムチャートの軽油補給，燃料給油時間参照）

1.14-119
第 1.14.2.4-6 図

燃料補給設備による常設代替高圧電源装置への給油

概略系統図

1.14-120
第 1.14.2.4-7 図

燃料補給設備による常設代替高圧電源装置への給油

タイムチャート

(1)交流動力電源喪失時

1.14-121
第 1.14.2.5-1 図

重大事故等発生時の対応手段選択フローチャート(1/2)

(2)直流動力電源喪失時

1.14-122
第 1.14.2.5-1 図

重大事故等発生時の対応手段選択フローチャート(2/2)

添付資料 1.14.1

1.14-1231.14-124

1.14-125

1.14-126

1.14-127

添付資料1.14.2-1

重大事故対策の成立性
1．常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
ａ．操作概要外部電源及びＤ／Ｇの機能喪失により非常用所内電気設備（２Ｃ系及び２Ｄ系）へ給電できない場合に，常設代替高圧電源装置を起動し，非常用
所内電気設備２Ｃ系（又は２Ｄ系）に給電することにより原子炉及び使用済燃料貯蔵プールの冷却，格納容器冷却及び除熱に必要となる設備の電源を復旧する。ＭＣＣ

２Ｃ系・２Ｄ系への給電完了後，直流125V充電器２

Ａ・２Ｂを起動し直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂを受電する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋附属棟

1階，地下1階，地下2階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
常設代替高圧電源装置による非常用所内電気設備（２Ｃ系又は２Ｄ系）への給電に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室起動時】
必要要員数：4名（中央制御室運転員2名，現場運転員2名）
所要時間目安：87分（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）【現場起動時】
必要要員数：6名（中央制御室運転員2名，現場運転員2名，重大事故等対応要員2名）
所要時間目安：100分（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）
1.14-128

ｄ．操作の成立性
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト・ＬＥＤライトを携行しており接近可能である。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備より，
中央制御室との連絡が可能である。

1.14-129

添付資料1.14.2-2

2．可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電(1)

非常用所内電気設備への給電

ａ．操作概要可搬型代替低圧電源車による非常用所内電気設備（２Ｃ系及び２Ｄ系）
への給電の際，負荷の抑制を行い，電源接続後はＰ／Ｃ
ＭＣＣ

２Ｃ・２Ｄ及び

２Ｃ系・２Ｄ系の受電操作を実施する。

ｂ．作業場所
原子炉建屋附属棟

1階，2階，地下1階，地下2階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
可搬型代替低圧電源車による非常用所内電気設備への給電に必要な要員数（10名）及び所要時間（210分）のうち，可搬型代替低圧電源車起動前準備及び非常用所内電気設備（２Ｃ系及び２Ｄ系）受電に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：4名（中央制御室運転員2名，現場運転員2名）
所要時間目安：115分（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを
1.14-130

携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である。

1.14-131

(2)電源ケーブル布設及び可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気
設備への給電ａ．操作概要可搬型代替低圧電源車による非常用所内電気設備（２Ｃ系及び２Ｄ系）
への給電の際，可搬型代替低圧電源車より可搬型代替低圧電源車接続盤に電源ケーブルを布設・接続後，可搬型代替低圧電源車を起動し，非常用所
内電気設備（２Ｃ系及び２Ｄ系）への給電を実施する。
ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋近傍）
ｃ．必要要員数及び操作時間
可搬型代替低圧電源車による非常用所内電気設備への給電に必要な要員数（10名）及び所要時間（210分）のうち，電源ケーブル布設・接続，可搬型代替低圧電源車起動及び非常用所内電気設備（２Ｃ系及び２Ｄ系）への給電に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：6名（重大事故等対応要員6名）
所要時間目安：170分（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アク1.14-132

セスルート上に支障となる設備はない。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

1.14-133

添付資料1.14.2-3

3．高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機によるＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電

ａ．操作概要外部電源及びＤ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄ，常設代替高圧電源装置及び可搬型代

替低圧電源車による非常用所内電気設備への給電ができない場合に，ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ及び所内電気設備による給電にて非常用所内電気設備（Ｃ系又はＤ系）に給電し，炉心の著しい損傷等を防止するために必要な電力を確保する。ＭＣＣ

２Ｃ系・２Ｄ系への給電完了後，直流125V充電器２

Ａ・２Ｂ又は直流125V予備充電器を起動し直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂを受電する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋附属棟

地下1階，地下2階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇによる非常用所内電気設備（２Ｃ系又は２Ｄ系）への電力融通に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：4名（中央制御室運転員2名，現場運転員2名）
所要時間目安：90分（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）ｄ．操作の成立性
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト・ＬＥＤライトを携行しており接近可能であ1.14-134

る。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備より，
中央制御室との連絡が可能である。

1.14-135

添付資料1.14.2-4

4．Ｄ／Ｇ海水系への代替海水送水によるＤ／Ｇ

２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源供給機能の復旧
ａ．操作概要Ｄ／Ｇ海水系の機能喪失により非常用所内電気設備への給電ができない
場合に，可搬型代替注水大型ポンプによりＤ／Ｇ海水系に海水を送水し，Ｄ／Ｇ

２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源供給機能を復旧し，炉心の著しい損傷等を防止するために必要な電力を確保する。
ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋近傍）
原子炉建屋附属棟

1階，地下1階，地下2階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
Ｄ／Ｇ海水系への代替海水送水に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：10名（中央制御室運転員2名，重大事故等対応要員8名）
所要時間目安：180分（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
1.14-136

移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.14-137

添付資料1.14.2-5

5．所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電(1)不要直流負荷の切り離し

ａ．操作概要全交流動力電源が喪失し，125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池からの給電開始から8時間経過した時点で，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの不要直流負荷の切り離しを行う。
なお，全交流動力喪失後，125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池により直流125V主母

線盤２Ａ・２Ｂへ給電されるため，操作は不要である。
ｂ．作業場所
原子炉建屋附属棟

1階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池による直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの受電に必

要な要員数（4名）及び所要時間（3時間15分）のうち，不要直流負荷の切り離しに必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：2名（現場運転員2名）
所要時間目安：1時間
ｄ．操作の成立性
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト・ＬＥＤライトを携行しており接近可能である。
1.14-138

操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備より，
中央制御室との連絡が可能である。

1.14-139(2)直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ受電

ａ．操作概要
125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池による給電開始から24時間以内に常設代替交流

電源設備又は可搬型代替交流電源設備によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電完了後，直流125V充電器Ａ・Ｂ受電の際に，現場にてＭＣＣ
びＭＣＣ

２Ｃ−６及

２Ｄ−６の受電操作を行い，蓄電池室排気ファンＡ（又はＢ）の起動及び運転状態確認後，直流125V充電器２Ａ・２Ｂを受電する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋附属棟

1階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池による直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの受電に必

要な要員数（4名）及び所要時間（3時間15分）のうち，直流125V主母線盤
２Ａ・２Ｂに必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：4名（中央制御室運転員2名，現場運転員2名）
所要時間目安：1時間
ｄ．操作の成立性
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト・ＬＥＤライトを携行しており接近可能である。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。
操作性：通常運転時に行うＭＣＣＢ操作及び空調機起動操作と同じで
1.14-140

あり，操作性に支障はない。
連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備より，
中央制御室との連絡が可能である。

1.14-141

(3)中央制御室監視計器復旧（Ａ系及びＢ系）

ａ．操作概要中央制御室監視計器復旧の際に，現場にてＭＣＣ

２Ｃ−４及びＭＣＣ

２Ｄ−４の受電操作を行い，中央制御室監視計器電源（計装用電源）を復旧する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋附属棟

1階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池による直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの受電に必

要な要員数（4名）及び所要時間（3時間15分）のうち，中央制御室監視計器復旧（Ａ系及びＢ系）に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：2名（現場運転員2名）
所要時間目安：15分
ｄ．操作の成立性
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト・ＬＥＤライトを携行しており接近可能である。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。
操作性：通常運転時に行うＭＣＣＢ操作と同じであり，操作性に支障はない。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話
1.14-142

機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備より，
中央制御室との連絡が可能である。

1.14-143

添付資料1.14.2-6

6．可搬型直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
ａ．操作概要外部電源，Ｄ／Ｇ及び非常用所内電気設備の機能喪失により，直流125V
充電器Ａ，Ｂの交流入力電源が喪失し，125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池が枯渇する恐れがある場合に，可搬型代替低圧電源車，可搬型整流器及び可搬型代
替直流電源設備電源切替盤を介し，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電を行う。
ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋近傍）
原子炉建屋附属棟

1階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
可搬型代替直流電源設備による直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8名（現場運転員2名，重大事故等対応要員6名）
所要時間目安：190分（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを
1.14-144

携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.14-145

添付資料1.14.2-7

7．常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源の復旧
ａ．操作概要外部電源，Ｄ／Ｇ及び常設直流電源設備の機能が喪失し，常設代替交流
電源設備又は可搬型代替交流電源設備による給電が可能な場合に，制御電源が喪失しているＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ及びＰ／Ｃ

手動にて投入後，受電操作を実施し，ＭＣＣ

２Ｃ・２Ｄの遮断器を

２Ｃ−６・２Ｄ−６及び直流125V充電器Ａ・Ｂにより直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂを受電すること
で，Ｍ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの遮断器用制御電源を確保する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋附属棟

1階，2階，地下1階，地下2階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備による遮断器用制御電源の復旧に必要な要員数（10名）及び所要時間（265分）のうち，現場での遮断器の手動開放・投入操作に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：4名（中央制御室運転員2名，現場運転員2名）
所要時間目安：60分
ｄ．操作の成立性
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
1.14-146

移動経路：ヘッドライト・ＬＥＤライトを携行しており接近可能である。
操作性：直流125V蓄電池２Ａ・２Ｂの遮断器の手動開放は，通常の遮断器操作であり，操作性に支障はない。
Ｍ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの遮断器の手動投入は，専用ハンドルによる簡易な操作であり，操作性に支障はない。
連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備より，
中央制御室との連絡が可能である。

1.14-147

添付資料1.14.2-8

8．常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
ａ．操作概要
外部電源が喪失した場合に，常設代替高圧電源装置により代替所内電気設備へ給電する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋附属棟

2階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
常設代替高圧電源装置による代替所内電気設備への給電に必要な要員数
及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：4名（中央制御室運転員2名，現場運転員2名）
所要時間目安：73分（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）ｄ．操作の成立性
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト・ＬＥＤライトを携行しており接近可能である。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備より，
1.14-148

中央制御室との連絡が可能である。

1.14-149

添付資料1.14.2-9

9．可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
ａ．操作概要外部電源及び常設代替交流電源設備の機能が喪失した場合に，可搬型代
替低圧電源車により代替所内電気設備へ給電する。
ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋近傍）
原子炉建屋附属棟

2階，地下1階，地下2階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
可搬型代替低圧電源車による代替所内電気設備への給電に必要な要員数
及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：10名（中央制御室運転員2名，現場運転員2名，重大事
故等対応要員6名）
所要時間目安：190分（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
1.14-150

操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.14-151

添付資料1.14.2-10

10．常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電
ａ．操作概要外部電源，Ｄ／Ｇ，所内常設直流電源設備及び非常用所内電気設備の機能が喪失し，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電ができない場合に，代替交流電源設備により緊急用直流125V充電器の交流入力電源が復旧されるまで，所内常設直流電源設備の安全機能と共通要因によって同時に機能が損なわれるおそれがないよう物理的に分離を図った緊急用直流125V系蓄電池により，緊急用直流125V主母線盤へ給電する。
緊急用直流125V充電器の交流入力電源喪失後，緊急用直流125V蓄電池
により緊急用直流125V主母線盤へ自動で給電されることを確認する。
また，プラントの状況により緊急用直流125V主母線盤から代替所内電気設備を介して直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへ給電することができる。
ｂ．作業場所
原子炉建屋附属棟

1階，2階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
常設代替直流電源設備による緊急用直流125V主母線盤への給電に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：4名（中央制御室運転員2名，現場運転員2名）
所要時間目安：2時間（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）ｄ．操作の成立性
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具
1.14-152

（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト・ＬＥＤライトを携行しており接近可能である。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備より，
中央制御室との連絡が可能である。

1.14-153

添付資料1.14.2-11

11．可搬型直流電源設備による代替所内電気設備への給電
ａ．操作概要外部電源及びＤ／Ｇの機能喪失により，緊急用直流125V充電器の交流入力電源が喪失し，緊急用125V蓄電池が枯渇する恐れがある場合に，可搬型
代替低圧電源車，可搬型整流器及び可搬型代替直流電源設備電源切替盤により，緊急用直流125V主母線盤への給電を行う。
ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋近傍）
原子炉建屋附属棟

1階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
可搬型代替直流電源設備による緊急用直流125V主母線盤への給電に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8名（現場運転員2名，重大事故等対応要員6名）
所要時間目安：190分（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アク1.14-154

セスルート上に支障となる設備はない。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.14-155

添付資料1.14.2-12

12．可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給
ａ．操作概要可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへ軽油を補給（積載）する。
ｂ．作業場所
屋外（可搬型設備用軽油タンク近傍）ｃ．必要要員数及び操作時間
可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給（初回）に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：2名（重大事故等対応要員2名）
所要時間目安：90分（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携1.14-156

帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

1.14-157

添付資料1.14.2-13

13．タンクローリから各機器への給油
ａ．操作概要タンクローリへ補給（積載）した軽油を可搬型重大事故対策設備へ給油する。
ｂ．作業場所
屋外（可搬型重大事故対策設備近傍）
ｃ．必要要員数及び操作時間
タンクローリから各機器への給油に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：2名（重大事故等対応要員2名）
所要時間目安：約24分（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。
1.14-158

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

1.14-159

添付資料1.14.2-14

14．燃料補給設備による常設代替高圧電源装置への給油
ａ．操作概要外部電源及びＤ／Ｇの機能喪失時に，原子炉，原子炉格納容器及び使用済燃料貯蔵プールの冷却を実施するために使用する常設代替高圧電源装置に対して，軽油貯蔵タンクから燃料補給設備により自動で燃料の給油を行う。
ｂ．作業場所
屋外（常設代替高圧電源装置近傍）ｃ．必要要員数及び操作時間
燃料補給設備により常設代替高圧電源装置へ自動給油されていることの確認に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：2名（重大事故等対応要員2名）
所要時間目安：15分（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
1.14-160

操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

1.14-161

添付資料1.14.3
不要直流負荷切離しリスト

直流125V ２Ａ系
操作場所
原子炉建屋附属棟3階
中央制御室

原子炉附属棟1階
直流125V主母線盤２Ａ

原子炉附属棟1階
直 流 125V分 電 盤 ２ Ａ −
１

CKT

用途名称

使用時間

−

平均出力領域計装（ＡＰＲＭ）

3C

直流125V分電盤２Ａ−２

5A-1

Ｍ／Ｃ

２Ａ−１制御電源

5A-2

Ｍ／Ｃ

２Ａ−２制御電源

5B-1

Ｐ／Ｃ

２Ａ−１制御電源

5B-2

Ｐ／Ｃ

２Ａ−２制御電源

5C-1

Ｐ／Ｃ

２Ａ−３制御電源

5C-2

中央制御室外原子炉停止装置盤 (C61-P001)

6B-2

原子炉再循環ポンプ低周波ＭＧセットＡ

6C-1

Ｄ／Ｇ

ｃｈ．Ａ

1h

8h

２Ｃ初期励磁電源

3

安全保護系論理回路ＣＨ．Ａ(H13-P609)

4

オフガス系制御盤(CP-31)

5

炉心スプレイ系制御盤ＣＨ．Ａ(H13-P629)

6

復水器出口水室制御盤(LCP-028)8

安全保護系ＭＧセットA制御盤

10

サービス建屋非常用照明

13

ＴＤ−ＲＦＰ

14

屋外電気設備故障表示(CP-41)

17

残留熱除去系(ＳＰＡＲＥ)制御盤(H13-P601)

21

原子炉建屋ガス再循環系A系(CP-6A)

22

ＬＯＳＳ ＯＦ ＰＯＷＥＲ ＳＥＱＵＥＮＣＥ
Ａ系(CP-9)Ａ

ＥＨＣ制御盤(CP-34)

1.14-1628h

直流125V ２Ｂ系
操作場所
原子炉建屋附属棟3階
中央制御室

原子炉附属棟1階
直流125V主母線盤２Ｂ

原子炉附属棟1階
直 流 125V分 電 盤 ２ Ｂ −
１

CKT

用途名称

−

平均出力領域（ＡＰＲＭ）

ｃｈ．Ｂ

3C

直流125V分電盤２Ｂ−２

4A-1

Ｍ／Ｃ

２Ｂ−１制御電源

4A-2

Ｍ／Ｃ

２Ｂ−２制御電源

4B-1

Ｐ／Ｃ

２Ｂ−１制御電源

4B-2

Ｐ／Ｃ

２Ｂ−２制御電源

4C-1

Ｐ／Ｃ

２Ｂ−３制御電源

4C-2

Ｐ／Ｃ

２Ｂ−５制御電源

5A-2

Ｍ／Ｃ

２Ｅ制御電源5B-2

原子炉再循環ポンプ低周波ＭＧセットＢ

5C-1

Ｄ／Ｇ

6B-1

電気室地下1階遮断器試験用電源箱

使用時間
1h

8h

２Ｄ初期励磁電源

1

原 子 炉 再 循 環 ポ ン プ 低 周 波 Ｍ Ｇ セ ッ ト Ｂ (B35P001B)

2

ＴＩＰ

3

安全保護系論理回路ＣＨ．Ｂ(H13-P611)

4

120/240V計装用交流配電盤

7

サービス建屋直流フィーダー

8

原子炉建屋ガス再循環系Ｂ系(CP-6B)

10

復水器電気防食装置盤

14

主発電機ロックアウト継電器Ｇ２(CP-10B)

15

廃棄物処理設備監視盤(NR91-P052)

17

残留熱除去系(ＳＰＡＲＥ)制御盤(H13-P601)

19

ＴＤ−ＲＦＰ封水制御故障表示20

安全保護系制御盤(CP-9)21

ドライウェル空調故障表示(LCP-132)

22

ＬＯＳＳ ＯＦ ＰＯＷＥＲ ＳＥＱＵＥＮＣＥ
Ｂ系(CP-9)

ＳＨＥＡＲ(H13-P607)

8h

1.14-163

審査基準における要求事項の給電対象設備(1/10)

1.14-164
添付資料1.14.4

審査基準における要求事項の給電対象設備(2/10)

1.14-165

審査基準における要求事項の給電対象設備(3/10)

1.14-166

審査基準における要求事項の給電対象設備(4/10)

1.14-167

審査基準における要求事項の給電対象設備(5/10)

1.14-168

審査基準における要求事項の給電対象設備(6/10)

1.14-169

審査基準における要求事項の給電対象設備(7/10)

1.14-170

審査基準における要求事項の給電対象設備(8/10)

1.14-171

審査基準における要求事項の給電対象設備(9/10)

1.14-172

審査基準における要求事項の給電対象設備(10/10)

1.14-173

1.14-174

1.14-175

1.14-176

1.14-177

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等
目

1.16.1

次

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(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．重大事故等発生時において運転員等が中央制御室にとどまるために必要な対応手段および設備
ｂ．重大事故等対処設備，重大事故等対処施設及び資機材
ｃ．手順等

1.16.2

重大事故等発生時の手順

1.16.2.1(1)

居住性を確保するための手順等

中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の運転
手順等
ａ．交流動力電源が正常な場合の運転手順等
ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の運転手順(2)

中央制御室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順(3)

中央制御室の照明を確保する手順(4)

中央制御室待避室の照明を確保する手順(5)

データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータの監視手順(6)

中央制御室待避室の準備手順(7)

中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順(8)

衛星電話設備（固定型）（待避室）による通信連絡手順(9)その他の放射線防護措置等に関する手順等

1.16.2.2

重大事故等発生時の対応手段の選択

1.16.2.3

汚染の持ち込みを防止するための手順等

(1)チェンジングエリアの設置及び運用手順

1.16.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

添付資料 1.16.1

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料 1.16.2

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料 1.16.3

中央制御室換気系閉回路循環運転時及び中央制御室待避室
使用時の酸素濃度及び二酸化炭素濃度について

添付資料 1.16.4

可搬型照明（ＳＡ）を用いた場合の中央制御室の監視操作について

添付資料 1.16.5

チェンジングエリアについて

添付資料 1.16.6

中央制御室内に配備する資機材の数量について

添付資料 1.16.7

運転員等の交替要員体制の被ばく評価について

添付資料 1.16.8

交替要員の放射線防護と移動経路について

添付資料 1.16.9

1.16

操作手順の解釈一覧

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、原子炉制御室に関し、重大事故が発生した場合においても運転員がとどま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。
【解釈】
１「運転員がとどまるために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置（原子炉制御室の遮蔽設計及び換気設計に加えてマネジメント（マスク及びボンベ等）により対応する場合）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）重大事故が発生した場合においても、放射線防護措置等により、運転員がとどまるために必要な手順等を整備すること。
ｂ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）が、代替交流電源設備
からの給電を可能とする手順等（手順及び装備等）を整備すること。

重大事故等が発生した場合において，運転員等が原子炉制御室（以下「中央制御室」という。）にとどまるために必要な設備及び資機材を整備しており，
ここでは，この対処設備及び資機材を活用した手順等について整備する。

1.16-1

1.16.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
重大事故等が発生した場合において，運転員等が中央制御室にとどまる

ために必要な対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備，重大事故等対処施設の他に資機材 ※ １ を用いた対応手段を選定する。
※1

資機材：防護具（全面マスク等）及びチェンジングエリア用資機材（テントハウス等）をいう。

また，選定した重大事故等対処設備及び資機材により，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五十九条及び技術基準規則第七十四条（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，資機材との関係を明確にする。
（添付資料 1.16.1，1.16.2）(2)

対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備，重大事故等対処施設及び資機材を以下に示す。
なお，重大事故等対処設備，重大事故等対処施設及び資機材と整備する
手順についての関係を第 1.16-1 表に示す。
ａ．重大事故等発生時において運転員等が中央制御室にとどまるために必要な対応手段および設備（ａ）中央制御室の居住性の確保
重大事故等発生時に環境に放出された放射性物質による放射線被ばくから運転員等を防護するため，中央制御室の居住性を確保する手段があ
1.16-2

る。また，全交流動力電源が喪失した場合は代替交流電源設備から中央制御室の電源を確保する手段がある。
ⅰ）中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の運転
中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の運転に用いる設備は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室遮蔽・中央制御室換気系

空気調和機ファン・中央制御室換気系

フィルタ系ファン・中央制御室換気系

高性能粒子フィルタ・中央制御室換気系

チャコールフィルタ・中央制御室換気系

給排気隔離弁

・非常用ガス処理系

排風機・非常用ガス処理系

フィルタトレイン・非常用ガス再循環系
・非常用ガス再循環

排風機
フィルタトレイン

・原子炉建屋ガス処理系

配管・弁・常設代替交流電源設備
・燃料補給設備ⅱ）中央制御室及び中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測
定と濃度管理中央制御室及び中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測
定と濃度管理に用いる設備は以下のとおり。
・中央制御室1.16-3

・中央制御室遮蔽・中央制御室待避室
・中央制御室待避室遮蔽・酸素濃度計 ※2・二酸化炭素濃度計 ※2※2

計測器本体を示すため計器名を記載

ⅲ）中央制御室及び中央制御室待避室の照明の確保
中央制御室及び中央制御室待避室の照明を確保する設備は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室遮蔽・中央制御室待避室
・中央制御室待避室遮蔽・可搬型照明（ＳＡ）
・常設代替交流電源設備
・燃料補給設備ⅳ）データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータの監視
データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータの監視に用いる設備は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室遮蔽・中央制御室待避室
・中央制御室待避室遮蔽・データ表示装置（待避室）
・常設代替交流電源設備
1.16-4

・燃料補給設備ⅴ）中央制御室待避室の準備
中央制御室待避室の準備に用いる設備は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室遮蔽・中央制御室待避室
・中央制御室待避室遮蔽・中央制御室待避室

空気ボンベユニット（空気ボンベ）

・中央制御室待避室

空気ボンベユニット（配管・弁）・差圧計 ※2※2

計測器本体を示すため計器名を記載

ⅵ）衛星電話設備（固定型）（待避室）による通信連絡
衛星電話設備（固定型）（待避室）による通信連絡に用いる設備
は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室遮蔽・衛星電話設備（固定型）（待避室）
・常設代替交流電源設備
・燃料補給設備
ⅶ）放射線防護措置等
放射線防護措置等に用いる設備及び資機材は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室遮蔽・防護具（全面マスク）（ｂ）汚染の持ち込み防止
1.16-5

中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室への汚染の持ち込みを防止する手段がある。
中央制御室への汚染の持ち込みを防止するための設備及び資機材は以下のとおり。
・可搬型照明（ＳＡ）
・常設代替交流電源設備
・燃料補給設備
・防護具及びチェンジングエリア用資機材

ｂ．重大事故等対処設備，重大事故等対処施設及び資機材「（ａ）中央制御室の居住性の確保」使用する設備のうち中央制御
室遮蔽，中央制御室換気系

空気調和機ファン，中央制御室換気系

フィルタ系ファン，中央制御室換気系
御室換気系

高性能粒子フィルタ，中央制

チャコールフィルタ，中央制御室換気系

非常用ガス処理系
非常用ガス再循環系

排風機，非常用ガス処理系

フィルタトレイン，

排風機，非常用ガス再循環系

ン，原子炉建屋ガス処理系

給排気隔離弁，フィルタトレイ

配管・弁，可搬型照明（ＳＡ），衛星電話設備（固定型）（待避室），データ表示装置（待避室），中央制御
室待避室遮蔽，中央制御室待避室ベ），中央制御室待避室

空気ボンベユニット（空気ボン

空気ボンベユニット（配管・弁），差圧計，

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，常設代替交流電源設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備と位置づける。
「（ｂ）汚染の持ち込み防止」のために使用する設備のうち，可搬型照明（ＳＡ），常設代替交流電源設備，燃料補給設備は重大事故等対処設備と位置づける。
1.16-6

中央制御室及び中央制御室待避室は重大事故等対処施設と位置づける。
これらの設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備がすべて網羅されている。
以上の重大事故等対処設備及び重大事故等対処施設により中央制御室の居住性を確保し，汚染の持ち込みを防止することができる、防護具及びチェンジングエリア用資機材は本条文【解釈】1ａ）項を満足するための資機材（放射線防護措置）として位置付ける。
ｃ．手順等
上記のａ．及びｂ．により選定した対応手段に係る手順を整備する。
また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する（第 1.16-2 表，第 1.16-3 表）。
これらの手順は，運転員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Ⅲ（ＳＯＰ）」，「非常時運転手順書（事象ベース）」
及び「重大事故等対策要領」に定める。

1.16.2

重大事故等発生時の手順

1.16.2.1(1)

居住性を確保するための手順等

中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の運転手順等
環境に放出された放射性物質による放射線被ばくから運転員等を防護するため，中央制御室換気系による閉回路循環運転，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の運転を行い，中央制御室の空気を清浄に保つ。
全交流動力電源が喪失した場合は，代替交流電源設備により受電し，系統構成実施後に中央制御室換気系による閉回路循環運転，非常用ガス処理
系及び非常用ガス再循環系の運転を行う。
1.16-7

ａ．交流動力電源が正常な場合の運転手順等
重大事故等が発生し，交流動力電源が正常な場合において，中央制御
室換気系は隔離信号により自動的に閉回路循環運転となるため，閉回路
循環運転状態を確認するための手順を整備する。また，非常用ガス処理
系及び非常用ガス再循環系も隔離信号により自動起動するため，運転状
態を確認するとともに，1 系列運転とするための手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
中央制御室換気系の電源が，外部電源又は非常用ディーゼル発電機から供給可能な場合で，原子炉水位低（レベル 3），ドライウェル圧
力高，原子炉建屋換気系排気ダクトモニタ放射能高及び原子炉建屋換
気系燃料取替床排気ダクトモニタ放射能高の何れかの隔離信号の発信を確認した場合(b)

操作手順
中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の動作状況を確認する手順の概要は以下のとおり。
中央制御室換気系概要図を第 1.16-1 図に，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系概要図を第 1.16-2 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中央制御室
換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の動作状況の確認を指示する。
② 運転員等は，中央制御室にて中央制御室換気系が閉していること，及び中央制御室換気系
1.16-8

給排気隔離弁

空気調和機ファン並びに中央制御室換気系

フィルタ系ファンが起動していることを確認する。
③ 運転員等は，中央制御室にて非常用ガス処理系
常用ガス再循環系

排風機及び非

排風機が自動起動していることを確認する。

④ 運転員等は，中央制御室にてＦＲＶＳ原子炉建屋通常排気系隔離ダンパが閉じていることを確認する。また，ＦＲＶＳ

ＳＧ

ＴＳ系入口ダンパ，ＳＧＴＳトレイン入口ダンパ，ＳＧＴＳト
レイン出口ダンパ，ＦＲＶＳトレイン入口ダンパ，ＦＲＶＳト
レイン出口ダンパ及びＦＲＶＳ循環ダンパが開いていることを確認する。
⑤ 発電長は，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系 2 系列運転による環境へのガス放出量の増大を防ぎ，両フィルタ系に湿分を含んだ空気が入ること等を考慮し，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系のＡ系またはＢ系のいずれか一方の停止を指示する。（原則Ｂ系を停止する。）⑥ 運転員等は，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系のＡ系
またはＢ系のいずれか一方を停止する。
⑦ 発電長は，隔離信号により原子炉建屋通常換気系が隔離されたことの確認を指示する。
⑧ 運転員等は，中央制御室にて隔離信号により原子炉建屋通常換
気系が隔離されたことを確認する。

(c)

操作の成立性
上記の操作は中央制御室の運転員等2名にて作業を実施し，原子炉建屋通常換気系が隔離されたことを確認するまでの所要時間を約15分
1.16-9

と想定する。

ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の運転手順
全交流動力電源喪失時には，中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系が停止中であるため，代替交流電源設備によりＭ
ＣＣ

２Ｃ系又はＭＣＣ

２Ｄ系が受電されたことを確認した後，中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系を起動する手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失後，代替交流電源設備により緊急用Ｍ／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭＣＣ

２Ｃ又はＭＣＣ

２Ｄが受電完

了した場合

(b)

操作手順
全交流動力電源喪失により中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系が停止している場合に中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系を再起動する手順の概要は以下のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替交流電源設備によりＰ／Ｃ

２Ｃ及びＰ／Ｃ

２Ｄが受電していることを確認する。
② 運員等は，中央制御室にて中央制御室換気系による閉回路循環運転を実施するために必要な電源が確保されていることを確認
し，中央制御室換気系

給排気隔離弁が閉していることを確認

1.16-10

する。なお，中央制御室換気系

給排気隔離弁が閉していない

ことを確認した場合，運転員等は中央制御室にて中央制御室換
気系

給排気隔離弁を閉にする。

③ 発電長は，中央制御室換気系の起動を指示する。
④ 運転員等は，中央制御室にて中央制御室換気系
ァン及び中央制御室換気系

空気調和機フフィルタ系ファンを起動する。

⑤ 発電長は，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系を運転するための系統構成を指示する。
⑥ 運転員等は，中央制御室にて非常用ガス処理系及び非常用ガス
再循環系の運転を実施するために必要な電源が確保されていることを確認し，ＦＲＶＳ原子炉建屋通常排気系隔離ダンパが閉じていることを確認する。また，ＦＲＶＳ

ＳＧＴＳ系入口ダ

ンパ，ＳＧＴＳトレイン入口ダンパ，ＳＧＴＳトレイン出口ダンパ，ＦＲＶＳトレイン入口ダンパ，ＦＲＶＳトレイン出口ダ
ンパ及びＦＲＶＳ循環ダンパが開いていることを確認する。なお，ＦＲＶＳ原子炉建屋通常排気系隔離ダンパが閉していない
ことを確認した場合，または，ＦＲＶＳ

ＳＧＴＳ系入口ダン

パ，ＳＧＴＳトレイン入口ダンパ，ＳＧＴＳトレイン出口ダンパ，ＦＲＶＳトレイン入口ダンパ，ＦＲＶＳトレイン出口ダン
パ及びＦＲＶＳ循環ダンパが開していないことを確認した場合，運転員等は中央制御室にて隔離弁を閉する。
⑦ 発電長は，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動を指示する。
⑧ 運転員等は，非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系
排風機を起動する。
1.16-11

(c)操作の成立性
上記の操作は中央制御室の運転員等2名にて作業を実施し，中央制
御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動までの所要時間を約15分と想定する。

(2)

中央制御室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順
中央制御室の居住性確保の観点から，中央制御室内の酸素及び二酸化炭
素濃度の測定及び管理を行う手順を整備する。

ａ．手順着手の判断基準
中央制御室換気系にて閉回路循環運転を実施している場合

ｂ．操作手順中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度を測定・管理する手順の概要は以下のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を指示する。
② 運転員等は，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計にて，中央制御室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を開始する。
③ 発電長は，中央制御室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を定期的に確認し，中央制御室の酸素濃度が許容濃度の 19％を下回るおそれがある場合又は二酸化炭素濃度が 0.5％を超え上昇している場合
は，災害対策本部と換気のタイミングを協議により決定し，二酸
化炭素濃度が許容濃度の 1％を超えるまでに，外気取入れによる
1.16-12換気を行い，室内の濃度管理を行う。

ｃ．操作の成立性
上記の操作は中央制御室の運転員等 2 名にて作業を実施し，中央制御
室換気系

給排気隔離弁の開操作まで行った場合でも約 10 分と想定する。
（添付資料 1.16.3）(3)

中央制御室の照明を確保する手順
中央制御室の居住性確保の観点から，中央制御室の照明が使用できない
場合において，可搬型照明（ＳＡ）により照明を確保する手順を整備する。

ａ．手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失において電気系統の故障により，中央制御室の照明が使用できない場合

ｂ．操作手順全交流動力電源喪失時の可搬型照明（ＳＡ）の設置手順の概要は以下のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御室の照明を確保するため，可搬型照明（ＳＡ）の点灯確認，可搬型
照明（ＳＡ）の設置を指示する。
② 運転員等は，可搬型照明（ＳＡ）の内蔵蓄電池による点灯を確認
し，可搬型照明（ＳＡ）を設置し，中央制御室の照明を確保する。
なお，常設代替交流電源設備による給電再開後は、常設代替交流
1.16-13

電源より可搬型照明（ＳＡ）へ給電するため、可搬型照明（ＳＡ）
を緊急用コンセントに接続しておく。

ｃ．操作の成立性
上記の可搬型照明（ＳＡ）の設置・点灯操作は運転員等 1 名で実施し，所要時間を約 7 分と想定する。
運転員等は,中央制御室の照明が全て消灯した場合においても、配備されている乾電池内蔵型照明を用い、可搬型照明（ＳＡ）の設置・点灯操作が可能である。
（添付資料 1.16.4）(4)

中央制御室待避室の照明を確保する手順
中央制御室待避室の居住性確保の観点から，中央制御室待避室に可搬型
照明（ＳＡ）により照明を確保する手順を整備する。

ａ．手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※ １ において，格納容器圧力逃がし装置第一弁の開操作が完了した場合※1：格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）のγ線線量率が設計基
準事故の追加放出量相当の 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（ＣＡＭＳ）が使用できない場合に原子炉圧
力容器温度計で 300℃以上を確認した場合。

ｂ．操作手順中央制御室待避室に可搬型照明（ＳＡ）を設置する手順の概要は以下
1.16-14

のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御室
待避室の照明を確保するため，可搬型照明（ＳＡ）の点灯確認，
可搬型照明（ＳＡ）の設置を指示する。
② 運転員等は，可搬型照明（ＳＡ）の内蔵蓄電池による点灯を確認
し，可搬型照明（ＳＡ）を設置し，中央制御室の照明を確保する。
なお，常設代替交流電源設備による給電再開後は、常設代替交流
電源より可搬型照明（ＳＡ）へ給電するため、可搬型照明（ＳＡ）
を緊急用コンセントに接続しておく。

ｃ．操作の成立性
上記，中央制御室待避室への可搬型照明（ＳＡ）の設置は運転員等 1名で実施し，所要時間を約 5 分と想定する。
運転員等は,中央制御室退避室の照明が全て消灯した場合においても、配備されている乾電池内蔵型照明を用い、可搬型照明（ＳＡ）の設置・点灯操作が可能である。

(5)

データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータの監視手順
運転員等が中央制御室待避室に待避後も，データ表示装置（待避室）にてプラントパラメータを継続して監視できるよう手順を整備する。

ａ．手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。
①炉心損傷を判断した場合※１において，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.5m に到達した場合。
1.16-15

②炉心損傷を判断した場合※１において，格納容器スプレイによる格
納容器内の圧力制御に失敗した場合。
③炉心損傷を判断した場合※１において，格納容器内温度指示値が200℃に到達した場合。
④炉心損傷を判断した場合※１において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度指示値が 2％に到達した場合。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

ｂ．操作手順中央制御室待避室にて，データ表示装置（待避室）を起動し，監視する手順の概要は以下のとおり。データ表示装置（待避室）に関するデー
タ伝送の概要を第 1.16-3 図に示す。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にデータ表示装置（待避室）の起動，パラメータ監視を指示する。
② 運転員等は，データ表示装置（待避室）を電源に接続し，端末を起動し，プラントパラメータの監視準備を行う。

ｃ．操作の成立性
上記，データ表示装置（待避室）の起動操作は運転員等 1 名で実施し，所要時間を約 10 分と想定する。

(6)

中央制御室待避室の準備手順
1.16-16

格納容器圧力逃がし装置を使用する際に待避する中央制御室待避室を中央制御室待避室

空気ボンベユニットにより加圧し，中央制御室待避室の居住性を確保するための手順を整備する。

ａ．手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。
①炉心損傷を判断した場合※１において，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.5m に到達した場合。
②炉心損傷を判断した場合※１において，格納容器スプレイによる格
納容器内の圧力制御に失敗した場合。
③炉心損傷を判断した場合※１において，格納容器内温度指示値が200℃に到達した場合。
④炉心損傷を判断した場合※１において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度指示値が 2％に到達した場合。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の 10 倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で 300℃以上を確認した場合。

ｂ．操作手順中央制御室待避室の中央制御室待避室

空気ボンベユニットによる加圧手順の概要は以下のとおり。中央制御室待避室の陽圧化バウンダリ構
成図を第 1.16-4 図に，中央制御室待避室を加圧するための中央制御室
待避室

空気ボンベユニットの概要図を第 1.16-5 図に示す。

① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御室
1.16-17

待避室の加圧を指示する。
② 運転員等は，中央制御室待避室

空気ボンベユニットの空気ボン

ベ集合弁及び空気供給差圧調整弁前後弁を開操作した後に，中央制御室待避室内の空気供給差圧調整弁の調整開操作を実施し，中央制御室待避室の加圧を開始する。
③ 発電長は，運転員等に中央制御室待避室の差圧計を確認し，中央制御室待避室の圧力を中央制御室に対し陽圧に維持するよう指示する。
④ 運転員等は，中央制御室待避室と中央制御室の差圧を確認しながら，中央制御室待避室

空気ボンベユニットの空気供給差圧調整弁を操作し，中央制御室待避室圧力を中央制御室に対し陽圧に維持する。

ｃ．操作の成立性
中央制御室待避室の加圧操作は運転員等 1 名で行い，加圧完了までの所要時間を約 10 分と想定する。また，手順着手の判断基準が炉心損傷の確認となっていることから，当該操作は運転員等の被ばく防護の観点から，事象発生後の短い時間で対応することが望ましい。よって現状の有効性評価シーケンスにおいて，「大ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧
炉心冷却失敗＋全交流動力電源喪失」を含む雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）の作業と所要時間のタイムチャート（第 1.16-4 図，第 1.16-5 図）で作業項目の成立性を確認した。

(7)

中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順
1.16-18

中央制御室待避室の居住性確保の観点から，中央制御室待避室内の酸素及び二酸化炭素濃度の測定及び管理を行う手順を整備する。

ａ．手順着手の判断基準
運転員等が中央制御室待避室へ待避した場合

ｂ．操作手順中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素濃度を測定・管理する手順の概要は以下のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御室
待避室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を指示する。
② 運転員等は，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計にて，中央制御室
待避室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を開始する。
③ 運転員等は，中央制御室待避室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を定期的に確認し，中央制御室待避室の酸素濃度が許容濃度の 19％を下回るおそれがある場合又は二酸化炭素濃度が 0.5％を超え上昇している場合は，二酸化炭素濃度が許容濃度の 1％を超えるま
でに，中央制御室待避室圧力を中央制御室に対して陽圧に維持しながら，中央制御室待避室

空気ボンベユニットの空気供給差圧調整弁を操作し，酸素濃度及び二酸化炭素濃度の調整し，濃度管理を行う。

ｃ．操作の成立性
上記の中央制御室待避室における酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定・管理は，運転員等 1 名で行い，酸素濃度及び二酸化炭素濃度の調整
1.16-19

まで約 10 分と想定する。
（添付資料 1.16.3）(8)

衛星電話設備（固定型）（待避室）による通信連絡手順
運転員等が中央制御室待避室に待避後も，衛星電話設備（固定型）（待避室）にて発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡できるよう手順を整備する。

ａ．手順着手の判断基準
運転員等が中央制御室待避室へ待避した場合において，衛星電話設備（固定型）（待避室）により，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う場合。

ｂ．操作手順①

手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一般の電話機と同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤルし，連絡する。

ｃ．操作の成立性
衛星電話設備（固定型）（待避室）は，特別な技量を要することなく，容易に操作が可能であるとともに，必要な個数以上を設置又は保管することにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

(9)

その他の放射線防護措置等に関する手順等
ａ．炉心損傷判断後に現場作業等を行う際に全面マスクを着用する手順
1.16-20

運転員等は，中央制御室又は中央制御室待避室に滞在中は，中央制御室・中央制御室待避室の設計上，全面マスクを着用する必要はないが，現場作業等を考慮し全面マスクを着用する手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ で，その後現場作業等を行う場合※1：格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）のγ線線量率が設計基準事故の追加放出量相当の 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（ＣＡＭＳ）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度計で 300℃以上を確認した場合。

(b)

操作手順
炉心損傷判断後に現場作業等を行う際に全面マスクを着用する手順は以下のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき炉心損傷判断後の現場作業等において，運転員等に全面マスク着用を指示する。
② 運転員等は，中央制御室内にて全面マスクを着用しリークチェックを行う。

(c)

操作の成立性
全交流動力電源喪失時においても，内蔵蓄電池または代替交流電源
設備より受電可能な可搬型照明（ＳＡ）を設置することで照明を確保できるため，全面マスクの装着は可能である。

ｂ．放射線防護に関する教育等について
東海第二発電所では，定期検査等においてマスク着用の機会があるこ
1.16-21とから，基本的にマスクの着用に関して習熟している。
また，放射線業務従事者指定時及び定期的に，放射線防護に関する教
育・訓練を実施している。講師による指導のもとフィッティングテスターを使用したマスク着用訓練において，漏れ率（フィルタ透過率含む）
2％を担保できるよう正しくマスクを着用できることを確認する。

ｃ．重大事故等発生時時の運転員等の被ばく低減及び被ばく線量の平準化
炉心損傷が予想される事態となった場合又は炉心損傷の兆候が見られた場合，運転員等の被ばく低減及び被ばく線量の平準化のため，発電長は災害対策本部と協議の上，長期的な保安の観点から運転員等の交代要員体制を整備する。交代要員体制は，交代要員として通常勤務帯の運転員等を当直交代サイクルに充て構成する等の運用を行うことで，被ばく線量の平準化を行う。また，運転員等について運転員等交代に伴う移動時の放射線防護措置や，チェンジングエリア等の各境界における汚染管理を行うことで運転員等の被ばく低減を図る。
（添付資料 1.16.5，添付資料 1.16.6，添付資料 1.16.7）

1.16.2.2

重大事故等発生時の対応手段の選択

重大事故等が発生した場合の対応手段の選択フローチャートを第 1.166 図に示す。重大事故等発生時の中央制御室の照明は，重大事故等対処設
備である可搬型照明（ＳＡ）を設置して使用する。全交流動力電源喪失時には、内蔵蓄電池からの給電により可搬型照明（ＳＡ）を使用し、代替交
流電源設備からの給電開始後は，代替交流電源設備からの給電に切り替え、引き続き照明を確保する。

1.16-22

1.16.2.3(1)汚染の持ち込みを防止するための手順等

チェンジングエリアの設置及び運用手順
中央制御室の外側が放射性物質により汚染した状況下において，中央制
御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設置する手順を整備する。
また，チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合は，可搬型照明（ＳＡ）を設置する。

ａ．手順着手の判断基準
原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象 ※2 が発生した場合※2「原子力災害対策特別措置法施行令第 4 条第 4 号のすべての項目」
及び「原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則第７条第１号表イのすべての項目」

ｂ．操作手順
チェンジングエリアを設置するための手順の概要は以下のとおり。タ
イムチャートを第 1.16-7 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，放射線管理班に中央制御室の出入口付近に，チェンジングエリアを設置するよう指示する。
② 放射線管理班は，チェンジングエリア設置場所の照明が確保されていない場合，可搬型照明（ＳＡ）を設置し，照明を確保する。
③ 放射線管理班は，チェンジングエリア用資機材を移動・設置し，テントハウスを展開し，養生シート及びテープを用い，テントハ
ウス間及び床・壁等を隙間なく養生する。
1.16-23

④ 放射線管理班は，各エリアの間にバリア，入口に粘着マット等を設置する。
⑤ 放射線管理班は，簡易シャワー等を設置する。
⑥ 放射線管理班は，脱衣収納袋，ＧＭ汚染サーベイメータ等を必要な箇所に設置する。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，放射線管理班 2 名で行い，作業開始から約 170 分で対応可能である。
チェンジングエリアには，防護具を脱衣する脱衣エリア，要員や物品の放射性物質による汚染を確認するためのサーベイエリア，汚染が確認された際に除染を行う除染エリアを設けることで，放射線管理班が汚染検査及び除染を行うとともに，チェンジングエリアの汚染管理を行うことが可能である。なお，汚染検査方法に関してはチェンジングエリア内に案内を掲示する。
除染エリアは，サーベイエリアに隣接して設置し，除染は，クリーン
ウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染できない場合は，簡易シャワーにて水洗による除染を行う。簡易シャワーで発生した汚染水は，必要に応じてウエスへ染み込ませる等により固体廃棄物とすることで廃棄物管理が可能である。
全交流動力電源喪失時においても，可搬型照明（ＳＡ）を設置することでチェンジングエリアの設置及び運用のための照度の確保が可能である。
（添付資料 1.16.5）

1.16-24

1.16.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

代替交流電源設備による中央制御室の電源への給電に関する手順は，「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順は，「1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
中央制御室と屋内現場，緊急時対策所等通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う手順は「1.19通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.16-25

第 1.16-1 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応設備

手順書

中央制御室遮蔽中央制御室待避室遮蔽−

居住性の確 保−中央制御室待避室 空気ボンベユニット（空気ボンベ）中央制御室待避室 空気ボンベユニット（配管・弁）
差圧計※1
可搬型照明（ＳＡ）
衛星電話設備（固定型）（待避室）
データ表示装置（待避室）
酸素濃度計※1
二酸化炭素濃度計※1

常設代替交流電源設備
燃料補給設備 ※2

重大事故等対処設 備

※2

資機材

防護具及びチェンジングエリア用資機材※３
※1
※2
※3

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流動力電源喪失」
重大事故等対策要領

重大事故等
対処施設

汚染の持ち込み防 止−

非常時運転手順書Ⅲ
（ＳＯＰ）

※2

中央制御室
中央制御室待避室

可搬型照明（ＳＡ）
常設代替交流電源設備
燃料補給設備 ※2

非常時運転手順書Ⅲ（ＳＯＰ）

重大事故等 対処設 備

中央制御室換気系 空気調和機ファン
中央制御室換気系 フィルタ系ファン
中央制御室換気系 高性能粒子フィルタ
中央制御室換気系 チャコールフィルタ
中央制御室換気系 給排気隔離弁
非常用ガス処理系 排風機
非常用ガス処理系 フィルタトレイン
非常用ガス再循環系 排風機
非常用ガス再循環系 フィルタトレイン
原子炉建屋ガス処理系 配管・弁−重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

計測器本体を示すため計器名を記載
手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
防護具及びチェンジングエリア用資機材は本条文【解釈】1ａ）項を満足するための資機材（放射線防護措置）

1.16-26

第1.16-2表

重大事故等対処に係る監視計器（1／2）
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

非 常時 運転 手順 書Ⅲ （ＳＯＰ）
「 中央 制御 室換 気系 ，非常用 ガス 処理 系及 び非 常用ガ
ス 再 循 環 系の 運 転 (交 流動
力電源が正常な場合)」

操作
判断基準
操作
判断基準

非 常時 運転 手順 書Ⅲ （ＳＯＰ）
「 中央 制御 室待 避室 照明確保」

操作

非 常時 運転 手順 書Ⅲ （ＳＯＰ）
「中央制御室照明確保」

判断基準

非 常時 運転 手順 書Ⅲ （ＳＯＰ）
「 中央 制御 室換 気系 ，非常用 ガス 処理 系及 び非 常用ガ
ス 再 循 環 系の 運 転 (全 交流
動力電源が喪失した場
合)」

操作
判断基準

非 常時 運転 手順 書Ⅲ （ＳＯＰ）
「 中央 制御 室待 避室 居住性
確保」

操作
判断基準
操作

非 常時 運転 手順 書Ⅲ （ＳＯＰ）
「 中央 制御 室待 避室 環境監視」

監視パラメータ（計器）信号

原子炉水位低ドライウェル圧力
原子炉建屋換気系排気ダクトモニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトモ
ニタ

電源（確保）

Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ
Ｐ／Ｃ
Ｐ／Ｃ

非常用ガス処理系運転状態

非常用ガス処理系流量

非常用ガス再循環系運転状
態

非常用ガス再循環系流量

電源（確保）

Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ
Ｐ／Ｃ
Ｐ／Ｃ

非常用ガス処理系運転状態

非常用ガス処理系流量

非常用ガス再循環系運転状
態

非常用ガス再循環系流量

電源（喪失）

Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ
Ｐ／Ｃ
Ｐ／Ｃ

可搬型照明（ＳＡ）の設置−

格納容器内の放射線線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器表面温度

可搬型照明（ＳＡ）の設置−

格納容器内の放射線線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器表面温度

中央制御室待避室の加圧

差圧計

中央制御室内の環境監視

酸素濃度計
二酸化炭素濃度計

空気ボンベユニットの流量
調整

差圧計
酸素濃度計
二酸化炭素濃度計

1.16-27

２Ｃ電圧
２Ｄ電圧
２Ｃ電圧
２Ｄ電圧

２Ｃ電圧
２Ｄ電圧
２Ｃ電圧
２Ｄ電圧

２Ｃ電圧
２Ｄ電圧
２Ｃ電圧
２Ｄ電圧

第1.16-2表

重大事故等対処に係る監視計器（2／2）
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
重大事故等対策要領「 チェ ンジ ング エリ アの設
置運用」

監視パラメータ（計器）操作

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

チェンジングエリアの設置

ＧＭ汚染サーベイメータ

1.16-28

第 1.16-3 表

審査基準における要求事項毎の給電対象設備

対象条文【1.16】
原子炉制御室の居住性等に関する手順等

給電元
給電母線

供給対象設備

中央制御室換気系

空気調和機ファン

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｃ系
２Ｄ系

中央制御室換気系

フィルタ系ファン

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｃ系
２Ｄ系

中央制御室換気系

給排気隔離弁

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｄ系
２Ｃ系

非常用ガス処理系

排風機

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｃ系
２Ｄ系

非常用ガス処理系

フィルタトレイン

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｃ系
２Ｄ系

非常用ガス再循環系

排風機

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｃ系
２Ｄ系

非常用ガス再循環系

フィルタトレイン

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｃ系
２Ｄ系

原子炉建屋ガス処理系

AO 弁用制御電源

Ａ系：125V
Ｂ系：125V

Ａ系蓄電池
Ｂ系蓄電池

可搬型照明（ＳＡ）

1.16-29

緊急用ＭＣＣ

通常運転時②a※2 ④b② a※ 3 ④ b

閉回路再循環運転（外気取入）

閉回路再循環運転（外気隔離）② a※1 ② b

操作手順
② a※1 ② b
② a※2 ④ b※1② a※3 ④ b※2

弁名称
中央制御室換気系
中央制御室換気系
中央制御室換気系

吸排気隔離弁
空気調和機ファンフィルタ系ファン

記載例① a※1 a:a は交流動力電源が正常な場合の手順，b は全交流動力電源が喪失した場合を示す※1:同一操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第 1.16-1 図

中央制御室換気系概要図（Ａ系運転時）
1.16-30

④ a※1
⑥ b※1

④ a※4
⑥ b※4

③ a※1
⑧ b※1

④ a※6
⑥ b※6

操作手順
③ a※1 ⑧ b※1③ a※2 ⑧ b※2④ a※1 ⑥ b※1④ a※2 ⑥ b※2④ a※3 ⑥ b※3④ a※4 ⑥ b※4④ a※5 ⑥ b※5④ a※6 ⑥ b※6

④ a※5
⑥ b※5

④ a※2
⑥ b※2

③ a※2
⑧ b※2

④ a※3
⑥ b※3

弁名称
非常用ガス処理系 排風機
非常用ガス再循環系 排風機
ＦＲＶＳ ＳＧＴＳ系入口ダンパ
ＳＧＴＳトレイン入口ダンパ
ＳＧＴＳトレイン出口ダンパ
ＦＲＶＳトレイン入口ダンパ
ＦＲＶＳトレイン出口ダンパ
ＦＲＶＳ循環ダンパ

記載例① a※1 a:a は交流動力電源が正常な場合の手順，b は全交流動力電源が喪失した場合を示す※1:同一操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第 1.16-2 図

非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系概要図（Ａ系運転時）1.16-31

発電所内

東海第二発電所

無線通信
装置

中央制御室
退避室
衛星電話設備（固定型）（退避室）

携行型有線
通話装置

データ表示装置
（退避室）

衛星無線
通信装置
無線連絡設備（携帯型）

無線連絡設備（携帯型）

衛星電話設備（固定型）

ＳＰＤＳデータ
表示装置ａ
緊急時対策支援システム伝送装置

中央制御室等制御盤

光ファイバ通信伝送装置※１

データ伝送設備

データ
伝送装置
携行型有線
通話装置

衛星無線
通信装置※１

必要な情報を把握できる設備
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備
ＩＰ電話

ＩＰ−ＦＡＸ

テレビ会議システム

原子炉建屋附属棟ａ

緊急時対策所※１：統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）となる。
※２：中央制御室退避室以外の通信連絡を行うために必要な設備については「1.19 通信連絡に関する手順等」にて整備する。

第 1.16-3 図

通信事業者回線
（（統合原子力防災
ネットワーク（有線系）

1.16-32

衛星電話設備（固定型）

衛星電話設備（携帯型）

衛星電話設備（屋外アンテナ）

通信事業者回線
（（統合原子力防災
ネットワーク）
（
（
衛星系）

中央制御室

無線通信
装置

通信事業者回線（（衛星系）

衛星電話設備（屋外アンテナ）

発電所外

データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要【凡例】：有線系回線
：衛星系回線：無線系回線：通信・データの流れ第 1.16-4 図

中央制御室待避室陽圧化バウンダリ構成図

1.16-33

空気ボンベ

1.16-34

② ※1
② ※3④

② ※2
FI

流量計

気密扉

② ※2

中央制御室待避室

操作手順
② ※1
② ※2
② ※3④
③
記載例

弁名称
空気ボンベ集合弁
空気調整差圧調整弁前後弁
空気調整差圧調整弁
差圧計

DPI

差圧計

③

微差圧
調整ダンパ
気密扉

① ※1 ※１:同一操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第 1.16-5 図

前室

中央制御室待避室

空気ボンベユニット概要図雰 囲気 圧力 ・ 温度 に よる 静 的 負 荷（ 格納 容 器過 圧 ・ 過温破 損 ） （代替 循 環 冷 却 系を 使 用し な い場 合 ）経過 時 間(分 )
10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

140

150

備考

事象 発生
原子 炉ス ク ラム

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後に移動してきた要員

約 4 分 燃 料被 覆 管温 度 1000K 到 達
約 9 分 燃 料被 覆 管温 度 1200 ℃ 到達

責任者

発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡25 分 格納 容 器冷 却及 び 原子 炉注 水 開始

操作の内容

約 27 分 燃 料 温度 2500K 到 達

操作項目
事象 発生

通報連絡者

運転員
(中央制御室)

災害対策要員

運転員(現場)

43 分 原子 炉 水位 レベ ル 0 到達 判 断

ペデ スタ ル （ド ライ ウ ェル 部 ）水 位 2.2m 到達

2 時間
原子 炉建 屋 ガス処理系及び中央 制御 室 換気系

重大事故等対応要員(現場)● 原子 炉ス ク ラム の 確認
● ター ビン 停 止の 確 認● 外部 電源 喪 失等 の 確認

状況判断

2人
A,B

−

−

● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機 等 の 自動 起動 失 敗の 確 認

10 分● 原子 炉隔 離 時冷 却 系の 自 動 起 動失 敗の 確 認● 原子 炉冷 却 材喪 失 の判 断
● 炉心 損傷 の 確認

1.16-35

全交流動力電源喪失の
判断

【1 人】
A
【1 人】
B

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電
操作

【1 人】
B

−

−

【1 人】
B

−

−

代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）及び低圧代替注水系（常設）
準備操作

【1 人】
A

−

●高 圧炉 心 スプ レイ 系 ディ ーゼ ル 発 電機の 手 動 起 動 操作 （ 失 敗 ）

1分

−

−

●非 常用 デ ィー ゼル 発 電機 の手 動 起 動操作 （ 失 敗 ）2分●常設代替高圧電源装置 2 台起動及び緊急用母線受電操作

4分● 原子 炉注 水 ，格 納 容器 ス プ レ イ及 び原 子 炉減 圧 に 必要な 負 荷 の電源 切 替 操 作

【1 人】
A

pH調整剤注入操作

【1 人】
A

4分
2分

● 原子 炉冷 却 材浄 化 系吸 込 弁 の 閉操 作−−

● 代替 格納 容 器ス プ レイ 冷 却 系 （常 設） に よる 格 納 容器冷 却 及 び低圧 代 替 注 水 系（ 常 設） に
よ る原 子炉 注 水 系 統構 成
● 代替 格納 容 器ス プ レイ 冷 却 系 （常 設） に よる 格 納 容器冷 却 開 始操作

代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による
格納容器冷却操作及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
操作

格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水操作
非常用ディーゼル発電機等の回復操作
高圧炉心スプレイ系の回復操作−● 低圧 代替 注 水系 （ 常設 ） に よ る原 子炉 注 水開 始 操 作
−

3分
4分
2分

−

−

● 低圧 代替 注 水系 （ 常設 ） に よ る原 子炉 注 水の 流 量 調整操 作

6分● 代替 格納 容 器ス プ レイ 冷 却 系 （常 設） に よる 格 納 容器冷 却 一 時停止 操 作

3分

崩壊 熱相 当 の注 水継 続

● pH 調整 剤注 入 操作

解析上考慮 しない

適宜 実施
6分

● 格納 容器 下 部注 水 系（ 常 設 ） によ るペ デ スタ ル （ ドライ ウ ェ ル部） 注 水 開 始 操作

【1 人】
A

−

−

−

−

● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機 等 の 回復 操作

対応 可能 な 要員 にて 実 施

解析上考慮 しない−−−

● 高圧 炉心 ス プレ イ 系の 回 復 操 作

対応 可能 な 要員 にて 実 施

解析上考慮 しない

【1 人】
B

−

−

●受 電前 準 備

−

2人
C,D

−

●受 電前 準 備

常設代替高圧電源装置
による非常用母線の受
電操作

【1 人】
B

−

−

原子炉建屋ガス処理系
及び中央制御室換気系
の起動操作

【1 人】
B

−

常設代替高圧電源装置
による非常用母線の受
電準備操作

−

4分

● 格納 容器 下 部注 水 系（ 常 設 ） によ るペ デ スタ ル （ ドライ ウ ェ ル部） 注 水 停 止 操作

35 分
70 分

● 常設 代替 高 圧電 源 装置 3 台 追 加起 動操 作
● 緊急 用母 線 から 非 常用 母 線 2C系へ の受 電 操作
● 非常 用母 線 2C 系 から 非常 用 母線 2D 系 へ の受 電 操 作−●原 子炉 建 屋ガ ス処 理 系及 び 中央 制 御室 換 気系 の 起動 操作

第 1.16-4 図 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）の作業と所要時間（1/2）

8分
5分

15 分

評価上
2時間で起 動雰 囲気 圧力 ・ 温度 に よる 静 的 負 荷（ 格納 容 器過 圧 ・ 過温破 損 ） （代替 循 環 冷 却 系を 使 用し な い場 合 ）経 過時 間（ 時 間）
4

8

12

16

20

24

28

32

36

44

48

52

備考

約 4.6 時間 格 納容 器 圧力 465kPa[gage] 到 達
実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

約 20.2 時間 サ プ レッ ショ ン ・プ ール
水位 通常 水 位＋ 5.5m 到 達

操作の内容

約 23.8 時間 サ プ レッ ショ ン ・プ ール
水位 通常 水 位＋ 6.5m 到 達

代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

運転員(中央制御室)運転員（現場）

重大事故等対応要員
（現場）

【1 人】
A

−

−

緊急用海水系を用いた海水通水 操作

緊急用海水系を用いた代替循環冷却系による格納容器除熱及び原子炉注水操作

格納容器ベント準備
操作

1.16-36

中央制御室待避室の準備操作

格納容器フィルタベ
ント系第二弁の現場
操作場所の正圧化

格納 容器 ス プレ イ中 ， 適宜 状 態監 視

●格 納容 器 冷却 操作●緊 急 用海 水系 に よ る海水 通 水系 統構 成●代 替 循環 冷却 系 系 統構成
【1 人】
B

−

解析上考慮 しない

20 分
35 分

−

解析上考慮 しない
●代 替 循環 冷却 系 運 転開始

起動 後， 適 宜状 態監 視

【1 人】
A

−

●格 納容 器 ベン ト準 備 （系 統 構成 ）−【2 人】 ＋1 人
C,D,E

−

●現 場 移動 （第 一 弁 ）●格 納 容器 ベン ト 準 備（系 統 構 成）

−

−

3人
（ 招集 ）

【1 人】
A

−

−

−

【 3人 】（ 招集 ）

−

5分
125
分
45 分

●現場移動（第二弁）●中 央 制御 室待 避 室 内の正 圧 化 準備 操作

20 分●デ ー タ表 示装 置 （ 待避室 ） の 起動 操作

15 分●可 搬 型照 明の 設 置

4分●格 納 容器 フィ ル タ ベント 系 第 二弁 の現 場 操作 場 所の 正圧 化

10 分

●代 替 格納 容器 ス プ レイ冷 却 系 （常 設） に よる 格 納容 器ス プ レ
イ 停止 操作
【1 人】
B

−

−

−

−

【 3人 】（ 招集 ）

【1 人】
B

−

【2 人】
A，B

−

●格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベント操作

3分
2分

格納 容器 ベ ント 実施 後 ，適 宜 状態 監視●ベント状態監視
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作

使用済燃料プールの冷却操作
可搬型代替注水大型ポンプ等による水源補給準備
可搬型代替注水大型ポンプ等による水源
補給操作−●現場手動による格納容器ベント操作

30 分

−

●中 央制 御 室退 避室 内 正圧 化

5分−

●中 央 制御 室待 避 室 内への 退 避−−●使用済燃料プールの冷却操作

−

−

8人
a〜 h

●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホース敷設，接続

−

−

【 2人】
a,b

燃料補給準 備−

●ポンプ起動及び水源補給操作

適宜 実施
タンクローリー残量に応じて適宜軽油タン クから補 給作業開始は作業エリアの放射線量測定後と なる

110 分

適宜 実施

●可 搬 型代 替注 水 大 型ポン プ へ の給 油
3人
C,D,E

水源枯渇ま で十分余 裕があ る
作業開始は作業エリアの放射線量測定後と なる2人
（ 招集 ）

燃料補給操 作2人
A，B

解析上考慮 しない

150 分

●可 搬 型設 備用 軽 油 タンク か ら タン クロ ー リー へ の補 給−

必要要員合計180 分
対応 可 能な 要員 に て 実 施

8人（招 集 5 人）

第 1.16-5 図

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）の作業と所要時間（2/2）

（凡例）：プラント状態：操作・確認：判断

全交流動力電源喪失：重大事故等対処設備

代替交流電源設備
給電可能

NO

YES

可搬型照明（ＳＡ）〔代替交流電源設備給電〕

第 1.16-6 図

可搬型照明（ＳＡ）〔内蔵蓄電池給電〕

重大事故等発生時の対応手段選択フローチャート

1.16-37

20

手順の項目

40

60

経過時間（分）
80
100

120

140

160

チェンジングエリア
設営完了（170 分）活動開始
緊急時対策所から中央制御室
チェンジングエリア初期運用開始
チェンジングエリア設営箇所へ移動

要員（数）

180

資機材準備
サーベイエリア・除染エリアテントハウス設営

チェンジングエリアの設
置及び運用

サーベイエリア・除染エリア機材設置
放射線管理班員

2
脱衣エリアテントハウス設営
脱衣エリア機材設置

第 1.16-7 図

中央制御室チェンジングエリア設置

1.16-38

タイムチャート

備考

D/G

D/G

D/G

D/G

D/G

常設代替交流電源設備（ 常設代替高圧電源装置）

緊急用断路器第1図

緊急用M/C

常用所内
電気設備より

D/G

D/G

図1.15.4 計器の電源構成図（交流）1.16-39

対応手段として選定した設備の電源構成図※1

M/C 2C

代替所内
電気設備

非常用
動力
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

常用所内
電気設備より154kV系
予備変圧器より常用所内
電気設備より

(2D)

(2C)

緊急用
動力
変圧器

D/G
(HPCS)

可搬型代替
交流電源設備★

M/C 2E
M/C 2D

M/C HPCS

非常用
動力
変圧器 非常用所内 ※1

★
可搬型代替
交流電源設

電気設備
【区分Ⅱ】

P/C 2C

緊急用P/CP/C 2D

MCC 2C系

緊急用MCCMC C 2D系

非常用
動力
変圧器

所内電気設備
【常用系】

非常用所内
電気設備
【区分Ⅲ】

★
可搬型代替低圧電源車
接続盤

MCC HPCS

注：位置的分散を図った
２箇所設置

D/G
緊急用
電源切替盤

計装用
変圧器

M

緊急用直流
125V充電器

D/G
M

計装用電源 2A系

±24V A系
蓄電池

充電器

可搬型代替低圧電源

計装用
変圧器

緊急用
電源切替盤

可搬型代替交流電源設備
計装用電源 HPC S

計装用電源 2B系

可搬型照明（SA）
無線連絡設備（固定電話）（待避室）
衛星電話設備（固定型）（待避室）
携行型有線通話装置（待避室）

充電器±24V B系
蓄電池

中性子計測用
分電盤2A

中央制御室換気系 空気調和機ファンB
中央制御室換気系 フィルタ系ファンB
中央制御室換気系 吸気隔離弁B
中央制御室換気系 排気隔離弁B
非常用ガス処理系 排風機B
非常用ガス処理系 フィルタトレイン（B系）
非常用ガス再循環系 排風機B
非常用ガス再循環系 フィ ルタトレイン（B系）

中性子計測用
分電盤2B

D/G：ディーゼル発電機：配線用遮断器

：遮断器

：切替装置

：断路器

添付資料 1.16.1【凡例】
中央制御室換気系 空気調和機ファンA
中央制御室換気系 フィルタ系ファンA
中央制御室換気系 吸気隔離弁A
中央制御室換気系 排気隔離弁A
非常用ガス処理系 排風機A
非常用ガス処理系 フィルタトレイン（A系）
非常用ガス再循環系 排風機A
非常用ガス再循環系 フィルタトレイン（A系）

添付資料 1.16.2
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／3）
技術的能力審査基準(1.16)

番号

設置許可基準規則(59 条)

技術基準規則(74 条)【本文】
発電用原子炉設置者において、原子炉制御室に関し、重大事故が発生した場合においても①
運転員等がとどま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。
【解釈】
１ 「運転員等がとどまるために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置（原子炉制御室の遮蔽設計及び換気設計に加えてマ−
ネジメント（マスク及びボンベ等）により対応する場合）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）重大事故が発生した場合においても、放射線防護措置等により、運転員等がとどまるため②に必要な手順等を整備すること。
ｂ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）が、代替交流電源設備からの給電を可能とする③※１
手順等（手順及び装備等）を整備すること。
※1：原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）が、代替交流電源設備からの給電を可能とする手順等（手順及び装備等）は、技術的能力「1.14 電源の確保に関する手順
等」で整理

【本文】
第二十六条第一項の規定により設置される原子炉制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員等がとどまるために必要な設備を設けなければなら
ない。

【本文】
第三十八条第一項の規定により設置される原子炉制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員等がとどまるために必要な設備を施設しなければな
らない。

【解釈】
第５９条に規定する「運転員等がとどまるために必要な設備」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設備をいう。

【解釈】
１ 第７４条に規定する「運転員等がとどまるために必要な設備」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設備をいう。

ａ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）は，代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

ａ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）は，代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

ｂ）炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。

ｂ）炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。

① 本規定第３７条の想定する格納容器破損モードのうち，原
子炉制御室の運転員等の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シー
ケンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし
装
置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。
② 運転員等はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場
合は，実施のための体制を整備すること。
③ 交替要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は，実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は,運転員等の実
効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。
ｃ）原子炉制御室の外側が放射性物質により汚染したような状
況下において，原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

① 設置許可基準規則解釈第３７条の想定する格納容器破損モードのうち，原子炉制御室の運
転員等の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。

1.16-40② 運転員等はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場
合は，実施のための体制を整備すること。
③ 交替要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は，実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は,運転員等の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。
ｃ）原子炉制御室の外側が放射性物質により汚染したような状
況下において，原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設
けること。

番号

④

−

⑤※1

⑥

⑦

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／3）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段

解釈
既設
新設 対応番号

中央制御室換気系
フィルタ系ファン

既設

中央制御室換気系
高性能粒子フィルタ

既設

中央制御室換気系
チャコールフィルタ

既設

中央制御室換気系
給排気隔離弁既設

非常用ガス処理系
排風機

既設

非常用ガス処理系
フィルタトレイン

既設

非常用ガス再循環系
排風機

既設

非常用ガス再循環系
フィルタトレイン

既設

原子炉建屋ガス処理系
配管・弁

既設

常設代替交流電源設備

新設

燃料補給設備

新設

中央制御室

既設

中央制御室遮蔽既設

中央制御室待避室

新設

中央制御室待避室遮蔽

新設

酸素濃度計

新設

二酸化炭素濃度計

新設

中央制御室

既設

中央制御室遮蔽

既設

可搬型照明（ＳＡ）

新設

常設代替交流電源設備

新設

燃料補給設備

新設

−

既設

−

中央制御室換気系
空気調和機ファン

−

既設

①②③④

中央制御室及び待避室の照明確保

中央制御室遮蔽①②④

中央制御室及び待避室の酸素・二酸化炭素濃度測
定

既設

①②③④

中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の運転手順等

中央制御室

機能

機能

機器名称

設計基準事故対処設備

1.16-41

機器名称

必要時間内
常設
に使用可能
可搬
か

対応可能な
人数で使用
可能か

備考

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／3）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
既設
新設

データ表示装置（待避新設室）

中央制御室待避室の準備

常設代替交流電源設備

新設

燃料補給設備

新設

中央制御室

既設

中央制御室遮蔽既設

中央制御室待避室

新設

中央制御室待避室遮蔽新設

中央制御室待避室 空気
ボンベユニット（空気ボ 新設
ンベ）

衛星電話設備（固定型）（待避室）による通信連絡
汚染持ち込み
防止

−

新設

−

中央制御室待避室遮蔽

−

新設

必要時間内
常設
に使用可能
可搬
か

対応可能な
人数で使用
可能か

備考

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

①②④

中央制御室待避室

機器名称

①②④

既設

①③④⑤⑥⑦中央制御室遮蔽

①②③④⑤

既設

①②③④⑤

データ表示装置（待避室）
による監視

中央制御室

解釈
対応
番号

機能

機能

機器名称

設計基準事故対処設備

−

−

−

−

−

−

中央制御室待避室 空気
ボンベユニット（配管・ 新設
弁）
差圧計

新設

中央制御室

既設

中央制御室遮蔽

既設

衛星電話設備（固定型）（待避室）

新設

常設代替交流電源設備

新設

燃料補給設備新設

可搬型照明（ＳＡ）

新設

常設代替交流電源設備

新設

燃料補給設備新設

防護具及びチェンジング
新設
エリア用資機材※1

放射線防
護に関す
る教育等
※ 2

−

−

運転員等
の被ばく
低減及び
平準化※ 2※2 本条文【解釈】1ａ）項を満足するための資機材等（放射線防護措置）

1.16-42

添付資料 1.16.3
中央制御室換気系閉回路循環運転時及び中央制御室待避室使用時の酸素濃度及び二酸化炭素濃度について

中央制御室換気系が閉回路循環運転の場合，及び格納容器圧力逃し装置作動時に使用する中央制御室待避室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の評価を，「空気調和・衛生工学便覧

1.

空気調和設備設計」に基づき実施した。

酸素濃度，二酸化炭素濃度に関する法令要求について
酸素濃度・二酸化炭素濃度計による室内酸素濃度，二酸化炭素濃度管理
は，労働安全衛生法，ＪＥＡＣ4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員
等の事故時被ばくに関する規定」及び鉱山保安法施行規則に基づき，酸素濃度が 19％以上，かつ，二酸化炭素濃度が 1％以下で運用する。

酸素欠乏症等防止規則（一部抜粋）（定義）
第二条 この省令において、次の各号に掲げる用語の意義は、それぞれ当該各号に定めるところによる。
一 酸素欠乏 空気中の酸素の濃度が十八パーセント未満である状態をいう。
（換気）
第五条 事業者は、酸素欠乏危険作業に労働者を従事させる場合は、当該作業を行う場所の空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上（第二種酸素欠乏危険作業に係る場所にあっては、空気中の酸素の濃度を十八パー
セン ト以上、かつ 、硫化水素の濃 度を百万分の 十以下）に保つ ように換気し なければならな い。ただし、 爆
発、 酸化等を防止 するため換気す ることができ ない場合又は作 業の性質上換 気することが著 しく困難な場 合は、この限りでない。
鉱山保安法施行規則（一部抜粋）
第十六条の一一 鉱山労働者が作業し、又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセント以上とし、炭酸ガス含有率は一パーセント以下とすること。
酸 素
濃 度
21％

通常の空気の状態

18％

安全限界だが連続換気が必要

16％
12％
8％
6％

頭痛、吐き気
目まい、筋力低下
失神昏倒、7〜8 分以内に死亡
瞬時に昏倒、呼吸停止、死亡

症

状

等

（出典：厚生労働省リーフレット「なくそう！酸素欠乏症・硫化水素中毒」）

1.16-43ＪＥＡＣ4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員等の事故時被ばくに関する規定」 （一部抜粋）【付属書解説 2.5.2】事故時の外気の取り込み
中央制御室換気空調設備の隔離が長期に亘る場合には、中央制御室内の CO２ 濃度の上昇による運転員等の操作
環境の劣化防止のために外気を取り込む場合がある。
（1）許容 CO２ 濃度
事務所衛生基準規則（昭和 47 年労働省令第 43 号、最終改正平成 16 年 3 月 30 日厚生労働省令第 70 号）により，事務室内の CO２ 濃度は 100 万分の 5000（0.5％）以下と定められており、中央制御室の CO２ 濃度もこれに準拠する。
したがって、中央制御室居住性の評価にあたっては、上記濃度（0.5％）を許容濃度とする。

2.
(1)

中央制御室待避室の必要空気供給量
二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
ａ．収容人数：n＝3 名
ｂ．許容二酸化炭素濃度：C＝0.5％（ＪＥＡＣ4622-2009）ｃ．大気二酸化炭素濃度：C ０ ＝0.0336％（空気ボンベの二酸化炭素濃度）ｄ．呼吸による二酸化炭素発生量：M＝0.022m 3 ／h／人（空気調和・衛生
工学便覧の極軽作業の作業程度の吐出し量）
ｅ．必要換気量：Q １ ＝100×M×n／（C−C ０ ）m3 ／h（空気調和・衛生工学
便覧の二酸化炭素基準の必要換気量）
Q１ ＝100×0.022×3÷（0.5−0.0336）＝14.15≒14.2 m 3／h(2)酸素濃度基準に基づく必要換気量
ａ．収容人数：n＝3 名
ｂ．吸気酸素濃度：a＝20.95％（標準大気の酸素濃度）
ｃ．許容酸素濃度：b＝19％（鉱山保安法施行規則）
ｄ．成人の呼吸量：c＝0.48m 3／h／人（空気調和・衛生工学便覧）
ｅ．乾燥空気換算酸素濃度：d＝16.4％（空気調和・衛生工学便覧）
1.16-44

ｆ．必要換気量：Q １ ＝c×（a−d）×n／（a−b）m3／h（空気調和・衛生
工学便覧の酸素基準の必要換気量）
Q１ ＝0.48×（20.95−16.4）×3÷（20.95−19.0）＝3.36≒3.4m3 ／h

以上により，中央制御室待避室使用に必要な空気供給量は二酸化炭素濃度基準の 14.2m 3／h とする。

2.

中央制御室待避室の必要ボンベ本数
中央制御室待避室を 5 時間陽圧化する必要最低限のボンベ本数は，二酸化炭素濃度基準換気量の 14.2m3／h 及びボンベ供給可能空気量 6.0m3 ／本から下記の通り 19 本となる。なお，中央制御室待避室の設置後に試験を実施し必要ボンベ本数が 5 時間陽圧化維持するのに十分であることの確認を実施
し，予備のボンベ容量について決定する。

(1)

ボンベ初期充填圧力：14.7MPa（at35℃）(2)

ボンベ容器容積：6.0m3 (残圧及び使用温度補正により安全側に考慮し6.0m 3／本とした)
必要ボンベ本数＝14.2m3 ／h÷6.0m3 ／本×5 時間＝11.8 本
≒12 本

1.16-45

添付資料 1.16.4
可搬型照明（ＳＡ）を用いた場合の中央制御室の監視操作について

1.

中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）
中央制御室の照明が全て消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，
主制御盤エリア用 3 台，補助制御盤エリア用 1 台，予備 1 台の計 5 台を配備する。個数はシミュレーション施設を用いて監視操作に必要な照度を確保できることを確認しているとともに，可搬型照明（ＳＡ）を操作箇所に応じて向きを変更することによりさらに照度を確保できることを確認している。
仮に，可搬型照明（ＳＡ）が活用できない場合のため，乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えている。第 1 表に中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵型照明の概要を示す。

第1表

中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵型照明
保管場所

数量

仕様

中央制御室

5台
(予備 1 台含む)

（AC）100V―240V
点灯時間
片面：24 時間
両面：12 時間

中央制御室

20 個

電池：単一電池 4 本
点灯時間：45 時間

中央制御室

14 個

電池：単 3 電池 3 本
点灯時間：10 時間

可搬型照明（ＳＡ）

乾電池内蔵型照明（ランタン）

乾電池内蔵型照明（ヘッドライト(ヘルメット装着用)）

1.16-462.

可搬型照明（ＳＡ）を用いた監視操作
可搬型照明（ＳＡ）の照度は，第 1 図に示すとおり大型表示盤から約 6mの位置に設置した場合で，直流非常灯の設計値である照度（1 ルクス）に対し，主制御盤平均で約 20 ルクスの照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

画像については，印刷仕上がり時に照明確認時点と同様の雰囲気となるよう補正を施してあります。

第1図

シミュレーション施設における可搬型照明（ＳＡ）確認状況
1.16-47

添付資料 1.16.5
チェンジングエリアについて

1.

チェンジングエリアの基本的な考え方
チェンジングエリアの設営にあたっては，「実用発電用原子炉及びその附
属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」第 59 条第 1 項（原子炉制御室）並びに「実用発電用原子炉及びその附属設備の技術基準に関する規則の解釈」第 74 条第 1 項（原子炉制御室）に基づき，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。

2.

チェンジングエリアの概要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアからなり，要員の被ばく低減の観点から原子炉建屋付属棟内，かつ中央制御室バウ
ンダリに隣接した場所に設営する。概要は第 1 表のとおり。

1.16-48

第1表

チェンジングエリアの概要

設営場所

中央制御室の外側が放射性物質により汚原子炉建屋附属棟 4 階

染したような状況下において，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，

空調機械室

身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行

設営形式

うための区画を設ける。
テントハウス（一部，通路区画化）（原子炉建屋附属棟内）

テントハウス及びシート等で間仕切りす
ることにより通路を区画化する。
中央制御室の外側が放射性物質により汚

手順着手の
判断基準

染するようなおそれが発生した場合，チ
原子力災害対策特別措置 ェンジングエリアの設営を行う。なお，
法第 10 条特定事象が発生し，災害対策本部長の 事故進展の状況，参集済みの要員数等を考慮して放射線管理班が実施する作業の指示があった場合。
優先順位を判断し，速やかに設営を行う。

実施者

チェンジングエリアを速やかに設営でき
放射線管理班

るよう定期的に訓練を行っている放射線管理班員が参集した後に設営を行う。

3.

チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルート
チェンジングエリアは，中央制御室バウンダリに隣接した場所に設置する。チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルートは，第 1 図，第 2 図のとおり。

1.16-49

第1図

第2図

中央制御室チェンジングエリアの設営場所

中央制御室チェンジングエリアのアクセスルート
1.16-50

4.
(1)

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）
考え方
中央制御室への放射性物質の持ち込みを防止するため，第 3 図の設営フ
ローに従い，第 4 図のとおりチェンジングエリアを設営する。チェンジン
グエリアの設営は，放射線管理班員 2 名で，初期運用開始に必要なサーベ
イエリア及び除染エリアについて約 60 分，さらに脱衣エリアの設営について約 80 分の合計 140 分を想定している。なお，チェンジングエリアが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班員
4 名のうち，チェンジングエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着手は，原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生
し，災害対策本部長の指示があった場合に実施する。

1.16-51

①

チェンジングエリア用資機材の移動・設置（チェンジングエリアの設置場所の照明が確保されていない場合は可搬型照明（ＳＡ）を設置）②

サーベイエリア・除染エリアのテントハウスの展開
床・壁等の養生を実施③

除染用資機材・可搬型空気浄化装
置・ＧＭ汚染サーベイメータの配備④

脱衣エリアのテントハウスの展開
床・壁等の養生を実施⑤

脱衣収納袋・ヘルメットラック・
粘着マット等の設置

第3図

チェンジングエリアの設営フロー1.16-52

第4図

中央制御室チェンジングエリア
1.16-53

(2)チェンジングエリア用資機材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエ
リアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，第 2 表のとおりとする。チェンジングエリア用資機材は，チェンジングエリア付近に保管する。

第2表

中央制御室チェンジングエリア用資機材

名称

数量 ※

テントハウス

１式

養生シート

3巻

バリア

3個

粘着マット

3枚

脱衣収納袋

7個

難燃袋

70 枚

難燃テープ

10 巻

クリーンウエス2缶

根拠

チェンジングエリア
設営に必要な数量

はさみ，カッター

各3本

筆記用具

2式

簡易シャワー

1式

簡易水槽

1個

バケツ

2個

排水タンク

1式

可搬型空気浄化装置

3台※予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）

1.16-54

5.

チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

(1)

出入管理
チェンジングエリアは，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室外で作業を行った要員が，中央制御室に入室する際に利用する。中央制御室外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，中央制御室外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは第 4 図のとおりであり，チェンジン
グエリアには下記の①から③のエリアを設けることで中央制御室内への放射性物質の持ち込みを防止する。
①脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア。
②サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品の汚染検査を行うエリア。汚染が確認されなければ中央制御室内へ移動する。
③除染エリアサーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア。

1.16-55

(2)脱衣チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴脱ぎ場で，安全靴，ヘルメット，アノラックを脱衣する。
・脱衣エリア前室で，ゴム手袋（外側），タイベック等を脱衣する。
・脱衣エリア後室で，ゴム手袋（内側），綿手袋，靴下を脱衣する。
・マスク及び帽子を着用したまま，サーベイエリアへ移動する。
なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

(3)

汚染検査
チェンジングエリアにおける汚染検査等の手順は以下のとおり。
①サーベイエリアにて，マスク及び帽子を着用した状態の頭部の汚染検査を受ける。
②汚染基準を満足する場合は，マスク及び帽子を脱衣し，全身の汚染検査を受ける。
③汚染基準を満足する場合は，脱衣後のマスクを持参して中央制御室へ入室する。
④②又は③の汚染検査において汚染基準を満足しない場合は，除染エリ
アに移動する。
なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。

1.16-56

(4)除染チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する。（マスク及び帽子は除く）・簡易シャワーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。

(5)

着衣
防護具の着衣手順は以下のとおり。
・中央制御室内で，綿手袋，靴下，帽子，タイベック，マスク，ゴム手
袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴脱ぎ場で，ヘルメット，靴を着用する。
・放射線管理班は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

(6)

重大事故等に対処する要員に汚染が確認された場合の対応
サーベイエリア内で重大事故等に対処する要員の汚染が確認された場合
は，サーベイエリアに隣接した除染エリアで重大事故等に対処する要員の除染を行う。
重大事故等に対処する要員の除染については，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合も想定
し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
1.16-57

簡易シャワーで発生した汚染水は，第 5 図のとおり必要に応じてウエスへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

除染エリア
緊急時

【除染①】

サーベイエリアにて、汚染確認
クリーンウエスによる
拭き取り

【除染②】

汚染拡大

簡易シャワーによる洗浄

防止処置

対策所

クリーン
ウエス
ウエス
除染不可

移動

ポリ袋

除染不可

移動

テープ等で養生
ゴミ箱

ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

第5図

(7)

簡易水槽

除染及び汚染水処理イメージ図

廃棄物管理
中央制御室外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジン
グエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大へつながる要因となることから，適宜チェンジングエリア外に持ち出しチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

(8)

チェンジングエリアの維持管理
放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量率
及び空気中放射性物質濃度を定期的（1 回／日以上）に測定し，放射性物
質の異常な流入や拡大がないことを確認する。

1.16-58

移動後、再度除染ができる施設へ

汚染箇所

6.
(1)

チェンジングエリアに係る補足事項
可搬型空気浄化装置
チェンジングエリアには，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装
置を 1 台設置する。可搬型空気浄化装置により脱衣エリアの後室から前室及び靴脱ぎ場の方向に送気することで，中央制御室外で活動した要員に付着した放射性物質が脱衣エリア内で飛散した場合でも，サーベイエリア及び除染エリアへ放射性物質が流入することを防止する。可搬型空気浄化装
置の仕様等を第 6 図に示す。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可
搬型空気浄化装置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。
なお，中央制御室は原子炉格納容器圧力逃がし装置の操作直後には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについても，原則利用しないこととする。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもこの間は運用しないことから，可搬型空気浄化装置のフィルタが高線量化することによる居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を 1 台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないようチェ
ンジングエリアから遠ざけて保管する。

1.16-59○外形寸法：縦 380×横 350×高 1100 ㎜○風量：9m３／min（540m３／h）○重量：約 45 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ることにより吸着・除去される。

第6図

(2)

可搬型空気浄化装置の仕様等

チェンジングエリアの設営状況
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアの空間をテントハウスにより区画する。テントハウスの外観は第 7 図のとおり
であり，仕様は第 3 表のとおり。チェンジングエリア内面には，必要に応じて汚染除去の容易さの観点から養生シートを貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮する。

第7図

テントハウスの外観（イメージ）

1.16-60

第3表
サイズ

テントハウスの仕様
幅 1.4〜2.6m×奥行 1.3m〜5.2m×高さ 2.3m 程度

本体重量40 ㎏ ※1 程度

サイズ（折り畳み時）

80 ㎝×140 ㎝×40 ㎝程度 ※1

送風時間（専用ブロワ）※2

約 2 分 ※1

※1：幅 2m×奥行 2m×高さ 2.3m のテントハウスでの数値※2：手動及び高圧ボンベを用いた送風による展開も可能な設計とする。

(3)

チェンジングエリアへの空気の流れ
中央制御室チェンジングエリアは，第 8 図のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
また，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を 1 台設置する。
可搬型空気浄化装置は，脱衣エリアとサーベイエリアの境界において，最も汚染が拡大するおそれのある脱衣エリアから靴脱ぎ場へ向かい送気することで，脱衣により飛散した放射性物質のサーベイエリアへの流入を防止する。
第 8 図のようにチェンジングエリア内に空気の流れを作ることで，中央制御室に汚染を持ち込まないよう管理を行う。

1.16-61

テントハウス
放射性物質の流入を防止する

カーテン区画
脱衣時に，入室者と退室者が接触しないよう区画
する。

脱衣エリア

F

可搬型空気浄化装置
脱衣エリア内の放射性物質濃度を低減する
中央制御室
（下階）

サーベイ
エ リ ア
除 染
エリア

【凡例】
：サーベイエリア等：中間エリア：ホットエリア：屋外相当の汚染レベルを想定：空気の流れ

第8図(4)

中央制御室チェンジングエリアの空気の流れ

チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
中央制御室に入室しようとする要員に付着した汚染が他の要員に伝播することがないよう，サーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場合
は，汚染箇所を養生するとともにサーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，速やかに養生シートを張り替える等により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。
1.16-62また，中央制御室への入室の動線と退室の動線をカーテンで区画することで，脱衣時の接触を防止する。さらに脱衣エリアでは一人ずつ脱衣を行う運用とすることで，脱衣する要員同士の接触を防止する。なお，中央制
御室から退室する要員は，防護具を着用しているため，中央制御室に入室しようとする要員と接触したとしても，汚染が身体に付着することはな
い。

7.

汚染の管理基準
表 4 のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。ただし，サーベ
イエリアのバックグラウンドに応じて，第 4 表の管理基準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。

第4表
状況

汚染の管理基準

汚染の管理基準

屋外（発電所構内全状般）へ少量の放射性況

物質が漏えい又は①

放出されるような根拠等

法令に定める表面汚染密度限度（アルファ線を放出しない放射性1,300cpm
2（4Bq／㎝ 相当）

同位元素の表面汚染密度限度：
40Bq／㎝ 2 の 1／10）

原子力災害時40,000cpm

原子力災害対策指針における
2状

大規模プルームが況放出されるような②

原子力災害時（120Bq／㎝ 相当） ＯＩＬ4 に準拠

原子力災害対策指針における13,000cpm
2（40Bq／㎝ 相当）

1.16-63

ＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠

8.

中央制御室におけるマスク着用の要否について
中央制御室内は，中央制御室換気系による閉回路循環運転を行うことで，希ガス以外の放射性物質の流入防止対策を行っているため，マスク着用は不
要とする。

9.

可搬型照明（ＳＡ）
チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，脱衣，汚染検査，除染時に必要な照度を確保するために4 台（予備 1 台含む）を使用する。可搬型照明（ＳＡ）の仕様を第 5 表に示す。
第5表

チェンジングエリアの可搬型照明（ＳＡ）
保管場所

数量

仕様

可搬型照明（ＳＡ）

原子炉建屋
附属棟 4 階
空調機械室

10.

4台
（予備 1 台含む）

（AC）100V―240V
点灯時間
片面：24 時間
両面：12 時間

チェンジングエリアのスペースについて
中央制御室における現場作業を行う運転員等は，2 名 1 組で 2 組を想定し，同時に 4 名の運転員等がチェンジングエリア内に収容できる設計とする。チェンジングエリアに同時に 4 名の要員が来た場合，全ての要員が中央制御室に入りきるまで約 14 分であり，全ての要員が汚染している場合
でも約 22 分であることを確認している。
また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合
でも，チェンジングエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく

1.16-64不要な被ばくを防止することができる。

1.16-65

添付資料 1.16.6
中央制御室内に配備する資機材の数量について
1.

放射線防護資機材等
中央制御室に配備する放射線防護資機材の内訳を第 1 表及び第 2 表に示す。なお，放射線防護資機材等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。
第１表

放射線防護具類
配備数 ※1

品

名
緊急時対策所

中央制御室

タイベック

1,155着 ※2

17 着 ※10

靴下

1,155足 ※2

17 足 ※10帽子

1,155個 ※2

17 個 ※10

綿手袋

1,155双 ※2

17 双 ※10

ゴム手袋2,310双 ※3

34 双 ※11

全面マスク

330個 ※4

17 個 ※10

チャコールフィルタ

2,310個 ※534 個 ※12アノラック

462着 ※617 着 ※10

長靴

132足 ※7

9 足 ※13

胴長靴

5足 ※8

9 足 ※13遮蔽ベスト

15着 ※9―自給式呼吸用保護具

5式 ※8

9 式 ※13※1：予備を含む。今後，訓練等で見直しを行う。
※2：110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155※3：綿手袋×2倍（二重にして着用）＝2,310※4：110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330※5：110名（要員数）×7日×2個×1.5倍＝2,310※6：44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日間×1.5倍＝462※7：44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2倍（現場での要員交代を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132

1.16-66

※8：3名（重大事故等対応要員（運転操作対応）3名）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=4.5→5※9 ：10名（重大事故等対応要員（庶務班）6名+（保修班）4名））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15※10：11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17※11：綿手袋×2倍（二重にして着用）=34※12：11名(中央制御室要員数)×2個×1.5倍=33→34(2個を1セットで使用するため)※13：3名（運転員（現場））×2倍（現場での要員交代を考慮）×1.5倍=9・配備数の妥当性の確認について【中央制御室】
要員数11名は，運転員等（中央制御室）4名と運転員（現場）3名，情報班員1名，重大事故等対対応要員（運転操作対応）3名で構成されている。このうち，運転員等（中央制御室）は
中央制御室換気系による閉回路循環運転により空気が浄化されるため，防護具類を着用する必要はない。ただし,初動対応を行った運転員等は交代時の退室に伴う着用を考慮し，その後の交代要員は中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参する。
運転員等（現場）は，現場作業時に防護具類を着用する（1回現場に行くことを想定）。
よって,以下のとおり，タイベック等（靴下，帽子，綿手袋及びアノラック）の第１表に示す配備数は必要数を上回っており妥当である。
11名×1回（交替時）＋4名×1回（現場）＝15着 ＜ 17着
全面マスク，安全靴，長靴及び胴長靴は，再使用するため，必要数は11（要員数分）であり，第１表に示す配備数は必要数を上回っており妥当である。
チャコールフィルタは，全面マスクに2個装着して使用するため，必要数は22個（全面マス
クの必要数11個×2）であり，第１表に示す配備数は必要数を上回っており妥当である。
ゴム手袋は，綿手袋の上に二重にして使用するため，必要数量は34双（綿手袋の必要数17双×2）であり，第１表に示す配備数は必要数量を上回っており妥当である。

第２表品

放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）名

配備数 ※1
緊急時対策所

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※ 8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台※４

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台※４

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリングポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ

2台 ※7

2 台※４

※１：予備含む。今後，訓練等で見直しを行う※２：緊急時対策所の可搬型モニタリングポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリングポストと兼用する。
※３：110名（要員数）×2台（交代時用）×1.5倍=330※４：身体の汚染検査用に2台＋3台（予備）※５：現場作業等用に4台＋1台（予備）※６：加圧判断用に1台+１（予備）＝2※７：室内のモニタリング用に1台+1台（予備）※８：11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交代時用）×1.5 倍=33

1.16-67

添付資料 1.16.7
運転員等の交替要員体制の被ばく評価について

運転員等の被ばく評価については，5 直 2 交替の勤務体系において，7 日間の積算線量を中央制御室の滞在期間及び入退域に要する時間の割合で配分する。また、保守的にフィルタベント開始 1 時間前から 12 時間は中央制御室に滞在するものとした。想定する勤務体系を第 1 表に示す。
第1表
事象発生からの時間想定する勤務体系①事象発生〜
22.5 時間後②22.5 時間後〜
34.5 時間後

5 直 2 交替

常時滞在

勤務形態

③34.5 時間後〜
168 時間後
5 直 2 交替

第 2 表の被ばく評価結果より，最も厳しい被ばくとなるベント操作を実施
した班においても，運転員等の被ばく線量は 100mSv を超えないことを確認した。
第2表

中央制御室の居住性（重大事故時）に係る被ばく評価結果
実効線量（7 日間） （単位：mSv）

被ばく経路
マスクあり

マスクなし

室内作業時

約 5.8×101

約 6.4×101

入退域時

約 2.7×100

約 3.0×100

合

約 6.2×101

約 6.7×101

計〈主な評価条件〉
・事故シーケンス「大ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋
全交流動力電源喪失」
・滞在時間割合＝（12h／直×2 直／日／5 直）／24h／日＝0.2（なお、常時滞在する場合は滞在時間割合は 1 とする。）
・入退域の時間割合＝（0.5h／直×2 直／日／5 直）／24h／日≒0.00833
・評価期間 7 日間

1.16-68

添付資料 1.16.8
交替要員の放射線防護と移動経路について

運転員等の交替要員は，発電所への入域及び退域の際に放射線防護管理による被ばくの低減を行う。以下にその放射線防護措置と移動経路を示す。
①発電所に入域するにあたり原子力災害対策支援拠点（以下「支援拠点」という。）にて発電所内の情報を入手し，必要な防護具を着用する。
②通行できる事が確認されたルートを通り発電所へ入域後，緊急時対策所
で退室時用の防護具を受け取る。
③中央制御室入口付近に設置したチェンジングエリアで身体及び退室時用の防護具等の汚染検査を実施する。
④汚染が認められなければ中央制御室に入室し，運転員等との引継ぎを実施する。
⑤引継ぎを終えた運転員等は，入室時に持参した防護具を着用し，中央制
御室を退室後，警戒区域境界の指定された場所へ移動を行い，防護具を脱衣し，警戒区域外の支援拠点にて身体の汚染検査を実施する。

○防護具外し身体の汚染検査

中央制御室

1.16-69

チェンジ ングエリア

緊急時対策 所

発電所構内

警戒区域境 界支援拠点

◎退室用の防護具を持参●防護具着用・通行可能ルート確認
・発電所状況確認

●防護具着用○防護具外し（身体の汚染検査）

1.16

操作手順の解釈一覧

手順

1.16.2.1

居住性を確保するための手順等(1)中央 制御 室 換気 系 ，非常 用ガ ス 処 理 系及 び 非
常 用ガ ス 再 循 環系 の 運
転手順等

操作基準記載内容
ａ．交流動力電源が正常な場合の運転手
順等
ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の運
転手順

1.16-70(6)中央 制御 室 待避 室 の準
備手順

給排気隔離弁

SB2-18(A/B)
SB2-19(A/B)
SB2-20(A/B)

ＳＧＴＳ系入口ダンパ

SB2-4(A/B)

中央制御室換気系

ＦＲＶＳ

解釈

ＳＧＴＳトレイン入口ダンパ

SB2-9(A/B)

ＳＧＴＳトレイン出口ダンパ

SB2-11(A/B)

ＦＲＶＳトレイン入口ダンパ

SB2-5(A/B)

ＦＲＶＳトレイン出口ダンパ

SB2-7(A/B)

ＦＲＶＳ循環ダンパ

SB2-13(A/B)

ＦＲＶＳ原子炉建屋通常排気系隔離ダンパ

SB2-12(A/B)

中央制御室待避室
空気ボンベ集合弁

空気ボンベユニット

中央制御室待避室 空気ボンベユニット
空気差圧調整弁前弁
中央制御室待避室 空気ボンベユニット
空気差圧調整弁後弁
中央制御室待避室
空気差圧調整弁

中央制御室待避室圧力を中央制御室に対し陽圧に維持

中央制御 室待避 室の圧力を中央 制御室 に対し+10Pa 以上に維持

中央制御室待避室圧力を中央制御室に対し陽圧に維持

中央制御 室待避 室の圧力を中央 制御室 に対し+10Pa 以上に維持

添付資料 1.16.9(2)中央 制御 室 待避 室 の酸
素 及び 二 酸 化 炭素 の 濃度測定と濃度管理手順

空気ボンベユニット

1.17

監視測定等に関する手順等

目

1.17.1

次

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(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．放射性物質の濃度及び放射線量の測定の対応手段及び設備
ｂ．風向，風速その他の気象条件の測定の対応手段及び設備
ｃ．モニタリング・ポストの電源回復の対応手段及び設備
ｄ．手順等

1.17.2

重大事故等発生時の手順等

1.17.2.1

放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等(1)モニタリング・ポストによる放射線量の測定(2)

可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定(3)

放射能観測車による放射性物質の濃度の測定(4)

可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の代替測定(5)

可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定(6)モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策(7)

可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策(8)

放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策(9)

敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制

1.17.2.2

風向，風速その他の気象条件の測定の手順等(1)

気象観測設備による気象観測項目の測定(2)

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定

1.17.2.3

モニタリング・ポストの電源を代替電源設備から給電する手順

添付資料 1.17.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料 1.17.2

緊急時モニタリングの実施手順及び体制

添付資料 1.17.3

緊急時モニタリングに関する要員の動き

添付資料 1.17.4

モニタリング・ポスト

添付資料 1.17.5

可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定添付資料 1.17.6

可搬型モニタリング・ポスト

添付資料 1.17.7

放射能放出率の算出

添付資料 1.17.8

放射能観測車添付資料 1.17.9

可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定

添付資料 1.17.10

可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定添付資料 1.17.11

各種モニタリング設備等

添付資料 1.17.12

発電所敷地外の緊急時モニタリング体制

添付資料 1.17.13

他の原子力事業者との協力体制（原子力事業者間協力協定）

添付資料 1.17.14

モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策手段

添付資料 1.17.15

気象観測設備添付資料 1.17.16

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定

添付資料 1.17.17

可搬型気象観測設備

添付資料 1.17.18

可搬型気象観測設備の気象観測項目について

添付資料 1.17.19

モニタリング・ポスト専用の無停電電源装置

1.17

監視測定等に関する手順等【要求事項】
1

発電用原子炉設置者において、重大事故等が発生した場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録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。

2

発電用原子炉設置者は、重大事故等が発生した場合に工場等において風向、風速その他の気象条件を測定し、及びその結果を記録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。

【解釈】1

第 1 項に規定する「発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録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。
ａ）重大事故等が発生した場合でも、工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。）において、モニタリング設備等により、発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録するために必要な手順等を整備すること。

ｂ）常設モニタリング設備が、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

1.17-1ｃ）敷地外でのモニタリングは、他の機関との適切な連携体制を構築すること。
2

事故後の周辺汚染により測定ができなくなることを避けるため、バックグ
ラウンド低減対策手段を検討しておくこと。

重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための設備を整備している。
また，重大事故等が発生した場合に，発電所における風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録する設備を整備している。ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

1.17-2

1.17.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）

において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。
また，重大事故等が発生した場合に，発電所における風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するため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他に，柔軟な事故対応を行うため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すことや全てのプラント状況におい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六十条及び技術基準規則第七十五条」（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，重大事故等対処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。

(2)

対応手段と設備の選定の結果
上記「（1）対応手段と設備の選定の考え方」に基づき選定した対応手段
及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段とその対応に
1.17-3

使用する重大事故等対処設備,資機材及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備，資機材，自主対策設備，整備する手順等についての関係
を第 1.17.1 表に整理する。

ａ．放射性物質の濃度及び放射線量の測定の対応手段及び設備
(a)
ⅰ)

対応手段
放射線量の測定
重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）の放射線量を測定する手段がある。放射線量の測定又は代替測定で使用する設備は以下のとおり。
・モニタリング・ポスト
・可搬型モニタリング・ポスト
・電離箱サーベイ・メータ
・小型船舶
・船舶運搬車・検出器保護カバー・養生シート・リヤカー

ⅱ)

放射性物質の濃度の測定
重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）の放射性物質の濃度を測定する手段がある。放射性物質の濃度の測定又は代替測定で使用する設備は以下のとおり。
・放射能観測車
1.17-4

・可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベ
イ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーション
サーベイ・メータ）
・小型船舶
・船舶運搬車・Ｇｅγ線多重波高分析装置
・ガスフロー式カウンタ
・リヤカー
・採取用資機材
・遮蔽材

(b)
ⅰ)

重大事故等対処設備と自主対策設備
放射線量の測定
放射線量の測定に使用する設備のうち，可搬型モニタリング・ポスト，電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶を重大事故等対処設備と位置づける。

ⅱ)

放射性物質の濃度の測定
放射性物質の濃度の測定に使用する設備のうち，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーション
サーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーシ
ョンサーベイ・メータ）及び小型船舶を重大事故等対処設備と位置づける。

1.17-5選定した設備により，審査基準及び基準規則に要求される事項が全て網羅されている。
（添付資料 1.17.1）
以上の重大事故等対処設備により，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録することができる設計とする。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・モニタリング・ポスト，船舶運搬車，検出器保護カバー，養生シ
ート，リヤカー，放射能観測車，Ｇｅγ線多重波高分析装置，ガ
スフロー式カウンタ，採取用資機材，遮蔽材
耐震Ｓクラスではないが，機能が健全である場合には，放射性物質の濃度又は放射線量を測定する手段として有効である。

ｂ．風向，風速その他の気象条件の測定の対応手段及び設備
(a)

対応手段
重大事故等が発生した場合に，発電所における風向，風速その他の気象条件を測定する手段がある。風向，風速その他の気象条件の測定で使用する設備は以下のとおり。
・気象観測設備
・可搬型気象観測設備
・リヤカー

(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
1.17-6

風向，風速その他の気象条件の測定に使用する設備のうち，可搬型
気象観測設備は重大事故等対処設備と位置づける。
選定した設備により，審査基準及び基準規則に要求される事項が全て網羅されている。
（添付資料 1.17.1）
以上の重大事故等対処設備により，重大事故等が発生した場合に，発電所における風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録することができる設計とする。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・気象観測設備，リヤカー
耐震Ｓクラスではないが，機能が健全である場合には，風向，風速その他の気象条件を測定する手段として有効である。

ｃ．モニタリング・ポストの電源回復の対応手段及び設備
(a)

対応手段
全交流動力電源が喪失し，モニタリング・ポストの電源が喪失した
場合，モニタリング・ポストの機能を回復させるため，無停電電源装
置及び常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電する手段がある。
なお，電源を回復してもモニタリング・ポストの機能が回復しない
場合は，可搬型モニタリング・ポストにより代替測定が可能である。
モニタリング・ポストの電源回復に使用する設備は以下のとおり。
・無停電電源装置
・常設代替交流電源設備
1.17-7

・可搬型代替交流電源設備(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
全交流動力電源が喪失し，モニタリング・ポストの電源が喪失した
場合，モニタリング・ポストの電源を回復させるための設備のうち，
常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備を重大事故等対処
設備として位置づける。
選定した設備により，審査基準及び基準規則に要求される事項が全て網羅されている。
（添付資料 1.17.1）
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源が喪失した場合においても，モニタリング・ポストの電源を回復し，発電所及びその周辺において発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録することができる設計とする。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・無停電電源装置
耐震Ｓクラスではないが，機能が健全である場合には，モニタリ
ング・ポストの電源を回復する手段として有効である。

ｄ．手順等
上記のａ．，ｂ．及びｃ．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，放射線管理班及び保修班の対応として「重大事故等対策要領」及び「重大事故等及び大規模損壊発生時における対策要1.17-8領」に定める。
（第 1.17.1 表）
また，事故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備する。
（第 1.17.2 表

1.17.2
1.17.2.1

第 1.17.3 表）

重大事故等発生時の手順等
放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等

重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するため，以下の手段を用いた手順を整備する。
得られた放射性物質の濃度，放射線量及び後述の「1.17.2.2

風向，風速

その他の気象条件の測定の手順等」の気象データから放射能放出率を算出し，放出放射能量を求める。
重大事故等時におけるモニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストを用いた放射線量は，連続測定にて行う。また，放射性物質の濃度の測定（空気中，水中及び土壌中）及び海上モニタリングの測定は，1 回／日以上とする。ただし，原子炉施設の状態，放射性物質の放出状況及び海洋の状
況を考慮し，測定しない場合もある。
事故後の周辺汚染によるバックグラウンド上昇により，モニタリング・ポ
ストでの放射線量の測定ができなくなることを避けるため，必要に応じ，予備の検出器保護カバーと交換する等のバックグラウンド低減対策を行う。
事故後の周辺汚染によるバックグラウンド上昇により，可搬型モニタリン
グ・ポストでの放射線量の測定ができなくなることを避けるため，必要に応1.17-9じ，養生シートで養生する等のバックグラウンド低減対策を行う。
事故後の周辺汚染によるバックグラウンド上昇により，可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の測定ができなくなることを避けるため，必要に応じ，検出器の周辺を遮蔽材で囲むこと等のバックグラウンド低減対策を行う。
(1)

モニタリング・ポストによる放射線量の測定
モニタリング・ポストは，通常時から放射線量を連続測定しており，重大事故等発生時に測定機能等が喪失していない場合は，継続して放射線量を連続測定し，測定結果は，モニタリング・ポスト局舎内で電磁的に記録
し，約 2 ヶ月間分保存する。また，モニタリング・ポストによる放射線量の測定は，自動的な連続測定であるため，手順を要するものではない。
なお，モニタリング・ポストが機能喪失した場合は，後述する「(2)可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定」を行う。

(2)

可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定
重大事故等発生時に可搬型モニタリング・ポストにより放射線量を監視，及び測定し，並びにその結果を記録するための手順を整備する。
重大事故等発生時にモニタリング・ポストの機能が喪失した場合，可搬型モニタリング・ポストによる代替測定を行う。この手順のフローチャー
トを第 1.17.1 図に示す。
可搬型モニタリング・ポストは，放射線量を連続測定し，測定結果は，可搬型モニタリング・ポスト内で電磁的に記録し，7 日間分以上保存する設計とする。
代替測定に使用する可搬型モニタリング・ポストは，計測データの連続性を考慮し，各モニタリング・ポストに隣接した位置に 4 台設置する。ま
1.17-10

た，放射線量の測定に使用する可搬型モニタリング・ポストは，発電用原子炉施設周囲（海側を含む。）に 5 台，緊急時対策所付近に 1 台設置する。
可搬型モニタリング・ポストの設置場所等を第 1.17.2 図に示す。
ただし，地震・火災等により第 1.17.2 図に示す設置場所にアクセスする
ことが不能となった場合は，アクセスルート上のリヤカー等で運搬できる範囲において原子炉建屋からの方位が変わらない場所に設置場所を変更する。

ａ．手順着手の判断基準(a)

可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の代替測定
重大事故等発生後，緊急時対策所でモニタリング・ポストの指示値
及び警報表示を確認し，モニタリング・ポストの放射線量の測定機能が喪失したと判断した場合(b)

可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定
原子力災害対策特別措置法第 10 条に基づき通報する事象 ※ （以下「原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象」という。」が発生したと判断した場合※「原子力災害対策特別措置法施行令第 4 条第 4 号のすべての項目」
及び「原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則第７条第１号表イのすべての項目」

ｂ．操作手順
可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定を行う手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.3 図に示す。
1.17-11

① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，放射線管理班に
可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定の開始を指示する。
② 放射線管理班は，移動ルートの被災状況を考慮し，可搬型モニタリ
ング・ポストの設置位置を決定するとともに，緊急時対策所に保管している可搬型モニタリング・ポスト本体，外部バッテリー，衛星携帯アンテナ部等を，設置場所までリヤカー等で運搬・設置し，緊急時対策所までデータが伝送されていることを確認し，監視・測定を開始する。なお，可搬型モニタリング・ポストを設置する際は，後述する「(7)

可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策」として，可搬型モニタリング・ポスト本体を養生シートにより養生する。
③ 放射線管理班は，可搬型モニタリング・ポストの測定結果を記録装置（電子メモリ）に記録し，保存する（電子メモリ内の測定データ
は記録装置の電源が切れた場合でも失われない設計とする。）。
④ 放射線管理班は，使用中に外部バッテリーの残量が少ない場合，予備の外部バッテリーと交換する。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，放射線管理班 2 名にて実施し，連続して放射線量の代替測定用及び測定用 10 台設置した場合の所要時間は，作業開始を判断してから約 475 分で可能である。なお，モニタリング・ポストの代替測定（4 台）並びに発電用原子炉施設周囲（海側を含む。）の測定（5 台）
及び緊急時対策所付近の測定（1 台）をそれぞれ別に実施した場合は，作業開始を判断してから，モニタリング・ポストの代替測定は約 200 分，
1.17-12

発電用原子炉施設周囲（海側を含む。）の測定及び緊急時対策所付近の測定は約 250 分で可能である。また，外部バッテリーは連続 6 日以上使用可能な設計とし，可搬型モニタリング・ポスト 10 台の外部バッテリーを交換した場合の所要時間は，作業開始を判断してから移動時間も含めて
約 310 分で可能である。
リヤカー等で第 1.17.2 図に示す設置場所に可搬型モニタリング・ポ
ストを運搬できない場合でも，アクセスルート上のリヤカー等で移動できる範囲において原子炉建屋からの方位が変わらない場所に設置する。
また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。

(3)

放射能観測車による放射性物質の濃度の測定
周辺監視区域境界付近等の空気中の放射性物質の濃度を放射能観測車により監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための手順を整備する。
放射能観測車は，通常時は予備機置場に保管しており，重大事故等発生時に測定機能等が喪失していない場合は，放射性物質の濃度を測定する。
なお，放射能観測車が機能喪失した場合は，後述する「(4)可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の代替測定」を行う。

ａ．手順着手の判断基準
原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生したと判断した場
合ｂ．操作手順1.17-13

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定についての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.4 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，放射線管理班に
放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。
② 放射線管理班は，移動ルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，放射能観測車により試料の採取場所まで移動
し，ダスト・よう素サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採取する。
③ 放射線管理班は，ダストモニタによりダスト濃度，よう素測定装置
によりよう素濃度を監視・測定する。
④ 放射線管理班は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，放射線管理班 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あたり）の所要時間は，作業開始を判断してから約 110 分で可能である。
試料の採取場所は，移動ルート上の放射能観測車で移動できる範囲において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。

(4)

可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の代替測定
重大事故等時に放射能観測車が機能喪失した場合，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メ
1.17-14ータ）により，空気中の放射性物質の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための手順を整備する。この手順のフローチャートを
第 1.17.1 図に示す。また，可搬型放射能測定装置の保管場所を第 1.17.6
図に示す。

ａ．手順着手の判断基準
重大事故等発生後，以下のいずれかに該当した場合・放射能観測車の走行可否を確認し，放射能観測車の走行機能が喪失したと判断した場合・放射能観測車に搭載しているダスト・よう素サンプラの使用可否，
ダストモニタ及びよう素測定装置の指示値を確認し，放射能観測車
による空気中の放射性物質の濃度の測定機能が喪失したと判断した
場合

ｂ．操作手順可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定についての手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.5 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，放射線管理班に
可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定の開始を指示する。
② 放射線管理班は，緊急時対策所に保管している可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサー
ベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーション
サーベイ・メータ）の使用開始前に乾電池等の残量を確認し，少な
1.17-15

い場合は予備の乾電池等と交換する。
③ 放射線管理班は，アクセスルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・
よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線
サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）
を，試料の採取場所までリヤカー等で運搬し，可搬型ダスト・よう素サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採取する。
④ 放射線管理班は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータにてγ線（よう素濃度），β線サーベイ・メータにてβ線，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータにてα線を監視・測定する。
⑤ 放射線管理班は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，放射線管理班 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あたり）の所要時間は，作業開始を判断してから約 110 分で可能である。
試料の採取場所は，アクセスルート上のリヤカー等で移動できる範囲において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。

(5)

可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定
重大事故等発生時に発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）において，可搬型放射能測定装置等により，放射性物質の濃度（空気中，水中及び土壌中）及び放射線量の測定を行う。可搬型放射能測定装置等により，監視
1.17-16

し，及び測定し，並びにその結果を記録するための手順を整備する。
ａ．可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定
重大事故等発生時に空気中の放射性物質の濃度の測定が必要と判断した場合，可搬型放射能測定装置等により空気中の放射性物質の濃度の測定を行う。可搬型放射能測定装置等の保管場所を第 1.17.5 図に示す。

(a)

手順着手の判断基準
重大事故等発生後，排気筒モニタ等の指示値の有意な変動の確認により，発電用原子炉施設から大気中に放射性物質が放出されるおそれがあると判断した場合

(b)

操作手順
可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定を行う手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.6 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，放射線管理班に
空気中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。
② 放射線管理班は，緊急時対策所に保管している可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサー
ベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーション
サーベイ・メータ）の使用開始前に乾電池等の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池等と交換する。
③ 放射線管理班は，アクセスルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・
よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線
1.17-17

サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）
を，試料の採取場所までリヤカー等で運搬し，可搬型ダスト・よう素サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採取する。
④ 放射線管理班は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータにてよう素濃度，β線サーベイ・メータにてβ線，ＺｎＳシンチレーショ
ンサーベイ・メータにてα線を監視・測定する。また，自主対策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウンタが健全であれば，不純物の除去等のため必要に応じて前処理を行い，測定する。
⑤ 放射線管理班は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存
する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，放射線管理班 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あたり）の所要時間は，作業開始を判断してから約 110 分で可能である。
試料の採取場所は，アクセスルート上のリヤカー等で移動できる範囲において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。

ｂ．可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定
重大事故等発生時に水中の放射性物質の濃度の測定が必要と判断した場合，可搬型放射能測定装置等により水中の放射性物質の濃度の測定を行う。海水試料採取場所等を第 1.17.5 図に示す。
1.17-18

(a)手順着手の判断基準
重大事故等発生後，以下のいずれかに該当した場合
・ 液体廃棄物処理系出口モニタ等の指示値の有意な変動を確認した場合
・ 可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への拡散抑制を開始する場合(b)

操作手順
可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定を行う
手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.8 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，放射線管理班に
水中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。
② 放射線管理班は，緊急時対策所に保管している可搬型放射能測定装置（ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）の使用開始
前に乾電池の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池と交換する。
③ 放射線管理班は，アクセスルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，可搬型放射能測定装置（ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシン
チレーションサーベイ・メータ）及び採取用資機材を，試料の採取場所までリヤカー等で運搬し，採取用資機材を用いて試料を採取する。
④ 放射線管理班は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータにてγ
1.17-19

線，β線サーベイ・メータにてβ線，ＺｎＳシンチレーションサー
ベイ・メータにてα線を監視・測定する。また，自主対策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウンタが健全であれば，不純物の除去等のため必要に応じて前処理を行い，測定する。
⑤ 放射線管理班は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存
する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，放射線管理班 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あたり）の所要時間は，作業開始を判断してから約 110 分で可能である。
試料の採取場所は，アクセスルート上のリヤカー等で移動できる範囲において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。

ｃ．可搬型放射能測定装置による土壌中の放射性物質の濃度の測定
重大事故等発生時に土壌中の放射性物質の濃度の測定が必要と判断した場合，可搬型放射能測定装置等により土壌中の放射性物質の濃度の測定を行う。可搬型放射能測定装置等の保管場所を第 1.17.5 図に示す。

(a)

手順着手の判断基準「（5）可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度及び放射線量の測定

ａ．可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定」により放射性物質の放出が確認された場合

1.17-20

(b)操作手順
可搬型放射能測定装置による土壌中の放射性物質の濃度の測定を行う手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.9 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，放射線管理班に
土壌中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。
② 放射線管理班は，緊急時対策所に保管している可搬型放射能測定装置（ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メ
ータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）の使用開始前に乾電池の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池と交換する。
③ 放射線管理班は，アクセスルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，可搬型放射能測定装置（ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシン
チレーションサーベイ・メータ）及び採取用資機材を，試料の採取場所までリヤカー等で運搬し，採取用資機材を用いて試料を採取する。
④ 放射線管理班は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータにてγ線，β線サーベイ・メータにてβ線，ＺｎＳシンチレーションサー
ベイ・メータにてα線を監視・測定する。また，自主対策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウンタが健全であれば，不純物の除去等のため必要に応じて前処理を行い，測定する。
⑤ 放射線管理班は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

1.17-21

(c)操作の成立性
上記の対応は，放射線管理班 2 名にて実施し，一連の作業（1 箇所あたり）の所要時間は，作業開始を判断してから約 100 分で可能である。
試料の採取場所は，アクセスルート上のリヤカー等で移動できる範囲において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。

ｄ．海上モニタリング
重大事故等発生時に周辺海域での海上モニタリングが必要と判断した場合に，小型船舶，可搬型放射能測定装置及び電離箱サーベイ・メータ
等により空気中及び水中の放射性物質の濃度や放射線量の測定を行う。
可搬型放射能測定装置等（小型船舶除く）の保管場所を第 1.17.5 図に示す。また，小型船舶の保管場所及び移動ルートを第 1.17.10 図に示す。

(a)

手順着手の判断基準
重大事故等発生後，「(5)可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度及び放射線量の測定

ｂ．可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定」により放射性物質の放出が確認された場合

(b)

操作手順
可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定のうち，海上モニタリング手順の概要は以下のとおり。このタイムチ
ャートを第 1.17.11 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，放射線管理班に
1.17-22

海上モニタリングの開始を指示する。
② 放射線管理班は，緊急時対策所に保管している可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサー
ベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーション
サーベイ・メータ）及び電離箱サーベイ・メータの使用開始前に乾電池等の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池等と交換する。
③ 放射線管理班は，可搬型設備保管場所に保管している小型船舶を船
舶運搬車両に連結又は車載し，移動ルートを通り東海港物揚場へ移動して船舶を吊り降ろし係留する。
④ 放射線管理班は，可搬型放射能測定装置等を小型船舶に積載し，小型船舶にて沿岸に移動し，電離箱サーベイ・メータにより放射線量を測定する。可搬型ダスト・よう素サンプラにダストろ紙及びよう
素用カートリッジをセットし，試料を採取する。海水は，採取用資機材を用いて採取する。
⑤ 放射線管理班は，下船後，β線サーベイ・メータにてダスト濃度を，
ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータにてよう素濃度及び海水の放射性物質の濃度を測定する。また，必要に応じＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータにてα線，β線サーベイ・メータにてβ線を監視・測定する。また，自主対策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウンタが健全であれば，不純物の除去等のため必要に応じて前処理を行い，測定する。
⑥ 放射線管理班は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存
する。

(c)

操作の成立性1.17-23上記の対応は，船舶の吊り降ろしまでを放射線管理班 4 名，その後の作業を放射線管理班 2 名にて実施し，小型船舶による一連の作業の所
要時間は，作業開始を判断してから約 280 分で可能である。
船舶運搬車両で第 1.17.10 図に示す吊り降ろし場所に小型船舶を運搬できない場合でも，船舶運搬車両で移動できる範囲において吊り降
ろし場所を決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。

(6)

モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
重大事故等発生後の周辺汚染によりモニタリング・ポストによる測定ができなくなることを避けるため，バックグラウンド低減対策を行う手順を整備する。

ａ．手順着手の判断基準
重大事故等発生後，モニタリング・ポストの指示値が重大事故等発生前と比べて有意に上昇した状態で安定していることを確認した場合

ｂ．操作手順モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策の手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.12 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，保修班に検出器保護カバーの交換を指示する。
② 保修班は，モニタリング・ポストに移動し，検出器保護カバーの交換作業を行う。
③ 保修班は，電離箱サーベイ・メータ等によりモニタリング・ポスト周1.17-24

辺の汚染を確認した場合，局舎壁等の除染，除草，周辺の土壌撤去等により，バックグラウンドを低減する。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，保修班 2 名にて実施し，検出器保護カバー交換作業の所要時間は，作業開始を判断してから約 185 分で可能である。また，円滑に作業ができるよう，災害対策本部との連絡用に通信連絡設備等を整
備する。

(7)

可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
重大事故等発生後の周辺汚染により可搬型モニタリング・ポストによる測定ができなくなることを避けるため，バックグラウンド低減対策を行う
手順を整備する。
「1.17.2.1(2)可搬型モニタリング・ポストの測定及び代替測定」の手順において，可搬型モニタリング・ポストを設置する際に，予め可搬型モニ
タリング・ポスト本体を養生シートにより養生を行うことで，バックグラ
ウンド低減対策とする。
また，電離箱サーベイ・メータ等により可搬型モニタリング・ポスト周辺の汚染を確認した場合，除草，周辺の土壌撤去等により，バックグラウ
ンドの低減を行う。

ａ．手順着手の判断基準
可搬型モニタリング・ポストの指示値が，重大事故等発生前のモニタリ
ング・ポストの指示値と比べて有意に上昇した状態で安定していることを確認した場合1.17-25

ｂ．操作手順
可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策の手順の概要
は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.13 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，放射線管理班に養生シートの交換を指示する。
② 放射線管理班は，可搬型モニタリング・ポストに移動し，養生シートの交換作業を行う。
③ 放射線管理班は，電離箱サーベイ・メータ等により可搬型モニタリン
グ・ポストの周辺汚染を確認した場合，除草，周辺の土壌撤去等により，バッググランドを低減する。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，放射線管理員 2 名にて実施し，可搬型モニタリング・ポ
スト 10 台分の養生シート交換作業の所要時間は，作業開始を判断してから約 300 分で可能である。また，円滑に作業ができるよう，災害対策本部との連絡用に通信連絡設備等を整備する。

(8)

放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策
事故後の周辺汚染により可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の測定ができなくなることを避けるため，バックグラウンド低減対策を行
うための手順を整備する。
可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の測定を行う際は，可搬型放射能測定装置の検出器を遮蔽材で囲むことによりバックグラウンドレ
ベルを低減させる。
1.17-26なお，可搬型放射能測定装置の検出器周囲を遮蔽材で囲んだ場合でも測定ができなくなるおそれがある場合は，さらにバックグラウンドレベルが低い場所に移動して，測定を行う。

ａ．手順着手の判断基準
モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストの指示値を確認
し，可搬型放射能測定装置を使用する場所で，バックグラウンド上昇により，測定できなくなるおそれがあると判断した場合

ｂ．操作手順放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策の手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17.14 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，放射線管理班に可搬型放射能測定装置により放射性物質の濃度を測定する場合は，可搬型放射能測定装置の検出器周囲を遮蔽材で囲むよう指示する。
② 放射線管理班は，可搬型放射能測定装置の検出器周囲を遮蔽材で囲み，放射性物質の濃度を測定する。
③ 放射線管理班は，②の対策でも測定できなくなるおそれがある場合は，さらにバックグラウンドレベルが低い場所に移動して測定を行う。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，放射線管理員 2 名にて実施し，遮蔽材で囲む作業の所要時間は，作業開始を判断してから約 30 分で可能である。また，円滑に作業ができるよう，災害対策本部との連絡用に通信連絡設備等を整備する。

1.17-27

(9)敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制
重大事故等時の敷地外でのモニタリングについては，国，自治体，その他関係機関と連携して策定されるモニタリング計画に従い，資機材の確保，要員の動員及び放出源情報の提供とともにモニタリングに係る適切な連携体制を構築する。
また，原子力災害が発生した場合には他の原子力事業者との協力体制に基づく原子力事業者間協力協定により，環境放射線モニタリング等への支援，測定装置の貸与等を受けることが可能である。

1.17.2.2

風向，風速その他の気象条件の測定の手順等

重大事故等が発生した場合に，発電所における風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するため，以下の手段を用いた手順を整備する。
重大事故等発生時には，気象観測設備及び可搬型気象観測設備による風向，
風速その他の気象条件の測定を，連続測定にて行う。

(1)

気象観測設備による気象観測項目の測定
重大事故等が発生した場合に，気象観測設備により発電所における風向，
風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録する。
気象観測設備は，通常時から風向，風速その他の気象条件を連続測定しており，重大事故等発生時にその測定機能が使用できる場合は，継続して連続測定し，測定結果は記録用紙に記録し，保存する。なお，気象観測設
備による風向，風速その他の気象条件の測定は，手順を要するものではない。
なお，気象観測設備が機能喪失した場合は，後述する「(2)1.17-28

可搬型気象

観測設備による気象観測項目の代替測定」を行う。

(2)

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定
重大事故等時に気象観測設備が機能喪失した場合，可搬型気象観測設備
により発電所における風向，風速及びその他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するための手順を整備する。この手順のフローチャートを第
1.17.1 図に示す。
可搬型気象観測設備の設置場所は，計測データの連続性を考慮し，気象観測設備に隣接した位置とする。可搬型気象観測設備の設置場所を第
1.17.15 図に示す。
ただし，地震・火災等により第 1.17.15 図に示す設置場所にアクセスすることが不能となった場合は，アクセスルート上のリヤカー等で運搬できる範囲において設置場所を変更する。

ａ．手順着手の判断基準
重大事故等発生後，緊急時対策所で気象観測設備の指示値及び警報表示を確認し，気象観測設備による風向・風速・日射量・放射収支量・雨量のいずれかの測定機能が喪失したと判断した場合

ｂ．操作手順
可搬型気象観測設備による風向・風速・日射量・放射収支量・雨量の代替測定を行う手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第
1.17.16 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，放射線管理班に可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定の開始を指示する。
1.17-29

② 放射線管理班は，アクセスルートの被災状況を考慮し，可搬型気象観
測設備の設置場所を決定するとともに，緊急時対策所に保管してある
可搬型気象観測設備を配置場所までリヤカー等により運搬・設置し，緊急時対策所までデータが伝送されていることを確認し，測定を開始する。
③ 放射線管理班は，可搬型気象観測設備の測定結果を記録装置（電子メモリ）に記録し，保存する（電子メモリ内の測定データは記録装置の電源が切れた場合でも失われない設計とする。）。
④ 放射線管理班は，使用中に外部バッテリーの残量が少ない場合は，予備の外部バッテリーと交換する。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，放射線管理班 2 名にて実施し，一連の作業の所要時間
は，作業開始を判断してから約 100 分で可能である。また，外部バッテ
リーは連続 2 日間以上使用可能な設計とし，可搬型気象観測設備 1 台のバッテリーを交換した場合の所要時間は，作業開始を判断してから移動
時間も含めて約 70 分で可能である。
リヤカー等で第 1.17.15 図に示す設置場所までの運搬ができない場合
でも，アクセスルート上のリヤカー等で運搬できる範囲に運搬・設置する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備等を整備する。

1.17.2.3

モニタリング・ポストの電源を代替電源から給電する手順
全交流動力電源喪失時は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流

電源設備によりモニタリング・ポストへ給電する。無停電電源装置は，
1.17-30全交流動力電源喪失時に約 12 時間の間モニタリング・ポストへ給電することが可能である。無停電電源装置は，代替電源設備からの給電が開始されれば給電元が自動で切り替わるため，手順不要である。
モニタリング・ポストは，電源が喪失した状態から，代替電源設備により給電した場合，自動的に放射線量の連続測定を開始する。
代替電源設備からの給電の手順は「1.14にて整備する。

1.17-31

電源の確保に関する手順等」

第1.17.1表
機能喪失を想定する設計基準事故対処設備―

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
対応手段

対応設備

放射線量の測定 モニタリング・ポスト

可搬型モニタリング・ポスト
モニタリング・ポスト（放射線量の測定）

放射線量の代替測定
リヤカー―

放射能観測車（空気中の放射性物質の濃度の測定）空気中の放射性物質の濃度の測 放射能観測車
定可搬型放射能測定装置
採取装置：可搬型ダスト・よう素サンプラ
空気中の放射性測定装置：ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ
物質の濃度の代
β線サーベイ・メータ
替測定（放射能ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ
観測車の代替測定）
リヤカー
採取用資機材―

気象観測設備（風向，風速その他の気象条件の測定）

自主対策設備―

重大事故等対
重大事故
処設備
等対策要
領
自主対策設備

自主対策設備非常時対応手順書

重大事故等対
処設備
重大事故
等対策要
領
自主対策設備

風向，風速その他の気象条件の 気象観測設備
測定

自主対策設備

風向，風速その可搬型気象観測設備
他の気象条件の代替測定（気象
観測設備の代替
リヤカー
測定）

重大事故等対
重大事故
処設備
等対策要
領
自主対策設備

可搬型モニタリング・ポスト
放射線量の測定
リヤカー

―

手順書

可搬型放射能測定装置
採取装置：可搬型ダスト・よう素サンプラ
測定装置：β線サーベイ・メータ
放射性物質の濃ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ
度の測定
ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ（空気中，水中Ｇｅγ線多重波高分析装置
及び土壌中）
ガスフロー式カウンタ
リヤカー
採取用資機材
小型船舶
電離箱サーベイ・メータ
可搬型放射能測定装置
採取装置：可搬型ダスト・よう素サンプラ
測定装置：β線サーベイ・メータ
海上モニタリン
ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ
グ
ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ
船舶運搬車
採取用資機材

1.17-32―

重大事故等対
重大事故
処設備
等対策要
領
自主対策設備

重大事故等対
処設備

重大事故
等対策要
領

自主対策設備

重大事故等対
処設備
重大事故
等対策要
領

自主対策設備

機能喪失を想定する
設計基準事故対処設備

対応手段

対応設備

手順書
重大事故
等及び大
規模損壊
発生時に
おける対
策要領

検出器保護カバー
バックグラウン
養生シート
ドの低減対策遮蔽材

自主対策設備

モニタリング・ポストの代替電 常設代替交流電源設備※1
源設備からの給 可搬型代替交流電源設備※1
電

非常時運
転手順書
（事象ベ
重大事故等対
ース）
処設備
重大事故
等対策要
領

※1：手順は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.17-33

第 1.17.2 表

1.17

重大事故等対処に係る監視計器

監視測定等に関する手順等

監視計器一覧（1／4）
重大事故等の計測範囲対応に必要と対応手段

監視パラメータ（計器）（単位）なる監視項目
1.17.2.1 放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等
判断−(1)モニタリング・ポ

−

−

基準
ス ト に よる 放射 線 量の測定(2) 可 搬
型モニタ
リング・

操作

放射線量

モニタリング・ポスト

10１〜10８（nGy／h）

放射線量

モニタリング・ポスト

10１〜10８（nGy／h）

放射線量

可搬型モニタリング・ポスト

BG〜10９（nGy／h）

判断
放射線量
基準
の代替測
定

操作

ポストに
よる放射
線量の測
定及び代

判断
−
放射線量

−

−

基準

の測定

替測定

操作

放射線量

可搬型モニタリング・ポスト

BG〜10９（nGy／h）

判断−(3)放射能観測車による 放 射 性物 質の 濃 度
の測定

−

−

基準
放射能観測車
放射性物質の操作

・ダストモニタ

0〜10５（S-１）

・よう素測定装置

0〜10５（S-１）

濃度

放射能観測車判断

放射性物質の基準

濃度・ダストモニタ

0〜10５（S-１）(4)可搬型放射能測定

・よう素測定装置

0〜10５（S-１）

装 置 に よる 放射 性 物

可搬型放射能測定装置

質の濃度の代替測定

放射性物質の・ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ

BG〜30（μGy／h）

・β線サーベイ・メータ

0〜99.9k（min-１）

・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

0〜99.9k（min-１）

操作
濃度1.17-34

監視計器一覧（2／4）
重大事故等の対応手段

監視パラメータ（計器）対応に必要と計測範囲（単位）なる監視項目
1.17.2.1 放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等[シンチレーション]
モニタ値

排気筒モニタ判断a. 空 気 中 の 放
(5)
可

度の測定

型
操作

射
能
測
定

b. 水 中 の 放 射

装性物質の濃度置の測定

モニタリング・ポスト

10１〜10８（nGy／h）

可搬型モニタリング・ポスト

B.G.〜10９（nGy／h）

・ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ

B.G.〜30（μGy／h）

・β線サーベイ・メータ

0〜99.9k（min-１）

・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

0〜99.9k（min-１）

放射線量

搬
放

[電離箱]
10-２〜10４（mSv／h）

基準

射性物質の濃10-１〜10６(cps)放射性物質の
濃度

判断

モニタ値

液体廃棄物処理系出口モニタ

10-１〜10６（cps）

基準

放射線量

可搬型モニタリング・ポスト

B.G.〜10９（nGy／h）

・ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ

B.G.〜30（μGy／h）

・β線サーベイ・メータ

0〜99.9k（min-１）

・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

0〜99.9k（min-１）

操作に放射性物質の濃度よ[シンチレーション]

る
放

モニタ値

射
性
物
質
濃

排気筒モニタ判断c. 土 壌 中 の 放モニタリング・ポスト

10１〜10８（nGy／h）

可搬型モニタリング・ポスト

B.G.〜10９（nGy／h）

・ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ

B.G.〜30（μGy／h）

・β線サーベイ・メータ

0〜99.9k（min-１）

・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

0〜99.9k（min-１）

放射線量

度の測定

度
及

[電離箱]
10-２〜10４（mSv／h）

基準

射性物質の濃10-１〜10６(cps)操作

び

放射性物質の濃度

放[シンチレーション]

射
線

モニタ値

量

判断

の

基準

測
定

d. 海 上 モ ニ タ

排気筒モニタ10-１〜10６(cps)[電離箱]10-２〜10４（mSv／h）

モニタリング・ポスト

10１〜10８（nGy／h）

可搬型モニタリング・ポスト

B.G.〜10９（nGy／h）

電離箱サーベイ・メータ

10-３〜10３（mSv／h）

・ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ

B.G.〜30（μGy／h）

・β線サーベイ・メータ

0〜99.9k（min-１）

・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

0〜99.9k（min-１）

放射線量

リング
放射線量
操作

放射性物質の濃度

1.17-35

監視計器一覧（3／4）
重大事故等の計測範囲対応に必要と対応手段

監視パラメータ（計器）（単位）なる監視項目
1.17.2.1 放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等(6)モニタリング・ポ
ス ト の バッ クグ ラ ウ

判断
放射線量

モニタリング・ポスト

10１〜10８（nGy／h）

放射線量

モニタリング・ポスト

10１〜10８（nGy／h）

放射線量

可搬型モニタリング・ポスト

10１〜10８（nGy／h）

操作

放射線量

可搬型モニタリング・ポスト

BG〜10９（nGy／h）

判断

放射性物質の・ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ

B.G.〜30（μGy／h）
0〜99.9k（min-１）

基準

濃度・β線サーベイ・メータ
・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

0〜99.9k（min-１）

・ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ

B.G.〜30（μGy／h）

・β線サーベイ・メータ

0〜99.9k（min-１）

・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

0〜99.9k（min-１）

基準

ンドの低減対策
操作(7)可搬型モニタリン
グ・ポストのバックグ

判断基準

ラウンドの低減対策(8)放射性物質の濃度の 測 定 時の バッ ク グ
ラウンドの低減対策

放射性物質の操作

濃度監視計器一覧（4／4）
重大事故等の計測範囲対応に必要と対応手段

監視パラメータ（計器）（単位）なる監視項目
1.17.2.2 風向，風速その他の気象条件の測定の手段等
判断−(1)気象観測設備による 気 象 観測 項目 の 測
定

風向・風速
操作

その他の気象
条件

判断

風向・風速
その他の気象(2)可搬型気象観測設

−

−

基準

基準

条件

備 に よ る気 象観 測 項
風向・風速

目の代替測定操作

その他の気象条件

気象観測設備・風向・風速・日射量
・放射収支量・雨量

16（方位）
0〜30（m/s）
0〜1.2（kW/m２）-0.25〜0.05（kW/m２）
0〜49.5（mm）

気象観測設備・風向・風速・日射量
・放射収支量・雨量

16（方位）
0〜30（m/s）
0〜1.2（kW/m２）-0.25〜0.05（kW/m２）
0〜49.5（mm）

可搬型気象観測設備
・風向
・風速
・日射量
・放射収支量・雨量

16（方位）
0〜60（m/s）
0〜2.00（kW/m２）-0.250〜1.25（kW/m２）
0〜100（mm）

1.17-36

第 1.17.3 表

審査基準における要求事項毎の給電対策設備

対象条文

供給対象設備【1.17】監視測定等に関する手順等

モニタリング・ポスト

給電元

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

1.17-37

凡例： 操作・確認： 計測器状態

事故発生： 判断： 重大事故対処設備

No

放射線量，放射性物質の濃度又は気象観測項目が測定不能・モニタリング・ポストによる測定※（放射線量）
・放射能観測車による測定（放射性物質の濃度）
・気象観測設備による測定※（気象観測項目）※通常時から連続測定

Yes
放射性物質の濃度又は気象観測項目が測定不能の場合
放射線量が測定不能の場合
No
電源喪失

Yes

No

無停電電源が構成機器，信号系の故障

使用可能
Yes
無停電電源装置から可搬型モニタリング・ポスト

モニタリング・ポストへ給電による測定（放射線量）

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からモニタリング・ポストへ給電・可搬型モニタリング・ポストによる代替測定（放射線量）
モニタリング・ポストによる測定（放射線量）

・可搬型放射能測定装置による代替測定（放射性物質の濃度）
・可搬型気象観測設備による代替測定（気象観測項目）

第 1.17.1 図 放射性物質の濃度,放射線量及び気象観測項目の代替測定フローチャート
1.17-38

1.17-39
第 1.17.2 図

可搬型モニタリング・ポストの設置場所及び保管場所

経過時間（分）4080

緊急時対策所

手順の項目

要員（数）

120

160

200

ＭＰ(Ｃ)

ＭＰ(Ｂ) ＭＰ(Ａ)

240

280

ＭＰ(Ｄ)

320

ＮＥ

360

400

Ｅ

ＳＷ

活動開始

440

480

ＳＥ

Ｓ

520

475 分
配置完了・測定開始

事前打ち合わせ
資機材準備・積載配置・測定開始（緊急時対策所）
移動（緊急時対策所→モニタリング・ポスト（Ｂ））
配置・測定開始（モニタリング・ポスト（Ｂ））
移動（モニタリング・ポスト（Ｂ）→モニタリング・ポスト（Ａ））
配置・測定開始（モニタリング・ポスト（Ａ））
移動（モニタリング・ポスト（Ａ）→緊急時対策所）
資機材準備・積載移動（緊急時対策所→モニタリング・ポスト（Ｃ））
配置・測定開始（モニタリング・ポスト（Ｃ））
移動（モニタリング・ポスト（Ｃ）→モニタリング・ポスト（Ｄ））

1.17-40

配置・測定開始（モニタリング・ポスト（Ｄ））
移動（モニタリング・ポスト（Ｄ）→緊急時対策所）
可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の代
替測定

資機材準備・積載
放射線管理班2
移動（緊急時対策所→ＮＥ）
配置・測定開始（ＮＥ）
移動（ＮＥ→Ｅ）
配置・測定開始（Ｅ）
移動（Ｅ→緊急時対策所）
資機材準備・積載移動（緊急時対策所→ＳＷ）
配置・測定開始（ＳＷ）
移動（ＳＷ→Ｓ）
配置・測定開始（Ｓ）
移動（Ｓ→緊急時対策所）
資機材準備・積載移動（緊急時対策所→ＳＥ）
配置・測定開始（ＳＥ）

第 1.17.3 図

可搬型モニタリング・ポスト設置・測定のタイムチャート

560

600

備考

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

110 分
測定完了

活動開始

要員（数）

備考

120

事前打ち合わせ移動（緊急時対策所→予備機保管場所））
放射能観測車出動準備

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定

測定ポイントへ移動
放射線管理班

2
試料採取
試料測定
次の測定ポイントへ移動

第 1.17.4 図

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定の タ イ
ムチャート

1.17-41

1.17-42
第 1.17.5 図

可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・メータ等の保管場所及び海水試料採取場所

経過時間（分）
10

手順の項目

要員（数）

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備考

120
110 分
測定完了

活動開始

事前打ち合わせ
資機材準備・積載測定ポイントへ移動
可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定放射線管理班

2

試料採取
試料測定
次の測定ポイントへ移動

第 1.17.6 図

可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定のタイムチャート

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

110 分
測定完了

活動開始

要員（数）

備考

120

事前打ち合わせ
資機材準備・積載測定ポイントへ移動
可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定

放射線管理班

2

試料採取
試料測定
次の測定ポイントへ移動

第 1.17.7 図

可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定のタイムチャート

1.17-43

経過時間（分）
10

手順の項目

要員（数）

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備考

120

110 分
測定完了

活動開始

事前打ち合わせ
資機材準備・積載測定ポイントへ移動
可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定

放射線管理班

2

試料採取
試料測定
次の測定ポイントへ移動

第1.17.8図

可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定のタ
イムチャート

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

70

80

90

100

110

120

備考

100 分
測定完了

活動開始

要員（数）

60

事前打ち合わせ
資機材準備・積載測定ポイントへ移動
可搬型放射能測定装置による土壌中の放射性物質の濃度の測定

放射線管理班

2

試料採取
試料測定
次の測定ポイントへ移動

第 1.17.9 図

可搬型放射能測定装置による土壌中の放射性物質の濃度の測定のタイムチャート

1.17-44

1.17-45
第 1.17.10 図

小型船舶の保管場所及び移動ルート

経過時間（分）
30

手順の項目

60

90

120

150

180

210

240

270

330

360

備考

280 分
測定完了

活動開始

要員（数）

300

事前打ち合わせ移動（緊急時対策所→南側保管場所）
車両出動準備船舶出動準備4小型船舶及び資機材積載移動（南側保管場所→港湾）
海上モニタリング

船舶吊り降ろし・係留

放射線管理班

離岸・測定ポイントへ移動
モニタリング実施
港湾へ移動・着岸(2)

測定場所へ移動（港湾→緊急時対策所）
試料測定

第 1.17.11 図

海上モニタリングのタイムチャート

経過時間（分）
20

手順の項目

要員（数）

40

60

80

100

120

140

160

180

備考

185 分
全モニタリング・ポスト
検出器保護カバー交換完了

活動開始
事前打ち合わせ
資機材準備・積載移動（緊急時対策所→モニタリング・ポスト（Ａ））
検出器保護カバー交換
移動（モニタリング・ポスト（Ａ）→モニタリング・ポスト（Ｂ））
モニタリング・ポストのバックグラウンド低減
対策等

放射線管理班

検出器保護カバー交換

2

移動（モニタリング・ポスト（Ｂ）→モニタリング・ポスト（Ｃ））
検出器保護カバー交換
移動（モニタリング・ポスト（Ｃ）→モニタリング・ポスト（Ｄ））
検出器保護カバー交換

第 1.17.12 図

モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策のタイムチ
ャート

1.17-46

経過時間（分）
40

手順の項目

80

120

160

200

240

280
300 分

活動開始

要員（数）

320

360

備考

全可搬型モニタリング・ポスト
養生シート交換完了

事前打ち合わせ
資機材準備・積載移動（緊急時対策所→モニタリング・ポスト（Ｂ））
養生シート交換
移動（モニタリング・ポスト（Ｂ）→モニタリング・ポスト（Ａ））
養生シート交換
移動（モニタリング・ポスト（Ａ）→モニタリング・ポスト（Ｃ））
養生シート交換
移動（モニタリング・ポスト（Ｃ）→モニタリング・ポスト（Ｄ））
養生シート交換
移動（モニタリング・ポスト（Ｄ）→ＮＥ）
可搬型モニタリング・ポス
トのバックグラウンド低減
対策等

放射線管理班2

養生シート交換
移動（ＮＥ→Ｅ）
養生シート交換
移動（Ｅ→ＳＥ）
養生シート交換
移動（ＳＥ→Ｓ）
養生シート交換
移動（Ｓ→ＳＷ）
養生シート交換
移動（ＳＷ→緊急時対策所）
養生シート交換

第 1.17.13 図

可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策のタ
イムチャート

経過時間（分）
10

手順の項目

活動開始

要員（数）

20

30

40

50

60

70

80

90

備考

30 分
バックグラウンド低減対策完了
事前打ち合わせ放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策等

遮蔽材等の準備
放射線管理班

第 1.17.14 図

2遮蔽材等の設置

放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策のタイ
ムチャート

1.17-47

1.17-48
第 1.17.15 図

可搬型気象観測設備の設置場所及び保管場所

経過時間（分）
10

手順の項目

要員（数）

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備考

100 分
配置完了，測定開始

活動開始

事前打ち合わせ
資機材準備・積載
可搬型気象観測設備による代替測定

放射線管理班

移動（緊急時対策所→気象観測設備設置場所）

2

配置・測定開始

第 1.17.16 図

可搬型気象観測設備による代替測定のタイムチャート

1.17-49

添付資料 1.17.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／2）

技術的能力審査 基準（1.17）

番号

設置 許 可基 準規 則 （60 条）

技術 基 準規 則（75 条）

【本文】

【本文】

発電用原子炉設置者において、重大事故等

発電用原子炉施設には、重大事故等が発発電用原子炉施設には、重大事故等が発が 発 生 し た 場 合に 工場等 及びその 周辺（ 工場等生した場合に工場等及びその周辺（工場生した場合に工場等及びその周辺（工場の 周 辺 海 域 を 含 む 。） に お い て 発 電 用 原 子 炉 施

等 の 周 辺 海 域 を 含 む 。） に お い て 発 電 用 原

等 の 周 辺 海 域 を 含 む 。） に お い て 、 発 電 用設から放出される放射性物質の濃度及び放射子炉施設から放出される放射性物質の濃原子炉施設から放出される放射性物質の度及び放射線量を監視し、及び測定し、濃度及び放射線量を監視し、及び測定記録するために必要な手順等が適切に整備さ並びにその結果を記録することができる

し、並びにその結果を記録することがでれ て い る か 、又は整 備され る方針 が適切 に示さ設備を設けなければならない。

きる設備を施設しなければならない。

2

2

【本文】
1

線 量 を 監 視 し 、及び測 定し 、並び にその 結果を

①

番号

⑦

れていること。

2

発電用原子炉設置者は、重大事故等が発生

発電用原子炉施設には、重大事故等が発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した場合に工場等において風向、風発生した場合に工場等において風向、風速その他の気象条件を測定し、及びその速その他の気象条件を測定し、及びその結果を記録することができる設備を設け結果を記録することができる設備を施設なければならない。

しなければならない。

【解釈】

【解釈】

【解釈】

1

1

1

し た 場 合 に 工 場等 におい て風向、風速そ の他の気 象 条 件 を 測 定し、及びそ の結果 を記録 するため に 必 要 な 手 順等 が適切 に整備さ れてい るか、②

又は整備される方針が適切に示されているこ⑧と。

第 1 項 に 規定す る「発 電用原 子炉施 設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を

第 1 項に規定する「発電用原子炉施設

第 1 項に規定する「発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにそ射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録することができる設備」との結果を記録することができる設備」と置又はこれらと同等以上の効果を有する措置は、以下に掲げる措置又はこれらと同等

は、以下に掲げる措置又はこれらと同等を 行 う た め の 手順 等をい う。

以上の効果を有する措置を行うための設以上の効果を有する措置を行うための設

備をいう。

備をいう。

ａ ）重 大 事 故 等 が発生 した場 合でも 、工 場等及ａ）モニタリング設備は、炉心の著しいａ）モニタリング設備は、炉心の著しいび そ の 周 辺（ 工場等 の周辺海 域を含 む。）におい

損傷及び原子炉格納容器の破損が発生し損傷及び原子炉格納容器の破損が発生して 、モ ニ タ リ ン グ設備 等によ り、発電用 原子炉

た場合に放出されると想定される放射性た場合に放出されると想定される放射性施設から放出される放射性物質の濃度及び放物質の濃度及び放射線量を測定できるも物質の濃度及び放射線量を測定できるものであること。

のであること。

ｂ ）常 設 モ ニ タ リング 設備が 、代 替交流 電源設ｂ）常設モニタリング設備（モニタリンｂ）常設モニタリング設備（モニタリン

備 か ら の 給 電 を可 能とす ること。

グポスト等）が機能喪失しても代替し得

グポスト等）が機能喪失しても代替し得る十分な台数の放射能観測車又は可搬型

る十分な台数の放射能観測車又は可搬型代替モニタリング設備を配備すること。

代替モニタリング設備を配備すること。

ｃ）常設モニタリング設備は、代替交流ｃ）常設モニタリング設備は、代替交流

電源設備からの給電を可能とすること。

電源設備からの給電を可能とすること。

監 視 し 、及 び 測 定し 、並び にその 結果を 記録する た め に 必 要 な手 順等 」とは 、以 下に掲 げる措

射 線 量 を 監 視 し 、及び 測定し 、並 びにそ の結果

−

③

−

⑨

を記録するために必要な手順等を整備すること。

④

ｃ ）敷 地 外 で の モニタ リング は、他の機 関との適 切 な 連 携 体 制を 構築す ること。

2⑤

事故後の周辺汚染により測定ができなくな

る こ と を 避 け るた め、バッ クグラ ウンド 低減対⑥

策 手 段 を 検 討 して おくこ と。

1.17-50⑩⑪

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／2）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使 用し た手 段

自主 対 策

審査 基準の要求 に適合 するための手段

可搬型モニタリン
グ・ポスト

新設

①
③
⑦
⑨
⑩

可搬型ダスト・よ う
素サンプラ

新設

ＮａＩシンチレーションサーベイ・メー タ

新設

β線サーベイ・メー タ

新設

ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メー タ

新設

可搬型気象観測設 備

新設

②
⑧

可搬型モニタリン グ・
ポスト

新設

①
③
⑦
⑨

可搬型ダスト・よう 素
サンプラ

新設

放射線量の
代替測定
放射能観測車の代替測定
気象観測設備の代替測定
放射線 量の測定
放射性物質の濃 度（空気中，水中，土 壌）及び海上モニタリング
バックグ
ラウンド
低減対策

ＮａＩシンチレーションサーベイ・メー タ

新設

β線サーベイ・メー タ

新設

ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メー タ

新設

小型船舶

新設

電離箱サーベイ・メ ータ

新設

検出器保護カバー

−

養生シート

−

遮蔽材

−

①
③
⑦
⑨
⑩

①
③
⑦
⑨

①

備
可搬型代替交流電源
設備

敷地外でのモニタリ
ングにおける他の機関との連携体制

−

既設

既設

−

①
④
⑦
⑪

①
⑤

モニ タ リン グ・

常設
可搬

必要時間内
に
使用可能か

対応可能な人数

備考

で使用可能か常設

自動 で 作動−

自主対策とする
理由は 本文 参照

放射 能 観測 車

可搬

110 分

2名

自主対策とする
理由は 本文 参照

気象 観 測設 備

常設

自動 で 作動−

自主対策とする
理由は 本文 参照

−

−

−

−

Ｇｅ 半 導体 式検
出
装置

常設

ポス ト

測定 条 件に−ガス フ ロー 式検
出
装置

常設

−

−

−

−

−

−

−

−

無停 電 電源 装置

常設

自動 で 作動

−

−

−

−

−

−

モニタリング・
ポストの無停電
電源

モニタリング・ポストの代替電
源からの給電

常設代替交流電源設⑥

機器 名 称−

放射性物質の濃度の
測定

対応番号

風向，風速
その他の気象
条件の測定

新設

機能

空気中放射性物質の濃度の測定

解釈

機器名 称

放射線量の
測定

既設

機能

−

1.17-51

よる

自主 対 策と する
理由 は 本文 参照

自主対策とする
理由は 本文 参照

設備を 必要 としない。

添付資料 1.17.2

緊急時モニタリングの実施手順及び体制

重大事故等が発生した場合に実施する敷地内及び周辺監視区域協会のモニタリングは，以下の手順で行う。

1.
(1)

放射線量の測定
事象進展に伴う放射線量の変化を的確に把握するため，モニタリング・
ポスト 4 台の稼働状況を確認する。

(2)

可搬型モニタリング・ポストを緊急時対策所付近に 1 台設置する。

(3)

モニタリング・ポストが機能喪失した場合は，リヤカー等により可搬型
モニタリング・ポストをモニタリング・ポストに隣接する場所に運搬・設置し，放射線量の監視を行う。なお，現場の状況により原子炉建屋からの方位が変わらない場所に設置場所を変更する場合がある。

(4)

可搬型モニタリング・ポストを発電用原子炉施設周囲（海側を含む。）に5 台設置し，放射線量の監視強化を行う。なお，現場の状況により原子炉建屋からの方位が変わらない場所に設置位置を変更する場合がある。

2.

空気中の放射性物質の濃度(1)

放射能観測車の使用可否を確認する。

(2)

放射能観測車が使用可能な場合，放射能観測車により発電所構内の空気中の放射性物質の濃度を測定する。

(3)

放射能観測車が機能喪失により使用不可の場合，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・

1.17-52メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）により，発電所構内の空気中の放射性物質の濃度を測定する。

3.

空気中，海水，土壌の放射性物質の濃度及び海上モニタリング(1)

大気中に放射性物質が放出されるおそれがある場合，可搬型放射能測定装置により空気中の放射性物質の濃度を測定する。

(2)

周辺海域に放射性物質が漏えいするおそれがある場合，取水口，放水口
等で海水の採取を行い，可搬型放射能測定装置（ＮａＩシンチレーショ
ンサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ，ＺｎＳシンチレーション
サーベイ・メータ）により水中の放射性物質の濃度を測定する。

(3)周辺海域への放射性物質の漏えいが確認された場合，可搬型放射能測定
装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベ
イ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベ
イ・メータ），電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶により周辺海域の放射線量及び放射性物質の濃度を測定する。なお，海上モニタリングは
海洋の状況等を考慮し，安全上の問題がないと判断できた場合に行う。

(4)

大気中への放射性物質の放出が確認された場合，可搬型放射能測定装置（ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）により土壌中の放射性物
質の濃度を測定する。

4.
(1)

気象観測
事象進展中の気象情報を的確に把握するため，気象観測設備の稼働状況を確認する。

(2)

気象観測設備が機能喪失した場合は，リヤカー等により可搬型気象観測
1.17-53

設備を気象観測設備に隣接する場所に設置し，気象観測を行う。なお，
現場の状況により設置場所を変更する場合がある。

5.

緊急時モニタリングの判断基準及び対応要員
第1表

緊急時モニタリングの判断基準及び対応要員
対応要員 ※

モニタリングの考え方

対応

開始時期の考え方（必要想定人数）

モニタリング・ポストの可搬型モニタリモニタリング・ポストが機能喪失

代替

ング・ポストの設

した場合

発電用原子炉周囲（海側置及び放射線量

原子力災害特別措置法第 10 条特を含む。）及び緊急時対策の測定

定事象発生と判断した場合

可搬型気象観測

気象観測設備が機能喪失した場合所付近を含む発電用原子炉施設周辺の放射線量監
視強化
気象観測設備の代替設備の設置及び気象条件の測定
放射能観測車の代替

可搬型放射能測

放射能観測車が機能喪失した場合
2名定装置による空
気の測定
空気のモニタリング

可搬型放射能測

大気中に放射性物質が放出される定装置による空

おそれがある場合

気の測定
水中のモニタリング

可搬型放射能測周辺海域に放射性物質が漏えいす

定装置による海

るおそれがある場合

水の測定
土壌のモニタリング

海上モニタリング

可搬型放射能測

空気のモニタリングにより大気中定装置による土への放射性物質の放出を確認した

壌の測定

場合

小型船舶等によ水中のモニタリングにより周辺海

4名

る放射線量及び域への放射性物質の漏えいを確認(船舶吊り降ろしまで)

放射性物質の濃

した場合

度の測定

2名
（船舶吊り降ろし後）※要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。

1.17-54

添付資料 1.17.3
緊急時モニタリングに関する要員の動き
緊急時モニタリングの実施手順及び体制に示す対応要員について，事故発生からプルーム通過後までの動きを以下に示す。なお，対応要員数及び対応
時間については，今後の訓練等の結果により見直す可能性がある。

1.17-55

： 測定 実施
： 必要 によ り実 施
： 設備 が健 全で あれ ば測定 実施

測定項目

対応要員
（必要想定人数）

事故発生，拡大設備

モニタリング・ポスト①事故発生②プルーム放出③プルーム通過後

稼働状況確認(30 分)放射線量率の測定
可搬型モニタリング・ポスト

気象観測設備

可搬型モニタリング・ポストの設置(475 分)

稼働状況確認(30 分)

気象観測
2名

気象観測設備が使用不可な場合

可搬型気象観測設備

1.17-56

放射能観測車使用可否判断(30 分)可搬型放射能測定装置（空気）
放射性物質の濃度の測定

4名

可搬型気象観測設備の設置(100 分)

放射能観測車による測定(1 箇所につき 110 分)

放射能観測車が使用不可な場合

可搬型放射能測定装置による代替測定(1 箇所につき 110 分)

可搬型放射能測定装置（空気，海水，土壌）

空気，海水，土壌の測定(1 箇所につき 110 分（空気，海水），100 分（土壌）)

可搬型放射能測定装置
電離箱サーベイ・メータ
小型船舶

海上モニタリング（280 分)※稼働状況及び使用可否判断を行った要員は，その後上図に示すとおりの順番に従って作業を行う。

第1図

事故発生からプルーム通過後までの要員の動き

添付資料 1.17.4
モニタリング・ポスト

1.

モニタリング・ポストの配置及び計測範囲
通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時に周辺監視区
域境界付近の放射線量率を連続的に監視するために，モニタリング・ポスト
4台を設けており，連続測定したデータは，現場盤及び中央制御室に表示，監視，記録及び保存を行うことができる設計としている。また，緊急時対策所で監視し，そのデータの記録及び保存を行うことができる設計とする。
なお，モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，
直ちに中央制御室に警報を発信できる設計としており，また緊急時対策所に警報を発信できる設計とする。
モニタリング・ポストの計測範囲等を第 1 表に，配置図及び写真を第 1 図
に示す。

第1表
名称

モニタリン
グ・ポスト

モニタリング・ポストの計測範囲等

検出器の種類

計測範囲

警報設定値

ＮａＩ（Ｔｌ）

10１ 〜10５

計測範囲内

シンチレーション

nGy／h

で可変

10-８ 〜10-１

計測範囲内

Gy／h

で可変

電離箱

1.17-57

個数
1

取付箇所
モニタリン
グ・ポストは周辺監視区域1

境界付近に4箇所

電離箱検出器

第 1図ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション検出

モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト の 配 置 図 及 び 写 真

1.17-58

添付資料 1.17.5
可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定

1.

操作の概要

（1）モニタリング・ポストが機能喪失した際に，周辺監視区域境界付近の放射線量を測定するため，可搬型モニタリング・ポストを 4 台設置する。
（2）また，発電用原子炉施設周囲（海側を含む。）に 5 台及び緊急時対策所付
近に 1 台可搬型モニタリング・ポストを設置し，放射線量の監視に万全を期す。
（3）可搬型モニタリング・ポストは緊急時対策所（T.P.約 23m）に保管し，各設置場所までリヤカー等により運搬し，設置，測定を開始する。
（4）測定値は，機器本体での表示及び電子メモリに記録する他，衛星回線によるデータ伝送機能を使用し，緊急時対策所にて監視できる。

2.

必要要員数・想定時間○必要要員数：2 名○操作時間：配置場所での設置開始から測定開始まで…約 10 分／台○所要時間：モニタリング・ポストの代替用（4 台）の配置…約 200 分：発電用原子炉施設周囲（海側を含む。）5 箇所及び緊急時対策所
付近への設置…約 250 分※所要時間は，リヤカーによる可搬型モニタリング・ポストの運搬時間を含む。

1.17-59

（サーベイ車での運搬）
第1図

第2図

（リヤカーでの運搬）

可搬型モニタリング・ポストの運搬（例）

可搬型モニタリング・ポストの外形図【設置方法等】・可搬型モニタリング・ポスト本体を組み立てる。
・衛星電話のアンテナを南向きに設定する。
・可搬型モニタリング・ポスト本体，外部バッテリー部，衛星電話アンテナ
部をケーブルにて接続する。

1.17-60

添付資料 1.17.6
可搬型モニタリング・ポスト

モニタリング・ポストが機能喪失した際の代替測定用を，また重大事故等が発生した場合の発電用原子炉施設周囲（海側を含む。）の放射線量測定用及び緊急時対策所付近の放射線量測定用の可搬型モニタリング・ポストを配備している。可搬型モニタリング・ポストの設置場所及び保管場所を第1図，計測範囲等を第1表，仕様を第2表，伝送概略図を第2図に示す。
可搬型モニタリング・ポストの電源は，外部バッテリーにより6日間以上連続で稼働し，外部バッテリーを交換することにより継続して計測できる設計とする。また，測定したデータは，可搬型モニタリング・ポストの電子メモ
リに記録するとともに，衛星回線により，緊急時対策所に伝送することができる設計とする。

1.17-61

第1図

可搬型モニタリング・ポストの設置場所及び保管場所図

1.17-62

第1表

可搬型モニタリング・ポストの計測範囲等

名称

検出器の種類

可搬型モニタリン
グ・ポスト

ＮａＩ（Ｔｌ）
シンチレーション
半導体

計測範囲
BG〜10９nGy／h※１

警報動作
範囲
計測範囲
で可変

台数
10
(予備2)

※1 「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値（10-１ Gy／h）
等を満足する設計とする。

第2表
項目
電源
記録
伝送
概略
寸法

重量

可搬型モニタリング・ポストの仕様

内容
外部バッテリー（6 個）により 6 日間以上連続で稼働可能。
6 日後からは，予備の外部バッテリー（4 個ずつ）と交換することにより継続して計測可能
外部バッテリーは 1 個あたり約 6 時間で充電可能
測定値は 7 日分以上電子メモリに記録
衛星回線により，緊急時対策所にデータ伝送。
なお，本体で指示値の確認が可能。
本体（測定部）：約 350(W)×240(D)×550(H)mm
バッテリー部 ：約 350(W)×240(D)×505(H)mm
本体（検出・測定部）：約 15kg
バッテリー部：約 17 ㎏
外部バッテリー（6 個）：約 10.5kg
アンテナ部：約 5kg
外線ケーブル：約 2kg
合計：約 49.5kg※訓練により運搬・設置作業ができることを確認している。設置に要する
時間は，最大約 475 分（2 名でリヤカーを用いて 10 箇所）

第2図 可搬型モニタリング・ポストの伝送概略図

1.17-63

添付資料 1.17.7
放射能放出率の算出

1.

放射能放出率の算出及び妥当性について
重大事故等が発生した場合に，モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリ
ング・ポストにより発電用原子炉施設の周囲の放射線量を測定し，測定結果
から放射能放出率を算出する。また，算出するにあたり，可搬型モニタリン
グ・ポストの設置場所及び計測範囲の妥当性について示す。

2.

環境放射線モニタリング指針に基づく算出
重大事故等時において，放射性物質が放出された場合に放射能放出率を算出するために，モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストから得られた放射線量のデータより，以下の（1），（2）の計算式を用いる。

（出典：「環境放射線モニタリング指針」（ 原子力安全委員会

1.17-64

平成 22 年 4 月））

(1)地上高さから放出された場合の測定について
ａ．放射性希ガス放出率（Ｑ）の算出
Ｑ＝4×Ｄ×Ｕ／Ｄ ０ ／Ｅ（GBq／h）
Ｑ：実際の条件下での放射性希ガス放出率（GBq／h）
Ｄ：風下の地表モニタリング地点で実測された空気カーマ率 ※１（μGy／h）
Ｄ ０：風下の空気カーマ率図のうち，地上放出高さ及び大気安定度が該当する図から読み取った地表地点における空気カーマ率 ※２ （μGy／h）（ 放 出 率 ： 1GBq／ h， 風 速 ： 1m／ s， 実 効 エ ネ ル ギ ー ： 1MeV／ dis）
Ｕ：平均風速（m／s）
Ｅ：原子炉停止から推定時点までの経過時間によるガンマ線実効エネルギー（MeV／dis）
ｂ．放射性よう素放出率（Ｑ）の算出
Ｑ＝4×χ×Ｕ／χ ０ （GBq／h）
Ｑ：実際の条件下での放射性よう素放出率（GBq／h）
χ：風下の地表モニタリング地点で実測された大気中の放射性よう素濃度※１(Bq／cm３ ）χ 0：地上高さ及び大気安定度が該当する地表濃度分布図から読み取った地表面における大気中放射性よう素濃度 ※２ （Bq／cm３ ）（at 放出率：1GBq／h，風速：1m／s）
Ｕ：平均風速（m／s）※1：モニタリングで得られたデータを使用。
※2：排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図および放射性雲からの等空気カー
マ率分布図（Ⅲ）（日本原子力研究所 2004 年 6 月 JAERI-Data/Code 2004-10）を使用。

1.17-65

(2)排気筒高さから放出された場合の測定について
可搬型モニタリング・ポストは，地上位置に配置するため，プルームが高い位置から放出された場合，プルーム高さで測定した場合に比べて放射線量率としては低くなる。しかしながら，プルームが通過する上空と地表面の間に放射線を遮蔽するものがないため，地表面に設置する可搬型モニ
タリング・ポストで十分に計測が可能である。

・排気筒高さ 地上高 140m
・標高 8m・可搬型モニタリング・ポスト設置場所（原子炉建屋から約 200m〜800m）
出典：排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図および放射性雲からの等空気カーマ率分
布図（Ⅲ）（日本原子力研究所 2004 年 6 月 JAERI-Data/Code 2004-10）

第1図

各大気安定度における地表面での放射性雲からのγ線による空気カー
マ率分布図

1.17-66

(3)放出放射能の算出＜放射能放出率の計算例＞
放射性希ガスによる放出放射能率の計算例を以下に示す。
（風速は「1.0m／s」，大気安定度は「Ｄ型」とする。）

放射性希ガス放出率＝4×Ｄ×Ｕ／Ｄ ０ ／Ｅ
＝4×5×10４ ×1.0／4.0×10-４ ／0.5
＝1.0×10９ (GBq／h)＝1.0×10１８ (Bq／h)

4

：安全係数

Ｄ ：地表モニタリング地点（風下方向）にて実測された空間放射線量率⇒50mGy／h (5.0×10４ Gy／h)（1Sv=1Gy とした。）
Ｕ ：放出地上高さにおける平均風速⇒1.0m／s
Ｄ ０ ：4.0×10-４ μGy／h (放出高さ 140m，距離 120m)
Ｅ ：原子炉停止から推定時点までの経過時間によるガンマ線実効エネルギー⇒0.5MeV／dis※放射性よう素の放出放射能率は，可搬型ダスト・よう素サンプラにより採取，測定したデータから算出する。

1.17-67

3.

可搬型モニタリング・ポストの設置場所におけるプルームの検知性についてプルームが放出された場合において，プルームは必ずしも可搬型モニタリ
ング・ポストの設置場所を通過するわけではなく，隙間を通過するケースも考えられる。そのため，設置する可搬型モニタリング・ポストの検知性について，以下のとおり確認を行った。

(1)

評価条件
第 1 表の条件において，空間ガンマ線線量率の等値線図（第 2 図）及び風下軸上空間ガンマ線量率図（第 3 図）を用いて，各モニタリング・ポス
ト及び可搬型モニタリング・ポストの検知性を評価した。

第1表
項目
風速

空間ガンマ線線量率図を用いた大気拡散評価

設定内容
1.0m／s

設定根拠
それぞれのモニタ指示値の比には影響しないので代表値として1.0m／s を設定した。
風向
8 方位各モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストの設置方
位を考慮した。
大気安定度 Ｄ（安定）東海第二発電所構内において，最も出現頻度の高い大気安定度を採用した。
放出位置 原 子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 地 放 射 性 物 質 が 拡 散 せ ず に モ ニ タ
上高
リング・ポストの隙間を通過する条件として格納容器からの漏えいを想定した。
評価地点 各モニタリング・ポスト 当 該 設 置 場 所 で の プ ル ー ム の 検／可搬型モニタリング・ 知性を確認するため
ポストの設置場所

1.17-68

風速 : 1.0 m/s

放出高さ : 0.0 m

放出率 : 1.0E+9 Bq/h

γ線平均エネルギー : 0.5 MeV/photon

γ線実効エネルギー : 1.0 MeV/dis

10 -7

1.17-69

空気カーマ率(Gy/h )

10 -8

10 -9

10 -10
10 -1

A

B

C

D

10 0

E

F

10 1

10 2

距離(km)

第 2図

空間ガンマ線量率の等値線図

第 3図

風下軸上空間ガンマ線量率図

出典：排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図および放射性雲からの等空気カーマ率分布図（Ⅲ）（ 日 本 原 子 力 研 究 所 2004 年 6 月 JAERI-Data/Code 2004-10）

(2)

評価結果
各風向におけるモニタリング・ポスト／可搬型モニタリング・ポストの線量率を読み取り（第 4 図），感度をまとめた結果を第 2 表に示す。ここでは風向による差を確認するために，風下方向の評価地点での線量率を 1 と規格化して求めた。風下方向に対して隣接するモニタリング・ポスト／可搬型モニタリング・ポストは約 2 桁低くなるが，各モニタリング・ポスト／可搬型モニタリング・ポスト位置での評価結果は，風下方向の数値に対して最低でも 0.015 程度の感度を有しており，プルーム通過時の線量率の計測は可能であると評価する。

第2表

各風向における評価地点での線量率の感度
風向

モニタリン グ・ポスト／可搬型 モニタリング ・ポスト

SW

S

SE

E

NE

N

NW

W

可搬型 M/P(NE)

1

0.071

0.075

0.011

0.002

0.001

0.002

0.010

MP-D(N)

0.001

1

0.008

0.000

0.000

0.000

0.000

0.000

MP-C(NW)

0.001

0.021

1

0.002

0.000

0.000

0.000

0.000

MP-B

0.001

0.003

0.250

0.167

0.001

0.000

0.000

0.000

MP-A(W)

0.000

0.001

0.025

1

0.001

0.000

0.000

0.000

可搬型 M/P(SW)

0.008

0.021

0.050

0.111

1

0.010

0.002

0.001

可搬型 M/P(S)

0.008

0.014

0.075

0.022

0.060

1

0.015

0.002

可搬型 M/P(SE)

0.010

0.021

0.075

0.017

0.008

0.015

1

0.015

可搬型 M/P(E)

0.075

0.071

0.100

0.017

0.008

0.005

0.015

1

※太字：風下方向の線量率の感度（1 と規格化した方位）
下線：それぞれの風向に対し，最も感度が高いもの：下線で示したもののうち，最も低い値となるもの

1.17-70

第4図

可搬型モニタリング・ポスト設置場所と線量率（風向ＳＷの例）

1.17-71

4.
(1)

可搬型モニタリング・ポストの計測範囲
重大事故等時における空間放射線量率測定に必要な最大測定レンジ
重大事故等時において，放出放射能を推定するために周辺監視区域内で空間放射線量率を測定する場合の最大測定レンジは，福島第一原子力発電所の実績を踏まえて150mSv／h程度（炉心から最も近い場所に設置する可搬型モニタリング・ポストの距離約200mの場合）が必要と考えられる。
このため，1000mSv／hの測定レンジがあれば十分測定可能である。なお，
測定レンジを超えたとしても，近隣のモニタリング設備の測定値より推定することが可能である。また，瓦礫等の影響でバックグラウンドが高くなる場合は、設置場所を変更する等の対応を実施する。

(2)

最大レンジの考え方
福島第一原子力発電所敷地周辺の最大放射線量率は，原子炉建屋から約900mの距離にある正門付近で約11mSv／h（2011.3.15

9:00）であった。これを基に炉心から約200mにおける値を計算すると線量率は約13〜150mSv／
hとなる。
第 3 表 炉心からの距離と線量率の関係
炉心からの距離
原子炉建屋から最も近い可搬型モニタリング・ポスト設置場所
約 200（m）
福島第一原子力発電所の正門付近
約 900（m）

線量率
約 13〜150（mSv／h) ※約 11（mSv／h)※風速 1m／s，放出高さ 30m，大気安定度Ａ〜Ｆ「排気筒から放出される放射性雲の等濃度分
布図および放射性雲からの等空気カーマ率分布図（Ⅲ）（ 日本原子力研究所 2004 年 6 月 JAERIData／Code2004-010）を用いて算出

1.17-72

5.

可搬型モニタリング・ポストのバッテリー交換における被ばく線量評価
可搬型モニタリング・ポストは，外部バッテリー（6 個）により 6 日間以
上連続で稼働可能であり，6 日後からは予備の外部バッテリー（4 個）と交換することにより，必要な期間継続して計測が可能な設計とする。なお，外部
バッテリーは，緊急時対策所に保管し，通常時から充電を行うことで，6 日目に確実に交換できる設計とする。
また，10 台全ての可搬型モニタリング・ポストの外部バッテリーを交換した場合の所要時間は，移動時間含めて約 310 分である。ここでは，以下の評
価条件から，可搬型モニタリング・ポストのバッテリー交換における被ばく
線量の評価を示す。

＜被ばく線量の評価条件＞
・発災プラント：東海第二発電所
・ソースターム：格納容器ベント実施
・評価点：スクラビング水補給作業場所（可搬型モニタリング・ポストの設置場所よりも線源に近い場所を選定した。）
・大気拡散条件：評価点における相対濃度及び相対線量を参照
・評価時間：約 270 分 ※※事前打合せ及び資機材準備は緊急時対策所内で行うため評価対象としない。
緊急時対策所及びモニタリング・ポスト代替の可搬型ＭＰに係る作業：約 175 分（移動合計時間約 125 分＋作業時間 10 分×上記 5 か所）
発電用原子炉施設周囲（海側を含む。）の可搬型ＭＰに係る作業：約 95 分
（移動合計時間約 45 分＋作業時間 10 分×上記 5 か所）

・作業開始時間：事故発生後から 6 日後（144 時間後）から作業開始
・遮蔽：考慮しない・マスクによる防護係数：50

1.17-73

・被ばく経路：以下を考慮
原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ
線による外部被ばく，
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシャ
イン）及び放射性物質の吸入による内部被ばく，
大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（グランドシャイン）

作業開始時間144（事故発生後の経過時間）（h）
作業に係る被ばく線量
約 19
（mSv）

1.17-74

添付資料 1.17.8
放射能観測車周辺監視区域境界付近の放射線量及び空気中の放射性物質濃度を迅速に測定するために，放射線量率を監視し，及び測定し，並びに記録する装置，空気中の放射性物質（粒子状物質，よう素）を採取し，及び測定する装置等を搭載した放射能観測車を1台配備する。
また，原子力災害時における原子力事業者間協力協定に基づき，放射能観測車11台の協力を受けることが可能である。
放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等及び放射能観測車の写真を第 1 表
に示す。
第1表

放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等及び放射能観測車の写真
名称

検出器の種類

計測範囲

空間ガンマ

ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション

BG〜10８

線測定装置

半導体

nGy／h

放射能

ダスト

プラスチックシンチレーション

0〜10５

観測車

モニタ

ＺｎＳ（Ａｇ）シンチレーション

S-１

よう素
測定装置

ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション

0〜10５
S-１

記録方法

台数

記録紙

1

記録紙

1

記録紙

1

（その他主な搭載機器）個数：各1台
・ダスト・よう素サンプラ
・風向，風速計
・無線通話装置（放射能観測車の写真）

1.17-75

添付資料 1.17.9
可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定

1.

操作の概要

（1）放射能観測車が機能喪失した際に，空気中の放射性物質の濃度を監視する
ため，可搬型ダスト・よう素サンプラを設置し，試料を採取する。
（2）可搬型放射能測定装置は緊急時対策所（T.P.約23m）に保管し，リヤカー等で測定場所に運搬し，試料採取する。
（3）採取したダスト用ろ紙及びよう素用カートリッジを，可搬型放射能測定装置で放射性物質の濃度を測定，記録する。

2.

必要要員数・想定時間○必 要 要 員 数：2名
○操 作 時 間：ＢＧ測定から試料採取・測定終了

約30分／箇所○所 要 時 間：移動を含め1箇所の測定は，約110分※試料採取場所により，所要時間に変動あり

第1表

ダスト・よう素の採取及び測定に使用する可搬型放射能測定装置の写真

ダスト・よう素の採取

ダストの測定1.17-76

よう素の測定3.

放射性物質の濃度の算出
空気中の放射性物質の濃度の算出は，可搬型ダスト・よう素サンプラで採取した試料を可搬型放射能測定装置にて測定し，以下の算出式から求める。

（1）空気中ダストの放射性物質の濃度の算出式
空気中ダストの放射性物質の濃度（Bq／cm３ ）＝換算係数（Bq／min -１ ）×試料のＮＥＴ値（min-１ ）／サンプリング量（L）×1000（cm 3／L）
（2）空気中よう素の放射性物質の濃度の算出式
空気中よう素の放射性物質の濃度（Bq／cm３ ）＝換算係数（Bq／μGy／h）×試料のＮＥＴ値（μGy／h）／サンプリン
グ量（L）×1000（cm3／L）

放射性物質の濃度の測定上限値については，「 発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針（昭和 56 年 7 月 23 日
全委員会決定，平成 18 年 9 月 19 日

原子力安一部改訂）」に 3.7×10１ Bq／cm ３ と定められており，サンプリング量を適切に設定することにより，サーベイ・メー
タの計測範囲内で計測することができる。

第1図

放射性物質の濃度の測定例

1.17-77

添付資料 1.17.10
可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定

1.

操作の概要

（1）重大事故等が発生した場合に，取水口及び放水口付近から，採取用資機材を用いて海水を採取する。また，海水の採取深度は表層（海面〜2m程度）とする。（参考1参照）（2）採取用資機材は緊急時対策所（T.P.約23m）に保管し，リヤカー等にて採取場所に運搬し，海水を採取する。
（3）採取した海水を測定用のポリ容器に移し，ＮａＩシンチレーションサーベ
イ・メータ等で放射性物質の濃度を測定，記録する。

2.

必要要員数・想定時間○必 要 要 員 数：2名
○所 要 時 間：移動を含め約110分／箇所

第1表

海水採取に使用する資機材の写真，測定方法等（1/2）

採取用資機材の写真

海水の採取写真

1.17-78

第1表

海水採取に使用する資機材，測定方法等（2/2）

【測定方法】
・採取用資機材にて，海水を採取する。
・採取した海水をポリ容器に移す。
・採取した海水の放射性物質の濃度をＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等で測定し，記録する。

3.

放射性物質の濃度の算出
海水の放射性物質の濃度の算出は，ポリ容器に採取した試料をＮａＩシン
チレーションサーベイ・メータ等にて測定し，以下の算出式から求める。

(1)

海水の放射性物質の濃度の算出式
海水の放射性物質の濃度（Bq／cm ３ ）＝換算係数（Bq／μGy／h）×試料のＮＥＴ値（μGy／h）／試料量（cm ３ ）1.17-79

参考1「総合モニタリング計画（平成28年4月1日改訂

モニタリング調整会議）」を踏まえ，海水の採取深度を「表層（海面〜2m程度）」とする。

1.17-80

出典：「総合モニタリング計画（平成 28 年 4 月 1 日改訂

1.17-81

モニタリング調整会議）」

添付資料 1.17.11
各種モニタリング設備等「設置許可基準規則」第 60 条（監視測定設備）及び「技術基準規則」第75 条（監視測定設備）の対応として，モニタリング・ポストが使用できな
い場合の代替モニタリング設備として，可搬型モニタリング・ポスト 10 台
（予備 2 台）を配備し，空間放射線量率を監視，測定及び記録する。また，
放射能観測車が使用できない場合の代替モニタリング設備として可搬型放射能測定装置を配備し，放射性物質の濃度を監視，測定及び記録する。
また，原子力災害時における原子力事業者間協力協定に基づき，放射能観測車 11 台の協力を受けることが可能である。
上記モニタリング設備の他に，サーベイ車，可搬型ダスト・よう素サンプ
ラ，サーベイ・メータ等を組み合わせることで，状況に応じて，発電所内外のモニタリングを総合的に行う。

1.17-82

(1)サーベイ・メータ等を搭載したモニタリング可能な車両（サーベイ車）
サーベイ・メータ等を搭載し，任意の場所のモニタリングを行うサーベ
イ車を１台配備している。
サーベイ車の仕様を第 1 表に，サーベイ車の写真を第 1 図に示す。
第1表

サーベイ車の仕様

主な搭載機器

計測範囲

台数

―

1

B.G.〜3.0×104nGy／h

1

ＧＭ汚染サーベイ・メータ

B.G.〜99.9kmin-1

1

電離箱サーベイ・メータ

0.001〜1000mSv／h

1

可搬型ダスト・よう素サンプラ
ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ

第1図

サーベイ車の写真

1.17-83

(2)可搬型放射能測定装置
サーベイ・メータや可搬型ダスト・よう素サンプラ等は，放射能観測車，サーベイ車に搭載する他，状況に応じて，モニタリングに使用する。
ａ．放射線量の測定
電離箱サーベイ・メータにより現場の放射線量率を測定する。
・電離箱サーベイ・メータ（緊急時対策所に，1 台（予備 1 台））

第2図

電離箱サーベイ・メータの写真

ｂ．放射性物質の採取
可搬型ダスト・よう素サンプラにより空気中の放射性物質（ダスト・よう素）を採取する。
・可搬型ダスト・よう素サンプラ（緊急時対策所に，2 台（予備 1 台））

第3図

可搬型ダスト・よう素サンプラの写真

1.17-84

ｃ．放射性物質の濃度の測定
・ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ（緊急時対策所に，2 台（予備 1 台））・β線サーベイ・メータ（緊急時対策所に，2 台（予備 1 台））・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ（緊急時対策所に，2 台（予備 1 台））

各種サーベイ・メータの写真を第 4 図に示す。

ＮａＩシンチレーション
サーベイ・メータの写真
第4図

β線サーベイ・メータの写真

ＺｎＳシンチレーション
サーベイ・メータの写真

各種サーベイ・メータの写真

1.17-85

(3)自主対策設備（放射性物質の濃度の測定）
重大事故等時に機能維持を担保できないが，機能喪失していない場合には，事故対応に有効であるため使用する。
・Ｇｅγ線多重波高分析装置
・ガスフロー式カウンタ

Ｇｅγ線多重波高分析装置の写真
第5図

ガスフロー式カウンタの写真

自主対策設備の写真

1.17-86(4)海上モニタリング周辺海域への放射性物質の漏えいが確認された場合には，小型船舶により周辺海域の放射線量を電離箱サーベイ・メータで測定し，その結果を記録するとともに，可搬型ダスト・よう素サンプラで空気中の放射性物質のサンプリングを，採取用資機材で海水のサンプリングを行う。サンプリン
グした試料については，下船後，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メー
タ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ
を用いて空気中及び海水の放射性物質の濃度を測定し，結果を記録する。
なお，海上モニタリングは海上の状況等から安全上の問題がないと判断できた場合に行う。
小型船舶の仕様等を第 2 表に，保管場所及び運搬ルートを第 6 図に示す。

第2表

小型船舶の仕様等項目
台数
最大積載重量モニタリング時に持ち込む
重大事故等対処設備等
保管場所
移動方法

内容
1 台（予備１台）
350kg 以上
電離箱サーベイ・メータ：1 台
可搬型ダスト・よう素サンプラ：1 台
採取用資機材：1 式
可搬型設備保管建屋（南側，西側）
小型船舶を保管している可搬型設備保管建屋から船舶運搬車両を用いて岸壁まで運搬する。

1.17-87

第6図

小型船舶の保管場所及び移動ルート

1.17-88

(5)土壌モニタリング
発電所敷地内の土壌を採取し，β線サーベイ・メータ等により放射性物
質の濃度を測定する。また，必要に応じてＺｎＳシンチレーションサーベ
イ・メータによりα線（ウラン，プルトニウム等）を測定する。また，地表面から深さ 5cm までの表層土壌を測定試料とする。（参考 1 参照）

第3表

ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータによる測定
ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

測定風景：

実施事項：

採取した試料を容器に入れて，ＺｎＳ
シンチレーションサーベイ・メータにより放射性物質を測定する。

1.17-89参考 1「緊急時におけるガンマ線スペクトロメトリーのための試料前処理法（平成4 年文部科学省）」を踏まえ，地表面から深さ 5cm までの表層土壌を測定試料とする。

出典：「緊急時におけるガンマ線スペクトロメトリーのための試料前処理法（平成 4 年文部科学省）」

1.17-90

添付資料 1.17.12
発電所敷地外の緊急時モニタリング体制

1.

原子力災害対策指針（原子力規制委員会 平成 29 年 3 月 22 日 全部改正）に従い，国が立ち上げる緊急時モニタリングセンターにおいて，第 1 図及び第 1 表のとおり国，地方公共団体と連携を図りながら，敷地外のモニタリングを実施する。

第1図

第1表
企画調整
グループ

情報収集
管理グル
ープ

緊急時モニタリングセンターの体制図

緊急時モニタリングセンター組織の機能と人員構成

機能・緊急時モニタリングセンターの総括
・緊急時モニタリングの実施内容の検討，指示等

人員構成
・対策官事務所長及び対策官事務所長代理
を企画調整グループ長，所在都道府県セン
ター長等を企画調整グループ長補佐として配置
・国，所在都道府県，関係周辺都道府県，
原子力事業者及び関係指定公共機関等で構成
・国の職員（原子力規制庁監視情報課）を
情報収集管理グループ長とし，国，所在都
道府県，関係周辺都道府県，原子力事業者
及び関係指定公共機関等で構成

・緊急時モニタリングセンター内
における情報の収集等
・緊急時モニタリングの結果の共有，緊急時モニタリングに係る関連情報の収集等
・現地における緊急時モニタリン
グ結果の情報共有システムの維
持・異常対応等測 定 分 析 ・企画調整グループで作成された ・所在都道府県，関係周辺都道府県，原子担当
指示書に基づき，必要に応じて力事業者のグループで構成し，それぞれに安定よう素剤を服用したのち測全体を統括するグループ長を配置
定対象範囲の測定業務
出典：緊急時モニタリングセンター設置要領 第 1 版（平成 26 年 10 月 29 日）

1.17-912.

原子力事業者防災業務計画において，以下の状況を把握し，オフサイトセ
ンターに所定の様式で情報連絡を行うこととしている。

【オフサイトセンターへ情報連絡する事項】①

事故の発生時刻及び場所②

事故原因，状況及び事故の拡大防止措置③

被ばく及び障害等人身災害に係わる状況④

発電所敷地周辺における放射線及び放射性物質の測定結果⑤

放出放射性物質の種類，量，放出場所及び放出状況の推移等

⑥

気象状況

⑦

収束の見通し⑧放射性物質影響範囲の推定結果⑨

その他必要と認める事項

1.17-92

添付資料 1.17.13
他の原子力事業者との協力体制（原子力事業者間協力協定）

原子力災害が発生した場合，他の原子力事業者との協力体制を構築するため，原子力災害時における原子力事業者間協力協定（以下「原子力事業者間協力協定」という。）を締結している。

1.

原子力事業者間協力協定締結の背景
平成 11 年 9 月のＪＣＯ事故の際に，各原子力事業者が周辺環境のモニタ
リングや住民の方々のサーベイなどの応援活動を実施した。
この経験を踏まえ，平成 12 年 6 月に施行された原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）の内容とも整合性をとりながら，原子力事業者間協力協定を締結した。

2.

原子力事業者間協力協定（内容）（目的）
原災法第 14 条 ※ の精神に基づき，国内原子力事業所において原子力災害が発生した場合，協力事業者が発災事業者に対し，協力要員の派遣，資機材の貸与その他当該緊急事態応急対策の実施に必要な協力を円滑に実施し，原子力災害の拡大防止及び復旧対策に努め，原子力事業者として責務を全うすることを目的としている。
※原災法第 14 条 （他の原子力事業所への協力）
原子力事業者は，他の原子力事業者の原子力事業所に係る緊急事態応急対策が必要である場合には，原子力防災要員の派遣，原子力防災資機材の貸与その他当該緊急事態応急対策の実施に必要な協力をするよう努めなければならない。
1.17-93（事業者）
電力 9 社（北海道，東北，東京，中部，北陸，関西，中国，四国，九州），
日本原子力発電，電源開発，日本原燃（協力の内容）発災事業者からの協力要請に基づき，緊急事態応急対策及び原子力災害
事後対策が的確かつ円滑に行われるようにするため，緊急時モニタリング，
避難退避時検査および除染その他の住民避難に対する支援に関する事項について協力要員の派遣，資機材の貸与その他の措置を講ずる。

1.17-94

添付資料 1.17.14
モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策手段

重 大 事 故 等 に よ り ，モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト 及 び 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ・
ポスト周辺の汚染に伴い測定ができなくなることを避けるために，以下のとおり，バックグラウンド低減対策手段を整備する。

1.

モニタリング・ポスト
・汚染予防対策
重大事故等により，放射性物質により検出器保護カバーが汚染される場合を想定し，交換用の検出器保護カバーを備える。

・汚染除去対策
重大事故等により，放射性物質の放出後，モニタリング・ポ
スト及びその周辺が汚染された場合，汚染の除去を行う。
①

ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等により汚染レベルを確認する。

②

モニタリング・ポストの検出器保護カバーの交換を行う。

③

局舎屋上等の洗浄等を行う。

④

除草，土壌の撤去，落ち葉の撤去等を行う。

⑤

ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等により汚染除去後の汚染レベルが低減したことを確認する。

1.17-95

2.

可搬型モニタリング・ポスト
・汚染予防対策
重大事故等により，放射性物質により可搬型モニタリング・ポストが汚染される場合を想定し，可搬型モニタリング・ポストの設置を行う際，予め養生を行う。

・汚染除去対策
重大事故等により，放射性物質の放出後，可搬型モニタリング・ポス
ト及びその周辺が汚染された場合，汚染の除去を行う。

①

ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等により汚染レベルを確認する。

②

予め養生を行っていた養生シートを取り除く。

③

除草，土壌の除去，落ち葉の撤去等を行う。

④

ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等により汚染除去後の汚染レベルが低減したことを確認する。

3.

バックグラウンド低減の目安について
放射性物質により汚染した場合のバックグラウンド低減の目安はモニタリ
ング・ポストの平常時の空間放射線量率レベルとする。ただし，汚染の状況によっては，平常時の空間放射線量率レベルまで低減することが困難な場合があるため，可能な限り除染を行いバックグラウンドの低減を図る。

1.17-96

添付資料 1.17.15
気象観測設備気象観測設備は，放射性気体廃棄物の放出管理，発電所周辺の一般公衆の被ばく線量評価及び一般気象データ収集のために，風向，風速，日射量，放射収支量，雨量，温度等を測定し，中央制御室及び緊急時対策所に表示できる設計とする。また，そのデータを記録し，保存することができる設計とする。気象観測設備の配置図を第 1 図に，測定項目等を第 1 表に示す。

第1図

気象観測設備配置図

1.17-97

第1表

気象観測設備の測定項目等
気象観測設備【超音波風向風速計】【ドップラーソーダ（風向風速計）】（地上高さ）【日射計 (左 ),放射収支計 (右 )】台数：1式（排気筒高さ）

【温度計】

【雨量計】

（記録）

（測定項目）

有線回線及び無線回線にて，中央制

風向 ※ ，風速 ※ ，日射量 ※御室及び緊急時対策所へ伝送し，表示

放射収支量 ※ ，雨量，温度する。また，そのデータを記録し，保存する。

※「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める測定項目

1.17-98添付資料 1.17.16
可搬型気象観測設備による気象観測項目の測定

1.

操作の概要

○重大事故等発生後に，気象観測設備である風向風速計，日射計，放射収支計
及び雨量計のうちいずれかが機能喪失した場合に使用する。
○可搬型気象観測設備は緊急時対策所（T.P.約23m）に保管し，リヤカー等にて気象観測設備近傍に運搬し，設置，測定を開始する。
○測定値は電子メモリにて記録する。また，衛星回線によるデータ伝送機能を使用し，緊急時対策所にて監視する。

2.

必要要員数・想定時間○必 要 要 員 数：2名
○所 要 時 間：可搬型気象観測設備（1台）の設置：約100分 ※※所要時間は可搬型気象観測設備の運搬時間を含む。

第 1 図 可搬型気象観測設備

1.17-99

添付資料 1.17.17
可搬型気象観測設備

気象観測設備が機能喪失した際，可搬型気象観測設備を使用して風向，風速，日射量，放射収支量及び雨量を測定し，記録する。配置場所は，以下の理由より，恒設の気象観測設備設置場所付近とする。

①

グランドレベルが恒設の気象観測設備と同じ②

配置場所周辺の建物や樹木の影響が少ない

可搬型気象観測設備の設置場所及び保管場所を第1図，測定項目等を第1表に示す。
なお，放射能観測車に搭載している風向風速計にて，風向，風速を測定することも可能である。

1.17-100

1.17-101
第1図

可搬型気象観測設備の設置場所及び保管場所

第1表

可搬型気象観測設備の測定項目等

項目
台数
測定項目
電源

内容
1台（予備1台）
風向※，風速※，日射量※，放射収支量※及び雨量
外部バッテリーを適宜交換することにより7日間以上連続で稼働可能。交換頻度は2日に1回程度記録

電子メモリにて記録

伝送

データは衛星回線にて，緊急時対策所へ伝送可能。

重量

本体（風向風速計等） ：約40kg
外部バッテリー（5個）：約115㎏※「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める測定項目

1.17-102

添付資料 1.17.18
可搬型気象観測設備の気象観測項目について

重大事故等において，放射性物質が放出された場合，放出放射能量評価や大気中における放射性物質拡散状態の推定を行うために，気象観測設備が使用できない場合は，可搬型気象観測設備を用いて以下の項目について気象観
測を行う。

1.

観測項目
風向，風速，日射量，放射収支量及び雨量

風向，風速，日射量及び放射収支量については，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針（昭和 57 年 1 月原子力安全委員会決定，平成 13 年
3 月 29 日一部改訂）」に基づく測定項目

2.

各観測項目の必要性
放出放射能量，大気安定度及び放射性物質の降雨による地表への沈着の推定には，それぞれ以下の観測項目が必要となる。

(1)

放出放射能量
風向，風速及び大気安定度

(2)

大気安定度
風速，日射量及び放射収支量(3)

放射性物質の降雨による地表への沈着の推定
雨量

1.17-103

添付資料 1.17.19
モニタリング・ポスト専用の無停電電源装置

モニタリング・ポストの電源は，非常用電源に接続し，また無停電電源装置
からの給電も可能としており，外部電源喪失時においても電源復旧までの期間
機能を維持できる。代替電源設備としては，常設代替交流電源設備又は可搬型
代替交流電源設備からの給電が可能な設計としている。
無停電電源装置の設備仕様を第 1 表に，モニタリング・ポストの電源構成概略図を第 1 図に示す。

第1表
名

称

無停電
電源装置

個

数

局舎毎
に1台
計4台

容

量

3.0kVA

無停電電源装置の設備仕様
発電方式

バックアップ
時間 ※１

蓄電池

約 12 時間

備

外部電源喪失時に自動給電し，電源復旧までの期間を機能維持する。

※１：バックアップ時間は，各モニタリング・ポストの実負荷により算出

1.17-104

考第1図モニタリング・ポストの電源構成（概略図）

1.17-105

＜外観写真＞常設代替交流電源設備

無停電電源装置

可搬型代替交流電源設備

第2図

モニタリング・ポストの電源構成（外観）

1.17-106