東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-1 改 39
提出年月日
平成 29 年 8 月 7 日

東海第二発電所「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設
置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について

平成 29 年 8 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手
順等

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14

電源の確保に関する手順等

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等

目−1

2.

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

2.1

可搬型設備等による対応

目−2

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等
＜

目

1.8.1

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果

次＞

ａ．ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段及び設備(a)

ペデスタル（ドライウェル部）への注水(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手段及び設備(a)

原子炉圧力容器への注水(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｃ．手順等
1.8.2

重大事故等時の手順

1.8.2.1

ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)

ペデスタル（ドライウェル部）への注水
ａ．格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）
への注水（淡水／海水）
ｃ．消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
ｄ．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水(2)

重大事故等時の対応手段の選択
目−11

1.8.2.2

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1)

原子炉圧力容器への注水
ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水
ｂ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
ｃ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
ｄ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）
ｅ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
ｆ．消火系による原子炉圧力容器への注水
ｇ．補給水系による原子炉圧力容器への注水
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(2)

重大事故等時の対応手段の選択

1.8.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

添付資料1.8.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.8.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料1.8.3

重大事故対策の成立性
1．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）(1)

可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）

2．消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
(1)

系統構成

3．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
(1)

系統構成
目−2

2

4．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）(1)

可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）

5．消火系による原子炉圧力容器への注水
(1)

系統構成

6．補給水系による原子炉圧力容器への注水
(1)

系統構成

目−3

3

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な手順等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「溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる装置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
なお、原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は、溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）を抑制すること及び溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
（１）原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において、原子炉格納容器下部
注水設備により、原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（２）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止
ａ）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため、原子炉圧力容器へ注水する手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリート相互作
用（以下「ＭＣＣＩ」という。）による原子炉格納容器（以下「格納容器」と
1.8−1

4

いう。）の破損を防止するため，溶融しペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した炉心を冷却する対処設備を整備する。
また，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する対処設備を整備する。
ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

1.8.1

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ＭＣＣＩによる格納容器の破損を防止するため，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却する必要がある。
また，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する必要がある。
ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却及び溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，設計基準事故対処設備により重大事故等の対応を行うための対応手段と重大事故等対処設備（設計基準拡張） ※１ 及
び柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備 ※２ を選定する。
※1

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設の機能を重大事故等時に期待する設備であって，新たに重大事故等に対処する機能が付加されていない設備。

※2

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
1.8−2

5

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五十一条及び技術基準
規則第六十六条（以下「基準規則」という。）の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
全交流動力電源が喪失した場合に使用可能な対応手段と設備を選定する。ただし，全交流動力電源が喪失した場合は代替交流電源設備により給電する。
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する
手順についての関係を第1.8−1表に整理する。
ａ．ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段及び設備
ペデスタル（ドライウェル部）には，通常運転時から水を確保するとともに，炉心が損傷した場合に，ペデスタル（ドライウェル部）の水位が確実に確保されていることを確認するため，ペデスタル（ドライウェ
ル部）に注水することで，原子炉圧力容器が破損に至った場合においても，ペデスタル（ドライウェル部）床面に落下する溶融炉心を冷却し，
ＭＣＣＩの抑制を図る。
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）に注水することで，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し，ＭＣＣＩの抑制を図る。
1.8−3

6

さらに，原子炉圧力容器が破損し，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した場合においても，コンクリート浸食影響及びペデスタル（ドライウェル部）構造への熱影響を抑制するため，ペデスタル（ドライウェル部）の構造健全性を確保するペデスタル（ドライウ
ェル部）内の底面及び壁面にコリウムシールドを設置する。
(a)

ペデスタル（ドライウェル部）への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却するため，格納容器下部注
水系（常設），格納容器下部注水系（可搬型），消火系及び補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する手段がある。

ⅰ)

格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水で使用する設備は以下のとおり。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽ⅱ)

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェ
ル部）への注水
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水で使用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ⅲ)

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水で使用する設備は以下のとおり。
1.8−4

7

・ディーゼル駆動消火ポンプ
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンクⅳ)

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンク(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.8.1(2)ａ．(a)ⅰ)

格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水」で使用する設備のうち，常設低圧
代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.8.1(2)ａ．(a)ⅱ)

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水」で使用する設備のうち，可搬型
代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
(添付資料1.8.1)
以上の重大事故等対処設備により，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却することができる。
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。
1.8−5

8

・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク及び多目的タンク
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，ペデスタル（ドライウェル部）へ注水する手段として有効である。
・復水移送ポンプ及び復水貯蔵タンク
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，ペデスタル（ドライウェル部）へ注水する手段として有効である。
ｂ．溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手段及び設備(a)

原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するため，原子炉
隔離時冷却系，高圧代替注水系，低圧代替注水系（常設），低圧代替
注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系，補給水系及びほう酸水注入系により原子炉圧力容器へ注水する手段がある。

ⅰ)

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・サプレッション・プール

ⅱ)

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・常設高圧代替注水系ポンプ
1.8−6

9

・サプレッション・プール
ⅲ)

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽ⅳ)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽ⅴ)

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器（Ａ）
・サプレッション・プール
・緊急用海水ポンプ
・残留熱除去系海水ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

ⅵ)

消火系による原子炉圧力容器への注水
消火系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・ディーゼル駆動消火ポンプ
・ろ過水貯蔵タンク
1.8−7

10

・多目的タンクⅶ)

補給水系による原子炉圧力容器への注水
補給水系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンクⅷ)

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入で使用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入ポンプ
・ほう酸水貯蔵タンク(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.8.1(2)ｂ．(a)ⅰ)

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水」で使用する設備のうち，サプレッション・プールは重大事
故等対処設備として位置づける。
「1.8.1(2)ｂ．(a)ⅰ)

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水」で使用する設備のうち，原子炉隔離時冷却系ポンプは重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。
「1.8.1(2)ｂ．(a)ⅱ)

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水」で使用する設備のうち，常設高圧代替注水系ポンプ及びサプレッション・プールは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.8.1(2)ｂ．(a)ⅲ)

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水」で使用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.8.1(2)ｂ．(a)ⅳ)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
1.8−8

11

力容器への注水」で使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ
及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.8.1(2)ｂ．(a)ⅴ)

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水」で使用する設備のうち，代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系
熱交換器（Ａ），サプレッション・プール及び緊急用海水ポンプは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.8.1(2)ｂ．(a)ⅴ)

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水」で使用する設備のうち，残留熱除去系海水ポンプは重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。
「1.8.1(2)ｂ．(a)ⅷ)

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入」で使用する設備のうち，ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは重大事故等対処設備として位置づける。
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全て網羅されている。
（添付資料1.8.1）
以上の重大事故等対処設備により，原子炉圧力容器へ注水し，溶融
炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ
車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故
シーケンスに対して有効性を確認できないが，代替循環冷却系が使用可能であれば，原子炉圧力容器へ注水する手段として有効で
1.8−9

12

ある。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク及び多目的タンク
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉圧力容器へ注水する手段として有効である。
・復水移送ポンプ及び復水貯蔵タンク
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉圧力容器へ注水する手段として有効である。
ｃ．手順等
上記「ａ．ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段及び設備」及び「ｂ．溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員等 ※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1.8−1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1.8−2表，第1.8−3表）※1

運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。
（添付資料1.8.2）

1.8.2

重大事故等時の手順

1.8.2.1

ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)

ペデスタル（ドライウェル部）への注水
1.8−1013

ａ．格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器の破損を防止するため，代替淡水貯槽を水源とした格納容器下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m〜2.75mに
維持する。
(a)

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】
・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合 ※１ において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【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】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴候※２及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化 ※３ により原子

炉圧力容器の破損を判断した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
※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
1.8−1114

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：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪失），制御棒の位置表示の喪失数増加，原子炉
圧力容器下鏡部温度指示値が300℃到達により確認する。
※3：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温の上昇又は格納容器下部水温指示値の喪失により
確認する。
(b)

操作手順
格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）
への注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.8−1図に，タイムチャートを第1.8−2図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水す
るための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な格納容器下部注
水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデス
タル注入ライン流量調整弁の受電操作を実施し，格納容器下部注
水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデス
タル注入ライン流量調整弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するために必要なポンプ，
1.8−1215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，発電長に格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成を指示する。
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た後，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.4MPa［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，格納容器下部注水系ペデスタル注水
弁，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁を開にする。
⑧運転員等は，発電長に格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水の開始を指示する。
【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張り】⑩運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注水
流量調整弁を開にし，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注
水系格納容器下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
なお，低圧代替注水系格納容器下部注水流量を格納容器下部注水1.8−1316

系ペデスタル注水流量調整弁により80m３ ／hに調整し，格納容器
下部水位が1mを超える水位を検出したことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止する。その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れで排水弁が自動で閉となることを確認する。
【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】⑪運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注水
流量調整弁を開にし，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注
水系格納容器下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
⑫発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心堆積高さに応じたペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。
⑬ ａ 溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水位で0.2m未満であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタ
ル注水流量調整弁によりペデスタル（ドライウェル部）の水位を
0.5m〜1.0mに維持し，発電長に報告する。
⑬ ｂ 溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水位で0.2m以上であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタ
ル注水流量調整弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を80m３ ／hに調整し，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を実1.8−1417

施する。なお，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m〜
2.75mに維持し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した
場合，作業開始を判断してから格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水開始まで11分以内と想定する。
中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）
への注水（淡水／海水）
全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない場合に，格納容器の破損を防止するため，代替淡水貯槽を水源とした格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m〜2.75mに
維持する。
(a)

手順着手の判断基準
1.8−1518

【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張りの判断基準】
・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断 ※１ し，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）への注水ができない場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【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】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴候※２及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化 ※３ により原子

炉圧力容器の破損を判断し，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）への注水ができない場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
※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：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪失），制御棒の位置表示の喪失数増加，原子炉
圧力容器下鏡部温度指示値が300℃到達により確認する。
※3：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温の上昇又は格納容器下部水温指示値の喪失により
確認する。
(b)

操作手順
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル

1.8−1619部）への注水（淡水／海水）手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.8−3図に，タイムチャートを第1.8−4図に示す。（西側接続口によるペデスタル（ドライウェル部）への注水及び東側接続口によるペデスタル（ドライウェル部）への注水手順は同様。）①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に低圧代替注水系配管・弁の接続口への格納容器下部注水系（可搬型）の接続を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に格納容器下部注水系（可搬型）で使用する低圧代替注水系配管・弁の接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備を指示する。
④発電長は，運転員等に格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な格納容器下部
注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の受電操作を実施し，格納容器下部
注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の表示灯が点灯したことを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するため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。
1.8−1720

⑦運転員等は，発電長に納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注水
弁，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁，格納容器
下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁及び格納容器下部注
水系ペデスタル注水流量調整弁を開にする。
⑩運転員等は，発電長に格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成が完了した
ことを報告する。
⑪発電長は，災害対策本部長に格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための原子炉建屋原
子炉棟内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑫重大事故等対応要員は，災害対策本部長に格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するため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送水開始を連絡する。
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の起動を指示する。
⑮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た
後，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1.8−1821

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り送水を開始したことを連絡する。
⑰発電長は，運転員等に格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことの確認を指示する。
【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張り】⑱運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇により確認し，発電長に報告する。
なお，低圧代替注水系格納容器下部注水流量を格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁により80m３ ／hに調整し，格納容器
下部水位が1mを超える水位を検出したことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止する。その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れで排水弁が自動で閉となることを確認する。
【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】⑲運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇により確認し，発電長に報告する。
⑳発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心
1.8−1922

堆積高さに応じたペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。
ａ

溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合

運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水位で0.2m未満であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタ
ル注水流量調整弁によりペデスタル（ドライウェル部）の水位を
0.5m〜1.0mに維持し，発電長に報告する。
ｂ

溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合

運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水位で0.2m以上であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタ
ル注水流量調整弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を80m３ ／hに調整し，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を実施する。なお，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m〜
2.75mに維持し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場
合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，170分以内と想定する。
【東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場
合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大
1.8−2023

事故等対応要員8名にて実施した場合，135分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いること
で，暗闇における作業性についても確保する。
（添付資料1.8.3）
ｃ．消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（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ができない場合に，格納容器の破損を防止するため，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした消火系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m〜2.75mに
維持する。
(a)

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】
1.8−2124

・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断 ※１ し，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができな
い場合において，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの水位が確保されている場合。ただし，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合。
【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】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴候※２及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化 ※３ により原子

炉圧力容器の破損を判断し，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）への注水ができない場合において，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの水位が確保されている場合。ただし，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合。
※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：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪失），制御棒の位置表示の喪失数増加，原子炉
圧力容器下鏡部温度指示値が300℃到達により確認する。
※3：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温の上昇又は格納容器下部水温指示値の喪失により確認する。
1.8−22

25

(b)

操作手順
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.8−5図に，タイムチャートを第1.8−6図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，消火系によるペデスタル（ドライウ
ェル部）への注水に必要な格納容器下部注水系ペデスタル注入ラ
イン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の受電操作を実施し，格納容器下部注水系ペデスタル注入ラ
イン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調
整弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，消火系によるペデスタル（ドライウ
ェル部）への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。
④運転員等は，発電長に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成を指示する。
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，発電長に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等にディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示す
1.8−2326

る。
⑨運転員等は中央制御室にて，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した後，発電長に報告する。
⑩発電長は，運転員等に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水の開始を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン隔離弁を開にする。
【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張り】⑫運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン流量調整弁を開にし，消火系によるペデスタル（ドライウ
ェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
なお，低圧代替注水系格納容器下部注水流量を格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁により80m３ ／hに調整し，格納容器下部水位が1mを超える水位を検出したことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止する。その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れで排水弁が自動で閉となることを確認する。
【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】⑬運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン流量調整弁を開にし，消火系によるペデスタル（ドライウ
ェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
1.8−2427

⑭発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心堆積高さに応じたペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。
⑮ ａ 溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水位で0.2m未満であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタ
ル注入ライン流量調整弁によりペデスタル（ドライウェル部）の水位を0.5m〜1.0mに維持し，発電長に報告する。
⑮ ｂ 溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水位で0.2m以上であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタ
ル注入ライン流量調整弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を80m３ ／hに調整し，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を実施する。なお，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を
2.25m〜2.75mに維持し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してから消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水開始まで47分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
（添付資料1.8.3）

ｄ．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
1.8−2528

全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によりペデスタル（ドライウェ
ル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない場合に，格納容器の破損を防止するため，復水貯蔵タンクを水源とした補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水張りを実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m〜2.75mに
維持する。
(a)

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】
・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断 ※１ し，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注
水ができない場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。
【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】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴候※２及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化 ※３ により原子

炉圧力容器の破損を判断し，格納容器下部注水系（常設）及び消火
1.8−2629

系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができない場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。
※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：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪失），制御棒の位置表示の喪失数増加，原子炉
圧力容器下鏡部温度指示値が300℃到達により確認する。
※3：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温の上昇又は格納容器下部水温指示値の喪失により
確認する。
(b)

操作手順
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水手順の概要
は以下のとおり。
概要図を第1.8−7図に，タイムチャートを第1.8−8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ペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量
調整弁の受電操作を実施し，格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量
1.8−2730

調整弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）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，発電長に補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，災害対策本部長に連絡配管閉止フランジの切り替えを依頼する。
⑥災害対策本部長は，重大事故等対応要員に連絡配管閉止フランジの切り替えを指示する。
⑦重大事故等対応要員は，連絡配管閉止フランジの切り替えを実施する。
⑧重大事故等対応要員は，災害対策本部長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを報告する。
⑨災害対策本部長は，発電長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを連絡する。
⑩発電長は，運転員等に補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成を指示する。
⑪運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，補給水系−消火系連絡
ライン止め弁を開にする。
⑫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。
⑬運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン隔離弁を開にする。
⑭運転員等は，発電長に補給水系によるペデスタル（ドライウェル
1.8−2831部）へ注水するための系統構成が完了したことを報告する。
⑮発電長は，運転員等に復水移送ポンプの起動を指示する。
⑯運転員等は中央制御室にて，復水移送ポンプを起動し，復水移送
ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が 0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑰発電長は，運転員等に補給水系よるペデスタル（ドライウェル部）への注水の開始を指示する。
【ペデスタル（ドライウェル部）への初期水張り】⑱運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン流量調整弁を開にし，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器
下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
なお，低圧代替注水系格納容器下部注水流量を格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁により80m３ ／hに調整し，格納容器
下部水位が1mを超える水位を検出したことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止する。その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れで排水弁が自動で閉となることを確認する。
【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】⑲運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン流量調整弁を開にし，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器
下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
⑳発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心
1.8−2932

堆積高さに応じたペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。
ａ

溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合

運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水位で0.2m未満であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタ
ル注入ライン流量調整弁によりペデスタル（ドライウェル部）の水位を0.5m〜1.0mに維持し，発電長に報告する。
ｂ

溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合

運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水位で0.2m以上であることを確認後，格納容器下部注水系ペデスタ
ル注入ライン流量調整弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を80m３ ／hに調整し，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を実施する。なお，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を
2.25m〜2.75mに維持し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 6 名にて実施した場合，作業開始を判断してから補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水開始まで 101 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
（添付資料1.8.3）(2)

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段の選択方法は以下のとおり。対応
1.8−3033

手段の選択フローチャートを第1.8−25図に示す。
全交流動力電源が喪失し，炉心損傷又は原子炉圧力容器の破損が発生した場合において，常設代替交流電源設備により交流動力電源を確保し，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水を実施する。
格納容器下部注水系（常設）が使用できない場合は，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交流動力電源を確保し，消火系，補給水系又は格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウ
ェル部）への注水を実施する。
なお，格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）への注水手段は，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水手段と同時並行で準備を開始する。
また，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水は，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合に実施する。
1.8.2.2

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1)

原子炉圧力容器への注水
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。
1.8−3134

なお，低圧代替注水系（可搬型）である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。
ａ．原子炉隔離時冷却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高圧の場合において，原子炉圧力容器への注水ができない場合は，原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
原子炉隔離時冷却系はサプレッション・プールを第一水源として用いるが，サプレッション・プールの水位低下，又はサプレッション・プー
ル水の温度上昇時は，原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タンクに手動で切り替える。
水源の切り替えにおいては，原子炉隔離時冷却系を停止することなく
水源の切り替えが可能である。
(a)

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，原子炉圧力容器への注水ができない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

(b)

操作手順
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.8−9図に，タイムチャートを第1.8−10図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
1.8−3235

②運転員等は中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧
力容器への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。
③運転員等は，発電長に原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水の準備が完了したことを報告する。
④発電長は，運転員等に原子炉隔離時冷却系タービンがトリップしている場合は，リセット操作を実施するように指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系タービンがトリップしている場合は，原子炉隔離時冷却系蒸気止め弁を閉にした
後に開とし，原子炉隔離時冷却系タービンをリセットした後，発電長に報告する。
⑥発電長は，運転員等に原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系注入弁及び原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁を開にし，原子炉隔離時冷却系ポンプを起動させ，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉
隔離時冷却系系統流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
⑧発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位をジェットポンプ
上端（以下「原子炉水位Ｌ０」という。）以上に維持するように指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水
位Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。
なお，サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源を切り替える場合は，原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タンク水供給弁の1.8−3336

全開操作を実施後，原子炉隔離時冷却系サプレッション・プール
水供給弁を全閉とすることで水源の切り替えを実施する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断してから原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで5分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

ｂ．高圧代替注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高圧の場合において，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ない
場合は，高圧代替注水系により原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(a)

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，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
場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場
合。

(b)

操作手順
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.8−11図に，タイムチャートを第1.8−12図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に高圧代替注
水系による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系による原子炉圧力容
1.8−3437

器への注水に必要な原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁及び原子炉
隔離時冷却系注入弁の受電操作を実施し，原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁及び原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系による原子炉圧力容器への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。
④運転員等は，発電長に高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に高圧代替注水系による原子炉圧力容器への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，原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁を閉にする。
⑦運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系注入弁及び原子炉隔
離時冷却系注入弁を開にする。
⑧運転員等は，発電長に高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系タービン止め弁を開とし，常設高圧代替注水系ポンプを起動させ，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを高圧代替注水系系統流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
⑪発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位Ｌ０以上に維持するように指示する。
1.8−3538

⑫運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水
位Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始まで10分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

ｃ．低圧代替注水系（常設）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，原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧
代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(a)

手順着手の判断基準
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状態であり，原子炉圧力容器への注水ができない場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

(b)

操作手順
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の概要
は以下のとおり。
概要図を第1.8−13図に，タイムチャートを第1.8−14図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に低圧代替注
1.8−3639水系（常設）による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水に必要な残留熱除去系注入弁（Ｃ）の受電操作を実施し，残留熱除去系注入弁（Ｃ）の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器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，発電長に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への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，残留熱除去系（Ｃ）ポンプの操作ス
イッチを隔離する。
⑦運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）の使用モードを選択し，低圧代替注水系（常設）を起動した後，常設低圧代
替注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.4MPa［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，原子炉注水弁及び原子炉圧力容器注水流量調整弁が自動開したことを確認する。
⑨運転員等は，発電長に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑩発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下
であることを確認し，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
1.8−3740

⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系注入弁（Ｃ）を開にし，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを低圧代替注水系
原子炉注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
⑫発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑬運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水
位Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した
場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉
圧力容器への注水開始まで7分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

ｄ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）
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は，低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(a)

手順着手の判断基準
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状態で1.8−3841

あり，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おいて，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
(b)

操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.8−15図に，タイムチャートを第1.8−16図に示す。
（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用する西側接続口による原子炉圧力容器への注水及び低圧炉心スプレイ系配管を使用する東側接続口による
原子炉圧力容器への注水の手順は，手順⑩以外同様。）①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に低圧代替注水系配管・弁の接続口への低圧代替注水系（可搬型）の接続を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）で使用する低圧代替注水系配管・弁の接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
④発電長は，運転員等に残留熱除去系（Ｃ）配管又は低圧炉心スプ
レイ系配管を使用した低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
力容器への注水の準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉圧力容器への注水に必要な残留熱除去系注入弁（Ｃ）又は低圧炉心スプレイ系注入弁の受電操作を実施し，残留熱除去系注入
弁（Ｃ）又は低圧炉心スプレイ系注入弁の表示灯が点灯したことを確認する。
1.8−3942

⑥運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉圧力容器への注水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（Ｃ）ポンプ又は低圧
炉心スプレイ系ポンプの操作スイッチを隔離する。
⑧運転員等は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
力容器への注水の準備が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下
であることを確認し，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
力容器への注水の系統構成を指示する。
⑩ ａ 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圧
力容器への注水の場合
運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁，残留熱除去系注入弁（Ｃ）及び原子炉圧力容器注水流量調整弁を開にする。
⑩ ｂ 低圧炉心スプレイ系配管を使用した東側接続口による原子炉圧
力容器への注水の場合
運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁，低圧炉心スプレイ系
注入弁及び原子炉圧力容器注水流量調整弁を開にする。
⑪運転員等は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
力容器への注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑫発電長は，災害対策本部長に低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉圧力容器へ注水するための原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑬重大事故等対応要員は，災害対策本部長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器へ注水するための準備が完了したこと
1.8−4043

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送水開始を連絡する。
⑮災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
⑯重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを起動した
後，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り送水を開始したことを連絡する。
⑱発電長は，運転員等に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
力容器への注水が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，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを低圧代替注水系原子炉注水流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑳発電長は，災害対策本部長に低圧代替注水系（可搬型）により原
子炉圧力容器への注水が開始されたことを連絡する。
発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位Ｌ０以上に維持するように指示する。
運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器注水流量調整弁により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬1.8−4144型）による原子炉圧力容器への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【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圧力容器への注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，170分以内と想定する。
【低圧炉心スプレイ系配管を使用した東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，135分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いること
で，暗闇における作業性についても確保する。
（添付資料1.8.3）
ｅ．代替循環冷却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）による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，代替循環冷却系により原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉
隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができ
1.8−4245

ない場合は，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，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(a)

手順着手の判断基準
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状態であり，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おいて，サプレッション・プールの水位が確保されている
場合。

(b)

操作手順
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.8−17図に，タイムチャートを第1.8−18図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水に必要な残留熱除去系（Ａ）ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパ
ス弁及び残留熱除去系注入弁（Ａ）の受電操作を実施し，残留熱除去系（Ａ）ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁及び残留熱除去系注入弁（Ａ）の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系による原子炉圧力容器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とともに，冷却水が確保されていることを確認する。
1.8−4346

④運転員等は，発電長に代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に代替循環冷却系による原子炉圧力容器への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，残留熱除去系（Ａ）ポンプの操作ス
イッチを隔離する。
⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系注水配管分離弁，残留熱除去系（Ａ）ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口
弁及び残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁を閉にする。
⑧運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系入口弁及び代替循環
冷却系テストライン弁を開にする。
⑨運転員等は，発電長に代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑩発電長は，運転員等に代替循環冷却系ポンプの起動を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプを起動し，代替循環冷却系ポンプ吐出圧力指示値が1.4MPa［gage］以上である
ことを確認した後，発電長に報告する。
⑫発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下
であることを確認し，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑬運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系注入弁（Ａ）を開にした後，代替循環冷却系原子炉圧力容器注水流量調節弁を開にするとともに代替循環冷却系テストライン弁を閉する。
⑭運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを代替循環冷却系原子炉注水流量の流量上昇で確認し，発1.8−4447

電長に報告する。
⑮発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑯運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水
位Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した
場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系
による原子炉圧力容器への注水開始まで41分以内と想定する。中央制
御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：150分以内

ｆ．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は，消火系により原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
1.8−4548

(a)手順着手の判断基準
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状態であり，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の注水ができない場合において，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの水位が確保されている場合。ただし，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していな
い場合。

(b)

操作手順
消火系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.8−19図に，タイムチャートを第1.8−20図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，消火系による原子炉圧力容器への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。
③運転員等は，発電長に消火系による原子炉圧力容器への注水の準備が完了したことを報告する。
④発電長は，運転員等に消火系による原子炉圧力容器への注水の系
統構成を指示する。
⑤運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。
⑥運転員等は，発電長に消火系による原子炉注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑦発電長は，運転員等にディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
1.8−4649

⑧運転員等は中央制御室にて，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した後，発電長に報告する。
⑨発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下
であることを確認し，消火系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑩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。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系注入弁（Ｂ）を開にする。
⑫運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑬発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑭運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水
位Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉圧力容器への注水開始まで50分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
1.8−4750

ｇ．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は，補給水系により原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(a)

手順着手の判断基準
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状態であり，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おいて，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。

(b)

操作手順
補給水系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.8−21図に，タイムチャートを第1.8−22図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，補給水系による原子炉圧力容器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。
③運転員等は，発電長に補給水系による原子炉圧力容器への注水の準備が完了したことを報告する。
1.8−4851

④発電長は，災害対策本部長に連絡配管閉止フランジの切り替えを依頼する。
⑤災害対策本部長は，重大事故等対応要員に連絡配管閉止フランジの切り替えを指示する。
⑥重大事故等対応要員は，連絡配管閉止フランジの切り替えを実施する。
⑦重大事故等対応要員は，災害対策本部長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを連絡する。
⑨発電長は，運転員等に補給水系による原子炉圧力容器への注水の系統構成を指示する。
⑩運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，補給水系−消火系連絡
ライン止め弁を開にする。
⑪運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。
⑫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。
⑬運転員等は，発電長に補給水系による原子炉圧力容器への注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑭発電長は，運転員等に復水移送ポンプの起動を指示する。
⑮運転員等は中央制御室にて，復水移送ポンプを起動し，復水移送
ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑯発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下
1.8−4952

であることを確認し，補給水系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑰運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系注入弁（Ｂ）を開にし，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去系系
統流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
⑱発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水
位Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員6名にて実施した
場合，作業開始を判断してから補給水系による原子炉圧力容器への注水開始まで105分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

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
全交流動力電源喪失時，損傷炉心への注水を行う場合，ほう酸水注入
系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(a)

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合 ※１ において，損
傷炉心に注水を実施する場合。
※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101.8−5053

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
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手順の概要
は以下のとおり。
概要図を第1.8−23図に，タイムチャートを第1.8−24図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に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の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，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。
③運転員等は，発電長に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の開始を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入ポンプＡ（Ｂ）の起動
操作（ほう酸水注入系起動用キー・スイッチを「ＳＹＳＡ（Ｂ）」位置にすることで，ほう酸水貯蔵タンク出口弁及びほう酸水注入系爆破弁が開となり，ほう酸水注入ポンプが起動する。）を実施し，ほう酸水注入ポンプ吐出圧力が原子炉圧力容器
内の圧力以上であることを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始されたことをほう酸水貯蔵タンク液位の低下により確認し，発電長に報告する。
1.8−5154

⑦発電長は，運転員等にほう酸水貯蔵タンク液位を監視し，ほう酸
水が全量注入されたことを確認した後，ほう酸水注入ポンプＡ（Ｂ）の停止を指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器へほう酸水の全量注入完了を確認した後，ほう酸水注入ポンプＡ（Ｂ）を停止し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断してからほう酸水注入系による原子炉圧力容器
へのほう酸水注入開始まで2分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

(2)

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1.8−25図に示す。
全交流動力電源が喪失し，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の場合
は，所内常設直流電源設備により直流電源を確保し，原子炉隔離時冷却系
による原子炉圧力容器への注水を実施する。
原子炉隔離時冷却系が使用できない場合は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備により直流電源を確保し，高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水を実施する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の場合は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，逃がし安全弁により減圧し，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水を実施する。
1.8−5255

低圧代替注水系（常設）が使用できない場合は，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水を実施する。
代替循環冷却系が使用できない場合は，消火系，補給水系又は低圧代替
注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水を実施する。
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同時並行で実施する。
なお，低圧代替注水系（可搬型）である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。
また，消火系による原子炉圧力容器への注水は，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場
合に実施する。
1.8.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

逃がし安全弁による減圧手順については，「1.3原子炉冷却材圧力バウ

ンダリを減圧するための手順等」にて整備する。
残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷却水確保手順については，「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順について
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。
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。
1.8−5356

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，代替循環冷却系ポンプ，復水移送ポンプ，ほう酸水注入ポンプ，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。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.8−5457

第1.8−1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（1／13）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※３

重大事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水−３ａ」，「注水−３ｂ」

低圧代替注水系配管・弁格納容器下部注水系配管・弁格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ５
燃料補給設備 ※５

重大事故等 対処設 備

関連設備

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

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

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については「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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.8−5558

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／13）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※３
代替淡水貯槽 ※３

重大事故等対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水−３ａ」，「注水−３ｂ」

低圧代替注水系配管・弁格納容器下部注水系配管・弁格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ５
可搬型代替交流電源設備 ※５
燃料補給設備 ※５

重大事故等対処設 備

関連設備

格納容器下部注水 系（可搬型） によるペデ スタル （ドライ ウェ ル部）への 注水

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

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については「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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.8−5659

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／13）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １

対応設備

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水−３ａ」，「注水−３ｂ」
重大事故等対策要領

自主対策設備

消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備

関連設備

格納容器下部注水系配管・弁格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ５
可搬型代替交流電源設備 ※５
燃料補給設備 ※５

自主対策設備主要設備

消火系によ るペデ スタル（ドラ イウェル部）への 注水

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

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については「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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.8−5760

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／13）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １

対応設備

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水−３ａ」，「注水−３ｂ」
重大事故等対策要領

自主対策設備補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等対処設 備

関連設備

格納容器下部注水系配管・弁格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ５
可搬型代替交流電源設備 ※５
燃料補給設備 ※５

自主対策設 備主要設備

補給水系によるペ デスタル（ド ライウェル 部）へ の注水

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

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については「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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.8−5861

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／13）
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 対処設 備（設計基準拡張）

原子炉隔離時冷却系ポンプ

重大事故等対処設 備

主要設備
原子炉圧力容器所内常設直流電源設備 ※５
常設代替交流電源設備 ※５
可搬型代替交流電源設備 ※５
燃料補給設備 ※５

重大事故等対処設 備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ

重大事故等対処設 備（設計基準 拡張）

関連設備

原子炉隔離時冷却 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

サプレッション・プール ※４

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書 ※ １

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水−１」，「注水−２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については「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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.8−5962

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／13）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １対応設備

常設高圧代替注水系ポンプ
サプレッション・プール

重大事故等 対処設 備

関連設備

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備 ※ ５
可搬型代替直流電源設備 ※５
常設代替交流電源設備 ※ ５
可搬型代替交流電源設備 ※５
燃料補給設備 ※５

重大事故等対処設 備

主要設備

高圧代替注水系に 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

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水−１」，「注水−２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については「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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.8−6063

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／13）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※３

重大事故等対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水−１」，「注水−２」

低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※ ５
燃料補給設備 ※５

重大事故等対処設 備

関連設備

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

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については「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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.8−6164

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／13）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※３
代替淡水貯槽 ※３

重大事故等対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水−１」，「注水−２」
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系（Ｃ）配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※ ５
可搬型代替交流電源設備 ※５
燃料補給設備 ※５

重大事故等対処設 備

関連設備

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

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については「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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.8−6265

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／13）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １

対応設備

重大事故等対処設 備（設計基準拡張）

残留熱除去系海水ポンプ ※２

重大事故等対処設 備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器（Ａ）
サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※２

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水−１」，「注水−２」
重大事故等対策要領

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備 ※２
常設代替交流電源設備 ※ ５
燃料補給設備 ※５

重大事故等対処設 備

関連設備

代替循環冷却系に よる原子炉圧 力容器への 注水①

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

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については「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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.8−6366

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／13）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １

対応設備

重大事故等対処設 備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器（Ａ）
サプレッション・プール

主要設備
自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水−１」，「注水−２」
重大事故等対策要領

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
非常用取水設備 ※２
常設代替交流電源設備 ※ ５
燃料補給設備 ※５

重大事故等対処設 備

関連設備

代替循環冷却系に よる原子炉圧 力容器への 注水②

溶融炉心のペデス タル（ド ライ ウェル部） の床面 への落下 遅延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については「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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.8−6467

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／13）
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

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水−１」，「注水−２」
重大事故等対策要領

自主対策設備

消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備（設計基準拡張）関連設備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁重大事故等 対処設 備

原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※ ５
可搬型代替交流電源設備 ※５
燃料補給設備 ※５

自主対策設 備主要設備

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

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書 ※ １対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については「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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.8−6568

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／13）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水−１」，「注水−２」
重大事故等対策要領

自主対策設備補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等対処設 備（設計基準拡張）関連設備

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁重大事故等対処設 備

原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※ ５
可搬型代替交流電源設備 ※５
燃料補給設備 ※５

自主対策設 備主要設備

補給水系による原 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

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書 ※ １対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については「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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.8−6669

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／13）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １

対応設備

ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水貯蔵タンク

重大事故等対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水−１」，「注水−２」

ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※ ５
可搬型代替交流電源設備 ※５
燃料補給設備 ※５

重大事故等対処設 備

関連設備

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

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

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替手順については「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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.8−6770

第1.8−2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／12）
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）1.8.2.1 ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水

判断基準

ａ．格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェ
ル部）への注水

格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※ １

原子炉圧力容器内の水位

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

格納容器内の温度

格納容器下部水温 ※１

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３

補機監視機能制御棒位置指示

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※ １

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度 ※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

操作

サプレッション・プール水温度 ※ １
格納容器内の水位

格納容器下部水位 ※１

格納容器への注水量※１

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

低圧代替注水系格納容器下部注水流量※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.8−6871

監視計器一覧（2／12）
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）1.8.2.1 ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水

判断基準

ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウ
ェル部）への注水（淡水／海水）

格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※ １

原子炉圧力容器内の水位

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

格納容器内の温度

格納容器下部水温 ※１

格納容器への注水量※１

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

電源275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３

補機監視機能制御棒位置指示常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※ １

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度 ※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

操作

サプレッション・プール水温度 ※ １
格納容器内の水位

格納容器下部水位 ※１

格納容器への注水量

※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

低圧代替注水系格納容器下部注水流量※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.8−6972

監視計器一覧（3／12）
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）1.8.2.1 ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水

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） ※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※ １

原子炉圧力容器内の水位

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

格納容器内の温度

格納容器下部水温 ※１

格納容器への注水量※１

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

電源275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３

補機監視機能制御棒位置指示常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※ １ｃ．消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度 ※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

サプレッション・プール水温度 ※ １

操作

格納容器内の水位

格納容器下部水位 ※１

格納容器への注水量※１

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

低圧代替注水系格納容器下部注水流量※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.8−7073

監視計器一覧（4／12）
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）1.8.2.1 ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水

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） ※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※ １

原子炉圧力容器内の水位

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

格納容器内の温度

格納容器下部水温 ※１

格納容器への注水量※１

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

電源275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３

補機監視機能制御棒位置指示常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※ １ｄ．補給水系によるペデスタル（ドライウェ
ル部）への注水

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度 ※１
サプレッション・チェンバ雰囲気温度※１

サプレッション・プール水温度 ※ １

操作

格納容器内の水位

格納容器下部水位 ※１

格納容器への注水量※１

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

低圧代替注水系格納容器下部注水流量※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.8−7174

監視計器一覧（5／12）
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）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

判断基準

ａ．原子炉隔離時冷却系
による原子炉圧力容
器への注水

操作

格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※ １

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※ １
原子炉圧力（ＳＡ） ※ １

原子炉圧力容器への注水量

高圧炉心スプレイ系系統流量 ※１
給水流量

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３

補機監視機能高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位 ※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※ １
原子炉圧力（ＳＡ） ※ １

原子炉圧力容器への注水量

原子炉隔離時冷却系系統流量 ※１

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位 ※１
復水貯蔵タンク水位※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.8−7275

監視計器一覧（6／12）
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）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

判断基準

ｂ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

操作

格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※ １

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※ １
原子炉圧力（ＳＡ） ※ １

原子炉圧力容器への注水量

高圧炉心スプレイ系系統流量 ※１
給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量 ※１

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３

補機監視機能高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位 ※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※ １
原子炉圧力（ＳＡ） ※ １

原子炉圧力容器への注水量

高圧代替注水系系統流量 ※１

補機監視機能常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位 ※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.8−7376

監視計器一覧（7／12）
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）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

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） ※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※ １

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※ １
原子炉圧力（ＳＡ） ※ １

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量 ※１
低圧炉心スプレイ系系統流量 ※１
残留熱除去系系統流量 ※ １

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※ １
原子炉圧力（ＳＡ） ※ １

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量 ※ １

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

ｃ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧
力容器への注水操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.8−7477

監視計器一覧（8／12）
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）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

判断基準

ｄ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
圧力容器への注水（淡水／海水）操作

格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※ １

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※ １
原子炉圧力（ＳＡ） ※ １

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量 ※１
低圧炉心スプレイ系系統流量 ※１
残留熱除去系系統流量 ※ １
低圧代替注水系原子炉注水流量 ※ １
代替循環冷却系原子炉注水流量 ※ １

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※ １
原子炉圧力（ＳＡ） ※ １

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量 ※ １

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.8−7578

監視計器一覧（9／12）
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）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

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） ※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※ １

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※ １
原子炉圧力（ＳＡ） ※ １

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量 ※１
低圧炉心スプレイ系系統流量 ※１
残留熱除去系系統流量 ※ １
低圧代替注水系原子炉注水流量 ※ １

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位 ※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※ １
原子炉圧力（ＳＡ） ※ １

原子炉圧力容器への注水量

代替循環冷却系原子炉注水流量 ※ １

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確認

サプレッション・プール水位 ※１

ｅ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.8−7679

監視計器一覧（10／12）
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）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

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） ※ １
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※ １

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※１
原子炉圧力（ＳＡ） ※１

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量 ※１
低圧炉心スプレイ系系統流量 ※１
残留熱除去系系統流量 ※１
低圧代替注水系原子炉注水流量 ※１
代替循環冷却系原子炉注水流量 ※１

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※１
原子炉圧力（ＳＡ） ※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※１

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

ｆ．消火系による原子炉
圧力容器への注水操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.8−7780

監視計器一覧（11／12）
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）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

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） ※ １
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※ １

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※１
原子炉圧力（ＳＡ） ※１

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量 ※１
低圧炉心スプレイ系系統流量 ※１
残留熱除去系系統流量 ※１
低圧代替注水系原子炉注水流量 ※１
代替循環冷却系原子炉注水流量 ※１

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※１
原子炉圧力（ＳＡ） ※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※１

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

ｇ．補給水系による原子炉圧力容器への注水操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.8−7881

監視計器一覧（12／12）
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）1.8.2.2 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水

判断基準

ｈ．ほう酸注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※ １

原子炉圧力容器内の水位

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

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※ ３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※ ３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※ ３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※ ３

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※１
原子炉圧力（ＳＡ） ※ １

操作

格納容器内の放射線量率

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

ほう酸水貯蔵タンク液位
ほう酸水注入ポンプ吐出圧力 ※ ３※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。
原子炉圧力容器への注水量

1.8−7982

第1.8−3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

格納容器下部注水系 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ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

原子炉隔離時冷却系(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
緊急用直流125V主母線盤

高圧代替注水系(蒸気系) 弁

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
緊急用直流125V主母線盤

高圧代替注水系(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
常設代替直流電源設備
緊急用直流125V主母線盤

残留熱除去系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

低圧炉心スプレイ系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系

代替循環冷却系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ

代替循環冷却系 弁

常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

ほう酸水注入ポンプ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

ほう酸水注入系

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系【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

弁

1.8−80

83

（凡例）
：ポンプ
AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

⑩，⑪，⑬ ａ， ｂ
⑦※1
⑦ ※２

1.8−81

⑦ ※３

操作手順
⑦

※１

⑦ ※２
記載例

弁番号
格納容器下部注水系ペデスタル注水弁
格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁

操作手順
⑦

※３

⑩，⑪，⑬ ａ， ｂ

弁番号
格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁
格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁○：操作手順番号を示す。
○ ａ〜 ：同一操作手順番号内で選択して実施する操作がある場合の操作手順の優先番号を示す。
○ ※１〜 ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第1.8−1図

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

概要図

84

第1.8−2図

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）への注水タイムチャート

1.8−82

85

（凡例）
：ポンプ

⑮

AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

⑨ ※ ４ ，⑱，ａ ，ｂ：西側接続口を使用した場合：東側接続口を使用した場合

⑨ ※１
⑨ ※２
⑨ ※３
⑫

1.8−83⑮⑨⑨ ※４ ，⑱，

操作手順
⑨

記載例

※１

※１

ａ， ｂ

弁番号
格納容器下部注水系ペデスタル注水弁⑨ ※２

格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁⑨ ※３

格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁

操作手順
⑨

※４

，⑱，

弁番号
ａ ，ｂ

⑮

格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁
西側接続口又は東側接続口の弁○：操作手順番号を示す。
○ ａ〜 ：同一操作手順番号内で選択して実施する操作がある場合の操作手順の優先番号を示す。
○ ※１〜 ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第 1.8−3 図

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）

概要図

86

第1.8−4図

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）

1.8−84

タイムチャート

87

（凡例）
：ポンプ
AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁

⑫，⑬，⑮

a，b

：手動弁

⑪

1.8−85
⑥

操作手順

記載例

弁番号

⑥

補助ボイラ冷却水元弁⑪

格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁

操作手順
⑫，⑬，⑮

ａ ，ｂ

弁番号
格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁○：操作手順番号を示す。
○ ａ〜 ：同一操作手順番号内で選択して実施する操作がある場合の操作手順の優先番号を示す。

第1.8−5図

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

概要図

88

第1.8−6図

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

タイムチ

ャート

1.8−86

89

（凡例）
：ポンプ
AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁

⑱，⑲，

ａ， ｂ

：手動弁

⑬

1.8−87
⑪ ※２

⑪※１

⑫

操作手順
⑪

※１，※２

⑫
記載例

弁番号

操作手順

補給水系−消火系連絡ライン止め弁
補助ボイラ冷却水元弁

⑬
⑱，⑲，

弁番号
格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁

ａ ，ｂ

格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁○：操作手順番号を示す。
○ ａ〜 ：同一操作手順番号内で選択して実施する操作がある場合の操作手順の優先番号を示す。
○ ※１〜 ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第1.8−7図

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

概要図

90

第1.8−8図

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

タイム

チャート

1.8−88

91

⑦ ※１

⑤

⑦ ※２

（凡例）
：ポンプ

操作手順

記載例

AO

：空気作動弁

MO

：電動弁

HO

：油圧調整弁
：逆止弁

弁名称

⑤

原子炉隔離時冷却系蒸気止め弁

：手動弁

⑦

※１

原子炉隔離時冷却系注入弁⑦※２

原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁：注水ライン：蒸気（排気含む）ライン○：操作手順番号を示す。
○ ※１ 〜 ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第 1.8−9 図

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

1.8−89概要図92

第 1.8−10 図

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

タイムチ

ャート

1.8−90

93

⑥

⑦※２

⑩

⑦ ※１

（凡例）
：ポンプ

操作手順

：空気作動弁

MO

：電動弁

HO

：油圧調整弁

⑥

原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁

：逆止弁

※１

高圧代替注水系注入弁

：手動弁

⑦ ※２

原子炉隔離時冷却系注入弁⑩

高圧代替注水系タービン止め弁：注水ライン：蒸気（排気含む）ライン

⑦

記載例

弁名称

AO

○
：操作手順番号を示す。
○ ※１ 〜 ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第 1.8−11 図

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

1.8−91

概要図

94

第 1.8−12 図

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

タイムチャート

1.8−92

95

（凡例）
：ポンプ
AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

⑧※２
⑪

1.8−93

⑧ ※１

操作手順
⑧

※１

⑧ ※２
⑪
記載例

弁名称
原子炉注水弁
原子炉圧力容器注水流量調整弁
残留熱除去系注入弁（Ｃ）○：操作手順番号を示す。
○ ※１〜 ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第1.8−13図

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

概要図

96

第1.8−14図

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

タイ

ムチャート

1.8−94

97

（凡例）
：ポンプ

⑯

AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁

⑩

ｂ※３

⑩

，

：手動弁

ｂ※１

：西側接続口を使用した場合⑩ ａ※ ３ ，：東側接続口を使用した場合⑩ ａ ※２⑩ ｂ※２⑯⑩ ａ※ １

1.8−95
操作手順⑩

原子炉注水弁

⑩ ａ※２

残留熱除去系注入弁（Ｃ）

ｂ※２

低圧炉心スプレイ系注入弁

⑩
記載例

弁名称

ａ※１，ｂ※１

操作手順⑩

ａ※ ３ ，ｂ ※３

⑯

，

弁名称
原子炉圧力容器注水流量調整弁
西側接続口又は東側接続口の弁○：操作手順番号を示す。
○ ａ〜 ：同一操作手順番号内で選択して実施する操作がある場合の操作手順の優先番号を示す。
○ ※１〜 ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第1.8−15図

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）

概要図

98

第1.8−16図

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）

タイムチャート

1.8−96

99

⑬ ※２
⑦ ※１

⑬ ※１

⑧ ※２
⑬ ※３

⑦ ※４
⑧ ※１

⑦ ※２
⑦ ※３

（凡例）
操作手順
⑦※１
⑦

残留熱除去系（Ａ）ミニフロー弁⑦※３

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁

⑧

記載例

※２

残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁

※１

，⑬

：ポンプ

残留熱除去系注水配管分離弁

※２

⑦※４

⑧

弁名称

代替循環冷却系入口弁※３

AO：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁

代替循環冷却系テストライン弁⑬※１

残留熱除去系注入弁（Ａ）⑬※２

代替循環冷却系原子炉圧力容器注水流量調節弁：手動弁○：操作手順番号を示す。
○ ※１ 〜 ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第1.8−17図

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

1.8−97

概要図100

第1.8−18図

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

タイムチャート

1.8−98

101

⑪

⑩ ※１

⑩ ※２
⑤

（凡例）
：ポンプ

操作手順
⑤
⑩
記載例

補助ボイラ冷却水元弁※１ ， ※２

⑪

弁名称

AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁

残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁：手動弁

残留熱除去系注入弁（Ｂ）○：操作手順番号を示す。
○ ※１ 〜 ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第1.8−19図

消火系による原子炉圧力容器への注水

1.8−99

概要図102

第1.8−20図

消火系による原子炉圧力容器への注水

1.8−100

タイムチャート

103

⑰

⑩※１
⑩ ※２

⑫ ※１

⑫ ※２
⑪

（凡例）
：ポンプ
操作手順

弁名称

⑩ ※１ ， ※２補給水系−消火系連絡ライン止め弁⑪⑫※１ ， ※２⑰
記載例

補助ボイラ冷却水元弁

AO：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁

残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁
残留熱除去系注入弁（Ｂ）：手動弁○：操作手順番号を示す。
○ ※１ 〜 ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第1.8−21図

補給水系による原子炉圧力容器への注水

1.8−101

概要図104

第1.8−22図

補給水系による原子炉圧力容器への注水

1.8−102

タイムチャート

105

（凡例）
：ポンプ
AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁
：爆破弁
：手動弁
：ほう酸水注入ポンプ（Ａ）使用した場合：ほう酸水注入ポンプ（Ｂ）使用した場合

1.8−103
操作手順
⑤

※１

⑤ ※２
記載例

⑤※２

⑤ ※１

⑤ ※２

⑤ ※１

弁名称
ほう酸水貯蔵タンク出口弁
ほう酸水注入系爆破弁○：操作手順番号を示す。
○ ※１〜 ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第 1.8−23 図

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

概要図

106

第 1.8−24 図

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

タイ

ムチャート

1.8−104107

(1)ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却（凡例）

全交流動力電源喪失：プラント状態：操作・確認
炉心損傷
又は
原子炉圧力容器破損：判断：重大事故等対処設備（並行操作）

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）への注水

可搬型代替注水大型
ポンプ準備

重大事故等対処設備によるプラ
ントの安全性に関する機能が損なわれる火災の発生なし

No

Yes

1.8−105

消火系による
ペデスタル（ドライウェル部）
への注水

ペデスタル
（ドライウェル部）
への注水成功No

ペデスタル（ドライウェル部）
への注水成功Yes

Yes

補給水系による
ペデスタル（ドライウェル部）
への注水

No

ペデスタル
（ドライウェル部）
への注水成功No

Yes
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

ペデスタル（ドライウェル部）
への注水

第1.8−25図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1／2）

108

(2)

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止（凡例）
全交流動力電源喪失：プラント状態：操作・確認（並行操作）：判断：重大事故等対処設備

No

原子炉冷却材圧力
バウンダリ高圧時

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Yes
原子炉隔離時冷却系
による原子炉圧力容器への注水

原子炉冷却材圧力
バウンダリ低圧時原子炉圧
原子炉圧力容器への注水
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器
への注水

No

原子炉圧力容器への注水成功（並行操作）
可搬型代替注水大型
ポンプ準備

Yes
原子炉圧力容器への注水成功高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

原子炉圧力容器への注水成功

Yes

Yes

No

No

Yes
消火系による
原子炉圧力容器への注水

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

原子炉圧力容器への注水成功Yes

逃がし安全弁による減圧No

重大事故等対処設備によるプラ
ントの安全性に関する機能が損なわれる火災の発生なし

No

原子炉圧力容器への注水成功Yes

No

補給水系による
原子炉圧力容器への注水

原子炉圧力容器への注水成功Yes

No

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

原子炉圧力容器への注水

第1.8−25図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2／2）
1.8−106109

添付資料 1.8.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／8）
技術 的能力審査基準（1.8）

【本 文】
発電 用原 子 炉設置者において、炉心の著しい損 傷が 発 生した場合において原子炉格納容器 の破 損 を防止するため、溶融し、原子炉格 納容 器 の下部に落下した炉心を冷却す
るた めに 必 要な手順等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。

番号

設置 許可 基 準規 則（ 第 51 条 ）技術 基準 規 則（第 66 条 ）

【本 文】

【本 文】

発電 用原 子 炉施 設に は、 炉 心の 著し い 損 傷

発電 用原 子 炉施 設に は、 炉 心の 著し い 損 傷が発 生し た 場合 にお いて 原 子炉 格納 容 器 のが発 生し た 場合 にお いて 原 子炉 格納 容 器 の破損 を防 止 する ため 、溶 融 し、 原子 炉 格 納

破損 を防 止 する ため 、溶 融 し、 原子 炉 格 納

容器 の下 部 に落 下し た炉 心 を冷 却す る た め

容器 の下 部 に落 下し た炉 心 を冷 却す る た めに必 要な 設 備を 設け なけ れ ばな らな い 。

に必 要な 設 備を 施設 しな け れば なら な い 。

【解 釈】

【解 釈】

【解 釈】

1

1

1

①

「 溶 融し 、原子炉格納容器の下部に落第 51 条 に規 定す る「 溶 融し 、原 子 炉 格
納容 器の 下 部に 落下 した 炉 心を 冷却 す

納容 器の 下 部に 落下 した 炉 心を 冷却 す順等 」と は、以下に掲げる措置又はこるた めに 必 要な 設備 」と は 、以 下に 掲

るた めに 必 要な 設備 」と は 、以 下に 掲

れら と同 等以上の効果を有する措置をげる 措置 又 はこ れら と同 等 以上 の効 果

げる 措置 又 はこ れら と同 等 以上 の効 果行う ため の手順等をいう｡

を有 する 措 置を 行う ため の 設備 をい う｡

を有 する 措 置を 行う ため の 設備 をい う｡

なお 、原 子 炉格 納容 器下 部 に落 下し た

なお 、原 子 炉格 納容 器下 部 に落 下し たた溶 融炉 心の冷却は、溶融炉心・コン

溶融 炉心 の 冷却 は、 溶融 炉 心・ コン ク

溶融 炉心 の 冷却 は、 溶融 炉 心・ コン ク

クリ ート 相互作用（ＭＣＣＩ）を抑制

リー ト相 互 作用 （Ｍ ＣＣ Ｉ ）を 抑制 すリー ト相 互 作用 （Ｍ ＣＣ Ｉ ）を 抑制 す

する こと 及び溶融炉心が拡がり原子炉

るこ と及 び 溶融 炉心 が拡 が り原 子炉 格

るこ と及 び 溶融 炉心 が拡 が り原 子炉 格

格納 容器 バウンダリに接触することを

納容 器バ ウ ンダ リに 接触 す るこ とを 防

納容 器バ ウ ンダ リに 接触 す るこ とを 防防止 する ために行われるものである。

止す るた め に行 われ るも の であ る。

止す るた め に行 われ るも の であ る。

(1)原 子 炉格 納容器下部に落下した溶融炉

a)原 子炉 格 納容 器下 部注 水 設備 を設 置 す るa)原 子炉 格 納容 器下 部注 水 設備 を設 置 す る

こと 。原 子 炉格 納容 器下 部 注水 設備 とこと 。原 子 炉格 納容 器下 部 注水 設備 とa)炉 心の 著 しい損傷が発生した場合においは、 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 等て、 原子 炉格納容器下部注水設備によ以上 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 設り、 原子 炉格納容器の破損を防止するた備を いう 。

備を いう 。

−

心の 冷却

めに 必要 な手順等を整備すること。

②(2)溶 融 炉心 の原子炉格納容器下部への落下遅 延・ 防止a)溶 融炉 心 の原子炉格納容器下部への落下を遅 延又 は防止するため、原子炉圧力容器へ 注水 する手順等を整備すること。

③④

第 66 条 に規 定す る「 溶 融し 、原 子 炉 格

下し た炉 心を冷却するために必要な手

なお 、原子炉格納容器下部に落下し

番号

−

⑤
ⅰ)原 子 炉格 納容 器 下部 注水 設備 （ ポン プⅰ)原 子 炉格 納容 器 下部 注水 設備 （ ポン プ

車及 び耐 圧 ホー ス等 ）を 整 備す るこ

車及 び耐 圧 ホー ス等 ）を 整 備す ること。 （可 搬 型の 原子 炉格 納 容器 下部 注と。 （可 搬 型の 原子 炉格 納 容器 下部 注

水設 備の 場 合は 、接 続す る 建屋 内の 流

水設 備の 場 合は 、接 続す る 建屋 内の 流

路を あら か じめ 敷設 する こ と。 ）路を あら か じめ 敷設 する こ と。 ）ⅱ)原 子 炉格 納容 器 下部 注水 設備 は 、多 重ⅱ)原 子 炉格 納容 器 下部 注水 設備 は 、多 重

性又 は多 様 性及 び独 立性 を 有し 、位 置

性又 は多 様 性及 び独 立性 を 有し 、位 置

的分 散を 図 るこ と。 （た だ し、 建屋 内

的分 散を 図 るこ と。 （た だ し、 建屋 内の構 造上 の 流路 及び 配管 を 除く 。）の構 造上 の 流路 及び 配管 を 除く 。）b)こ れら の 設備 は、 交流 又 は直 流電 源 が 必b)こ れら の 設備 は、 交流 又 は直 流電 源 が 必

要な 場合 は 代替 電源 設備 か らの 給電 を 可

要な 場合 は 代替 電源 設備 か らの 給電 を 可能と する こ と。

能と する こ と。

1.8−107⑥⑦

110

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／8）：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

手段

既設
新設

解釈
対応 番号

備考

手段

機器 名称

ディ ーゼ ル 駆動 消火 ポ ンプ

代替淡水貯槽新設

ろ過 水貯 蔵 タン ク

低圧代替注水系配管・弁新設

格納容器下部注水系配管・弁

新設

格納容器

既設

常設代替交流電源設備

新設

燃料補給設備新設

可搬型代替注水大型ポンプ新設

可搬 型代 替 交流 電源 設 備

代替淡水貯槽

新設

燃料 補給 設 備

低圧代替注水系配管・弁新設

復水 移送 ポ ンプ

格納容器下部注水系配管・弁新設

既設

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

−

−

−

−

−

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

格納容器

−

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

新設①②④⑤⑥⑦

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

常設低圧代替注水系ポンプ①②④⑤⑥⑦

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−

機器名称

自主 対策 設 備

多目 的タ ン ク

消火 系配 管 ・弁格納 容器 下 部注 水系 配 管・ 弁

格納 容器

常設 代替 交 流電 源設 備

補給 水系 配 管・ 弁

消火 系配 管 ・弁

復水 貯蔵 タ ンク

格納 容器 下 部注 水系 配 管・ 弁

格納 容器

常設 代替 交 流電 源設 備

可搬 型代 替 交流 電源 設 備

燃料 補給 設 備

1.8−108111

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／8）：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

手段

機器名称

既設
新設

既設

サプレッション・プール

既設

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁既設

主蒸気系配管・弁

既設

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ

既設

原子炉圧力容器既設

所内常設直流電源設備

既設

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

解釈
対応 番号

①③④

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

原子炉隔離時冷却系ポンプ

自主 対策 設 備

1.8−109

備考

手段

機器 名称

−

−

−

112

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／8）：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

手段

機器名称

既設
新設

自主 対策 設 備
解釈
対応 番号

備考

手段

機器 名称

ディ ーゼ ル 駆動 消火 ポ ンプ

サプレッション・プール

既設

ろ過 水貯 蔵 タン ク

高圧代替注水系（蒸気系）配
管・弁新設

主蒸気系配管・弁

既設

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁

既設

高圧代替注水系（注水系）配管・弁新設

高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ

既設

消火系による原子炉圧力容器への注水

新設

①③④

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

常設高圧代替注水系ポンプ

多目 的タ ン ク

消火 系配 管 ・弁

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁

原子 炉圧 力 容器

常設 代替 交 流電 源設 備−
可搬 型代 替 交流 電源 設 備

原子炉圧力容器

既設

燃料 補給 設 備

常設代替直流電源設備

新設

復水 移送 ポ ンプ

常設代替交流電源設備

新設

復水 貯蔵 タ ンク

可搬型代替交流電源設備新設

可搬型代替直流電源設備

新設

燃料補給設備新設

常設低圧代替注水系ポンプ新設

代替淡水貯槽新設

常設 代替 交 流電 源設 備

低圧代替注水系配管・弁新設

可搬 型代 替 交流 電源 設 備

残留熱除去系（Ｃ）配管・弁

既設

原子炉圧力容器既設

常設代替交流電源設備

新設

燃料補給設備新設

補給水系による原子炉圧力容器への注水

既設

①③④

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁

−消火 系配 管 ・弁

残留熱除去系（Ｂ）配管・弁

原子 炉圧 力 容器

燃料 補給 設 備−

1.8−110

補給 水系 配 管・ 弁−

113

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／8）：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

手段

機器名称

既設
新設

自主 対策 設 備
解釈
対応 番号

手段

機器 名称

−

−

−

代替淡水貯槽新設

低圧代替注水系配管・弁新設

残留熱除去系（Ｃ）配管・弁

既設

低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ

既設

原子炉圧力容器既設

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

代替循環冷却系ポンプ新設

代替 循環 冷 却系 ポン プ

サプレッション・プール

既設

サプ レッ シ ョン ・プ ー ル

代替循環冷却系配管・弁新設

残留熱除去系（Ａ）配管・弁・
ストレーナ

既設

残留熱除去系熱交換器（Ａ）

既設

原子炉圧力容器

既設

緊急用海水ポンプ新設

残留熱除去系海水ポンプ

既設

非常 用取 水 設備

非常用取水設備新設
既設

常設 代替 交 流電 源設 備

常設代替交流電源設備

新設

燃料 補給 設 備

燃料補給設備新設−

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水②

新設

①③④

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水①

可搬型代替注水大型ポンプ①③④

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

備考−

1.8−111

代替 循環 冷 却系 配管 ・ 弁

残留熱除去系（Ａ）配管・弁・
ストレーナ

残留 熱除 去 系熱 交換 器 （Ａ ）原子 炉圧 力 容器

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ−

114

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（6／8）：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

手段

既設
新設

ほう酸水注入ポンプ

既設

ほう酸水貯蔵タンク

既設

ほう酸水注入系配管・弁

既設

原子炉圧力容器既設

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

解釈
対応 番号

①③④

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

機器名称

自主 対策 設 備

1.8−112

備考

手段

機器 名称

−

−

−

115

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（7／8）
技術的能力審査基準（1.8）

適合方針【要求事項】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止す
るため、溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な手順等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。

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，溶融し，格納容器の下部に落下した炉心を冷却する手段として，常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン
プによるペデスタル（ドライウェ
ル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却するために必要な手順等を
整備する。

【解釈】
１ 「溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる装置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行う
ための手順等をいう。
なお、原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は、溶
融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）を抑制すること及
び溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
（１）原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において、原子炉格納容器下部注水設備により、原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。

−

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手段として，格納容器下部
注水設備である常設低圧代替注水
系ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融
炉心を冷却するために必要な手順等を整備する。

1.8−113116

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（8／8）
技術的能力審査基準（1.8）

適合方針（２）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止
ａ）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため、原子炉圧力容器へ注水する
手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の格納容器
下部への落下を遅延又は防止する手段として，原子炉隔離時冷却系
ポンプ，常設高圧代替注水系ポン
プ，常設低圧代替注水系ポンプ，
代替循環冷却系ポンプ，可搬型代
替注水大型ポンプ及びほう酸水注
入ポンプによる原子炉圧力容器へ注水するために必要な手順等を整備する。

1.8−114117

添付資料 1.8.2

1.8−115
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）

118

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）

1.8−116119

1.8−117
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）

120

添付資料1.8.3
重大事故対策の成立性

1．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）(1)

可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）
ａ．操作概要
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）
への注水が必要な状況において，外部接続口及び水源を選定し，取水箇所まで移動するとともに送水ルートを確保した後，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）へ注水する。
ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋原子炉棟東側及び西側周辺，取水箇所（代替淡水貯槽及び淡水貯水池）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送水として，最長時間を要する淡水
貯水池から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：170分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）（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している。また，放射性1.8−118121

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）を着用して作業を行う。
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接続可能である。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

1.8−119122

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）

放射線防護具着用による送水訓練（ホース敷設）

放射線防護具着用による送水訓練（水中ポンプユニット設置）

1.8−120123添付資料 1.8.3
2.
(1)

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
系統構成
ａ．操作概要消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が必要な状況において，タービン建屋地上1階まで移動するとともに，系統構成を実施
し，ディーゼル駆動消火ポンプによりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
ｂ．作業場所
タービン建屋地上1階（管理区域）
ｃ．必要要員数及び操作時間
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水おける，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（運転員等（当直運転員）2名）

所要時間目安：40分以内（放射線防護具着用及び移動を含む）
タービン建屋地上1階：4分以内（操作対象：1弁）
ｄ．操作の成立性について
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）を着用して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行しており近接可能である。
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
1.8−121124

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。

系統構成（⑥補助ボイラ冷却水元弁）

1.8−122125

添付資料 1.8.3
3．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
(1)

系統構成
ａ．操作概要補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が必要な状況において，原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階及びタービン建屋地上1階まで移動するとともに，系統構成を実施し，復水移送ポンプによりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階及びタービン建屋地上1階（管理区域）
ｃ．必要要員数及び操作時間
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水における，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：8名（運転員等（当直運転員）2名，重大事故等対応要員6名）

所要時間目安：95分以内（放射線防護具着用及び移動を含む）
原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階：16分以内（操作対象：2弁）
タービン建屋地上1階：4分以内（操作対象：1弁）
ｄ．操作の成立性について
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）を着用して作業を行う。
1.8−123126

移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行しており近接可能である。
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），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。

作業場所（全体）

連絡配管閉止フランジ

連絡配管閉止フランジ切替訓練

系統構成（⑪補給水系−消火系連絡ライン止め弁）

系統構成（⑫補助ボイラ冷却水元弁）

1.8−124127

添付資料 1.8.3
4．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）(1)

可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）
ａ．操作概要低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が必要な状況において，外部接続口及び水源を選定し，取水箇所まで移動するとともに送水ルートを確保した後，可搬型代替注水大型ポンプにより原子炉圧力容器へ注水する。
ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋原子炉棟東側及び西側周辺，取水箇所（代替淡水貯槽及び淡水貯水池）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送水として，最長時間を要する淡水
貯水池から残留熱除去系（Ｃ）配管を使用する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：170分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）（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）を着用して作業を行う。
1.8−125128

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接続可能である。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

1.8−126129

ホース脱着訓練（水中ポンプユニット設置）

車両操作訓練（ポンプ起動）

夜間での送水訓練（ホース敷設）

放射線防護具着用による送水訓練（ホース敷設）

放射線防護具着用による送水訓練（水中ポンプユニット設置）

1.8−127130

添付資料 1.8.3
5．消火系による原子炉圧力容器への注水
(1)

系統構成
ａ．操作概要消火系による圧力容器への注水が必要な状況において，タービン建屋
地上1階まで移動するとともに，系統構成を実施し，ディーゼル駆動消火ポンプにより原子炉圧力容器へ注水する。
ｂ．作業場所
タービン建屋地上1階（管理区域）
ｃ．必要要員数及び操作時間
消火系による原子炉圧力容器への注水における，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（運転員等（当直運転員）2名）

所要時間目安：40分以内（放射線防護具着用及び移動を含む）
タービン建屋地上1階：4分以内（操作対象：1弁）
ｄ．操作の成立性について
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）を着用して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行しており近接可能である。
操作性：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。

1.8−128131

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，中央制御室との連絡が可能である。

系統構成（⑤補助ボイラ冷却水元弁）

1.8−129132

添付資料 1.8.3
6．補給水系による原子炉圧力容器への注水
(1)

系統構成
ａ．操作概要補給水系による原子炉圧力容器への注水が必要な状況において，原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階及びタービン建屋地上1階まで移動するとともに，系統構成を実施し，復水移送ポンプにより原子炉圧力容器へ注水する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階及びタービン建屋地上1階（管理区域）
ｃ．必要要員数及び操作時間
補給水系による原子炉圧力容器への注水における，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：8名（運転員等（当直運転員）2名，重大事故等対応要員6名）

所要時間目安：95分以内（放射線防護具着用及び移動を含む）
原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階：16分以内（操作対象：2弁）
タービン建屋地上1階：4分以内（操作対象：1弁）
ｄ．操作の成立性について
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）を着

1.8−130

133

用して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行しており近接可能である。
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），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。

作業場所（全体）

連絡配管閉止フランジ

連絡配管閉止フランジ切替訓練

系統構成（⑩補給水系−消火系連絡ライン止め弁）

系統構成（⑪補助ボイラ冷却水元弁）
1.8−131

134

135

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等
＜

目

1.9.1

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

次＞ａ．水素爆発による格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a)

格納容器内の不活性化による水素爆発防止(b)

炉心の著しい損傷が発生した場合の格納容器水素爆発防止(c)

格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視(d)

代替電源設備による給電(e)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．手順等
1.9.2

重大事故等時の手順

1.9.2.1(1)

水素爆発による格納容器の破損を防止するための対応手順

格納容器内の不活性化による水素爆発防止
ａ．不活性ガス系による格納容器内の不活性化
ｂ．可搬型窒素供給装置による格納容器内の不活性化(2)

炉心の著しい損傷が発生した場合の格納容器水素爆発防止
ａ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出ｂ．可燃性ガス濃度制御系による格納容器内の水素濃度制御(3)

格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
ｂ．格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視(4)

重大事故等時の対応手段の選択
目−1

136

1.9.2.2

水素爆発による格納容器の破損を防止するための設備の電源を代替
電源設備から給電する手順

1.9.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

添付資料1.9.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.9.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料1.9.3

重大事故対策の成立性
1．格納容器内の不活性化による水素爆発防止(1)

可搬型窒素供給装置による格納容器内の不活性化

目−2

137

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には、水素爆発による原子炉格納容器の破損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「水素爆発による原子炉格納容器の破損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。
（１）BWRａ）原子炉格納容器内の不活性化により、原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（２）PWRのうち必要な原子炉ａ）水素濃度制御設備により、原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
（３）BWR及びPWR共通ａ）原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

1.9−1

138

ｂ）炉心の著しい損傷後、水−ジルコニウム反応及び水の放射線分解による水素及び酸素の水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム−水反応及び水の放射線分解により発生する水素及び酸素が，原子炉格納容器（以下「格納容器」という。）内に放出された場合においても，水素爆発による格納容器の破損を防止する対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.9.1

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
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム−水反応により発生する水素，水の放射線分解により発生する水素と酸素の反応による水素爆発により格納容器が破損することを防止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，設計基準事故対処設備により重大事故等の対応を行うための対応手段と重大事故等対処設備（設計基準拡張） ※１ 及
び柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備 ※２ を選定する。
※1

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設の機能を重大事故等時に期待する設備であって，新たに重大事故等に対処する機能が付加されていない設備。

※2

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
1.9−2

139

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五十二条及び技術基準
規則第六十七条（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
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1.9−1表に整理する。
ａ．水素爆発による格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備(a)ⅰ)

格納容器内の不活性化による水素爆発防止
不活性ガス系による格納容器内の不活性化
格納容器内における水素爆発による格納容器の破損を防止するため，原子炉運転中の格納容器内は，不活性ガス（窒素）により格納
容器内雰囲気を不活性化した状態としている。
不活性ガス系による格納容器内の不活性化で使用する設備は以下のとおり。
・不活性ガス系

ⅱ)

可搬型窒素供給装置による格納容器内の不活性化
残留熱除去系又は代替循環冷却系による格納容器内の除熱時において，格納容器内で発生する水素及び酸素の反応による水素爆発を防止するため，格納容器内を不活性化する手段がある。

1.9−3

140

可搬型窒素供給装置による格納容器内の不活性化で使用する設備
は以下のとおり。
・可搬型窒素供給装置(b)ⅰ)

炉心の著しい損傷が発生した場合の格納容器水素爆発防止
格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム−水反応により発生する水素，水の放射線分解により発生する水素と酸素を格納容器圧力逃がし装置により格納容器外に排出し，水素爆発による格納容器の破損を防止する手段がある。
この対応手段及び設備は，「1.7原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」における「格納容器圧力逃がし装置による格
納容器内の減圧及び除熱」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器圧力逃がし装置
・フィルタ装置入口水素濃度
・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）ⅱ)

可燃性ガス濃度制御系による格納容器内の水素濃度制御
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム−水反応により発生する水素，水の放射線分解により発生する水素と酸素を可燃性ガス濃度制御系にて再結合することにより水素濃度を制御
し，水素爆発による格納容器の破損を防止する手段がある。

1.9−4

141

可燃性ガス濃度制御系による格納容器内の水素濃度制御で使用する設備は以下のとおり。
・可燃性ガス濃度制御系ブロワ
・可燃性ガス濃度制御系加熱器
・可燃性ガス濃度制御系再結合器
・可燃性ガス濃度制御系冷却器(c)

格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム−水反応により発生する水素，水の放射線分解により発生する水素と酸素が変動する可能性のある範囲にわたって水素濃度及び酸素濃度監視設備にて測定し，監視する手段がある。

ⅰ)

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器内水素濃度（ＳＡ）
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

ⅱ)

格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器雰囲気モニタ
・残留熱除去系海水ポンプ
・緊急用海水ポンプ
1.9−5

142

・可搬型代替注水大型ポンプ(d)

代替電源設備による給電
上記「1.9.1(2)ａ．(b)

炉心の著しい損傷が発生した場合の格納容器水素爆発防止」及び「1.9.1(2)ａ．(c)

格納容器内の水素濃度

及び酸素濃度の監視」で使用する設備について，全交流動力電源喪失
時に，代替電源設備から給電する手段がある。
代替電源設備により給電する設備は以下のとおり。
・格納容器圧力逃がし装置
・格納容器内水素濃度（ＳＡ）
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）(e)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.9.1(2)ａ．(a)ⅱ)

可搬型窒素供給装置による格納容器内の不活性化」で使用する設備のうち，可搬型窒素供給装置は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.9.1(2)ａ．(b)ⅰ)

格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出」で使用する設備のうち，格納容器圧力逃がし装置，フィルタ装置入口水素濃度及びフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.9.1(2)ａ．(c)ⅰ)

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器

内酸素濃度（ＳＡ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視」
で使用する設備のうち，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内
酸素濃度（ＳＡ）は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.9.1(2)ａ．(c)ⅱ)

格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視」で使用する設備のうち，緊急用海水ポン
プは重大事故等対処設備として位置づける。
1.9−6

143

「1.9.1(2)ａ．(c)ⅱ)

格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視」で使用する設備のうち，残留熱除去系海水ポンプは重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置づける。
「1.9.1(2)ａ．(d)代替電源設備による給電」で使用する設備のうち，格納容器圧力逃がし装置，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格
納容器内酸素濃度（ＳＡ）は重大事故等対処設備として位置づける。
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全て網羅されている。
（添付資料1.9.1）
以上の重大事故等対処設備により，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，水素爆発による格納容器の破損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。
・可燃性ガス濃度制御系ブロワ，可燃性ガス濃度制御系加熱器，可燃性ガス濃度制御系再結合器及び可燃性ガス濃度制御系冷却器
炉心損傷により大量の水素が発生するような状況下では，可燃性ガス濃度制御系の処理能力を超える水素が発生することから，
可燃性ガス濃度制御系による水素の処理に期待できず，また格納容器内の圧力の上昇に伴い可燃性ガス濃度制御系の使用に制限がかかるが，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又は格納容器ベントにより格納容器内の圧力が低下し，かつ電源等が復旧し，可燃性ガス濃度制御系の運転が可能となれば，中長期的な格納容器内水素対策として有効である。
・格納容器雰囲気モニタ
1.9−7

144

重大事故時における格納容器内の圧力では格納容器雰囲気モニタを使用できない場合があるが，格納容器内の圧力が最高使用圧
力以下の状態においては，水素濃度及び酸素濃度を監視する手段として有効である。
・可搬型代替注水大型ポンプ
車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故
シーケンスに対して有効性を確認できないが，格納容器雰囲気モニタが使用可能であれば，水素濃度及び酸素濃度を監視する手段として有効である。
なお，「1.9.1(2)ａ．(a)ⅰ)

不活性ガス系による格納容器内の不活性化」として使用する設備である不活性ガス系は，原子炉運転中に格納容器内雰囲気を常時不活性化する手段として使用する設計基準対
象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，
重大事故等対処設備とは位置づけない。
ｂ．手順等
上記「ａ．水素爆発による格納容器の破損を防止するための対応手段
及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
この手順は，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1.9−1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1.9−2表，第1.9−3表）※1

運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。
（添付資料1.9.2）
1.9−8

145

1.9.2

重大事故等時の手順

1.9.2.1(1)

水素爆発による格納容器の破損を防止するための対応手順

格納容器内の不活性化による水素爆発防止
ａ．不活性ガス系による格納容器内の不活性化
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム−水反応により発生する水素，水の放射線分解により発生する水素と酸素の反応による水素爆発により格納容器が破損することを防止するため，格納容器
内を不活性ガス系にて不活性化する。なお，原子炉起動時に格納容器内を不活性ガス（窒素）で置換し，原子炉運転中は格納容器内雰囲気を常時不活性化した状態としている。この操作は，重大事故等が発生した際に対応するものではなく通常の運転操作により対応する。
ｂ．可搬型窒素供給装置による格納容器内の不活性化
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系又は代替循
環冷却系による格納容器内の除熱時に，格納容器内で発生する水素と酸素の反応による水素爆発により格納容器が破損することを防止するため，格納容器内を可搬型窒素供給装置により不活性化する。
(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，残留熱除去系又は代替循環
冷却系による格納容器内の除熱時に，可燃性ガス濃度制御系による水素濃度制御ができず，格納容器内の酸素濃度が4.0％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
1.9−9

146

合。
(b)

操作手順
可搬型窒素供給装置による格納容器内の不活性化手順の概要は以下のとおり。
概要図を第 1.9−1 図に，タイムチャートを第 1.9−2 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に格納容器（Ｓ／Ｃ側）内へ不活性ガス（窒素）の注入を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による格納容器（Ｓ／Ｃ側）内へ不活性ガス（窒素）を注入するための準備を指示する。
③重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋付属棟
東側屋外に配備し，接続口の蓋を開放した後，窒素供給用ホースを接続口に取り付ける。
④重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置による格納容器（Ｓ／Ｃ側）内へ不活性ガス（窒素）を注入するための準備が完了したことを報告する。
⑤災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による格納容器（Ｓ／Ｃ側）内へ不活性ガス（窒素）注入開始を連絡する。
⑥災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入開始を指示する。
⑦重大事故等対応要員は原子炉建屋付属棟東側屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）を開とし，格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入を開始したことを，災害対策本部長に報告する。なお，格納容器酸素濃度を低下させることを目的として，水
1.9−10147

の放射線分解によって発生する酸素量の多い格納容器（Ｓ／Ｃ）
側から窒素を注入する。
⑧災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による格納容器（Ｓ／Ｃ側）内へ不活性ガス（窒素）の注入を開始したことを連絡する。
⑨発電長は，運転員等に格納容器内の酸素濃度及び格納容器内の圧力の確認を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，格納容器内の酸素濃度上昇が抑制され格納容器内の酸素濃度指示値が4.3％未満であること，格納容器内圧力指示値が310kPa［gage］に到達したことを確認し，発電長に報告する。なお，格納容器内の酸素濃度が4.3％に到達した
場合は，⑱から実施する。
⑪発電長は，災害対策本部長に格納容器内圧力が310kPa［gage］に到達したことを連絡する。
⑫災害対策本部長は，重大事故等対応要員に格納容器（Ｓ／Ｃ側）
内への不活性ガス（窒素）注入停止を指示する。
⑬重大事故等対応要員は原子炉建屋付属棟東側屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）を閉とし，格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入を停止する。
⑭重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置による格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入を停止したことを報告する。
⑮災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による格納容器（Ｓ／Ｃ側）内の不活性ガス（窒素）注入の停止を連絡する。
⑯発電長は，運転員等に格納容器内酸素濃度の確認を指示する。
1.9−11148

⑰運転員等は中央制御室にて，格納容器内の酸素濃度指示値が4.3％に到達したことを確認し，発電長に報告する。
⑱発電長は，運転員等にサプレッション・プール水温度の確認を指示する。
⑲運転員等は，サプレッション・プール水温度指示値が100℃未満
であることを確認し，発電長に報告する。
⑳発電長は，サプレッション・プール水温度指示値が100℃未満であることを確認し，災害対策本部長に格納容器（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）による注入を依頼する。なお，サプレッション・プール水温度指示値が100℃以上の場合は，運転員等にサンプレッション・プール以外を水源とした常設低圧代替注水ポン
プ等の起動及び残留熱除去系又は代替循環冷却系の停止を指示し，災害対策本部長に格納容器（Ｄ／Ｗ側）内の不活性ガス（窒素）による注入を依頼する。
災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による格納容器（Ｄ／Ｗ側）内の不活性ガス（窒素）注入の開始を指示する。
重大事故等対応要員は原子炉建屋付属棟東側屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｄ／Ｗ側）を開とし，格納容器（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入を開始したことを災害対策本部長に報告する。
災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による格納容器（Ｄ／Ｗ側）内の不活性ガス（窒素）注入を開始したことを連絡する。
(c)

操作の成立性上記の現場対応を重大事故等対応要員 4 名にて実施した場合，作業
1.9−12149

開始を判断してから格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）
供給開始まで 115 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型窒素供給装置の保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保している。
（添付資料1.9.3）(2)

炉心の著しい損傷が発生した場合の格納容器水素爆発防止
ａ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を監視し，格納容器内酸素濃度が4.3％に到達した場合に，格納容器圧力逃がし装置により格納容器内の水素及び酸素を排出し，格納容器内における水素爆発による格納容器の破損を防止する。
なお，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるため，中央制御室待避室へ待避しプラントパラ
メータを継続して監視する。
また，第二弁及び第二弁バイパス弁の中央制御室からの遠隔操作ができない場合に備え，重大事故等対応要員を第二弁操作室に派遣し，待機
させる。
(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，可燃性ガス濃度制御系による水素濃度制御ができず，，格納容器内へ不活性ガス（窒素）が供給された場合において，格納容器内の酸素濃度が4.3％に到達した場合。
1.9−13150

※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
格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.9−3図に，タイムチャートを第1.9−4図に示す。（Ｓ／Ｃ側ベント及びＤ／Ｗ側ベントの手順は，手順⑫以外は同様）①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備を依頼する。
②災害対策本部長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベン
トのため，第二弁操作室に重大事故等対応要員を派遣し，発電長に連絡する。
③発電長は，運転員等に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，換気空調系一次隔離弁及び換気空調
系二次隔離弁の閉を確認する。
⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋ガス処理系一次隔離弁及1.9−14151

び原子炉建屋ガス処理系二次隔離弁の閉を確認する。
⑧運転員等は中央制御室にて，耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁の閉を確認する。
⑨運転員等は中央制御室にて，不活性ガス系の隔離信号が発生している場合には，不活性ガス系の隔離信号の除外操作を実施する。
⑩運転員等は，発電長に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの系統構成が完了したことを報告する。
⑪発電長は，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）の電源の供給状態に応じて，Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側を選択し，Ｓ／Ｃ側による格納容器ベント又はＤ／Ｗ側による格納容器ベントを指示する。
⑫ ａ Ｓ／Ｃ側ベントの場合
運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による格納
容器内の水素及び酸素の排出のため，第一弁（Ｓ／Ｃ側）を開にし，発電長に報告する。
⑫ ｂ Ｄ／Ｗ側ベントの場合第一弁（Ｓ／Ｃ側）が開できない場合，運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出のため，第一弁（Ｄ／Ｗ側）を開にし，発電長に報告する。
⑬発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備が完了したことを災害対策本部長に連絡する。
⑭発電長は，格納容器内の酸素濃度が格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
又は格納容器雰囲気モニタ指示値にて4.3％に到達したことを確認し，災害対策本部長に格納容器圧力逃がし装置による格納容器
ベントの開始を連絡する。
1.9−15152

⑮発電長は，運転員等に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの開始を指示する。
⑯運転員等は中央制御室にて，第二弁を開とする。第二弁が開できない場合には第二弁バイパス弁を開とする。格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ）及び格納容器雰囲気モ
ニタ指示値の低下，並びにフィルタ装置入口水素濃度及びフィル
タ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）指示値の上昇により確認し，発電長に報告する。
⑰発電長は，災害対策本部長に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント開始を連絡する。
⑱発電長は，運転員等に格納容器内の水素濃度が格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器雰囲気モニタ指示値にて可燃限界未満となったことを確認し，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）の閉を指示する。
⑲運転員等は，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）を閉にし，発電長に報告する。
⑳発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを停止※２

したことを災害対策本部長に連絡する。

運転員等は，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）を閉にし，発電長に報告する。
※2：可搬型窒素供給装置により格納容器（Ｓ／Ｃ側）内へ不活性ガス（窒素）を注入し，格納容器内の除熱を残留熱除去系又は代替循環冷却系にて，格納容器内の圧力が245kPa［gage］
又は格納容器内の温度が150℃到達で格納容器スプレイを実施
1.9−16153

する。また，格納容器内圧力指示が310kPa［gage］に到達したことにより，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを実施する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，格納容器ベント準備については，作業開始を判断してから格納
容器ベント準備完了までＳ／Ｃ側は5分以内，Ｄ／Ｗ側は5分以内と想定する。
格納容器ベント開始については，格納容器ベント基準到達から格納
容器圧力逃がし装置による格納容器ベント開始まで5分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

ｂ．可燃性ガス濃度制御系による格納容器内の水素濃度制御
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を監視し，可燃性ガス濃度制御系により格納容器内の水素濃度を抑制する。
なお，可燃性ガス濃度制御系の運転に際しては，格納容器内の圧力を
可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力（310kPa［gage］）以下に維持する。
(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，以下のいずれかの状況に至った場合。
①残留熱除去系又は代替循環冷却系による格納容器内の除熱時に，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が上昇した場合。
②可搬型窒素供給装置により格納容器内に不活性ガス（窒素）の供給
1.9−17154

を実施しており，格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出を実施した場合。
※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相当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
可燃性ガス濃度制御系（Ａ）による格納容器内の水素濃度制御手順の概要は以下のとおり。（可燃性ガス濃度制御系（Ｂ）による格納容
器内の水素濃度制御手順の概要も同様）
概要図を第1.9−5図に，タイムチャートを第1.9−6図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に可燃性ガス
濃度制御系（Ａ）による格納容器内の水素濃度制御のための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系（Ａ）による格納容器内の水素濃度制御に必要なブロワ，加熱器，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に可燃性ガス濃度制御系（Ａ）のウォームア
ップ運転を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系（Ａ）の起動操作を実施し，可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量，可燃性ガス濃度制御系再循環ガス流量及び可燃性ガス濃度制御系ブロ
1.9−18155

ワ吸込ガス圧力の上昇を確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系ヒータが正常に作動していることを可燃性ガス濃度制御系加熱器入口温度，可燃性ガス濃度制御系加熱器表面温度，可燃性ガス濃度制御系再結合器内ガス温度，可燃性ガス濃度制御系再結合器出口ガス温度及び可燃性ガス濃度制御系再結合器表面温度の上昇により確認し，
ウォームアップ運転が開始したことを確認する。
⑥運転員等は，発電長に可燃性ガス濃度制御系（Ａ）のウォームア
ップ運転を開始したことを報告する。
⑦運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系（Ａ）起動後約3時間で可燃性ガス濃度制御系再結合器内ガス温度指示値が649℃に温度制御されることを確認し，可燃性ガス濃度制御系（Ａ）のウォームアップ運転が完了したことを確認する。
⑧運転員等は，発電長に可燃性ガス濃度制御系（Ａ）のウォームア
ップが完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に可燃性ガス濃度制御系（Ａ）による格納容
器内の水素濃度制御の開始を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度指示により可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量と可燃性ガ
ス濃度制御系再循環ガス流量を調整する。
⑪運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系（Ａ）による格納容器内の水素濃度制御が行われていることを格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の低下により確認する。
⑫運転員等は，発電長に可燃性ガス濃度制御系（Ａ）による格納容
器内の水素濃度制御を開始したことを報告する。
1.9−19156

(c)操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断してから可燃性ガス濃度制御系起動まで6分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
また，可燃性ガス濃度制御系起動から約3時間でウォームアップが完了し，再結合運転が可能である。

(3)

格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム−水反応により発生する水素，水の放射線分解により発生する水素と酸素を格納容
器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）により監視する。
(a)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ 。
※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
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.9−7図に，タイムチャートを第1.9−8図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に格納容器内
1.9−20157

水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による格納容
器内の水素濃度及び酸素濃度監視のための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格
納容器内酸素濃度（ＳＡ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視に必要な圧縮機，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内
酸素濃度（ＳＡ）の暖気が完了していることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器
内酸素濃度（ＳＡ）の起動を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格
納容器内酸素濃度（ＳＡ）の起動操作を実施後，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）により格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の測定が開始されたことを確認し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断してから格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納
容器内酸素濃度（ＳＡ）による測定開始まで33分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

ｂ．格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム−水反応により発生する水素，水の放射線分解により発生する水素と酸素を格納容器雰囲気モニタにより監視する。
1.9−21158

(a)手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ 。
※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
格納容器雰囲気モニタ（Ａ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視手順の概要は以下のとおり。（格納容器雰囲気モニタ（Ｂ）
による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視手順も同様）
概要図を第1.9−9図に，タイムチャートを第1.9−10図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に格納容器雰
囲気モニタ（Ａ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視のための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，格納容器雰囲気モニタ（Ａ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に格納容器雰囲気モニタ（Ａ）の起動を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，格納容器雰囲気モニタ（Ａ）の起動操作を実施後，格納容器雰囲気モニタ（Ａ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の測定が開始されたことを確認し，発電長
1.9−22159

に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから格納容器雰囲気
モニタの起動まで5分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，格納容器雰囲気モニタ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。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：20分以内
・可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：150分以内(4)

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1.9−11図に示す。
原子炉起動時に，格納容器内を不活性ガス（窒素）により置換し，原子炉運転中の格納容器内雰囲気を不活性化した状態とすることで，格納容器
内の気体の組成が可燃限界に至ることを防ぎ，格納容器内における水素爆発の発生を防止している。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を，それぞれ格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ）及び格納容器雰囲気モニタにて監視する。
残留熱除去系又は代替循環冷却系による格納容器内の除熱時において，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が上昇した場合に，可燃性ガス濃度制
御系による格納容器内の水素濃度制御を実施する。また，可燃性ガス濃度制御系が使用できない場合で，格納容器内酸素濃度（ＳＡ）及び格納容器
1.9−23160

雰囲気モニタにて，格納容器内の酸素濃度が格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
又は格納容器雰囲気モニタ指示にて4.0％に到達した場合は，格納容器内で発生する水素及び酸素の反応による水素爆発を防止するため，可搬型窒
素供給装置により不活性ガス（窒素）を供給する。
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）及び格納容器雰囲気モニタにて，格納容器
内の酸素濃度が格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器雰囲気モニタ指示にて4.3％に到達した場合に，格納容器圧力逃がし装置により格納容器
内に滞留している水素及び酸素を排出することで，水素爆発の発生を防止する。
なお，格納容器圧力逃がし装置を用いて，格納容器内に滞留している水素及び酸素を排出する際には，スクラビングによる放射性物質の排出抑制を期待できるＳ／Ｃ側の第一弁開操作を第一優先とする。Ｓ／Ｃ側の第一弁開操作が実施できない場合には，Ｄ／Ｗ側の第一弁開操作を実施する。
その後，第二弁を開として水素及び酸素を排出する。第二弁開操作が実施できない場合には，第二弁バイパス弁を開操作して水素及び酸素を排出する。
1.9.2.2

水素爆発による格納容器の破損を防止するための設備の電源を代替
電源設備から給電する手順

炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源が喪失した場合に，水素爆発による格納容器破損を防止するために使用する設備へ代替電源設備により給電する手順を整備する。
代替電源設備により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。
1.9.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷1.9−24161

却水確保の手順については，「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送する手順等」にて整備する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の手順については，「1.6原

子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
格納容器圧力逃がし装置補機類の手順，可搬型窒素供給装置により格納容器内に不活性ガス（窒素）を供給する手順，及び第二弁操作室の正圧化手順については，「1.7原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」

にて整備する。
可燃性ガス濃度制御系ブロワ，可燃性ガス濃度制御系加熱器，電動弁及び監視計器への電源供給の手順については，「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。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.9−25162

第1.9−1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（1／5）
分類

整備する手順書 ※１

対応設備

主要設備

不活性ガス系 ※２

可搬型窒素供給装置 ※ ６， ※７

重大事故等対処設 備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※ ７
可搬型代替交流電源設備 ※７
常設代替直流電源設備 ※ ７
可搬型代替直流電源設備 ※７
燃料補給設備 ※７

重大事故等対処設 備

主要設備

格納容器圧力逃がし装置 ※６
フィルタ装置入口水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）− ※３

重大事故等対処設 備

主要設備

格納容器圧力逃が し装置に よる
格納容器内の水素 及び酸素の排 出

水素爆発による格 納容器の 破損 防止

−

対応
手段

不活性ガス系によ る格納容器内 の 可搬型窒素 供装置 による格納容
不活性化
器内の不活性化

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備− ※２

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※7：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
:自主的に整備する対応手段を示す。

1.9−26163

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／5）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １

対応設備

可燃性ガス濃度制御系ブロワ
可燃性ガス濃度制御系加熱器
可燃性ガス濃度制御系再結合器
可燃性ガス濃度制御系冷却器

自主対策設備関連設備

可燃性ガス濃度制御系配管・弁

自主対策設備主要設備

可燃性ガス濃度制 御系による格納容器内 の水素 濃度制御

水素爆発による格 納容器の破損 防止

−

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱−１」，「除熱−３」，「放出」※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※7：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
:自主的に整備する対応手段を示す。

1.9−27164

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／5）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １

対応設備

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

重大事故等 対処設 備

主要設備

格納容器内水素濃 度（ＳＡ）及 び格納容器 内酸素 濃度（Ｓ Ａ） による格納容器内の水素 濃度及び 酸素 濃度監視

水素爆発による格 納容器の破損 防止

−

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※7：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
:自主的に整備する対応手段を示す。

1.9−28165

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／5）
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

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」

重大事故等対処設 備

関連設備

非常用取水設備 ※４
燃料補給設備 ※ ７

自主対策設 備

格納容器雰囲気モニタ
可搬型代替注水大型ポンプ ※４

重大事故等 対処設 備（設計基準拡張）

主要設備

格納容器雰囲気モ ニタによる格納容器内の水素 濃度及び酸素 濃度監視

水素爆発に よる格 納容器の破損 防止

残留熱除去系海水ポンプ ※ ４

重大事故等対処設 備

緊急用海水ポンプ ※４−

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※7：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
:自主的に整備する対応手段を示す。

1.9−29166

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／5）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １

対応設備

格納容器圧力逃がし装置
格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

重大事故等 対処設 備

主要設備

−

常設代替交流電源設備 ※ ７
可搬型代替交流電源設備 ※ ７
燃料補給設備 ※ ７

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替電源設備によ る給電

水素爆発に よる格 納容器の破損 防止

−

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※7：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
:自主的に整備する対応手段を示す。

1.9−30167

第 1.9−2 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）1.9.2.1 水素爆発による格納容器の破損を防止するための対応手順(1) 格納容器内の不活性化による水素爆発防止

判断基準

ｂ．可搬型窒素供給装置
による格納容器内の
不活性化

操
作

格納容器内の放射線量率

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

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※ １

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

格納容器内の酸素濃度
格納容器への注水量

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器雰囲気モニタ
残留熱除去系系統流量 ※ １
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度

水源の確保

サプレッション・プール水位 ※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガ
ス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガ
ス圧力格納容器内の放射線量率

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

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※ １

格納容器内の温度

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

格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器雰囲気モニタ

格納容器への注水量

最終ヒートシンクの確保

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量※１
残留熱除去系系統流量 ※ １
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※１
残留熱除去系熱交換器入口温度 ※ １
残留熱除去系熱交換器出口温度 ※ １

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.9−31168

監視計器一覧（2／5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.9.2.1 水素爆発による格納容器の破損を防止するための対応手順(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の格納容器水素爆発防止

判断基準

ａ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器
内の水素及び酸素の排出

操作

格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器雰囲気モニタ

格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器雰囲気モニタ

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※ １

補機監視機能可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガ
ス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガ
ス圧力格納容器内の放射線量率

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

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※ １

格納容器内の温度

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

格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器雰囲気モニタ

格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器雰囲気モニタ

最終ヒートシンクの確保

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

補機監視機能モニタリング・ポスト※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.9−32169

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）1.9.2.1 水素爆発による格納容器の破損を防止するための対応手順(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の格納容器水素爆発防止

判断基準

ｂ．可燃性ガス濃度制御
系による格納容器内の水素濃度制御

格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器雰囲気モニタ

格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器雰囲気モニタ

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※ １

格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器雰囲気モニタ

格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器雰囲気モニタ

格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※ １

補機監視機能可燃性ガス濃度制御系再循環ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガ
ス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガ
ス圧力
可燃性ガス濃度制御系加熱器入口温度
可燃性ガス濃度制御系加熱器表面温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器内ガ
ス温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器出口
ガス温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器表面温度

操
作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.9−33170

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）1.9.2.1 水素爆発による格納容器の破損を防止するための対応手順(3) 格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

判断基準
ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器
内酸素濃度（ＳＡ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ） ※１

格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１

操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.9−34171

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）1.9.2.1 水素爆発による格納容器の破損を防止するための対応手順(3) 格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

判断基準

ｂ．格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
操作

格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

格納容器内の水素濃度

格納容器雰囲気モニタ

格納容器内の酸素濃度

格納容器雰囲気モニタ

補機監視機能残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.9−35172

第1.9−3表

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

フィルタ装置入口水素濃度

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

フィルタ装置出口放射線モニタ(高レンジ・低レンジ)

常設代替交流電源設備
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
緊急用直流125V主母線盤

格納容器圧力逃がし装置

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

対象条文

【1.9】
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手
順等

不活性ガス系

弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

弁

格納容器内水素濃度(ＳＡ)

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

格納容器内酸素濃度(ＳＡ)

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

1.9−36

173

（凡例）
：ポンプ
AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁
：Ｓ／Ｃ側窒素供給の場合：Ｄ／Ｗ側窒素供給の場合

1.7−37

⑦

操作手順
⑦

弁名称
窒素供給ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）
窒素供給ガス補給弁（Ｄ／Ｗ側）

記載例○：操作手順番号を示す。
○ ａ〜 ：同一操作手順番号内で選択して実施する操作がある場合の操作手順の優先番号を示す。

第 1.9−1 図

可搬型窒素供給装置による格納容器内の不活性化

概要図

174

第 1.9−2 図

可搬型窒素供給装置による格納容器内の不活性化

タイムチャ

ート

1.9−38

175

（凡例）
：ポンプ
AO

：空気作動弁

MO

：電動弁

⑥ ※２
⑧ ※１ ⑧ ※２

⑥ ※１

：逆止弁
：手動弁
：Ｓ／Ｃ側ベントの場合

⑯ ※１
⑦

※１

⑦※２

：Ｄ／Ｗ側ベントの場合

21⑫ ｂ ，○⑯※２

1.9−3921⑫ ａ ，○

操作手順

弁名称

※１

換気空調系一次隔離弁⑥※２

換気空調系二次隔離弁

⑥

⑦

※１

⑦

※２

⑧※１
記載例

原子炉建屋ガス処理系一次隔離弁

操作手順
⑧

※２

21
⑫ ａ ，○
ｂ

21
⑫ ，○
※１

原子炉建屋ガス処理系二次隔離弁⑯

耐圧強化ベント系一次隔離弁

⑯ ※２

弁名称
耐圧強化ベント系二次隔離弁
第一弁（Ｓ／Ｃ側）
第一弁（Ｄ／Ｗ側）
第二弁
第二弁バイパス弁○：操作手順番号を示す。
○ ａ〜 ：同一操作手順番号内で選択して実施する操作がある場合の操作手順の優先番号を示す。
○ ※１ 〜 ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第1.9−3図

格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出

概要図

176

第 1.9−4 図

格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出タイムチャート

1.9−40

177

（凡例）
：ブロワ
MO

：電動弁
： 可 燃 性 ガ ス濃 度 制 御 系 （Ａ ）を使用した場合： 可 燃 性 ガ ス濃 度 制 御 系 （Ｂ ）を使用した場合

1.9−41
第1.9−5図

可燃性ガス濃度制御系による格納容器内の水素濃度制御

概要図

178

第1.9−6図

可燃性ガス濃度制御系による格納容器内の水素濃度制御

タイム

チャート

1.9−42

179

（凡例）
：圧縮機
SV

：電磁弁

MO

：電動弁
：逆止弁

1.9−43
第1.9−7図

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監
視

概要図

180

第1.9−8図

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

1.9−44

タイムチャート

181

（凡例）
：ポンプ
AO ：空気作動弁
MO ：電動弁： 格納容器雰囲気モニタ （Ａ）
を使用した場合： 格納容器雰囲気モニタ （Ｂ）
を使用した場合
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

MO

AO
AO

O ２ 検出器

H２ 検出器AO

ドライウェル
MO

除湿器

AO

MO

MO

MO

気水分離器

AO

H ２ 検出器

冷却器

ドレン計量 管MO

ドレン計量管

1.9−45

AO

冷却器

原子炉圧力容器

気水分離器

昇圧ポンプ

MO

MO

除湿器

MO

昇圧ポンプ

O２ 検出器

MO

MO

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

MO

サプレッション・プール

サンプルポンプ

サンプルポンプ

格納容器雰囲気モニタ（Ａ）

第1.9−9図

格納容器雰囲気モニタ（Ｂ）

格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

概要図

182

第1.9−10図

格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

タイムチャート

1.9−46183

（凡例）原子炉運転中の格納容器内の不活性化 ※ １：プラント状態※1：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性化した状態としている。

：操作・確認：判断：重大事故等対処設備

炉心の著しい損傷の発生

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格
納容器内酸素濃度（ＳＡ）による格
納容器内水素濃度及び酸素濃度監視

格納容器雰囲気モニタによる格納容器
内水素濃度及び酸素濃度監視

残留熱除去系又は代替循環冷却系
による格納容器内の除熱

格納容器内の水素濃度及び酸素濃度指示値の上昇確認

可燃性ガス濃度制御系による格納容器内の水素濃度制御

可燃性ガス
濃度制御系による水素濃度制御成功Yes

サプレッション・
プール水温度100℃未満格納容器内の酸素濃度
指示値 4.0％到達

No
サプレッション・プール以外を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ等
起動

Yes

可搬型窒素供給装置による格納容器内の不活性化

残留熱除去系又は代替循環冷却系
停止

No
可搬型窒素供給装置による格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入
可搬型窒素供給装置による格納容器（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入
格納容器内酸素濃度上昇抑制

No
格納容器圧力逃がし装置による水素及び酸素の排出

Yes
格納容器内圧力 310kPa［gage］到達

第一弁（Ｓ／Ｃ側）
開操作可能

可搬型窒素供給装置による格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入停止

No
第一弁（Ｄ／Ｗ側）
開操作

Yes

格納容器内酸素濃度 4.3％到達

第二弁

No

開操作可能

Yes
可燃性ガス濃度制御系による格納容器内の水素濃度制御

第二弁バイパス弁
開操作

格納容器内の水素濃度指示値
可燃限界未満第1.9−11図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート

1.9−47184

添 付 資 料 1.9.1
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 （ 1.9）

番号

設 置 許 可 基 準 規 則 （ 第 52条 ）①【本文】
発電用原子炉施設には、
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には、水素爆発による原子炉格納容器の破損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】
発電用原子炉施設には、
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には、水素爆発による原子炉格納容器の破損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。

⑤【解釈】
1 「水素爆発による原子炉
格納容器の破損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。

−【解釈】
1 第 52 条 に 規 定 す る 「 水素爆発による原子炉格納容器の破損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。

【解釈】
1 第 67 条 に 規 定 す る 「 水素爆発による原子炉格納容器の破損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。

−(1)BWRa)原 子 炉 格 納 容 器 内 の 不 活性化により、原子炉格納容器内における水素爆発
による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。

②＜ BWR＞a)原 子 炉 格 納 容 器 内 を 不 活
性化すること。

＜ BWR＞a)原 子 炉 格 納 容 器 内 を 不 活
性化すること。

⑥−＜ PWRの う ち 必 要 な 原 子 炉 ＞b)水 素 濃 度 制 御 設 備 を 設 置すること。

＜ PWRの う ち 必 要 な 原 子 炉 ＞b)水 素 濃 度 制 御 設 備 を 設 置
すること。

−

③

＜ BWR及 び PWR共 通 ＞
c)水 素 ガ ス を 原 子 炉 格 納 容
器外に排出する場合には、排出経路での水素爆発を防止すること、放射性物質の低減設備、水素及び放射性物質濃度測定装置を設けること。

＜ BWR及 び PWR共 通 ＞
c)水 素 ガ ス を 原 子 炉 格 納 容
器外に排出する場合には、排出経路での水素爆発を防止すること、放射性物質の低減設備、水素及び放射性物質濃度測定装置を設けること。

⑦

d)炉 心 の 著 し い 損 傷 時 に 水
素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる監視設備を設置すること。

d)炉 心 の 著 し い 損 傷 時 に 水
素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる監視設備を設置すること。

⑧

e)こ れ ら の 設 備 は 、 交 流 又は直流電源が必要な場合
は代替電源設備からの給電を可能とすること。

e)こ れ ら の 設 備 は 、 交 流 又は直流電源が必要な場合
は代替電源設備からの給電を可能とすること。

⑨【本文】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による原子炉格納容器の破損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)PWR の う ち 必 要 な 原 子 炉a)水 素 濃 度 制 御 設 備 に より、原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。
(3)BWR 及 び PWR 共 通a)原 子 炉 格 納 容 器 内 に お ける水素爆発による原子炉
格納容器の破損を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替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 後 、 水−ジルコニウム反応及び水の放射線分解による水素及び酸素の水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備すること。

④

技 術 基 準 規 則 （ 第 67条 ）番号※ 1： 原 子 炉 運 転 中 は 原 子 炉 格 納 容 器 内 を 不 活 性 ガ ス 系 に よ り 常 時 不 活 性 化 さ れ て い る 。
不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではな
いため，重大事故等対処設備とは位置づけない。

1.9−48185

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

手段

機器名称

既設

新設

フィ ルタ装置入口水素濃度

新設

フィ ルタ装置出口放射線モニタ（高 レンジ・低レンジ）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

手段

機器 名称

−

−

−

−

−

※６

フィ ルタ 装 置入 口水 素 濃度
フィ ルタ 装 置出 口放 射 線モ
ニタ （高 レ ンジ ・低 レ ンジ）

可燃 性ガ ス 濃度 制御 系 ブロ ワ
可燃性ガス濃度制御系による格納容器内の水素濃度制御

格納 容器圧力逃がし装置

備考−格 納容 器 圧力 逃が し 装置①④⑤⑦

格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出

新設

①②⑤⑥

可搬型窒素供給装置による格納
容器内の不活性化

可搬 型窒素供給装置

解釈
対応 番号

②⑥

不活性ガス系による格納容器内の不活性化

不活 性ガス系 ※ １

既設新設

自主 対策 設 備

可燃 性ガ ス 濃度 制御 系 加熱 器

可燃 性ガ ス 濃度 制御 系 再結 合 器

可燃 性ガ ス 濃度 制御 系 冷却 器−
可燃 性ガ ス 濃度 制御 系 配管 ・ 弁−−※1：原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化されている。
不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。

1.9−49186

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

手段

既設
新設

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

新設

−

備考

−

機器 名称

格納 容器 雰 囲気 モニ タ
−

新設

−

手段

−

格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

解釈
対応 番号

①⑤⑧⑨

機器名称

自主 対策 設 備

残留 熱除 去 系海 水ポ ン プ

緊急 用海 水 ポン プ

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

非常 用取 水 設備

燃料 補給 設 備

新設

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

新設

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

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①③⑤⑨

代替電源設備による給電

格納容器圧力逃がし装置

−

−

−

※1：原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化されている。
不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。

1.9−50187

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／5）
技術的能力審査基準（1.9）

適合方針【要求事項】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には、水素爆発による原子炉
格納容器の破損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。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器内における水素爆発による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による格納容器の破損を防止する手段
として，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器内の水素及び酸素の排出を実施するために必要な手順等を整備する。

【解釈】
１ 「水素爆発による原子炉格納容器の破損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。
（１）BWRａ）原子炉格納容器内の不活性化により、原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。

−

原子炉運転中の格納容器内を不活性ガス系により格納容器内雰囲
気の不活性化及び炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器内における水素爆発による格納容器の破損を防止する手段として可搬型窒素供給装置による格納
容器内を不活性化し，格納容器内における水素爆発による格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備する。

（２）PWRのうち必要な原子炉ａ）水素濃度制御設備により、原子炉格納容器内における水素爆発
による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な手順等を整備すること。

対象外※1：原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化されている。
不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。

1.9−51

188

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／5）
技術的能力審査基準（1.9）

適合方針（３）BWR及びPWR共通ａ）原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備
が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合においても，格納容器内における水素爆発による格納容器の破損を防止するために必要な設備へ代替電源設備により給電する手順を整備する。
なお，電源の供給に関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。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器内における水素爆発による格納容器の破損を防止する手段として，格納容器圧
力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出を実施するために必要な手順等を整備する。

ｂ）炉心の著しい損傷後、水−ジル
コニウム反応及び水の放射線分解による水素及び酸素の水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備すること。

※1：原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化されている。
不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。

1.9−52189

添付資料 1.9.2

1.9−53
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）

190

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）

1.9−54191

1.9−55
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）

192

添付資料 1.9.3
重大事故対策の成立性

1．格納容器内の不活性化による水素爆発防止(1)

可搬型窒素供給装置による格納容器内の不活性化
ａ．操作概要格納容器内の不活性ガス（窒素）置換が必要な状況において，原子炉建屋付属棟東側屋外に可搬型窒素供給装置を配備し，接続口の蓋を開放した後，窒素供給用ホースを接続口に接続して可搬型窒素供給装置により格納容器内へ窒素を供給する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋付属棟東側屋外（非管理区域）
ｃ．必要要員数及び操作時間
格納容器内の不活性ガス（窒素）置換における，現場でのホース接続，
系統構成，窒素供給操作に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：4名（重大事故等対応要員4名）

所要時間目安：115分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）（当該設備は，設備未設置のため実績時間なし）
窒素ガス補給弁（Ｄ／Ｗ側）の場合
原子炉建屋付属棟東側屋外：4分（操作対象：1弁）
窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）の場合
原子炉建屋付属棟東側屋外：4分（操作対象：1弁）
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，
1.9−56193

夜間における作業性を確保している。また，格納容器ベント操作後の汚染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）を着用して作業を行う。
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：ホースの接続は汎用の結合金具であり，容易に操作可能とする。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。

1.9−57194

1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等＜

1.10.1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．水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための対応手段
及び設備
(a)

水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止(b)

格納容器外への水素漏えい抑制(c)

水素排出による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止(d)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．手順等
1.10.2

重大事故等時の手順

1.10.2.1

水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための対応手順(1)

水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止
ａ．原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視
ｂ．代替電源設備による給電(2)

格納容器外への水素漏えい抑制
ａ．格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水
ｂ．格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／
海水）

(3)

水素排出による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止
ａ．原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出(4)

重大事故等時の対応手段の選択
目−1

195

1.10.2.2

その他の手順項目について考慮する手順

添付資料1.10.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.10.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料1.10.3

重大事故対策の成立性
1．格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）(1)

可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）
2．原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出

目−2

196

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【要求事項】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原
子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷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「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷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）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するため、水素濃度制御設備又は水素排出設備により、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）水素爆発による損傷を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とする手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，水素が原子炉格納容器（以下「格納容器」という。）内に放出され，格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした場合においても，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。
1.10−1197

1.10.1(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
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器内で発生した水素が格納容器のフランジ部等から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした場合に，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止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。また，格納容器内で発生した水素の格納容器外への漏えいを抑制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五十三条及び技術基準
規則第六十八条（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
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1.10−1表に整理する。
1.10−2198

ａ．水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための対応手段
及び設備
(a)
ⅰ)

水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止
静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制
炉心の著しい損傷が発生し，格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいした場合において，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発による損傷を防止するため，静的触媒式水素再結合器により漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再結合することで原子炉建屋原
子炉棟内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御する手段がある。なお，静的触媒式水素再結合器は触媒反応により受動的に運転される設備であり，運転員等による起動操作を必要としない。
また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置により静的触媒式水素再結合器の作動状況を監視する手段がある。
静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制で使用する設備は以下のとおり。
・静的触媒式水素再結合器
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

ⅱ)

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，水素濃度が変動する
可能性のある範囲で，水素濃度監視設備により原子炉建屋原子炉棟の水素濃度を測定し，監視する手段がある。
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋水素濃度
1.10−3199

上記設備は二次格納施設内に5個（そのうち，原子炉建屋原子炉棟地上6階 ※１ に2個）設置する。
※1

原子炉建屋原子炉棟地上6階は，原子炉建屋原子炉棟最上階である。

ⅲ)

代替電源設備による給電
上記「1.10.1(2)ａ．(a)ⅰ)

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制」及び「1.10.1(2)ａ．(a)ⅱ)

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視」で使用する設備について，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合に代替電源設備から給電する手段がある。
代替電源設備により給電する設備は以下のとおり。
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・原子炉建屋水素濃度(b)

格納容器外への水素漏えい抑制
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器頂部注水系（常設）及び格納容器頂部注水系（可搬型）により原子炉ウェルに注水することで，格納容器トップヘッドフランジ部を格納容器外部から冷却してシール材の熱劣化を緩和することにより，格納容器トップヘ
ッドフランジからの水素漏えいを抑制する手段がある。

ⅰ)

格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水
格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水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
・代替淡水貯槽ⅱ)

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）
1.10−4200

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水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(c)

水素排出による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止ⅰ)

原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出
原子炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいし，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が上昇した場合においても，原子炉建屋原子炉棟地上6階天井部の水素を外部へ排出することにより，水素の原子炉建屋原
子炉棟内の滞留を防止する手段がある。
原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋原子炉棟トップベント設備
・可搬型代替注水大型ポンプ・放水砲
・ＳＡ用海水ピット
なお，放水設備により原子炉建屋原子炉棟へ放水する手順については，「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「1.10.1(2)ａ．(a)ⅰ)

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制」で使用する設備のうち，静的触媒式水素再結合器及び静的触媒
式水素再結合器動作監視装置は重大事故等対処設備として位置づける。

1.10−5201

「1.10.1(2)ａ．(a)ⅱ)

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視」

で使用する設備のうち，原子炉建屋水素濃度は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.10.1(2)ａ．(a)ⅲ)

代替電源設備による給電」で使用する設備のうち，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.10.1(2)ａ．(c)ⅰ)

原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出」で使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポン
プ，放水砲及びＳＡ用海水ピットは重大事故等対処設備として位置づける。
これらの設備は，審査基準及び基準規則に要求されている設備が全て網羅されている。
（添付資料1.10.1）以上の重大事故等対処設備により，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の破損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。
・常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び代替
淡水貯槽
格納容器からの水素漏えい防止効果に不確かさはあるが，格納容器トップヘッドフランジ部を格納容器外部から冷却してシール材の熱劣化を緩和することは可能と考えられることから，原子炉

1.10−6202

建屋原子炉棟内への水素漏えいを抑制する手段の一つとして有効である。
・原子炉建屋原子炉棟トップベント設備
原子炉建屋原子炉棟地上6階天井部を開放する操作であり放射性物質を低減する機能はないが，仮に原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素が静的触媒式水素再結合器で処理しきれない場合に，原子炉建屋原子炉棟外へ水素を排出することにより水素の建屋内滞留を防止する手段の一つとして有効である。
ｂ．手順等
上記「ａ．水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
この手順は，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1.10−1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1.10−2表，第1.10−3表）※1

運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。
（添付資料1.10.2）

1.10.2

重大事故等時の手順

1.10.2.1

水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための対応手順(1)

水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止
ａ．原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視
1.10−7203炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器内で発生した水素が原子炉建屋原子炉棟に漏えいした場合に，原子炉建屋水素濃度により原子炉建屋原子炉棟地上6階の天井付近，地下1階及び地上2階の水素濃度（以下「原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度」という。）を監視する。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置により静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度を監視し，静的触媒式水素再結合器の作動状況の確認を実施する。
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を確認した場合に，原子炉建
屋ガス処理系系統内における水素爆発を回避するため，原子炉建屋ガス処理系を停止する。
全交流動力電源又は直流電源の喪失時においては，代替電源設備から
原子炉建屋水素濃度及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置に給電することにより，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度及び静的触媒式水素再結合器の作動状況を監視する。
(a)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ 。
※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
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視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，運転員等に原子炉建屋
水素濃度により原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の監視及び静的
1.10−8204

触媒式水素再結合器動作監視装置により静的触媒式水素再結合器の作動状況の監視を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋水素濃度により原子炉建
屋原子炉棟内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置により静的触媒式水素再結合器の作動状況を監視し，発電長に報告する。また，全交流動力電源又は直流電源の喪失時においては，代替電源設備から給電されていることを確認後，原子
炉建屋原子炉棟内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器の作動状況を監視し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を確認し，原子炉建屋水素濃度指示値が2％に到達した場合に，原子炉建屋ガス処理系の停止を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を確認し，原子炉建屋水素濃度指示値が2％に到達したことを確認した後，原子炉建屋ガス処理系を停止し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，原子炉建屋水素濃度指示値が2％に到達してから原子炉建屋ガ
ス処理系の停止まで5分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

ｂ．代替電源設備による給電
炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した
場合，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するため，代替電源設備により静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水1.10−9205

素濃度へ給電する手順を整備する。
なお，代替電源設備により水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための設備への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。
(2)

格納容器外への水素漏えい抑制
ａ．格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止するため，代替淡水貯槽を水源として常設低圧代替注水系
ポンプにより原子炉ウェルに注水することで格納容器トップヘッドフラ
ンジ部を格納容器外部から冷却し，格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを抑制する。
(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，ドライウェル雰囲気温度の上昇が継続し，ドライウェル雰囲気温度指示値が190℃に到達した場
合で，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
※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
格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.10−1図に，タイムチャートを第1.10−2図に示す。

1.10−10206

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへ注水するための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへ注水するために必要なポンプ，電動弁及び監視計
器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に格納容器頂部注水系（常設）による原子炉
ウェルへ注水するための系統構成を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを起動し，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.4MPa［gage］
以上であることを確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，ウェル注水弁を開にする。
⑥運転員等は，発電長に格納容器頂部注水系（常設）による原子炉
ウェ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。
⑦発電長は，運転員等に格納容器頂部注水系（常設）による原子炉
ウェル注水の開始を指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，ウェル注水流量調節弁を開にした
後，格納容器頂部注水系（常設）により原子炉ウェル注水が開始されたことを低圧代替注水系流量（原子炉格納容器）の流量上昇
及びドライウェル雰囲気温度の低下により確認し，発電長に報告する。
⑨発電長は，ドライウェル雰囲気温度指示値が171℃未満まで低下
した場合に，運転員等に格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェル注水の停止を指示する。
1.10−11207

⑩運転員等は中央制御室にて，ドライウェル雰囲気温度指示値が171℃未満まで低下したことを確認した後，ウェル注水流量調節
弁及びウェル注水弁を閉にし，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェル注水の停止を発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断してから格納容器頂部注水系（常設）による原
子炉ウェルへの注水開始まで2分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，原子炉ウェル注水を実施した後は，蒸発による水位低下を考慮してドライウェル雰囲気温度を継続的に監視し，ドライウェル雰囲
気温度の上昇により原子炉ウェルへの注水を再開することで，格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度である200℃以下に抑えることが可能である。

ｂ．格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止するため，代替淡水貯槽を水源として可搬型代替注水大型
ポンプにより原子炉ウェルに注水することで格納容器トップヘッドフラ
ンジ部を格納容器外部から冷却し，格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを抑制する。
(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，ドライウェル雰囲気温度の上昇が継続し，ドライウェル雰囲気温度指示値が190℃に到達した場

1.10−12208

合で，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水ができず，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
※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
格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.10−3図に，タイムチャートを第1.10−4図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に低圧代替注水系配管・弁の接続口への格納容器頂部注水系（可搬型）の接続を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に格納容器頂部注水系（可搬型）で使用する低圧代替注水系配管・弁の接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへ注水するための準備を指示する。
④発電長は，運転員等に格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへ注水するための準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへ注水するために必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
1.10−13209

⑥発電長は，運転員等に格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへ注水するための系統構成を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，ウェル注水弁及びウェル注水流量調節弁を開にし，発電長に報告する。
⑧発電長は，災害対策本部長に格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへ注水するための原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑨重大事故等対応要員は，災害対策本部長に格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへ注水するための準備が完了した
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注水大型ポンプによる送水開始を連絡する。
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の起動を指示する。
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した
後，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。
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り送水を開始したことを連絡する。
⑭発電長は，運転員等に格納容器頂部注水系（可搬型）により原子炉ウェルへの注水が開始されたことの確認を指示する。
⑮運転員等は中央制御室にて，格納容器頂部注水系（可搬型）により原子炉ウェル注水が開始されたことを低圧代替注水系流量（原1.10−14210

子炉格納容器）の流量上昇及びドライウェル雰囲気温度の低下により確認し，発電長に報告する。
⑯発電長は，災害対策本部長に格納容器頂部注水系（可搬型）により原子炉ウェルへ注水が開始されたことを連絡する。
⑰発電長は，ドライウェル雰囲気温度指示値が171℃未満まで低下
した場合に，運転員等に格納容器頂部注水系（可搬型）による原
子炉ウェル注水の停止を指示する。
⑱運転員等は中央制御室にて，ドライウェル雰囲気温度指示値が171℃未満まで低下したことを確認した後，ウェル注水流量調節
弁及びウェル注水弁を閉にし，格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル注水の停止を発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（西側接続口を使用した原子炉ウェルへの注
水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，170分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（東側接続口を使用した原子炉ウェルへの注
水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，135分以内と想定する。
1.10−15211

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるよう可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いること
で，暗闇における作業性についても確保する。
なお，原子炉ウェル注水を実施した後は，蒸発による水位低下を考慮してドライウェル雰囲気温度を継続的に監視し，ドライウェル雰囲
気温度の上昇により原子炉ウェルへの注水を再開することで，格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度である200℃以下に抑えることが可能である。
（添付資料1.10.3）(3)

水素排出による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止
ａ．原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいし，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が上昇した場合，原子炉建屋原子炉棟地上6階の天井付近の水素濃度が可燃限界に達する前に，原子炉建屋原子炉棟トップベント設備により，原子炉建屋原子炉棟
地上6階天井部の水素を外部に排出し，水素の原子炉建屋原子炉棟内の滞留を防止する。
また，原子炉建屋原子炉棟トップベント設備により水素を外部へ排出する場合は，放水設備により原子炉建屋原子炉棟へ放水を実施する。なお，放水設備により原子炉建屋原子炉棟へ放水する手順については，「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。
1.10−16212

(a)手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，原子炉建屋原子炉棟地上6階の天井付近の水素濃度指示値が3％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
原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出手順の概要
は以下のとおり。
概要図を第1.10−5図に，タイムチャートを第1.10−6図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に原子
炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出を依頼する。
②発電長は，運転員等に原子炉建屋原子炉棟地上6階天井付近の水素濃度を監視するように指示する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に原子炉建屋原子炉棟ト
ップベント設備による水素排出の準備を指示する。
④重大事故等対応要員は，工具を準備し，原子炉建屋原子炉棟トッ
プベントの開放の準備完了を災害対策本部長に報告する。
⑤災害対策本部長は，重大事故等対応要員に原子炉建屋原子炉棟ト
ップベントの開放を指示する。
⑥重大事故等対応要員は，原子炉建屋原子炉棟トップベントの開放を実施し，災害対策本部長に報告する。

1.10−17213

⑦災害対策本部長は，発電長に原子炉建屋原子炉棟トップベントを開放したことを連絡する。
⑧発電長は，運転員等に原子炉建屋原子炉棟トップベントが開放されたことの確認を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋原子炉棟トップベントが開放されたことを原子炉建屋原子炉棟地上6階天井付近の水素濃度の低下により確認し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性上記の現場対応を重大事故等対応要員4名にて実施した場合，作業開始を判断してから原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出開始まで45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1.10.3）(4)

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1.10−7図に示す。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を原子炉建屋水素濃度により監視する。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置により静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度を監視し，静的触媒式水素再結合器の作動状況の確認を実施する。
格納容器内で発生した水素が原子炉建屋原子炉棟に漏えいし，原子炉建
屋原子炉棟内の水素濃度が上昇した場合において，原子炉建屋原子炉棟地
上6階の天井付近の原子炉建屋水素濃度指示値が3％に到達した場合，原子炉建屋原子炉棟内での水素爆発を防止するため，原子炉建屋原子炉棟トッ
1.10−18214

プベント設備により水素の排出を実施する。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，ドライウェル雰囲気
温度の上昇が継続し，ドライウェル雰囲気温度指示値が190℃に到達した
場合，格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを抑制するため，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水を実施する。格
納容器頂部注水系（常設）により格納容器トップヘッドフランジ部の冷却ができない場合は，格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水を実施する。なお，ドライウェル雰囲気温度が171℃未満まで低下
した場合に，原子炉ウェルへの注水を停止する。再度，ドライウェル雰囲
気温度の上昇が継続し，ドライウェル雰囲気温度指示値が190℃に到達した場合は，原子炉ウェルへの注水を実施する。
1.10.2.2

その他の手順項目について考慮する手順

放水設備により原子炉建屋原子炉棟へ放水する手順については，「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。
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，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。
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
1.10−19

事故

215

時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.10−20216

第1.10−1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（1／2）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対処設 備

主要設備

静的触媒式水素再結合器 ※ ２静的触媒式水素再結合器動作監視装置

重大事故等対処設 備

主要設備

原子炉建屋原子炉 棟内の水素濃度監視原子炉建屋水素濃度※５

常設代替直流電源設備
常設代替交流電源設備 ※ ５
可搬型代替直流電源設備 ※ ５
可搬型代替交流電源設備 ※ ５
燃料補給設備 ※ ５

自主対策
設備

原子炉ウェル
格納容器頂部注水系配管・弁

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁常設代替交流電源設備 ※ ５
燃料補給設備 ※ ５

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
「水素」

− ※５

自主対策
設備

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※ ４

重大事故等
対処設備

主要設備

静的触媒式水素再結合器動作監視装置
原子炉建屋水素濃度

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
「水素」

重大事故等
対処設備

主要設備

格納容器頂 部注水 系（常設）に よる
原子炉ウェルへの 注水

関連設備

代替電源設 備によ る給電

格納容器外 への水 素漏えい抑制−

整備する手順書 ※１

対応設備

静的触媒式 水素再 結合器
による水素濃度抑 制

水素濃度制御によ る原子炉建屋 原子炉棟の 損傷防 止

−

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」，「注水−４」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：静的触媒式水素再結合器は，運転員による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※3：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。
※4：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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.10−21217

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／2）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対処設 備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
重大事故等対策要領

重大事故等対処設 備

関連設備

ホース ※３
燃料補給設備 ※ ５

重大事故等対策要領

自主対策設 備主要設備

原子炉建屋原子炉 棟トップベン ト設備
による水素 の排出

水素排出による原 子炉建屋
原子炉棟の損傷防 止

可搬型代替注水大型ポンプ ※３
放水砲 ※３
ＳＡ用海水ピット ※３

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水−１」，「注水−４」

自主対策
設備

原子炉建屋原子炉棟トップベント
設備

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁常設代替交流電源設備 ※ ５
可搬型代替交流電源設備 ※ ５
燃料補給設備 ※ ５

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※４
代替淡水貯槽 ※ ４

原子炉ウェル
格納容器頂部注水系配管・弁−整備する手順書 ※１

対応設備

主要設備

格納容器頂部注水 系（可搬型） による原子炉ウェルへの 注水（淡水／ 海水）格納容器外への水 素漏えい 抑制

−

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：静的触媒式水素再結合器は，運転員による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※3：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。
※4：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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.10−22218

第1.10−2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／3）
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）1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための対応手順(1) 水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止判断基準

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） ※ １
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※ １

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※ １

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度 ※ １
・原子炉建屋原子炉棟 6 階・原子炉建屋原子炉棟 2 階・原子炉建屋原子炉棟地下 1 階
静的触媒式水素再結合器動作監視装置 ※ １

補機監視機能非常用ガス再循環系空気流量
非常用ガス処理系空気流量

ａ．原子炉建屋原子炉
棟内の水素濃度監視操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.10−23219

監視計器一覧（2／3）
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）1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための対応手順(2) 格納容器外への水素漏えい抑制

判断基準

ａ．格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの
注水

操
作

判断基準

ｂ．格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）

操作

格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※ １

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度 ※１

水源の確認

代替淡水貯槽水位 ※ １

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度 ※１

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系流量（原子炉格納容器）

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※ １

格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※ １

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度 ※１

補機監視機能低圧代替注水系流量（原子炉格納容器）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確認

代替淡水貯槽水位 ※ １

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度 ※１

補機監視機能低圧代替注水系流量（原子炉格納容器）

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※ １※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.10−24220

監視計器一覧（3／3）
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）1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための対応手順(3) 水素排出による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止

判断基準

ａ．原子炉建屋原子炉棟
トップベント設備による水素の排出操作

格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※ １

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度 ※ １
・原子炉建屋原子炉棟地上 6 階

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度 ※ １
・原子炉建屋原子炉棟地上 6 階
・原子炉建屋原子炉棟地上 2 階
・原子炉建屋原子炉棟地下 1 階※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：自主対策設備の計器により計測する有効監視パラメータを示す。
※3：発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータであり，耐震性，耐環境性を有する計器を示す。

1.10−25221

第1.10−3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
供給対象設備

給電元
給電母線

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置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
緊急用直流125V主母線盤

原子炉建屋水素濃度

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
緊急用ＭＣＣ
緊急用直流 125V 主母線盤

【1.10】
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順
等

1.10−26222

⑤，⑩ ※２⑧，⑩ ※ １

（凡例）
：ポンプ
AO

：空気作動弁

MO

：電動弁
：逆止弁
：手動弁

1.10−27
操作手順
⑤，⑩

※２

⑧，⑩ ※ １
記載例

弁名称
ウェル注水弁
ウェル注水流量調節弁○：操作手順番号を示す。
○ ※１ 〜 ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合は，その実施順を示す。

第1.10−1図

格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水

概要図

223

第1.10−2図

格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水

タ

イムチャート1.10−28224

⑦ ※１ ，⑱ ※ ２⑦ ※ ２ ，⑱ ※１⑦ ※ １ ，⑱ ※２（凡例）⑦ ※２ ，⑱ ※ １

：ポンプ
AO

：空気作動弁

MO

：電動弁

⑫

：逆止弁
：手動弁
：西側接続口使用の場合：東側接続口使用の場合⑫

1.10−29
操作手順
⑦

※１

，⑱

※２

⑦ ※２ ，⑱ ※１
記載例

弁名称
ウェル注水弁操作手順⑫

弁名称
西側接続口又は東側接続口の弁

ウェル注水流量調節弁○：操作手順番号を示す。
○ ※１〜 ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合は，その実施順を示す。

第1.10−3図

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）

概要図

225

※ 1： 東 側 接 続 口 へ の 送 水 の 場 合 ， 格 納 容 器 頂 部 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 ウ ェ ル へ の 注 水 開
始 ま で 135分 以 内 と 想 定 す る 。

第 1.10− 4図

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）

1.10−30

タイムチャート226

原子炉建屋原子炉棟屋上（平面図）（凡例）：原子炉建屋原子炉棟トップベント設備：水素濃度検出器

1.10−31
原子炉建屋原子炉棟屋上（断面図）
第1.10−5図

原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出

概要図

227

第1.10−6図

原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出

タイ

ムチャート

1.10−32228

（凡例）
炉心の著しい損傷の発生

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視静的触媒式水素再結合器による水素濃度制御ドライウェル
雰囲気温度上昇継続：プラント状態：判断：操作・確認：重大事故等対処設備

No

Yes

No

原子炉建屋原子炉棟地上 6 階の天井付近の水素濃度指示値
3％到達

静的触媒式水素再結合器動作監視装置
による静的触媒式水素再結合器の作動状況確認ドライウェル
雰囲気温度
190℃到達NoYes1.10−33

格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水

Yes

原子炉建屋原子炉棟トップ
ベント設備による水素の排出

格納 容器 ト ップ
ヘッ ドフ ラ ンジ 部
冷却 成功

No
格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水

Yes

ドライウェル
雰囲気温度
171℃未満No

Yes
原子炉ウェルへの注水停止

第1.10−7図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート229

添付資料 1.10.1
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(1.10）【本文】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えい
する気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当
該原子炉建屋等の損傷を防止す
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 「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷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)炉心の著しい損傷が発生した
場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止す
るため、水素濃度制御設備又は水素排出設備により、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等を整備すること。

b)水素爆発による損傷を防止す
るために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とする手順等を整備すること。

番号

設置 許可 基 準規 則（ 第 53 条）

技術 基準 規 則（ 第 68 条 ）

番号

①

【本文】
発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体
状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷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】
発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体
状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷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。

④

−

【解釈】
1 第 53 条に規定する「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷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。

【解釈】
1 第 68 条に規定する「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷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。

−②

a)水素濃度制御設備（制御により原子炉建屋等で水素爆発のおそれがないことを示すこと。）又は水素排出設備（動的機器等に水素爆発を防止する機能を付けること。放射性物質低減機能を付けること。）を設置すること。

a)水素濃度制御設備（制御により原子炉建屋等で水素爆発のおそれがないことを示すこと。）又は水素排出設備（動的機器等に水素爆発を防止する機能を付けること。放射性物質低減機能を付けること。）を設置すること。

⑤

b)想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で推定できる監視設備を設置すること。

b)想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で推定できる監視設備を設置
すること。

⑥

c)これらの設備は、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

c)これらの設備は、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とす
ること。

⑦

③

1.10−34230

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（設計基準拡張）
重大事故等対処設備

手段

機器名称

新設

静的触媒式水素再結合器動作
監視装置

新設

−

−

新設

−

静的触媒式水素再結合器動作
監視装置

新設

原子炉建屋水素濃度

新設

常設代替直流電源設備

新設

常設代替交流電源設備新設

可搬型代替直流電源設備新設

可搬型代替交流電源設備

新設

燃料補給設備新設①③④⑦

代替電源設備による給電

−

備考

手段

機器 名称

−

−

−

−

①③④⑥⑦

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視原子炉建屋水素濃度

解釈
対応 番号

①②③④⑤⑦静的触媒式水素再結合器
による水素濃度抑制

静的触媒式水素再結合器

既設新設

自主 対策 設 備−−−

常設 低圧 代 替注 水系 ポ ンプ

−

−

−

−

格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水−

代替 淡水 貯 槽

低圧 代替 注 水系 配管 ・ 弁

格納 容器 頂 部注 水系 配 管・ 弁

原子 炉ウ ェ ル

常設 代替 交 流電 源設 備

燃料 補給 設 備

1.10−35231

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（設計基準拡張）
重大事故等対処設備

手段

機器名称

既設
新設

自主 対策 設 備
解釈
対応 番号

備考

手段

機器 名称

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

代替 淡水 貯 槽

−

−

−

−

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）−

低圧 代替 注 水系 配管 ・ 弁

格納 容器 頂 部注 水系 配 管・ 弁

原子 炉ウ ェ ル

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

−

−

−

−

原子炉建屋原子炉棟トップベント設備
による水素の排出−

原子 炉建 屋 原子 炉棟 ト ップ ベ ン
ト設 備

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

放水 砲

ＳＡ 用海 水 ピッ ト

ホー ス

燃料 補給 設 備

1.10−36232

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／4）
技術的能力審査基準（1.10）

適合方針【要求事項】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆
発による損傷を防止する必要がある
場合には、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷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。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発による損傷を防止する手段として，静的触媒式水素再結合器による水素濃度制御に必要な手順等を整備する。

【解釈】
１ 「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷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）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するため、水素濃度制御設備又は水素排出設備により、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等を整備すること。

ｂ）水素爆発による損傷を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とする手順等を整備すること。

−

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発による損傷を防止する手段として，原子炉建屋水素濃度
により水素濃度が変動する可能性のある範囲を監視し，水素濃度制
御設備である静的触媒式水素再結合器により水素濃度上昇を抑制
し，水素濃度を可燃限界未満に制御するために必要な手順等を整備する。
炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合においても，原子炉建屋
原子炉棟の水素爆発による損傷を防止するために必要な設備へ代替
電源設備により給電する手順を整備する。
なお，電源の供給に関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。

1.10−37233

添付資料 1.10.2

1.10−38
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）

234

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）

1.10−39235

1.10−40
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）

236

添付資料1.10.3
重大事故対策の成立性

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

可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）
ａ．操作概要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，外部接続口及び水源を選定し，取水箇所まで移動するとともに送水ルートを確保した後，可搬型代替注水大型ポンプにより原子炉ウェルへ送水する。
ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋原子炉棟東側及び西側周辺，取水箇所（代替淡水貯槽及び淡水貯水池）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送水として，最長時間を要する淡水
貯水池から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：170分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）（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
1.10−41237

具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用して作業を行う。
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，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，Ｐ
ＨＳ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。

可搬型代替注水大型ポンプ車両の作業用照明

1.10−42238

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）

放射線防護具着用による送水訓練（ホース敷設）

放射線防護具着用による送水訓練（水中ポンプユニット設置）

1.10−43239

添付資料 1.10.3
2．原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出
(1)

操作概要
原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出が必要な状況において，原子炉建屋原子炉棟屋上まで移動し，原子炉建屋原子炉棟トップ
ベント設備を開放して水素を排出する。

(2)

作業場所
原子炉建屋原子炉棟屋上(3)

必要要員数及び操作時間
原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出において，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（重大事故等対応要員4名）

所要時間目安：45分以内（放射線防護具着用及び移動を含む）（当該設備は，設置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）を着用して行う。
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，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，
1.10−44240

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。

1.10−45241