第 16 条：燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設＜目次＞

1. 基本方針
1.1 要求事項の整理
2. 追加要求事項に対する適合方針
2.1 使用済燃料プールへの重量物落下について
2.2 使用済燃料プールを監視する機能の確保について
3. 別添
別添 1 使用済燃料プールへの重量物落下について
別添 2 使用済燃料プール監視設備について別添 3 運用，手順説明資料
燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設
別添 4 使用済燃料プールへの重量物落下に係る対象重量物の現場確認について

1. 基本方針
1.1 要求事項の整理
設置許可基準規則第 16 条並びに技術基準規則第 26 条，第 34 条及び第 47 条を第1.1-1 表に示す。また，第 1.1-1 表において，新規制基準に伴う追加要求事項を明確化する。
第 1.1-1 表

設置許可基準規則第 16 条及び技術基準規則第 26 条，第 34 条及び第47 条 要求事項

設置許可基準規則

技術基準規則第 16 条

第 26 条

（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）
第十六条 発電用原子炉施設には、

備

考（燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備）
第二十六条

通常運転時に使用する燃料 変更なし

次に掲げるところにより、通常運転時 体又は使用済燃料（以下この条において「燃に使用する燃料体又は使用済燃料（以 料体等」という。）を取り扱う設備は、次に下この条において「燃料体等」という。） 定めるところにより施設しなければならなの取扱施設（安全施設に係るものに限 い。
る。）を設けなければならない。
一 燃料体等を取り扱う能力を有するものとすること。
二 燃料体等が臨界に達するおそれがないものとすること。
三 崩壊熱により燃料体等が溶融しないものとすること。

一

燃料体等を取り扱う能力を有するものであること。
二

燃料体等が臨界に達するおそれがな

い構造であること。
三

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものであること。
四 取扱中に燃料体等が破損しないこと。 変更なし
五 燃料体等を封入する容器は、取扱中に－おける衝撃、熱その他の容器に加わる負荷に耐え、かつ、容易に破損しないもの
であること。

四 使用済燃料からの放射線に対し

六 前号の容器は、内部に燃料体等を入れ 変更なして適切な遮蔽能力を有するものとた場合に、放射線障害を防止するため、すること。

その表面の線量当量率及びその表面から一メートルの距離における線量当量
率がそれぞれ原子力規制委員会の定める線量当量率を超えないように遮蔽できるものであること。ただし、管理区域内においてのみ使用されるものについては、この限りでない。

16 条－1

設置許可基準規則

技術基準規則第 16 条

第 26 条

（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）
五 燃料体等の取扱中における燃料

備考（燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備）
七

燃料体等の取扱中に燃料体等を取り 変更なし

体等の落下を防止できるものとす扱うための動力源がなくなった場合に、ること。

燃料体等を保持する構造を有する機器を設けることにより燃料体等の落下を防止できること。

２ 発電用原子炉施設には、次に掲

２ 燃料体等を貯蔵する設備は、次に定め 変更なし

げるところにより、燃料体等の貯るところにより施設しなければならな

蔵施設（安全施設に属するものにい。

限る。以下この項において同じ。）
を設けなければならない。
一 燃料体等の貯蔵施設は、次に掲げるものであること。
イ 燃料体等の落下により燃料体等

五燃料体等の落下により燃料体等が破が破損して放射性物質の放出によ損して放射性物質が放出されることにり公衆に放射線障害を及ぼすおそ伴い公衆に放射線障害を及ぼすおそれ

れがある場合において、放射性物がある場合、放射性物質による敷地外へ質の放出による公衆への影響を低の影響を低減するため、燃料貯蔵設備の減するため、燃料貯蔵設備を格納格納施設及び放射性物質の放出を低減するもの及び放射性物質の放出をする発電用原子炉施設を施設すること。

低減するものとすること。
ロ 燃料体等を必要に応じて貯蔵す

三

燃料体等を必要に応じて貯蔵するこることができる容量を有するものとができる容量を有するものであることすること。

と。

ハ 燃料体等が臨界に達するおそれがないものとすること。
二 使用済燃料の貯蔵施設（使用済一燃料体等が臨界に達するおそれがな

い構造であること。
四

使用済燃料その他高放射性の燃料体 変更なし

燃料を工場等内に貯蔵する乾式キを貯蔵する水槽（以下「使用済燃料貯蔵ャスク（以下「キャスク」という。）

槽」という。）は、次に定めるところにを除く。）にあっては、前号に掲よること。

げるもののほか、次に掲げるもの
であること。
イ 使用済燃料からの放射線に対し

ロ

使用済燃料その他高放射性の燃料体て適切な遮蔽能力を有するものとの放射線を遮蔽するために必要な量のすること。

水があること。

16 条－2

設置許可基準規則

技術基準規則第 16 条

第 26 条

（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）
ロ 貯蔵された使用済燃料が崩壊熱により溶融しないものであって、備考（燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備）
二

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものであること。

最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設備及びその浄化系を有するものとすること。
ハ 使用済燃料貯蔵槽（安全施設に属するものに限る。以下この項及イ 放射性物質を含む水があふれ、又は漏れない構造であること。

び次項において同じ。）から放射性物質を含む水があふれ、又は漏れないものであって、使用済燃料貯蔵槽から水が漏えいした場合において水の漏えいを検知することができるものとすること。
ハ

使用済燃料その他高放射性の燃料体の被覆が著しく腐食するおそれがある
場合は、これを防止すること。
ニ 燃料体等の取扱中に想定される

ニ

燃料体等の取扱中に想定される燃料 追加要求事項

燃料体等の落下時及び重量物の落

体等の落下時及び重量物の落下時にお下時においてもその機能が損なわいてもその機能が損なわれないこと。

れないものとすること。
－

七

取扱者以外の者がみだりに立ち入ら 変更なし

ないようにすること。

16 条－3

設置許可基準規則

技術基準規則第 16 条

第 34 条

（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）

備 考（計測装置）
発電用原子炉施設には、次に掲げる事項 追加要求事項

３

発電用原子炉施設には、次に掲 を計測する装置を施設しなければならなげるところにより、使用済燃料貯 い。ただし、直接計測することが困難な場合
蔵槽の水位及び水温並びに燃料取 は、当該事項を間接的に測定する装置を施扱場所の放射線量を測定できる設 設することをもって、これに代えることが備を設けなければならない。
一

使用済燃料貯蔵槽の水位及び水

温並びに燃料取扱場所の放射線量

できる。
十四

使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及び水位の異常を検知し、それを原子炉制御室に伝え、又は異常が生じた水
位及び水温を自動的に制御し、並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとすること。
二３

第一項第十二号から第十四号までに外部電源が利用できない場合に掲げる事項を計測する装置（第一項第おいても温度、水位その他の発電十二号に掲げる事項を計測する装置に用原子炉施設の状態を示す事項

あっては、燃料取扱設備及び燃料貯蔵（以下「パラメータ」という。）を設備に属するものに限る。）にあって監視することができるものとする

は、外部電源が喪失した場合においてこと。

もこれらの事項を計測することができるものでなければならない。
４

第一項第一号及び第三号から第十五 追加要求事項号までに掲げる事項を計測する装置にあっては、計測結果を表示し、記録し、及びこれを保存することができるもの
でなければならない。ただし、設計基準－

事故時の放射性物質の濃度及び線量当量率を計測する主要な装置以外の装置であって、断続的に試料の分析を行う装置については、運転員その他の従事者が測定結果を記録し、及びこれを保存し、その記録を確認することをもって、これに代えることができる。

16 条－4

設置許可基準規則

技術基準規則第 16 条

第 47 条

（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）（再掲）
３（警報装置等）２

発電用原子炉施設には、使用済燃料 追加要求事項

発電用原子炉施設には、次に掲げ

貯蔵槽の水温の著しい上昇又は使用るところにより、使用済燃料貯蔵槽

済燃料貯蔵槽の水位の著しい低下をの水位及び水温並びに燃料取扱場

確実に検知し、自動的に警報する装置

所の放射線量を測定できる設備をを施設しなければならない。ただし、設けなければならない。

発電用原子炉施設が、使用済燃料貯蔵

一備 考

使用済燃料貯蔵槽の水位及び水槽の水温の著しい上昇又は使用済燃

温並びに燃料取扱場所の放射線量

料貯蔵槽の水位の著しい低下に自動の異常を検知し、それを原子炉制御的に対処する機能を有している場合室に伝え、又は異常が生じた水位及は、この限りでない。

び水温を自動的に制御し、並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとすること。

16 条－5

2. 追加要求事項に対する適合方針
2.1 使用済燃料プールへの重量物落下について
使用済燃料プールへ重量物が落下した場合においても，使用済燃料プールの機能が損なわれないようにするため，使用済燃料プールへの落下が想定される重量物を抽出し，抽出された重量物が基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
（1）使用済燃料プールへの落下が想定される重量物の抽出
a．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，図面等（建屋機器配置
図，機器設計仕様書，系統設計仕様書）により抽出し，抽出した設備等を類似機器ごとに項目分類を行う。なお，抽出した機器については，現場の作業実績により抽出に漏れがないことを確認している。
b．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出上記 a．で抽出及び項目分類したものについて，項目ごとに使用済燃料プー
ルとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下するおそれがあるものを抽出する。
抽出された設備等の中から，落下エネルギーと気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーを比較し，使用済燃料プールへの落下影響を検討すべき重量物を抽出する。
（2）使用済燃料プールへの落下防止対策
a．耐震性確保による落下防止対策
燃料取替機，原子炉建屋クレーンについて，基準地震動Ssに対して耐震評価
により壊れて落下しないことを確認し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。
また，使用済燃料プール周辺に常設している重量物は，落下防止のために必要な構造強度を有する設計とする。
b．設備構造上の落下防止対策
クレーンの安全機能として，フック外れ止め，ワイヤロープ二重化，フェイ
ルセーフ機構等，設備構造上の落下防止措置が適切に講じられる設計とする。
c．運用状況による落下防止対策
クレーン等安全規則に基づく点検，安全装置の使用，クレーンの有資格者作業等の要求事項対応による落下防止措置が適切に実施されていることを確認する。

16 条－6

また，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの使用済燃料プール外への待機
運用，原子炉建屋クレーンの可動範囲制限による落下防止措置及び使用済燃料
プール周りの異物混入防止対策を実施する方針について保安規定にて示す。

2.2 使用済燃料プールを監視する機能の確保について
使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を中央制御室において監視し，異常時に警報を発信する設計とする。また，これら計測設備については非常用所内電源から受電し，外部電源が利用できない場合においても，監視できる設計とする。

16 条－7

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

別添１

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉
使用済燃料プールへの重量物落下について目次
１．新規制基準の追加要件について
1.1 概 要２．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー
３．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出3.1 評価フローⅠ（使用済燃料プール周辺の設備等の抽出）の考え方
3.1.1 現場確認による抽出
3.1.2 機器配置図等による抽出
3.1.3 使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出
3.2 評価フローⅠの抽出結果
3.2.1 現場，機器配置図等による確認及び作業実績により抽出した設備等
４．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
4.1 評価フローⅡ（使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出）の考
え方
4.1.1 設置状況による抽出
4.1.2 落下エネルギーによる抽出
4.1.3 落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出
4.2 評価フローⅡの抽出結果
4.2.1 設置状況による抽出結果
4.2.2 落下エネルギーによる抽出結果
4.2.3 落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出結果
５．落下防止対策の要否判断
5.1 評価フローⅢ（落下防止対策の要否判断）の考え方
5.2 評価フローⅢの評価
5.2.1 耐震性確保による落下防止対策
5.2.2 設備構造上の落下防止対策
5.2.3 運用状況による落下防止対策
5.3 評価フローⅢの抽出結果
5.3.1 落下防止対策を実施することにより落下評価が不要となるもの
６．重量物の評価結果

（別紙）１．燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について
２．使用済燃料プールと原子炉建屋オペレーティングフロアの床面上設備等との離隔概要について
３．燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの待機場所について
４．原子炉建屋クレーンのインターロックについて
５．使用済燃料プール周辺における異物混入防止エリアについて（補足説明資料）
１．７号炉 使用済燃料プール上部ダクトの健全性評価
２．燃料取替機 主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価について
３．原子炉建屋クレーン 主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評価について
４．燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの落下防止対策
５．過去不具合事象に対する対応状況について
６．新燃料の取り扱いにおける落下防止対策
７．使用済燃料輸送容器取り扱い作業時における使用済燃料プールへの影響
８．使用済燃料輸送容器吊具による使用済燃料輸送容器の吊り方について
９．６号炉と７号炉における評価内容の差異について１．新規制基準の追加要件について
1.1 概 要平成 25 年 7 月 8 日に施行された新規制基準のうち，下記の規則において重量物の落下時の貯蔵施設の機能に関する規制要件が新たに追加された。
このため使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要となる重量物を抽出するとともに，新規制基準への適合状況について確認した。
なお，当該規制については，使用済燃料の貯蔵施設における機能維持が要件となっているため，柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉使用済燃料プールのライニング健全性維持について評価した。
また，燃料集合体の落下に関する規制要件については変更されていない（安全設計審査指針 指針 49 と同じ）ため，ここでは燃料集合体以外の重量物を対象とし，燃料集合体に関しては参考として確認した。
＜重量物落下に関する規制要件が新たに追加となった規則＞
ａ．実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則
第十六条（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設） 第２項 第二号 ニ
ｂ．実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則
第二十六条（燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備） 第２項 第四号 ニ

16 条－別添 1－1

２．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー
使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物について，以下のフローにより網羅的に評価した。
Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，図面等（建屋機器配置図，
機器設計仕様書，系統設計仕様書）により抽出し，抽出した設備等を類似機器ごとに項目分類を行う。なお，抽出した機器については，現場の作業実績により抽出に漏れがないことを確認する。
Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
評価フローⅠで抽出及び項目分類したものについて，項目ごとに使用済燃料プールとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下するおそれがあるものを抽出する。
抽出された設備等の中から，落下エネルギーと気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーを比較し，使用済燃料プールへの落下影響を検討すべき重量物を抽出する。
Ⅲ．落下防止対策の要否判断
評価フローⅡで抽出した設備等に対し，耐震性，設備構造及び運用状況について，適切に対応されていることを確認する。
Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要なもの
評価フローⅢで落下防止対策が必要とされた重量物は，落下時に使用済燃料プールの機能を損なうおそれがあることから，使用済燃料プールへの落下時影響評価を実施する。
Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が不要なもの
評価フローⅡで検討不要，又は評価フローⅢで対策不要としたものは，使用済
燃料プールの機能を損なう重量物ではないことから，落下時影響評価は不要とする。

16 条－別添 1－2

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出検討不要

Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき
重量物の抽出検討要

対策不要

Ⅲ．落下防止対策の
要否判断

対策要

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影
響評価が必要なもの

第2.1図

Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影
響評価が不要なもの

評価フロー

16 条－別添 1－3

３．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
3.1

評価フローⅠ（使用済燃料プール周辺の設備等の抽出）の考え方

3.1.1

現場確認による抽出使用済燃料プール周辺の設備等に係る現場確認を実施し，「地震等により使用済燃料プールに落下するおそれがあるもの」について抽出する。
（抽出基準）
・使用済燃料プール周辺の設備等について，設置位置（高さ），物量，重量，固定状況等を確認し，地震等により使用済燃料プールへの落下物となるおそれのあるもの。

機器配置図等※による抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，機器配置図や設計仕様書の図面等を用いて抽出する。

3.1.2

※

建屋機器配置図
機器設計仕様書（燃料取扱機器，燃料取替機 等）
系統設計仕様書（原子炉建屋クレーン，燃料取扱及びプール一般設備等）（抽出基準）
・使用済燃料プール周辺の内挿物等現場で確認出来ない設備等について，機器配置図等にて物量，重量，配置状況等を確認し，使用済燃料プールへの落下物となるおそれのあるもの。

3.1.3

使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出
使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機又は原子炉建屋クレーンを使用
して取り扱う設備等について，作業実績に基づき抽出する。
（抽出基準）
・使用済燃料プール周辺の作業において，燃料取替機又は原子炉建屋クレーンを使用して取り扱う設備等。

また，使用済燃料プール周辺は，異物混入防止エリアとなっており，日常作業等における持込品については，必要最低限に制限するとともに落下防止措置を講じていることから，使用済燃料プールに落下するおそれがないため，抽出の対象外とする。

16 条－別添 1－4

3.2

評価フローⅠの抽出結果

3.2.1

現場，機器配置図等による確認及び作業実績により抽出した設備等

現場，機器配置図等による確認及び作業実績により，以下の設備等を抽出した。抽出した設備等を分類した各項目の詳細については，第 3.2.1 表及び第3.2.2 表に示す。
【抽出した設備等の分類項目】
・原子炉建屋・燃料取替機・原子炉建屋クレーン・その他クレーン類
・ＲＣＣＶ（取扱具含む）・ＲＰＶ（取扱具含む）・内挿物（取扱具含む）
・プール内ラック類
・プールゲート類
・使用済燃料輸送容器（取扱具含む）
・電源盤類
・フェンス･ラダー類
・装置類
・作業機材類・計器･カメラ･通信機器類
・試験･検査用機材類
・コンクリートプラグ･ハッチ類
・空調機
・その他

使用済燃料プール周辺の主な作業としては，燃料取替機又は原子炉建屋クレーンを使用した燃料集合体等の移送作業がある。燃料取替機を使用した作業としては，原子炉圧力容器と使用済燃料プール内ラック間の内挿物等の移動，使用済燃料輸送容器への使用済燃料集合体の移動並びに原子炉冷却材再循環ポンプ（以下「再循環ポンプ」という。）等の取り扱い作業を行う。原子炉建屋クレーンを使用した作業としては，使用済燃料輸送容器の移動，プラント定期検査時の設備等の配置変更，搬入及び搬出等を行う。

16 条－別添 1－5

（１）柏崎刈羽６号炉
柏崎刈羽６号炉の現場状況を以下に示す。

原子炉建屋オペレーティング
フロアの床面全体

燃料取替機

原子炉建屋クレーン

使用済燃料プール上部天井①使用済燃料プール全体

原子炉建屋オペレーティング
フロアの床面概略平面図②使用済燃料プール南側側面

第 3.2.1 図③使用済燃料プール北側側面④使用済燃料プール内ラック

６号炉 原子炉建屋オペレーティングフロア

16 条－別添 1－6

概要

（２）柏崎刈羽７号炉
柏崎刈羽７号炉の現場状況を以下に示す。

原子炉建屋オペレーティング
フロアの床面全体

燃料取替機

原子炉建屋クレーン

使用済燃料プール上部天井①使用済燃料プール全体

原子炉建屋オペレーティング
フロアの床面概略平面図②使用済燃料プール南側側面

第 3.2.2 図③使用済燃料プール北側側面④使用済燃料プール内ラック

７号炉原子炉建屋オペレーティングフロア

16 条－別添 1－7

概要燃料取替機本体

内挿物（制御棒）第 3.2.3 図

燃料集合体

制御棒つかみ具

使用済燃料貯蔵ラック

再循環ポンプ
インペラ・シャフトつかみ具

燃料取替機本体及び取り扱い設備（６号炉）

16 条－別添 1－8

燃料取替機本体

内挿物（制御棒）第 3.2.4 図

燃料集合体

制御棒つかみ具

使用済燃料貯蔵ラック

再循環ポンプ
インペラ・シャフトつかみ具

燃料取替機本体及び取り扱い設備（７号炉）

16 条－別添 1－9

原子炉建屋クレーン

使用済燃料輸送容器
吊具

使用済燃料輸送容器吊具

第 3.2.5 図

使用済燃料輸送容器(吊具含む)

使用済燃料プールゲート

原子炉建屋クレーン本体及び取り扱い設備（６号炉）

16 条－別添 1－10

原子炉建屋クレーン

使用済燃料輸送容器吊具

第 3.2.6 図

使用済燃料プールゲート

原子炉建屋クレーン本体及び取り扱い設備（７号炉）

16 条－別添 1－11

第 3.2.1 表 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（６号炉）
（その１）
番号

抽出項目

1

原子炉建屋

2
3

燃料取替機
原子炉建屋クレーン

4

その他クレーン類

5RCCV（取扱具含む）

6

RPV（取扱具含む）

7

内挿物（取扱具含む）

詳細
屋根トラス、耐震壁等
照明
クレーンランウェイガーダ
燃料取替機
原子炉建屋クレーン
燃料プール用ジブクレーン
燃料コンテナ起立台
新燃料検査台
機器搬出入口用ジブクレーン
RCCV ヘッド（ボルト含む）
RCCV M/I 吊具
RPV ヘッド(＋スタッドテンショナ(RPV ヘッド自動着脱機)＋スタ
ッドボルト)
RPV ヘッド自動着脱機 変圧器盤
RPV オーリング
RPV ヘッド保温材
圧力容器上蓋仮置除染ピット 上蓋支持台
スタッドボルトラック
ボルトスタンド
シュラウドヘッド＋気水分離器
シュラウドヘッドボルト
シュラウドヘッドボルトレンチ
蒸気乾燥器
蒸気乾燥器・気水分離器吊具
MS ラインプラグ
主蒸気ラインプラグ 操作ユニット
ガイドロッドガイドロッドつかみ具
グリッドガイド
挿入ガイド用一時保管具
インコア挿入ガイド
サーベランス試験片
上部格子板
操作ポール＋その他プール工具
再循環ポンプインペラ・シャフト
再循環ポンプインペラ・シャフトつかみ具
再循環ポンプ運搬用仮設レール
再循環ポンプ仮置台
再循環ポンプ検査水槽
再循環ポンプ検査水槽用リール
再循環ポンプ上部取扱接続ロッド
再循環ポンプディフューザ･ストレッチチューブ
再循環ポンプディフューザ・ストレッチチューブつかみ具
再循環ポンプストレッチチューブネジ部保護具
再循環ポンプディフューザウェアリング
再循環ポンプディフューザウェアリングつかみ具

16 条－別添 1－12

第 3.2.1 表 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（６号炉）
（その２）
番
号

抽出項目

7

内挿物（取扱具含む）

8

プール内ラック類

9

プールゲート類

10

使用済燃料輸送容器（取扱具含む）詳細
再循環ポンプ取扱具保管棚
再循環ポンプモータ用上部プラグ
LPRM 検出器
LPRM／ドライチューブ移送具
LPRM／ドライチューブ取扱具
引抜き IHT 用錘
挿入用 IHTLPRM 吊下げハンガ
インコアストロングバック（原子炉内計装管搬出入装置）
SRNM
中性子源
起動用中性子源ホルダ
燃料集合体
制御棒＋燃料サポート
制御棒・燃料サポート同時つかみ具
制御棒
制御棒つかみ具
燃料チャンネル着脱機
チャンネル
チャンネル移動つかみ具チャンネル取扱具チャンネル取扱ブーム
チャンネルボルトレンチ
ブレードガイド（ダブル）ブレードガイド（短尺）
他号機燃料取扱グラップル（収納コンテナ含む）
ブレードガイド貯蔵ラック
チャンネル貯蔵ラック
使用済燃料貯蔵ラック
制御棒・破損燃料貯蔵ラック
新燃料貯蔵ラック
使用済 LPRM 保管ラック
制御棒貯蔵ハンガ
再循環ポンプインペラ・シャフト保管ラック
再循環ポンプディフューザ･ストレッチチューブ保管ラック
D/S プールゲート
燃料プールゲート G1
燃料プールゲート G2
キャスクピットゲート G3
使用済燃料輸送容器
使用済燃料輸送容器吊具
転倒防止架台16 条－別添 1－13

第 3.2.1 表 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（６号炉）
（その３）
番
号

抽出項目

11

電源盤類

12

フェンス･ラダー類

13

装置類

14

作業機材類

15

計器･カメラ･通信機器類

詳細
照明用トランス
照明用分電盤
燃料チャンネル着脱機制御盤
燃料プール状態表示盤
作業用電源箱使用済燃料貯蔵プール温度中継端子箱
機器搬出入口ハッチカバー用制御盤
機器搬出入口ハッチカバー用ジブクレーン 作業電源箱
無線通信設備補助増幅器
RPV ヘッド自動着脱機電源箱
原子炉建屋クレーン電源現場操作箱
燃料取替機制御室空調機現場盤
再循環ポンプ検査水槽用制御盤
インペラ・シャフト検査装置制御盤
手摺り
新燃料検査台ピット用ラダー
D/S プール用梯子
原子炉ウェル用梯子
伸縮式電動ハッチ駆動装置
PAR
除染装置（収納コンテナ含む）
真空清掃設備清掃用具格納箱
原子炉建屋オペレーティングフロアハッチカバー
支点用カバー収納箱
水中テレビカメラビデオ装置
水中テレビカメラコントローラ
SFP 操作プラットホーム
横向水中照明具
広域水中照明具
ドロップライトビューイングエイド
水中カメラ
燃料グループ 工具棚
潤滑油保管棚
保管棚（A)
保管棚（B)
保管棚（C)
保管棚（D)
原子炉建屋-外気差圧（北側）発信器
エリア放射線モニタ
原子炉建屋-外気差圧（西側）発信器
R/A-外気差圧計
SGTS 排気流量発信器
ページング

16 条－別添 1－14

第 3.2.1 表 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（６号炉）
（その４）
番
号

抽出項目

15

計器･カメラ･通信機器類

16

試験･検査用機材類

17

コンクリートプラグ･ハッチ類

詳細
ITV カメラ
IAEA カメラ
燃料取替エリア排気放射線モニタ（安全系）
光ジャンクションボックス ch3
原子炉建屋-外気差圧（東側）発信器
使用済燃料貯蔵プール温度計
使用済燃料貯蔵プール水位計
水素濃度計
スタックドレン配管 U シール水位計
原子炉建屋-外気差圧（南側）発信器
インペラ・シャフト検査装置
スタッドボルト探傷装置
スタッドボルト用試験片
テストウェイト（180KG 用）
テストウェイト（300KG、480KG 用）
再循環ポンプホイスト用テストウェイト
機器搬出入口ハッチカバー
新燃料検査台ピットカバー
燃料把握機調整ピットカバー
キャスク洗浄ピットカバー
D/S カナルプラグ A
D/S カナルプラグ B
D/S カナルプラグ C
原子炉ウェルシールドプラグ A
原子炉ウェルシールドプラグ B
原子炉ウェルシールドプラグ C
原子炉ウェルシールドプラグ D
原子炉ウェルシールドプラグ E
スキマサージタンク用ハッチカバーA
スキマサージタンク用ハッチカバーB
新燃料貯蔵庫ハッチカバーA
新燃料貯蔵庫ハッチカバーB
新燃料貯蔵庫ハッチカバーC
新燃料貯蔵庫ハッチカバーD
新燃料貯蔵庫ハッチカバーE
新燃料貯蔵庫ハッチカバーF
SFP スロットプラグ A
SFP スロットプラグ B
SFP スロットプラグ C
SFP スロットプラグ D
D/S プールカバーA
D/S プールカバーB

16 条－別添 1－15

第 3.2.1 表 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（６号炉）
（その５）
番
号

抽出項目

17

コンクリートプラグ･
ハッチ類

18

空調機

19

その他

詳細
D/S プールカバーC
D/S プールカバーD
D/S プールカバーE
燃料取替機制御室空調機
配管
チェッカ―プレート
非常誘導灯
消火設備
掲示物
鉛ガラス
ダクト
トップベントブローアウトパネル
ケーブル
放送機材
救命用具
定期検査用資機材

16 条－別添 1－16

第 3.2.2 表 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（７号炉）
（その１）
番
号

抽出項目

1

原子炉建屋

2
3

燃料取替機
原子炉建屋クレーン

4

その他クレーン類

5RCCV(取扱具含む）

6

RPV(取扱具含む）

7

内挿物（取扱具含む）

詳細
屋根トラス，耐震壁等
照明
クレーンランウェイガーダ
燃料取替機
原子炉建屋クレーン
新燃料検査台プール用ジブクレーン
機器搬出入口用ジブクレーン
RCCV ヘッド（ボルト含む）
RCCV M/I 吊具
RPV ヘッド(＋スタッドテンショナ(RPV ヘッド自動着脱機)＋スタ
ッドボルト)
RPV ヘッド自動着脱機制御盤
RPV ヘッド保温材
RPV 上蓋除染パン 上蓋支持台
ボルトシャンク部清掃装置
スタッドボルトラック
RPV オーリング
ボルト着脱装置
油圧装置・集塵装置（RPV ヘッド自動着脱装置用）
テンショナー予備品収納箱
ボルトスタンド
シュラウドヘッド＋気水分離器
シュラウドヘッドボルト
シュラウドヘッドボルトレンチ
蒸気乾燥器
D/S スリング
MS ラインプラグ
主蒸気ラインプラグ操作ユニット
ガイドロッド（収納ケース含む）
ガイドロッドつかみ具
グリッドガイド
インコア挿入ガイド
挿入ガイド一時保管台
上部格子板
操作ポール
ミラーアタッチメント
計測器取扱具（IHT）
中性子源
起動用中性子源立掛具
再循環ポンプ検査水槽
再循環ポンプ検査水槽用作業架台
再循環ポンプ検査水槽用仮設レール
再循環ポンプ上部取扱装置保管用移動レール
再循環ポンプ上部取扱装置保管用吊り天秤
再循環ポンプ取扱装置仮置台

16 条－別添 1－17

第 3.2.2 表 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（７号炉）
（その２）
番
号

抽出項目

7

内挿物（取扱具含む）

8

プール内ラック類

9

プールゲート類

詳細
インペラ・シャフトクラッド除去治具
再循環ポンプ上部共通吊具（保管箱含む）
再循環ポンプ上部取扱接続ロッド
再循環ポンプ上部プラグ
再循環ポンプディフューザ・ストレッチチューブつかみ具
再循環ポンプディフューザウェアリングつかみ具
再循環ポンプインペラ・シャフト
再循環ポンプインペラ・シャフトつかみ具
再循環ポンプディフューザ・ストレッチチューブ
再循環ポンプディフューザウェアリング
燃料集合体
他号機燃料取扱グラップル（収納コンテナ含む）
燃料チャンネル
燃料チャンネル着脱機
チャンネル移動つかみ具チャンネル取扱具チャンネル取扱ブーム
チャンネルボルトレンチ
制御棒
制御棒つかみ具CR・FS
CR・FS 同時つかみ具（保管架台含む）
LPRM 切断機
LPRM 吊下げハンガ
SRNM
LPRM 検出器
LPRM ドライチューブ移送具
インコアマニプレーター
ブレードガイド
インコアストロングバック（原子炉内計装管搬出入装置）
サーベランス試験片
再循環ポンプ取扱具保管棚
使用済燃料貯蔵ラック
制御棒・破損燃料貯蔵ラック
新燃料貯蔵ラックチャンネル貯蔵ラック
制御棒貯蔵ハンガ
使用済 LPRM 保管ラック
ブレードガイド貯蔵ラック
再循環ポンプインペラ・シャフト保管ラック
再循環ポンプディフューザ･ストレッチチューブ保管ラック
SFP ゲート（小）SFP ゲート（大）キャスクピットゲート
DSP ゲート

16 条－別添 1－18

第 3.2.2 表 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（７号炉）
（その３）
番
号

抽出項目

10

使用済燃料輸送容器（取扱具含む）

11

電源盤類

12

フェンス･ラダー類

13

装置類

14

作業機材類

詳細
使用済燃料輸送容器
使用済燃料輸送容器吊具
転倒防止架台
機器搬出入口ハッチカバー用制御盤
燃料チャンネル着脱機制御盤
原子炉内 ISI 装置用制御盤
再循環ポンプインペラ・シャフト検査台用操作盤
ジャンクション BOX
原子炉建屋クレーンケーブル切替箱
原子炉建屋クレーン操作箱
RPV ヘッド自動着脱機トランス盤
照明用トランス
照明用分電盤
作業用電源箱原子炉建屋クレーン点検用照明電源スイッチ箱
原子炉建屋クレーンジョイントボックス
無線通信設備補助増幅器
手摺り
DSP 用梯子
原子炉ウェル用梯子
新燃料検査台ピット用ラダー
SFP スロット部ブリッジ
伸縮式電動ハッチ駆動装置
除染装置（収納コンテナ含む）
DSP ゲートエアーパッキン供給装置
PAR
清掃装置
工具収納ラック A
工具収納ラック B
工具収納ラック C
工具箱（１）
工具箱（２）
工具箱（３）
スリング類収納ハンガ
長物類収納ラック A
長物類収納ラック B
ポール類収納ラック
搬入口ハッチカバー部品収納箱
再循環ポンプインペラ・シャフト検査台用水中 TV
カメラユニット
再循環ポンプ取扱装置用水中 TV カメラ操作ラック
清掃油棚
再循環ポンプ取扱機器用水中 TV カメラ
ポータブル型気中投光式照明灯
ビューイングエイド
燃料チャンネル着脱機テレビカメラ

16 条－別添 1－19

第 3.2.2 表 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（７号炉）
（その４）
番
号

抽出項目

14

作業機材類

15

計器･カメラ･通信機器類

16

試験･検査用機材類

17

コンクリートプラグ･
ハッチ類

18

空調機

詳細
燃料取替監視用テレビ装置 SFP 側テレビカメラ
燃料取替監視用テレビ装置炉心側テレビカメラ
IAEA カメラ
ITV カメラ
ARM（エリアモニタ）
プロセスモニタ
ページング
使用済燃料貯蔵プール温度計
使用済燃料貯蔵プール水位計
水素濃度計
フィルタ装置出口配管 U シール水位計
原子炉建屋-外気差圧（南側）発信器
原子炉建屋-外気差圧（西側）発信器
原子炉建屋-外気差圧（東側）発信器
原子炉建屋-外気差圧（北側）発信器
SGTS イオンチェンバ検出器
SGTS 排気流量発信器
再循環ポンプ検査台
シッパーキャップ（シッピング検査用）
原子炉内 ISI 装置収納庫
SFP スロットプラグ(A)SFP スロットプラグ(B)SFP スロットプラグ(C)SFP スロットプラグ(D)DS スロットプラグ（A)DS スロットプラグ（B)DS スロットプラグ（C)D/S プールカバー
原子炉ウェルカバー（A)原子炉ウェルカバー（B)原子炉ウェルカバー（C)原子炉ウェルカバー（D)原子炉ウェルカバー（E)大物搬入口ハッチカバー
新燃料貯蔵庫カバー
スキマサージタンク用ハッチカバーA
スキマサージタンク用ハッチカバーB
新燃料検査台ピットカバー
燃料把握機調整ピットカバー
キャスク洗浄ピットカバー
燃料取替機制御室空調機

16 条－別添 1－20

第 3.2.2 表 評価フローⅠの抽出結果（詳細）（７号炉）
（その５）
番
号

19

抽出項目

詳細

その他

配管
チェッカ―プレート
非常誘導灯
消火設備
掲示物
鉛ガラス
ダクト
トップベントブローアウトパネル
ケーブル
放送機材
救命用具
定期検査用資機材

16 条－別添 1－21

４．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
4.1

評価フローⅡ（使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出）の考え方

4.1.1

設置状況による抽出使用済燃料プールとの離隔や設置方法等を考慮して，使用済燃料プールに落下するおそれのある設備等を検討要，それ以外の設備等を検討不要として抽出する。
なお，使用済燃料プールとの離隔は，使用済燃料プールと離隔距離が確保され，かつ，手摺りにより区画された外側に設置されていることとする。

4.1.2

落下エネルギーによる抽出
4.1.1「設置状況による抽出」にて検討要となる設備等について，落下エネ
ルギーを算出し，気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギー（約 15.5kJ※）を超える重量物となる設備等を検討要，それ以外の設備等を検討不要として抽出する。
※燃料集合体の気中落下を想定した場合でも使用済燃料プールライニングの健全性は確保されることから，燃料集合体と同等の落下エネルギーを選定の目安とした。詳細は，燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について（別紙１）参照。

（落下エネルギーの算出方法）
Ｅ＝ｍ×ｇ×ｈ
Ｅ：落下エネルギー[J]ｍ：質量[kg]
ｇ：重力加速度[m/s2]
ｈ：落下高さ[m]
ここで，落下高さは，設備等の最大吊り上げ高さ（＝「フック最高高さ」－「使用済燃料プール最深床高さ」－「吊荷本体高さ」）とし，基準面は使用済燃料プー
ル最深床高さとする。
原子炉建屋クレーンレール
原子炉建屋クレーントロリ

吊荷

Ｄ／Ｓプール

原子炉ウェル

使用済燃料プール

フック最高高さ
吊荷本体高さ

落下高さ（最大吊り上げ高さ）

基準面（使用済燃料プール最深床高さ）

第4.1.1図
4.1.3

落下高さ算出概要

落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出4.1.1「設置状況による抽出」及び4.1.2「落下エネルギーによる抽出」によ16 条－別添 1－22

り検討要となる重量物について，評価フローⅢで使用済燃料プールへの落下防止対策の対応状況確認が必要となる重量物として抽出する。

16 条－別添 1－23

4.2 評価フローⅡの抽出結果
4.2.1 設置状況による抽出結果
下記項目の設備等は，使用済燃料プールの手摺りの外側に設置され，使用済燃料プールとの離隔距離が確保されているとともに，設置方法として，転倒防止対策（電源盤類，空調機については床や壁面にボルト等にて固定又は固縛）がとられており，仮に地震等により損壊・転倒したとしても使用済燃料プールまでの離隔がとれていることから，検討不要とする（詳細は，使用済燃料プールと原子炉
建屋オペレーティングフロアの床面上設備等との離隔概要について（別紙２）参照）。
＜検討不要の項目※＞（６号炉）
・ＲＣＣＶ（取扱具含む）
・空調機
（７号炉）
・ＲＣＣＶ（取扱具含む）
・空調機

・電源盤類

・電源盤類

※各項目の詳細は第 3.2.1 表及び第 3.2.2 表を参照
（６号炉の状況）

原子炉建屋オペレーティングフロアの床面上設備

使用済燃料プールとの離隔の概要（７号炉の状況）

原子炉建屋オペレーティングフロアの床面上設備

使用済燃料プールとの離隔の概要

16 条－別添 1－24

4.2.2 落下エネルギーによる抽出結果
下記項目の設備等は，4.1.2「落下エネルギーによる抽出」に示す方法により算出した落下エネルギーが，気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーより小さいことから，検討不要とする。
＜検討不要の項目※＞（６号炉）
・作業機材類・計器・カメラ・通信機器類（７号炉）
・作業機材類・計器・カメラ・通信機器類※各項目の詳細は第 3.2.1 表及び第 3.2.2 表を参照

16 条－別添 1－25

4.2.3

落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出結果
下記項目の設備等は，4.1.1「設置状況による抽出」及び4.1.2「落下エネル
ギーによる抽出」により検討要の重量物とする。
これらの項目の設備等は，落下により使用済燃料プールの機能を損なうおそれがあることから，後段の評価フローⅢで使用済燃料プールへの落下防止対策の対応状況確認を実施する。

＜検討要の項目※＞（６号炉）
・原子炉建屋・燃料取替機・原子炉建屋クレーン・その他クレーン類
・ＲＰＶ（取扱具含む）・内挿物（取扱具含む）
・プール内ラック類
・プールゲート類
・使用済燃料輸送容器（取扱具含む） ・フェンス・ラダー類
・装置類
・試験・検査用機材類
・コンクリートプラグ・ハッチ類
・その他
（７号炉）
・原子炉建屋・燃料取替機・原子炉建屋クレーン・その他クレーン類
・ＲＰＶ（取扱具含む）・内挿物（取扱具含む）
・プール内ラック類
・プールゲート類
・使用済燃料輸送容器（取扱具含む） ・フェンス・ラダー類
・装置類
・試験・検査用機材類
・コンクリートプラグ・ハッチ類
・その他※各項目の詳細は第3.2.1表及び第3.2.2表を参照

16 条－別添 1－26

５．落下防止対策の要否判断
5.1

評価フローⅢ（落下防止対策の要否判断）の考え方
評価フローⅡで検討要として抽出した重量物について，使用済燃料プールへの落下原因に応じて，落下防止対策を適切に実施する設計とする。

抽出した重量物に対する落下原因及び落下防止対策の整理について第5.1.1表に示す。
第5.1.1表

抽出した重量物に対する落下原因及び落下防止対策の整理

抽出した重量物※
原子炉建屋
燃料取替機
原子炉建屋クレーン

該当する落下原因（a～d）及び落下防止対策（①～③）
ａ．地震による重 ｂ．吊荷取扱装置の ｃ．吊荷取扱装置のｄ．吊荷取扱設備
量物の破損
故障等
誤操作
の待機位置等
①
②
③
②
③
③
○
－
－
－
－
－
－
○
○
－
○
○
.
○
－
○
－
○
○

その他クレーン類

○

○

○

○

○

－

RPV（取扱具含む）

－

○

○

○

○

－

内挿物（取扱具含む）

○

○

○

○

○

－

プール内ラック類

○

○

○

○

○

－

プールゲート類

－

○

○

○

○

－

使用済燃料輸送容器（取扱具含む）

－

○

○

○

○

○

フェンス･ラダー類

－

○

○

○

○

－

装置類

－

○

○

○

○

－

試験･検査用機材類

－

○

○

○

○

－

コンクリートプラグ･ハッチ類

－

○

○

○

○

－

その他

○

－

－

－

－

－

※項目の詳細は第3.2.1表及び第3.2.2表参照
ここで，吊荷取扱設備とは，燃料取替機又は原子炉建屋クレーンであり，吊荷取
扱装置とは，吊荷取扱設備に設けている安全装置等をいう。
上記の落下防止対策①～③については，具体的に以下により確認する。
① 耐震性確保による落下防止対策
燃料取替機，原子炉建屋クレーンについて，基準地震動Ssに対して耐震評価に
より壊れて落下しないことを確認し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。
また，使用済燃料プール周辺に常設している重量物は，落下防止のために必要な構造強度を有する設計とする。
② 設備構造上の落下防止対策
16 条－別添 1－27

クレーンの安全機能として，フック外れ止め，ワイヤロープ二重化，フェイル
セーフ機構等，設備構造上の落下防止措置が適切に講じられる設計とする。
③ 運用状況による落下防止対策
クレーン等安全規則に基づく点検，安全装置の使用，クレーンの有資格者作業等の要求事項対応による落下防止措置が適切に実施されていることを確認する。
また，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの使用済燃料プール外への待機運用，
原子炉建屋クレーンの可動範囲制限による落下防止措置及び使用済燃料プール周りの異物混入防止対策を実施する方針について保安規定にて示す。

16 条－別添 1－28

5.2 評価フローⅢの評価
5.2.1 耐震性確保による落下防止対策（１）原子炉建屋及び使用済燃料プール上部にある常設設備（６号炉）
原子炉建屋については，原子炉建屋オペレーティングフロアの床面（T.M.S.L. 31.7ｍ）より上部の鉄筋コンクリート造の壁及び鉄骨造の屋根
トラス，屋根面水平ブレース等を線材，面材により立体的にモデル化した
立体架構モデルを作成し，基準地震動 Ss に対する評価を行い，屋根トラス
において水平地震動と鉛直地震動を同時に考慮した発生応力が終局耐力を超えず，使用済燃料プールに落下しない設計とする。なお，屋根について
は鋼板（デッキプレート）の上に鉄筋コンクリート造の床を設けた構造となっており，地震による剥落はない。原子炉建屋オペレーティングフロアの床面より上部を構成する壁は鉄筋コンクリート造の耐震壁であり，原子炉建屋オペレーティングフロアの床面より下部の耐震壁とあわせて基準地
震動 Ss に対して落下しない設計とする。

モデル化範囲６号炉 原子炉建屋屋根トラス詳細評価モデル

概略断面図

第 5.2.1 図

原子炉建屋屋根評価モデル

16 条－別添 1－29

（７号炉）
原子炉建屋については，原子炉建屋オペレーティングフロアの床面（T.M.S.L. 31.7ｍ）より上部の鉄筋コンクリート造の壁及び鉄骨造の屋根
トラス，屋根面水平ブレース等を線材，面材により立体的にモデル化した
立体架構モデルを作成し，基準地震動 Ss に対する評価を行い，屋根トラス
において水平地震動と鉛直地震動を同時に考慮した発生応力が終局耐力を超えず，使用済燃料プールに落下しない設計とする。なお，屋根について
は鋼板（デッキプレート）の上に鉄筋コンクリート造の床を設けた構造となっており，地震による剥落はない。原子炉建屋オペレーティングフロアの床面より上部を構成する壁は鉄筋コンクリート造の耐震壁であり，原子炉建屋オペレーティングフロアの床面より下部の耐震壁とあわせて基準地
震動 Ss に対して落下しない設計とする。
また，７号炉においては使用済燃料プール上部に常設のダクトが設置されており，評価フローⅡの設置状況により必要な離隔がとられていないと判断することから，使用済燃料プールの手摺りの内側エリア直上のダクトを評価対象として，基準地震動 Ss に対し落下しない設計とする（詳細は，
7 号炉 使用済燃料プール上部ダクトの健全性評価（補足説明資料１）参照）。
モデル化範囲７号炉 原子炉建屋屋根トラス詳細評価モデル

概略断面図

第 5.2.2 図

原子炉建屋屋根評価モデル

16 条－別添 1－30

（２）燃料取替機
燃料取替機は，使用済燃料プール，原子炉ウェル及びＤ／Ｓピットをまたぐ
走行レール上を走行する設備であり，浮き上がりによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置している。走行及び横行レールの脱線防止装置は，レールの頭部を脱線防止装置にて抱き込む構造であり，燃料取替機の浮き上がりにより走行及び横行レールから脱線しない構造とする。
燃料取替機は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地
震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
燃料取替機の吊荷例を以下に示す。
○燃料集合体○ブレードガイド○再循環ポンプ
○制御棒

等

（６号炉）
燃料取替機本体及び走行レールの詳細図面を以下に示す。

燃料交換機本体

走行レール上面

第 5.2.3 図

走行レール断面燃料取替機本体及び走行レール詳細

16 条－別添 1－31

ａ．燃料取替機の落下防止対策
燃料取替機は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地
震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，燃料取替機に対する耐震評価方法を示す。
なお，耐震評価結果については，工事計画認可申請にて示す。
（ａ）評価方法
解析モデルとして燃料取替機の３次元梁モデルを作成し，スペクトルモー
ダル解析にて評価する。
（ｂ）評価部材
ⅰ．燃料取替機本体（構造物フレーム）ⅱ．トロリ脱線防止ラグ
ⅲ．ブリッジ脱線防止ラグ
ⅳ．走行レール

第 5.2.4 図

燃料取替機

解析モデル（イメージ）

ⅰ．燃料取替機本体（構造物フレーム）
燃料取替機本体（構造物フレーム）は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

16 条－別添 1－32

ⅱ．トロリ脱線防止ラグ
ブリッジ上部のトロリ横行レールの頭部をトロリ脱線防止ラグ（両爪タイプ）及びトロリ脱線防止ラグ（片爪タイプ）つめ部にて両側から抱き込む構造とし，トロリが浮き上がり，横行レールから脱線しない構造としている。
これらのトロリ脱線防止ラグは，燃料取替機が想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

トロリ脱線防止ラグ（両爪タイプ）

トロリ脱線防止ラグ（片爪タイプ）

第 5.2.5 図 トロリ脱線防止ラグ詳細

16 条－別添 1－33

ⅲ．ブリッジ脱線防止ラグ
原子炉建屋オペレーティングフロアの床面上の走行レールの頭部をブリッ
ジ脱線防止ラグ（両爪タイプ）つめ部にて両側から抱き込む構造とし，燃料取替機が浮き上がり，走行レールから脱線しない構造とする。
ブリッジ脱線防止ラグは，燃料取替機が想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

第 5.2.6 図 ブリッジ脱線防止ラグ詳細
ⅳ．走行レール
走行レールは原子炉建屋オペレーティングフロアの床面に設置され，燃料取替機が想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

第 5.2.7 図

走行レール

16 条－別添 1－34

ｂ．吊荷の落下防止対策
燃料取替機により，吊荷を取り扱う際，地震により吊荷が落下する事象として，ワイヤロープやフックの破断，ブレーキの滑りが考えられるため，ワイヤ
ロープ，フック及びブレーキは，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，ワイヤロープ，フック及びブレーキに対する耐震評価方法を示す。
なお，耐震評価結果については，工事計画認可申請にて示す。
（ａ）評価方法
吊荷位置（上端～下端）でワイヤロープの固有周期が変動するため，ワイヤ
ロープの固有周期帯より，最も大きな震度を上下方向床応答スペクトルから算出し，ワイヤロープ，フック及びブレーキに作用する荷重を算出する。当該算出荷重から，各部の強度評価を行う。
（ｂ）評価条件
・ワイヤロープ，フック及びブレーキの吊荷重は，基準地震動Ssの上下方向床
応答スペクトルでの震度を用いて，ワイヤロープ長さを考慮し算出した荷重を用いる。
・ワイヤロープ，フック及びブレーキについて，許容値に対する発生荷重，発生応力及び負荷トルクの裕度を確認する。
評価については，重量物の吊荷作業にて使用する全てのホイスト（主ホイスト，
補助ホイスト及び再循環ポンプ用ホイスト）について，ワイヤロープ，フック及びブレーキの評価を実施し，各部位における耐震性を確認する。
燃料取替機 主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価について（補足説明資料２）に，主ホイストにおける評価例を示す。

16 条－別添 1－35

（７号炉）
燃料取替機本体及び走行レールの詳細図面を以下に示す。

燃料取替機本体

走行レール上面

第 5.2.8 図

走行レール断面燃料取替機本体及び走行レール詳細

16 条－別添 1－36

ａ．燃料取替機の落下防止対策
燃料取替機は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地
震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，燃料取替機に対する耐震評価方法を示す。
なお，耐震評価結果については，工事計画認可申請にて示す。
（ａ）評価方法
解析モデルとして燃料取替機の３次元梁モデルを作成し，スペクトルモーダル解析にて評価する。
（ｂ）評価部材
ⅰ．燃料取替機本体（構造物フレーム）ⅱ．トロリ脱線防止ラグ
ⅲ．ブリッジ脱線防止ラグ
ⅳ．走行レール

トロリ

ブリッジ

第 5.2.9 図

燃料取替機

解析モデル（イメージ）

ⅰ．燃料取替機本体（構造物フレーム）
燃料取替機本体（構造物フレーム）は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

16 条－別添 1－37

ⅱ．トロリ脱線防止ラグ
ブリッジ上部のトロリ横行レールの頭部をトロリ脱線防止ラグ（両爪タイプ）つめ部にて両側から抱き込む構造とし，トロリが浮き上がり，横行レー
ルから脱線しない構造とする。
トロリ脱線防止ラグは，燃料取替機が想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止す
る設計とする。

燃料取替機（トロリ）外観

第 5.2.10 図

燃料取替機（トロリ）脱線防止ラグ

トロリ脱線防止ラグ詳細

16 条－別添 1－38

ⅲ．ブリッジ脱線防止ラグ
原子炉建屋オペレーティングフロアの床面上の走行レールの頭部をブリッ
ジ脱線防止ラグ（両爪タイプ）つめ部にて両側から抱き込む構造とし，燃料取替機が浮き上がり，走行レールから脱線しない構造とする。
ブリッジ脱線防止ラグは，燃料取替機が想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

第 5.2.11 図

ブリッジ脱線防止ラグ詳細

ⅳ．走行レール
走行レールは原子炉建屋オペレーティングフロアの床面に設置され，燃料取替機が想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

第 5.2.12 図

走行レール

16 条－別添 1－39

ｂ．吊荷の落下防止対策
燃料取替機により，吊荷を取り扱う際，地震により吊荷が落下する事象として，ワイヤロープやフックの破断，ブレーキの滑りが考えられるため，ワイヤ
ロープ，フック及びブレーキは，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，ワイヤロープ，フック及びブレーキに対する耐震評価方法を示す。
なお，耐震評価結果については，工事計画認可申請にて示す。
（ａ）評価方法
吊荷位置（上端～下端）でワイヤロープの固有周期が変動するため，ワイヤロープの固有周期帯より，最も大きな震度を上下方向床応答スペクトルから算出し，ワイヤロープ，フック及びブレーキに作用する荷重を算出する。当該算出荷重から，各部の強度評価を行う。
（ｂ）評価条件
・ワイヤロープ，フック及びブレーキの吊荷重は，基準地震動Ssの上下方向床
応答スペクトルでの震度を用いて，ワイヤロープ長さを考慮し算出した荷重を用いる。
・ワイヤロープ，フック及びブレーキについて，許容値に対する発生荷重，発生応力及び負荷トルクの裕度を確認する。
評価については，重量物の吊荷作業にて使用する全てのホイスト（主ホイスト，
補助ホイスト及び再循環ポンプ用ホイスト）について，ワイヤロープ，フック及びブレーキの評価を実施し，各部位における耐震性を確認する。
燃料取替機 主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価について（補足説明資料２）に，主ホイストにおける評価例を示す。

16 条－別添 1－40

（３）原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーンは，原子炉建屋内壁に沿って設置された走行レール上を走行するクレーンであり，浮き上がりによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置している。走行及び横行レールの脱線防止装置は，走行方向のランウェイガーダ及び横行方向のクレーン本体ガーダに対し，浮き上がり代を設ける構造であり，クレーンの浮き上がりにより走行及び横行レールから脱線しない構造とする。
原子炉建屋クレーンは，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，
基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
原子炉建屋クレーンの吊荷例を以下に示す。
○使用済燃料輸送容器○プールゲート○燃料集合体等（６号炉）
原子炉建屋クレーン本体の詳細図面を以下に示す。

第 5.2.13 図

原子炉建屋クレーン本体

ａ．原子炉建屋クレーンの落下防止対策
原子炉建屋クレーンは，下部に設置された上位クラス施設である使用済燃料
プールに対して，波及的影響を及ぼさないこととし，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
なお，耐震評価結果については，工事計画認可申請にて示す。
（ａ）評価方法
解析モデルとして原子炉建屋クレーンの３次元梁モデルを作成し，時刻
歴解析にて評価する。
（ｂ）評価部材
ⅰ．クレーン本体ガーダ
ⅱ．脱線防止ラグ
ⅲ．トロリストッパ

16 条－別添 1－41

第5.2.14図

原子炉建屋クレーン

解析モデル（イメージ）

ⅰ．クレーン本体ガーダ
原子炉建屋クレーン本体ガーダは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
ⅱ．脱線防止ラグ
脱線防止ラグは，ランウェイガーダに対し浮き上がり代を設ける構造とすることで，原子炉建屋クレーンが浮き上がり，ランウェイガーダから脱落することを防止するとともに，ランウェイガーダ上の走行レールから脱線しない構造とする。
脱線防止ラグは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

16 条－別添 1－42

第5.2.15図原子炉建屋クレーン本体及び脱線防止ラグ

ⅲ．トロリストッパ
トロリストッパは，クレーン本体ガーダに対し浮き上がり代を設ける構造とすることで，トロリが浮き上がり，クレーン本体ガーダから脱落することを防止するとともに，クレーン本体ガーダ上の横行レールから脱線しない構造とする。
トロリストッパは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

第 5.2.16 図

トロリ本体及びトロリストッパ
16 条－別添 1－43

ｂ．吊荷の落下防止対策
原子炉建屋クレーンにより，吊荷を取り扱う際，地震により吊荷が落下する
事象として，ワイヤロープやフックの破断，ブレーキの滑りが考えられるため，
ワイヤロープ，フック及びブレーキは，想定される最大重量の吊荷を吊った状
態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，ワイヤロープ，フック及びブレーキに対する耐震評価方法を示す。
なお，耐震評価結果については，工事計画認可申請にて示す。
（ａ）評価方法
原子炉建屋クレーン本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施する。
（ｂ）評価条件
・ワイヤロープ，フック及びブレーキの吊荷重は，時刻歴解析から算出した荷重を用いる。
・ワイヤロープ，フック及びブレーキについて，許容値に対する発生荷重，発生応力及び負荷トルクの裕度を確認する。
評価については，重量物の吊荷作業にて使用する主巻，補巻及び補助ホイストについて，ワイヤロープ，フック及びブレーキの評価を実施し，各部位における耐震性を確認する。
原子炉建屋クレーン 主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評価について（補足説明資料３）に，主巻における評価例を示す。

16 条－別添 1－44

（７号炉）
原子炉建屋クレーン本体の詳細図面を以下に示す。

第 5.2.17 図

原子炉建屋クレーン本体

ａ．原子炉建屋クレーンの落下防止対策
原子炉建屋クレーンは，下部に設置された上位クラス施設である使用済燃料
プールに対して，波及的影響を及ぼさないこととし，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
なお，耐震評価結果については，工事計画認可申請にて示す。
（ａ）評価方法
解析モデルとして原子炉建屋クレーンの３次元梁モデルを作成し，時刻
歴解析にて評価する。
（ｂ）評価部材
ⅰ．クレーン本体ガーダ
ⅱ．脱線防止ラグ
ⅲ．トロリストッパ

16 条－別添 1－45

トロリ

クレーン本体ガーダ

車輪部

第5.2.18図原子炉建屋クレーン

解析モデル（イメージ）

ⅰ．クレーン本体ガーダ
原子炉建屋クレーン本体ガーダは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
ⅱ．脱線防止ラグ
脱線防止ラグは，ランウェイガーダに対し浮き上がり代を設ける構造とすることで，原子炉建屋クレーンが浮き上がり，ランウェイガーダから脱落することを防止するとともに，ランウェイガーダ上の走行レールから脱線しない構造とする。
脱線防止ラグは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

16 条－別添 1－46

原子炉建屋クレーン外観

原子炉建屋クレーン本体

脱線防止ラグ

第5.2.19図

原子炉建屋クレーン本体及び脱線防止ラグ

ⅲ．トロリストッパ
トロリストッパは，クレーン本体ガーダに対し浮き上がり代を設ける構造とすることで，トロリが浮上り，クレーン本体ガーダから脱落することを防止するとともに，クレーン本体ガーダ上の横行レールから脱線しない構造とする。
トロリストッパは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

クレーン本体ガーダ

原子炉建屋クレーン外観

トロリストッパ

トロリ本体

第 5.2.20 図

トロリ本体及びトロリストッパ
16 条－別添 1－47

ｂ．吊荷の落下防止対策
原子炉建屋クレーンにより，吊荷を取り扱う際，地震により吊荷が落下する
事象として，ワイヤロープやフックの破断，ブレーキの滑りが考えられるため，
ワイヤロープ，フック及びブレーキは，想定される最大重量の吊荷を吊った状
態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，ワイヤロープ，フック及びブレーキに対する耐震評価方法を示す。
なお，耐震評価結果については，工事計画認可申請にて示す。
（ａ）評価方法
原子炉建屋クレーン本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施する。
（ｂ）評価条件
・ワイヤロープ，フック及びブレーキの吊荷重は，時刻歴解析から算出した荷重を用いる。
・ワイヤロープ，フック及びブレーキについて，許容値に対する発生荷重，発生応力及び負荷トルクの裕度を確認する。
評価については，重量物の吊荷作業にて使用する主巻，補巻及び補助ホイストについて，ワイヤロープ，フック及びブレーキの評価を実施し，各部位における耐震性を確認する。
原子炉建屋クレーン 主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評価について（補足説明資料３）に，主巻における評価例を示す。

16 条－別添 1－48

5.2.2

設備構造上の落下防止対策（１）燃料取替機
使用済燃料プール上において，燃料取替機で取り扱う吊荷の作業を行う際に，使用済燃料プールに吊荷が落下するのを防止する対策を以下に示す。
ａ．駆動電源の喪失対策
燃料取替機は，動力電源喪失時に自動的にブレーキがかかる設計とする。動
力電源喪失により非励磁となった場合のブレーキ機能について以下に示す。
（ａ）動力電源喪失時のブレーキ機能について
非励磁時のブレーキ機能の概要を第 5.2.21 図及び第 5.2.22 図に示す。
燃料取替機のブレーキは，動力電源喪失時においても第 5.2.21 図及び第5.2.22 図の①，②に示すように，スプリングにより機械的にブレーキ力を維持するフェイルセーフ設計とする。

第 5.2.21 図

直流電磁ブレーキの概要（６号炉）

第 5.2.22 図

直流電磁ブレーキの概要（７号炉）
16 条－別添 1－49

（ｂ）駆動用空気喪失時のブレーキ機能について
燃料つかみ具機構の概要について第 5.2.23 図に示す。
燃料つかみ具機構の駆動用空気喪失時のブレーキ機能を以下に示す。
①燃料つかみ具の操作用圧縮空気が喪失した場合でも，フックがつかみ方向に動作するようバネを内蔵するフェイルセーフ設計とする。
②燃料が吊られている状態では，メカニカルインターロック機構により，燃料集合体は外れない設計とする。
③燃料つかみ具に燃料集合体の荷重があってもフック閉信号が出ていない場
合には，燃料集合体を確実につかんでいないものとして吊り上げができない
ようインターロックを設ける。

第 5.2.23 図

燃料つかみ具機構概要

16 条－別添 1－50

ｂ．ワイヤロープ２重化対策
ワイヤロープを２重化することで，仮にワイヤロープが１本切れた場合でも，残りのワイヤロープで重量物が落下せず，安全に保持できる設計とする。

第 5.2.24 図

燃料取替機ワイヤロープ 2 重化構造

16 条－別添 1－51

ｃ．速度制限
燃料取替機は，操作員からの入力指示に従い，計算機システムから駆動制御
装置に運転指令を与え，一連の燃料取替え作業，再循環ポンプ取り扱い作業の一部を自動的に行える機能を有しており，この駆動を制御するための駆動制御装置及び駆動制御装置に指令を与える判断装置としての計算機システムにより，速度制限を行い，誤操作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止している。
具体的には，運転員の入力指示に従い，計算機システムが安全な移送ルート，
及び速度パターンを決定し，運転指令信号を出力することで，ブリッジ等を駆動し，速度制限による運転が行われる。このほか，手動による操作も可能であり，本操作時においても運転速度は制限され，誤操作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止する設計とする。
各運転モードにおける運転速度を第 5.2.1 表及び第 5.2.2 表に示す。

運転モード

速度設定

第 5.2.1 表 運転速度（６号炉）
単位：m/min
ブリッジ
トロリ
主ホイスト
再循環ポンプ用
ホイスト

高速１
高速２
低速
微速
注記）① 速度設定が「高速１」におけるブリッジ運転速度は，自動／半自動時のみを示す。
② 補助ホイストについては，ペンダントにより，高速（m/min），低速（m/min）の選択が可能。ただし，高速選択時においても起動時の３秒は衝撃緩和のため低速となる。

自動
半自動
手動

運転モード

速度設定

手動

３ノッチ
１ノッチ
低速

自動・半自動第 5.2.2 表 運転速度（７号炉）
単位：m/min
ブリッジ
トロリ
主ホイスト
再循環ポンプ用
ホイスト－

注記）① （ ）内は，再循環ポンプ用ホイスト取り扱い時の運転速度を示す。
② 補助ホイストについては，ペンダントにより，高速（m/min），低速（
m/min）の選択が可能。
ｄ．過巻防止主ホイスト，補助ホイスト及び再循環ポンプ用ホイスト巻上装置には，過度の巻上げが発生すると巻上げ動作を自動停止させるために，過巻防止装置（リミットスイッチ）を設けており，過巻による吊荷の落下を防止する設計とする。
16 条－別添 1－52

（２）原子炉建屋クレーン
使用済燃料プール上において，原子炉建屋クレーンで取り扱う吊荷の作業を行う際に，使用済燃料プールに吊荷が落下するのを防止する対策を以下に示す。
ａ．駆動電源の喪失対策
原子炉建屋クレーンは，動力電源喪失時に自動的にブレーキがかかる設計とする。動力電源喪失により非励磁となった場合のブレーキ機能について以下に示す。
（ａ）動力電源喪失時のブレーキ機能について
非励磁時のブレーキ機能の概要を第 5.2.25 図及び第 5.2.26 図に示す。
原子炉建屋クレーンのブレーキは，動力電源喪失時においても第 5.2.25
図及び第 5.2.26 図の①，②に示すように，スプリングにより機械的にブレーキ力を維持するフェイルセーフ設計とする。

第 5.2.25 図

直流電磁ブレーキ構造の概要（６号炉）

第 5.2.26 図

直流電磁ブレーキ構造の概要（７号炉）
16 条－別添 1－53

ｂ．ワイヤロープ２重化対策及びフックの外れ止め金具
ワイヤロープを２重化することで，仮にワイヤロープが１本切れた場合でも，残りのワイヤロープで重量物が落下せず，安全に保持できる構造とする。
また，フックには，外れ止め金具を装備し，フックからワイヤロープが外れて重量物が落下しない設計とする。

二重ドラム方式の巻上げ機

主巻フック構造

第 5.2.27 図

ワイヤロープ２重化構造及び主巻フック構造（６号炉）

二重ドラム方式の巻上げ機

主巻フック構造

第 5.2.28 図ワイヤロープ２重化構造及び主巻フック構造（７号炉）
16 条－別添 1－54

ｃ．速度制限６号炉における原子炉建屋クレーンは，運転室からの操作と無線操作による運転が可能であり，運転室で操作する場合は，ステップレスな速度制御運転が可能であり，無線操作による運転では，高速，中速，低速の３段階速度で運転が可能な設計とする。
各運転操作における運転速度を第 5.2.3 表に示す。

運転操作

第 5.2.3 表 運転速度（６号炉）
運転室操作
ステップレス
１速
１速

単位：m/min
無線操作
２速

３速

主巻上
補巻上
横 行
走 行
補助ホイス
ト巻上
補助ホイス
ト横行
注記）① （ ）内数値は，無負荷時最高速度② 補助ホイストは運転室操作及び無線操作において，１速での運転が可能。
７号炉における原子炉建屋クレーンは，運転室からの操作とクレーンから懸垂された押ボタンスイッチによるペンダント操作が可能であり，運転室で操作する場合は，低速－高速の切替え運転が可能であり，ペンダント操作による運転では，可変抵抗器により 10 段階速度で運転が可能な設計とする。
各運転操作における運転速度を第 5.2.4 表に示す。

運転操作

第 5.2.4 表 運転速度（７号炉）
単位：m/min
運転室操作
ペンダント操作高速
低速
速度／可変抵抗器目盛

主巻上
補巻上
横 行
走 行
補助ホイス
ト巻上
補助ホイス
ト横行
運転室操作，無線操作又はペンダント操作における各設備操作の運転速度制限により，誤操作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止している。

16 条－別添 1－55

ｄ．過巻防止
主巻上，補巻上，補助ホイスト巻上装置には，過度の巻上げが発生すると巻上げ動作を自動停止させるために，過巻防止装置（リミットスイッチ）を設けることにより，過巻による吊荷の落下を防止する設計とする。
各リミットスイッチは，第5.2.29図，第5.2.30図，第5.2.31図及び第5.2.32
図に示すとおりであり，リミットスイッチを機械的に動作させることで，インターロックが動作する設計とする。

第 5.2.29 図 過巻防止用リミットスイッチ（主巻，補巻上装置）（６号炉）

第 5.2.30 図 過巻防止用リミットスイッチ（補助ホイスト巻上装置）（６号炉）

第 5.2.31 図 過巻防止用リミットスイッチ（主巻，補巻上装置）（７号炉）

第 5.2.32 図 過巻防止用リミットスイッチ（補助ホイスト巻上装置）（７号炉）

16 条－別添 1－56

5.2.3

運用状況による落下防止対策（１）法令点検等による落下防止措置
クレーン等安全規則には，点検の実施や玉掛け作業は有資格者が実施することなどが規定されている。原子炉建屋クレーンによる使用済燃料輸送容器等重量物の移送作業においても，この規定に基づく作業前点検等を行い，クレーンや玉掛
け用具の故障や不具合によって取り扱い工具などが使用済燃料プールに落下することを防止する。
また，燃料取替機においても，作業前点検等を実施することにより，原子炉建屋クレーン同様，取り扱い工具などが使用済燃料プールに落下することを防止する。
クレーン等安全規則（抜粋）（定期自主検査）第三十四条 事業者は，クレーンを設置した後，一年以内ごとに一回，定期に，当該クレーンについて自主検査を行なわなければならない。ただし，一年をこえる期間使用しないクレーンの当該使用しない期間においては，この限りでない。
２
事業者は，前項ただし書のクレーンについては，その使用を再び開始する際に，自主検査を行なわなければならない。
３
事業者は，前二項の自主検査においては，荷重試験を行わなければならない。ただし，次の各号のいずれかに該当するクレーンについては，この限りでない。
一
当該自主検査を行う日前二月以内に第四十条第一項の規定に基づく荷重試験を行ったクレーン又は当該自主検査を行う日後二月以内にクレーン検査証の有効期間が満了するクレーン
二発電所，変電所等の場所で荷重試験を行うことが著しく困難なところに設置されており，かつ，所轄労働基準監督署長が荷重試験の必要がないと認めたクレーン
４
前項の荷重試験は，クレーンに定格荷重に相当する荷重の荷をつって，つり上げ，走行，旋回，トロリの横行等の作動を定格速度により行なうものとする。
第三十五条
事業者は，クレーンについて，一月以内ごとに一回，定期に，次の事項について自主検査を行なわなければならない。ただし，一月をこえる期間使用しないクレーンの当該使用しない期間においては，この限りでない。
一巻過防止装置その他の安全装置，過負荷警報装置その他の警報装置，ブレーキ及びクラッチの異常の有無
二ワイヤロープ及びつりチェーンの損傷の有無
三
フック，グラブバケット等のつり具の損傷の有無
四配線，集電装置，配電盤，開閉器及びコントローラーの異常の有無
五ケーブルクレーンにあっては，メインロープ，レールロープ及びガイロープを緊結している部分の異常の有無並びにウインチの据付けの状態
２
事業者は，前項ただし書のクレーンについては，その使用を再び開始する際に，同項各号に掲げる事項について自主検査を行なわなければならない。
（作業開始前の点検）第三十六条 事業者は，クレーンを用いて作業を行うときは，その日の作業を開始する前に，次の事項について点検を行なわなければならない。
一
巻過防止装置，ブレーキ，クラッチ及びコントローラーの機能
二ランウェイの上及びトロリが横行するレールの状態
三ワイヤロープが通っている箇所の状態

16 条－別添 1－57

（作業開始前の点検）
第二百二十条事業者は、クレーン、移動式クレーン又はデリックの玉掛用具であるワイヤロープ、
つりチェーン、繊維ロープ、繊維ベルト又はフック、シャックル、リング等の金具（以下この条において「ワイヤロープ等」という。）を用いて玉掛けの作業を行な
うときは、その日の作業を開始する前に当該ワイヤロープ等の異常の有無について点検を行なわなければならない。
２
事業者は、前項の点検を行なった場合において、異常を認めたときは、直ちに補修しなければならない。
（就業制限）
第二百二十一条 事業者は，令第二十条第十六号に掲げる業務※（制限荷重が一トン以上の揚貨装置の玉掛けの業務を除く。）については，次の各号のいずれかに該当する者でなければ，当該業務に就かせてはならない。
一
玉掛け技能講習を修了した者
二
職業能力開発促進法 （昭和四十四年法律第六十四号。以下「能開法」という。）第二十七条第一項 の準則訓練である普通職業訓練のうち，職業能力開発促進法施行規則（昭和四十四年労働省令第二十四号。以下「能開法規則」という。）別表第四の訓練科の欄に掲げる玉掛け科の訓練（通信の方法によって行うものを除く。）を修了した者
三その他厚生労働大臣が定める者※令第二十条第十六号に掲げる業務とは，つり上げ荷重が一トン以上のクレーンの玉掛けの業務が含まれる。

（２）吊荷取扱設備の待機場所等による落下防止措置
燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，通常時，使用済燃料プール上への待機配置を行わないこととし，使用済燃料プール上に落下することを防止する。
また，原子炉建屋クレーンを使用した吊荷作業時においては，可動範囲をイ
ンターロックにより制限することで，吊荷等が使用済燃料プールに落下することを防止する。
別紙３に燃料取替機及び原子炉建屋クレーンにおける待機場所について示すとともに，別紙４に原子炉建屋クレーンのインターロックについて示す。
（３）異物混入防止対策による落下防止措置
使用済燃料プール周辺は，異物混入防止エリアを設置することで，異物混入による使用済燃料プールの損傷を未然に防止する。作業員による当該エリアでの物品の持込み，持出しについては専任監視員による確認等を行い，日常作業等における持込品を制限することで，落下防止対策を図る。
また，当該エリアの出入口は，原則１箇所とし，管理レベルの向上を図る。
別紙５に，使用済燃料プール周辺における異物混入防止エリアについて示す。

16 条－別添 1－58

5.3 評価フローⅢの抽出結果
5.3.1 落下防止対策を実施することにより落下評価が不要となるもの
評価フローⅡで検討要となった重量物について，5.2.1「耐震性確保による落下防止対策」，5.2.2「設備構造上の落下防止対策」，及び 5.2.3「運用状況による落下防止対策」を実施することで，使用済燃料プールへの落下時影響評価は不要とする。

16 条－別添 1－59

６．重量物の評価結果（１）評価結果
使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価結果について，６号炉の整理表を第 7.1 表に，７号炉の整理表を第 7.2 表に示す。
（抽出した設備等の配置，重量及び落下高さは，現場，機器配置図等の確認及び作業実績により確認した。）（２）まとめ
今回新たに追加された重量物落下に関する規制要件への適合状況を確認するため，「２．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー」に基づき，落下時影響評価が必要な重量物を抽出した。
評価フローⅠ及び評価フローⅡにおいて，使用済燃料プールへの落下により使用済燃料プールの機能を損なうおそれがある重量物として，原子炉建屋（屋根トラス，耐震壁等），燃料取替機，原子炉建屋クレーン及び吊荷等の設備等を抽出した。
評価フローⅢにおいて，設備構造上の落下防止措置の確認及び運用状況の確認を実施し，落下防止対策が適切に実施されていることを確認した。また，耐震評
価による確認として，基準地震動 Ss に対して落下防止のために必要な構造強度を有する設計とする。
７号炉の使用済燃料プール上部の原子炉区域・タービン区域換気空調系のダクトについては，耐震評価及び落下時影響評価を実施し，基準地震動 Ss に対して落下防止のために必要な構造強度を有する設計であることを確認した。
以上のことから，今回新たに追加された重量物落下に関する規制要件について，適合性を示すことが可能である。
今後，新たに使用済燃料プール周辺に設置する，又は取り扱う設備等について
は，「２．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー」に基づき，使用済燃料プールへの落下時影響評価の要否判定を行い，評価が必要となったものに対しては落下時影響評価を行い，必要に応じて適切な落下防止対策を実施する。

16 条－別添 1－60

第 7.1 表
評価フローⅠ
評価①
番号

抽出した設備等配置

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価に関する整理表（６号炉）
評価フローⅡ
評価②
落下
落下
重量
高さ
ｴﾈﾙｷﾞｰ

1

原子炉建屋

×

特定不可 ～約50m

2

燃料取替機

×

約47000kg

3

原子炉建屋クレーン

×

選定
結果

－

×

約12m

約6MJ

×

約320000kg 約20m

約63MJ

×

ａ．地震による重量物の破損

対策①
○
耐震評価
○
耐震評価
○
耐震評価

4

その他クレーン類

×

約1100kg

約18m

約195kJ

×

○
耐震評価

5

RCCV（取扱具含む）

○

－

－

－

○

－

6

RPV（取扱具含む）×

約2920kg

約20m

約573kJ×－7

内挿物（取扱具含む）

×約2150kg

約5m

約106kJ×－8

プール内ラック類

×約700kg

約4m

約28kJ

×

○
耐震評価

9

プールゲート類

×約5600kg

約13m

約714kJ×－10

使用済燃料輸送容器（取扱具含む）×

約119000kg 約15m

約18MJ

×

－

11

電源盤類

○

－

－

－

○

－

12

フェンス･ラダー類

×約200kg

約13m

約26kJ

×

－

13

装置類

×

約2200kg

約19m

約410kJ

×

－

14
15

作業機材類
計器･カメラ･通信機器類

×
×

約30kg
約110kg

約20m
約4m

約6kJ
約5kJ

○
○

－
－

16

試験･検査用機材類

×約1500kg

約12m

約177kJ×－

17

コンクリートプラグ･ハッチ類

×約10100kg

約19m

約2MJ

×

－

18

空調機

○

－

－

－

○

ｂ．吊荷取扱装置の故障等
対策②
対策③
－
－
－
○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構－○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構－○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構－－○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構
－

－
○
点検
○
点検
○
点検
－
○
点検
○
点検
○
点検
○
点検
○
点検
－
○
点検
○
点検
－
－
○
点検
○
点検

評価フローⅢ
評価③
ｃ．吊荷取扱装置の誤操作
対策②
対策③
－
－
－
○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め－○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め－○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め－－○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め－

評価フローⅣｄ．吊荷取扱設備の待機位置等
対策③

選定※
結果

落下時の
影響評価

〇

－

〇

－

〇

－

－

－

○
有資格者作業○
有資格者作業○
使用済燃料貯蔵プール外待機○
使用済燃料貯蔵プール外待機○有資格者作業

－

〇

－

－

－

－

－

○
有資格者作業－〇－○
有資格者作業－〇－○
有資格者作業－〇－○
有資格者作業－〇－○
有資格者作業○
可動範囲制限

〇

－

－

－

－

－

○
有資格者作業－〇－○
有資格者作業

－

〇

－

－
－

－
－

－
－

－
－

○
有資格者作業－〇－○
有資格者作業

－

〇

－

－
－
－
－
－
○
19
その他
×
約150kg
約12m
約18kJ
×
－
－
－
－
－
〇
耐震評価
【凡例の説明】○：次ステップの評価は不要 ×：次ステップの評価が必要 －：対象外または評価不要【評価フローⅡによる評価基準】 ・評価① ：設置状況等により，使用済燃料プールへの落下が想定されない設備等は「○」，落下が想定される設備等は「×」・評価② ：模擬燃料集合体の落下エネルギー＝15.504kJ（310kg×5.1m×9.80665m/s2）以上の場合は「×」、未満の場合は「○」・選定結果：評価①もしくは②が「○」であれば選定結果を「○」，落下時影響評価は「不要」。選定結果が「×」の場合，評価フローⅢによる評価を実施。
【評価フローⅢによる評価基準】 ・評価③ ：a.b.c.d.の落下原因に対して適切な落下防止措置が確認された場合は「○」，それ以外は「×」・選定結果：a.b.c.d.の項目すべてが「○」であれば評価フローⅢの選定結果を「○」，落下時の影響評価は「不要」。a.b.c.d.の項目に一つでも「×」があれば選定結果を「×」，落下時の影響評価を「必要」。
※耐震評価による確認をもって，選定結果を「〇」とし，落下時の影響評価を不要とする。

16 条－別添 1－61－－

第 7.2 表
評価フローⅠ
評価①
番号

抽出した設備等配置

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価に関する整理表（７号炉）
評価フローⅡ
評価②
落下
落下
重量
高さ
ｴﾈﾙｷﾞｰ

1

原子炉建屋

×

特定不可 ～約50m

2

燃料取替機

×

約49000kg

3

原子炉建屋クレーン

×

選定
結果

－

×

約12m

約6MJ

×

約270000kg 約20m

約53MJ

×

ａ．地震による重量物の破損

対策①
○
耐震評価
○
耐震評価
○
耐震評価

4

その他クレーン類

×

約1100kg

約17m

約184kJ

×

○
耐震評価

5

RCCV（取扱具含む）

○

－

－

－

○

－

6

RPV（取扱具含む）

×約3500kg

約16m

約550kJ×－7

内挿物（取扱具含む）

×

約870kg

約12m

約103kJ

×

○
耐震評価

8

プール内ラック類

×約1060kg

約5m

約52kJ

×

○
耐震評価

9

プールゲート類

×約2300kg

約13m

約294kJ×－10

使用済燃料輸送容器（取扱具含む）×

約119000kg 約16m

約19MJ

×

－

11

電源盤類

○

－

○

－

－

－

12

フェンス･ラダー類

×約220kg

約20m

約44kJ

×

－

13

装置類

×

約2200kg

約18m

約389kJ

×

－

14
15

作業機材類
計器･カメラ･通信機器類

××＜100kg
約42kg

約12m
約4m

約12kJ
約2kJ

○
○

－
－

16

試験･検査用機材類

×約500kg

約19m

約94kJ

×

－

17

コンクリートプラグ･ハッチ類

×約10000kg

約19m

約2MJ

×

－

18

空調機

○

－

－

－

○

19

その他

×

約270kg

約24m

約64kJ

×

ｂ．吊荷取扱装置の故障等
対策②
対策③
－
－
－
○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構－○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構－○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構－－○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構○
ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構
－

－
○
点検
○
点検
○
点検
－
○
点検
○
点検
○
点検
○
点検
○
点検
－
○
点検
○
点検
－
－
○
点検
○
点検

評価フローⅢ
評価③
ｃ．吊荷取扱装置の誤操作
対策②
対策③
－
－
－
○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め－○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め－○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め－－○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め○
速度制限，過巻防止，フック外れ止め－

評価フローⅣｄ．吊荷取扱設備の待機位置等
対策③

選定※
結果

落下時の
影響評価

〇

－

〇

－

〇

－

－

－

○
有資格者作業○
有資格者作業○
使用済燃料貯蔵プール外待機○
使用済燃料貯蔵プール外待機○有資格者作業

－

〇

－

－

－

－

－

○
有資格者作業－〇－○
有資格者作業－〇－○
有資格者作業－〇－○
有資格者作業－〇－○
有資格者作業○
可動範囲制限

〇

－

－

－

－

－

○
有資格者作業－〇－○
有資格者作業

－

〇

－

－
－

－
－

－
－

－
－

○
有資格者作業－〇－○
有資格者作業

－

〇

－

－
－
－
－
－
○
－
－
－
－
－
〇
耐震評価
【凡例の説明】○：次ステップの評価は不要 ×：次ステップの評価が必要 －：対象外または評価不要【評価フローⅡによる評価基準】 ・評価① ：設置状況等により，使用済燃料プールへの落下が想定されない設備等は「○」，落下が想定される設備等は「×」・評価② ：模擬燃料集合体の落下エネルギー＝15.504kJ（310kg×5.1m×9.80665m/s2）以上の場合は「×」、未満の場合は「○」・選定結果：評価①もしくは②が「○」であれば選定結果を「○」，落下時影響評価は「不要」。選定結果が「×」の場合は評価フローⅢによる評価を実施。
【評価フローⅢによる評価基準】 ・評価③ ：a.b.c.d.の落下原因に対して適切な落下防止措置が確認された場合は「○」，それ以外は「×」・選定結果：a.b.c.d.の項目すべてが「○」であれば評価フローⅢの選定結果を「○」，落下時の影響評価は「不要」。a.b.c.d.の項目に一つでも「×」があれば選定結果を「×」，落下時の影響評価を「必要」。
※耐震評価による確認をもって，選定結果を「〇」とし，落下時の影響評価を不要とする。

16 条－別添 1－62

－
－

別紙１

燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について
燃料の貯蔵設備については，「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」の指針 49 に以下の記載がある。
指針 49．燃料の貯蔵設備及び取扱設備
２．使用済燃料の貯蔵設備及び取扱設備は，前項の各号に掲げる事項のほか，次の各号に掲げる事項を満足する設計であること。
(４) 貯蔵設備は，燃料集合体の取扱い中に想定される落下時においても，その安全機能が損なわれるおそれがないこと。
使用済燃料プールへの燃料集合体落下については，模擬燃料集合体を用いた気中落
下試験を実施し，万一の燃料集合体の落下を想定した場合においても，ライニングが健全性を確保することを確認している※１。
試験結果としては，ライニングの最大減肉量は初期値3.85mmに対して0.7mmであった。また，落下試験後のライニング表面の浸透探傷試験の結果は，割れ等の有害な欠陥は認められず，燃料落下後のライニングは健全であることが確認された。
※１ 「沸騰水型原子力発電所について」（HLR-050）

燃料集合体落下時の燃料プールライニングの健全性

16 条－別添 1－63

第１図は，気中による模擬燃料集合体の落下試験の方法を示したものである。
水中の燃料集合体重量（内挿物を含む）は，本試験で使用した模擬燃料集合体の重量未満であり，燃料集合体の高さについても，本試験の落下高さ未満となっている。
また，燃料集合体の落下時は，水の抵抗による減速効果が期待できることから，この試験は保守的な評価結果となっている。

第１図

模擬燃料集合体落下試験方法

第1図に示す落下試験における模擬燃料集合体重量は，燃料チャンネルボックスを含めた状態で310kgと保守的※２であり，燃料落下高さは燃料取替機による燃料移送高さを考慮し，5.1mと安全側である。
※２

柏崎刈羽６号及び７号炉にて取り扱っている燃料集合体重量（燃料チャンネル
ボックス含む）は，310kg未満である。

16 条－別添 1－64

別紙２

使用済燃料プールと原子炉建屋オペレーティングフロアの床面上設備等との離隔概要について評価フローⅡにおける「設置状況による抽出」にて「検討不要」とした各項目の設備等については，使用済燃料プールの手摺りの外側にて設置，保管及び取り扱う設備等であり，使用済燃料プールと離隔距離を確保し，使用済燃料プールへ落下するおそれはない。
また，電源盤類，空調機については，離隔距離を確保し配置されていることに加え，床や壁面にボルト等にて固定又は固縛されている設備等であることから，使用済燃料プールへ落下することはない。
第１表に，評価フローⅡにおける「設置状況による抽出」にて検討不要とした設備等の落下防止分類を示し，第１図にこれら設備等と使用済燃料プールとの配置関係を示す。

第１表

評価フローⅡにおける「設置状況による抽出」にて検討不要とした設備等の落下防止分類（６号炉の例）

抽出項目
RCCV（取扱具含む）

電源盤類

空調機

No.

詳細

落下防止
分類

1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17

RCCV ヘッド（ボルト含む）
RCCV M/I 吊具
照明用トランス
照明用分電盤
燃料チャンネル着脱機制御盤
燃料プール状態表示盤
作業用電源箱使用済燃料貯蔵プール温度中継端子箱
機器搬出入口ハッチカバー用制御盤
機器搬出入口ハッチカバー用ジブクレーン 作業電源箱
無線通信設備補助増幅器
RPV ヘッド自動着脱機電源箱
原子炉建屋クレーン電源現場操作箱
燃料取替機制御室空調機現場盤
再循環ポンプ検査水槽用制御盤
インペラ・シャフト検査装置制御盤
燃料取替機制御室空調機

①
①
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②
①，②

【落下防止分類】① 使用済燃料プールから離隔距離を確保した手摺り外側にて設置，保管及び取り扱い② 床や壁面への固定又は固縛16 条－別添 1－65

第１図

使用済燃料プールと周辺設備の配置図（６号炉の例）

ロープによる固縛

ボルトによる壁面固定

16 条－別添 1－66

別紙３

燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの待機場所について
燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，通常時，使用済燃料プール上へ待機配置しない運用とすることで，使用済燃料プールへの落下は防止される。
以下に，柏崎刈羽６号及び７号炉における燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの通常時待機範囲を示す。

第１図

燃料取替機

待機範囲（６号炉）

16 条－別添 1－67

第２図

燃料取替機

待機範囲（７号炉）

16 条－別添 1－68

第３図

原子炉建屋クレーン待機範囲（６号炉）

16 条－別添 1－69

第４図

原子炉建屋クレーン待機範囲（７号炉）

16 条－別添 1－70

別紙４

原子炉建屋クレーンのインターロックについて
原子炉建屋クレーンは，使用済燃料プール上を重量物及び使用済燃料輸送容器が走行及び横行できないように可動範囲を制限するインターロックを設ける。
原子炉建屋クレーン走行及び横行レールは原子炉建屋オペレーティングフロアの上部を走行及び横行できるよう敷設し，重量物及び使用済燃料輸送容器の移送を行う
際には，重量物及び使用済燃料輸送容器が使用済燃料プール上を通過しないよう，レールに沿って設置されたリミットスイッチ及びインターロックによる可動範囲の制限により，使用済燃料プールへの重量物及び使用済燃料輸送容器の落下を防止する設計とする。
原子炉建屋クレーンの走行又は横行リミットスイッチの構造を第１図及び第２図に示す。また，原子炉建屋クレーンの重量物及び使用済燃料輸送容器移送のインターロックによる可動範囲とリミットスイッチ展開図の関係を第３～６図に示す。リミッ
トスイッチは，原子炉建屋クレーンがレバーを機械的に動作させることで，インターロックが動作する設計とする。

第１図

原子炉建屋クレーンの走行又は横行リミットスイッチ（６号炉）

第２図

原子炉建屋クレーンの走行又は横行リミットスイッチ（７号炉）

16 条－別添 1－71

第３図

原子炉建屋クレーンのインターロックによる重量物移送時可動範囲とリミットスイッチ展開図（６号炉）
16 条－別添 1－72

第４図

原子炉建屋クレーンのインターロックによる使用済燃料輸送容器移送時可動範囲とリミットスイッチ展開図（６号炉）
16 条－別添 1－73

第５図

原子炉建屋クレーンのインターロックによる重量物移送時可動範囲とリミットスイッチ展開図（７号炉）
16 条－別添 1－74

第６図

原子炉建屋クレーンのインターロックによる使用済燃料輸送容器移送時可動範囲とリミットスイッチ展開図（７号炉）
16 条－別添 1－75

別紙５

使用済燃料プール周辺における異物混入防止エリアについて
柏崎刈羽６号及び７号炉における使用済燃料プール周りは，第 1 図に示すとおり，
定期検査中及び運転中において，使用済燃料プールと離隔距離を確保した手摺り（フェンス）により異物混入防止エリアを設定し，異物等の持ち込みを制限することで，使用済燃料プールへの異物混入による損傷を未然に防止している。

第１図

原子炉建屋オペレーティングフロアの床面 異物混入防止エリア設置概要（定期検査中・運転中）

16 条－別添 1－76

補足説明資料１７号炉 使用済燃料プール上部ダクトの健全性評価
１．概要
７号炉の使用済燃料プール上部には，「その他」項目のダクト（原子炉区域・タービン区域換気空調系）が設置されている。
当該ダクトについては，基準地震動 Ss を用いた耐震評価を実施するとともに，
仮に当該ダクトが落下した場合における，使用済燃料プールライニングの健全性への落下時影響評価を実施する。
第１図に上記ダクトの使用済燃料プール上部への設置状況を示す。

第１図

使用済燃料プール上部のダクト

16 条－別添 1－77

設置状況（７号炉）

２．耐震評価
本評価の対象範囲は，第２図に示すとおり，使用済燃料プールから離隔距離を確保した手摺りの内側の使用済燃料プール上部のダクト，及び当該ダクトを支持するダクトサポートとし，当該ダクトに対して基準地震動 Ss を用いた耐震評価を
実施する。

第２図

７号炉

原子炉建屋オペレーティングフロア上部

ダクト配置図（１）評価条件①荷重条件
評価に用いる地震動は，原子炉建屋のフロアレベルの最高レベルとなる
T.M.S.L.49700（当該ダクト設置レベルは T.M.S.L.47100）とし，本地震動の水平方向と鉛直方向の発生荷重（モーメント及び反力）の組合せとして下記の動的及び静的解析のいずれか大きくなる結果を採用する。
評価対象
動的解析
静的解析
※1
※2
ダクト
SRSS
1.2ZPA 解析による絶対値和※1
ダクトサポート
SRSS
1.2ZPA※2 解析による絶対値和※１：SRSS＝√｛(水平震度)2＋(鉛直震度＋1.0)2｝※２：1.2ZPA＝Sa 波の 1.2 倍

16 条－別添 1－78

②ダクト評価
ダクト評価として，第２図に示す範囲を多質点連続梁モデルとし，解析から曲げモーメントを求め，許容座屈曲げモーメントに対する評価を実施した。
ダクト及びダクトサポート解析モデルを第３図に示す。

第３図

ダクト及びダクトサポート解析モデル

評価においては，ダクトが基準地震動 Ss に対して機能維持すること（換気機能及び支持機能を維持すること）を評価した。
なお，許容座屈曲げモーメントは下記の算出式を用い，評価結果は(裕度)＝(許容座屈曲げモーメント)／(ダクトに発生する曲げモーメント（解析結果）)で示す。安全係数は設計裕度として S＝
を用いた。

M

MT

S・M T・
π・t・I
λ・・ E・σy1 2・b 2

Ｍ ：許容座屈曲げモーメントＳ ：座屈曲げモーメントの安全係数
γ ：座屈限界曲げモーメントの安全係数
ＭＴ ：座屈限界曲げモーメント
λ ：座屈限界曲げモーメントの補正係数
π ：円周率ｔ ：ダクト板厚
Ｉ ：断面二次モーメントν ：ポアソン比ｂ ：ダクト幅Ｅ ：縦弾性係数
σｙ ：降伏応力
16 条－別添 1－79

③サポート評価
サポート評価においても，限界評価として供用状態を Ds（F 値＝min(1.2Sy,0.7Su)※）とし，ダクト解析による支持点反力にて解析評価を実施した。評価結果は(裕度)＝(許容応力 F 値)／(ダクトサポートに発生する応力（解析結果）)で示す。
※JEAC4601-2008 原子力発電所耐震設計技術規程における，その他支持構造物に対する許容応力算出の際の F 値の規定

（２）評価結果
ダクト及びダクトサポートの耐震評価の結果，発生する最大の曲げモーメント及び応力は基準地震動に対して裕度を確保しており落下することはない。評価結果を第１表に示すとともに，第４図に，ダクト及びダクトサポートに発生する最大の曲げモーメント及び応力発生箇所を示す。
第１表

ダクト及びダクトサポートに発生する最大の曲げモーメント及び
応力の裕度
対象設備
裕度
判定基準
ダクト
ダクトサポート

第４図

ダクト及びダクトサポートにおける最大の曲げモーメント及び応力発生箇所16 条－別添 1－80

３．落下時影響評価
ダクトは中空の形状であり，表面積が広いため，水中では水の抵抗を受け易い。そのため，当該ダクトが使用済燃料プールに落下した場合，水中での浮力及び水の抵抗により落下エネルギーは消費され，使用済燃料プールライニングへの影響は軽微なものになると考えられる。
本評価では，最大支持間隔のダクトが自由落下した場合における，落下時影
響評価を実施する。
ダクト落下時影響評価のイメージを第５図に，ダクト落下速度の時間変化のグラフを第６図（鉛直落下）及び第７図（水平落下）に示す。
当該ダクトが落下した場合の使用済燃料プールライニング到達時の速度エネ
ルギーは，水の浮力と抵抗のみを考慮すると，①鉛直落下した場合，②水平落
下した場合のどちらの条件においても，気中落下試験時の燃料集合体の「落下エネルギー（約 15.5kJ）」未満となることから，当該ダクトが落下した場合においても使用済燃料プールライニングの健全性は確保されるものと判断する。

第５図

ダクトの使用済燃料プールへの落下評価（イメージ）

16 条－別添 1－81

第６図

第７図

鉛直落下した場合のダクト落下速度の時間変化

水平落下した場合のダクト落下速度の時間変化

16 条－別添 1－82

４．まとめ
７号炉の使用済燃料プール上部ダクトに対して，耐震評価及び使用済燃料プールへの落下時影響評価を実施し，当該ダクトは基準地震動 Ss に対して落下しないことを確認したとともに，仮に落下した場合においても，使用済燃料プールライニン
グの健全性は確保されることを確認した。

16 条－別添 1－83

補足説明資料２

燃料取替機 主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価について
１．評価方法吊荷位置（上端～下端）でワイヤロープの固有周期が変動するため，ワイヤロー
プの固有周期帯より，最も大きな震度を上下方向床応答スペクトルから算出し，各部に作用する荷重を算出する。当該算出荷重から，各部の強度評価を実施する。
２．評価条件
評価用地震動：基準地震動 Ss
方向：鉛直
吊荷重量：定格荷重
吊荷位置：上下方向床応答スペクトルとワイヤロープの固有周期を考慮した位置
３．評価結果燃料取替機 主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価結果の裕度整理表について第１表及び第２表に示す。
第１表

燃料取替機 主ホイスト各部

設備

部位

燃料取替機

ワイヤロープ※1
フック※1
グラップル
ヘッド
シャフト※1
ブレーキ※1

第２表

燃料取替機 主ホイスト各部

設備

部位

燃料取替機

ワイヤロープ※1
フック※1
グラップル
ヘッド
シャフト※1

裕度整理表（６号炉）
裕度

判定基準値

裕度整理表（７号炉）
裕度

判定基準値

ブレーキ※1※1 燃料取替機のワイヤロープ及びグラップルヘッドの構造については第5.2.23 図，ブレーキの構造については第 5.2.21 図及び第 5.2.22 図参照。
※2 本評価結果は，静的荷重によるものであり，地震動による吊荷の衝撃荷重等は考慮していない。

16 条－別添 1－84

補足説明資料３

原子炉建屋クレーン 主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評価について
１．評価方法
原子炉建屋クレーン本体評価モデルをベースとし，ワイヤロープ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施する。
２．評価条件
評価用地震動：基準地震動 Ss
方向：水平、鉛直
吊荷重量：定格荷重
吊荷位置：上端
トロリ位置：ブリッジ中央
３．評価結果
原子炉建屋クレーン 主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評価結果の裕度整理表について第１表及び第２表に示す。
第１表

原子炉建屋クレーン 主巻各部

設備

部位

原子炉建屋クレーン

ワイヤロープ※1
フック※1

裕度整理表（６号炉）
裕度

判定基準値

ブレーキ※1
第２表

原子炉建屋クレーン 主巻各部

設備

部位

原子炉建屋クレーン

ワイヤロープ※1
フック※1

裕度整理表（７号炉）
裕度

判定基準値

ブレーキ※1※1 原子炉建屋クレーンのワイヤロープ及びフックの構造については第 5.2.27 図及び第 5.2.28 図，ブレーキの構造については第 5.2.25 図及び第 5.2.26 図参照。
※2 ブレーキについて，制動力を上回る負荷トルクが発生し，スリップすることが考えられるが，地震による加速度は交番加速度であり，スリップは一時的なものと考えられ，大きく落下することはない。なお，基準地震動 Ss 時における定格荷重での滑り量としては，約cm 程度であることを確認している。

16 条－別添 1－85

補足説明資料４

燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの落下防止対策○燃料取替機
燃料取替機は，走行及び横行レールからの浮き上がりによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置しており，走行及び横行レールの脱線防止装置は，レールの頭部を脱線防止装置にて抱き込む構造であり，燃料取替機の浮き上がりにより走行及び横行レールから脱線しない構造とする。
なお，走行及び横行レールには，走行又は横行方向に対する脱線を防止するため，ストッパが設置されているが，地震時等に走行及び横行レール上を燃料取替機又はトロリが滑り，仮に本ストッパが損傷したとしても，走行レールについては，燃料取替機の幅より建屋壁面との離隔距離の幅の方が短いことから，燃料取替機がレールから脱線するおそれはなく，横行レールについては，燃料取替機ブリッジ上部にレールが敷設されており，トロリが脱線したとしても走行レール外側（使用済燃料プールエリ
ア外）へ脱線することから，使用済燃料プールに落下することはない。

第１図

燃料取替機走行レールと壁面距離（６号炉）

第２図

燃料取替機走行レールと壁面距離（７号炉）
16 条－別添 1－86

○原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーンは，走行及び横行レールからの浮き上がりによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置しており，走行及び横行レールの脱線防止装置は，走行方向のランウェイガーダ及び横行方向のクレーン本体ガーダに対し，浮き上がり代を設ける構造とし，クレーンの浮き上がりにより走行及び横行レールから脱線しない構造とする。
なお，走行及び横行レールには，走行又は横行方向への脱線を防止するため，ストッパが設置されているが，地震時等に走行及び横行レール上を原子炉建屋クレーン又はトロリが滑り，仮に本ストッパが損傷したとしても，走行及び横行レールと建屋壁面との離隔距離より，原子炉建屋クレーン又はトロリが走行及び横行レールから脱線するおそれはなく，使用済燃料プールに落下することはない。

第３図

原子炉建屋クレーン走行及び横行レールと壁面距離（６号炉）

第４図

原子炉建屋クレーン走行及び横行レールと壁面距離（７号炉）
16 条－別添 1－87

補足説明資料５

過去不具合事象に対する対応状況について
１．女川原子力発電所１号炉及び福島第二原子力発電所３号炉 原子炉建屋天井クレーン走行部損傷事象について
１．１ 事象概要
女川原子力発電所１号炉の原子炉建屋天井クレーンについて，平成 23 年 9 月 12 日に東北地方太平洋沖地震後の走行確認を実施していたところ，異音が確認された。その後の詳細点検において，走行部内部の軸受が損傷していることが確認された（第１図参照）。原因調査の結果，事象の原因は以下のとおりであった。
・東北地方太平洋沖地震に伴う軸方向の地震荷重により軸受つば部が損傷した。
・損傷した軸受つば部の破片が，軸受コロに挟まれ，その後の当該クレーンの異音調査のための走行に伴い，軸受の損傷が拡大した。
また，本事象の再発防止対策として，女川原子力発電所１号炉では，当該走行部を含む全ての走行部について，軸方向の荷重影響を受けにくい軸受を採用した新品の走行部に交換している（第２図参照）。
なお，東北地方太平洋沖地震に伴う類似の事象は福島第二原子力発電所３号炉においても確認されている（第３図参照）。
１．２ 柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉への水平展開の必要性について
以下の観点から，本事象の柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉への水平展開は不要と判断している。
・本事象は，原子炉建屋天井クレーン走行部の軸受の一部が損傷していたものであるが，仮に全ての走行部軸受が機能喪失したとしても，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の原子炉建屋クレーンは脱線防止ラグがあることから，ランウェイ
上から落下することはない。
・柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の原子炉建屋クレーン走行部の軸受については，月次点検や年次点検時に行う走行確認で異常を検知することが可能であり，異常が検知された場合に当該部を交換することで復旧可能である。

16 条－別添 1－88

第１図 女川原子力発電所１号炉 原子炉建屋天井クレーン走行部等構造図（平成 25 年 11 月 21 日 東北電力株式会社プレス資料から抜粋）

第２図

女川原子力発電所１号炉 従来軸受と取替え軸受の比較（平成 25 年 11 月 21 日 東北電力株式会社プレス資料から抜粋）

16 条－別添 1－89

第３図

福島第二原子力発電所３号炉 原子炉建屋クレーンの損傷状況について（平成 25 年 12 月 25 日 当社プレス資料から抜粋）

16 条－別添 1－90

２．柏崎刈羽原子力発電所６号炉 原子炉建屋クレーン走行伝動用継手部の破損事象
について
２．１ 事象概要
柏崎刈羽原子力発電所６号炉の原子炉建屋クレーンについて，平成 19 年 7 月 24 日に新潟県中越沖地震後の設備点検を実施していたところ，走行伝動用継手（以下、ユニバーサルジョイントという。）が南側走行装置と北側走行装置の両側で破損していることを確認した（第４図参照）。原因調査の結果，事象の原因は以下のとおりであった。
・地震発生時、原子炉建屋クレーンは停止している状態であり，走行車輪はブレー
キ（電動機側に設置されている）が掛かっている状態であった。
・地震動により強制的にクレーン走行方向の力が発生し，走行車輪に回転しようとする力が作用したが，電動機側の回転を阻止する力（ブレーキ）の相反する作用により，走行車輪と電動機をつなぐユニバーサルジョイントに過大なトルクが発生し，破損に至った※。
※６号炉の原子炉建屋クレーンは，摺動痕から，ブレーキが効かない状態で，約 30cm程度移動したものと推定される。
２．２

柏崎刈羽原子力発電所６号炉の再発防止対策及び７号炉への水平展開の必要性について
本事象の再発防止対策については，以下の観点から不要と考えられるものの，クレーンの早期復旧を目的に，現在ではユニバーサルジョイント一式の予備品を保有しておくこととしている。
・ユニバーサルジョイントは，原子炉建屋クレーン車輪への回転エネルギーを伝える走行機能を有するものであるが，当該部品が機能喪失した場合においても，原子炉建屋クレーンには脱線防止ラグが設置されており，脱線防止ラグが有する機能への影響はないことから，原子炉建屋クレーンはランウェイガーダ上から落下することはない。
・当該部品が損傷することで，発生応力が緩和され減速機や電動機等の重要部品の損傷が回避された側面がある。
なお，設備構造上の違いから７号炉の原子炉建屋クレーンはユニバーサルジョイン
トを使用していないため，上記観点も考慮し，水平展開は不要と判断している。

16 条－別添 1－91

第４図

柏崎刈羽原子力発電所６号炉 原子炉建屋クレーンの損傷状況について（平成 20 年 9 月 25 日 当社プレス資料から抜粋）
16 条－別添 1－92

３．その他不具合事象に対する対応状況について
原子炉建屋クレーンに限らず，社外で発生した不具合事象については，海外情報を含め，WANO，原子力安全推進協会，BWR 事業者協議会等を通じて情報を収集している。
入手した情報については，社内要領に従い，社内検討会にてスクリーニングを行い，対応が必要と判断された案件については，当社における現状調査や予防処置の検討を実施することとしている。不具合情報の処理フローについて第５図に示す。
処理方法の詳細については以下のとおり。（下記番号とフロー図内の番号が対応）① 原子力安全・統括部は入手した海外情報について、データベースに登録する。
② 原子力安全・統括部は本社主管部並びに各発電所とともに登録された情報についてスクリーニングを実施する。
③ 原子力安全・統括部はスクリーニング結果についてデータベースに登録し、原
子力安全・統括部長の承認を得る。
④ 原子力安全・統括部は検討要と判断された情報について、本社パフォーマンス
向上会議に諮り、その後の対応方針について協議する。
⑤ 本社主管部は予防処置を検討の上、影響評価書を作成し、パフォーマンス向上
会議の確認を得る。
⑥ 予防処置実施箇所は予防処置を実施し完了したものについて不適合報告書を作
成し、パフォーマンス向上会議に報告する。
⑦ 原子力安全・統括部は予防処置が完了したことを確認しデータベースに完了登録する。

16 条－別添 1－93

不具合情報受付登録①【原子力安全・統括部】

社内検討会(スクリーニングの実施)②【原子力安全・統括部ほか】

スクリーニング結果の承認③【原子力安全・統括部】

パフォーマンス向上会議（方針の決定）④【原子力安全・統括部】

影響評価書の作成（予防処置の検討）【主管箇所】⑤
パフォーマンス向上会議（予防処置内容の確認）【原子力安全・統括部】

予防処置の計画の立案
予防処置の実施【主管箇所】⑥
パフォーマンス向上会議（予防処置の完了確認）【主管箇所及び原子力安全・統括部】

完了登録⑦【原子力安全・統括部】

第５図

不具合情報の処理フロー

16 条－別添 1－94

補足説明資料６

新燃料の取り扱いにおける落下防止対策
新燃料は，原子炉建屋クレーン及び燃料取替機にて取り扱い，原子炉建屋内に搬入
後，検査を行い，新燃料貯蔵庫又は使用済燃料プール内へ保管され，燃料装荷の際に炉心へと移送する。
新燃料の取り扱いに係る移送フロー及び経路（例）を第１図に示す。
＜新燃料移送フロー＞①原子炉建屋オペレーティング
フロアへの搬入②新燃料検査台への移送（バイパスすることもある）③新燃料貯蔵庫へ移送・保管④燃料チャンネル着脱機への移送⑤使用済燃料プールへの移送⑥炉心への移送第１図

新燃料の取り扱いに係る経路（例）

第１図に示すとおり，原子炉建屋クレーンによる新燃料移送時においては，燃料チ
ャンネル着脱機※に装荷する際を除き，可能な限り使用済燃料プール上を移送しない運用とすることで，新燃料の使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
原子炉建屋クレーンは，動力電源喪失時においても自動的にブレーキがかかるフェイルセーフ機構を有しているとともに，フックには外れ止め金具を装備することで，新燃料の落下を防止する構造とし，速度制限，過巻防止用のリミットスイッチにより，誤操作等による新燃料の落下を防止する設計とする。
炉心への燃料装荷の際には，燃料取替機による新燃料移送作業を行うこととなるが，燃料取替機についても，動力電源喪失時等における種々のインターロックが設けられており，新燃料の落下を防止する設計とする。
※燃料チャンネル着脱機は，新燃料を原子炉建屋クレーンから燃料取替機へ受け渡す
中継作業時に使用。

16 条－別添 1－95

補足説明資料７

使用済燃料輸送容器取り扱い作業時における使用済燃料プールへの影響
使用済燃料輸送容器の取り扱い作業には，原子炉建屋クレーンを使用する。
作業概要を第１図に示す。
使用済燃料輸送容器の取扱い作業は，第１図に示すとおり，機器搬出入口ハッチから原子炉建屋オペレーティングフロアへ使用済燃料輸送容器の移送を行い，除染ピット及びキャスクピットにて燃料の装荷作業が行われる。
本作業時における原子炉建屋クレーンの運転は，使用済燃料輸送容器が使用済燃料
プール上を通過することがないよう，インターロック（使用済燃料輸送容器移送モード）運転を行うことで，使用済燃料プールへの使用済燃料輸送容器の落下を防止する設計とする。
また，原子炉建屋クレーンはインターロックによる運転のほか，動力電源喪失時に自動的にブレーキがかかる機能を有し，フックには外れ止め金具を装備し，速度制限，過巻防止用のリミットスイッチも設けることから，使用済燃料輸送容器の落下を防止する設計とする。
なお，キャスクピットでの使用済燃料輸送容器取扱い時に，仮に地震等にて原子炉
建屋クレーンの各ブレーキ（横行，走行，巻上下）の機能が喪失した場合，使用済燃料輸送容器は横行，走行方向及び鉛直方向に滑るおそれがあるが，第１図に示すとおり，使用済燃料輸送容器をキャスクピットにて取り扱う際には，キャスクピットを使用済燃料プールと隔離して，キャスクピット単独で水抜き等を実施するためのキャス
クピットゲートが設置され，使用済燃料輸送容器が横行，走行方向に滑り※１，鉛直方向に滑った※２としても使用済燃料輸送容器は使用済燃料プールの通常水位以下に落下することはないことから，使用済燃料プール水位維持のためのライニング健全性は維持される。
※１

過去事例にて，中越沖地震時，6 号炉の原子炉建屋クレーンは摺動痕から，ブレーキが効かない状態で，約 30cm 移動したものと推定され，インターロック（使用済燃料輸送容器移送モード）運転による可動範囲から，使用済燃料輸送容器取り扱い時に使用済燃料輸送容器がキャスクピット外の使用済
燃料プールに落下することはない。
※２ 鉛直方向ブレーキについて，制動力を上回る負荷トルクが発生した場合の滑り量は，基準地震動 Ss 時の評価結果において，約cm であることを確認している。

16 条－別添 1－96

第１図

使用済燃料輸送容器取り扱い作業フロー
16 条－別添 1－97

第２図

キャスクピット寸法及び使用済燃料輸送容器との距離関係

16 条－別添 1－98

補足説明資料８

使用済燃料輸送容器吊具による使用済燃料輸送容器の吊り方について
使用済燃料輸送容器は，原子炉建屋クレーンに使用済燃料輸送容器吊具を取り付けて移送する。現場での使用状況を第１図に示す。
使用済燃料輸送容器を移送する場合，使用済燃料輸送容器は４か所の使用済燃料
輸送容器トラニオンを使用済燃料輸送容器吊具で支持することとする。また，使用済燃料輸送容器吊具と原子炉建屋クレーンは，使用済燃料輸送容器吊具の支持ピンとクレーンフックで固定することに加えて，使用済燃料輸送容器吊具の安全板と原
子炉建屋クレーンにおいても補助的に固定することにより，使用済燃料輸送容器吊具とクレーンフックの固定を二重化する。

第１図 使用済燃料輸送容器吊具の現場での使用状況（７号炉の原子炉建屋クレーンを使用する場合）

第２図 使用済燃料輸送容器吊具の構造図（６号炉の原子炉建屋クレーンを使用する場合）
16 条－別添 1－99

補足説明資料９６号炉と７号炉における評価内容の差異について
差異の内容
６号炉
７号炉
―
―

Ⅲ.落下防止対策の要否判断

Ⅱ.使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出Ⅰ.使用済燃料プール周辺の設備等の抽出

評価項目
現場確認による抽出

備考―

機器配置図等による抽出

―

―

―

使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出―――

設置状況による抽出結果

―

―

―

落下エネルギーによる抽出結
果

―

―

―

落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出結果

―

―

―

耐震性確保による落下防止対策（原子炉建屋）

使用済燃料プール上部にダ
クトなし

使用済燃料プール上部にダ
クトあり

耐震性確保による落下防止対策（燃料取替機）――

7 号炉の使用済燃料プール上部ダクトに対して，基準地震動 Ss を用いた耐震評価及び落下時影響評価を実施することにより，使用済燃料プールライ
ニングの健全性が確保されることを確認―

耐震性確保による落下防止対策（原子炉建屋クレーン）

―

―

―

設備構造上の落下防止対策

―

―

―

運用状況による落下防止対策

―

―

―

凡例）「－」は差異なしを示す。

16 条－別添 1－100

別添 2

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉
使用済燃料プール監視設備について

目
1.

次

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）
1.1 概要1.2 使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）について
1.3 使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の計測結果の記録及び保存について
1.4 使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の電源構成について
1.5 使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の設置場所について（別紙 1）各計測装置の記録及び保存について（別紙 2）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）について（別紙 3）警報設定値について

1. 使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）
1.1 概要平成 25 年 7 月 8 日に施行された新規制基準のうち，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則（以下，設置許可基準規則）」
第十六条第 3 項（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）において，『使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を測定できる設備』の設置が要求されている。
このため，使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を監視する，設計基準対象施設である使用済燃料プール監視設備について，以下のとおり基準適合性を確認した。
1.2

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）について設置許可基準規則第十六条第 3 項にて要求されている『使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を測定できる設備』については，使用済燃料貯蔵プール水位，使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出，燃料プール冷却浄化
系ポンプ入口温度，使用済燃料貯蔵プール温度，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ，燃料取替エリア排気放射線モニタを設置している。また使用済燃料プー
ルの水位低下，上昇及び温度上昇並びに燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し，中央制御室に警報を発信する機能を有している。
（第 1.2.1 表及び第 1.2.2 表参照）
さらに，外部電源が利用できない場合においても，『発電用原子炉施設の状態を示す事項（以下「パラメータ」という。）』として，使用済燃料プールの水位及び水
温並びに燃料取扱場所の放射線量を監視する，使用済燃料貯蔵プール水位，使用済
燃料貯蔵プールライナ漏えい検出，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済
燃料貯蔵プール温度，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），燃料貯蔵プー
ルエリア放射線モニタ，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ，燃料取替エリア
排気放射線モニタについて，非常用所内電源設備からの電源供給により監視可能であるとともに，測定結果については，表示し，記録し，これを保存することとしている。

16 条－別添 2－1

第 1.2.1 表
名称

使用済燃料貯蔵
プール水位

検出器種類

フロート式

16 条－別添 2－2

使用済燃料貯蔵プールライナ漏
えい検出

フロート式

燃料プール冷却浄化系ポンプ
入口温度

熱電対

使用済燃料貯蔵
プール温度

熱電対

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

熱電対

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の一覧

測定範囲の考え方

水位が通常水位(6 号炉：T.M.S.L.
31395mm，7 号炉：T.M.S.L.31390mm)
近傍であること。

使用済燃料プールライナ部からの漏えいを検知できること。

燃料プール冷却浄化系の系統より
プール温度は 52℃以下に維持されており，使用済燃料プールの水が通常温度より高くなったことを検出するため，プール水の最高許容温度（65℃）に余裕を見た温度としている。

使用済燃料プール上端近傍からプール下端まで計測できる。

測定範囲

警報設定値

設置場所

個数

耐震重要
度分類

原子炉建屋 4 階

6 号炉：17 号炉：1

C

原子炉建屋 1 階

6 号炉：17 号炉：1

C

原子炉建屋 2 階

6 号炉：17 号炉：1

C

原子炉建屋 4 階

6 号炉：17 号炉：1

C

原子炉建屋 4 階

6 号炉：17 号炉：1

C（Ss）※

6 号炉
水位低
通常水位-162mm(T.M.S.L.31233mm)
水位高
通常水位+32mm(T.M.S.L.31427mm)
―
7 号炉
水位低
通常水位-250mm(T.M.S.L.31140mm)
水位高
通常水位+109mm(T.M.S.L.31499mm)
6 号炉
ドレン止め弁(T.M.S.L.12696mm)+523mm(T.M.S.L.13219mm)―
7 号炉
ドレン止め弁(T.M.S.L.12657mm)+650mm(T.M.S.L.13307mm)
6 号炉 温度高

57℃

0～100℃
7 号炉 温度高

55℃

6 号炉 温度高

57℃

0～100℃
7 号炉 温度高水位：
6 号炉
T.M.S.L.20180 ～
31170mm
7 号炉
T.M.S.L.20180 ～
31123mm
温度：0～150℃※基準地震動 Ss による地震力に対して，機能を維持する設計とする。

55℃

6 号炉
水位低 通常水位-225mm(T.M.S.L.31170mm)
温度高 57℃
7 号炉
水位低 通常水位-267mm(T.M.S.L.31123mm）
温度高 55℃

第 1.2.2 表
名称
燃料貯蔵プール
エリア放射線モ
ニタ

燃料取替エリア
排気放射線モニタ

原子炉区域換気
空調系排気放射線モニタ

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の一覧

検出器種類

測定範囲の考え方

測定範囲

半導体式

使用済燃料プールの遮蔽設計区分はＦとなり（遮蔽設計区分 Ｆ≧
1mSv/h）1mSv/h 以上が計測できる設定とする。

1～104mSv/h

半導体式

燃料取扱場所の放射能レベルを連続的に監視し，非常用ガス処理系を起動する設定値であるバックグラ
ウンドの 10 倍以上が計測できる範囲とする。

10-3～10mSv/h

半導体式

原子炉区域から放出される換気空調系排気を連続的に監視し，非常用
ガス処理系を起動する設定値であるバックグラウンドの 10 倍以上が計測できる範囲とする。

-4

10 ～1mSv/h

設置場所

個数

耐震重要
度分類

5.0×100mSv/h

原子炉建屋 4 階

6 号炉：27 号炉：2

C

高高 バックグラウンドの 10 倍高バックグラウンドの 5 倍

原子炉建屋 4 階

6 号炉：47 号炉：4S

高高 バックグラウンドの 10 倍高バックグラウンドの 5 倍

6 号炉：
原子炉建屋中 4 階
7 号炉：
原子炉建屋 3 階

6 号炉：47 号炉：4

S

警報設定値

16 条－別添 2－3

（1） 使用済燃料貯蔵プール水位○計測目的：使用済燃料プールの通常補給レベルの監視及び基準水位レベ
ル（6 号炉 T.M.S.L.31395mm，7 号炉 T.M.S.L.31390mm）からの水位の異常な低下及び上昇の早期監視。
○構成概略：フロート式水位検出器で検出された使用済燃料プールの水位は，所定の警報設定値に達した場合，水位低及び水位高の検出信号が，中央制御室に発信され，警報が発せられるとともに，プロセス計
算機からタイプライタに出力し記録する。
○警報設定：
水位高：使用済燃料プール水位の異常な上昇によって原子炉建屋オペ
レーティングフロアへプール水が溢れるのを事前に検知する設定値を設ける。
6 号炉：通常水位 +32mm (T.M.S.L.31427mm）
7 号炉：通常水位 +109mm (T.M.S.L.31499mm）
水位低：燃料プール冷却浄化系ポンプが停止した場合の水位低下を考慮し，想定していない異常な水位低下を早期に検知するため
燃料プール冷却浄化系ポンプが停止した場合の水位より下に設定値を設ける。
6 号炉：通常水位 -162mm（T.M.S.L.31233mm）
7 号炉：通常水位 -250mm（T.M.S.L.31140mm）
フロート式水位
検出器

中央制御室
警

報

プロセス計算機記 録

第 1.2.1 図

使用済燃料貯蔵プール水位の概略構成図

検出器

T.M.S.L.31427mm(水位高)T.M.S.L.31395mm(通常水位)

T.M.S.L.31233mm(水位低)使用済燃料プール

第 1.2.2 図

使用済燃料貯蔵プール水位の警報設定値（6 号炉）
16 条－別添 2－4

検出器

T.M.S.L.31499mm(水位高)T.M.S.L.31390mm(通常水位)
T.M.S.L.31140mm(水位低)使用済燃料プール

第 1.2.3 図

使用済燃料貯蔵プール水位の警報設定値（7 号炉）（設備仕様）個
数 ： 6 号炉 1 個
7 号炉 1 個
設 置 場 所 ： 原子炉建屋 4 階
警 報 設 定 値 ： 6 号炉
水位高:通常水位 ＋32mm (T.M.S.L.31427mm）
水位低:通常水位 -162mm（T.M.S.L.31233mm）
7 号炉
水位高:通常水位＋109mm (T.M.S.L.31499mm）
水位低:通常水位 -250mm（T.M.S.L.31140mm）
一 括 警 報 ： FPC（A）
個 別 警 報 ： 燃料プール水位低，燃料プール水位高16 条－別添 2－5

（2） 使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出○計測目的：使用済燃料プールライナからの漏えいの早期監視。
使用済燃料プールライナから漏えいがある場合，漏えいしたプール水は使用済燃料プールライナドレン漏えい検出系配管を通じドレン溜にたまる。このドレン水位を検出することで使用済燃料プールライナからの漏えいを監視する。
○構成概略：使用済燃料プールライナドレン漏えい検出系配管を通じドレン溜にたまった漏えい水をフロート式水位検出器で検出し，使用済燃料プールライナからの漏えい量が，所定の警報設定値に達した場
合，漏えい水検出信号を中央制御室に発し，警報が発せられるとともに，プロセス計算機からタイプライタに出力し記録を行う。
○警報設定：使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出は，漏えい水検出器の下流側に設けたドレン止め弁からの水位により早期に漏えいを検出する。
６号炉はドレン止め弁(T.M.S.L.12696mm)より+523mm(T.M.S.L.13219mm)，
7 号炉はドレン止め弁(T.M.S.L.12657mm)より+650mm(T.M.S.L.13307mm)としている。
フロート式水位
検出器

中央制御室
警

報

プロセス計算機記 録

第 1.2.4 図

使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の概略構成図

16 条－別添 2－6

使用済燃料プール

使用済燃料

漏えい目視箱検出器
T.M.S.L.13219mm(水位高)T.M.S.L.12696mm(ドレン止め弁)

第 1.2.5 図

使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の警報設定値（6 号炉）
使用済燃料プール

使用済燃料：フローグラス
検出器
T.M.S.L.13307mm(水位高)T.M.S.L.12657mm(ドレン止め弁)

第 1.2.6 図

使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の警報設定値（7 号炉）

16 条－別添 2－7

（設備仕様）個
数 ： 6 号炉 1 個
7 号炉 1 個
設 置 場 所 ： 原子炉建屋 1 階
警 報 設 定 値 ： 6 号炉
ドレン止め弁(T.M.S.L.12696mm)より+523mm(T.M.S.L.13219mm)
7 号炉
ドレン止め弁(T.M.S.L.12657mm)より+650mm(T.M.S.L.13307mm)
一 括 警 報 ： FPC（A）
個 別 警 報 ： 燃料プールライナドレン漏えい大16 条－別添 2－8

（3） 使用済燃料貯蔵プール温度及び燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度○計測目的：使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却状況の把握。
○構成概略：6 号炉使用済燃料貯蔵プール温度及び燃料プール冷却浄化系ポン
プ入口温度は，使用済燃料プールの水温を熱電対により検出し，熱電対からの起電力を，ESF 盤内の演算装置において温度信号に変換する処理を行った後，中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，温度高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。
7 号炉使用済燃料貯蔵プール温度及び燃料プール冷却浄化系ポン
プ入口温度は，使用済燃料プールの水温を熱電対により検出し，熱電対からの起電力を，安全系多重伝送現場盤内の演算装置を経由し，ESF 盤内の演算装置において温度信号に変換する処理を行った後，中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，温度高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。
○計測範囲：冷却水の過熱状態を監視できるよう，0～100℃の温度計測を可能としている。
〇警報設定：使用済燃料貯蔵プール温度及び燃料プール冷却浄化系ポンプ入口
温度の設定値は，燃料プール冷却浄化系の系統よりプール温度は52℃以下に維持されており，使用済燃料プールの水が通常温度より高くなったことを検出するため，プール水の最高許容温度（65℃）に余裕を見た温度（6 号炉：57℃，7 号炉：55℃）として
いる。
中央制御室
熱電対

ESF 盤
演算装置

第 1.2.7 図

警

報

指

示

記

録

6 号炉使用済燃料貯蔵プール温度及び燃料プール冷却浄化系ポンプ入口
温度の概略構成図

16 条－別添 2－9中央制御室
熱電対

第 1.2.8 図

安全系多重伝送現場盤

ESF 盤

演算装置

演算装置

警

報

指

示

記

録

７号炉使用済燃料貯蔵プール温度及び燃料プール冷却浄化系ポンプ入口
温度の概略構成図

使用済燃料プール

スキマサージ
タンク

検出器

使用済燃料
プールへ

使用済燃料
燃料プール冷却浄化系ポンプ

第 1.2.9 図

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度の設置図

【7号炉】

【6号炉】

検出器
検出器

T.M.S.L.31395mm(通常水位)

T.M.S.L.31390mm(通常水位)
T.M.S.L.31106mm

T.M.S.L.31095mm
使用済燃料プール

使用済燃料プール

第 1.2.10 図

使用済燃料貯蔵プール温度の設置図

16 条－別添 2－10

（設備仕様）計 測 範 囲 ： 0～100℃
個
数 ： 6 号炉 2 個
7 号炉 2 個設 置 場 所 ： 原子炉建屋 2 階（燃料プール冷却浄化系ポンプ入口
温度）
原子炉建屋 4 階（使用済燃料貯蔵プール温度）
警 報 設 定 値 ： 6 号炉 温度高 57℃
7 号炉 温度高 55℃
一 括 警 報 ： FPC（A）
個 別 警 報 ： FPC ポンプ入口温度高使用済燃料貯蔵プール水温度高16 条－別添 2－11

（4） 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）○計測目的（水位）：使用済燃料プール水位の異常な低下の監視。
○計測目的（温度）：使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却状況の把握。
○構成概略：使用済燃料貯蔵プール温度（SA 広域）の検出信号は，熱電対からの起電力を，中央制御室の指示部にて温度信号に変換する処理を行った後，使用済燃料貯蔵プール温度（SA 広域）を中央制御室に指示し，記録する。また，所定の警報設定値に達した場合に警報が発せられる。
使用済燃料貯蔵プール水位（SA 広域）は，T.M.S.L.20180mm から 15 箇所に設置した液相及び気相の熱電対からの起電力を，中央制御室の指示部にて水位信号へ変換する処理を行った後，使用済燃料貯蔵プール水位（SA 広域）を中央制御室に指示し，記録する。気相と液相の差温度を確認することにより間接的に水位を監視することができる。また，所定の警報設定値に達した場合に警報が発せられる。
中央制御室

熱電対
（注 1）

指

示

警

報

（注 1）記録計

第 1.2.11 図

使用済燃料貯蔵プール温度（SA 広域）
中央制御室

熱電対
（注 1）

指

示

警

報

指

示

（注 1）記録計

第 1.2.12 図

使用済燃料貯蔵プール水位（SA 広域）〇計測範囲（水位）：使用済燃料プール上端近傍からプール下端まで計測を可能としている。
なお，基準地震動 Ss によるスロッシングを考慮した溢水時（通常水位から約 2.9m 低下）においても計測可能な範囲としている。
○計測範囲（温度）：冷却水の過熱状態を監視できるよう，0～150℃の温度計測を可能としている。

16 条－別添 2－12

〇警報設定（水位）：水位低：使用済燃料貯蔵プール水位（SA 広域）の設定値
は，燃料プール冷却浄化系ポンプが停止した場
合の水位低下を考慮し，想定していない異常な水位低下を早期に検知するため燃料プール冷却浄化系ポンプが停止した場合の水位より下に設定値を設ける。
6 号炉：通常水位-225mm（T.M.S.L.31170mm）
7 号炉：通常水位-267mm（T.M.S.L.31123mm）〇警報設定（温度）：使用済燃料貯蔵プール温度（SA 広域）の設定値は，燃料プール冷却浄化系の系統よりプール温度は 52℃以下に維持されており，使用済燃料プールの水が通常温度より高くなったことを検出するため，プール水の最高許容温度（65℃）に余裕を見た温度（6 号炉：57℃，7 号炉：
55℃）としている。

16 条－別添 2－13

単位：mm●：熱電対

T.M.S.L.31700

T.M.S.L.31395（通常水位）

T.M.S.L.31575

T.M.S.L.30983（サイフォンブレーク孔）

T.M.S.L.31170

T.M.S.L.28495（スロッシング時の水位低下）
計測
範囲

T.M.S.L.24420
使用済燃料
貯蔵ラック
T.M.S.L.20180
T.M.S.L.19880（底部）

第 1.2.13 図6 号炉使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

単位：mm
●：熱電対

T.M.S.L.31700
T.M.S.L.31575

T.M.S.L.31390（通常水位）

T.M.S.L.31123

T.M.S.L.30890（サイフォンブレーク孔）

T.M.S.L.28490（スロッシング時の水位低下）
計測
範囲

T.M.S.L.24373
使用済燃料
貯蔵ラック
T.M.S.L.20180
T.M.S.L.19880（底部）

第 1.2.14 図7 号炉使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
16 条－別添 2－14

（設備仕様）計 測 範 囲 ： 【水位】
6 号炉：T.M.S.L.20180 ～ 31170mm
7 号炉：T.M.S.L.20180 ～ 31123mm【温度】
6 号及び 7 号炉：0～150℃
個
数 ： 6 号炉 1 個（検出点 14 箇所）
7 号炉 1 個（検出点 14 箇所）
設 置 場 所 ： 原子炉建屋 4 階
警 報 設 定 値 ： 6 号炉
水位低 ：通常水位 -225mm（T.M.S.L.31170mm）
温度高 ：57℃（T.M.S.L.29920mm）
7 号炉
水位低
温度高

：通常水位 -267mm（T.M.S.L.31123mm）：55℃（T.M.S.L.29873mm）

個 別 警 報 ： SFP（広域）水位低，SFP（広域）温度高

16 条－別添 2－15

（5） 燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ○計測目的：通常時及び燃料取扱事故（燃料集合体の落下）時において燃料取
扱場所の放射線量について変動する可能性のある範囲を測定し監視する。
○構成概略：6 号炉燃料貯蔵プールエリア放射線モニタは放射線量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を中央制御室の指示部にて放射線量率信号へ変換する処理を行った後，放射線量率は中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，放射線レベル高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。
7 号炉燃料貯蔵プールエリア放射線モニタは放射線量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を放射線モニタ多重伝送現場盤内の演算装置において放射線量率信号へ変換する処理を行った後，放射線量率は中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，放射線レベル高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。
○計測範囲：燃料貯蔵プールエリア放射線モニタの計測範囲の計測下限値は，使用済燃料プールの遮蔽設計区分はＦとなり（遮蔽設計区分 Ｆ≧1mSv/h）1mSv/h 以上が計測できる設定とする。検出器は 4 デカードまでの測定が可能であり，当該エリアモニタの計測範囲は，
1～104mSv/h の放射線量率を計測可能とする。
〇警報設定：事故等による放射線量の上昇を検知するため，警報設定値は，5mSv/h としている。
中央制御室

半導体検出器指 示

第 1.2.15 図

録

警

報

6 号炉燃料貯蔵プールエリア放射線モニタの概略構成図

半導体検出器放射線モニタ
多重伝送現場盤
演算装置

第 1.2.16 図

記

中央制御室
指

示

記

録

警

報

7 号炉燃料貯蔵プールエリア放射線モニタの概略構成図
16 条－別添 2－16

（設備仕様）計 測 範 囲 ： 1～104mSv/h
個
数 ： 6 号炉 2 個
7 号炉 2 個設 置 場 所 ： 原子炉建屋 4 階
警 報 設 定 値 ： 5.0×100mSv/h
一 括 警 報 ： 放射線モニタ高／高高
個 別 警 報 ： 原子炉建屋放射線レベル高16 条－別添 2－17

（6） 燃料取替エリア排気放射線モニタ○計測目的：燃料取扱場所での燃料取扱事故（燃料集合体の落下）時により放出される核分裂生成物を検出し，原子炉建屋の通常換気空調系を停止するとともに，非常用ガス処理系に切り替えるため，燃料取替エリア排気の放射線量を監視する。
○構成概略：使用済燃料プールエリアの放射線量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を中央制御室の指示部にて放射線量率信号へ変換する処理を行った後，放射線量率は中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，放射線量高又は高高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。また高高信号で非常用ガス処理系を起動する。
○計測範囲：燃料取扱場所の放射線量を連続的に監視し，異常な上昇を検知した場合に，原子炉建屋の通常換気空調系を停止するとともに，非常用ガス処理系を起動する設定値であるバックグラウンドの 10倍以上が計測できる範囲とする。
〇警報設定：事故等による放射線量の上昇を検知するため，警報設定値は，バックグラウンドの 5 倍及び 10 倍としている。
半導体検出器

中央制御室
指 示

第 1.2.17 図

記

録

警

報

燃料取替エリア排気放射線モニタ（設備仕様）
計 測 範
個

囲 ： 10-3～10mSv/h
数 ： 6 号炉 4 個
7 号炉 4 個設 置 場 所 ： 原子炉建屋 4 階
警 報 設 定 値 ： 高高 バックグラウンドの 10 倍高バックグラウンドの 5 倍
一 括 警 報 ： 高高 燃取床放射能高高高
放射線モニタ高/高高
個 別 警 報 ： 高高 燃料取替エリア排気放射能高高高
燃料取替エリア排気放射能高16 条－別添 2－18

（7） 原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ○計測目的：燃料取扱場所での燃料取扱事故（燃料集合体の落下）時により放出される核分裂生成物を検出し，原子炉建屋の通常換気空調系を停止するとともに，非常用ガス処理系に切り替えるため，原子炉区域換気空調系排気の放射線量を監視する。
○構成概略：原子炉区域換気空調系の放射線量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を中央制御室の指示部にて放射線量率信号へ変換する処理を行った後，放射線量率は中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，放射線量高又は高高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。また，高高信号で非常用ガス処理系を起動する。
○計測範囲：原子炉区域から放出される換気空調系排気を連続的に監視し，放射線量の異常な上昇を検知した場合に，原子炉建屋の通常換気空調系を停止するとともに，非常用ガス処理系を起動する設定値であるバックグラウンドの 10 倍以上が計測できる範囲とする。
〇警報設定：事故等による放射線量の上昇を検知するため，警報設定値は，バックグラウンドの 5 倍及び 10 倍としている。
半導体検出器中央制御室
指第 1.2.18 図

示

記

録

警

報

原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ（設備仕様）
計 測 範 囲 ： 10-4～1mSv/h
個
数 ： 6 号炉 4 個
7 号炉 4 個設 置 場 所 ： 6 号炉 原子炉建屋中 4 階
7 号炉 原子炉建屋 3 階
警 報 設 定 値 ： 高高 バックグラウンドの 10 倍高バックグラウンドの 5 倍
一 括 警 報 ： 高高 R/B 放射能高高高
放射線モニタ高/高高
個 別 警 報 ： 高高 原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ高高高原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ高16 条－別添 2－19

1.3

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の計測結果の記録及び保存について「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第三十四条において使用済燃料プールの温度，水位及び燃料取扱場所の放射線量について，「表示，記録，保存」が追加要求されており，柏崎刈羽原子力発電所原子炉施設保安規定 第11 章記録及び報告 第 120 条に定める保安に関する記録及び社内マニュアルに基づき保存期間等を定めて保管することとしている。
第 1.3.1 表
要求項目
十二

十四

使用済燃料プール監視設備の記録保管期間
計測装置
記録方法
保存期間

管理区域内において人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に必要とする場所（燃料取扱場所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう。）の線量当量率

燃料貯蔵プール
エリア放射線モ
ニタ

記録紙

10 年

原子炉区域換気
空調系排気放射線モニタ
燃料取替エリア
排気放射線モニタ

記録紙

5年

使用済燃料その他の高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及び水位

使用済燃料貯蔵プール水位
使用済燃料貯蔵
プール温度

日常点検表

5年

日常点検表

5年

16 条－別添 2－20

1.4

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の電源構成について
外部電源が利用できない場合においても使用済燃料プールの水位，温度及び燃料取扱場所の放射線量を監視することが要求されていることから使用済燃料プール
監視設備は，非常用所内電源設備より受電し，外部電源が喪失した場合においても計測できるようにしている。（第十六条 第 3 項）

16 条－別添 2－21

①

MCC 6C-1-8②直流125V
充電器

第 1.4.1 図 計測装置の電源構成概略図（6 号炉）

16 条－別添 2－22

・使用済燃料貯蔵プールエリア
放射線モニタ(A)・使用済燃料貯蔵プールエリア
放射線モニタ(B)・原子炉区域換気空調系排気
放射線モニタ(A)・燃料取替エリア排気放射線モニタ(A)直流125V
充電器

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）
・使用済燃料貯蔵プール水位・使用済燃料貯蔵プール温度
・燃料プール冷却浄化系ポンプ入口
温度・使用済燃料貯蔵プール
ライナー漏えい検出

直流125V分電盤(6A)

直流125V
主母線盤6B

直流125V
蓄電池6B

MCC 6D-1-7

非常用低圧母線 6D-1

直流125V
充電器

直流125V
主母線盤6A

直流125V
蓄電池6A-2

D/G
D/G

①

交流120V
バイタル分電盤

直流125V
直流125V
主母線盤6D
充電器盤
6Ｄ

直流125V
蓄電池6D

動力変圧器

(6C)

交流120V
バイタル
電源装置

MCC 6E-1-4

・原子炉区域換気空調系排気
放射線モニタ(C)・燃料取替エリア排気放射線モニタ(C)

交流120V
バイタル分電盤

直流125V
直流125V
主母線盤6C
充電器盤
6Ｃ

直流125V
蓄電池6C

MCC 6E-1-3

非常用低圧母線 6E-1

D/G

：切替装置

：配線用遮断器：遮断器：非常用ディーゼル発電機

非常用高圧母線 6E

D/G

【凡例】

・原子炉区域換気空調系排気
放射線モニタ(D)・燃料取替エリア排気放射線モニタ(D)②

交流120V
バイタル
電源装置

③

(6B)

・原子炉区域換気空調系排気
放射線モニタ(B)・燃料取替エリア排気放射線モニタ(B)

交流120V
バイタル分電盤

交流120V
バイタル
電源装置

MCC 6D-1-8

動力変圧器

非常用高圧母線 6D

直流125V
充電器

交流120V
バイタル分電盤

交流120V
バイタル
電源装置

③

MCC 6C-1-7

直流125V
蓄電池6A

非常用低圧母線 6C-1

動力変圧器

非常用高圧母線 6C

MCC：モータ・コントロール・センタ（略語）

直流125V
充電器

直流125V
充電器

直流125V
主母線盤7A

16 条－別添 2－23

第 1.4.2 図 計測装置の電源構成概略図（7 号炉）
動力変圧器

交流120V
バイタル
電源装置

MCC 7D-1-6

・原子炉区域換気空調系排気
放射線モニタ(B)・燃料取替エリア排気放射線モニタ(B)

交流120V
バイタル分電盤

直流125V
主母線盤7B

直流125V
蓄電池7B

MCC 7D-1-7

直流125V
蓄電池7A-2

直流125V
分電盤

直流125V
充電器

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）
・使用済燃料貯蔵プール水位・使用済燃料貯蔵プール温度
・燃料プール冷却浄化系ポンプ入口
温度・使用済燃料貯蔵プールライナー
漏えい検出

直流125V
蓄電池7A(7A)
非常用低圧母線 7D-1

D/G

直流125V
充電器

交流120V
バイタル分電盤

交流120V
バイタル
電源装置

②

動力変圧器

D/G
(7B)

交流120V
バイタル分電盤

直流125V
主母線盤7C

直流125V
蓄電池7C

・原子炉区域換気空調系排気
放射線モニタ(C)・燃料取替エリア排気放射線モニタ(C)

交流120V
バイタル
電源装置

③

MCC 7E-1-3

非常用低圧母線 7E-1

MCC 7E-1-1A

非常用高圧母線 7D

直流125V
充電器

・原子炉区域換気空調系
排気放射線モニタ(A)・燃料取替エリア排気
放射線モニタ(A)①

MCC 7C-1-7

非常用低圧母線 7C-1

非常用高圧母線 7C

D/G①

MCC 7C-1-6

交流120V
バイタル
電源装置

②

交流120V
中央制御室
計測用
主母線盤7C

交流120V
中央制御室
計測用分電盤③

・原子炉区域換気空調系排気 ・使用済燃料貯蔵プールエリア
放射線モニタ(A)放射線モニタ(D)・燃料取替エリア排気放射線 ・使用済燃料貯蔵プールエリア
放射線モニタ(B)
モニタ(D)

直流125V
主母線盤7D

直流125V
蓄電池7D

動力変圧器

(7C)

：切替装置

：配線用遮断器：遮断器：非常用ディーゼル発電機

非常用高圧母線 7E

D/G

【凡例】

交流120V
バイタル分電盤

MCC：モータ・コントロール・センタ（略語）

直流125V
充電器

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

1.5 使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の設置場所について（1） 6 号炉の使用済燃料プール監視設備
第 1.5.1 図に 6 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所を示す。

第 1.5.1 図6 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(1/4)

16 条－別添 2－24

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

第 1.5.1 図6 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(2/4)

16 条－別添 2－25

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

第 1.5.1 図6 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(3/4)

16 条－別添 2－26

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

第 1.5.1 図6 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(4/4)

16 条－別添 2－27

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

（2）

7 号炉の使用済燃料プール監視設備
第 1.5.2 図に 7 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所を示す。

第 1.5.2 図7 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(1/4)

16 条－別添 2－28

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

第 1.5.2 図7 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(2/4)

16 条－別添 2－29

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

第 1.5.2 図7 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(3/4)

16 条－別添 2－30

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

第 1.5.2 図7 号炉使用済燃料プール監視設備の設置場所(4/4)

16 条－別添 2－31

別紙１
各計測装置の記録及び保存について「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第三十四条において使用済燃料プールの温度，水位及び線量当量率について，「表示，記録，保存」が追加要求されており，柏崎刈羽原子力発電所原子炉施設保安規定 第 11 章記録及び報告 第 120 条に定める保安に関する記録及び社内マニュアルに基づき保存期間等を定めて保管することとしている。
要求項目

一

計測装置
起動領域モニタ
炉心における中性子束密
平均出力領域モ
度
ニタ

記録方法
記録紙

保存期間
10 年

記録紙

10 年

運転日誌

１年

運転日誌

１年

運転日誌
運転日誌

10 年
10 年

運転日誌
運転日誌
運転日誌
運転日誌

10 年
10 年
10 年
10 年

運転日誌

※１

運転日誌

※１

運転日誌

※１

三

制御棒の位置及び液体制御材を使用する場合にあ 制御棒位置っては、その濃度

四一次冷却剤に関する次の事項
放射性物質及び不純物の 原子炉水導電率
濃度
主蒸気圧力
主蒸気流量
原子炉圧力容器の入口及 主蒸気温度
び出口における圧力、温度
給水圧力
及び流量
給水流量
給水温度
原子炉水位(停止域)
原子炉水位(燃
原子炉圧力容器（加熱器が 料域)ある場合は、加熱器）内及原子炉水位(広び蒸気発生器内の水位
帯域)
原子炉水位(狭帯域)
格納容器内圧力

運転日誌

※１

日常点検表

5年

格納容器内温度

運転日誌

※１

イ

ロ

五

六

七

原子炉格納容器内の圧力、 格納容器内酸素
温度、可燃性ガスの濃度、 ガス濃度
放射性物質の濃度及び線格納容器内線量
量当量率
等量率
格納容器内放射
性物質濃度

運転日誌

※１

日常点検表

5年

運転日誌

※１

主蒸気管中及び空気抽出 主蒸気管放射線器その他の蒸気タービン モニタ

日常点検表

5年

16 条－別添 2－32

要求項目
計測装置
又は復水器に接続する設備であって放射性物質を 空気抽出器排ガ内包する設備の排ガス中 ス放射線モニタの放射性物質の濃度
蒸気発生器の出口における二次冷却材の圧力、温度 PWR に対する要求及び流量並びに二次冷却材中の放射性物質の濃度

記録方法

保存期間

記録紙

※１

主排気筒放射線
排気筒の出口又はこれに モニタ
近接する箇所における排SGTS 系放射線モ
水中の放射性物質の濃度
ニタ

気体廃棄物管
理月報

10 年

気体廃棄物管
理月報

10 年

排水口又はこれに近接す
る箇所における排水中の 液体プロセス放
射線モニタ
放射性物質の濃度
十一 放射性物質により汚染する可能性がある管理
区域（管理区域のうち、その場所における外部
放射線に係わる線量のみが実用炉規則第二条
第二項第四号に規定す 対象なし
る線量を超えるおそれがある場合を除いた場所をいう。以下同じ。）
内に開口部がある排水路の出口又はこれに近接する箇所における排水中の放射性物質の濃度
R/B 4F 北西側エリア
燃料貯蔵プール
エリア(A)
燃料貯蔵プール
エリア(B)
十二 管理区域内において人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に 原子炉区域(A)必要とする場所（燃料取扱場所その他の放射線 原子炉区域(B)
業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場 R/B 4F 南東
側所をいう。）の線量当量
MSIV/SRV ラッピ
率ング室

放射性液体廃棄物管理月報

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

R/B 3F 南東
側エリア

記録紙

10 年

R/B 2F 北西
側エリア

記録紙

10 年

八

九

十

16 条－別添 2－33

要求項目

計測装置
R/B 2F 南東
側エリア
R/B 1F 北西
側エリア
R/B 機器搬出入口
R/B 1F 南東
側エリア

記録方法

保存期間

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

原子炉冷却材浄化系操作エリア

記録紙

10 年

炉水サンプリング室
計装ラック室
(A)
計装ラック室
(D)

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

R/B B1F
南東側エリア

記録紙

10 年

TIP 駆動装置室

記録紙

10 年

ＴＩＰ装置室CRD/RIP
補修室

記録紙

10 年

記録紙

10 年

R/B B2F
南東側エリア

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

記録紙

10 年

モニタリング
スト月報

5年

日常点検表

5年

日常点検表

5年

CRD 水圧制御ユニットエリア(A)
CRD 水圧制御ユニットエリア(B)
R/B B3F
南東側エリア
十三周辺監視区域に隣接する地域における空間線 モニタリングポ
量率及び放射性物質の スト
濃度十四 使用済燃料その他の高 使用済燃料貯蔵
放射性の燃料体を貯蔵 プール温度する水槽の水温及び水 使用済燃料貯蔵
位
プール水位
十五

敷地内における風向及 風向・風速計
気象記録チャ
10 年
び風速ート※1：永久（原子炉施設を解体又は廃棄した後 5 年が経過するまでの期間）

16 条－別添 2－34

別紙 2
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）について
1.

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の計測性能(1) 検出原理
使用済燃料貯蔵プール水位（SA 広域）は，金属シースとヒータ線・熱電対の間に絶縁材を充てん封入したヒータ付熱電対を使用した水位計である。ヒータ付
熱電対の検出点が気中にあるときにヒータを加熱すると，熱電対が検出する温度はヒータ加熱時間にほぼ比例して上昇する。一方，検出点が水中にあるときにヒータを加熱すると，熱電対が検出する温度はヒータ加熱開始後，数十秒で飽和する（第 1 図）。これは気中と水中とで熱伝達率が異なっているためである。この特性を利用して，ヒータ加熱開始前後の熱電対の温度変化から検出点が水中にあるか気中にあるかを判定する。検出点をプールの深さ方向に複数並べることによって検出点の配置間隔でプール水位を計測することができる。
ヒータ加温開始後 30 秒以上で水中／気中を判定することが可能だが，確実に水中／気中を判定するため，ヒータ加温時間は 60 秒としている。
また，ヒータ付熱電対は，ヒータを加熱しない状態では，通常の熱電対と同様に温度を計測することが可能である。

第1図

熱電対（ヒータ付）による水位検出原理

16 条－別添 2－35

(2)事故時の計測性能の信頼性について
使用済燃料プールの重大事故等時において，プール水温の上昇に伴う沸騰による水位低下が想定される。その場合は，気相部分の熱電対が蒸気に覆われることが想定されるため，そのような状態を模擬した試験を実施している。
試験容器内に水位計を設置し，水温を 100℃まで加熱（沸騰状態）した状態か
ら水位を低下させた試験を実施している。
ヒータ付熱電対の応答性について,水位を低下させて JP2（真ん中の温度計）
温度計の挙動を確認した。
JP2 温度計が水面下（水中）の場合は温度上昇すること無く水温を測定しているが,検出器が水面以上（気中）となった場合はヒータによる加熱で温度が顕著に上昇し始めることが確認されており，検出点をヒータで加熱することにより水中／気中の判定は可能であると言える。なお，ヒータ ON による水位判定は約 60秒であり，その後ヒータ OFF することで，水中にある熱電対の指示値は，ヒータ
ON 前の水温に約 60 秒で復帰する。
（第2図 「高温状態の試験結果」参照。）

第2図

高温状態の試験結果(3)

温度計及び水位計としての機能維持について
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）は，熱電対による温度にて水温及び水位を測定する二つの機能を持つ。
温度計に関しては液相にある 14 箇所の温度を測定することで多重性を持つ設計とする。また，ヒータ付きの熱電対であるが全ての熱電対に対して同時にヒータを使用しないことで使用済燃料プールの温度については連続して測定が可能である。
水位計に関しては，気相と液相の差温度を確認することにより水位を監視す
16 条－別添 2－36

ることができる。また，ヒータで加熱することによって熱電対の温度上昇によって熱電対が気相又は液相にあるのか判定が可能である。
ヒータ加熱によって水温測定が不可とならないように，各熱電対に対して順番に一定時間ヒータ ON／OFF を繰り返して実施することで，同時に水位・温度計測が可能な設計とする（14 個の熱電対を上から交互に 2 グループに分けて，
1 分間ヒータ ON を繰り返して約 7 分で 1 周させる計画）。
なお，第五十四条第１項で要求される想定事故（第 37 条解釈 3-1(a)想定事
故 1（冷却機能又は注水機能喪失により水温が上昇し，蒸発により水位が低下する事故）及び(b)想定事故 2（サイフォン現象等により使用済燃料プール水の小規模な喪失が発生し水位が低下する事故））における水位の低下速度は第 1 表のとおりと想定しており，上記の計測間隔（ヒータ ON）で水位をとらえることは問題ないと考える。
第1表

想定事故時における使用済燃料プールの水位低下速度
水位低下速度
7 分間での水位低下
想定事故 1
約 0.08m/h
約 10mm
想定事故 2
約 0.29m/h
約 34mm
想定事故 2
約 3.5m/h
約 409mm（配管全周破断を想定）※水位低下速度及び 7 分間での水位低下は燃料有効長冠水部以上の水位での値を示す。

16 条－別添 2－37

2.

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の設定点について(1) 目的
使用済燃料プールの水位低下が発生した場合に，使用済燃料貯蔵プール水位（SA 広域）において使用済燃料プール底部まで複数の温度計（熱電対）にて使用済燃料プールの水位を検知する。
使用済燃料プールの検出点としては以下の目的を把握できるように検出点を設ける設計とする。
・使用済燃料プールの水位低下を早期に検知すること・使用済燃料プールの水位低下時にサイフォンブレーク孔が有効に機能しているか把握すること・使用済燃料プールの水位低下時に代替注水設備が有効に機能しているか把握すること
・使用済燃料の露出有無（燃料損傷の可能性）を把握すること
・使用済燃料プール底部付近の水位検知の有無を把握すること(2)

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の設定点について
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の各設定点は,検出点の単一故
障や水位低下・上昇傾向を把握可能とするため,下図のとおり設定する。

T.M.S.L.31395（通常水位）
T.M.S.L.30983

検出点
TMSL

検知目的

31575

水中にある検出器とのリファレンス用

31170

プール水位低下を早期検知

30920

サイフォンブレーク孔が有効に効いていれば，この水位まで早期低下しないため，計測可能とする

30420

上記検出点のバックアップ

29920

サイフォンブレークが停止し，13時間以内に注水が有効に実施されていればこの水位まで早期低下しないため，計測可能とする。

29420

上記検出点のバックアップ

28420

水位低下・上昇の傾向管理（サイフォンブレーク孔）

T.M.S.L.30195（想定事故2）

使用済
制御棒

27420
T.M.S.L.24420

使用済
燃料

T.M.S.L.20360
T.M.S.L.19880

第1図

同上

26420

原子力災害対策指針 全面緊急事態の判断基準のレベル

25420

使用済燃料の露出有無の確認（燃料が損傷する可能性を把握）

24420

同上

23420

同上

21420

同上

20180

プール底部付近の水位有無を把握

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の水位設定点（6 号炉）

16 条－別添 2－38

T.M.S.L.31390（通常水位）
T.M.S.L.30890

検出点
TMSL

検知目的

31575

水中にある検出器とのリファレンス用

31123

プール水位低下を早期検知

30873

サイフォンブレーク孔が有効に効いていれば，この水位まで早期低下しないため，計測可能とする

30373

上記検出点のバックアップ

29873

サイフォンブレークが停止し，13時間以内に注水が有効に実施されていればこの水位まで早期低下しないため，計測可能とする。

29373

上記検出点のバックアップ

28373

水位低下・上昇の傾向管理（サイフォンブレーク孔）

T.M.S.L.30190（想定事故2）

使用済
制御棒

27373
T.M.S.L.24373

使用済
燃料

T.M.S.L.20360
T.M.S.L.19880

第2図

同上

26373

原子力災害対策指針 全面緊急事態の判断基準のレベル

25373

使用済燃料の露出有無の確認（燃料が損傷する可能性を把握）

24373

同上

23373

同上

21373

同上

20180

プール底部付近の水位有無を把握

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の水位設定点（7 号炉）

なお，水位低の警報設定値は，使用済燃料貯蔵プール水位（フロート式）の警報設
定 値 と 併 せ て 水 位 低 下 を 早 期 検 知 す る 目 的 か ら ， 6 号 炉 ： 通 常 水 位 -225mm（T.M.S.L.31170mm），7 号炉：通常水位 -267mm（T.M.S.L.31123mm）の設定点としている。
また，温度高の警報設定値は，使用済燃料貯蔵プール温度と同様の警報設定値 6 号
炉：57℃，7 号炉：55℃としている。

16 条－別添 2－39

別紙 3
警報設定値について
1． 使用済燃料貯蔵プール水位の警報設定値について(1) 警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料貯蔵プール水位の水位高及び水位低の警報設定範囲は下記の考えに基づき設定している。
（水位高）使用済燃料プール水位の異常上昇により原子炉建屋オペレーティング
フロアへプール水が溢れることを事前に検知するため，通常水位（6号炉 T.M.S.L.31395mm，7 号炉 T.M.S.L.31390mm）～T.M.S.L.31700mm(原子炉建屋オペレーティングフロア)の間で設定をする。
（水位低）通常水位はスキマせきのせき板上部より高い位置にあるが，燃料プー
ル冷却浄化系ポンプが停止した場合プール水位は，せき板の位置によりスキマサージタンク開口部下端（6 号炉 T.M.S.L.31243mm，7 号炉
T.M.S.L.31240mm）になる可能性がある。そこから水位が更に低下した
場合は，想定していない異常な水位低下になることから，燃料プール
冷却浄化系ポンプ停止時のプール水位の位置より下に設定をする。
上記警報設定範囲を考慮し，使用済燃料貯蔵プール水位の警報設定値を第 1表に示す。また第 2 図に使用済燃料貯蔵プール水位の警報設定範囲概要図を示す。なお，計器誤差を考慮し，警報設定値をプラントごとに設定している。
第1表
警報
水位低
水位高

使用済燃料貯蔵プール水位の警報設定値
警報設定値
6 号炉：通常水位-162mm(T.M.S.L.31233mm)
7 号炉：通常水位-250mm(T.M.S.L.31140mm)
6 号炉：通常水位+32mm(T.M.S.L.31427mm)
7 号炉：通常水位+109mm(T.M.S.L.31499mm)

使用済燃料プール側

第1図

スキマサージタンク側

使用済燃料プールとスキマサージタンク間の概要図

16 条－別添 2－40

7号炉

6号炉

水位高警報からオーバーフローまでの到達時間約
69min

T.M.S.L.31700mm(原子炉建屋オペ
レーティングフ
ロア)
5mm(計器誤差)

T.M.S.L.31427mm(LS001 水位高)5mm(計器誤差)3mm(リセットスパン)

水位高警報からオーバーフローまでの到達時間約
51min

T.M.S.L.31700mm(原子炉建屋オペ
レーティングフ
ロア)
T.M.S.L.31499mm(LS001 水位高)10mm(計器誤差)10mm(計器誤差)65mm(リセットスパン)

32mm
T.M.S.L.31395mm(通常水位)

5mm(計器誤差)
水遮へいに必要な水深通常水位から約
1.7m

3mm(リセットスパン)

162mm

T.M.S.L.31390mm(通常水位)

T.M.S.L.31243mm(スキマサージタン
ク開口部下端)T.M.S.L.31233mm(LS001 水位低)5mm(計器誤差)

65mm(リセットスパン)
水遮へいに必要な水深通常水位から約1.8m

水位低警報から水遮へいに必要な水深までの到達時間約19h

第2図

109mm

T.M.S.L.31240mm(スキマサージタンク
開口部下端)
250mm

10mm(計器誤差)10mm(計器誤差)

T.M.S.L.31140mm(LS001 水位低)

水位低警報から水遮へいに必要な水深までの到達時間約19h

使用済燃料貯蔵プール水位の警報設定範囲概要図(2)

運転操作における警報設定値の評価
以下の諸条件（有効性評価で使用）を用いて評価した。
・プール保有水量：6 号炉 約 2085m3，7 号炉 約 2093m3
・プール断面積：6 号炉 約 232m2，7 号炉 約 233m2
・使用済燃料プールの冷却系の機能喪失後，プール水温上昇速度：約 5℃/h
・使用済燃料プールの冷却系の機能喪失後，プール水位低下速度：約 0.08m/h
水位低警報設定値は 6 号炉で通常水位-162mm（T.M.S.L.31233mm），7 号炉で-250mm（T.M.S.L.31140mm）となっており，必要な水遮蔽（1mSv/h の場合）は通常水位から 6 号炉で約 1.7m，7 号炉で約 1.8m である。仮に使用済燃料プール水の蒸発（水位低下速度：約 0.08m/h）を想定した場合，水位低警報発生から必要となる水遮蔽（水位）が失われるまでの時間は 6 号炉，7 号炉ともに約 19 時間となり，使用済燃料プールへの補給操作に余裕＊を持った設計としている。
水位高警報設定値は 6 号炉で通常水位+32mm(T.M.S.L.31427mm)，7 号炉で通常水位+109mm(T.M.S.L.31499mm)であり，仮に復水補給水系（約 55m3/h）により使用済燃料プールへ補給し続けてしまった場合，水位高警報発生から原子炉建屋オ
ペレーティングフロアへプール水がオーバーフローするまでに，6 号炉で約 69
分，7 号炉で約 51 分であり，警報発生から補給停止操作をする上で余裕＊を持った設計としている。
＊運転員の手動操作の時間的余裕（10 分）＋補給開始又は補給停止操作終了（約 5 分）を考慮しても余裕を持った設計としている。

16 条－別添 2－41

2．使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の警報設定値について(1) 警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料プールライナからの微小漏えいを監視するために，計器の設置ス
ペースを考慮し警報を設定する。第 2 表に使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい
検出の警報設定値を，第 3 図に使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の警報
設定概略図を示す。
第 2 表 使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の警報設定値
警報
警報設定値
6 号炉：ドレン止め弁+523mm(T.M.S.L.13219mm)
水位高
7 号炉：ドレン止め弁+650mm(T.M.S.L.13307mm)
6号炉
5mm(計器誤差)
T.M.S.L.13219mm(水位高)5mm(計器誤差)
ライナードレン漏えい
検出時に配管に溜まる水の量

5mm(リセットスパン)
523mm→ 2.27×10-3 m3

T.M.S.L.12696mm(ドレン止め弁)

7号炉

5mm(計器誤差)

ライナードレン漏えい
検出時に配管に溜まる水の量

T.M.S.L.13307mm(水位高)5mm(計器誤差)→ 2.36×10-3 m3

650mm

30mm(リセットスパン)

T.M.S.L.12657mm(ドレン止め弁)

第3図

使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の警報設定概略図

16 条－別添 2－42

(2)運転操作における警報設定値の評価
使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出の水位高警報設定値は 6 号炉でドレン
止 め 弁 +523mm(T.M.S.L.13219mm) ， 7 号 炉 で ド レ ン 止 め 弁 +650mm(T.M.S.L.
13307mm)であり，警報設定値までのドレン配管の容積は，6 号炉約 2.27×10-3m3，
7 号炉約 2.36×10-3m3 である。この容量は使用済燃料プールの容積（6 号炉約 2085m3，
7 号炉約 2093m3）に対して十分小さな値であり，プールライナ漏えいの早期検出において余裕＊を持った設計としている。
＊仮に 3.00×10-3m3 の水がドレン配管に溜まった場合，プールの水位低下は約 0.013mm 程度であり，必要な水遮蔽（1mSv/h の場合）は通常水位から約 1.7m であることから，余裕を持った設計としている。

3． 使用済燃料貯蔵プール温度の警報設定値について(1) 警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料プール水が通常温度よりも高くなったことを検出するため，通常時の使用済燃料プール水温度の上限値 52℃より高く，プール水の最高許容温度（65℃）に余裕を見た温度の間で設定する。第 3 表に使用済燃料貯蔵プール温度の警報設定値を，第 4 図に使用済燃料貯蔵プール温度の警報設定概要図を示す。
第3表
警報
温度高

使用済燃料貯蔵プール温度の警報設定値
警報設定値
6 号炉：57℃
7 号炉：55℃
7号炉

6号炉
65℃(最高許容温度)
温度高警報発生から65℃到達までの時間約1.6h

65℃(最高許容温度)
温度高警報発生から65℃到達までの時間約2h2.6℃(計器誤差)

1.7℃(計器誤差)55℃(温度高)

57℃(温度高)
2.6℃(計器誤差)

1.7℃(計器誤差)
0.5℃(リセットスパン)
52℃(常用値)

第4図

1℃(リセットスパン)
52℃(常用値)

使用済燃料貯蔵プール温度の警報設定概要図(2)

運転操作における警報設定値の評価
有効性評価における使用済燃料プールの冷却系の機能喪失後の温度上昇は約5℃/h であり，6 号炉の温度高警報設定値 57℃から最高許容温度 65℃に達するまでの時間は約 1.6 時間，7 号炉の温度高警報設定値 55℃から最高許容温度 65℃に達するまでの時間は約 2 時間であり，余裕＊を持った設計としている。
＊運転員の手動操作の時間的余裕（10 分）＋残留熱除去系の最大熱負荷モード切替え（約 145 分）に対して，使用済燃料プールの冷却系の機能喪失時の初期水温：約 40℃から警報設定値 57℃に達するまでに約
3.4 時間以上あり，更に警報発生から最高許容温度 65℃に達するまで約 1.6 時間であることを考慮すると，その間に残留熱除去系の最大熱負荷モードへ切り替えることは可能であり，余裕を持った設計としている。

16 条－別添 2－43

別添３

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉運用，手順説明資料
燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

16条

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

設置許可基準規則 第 16 条 第 2 項第二号二燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとすること。
使用済燃料の貯蔵施設
燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとすること

添付六，八への反映事項（設計・手順に関する事項）

現場及び機器配置図等の確認，作業実績より
使用済燃料プール周辺の設備等を抽出③

16 条－別添 3－1①②

日常作業等において必要最低限に制限し，落下防止措置を実施しているもの

使用済燃料プールとの離隔や固縛等の措置を行っている設
備等（例：分電盤等）①，②以外
抽出設備等の落下エネルギーによる評価（落下時における使用済燃料プールの損
傷有無）

工・保
落下エネルギーが15.5kJ 未満の設備等評価 OK※１

評価 OK※２

落下エネルギーが15.5kJ 以上の設備等

評価 OK

※３

〇落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策①【耐震評価により必要な強度を有していることの確認】
基準地震動 Ss に対する耐震評価を実施し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する※４。

〇落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策②※１ 使用済燃料プール周辺は，異物混入防止エリア設置
区域であり，持込品については必要最低限に制限し，落下防止措置を講じていることから評価 OK とする。

※３

燃料集合体の気中落下試験時の落下エネルギーと比較し，設備等の落下エネルギーが小さいものについては，使用済燃料プールライニングに損傷を与えないことが確認されている。

※２ 使用済燃料プールまでの離隔やボルト固定等による転倒防止が図られていることから評価 OK とする。

※４

原子炉建屋，燃料取替機，原子炉建屋クレーンの耐震評価による確認結果は，後段の工事計画認可申請にて示す。

【後段規制との対応】
工：工事計画認可申請（基本設計方針，添付書類）
保：保安規程（運用，手順に係る事項，下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）
含む）【添付六，八への反映事項】：添付六，八に反映【設備構造上の落下防止措置の確認】
燃料取替機又は原子炉建屋クレーンの安全機能として，フック外れ止め，ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構等，設備構造上の落下防止措置を確認する。

工
評価 OK

工
評価 OK

〇落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策③【運用状況による落下防止措置の確認】
クレーン等安全規則に基づく点検，安全装置の使用，有資格者作業等の要求事項による落下防止措置とその適切性について確認する。また，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの使用済
燃料プール外への待機運用，原子炉建屋クレーンの可動範囲制
限による落下防止措置及び使用済燃料プール周りの異物混入防止対策の適切性について確認する。

〇上記にて評価ＮＧのもの
落下時の影響評価を実施する。

評価 OK

保
評価 OK

第１表
設置許可基準規則対象条文

対象項目

運用，手順に係る対策等（設計基準）
区分

運用対策等

・使用済燃料プール周辺に設置する設備，取り扱う吊荷等については，あらかじめ定めた評価フ
ローに基づき評価を行い，使用済燃料プールに影響を及ぼす落下物となる可能性が考えられる
運用・手順
場合は落下防止措置を実施する。
・日常作業等において使用済燃料プール周辺に持ち込む物品については，必要最低限に制限する
燃料取替機における対策とともに落下防止措置を実施する。
体制－
・使用済燃料プールの健全性を維持するため，重量物落下防止に係る設備等については，保守計

保守・点検

16 条－別添 3－2

画に基づき適切に保守管理，点検を実施するとともに必要に応じて補修を行う。
第16条
教育・訓練

－
・使用済燃料プール周辺に設置する設備，取り扱う吊荷等については，あらかじめ定めた評価フ

燃料体等の取扱
ローに基づき評価を行い，使用済燃料プールに影響を及ぼす落下物となる可能性が考えられる施設及び貯蔵施設
運用・手順

場合は落下防止措置を実施する。
・日常作業等において使用済燃料プール周辺に持ち込む物品については，必要最低限に制限するとともに落下防止措置を実施する。

原子炉建屋クレーンにおける対策

体制－
・使用済燃料プールの健全性を維持するため，重量物落下防止に係る設備等については，保守計画に基づき適切に保守管理，点検を実施するとともに必要に応じて補修を行う。

保守・点検・クレーン等安全規則に基づき，定期点検及び作業前点検を実施するとともに，クレーンの運転，玉掛けは有資格者が実施する。
教育・訓練

－

16条 燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設
設置許可基準規則 第 16 条 第 3 項第一号
使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し，それを原子炉制御室に伝え，又は異常が生じた水位及び水温を自動的に制御し，並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとすること。
設置許可基準規則 第 16 条 第 3 項第二号
外部電源が利用できない場合においても温度，水位その他の発電用原子炉施設の状態を示す事項（以下「パラメータ」という。
）
を監視することができるものとすること。
燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設（使用済燃料貯蔵プール水位，使用済燃料貯蔵プールライナ漏洩検出，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料貯蔵プ
ール温度，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ，燃料取替エリア排気放射線モニタ，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ）

16 条－別添 3－3

使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱い場所の外部電源が利用できない場合において，使用済燃料プールの水位，温度及び放放射線量の異常を検知し，中央制御室での監視及び警報発信

使用済燃料プールの水位，温度及び放射射線量の計測結果を表示し，記録し，が可能であること。

線量の監視が可能であること。

及び保存することができること。

使用済燃料貯蔵プール水位，使用済燃料貯蔵プールライナ漏洩検出，燃料プール冷却
浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料貯蔵プ
ール温度，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ，燃料取替エリア排気放射線モニタ，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタの非常用所内電源からの給電。

使用済燃料貯蔵プール水位，使用済燃料貯蔵プールライナ漏洩検出，燃料プール冷却
浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料貯蔵プ
ール温度，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ，燃料取替エリア排気放射線モ
ニタ，原子炉区域換気空調系排気放射線モ

工

工・保

異常の検知

使用済燃料貯蔵プール水位，使用済燃料貯蔵プールラ
イナ漏洩検出，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料貯蔵プール温度，使用済燃料貯蔵プー
ル水位・温度（SA 広域），燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ，燃料取替エリア排気放射線モニタ，原子炉
区域換気空調系排気放射線モニタの設置。

工

警報発信

中央制御室の警報発信回路。

工【後段規制との対応】
工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）

ニタの記録及び保存。

【添付六，八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に該当しない（他条文での反映事項他）

第２表
設置許可基準規則対象条文

運用，手順に係る対策等（設計基準）

対象項目

区分

運用対策等

運用・手順

－

体制

－

保守・点検

－

教育・訓練

－

運用・手順

－

体制

－

保守・点検

－

教育・訓練

－

運用・手順

－

体制

－

保守・点検

－

教育・訓練

－

・使用済燃料貯蔵プール水位・使用済燃料貯蔵プールライナ漏洩検出
・燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度
・使用済燃料貯蔵プール温度
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）
・燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ
・燃料取替エリア排気放射線モニタ
・原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ

16 条－別添 3－4・中央制御室の警報発信回路
第16条
使用済燃料貯蔵プール水位，使用済燃料貯蔵プールライナ
漏洩検出，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済
燃料体等の取扱
燃料貯蔵プール温度，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA
施設及び貯蔵施設
広域），燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ，燃料取替エ
リア排気放射線モニタ，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタの非常用所内電源からの給電
使用済燃料貯蔵プール水位，使用済燃料貯蔵プールライナ
漏洩検出，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済
燃料貯蔵プール温度，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域），燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ，燃料取替エ
リア排気放射線モニタ，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタの記録及び保存

以

上

別添４

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

使用済燃料プールへの重量物落下に係る対象重量物の現場確認について

１．基準要求【第16条】 設置許可基準規則第16条（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）及び技術基準規則第26条（燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備）にて，燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないことを要求されている。
当該基準を満足するにあたっては，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれない設計とするとともに，燃料取替機及び原子炉建屋クレーン
はワイヤロープ二重化等落下防止対策を行う設計としている。
また，使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要となる重量物を抽出する必要があることから，使用済燃料プール周辺の設備等について現場確認を行うこととする。
２．確認項目及び内容
上記基準要求を満足するに当たっては，使用済燃料プール周辺の設備等
が地震時等に使用済燃料プールへの重量物とならないか調査する必要があり，現場確認及び機器配置図等を用いた机上検討に基づき設備等を抽出するとともに，使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機又は原子炉建屋
クレーンを使用して取り扱う設備等について，作業実績に基づき抽出を行った。
抽出された設備等を添付資料１に示す。
（１）現場確認による抽出
使用済燃料プール周辺の設備等に係る現場確認を実施し，「地震等により
使用済燃料プールに落下するおそれがあるもの」について抽出した。
具体的には，使用済燃料プール周辺の設備等について，設置位置（高さ），
物量，重量，固定状況等を確認し，地震等により使用済燃料プールへの落下物となるおそれのあるものを抽出した。
（２）機器配置図等※による抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，機器配置図等にて抽出した。
※ 建屋機器配置図
機器設計仕様書（燃料取扱機器，燃料取替機 等）
系統設計仕様書（原子炉建屋クレーン，燃料取扱及びプール一般設備

16 条－別添 4－1

等）

具体的には，内挿物等現場で確認出来ない設備等について，機器配置図
等にて物量，重量，配置状況等を確認し，使用済燃料プールへの落下物となるおそれのあるものを抽出した。
（３）使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出
使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機又は原子炉建屋クレーンを使用して取り扱う設備等について，作業実績に基づき抽出した。
なお，使用済燃料プール周辺は，異物混入防止エリアとなっており，日常作業等における持込品については，必要最低限に制限するとともに落下防止措置を講じていることから，使用済燃料プールに落下するおそれがないため，抽出の対象外とした。
３．抽出物に対する評価
現場，機器配置図等による確認及び作業実績により抽出した設備等については，設置状況や落下エネルギーによる評価及び落下防止対策の状況により使用済燃料プールへの落下時影響評価を実施する。
４．今後の対応
今後，新たに使用済燃料プール周辺に設置する，または取り扱う設備等については，添付資料２「使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な
重量物の評価フロー」に基づき，使用済燃料プールへの落下時影響評価の要否判定を行うとともに，評価が必要となった設備等に対しては落下時影
響評価を行い，必要に応じて適切な落下防止対策を実施する。

16 条－別添 4－2

添付資料１

現場確認等における抽出物の詳細
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場及び機器配置図等による確認を行うとともに，使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機又は原子炉建屋
クレーンを使用して取り扱う設備等について，作業実績に基づき網羅的に抽出を行った。
詳細について，６号炉については第１表に，７号炉については第２表に整理する。

16 条－別添 4－3

第１表

現場確認等における抽出物の詳細（６号炉）（その１）
評価フローⅠ
評価①

番号

抽出物

1

原子炉建屋

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要

屋根トラス，耐震壁等

×

×

×

照明
クレーンランウェイガーダ

×
○

○
－

○
○

代表
重量物※２

選定
結果

○
（特定不可，～
約50m）

2

燃料取替機

燃料取替機

×

×

×

○
（約47000kg，
約12m）

3

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋クレーン

×

×

×

○
（約
320000kg，約20m）

燃料プール用ジブクレーン

×

×

×

○
（約1100kg，約18m）

燃料コンテナ起立台
新燃料検査台
機器搬出入口用ジブクレーン
RCCVヘッド（ボルト含む）
RCCV M/I 吊具
RPVヘッド（＋スタッドテンショナ（RPVヘッド自動着脱機）＋ス
タッドボルト）
ＲＰＶヘッド自動着脱機 変圧器盤

○
○
○
○
○

－
－
－
－
－

○
○
○
○
○

○

－

○

○

－

○

RPVオーリング×××

RPVヘッド保温材
圧力容器上蓋仮置除染ピット 上蓋支持台

○
○

－
－

○
○

スタッドボルトラック

×

×

×

4

5

6

7

その他クレーン類

RCCV（取扱具含む）

RPV（取扱具含む）

内挿物（取扱具含む）

ボルトスタンド×××

シュラウドヘッド＋気水分離器

○

－

○

シュラウドヘッドボルト

×

×

×

シュラウドヘッドボルトレンチ
蒸気乾燥器
蒸気乾燥器・気水分離器吊具
MSラインプラグ

×
○
○
○

○
－
－
－

○
○
○
○

主蒸気ラインプラグ 操作ユニット

×

×

×

ガイドロッドガイドロッドつかみ具
グリッドガイド

×
×
×

○
○
○

○
○
○

挿入ガイド用一時保管具

×

×

×

インコア挿入ガイド××

×

サーベランス試験片

×

○

○

上部格子板

○

－

○

操作ポール＋その他プール工具

×

○

○

再循環ポンプインペラ・シャフト

×

×

×

再循環ポンプインペラ・シャフトつかみ具

×

×

×

再循環ポンプ運搬用仮設レール

×

×

×

再循環ポンプ仮置台

×××

再循環ポンプ検査水槽
再循環ポンプ検査水槽用リール
再循環ポンプ上部取扱接続ロッド

○
○
×

－
－
○

○
○
○

再循環ポンプディフューザ･ストレッチチューブ

×

×

×

再循環ポンプディフューザ・ストレッチチューブつかみ具

×

×

×

再循環ポンプストレッチチューブネジ部保護具

○

－

○

再循環ポンプディフューザウェアリング

×

×

×

再循環ポンプディフューザウェアリングつかみ具

×

×

×

○

○
（約2920kg，
約20m）○（約2150kg，
約5m）－
再循環ポンプ取扱具保管棚○○※１ 使用済燃料プールとの離隔距離の確保または原子炉建屋オペレーティングフロアの床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

凡例

16 条－別添 4－4

代表重量物

第１表

現場確認等における抽出物の詳細（６号炉）（その２）
評価フローⅠ
評価①

番号

7

8

9

10

抽出物

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要再循環ポンプモータ用上部プラグ

×

×

×

代表
重量物※２

選定
結果

LPRM検出器×○○

LPRM／ドライチューブ移送具
LPRM／ドライチューブ取扱具

×
×

○
×

○
×

引抜きＩＨＴ用錘

×××

挿入用ＩＨＴ×○○

LPRM吊下げハンガ

×

○

○

インコアストロングバック（原子炉内計装管搬出入装置）

×

×

×

SRNM

×

○

○

中性子源

×

×

×

起動用中性子源ホルダ

×

○

○

燃料集合体

×

○

○

制御棒＋燃料サポート

×

×

×

制御棒・燃料サポート同時つかみ具

×

×

×

制御棒
制御棒つかみ具
燃料チャンネル着脱機
チャンネル
チャンネル移動つかみ具チャンネル取扱具

×
×
×
×
×
×

○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○

内挿物（取扱具含む）

プール内ラック類

チャンネル取扱ブーム

×

×

×

チャンネルボルトレンチ
ブレードガイド（ダブル）ブレードガイド（短尺）

×
×
×

○
○
○

○
○
○

他号機燃料取扱グラップル（収納コンテナ含む）

×

×

×

ブレードガイド貯蔵ラック

×

○

○

チャンネル貯蔵ラック

×

×

×

使用済燃料貯蔵ラック
制御棒・破損燃料貯蔵ラック
新燃料貯蔵ラック
使用済LPRM保管ラック
制御棒貯蔵ハンガ
再循環ポンプインペラ・シャフト保管ラック
再循環ポンプディフューザ･ストレッチチューブ保管ラック

×
×
×
×
×
×
×

○
○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○
○

D/Sプールゲート○－○

燃料プールゲートG1

×

×

×

燃料プールゲートG2

×

×

×

キャスクピットゲートG3

×

×

×

使用済燃料輸送容器

×

×

×

使用済燃料輸送容器吊具

×

×

×

転倒防止架台×××

プールゲート類

使用済燃料輸送容器（取扱具含む）○（約700kg，約4m）○（約5600kg，
約13m）

○
（約
119000kg，約
15m）

－
○
○
照明用トランス－○○
照明用分電盤－○○
燃料チャンネル着脱機制御盤－○○
燃料プール状態表示盤－○○
作業用電源箱－○○使用済燃料貯蔵プール温度中継端子箱－○○
機器搬出入口ハッチカバー用制御盤
電源盤類
11
－
○
○
機器搬出入口ハッチカバー用ジブクレーン 作業電源箱－○○
無線通信設備補助増幅器－○○
RPVヘッド自動着脱機電源箱－○○
原子炉建屋クレーン電源現場操作箱－○○
燃料取替機制御室空調機現場盤－○○
再循環ポンプ検査水槽用制御盤－○○
インペラ・シャフト検査装置制御盤※１ 使用済燃料プールとの離隔距離の確保または原子炉建屋オペレーティングフロアの床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定○

凡例

16 条－別添 4－5

代表重量物

第１表

現場確認等における抽出物の詳細（６号炉）（その３）
評価フローⅠ
評価①

番号

12

13

14

15

16

抽出物

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要

手摺り

×

○

○

新燃料検査台ピット用ラダー

×

×

×

D/Sプール用梯子

××

×

原子炉ウェル用梯子

×××

伸縮式電動ハッチ駆動装置
PAR

○
○

－
－

○
○

除染装置（収納コンテナ含む）

×

×

×

真空清掃設備清掃用具格納箱
原子炉建屋オペレーティングフロアハッチカバー
支点用カバー収納箱
水中テレビカメラビデオ装置
水中テレビカメラコントローラ

○

－

○

○

－

○

○
○

－
－

○
○

SFP 操作プラットホーム

×

○

○

横向水中照明具×○○

広域水中照明具×○○

ドロップライト×○○

ビューイングエイド

×

○

○

選定
結果

代表
重量物※２

フェンス･ラダー類

装置類○（約200kg，約13m）○（約2200kg，
約19m）○（約30kg，約
20m）

作業機材類

計器･カメラ･通信機器類

試験･検査用機材類

水中カメラ

×

○

○

燃料グループ 工具棚
潤滑油保管棚
保管棚（A)
保管棚（B)
保管棚（C)
保管棚（D)
原子炉建屋-外気差圧（北側）発信器
エリア放射線モニタ
原子炉建屋-外気差圧（西側）発信器
R/A-外気差圧計
SGTS排気流量発信器
ページング
ITVカメラIAEAカメラ
燃料取替エリア排気放射線モニタ（安全系）
光ジャンクションボックスch3
原子炉建屋-外気差圧（東側）発信器

○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

使用済燃料貯蔵プール温度計

×

○

○

使用済燃料貯蔵プール水位計
水素濃度計
スタックドレン配管Uシール水位計
原子炉建屋-外気差圧（南側）発信器
インペラ・シャフト検査装置

×
○
○
○
×

○
－
－
－
○

○
○
○
○
○

スタッドボルト探傷装置

×

○

○

スタッドボルト用試験片

×

×

×

テストウェイト（180KG用）

×

×

×

テストウェイト（300KG、480KG用）

×

×

×

○
（約110kg，約4m）○（約1500kg，
約12m）※１ 使用済燃料プールとの離隔距離の確保または原子炉建屋オペレーティングフロアの床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定
再循環ポンプホイスト用テストウェイト

×

×

×

凡例
代表重量物

16 条－別添 4－6

第１表

現場確認等における抽出物の詳細（６号炉）（その４）
評価フローⅠ
評価①

番号

17

18

19

抽出物

コンクリートプラグ･ハッチ類

空調機

その他

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要

機器搬出入口ハッチカバー

○

－

○

新燃料検査台ピットカバー

×

×

×

燃料把握機調整ピットカバー

×

×

×

キャスク洗浄ピットカバー

×

×

×

D/SカナルプラグA
D/SカナルプラグB
D/SカナルプラグC
ウェルシールドプラグA
ウェルシールドプラグB
ウェルシールドプラグC
ウェルシールドプラグD
ウェルシールドプラグE

○
○
○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○
○
○

スキマサージタンク用ハッチカバーA

×

×

×

スキマサージタンク用ハッチカバーB

×

×

×

新燃料貯蔵庫ハッチカバーA

×

×

×

新燃料貯蔵庫ハッチカバーB

×

×

×

新燃料貯蔵庫ハッチカバーC

×

×

×

新燃料貯蔵庫ハッチカバーD

×

×

×

新燃料貯蔵庫ハッチカバーE

×

×

×

新燃料貯蔵庫ハッチカバーF

×

×

×

SFPスロットプラグA

×

×

×

SFPスロットプラグB

×

×

×

SFPスロットプラグC

×

×

×

SFPスロットプラグD

×

×

×

D/SプールカバーA

×

×

×

D/SプールカバーB

×

×

×

D/SプールカバーC

×

×

×

D/SプールカバーD

×

×

×

D/SプールカバーE

×

×

×

燃料取替機制御室空調機

○

－

○

配管

×

×

×

チェッカ―プレート

○

－

○

非常誘導灯
消火設備
掲示物
鉛ガラス
ダクト
トップベントブローアウトパネル

○
○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○
○

代表
重量物※２

選定
結果

ケーブル

×

○

○

放送機材

○

－

○

救命用具

×

○

○

定期検査用資機材

×

○

○

○
（約10100kg，
約19m）

○
○
（約150kg，約
12m）※１ 使用済燃料プールとの離隔距離の確保または原子炉建屋オペレーティングフロアの床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

凡例
代表重量物

16 条－別添 4－7

第２表

現場確認等における抽出物の詳細（７号炉）（その１）
評価フローⅠ
評価①

番号

抽出物

1

原子炉建屋

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要

屋根トラス，耐震壁等

×

×

×

照明
クレーンランウェイガーダ

×
○

○
－

○
○

選定
結果

代表
重量物※２

○
（特定不可，～
約50m）○（約49000kg，
約12m）
○
（約
270000kg，約
20m）

2

燃料取替機

燃料取替機

×

×

×

3

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋クレーン×

×

×

新燃料検査台○－○プール用ジブクレーン

×

×

×

○
（約1100kg，
約17m）

機器搬出入口用ジブクレーン
RCCVヘッド（ボルト含む）
RCCV M/I吊具
RPVヘッド（＋スタッドテンショナ(RPVヘッド自動着脱機)＋スタッドボルト）

○
○
○

－
－
－

○
○
○

○

○

－

○

RPVヘッド自動着脱機制御盤

×

×

×

RPVヘッド保温材
RPV上蓋除染パン 上蓋支持台

○
○

－
－

○
○

ボルトシャンク部清掃装置

×

×

×

スタッドボルトラック

×

×

×

RPVオーリング××

×

ボルト着脱装置

××

×

油圧装置・集塵装置（RPVヘッド自動着脱装置用）
テンショナー予備品収納箱

○
○

－
－

○
○

ボルトスタンド

×

×

×

○

－

○
×

4

その他クレーン類

5RCCV(取扱具含む）

6

RPV(取扱具含む）

シュラウドヘッド＋気水分離器

7

内挿物（取扱具含む）

シュラウドヘッドボルト

××

シュラウドヘッドボルトレンチ
蒸気乾燥器
D/Sスリング
MSラインプラグ

×
○
○
○

○
－
－
－

○
○
○
○

主蒸気ラインプラグ操作ユニット

×

×

×

ガイドロッド（収納ケース含む）

×

×

×

ガイドロッドつかみ具
グリッドガイド
インコア挿入ガイド
挿入ガイド一時保管台
上部格子板
操作ポール

×
×
×
×
○
×

○
○
○
○
－
○

○
○
○
○
○
○

ミラーアタッチメント

×

○

○

計測器取扱具（ＩＨＴ）
中性子源

×
×

○
×

○
×

起動用中性子源立掛具

×

×

×

再循環ポンプ検査水槽
再循環ポンプ検査水槽用作業架台

○
○

－
－

○
○

再循環ポンプ検査水槽用仮設レール

×

〇

○

○
（約3500kg，
約16m）※１ 使用済燃料プールとの離隔距離の確保または原子炉建屋オペレーティングフロアの床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

凡例

代表重量物

16 条－別添 4－8

第２表

現場確認等における抽出物の詳細（７号炉）（その２）
評価フローⅠ
評価①

番号

7

8

抽出物

内挿物（取扱具含む）

プール内ラック類

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要再循環ポンプ上部取扱装置保管用移動レール

×

×

×

再循環ポンプ上部取扱装置保管用吊り天秤

○

－

○

再循環ポンプ取扱装置仮置台

×

×

×

インペラ・シャフトクラッド除去治具

×

×

×

再循環ポンプ上部共通吊具（保管箱含む）

×

×

×

再循環ポンプ上部取扱接続ロッド

×

○

○

再循環ポンプ上部プラグ

×

×

×

再循環ポンプディフューザ・ストレッチチューブつかみ具

×

×

×

再循環ポンプディフューザウェアリングつかみ具

×

×

×

再循環ポンプインペラ・シャフト

×

×

×

再循環ポンプインペラ・シャフトつかみ具

×

×

×

再循環ポンプディフューザ・ストレッチチューブ

×

×

×

再循環ポンプディフューザウェアリング

×

○

○

燃料集合体

×

○

○

他号機燃料取扱グラップル（収納コンテナ含む）

×

×

×

燃料チャンネル
燃料チャンネル着脱機
チャンネル移動つかみ具チャンネル取扱具

×
×
×
×

○
○
○
○

○
○
○
○

チャンネル取扱ブーム

×

×

×

チャンネルボルトレンチ
制御棒
制御棒つかみ具

×
×
×

○
○
○

○
○
○

CR・FS

×

×

×

CR・FS同時つかみ具（保管架台含む）

×

×

×

LPRM切断機
LPRM吊下げハンガ
SRNM
LPRM検出器
LPRMドライチューブ移送具
インコアマニプレーター

×
×
×
×
×
×

○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○

ブレードガイド×××

インコアストロングバック（原子炉内計装管搬出入装置）

×

×

×

選定
結果

サーベランス試験片×○○

再循環ポンプ取扱具保管棚

○

－

○

使用済燃料貯蔵ラック

×

○

○

制御棒・破損燃料貯蔵ラック
新燃料貯蔵ラック

×
×

○
○

○
○

チャンネル貯蔵ラック

×

×

×

制御棒貯蔵ハンガ
使用済LPRM保管ラック

×
×

○
○

○
○

ブレードガイド貯蔵ラック

×

○

○

再循環ポンプインペラ・シャフト保管ラック

×

○

○

再循環ポンプディフューザ･ストレッチチューブ保管ラック

×

○

○

代表
重量物※２

○
（約870kg，約12m）○（約1060kg，
約5m）※１ 使用済燃料プールとの離隔距離の確保または原子炉建屋オペレーティングフロアの床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

凡例

代表重量物

16 条－別添 4－9

第２表

現場確認等における抽出物の詳細（７号炉）（その３）
評価フローⅠ
評価①

番号

9

10

11

12

13

抽出物

ゲート類

使用済燃料輸送容器（取扱具含む）

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要SFPゲート（小）×××SFPゲート（大）×××

キャスクピットゲート

×

×

×

DSPゲート○－○

使用済燃料輸送容器

×

×

×

使用済燃料輸送容器吊具

×

×

×

転倒防止架台×

×

×

機器搬出入口ハッチカバー用制御盤
燃料チャンネル着脱機制御盤
原子炉内ISI装置用制御盤
再循環ポンプインペラ・シャフト検査台用操作盤
ジャンクションBOX
原子炉建屋クレーンケーブル切替箱
原子炉建屋クレーン操作箱

○
○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○
○

RPVヘッド自動着脱機トランス盤

○

－

○

照明用トランス○－○

照明用分電盤○－○

作業用電源箱○－○原子炉建屋クレーン点検用照明電源スイッチ箱
原子炉建屋クレーンジョイントボックス

○
○

－
－

○
○

無線通信設備補助増幅器

○

－

○

手摺り

×

○

○

DSP用梯子

×

×

×

選定
結果

代表
重量物※２

○
（約2300kg，
約13m）

○
（約
119000kg，約
16m）

○

電源盤類

フェンス･ラダー類

装置類

原子炉ウェル用梯子

××

×

新燃料検査台ピット用ラダー

×

○

○

SFPスロット部ブリッジ

×

×

×

伸縮式電動ハッチ駆動装置

○

－

○

除染装置（収納コンテナ含む）

×

×

×

○
（約220kg，約20m）○（約2200kg，
約18m）○
DSPゲートエアーパッキン供給装置
×
○
－
PAR
○
○
※１ 使用済燃料プールとの離隔距離の確保または原子炉建屋オペレーティングフロアの床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

凡例

代表重量物

16 条－別添 4－10

第２表

現場確認等における抽出物の詳細（７号炉）（その４）
評価フローⅠ
評価①

番号

14

15

16

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要清掃装置
工具収納ラック A
工具収納ラック B
工具収納ラック C
工具箱（１）
工具箱（２）
工具箱（３）
スリング類収納ハンガ
長物類収納ラック A
長物類収納ラック B
ポール類収納ラック
搬入口ハッチカバー部品収納箱

○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

再循環ポンプインペラ・シャフト検査台用水中TV
カメラユニット×○○

再循環ポンプ取扱装置用水中TVカメラ操作ラック

×

○

○

清掃油棚

○

－

○

再循環ポンプ取扱機器用水中TVカメラ

×

○

○

ポータブル型気中投光式照明灯

×

○

○

ビューイングエイド

×○○

燃料チャンネル着脱機テレビカメラ

×

○

○

燃料取替監視用テレビ装置SFP側テレビカメラ

×

○

○

燃料取替監視用テレビ装置炉心側テレビカメラ
IAEAカメラ
ITVカメラARM（エリアモニタ）
プロセスモニタ
ページング

○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○

使用済燃料貯蔵プール温度計

×

○

○

使用済燃料貯蔵プール水位計
水素濃度計
フィルタ装置出口配管Uシール水位計
原子炉建屋-外気差圧（南側）発信器
原子炉建屋-外気差圧（西側）発信器
原子炉建屋-外気差圧（東側）発信器
原子炉建屋-外気差圧（北側）発信器
SGTSイオンチェンバ検出器
SGTS排気流量発信器

×
○
○
○
○
○
○
○
○

○
－
－
－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○
○
○
○

再循環ポンプ検査台

×○○

シッパーキャップ（シッピング検査用）

×

×

×

×

×

×

抽出物

選定
結果

代表
重量物※２

作業機材類

計器･カメラ･通信機器類

試験･検査用機材類

原子炉内

ISI装置収納庫○（＜100kg，約12m）○（約42kg，約4m）○（約500kg，約
19m）※１ 使用済燃料プールとの離隔距離の確保または原子炉建屋オペレーティングフロアの床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

凡例
代表重量物

16 条－別添 4－11

第２表

現場確認等における抽出物の詳細（７号炉）（その５）
評価フローⅠ
評価①

番号

17

18

19

抽出物

コンクリートプラグ･
ハッチ類

空調機

その他

評価フローⅡ
評価②

詳細

配置※１

落下エネルギー○：15.5kJ未満
×：15.5kJ以上－：評価不要SFPスロットプラグ(A)

×

×

×

SFPスロットプラグ(B)

×

×

×

SFPスロットプラグ(C)

×

×

×

SFPスロットプラグ(D)

×

×

×

DSスロットプラグ（A)DSスロットプラグ（B)DSスロットプラグ（C)

○
○
○

－
－
－

○
○
○

D/Sプールカバー

××

×

原子炉ウェルカバー（A)原子炉ウェルカバー（B)原子炉ウェルカバー（C)原子炉ウェルカバー（D)原子炉ウェルカバー（E)大物搬入口ハッチカバー

○
○
○
○
○
○

－
－
－
－
－
－

○
○
○
○
○
○

新燃料貯蔵庫カバー×××

スキマサージタンク用ハッチカバーA

×

×

×

スキマサージタンク用ハッチカバーB

×

×

×

新燃料検査台ピットカバー

×

×

×

燃料把握機調整ピットカバー

×

×

×

キャスク洗浄ピットカバー

×

×

×

燃料取替機制御室空調機

○

－

○

配管

×

×

×

チェッカ―プレート

○

－

○

非常誘導灯
消火設備
掲示物
鉛ガラス

○
○
○
○

－
－
－
－

○
○
○
○

ダクト

×

×

×

トップベントブローアウトパネル

○
○

－
－

○
○

ケーブル

×

○

○

放送機材

○

－

○

救命用具

×

○

○

定期検査用資機材

×

○

○

選定
結果

代表
重量物※２

○
（約10000kg，
約19m）

○

○
（約270kg，約
24m）※１ 使用済燃料プールとの離隔距離の確保または原子炉建屋オペレーティングフロアの床面，建屋壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，該当しない場合は「×」※２ 評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを代表重量物として選定

凡例
代表重量物

16 条－別添 4－12

添付資料２

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー
使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物について，以下のフローにより網羅的に評価した。
Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，図面等（建屋機器
配置図，機器設計仕様書，系統設計仕様書）により抽出し，抽出した設備
等を類似機器ごとに項目分類を行う。なお，抽出した機器については，現場の作業実績により抽出に漏れがないことを確認する。
Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
評価フローⅠで抽出及び項目分類したものについて，項目ごとに使用済
燃料プールとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下するおそれがあるものを抽出する。
抽出された設備等の中から，落下エネルギーと気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギー※を比較し，使用済燃料プールへの落下影響を検討す
べき重量物を抽出する。
※燃料集合体の気中落下を想定した場合でも使用済燃料プールライニングの健全性は確保されることから，燃料集合体と同等の落下エネルギーを選定の目安とした。詳細は，燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について（添付資料３）参照。

Ⅲ．落下防止対策の要否判断
評価フローⅡで抽出した設備等に対し，耐震性，設備構造及び運用状況について，適切に対応されていることを確認する。
Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要なもの
評価フローⅢで落下防止対策が必要とされた重量物は，落下時に使用済燃料プールの機能を損なうおそれがあることから，使用済燃料プールへの落下
時影響評価を実施する。
Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が不要なもの
評価フローⅡで検討不要，又は評価フローⅢで対策不要としたものは，使用済燃料プールの機能を損なう重量物ではないことから，落下時影響評価は不要とする。
16 条－別添 4－13

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出Ⅱ．使用済燃料プールへ

検討不要の落下を検討すべき
重量物の抽出検討要

対策不要
Ⅲ．落下防止対策の
要否判断

対策要

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影
響評価が不要なもの

響評価が必要なもの

第１図 使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー

16 条－別添 4－14

添付資料３

燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について
燃料の貯蔵設備については，「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査
指針」の指針 49 に以下の記載がある。
指針 49．燃料の貯蔵設備及び取扱設備
２．使用済燃料の貯蔵設備及び取扱設備は，前項の各号に掲げる事項のほか，次の各号に掲げる事項を満足する設計であること。
(４) 貯蔵設備は，燃料集合体の取扱い中に想定される落下時においても，その安全機能が損なわれるおそれがないこと。
使用済燃料プールへの燃料集合体落下については，模擬燃料集合体を用いた
気中落下試験を実施し，万一の燃料集合体の落下を想定した場合においても，
ライニングが健全性を確保することを確認している※１。
試験結果としては，ライニングの最大減肉量は初期値3.85mmに対して0.7mmであった。また，落下試験後のライニング表面の浸透探傷試験の結果は，割れ等の有害な欠陥は認められず，燃料落下後のライニングは健全であることが確認された。
※１ 「沸騰水型原子力発電所 燃料集合体落下時の燃料プールライニングの健全性について」（HLR-050）

16 条－別添 4－15

第１図は，気中による模擬燃料集合体の落下試験の方法を示したものである。
水中の燃料集合体重量（内挿物を含む）は，本試験で使用した模擬燃料集合体の重量未満であり，燃料集合体の高さについても，本試験の落下高さ未満となっている。また，燃料集合体の落下時は，水の抵抗による減速効果が期待できることから，この試験は保守的な評価結果となっている。

第１図

模擬燃料集合体落下試験方法

第1図に示す落下試験における模擬燃料集合体重量は，燃料チャンネルボック
スを含めた状態で310kgと保守的※２であり，燃料落下高さは燃料取替機による燃料移送高さを考慮し，5.1mと安全側である。
※２ 柏崎刈羽６号及び７号炉にて取り扱っている燃料集合体重量（燃料チャンネルボックス含む）は，310kg未満である。
16 条－別添 4－16

第 17 条：原子炉冷却材圧力バウンダリ＜目次＞
1．基本方針1.1 要求事項の整理
2．解釈変更に対する適合方針
2.1 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出
2.2 誤操作防止処置対象弁の運用及び管理について
2.3 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の仕様について
2.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の強度について
2.5 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の保全方法について
2.6 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の漏えい検査方法，手順
2.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の品質保証上の取り扱い
2.8 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲のうち原子炉格納容器貫通部の扱い
3．別紙
別紙１ 原子炉冷却材圧力バウンダリ弁抽出フロー
別紙２ 柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉原子炉冷却材圧力バウンダリ概要図
別紙３ 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出プロセスについて
別紙４ 原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径の求め方
4．別添
別添１ 柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉運用，手順等説明資料
原子炉冷却材圧力バウンダリ

1．基本方針
1.1 要求事項の整理
原子炉冷却材圧力バウンダリについて，設置許可基準規則第17条並びに技術基準規則第27条及び第28条において，追加要求事項を明確化する（第１表）。
表１

設置許可基準規則第17条並びに技術基準規則第27条及び第28条
設置許可基準規則

技術基準規則第 17 条（原子炉冷却材圧力バウ

第 27 条(原子炉冷却材圧力バウンダリ)

ンダリ）

第 28 条（原子炉冷却材圧力バウンダリ

要求事項

備 考

の隔離装置等）
発電用原子炉施設には、次に掲げ

変更なし

るところにより、原子炉冷却材圧（ただし、解力バウンダリを構成する機器（安－全施設に属するものに限る。以下

釈にて、原子
炉冷却材圧力この条において同じ。）を設けな

バウンダリのければならない。

範囲が拡大）

一

通常運転時、運転時の異常 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成す 変更なし

な過渡変化時及び設計基準事故 る機器は、一次冷却系統に係る発電用原時に生ずる衝撃、炉心の反応度 子炉施設の損壊その他の異常に伴う衝の変化による荷重の増加その他 撃、炉心の反応度の変化による荷重の増の原子炉冷却材圧力バウンダリ 加その他の原子炉冷却材圧力バウンダを構成する機器に加わる負荷に リを構成する機器に加わる負荷に耐え耐えるものとすること。
二るように施設しなければならない。

原子炉冷却材の流出を制限 原子炉冷却材圧力バウンダリには、原子 変更なし

するため隔離装置を有するもの 炉冷却材の流出を制限するよう、隔離装とすること。
三

置を施設しなければならない。

通常運転時、運転時の異常

変更なし

な過渡変化時及び設計基準事故時に瞬間的破壊が生じないよ－

う、十分な破壊じん性を有するものとすること。
四原子炉冷却材圧力バウンダ ２

発電用原子炉施設には、原子炉冷却 変更なし

リからの原子炉冷却材の漏えい

材圧力バウンダリからの原子炉冷却を検出する装置を有するものと材の漏えいを検出する装置を施設しすること。

なければならない。

17 条‐12．解釈変更に対する適合方針
2.1 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出
原子炉冷却設備に接続され，その一部が原子炉冷却材圧力バウンダリを形成する
配管系には，原子炉冷却材圧力バウンダリとならない部分からの異常な漏えいが生じた場合において，原子炉冷却材の流出を制限するため，その配管系を通じての漏
えいが，通常運転時の制御棒駆動水圧系／原子炉隔離時冷却系ポンプによる補給水量等を考慮し，許容できる程度に小さいものを除いて，次のとおり隔離弁を設ける。
a． 通常運転時開，事故時閉の場合は２個の隔離弁
b． 通常運転時閉，事故時閉の場合は１個の隔離弁
c． 通常運転時閉，事故時開の非常用炉心冷却設備等は a．に準ずる。
なお，b．に準ずる隔離弁において，通常運転時又は事故時に開となるおそれのある場合は，２個の隔離弁を設ける。ここで，「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，
通常時ロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。また，通常運転時閉，事故時閉となる手動弁のうち施錠管理を行う弁は，開となるおそれがなく，上記ｂ．に該当することから，１個の隔離弁を設けるものとする。
(1) 範囲が拡大される可能性のあるものの抽出
設置許可基準規則第17条第1項の解釈（以下，「規則の解釈」という。）」に基づき，原子炉圧力容器に接続されるすべての配管系を対象として，従来は原子炉側から見て第１隔離弁までの範囲としていたものが第２隔離弁を含む範囲に拡大される箇所の有無について，原子炉冷却材圧力バウンダリ全体を対象に別紙１のフローに基づき確認する。
このフローに基づき原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される各配管及び弁を選別した結果を別紙２に示す。
別紙２に示す通り，原子炉冷却材圧力バウンダリの範囲が拡大される可能性があるものとして以下のものが抽出された。
・原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン
・残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン
・原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ボトムドレンライン
・ほう酸水注入ライン(2) 拡大要否の検討
原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ボトムドレンラインの弁は，施錠により弁ハンドルの固定が行われている手動弁である。
したがって，当該ラインの弁については，弁ハンドルの固定を行うことで弁の誤操作防止措置を講じており，「通常時又は事故時において開となるおそれはない」ことから，原子炉冷却材圧力バウンダリの範囲は拡大されないことを確認した。
17 条‐2

一方，残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン，原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン，ほう酸水注入ラインに設置している隔離弁については，以下の理由から「開となるおそれ」が否定できない。
a． 残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン
当該ラインに設置された原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する隔離弁については，通常運転時閉，事故時閉としている。当該弁については，通常運転時の原子炉停止操作における減圧後の冷却時に開，また，事故時に原子炉
減圧後の長期冷却を行う際に開とする運用である。
b． 原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン
当該ラインに設置された原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する隔離弁については，通常運転時閉，事故時閉としている。当該弁については，通常運転時の原子炉停止操作において，原子炉圧力容器上部の冷却を行う場合には，開となる。
c． ほう酸水注入ライン
ほう酸水注入系は，設置許可基準規則第25条（反応度制御系統及び原子炉
停止系統）において，設置を求められている系統であることから，設計基準の範疇においても使用する可能性のある系統であると判断し，「通常時又は事故時に開となるおそれがある通常時閉及び事故時閉となる弁を有するもの」に準ずる系統として，第2隔離弁までを原子炉冷却材圧力バウンダリとする。
よって，残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン，原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン及びほう酸水注入ラインについては，第１隔離弁から第２隔離弁を含むまでの範囲が新たに原子炉冷却材圧力バウンダリ
として拡大されることを確認した。

17 条‐3

旧原子炉冷却材圧力

新原子炉冷却材圧力

バウンダリ

バウンダリ
原子炉格納
容器（RCCV）

原子炉圧力容器（RPV）

クラス１設計（残留熱除去系

クラスMC設計 クラス１設計

停止時冷却モード吸込ライン）

旧原子炉冷却材圧力

新原子炉冷却材圧力

バウンダリ

バウンダリ
原子炉格納
容器（RCCV）

原子炉圧力
溶接部

容器（RPV）

クラス１設計（原子炉冷却材浄化系

クラスMC設計 クラス１設計

原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン）
旧原子炉冷却材圧力

新原子炉冷却材圧力

バウンダリ

バウンダリ
原子炉格納
容器（RCCV）

原子炉圧力
溶接部

容器（RPV）

クラス１設計クラスMC設計 クラス１設計（ほう酸水注入ライン）
第１図

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大概念図
17 条‐4

2.2 誤操作防止処置対象弁の運用及び管理について
弁ハンドルの固定された手動弁（施錠弁）については，チェーンで弁ハンドルを固縛した上で南京錠による施錠を施しており，南京錠の鍵については，当直長の管理のもと，使用及び保管を行う。また，鍵の保管状況を３ヶ月に１度確認する。
当該弁については，原子炉格納容器内に設置している手動弁であり，通常運転中は現場へのアクセスができないため，開操作をすることはない。また，定期検査中においても，作業ごとに作業票とそれに基づく操作タグをもちいた管理を行い，定期検査中の点検作業終了時及び原子炉起動前に当該弁が正常な状態（閉止かつ施錠）であることをバルブチェックリストにより確認し，当直長が承認する。

KK6原子炉圧力容器ドレン弁
第２図表２

KK7原子炉圧力容器ドレン弁

弁施錠状態の例

手動弁の施錠管理リスト

隔離弁となる手動弁の種類

弁名称

弁番号

通常時閉及び事故時閉となる弁を有するもの※１（第１隔離弁
まで）【水色○実線※２】

KK6RPV ボトム第一ドレン弁

G31-F500

KK7RPV ボトムドレンラ
イン１次ドレン弁

G31-F500※１※２

原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン，残留熱除去
系停止時冷却モード吸込ライン及びほう酸水注入ラインを除く
原子炉冷却材圧力バウンダリ図（別紙２）の凡例による。

17 条‐5

2.3 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の仕様について
原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲拡大に伴い，新たに原子炉冷却材圧力バウンダ
リとなる配管・弁については，建設時にクラス１機器として設計・製作を行っている。この時にクラス１機器として工事計画の認可を受け，使用前検査（材料検査，
寸法検査，外観検査，据付検査，強度・漏えい検査）にも合格しており，現在に至るまでクラス１機器として扱っている。なお，当該ラインの仕様は表３～表 14 の通り。
表３

KK6残留熱除去系停止時冷却モード吸込ラインの配管の仕様
最高使用

最高使用

外径

厚さ

圧力[MPa]

温度[℃]

[mm]

[mm]

第一隔離弁上流の配管

8.62

302

355.6

23.8

STS42

格納容器貫通部※１

8.62

302

355.6

23.8

SFVC2B

表４

KK6残留熱除去系停止時冷却モード吸込ラインの弁の仕様
種類

第一隔離弁

止め弁

第二隔離弁

止め弁

表５

材料

駆動

最高使用

最高使用

主要寸法

方式

圧力[MPa]

温度[℃]

（呼び径）

弁箱

弁ふた

8.62

302

350A

SCPH2

SCPH2

8.62

302

350A

SCPH2

SCPH2

電気
作動
電気
作動

KK6原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイラインの配管の仕様

第一隔離弁上流の配管
第一隔離弁から第２隔離
弁間の配管
格納容器貫通部※１

表６

最高使用

最高使用

外径

厚さ

圧力[MPa]

温度[℃]

[mm]

[mm]

8.62

302

165.2

14.3

STS42

8.62

302

165.2

14.3

STS42

8.62

302

165.2

14.3

SFVC2B

材料

KK6原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイラインの弁の仕様
種類

第一隔離弁

逆止め弁

第二隔離弁

止め弁

※１

材料

材料

駆動

最高使用

最高使用

主要寸法

方式

圧力[MPa]

温度[℃]

（呼び径）

弁箱

弁ふた

－

8.62

302

150A

SCPH2

S25C

10.2

302

150A

SCPH2

SCPH2

電気
作動

クラス MC 容器として設計しているが，原子炉冷却材圧力バウンダリと同等の設計条件（最高使用圧力，最高使用温度）としている。

17 条‐6

表７

KK6ほう酸水注入ラインの配管の仕様
最高使用

最高使用

外径

厚さ

圧力[MPa]

温度[℃]

[mm]

[mm]

8.62

302

48.6

5.1

SUS316LTP

8.62

302

48.6

5.1

SUS316LTP

8.62

302

48.6

5.1

SUS316LTP

第一隔離弁上流の配管※１

格納容器貫通部

第一隔離弁から第二隔離
弁間の配管

表８
種類

材料

KK6ほう酸水注入ラインの弁の仕様
材料

駆動

最高使用

最高使用

主要寸法

方式

圧力[MPa]

温度[℃]

（呼び径）

弁箱

弁ふた

第一隔離弁

逆止め弁

－

8.62

302

40A

SCS16ASUSF316L

第二隔離弁

逆止め弁

－

8.62

302

40A

SCS16ASUSF316L

表９

KK7残留熱除去系停止時冷却モード吸込ラインの配管の仕様
最高使用

最高使用

外径

厚さ

圧力[MPa]

温度[℃]

[mm]

[mm]

第一隔離弁上流の配管

8.62

302

355.6

23.8

STS42

格納容器貫通部※１

8.62

302

355.6

23.8

SFVC2B

表10

KK7残留熱除去系停止時冷却モード吸込ラインの弁の仕様
種類

第一隔離弁

止め弁

第二隔離弁

止め弁

※１

材料

材料

駆動

最高使用

最高使用

主要寸法

方式

圧力[MPa]

温度[℃]

（呼び径）

弁箱

弁ふた

8.62

302

350A

SCPL1

SCPL1

8.62

302

350A

SCPL1

SCPL1

電気
作動
電気
作動

クラス MC 容器として設計しているが，原子炉冷却材圧力バウンダリと同等の設計条件（最高使用圧力，最高使用温度）としている。

17 条‐7表11

KK7原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイラインの配管の仕様

第一隔離弁上流の配管
第一隔離弁から第２隔離
弁間の配管
格納容器貫通部※１

表12

最高使用

最高使用

外径

厚さ

圧力[MPa]

温度[℃]

[mm]

[mm]

8.62

302

165.2

14.3

STS42

8.62

302

165.2

14.3

STS42

8.62

302

165.2

14.3

SFVC2B

材料

KK7原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイラインの弁の仕様
種類

第一隔離弁

逆止め弁

第二隔離弁

止め弁

表13

材料

駆動

最高使用

最高使用

主要寸法

方式

圧力[MPa]

温度[℃]

（呼び径）

弁箱

弁ふた

－

8.62

302

150A

SCPH2

SF50A

10.2

302

150A

SCPH2

SCPH2

電気
作動

KK7ほう酸水注入ラインの配管の仕様
最高使用

最高使用

外径

厚さ

圧力[MPa]

温度[℃]

[mm]

[mm]

第一隔離弁上流の配管

8.62

302

48.6

5.1

SUS316LTP

格納容器貫通部※１

8.62

302

48.6

5.1

SUS316LTP

8.62

302

48.6

5.1

SUS316LTP

第一隔離弁から第二隔離
弁間の配管

表14
種類

材料

KK7ほう酸水注入ラインの弁の仕様
駆動
方式

最高使用
圧力
[MPa]

最高使用
温度[℃]

主要寸法
（呼び
径）

材料
弁箱

弁ふた

第一隔離弁

逆止め弁

－

8.62

302

40A

SCS16ASUSF316L

第二隔離弁

逆止め弁

－

8.62

302

40A

SCS16ASUSF316L※１

クラス MC 容器として設計しているが，原子炉冷却材圧力バウンダリと同等の設計条件（最高使用圧力，最高使用温度）としている。

17 条‐8

2.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の強度について
原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲の拡大に伴い，新たに原子炉冷却材圧力バウン
ダリとなる配管，弁については，建設時にクラス１機器として設計・製作し，クラス１機器として要求される検査を実施している。さらに，プラント建設時に工事計画の認可を受け，使用前検査（材料検査，寸法検査，外観検査，据付検査，強度・漏えい検査）にも合格しており、現在に至るまでクラス１機器として扱っている。
また，当該範囲（格納容器貫通部含む）については，従来より，耐震Ｓクラスであるため技術基準上の要求事項に変更はなく，上述の通り，プラント建設時よりクラス１機器として設計しているため，評価体系（許容値，計算式）も変更する必要はない。

17 条‐9

2.5 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の保全方法について新たに原子炉冷却材圧力バウンダリに組み込まれた配管・弁については，従来はクラス２機器として供用期間中検査を実施していることから，今後は，クラス１機器として供用期間中検査に組み込み，検査を行っていく。
なお，クラス１機器の供用期間中検査に新たに組み込まれた部位については，クラス１機器としての現時点での健全性を確認するために，今施設定期検査時に全数の検査を実施する。
クラス２機器からクラス１機器へ組み込まれることに伴う試験方法の変更内容
を表15～17に示す。また，これまでに実施した供用前検査（ＰＳＩ），供用期間中
検査（ＩＳＩ）の内容についても合わせて示す。

17 条‐10

表 15

KK6/7 残留熱除去系停止時冷却モード吸込ラインの検査項目
建設時の検査項目

名称

ＰＳＩ

適用規格

第１隔離弁
から
第２隔離弁

直近の検査項目（クラス２機器）
ＩＳＩ（規格要求）

適用規格

今後の検査項目（クラス１機器）
今定検実施

ＩＳＩ

（計画中）

（規格要求）

適用規格

ＵＴ
主配管

※１

主配管の周溶接

ＵＴ

継手(100％）JEAC4205(7.5％)

JSME S

ＵＴ

ＵＴ

-1986

ＰＴ

NAI-2008(100％)

(25％)

ＶＴ

ＶＴ

JSME S（100%）（代表１台の25%）

NAI-2008

ＶＴ

ＶＴ（100%）（同一グループで１台）

間(7.5％)

第２隔離弁

圧力保持用ボルト・ナット

ＶＴ（弁のボルト締付け部）（100%）

弁本体内表面

全ての耐圧機器（系の漏えい試験）※２

―

―

―

―

JEAC4205

ＶＴ

JSME S

ＶＴ

ＶＴ

-1986

（100%）

NAI-2008（100%）（100%／１定検）ＶＴ

JEAC4205（100%）

-1986

ＶＴ

※３

（100%）※１ 全体積が対象。
※２ 漏えい試験における圧力保持範囲は，発電用原子力設備規格維持規格（JSME S NA1-2008）に基づき，従前通り通常の原子炉起動に要求される弁の開閉状態にて実施する。なお，今回新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなった範囲についても別途漏えい試験を実施する。
※３ 建設時に，原子炉冷却材圧力バウンダリ系統圧力の 1.25 倍以上の圧力にて耐圧試験を実施。

17 条‐11

表 16

KK6/7 原子炉冷却材浄化系ヘッドスプレイラインの検査項目
建設時の検査項目

名称

第１隔離弁
から
第２隔離弁
間

主配管

主配管の周溶接

ＵＴ※２

継手(100％)

主配管の支持部材取
付溶接継手
支持構造物

圧力保持用ボルト・ナット（弁のボルト締付け部）
第２隔離弁

ＰＳＩ※１

圧力保持用ボルト・ナット（フランジのボルト締付け部）
弁本体の内表面

全ての耐圧機器（系の漏えい試験）※３

適用規格

ＰＴ

JEAC4205(100％)-1986

ＶＴ（100%）

直近の検査項目（クラス２機器）
ＩＳＩ（規格要求）

適用規格

―

―

―

―

―

―

今後の検査項目（クラス１機器）
今定検実施

ＩＳＩ

（計画中）

（規格要求）

ＵＴ

ＵＴ(100％)

(25％)

ＰＴ

ＰＴ

(100％)(7.5％)

ＶＴ

ＶＴ（100%）

（25%）

ＶＴ

ＶＴ

JSME S（100%）（代表１台の25%）

NAI-2008

ＶＴ

ＶＴ（100%）

（25%）

ＶＴ

ＶＴ

（100%）（同一グループで１台）

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

ＶＴ※４

JEAC4205

ＶＴ

JSME S

ＶＴ

ＶＴ（100%）-1986（100%）

NAI-2008（100%）（100%／１定検）適用規格※１ 第２隔離弁までの範囲まで社内自主としてＰＳＩを実施。
※２ 全体積を対象。
※３ 漏えい試験における圧力保持範囲は，発電用原子力設備規格維持規格（JSME S NA1-2008）に基づき，従前通り通常の原子炉起動に要求される弁の開閉状態にて実施する。なお，今回新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなった範囲についても別途漏えい試験を実施する。
※４ 建設時に，原子炉冷却材圧力バウンダリ系統圧力の 1.25 倍以上の圧力にて耐圧試験を実施。

17 条‐12

表 17

KK6/7 ほう酸水注入ラインの検査項目

建設時の検査項目
名称

第１隔離弁
から
第２隔離弁
間
第２隔離弁

主配管

ＰＳＩ※１

適用規格

主配管の周溶接ＰＴ

継手(100％)JEAC4205

ＶＴ

-1986

支持構造物
圧力保持用ボルト・ナット（弁のボルト締付け部）

全ての耐圧機器（系の漏えい試験）※２ＶＴ※３（100%）

ＩＳＩ（規格要求）

適用規格

今後の検査項目（クラス１機器）
今定検実施

ＩＳＩ

（計画中）

（規格要求）

ＰＴ

ＰＴ(100％)

(25％)

ＶＴ

ＶＴ

（100%）（25%）

JSME S

ＶＴ

ＶＴ

NAI-2008（100%）（代表１台の25%）

―

―

―

―

―

―

―

JEAC4205

ＶＴ

JSME S

ＶＴ

ＶＴ

-1986

（100%）

NAI-2008（100%）（100%／１定検）（100%）―

直近の検査項目（クラス２機器）

適用規格※１ 第２隔離弁までの範囲まで社内自主としてＰＳＩを実施。
※２ 漏えい試験における圧力保持範囲は，発電用原子力設備規格維持規格（JSME S NA1-2008）に基づき，従前通り通常の原子炉起動に要求される弁の開閉状態にて実施する。なお，今回新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなった範囲についても別途漏えい試験を実施する。
※３ 建設時に，原子炉冷却材圧力バウンダリ系統圧力の 1.25 倍以上の圧力にて耐圧試験を実施。

17 条‐13

2.6 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の漏えい検査方法，手順
原子炉冷却材圧力バウンダリの拡大範囲に対する漏えい検査の方法及び手順については，「日本機械学会 発電用原子力設備規格 維持規格（2008 年版）JSME S NA12008」に基づき，実施する。
このため，クラス１機器の供用期間中検査における漏えい検査の圧力保持範囲は，原子炉起動に要求される開閉状態とする。なお，今回新たに原子炉冷却材圧力バウ
ンダリとなった範囲についても別途漏えい試験を実施する。

（バウンダリ範囲）
今回

従来
原子炉圧力
容器（RPV）

第３図

第１隔離弁

第２隔離弁

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大概念図

17 条‐14

2.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の品質保証上の取り扱い
原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲の拡大に伴い，新たに原子炉冷却材圧力バウン
ダリとなる配管，弁については，建設時にクラス１機器として設計・製作し，クラス１機器として要求される検査を実施している。また，プラント建設時に工事計画の認可を受け，使用前検査（材料検査，寸法検査，外観検査，据付検査，強度・漏えい検査）並びに溶接検査に合格している。従って，供用開始前における当該範囲の品質保証上の取扱いは，従来の原子炉冷却材圧力バウンダリと同一である。
なお，供用期間中検査については，2.5 項に記載の通り，従来クラス２機器として検査を実施していたことから，今後は，クラス１機器として供用期間中検査に組み込み，検査を行う。

17 条‐15

2.8 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲のうち原子炉格納容器貫通部の扱い
原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲の拡大に伴い，新たに原子炉冷却材圧力バウン
ダリとなる範囲には，原子炉格納容器貫通部があり，原子炉格納容器貫通部には，一部に一次冷却材に直接接する配管（以下，プロセス配管と称する）が存在する。
新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる範囲内の原子炉格納容器貫通部（プロセス配管含む）については，プラント建設時に旧告示 501 号に基づき，原子炉格納容器の一部としてクラス MC 容器の要求事項を満足するように設計し，工事計画の認可を受けている。
このため，プロセス配管についても原子炉格納容器の一部として扱っているが，下記に示す通りクラス１機器相当の性能を有することを確認している。また，供用
期間中検査についても，今後はクラス１機器相当の管理を行う。
原子炉格納容器貫通部（プロセス配管）と原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲の拡大の概念図を第４図に示す。

旧原子炉冷却材圧力

新原子炉冷却材圧力

バウンダリ

バウンダリ
原子炉格納
容器（RCCV）

原子炉圧力容器（RPV）

プロセス配管

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管・弁 原子炉格納容器貫通部 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管・弁（プロセス配管）

第４図

原子炉格納容器貫通部（プロセス配管）の概念図(1) 原子炉格納容器貫通部（プロセス配管）の仕様について
表３，５，７，９，11，13 に記載の通り，プロセス配管は原子炉冷却材圧力バウ
ンダリと同一の設計条件（最高使用温度，最高使用圧力）を満足しており，また，
クラス１機器に適合する材料を使用している。
(2) 原子炉格納容器貫通部（プロセス配管）の強度評価について
プロセス配管が原子炉冷却材圧力バウンダリとしての強度を有することを確認するために，クラス１配管と同様に強度・耐震評価を行う。
確認結果を表 18～20 に示す。
17 条‐16

表18

残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン貫通部の強度・耐震評価結果

管
種

項目

KK6
最大発生応力

※１

KK7
許容値

最大発生応力※１

許容値

設計条件（一次応力）
供用状態Ｃ（一次応力）
ク 供用状態Ｄ（一次応力）
供用状態
一次＋二次応力ラ
Ａ及びＢス
累積疲労係数１
一次＋二次応力供用状態Ｃ※２
管累積疲労係数供用状態Ｄ※２

一次＋二次応力疲労累積係数※１ 最大発生応力は各解析箇所での評価のうち最も厳しい節点での発生値を記載している｡※２ 地震による応力を含む。

表19

原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン貫通部の強度・耐震評価結果

管
種

項目

KK6
最大発生応力※１

KK7
許容値

最大発生応力※１

設計条件（一次応力）
供用状態Ｃ（一次応力）
ク 供用状態Ｄ（一次応力）
供用状態
一次＋二次応力ラ
Ａ及びＢス
累積疲労係数１
一次＋二次応力供用状態Ｃ※２
管累積疲労係数供用状態Ｄ※２

一次＋二次応力疲労累積係数※１ 最大発生応力は各解析箇所での評価のうち最も厳しい節点での発生値を記載している｡※２ 地震による応力を含む。

17 条‐17

許容値

表20
管
種

ほう酸水注入ライン貫通部の強度・耐震評価結果
KK6

項目

最大発生応力※１

KK7
許容値

最大発生応力※１

許容値

設計条件（一次応力）
供用状態Ｃ（一次応力）
ク 供用状態Ｄ（一次応力）
供用状態
一次＋二次応力ラ
Ａ及びＢス
累積疲労係数１
一次＋二次応力供用状態Ｃ※２
管累積疲労係数供用状態Ｄ※２

一次＋二次応力疲労累積係数※１ 最大発生応力は各解析箇所での評価のうち最も厳しい節点での発生値を記載している｡※２ 地震による応力を含む。
※３ 一次＋二次応力が許容値を超えるが，弾塑性解析による疲労評価を実施し，疲労累積係数が１以下であることを確認している｡

表18～20に示すとおり，プロセス配管に発生する応力が許容値以下であることを確認した。また，一部の系統において，一次＋二次応力が許容値を超えるが，弾塑性解析による疲労評価を実施し，疲労累積係数が１以下となり許容値を満足することを確認している。
(3) 原子炉格納容器貫通部（プロセス配管）の検査方法について
・製造時検査原子炉格納容器貫通部のプロセス配管について，クラス MC 容器，クラス１機器の製造時における検査項目を表 21 に示す。
表 21 の通り，クラス MC 容器では製造時の非破壊検査の要求はないが，クラス１
機器では非破壊検査の要求がある。このように，要求される検査項目に相違がある
ものの，プロセス配管は，建設時に耐圧試験を実施しており，また，クラス１機器と同様の強度・耐震評価を実施し，クラス１機器相当の性能を有することを確認している。
なお，KK6/7 におけるプロセス配管については，製造時に製造メーカにおいて自主的にクラス１機器として要求される検査を実施していることを確認している。
表 21
名称

プロセス配管の検査項目（製造時の検査）
クラスMC容器要求検査

クラス１機器要求検査

原子炉格納容器貫通部―

ＵＴ（プロセス配管）―ＰＴまたはＭＴ

17 条‐18

・供用期間中検査
原子炉格納容器貫通部については，これまでもクラス MC 容器として供用期間中
検査（全体漏えい率試験，ＶＴ）を実施しており，今後も継続して供用期間中検査を実施していく。
ただし，原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲の拡大に伴い，新たに原子炉冷却材圧
力バウンダリとなるプロセス配管については，クラス１機器の漏えい試験におけるバウンダリ範囲に含まれていることから，2.6 章の通り，クラス１機器の供用期間中検査として漏えい試験を実施する。
なお，プロセス配管と原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する他の配管・弁との溶接部については，従来よりクラス１機器の溶接部として扱っていることから，検査方法に変更はない。

17 条‐19

別紙１

原子炉冷却材圧力バウンダリ弁抽出フロー
17 条‐20

別紙２
原子炉格納容器（ＲＣＣＶ）

ドライウェル（Ｄ/Ｗ）

原子炉冷却材浄化系（CUW）

主蒸気系（MS）
原子炉隔離時冷却系（RCIC）
主復水器
原子炉圧力容器計装系
復水・給水系（C・FDW）
高圧炉心注水系（HPCF）B（RHR（A），CUW，RCIC共用）

ほう酸水注入系（SLC）

残留熱除去系（RHR）B
原子炉冷却材浄化系（CUW）

高圧炉心注水系（HPCF）C
原子炉圧力
残留熱除去系（RHR）C

試料採取系

容器（RPV）

残留熱除去系（RHR）B

残留熱除去系（RHR）C

残留熱除去系（RHR）A

制御棒駆動
水圧系
N2

水圧制御
ユニット

i 通常時開及び事故時閉となる弁。通常時閉及び原子炉○原子炉冷却材圧力バウンダリの範囲

冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系等

従来範囲（第２隔離弁まで）

拡大範囲

ii 通常時又は事故時に開となるおそれがある通常時閉及び範囲外

事故時閉となる弁（第２隔離弁まで）
iii 通常時閉及び事故時閉となる弁を有するもののうち，ii以外のもの（第１隔離弁まで）
iV 「隔離弁」としなくても良いもの（原子炉の安全上重要な
計測又はサンプリング等を行う配管であって，その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないもの，
過圧防護の機能を持つ安全弁を設置するためのもの）

柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉

原子炉冷却材圧力バウンダリ概要図

17 条‐21

別紙３

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出プロセスについて
STEP０
原子炉冷却材系に接続する配管系

STEP１

Yes

・隔離弁を設けない配管※1

STEP２
範囲が拡大される可能性※１ ＜規則の解釈第１７条第３項に基づき除外される範囲＞
・原子炉の安全上重要な計測又はサンプリング等を行う配管であって，その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないもの
・過圧防護の機能を持つ安全弁を設置するためのもの

Noがあるものの抽出

イ 通常時開及び事故時閉となる弁を有する配管
ニ 通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系等

STEP３
拡大要否の検討

No

Yes

範囲が拡大されるものの抽出結果
・残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン
・原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン
・原子炉冷却材浄化系RPVボトムドレンライン
・ほう酸水注入ライン

ロ 通常時又は事故時に開となるおそれがある※2
通常時閉及び事故時閉となる弁を有する配管No※２ 弁の誤操作防止措置を講じている場合は，「おそれがある」には該当しないとする。
（弁ハンドルの施錠管理）

Yesii）第２隔離弁を含むまでの範囲

iii）第１隔離弁までを

i）第２隔離弁までを含むまでの範囲

含むまでの範囲

・原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン

・原子炉冷却材浄化系

・非常用炉心冷却系等

・ほう酸水注入ライン

RPVボトムドレンライン

・残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン

拡大範囲iv）隔離弁を設けない
・ 計装配管・ ドレン・ベント配管等

従来範囲から変更なし

本フロー図に記載のイ，ロ，ニは，それぞれ「規則の解釈」における第17条第1項第3号 接続配管のイ，ロ，ニに該当する。

■抽出プロセス
STEP0（母集団の確認）
・原子炉圧力容器全体構造図を用いて，原子炉圧力容器のノズルを抽出する。
・配管計装線図を用いて，ノズルに接続される配管を抽出する。
・第２隔離弁までの範囲について，要求される機能，配管口径，内部流体を確認する。
STEP1（隔離弁を設けない配管（規則の解釈第17条第3項に基づき除外される範囲）の抽出）・原子炉の安全上重要な計測又はサンプリング等を行う配管であって，その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないもの，過圧防護の機能を持つ安全弁を設置するためのものを抽出する。
※その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないものとは，液相で25A以下，気相で50A以下の配管を指す（別紙４参照）
STEP2（範囲が拡大される可能性のあるものの抽出）
・通常時開及び事故時閉となる弁を有する配管を抽出する。
・通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系統等を抽出する。
STEP3（拡大要否の検討）
・通常時又は事故時に開となる「おそれがある」通常時及び事故時閉となる弁17 条‐22別紙３を有する配管を抽出する。
※弁の誤操作処置を講じている場合は，「おそれがある」には該当しないとし，
第１隔離弁を含むまでの範囲とする（2.2 誤操作防止処置対象弁の運用及び管理について参照）

17 条‐23

別紙４

原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径の求め方
KK6/7における原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径の求め方を以下に示す。
(1)前提条件
ａ．原子炉は通常運転状態とする。
ｂ．原子炉圧力容器の水位は一定とする。
ｃ．制御棒駆動機構からの補給水量は，制御棒１本当たりのパージ水量設計値（0.7～1.3 L/min）の最低流量（0.7 L/min）とし，全制御棒数205本分のパージ水量を，Ｗ1＝8.6×103 kg/hrとする。
ｄ．原子炉各隔離時冷却系（以下，RCICとする）の補給水量は，RCICポンプの定格流量188×103 kg/hrからRCIC補機への流量（約6.0×103 kg/hr）を差し引いた流量Ｗ2＝182×103 kg/hrとする。
ｅ．給水系の給水流量変動幅は考慮しない。
(2)算出方法
以下に示す最大破断直径は流出量（臨界質量Ｇ）が補給水量Ｗを下回るよう算出｡
Amax

W
………①
G

Ａmax :
最大破断面積Ｗ： 補給水量（Ｗ1＋Ｗ2）
Ｇ： 臨界質量速度
液相 40.7×103 kg/m2
気相 11.8×103 kg/m2
Dmax

2

Amax

①式及びＧは，
F.J.MOODY “Maximum Flow Rate of aSingleComponent,
Two-Phase
Mixture”
sec
sec

………②

Ｄmax

最大破断直径(3)算出結果(1)，(2)より，小口径配管が破断した場合でも原子炉圧力容器水位に影響を与えない最大破断直径を表１に示す。
この結果から，小口径配管のうち原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径は，設計上の余裕をみて液相，気相それぞれ25A，50Aを最大としている。
表１

原子炉圧力容器水位に影響を与えない最大破断直径

最大破断直径[mm]
RPV バウンダリから除外される配管口径

液相

気相

40.6

75.5

25A

50A

17 条‐24

別添 1
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉運用，手順等説明資料
原子炉冷却材圧力バウンダリ

第１７条

原子炉冷却材圧力バウンダリ（設置許可基準規則 第17条）
一 通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に生ずる衝撃、炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるものとすること。
二 原子炉冷却材の流出を制限するため隔離装置を有するものとすること。
三 通常運転時、運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に瞬間的破壊が生じないよう、十分
な破壊じん性を有するものとすること。
四 原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出する装置を有するものとすること。
（技術基準規則 第14条）安全設備
２ 安全施設は，設計基準事故時及び当該事故に至るまでの間に想定される全ての環境条件において，その機能を発揮することができるよう施設しなければならない。
（技術基準規則 第15条）設計基準対象施設の機能
３ 設計基準対象施設は通常運転時において容器 ，配管，ポンプ，弁その他の機能または器具から放射性物質を含む流体が著しく漏えいする場合は，流体状の放射性廃棄物を処理する設備によりこれを安全に処理するように施設しなければならない 。
（技術基準規則 第17条）材料及び構造
一クラス１機器及びクラス１支持構造物に使用される材料は，次に定めるところによること 。
八クラス１機器及びクラス１支持構造物の構造及び強度は，次に定めるところによること。
十五 クラス１容器，クラス１管，クラス２容器，クラス２管，クラス３容器，クラス３管，クラス４管及び原子炉格納容器のうち主要な耐圧部の溶接部（溶接金属及び熱影響部をいう。）は次に定めるところによること。
（技術基準規則 第18条）使用中の亀裂等による破壊の防止
２ 使用中のクラス１機器の耐圧部分には，その耐圧部分を貫通する亀裂その他の欠陥があってはならない。
（技術基準規則 第19条）流体振動等による損傷の防止
燃料体及び反射材並びに炉心支持構造物、熱遮蔽材並びに一次冷却系統に係る容器、管、ポンプ及び弁は、一次冷却材又は二次冷却材の循環、沸騰その他の一次冷却材又は二次冷却材の挙動により生ずる流体振動又は温度差のある流体の混合その他の一次冷却材又は二次冷却材の挙動により生ずる温度変動により損傷を受けないように施設しなければならない。
（技術基準規則 第27条）原子炉冷却材圧力バウンダリ
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器は、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常に伴う衝撃、炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉
冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるように施設しなければならない。
（技術基準規則 第28条）原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等
２ 発電用原子炉施設には、原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出する装置を施設しなければならない。

（設置許可基準規則 第17 条，技術基準規則 第 27 条 第 28 条 ）材料である。また，従来の原子炉冷却材圧力バウンダリと同等の耐圧強度，
強度・耐震評価において基準を満足
一 変更なし していることを確認している。
二 変更なし 隔離装置である第１隔離弁の範囲から第二隔離弁を含む範囲までに変更した。
三 変更なし 十分な破壊じん性を有するオーステナイト系ステンレス鋼､または、強度評価において，通常運転時，運転時の異常な過度変化時及び設計基準事故時に生じる圧力において，瞬間的破壊が生じないことを確認している 。
四 変更なし 各種測定装置等を設けており，異常を検出した場合は，中央制御室に警報を発するよう設計している。
なお，原子炉冷却材圧力バウンダリが拡大した範囲について，漏えいを検出する方法に変更はない 。

（技術基準規則 第14条）２（技術基準規則 第15条）３（技術基準規則 第17条）一，八，十五（技術基準規則 第18条）２（技術基準規則 第19条）
上記，技術基準規則各条文については，変更内容が原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲の拡大のみであり，設備改良を伴わないことから変更
はない。
評価ＯＫ

○範囲が拡大される可能性のあるものの抽出
規則の解釈に基づき，従来は原子炉側から見て第１隔離弁までの範囲としていたものが第２隔離弁を含む
範囲に拡大される箇所があるか，原子炉冷却材圧力バウンダリ全体を対象に確認した。
その結果，範囲が拡大される可能性があるものとして以下のラインが抽出された。
①原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン ②残留熱除去系停止時冷却モード吸込
ライン③原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ボトムドレンライン④ほう酸水注入ライン
このうち，③については，すでに施錠により弁ハンドルの固定が行われている手動弁であり，弁の誤作動防止措置を講じていることから，バウンダリの範囲は拡大されない。また，①，②については，通常運転時に当該系統を使用する場合には，隔離弁を開とすることがあることから，バウンダリ拡大範囲とする。さらに，④については，設置許可基準規則第25条（反応度制御系統及び原子炉停止系統）において，設置を求められている系統であることから，設計基準の範疇においても使用する可能性のある系統であると判断し，バ
ウンダリ拡大範囲とする。

保○弁の施錠管理（③）
原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ヘッドスプレイラインについては，通常時又は事故時に開となるおそれがないよう施錠管理による弁ハンドルのロックを実施する。

工○弁の施錠管理（③）
残留熱除去系停止時冷却モード吸込ライン，原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ボトムドレンライン，ほう酸水注入ラインについては，第１隔離弁から第２隔離弁を含むまでの範囲が原子炉冷却材圧力バウンダリとして拡大される。

【後段規制との対応】【添付六，八への反映事項】
工：工認（基本設計方針，添付書類）：添付六，八に反映
保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）：当該条文に該当しない
核：核防規定（下位文書含む）（他条文での反映事項他）

17 条－別添 1－1

設置許可基準対象
条文

第１７条
原子炉冷却材圧力
バウンダリ

対象項
目

・施錠
管理

区

運用対策等

分

運用・手
順

―

体制

―

保守・点
検

・原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器
ボトムドレン弁については，通常時又は事故時開となるおそれがないように施錠管理によるハンドルロックを適切に実施する。

教育・訓練

17 条－別添 1－2―

第24条：安全保護回路<目

次>

1． 基本方針
1.1 要求事項の整理
2． 追加要求事項に対する適合方針
2.1 安全保護系の不正アクセス行為防止のための措置について
2.2 安全保護系盤の概要
2.3 安全保護系制御装置のソフトウェア管理方法について
2.4 外部からの不正アクセス行為防止について
2.5 安全保護系の検証及び妥当性確認について
2.6 想定脅威に対する対策について
2.7 物理的分離及び電気的分離について
2.8 ソフトウェア変更作業におけるソフトウェア不具合対応
3． 別紙
別紙1 アナログ型安全保護回路について，承認されていない動作や変更を防ぐ設計方針別紙2 今回の設置許可申請に関し，安全保護回路に変更を施している場合の基準適合性別紙3 アナログ型安全保護回路の不正アクセス行為等の防止対策
別紙4 ソフトウェア更新時の立会において，インサイダー等に対するセキ
ュリティ対策
別紙5 ディジタル型安全保護回路のシステムへ接続可能なアクセスについて
別紙6 ディジタル型安全保護回路について，システム設計と実際のデバイスが具備している機能との差（未使用機能等）による影響の有無
別紙7 安全保護系の過去のトラブル（落雷によるスクラム動作事象等）の
反映事項
4． 別添
別添
運用，手順説明資料
安全保護回路1. 基本方針
1.1
要求事項の整理
安全保護回路について，設置許可基準規則第 24 条及び技術基準規則第 35 条において，追加要求事項を明確化する（第 1.1 表）。

24 条－1

第 1.1 表 設置許可基準規則第 24 条及び技術基準規則第 35 条要求事項
設置許可基準規則
技術基準規則備 考第 24 条（安全保護回路）
第 35 条（安全保護装置）
発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、安全 発電用原子炉施設には、安全保護装置を次に定めると 変更なし
保護回路（安全施設に属するものに限る。以下この条に ころにより施設しなければならない。
おいて同じ。）を設けなければならない。

一24 条－2運転時の異常な過渡変化が発生する場合において、 一 運転時の異常な過渡変化が発生する場合又は地震 変更なし
その異常な状態を検知し、及び原子炉停止系統その他の発生により発電用原子炉の運転に支障が生ずる場
系統と併せて機能することにより、燃料要素の許容損合において、原子炉停止系統その他系統と併せて機傷限界を超えないようにできるものとすること。
能することにより、燃料要素の許容損傷限界を超えないようにできるものであること。

二

設計基準事故が発生する場合において、その異常な状態を検知し、原子炉停止系統及び工学的安全施設を自動的に作動させるものとすること。

三

変更なし
－

安全保護回路を構成する機械若しくは器具又はチ 二 系統を構成する機械若しくは器具又はチャンネル 変更なし
ャンネルは、単一故障が起きた場合又は使用状態からは、単一故障が起きた場合又は使用状態からの単一の単一の取り外しを行った場合において、安全保護機の取り外しを行った場合において、安全保護機能を能を失わないよう、多重性を確保するものとするこ
失わないよう、多重性を確保すること。
と。

設置許可基準規則
第 24 条（安全保護回路）

技術基準規則第 35 条（安全保護装置）

備

考

四

安全保護回路を構成するチャンネルは、それぞれ互 三 系統を構成するチャンネルは、それぞれ互いに分離 変更なし
いに分離し、それぞれのチャンネル間において安全保し、それぞれのチャンネル間において安全保護機能を
護機能を失わないように独立性を確保するものとする
失わないように独立性を確保すること。
こと。

五

駆動源の喪失、系統の遮断その他の不利な状況が発 四 駆動源の喪失、系統の遮断その他の不利な状況が生 変更なし
生した場合においても、発電用原子炉施設をより安全じた場合においても、発電用原子炉施設をより安全なな状態に移行するか、又は当該状態を維持することに状態に移行するか、又は当該状態を維持することによ
より、発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維り、発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持持できるものとすること。
できること。

24 条－3六不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に 五 不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的 追加要求事項
沿うべき動作をさせず、又は使用目的に反する動作をに沿うべき動作をさせず、又は使用目的に反する動作させる行為による被害を防止することができるものとをさせる行為による被害を防止するために必要な措すること。
置が講じられているものであること。

七

計測制御系統施設の一部を安全保護回路と共用する 六 計測制御系の一部を安全保護装置と共用する場合 変更なし
場合には、その安全保護機能を失わないよう、計測制には、その安全保護機能を失わないよう、計測制御系
御系統施設から機能的に分離されたものとすること。
から機能的に分離されたものであること。
七

発電用原子炉の運転中に、その能力を確認するため 変更なしの必要な試験ができるものであること。

－
八

運転条件に応じて作動設定値を変更できるものであること。

2． 追加要求事項に対する適合方針
2.1 安全保護系の不正アクセス行為防止のための措置について「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」第二十四条（安全保護回路） 第 1 項第六号にて要求されている『不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止することができるものとすること。』に対して，ディジタル化している安全保護系（原子炉緊急停止系作動回路，工学的安全施設作動回路）は下記の対策を実施している。
(1) 物理的及び電気的アクセスの制限対策
発電所への入域に対しては，出入管理により物理的アクセスを制限し，電気的アクセスについては，安全保護系制御装置の保守ツールを施錠管理された場所に保管するとともに，安全保護系制御装置の保守ツールの接続部を施錠することや保守ツールのパスワード管理※により不要なソフトウェアへのアクセスを制限することで，管理されない変更を防止している。
(2) ハードウェアの物理的な分離又は機能的な分離対策
安全保護系の信号は，安全保護系盤→プロセス計算機→防護装置→緊急時対策支援
システム伝送装置（ERSS）→防護装置を介して外部に伝送している。この信号の流れにおいて，安全保護系からは発信されるのみであり，外部からの信号を受信しないこと，及びハードウェアを直接接続しないことで物理的及び機能的分離を行っている。
(3) 外部ネットワークからの遠隔操作及びウイルス等の侵入防止対策
安全保護系の信号で外部ネットワークへのデータ伝送の必要がある場合は，防護装置（通信状態を監視し，送信元，送信先及び送信内容を制限することにより，目的外の通信を遮断）を介して安全保護系盤の信号を一方向（送信機能のみ）通信に制限し外部からのデータ書き込み機能を設けないことでウイルスの侵入及び外部からの不正アクセスを防止している。
(4) システムの導入段階，更新段階又は試験段階で承認されていない動作や変更を防ぐ
対策｢安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程（JEAC4620）｣及び「ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針（JEAG4609）」に準じて設計，製作，試験及び変更管理の各段階で検証及び妥当性確認（V&V）がなされたソフトウェアを使用している。また，安全保護系は，固有のプログラム言語を使用（一般的なコンピュー
タウイルスが動作しない環境）するとともに，保守以外の不要なソフトウェアへのアクセス制限対策として入域制限や保守ツールの施錠管理及びパスワード管理※を行い，関係者以外の不正な変更等を防止している。
(5) 耐ノイズ・サージ対策
安全保護系は，雷・誘導サージ・電磁波障害等による擾乱に対して，制御盤へ入線する電源受電部にラインフィルタや絶縁回路を設置，外部からの信号入出力部にラインフィルタや絶縁回路を設置，通信ラインにおける光ケーブルを適用している。また
開発検証時に耐ノイズ／サージに対する耐性を確認している。（電源ノイズ試験・誘導ノイズ試験／参考規格 ANSI C 37.90，静電ノイズ試験／参考規格 IEC-Pub801-2，電24 条－4波障害試験／参考規格 JEIDA-29「工業用計算機設置環境基準」，インパルス試験／参考規格 JEC-210,212）(6) ウイルス侵入防止について，供給者への要求事項及び供給者で実施している対策
ウイルスの侵入防止対策も含め，当社の安全保護系への妨害行為又は破壊行為を防止するため，第2.1表のようなセキュリティ対策を安全保護系の設計に反映するよう，供給者へ要求することとしている。なお，当社は供給者に対し，品質保証に関する監査を継続的に実施することにより，適切に管理されているかを確認することとしている。
供給者はこれを受けて，インターネットへの直接接続の禁止，保守のための当該シ
ステムへの接続は許可された機器のみに限定している等の対応を実施している。
※

社内マニュアル3次文書「Z-29･KK業シス-01
ド」に規定

24 条－5

情報システムへのウイルス対策ガイ

第 2.1 表
項目

供給者への要求事項及び供給者で実施している対策
当社の要求
供給者の対応

開発・
改造に
関する
設計上
の要求

媒体の
管理

保守に
関する
要求

教育
設定及
び設定
変更管
理

作業実
施

：防護上の観点から公開できません
24 条－6

2.2

安全保護系盤の概要
安全保護系盤は，プロセス信号（検出器からの信号）を処理，監視するとともに，設定値との比較を行い，原子炉緊急停止信号及び工学的安全施設作動に係わる信号を発信する設備である。
ディジタル設備の適用に当たっては，「安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程」（JEAC4620）及び「ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針」(JEAG4609）に準じた検証及び妥当性確認を行っている。
グループ１

区分Ⅰ
設定 値比較 部

論理 回路部
手 動スクラム
※

※

※

※

※

※

※

※

※
※

ソフトウェアⅠ

Ⅲ

ソフト ウェア
※

※

検出器

Ⅲ

多重伝送装置Ⅰ

Ⅳ

Ⅱ

安全保護系盤
他区分へ Ⅳ Ⅲ Ⅱ

Ⅱ Ⅲ Ⅳ 他区分 から

区分Ⅱ

Ⅱ

Ａ

Ⅳ

ソレ ノイド
（Ａ）

同上

Ｂ

ソレノイド
（ Ｂ）

スクラムパ イロット 弁※※グループ２～４も同様

検出器
多重伝送装置安全保護系盤
インターフェース部

警報

区分Ⅲ
※

ＡＮ Ｎ

※
※

プロセス計算機

ソフトウェア
※

同上

※
※

※

検出器
多重伝送装置安全保護系盤

区分Ⅳ

同上

凡例

※

：光伝送
：メタル伝送検出器
多重伝送装置※：光変換カード

安全保護系盤

第 2.2 図安全保護系盤構成図（例：原子炉緊急停止信号）

安全保護系は，相互干渉が起こらないように，物理的，電気的独立性を持たせている。盤内のソフトウェアは区分ごとにそれぞれ設けており，ソフトウェアの故障，異常等の単一故障又は使用状態からの単一の取り外しを行った場合でも，安全保護系機能を喪失することはない。また，誤信号発生等による誤動作・誤不動作を防止するため，区分ごとに論理回路部を設け，2 out of 4ロジック回路を構成している。

24 条－7

2.3

安全保護系制御装置のソフトウェア管理方法について
安全保護系制御装置のソフトウェア変更に当たっては，保管庫内の施錠されたラッ
ク内に保管した保守ツールを使用して行い，使用時は安全保護系制御装置の保守ツー
ルの接続部の解錠を必要とし，管理されないソフトウェアの変更を防止している。安
全保護系制御装置へソフトウェアをインストールする場合は，以下の手順で実施する。一連の作業は当社社員が立ち会い，正しくソフトウェア変更が行われたことを確認することとしている。
なお，多重伝送装置については，保守ツール等を接続する事ができない構成となっており，管理されない変更を防止している。

第 2.3 図安全保護系制御装置及び保守ツール：防護上の観点から公開できません
24 条－8

2.4

外部からの不正アクセス行為防止について
安全保護系盤は，外部ネットワークと直接接続は行っておらず，外部システムと接続する必要のあるデータ等については，防護装置を介して接続している。また，安全保護系盤の制御装置は固有のプログラム言語を使用するとともに，外部からのデータ書き込み機能を設けないことでウイルスの侵入等を防止している。
発電所への入域については，出入管理により制限しており，外部からの人的妨害行
為又は破壊行為を防止している。また，安全保護系制御装置の保守ツールの接続部に対して施錠を行い，関係者以外のアクセスを防止している。

第 2.4 図ネットワーク概略図

24 条－92.5

安全保護系の検証及び妥当性確認について
安全保護系のソフトウェアは，工場製作段階から以下の品質保証活動に基づくライ
フサイクルプロセスにおける各段階での検証と妥当性確認（V&V）を適切に行うことで高い信頼性を実現している。

段階

第 2.5-1 表 ライフサイクルプロセスにおける各段階での対策
内容
対策

設計プロセス

製作プロセス

試験プロセス

装荷プロセス

変更プロセス

安全保護系設備に対するシ
ステムの要求事項からソフ
トウェア設計仕様を作成する。

安全保護系設備ソフトウェ
ア設計要求仕様より安全保護系設備ソフトウェアを製作する。

製作された安全保護系設備
ソフトウェアに対して，ハードウェアを統合し，その統合したシステムが設計要
求どおり製作されていることを試験により確認する。
実機へ安全保護系設備ソフ
トウェアを実装する。
安全保護系設備ソフトウェ
アの変更が生じた場合，変更仕様を決定し，変更を行
うライフサイクルプロセス
から，変更の実施内容に応じて必要とされる各々のプロセスを順次実施する。

：防護上の観点から公開できません
ディジタル安全保護系ソフトウェアは，設計，製作，試験，変更管理の各段階で，「安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程」（JEAC4620）及び「ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針」(JEAG4609）に基づき，安全保護上要求される機能が正しく確実に実現されていることを保証するため，供給者による検証及び妥当性確認の各段階において，確実に実施されていることを確認している。
なお，設計要求仕様の変更及びソフトウェアの変更が生じた際は，変更理由，変更箇所等を文書化し，変更の影響範囲を明確にした上で，変更を実施する。必要に応じ，変更箇所及び変更の影響を受ける部分について検証及び妥当性確認作業を再度実施する。
以下に，検証及び妥当性確認の流れと内容を示す。

24 条－10

供

給

者

当

社

ディジタル安全保護系
システム要求事項
基本計画

基本計画の確認【基本計画書】

システム設計要求仕様

検証１

ハードウェア
ソフトウェア
設計要求仕様検証２

検証と妥当性確認（Ｖ＆Ｖ）
要領書の審査報告書の確認

設計プロセス

ハード
ウェア
設計・製作

【要領書，報告書】

設計図書の審査

ソフト
ウェア
設計・製作

検証３，４

ハードウェア・ソフトウェア統合

検証５【設定値根拠書，インターロック
ブロック線図，ソフトウェア図他】

製作プロセス

試験プロセス

試験

装荷プロセス

装

荷

妥当性確認

変 更

変更プロセス

検証と妥当性確認（必要に応じ）

検証と妥当性確認（Ｖ＆Ｖ）
要領書の審査報告書の確認【要領書，報告書】

運転・保守プロセス

運 転 ・ 保 守

変 更変更プロセス

Ｖ＆Ｖ実施範囲
廃止プロセス

第 2.5 図廃止Ｖ＆Ｖ：検証と妥当性確認(Verification and Validation)

ディジタル安全保護系のソフトウェアに対する検証及び妥当性確認の流れ

第 2.5-2 表

検証項目及び検証内容
検証項目
検証内容
ディジタル安全保護系システム要求事項が正しくシステム設計要
検証 1
求仕様に反映されていることを検証する。
システム設計要求仕様が正しくハードウェア・ソフトウェア設計
検証 2
要求仕様に反映されていることを検証する。
ソフトウェア設計要求仕様が正しくソフトウェア設計に反映され検証 3ていることを検証する。
ソフトウェア設計どおりに正しくソフトウェアが製作されている
検証 4
ことを検証する。
ハードウェアとソフトウェアを統合してハードウェア・ソフトウ
検証 5
ェア設計要求仕様どおりのシステムとなっていることを検証する。
ハードウェアとソフトウェアを統合して検証されたシステムが，妥当性確認 ディジタル安全保護系システム要求事項を満たしていることを確認する。
24 条－11

2.6

想定脅威に対する対策について
安全保護系のソフトウェアは，工場製作段階から以下の想定脅威に対する対策を適切に行うことで高い信頼性を実現している。
第 2.6 表 想定脅威に対する対策（工場製作及び出荷）想定脅威
対策：防護上の観点から公開できません

24 条－122.7

物理的分離及び電気的分離について
安全保護系盤からインターフェース部（計測制御系）の分離は，光変換カードによって送信側と受信側の物理的及び電気的分離（計測制御系で短絡等の故障が生じても安全保護系に影響を与えない）を行っている。
送信側

受信側
インターフェース部（計測制御系）

安全保護系

光変換カード光変換カード

電気信号
電気信号

光

物理的分離

電気的分離

第 2.7 図通信における分離概念図

24 条－13

2.8

ソフトウェア変更作業におけるソフトウェア不具合対応
ソフトウェア変更作業は，2.5 節にて説明した検証及び妥当性確認の品質保証活動に基づき適切な管理のもとに実施するが，変更作業において万が一，ウイルス，バグ等が安
全保護系盤に書き込まれることにより，ソフトウェアの演算処理に不具合が発生した場
合は，自己診断機能により演算処理の不具合を検知することが可能である。また，ウイル
ス，バグ等を発見した場合は，マスター用に保管している外部記録媒体から変更作業前のバージョンのソフトウェアを安全保護系盤に書き込み，変更作業前の状態に復元することが可能である。

【ソフトウェア変更前確認の流れ】（Ver.X から Ver.X+1 へ変更する例）①安全保護系盤に装荷されているソフトウェア（Ver.X）と，変更前マスター記録媒体（Ver.X）を照合確認し，全てが一致していることを確認する。
②変更ソフトウェア記録媒体（Ver.X+1）と変更前ソフトウェア(Ver.X)を保守ツールにて照合確認し，意図した箇所以外の変更がないことを確認する。

①照合確認
②照合確認

変更前マスター
記録媒体（Ver.X）

変更前
ソフトウェア（Ver.X）①照合確認

CPU
ソフトウェア（Ver.X）

保守ツール
安全保護系盤
変更ソフトウェア
記録媒体（Ver.X+1）

第 2.8-1 図

ソフトウェア変更作業の流れ（ソフトウェア変更前）

24 条－14

【変更ソフトウェアの安全保護系盤への書き込み及び確認の流れ】③変更ソフトウェア（Ver.X+1）を記録媒体から保守ツールへ読み込み，その後，照合確認にてソフトウェア（Ver.X+1）が保守ツールへ正しく読み込みされたことを確認する。
④変更ソフトウェア（Ver.X+1）を保守ツールより安全保護系盤に書き込み，その後，照合確認にて変更ソフトウェア（Ver.X+1）が正しく安全保護系盤へ書き込まれたことを確認する。
⑤実機に変更ソフトウェア（Ver.X+1）を書き込んだ後に，ウイルス，バグ等にて演算処理に不具合が発生した場合は，変更前マスター記録媒体（Ver.X）から変更前ソフトウ
ェアを戻し入れ，変更作業前の状態に復元する。
<通常のソフトウェア変更>
自己診断機能により，演算処理の不具合を検知可能③読み込み

ソフトウェア（Ver.X→Ver.X+1）③照合確認
変更ソフトウェア
記録媒体（Ver.X+1）④書き込み※

CPU④照合確認

ソフトウェア（④Ver.X→
Ver.X+1）

保守ツール<演算処理に不具合が発生した場合>⑤戻し入れ

ソフトウェア（Ver.X+1→Ver.X）

⑤照合確認

⑤照合確認
変更前マスター
記録媒体（Ver.X）

⑤戻し入れ

保守ツール

(⑤Ver.X+1→Ver.X)

安全保護系盤※保守ツールにて制御装置で動作可能な形式に変換したものを書き込む。

第 2.8-2 図

ソフトウェア変更作業の流れ（ソフトウェア変更）

24 条－15

別紙 1 アナログ型安全保護回路について，承認されていない動作や変更を防ぐ設計方針
アナログ型の安全保護回路はハードワイヤーロジック（リレーや配線によるアナログ回路）で構成されており，これらの回路に対し，承認されていない動作や変更を防ぐ措置として，以下を実施している。
・安全保護回路の変更が生じる場合は，上流図書から下流図書（第 1 図参照）へ変更内容が反映されていることを設備図書で承認する。
・改造後はインターロック試験や定期事業者検査等にて，安全保護回路が正しく動作する
ことを複数の人間でチェックしている。
・なお，中央制御室への入域に対しては，出入管理により関係者以外のアクセスを防止している。

アナログ型安全保護系（参考）ディジタル型安全保護系

安全保護系
システム要求事項（設置許可申請書）

ディジタル安全保護系
システム要求事項（設置許可申請書）

システム設計要求仕様（系統設計仕様書，設定値根拠書）

システム設計要求仕様（系統設計仕様書，設定値根拠書）

ハードウェア設計要求仕様（インターロックブロック線図）

ハードウェア・ソフトウェア
設計要求仕様（機器設計仕様書，
インターロックブロック線図）

ハードウェア
設計・製作

ソフトウェア
設計・製作（展開接続図）（ソフトウェア図）

ハードウェア設計・製作（展開接続図）ハードウェア・ソフトウェア統合

試

第1図

試

験

験

安全保護系の設計・製作・試験の流れ（例）24 条－別紙 1－1

別紙 2 今回の設置許可申請に関し，安全保護回路に変更を施している場合の基準適合性
設置変更許可申請に関わる安全保護回路の変更は行っていない。なお，重大事故等対処
設備の設置（自主対策含む）に伴い，ディジタル安全保護系設備のソフトウェア改造を実施している事例が下記 2 件あるが，｢安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程（JEAC4620）｣及び「ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針（JEAG4609）」に準じて設計，製作，試験及び変更管理の各段階で検証及び妥当性確認（V&V）を実施する
ことで，ソフトウェア改造に伴う影響を防止する設計としている。また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能：ARI）と代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）については，安全保護回路に変更を施しておらず，安全保護回路と電気的・物理的に分離されており安全保護回路に悪影響を与えない設計としている（参考１）。詳細は各条文の基準適合性説明資料
にて説明する。
「6 号及び 7 号炉 高圧代替注水設備（HPAC）設置に伴う弁操作機能の追加」
・重大事故等時に原子炉隔離時冷却系（RCIC）が機能喪失した場合において，高圧注水設
備の代替手段として，高圧代替注水設備（HPAC）を設置することとしている。
・高圧代替注水設備（HPAC）は原子炉隔離時冷却系（RCIC）と同様に発電用原子炉からの主蒸気を駆動源としたタービン駆動のポンプであり，原子炉隔離時冷却系（RCIC）蒸気管より分岐した蒸気系のライン構成となっている。
・原子炉隔離時冷却系（RCIC）起動失敗，又は機能喪失時に，原子炉隔離時冷却系（RCIC）
蒸気入口弁操作不能（開状態で停止）で高圧代替注水設備（HPAC）起動後も高圧代替注
水設備（HPAC）蒸気量低で定格流量が得られない状況を回避するため，原子炉隔離時冷却系（RCIC）重大事故時蒸気止め弁を設置しており，この弁操作を原子炉隔離時冷却系（RCIC）系から実施可能とするためのソフトウェア改造を実施することとしている。
ドライウェル
原子炉格納容器

原
子
炉
圧
力
容
器

AO

給水系から

AO

AO

AO

タービン
MO

MO
MO

MO

MO

RCIC重大事故時蒸気止め弁
主蒸気

給水系
MO

MO
MO

サプレッション・チェンバ

MO

MO

MO

高圧代替注水系
タービン

復 水
貯蔵槽

MO
MO

原子炉隔離時冷却系
タービン

原子炉隔離時冷却系
ポンプ

HO

MO
MO

第1図

高圧代替注水系(HPAC)の系統概要
24 条－別紙 2－1

高圧代替注水系ポンプ「6 号炉 直流 125V 6A 蓄電池室 換気空調設備の制御回路の追加」
・ 直流 125V 蓄電池 6A の増容量に伴い，蓄電池室（換気空調設備含む）を新設しており，換気空調設備の制御回路追加のソフトウェア改造を実施することとしている。

24 条－別紙 2－2

参考 1

新規制対応設備の安全保護系への影響について

1．ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）について（1）目的
代替制御棒挿入機能は，制御棒駆動機構を作動させる原子炉緊急停止系の故障によるATWS発生時に，スクラム用計装空気配管に取り付けられた排気弁を開放することによって制御棒を急速に挿入し，原子炉出力を低下させることを目的とする。
（2）原子炉緊急停止系への影響について
原子炉緊急停止系と代替制御棒挿入機能のロジック回路は第1図のとおり，検出器からロジックまで，原子炉緊急停止系と代替制御棒挿入機能は独立した構成となっており，原子炉緊急停止系に悪影響を与えない設計とする。
なお，第2図のとおり原子炉緊急停止系の作動電磁弁についても，代替制御棒挿入機能と原子炉緊急停止系では独立した構成とする。

6号炉：H11-P661-1～4
7号炉：H11-P661-1～4
原子炉
水位
(L-3)
検出器

Ⅰ
Ⅱ

2

Ⅲ

4

Ⅳ

原子炉緊急停止系
Ⅰ
Ⅱ

原子炉
圧力
検出器

2

Ⅲ

4

Ⅳ

6号炉：H11-P654
7号炉：H11-P654
Ⅰ

原子炉
水位
(L-2)
検出器

Ⅱ

2

Ⅲ

4
代替冷却材再循環
ポンプ・トリップ機能（６台）

Ⅳ

RIP-ASD停止操作（6号炉：H11-P704）（7号炉：H11-P704）
原子炉
水位
(L-3)
検出器

Ⅰ

2

Ⅱ

3
代替冷却材再循環
ポンプ・トリップ機能（４台）

Ⅲ

RIP-ASD停止操作（6号炉：H11-P704）（7号炉：H11-P704）
原子炉
圧力
検出器

Ⅰ
Ⅱ

2

Ⅲ

代替制御棒挿入機能
3

手動ARI信号（6号炉：H11-P701）（7号炉：H11-P701）

第1図

原子炉緊急停止系及び代替制御棒挿入機能のロジック図
24 条－別紙 2－3

第2図

作動電磁弁について

24 条－別紙 2－4：常時励磁：常時無励磁ＮＥ

ＮＤ

凡例

2．代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）（1）目的代替自動減圧機能は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合であって，自動減圧系が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失するおそれがある場合又は発生した場合に，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止す
ることを目的とする。
（2）自動減圧系への影響について
自動減圧系と代替自動減圧機能の論理回路は第 3 図のとおりであり，自動減圧系に対して独立した論理回路を構成しており，自動減圧系に悪影響を与えない設計としている。
第 4 図のとおり検出器（原子炉水位低（レベル 1），残留熱除去系ポンプ吐出圧力高）からの入力信号については共有しているが，自動減圧系と隔離装置を用いて電気的に分離しており，自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。
また，論理回路からの作動用電磁弁制御信号についても共用しているが，自動減圧系と隔離装置を用いて電気的に分離しており，自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。
なお，原子炉スクラム失敗時に自動減圧が自動起動すると，高圧炉心注水系及び低圧注
水系から大量の冷水が注水され，出力の急激な上昇に繋がるため，自動減圧系及び代替自動減圧機能の自動起動阻止回路を用いて，自動起動を阻止する設計とする。自動減圧系回路と代替自動減圧機能回路の自動起動阻止回路は，手動阻止スイッチ（ハードスイッチ）を共用しているが，ハードスイッチは単純な構造であり，スイッチ接点以降は分離していることから，自動減圧系に悪影響を与えない設計とする。

24 条－別紙 2－5

自動減圧機能ロジック回路

6号炉：H11-P662-1
7号炉：H11-P662-1

KOS
原子炉水位低(ﾚﾍﾞﾙ1)

区分Ⅰ
区分Ⅱ
区分Ⅲ

凡例

阻
止

通
常

A系ロジックADS(A)起動信号
リセット

ADS(A)/SA-ADS(A)
自動起動阻止自動起動阻止キーSW：ADS及びSA-ADSで共有

阻止
2/4

通常

2/4

： 2 out of 4論理： AND論理

区分Ⅳ： OR論理(WO)
ドライウェル圧力高

(WO)

区分Ⅰ

通
常

T.D.
29秒

阻
止

通
常

自動減圧系

阻
止

代替自動減圧機能

区分Ⅱ
区分Ⅲ

2/4

区分Ⅳ

残留熱除去系ポンプ吐出圧力高(WO)： 信号阻止T.D.

： タイマー

KOS： キースイッチ

A
B
C

高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力高BC

6号炉：H11-P662-2
7号炉：H11-P662-2

SV-C SV-B SV-A

代替自動減圧機能ロジック回路

6号炉：H11-P654
7号炉：H11-P652

ND

ND

ND

A系ロジック

原子炉水位低(ﾚﾍﾞﾙ1)

逃がし安全弁（ADS機能付き（8弁））
A, C, F, H
L, N, T, R
：代替自動減圧機能（4弁）

SA-ADS(A)起動
信号リセットADS(A)/SA-ADS(A)
自動起動阻止KOSＳＲＶアクチュエータ

B系ロジックA系と同様逃がし安全弁用電磁弁

阻止
通常

区分Ⅰ

区分Ⅱ

2/3

(WO)
(WO)

T.D.
10分

区分Ⅲ

残留熱除去系ポンプ吐出圧力高ABC

6号炉：H11-P654
7号炉：H11-P653

A系と同様

第3図

B系ロジック自動減圧機能及び代替自動減圧機能のロジック回路

24 条－別紙 2－6

配線用
遮断器

ロジック回路

自動減圧系と代替自動減圧機能のロジック回路の電源は,それぞれ分
離されており自動減圧系に悪影響を与えない設計とする（遮断器によって分離を実施）。

配線用
遮断器

ヒューズ

自動減圧系

検出器

逃がし安全弁用電磁弁

ヒューズ

代替自動減圧機能

隔離装置

原子炉水位検出器信号

Ⅰ

自動減圧系

Ⅱ
Ⅲ
隔離装置
隔離装置

代替自動減圧機能

隔離装置

代替自動減圧機能
起動信号

Ry

Ry

自動減圧系
起動信号

A

残留熱除去系ポンプ吐出圧力信号

B

自動減圧系

C
隔離装置
隔離装置

代替自動減圧機能

電磁弁

隔離装置

隔離装置の概要図

論理回路からの作動用電磁弁制御
信号についても共用しているが，自動減圧系と電気的な隔離装置（リレー）を用いて信号を分離しており，
自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。

警報設定器
検出器信号
設定値

Ry

出力信号

自動減圧系と電気的な隔離装置（リレー）を用いて信号を分離し，自動減圧系への悪影響を与えない設計
とする。

第4図

信号の分離について

24 条－別紙 2－7

別紙 3 アナログ型安全保護回路の不正アクセス行為等の防止対策
アナログ型安全保護回路の検出器から作動回路について，検出器はアナログ機器，作
動回路はハードワイヤーロジック（リレーや配線によるアナログ回路）で構成されており，一部の安全保護回路への出力信号処理でディジタル型制御装置を使用している（起動領域モニタ，平均出力領域モニタ，安全系放射線モニタ）。例として，原子炉緊急停止
系の構成例を第１図に示す。不正アクセス行為等による対策については，「2.1 安全保護系の不正アクセス行為防止のための措置について」に記載の設計方針としている（下記に，「2.1」の記載内容の一部再掲）。
(1) 物理的アクセスの制限対策
発電所への入域に対しては，出入管理により物理的アクセスを制限し，管理されない
変更を防止している。
(2) ハードウェアの物理的な分離又は機能的な分離対策
安全保護系の信号は，安全保護系盤→プロセス計算機→防護装置→緊急時対策支援シ
ステム伝送装置（ERSS）→防護装置を介して外部に伝送している。この信号の流れにおいて，安全保護系からは発信されるのみであり，外部からの信号を受信しないこと，及びハードウェアを直接接続しないことで物理的及び機能的分離を行っている。
(3) 外部ネットワークからの遠隔操作及びウイルス等の侵入防止対策
安全保護系の信号で外部ネットワークへのデータ伝送の必要がある場合は，防護装置（通信状態を監視し，送信元，送信先及び送信内容を制限することにより，目的外の通信を遮断）を介して安全保護系盤の信号を一方向（送信機能のみ）通信に制限し外部からのデータ書き込み機能を設けないことでウイルスの侵入及び外部からの不正アクセスを防止している。
(4) システムの導入段階，更新段階又は試験段階で承認されていない動作や変更を防ぐ
対策
アナログ型安全保護回路は別紙 1 のとおり。
なお，ディジタル型制御装置（起動領域モニタ，平均出力領域モニタ，安全系放射線モニタ）については，｢安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程（JEAC4620）｣
及び「ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針（JEAG4609）」に準じて設計，製作，試験及び変更管理の各段階で検証及び妥当性確認（V&V）がなされたソフ
トウェアを使用している。また，安全保護系は，固有のプログラム言語を使用（一般的なコンピュータウイルスが動作しない環境）するとともに，保守以外の不要なソフトウ
ェアへのアクセス制限対策として入域制限や保守ツールの施錠管理及びパスワード管理※を行い，関係者以外の不正な変更等を防止している。

24 条－別紙 3－1

(5) 耐ノイズ・サージ対策
安全保護系は，雷・誘導サージ・電磁波障害等による擾乱に対して，制御盤へ入線する電源受電部にラインフィルタや絶縁回路を設置，外部からの信号入出力部にラインフ
ィルタや絶縁回路を設置している。
(6) ウイルス侵入防止について，供給者への要求事項及び供給者で実施している対策
ウイルスの侵入防止対策も含め，当社の安全保護系への妨害行為又は破壊行為を防止するため，第2.1表のようなセキュリティ対策を安全保護系の設計に反映するよう，供給者へ要求することとしている。なお，当社は供給者に対し，品質保証に関する監査を継続的に実施することにより，適切に管理されているかを確認することとしている。
供給者はこれを受けて，インターネットへの直接接続の禁止，保守のための当該シス
テムへの接続は許可された機器のみに限定している等の対応を実施している。
※社内マニュアル 3 次文書「Z-29･KK 業シス-01 情報システムへのウイルス対策ガイド」に規定
アナログ型安全保護回路（A1 チャンネル）の例
警報設定器
検出器

[起動領域モニタ]

手動スクラム

前置増幅器

起動領域モニタ

トリップ論理

Ry

A1

Ry

B1

Ry

A2

Ry

B2

Ｂ

ソレノイド

検出器

[平均出力領域モニタ]
ソレノイド
（Ａ）

Ａ

平均出力領域モニタ
検出器（Ｂ）

スクラムパイロット弁※他の区分も同様[安全系放射線モニタ]
前置増幅器：ディジタル機器

放射線モニタ

検出器（参考）ディジタル型安全保護回路（区分Ⅰ）の例
多重伝送装置

設定値比較部

検出器
手動スクラムⅠ[起動領域モニタ]
前置増幅器

Ⅲ

起動領域モニタ
Ⅲ

検出器

Ⅰ

Ⅳ

Ⅱ

論理回路部
[平均出力領域モニタ]ⅡⅣ

平均出力領域モニタ
Ａ

検出器

ソレノイド
（Ａ）

Ｂ

ソレノイド
（Ｂ）

スクラムパイロット弁※他の区分も同様[安全系放射線モニタ]
前置増幅器

放射線モニタ

検出器

第1図

安全保護回路の構成例（原子炉緊急停止系）
24 条－別紙 3－2：ディジタル機器

別紙 4 ソフトウェア更新時の立会において，インサイダー等に対するセキュリティ対策
安全保護系制御装置のソフトウェア変更に当たっては，以下の対策を実施している。
・ ソフトウェア変更に必要な保守ツール，記憶媒体については，保管庫内の施錠されたラック内に保管している。また，保守ツール使用時は安全保護系制御装置の保守ツールの接続部の解錠を必要とし，管理されないソフトウェアの変更を防止している。
・ 保管庫内の施錠されたラック内に保管した保守ツール，記憶媒体は，使用の際に当社監
理員立ち会いの下，貸し出しを行っている。
・ 保守ツールの接続部の鍵は，当直長の許可を得た上で，貸し出しを行っている。

・ ソフトウェア変更に係わる者は，情報セキュリティ教育（1 回／年）を受講している。
：防護上の観点から公開できません

24 条－別紙 4－1

別紙 5 ディジタル型安全保護回路のシステムへ接続可能なアクセスについて
安全保護回路等を含むネットワーク全体構成図は第 1 図及び第 2 図のとおりであり，
安全保護回路のシステムへ接続可能なアクセスについては，安全保護回路へのネットワ
ーク上の接続可能なアクセスと安全保護系制御装置のソフトウェアへ直接アクセス可能な保守ツール接続箇所となる。
安全保護回路のシステムへ接続可能なアクセスについては，以下のとおり対策をしている。

（2）外部ネットワークからの遠隔操作及びウイルス等の侵入防止対策
安全保護回路へのネットワーク上の接続可能なアクセスについては，機能的に分離する設計としている。具体的には，安全保護回路と計測制御系は第 3 図に示すように，通信コントローラとマイクロプロセッサとの間は，通信専用のメモリを介することにより，
通信コントローラが直接安全保護系のマイクロプロセッサの動作に関与しない設計とし，機能的に分離している為,計測制御系が安全保護回路のマイクロプロセッサの動作には関与しない。

（3）物理的アクセスの制限対策
安全保護系制御装置のソフトウェアへアクセス可能な保守ツールについては，保管庫内の施錠されたラック内に保管した保守ツールを使用して行い，使用時は安全保護系制
御装置の保守ツールの接続部の解錠を必要とし，管理されないソフトウェアの変更を防止している。
：防護上の観点から公開できません

24 条－別紙 5－1

計測制御系

B

信号取合概念図は第3図参照

A
DCU区分ⅠFDTLU 区分Ⅰ

他区分も同様他区分 DTMOLULD

DTM 区分Ⅰ

他区分 TLU

現場RMU 区分Ⅰ
安全保護系

第1図

＜凡例＞
・TLU：論理回路部
・DTM：設定値比較部
・DCU：データ コミュニケーション ユニット
・LD：ロードドライバ
・RMU：多重伝送盤
・OLU：出力回路部
・FD：フラットディスプレイ
：通信カードネットワーク全体構成概念図（6 号炉 RPS/MSIV の例）

計測制御系

B

信号取合概念図は第3図参照

FD

A
OLU

LD

他区分も同様TLU 区分Ⅰ

他区分 DTMDTM 区分Ⅰ

他区分 TLU

現場RMU 区分Ⅰ

安全保護系

第2図

＜凡例＞
・TLU：論理回路部
・DTM：設定値比較部
・LD：ロードドライバ
・RMU：多重伝送盤
・OLU：出力回路部
・FD：フラットディスプレイ
：通信カードネットワーク全体構成概念図（7 号炉 RPS/MSIV の例）

24 条－別紙 5－2

第3図

安全保護回路と計測制御系との信号取合概念図：枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

24 条－別紙 5－3

別紙 6 ディジタル型安全保護回路について，システム設計と実際のデバイスが具備している機能との差（未使用機能等）による影響の有無

システム設計に基づき，安全保護上要求される機能が正しく確実に実現されていることを保証するため，ディジタル安全保護系ソフトウェアは，設計，製作，試験，変更管理の各段階で，「安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程」（JEAC4620）及び「ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針」(JEAG4609）に基づき，供給者による検証及び妥当性確認の各段階において，確実に実施されていることを確認している。
：防護上の観点から公開できません

24 条－別紙 6－1

別紙 7 安全保護系の過去のトラブル（落雷によるスクラム動作事象等）の反映事項
安全保護系に関わる過去のトラブル情報を抽出し，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7号炉の安全保護系の設計面へ反映すべき事項を下記のとおり確認した。
（1）過去の不具合事例の抽出
安全保護系の設計面に反映が必要となる事象の抽出にあたり，以下を考慮した。
① 公開情報（原子力施設情報公開ライブラリー「ニューシア」）を対象② キーワード検索（安全保護系，原子炉緊急停止系，工学的安全施設作動回路，雷，ノイズ，スクラム等）により抽出③ 間接的な影響（他設備のトラブル）によって安全保護系へ影響を与えた事象（安全保護系の正動作は除く）（2）反映が必要となる事象の選定
安全保護系の設計面に反映が必要となる事象について，第 1 図及び第 1 表に基づき抽出した。抽出された過去の不具合事象を第 2 表に示す。
（3）過去の不具合事例への対応について
過去の不具合事例を抽出し，安全保護系の設計面への反映要否について検討を実施した結果，対応済み，若しくは，反映不要であることを確認した。

24 条－別紙 7－1

ニューシア情報

安全保護系に影響

YES
対象外を及ぼさない事象

NO

人的要因による

YES

操作・手順ミスによる不具合
事象（55 件）事象

NO

設備の不具合（設YES

計面への反映な一過性及び基板故障等の設
備不具合（124 件）

し）による事象

NO
不具合事象に対して設計面の対策を実施した事象（１件）

第1図

設計面への反映すべき事項の抽出フロー

第1表
項目

設計面への反映を不要とする理由

事象例

理由

人的要因による事象

安全処置の実施又は復作業手順，作業管理等の人的要因によるもので旧時のミス，作業手順あり，設計面へ反映すべき事項ではない。
のミス等

設備の不具合（設計
面への反映なし）による事象

計器・部品の単品故故障した部品の交換等の対策を図ることが基
障・一過性故障・偶発本であり，設計面へ反映すべき事項ではない。
故障等

24 条－別紙 7－2

第2表

抽出された過去の不具合事象

件名

柏崎刈羽原子力発電所 6 号機

会社名・

東京電力株式会社「主蒸気管放射能高」信号誤動作によるスクラムについて

柏崎刈羽原子力発電所 6 号機

プラント
発生日
事象概要

2012 年 08 月 22 日
平成 24 年 8 月 22 日 20 時 12 分頃，定期検査中の 6 号機において，「主蒸気管放射能高」信号の誤動作に
よりスクラム信号が発生し，原子炉スクラム（ゼロスクラム）が発生した。
なお，6 号機は冷温停止状態であり，制御棒は全挿入状態であった。

＜時系列＞
8/22
20:12 「主蒸気管放射能高

区分（Ⅰ）
（Ⅲ）
」発生

主蒸気隔離弁（内側弁）「全閉」 実動作

主蒸気ドレン内側弁「全閉」 実動作（点検のため上記弁は「全開」であった。なお，主蒸気隔離弁（外側弁）は，「全閉」であった）「原子炉スクラム」発生（ゼロスクラム）「スクラムパイロットエアーヘッダー圧力低」発生「CRD 充てん水圧力低低」発生
20:22 主蒸気管放射線モニタ

中操確認

区分Ⅰ：レベル高・高高ランプ 点灯

スクラム後指示値

2.0E-13A

区分Ⅱ：警報発生なし

スクラム後指示値

2.0E-13A

区分Ⅲ：レベル高・高高ランプ・下限点灯 スクラム後指示値

2.2E-13A

区分Ⅳ：下限ダウンスケール

点灯

スクラム後指示値（スクラム前の指示については，記録計が停止中のため採取できず）
20:40 主蒸気隔離弁（内側弁）現場確認：異常なし
20:51～20:54 主蒸気管放射線モニタ（区分Ⅰ～Ⅳ）インターロック除外実施（機能要求はないため再発防止として実施）
21:01 スクラムリセット実施
21:08 HCU 廻り現場確認：異常なし
原因

雷によるノイズ対策(1) アナログ式モニタからディジタル式モニタへ変更。
(2) ケーブルルート見直し
雷サージ電流の進入ルートと考えられる信号ケーブルの電線管ルートを原子炉建屋外壁埋設から原子炉建屋内の露出電線管ルートへの変更を実施した。

24 条－別紙 7－3

別

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉運用，手順説明資料
安全保護回路添第２４条 安全保護回路
設置許可基準 第２４条第１項第６号
不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず、又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止することができるものとすること。
（解釈）
第６号に規定する「不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず、又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止すること」とは、ハードウェアの物理的分離、機能的分離に加え、システムの導入段階、更新段階又は試験段階でコンピュータウイル
スが混入することを防止する等、承認されていない動作や変更を防ぐ設計のことをいう。

安全保護系盤

物理的分離

機能的分離

コンピュータウイルスの混入防止

不正なアクセスを

アクセス制限出入管理遮断する措置

施錠管理
（保守ツー
ルの施錠管
理，保守ツー
ルの接続部の施錠管理）

【第７条
（発電用原
子炉施設へ
の人の不法
な侵入）に
て整理】

検証及び妥
当性確認が
なされたソ
フトウェア
の使用

固有のプロ
グラム言語
を使用

変更管理
（検証及び
妥当性確認
を含む）

【第７条
（発電用原
子炉施設へ
の人の不法
な侵入）に
て整理】

パスワード
管理
（保守ツー
ルのパスワ
ード管理）

工

核

工

工

保

核

保

保

【後段規制との対応】
工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）
核：核物質防護規定（下位文書含む）

24 条－別添－1【添付六，八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に該当しない（他条文での反映事項他）

第1表
設置許可基準対象条文

対象項目

運用，手順に係る対策等（設計基準）
区分

運用対策等

運用・手順
施錠管理

第24条

変更管理

安全保護回路

パスワード
管理

体制

・施錠管理に関する管理方法を定める。
（運転員，保全員による識別及び施錠管理）

保守・点検

－

教育・訓練

－

運用・手順

・ソフトウェア変更に関する管理方法を定める。（検証及び妥当性の確認を含む）

体制（保全担当による変更管理）

保守・点検

－

教育・訓練

－

・管理（保守ツールのパスワード管理の手順整
運用・手順 備含む）・操作（パスワード入力手順の整備含む）
体制（保全担当によるパスワード管理）

保守・点検

－

教育・訓練

－

24 条－別添－2

第 26 条原子炉制御室等＜目

次＞

1. 基本方針
1.1 要求事項の整理
1.2 適合のための設計方針
1.2.1 設置許可基準規則第 26 条第 1 項第 3 号に対する基本方針
2. 追加要求事項に対する適合方針
2.1 外の状況を把握する設備
2.2 酸素濃度・二酸化炭素濃度計
3. 別添
別添 1
別添 2
別添 3

原子炉制御室について（被ばく評価除く）
原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について
運用，手順説明資料

1. 基本方針
1.1 要求事項の整理
設置許可基準規則第 26 条及び技術基準規則第 38 条を第 1.1-1 表に示す。また，
第 1.1-1 表において，新規制基準に伴う追加要求事項を明確化する。

26 条-1

第 1.1-1 表

設置許可基準規則第 26 条及び技術基準規則第 38 条要求事項

設置許可基準規則第 26 条
（原子炉制御室等）

技術基準規則第 38 条
（原子炉制御室等）

備考

発電用原子炉施設には、次に 発電用原子炉施設には、原子炉制 変更なし
掲げるところにより、原子炉 御室を施設しなければならない。
制御室（安全施設に属するも 2 原子炉制御室には、反応度制御のに限る。以下この条におい系統及び原子炉停止系統に係るて同じ。）を設けなければな
設備を操作する装置、非常用炉らない。
心冷却設備その他の非常時に発一 設計基準対象施設の健
電用原子炉の安全を確保するた
全性を確保するために必めの設備を操作する装置、発電
要なパラメータを監視で用原子炉及び一次冷却系統に係きるものとすること。
る主要な機械又は器具の動作状
態を表示する装置、主要計測装
置の計測結果を表示する装置その他の発電用原子炉を安全に運転するための主要な装置（第四十七条第一項に規定する装置を含む。）を集中し、かつ、誤操作することなく適切に運転操作することができるよう施設しなけ
ればならない。

26 条-2

設置許可基準規則第 26 条
（原子炉制御室等）

技術基準規則第 38 条
（原子炉制御室等）

備考

二

発電用原子炉施設の外 3 原子炉制御室には、発電用原子 追加要求事項の状況を把握する設備を
炉施設の外部の状況を把握する有するものとすること。
ための装置を施設しなければならない。

三

発電用原子炉施設の安 第 2 項と同じ
全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができるものとすること。

26 条-3

変更なし

設置許可基準規則第 26 条
（原子炉制御室等）

技術基準規則第 38 条
（原子炉制御室等）

備考

2 発電用原子炉施設には、火 4 発電用原子炉施設には、火災そ 変更なし
災その他の異常な事態にの他の異常な事態により原子炉
より原子炉制御室が使用
制御室が使用できない場合に、できない場合において、原原子炉制御室以外の場所から発子炉制御室以外の場所か
電用原子炉の運転を停止し、から発電用原子炉を高温停つ、安全な状態に維持すること止の状態に直ちに移行さができる装置を施設しなければせ、及び必要なパラメータならない。
を想定される範囲内に制御し、その後、発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ、及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

26 条-4

設置許可基準規則第 26 条
（原子炉制御室等）

技術基準規則第 38 条
（原子炉制御室等）

備考

3 原子炉制御室及びこれに 5 原子炉制御室及びこれに連絡す 変更なし
連絡する通路並びに運転る通路並びに運転員その他の従員その他の従事者が原子
事者が原子炉制御室に出入りす
炉制御室に出入りするたるための区域には、一次冷却系
めの区域は、一次冷却系統
統に係る発電用原子炉施設の損に係る発電用原子炉施設
壊又は故障その他の異常が発生の損壊又は故障その他のした場合に発電用原子炉の運転異常が発生した場合に発の停止その他の発電用原子炉施
電用原子炉の運転の停止
設の安全性を確保するための措その他の発電用原子炉施置をとるため、従事者が支障な設の安全性を確保するた
く原子炉制御室に入り、又は一めの措置をとるため、従事定期間とどまり、かつ、当該措者が支障なく原子炉制御置をとるための操作を行うこと室に入り、又は一定期間とができるよう、遮蔽その他の適
どまり、かつ、当該措置を切な放射線防護措置、気体状のとるための操作を行うこ
放射性物質及び原子炉制御室外とができるよう、遮蔽そのの火災により発生する燃焼ガス
他の適切な放射線防護措に対する換気設備の隔離その他
置、気体状の放射性物質及の適切な防護措置を講じなけれび原子炉制御室外の火災ばならない。
により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離
その他の適切に防護するための設備を設けなければならない。
－

6 原子炉制御室には、酸素濃度計 追加要求事項
を施設しなければならない。

26 条-5

1.2 適合のための設計方針
1.2.1 設置許可基準規則第 26 条第 1 項第 2 号に対する基本方針
中央制御室においては，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象
等や発電所構内の状況を昼夜にわたり把握するために，7 号炉原子炉建屋屋上他に設置した監視カメラの映像により，津波等の外部状況を昼夜にわたり監視可能な設計とする。また，気象観測設備等の情報を中央制御室で把握可能な設計とする。
また，気象庁の警報情報（地震情報，大津波警報等）を中央制御室内のテレビ等にて受信可能な設計とする。
中央制御室には酸素濃度・二酸化炭素濃度計を保管することで，中央制御室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握することが可能な設計とする。
2. 追加要求事項に対する適合方針
2.1 外の状況を把握する設備(1) 想定される自然現象等の抽出
原子炉施設の外の状況として，設置許可基準規則第 6 条において抽出された自然現象及び外部人為事象（風（台風），竜巻，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，森林火災，飛来物（航空機落下等），近隣工場等の火災，及び，船舶の衝突）の他に，地震，及び，津波を想定する。
なお，外部状況を把握する設備により把握できる自然現象等を別添１に示す。
(2) 外の状況を把握するための設備の設置
a. 監視カメラの設置想定される自然現象等（地震，津波，風（台風），竜巻，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，森林火災，飛来物（航空機落下等），近隣工場等の火災，
船舶の衝突）の影響について，昼夜にわたり発電所構内の状況（海側，山側）を把握することができる暗視機能等を持った監視カメラを設置する。
監視カメラは，津波監視カメラ（6 号及び 7 号炉共用），及び，構内監視カメ
ラで構成する。
津波監視カメラは，遠方からの津波の接近を適切に監視できる位置及び方向に設置するとともに，6 号及び 7 号炉放水口及び取水口における津波の襲来状
況を適切に監視できる位置及び方向に設置する。
構内監視カメラは，自然現象等の監視のため，原子炉施設周辺の高台，及び，海側に設置し，津波監視カメラの監視可能範囲を補足する。
b.

気象観測設備等の設置
風（台風），竜巻，凍結，降水等による発電所構内の状況を把握するため，風

26 条-6

向，風速，気温，降水量等を測定する気象観測設備を設置する。また，津波監視設備として取水槽水位計を設置する。
(3) 公的機関から気象情報を入手できる設備の設置
地震，津波，竜巻，落雷等の原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある事象に関する情報を入手するため，中央制御室に電話，FAX 等の公的機関から気象情報を入手できる設備を設置する。

2.2 酸素濃度・二酸化炭素濃度計
外気から中央制御室への空気の取り込みを停止した場合に，酸素濃度及び二酸化
炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度・二酸化炭素濃度計を保管する。

3. 別添
別添 1
別添 2
別添 3

原子炉制御室について（被ばく評価除く）
原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について
運用，手順説明資料

26 条-7

別添１

原子炉制御室等について（被ばく評価除く）

26 条-別添 1-i

目

次

1. 概要
1.1 新規制基準への適合方針
1.2 設計における想定シナリオ
2. 設計方針
2.1 中央制御室から外の状況を把握する設備について
2.1.1 中央制御室から外の状況を把握する設備の概要
2.1.2 監視カメラについて
2.1.3 監視カメラ映像サンプル
2.1.4 監視カメラにより把握可能な自然現象等
2.1.5 中央制御室にて把握可能なパラメータ2.2 酸素濃度計等について
2.2.1 酸素濃度・二酸化炭素濃度計の設備概要
2.2.2 酸素濃度，二酸化炭素濃度の管理
2.3 汚染の持ち込み防止について
2.4 炉心の著しい損傷が発生した場合に運転員がとどまるための設備について
2.4.1 概要
2.4.2 中央制御室及び中央制御室待避室陽圧化バウンダリの
設計差圧
2.4.3 中央制御室の居住性確保
2.4.4 中央制御室待避室の居住性確保
2.5 重大事故等時の電源設備について
3. 添付資料
3.1 中央制御室内待避室の運用について
3.2 配備する資機材の数量について
3.3 チェンジングエリアについて
3.4 中央制御室への地震及び火災等の影響
3.5 中央制御室待避室のデータ表示装置で確認できるパラメータ
3.6 事故シーケンスの組み合わせと待避室の収容性
3.7 申請前号炉の中央制御室の居住性評価について

26 条-別添 1-ii

1. 概要
1.1 新規制基準への適合方針（１）設計基準事象への対処
原子炉制御室に関する設計基準事象への対処のための追加要求事項と，その適合方
針は以下，表 1.1-1, 表 1.1-2 のとおりである。
表 1.1-1 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」 第二十六条（原子炉制御室）
実用発電用原子炉及びその附属施設の位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関 す る 規 則

実用発電用原子炉及びその附属施設の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関 す る
規則の解釈（原子炉制御室等）

第２６条（原子炉制御室等）

第 二 十 六 条 発 電 用 原 子 炉施 設 に は 、次 に掲げるところにより、原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一 設計基準対象施設の健全性を確保するために必要なパラメータを監視できるものとすること。

１ 第１項第１号に規定する「必要なパ ラ メ ー タ を 監 視 で き る 」と は 、発 電用原子炉及び主要な関連施設の運転状況並びに主要パラメータについて、
計測制御系統施設で監視が要求される パ ラ メ ー タ の う ち 、連 続 的 に 監 視 す
る必要のあるものを原子炉制御室において監視できることをいう。

二 発電用原子炉施設の外の状況を把握する設備を有するものとすること。

２ 第１項第２号に規定する「発電用原 子 炉 施 設 の 外 の 状 況 を 把 握 す る 」とは 、原 子 炉 制 御 室 か ら 、発電 用 原 子 炉
施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できることをいう。

三 発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができるものとすること。

３ 第１項第３号において「必要な操作 を 手 動 に よ り 行 う 」と は、急 速 な 手
動による発電用原子炉の停止及び停止後の発電用原子炉の冷却の確保のための操作をいう。

26 条-別添 1-1-1

適合方針（追加要求事項への適合方針は以下のとおり）

・中央制御室には，発電用原子炉施設の外の状況を把握するために ，7 号 炉 原 子 炉 建 屋 屋
上 他 に 設 置 し た 監視カ
メラの 映 像 に よ り ，津 波等の外部状況を昼夜にわたり監視できる設計とする。また，気象観測設備等の情報を中央制御室で把握可能な設計とする。そのほかにも，気象庁の警報情報（地震情報，大津波警報等）を中央制御室内のテレビ等にて受信可能な設計とする。

２ 発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、火 災 そ の 他 の異常な事態により原子炉制御室が使用できない場合において、原子炉制御室以外の場所から発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ、及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し、その後、発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ、及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

４ 第２項に規定する「発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行」とは 、直 ち に 発 電 用 原 子 炉 を停 止 し 、残留熱を除去し及び高温停止状態を安全に維持することをいう。

３ 原子炉制 御室及 びこれに 連絡する通 ５ 第３項に規定する「従事者が支障
路 並 び に 運 転 員 そ の 他 の 従 事 者 が 原 子 炉 な く 原 子 炉 制 御 室 に 入 り 、又 は 一 定 期
制 御 室 に 出 入 り す る た め の 区 域 は 、 一 次 間 と ど ま り 」と は 、事 故 発 生 後 、事 故冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊 対 策 操 作 を す べ き 従 事 者 が 原 子 炉 制又は故障その他の異常が発生した場合に 御 室 に 接 近 で き る よ う 通 路 が 確 保 さ
発 電 用 原 子 炉 の 運 転 の 停 止 そ の 他 の 発 電 れ て い る こ と 、及 び 従 事 者 が 原 子 炉 制
用 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 を 確 保 す る た め の 御 室 に 適 切 な 期 間 滞 在 で き る こ と 、並措置をとるため、従事者が支障なく原子 び に 従 事 者 の 交 替 等 の た め 接 近 す る
炉 制 御 室 に 入 り 、又 は 一 定 期 間 と ど ま り 、 場 合 に お い て は 、放 射 線 レ ベ ル の 減 衰
かつ、当該措置をとるための操作を行う 及 び 時 間 経 過 と と も に 可 能 と な る 被ことができるよう、遮蔽その他の適切な ばく防護策が採り得ることをいう。
放射線防護措置、気体状の放射性物質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設けなければならない。

表 1.1-2 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」
第三十八条（原子炉制御室）
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈（原子炉制御室等）

第３８条（原子炉制御室等）

適合方針

第 三 十 八 条 発 電 用 原 子 炉施 設 に は 、原 子
炉制御室を施設しなければならない。
２ 原 子 炉 制 御 室 に は 、反 応 度 制 御 系 統 及び原子炉停止系統に係る設備を操作する装置、非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備を操作する装置、発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を表示する装置、主要計測
装置の計測結果を表示する装置その他の発電用原子炉を安全に運転するための主要な装置（第四十七条第一項に規定する装置を含む。）を集中し、かつ、誤操作することなく適切に運転操作することができるよう施設しなければならない。
３ 原 子 炉 制 御 室 に は 、発 電 用 原 子 炉 施 設の外部の状況を把握するための装置を施設しなければならない。

８ 第３項に規定する「発電用原子炉
施設の外部の状況を把握するための装 置 」と は 、発 電 用 原 子 炉施 設 に 迫 る
津波等の自然現象をカメラの映像等
により昼夜にわたり監視できる装置

26 条-別添 1-1-2

・設置許可基準規則第二 十 六 条 第 1項 第 2号 に
同じ。

をいう。
９ 第４項に規定する「原子炉制御室
４ 発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、火 災 そ の 他 の
以 外 の 場 所 」と は 、原 子 炉制 御 室 を 構
異常な事態により原子炉制御室が使用で成 す る 区 画 壁 の 外 で あ っ て 、原 子 炉 制
きない場合に、原子炉制御室以外の場所
御室退避の原因となった居住性の悪か ら 発 電 用 原 子 炉 の 運 転 を 停 止 し 、か つ 、化の影響が及ぶおそれがない程度に安全な状態に維持することができる装置
隔 離 さ れ た 場 所 を い い 、「安 全 な 状 態を施設しなければならない。
に維持することができる装置」とは、原子炉制御室以外の場所から発電用
原 子 炉 を 高 温 停 止 で き 、引 き 続 き 低 温
停止できる機能を有した装置であること。
５ 原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区域には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損
壊又は故障その他の異常が発生した場合に発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため、従事者が支障なく原子炉制御室に入り、又は一定期間とどまり、かつ、当該措置をとるための操作を行うことができるよう、遮蔽その他の適切な放射線防護措置、気体状の放射性物
質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切な防護措置を講じなければならない。

１ ０ 第 ５ 項 に 規 定 す る ｢こ れ に 連 絡する通路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための 区 域 ｣と は 、 一 次 冷 却 系 統 に 係 る 施
設 の 故 障 、損 壊 等 が 生 じ た 場 合 に 原 子
炉制御室に直交替等のため入退域する通路及び区域をいう。
１１ 第５項においては、原子炉制御室 等 に は 事 故・異 常 時 に おい て も 従 事者 が 原 子 炉 制 御 室 に 立 ち 入 り 、一 定 期間滞在できるように放射線に係る遮蔽 壁 、放 射 線 量 率 の 計 測 装 置 の 設 置 等の「 適 切 な 放 射 線 防 護 措 置」が 施 さ れていること。この「放射線防護措置」
としては必ずしも設備面の対策のみ
で は な く 防 護 具 の 配 備 、着 用 等 運 用 面の 対 策 も 含 ま れ る 。「 一 定期 間 」と は 、
運 転 員 が 必 要 な 交 替 も 含 め 、一 次 冷 却
材喪失等の設計基準事故時に過度の被 ば く な し に と ど ま り 、必 要 な 操 作 を行う期間をいう。
１２ 第５項に規定する「遮蔽その他の 適 切 な 放 射 線 防 護 措 置 」と は 、一 次
冷 却 材 喪 失 等 の 設 計 基 準 事 故 時 に ，原子炉制御室内にとどまり必要な操作、措置を行う運転員が過度の被ばくを受 け な い よ う 施 設 し 、運 転 員 が 原 子 炉
制 御 室 に 入 り 、と ど ま る 間 の 被 ば く を「 実 用 発 電 用 原 子 炉 の 設 置 、運 転 等 に関する規則の規定に基づく線量限度
等 を 定 め る 告 示 」の 第 ８ 条 に お け る 緊
急時作業に係る線量限度１００ｍＳ
ｖ以下にできるものであることをいう。
この場合における運転員の被ばく評
価 は 、判 断 基 準 の 線 量 限 度 内 で あ る ことを確認すること。被ばく評価手法
は 、「 原 子 力 発 電 所 中 央 制御 室 の 居 住
性 に 係 る 被 ば く 評 価 手 法 に つ い て（ 内規 ）」（ 平 成 ２ １・０ ７・２ ７ 原 院 第１ 号（ 平 成 ２ １ 年 ８ 月 １ ２ 日 原 子 力 安
全・保 安 院 制 定 ））（ 以 下「 被 ば く 評
価 手 法（ 内 規 ）」と い う。）に 基 づ くこと。

26 条-別添 1-1-3・遮蔽その他の適切な放射線防護措置は，運転員の被ばく評価を「原子力発電所中央制
御室の居住性に係る被ばく評価手法について(内 規 )」 に 基 づ き 実 施
し ， 実 効 線 量 が 100mSv
以下となる設計とする。
また，チャコールフィ
ルターを通らない空気の原子炉制御室への流入量については，被ばく評価により想定した空気量を下回る設計とする。

チャコールフィルターを通らない空気の原子炉制御室への流入量について は 、被 ば く 評 価 手 法（ 内 規 ）に 基 づき、原子炉制御室換気設備の新設の際 、原 子 炉 制 御 室 換 気 設 備 再 循 環 モ ー
ド時における再循環対象範囲境界部
での空気の流入に影響を与える改造の 際 、及 び 、定 期 的 に 測 定 を 行 い 、運転員の被ばく評価に用いている想定
した空気量を下回っていることを確認すること。
１３ 第５項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」とは、原子炉制御室外の火災等により発生した有毒ガスを原子炉制御室換気設
備によって取り入れないように外気と の 連 絡 口 は 遮 断 可 能 で あ る こ と 、また 、隔 離 時 の 酸 欠 防 止 を 考 慮 し て 外 気
取 入 れ 等 の 再 開 が 可 能 で あ る こ と 。その 他 適 切 な 防 護 措 置 と は 、必 ず し も 設
備面の対策のみではなく防護具の配備、着用等運用面の対策も含まれる。

６ 原 子 炉 制 御 室 に は 、酸 素 濃 度 計 を 施 設
しなければならない。

１ ６ 第 ６ 項 に 規 定 す る「 酸素 濃 度 計 」
・中央制御室には，酸は 、設 計 基 準 事 故 時 に お いて 、外 気 か
素濃度・二酸化炭素濃ら原子炉制御室への空気の取り込み度計を配備する設計とを 、一 時 的 に 停 止 し た 場 合に 、事 故 対する。
策のための活動に支障のない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握でき る も の で あ る こ と 。ま た、所 定 の 精度を保証するものであれば、常設設備、可搬型を問わない。

26 条-別添 1-1-4

（２）重大事故等への対処
原子炉制御室に関する重大事故等への対処のための追加要求事項と，その適合方針
は以下，表 1.1-3 のとおりである。
表 1.1-3 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」 第五十九条 （ 運 転 員 が 原 子 炉 制 御 室 に と ど ま る た め の 設 備 ）実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関する規則の解釈（運転員が原子炉制御室にとどまるための設備）第五十九条 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（ 重 大 事 故 等 対 処 設 備（ 特定重大事故等対処施設を構成す
る も の を 除 く 。）が 有 す る 原 子 炉
格納容器の破損を防止するための機能が損なわれた場合を除く 。）に お い て も 運 転 員 が 第 二 十六条第一項の規定により設置される原子炉制御室にとどまるために必要な設備を設けなければならない。

（運転員が原子炉制御室にとどまるための設備）
１ 第５９条に規定する「重大事故等 対 処 設 備（ 特 定 重 大 事 故 等 対 処 施
設 を 構 成 す る も の 除 く 。）が 有 す る
原子炉格納容器の破損を防止するための機能が損なわれた場合」とは 、第 ４ ９ 条 、第 ５ ０ 条 、第 ５ １ 条
又は第５２条の規定により設置されるいずれかの設備の原子炉格納容器の破損を防止するための機能が喪失した場合をいう。

適合方針（重大事故等に対処するために必要なパラメータについても監視 で き る 設 計 と す る 。）

２ 第５９条に規定する「運転員が第二十六条第一項の規定により設置される原子炉制御室にとどまる
た め に 必 要 な 設 備 」と は 、以 下 に 掲
げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

ｂ ）炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場
合の原子炉制御室の居住性について 、次 の 要 件 を 満 た す も の で あ る こと。

・中 央 制 御 室 に は ，炉 心 の著 し い損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設 備（ 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 及 び 非常用照明）を設置する設計とする。
重大事故発生時において運転員が と ど ま る た め に 必 要 な 設 備（ 可
搬型陽圧化空調機及び非常用照明 ）は ，代 替 交 流 電 源 設 備か ら 給電可能となる設計とする。
・炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生し た 場
合 に お い て も ，中 央 制 御 室 に と どまる運転員の実効線量が 7 日間で100mSv を 超 え な い 設 計 と す る 。

① 本規程第３７条の想定する格納
容 器 破 損 モ ー ド の う ち 、原 子 炉 制 御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功 し た 事 故 シ ー ケ ン ス（ 例 え ば 、炉心 の 著 し い 損 傷 の 後 、格 納 容 器 圧 力逃がし装置等の格納容器破損防止
対 策 が 有 効 に 機 能 し た 場 合 ）を 想 定すること。

・中 央 制 御 室 の 運 転 員 の 被ば く の観点から結果が最も厳しくなる
事故収束に成功した事故シーケ
ン ス と し て ，格 納 容 器 過 圧 の 破 損
モ ー ド を 想 定 し た 設 計 と す る 。また ， 大 破 断 LOCA 時 に 非 常 用 炉 心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンスを選定し設計する。

ａ ）原 子 炉 制 御 室 用 の 電 源（ 空 調 及び 照 明 等 ）は 、代 替 交 流 電 源 設 備 からの給電を可能とすること。

26 条-別添 1-1-5

② 運転員はマスクの着用を考慮して も よ い 。た だ し そ の 場 合 は 、実 施のための体制を整備すること。

・運 転 員 は ，中 央 制 御 室 滞在 時 及び交替のための入退域時ともにマスクの着用を考慮する設計とする。

③ 交替要員体制を考慮してもよい 。た だ し そ の 場 合 は 、実 施 の た めの体制を整備すること。

・運 転 員 は 5 直 2 交 替 勤 務を 前 提に 評 価 を 行 な う が ，積算の被ばく線
量が最も厳しくなる格納容器ベント
実施時に中央制御室に滞在する運転員の勤務形態を考慮のうえ設計する。

④ 判断基準は、運転員の実効線量が 7 日 間 で 100mSv を 超 え な い こと。

ｃ ）原 子 炉 制 御 室 の 外 側 が 放 射 性 物 ・中央制御室の外側が放射性物質によ
質 に よ り 汚 染 し た よ う な 状 況 下 に り汚染した状況下で，モニタリング，
お い て 、原 子 炉 制 御 室 へ の 汚 染 の 持 作業服の着替え等により中央制御室
ち 込 み を 防 止 す る た め 、モ ニ タ リ ン への汚染の持ち込みを防止するため
グ 及 び 作 業 服 の 着 替 え 等 を 行 う た の区画を，中央制御室出入口近傍に設めの区画を設けること。
ける設計とする。
ｄ ）上 記 ｂ ）の 原 子 炉 制 御 室 の 居 住性を確保するために原子炉格納容器から漏えいする空気中の放射性物質の濃度を低減する必要がある
場 合 は 、 非 常 用 ガ ス 処 理 系 等 （ BWRの 場 合 ）又 は ア ニ ュ ラ ス 空 気 再 循 環
設 備 等 （ PWRの 場 合 ） を 設 置 す る こと。

・中 央 制 御 室 の 居 住 性 を 確保 す る
ために原子炉格納容器から漏えいする空気中の放射性物質の濃度 を 低 減 す る た め ，非 常 用 ガ ス 処
理系を設置する設計とする。

ｅ ） BWRに あ っ て は 、 上 記 ｂ ） の 原
子炉制御室の居住性を確保するた
めに原子炉建屋に設置されたブロ
ーアウトパネルを閉止する必要が
あ る 場 合 は 、現 場 に お い て 、人 力 により容易かつ確実に閉止操作ができること。

・ 原子炉建屋原子炉区域の気密バウ
ンダリの一部として原子炉建屋に設置する原子炉建屋ブローアウトパネ
ルは，閉状態の維持又は解放時に遠隔で閉止可能な設計とするとともに，近接可能な場合は，現場において，人力により容易かつ確実に閉止可能な設計とする。

※「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」 第七十四条（運転員が原子炉制御室にとどまるための設備）も同様の記載のため，省略する。

原子炉制御室に設置する設備のうち，重大事故対処設備に関する概要を表 1.1-4 に示す。

26 条-別添 1-1-6

表 1.1-4

重大事故対処設備に関する概要（59 条

系統機能

設備

運転員が原子炉制御室にとどまるための設備）(1/2)

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

（中央制御室）
－

耐震重要
度分類
（S）
－

常設

（重大事故等対処施設）－

中央制御室待避室－－

常設（重大事故等対処施設）－

中央制御室遮蔽（中央制御室遮蔽）
－

（S）
－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1

－

－

－

常設

常設重大事故緩和設備－

中央制御室換気空調系
－

S
－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

設備
居住性の確保

設備
種別

中央制御室

中央制御室待避室遮蔽
中央制御室可搬型陽圧化空調機
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）
無線連絡設備（常設）
衛星電話設備（常設）62 条に記載
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

データ表示装置（待避室）

－

－

常設

差圧計※2

－

－

可搬

酸素濃度・二酸化炭素濃度計※2

－

－

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

中央制御室可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト［流路］
中央制御室待避室陽圧化装置（配管・弁）［流路］
中央制御室換気空調系給排気隔
離弁（MCR 外気取入ダンパ，MCR
非常用外気取入ダンパ，MCR 排気ダンパ）［流路］
中央制御室換気空調系ダクト（MCR 外気取入ダクト，MCR 排気ダクト）［流路］

中央制御室換気空調系
－

S
－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1※3

SA－2

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1※3SA－2※1 常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類とする。
※2 計測器本体を示すため計器名を記載※3 可搬型陽圧化空調機による陽圧化においてバウンダリを構成し，空気の流れを確保する常設設備であるため，本文類とする。

26 条-別添 1-1-7－－

表 1.1-4

系統機能

重大事故対処設備に関する概要（59 条

設備

運転員が原子炉制御室にとどまるための設備）(2/2)

代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
度分類

設備
居住性の確保（つづき）

設備
種別

無線連絡設備（常設）（屋外アン
テナ）
［伝送路］
衛星電話設備（常設）（屋外アン
テナ）
［伝送路］

常設
可搬型

設備分類
分類

機器
クラス

62 条に記載

照明の確保

可搬型蓄電池内蔵型照明

中央制御室照明－

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

被ばく線量の低減

非常用ガス処理系排風機

－

－

常設

常設重大事故緩和設備

－

－

－

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

非常用ガス処理系配管・弁［流路］

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

主排気筒（内筒）［流路］

常設

常設重大事故緩和設備－

非常用ガス処理系フィルタ装置［流路］
非常用ガス処理系湿分除去装置［流路］

原子炉建屋原子炉区域［流路］

その他の設備に記載（うち，常設重大事故緩和設備）

26 条-別添 1-1-8

1.2 設計における想定シナリオ
原子炉制御室の設計において想定するシナリオについて，以下に記す。
（１）単独プラント設計基準事故時の想定シナリオ「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（ 以下，「 技術基準」）の解釈第 38 条 12 に記載の通り，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評
価手法について（内規）」」（平成 21・07・27 原院第１号（平成 21 年 8 月 12 日原子力
安全・保安院制定））に基づき，仮想事故相当の原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を想定する。

（２）重大事故時の想定シナリオ
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，「実用発電用原子炉及びその附
属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」（以下，「設置許可基準規則」）の
解釈第 59 条 1b)及び技術基準の解釈第 74 条 1b)，並びに「実用発電用原子炉に係る重 大事故 時の制 御室及び 緊急時 対策所 の居住性 に係る 被ばく 評価に関 する審 査ガイド」（以下，「審査ガイド」）に基づき想定する「設置許可基準規則解釈第 37 条の想定 する格 納容器 破損モー ドのう ち、原 子炉制御 室の運 転員の 被ばくの 観点か ら結果
が 最も厳 しくな る事故収 束に成 功した 事故シー ケンス （例え ば、炉心 の著し い損傷の後、格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）」である「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失するシ
ーケンス」
（以下，
「大 LOCA＋ECCS 全喪失＋SBO シナリオ」）においても，格納容器ベン トを実 施する ことなく 事象を 収束す ることの できる 代替循 環冷却系 を整備 している。従って，審査ガイド 4.2（3）h.被ばく線量の重ね合わせ に基づき，6 号及び 7
号 炉にお いて同 時に炉心 の著し い損傷 が発生し たと想 定する 場合，第 一に両 号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。
基本的な事象収束シナリオ
柏崎刈羽６号炉

柏崎刈羽７号炉

代替循環冷却

代替循環冷却
図 1.1-1

基本シナリオ

し かしな がら ，被ば く評 価にお いて は，片 方の 号炉に おい て代替 循環 冷却に 失敗
26 条-別添 1-1-9

す ること も考慮 し，当該 号炉に おいて 格納容器 圧力逃 がし装 置を用い た格納 容器ベントを行うことを想定する。これを被ばく評価における基本想定シナリオとする。

被ばく評価の基本想定シナリオ（6 号炉ベントの例）
柏崎刈羽７号炉

柏崎刈羽６号炉

代替循環冷却

格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント
図 1.1-2

被ばく評価基本シナリオ例

な お，更 なる 安全性 向上 の観点 から ，さら に２ つのシ ナリ オを想 定し て，自 主的な 対策を 講じる こととす る。１ つ目の シナリオ として ，遮蔽 設計をよ り厳し くする
観 点から ，両方 の号炉に おいて 代替循 環冷却に 失敗し ，同時 に格納容 器圧力 逃がし
装 置を用 いた格 納容器ベ ントを 行うこ とを想定 する。 これに 応じた遮 蔽設計 を行うこととする。

原子炉制御室の更なる安全性向上のための想定シナリオ①
柏崎刈羽６号炉

柏崎刈羽７号炉

格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント
図 1.1-3

同時
ベント

格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント

安全性向上のためのシナリオ①（遮蔽）

２ つ目の シナリ オとして ，空調 設計を より厳し くする 観点か ら，両方 の号炉 において 代替循 環冷却 に失敗し ，同時 にでは なく格納 容器圧 力逃が し装置を 用いて 格納容器ベントを行うことを想定する。これに応じた自主的な対策を講じることとする。

原子炉制御室の更なる安全性向上のための想定シナリオ②
柏崎刈羽６号炉
格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント
図 1.1-4

同時で
ない
ベント

柏崎刈羽７号炉
格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベント

安全性向上のためのシナリオ②（空調）26 条-別添 1-1-10

2. 設 計 方 針2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備について

2.1.1

中央制御室から外の状況を把握する設備の概要
以 下 の 設 備 等 を 用 い る こ と で ，中 央 制 御 室 内 に て 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 外の 状 況 の 把 握 が 可 能 な 設 計 と し て い る 。概 略 を 図 2.1-1に ，配 置 を 図 2.1-2に示す。

（１）監視カメラ
発 電 用 原 子 炉 施 設 に 影 響 を 及 ぼ す 可 能 性 の あ る 自 然 現 象 等（ 洪 水 ，風（ 台風 ），竜 巻 ，低 温（ 凍 結 ），降 水 ，積 雪 ，落 雷 ，地 滑 り ，火 山 の 影 響 ，生物 学 的 事 象 ，森 林・近 隣 工 場 等 の 火 災 ，飛 来 物（ 航 空 機 落 下 等 ），船 舶 の衝 突 ， 及 び 地 震 ， 津 波 ） 及 び 発 電 所 構 内 の 状 況 を ， 7号 炉 原 子 炉 建 屋 屋 上
主 排 気 筒 に 設 置 す る 津 波 監 視 カ メ ラ ，6号 炉 ，7号 炉 ス ク リ ー ン 海 側 等 に 設
置 す る 構 内 監 視 カ メ ラ の 映 像 に よ り ，昼 夜 に わ た り 監 視 で き る 設 計 と す る 。

（２）取水槽水位計
津波の襲来及び津波挙動の把握が可能な設計とする。

（３）気象観測設備
発 電 所 構 内 に 設 置 し て い る 気 象 観 測 設 備 に よ り ，風 向・風 速 等 の 気 象 状
況を常時監視できる設計とする。
ま た 周 辺 モ ニ タ リ ン グ 設 備 に よ り ，発 電 所 周 辺 監 視 区 域 境 界 付 近 の 外 部
放射線量率を把握できる設計とする。

（４）公的機関等の情報を入手するための設備
公 的 機 関 か ら の 地 震 ，津 波 ，竜 巻 ，雷 ，降 雨 予 報 ，天 気 図 ，台 風 情 報 等
を 入 手 す る た め に ， 中 央 制 御 室 に テ レ ビ ， 電 話 ， FAX等 を 設 置 し て い る 。
ま た ，社 内 ネ ッ ト ワ ー ク に 接 続 さ れ た パ ソ コ ン を 使 用 す る こ と で ，台 風 情
報 ，竜 巻 注 意 情 報 の ほ か 雷・降 雨 予 報 ，天 気 図 等 の 公 的 機 関 か ら の 情 報（ う
ち 雷 に つ い て は 社 内 シ ス テ ム に よ る 落 雷 位 置 情 報 を 含 む ）を 入 手 す る こ とが可能な設計とする。

26 条-別添 1-2-1：Ｄ Ｂ 範 囲

中央制御室【監視カメラの映像】
津波監視カメラ
（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）
監視モニター（イメージ写真）

構内監視カメラ（大湊側高台ヤード南面）
構内監視カメラ（6 号・7 号炉スクリーン海側）【公的機関等の情報】

構内監視カメラ（6 号・7 号炉スクリーン海側バースクリーン）

FAX

PC

一般テレビ

図 2.1-1 中 央 制 御 室 に お け る 外 部 状 況 把 握 の イ メ ー ジ：Ｄ Ｂ 範 囲

26 条-別添 1-2-2

（ *T.M.S.L.： 東 京 湾 平 均 海 面 ）図 2.1-2

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
26 条-別添 1-2-3：Ｄ Ｂ 範 囲（ *T.M.S.L.： 東 京 湾 平 均 海 面 ）図 2.1-3

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図（ 6号 炉 ， 7号 炉 周 辺 拡 大 図 ）枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
26 条-別添 1-2-4：Ｄ Ｂ 範 囲

2.1.2

監視カメラについて
監視カメラは，津波監視カメラ及び構内監視カメラにて構成する。
津 波 監 視 カ メ ラ は ， 7号 炉 原 子 炉 建 屋 屋 上 に 設 置 さ れ た 排 気 筒 の

T.M.S.L.+76mの 位 置 に 2台 設 置 し ，水 平 360°，垂 直 90°の 旋 回 が 可 能 な 設
備 と す る こ と で ，津 波 の 襲 来 及 び 津 波 挙 動 の 察 知 と ，そ の 影 響 の 俯 瞰 的 な
把 握 が 可 能 な 設 計 と す る 。ま た ，赤 外 線 撮 像 機 能 を を 有 し た カ メ ラ を 用 い ，か つ 中 央 制 御 室 か ら 監 視 可 能 な 設 備 と す る こ と で ，昼 夜 を 問 わ な い 継 続 した監視を可能とする。
監 視 に 必 要 な 要 件 を 満 足 す る 仕 様 と し て お り ，隣 接 す る 6号 及 び 7号 炉 発
電用原子炉施設に迫る自然現象を共通要因として把握するものであるた
め ，6号 及 び 7号 炉 で 共 用 と す る こ と に よ っ て 安 全 性 を 損 な う こ と は な い こと か ら ， 6号 及 び 7号 炉 共 用 と し て い る 。 表 2.1-1に 津 波 監 視 カ メ ラ の 概 要を示す。
ま た 構 内 監 視 カ メ ラ は ，自 然 現 象 等 の 監 視 強 化 の た め 原 子 炉 施 設 周 辺 高
台 ，及 び 海 側 に 設 置 し ，津 波 監 視 カ メ ラ の 監 視 可 能 範 囲 を 補 足 す る 。構 内
監 視 カ メ ラ の 配 置 を 図 2.1-3に ， 表 2.1-2に 構 内 監 視 カ メ ラ の 概 要 を 示 す 。
津 波 監 視 カ メ ラ 及 び 構 内 監 視 カ メ ラ は ，取 付 け 部 材 ，周 辺 の 建 物 ，設 備
等で死角となるエリアをカバーすることが出来るよう配慮し配置している 。各 々 の カ メ ラ に て 監 視 可 能 な 6号 炉 ，7号 炉 原 子 炉 施 設 及 び 周 辺 の 構 内
範 囲 に つ い て ，図 2.1-4～ 6に 示 す 。ま た ，構 内 監 視 カ メ ラ は 庇 を 有 し た 積
雪 等 影 響 を 受 け に く い 構 造 を 有 し た も の を 設 置 す る と と も に ，ま た 津 波 監
視 カ メ ラ 取 付 け は 7号 炉 主 排 気 筒 の 支 持 鋼 材 へ の 懸 垂 構 造 と す る こ と で 積
雪 の 影 響 を 受 け に く い 設 計 と す る 。 取 付 け 詳 細 を 図 2.1-7,8に 示 す 。
な お ，可 視 光 カ メ ラ に よ る 監 視 が 期 待 で き な い 夜 間 の 濃 霧 発 生 時 や 強 雨
時 に お い て は ，赤 外 線 カ メ ラ に よ る 監 視 機 能 に つ い て も 期 待 で き な い 状 況と な る こ と が 考 え ら れ る 。そ の 場 合 は 監 視 カ メ ラ 以 外 で 中 央 制 御 室 に て 監
視 可 能 な パ ラ メ ー タ を 監 視 す る こ と で 外 部 状 況 の 把 握 に 努 め つ つ ，気 象 等に 関 す る 公 的 機 関 か ら の 情 報 も 参 考 と し ，原 子 炉 施 設 に 影 響 を 及 ぼ す 可 能
性 が あ る 自 然 現 象 等 を 把 握 す る こ と と す る 。な お ，監 視 カ メ ラ の う ち ，海側に設置された構内監視カメラにおいてはカメラに照明設備が付属装備されており，環境によっては外部状況把握が可能な設計とする。

26 条-別添 1-2-5：Ｄ Ｂ 範 囲表 2.1-1

津波監視カメラの概要
津波監視カメラ

外観

カメラ構成

可視光と赤外線のデュアルカメラ

ズーム

デジタルズーム４倍

遠隔可動

上下左右可能（ 垂 直 ±90°／ 水 平 360° ）

暗視機能あり（赤外線カメラ）

耐震性

基準地震動に対し機能維持

電源供給

代替交流電源設備から給電可能

風荷重

風 速 40 .1m/se cに よ る 荷 重 を 考 慮

積雪荷重

積 雪 167cm に よ る 荷 重 を 考 慮

台数7号 炉 原 子 炉 建 屋 屋 上 主 排 気 筒 （ 6号 炉 7号 炉 共 用 ） ２ 台

表 2.1-2

構内監視カメラの概要
構内監視カメラ
6号 炉 ス ク リ ー ン 海 側
及 び 7号 炉 ス ク リ ー ン 海 側

大湊側高台ヤード南面

外観

カメラ構成

可視光カメラズーム

光 学 ズ ー ム 18 倍

光 学 ズ ー ム 12倍

遠隔可動

上下左右可能（ 垂 直 ± 約 90°／ 水 平 360° ）上下左右可能（ 上 方 約 15°下 方 約 60°／ 左 右 約 170° ）

暗視機能

なし

耐震性

Ｃクラス

電源供給

常・非常用電源から給電可能

台数（ 6号 炉 7号 炉 共 用 ） １ 台

26 条-別添 1-2-66号 炉 ス ク リ ー ン 海 側 :（ 6号 炉 設 備 ） ３ 台
7号 炉 ス ク リ ー ン 海 側 :（ 7号 炉 設 備 ） ３ 台：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-4 6 号 炉 ， 7 号 炉 原 子 炉 施 設 と 津 波 監 視 カ メ ラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）の監視可能な画角範囲
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
26 条-別添 1-2-7：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-5 6 号 炉 ， 7 号 炉 原 子 炉 施 設 と 構 内 監 視 カ メ ラ（大湊側高台ヤード南面）の監視可能な画角範囲
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

26 条-別添 1-2-8：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-6 6 号 炉 ， 7 号 炉 原 子 炉 施 設 と 構 内 監 視 カ メ ラ（6 号炉，7 号炉スクリーン海側）の監視可能な画角範囲
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

26 条-別添 1-2-9：Ｄ Ｂ 範 囲図 2.1-7

津波監視カメラ取り付け概要図

図 2.1-8

構内監視カメラ取り付け概要図

26 条-別添 1-2-10

2.1.3

監視カメラ映像サンプル

中 央 制 御 室 に お い て ，監 視 カ メ ラ に よ り 監 視 で き る 映 像 の サ ン プ ル を 図
2.1-9及 び 図 2.1-11に 示 す 。

図 2.1-9（ 1/2） 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（例）津波監視カメラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて新潟市方向海沿い
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

：Ｄ Ｂ 範 囲
26 条-別添 1-2-11

図 2.1-9（ 2/2） 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（例）津波監視カメラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて新潟市方向海沿い
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

：Ｄ Ｂ 範 囲

26 条-別添 1-2-12

（ 補 足 ）「 図 2.1-9（ 1/2） 及 び （ 2/2） 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握
イ メ ー ジ（ 例 ）津 波 監 視 カ メ ラ（ 7 号 炉 原 子 炉 建 屋 屋 上 主 排 気 筒 ） に て 新
潟 市 方 向 」 の 撮 影 方 角 は ， 下 記 構 内 配 置 図 （ 図 2.1-10） の と お り 。

図 2.1-10

津波監視カメラの撮影方角

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

：Ｄ Ｂ 範 囲

26 条-別添 1-2-13

図 2.1-11 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（例）津波監視カメラ（7 号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて開閉所方向
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

：Ｄ Ｂ 範 囲

26 条-別添 1-2-14

（補足）「 図 2.1-11 中 央 制 御 室 か ら の 外 部 の 状 況 把 握 イ メ ー ジ（ 例 ）津波監視カメラ（7号炉原子炉建屋屋上主排気筒）にて
開閉所方向」 の 撮 影 方 角 は ， 下 記 構 内 配 置 図 （ 図 2.1-12） の と お り 。

図 2.1-12

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
26 条-別添 1-2-15：Ｄ Ｂ 範 囲

2.1.4 監視カメラにより把握可能な自然現象等
地震，津波，及び設置許可基準規則の解釈第6条に記載されている「想定される自然現象」，「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）」のうち，監視カメラにより把握可能な自然現象等を表
2.1-3に示す。
表2.1-3 監視カメラにより中央制御室で把握可能な自然現象等
自然現象等

第 6 条選定事象*1
自然

地震

津波

把握できる発電用原子炉施設の外の状況

人為

地震

地震発生後の発電所構内及び原子炉施設への
影響の有無

〇

津波

〇

津波襲来の状況や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無
発電所構内の排水状況や原子炉施設への影響の有無。 *2

洪水
風（台風）

〇

竜巻

〇

風（台風）・竜巻（飛来物含む）による発電所
及び原子炉施設への被害状況や設備周辺における影響の有無

低温（凍結）〇

設備周辺における凍結影響の有無

降水〇

発電所構内の排水状況や降雨の状況

積雪〇

降雪の有無や発電所構内及び原子炉施設への
積雪状況

落雷

〇

発電所構内及び原子炉施設周辺の落雷の有無

地滑り〇

豪雨や地下水の浸透，地震に伴う地滑りや土砂崩れの有無や原子炉施設への影響の有無

火山〇

降下火砕物の有無や堆積状況

生物学的事象海生生物（クラゲ等）の来襲による原子炉施設への影響（取水口閉塞等）の有無

飛来物(航空機落下等)飛来物の有無や構内及び原子炉施設への影響の有無

森林，近隣工場等の火災〇

火災状況，ばい煙の方向確認や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無

船舶の衝突

〇

発電所港湾施設等に衝突した船舶の状況確認
及び原子炉施設への影響の有無（備考）*1 6条まとめ資料「柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉 外部からの衝撃による損傷の防止について」参照*2 柏 崎 刈 羽 原 子 力 発電 所 周 辺 に は 氾 濫・決 壊 に よ り 影 響 を 及 ぼ す よ う な 河 川・湖 等 は な
い 。ま た 発 電 所 構 内 の 淡 水貯 水 池 は 基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力 で 崩 壊 す る お そ れ は な
く，送水配管の一部破損を想定した際にも原子炉施設やアクセスへの影響はない。
（ 9 条 ま と め 資 料 「 柏 崎 刈羽 原 子 力 発 電 所 6 号 及 び 7 号 炉 内 部 溢 水 の 影 響 評 価 に
つ い て 」，「 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 の う ち 添 付 資 料 1.0.2 可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 保 管 場 所 及 び ア ク
セスルートについて）

26 条-別添 1-2-16：ＤＢ範囲

2.1.5 中央制御室にて把握可能なパラメータ
自然現象等監視カメラ以外に中央制御室内にて状況把握が可能なパラメータを表2.1-4に示す。
表2.1-4 監視カメラ以外で中央制御室にて監視可能なパラメータ
パラメータ項目

大 気圧

測定レンジ

(6 号炉)（ 原子炉 建屋原 子炉区域

-2.50～2.50 kPa(7 号炉)

外 気差圧 ）

-1.20～0.30 kPa

測定レンジの考え方
台 風等に より原 子炉建屋内 外の差 圧
が 大きく なった 場合には建 屋を保 護する 必要が あるこ とから風影 響を把 握可
能 な設計 とする 。
原 子炉建 屋原子 炉区域外気 差圧と して，(6 号炉) -1.47～0.49 kPa(7 号炉) -0.98～0.2 kPaを把握できる設計とする。
観測記録（気象庁アメダス）年超過確率

気温-20.0～40.0℃

10-4 の値である最低気温-15.2℃，及び最高気温 38.8℃が把握できる設計とする。

高温水（海水温高）
湿度

雨量
風向（ 標 高 20m,85m,160m）

0.0～50.0℃

設計基準温度（海水温高）の 30.0℃が把握できる設計としている。

0～99.9％―0～110.0mm（1 時間値）

敷地排水に係る設計降水量である
101.3mm（1 時間値）を把握できる設計とする。

全方位

台風等の影響の接近と離散を把握できる設計としている。

0～60.0m/s(20m)風速（10 分間平均値）（標高 20m,85m,160m）

0～30.0m/s(85m,160m)

設計基準風速である標高 20m（地上高 10m）
で 40.1m/s（10 分間平均値）を把握できるものとする。

（10 分間平均値）(6 号炉)
T.M.S.L.-6.5m～ T.M.S.L.+9.0m
取水槽水位(7 号炉)
T.M.S.L.-5.0m～ T.M.S.L.+9.0m

空間線量率（モニタリング・ポスト 1～9）101～108nGy/h

津波による水位の低下に対して非常用海水系の取水を確保するため，常用系ポンプの停止水位及び，非常用海水系
ポンプの取水可能水位（6 号炉 T.M.S.L.-5,240，7 号炉
T.M.S.L.-4,920）を把握可能な設計としている。
な お設計 基準を 超える津波 による 原子 炉施設 への影 響を把握す るため の設
備 として は監視 カメラを用 いる設 計とす る。（表 2.1-3）「発電用軽水型原子炉施設における事
故 時の放 射線計 測に関する 審査指 針」に定 める測 定上 限値 (10 8 nGy/h)を満 足する
設 計とす る。

：ＤＢ範囲
26 条-別添 1-2-17

2.2 酸素濃度計等について
2.2.1 酸素濃度・二酸化炭素濃度計の設備概要
外気から中央制御室への空気の取り込みを停止した場合に，酸素濃度，二酸化炭素濃度が事故対策のための活動に支障がない範囲にあることを正確に把握するため，6号炉及び7号炉
中央制御室には酸素濃度・二酸化炭素濃度計を各号炉毎に１台配備している。

表2.2-1 酸素濃度・二酸化炭素濃度計の概要
機器名称及び外観

仕様等
検知原理

二酸化炭素： NDIR（非分散型赤外線）
酸素 ：ガルバニ式

検知範囲

二酸化炭素：0.04%～5.00%
酸素：5.0～30.0%

表示精度

二酸化炭素：±10%Rdg
酸素：3%FS

酸素濃度・二酸化炭素濃度計

電源：乾電池（単三×4）
電源

台数

測定可能時間：約20時間（バッテリ切れの場合，予備を稼働させ，乾電池交換を実施する。）

6号及び7号炉に各１台（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備１個を保有する。）

：ＤＢ範囲
：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-2-18

2.2.2 酸素濃度，二酸化炭素濃度の管理
酸素濃度・二酸化炭素濃度計による室内酸素濃度，二酸化炭素濃度管理は，労働安全衛生法及びJEAC4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程」に基
づき，酸素濃度が18%を下回るおそれがある場合，又は二酸化炭素濃度が0.5%を上回るおそれがある場合に，外気をフィルタにて浄化しながら取り入れる運用としている。

酸素欠乏症等防止規則 （一部抜粋）（定義）
第二条 この省令において，次の各号に掲げる用語の意義は，それぞれ当該各号に定めるところによる。
一 酸素欠乏 空気中の酸素の濃度が十八パーセント未満である状態をいう。
（換気）
第五条 事業者は，酸素欠乏危険作業に労働者を従事させる場合は，当該作業を行う場所の空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上（第二種酸素欠乏危険作業に係る場所にあっては，空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上，かつ，硫化水素の濃度を百万分の十以下）に保つように換気しなければならない。ただし，爆発，酸化等を防止するため換気することができない場合又は作業の性質上換気することが著しく困難な場合は，この限りでない。

（出典：厚生労働省リーフレット「なくそう！酸素欠乏症・硫化水素中毒」）

JEAC4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程」（一部抜粋）【付属書解説2.5.2】事故時の外気の取り込み
中央制御室換気空調設備の隔離が長期に亘る場合には，中央制御室内のCO2濃度の上昇による運転員の操作環境の劣化防止のために外気を取り込む場合がある。
(1) 許容CO2濃度
事務所衛生基準規則（昭和47年労働省令第43号，最終改正平成16年3月30日厚生労働省令第70号）により，事務室内のCO2濃度は100万分の5000（0.5%）以下と定められており，中央制御室のCO2濃度もこれに準拠する。したがって，中央制御室居住性の評価にあたっては，上記濃度（0.5%）を許容濃度とする。

：ＤＢ範囲
：ＳＡ範囲
26 条-別添 1-2-19

2.3

汚染の持ち込み防止について
中央制御室には，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チェンジングエリアは，中央制御室に待機していた要員が，中央制御室
外で作業を行った後，再度，中央制御室に入室する際等に利用する。
チェンジングエリアは，要員の被ばく低減の観点からコントロール建屋
内，かつ中央制御室陽圧化バウンダリに隣接した場所に設営する。また，
チェンジングエリア付近の全照明が消灯した場合を想定し，乾電池内蔵型
照明を配備する。中央制御室のチェンジングエリア設営場所及び概略図を
図 2.3-1 に 示 す 。
ま た ， チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 は ， 保 安 班 員 2 名 で ， 約 60 分 を 想 定 して い る 。 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 の タ イ ム チ ャ ー ト を 図 2.3-2 に 示 す 。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-2-20

中央制御室

2 階へ

サーベイ
エリア

除染
エリア

地下 1 階から脱衣エリア

図 2.3-1

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置

靴脱ぎ場

中央制御室チェンジングエリア設営場所及び概略図：Ｓ Ａ 範 囲

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26 条-別添 1-2-21経過時間（分）
０

20

30

40

50

60

チェンジングエリア▽
設置完了

▽設置指示

要員

手順の項目

10

資機材準備
チェンジングエリ
ア設置手順
保安班
（中操）

図 2.3-2

2
名

エリア設置

チェンジングエリアの設営のタイムチャート：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-2-22

2.4 炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 に 運 転 員 が と ど ま る た め の 設 備 に つ いて
2.4.1 概 要
炉心の著しい損傷が発生した場合においても中央制御室に運転員がと
ど ま る 居 住 性 を 確 保 す る た め ，遮 蔽 設 備 及 び 陽 圧 化 設 備 を 備 え た 中 央 制 御室及び中央制御室待避室を設置する。
中 央 制 御 室 は ，6 号 及 び 7 号 炉 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 の 隔 離 ダ ン パ を 閉
操 作 し ，中 央 制 御 室 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に よ り ，中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 バ
ウ ン ダ リ に 放 射 性 物 質 を 浄 化 し た 外 気 を 供 給 す る こ と で ，中 央 制 御 室 換 気
空調系バウンダリ全体を陽圧化可能な設計とする。
中 央 制 御 室 待 避 室 は ，陽 圧 化 装 置 に よ り 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 バ ウ ン ダ
リ 内 の 遮 蔽 に 囲 ま れ た 気 密 空 間 を 陽 圧 化 し ，外 気 の 流 入 を 一 定 時 間 完 全 に
遮 断 す る こ と で ，重 大 事 故 発 生 後 の 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 を 作 動 さ せ る
際のプルームの影響による運転員の被ばくを低減することが可能な設計とする。
中央制御室待避室は炉心の著しい損傷が発生した場合の格納容器圧力逃がし装置を作動させる際の中央制御室内執務の運転員及び現場操作対
応 の 運 転 員 を 収 容 す る こ と に 加 え ，重 大 事 故 等 の 事 故 シ ー ケ ン ス を 組 み 合
わ せ た 場 合 に お い て も ， 関 係 す る 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 数 18 名 に 予 備 要
員 の 余 裕 を 持 た せ た 合 計 20 名 を 収 容 可 能 な 設 計 と し ， か つ 十 分 な 資 機 材類を配備する設計とする。
（事故シーケンスの組み合わせについては，「 3.6
事 故 シ ー ケ ン ス の 組 み 合 わ せ と 待 避 室 の 収 容 性 」 に 示 す 。）
ま た ，中 央 制 御 室 待 避 室 に は ，酸 素 濃 度・二 酸 化 炭 素 濃 度 計 ，可 搬 型 エ
リ ア モ ニ タ を 配 備 す る こ と で ，居 住 性 確 保 が で き て い る こ と を 常 時 確 認 でき る 設 計 と す る 。可 搬 型 蓄 電 池 内 蔵 型 照 明 ，乾 電 池 内 蔵 型 照 明 ，デ ー タ 表
示 装 置 ，通 信 連 絡 設 備 を 配 備 す る こ と で ，中 央 制 御 室 待 避 室 に お い て も 継
続 的 に プ ラ ン ト の 監 視 を 行 う こ と が 可 能 な 設 計 と し ，必 要 に 応 じ 中 央 制 御室制御盤でのプラント操作を行うことができる設計とする。
中 央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避 室 の 陽 圧 化 設 備 の 系 統 概 要 を 図 2.4-1に ，陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ を 図 2.4-2 に 示 す 。な お 6 号 炉 及 び 7 号 炉 中 央 制 御室 を 構 成 す る ， 各 号 炉 の 上 部 中 央 制 御 室 エ リ ア （ コ ン ト ロ ー ル 建 屋 2F

26 条-別添 1-2-23：Ｓ Ａ 範 囲

T.M.S.L. +17.3m）と 下 部 中 央 制 御 室 エ リ ア（ コ ン ト ロ ー ル 建 屋 1F T.M.S.L.
+12.3m）と は ，各 号 炉 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 ダ ク ト に て 接 続 さ れ た 設 計と し て お り ，上 部 中 央 制 御 室・下 部 中 央 制 御 室 一 体 と な っ た 中 央 制 御 室 陽
圧化バウンダリを構成する。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-2-24

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図 2.4-1

図 2.4-2

中央制御室及び中央制御室待避室の陽圧化設備

系統概要図

中央制御室及び中央制御室待避室の陽圧化バウンダリ図：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-2-25

2.4.2中央制御室及び中央制御室待避室陽圧化バウンダリの設計差圧
中 央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避 室 陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ は ，配 置 上 ，動 圧 の

影 響 を 直 接 受 け な い 屋 内 に 設 置 さ れ て い る た め ，室 内 へ の イ ン リ ー ク は 隣接区画との温度差によるものと考えられる。
低 温 及 び 高 温 の 設 計 基 準 に つ い て は ，観 測 記 録（ 気 象 庁 ア メ ダ ス ）年超過確率評価を踏まえ最低気温が最も小さく，及び最高気温が最も大きくなる値を設計基準として定めた。評価の結果，統計的な処
理 に よ る 年 超 過 確 率 1 0 - 4 の 値 と し て 最 低 気 温 は - 1 5 . 2 ℃ ，及 び 最 高 気
温 は 38.8℃ と な っ た 。
中央制御室及び中央制御室待避室陽圧化バウンダリの設計に際しては，重大事故等時の室内の温度を中央制御室のあるコントロール
建 屋 の 設 計 最 高 温 度 40℃ ，隣 接 区 画 を 年 超 過 確 率 10-4 の 値 よ り も 厳
し い 最 低 温 度 - 1 7 . 0 ℃ と 仮 定 す る と ，中 央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避
室 の 階 層 高 さ は 最 大 6m で あ る た め ， 以 下 の と お り 約 15Pa の 圧 力 差があれば，温度の影響を無視できると考えられる。
⊿ P＝ {(-17.0℃ の 乾 き 空 気 密 度 )－ (＋ 40℃ の 乾 き 空 気 の 密 度 )}×階 層 高 さ＝ （ 1.378－ 1.127） ×6＝ 1.506 kg/m 2≒ 15Paこ の た め ，陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ の 必 要 差 圧 は 設 計 裕 度 を 考 慮 し て 隣 接 区 画＋ 20Pa と す る 。
ま た ，中 央 制 御 室 は 隣 接 区 画 か ら の イ ン リ ー ク を 防 止 し ，中 央 制 御 室 待
避 室 は 中 央 制 御 室 及 び 隣 接 区 画 か ら の イ ン リ ー ク を 防 止 す る 設 計 と し ，中央 制 御 室 及 び 中 央 制 御 室 待 避 室 陽 圧 化 バ ウ ン ダ リ の 設 計 差 圧 は 図 2.4-3の よ う に ， 中 央 制 御 室 を 20Pa 以 上 40Pa 未 満 ， 中 央 制 御 室 待 避 室 を 60Pa以上とする。

図 2.4-3

中央制御室及び中央制御室待避室

26 条-別添 1-2-26

陽圧化圧力：Ｓ Ａ 範 囲

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2.4.3
(1)

中央制御室の居住性確保
設計方針
中 央 制 御 室 は ，放 射 性 物 質 に よ る 室 外 か ら の 放 射 線 を 遮 蔽 す る た め コ ン

ク リ ー ト 構 造 を 有 し て い る 。炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 に は 外 気 取
り 入 れ の た め の 隔 離 ダ ン パ を 全 閉 と し ，中 央 制 御 室 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 により希ガス以外の放射性物質をろ過した空気にて中央制御室バウンダリ
全 体 を 陽 圧 化 す る こ と で ，重 大 事 故 等 発 生 時 に 中 央 制 御 室 内 へ の フ ィ ル タ
を 介 さ な い 外 気 の 流 入 を 防 止 可 能 な 設 計 と す る 。中 央 制 御 室 陽 圧 化 バ ウ ン
ダ リ の 出 入 口 に は 二 重 扉 構 造 の 均 圧 室 を 設 け ，出 入 り に 伴 う 中 央 制 御 室 内への放射性物質の侵入を防止する。
炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室の陽圧化装置の系統概要 を 図 2.4-4 に 示 す 。

図 2.4-4

中央制御室換気空調系（陽圧化装置）
系統概要図（炉心の著しい損傷の発生時，プルーム通過前及びプルーム通過後）－26 条-別添 1-2-27：Ｓ Ａ 範 囲

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(2)

遮蔽設備
中央制御室の遮蔽設備はコンクリート厚さの建屋躯体と一体と な っ た 壁 で あ り ，放 射 性 物 質 の ガ ン マ 線 に よ る 外 部 被 ば く を 低 減 す る 設
計 と し て い る 。図 2.4-5に 中 央 制 御 室 遮 蔽 位 置 を ，ま た 図 2.4-6に 中 央 制 御室遮蔽の配置図を示す。

図 2.4-5

中 央 制 御 室 遮 蔽 の 概 要 （ NS 断 面 ）図 2.4-6

中央制御室の遮蔽

26 条-別添 1-2-28

配置図：Ｓ Ａ 範 囲

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(3)

可搬型陽圧化空調機
a． 設 計 風 量
可搬型陽圧化空調機の設計風量は，中央制御室を陽圧化する必要風量と し ， JIS A 2201 送 風 機 に よ る 住 宅 等 の 気 密 性 能 試 験 方 法 に 基 づ く 気 密性能試験を実施し決定した。
試 験 結 果 を 図 2.4-7 に 示 す 。3 回 の 測 定 結 果 か ら 求 ま る 回 帰 曲 線（ 通気 特 性 式 ）よ り ，中 央 制 御 室 内 を 隣 接 区 画 ＋ 20Pa 以 上 ＋ 40Pa 未 満 の 範
囲内で陽圧化する必要風量は未満となる。

よ っ て ， 設 計 風 量 は 上 記 風 量 に 設 計 裕 度 を も っ た 4,500 ～ 6,000m 3 /h
（ 6 号 炉 側 か ら 1,125 ～ 1,500m 3 /h/ 台 × 2 台 ， 7 号 炉 側 か ら 1,125 ～
1,500m 3 /h/台 ×2 台 と す る 。）

図 2.4-7中央制御室の気密性能試験結果

上 記 設計 風 量 を 満 足 す る ，可 搬 型 陽 圧化 空 調 機 の 定 格 風量 及 び 設 置 台
数 ， 場 所 に つ い て 表 2.4-1 に 示 す 。
表 2.4-1

可搬型陽圧化空調機の仕様，及び台数
仕様等

項目
定格風量及び
設置台数

1,500 ㎥ /h/台 ×４ 台 （ 予 備 ２ 台 ）（6 号及び 7 号炉共用）

設置場所

コントロール建屋地上 1 階

26 条-別添 1-2-29

6 号炉側及び 7 号炉側：Ｓ Ａ 範 囲

b． 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の フ ィ ル タ 性 能
可搬型陽圧化空調機の高性能フィルタ及び活性炭フィルタの捕集効
率 を 表 2.4-2 に 示 す 。 活 性 炭 フ ィ ル タ は 乾 燥 剤 を 封 入 し た 密 閉 容 器 に保管することで，通常時の捕集性能劣化を防止する設計とする。
表 2.4-2

可搬型陽圧化空調機のフィルタ捕集効率

種類

総 合 除 去 効 率 (%)

高性能フィルタ99.9(0.3μ mPAO 粒 子 )活性炭フィルタ99.9(相 対 湿 度 85％ 以 下 )c． 機 器 構 成
可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 機 器 概 要 図 を 図 2.4-8 に ， 可 搬 型 陽 圧 化 空 調
機 の 設 置 及 び 保 管 エ リ ア を 図 2.4-9 に 示 す 。 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ブ
ロワ及び中性能フィルタ，高性能フィルタ，活性炭フィルタから構成
し ，6 号 炉 及 び 7 号 炉 中 央 制 御 室 に フ ィ ル タ に よ り 浄 化 し た 外 気 を 供 給することで中央制御室陽圧化バウンダリ全体を陽圧化可能な設計とする。

：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-2-30

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図 2.4-8

可搬型陽圧化空調機

図 2.4-9

可搬型陽圧化空調機の設置エリア

26 条-別添 1-2-31

機器概要図：Ｓ Ａ 範 囲

6 号 炉 及 び 7 号 炉 中 央 制 御 室 を 構 成 す る ，各 号 炉 の 上 部 中 央 制 御 室 エ リ ア（ コン ト ロ ー ル 建 屋 2F T.M.S.L.+17.3m） と 下 部 中 央 制 御 室 エ リ ア （ コ ン ト ロ ー ル
建 屋 1F T.M.S.L.+12.3m） と は ， 各 号 炉 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 ダ ク ト に て 接続された設計とする。そのため 6 号炉及び 7 号炉中央制御室それぞれにフィルタにより浄化した外気を供給することで，上部中央制御室エリア，下部中央制
御室エリアの中央制御室陽圧化バウンダリ全体を陽圧化することができる設計とする。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-2-32

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(4)中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 隔 離 ダ ン パ
炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 し た 場 合 に お い て ，中 央 制 御 室 を 陽 圧 化 す る た
めに閉操作する中央制御室換気空調系隔離ダンパの系統概要図を図2.4-10 に 示 す 。操 作 対 象 の 隔 離 ダ ン パ は ，6 号 炉 及 び 7 号 炉 各 々 に 給 気 側
4 弁 ，排 気 側 2 弁 の 合 計 12 弁 あ り ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 に お い て も ，手動でダンパ閉操作可能な構造となっている。
中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 隔 離 ダ ン パ の 配 置 図 を 図 2.4-11（ 7 号 炉 ）， 図
2.4-12（ 6 号 炉 ） に 示 す 。 隔 離 ダ ン パ 閉 操 作 は 、 中 央 制 御 室 の 隣 の 6 号 機
中 央 制 御 室 送 ･排 風 機 室 及 び 7 号 機 中 央 制 御 室 送 ･排 風 機 室 で 実 施 す る た
め ア ク セ ス 性 に 問 題 は な く ，隔 離 ダ ン パ 閉 操 作 も ハ ン ド ル を 閉 側 に 回 す 作
業 の み で あ り ， 各 号 炉 運 転 員 2 名 に よ り 30 分 程 度 で 実 施 可 能 な 見 込 み である。

図 2.4-10

中央制御室換気空調系隔離ダンパ

系統概略図

26 条-別添 1-2-33：Ｓ Ａ 範 囲

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図 2.4-11

中央制御室換気空調系隔離ダンパ

配置図（7 号炉）

図 2.4-12

中央制御室換気空調系隔離ダンパ

配置図（6 号炉）

26 条-別添 1-2-34：Ｓ Ａ 範 囲

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2.4.4
(1)

中央制御室待避室の居住性確保
設計方針
炉心の著しい損傷の発生時に格納容器圧力逃がし装置を作動させる場

合においては ，中央 制 御室待避室を 陽圧化装 置 により陽圧 化すると ともに，
中央制御室を可搬型陽圧化空調機により陽圧化する設計とする。これにより，中央制 御室バウ ン ダリ内への希 ガスを除 く放射性物質 の流入を 低減できる設計とすることで，待避室にとどまる間，中央制御室内に取り込んだ
放 射 性 物 質 か ら の 直 接 線 影 響 の 低 減 を 図 る と と も に ，待 避 室 か ら 中 央 制 御室 バ ウ ン ダ リ へ 出 る 場 合 に お い て ，マ ス ク を 着 用 し な く て も 放 射 性 物 質 の体内への取込みを低減可能な設計とする。
中央制御室待避室はコンクリート壁又は鉛等により遮蔽性能を高めた設計とする。また中央制御室待避室は気密性を高めた設計とするとともに，陽圧化装置により中央制御室待避室を陽圧化し，中央制御室待避室内への外気流入を一定時間完全に遮断することで居住性を高めた設計とする。陽
圧化装置は，自主対策設備として，屋外から可搬型のカードル式空気ボン
ベユニットを接続することで，空気ボンベ容量を追加可能な設計とする。
ここで，陽圧化の差圧は，中央制御室とコントロール建屋，中央制御室
待 避 室 と コ ン ト ロ ー ル 建 屋 の 差 圧 を 差 圧 計 に よ り ， 2.4.2 項 に 示 す 陽 圧 化
設計圧力値を監視することとし，コントロール建屋と中央制御室との間，及び中央制御室と中央制御室待避室との間の差圧は均圧室の扉を閉めることにより確保する設計とする。
な お ，中 央 制 御 室 待 避 室 の 陽 圧 化 装 置 の 系 統 概 要 を 図 2.4-13 に ，カ ー ド
ル 式 空 気 ボ ン ベ ユ ニ ッ ト の 配 置 図 を 図 2.4-14 に 示 す 。

：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-2-35

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図 2.4-13

中央制御室換気設備の系統概要図（重大事故発生時，プルーム通過中）

図 2.4-14

カードル式空気ボンベユニット配置場所

26 条-別添 1-2-36：Ｓ Ａ 範 囲

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(2)

収容人数及び設置場所
中 央 制 御 室 待 避 室 の 収 容 人 数 は ， 6 号 炉 ， 7 号 炉 運 転 員 数 18 名 に 予 備 要
員 の 余 裕 を 持 た せ た 合 計 20 名 が 収 容 可 能 な 設 計 と す る 。 中 央 制 御 室 待 避
室 の レ イ ア ウ ト を 図 2.4-15 に 示 す 。

図 2.4-15(3)中央制御室待避室

レイアウト

遮蔽設備
中央制御室待避室の壁は，コンクリート

mm， 若 し く は そ れ と 同

等 以 上 の 遮 蔽 能 力 を 期 待 で き る 鉛 壁（ 一 部 ，可 搬 遮 蔽 装 置 ），若 し く は コ
ン ク リ ー ト・鉛 の 複 合 壁 と し ，放 射 性 物 質 の ガ ン マ 線 に よ る 外 部 被 ば く を
低 減 す る 設 計 と す る 。 概 要 は 図 2.4-15に 示 す と お り 。

26 条-別添 1-2-37：Ｓ Ａ 範 囲

(4)

陽圧化装置

a． 系 統 構 成
中 央 制 御 室 待 避 室 の 陽 圧 化 装 置 の 系 統 概 要 図 を 図 2.4-16に 示 す 。

図 2.4-16

陽圧化装置

系統概要図

b． 必 要 空 気 供 給 量①二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
・ 収 容 人 数 ： n＝ 20 名・ 許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 ： C＝ 0.5%（ 労 働 安 全 衛 生 規 則 ）・ 大 気 二 酸 化 炭 素 濃 度 ： C 0 ＝ 0.039%（ 標 準 大 気 の 二 酸 化 炭 素 濃 度 ）・ 呼 吸 に よ る 二 酸 化 炭 素 発 生 量 ： M＝ 0.022m 3 /h/人（ 空 気 調 和 ・ 衛 生
工学便覧の極軽作業の作業程度の吐出し量）
・ 必 要 換 気 量 ： Q 1 ＝ 100×M×n／ （ C－ C 0 ） m 3 /h（ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学
便覧の二酸化炭素基準の必要換気量）
Q 1 ＝ 100×0.022×20÷(0.5－ 0.039)＝ 95.45≒ 95.5m 3 /h

26 条-別添 1-2-38：Ｓ Ａ 範 囲

②酸素濃度基準に基づく必要換気量
・ 収 容 人 数 ： n＝ 20 名
・ 吸 気 酸 素 濃 度 ： a＝ 20.95%（ 標 準 大 気 の 酸 素 濃 度 ）・ 許 容 酸 素 濃 度 ： b＝ 18%（ 労 働 安 全 衛 生 規 則 ）・ 成 人 の 呼 吸 量 ： c＝ 0.48m 3 /h/人 （ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学 便 覧 ）・ 乾 燥 空 気 換 算 呼 気 酸 素 濃 度 ： d＝ 16.4%（ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学 便 覧 ）・ 必 要 換 気 量 ： Q 1 ＝ c×（ a－ d）×n／（ a－ b）m 3 /h（ 空 気 調 和 ・ 衛 生
工学便覧の酸素基準の必要換気量）
Q 1 ＝ 0.48×(20.95－ 16.4)×20÷(20.95－ 18.0)＝ 14.81≒ 14.9m 3 /h

以上より，空気ボンベ陽圧化に必要な空気供給量は二酸化炭素濃度基
準 の 95.5m 3 /h と す る 。

c． 必 要 ボ ン ベ 本 数
中 央 制 御 室 待 避 室 を 10 時 間 陽 圧 化 す る 必 要 最 低 限 の ボ ン ベ 本 数 は 二酸 化 炭 素 濃 度 基 準 換 気 量 の 95.5m 3 /h 及 び ボ ン ベ 供 給 可 能 空 気 量5.50m 3 /本 か ら 下 記 の と お り 174 本 と な る 。 な お ， 中 央 制 御 室 待 避 室 に
お い て は 陽 圧 化 試 験 を 実 施 し 必 要 ボ ン ベ 本 数 が 10 時 間 ※ 陽 圧 化 維 持 するのに十分であることの確認を実施し，予備のボンベ容量について決定する。
・ ボ ン ベ 初 期 充 填 圧 力 ： 14.7MPa（ at35℃ ）・ ボ ン ベ 内 容 積 ： 46.7L・ 圧 力 調 整 弁 最 低 制 御 圧 力 ： 0.89MPa
・ ボ ン ベ 供 給 可 能 空 気 量 ： 5.50m 3 /本 （ at -4℃ ）以 上 よ り ， 必 要 ボ ン ベ 本 数 は 下 記 の 通 り 174 本 以 上 と な る 。
95.5m 3 /h÷5.50m 3 /本 ×10 時 間＝ 173.6≒ 174 本※格 納 容 器 ベ ン ト の 実 施 に 伴 い 評 価 期 間 中 に 放 出 さ れ る 放 射 性 物 質の う ち ，大 部 分 が 放 出 さ れ る 期 間（ 数 時 間 ）に 余 裕 を 持 た せ ，陽 圧 化
装 置 に よ る 陽 圧 化 時 間 を 10 時 間 と 設 定

26 条-別添 1-2-39：Ｓ Ａ 範 囲

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

d． 空 気 ボ ン ベ 設 置 エ リ ア
空 気 ボ ン ベ の 配 置 を 図 2.4-17に 示 す 。空 気 ボ ン ベ は ，コ ン ト ロ ー ル 建 屋
１ 階 及 び 廃 棄 物 処 理 建 屋 １ 階 に 配 置 し ， コ ン ト ロ ー ル 建 屋 2階 の 中 央 制 御室待避室に空気を供給する。

図 2.4-17

空気ボンベ設置

26 条-別添 1-2-40

配置図：Ｓ Ａ 範 囲

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

e． カ ー ド ル 式 空 気 ボ ン ベ ユ ニ ッ ト （ 空 気 ボ ン ベ カ ー ド ル 車 ）運転 員の更な る被ばく線量 低減のた め，自主対 策設備と し て空気ボン
ベ 陽 圧 化時 間 の 延 長 を 可 能 と す る 空 気 ボ ン ベ カ ー ド ル 車 を 配 備 す る 。空気ボンベカードル車は建屋外から空気ボンベを接続可能な設計とする。
カ ー ド ル 式 空 気 ボ ン ベ ユ ニ ッ ト の 概 念 図 を 図 2.4-18 に 示 す 。カ ー ド
ル式空気ボンベユニットは，重大事故等発生時において屋外の接続口に高圧ホースを介して接続することで，コントロール建屋内から常設の陽圧化装置側との切替え操作が可能な設計とする。
なお，カードル式空気ボンベユニットの空気ボンベは，常設の陽圧化
装 置 の 空 気 ボ ン ベ と 同 等 の 174 本 以 上 の 容 量 を 確 保 可 能 な 設 計 と す る 。
ボ ン ベ ユ ニ ッ ト 必 要 空 気 量 ， 必 要 供 給 量 に つ い て は ， 前 出 2.4.4(4) b.
な ら び に c.と 同 様 の 設 計 と す る 。

図 2.4-18

カードル式空気ボンベユニット

概念図：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-2-41

(5)中央制御室換気空調系の運転状態比較

中央制御室の換気空調系の状態について，通常運転時，設計基準事故時，重大
事 故 時 の 炉 心 の著 し い 損 傷 が 発 生 し た場 合 を 比 較 ，図 示 す る と 以 下 の と お り とな る 。 通 常 運 転 時 ， 設 計 基 準 事 故 時 の 運 転 モ ー ド を ， 図 2.4-19 運 転 モ ー ド 毎の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 系 統 概 略 図 （ 1/2） に 示 す 。
通常運転モード
再循環運転モード（外気隔離時） 再循環運転モード（少量外気取入時）

図 2.4-19

運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 系 統 概 略 図 （ 1/2）
26 条-別添 1-2-42：Ｄ Ｂ 範 囲炉心の著しい損傷発生時のプルーム通過前・後，及びプルーム通過中の運転
モ ー ド を ， 図 2.4-19 運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 系 統 概 略 図（ 2/2） に 示 す 。

（重大事故等発生時，プルーム通過前・後）（重大事故等発生時，プルーム通過中）
図 2.4-19

運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 系 統 概 略 図 （ 2/2）

26 条-別添 1-2-43：Ｓ Ａ 範 囲(6)通信連絡設備
中央制御室待避室には，運転員が炉心の著しい損傷発生時の格納容器

圧力逃がし装置作動に際して，水素爆発による格納容器の破損防止（格
納容器圧力逃がし装置に関するパラメータ）の確認に加え，原子炉格納容器内の状態，使用済燃料プールの状態，水素爆発による原子炉格納容器の破損防止，水素爆発による原子炉建屋の損傷防止を確認できるパラ
メータを確認できるようデータ表示装置を設置する設計とする。データ
表示装置は 6 号及び 7 号炉用に 1 台ずつ設置する。
なお，データ表示装置は今後の監視パラメータ追加や表示機能の拡張等を考慮した設計とする。
デ ー タ 表 示 装 置 で 確 認 で き る 主 な パ ラ メ ー タ を 表 2.4-3，デ ー タ 表 示 装
置 に 関 す る デ ー タ 伝 送 の 概 要 を 図 2.4-20 に 示 す 。
また，衛星電話設備及び無線連絡設備のうち中央制御室に設置する衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，中央制御室待避室においても使用できる設計とする。無線連絡設備（常設）及び衛星電話設
備（常設）は，6 号及び 7 号炉用に各々1 台ずつ使用できる設計とする。

中 央 制 御 室 待 避 室 に お け る 通 信 連 絡 設 備 の 概 要 を 図 2.4-21 に 示 す 。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-2-44

表 2.4-3目

データ表示装置で確認できる主なパラメータ（ 6号 及 び 7号 炉 共 通 ）的

炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
中性子束
原子炉水位
原子炉圧力
原子炉冷却材温度
高圧炉心注水系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量

炉心冷却の状態確認

高圧代替注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
原子炉圧力容器温度
復水補給水系流量（ 原 子 炉 圧 力 容 器 ）復水貯蔵槽水位非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度
格納容器内雰囲気放射線レベル

格納容器内の状態確認

サプレッション・チェンバ・プール水位
格 納 容 器 下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態
残留熱除去系系統流量
復水補給水系流量（ 原 子 炉 格 納 容 器 ）放射能隔離の状態確認
使用済燃料プールの状態
確認

原 子 炉 格納容器隔離の状態
排気筒放射線レベル
使用済燃料貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （ SA）
使用済燃料貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （ SA広 域 ）フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置水位

水素爆発による格納容器の破損防止確認

フィルタ装置フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置金属フィルタ差圧

水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

原子炉建屋内水素ガス濃度：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-2-45

図 2.4-20

データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要

図 2.4-21

中央制御室待避室における通信連絡設備の概要（ 6号 及 び 7号 炉 各 々 ）：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-2-46

(7)中央制御室待避室のその他設備・資機材
中 央 制 御 室 待 避 室 に は ，炉 心 の 著 し い 損 傷 発 生 時 の 格 納 容 器 圧 力 逃 し 装

置 作 動 時 に お い て 運 転 員 が と ど ま れ る よ う に す る た め ，可 搬 型 蓄 電 池 内 蔵
型 照 明 ，乾 電 池 内 蔵 型 照 明 ，酸 素 濃 度・二 酸 化 炭 素 濃 度 計 ，可 搬 型 エ リ ア
モニタを配備する。
中央制御室待避室にとどまり必要な監視等を行うのに必要な照度を有す る も の を ，可 搬 型 蓄 電 池 内 蔵 型 照 明 を 3 台 ，乾 電 池 内 蔵 型 照 明 を 2 台 配
備 す る 。 表 2.4-4 に 中 央 制 御 室 待 避 室 に 配 備 し て い る 可 搬 型 照 明 を 示 す 。
表 2.4-4

中央制御室待避室に配備する可搬型照明
保管場所

可搬型蓄電池内蔵型照明

中央制御室

数量
３台（予備１台）

仕様
・ 定 格 電 圧 ： 交 流 1 00V・点 灯 可 能 時 間：12時 間 以 上

乾電池内蔵型照明（ ラ ン タ ン タ イ プ L EDラ イ ト ）中央制御室待避室２台（故障時及び保守点検に
中央制御室

よる待機除外時のバックアップ用としては中央制
御室の予備３台と共用する。）

電 源 ： 乾 電 池 （ 単 一 × 3）
点 灯 可 能 時 間 ： 約 7 2時 間
（ 消 灯 し た 場 合 ，予 備 を 点 灯
さ せ ，乾 電 池 交 換 を 実 施 する。）：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-2-47

酸 素 濃 度・二 酸 化 炭 素 濃 度 計 は 中 央 制 御 室 待 避 室 の 居 住 環 境 の 基 準 値 の 範
囲 を 測 定 で き る も の を ，1 台 配 備 す る 。表 2.4-5 に 中 央 制 御 室 待 避 室 に 配備する酸素濃度・二酸化炭素濃度計を示す。
表 2.4-5

中央制御室待避室に配備する酸素濃度・二酸化炭素濃度計

機器名称及び外観

酸素濃度・二酸化炭素濃度計

仕様等
検知原理

二 酸 化 炭 素 ： NDIR （ 非 分 散 型 赤 外 線 ）酸素：ガルバニ式

検知範囲

二 酸 化 炭 素 ： 0 .04% ～ 5.00 %酸 素 ： 5. 0～ 30 .0%

表示精度

二 酸 化 炭 素 ： ± 10%R dg
酸 素 ： 3% FS
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 三 × 4）
測 定 可 能 時 間 ： 約 2 0時 間
（バッテリ切れの場合，予備を稼働させ，乾電池交換を実施する。）
１台（故障時及び保守点検による待機除外時のバッ ク ア ッ プ 用 と し て 予 備 1台 ※ を 保 有 す る 。 ）電源個数※予備 1 台は 6 号炉及び 7 号炉中央制御室と共用

可搬型エリアモニタは中央制御室待避室の居住環境の基準値の範囲を測 定 で き る も の を ，1 台 配 備 す る 。表 2.4-6 に 中 央 制 御 室 待 避 室 に 配 備 す
る可搬型エリアモニタを示す。
表 2.4-6

中央制御室待避室に配備する可搬型エリアモニタ

機器名称及び外観
可搬型エリアモニタ

仕様等
検出器の種類

検知範囲

半導体検出器0.001～ 99.99 mSv/h
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 一 × 4）

電源

台数

26 条-別添 1-2-48

測 定 可 能 時 間 ： 約 3 00時 間（ バ ッ テ リ 切 れ の 場 合 ，予 備 を 稼
働 さ せ ，乾 電 池 交 換 を 実 施 す る 。）

１台
（予備１台）：Ｓ Ａ 範 囲

2.5 重 大 事 故 等 時 の 電 源 設 備 に つ い て
中央制御室に は，炉 心 の著しい損傷 が発生し た場合におい ても運転 員がとどま る た め に 必 要 な 設 備 （ 図 2.5-1 に 示 す 空 調 及 び 図 2.5-2 に 示 す 照 明 ） を 設 置
し て い る 。こ れ ら の 設 備 に つ い て は ，重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に も ，図 2.5-3に示すとおり常設代替交流電源設備である第一ガスタービン発電機（以下，単に「ガスタービン発電機」という）からの給電が可能な設計とする。
ガスタービン発電機の容量は，中央制御室の居住性（炉 心 の 著 し い 損 傷 ）に 係 る 被 ば く 評 価 で 想 定 す る 格 納 容 器 破 損 モ ー ド の う ち ，中 央 制 御 室 の 運 転 員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスとして，冷却材喪失時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失（ 以 下 ，大 LOCA＋ 注 水 機 能 喪 失 ＋ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ）に 対 し て ，表 2.5-1 に示すとおり十分な電源供給容量を確保している。
照明については，全交流動力電源喪失発生からガスタービン発電機による給電 が 開 始 さ れ る ま で の 間 ，図 2.5-4 に 示 す 直 流 非 常 灯 に 加 え ，12 時 間 以 上 無 電
源 で 点 灯 す る 蓄 電 池 内 蔵 型 照 明 を 配 備 し て お り ，ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 か ら 給 電
を 再 開 す る ま で の 間 （ 事 故 発 生 後 70 分 以 内 ） の 照 明 は 確 保 で き る 。
ガスタービ ン発電機 による給電が 開始され た後について は，中 央 制御室内の非常用照明にて照明は確保できる。なお，中央制御室の全照明が消灯した場合には，可搬型蓄電池内蔵型照明により，必要な照度を確保可能な設計とする。
ま た ，運 転 員の シ ミ ュ レ ー シ ョ ン 訓 練 に お い て 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 を 想 定 した訓練により ，直流 非 常灯下で対応 操作がで きることを確 認してい るとともに ，中央制御室内の非常用照明が使用できない場合にも必要な照度を確保できるよう，可搬型蓄電池内蔵型照明を配備する。仮にこれら照明が活用できない場
合 の た め ， ラ ン タ ン タ イ プ LED ラ イ ト ， ヘ ッ ド ラ イ ト 等 の 乾 電 池 内 蔵 型 照 明 を中央制御室に備えており，それらも活用した訓練を実施している。
空調については，ガスタービン発電機が起動するまでの間は起動しないが，被ばく評価において，必要な居住性が確保されていることを確認している。

26 条-別添 1-2-49：Ｓ Ａ 範 囲図 2.5-1

中央制御室空調設備の概要（重大事故等時）

A

拡大図Ａ（７号炉）

B

拡大図Ｂ（６号炉）【照明設備仕様】●非常用照明ベ ン チ 盤 操 作 部 エ リ ア ： 1,000 ル ク ス （ 設 計値）
鉛直にある計器面： 300～ 400 ル ク ス（ 設
計値）
●直流非常灯：床面１ルクス以上（設計値）

図 2.5-2

中央制御室照明設備の概要：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-2-50

図 2.5-3

6 号炉中央制御室

給電系統概要図（重大事故等時）

26 条-別添 1-2-51：Ｓ Ａ 範 囲図 2.5-4

7 号炉中央制御室

給電系統概要図（重大事故等時）

26 条-別添 1-2-52：Ｓ Ａ 範 囲表 2.5-1 ガスタービン発電機(連続定格容量 2,950kW)の最大所要負荷

負荷

6 号炉

7 号炉

(1)

中央制御室可搬型陽圧化空調機

3kW

3kW

(2)

交流 120V 中央制御室計測用分電盤 A,B

約 100kW

約 100kW

非常用照明(3)

直流 125V 充電器盤 A

約 94kW

約 94kW(4)

直流 125V 充電器盤 A-2

約 56kW

約 56kW(5)

AM 用直流 125V 充電器盤

約 41kW

約 41kW(6)

直流 125V 充電器盤 B

約 98kW

約 98kW(7)

復水移送ポンプ（2 台）

110kW

110kW

(8)

残留熱除去系ポンプ※

540kW

540kW

(9)

燃料プール冷却浄化ポンプ

90kW

110kW

(9)

非常用ガス処理系排風機等

約 37kW

約 20kW

(10)

その他機器

約 111kW約 114kW小計

約 1,280kW

約 1,286kW

計

約 2,566kW※「大 LOCA＋注水機能喪失＋全交流動力電源喪失」において不要であるが,保守的に容量としては見込む。なお，電源車からの給電時は不要である。

（通常点灯状態）（直流非常灯照明点灯状態）

図 2.5-5 直流非常灯照明点灯時の中央制御室の状況

26 条-別添 1-2-53：ＳＡ範囲

（１）可搬型蓄電池内蔵型照明を用いた場合の監視操作について
中央制御室の照明が全て消灯した場合に使用する可搬型蓄電池内蔵型照明は,６号及び 7 号
炉にて 3 台使用する設計とする。数量はシミュレーション施設を用いて，監視操作に必要な照度を確保できることを確認のうえ決定している。可搬型蓄電池内蔵型照明を操作箇所に応じて向きを変更することにより，さらに照度を確保できることを確認している。
仮に可搬型蓄電池内蔵型照明が活用できない場合のため，乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えており，それらも活用した訓練を実施している。
表 2.5-2 に中央制御室に配備している可搬型蓄電池内蔵型照明及び乾電池内蔵型照明の概要を示す。
表 2.5-2 中央制御室に配備している可搬型蓄電池内蔵型照明及び乾電池内蔵型照明

可搬型蓄電池内蔵型照明

保管場所

数量

中央制御室

３台（予備１台）

仕様
・定格電圧：交流100V
・点灯可能時間：12時間以上

乾電池内蔵型照明（ランタンタイプLEDライト）

中央制御室

20台（6号炉，7号炉共用）（中央制御室対応として
中央制御室主盤ｴﾘｱ５台＋中央制御室裏盤ｴﾘｱ10
台＋中央制御室待避室２台＋予備３台）

乾電池内蔵型照明（三脚タイプLEDライト）

中央制御室

電源：乾電池（単一×3）
点灯可能時間：約72時間（消灯した場合，予備を点灯させ，乾電池交換を実施する。）※乾電池内蔵型照明はバッテリ給電方式であることから発電設備の状況に依らず活用可能であるが，代替交流電源からの給電が可能な設計となっていないことから自主配備の資機材として位置づける。

４台（6号炉，7号炉共用）

電源：乾電池（単三×6）（ ラ ン タ ン タ イ プ LED の 補

点灯可能時間：約30時間

助）※乾電池内蔵型照明はバッテリ給電方式であることから発電設備の状況に依らず活用可能であるが，代替交流電源からの給電が可能な設計となっていないことから自主配備の資機材として位置づける。

乾電池内蔵型照明（ヘッドライト(ヘルメット装着用)）

中央制御室

100台

電源：乾電池（単三×1）（6号炉及び7号炉の運転員点可能灯時間：約8時間

全員に配備）

26 条-別添 1-2-54（管理区域での作業可能な10時間点灯できる
ように予備乾電池を持参する。）※乾電池内蔵型照明はバッテリ給電方式であることから発電設備の状況に依らず活用可能であるが，代替交流電源からの給電が可能な設計となっていないことから自主配備の資機材として位置づける。

：ＳＡ範囲

可搬型蓄電池内蔵型照明の照度は，図 2.5-6 に示すとおり大型表示盤から約 15m の机位置に設置した場合で，直流照明の設計値である照度（１ルクス）に対し，大型表示盤表面で約 20 ルクスの照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

（※貼付画像については，印刷仕上がり時に照明確認時点と同様の雰囲気となるよう補正を施してあります。）

大型
表示盤
主盤
机
当 直 長

（撮影方向）【 ：可搬型蓄電池内蔵型照明】
図 2.5-6 シミュレーション施設における可搬型蓄電池内蔵型照明確認状況：ＳＡ範囲
26 条-別添 1-2-55

同様に，重大事故等対処のための追加安全対策設備等を配置した裏盤について，図 2.5-7 に示すとおり可搬型蓄電池内蔵型照明の照度は盤から約１m の位置に設置した場合で，制御盤表面で約10 ルクスの照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

（※貼付画像については，印刷仕上がり時に照明確認時点と同様の雰囲気となるよう補正を施してあります。）

裏（撮影方向）

盤【 ：可搬型蓄電池内蔵型照明】（上記撮影を逆方向から撮影，右端が照明設備）

図 2.5-7 裏盤における可搬型蓄電池内蔵型照明確認状況：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-2-56

3.

添付資料

3.1 中 央 制 御 室 待 避 室 の 運 用 に つ い て
原子炉格納容器圧力逃がし装置作動前から作動後にわたっての，中央制御室
待 避 室 の 運 用 を 以 下 に ま と め る 。 図 3.1-1 に 原 子 炉 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 作
動と中央制御室及び中央制御室待避室換気空調設備の運用の概要を示す。

（１）原子炉格納容器圧力逃がし装置作動前（待避前）
運 転 員 等 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
圧 力 逃 が し 装 置 を 作 動 さ せ る 必 要 が あ る と 判 断 さ れ た 場 合 ，中 央 制 御 室 待避室を使用するため，以下設備，資機材の運用準備を行う。
表 3.1-1
居住性設備

中央制御室待避室の運用準備

・可搬型陽圧化空調機を用いることにより，中央制御室バ
ウンダリ全体が陽圧化されていること
・中央制御室待避室の遮蔽設備の設置
・中央制御室待避室の空調隔離ダンパの閉止・中央制御室待避室の酸素濃度・二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタの配置，電源入・陽圧化装置による中央制御室待避室の加圧

監視設備
通信連絡設備・ 6号 炉 ， 7号 炉 の デ ー タ 表 示 装 置 （ 待 避 室 ） 電 源 入
・ 現 場 要 員 や 緊 急 時 対 策 所 と の 通 信 連 絡 の た め の ，6号 炉 ，
7号 炉 各 々 の 無 線 連 絡 設 備（ 常 設 ），衛 星 電 話 設 備（ 常 設 ）の準備（通話確認）（２）原子炉格納容器圧力逃がし装置作動中（待避中）
運 転 員 等 は ，原 子 炉 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 作 動 開 始 後 ，速 や か に 中 央
制 御 室 待 避 室 に 移 動 し ，出 入 口 扉 を 閉 め る と と も に ，中 央 制 御 室 待 避 室 に施 設 す る 中 央 制 御 室 待 避 室 内 外 差 圧 計 器 を 確 認 し ，中 央 制 御 室 待 避 室 へ 適
切 に 空 気 が 供 給 さ れ ，中 央 制 御 室 待 避 室 内 が 陽 圧 化 さ れ て い る こ と を 確 認
す る 。ま た 酸 素 濃 度・二 酸 化 炭 素 濃 度 計 に よ り 酸 素 濃 度 及 び 二 酸 化 炭 素 濃度（ 酸 素 濃 度 が 18％ 以 上 で あ る こ と ，二 酸 化 炭 素 濃 度 が 0.5%以 下 で あ る こ

26 条-別添 1-3-1：Ｓ Ａ 範 囲と ）を 確 認 す る と と も に ，中 央 制 御 室 待 避 室 の 放 射 線 量 率 を 可 搬 型 エ リ ア
モニタにて監視する。
中 央 制 御 室 待 避 室 に と ど ま っ て い る 間 に も ，6号 及 び 7号 炉 の デ ー タ 表 示
装 置（ 待 避 室 ）を 用 い る こ と で ，原 子 炉 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 作 動 状 況は じ め と し た プ ラ ン ト の 監 視 が 可 能 な 設 計 と す る 。ま た 中 央 制 御 室 待 避 室に 通 信 連 絡 設 備 を 設 置 し ，緊 急 時 対 策 所 本 部 等 と の 連 絡 が 常 時 可 能 な 設 計と す る 。中 央 制 御 室 待 避 室 に こ れ ら 設 備 を 設 置 す る こ と で ，中 央 制 御 室 制
御盤エリアに居るとき同様，タイムリーな監視操作が可能な設計とする。
な お ，中 央 制 御 室 待 避 室 に と ど ま っ て い る 間 に 中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ アに 出 る 際 に は ，中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ ア の 放 射 線 量 率 を 可 搬 型 エ リ ア モ ニ
タ で 確 認 し た 上 で ，必 要 な 放 射 線 防 護 装 備 ，個 人 線 量 管 理 措 置 を 施 し た 上
で ，中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ ア に 出 る こ と に な る 。そ の た め に 必 要 な 資 機 材等を中央制御室待避室に備える設計とする。

（３）原子炉格納容器圧力逃がし装置作動後（待避解除）
運 転 員 等 は ，原 子 炉 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 作 動 に 伴 う プ ル ー ム 通 過 後は ，中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ ア の 放 射 線 量 率 を 可 搬 型 エ リ ア モ ニ タ で 確 認 した 上 で ，緊 急 時 対 策 所 本 部 と の 協 議 の 上 ，中 央 制 御 室 制 御 盤 エ リ ア で の 対応を再開する。

：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-3-2

図 3.1-1

原子炉格納容器圧力逃がし装置作動と中央制御室及び中央制御室待避室換気空調設備の運用の概要

26 条-別添 1-3-3：Ｓ Ａ 範 囲

3.2

配備する資機材の数量について（１）放射線防護資機材等
中 央 制 御 室 に 配 備 す る 放 射 線 防 護 資 機 材 等 の 内 訳 を 表 3.2-1
及 び 表 3.2-2 に 示 す 。 な お ， 放 射 線 防 護 資 機 材 等 は ， 汚 染 が 付
着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。

26 条-別添 1-3-4

表 3.2-1 防 護 具
配備数（6 号及び 7 号炉共用）※７
品名

5 号炉原子炉建屋内

構内
中央制御室

緊急時対策所（参考）

不織布カバーオール

1,890 着 ※ １

420 着 ※ ８

約 5,000 着

靴下

1,890 足 ※ １

420 足 ※ ８

約 5,000 足

帽子

1,890 着 ※ １

420 着 ※ ８

約 5,000 着

綿手袋

1,890 双 ※ １

420 双 ※ ８

約 5,000 双

ゴム手袋

3,780 双 ※ ２840 双 ※ ９

約 15,000 双

810 個 ※ ３

180 個 ※ 10

約 2,050 個

電 動フ ァン 付き 全面 マス ク

80 個 ※ 15

20 個 ※ 17, 23

約 50 個

全 面マ スク

730 個 ※ 16

160 個 ※ 18

約 2,000 個

チ ャ コ ー ル フ ィ ル タ （以下内訳）

1,890 組 ※ １

420 組 ※ ８

約 2,500 組

電 動フ ァン 付き 全面 マス ク用

5 6 0 組 ※ 19

1 4 0 組 ※ 21,23

約 500 組

1 , 3 3 0 組 ※ 20

2 8 0 組 ※ 22

約 2,000 組

アノラック

945 着 ※ ４

210 着 ※ 11

約 3,000 着

汚染区域用靴40 足 ※ ５

10 足 ※ 12

約 300 足高線量対応防護服（タングステンベスト）

14 着 ※ ６―

10 着

セ ル フ エ ア セ ッ ト ※ 13

4 台

4 台

約 100 台酸 素 呼 吸 器 ※ 14―

5 台

約 20 台ろ 過 式 呼 吸 用 保 護 具 （以下内訳）

全 面マ スク 用※ 1： 180 名 （ 1～ 7 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名 ＋ 余 裕 。 以 下 同 様 ） ×7 日 ×1.5 倍※ 2： ※ 1×2※ 3： 180 名 ×3 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ 4： 180 名 ×7 日 ×1.5 倍 ×50%（ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ 5： 80 名 （ １ ～ 7 号 炉 対 応 の 現 場 復 旧 班 要 員 65 名 ＋ 保 安 班 要 員 15 名 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ 6： 14 名 （ プ ル ー ム 直 後 に 対 応 す る 現 場 復 旧 班 要 員 14 名 ）※ 7： 予 備 を 含 む （ 今 後 ， 訓 練 等 で 見 直 し を 行 う ）※ 8： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 替 ×7 日 ×1.5 倍※ 9： ※ 8×2※ 10： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 替 ×3 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ 11： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 替 ×7 日 ×1.5 倍 ×50％ （ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ 12： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ 13： 初 期 対 応 用 3 台 +予 備 1 台※ 14： イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 等 対 応 用 4 台 +予 備 1 台※ 15： 80 名 （ １ ～ 7 号 炉 対 応 の 現 場 復 旧 班 要 員 65 名 ＋ 保 安 班 要 員 15 名 ）※ 16： ※ 3－ ※ 15
※ 17： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ）※ 18： ※ 10－ ※ 17
※ 19： ※ 15×7 日※ 20： ※ 1－ ※ 19
※ 21： ※ 17×7 日※ 22： ※ 8－ ※ 21
※ 23： 中 央 制 御 室 の 被 ば く 評 価 に お い て ， 運 転 員 が 交 替 す る 場 合 の 入 退 域 時 に 電 動 フ ァ ン 付 き 全 面 マ ス ク を着 用す ると して 評価 して いる こと から ，交 替の 拠点 とな る後 方支 援拠 点に も同 数配 備す る。

26 条-別添 1-3-5：Ｓ Ａ 範 囲

・ 1.5 倍 の 妥 当 性 の 確 認 に つ い て【5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊急時対策所】
第 ２ 次 緊 急 態 勢 時（ 1 日 目 ），１ ～ 7 号 炉 対 応 の 要 員 は 緊 急 時 対 策 要 員 1 6 4
名 ＋ 自 衛 消 防 隊 1 0 名 で あ り ，機 能 班 要 員 8 4 名 ，現 場 要 員 8 0 名 及 び 自 衛 消
防 隊 10 名 で 構 成 さ れ て い る 。 こ の う ち ， 本 部 要 員 は ， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内
緊 急 時 対 策 所 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い が ，
全 要 員 は 12 時 間 に １ 回 交 替 す る た め ， 2 回 の 交 替 分 を 考 慮 す る 。 ま た ， 現
場 要 員 80 名 は ，1 日 に 6 回 現 場 に 行 く こ と を 想 定 す る 。自 衛 消 防 隊 は 火 災
現 場 に は 消 防 服 で 出 向 し ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い た め 考 慮 し な い 。
プ ル ー ム 通 過 以 降 （ 2 日 目 以 降 ）， １ ～ 7 号 炉 対 応 の 要 員 は 緊 急 時 対 策 要
員 111 名 ＋ 5 号 炉 運 転 員 8 名 で あ り ， 機 能 班 要 員 54 名 ， 現 場 要 員 57 名 及び 5 号炉運転員 8 名で構成されている。このうち，本部要員は，5 号炉原子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必
要がないが，全要員は 7 日目以降に 1 回交替するため，1 回の交替分を考慮 す る 。ま た ，現 場 要 員 は 1 日 に 2 回 現 場 に 行 く こ と を 想 定 す る 。自 衛 消
防 隊 は 火 災 現 場 に は 消 防 服 で 出 向 し ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い た め
考慮しない。
174 名 ×2 交 替 ＋ 80 名 ×6 回 ＋ 119 名 ＋ 65 名 ×2 回 ×6 日
＝ 1,727 着 ＜ 1,890 着【中央制御室】
要 員 数 18 名 は ， 運 転 員 （ 中 央 制 御 室 ） 7 名 と 運 転 員 （ 現 場 ） 11 名 で 構
成 さ れ て い る 。運 転 員 は 2 交 替 を 考 慮 し ，交 替 時 の 1 回 着 用 を 想 定 す る 。
また，運転員（現場）は，1 回現場に行くことを想定している。
18 名 ×1 回 ×2 交 替 ×7 日 ＋ 11 名 ×1 回 ×2 交 替 ×7 日 ＝ 406 着 ＜ 420 着
上 記 想 定 に よ り ，重 大 事 故 等 発 生 時 に ，交 替 等 で 中 央 制 御 室 に 複 数 の 班がいる場合を考慮しても，初動対応として十分な数量を確保している。

な お ，い ず れ の 場 合 も 防 護 具 類 が 不 足 す る 場 合 は ，構 内 よ り 適 宜 運 搬 することにより補充する。

表 3.2-2 計 測 器 （ 被 ば く 管 理 ， 汚 染 管 理 ）配備台数※５

品名

中央制御室（6 号及び 7 号炉共用）
電子式線量計70 台 ※ １

ガラスバッチ70 台 ※ １

個人線量計
GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ

3 台※２

電離箱サーベイメータ

2 台※３

可搬型エリアモニタ

3 台※４※ 1： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ） ＋
46 名 （ 引 継 班 ， 日 勤 班 ， 作 業 管 理 班 ） ＋ 余 裕※ 2： 中 央 制 御 室 の モ ニ タ リ ン グ 及 び チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に て 使 用※ 3： 中 央 制 御 室 の モ ニ タ リ ン グ に 使 用※ 4： 各 エ リ ア に て 使 用 。 設 置 の タ イ ミ ン グ は ， チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 設 営 判 断 と同 時 （ 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事 象 ）※ 5 ： 予 備 を 含 む （ 今 後 ， 訓 練 等 で 見 直 し を 行 う 。）

： Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-6

（２）飲食料等
中 央 制 御 室 に 配 備 す る 飲 食 料 等 の 内 訳 を 表 3.2-3 に 示 す 。 な
お，飲食料等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらか
じめ養生し，配備する。

表 3.2-3

飲食料等
配備数※４

品名

中央制御室（6 号及び 7 号炉共用）
飲食料等
・食料

420 食 ※ １・ 飲 料 水 （ 1.5 リ ッ ト ル ）280 本 ※ ２

簡易トイレ

1 式

ヨウ素剤

320 錠 ※ ３

※ 1： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×7 日 ×3 食
※ 2： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×7 日 ×2 本
※ 3： 20 名 （ 6 号 及 び 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×8 錠
（ 初 日 2 錠 ＋ 2 日 目 以 降 1 錠 ／ 1 日 ×6 日 ）※ 4 ： 予 備 を 含 む （ 今 後 ， 訓 練 等 で 見 直 し を 行 う 。）

：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-3-7

3.3

チェンジングエリアについて（ 1） チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 基 本 的 な 考 え 方
チェンジングエリアの設営に当たっては，「実用発電用原子炉
及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解 釈 」 第 59 条 第 １ 項 （ 運 転 員 が 原 子 炉 制 御 室 に と ど ま る た め の設備）並びに「実用発電用原子炉及びその附属設備の技術基準に 関 す る 規 則 の 解 釈 」 第 74 条 第 １ 項 （ 運 転 員 が 原 子 炉 制 御 室 にとどまるための設備）に基づき，原子炉制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。
なお，チェンジングエリアは 6 号及び 7 号炉共用とする。

（ 実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 属 設 備 の 技 術 基 準 に 関 す る 規
則 の 解 釈 第 74 条 第 １ 項 （ 運 転 員 が 原 子 炉 制 御 室 に と ど ま る た めの設備） 抜 粋 ）原子炉 制御室の 外側が放 射性物質 により汚 染したよ うな
状況下に おいて、 原子炉制 御室への 汚染の持 ち込みを 防止するため 、モニタ リング及 び作業服 の着替え 等を行う ための区画を設けること。

（ 2） チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 概 要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアからなり，中央制御室陽圧化 バウンダリに隣接するとともに，要員の被ばく低減の観点からコントロール建屋内に設営
す る 。 概 要 は 表 3.3-1 の と お り 。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-8

表 3.3-1

チェンジングエリアの概要

項 目

設営
場所

理 由

東 側エ リア中 央 制 御 室の 外 側 が放射 性 物 質 によ り 汚染 し た よ うな 状 況 下にお い て ， 中央 制 御室 へ の 汚 染の 持 ち 込みを 防 止 す るた め ，
モ ニ タ リ ング 及 び 作業服 の 着 替 え等 を 行
う ため の区 画を 設け る。

エ アー テン ト

設 営 の 容 易さ 及 び 迅速化 の 観 点 から ， エ
ア ーテ ント を採 用す る。

コ ント ロー ル建 屋
地 下 1 階～ 2 階

設営
形式
手 順
着 手
の
判 断
基 準

原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事 象が 発 生 し た 後 ，保 安 班 長 が ，事 象 進 展 の 状 況（ 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル 計（ CAMS）等に よ り 炉 心 損 傷 を 判 断 し た 場 合 等 ）， 参 集 済
み の 要 員 数 及 び 保 安 班 が 実 施 す る 作 業 の 優
先 順 位 を 考 慮 し て ，チ ェ ン ジ グ エ リ ア 設 営 を行 う と 判 断 し た 場 合 。

中 央 制 御 室の 外 側 が放射 性 物 質 によ り 汚染 す る よ うな お そ れが発 生 し た 場合 ， チェ ンジ ング エリ アの 設営 を行 う。

保 安班

チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア を 速 や か に 設 営
で き る よ う 定 期 的 に 訓 練 を 行 っ て い
る 保 安 班 が 設 営 を 行 う 。

実施者：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-9

枠 囲 み の 内 容 は 機 密 事 項 に 属 し ま す の で 公 開 で き ま せ ん 。

（ 3） チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 場 所 及 び 屋 内 の ア ク セ ス ル ー ト
チェンジングエリアは，中央制御室陽圧化バウンダリに隣接した場所に設置する。チェンジングエリアの設営場所及び屋内の ア ク セ ス ル ー ト は ， 図 3.3-1 の と お り 。

図 3.3-1

中央制御室チェンジングエリアの設営場所
及び屋内のアクセスルート：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-3-10

（ 4） チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 （ 考 え 方 ， 資 機 材 ）ａ .考 え 方
中央制御室への放射性物質の持ち込みを防止するため，図3 . 3 - 2 の 設 営 フ ロ ー に 従 い ，図 3 . 3 - 3 の と お り チ ェ ン ジ ン グ エ リ
ア を 設 営 す る 。チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 は ，保 安 班 員 2 名 で ，
約 60 分 を 想 定 す る 。 な お ， チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア が 速 や か に 設 営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の緊急時対策
要 員 （ 夜 間 及 び 休 日 （ 平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ）） の 保 安 班 2
名 ， 又 は 参 集 要 員 （ 10 時 間 後 ま で に 参 集 ） の う ち ， チ ェ ン ジ ン
グエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着 手 は ， 保 安 班 長 が ， 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事象が発生した後，事象進展の状況（格納容器雰囲気放射線レベル 計 （ C A M S ） 等 に よ り 炉 心 損 傷 を 判 断 し た 場 合 等 ）， 参 集 済 み の要員数及び保安班が実施する作業の優先順位を考慮して判断し，速やかに実施する。

①

チェ ンジ ング エリ ア用 資機 材 の 移 動 ・ 設 置（ 乾 電 池
内蔵型照明の 設 置 ）②エ ア ー テ ン ト の 展 開 ，床・壁等の養生を実施③

回 収 箱 ・ 粘 着 マ ッ ト 等 の設置④

除 染 用 資 機 材 ・ 可 搬 型 空
気 浄 化 装 置・G M 汚 染 サ ー ベ
イメータの配備

図 3.3-2

チェンジングエリア設営フロー

26 条-別添 1-3-11：ＳＡ範囲

中 央 制 御 室
綿 手

靴 下

乾 電 池 内 蔵 型 照 明
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内の 照 度 を 確 保 す る

帽 子

エ ア ー テ ン ト
放 射 性 物 質 の 飛 散を 防 止 す る

サ ー ベ イエ リ ア

粘 着 マ ッ ト
靴 に 付 着 し た 放 射 性
物 質 を 持 ち 込 ま な い
よ う に 設 置 す る

約 5m

除 染
エ リ ア

約 5m

約 1.5m

約 2m

簡 易 シ ャ ワ ー
身 体 に 付 着 し た 放 射
性 物 質 の 除 染 は ， 原則 拭 き 取 り に よ り 実
施 す る が ， 拭 き 取 れ
な い 場 合 を 考 慮 し ，
あ ら か じ め 準 備 す る

約 3m

靴 脱 ぎ 場脱 衣 エ リ ア
ゴ ム 手 袋 マ ス ク
不 織 布
カ バ ー オ ー ル（ 内 側 ）

約 1m

電 源 室

区 画
脱 衣 時 に 入 室 者 と退 室 者 が 接 触 し な
い よ う 区 画 す る

図 3.3-3

ゴ ム 手 袋（ 外 側 ）

ア ノ ラ ッ ク 等（ 最 外 周 ）ヘ ル メ ッ ト
掛 け

可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 （ 換 気 ）脱 衣 エ リ ア の 空 気 を 選 択 的に 浄 化 す る こ と で ，汚 染 拡 大を 防 止 す る

中央制御室チェンジングエリア

枠 囲 み の 内 容 は 機 密 事 項 に 属 し ま す の で 公 開 で き ま せ ん 。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-12

ｂ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 資 機 材
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 資 機 材 に つ い て は ，運 用 開 始 後 の チ ェ ン ジ ン グ エ
リ ア の 補 修 や 汚 染 に よ る シ ー ト 張 替 え 等 も 考 慮 し て ，表 3.3-2 の と お り とす る 。チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 資 機 材 は ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 付 近 に 保 管 する。

表 3.3-2

中央制御室チェンジングエリア用資機材

名称

数 量 （ 6 号 及 び 7 号 炉 共 用）

エアーテント

1式

養生シート

2巻

バリア

2個

フェンス

4枚

粘着マット

2枚

ポリ袋

20 枚

テープ

2巻

ウエス

1箱

チェンジングエリ

ウェットティッシュ

2巻

ア設営に必要な数

はさみ

1個

量

マジック

2本

簡易シャワー

1式

簡易タンク

1式

トレイ

1個

バケツ

2個

可搬型空気浄化装置

1 台 (予 備 １ 台 )乾電池内蔵型照明

4 台 (予 備 1 台 )根拠：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-13

（ 5） チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 運 用（ 出 入 管 理 ，脱 衣 ，汚 染 検 査 ，除 染 ，着 衣 ，要 員 に 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

ａ .出 入 管 理
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，中 央 制 御 室 の 外 側 が 放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 し た
よ う な 状 況 下 に お い て ，中 央 制 御 室 に 待 機 し て い た 要 員 が ，中 央 制 御 室 外で 作 業 を 行 っ た 後 ，再 度 ，中 央 制 御 室 に 入 室 す る 際 等 に 利 用 す る 。中 央 制
御 室 外 は ，放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 し て い る お そ れ が あ る こ と か ら ，中 央 制
御室外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の レ イ ア ウ ト は 図 3.3-3 の と お り で あ り ，チ ェ ン ジ
ングエリアには下記の①から③のエリアを設けることで中央制御室内への放射性物質の持ち込みを防止する。

①

脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア。

②

サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品のサーベイを行うエリア。
汚染が確認されなければ中央制御室内へ移動する。

③

除染エリア
サーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-14

ｂ .脱 衣チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱 衣 エ リ ア の 靴 脱 ぎ 場 で ，汚 染 区 域 用 靴 ，ヘ ル メ ッ ト ，ゴ ム 手 袋 外 側 ，
アノラック等を脱衣する。
・脱衣エリアで，不織布カバーオール，ゴム手袋内側，マスク，帽子，
靴下，綿手袋を脱衣する。
な お ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア で は ，保 安 班 員 が 要 員 の 脱 衣 状 況 を 適 宜 確 認
し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

ｃ .汚 染 検 査
チェンジングエリアにおける汚染検査手順は以下のとおり。
・脱衣後，サーベイエリアに移動する。
・サーベイエリアにて汚染検査を受ける。
・汚染基準を満足する場合は，中央制御室へ入室する。汚染基準を超える場合は，除染エリアに移動する。
な お ，保 安 班 員 で な く て も 汚 染 検 査 が で き る よ う に 汚 染 検 査 の 手 順 に つ
い て 図 示 等 を 行 う 。ま た ，保 安 班 員 は 汚 染 検 査 の 状 況 に つ い て ，適 宜 確 認
し，指導，助言をする。

ｄ .除 染チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を超える場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をウェットティッシュで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・ 汚 染 基 準 を 超 え る 場 合 は ， 簡 易 シ ャ ワ ー で 除 染 す る 。（ 簡 易 シ ャ ワ ー
でも汚染基準を超える場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる
施 設 へ 移 動 す る 。）

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-15

ｅ .着 衣防護具の着衣手順は以下のとおり。
・中 央 制 御 室 内 で ，綿 手 袋 ，靴 下 ，帽 子 ，不 織 布 カ バ ー オ ー ル ，マ ス ク ，
ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴脱ぎ場で，ヘルメット，汚染区域用靴等を着用する。
保安班員は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

ｆ .要 員 に 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 の 対 応
サ ー ベ イ エ リ ア 内 で 要 員 の 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 は ，サ ー ベ イ エ リ ア に隣接した除染エリアで要員の除染を行う。
要 員 の 除 染 に つ い て は ，ウ ェ ッ ト テ ィ ッ シ ュ で の 拭 き 取 り に よ る 除 染 を
基 本 と す る が ，拭 き 取 り に て 除 染 で き な い 場 合 も 想 定 し ，汚 染 箇 所 へ の 水
洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡 易 シ ャ ワ ー で 発 生 し た 汚 染 水 は ，図 3.3-4 の と お り 必 要 に 応 じ て ウ エ
スへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

移 動 後 、再 度 除 染 が で き る 施 設 へ

図 3.3-4

除染及び汚染水処理イメージ図：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-16

ｇ .廃 棄 物 管 理
中 央 制 御 室 外 で 活 動 し た 要 員 が 脱 衣 し た 防 護 具 に つ い て は ，チ ェ ン ジ ン
グエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量率の上昇及び汚染
拡 大 へ つ な が る 要 因 と な る こ と か ら ，適 宜 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 外 に 持 ち 出
しチェンジングエリア内の線量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

ｈ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 維 持 管 理
保 安 班 員 は ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 の 表 面 汚 染 密 度 ，線 量 率 及 び 空 気 中
放 射 性 物 質 濃 度 を 定 期 的 （ 1 回 /日 以 上 ） に 測 定 し ， 放 射 性 物 質 の 異 常 な流入や拡大がないことを確認する。
プルーム通過後にチェンジングエリアの出入管理を再開する際には，表面汚染密度，線量率及び空気中放射性物質濃度の測定を実施し，必要に応じチェンジングエリアの除染を実施する。なお，測定及び除染を行った要員は，脱衣エリアにて脱衣を行う。

26 条-別添 1-3-17：Ｓ Ａ 範 囲

（ 6） チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に 係 る 補 足 事 項
ａ .可 搬 型 空 気 浄 化 装 置
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に は ，更 な る 被 ば く 低 減 の た め ，可 搬 型 空 気 浄 化 装
置 を 1 台 設 置 す る 。可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 は ，最 も 汚 染 が 拡 大 す る お そ れ の
あ る 脱 衣 エ リ ア の 空 気 を 吸 い 込 み 浄 化 す る よ う 配 置 し ，脱 衣 エ リ ア を 換 気
す る こ と で ，中 央 制 御 室 外 で 活 動 し た 要 員 の 脱 衣 に よ る 汚 染 拡 大 を 防 止 する。中 央 制 御 室 内 へ の 汚 染 持 込 防 止 を 目 的 と し た 可 搬 型 空 気 浄 化 装
置 に よ る 換気ができて い る こ と の 確 認 は ， チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の エ
アーテント生地がしぼむ状態になっているかどうかを目視する等によ り 確 認 す る 。 可搬型空気浄化装置は，脱衣エリアを換気できる風量とし ， 仕 様 等 を 図 3.3-5 に 示 す 。
な お ，中 央 制 御 室 は プ ル ー ム 通 過 時 に は ，原 則 出 入 り し な い 運 用 と す る
こ と か ら ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に つ い て も ，プ ル ー ム 通 過 時 は ，原 則 利 用
し な い こ と と す る 。し た が っ て ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 の 可 搬 型 空 気 浄 化
装 置 に つ い て も プ ル ー ム 通 過 時 に は 運 用 し な い こ と か ら ，可 搬 型 空 気 浄 化装置のフィルタが高線量化することでの居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから ，フ ィ ル タ の 線 量 が 高 く な る こ と も 想 定 し ，本 体（ フ ィ ル タ 含 む ）の 予
備 を 1 台 設 け る 。な お ，交 換 し た フ ィ ル タ 等 は ，線 源 と な ら な い よ う チ ェンジングエリアから遠ざけて保管する。
○外形寸法： 縦 ３８０× 横 ３５０×高 １１００ｍｍ○風量： ９ｍ ３ ／ｍｉｎ （５４０ｍ ３ ／ｈ）○重量： ４３Ｋｇ
約 45kg○フィルタ： 微粒子フィルタ
よう素フィルタ
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう 素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう 素を含んだ空気がフィル
タを通過する際に，よう 素が活性炭素繊維を通ることにより吸着・ 除去される。

図 3.3-5

可搬型空気浄化装置の仕様等

26 条-別添 1-3-18：Ｓ Ａ 範 囲

ｂ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 状 況チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，靴 脱 ぎ 場 及 び 脱 衣 エ リ ア の 空 間 を エ ア ー テ ン トに よ り 区 画 す る 。エ ア ー テ ン ト の 外 観 は 図 3.3-6 の と お り で あ り ，高 圧 ボンベにより約 3 分間送風することで，展張することが可能である。なお，
展張は手動及びブロワによる送風も可能な設計とする。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 面 は ，必 要 に 応 じ て 汚 染 の 除 去 の 容 易 さ の 観 点 から 養 生 シ ー ト を 貼 る こ と と し ，一 時 閉 鎖 と な る 時 間 を 短 縮 し て い る 。ま た ，エ ア ー テ ン ト に 損 傷 が 生 じ た 際 は ，速 や か に 補 修 が 行 え る よ う 補 修 用 の 資
機材を準備する。

図 3.3-6

エアーテントの外観

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

26 条-別添 1-3-19：Ｓ Ａ 範 囲

ｃ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア へ の 空 気 の 流 れ
中 央 制 御 室 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，一 定 の 気 密 性 が 確 保 さ れ た コ ン ト ロ
ー ル 建 屋 内 に 設 置 し ，図 3.3-7 の よ う に ，汚 染 の 区 分 ご と に エ リ ア を 区 画
し，汚染を管理する。
また，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を 1 台設置する。
可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 は ，脱 衣 を 行 う ホ ッ ト エ リ ア の 空 気 を 吸 い 込 み 浄 化 し ，
ホットエリアを換気することで脱衣による汚染拡大を防止するとともに，チェンジングエリア周辺を循環運転することによりチェンジングエリア
周辺の放射性物質を低減する。
図 3.3-7 の よ う に チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 に 空 気 の 流 れ を つ く る こ と で脱衣による汚染拡大を防止する。

：Ｓ Ａ 範 囲

26 条-別添 1-3-20

中央制御室サーベイ
エリア

可搬型空気浄化装置（換気）脱衣エリアの空気を選択的に浄化することで，汚染拡大を
防止する

除染
エリア

エアーテント
放射性物質の飛散を
防止する

靴脱ぎ場

脱衣エリア

【凡例】

：クリーンエリア：中間エリア：ホットエリア：屋外相当の汚染レベルを想定

図 3.3-7中央制御室チェンジングエリアの空気の流れ

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-3-21

ｄ .チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア で の ク ロ ス コ ン タ ミ 防 止 に つ い て
中 央 制 御 室 に 入 室 し よ う と す る 要 員 に 付 着 し た 汚 染 が ，他 の 要 員 に 伝 播することがないようサーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場
合 は ，汚 染 箇 所 を 養 生 す る と と も に ，サ ー ベ イ エ リ ア 内 に 汚 染 が 移 行 し ていないことを確認する。
サ ー ベ イ エ リ ア 内 に 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 は ，一 時 的 に チ ェ ン ジ ン グ エ
リ ア を 閉 鎖 す る が ，速 や か に 養 生 シ ー ト を 張 り 替 え る 等 に よ り ，要 員 の 出
入 り に 大 き な 影 響 は 与 え な い よ う に す る 。た だ し ，中 央 制 御 室 か ら 緊 急 に
現 場 に 行 く 必 要 が あ る 場 合 は ，張 り 替 え 途 中 で あ っ て も ，退 室 す る 要 員 は防護具を着用していることから，退室することは可能である。
ま た ，中 央 制 御 室 へ の 入 室 の 動 線 と 退 室 の 動 線 を 分 離 す る こ と で ，脱 衣
時 の 接 触 を 防 止 す る 。 な お ，中 央 制 御 室 か ら 退 室 す る 要 員 は ，防 護 具 を 着
用 し て い る た め ，中 央 制 御 室 に 入 室 し よ う と す る 要 員 と 接 触 し た と し て も ，
汚染が身体に付着することはない。

（ 7） 汚 染 の 管 理 基 準
表 3.3-3 の と お り ， 状 況 に 応 じ た 汚 染 の 管 理 基 準 を 運 用 す る 。
た だ し ，サ ー ベ イ エ リ ア の バ ッ ク グ ラ ウ ン ド に 応 じ て ，表 3.3-3 の 管 理
基 準 で の 運 用 が 困 難 と な っ た 場 合 は ，バ ッ ク グ ラ ウ ン ド と 識 別 で き る 値 を設定する。

表 3.3-3
状況
状
況
①
状
況
②

汚染の管理基準

汚染の

根拠等

管理基準

屋 外 (発 電 所 構 内 全 般 )1,300cpm

法令に定める表面汚染密度限度

へ少量の放射性物質が2(ア ル フ ァ 線 を 放 出 し な い 放 射 性(4Bq/cm )漏えい又は放出される同位元素の表面汚染密度限度) ：ような原子力災害時

40Bq/cm 2 の 1/10

大規模プルームが放出

40,000cpm

原子力災害対策指針におけるされるような原子力災(120Bq/cm 2 )OIL4 に 準 拠

害時

13,000cpm

原子力災害対策指針における2(40Bq/cm )OIL4【 1 ヶ 月 後 の 値 】 に 準 拠

26 条-別添 1-3-22：Ｓ Ａ 範 囲

（ 8） 中 央 制 御 室 に お け る マ ス ク 着 用 の 要 否 に つ い て
炉心損傷の判断後に運転員が中央制御室に滞在する場合，又は現場作業を実施する際に全面マスク等を着用する。

（ 9） 乾 電 池 内 蔵 型 照 明
チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に乾電池内蔵型
照明を使用する。乾電池内蔵型照明は，脱衣，汚染検査，除染時に必要な照度 を 確 保 す る た め に 表 3.3-4 に 示 す 数 量 及 び 仕 様 と す る 。

表 3.3-4

チェンジングエリアの乾電池内蔵型照明

保管場所

数量

仕様

乾電池内蔵型照明
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 一 × 3）
点 灯 可 能 時 間 ： 約 7 2時 間
中央制御室

4台 （ 予 備 １ 台 ）（消灯した場合，予備を点灯させ，乾電池交換を実施する。）（ 10） チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の ス ペ ー ス に つ い て
中央制御室における現場作業を行う運転員は，2 名 1 組で 4 組を想定し，
同 時 に 8 名 の 運 転 員 が チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 に 収 容 で き る 設 計 と す る 。チ ェン ジ ン グ エ リ ア に 同 時 に 8 名 の 要 員 が 来 た 場 合 ，全 て の 要 員 が 中 央 制 御 室 に
入 り き る ま で 約 21 分 で あ り ，全 て の 要 員 が 汚 染 し て い る 場 合 で も 約 36 分 であることを確認している。
また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合でも ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は 建 屋 内 に 設 置 し て お り ，屋 外 で の 待 機 は な く 不 要
な被ばくを防止することができる。

：Ｓ Ａ 範 囲
26 条-別添 1-3-23

（11）保安班の緊急時対応のケーススタディ
保 安 班 は， チ ェン ジ ング エ リ アの 設 置以 外 に， 緊 急 時対 策 所の 可 搬型 陽 圧 化空 調 機
運転(60 分)，可搬型エリアモニタの設置（20 分），可搬型モニタリングポストの設置(最大 435 分)，可搬型気象観測装置の設置(90 分)を行うことを想定している。これら対応
項 目 の 優先 順 位に つ いて は ， 保安 班 長が 状 況に 応 じ 判断 す る。 以 下に タ イ ムチ ャートの 例 を 示す 。 なお ， 緊急 時 対 策所 の チェ ン ジン グ エ リア は ，北 東 側ル ー ト を設 営した
場合(90 分)を想定する。
例えば，平日の勤務時間帯に事故が発生した場合（ケース①）には，全ての対応を並行して実施することになる。また，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に事故が発生した場合で，原子力災害対策特別措置法第 10 条発生直後から周辺環境が汚染してしまうような事象が発生した場合（ケース②）は，原子力防災組織の緊急時対策要員の保安班 2 名で，チェンジングエリアの設営を優先し，次に可搬型モニタリングポスト等の設置を行うことになる。

・ケース①（平日の勤務時間帯に事故が発生した場合）

対応項目

要員

0
参 参 事象発生集 集
前 後 参集済2 15

状況把握（モニタリング・ポストなど）

保安班（現場） 2

可搬型陽圧化空調機の運転

保安班（現場） 2

可搬型エリアモニタの設置

保安班（現場） 2

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

10条
原子力災害対策特別措置法第10条：10条

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所への移動 保安班（現場）15

可搬型モニタリングポストの設置

保安班（現場）2

可搬型気象観測装置の設置

保安班（現場）2

緊急時対策所チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

中央制御室チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

・ケース②（夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に事故が発生した場合）

対応項目

要員

0
参 参
事象発生
集 集
前 後
2 15

状況把握（モニタリング・ポストなど）

保安班（現場） 2

可搬型陽圧化空調機の運転

保安班（現場） 2

可搬型エリアモニタの設置

保安班（現場） 2

可搬型モニタリングポストの設置

保安班（現場） 2

可搬型気象観測装置の設置

保安班（現場） 2

緊急時対策所チェンジングエリアの設営

保安班（現場） 2

中央制御室チェンジングエリアの設営

保安班（現場） 2

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

要員参集

10条

原子力災害対策特別措置法第10条：10条※※※可搬型モニタリングポストの設置の前に，保安班長の判断によりチェンジングエリアの設営を優先。

：ＳＡ範囲
26 条-別添 1-3-24

3.4 中央制御室への地震及び火災等の影響
地震，津波，自然災害（竜巻等），及び火災，溢水について，中央制御室に影響を与える事象を抽出し，対応について整理した。
中央制御室に影響を与える可能性のある事象として，表 3.4-1 に示す起因事象（内部火 災 ， 内部 溢 水， 地 震等 ） と 同時 に もた ら され る 環 境条 件 が考 え られ る が ，い ずれの場合でも中央制御室での運転操作に影響を与えることはない。

中央制御室における主な対応を以下に示す。
○ 地震
6 号炉及び 7 号炉中央制御室の大型表示盤付近で被災した場合，運転員は制御盤への 誤接触 ，運転 員自身の 転倒を 防止す るため， 制御盤 の手摺 にて安全 を確保 するとと もに警 報発信 状況等の 把握に 努める 。また地 震時に おいて も運転員 が必要 な監視操作を行うことができるよう，中央制御室は基準地震動 Ss に対し耐震性を有するコ
ントロール建屋 2 階に設置するとともに，制御盤は必要な耐震性を有する設計とする。

○ 津波
6 号炉及び 7 号炉中央制御室を設置する敷地における基準津波の最高水位は
T.M.S.L.+8.3m 程度である。6 号炉及び 7 号炉中央制御室を設置しているコントロー
ル建屋は敷地高さ T.M.S.L.+12m に施設されており，また 6 号炉及び 7 号炉中央制御室はコントロール建屋 2 階フロア（T.M.S.L.+17.3m）に設置している。このことより，6 号炉及び 7 号炉中央制御室及びアクセスルートは基準津波の影響を受けない設
計とする。

○ 火災
中 央 制 御 室に て 火 災が発 生 し た 場合 は 運 転員が 火 災 状 況を 確 認 できる 設 計 と し，初期消火を行うことができるよう消火器を設置している。
ま た ， 中 央制 御 室 外で発 生 し た 火災 に 対 しても ， 中 央 制御 室 の 機能に 影 響 を 与えることがない設計とする。

26 条-別添 1-3-25

：ＤＢ範囲

○ 溢水
中央制御室には溢水源は存在しないことを確認している。
万 が 一 ， 火災 が 発 生した と し て も， 運 転 員が火 災 状 況 を確 認 し ，消火 器 に て 初期
消火を行うこととしているため，消火活動に伴う内部溢水による影響はない。
ま た ， 中 央制 御 室 外で発 生 し た 溢水 に 対 しても ， 中 央 制御 室 の 機能に 影 響 を 与えることがない設計とする。

：ＤＢ範囲

26 条-別添 1-3-26

表3.4-1
起因事象

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応
同時にもたらされる
中央制御室の環境条件(1/2)

中央制御室での運転操作に与える影響
中 央 制 御 室 に て 火 災 が 発 生 し て も 速 や か に 消 火 で き る よ う ，「 運

内部火災
（地震起因
含む）

転員が火災状況を確認し，二酸化炭素消火器にて初期消火を行火災による中央制御室

う 」こ と を 規 定 類 に 定 め る こ と と し て い る た め ，中 央 制 御 室 の 機

内設備の機能喪失

能は維持される。
（ 詳 細 に つ い て は ， 設 置 許 可 基 準 規 則 第 8条 「 火 災 に よ る 損 傷 の防止」に関する適合状況説明資料を参照）
中央制御室には溢水源がないことを確認している。
火 災 が 発 生 し た と し て も ，「 運 転 員 が 火 災 状 況 を 確 認し ，二 酸 化

内部溢水
（地震起因
含む）

炭 素 消 火 器 に て 初 期 消 火 を 行 う 」こ と を 規 定 類 に 定 め る こ と と し溢水による中央制御室ているため，内部溢水による影響がないことを確認している。

内設備の機能喪失

蒸 気 配 管 破 断 が 発 生 し た 場 合 も ，漏 え い し た 蒸 気 の 影 響 が な い ことを確認している。
（ 詳 細 に つ い て は ， 設 置 許 可 基 準 規 則 第 9条 「 溢 水 に よ る 損 傷 の防止等」に関する適合状況説明資料を参照）

地震時の誤接触等による誤操作

地 震 発 生 時 の 対 応 と し て「 運 転 員 は 地 震 が 発 生 し た 場 合 ，制 御 盤
か ら 離 れ て 誤 接 触 を 防 止 す る と と も に ，制 御 盤 の 手 摺 に て 身 体 の安全確保に努める」ことを規定類に定めることとしている。

地震

外 部 電 源 喪 失 に お い て も ，中 央 制 御 室 の 照 明 は ，デ ィ ー ゼ ル 発 電
機から給電され※，蓄電池からの給電により点灯する直流非常灯
も 備 え て お り ，機 能 が 喪 失す る こ と は な い 。ま た ，蓄電 池 を 内 蔵
した可搬型照明を備えており，機能が喪失することはない。
（ 詳 細 に つ い て は ， 設 置 許 可 基 準 規 則 第 11条 「 安 全 避 難 通 路 等 」

風（台風）に関する適合状況説明資料を参照）

竜巻

低温（凍結）

降水

外部電源喪失による照明等の所内電源の喪失

積雪

落雷

地滑り

※ 非 常 用 デ ィ ー ゼ ル 発 電 機 は 各 自 然 現 象 に 対 し て ，外 部 電 源 喪 失の有無によらず健全性が確保されることを確認している。
地 震 ： 設 計 基 準 地 震 動 に 対 し て ， 耐 震 Sク ラ ス 設 計 で あ る た め ，健全性が確保される。
風（ 台 風 ）：設 計 基 準 の 風速 に よ る 風 圧 に 対 し て ，外 郭 そ の 他 による防護で健全性が確保されることを確認。
竜 巻：設 計 基 準 の 竜 巻 風 速 に よ る 複 合 荷 重（ 風 圧 ，気圧 差 ，飛 来物 衝 撃 力 ）に 対 し て ，外 郭そ の 他 に よ る 防 護 で 健 全 性 が 確保されることを確認。
低 温（ 凍 結 ）：原 子 炉 建 屋換 気 空 調 設 備 に よ り 温 度 制 御 さ れ て い
る た め ，本 体 設 備 へ の 影 響は な い 。屋 外 タ ン ク に 貯 蔵さ れている軽油については，凍結等が発生しないことを確認。
降 水：設 計 基 準 の 降 水 に 対し て ，外 郭 そ の 他 に よ る 防 護 で 健 全 性が確保されることを確認。
積 雪：設 計 基 準 の 積 雪 に よる 堆 積 荷 重 に 対 し て ，外 郭 そ の 他 に よる防護で健全性が確保されることを確認。
落 雷：設 計 基 準 の 雷 撃 電 流値 に 対 し て ，避 雷 針 や 保 安 器 等 に よ る
防護で健全性が確保されることを確認。
地 滑 り：地 滑 り に 対 し て ，近 傍 の 斜 面 か ら 離 隔 距 離 を 確 保 す る ことにより健全性が確保されることを確認。
（次頁に続く）：ＤＢ範囲

26 条-別添 1-3-27

表3.4-1 中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応
起因事象

同時にもたらされる

生物学的事象外部電源喪失による照明等の所内電源の喪失

外部火災（森林火災）

低温による中央制御室
低温（凍結）

内設備が凍結することによる機能喪失

火山

中央制御室での運転操作に与える影響

中央制御室の環境条件

火山

(2/2)

(前 頁 の 続 き )火山：設計基準の降下火砕物の堆積荷重に対して，外郭その他による防護で健全性が確保されることを確認。また，給気系はフィルタ交換等により閉塞せず健全性が確保されることを確認。
生物学的事象：海生生物に対して，除塵装置その他による防護で健全 性 が 確 保 さ れ る こ と を 確 認 。ま た ，小 動 物 の 侵 入 に対 し て ，外郭となる建屋貫通部への止水処置等による防護で健全性が確保されることを確認。
森林火災：防火帯の内側にあるため延焼せず，熱影響を評価して健全性が確保されることを確認。また，ばい煙に対してもフィルタにより健全性が確保されることを確認。
有毒ガス：設備へ影響を与える事象ではないため，健全性が確保されることを確認。
船舶の衝突：船舶の侵入に対して，カーテンウォールその他による防護で健全性が確保されることを確認。
電磁的障害：電磁的障害による擾乱に対して，健全性が確保されることを確認。
中央制御室の換気空調設備により温度制御されているため，中央制
御室への影響はない。
（ 詳 細 に つ い て は ，設 置 許可 基 準 規 則 第 6条「 外 部 か ら の 衝 撃 に よ る
損傷の防止（低温）」に関する適合状況説明資料を参照）

降下火砕物による中央

外部の状況を監視カメラ等で確認し，中央制御室内に有毒ガス・降制御室内換気設備への下火砕物等が流入する可能性がある場合，及び中央制御室内におい影響て有毒ガスが流入したことを煙や異臭で確認した場合等は，中央制
御室の空調系を手動で再循環運転へ切り替えることで外気を遮断できることから，中央制御室への影響はない。この場合の酸素濃度・
二 酸 化 炭 素 濃 度 へ の 影 響 を 【 補 足 1】 ， 【 補 足 2】 に 示 す 。 た だ し ，
影響が長期化する場合は，必要に応じて一時的に外気を取り入れて換気する。
図 3.4-1に 運 転 モ ー ド 毎 の 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 の 系 統 概 略 図 を 示す。
な お ，外 部 火 災 時 の 有 毒 ガス に つ い て は ，6/7号 炉 中 央 制 御 室 外 気 取

外部火災

ばい煙や有毒ガスの発（森林火災）

生による中央制御室内

有毒ガス

換気設備への影響

入 口 に お け る 濃 度 が IDLH（ 急 性 の 毒 性 限 界 濃 度 （ 30分 曝 露 に よ っ て
生命及び健康に対する即時の危険な影響を与える曝露レベルの濃度限度値））以下となるため，外気遮断運転の有無によらず問題とはならない。
外部火災以外の有毒ガスについても，敷地外有毒ガス及び敷地内屋
内貯蔵有毒物質が影響を及ぼすことはなく，敷地内屋外設備からの有毒ガス，窒素ガスの濃度は外気取入口において判定基準以下となるため，同様に外気遮断運転の有無によらず問題とはならない。
（ 詳 細 に つ い て は ，設 置 許可 基 準 規 則 第 6条「 外 部 か ら の 衝 撃 に よ る
損 傷 の 防 止（ 外 部 火 災 ）」，設 置 許 可 基 準 規 則 第 6条「外 部 か ら の 衝
撃 に よ る 損 傷 の 防 止（ 有 毒ガ ス ）」，設 置 許 可 基 準 規則 第 6条「 外 部からの衝撃による損傷の防止（火山）」に関する適合状況説明資料
を参照）

：ＤＢ範囲
26 条-別添 1-3-28

通常運転モード
再循環運転モード（外気隔離時）
再循環運転モード（少量外気取入時）

図 3.4-1

運転モード毎の中央制御室換気空調系系統概略図

26 条-別添 1-3-29

【補足 1】外気隔離時の中央制御室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の評価について（設計基準事故時）

１．概要「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第 38 条，第 13項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，中央制御室換気空調設
備は，隔離ダンパを閉操作することにより外気から遮断し再循環運転とすることができる。
設計基準事故が発生時において，隔離ダンパを閉操作し，外気から隔離した場合の中央制御室の居住性について，以下の通り評価した。

２．評価
外気隔離時の中央制御室内に滞在する運転員の操作環境の悪化防止のため，酸素濃度及び二酸化炭素濃度について評価を行った。

（１）酸素濃度「空気調和・衛生工学便覧

空気設備篇」に基づき，酸素濃度について評価した。

a．評価条件・滞在人員

18 名

・中央制御室バウンダリ容積

20,800m 3・空気流入率：0.1 回/h（2010 年 3 月 16 日～17 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果
A 系：0.30±0.006 回/h，B 系：0.25±0.006 回/h も基に保守的に設定）
・初期酸素濃度：20.95％
・１人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を適用し，24 l/min とする。
・一人当りの酸素消費量は呼気の酸素濃度を 16.4％として，65.52 L/h とする。
・許容酸素濃度は 18％以上（労働安全衛生法から）b．評価結果上記評価条件から求めた酸素濃度は表 1 のとおりであり，720 時間外気隔離した場
合においても，中央制御室内に滞在する運転員の操作環境に影響を与えない。
26 条-別添 1-3-30表１

外気隔離時の酸素濃度（設計基準事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間720 時間酸素濃度20.91%

20.89%

20.89%

20.89%

20.89%

20.89%（２）二酸化炭素濃度「 空 気 調和 ・ 衛生 工 学便 覧

空気 設 備篇 」 に基 づ き ，二 酸 化炭 素 濃度 に つ いて 評 価した。
a．評価条件・滞在人員

18 名

・中央制御室バウンダリ容積

20,800m 3・空気流入率：0.1 回/h（2010 年 3 月 16 日～17 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果 A 系：
0.30±0.006 回/h，B 系：0.25±0.006 回/h も基に保守的に設定）
・初期二酸化炭素濃度：0.039％
・１人当りの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業時の吐出量を適用して 0.046m 3 /h とする。
・許容二酸化炭素濃度は 0.5％以下（労働安全衛生法から）b．評価結果上記評価条件から求めた二酸化炭素濃度は表 2 のとおりであり，720 時間外気隔離した場合においても，中央制御室内に滞在する運転員の操作環境に影響を与えない。

表2

外気隔離時の二酸化炭素濃度（設計基準事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間720 時間二酸化炭素濃度0.06%

0.076%

0.078%

0.079%

0.079%

0.079%

26 条-別添 1-3-31

【補足 2】外気隔離時の中央制御室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の評価について（重大事故時）１．概要「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」第 38 条，第 13項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，重大事故発生時において中央制御室換気空調設備は全停止及び隔離ダンパを閉操作し，中央制御室陽圧化空調機
により外気を浄化した空気により中央制御室バウンダリを陽圧化する設計としている。
重大事故が発生時において，空調全停し中央制御室バウンダリを陽圧化した場合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。

２．評価
外気隔離時の中央制御室内に滞在する運転員の操作環境の悪化防止のため，酸素濃度及び二酸化炭素濃度について評価を行った。

（１）酸素濃度「空気調和・衛生工学便覧

空気設備篇」に基づき，酸素濃度について評価した。

a．評価条件・滞在人員

20 名

・中央制御室バウンダリ容積

20,800m 3・換気量：4,500m 3 /h
（中央制御室可搬型陽圧化空調機の設計風量 4,500～6,000m 3 /h より保守的に
4,500m 3 /h と設定）
・初期酸素濃度：20.95％
・１人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を適用し，24 l/min とする。
・一人当りの酸素消費量は呼気の酸素濃度を 16.4％として，65.52 L/h とする。
・許容酸素濃度は 18％以上（労働安全衛生法から）b．評価結果上記評価条件から求めた酸素濃度は表 1 のとおりであり，168 時間外気隔離した場
26 条-別添 1-3-32

合においても，中央制御室内に滞在する運転員の操作環境に影響を与えない。

表1

外気隔離時の酸素濃度（重大事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間酸素濃度20.92%

20.92%

20.92%

20.92%

20.92%（２）二酸化炭素濃度「 空 気 調和 ・ 衛生 工 学便 覧

空気 設 備篇 」 に基 づ き ，二 酸 化炭 素 濃度 に つ いて 評 価した。
a．評価条件・滞在人員

20 名

・中央制御室バウンダリ容積

20,800m 3・換気量：4,500m 3 /h
（中央制御室可搬型陽圧化空調機の設計風量 4,500～6,000m 3 /h より保守的に
4,500m 3 /h と設定）
・初期二酸化炭素濃度：0.039％
・１人当りの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業時の吐出量を適用して 0.046m 3 /h とする。
・許容二酸化炭素濃度は 0.5％以下（労働安全衛生法から）b．評価結果上記評価条件から求めた二酸化炭素濃度は表 2 のとおりであり，168 時間外気隔離した場合においても，中央制御室内に滞在する運転員の操作環境に影響を与えない。

表2

外気隔離時の二酸化炭素濃度（重大事故時）

時間

12 時間

24 時間

36 時間

96 時間

168 時間二酸化炭素濃度0.058%

0.060%

0.060%

0.060%

0.060%

26 条-別添 1-3-33

3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ

表 3.5-1

データ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ
6 号炉（１／７）

目的

対象パラメータ
ＡＰＲＭ平均値
ＡＰＲＭ（Ａ）
ＡＰＲＭ（Ｂ）
ＡＰＲＭ（Ｃ）
ＡＰＲＭ（Ｄ）

炉心反応度
の状態確認

ＳＲＮＭ

（Ａ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｂ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｃ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｄ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｅ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｆ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｇ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｈ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｊ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ（Ｌ）

対数計数率出力

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率高高

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率高高

原子炉圧力

（広帯域）（ＢＶ）

原子炉圧力（Ａ）
原子炉圧力（Ｂ）
原子炉圧力（Ｃ）
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（広帯域）ＰＢＶ
原子炉水位（広帯域）（Ａ）
炉心冷却の原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

状態確認

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）
原子炉水位（燃料域）ＰＢＶ
原子炉水位（燃料域）（Ａ）
原子炉水位（燃料域）（Ｂ）
原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ワ イ ド ）原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ナ ロ ー ）
炉水温度

ＰＢＶ

逃し安全弁

開

26 条-別添 1-3-34

6 号炉（２／７）
目的

対象パラメータ
ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量
ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量
ＲＣＩＣ系統流量
高圧代替注水系系統流量
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

炉心冷却の

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量
原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

状態確認

６．９ｋＶ

６Ａ１母線電圧

６．９ｋＶ

６Ａ２母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｂ１母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｂ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

６．９ｋＶ

６Ｃ母線電圧６．９ｋＶ

６Ｄ母線電圧６．９ｋＶ

６Ｅ母線電圧

Ｄ／Ｇ

６Ａ

遮断器

投入

Ｄ／Ｇ

６Ｂ

遮断器

投入

Ｄ／Ｇ

６Ｃ

遮断器

投入

原子炉圧力容器温度（原子炉圧力容器下鏡上部温度）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（ＲＰＶ注水流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

26 条-別添 1-3-35

6 号炉（３／７）
目的対象パラメータ
ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ放射能ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ放射能ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ放射能ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ放射能
ドライウェル圧力（広帯域）（最大）格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）
サプレッション・チェンバ圧力（最大）
格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）
ＲＰＶベロシール部周辺温度（最大）サプレッションプール水位

ＢＶ

サプレッション・チェンバ・プール水位
サプレッション・チェンバ気体温度
Ｓ／Ｐ水温度（最大）サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（下部）
格納容器内
の状態確認

ＣＡＭＳ（Ａ）

水素濃度

ＣＡＭＳ（Ｂ）

水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）
格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）
ＣＡＭＳ（Ａ）

酸素濃度

ＣＡＭＳ（Ｂ）

酸素濃度

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）
ＣＡＭＳ（Ｂ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｂ

全閉以外

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｃ

全閉以外

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力
ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 (上 部 ド ラ イ ウ ェ ル フ ラ ン ジ 部 雰 囲 気 温 度 ）ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 (下 部 ド ラ イ ウ ェ ル リ タ ー ン ラ イ ン 上 部 雰 囲 気 温 度 ）
復 水 補 給 水 系 流 量 （ 原 子 炉 格 納 容 器 ） (ド ラ イ ウ ェ ル 注 水 流 量 ）26 条-別添 1-3-36

6 号炉（４／７）
目的

対象パラメータ
復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力
復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力
復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

格納容器内

復水補給水系温度（代替循環冷却）の状態確認

格 納 容 器 下 部 水 位 (ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 3m)）
格 納 容 器 下 部 水 位 (ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 2m)）
格 納 容 器 下 部 水 位 (ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 1m)）
復 水 補 給 水 系 流 量 （ 原 子 炉 格 納 容 器 ） (ペ デ ス タ ル 注 水 流 量 ）排気筒排気放射能（ＩＣ）（最大）
排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）
排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）
主蒸気管放射能高（スクラム）区分（１）主蒸気管放射能高（スクラム）区分（２）主蒸気管放射能高（スクラム）区分（３）主蒸気管放射能高（スクラム）区分（４）

放射能隔離
の状態確認

ＰＣＩＳ隔離内側

ＰＣＩＳ隔離外側

ＭＳＩＶ（内側）

主蒸気内側隔離弁（Ａ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

ＭＳＩＶ（外側）

環境の情
報確認

閉

閉

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動（１系）

ＳＧＴＳ（Ｂ）

作動（１系）

ＳＧＴＳ排ガス放射能（ＩＣ）（最大）ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）
ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

26 条-別添 1-3-37

6 号炉（５／７）
目的対象パラメータ

ＡＤＳ

Ａ

作動

ＡＤＳ

Ｂ

作動

ＲＣＩＣ

作動

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）

起動

非常用炉

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）

起動

心冷却系

ＲＨＲポンプ（Ａ）

起動

（ＥＣＣ

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

起動

Ｓ）の状態

ＲＨＲポンプ（Ｃ）

起動

等

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉以外
ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉以外
ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉以外
全制御棒全挿入総給水流量
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +6000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +5000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +4000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）

使用済燃料(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +3000mm))

プールの状
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）
態確認(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +2000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 +1000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-1000mm))

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

26 条-別添 1-3-38

6 号炉（６／７）
目的対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6750mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6500mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+5500mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端
使用済燃料
プールの状
態確認

+5000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+4000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+3000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+2000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+1000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 )）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-1000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-3000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (プ ー ル 底 部 付 近 ）26 条-別添 1-3-39

6 号炉（７／７）
目的対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）
フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）
水素爆発に
よる格納容
器の破損防
止確認

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置水位（Ａ）
フィルタ装置水位（Ｂ）
フィルタ装置スクラバ水ｐＨ
フィルタ装置金属フィルタ差圧
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）

水素爆発に
よる原子炉
建屋の損傷

原子炉建屋水素濃度（サプレッション・チェンバ出入口）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）防止確認
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

26 条-別添 1-3-40

7 号炉（１／７）
目的

対象パラメータＡＰＲＭ（平均値）
ＡＰＲＭ（Ａ）
ＡＰＲＭ（Ｂ）
ＡＰＲＭ（Ｃ）
ＡＰＲＭ（Ｄ）

炉心反応度
の状態確認

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率

ＳＲＮＭ

Ａ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｂ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｃ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｄ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｅ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｆ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｇ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｈ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｊ

計数率高高

ＳＲＮＭ

Ｌ

計数率高高

原子炉圧力

Ａ

原子炉圧力（Ａ）
原子炉圧力（Ｂ）
原子炉圧力（Ｃ）
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（Ｗ）Ａ
原子炉水位（広帯域）（Ａ）
炉心冷却の原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

状態確認

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）
原子炉水位（Ｆ）
原子炉水位（燃料域）（Ａ）
原子炉水位（燃料域）（Ｂ）
原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ワ イ ド ）原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ナ ロ ー ）ＣＵＷ再生熱交換器入口温度
ＳＲＶ開（ＣＲＴ）

26 条-別添 1-3-41

7 号炉（２／７）
目的

対象パラメータ

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量
ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量
ＲＣＩＣ系統流量
高圧代替注水系系統流量
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度
残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量
残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量
炉心冷却の

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

状態確認

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量
６．９ｋＶ

７Ａ１母線電圧

６．９ｋＶ

７Ａ２母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｂ１母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｂ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

６．９ｋＶ

７Ｃ母線電圧６．９ｋＶ

７Ｄ母線電圧６．９ｋＶ

７Ｅ母線電圧Ｍ／Ｃ

７Ｃ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

Ｍ／Ｃ

７Ｄ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

Ｍ／Ｃ

７Ｅ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

原子炉圧力容器温度（ＲＰＶ下鏡上部温度）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（ＲＨＲ（Ａ）注入配管流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

26 条-別添 1-3-42

7 号炉（３／７）
目的対象パラメータ

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｄ／Ｗ
格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｄ／Ｗ
格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｓ／Ｃ
格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｓ／Ｃ
ドライウェル圧力（Ｗ）
格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）
Ｓ／Ｃ圧力（最大値）
格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）
Ｄ／Ｗ温度（最大値）
Ｓ／Ｐ水温度最大値
Ｓ／Ｐ水位（Ｗ）（最大値）
サプレッション・チェンバ・プール水位
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（下部）
格納容器内水素濃度（Ａ）
格納容器内

格納容器内水素濃度（Ｂ）の状態確認

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）
格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）
格納容器内酸素濃度（Ａ）
格納容器内酸素濃度（Ｂ）
ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ測定中
ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ測定中
ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ測定中
ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ測定中
ＲＨＲ（Ａ）系統流量
ＲＨＲ（Ｂ）系統流量
ＲＨＲ（Ｃ）系統流量
ＰＣＶスプレイ弁（Ｂ）

全閉

ＰＣＶスプレイ弁（Ｃ）

全閉

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力
ドライウェル雰囲気温度（上部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）
ドライウェル雰囲気温度（下部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）

26 条-別添 1-3-43

7 号炉（４／７）
目的

対象パラメータ

復水補給水系流量（原子炉格納容器）（ＲＨＲ（Ｂ）注入配管流量）
復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力
復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力
格納容器内
の状態確認

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力
復水補給水系温度（代替循環冷却）
格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 3m)）
格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 2m)）
格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 1m)）
復水補給水系流量（原子炉格納容器）（下部Ｄ／Ｗ注水流量）
排気筒放射線モニタ（ＩＣ）最大値
排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ
排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ
区分Ⅰ主蒸気管放射能高高区分Ⅱ主蒸気管放射能高高
区分Ⅲ主蒸気管放射能高高区分Ⅳ主蒸気管放射能高高

放射能隔離
の状態確認

ＰＣＩＳ隔離内側

ＰＣＩＳ隔離外側

主蒸気内側隔離弁

全弁全閉

主蒸気内側隔離弁（Ａ）全閉
主蒸気内側隔離弁（Ｂ）全閉
主蒸気内側隔離弁（Ｃ）全閉
主蒸気内側隔離弁（Ｄ）全閉
主蒸気外側隔離弁

全弁全閉

主蒸気外側隔離弁（Ａ）全閉
主蒸気外側隔離弁（Ｂ）全閉
主蒸気外側隔離弁（Ｃ）全閉
主蒸気外側隔離弁（Ｄ）全閉

環境の情報
確認

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動

ＳＧＴＳ

（Ｂ）

作動

ＳＧＴＳ放射線モニタ（ＩＣ）最大値
ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ
ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

26 条-別添 1-3-44

7 号炉（５／７）
目的対象パラメータ

ＡＤＳ

Ａ

作動

ＡＤＳ

Ｂ

作動

ＲＣＩＣ起動状態（ＣＲＴ）
ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）起動
非常用炉心
冷 却 系（ Ｅ Ｃ
Ｃ Ｓ ）の 状 態
等

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）起動
ＲＨＲポンプ（Ａ）起動
ＲＨＲポンプ（Ｂ）起動
ＲＨＲポンプ（Ｃ）起動
ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉
ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉
ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉
全制御棒全挿入全給水流量
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）（使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +6000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +5000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +4000mm))

使用済燃料
プールの状
態確認

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +3000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +2000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 +1000mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 （ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 -1000mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

26 条-別添 1-3-45

7 号炉（６／７）
目的対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6750mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6500mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+6000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+5500mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端
使用済燃

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）料プール（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端の状態確

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）認（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+5000mm)）+4000mm)）+3000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+2000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端+1000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端 )）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-1000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (燃 料 ラ ッ ク 上 端-3000mm)）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ広域）（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度 (プ ー ル 底 部 付 近 ）26 条-別添 1-3-46

7 号炉（７／７）
目的対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）
フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）
水素爆発に
よる格納容

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置水位（Ａ）

器の破損防
止確認

フィルタ装置水位（Ｂ）
フィルタ装置スクラバ水ｐＨ
フィルタ装置金属フィルタ差圧
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）
耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）

水素爆発に
よる原子炉
建屋の損傷
防止確認

原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
原子炉建屋水素濃度（サプレッション・チェンバ出入口）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）

静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

26 条-別添 1-3-47

3.6 事故シーケンスの組み合わせと待避室の収容性
重大事故等が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまる居住性を確保するため，中央制御室待避室を設置している。
中央制御室待避室は，重大事故等に対応する要員がとどまることができなければならない。そのため，中央制御室待避室の設計は収容可能人数を「20 名」としている。その内訳を表 3.6-1 に示す。
表 3.6-1

中央制御室収容人数設計内訳

当直長

1名

当直副長

2名

運転員

12 名

消火対応要員

3名

予備

2名

合計

20 名

また，複数号炉の同一中央制御室であるため，重大事故等の事故シーケンスが組合わさった場合においても対応が可能である必要がある。そのため，事故シーケンスの組み合わせによる運転員の対応要員数を評価した。
評価条件として，6 号炉において「雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損) （代替循環冷却を使用しない場合）」（以下，「大 LOCA」とする）の発生を想定し，7 号炉側を事故シーケンス組合せとして，有効性評価における他の事故シナリオを想定した。なお，全交流動力電源喪失シナリオは 4 シナリオあるが，6 号炉の原子炉格納容器ベント操作時における対応要員数が変わらないため「全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG 喪失)」で代表する。「格納容器雰囲気直接加熱(DCH)」「原子炉圧力容器外の溶融燃料-冷却材相互作用(FCI)」「 溶融炉心・コン
クリート相互作用(MCCI)」の 3 シナリオについては「雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損) （代替循環冷却を使用する場合）」で実施する代替
循環冷却系を使用した対応と同じであり，「停止中の反応度誤投入」シナリオは，事故の終息が短時間で終了するため対象外とした。
事故シーケンスの組み合わせによる運転員の対応要員数を表 3.6-2 に示す。
事故シーケンスの組み合わせを考慮しても，運転員の対応要員数は最大で「15 名」
で あ り ， 消 火 活 動 要 員 を 含 め て も 「 18 名 」 で あ り ， 中 央 制 御 室 待 避 室 の 設 計 「 20名」により十分対応可能である。
6 号炉の原子炉格納容器ベント操作時の 7 号炉側の作業への影響について表 3.6-3に整理した。また，図 3.6-1～14 にて事故シーケンス組み合わせ毎の作業時間抜粋
を示す。

26 条-別添 1-3-48

表 3.6-2
6 号炉事故シーケンス

大 LOCA

事故シーケンス組み合わせによる運転員の対応要員数

高圧・低圧注水機能喪失

1名

対応要員数
6 号炉
7 号炉
対応
対応
7名
5名

高圧注水・減圧機能喪失

1名

7名

5名

13 名

3名

16 名

全交流動力電源喪失
崩壊熱除去機能喪失(取水機能喪失)
崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系機能喪失)
原子炉停止機能喪失

1名

7名

7名

15 名

3名

18 名

1名

7名

7名

15 名

3名

18 名

1名

7名

5名

13 名

3名

16 名

1名

7名

3名

11 名

3名

14 名

LOCA 時注水機能喪失
格納容器バイパス(ｲﾝﾀｰﾌｪｲｽｼｽﾃﾑ LOCA)
大 LOCA(代 替循 環冷 却を 使用す る 場
合)想定事故 1

1名

7名

5名

13 名

3名

16 名

1名

7名

7名

15 名

3名

18 名

1名

7名

7名

15 名

3名

18 名

1名

7名

2名

10 名

3名

13 名

想定事故 2

1名

7名

4名

12 名

3名

15 名

停止中崩壊熱除去機能喪失

1名

7名

4名

12 名

3名

15 名

停止中全交流動力電源喪失

1名

7名

4名

12 名

3名

15 名

停止中原子炉冷却材の流出

1名

7名

4名

12 名

3名

15 名

7 号炉事故シーケンス

当直長

消火要

合計

小計

員

13 名

3名

16 名

※事故シーケンスの組み合わせを考慮しても，運転員の対応要員数は最大で「15 名」であり，消火活動要員を含めても「18 名」となることから，中央制御室待避室の設計「20 名」により十分対応可能である。

26 条-別添 1-3-49

表 3.6-3
6 号炉

7 号炉

事故シーケンス

事故シーケンス
高圧・低圧注水
機能喪失

大 LOCA
全交流動力電源喪失

26 条-別添 1-3-50

影響なし【7 号炉運転員への影響】
原子炉水位を低圧代替注水系（常設）により維持しているため原子炉注入弁の操作が必要になるが，待避室への待避前に原子炉注水量を調整すること
により中央制御室での操作頻度を少なくすることができる【緊急時対策要員への影響】
復水貯蔵槽への補給を実施しているが，既に通常水位まで回復していることから，6 号炉原子炉格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可
能
フィルタ装置水位調整等については，6 号炉原子炉格納容器ベント前に水位調整を実施することで対応可能。また，炉心損傷前の原子炉格納容器ベントであるため，耐圧強化ベントに切り替えることも可能【7 号炉運転員への影響】
残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施しているため，流量調整は不要であり，6 号炉の原子炉格納容器ベントによる影響はない【緊急時対策要員への影響】
緊急時対策要員を必要としないシナリオであるため影響はない【7 号炉運転員への影響】
原子炉水位を低圧代替注水系（常設）により維持しており，残留熱除去系
による格納容器スプレイを実施しているため，原子炉注入弁及び格納容器ス
プレイ弁の操作が必要になる。残留熱除去系による循環冷却を実施すること
により中央制御室での操作頻度を少なくすることができる【緊急時対策要員への影響】
復水貯蔵槽への補給を実施しているが，既に通常水位まで回復していることから，6 号炉原子炉格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能
代替原子炉補機冷却系運転のために，電源車等への給油を行うが，要員の交替又は遮蔽が期待できるタービン建屋大物搬入口に配置する等の被ばく低減対応が可能。また，残留熱除去系を停止して，再度原子炉格納容器ベントによる格納容器除熱を実施することも可能

影響なし

機能喪失

6 号炉原子炉格納容器ベント操作時の 7 号炉側作業への影響

影響なし

高圧注水・減圧6 号炉原子炉格納容器ベントによる影響（1/5）

表 3.6-3
6 号炉

7 号炉

事故シーケンス

事故シーケンス
崩壊熱除去
機能喪失

崩壊熱除去
機能喪失
(残留熱除去系
機能喪失)

機能喪失

26 条-別添 1-3-51

影響なし

原子炉停止

【7 号炉運転員への影響】
原 子炉 水位 を低 圧代 替注 水系 （常 設） によ り維 持し てい るた め原 子炉 注入
弁 の操 作が 必要 にな るが ，待 避室 への 待避 前に 原子 炉注 水量 を調 整す るこ とにより中央制御室での操作頻度を少なくすることができる【緊急時対策要員への影響】
復 水貯 蔵槽 への 補給 を実 施し てい るが ，既 に通 常水 位ま で回 復し てい ること から ，6 号炉 原子 炉格 納容 器ベ ント 前に 補給 を停 止し て待 避す るこ とが 可能
代 替原 子炉 補機 冷却 系運 転の ため に， 電源 車等 への 給油 を行 うが ，要 員の交 替又 は遮 蔽が 期待 でき るタ ービ ン建 屋大 物搬 入口 に配 置す る等 の被 ばく 低
減 対応 が可 能。 また ，残 留熱 除去 系を 停止 して ，原 子炉 格納 容器 ベン トに よる格納容器除熱を実施することも可能【7 号炉運転員への影響】
原 子炉 水位 を高 圧炉 心注 水系 によ り維 持し てい るた め原 子炉 注入 弁の 操作が 必要 にな るが ，低 圧代 替注 水系 （常 設） に切 り替 える こと によ り中 央制 御室での操作頻度を少なくすることができる【緊急時対策要員への影響】
復 水貯 蔵槽 への 補給 を実 施し てい るが ，既 に通 常水 位ま で回 復し てい ること から ，6 号炉 原子 炉格 納容 器ベ ント 前に 補給 を停 止し て待 避す るこ とが 可能フィルタ装置水位調整 等については，6 号炉 原子炉格納容器ベント 前に水位調整を実施すること で対応可能。また，炉 心損傷前の原子炉格納 容器ベントであるため，耐圧強化ベントに切り替えることも可能【7 号炉運転員への影響】
原 子炉 水位 を高 圧注 水系 によ り維 持し てい るた め原 子炉 注入 弁の 操作 が必
要 にな るが ，残 留熱 除去 系に よる 原子 炉停 止時 冷却 モー ドに 切り 替え るこ とにより中央制御室での操作頻度を少なくすることができる【緊急時対策要員への影響】
緊急時対策要員を必要としないシナリオであるため影響はない

影響なし

大 LOCA

6 号炉原子炉格納容器ベント操作時の 7 号炉側作業への影響

影響なし(取水機能喪失)

6 号炉原子炉格納容器ベントによる影響（2/5）

表 3.6-3
6 号炉

7 号炉

事故シーケンス

事故シーケンス
LOCA 時注水機能喪失

26 条-別添 1-3-52

影響なし

大 LOCA(代替循環 冷却を使用する場合)【7 号炉運転員への影響】
原子炉水位を低圧代替注水系（常設）により維持しているため原子炉注入弁の操作が必要になるが，待避室への待避前に原子炉注水量を調整することにより中央制御室での操作頻度を少なくすることができる【緊急時対策要員への影響】
復水貯蔵槽への補給を実施しているが，既に通常水位まで回復していることから，6 号炉原子炉格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能
フィルタ装置水位調整等については，6 号炉原子炉格納容器ベント前に水位調整を実施することで対応可能。また，炉心損傷前の原子炉格納容器ベントであるため，耐圧強化ベントに切り替えることも可能【7 号炉運転員への影響】
原子炉水位を高圧炉心注水系により維持しているため原子炉注入弁の操作が必要になるが，残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードに切り替えることにより中央制御室での操作頻度を少なくすることができる【緊急時対策要員への影響】
緊急時対策要員を必要としないシナリオであるため影響はない【7 号炉運転員への影響】
代替循環冷却により原子炉および格納容器の除熱を実施しており中央制御室での操作は不要【緊急時対策要員への影響】
代替原子炉補機冷却系運転のために，電源車等への給油を行うが，要員の交替又は遮蔽が期待できるタービン建屋大物搬入口に配置する等の被ばく低減対応が可能。

影響なし

格納容器バイパス(ｲﾝﾀｰﾌｪｲｽｼｽﾃﾑ LOCA)

6 号炉原子炉格納容器ベント操作時の 7 号炉側作業への影響

影響なし

大 LOCA

6 号炉原子炉格納容器ベントによる影響（3/5）

表 3.6-3
6 号炉

7 号炉

事故シーケンス

事故シーケンス
想定事故 1

機能喪失

26 条-別添 1-3-53

影響なし

停止中崩壊熱除去【7 号炉運転員への影響】
使用済燃料プールへの可搬型注水ポンプによる蒸発量に応じた注水により使用済燃料プール水位を維持しているが，通常水位まで回復することにより 6 号炉原子炉格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能【緊急時対策要員への影響】
使用済燃料プールへの可搬型注水ポンプによる補給を実施しているが，通常水位まで回復することにより 6 号炉原子炉格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能【7 号炉運転員への影響】
使用済燃料プールへの可搬型注水ポンプによる蒸発量に応じた注水により使用済燃料プール水位を維持しているが，通常水位まで回復することにより 6 号炉原子炉格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能【緊急時対策要員への影響】
使用済燃料プールへの可搬型注水ポンプによる補給を実施しているが，通常水位まで回復することにより 6 号炉原子炉格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能【7 号炉運転員への影響】
残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施しているため，流量調整は不要であり，6 号炉の原子炉格納容器ベントによる影響はない【緊急時対策要員への影響】
緊急時対策要員を必要としないシナリオであるため影響はない

影響なし

大 LOCA

6 号炉原子炉格納容器ベント操作時の 7 号炉側作業への影響

影響なし

想定事故 26 号炉原子炉格納容器ベントによる影響（4/5）

表 3.6-3
6 号炉

7 号炉

事故シーケンス

事故シーケンス
停止中全交流動

大 LOCA

却材の流出【7 号炉運転員への影響】
残留熱 除去系 によ る原子炉停 止時冷 却モ ードを実施 してい るた め，流量調整は不要であり，6 号炉の原子炉格納容器ベントによる影響はない【緊急時対策要員への影響】
代替原 子炉補 機冷 却系運転の ために ，電 源車等への 給油を 行う が，要員の交替又は遮 蔽が期 待で きるタービ ン建屋 大物 搬入口に配 置する 等の 被ばく低減対応が可 能。ま た， 6 号炉の原 子炉格 納容 器ベント開 始前に 代替 原子炉補機冷却およ び残留 熱除 去系を停止 して， 再度 逃がし安全 弁によ る原 子炉減圧維持および復水移送ポンプによる低圧代替注水を実施することも可能【7 号炉運転員への影響】
残留熱 除去系 によ る原子炉停 止時冷 却モ ードを実施 してい るた め，流量調整は不要であり，6 号炉の原子炉格納容器ベントによる影響はない【緊急時対策要員への影響】
緊急時対策要員を必要としないシナリオであるため影響はない

26 条-別添 1-3-54

影響なし

停止中原子炉冷

6 号炉原子炉格納容器ベント操作時の 7 号炉側作業への影響

影響なし

力電源喪失

6 号炉原子炉格納容器ベントによる影響（5/5）

経 過 時間 （ 時間 ）6号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員

緊急時対策要員（中央制御室）

（現場）

（現場）

6号

7号

（1人）

低圧代替注水系（常設） 注水操作

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間 炉心損傷開始

運転員

（1人）
A
（1人）
A

6号

7号

操作の内容

約70分

原子炉注水開始
約38時間
格納容器圧力 限界圧力接近

約2時間 破断口まで水位回復確認

6号

7号

－

－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器ベ ン ト 前に 非 常 用ガ ス 処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整

系 を 停 止す る一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への補給

6人

格 納 容 器ベ ン ト 前に 待 避 準備 及 び 待

時
待

継続実施

現場確認中断（一時待避中）避 を 実 施す る
待 避 解 除は 作 業 エリ ア の 放射 線 量 測
定 後 と なる

避
（1人）
A

－
（2人）

－

格納容器ベント操作

E,F－

・格納容器ベント状態監視－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室 へ待 避 し ，格 納 容 器ベ ン ト 状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視す る 。
格 納 容 器ベ ン ト 操作 後 待 避室 へ 待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 か らの 連 絡 を受 け て 現場 操 作 を

適宜実施

実施する
格 納 容 器ベ ン ト 前に ガ ス ター ビ ン 発

給油作業

適宜実施

電 機 用 燃料 タ ン クが 枯 渇 しな い よ うに 給 油 する

5分
給油作業

－

－

2人

一

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器ベ ン ト 前に 待 避 準備 及 び 待

時
待

継続実施

作業中断
（一時待避中）避 を 実 施す る
一 時 待 避前 に 燃 料が 枯 渇 しな い よ うに 給 油 する

避
必要人員数 合計

2人

4人

8人

A,B

C,D,E,F（その他参集10人）

７号炉

経 過 時間 （ 時間 ）高圧・低圧注水機能喪失

2

操作項目

操作の内容

6号

運転員

運転員

緊急時対策要員

（中操）

（現場）

（現場）

7号
（１人）
a

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

格納容器ベント準備操作

（1人）

6号

7号

6号

－

・残留熱除去系 注入弁操作

・残留熱除去系 スプレイ弁操作

－

－

－

（6人）※ 1

（1人）
a

－

－

－

－
（1人）
a

（2人）
c,d

－

－

（2人)

－

－

－

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

約10時間 格納容器圧力0.18MPa[gage]到達
約20分
水開始

低圧代替注水系

原子炉注

約17時間 格納容器圧力0.31MPa[gage]到達

格納容器スプレイ実施まで
レベル3～レベル8維持

レベル8到達後格納容器スプレイ切替
レベル3到達後原子炉注水切替

レ ベ ル 3～ レ ベ ル 8維 持

原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への
補給

適宜実施

・格納容器ベント準備（バウンダリ構成）

60分

・格納容器ベント準備（格納容器一次隔離弁操作，バウ

90分

ンダリ構成）
・7号炉フィルタ装置水位調整準備

60分（排水ポンプ水張り）
・格納容器ベント操作（格納容器二次隔離弁操作）

格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視

・格納容器ベント状態監視

10人・フィルタ装置水位調整
・フィルタ装置pH測定(参集)・フィルタ装置薬液補給

格納容器ベント操作
－

8

7号

－

－

a

6

適宜実施

・ドレン移送ライン窒素パージ
給油作業

必要人員数 合計
6号及び7号炉
事故対応運転員総数

40

42

44

46

48

50

備考

事象発生

実施箇所・必要人員数

低圧代替注水系（常設） 注水操作

4

－

－

（2人）※ 1・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

2人2人（8人)※ 1※ 2

a,b

c,d

（その他参集10人）

※1
※2

適宜実施

6号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（4名）＝１ ３ 名

図 3.6-1

大ＬＯＣＡ＋高圧・低圧注水機能喪失

26 条-別添 1-3-55

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は格納容器ベントを実施しており，原子炉水位は低圧代替注水系（常設）により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，原子炉水位制御のために低圧代替注水系（常設）の注入弁を操作する必要がある。この場合，待避室から一旦出る必要がある。
ただし，原子炉への注水量を待避室への待避前に調整することにより，低圧代替注水系（常設）の注入弁操作頻度を少なくすることができる。
7号炉の格納容器ベント状態は待避室から監視可能であり，6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認を実施している。
しかし，約27時間後には通常水位まで回復しており，その後も通常水位付近を維持することができれば，6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
その場合，復水貯蔵槽水位は10時間で約500m 3 低下するが，通常水位付近(約1700m 3 )であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。
また，可搬型代替注水ポンプへの給油も不要となる。
フィルタ装置水位調整等の操作を適宜実施することとしているが，評価上最短で格納容器ベント操作から約28時間後に実施することになる。これは，6号炉の格納容器ベント操作から約7時間後となるため，事前にフィルタ装置の水位調整等を行う対応が可能である。また，7号炉は炉心損傷前の格納容器ベントであるため，耐圧強化ベントに切替えることも可
能である。

6号炉

経過時間（時間）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員

緊急時対策要員（中央制御室）

（現場）

（現場）

6号
低圧代替注水系（常設）

7号

（1人）

注水操作

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間 炉心損傷開始

運転員

（1人）
A
（1人）
A

6号

7号

6号

操作の内容

約70分

原子炉注水開始

約2時間

約38時間
格納容器圧力 限界圧力接近

破断口まで水位回復確認

7号
炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施－－

・残留熱除去系

注入弁操作

－

－

・残留熱除去系

スプレイ弁操作－－

適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベン ト 前 に 非 常 用ガ ス 処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整

系 を 停 止 する一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

6人

継続実施

補給

格 納 容 器 ベン ト 前 に 待 避 準備 及 び 待時

現場確認中断避 を 実 施 する待

（一時待避中）待 避 解 除 は作 業 エ リ ア の 放射 線 量 測
定後となる

避
（1人）
A

－
（2人）

－

格納容器ベント操作

E,F－

・格納容器ベント状態監視－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室 へ 待避 し ， 格 納 容 器ベ ン ト 状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視 する 。
格 納 容 器 ベン ト 操 作 後 待 避室 へ 待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 か ら の連 絡 を 受 け て 現場 操 作 を

適宜実施

実施する
格 納 容 器 ベン ト 前 に ガ ス ター ビ ン 発

給油作業

適宜実施

電 機 用 燃 料タ ン ク が 枯 渇 しな い よ う
に給油する

5分
給油作業

－

－

2人

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベン ト 前 に 待 避 準備 及 び 待

時
待

作業中断
（一時待避中）避 を 実 施 する
一 時 待 避 前に 燃 料 が 枯 渇 しな い よ うに給油する

避
必要人員数 合計

2人

4人

8人

A,B

C, D,E,F（その他参集10人）

７号炉

経過時間（時間）

高圧注水・減圧機能喪失

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容
運転員
（中操）
6号

残留熱除去系（1人）

低圧注水モード

注水操作

a

残留熱除去系
サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード操
作

（1人）
a
（1人）
a

6号

残留熱除去系
原子炉停止時冷却モード運転開始

原子炉水位高（レベル8）

緊急時対策要員（現場）

（現場）
7号

12時間後

約19分 代替自動減圧ロジック動作
約26分 低圧注水系 原子炉注水開始
約50分

運転員

7号

6号

7号
・残留熱除去系

注入弁自動開確認

・残留熱除去系

注入弁操作－

・残留熱除去系

試験用調節弁操作－

・原子炉停止時冷却モード
・パラメータ監視

－

－

－

－

原子炉水位をレベル3～レベル8で維持

残留熱除去系ポンプ（Ａ）
サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を継続＊2系列原子炉停止時冷却モード運転後は適宜原子炉注水実施

系統構成

90分

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）

残留熱除去系 原子炉停止時冷却モード準備－

残留熱除去系 原子炉停止時冷却モード運転

（1人）
a
（1人）
a

残留熱除去系
低圧注水モードから原子炉停止時冷却モード切替え－

残留熱除去系 原子炉停止時冷却モード運転

必要人員数 合計

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

（1人）
a

2人
c,d

－

－

－

－

－

（2人）
c,d
－

2人

2人

a,b

c,d

－

－

・現場移動

30分

・残留熱除去系

電動弁隔離

・残留熱除去系

原子炉停止時冷却モード起動

原子炉停止時冷却モード運転を継続

・原子炉冷却材温度調整
・原子炉停止時冷却モード
・パラメータ監視6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施している。
原子炉の状態が冷温停止に移行しているため，流量調整等は不要である。
そのため，6号炉の格納容器ベントによる影響はない。

系統構成

・現場移動
・残留熱除去系

電動弁隔離

・残留熱除去系

原子炉停止時冷却モード起動

90分

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）

残留熱除去系ポンプ（Ａ）

30分

原子炉停止時冷却モード運転を継続

・原子炉冷却材温度調整

0人

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（4名）＝１ ３ 名

図 3.6-2

大ＬＯＣＡ＋高圧注水・減圧機能喪失

26 条-別添 1-3-56

残留熱除去系ポンプ（Ａ）

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

経過時間（時間）

6号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員

緊急時対策要員（中央制御室）

（現場）

（現場）

6号

7号

（1人）

低圧代替注水系（常設） 注水操作

A（1人）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 操作

A（1人）

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間 炉心損傷開始

運転員

A

6号

7号

6号

操作の内容

約70分

原子炉注水開始

約2時間

約38時間
格納容器圧力破断口まで水位回復確認

限界圧力接近

7号－－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベ ント 前 に 非 常用 ガ ス 処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整系を停止する

一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

6人

継続実施

補給

格 納 容 器 ベ ント 前 に 待 避準 備 及 び 待

時
待

現場確認中断（一時待避中）避を実施する
待 避 解 除 は 作業 エ リ ア の放 射 線 量 測
定後となる

避
（1人）
A
－

格納容器ベント操作－－

・格納容器ベント状態監視

（2人）
E,F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室 へ 待 避し ， 格 納 容器 ベ ン ト 状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視 す る。
格 納 容 器 ベ ント 操 作 後 待避 室 へ 待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 か ら の 連絡 を 受 け て現 場 操 作 を

適宜実施

実施する
格 納 容 器 ベ ント 前 に ガ スタ ー ビ ン 発

給油作業

適宜実施

電 機 用 燃 料 タン ク が 枯 渇し な い よ う
に給油する

5分
給油作業

－

－

2人

継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

一
時

作業中断

待

（一時待避中）格 納 容 器 ベ ント 前 に 待 避準 備 及 び 待避を実施する一 時 待 避 前 に燃 料 が 枯 渇し な い よ う
に給油する

避
必要人員数

合計

2人

4人

8人

A,B

C,D,E,F（その他参集10人）

７号炉

全交流動力電源喪失（外部電源喪失+DG喪失）

経過時間（時間）(例として長期TB）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

操作の内容
運転員

運転員

（中操）

（1人）

原子炉注水操作a

常設代替交流電源設備準備操作（第一ガスタービン発電機）（1人）
b

常設代替交流電源設備運転（1人）（第一ガスタービン発電機）

b
（1人）
b

常設代替交流電源設備からの受電操作

6号

28

30

32

34

36

－
代替原子炉補機冷却系 準備操作

7号

6号

・原子炉隔離時冷却系－－

・第一ガスタービン発電機 起動－－・第一ガスタービン発電機 給電－－・非常用高圧母線

受電確認

10分

－

・非常用高圧母線

受電10分

原子炉注水確認

原子炉隔離時冷却系での注水は，残留熱除去系ポンプによる注水準備完了を確認するまで実施

c,d
e,f
(2人)
c,d

－

・現場移動
・代替原子炉補機冷却系 現場系統構成

13人
（参集）

・現場移動
・資機材配置及びホース敷設，起動及び系統水張り（2人）

・電源車への給油(参集)・大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油

給油作業

－

－

代替原子炉補機冷却系 運転

－

－

－

（2人）
e,f

－

－

－

（2人）

（1人）
a

－

－

・格納容器ベント状態監視－

・格納容器ベント操作（格納容器二次隔離弁操作）

10人・フィルタ装置水位調整
・フィルタ装置pH測定(参集)・フィルタ装置薬液補給

－

－

20分
10分

（2人）
e,f

－

（3人）
(参集）

300分
330分
＋待避時間30分

作業中断（一時待避中）270分＋待避時間30分
適宜実施

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

残留熱除去系 起動操作a（1人）

原子炉急速減圧操作

a
（1人）
a

低圧代替注水系（常設） 準備操作－
低圧注水モードから低圧代替注水系（常設）切替

（1人）
a
（1人）

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水a

格納容器ベント停止操作－（1人）

格納容器スプレイ冷却系 起動操作a

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給
給油作業

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計

－

46

48

50

備考

－

－

－

－

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認及び代替原子炉補機冷却系運転状態確認を実施している。
復水貯蔵槽は，約18時間後には通常水位まで回復しており，その後も通常水位付近を維持することができれば，6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
33
その場合，復水貯蔵槽水位は10時間で約500m 低下するが，通常水位付近(約1700m ）であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。また，可搬型代替注水ポンプへの給油も不要となる。さらに，残留熱除去系による代替停止冷却が実施されていれば，復水貯蔵槽への補給自体が不要になる。

90分

・7号炉フィルタ装置水位調整準備

60分（排水ポンプ水張り）

格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視
60分

適宜実施

15分

・残留熱除去系ポンプ起動

代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため，電源車等への燃料補給が継続して必要になる。要員の交代又は遮蔽が期待できるタービン建屋大物搬入口に配置する等の被ばく低減対応が可能。また，6号炉の格納容器ベント開始前に代替原子炉補機冷却及び残留熱除去系を停止して，再度格納容器ベントにより格納容器除熱を実施することも可能である。

・逃がし安全弁 2個

－
(2人)

－

手動開放操作・低圧注水モードによる原子炉注水

5分

・復水移送ポンプ起動／運転確認

15分

・低圧代替注水系（常設） 系統構成
・現場移動

－

・低圧代替注水系（常設） 現場系統構成－－

・低圧注水モードによる原子炉注水停止
・低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始－－

・残留熱除去系 注入弁操作

（2人）
e,f

－

・格納容器ベント停止操作－－

・格納容器スプレイ弁操作－（6人）※ 1c,d

30分

※復水貯蔵槽吸込ライン切替
5分
原子炉水位はレベル3～レベル8維持
30分
格納容器圧力は13.7～180kPa[gage]維持

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

適宜実施

補給

－

－

（2人）※ 1・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

2人

4人（8人)※ 1 ※ 2※1 6号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する

a. bc, d,e,f（その他参集5人）

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は復水移送ポンプによる低圧代替注水系（常設）により原子炉水位を維持している。格納容器は代替原子炉補機冷却系を使用した残留熱除去系による格納容器スプレイ冷却を実施している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，原子炉水位制御のために低圧注水系（常設）の注入弁を操作する必要がある。また，格納容器スプレイ冷却制御のために格納容器スプレイ弁を操作する必要がある。この場合，待避室から一旦出る必要がある。
ただし，残留熱除去系が復旧してから約10時間経過しているため，代替停止冷却（残留熱除去ポンプを使用し，サプレッションチェンバプール水を原子炉へ注水し，主蒸気ラインまで原子炉水位を上昇させ，開放している逃がし安全弁を通してサプレッションチェン
バプールに戻すことで循環冷却が成立する）を実施することも可能であり，その場合は流量調整等は不要になる。

適宜実施

・格納容器ベント準備（格納容器一次隔離弁操作，バウンダリ構成）

・ドレン移送ライン窒素パージ
（1人）

44

原子炉水位レベル2～レベル8で原子炉注水－－

格納容器ベント操作

42

7号

－

－

格納容器ベント準備操作

40

24時間
原子炉急速減圧

約16時間
格納容器圧力0.31MPa[gage]到達

（4人）
－

必要人員数

38

緊急時対策要員（現場）

（現場）
7号

26

24時間
ガスタービン発電機による給電開始，残留熱除去系ポンプ起動実施箇所・必要人員数
操作項目

6号

24

適宜実施

※2 6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（6名）＝１ ５ 名

図 3.6-3

大ＬＯＣＡ＋全交流動力電源喪失

26 条-別添 1-3-57

6号炉

経過時間（時間）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員
（中央制御室）6号

低圧代替注水系（常設）

7号

（1人）

注水操作

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間

運転員
（現場）

（1人）
A
（1人）
A

6号

7号

6号

約70分

操作の内容

緊急時対策要員（現場）

炉心損傷開始原子炉注水開始

約2時間

約38時間
格納容器圧力破断口まで水位回復確認

限界圧力接近

7号－－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベン ト 前 に 非 常 用ガ ス 処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整

系 を 停 止 する一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

6人

継続実施

補給

格 納 容 器 ベン ト 前 に 待 避 準備 及 び 待

時
待

現場確認中断（一時待避中）避 を 実 施 する
待 避 解 除 は作 業 エ リ ア の 放射 線 量 測
定後となる

避
（1人）
A
－

格納容器ベント操作－－

・格納容器ベント状態監視

（2人）
E, F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室 へ 待避 し ， 格 納 容 器ベ ン ト 状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視 する 。
格 納 容 器 ベン ト 操 作 後 待 避室 へ 待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 か ら の連 絡 を 受 け て 現場 操 作 を

適宜実施

実施する
格 納 容 器 ベン ト 前 に ガ ス ター ビ ン 発

給油作業

適宜実施

電 機 用 燃 料タ ン ク が 枯 渇 しな い よ う
に給油する

5分
給油作業

－

－

2人

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベン ト 前 に 待 避 準備 及 び 待

時

作業中断

待

（一時待避中）避 を 実 施 する
一 時 待 避 前に 燃 料 が 枯 渇 しな い よ うに給油する

避
必要人員数 合計

2人

4人

8人

A, B

C,D,E, F（その他参集10人）

７号炉

経過時間（時間）

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

2

操作の内容

6号

運転員
（現場）
7号
（1人）
a

原子炉注水操作

低圧代替注水系（常設）

（1人）

注水操作

a

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

（1人）
a
－

－
代替原子炉補機冷却系

810低圧代替注水系（常設）

約229分

12

14

16

18

20

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

サプレッションプール冷却開始
約25時間

原子炉水位高（レベル8）

格納容器スプレイ停止

約35時間
低圧代替注水系による原子炉注水停止
残留熱除去系による原子炉注水開始

7号
・原子炉隔離時冷却系－－

原子炉注水確認
・原子炉隔離時冷却系

手動停止

－

－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作

－

（2人）
c,d

（6人）※ 1－

原子炉水位はレベル3～レベル8維持しレベル8まで注水後は，適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
格納容器スプレイ停止後は，原子炉水位はレベル3～レベル8維持
原子炉水位確保可能を条件に格納容器スプレイ開始
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

適時実施

補給
・現場移動
・代替原子炉補機冷却系

300分

現場系統構成

46

48

50

備考

注水準備完了，原子炉急速減圧開始

20時間
約5時間

6号

24

低圧代替注水系（常設） 原子炉注水開始

緊急時対策要員（現場）7号

226号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は代替原子炉補機冷却系を使用した残留熱除去系による原子炉注水及びサプレッ
ションチェンバプール水冷却を実施している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，原子炉水位制御のために低圧注水系の注入弁及び試験流量調節弁を操作する必要がある。なお，サプレッショ
ンチェンバプール水冷却時は流量調整等は不要である。
ただし，残留熱除去系が復旧してから約10時間経過しているため，代替停止冷却（残留熱除去ポンプを使用し，サプレッションチェンバプール水を原子炉へ注水し，主蒸気ラインまで原子炉水位を上昇させ，開放している逃がし安全弁を通してサプレッションチェン
バプールに戻すことで循環冷却が成立する）を実施することも可能であり，その場合は流量調整等は不要になる。
また，解析上低圧代替注水系から残留熱除去系による原子炉注水への切替えが，6号炉の格納容器ベントと同じタイミングになっているが，事前に残留熱除去系に切替えることで対応が可能。

準備操作
－

給油作業

代替原子炉補機冷却系

6号

6

約3時間

実施箇所・必要人員数
操作項目
運転員
（中操）

4

運転

残留熱除去系

－

－

－

－

（1人）

サプレッション・チェンバ・プール水冷却操作a（1人）

残留熱除去系 原子炉注水操作

a

残留熱除去系（1人）

サプレッション・チェンバ・プール水冷却操作

給油作業

必要人員数 合計

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

－

a

13人

・現場移動

（参集）

・資機材配置及びホース敷設，起動及び系統水張り（2人）

・電源車への給油(参集)・大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油

（3人）
（参集）

－

－

－

－

－

－

・代替原子炉補機冷却系

10時間

適宜実施

運転状態監視・サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード

適宜実施
起

5分

動
・残留熱除去系 注入弁操作

適宜実施
レベル8まで注水後は，適宜原子炉注水とサプレッション・チェンバ・プール水冷却モードの切替えを繰り返し実施
原子炉水位はレベル3～レベル8を維持

・残留熱除去系 サプレッション・チェンバ・プール水

適宜実施

冷却弁操作

－

－

（2人）※ 1・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

2人

4人（8人)※ 1※ 2

a,bc,d,e,f（その他参集5人）※1 6号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する※2 6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

適時実施

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（6名）＝１ ５ 名

図 3.6-4

大ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）

26 条-別添 1-3-58

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認及び代替原子炉補機冷却系運転状態確認を実施している。
復水貯蔵槽は，約37時間後に通常水位まで回復するため，6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
33
その場合，復水貯蔵槽水位は10時間で約500m 低下するが，通常水位付近(約1700m ）であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。また，可搬型代替注水ポンプへの給油も不要となる。さらに，残留熱除去系による代替停止冷却が実施されていれば，復水貯蔵槽への補給自体が不要になる。
代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため，電源車等への燃料補給が継続して必要になる。要員の交代又は遮蔽が期待できるタービン建屋大物搬入口に配置する等の被ばく低減対応が可能。また，6号炉の格納容器ベント開始前に代替原子炉補機冷却及び残留熱除去系を停止して，格納容器ベントにより格納容器除熱を実施することも可能である。

経過 時 間（ 時間 ）6号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員
（中央制御室）
6号

7号

（1人）

低圧代替注水系（常設） 注水操作

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

（1人）

操作

A
（1人）

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間

運転員
（現場）

A

6号

7号

炉心損傷開始約70分 原子炉注水開始

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）

約2時間

6号

約38時間
格納容器圧力 限界圧力接近

破断口まで水位回復確認

7号

－

－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器ベ ン ト前 に 非 常用 ガ ス 処理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整

系 を 停 止す る一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への補給

6人

格 納 容 器ベ ン ト前 に 待 避準 備 及 び待

時
待

継続実施

現場確認中断（一時待避中）避 を 実 施す る
待 避 解 除は 作 業エ リ ア の放 射 線 量測
定 後 と なる

避格納容器ベント操作

（1人）
A

－

－

・格納容器ベント状態監視

－

（2人）
E,F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

10人・フィルタ装置水位調整
・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給－－

待 避 室 へ待 避 し， 格 納 容器 ベ ン ト状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視す る 。
格 納 容 器ベ ン ト操 作 後 待避 室 へ 待避

60分

する

中 操 か らの 連 絡を 受 け て現 場 操 作を

適宜実施

実施する

・ドレン移送ライン窒素パージ
格 納 容 器ベ ン ト前 に ガ スタ ー ビ ン発

給油作業

－

－

（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

適宜実施

電 機 用 燃料 タ ンク が 枯 渇し な い ように 給 油 する

5分
給油作業

－

－

2人

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器ベ ン ト前 に 待 避準 備 及 び待

時
待

作業中断
（一時待避中）避 を 実 施す る
一 時 待 避前 に 燃料 が 枯 渇し な い ように 給 油 する

避
必要人員数

合計

2人

4人

8人

A,B

C,D,E,F（その他参集10人）

経過 時 間（ 時間 ）７号炉 崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

約349分 原子炉水位低（レベル1.5）
実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容
約10時間

6号

運転員
（現場）
7号
（1人）

原子炉注水操作

高圧注水機能

運転員
（中操）

a
（1人）

起動確認

a

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

（1人）

操作

a

6号

7号

6号

7号

－

－

－

－

－

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－（6人）※ 1

－

（2人）
c,d

－

－

－

（2人）

－

－

格納容器ベント準備操作

（1人）
a
－
格納容器ベント操作

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は格納容器ベントを実施しており，原子炉水位は高圧炉心注水系により維持し ている。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，原子炉水位制御 のために高圧炉心注水系を操作 する必要がある。この場合，待避室から一旦出る必要がある。
ただし，原子炉への注水 量を待避室への待避前に調整することにより，高圧注水系操作
頻度を少なくすることがで きる。さらに，復水移送ポンプを使用した低圧代替注水系に移行していれば，更に操作頻 度を少なくすることができる。
7号炉の格納容器ベント状態は待避室から監視可能であり，6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になるこ とはない。

約22時間 代替格納容器スプレイ停止
格納容器圧力0.31MPa[gage]到達

格納容器圧力0.18MPa[gage]到達

緊急時対策要員（現場）

（2人）
c,d

－

・原子炉隔離時冷却系

原子炉水位レベル2～レベル8で原子炉注水

原子炉注水確認・高圧炉心注水系

原子炉水位レベル3～レベル8維持

自動起動確認
復水移送ポンプトリップ水位付近でスプレイ停止

・残留熱除去系 スプレイ弁操作
・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への
補給

適宜実施

・格納容器ベント準備（格納容器一次隔離弁操作，バウンダリ構成）

60分

・7号炉フィルタ装置水位調整準備（排水ポンプ水張り）

60分

・格納容器ベント操作（格納容器二次隔離弁操作）

格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視

・格納容器ベント状態監視
・格納容器ベント操作

60分

・フィルタ装置水位調整
－

－

10人
(参集)

・フィルタ装置pH測定
・フィルタ装置薬液補給

適宜実施

・ドレン移送ライン窒素パージ
給油作業

－

必要人員数

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計（2人）※ 1・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

2人2人（8人)※ 1 ※ 2

a,b

c,d

－

（その他参集10人）

※1
※2

適宜実施

6号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（4名）＝１ ３ 名

図 3.6-5

大ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

26 条-別添 1-3-59

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認を実施している。
しかし，約37時間後には 通常水位まで回復しており，6号炉の格納容器ベント前に補 給を停止して待避することが可 能になる。
33
その場合，復水貯蔵槽水 位は10時間で約500m 低下するが，通常水位付近(約1700m ）であれば約20時間補給しなくて も復水移送ポンプの水源は確保される。
また，可搬型代替注水ポ ンプへの給油も不要となる。
フィルタ装置水位調整等 の操作を適宜実施することとしているが，評価上最短で格納容器ベント操作から約28時間 後に実施することになる。これは，6号炉の格納容器ベント 操作から約12時間後となるため ，事前にフィルタ装置の水位調整等を行う対応が可能である。
また，7号炉は炉心損傷前の格納容器ベントであるため，耐圧強化ベントに切替えるこ とも可能である。

6号炉

経過時間（時間）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

運転員

6号
低圧代替注水系（常設）7号

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

（1人）
A
（1人）
A

6号

操作の内容

緊急時対策要員

（現場）

（1人）

注水操作

約0.3時間運転員（中央制御室）

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

約2時間

（現場）
7号

6号

炉心損傷開始約70分 原子炉注水開始
約38時間
格納容器圧力 限界圧力接近

破断口まで水位回復確認

7号

－

－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベン ト 前 に 非常 用 ガ ス 処理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整

系 を 停 止 する一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

－

（1人）
A
－

格納容器ベント操作

備考

50

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

－

6人

－

－

・格納容器ベント状態監視

（2人）
E,F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

継続実施

補給

格 納 容 器 ベン ト 前 に 待避 準 備 及 び待時

現場確認中断避 を 実 施 する

待避

（一時待避中）待 避 解 除 は作 業 エ リ アの 放 射 線 量測
定後となる
待 避 室 へ 待避 し ， 格 納容 器 ベ ン ト状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視 する 。
格 納 容 器 ベン ト 操 作 後待 避 室 へ 待避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 か ら の連 絡 を 受 けて 現 場 操 作を

適宜実施

実施する
格 納 容 器 ベン ト 前 に ガス タ ー ビ ン発

給油作業

適宜実施

電 機 用 燃 料タ ン ク が 枯渇 し な い よう
に給油する

5分
給油作業

必要人員数 合計

－

－

2人

2人
A,B

4人
C,D,E,F

8人（その他参集10人）

７号炉

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベン ト 前 に 待避 準 備 及 び待

時

作業中断

待
避

（一時待避中）避 を 実 施 する
一 時 待 避 前に 燃 料 が 枯渇 し な い ように給油する

経過時間（時間）

原子炉停止機能喪失

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

約11分 ほう酸水注入開始
実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容
運転員
（中操）
6号

運転員
（現場）
7号
（1人）
b

残留熱除去系

6号

緊急時対策要員（現場）
7号

6号

7号
・残留熱除去系

－

－

－

－

（1人）
a

（1人）

原子炉水位調整操作a

必要人員数 合計

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

2人
a ,b

低圧注水モード→サプレッション・チェンバ・プー
ル水冷却モード

運転モード切替操作

－

0人

適時実施

・サプレッション・チェンバ・プール冷却状況監視

・原子炉隔離時冷却系

有効燃料棒頂部以上に維持
原子炉出力低下に伴う水位回復後は，原子炉水位レベル1.5以上維持・高圧炉心注水系

有効燃料棒頂部以上に維持
原子炉出力低下に伴う水位回復後は，原子炉水位レベル1.5以上維持－0人

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（2名）＝１ １ 名

図 3.6-6

大ＬＯＣＡ＋原子炉停止機能喪失

26 条-別添 1-3-60

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉はほう酸水注入系により未臨界状態を維持しており，原子炉水位は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，原子炉水位制御のために高圧炉心注水系を操作する必要がある。この場合，待避室から一旦出る必要がある。
ただし，約3時間後にはほう酸水注入が完了し原子炉が未臨界状態になるため，原子炉減圧操作後に原子炉停止時冷却モードに移行していれば流量調整等は不要になる。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

6号炉

経過時間（時間）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員

緊急時対策要員（中央制御室）

（現場）

（現場）

6号
低圧代替注水系（常設）

7号

（1人）

注水操作

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

（1人）

操作

A
（1人）

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間

運転員

A

6号

7号

6号

約70分

操作の内容

炉心損傷開始原子炉注水開始

約2時間

約38時間
格納容器圧力 限界圧力接近

破断口まで水位回復確認

7号

－

－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 非 常 用 ガ ス処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整系を停止する

一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

6人

継続実施

補給

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 待 避 準 備 及び 待時

現場確認中断避を実施する

待（一時待避中）待 避 解 除 は 作 業エ リ ア の 放 射 線量 測
定後となる

避
（1人）
A
－

格納容器ベント操作－－

・格納容器ベント状態監視

（2人）
E, F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室 へ 待 避 し， 格 納 容 器 ベ ント 状

適宜ベント状態監視

態を監視する。
格 納 容 器 ベ ン ト操 作 後 待 避 室 へ待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給

中 操 か ら の 連 絡を 受 け て 現 場 操作 を

適宜実施

実施する

・ドレン移送ライン窒素パージ
格 納 容 器 ベ ン ト前 に ガ ス タ ー ビン 発

給油作業

－

－

（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

適宜実施

電 機 用 燃 料 タ ンク が 枯 渇 し な いよ う
に給油する

5分
給油作業

必要人員数

合計

－

－

2人

2人

4人

8人

A,B

C,D,E, F（その他参集10人）

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 待 避 準 備 及び 待

時

作業中断

待
避

（一時待避中）避を実施する一 時 待 避 前 に 燃料 が 枯 渇 し な いよ うに給油する

経過時間（時間）

７号炉 ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

事象発生
実施箇所・必要人員数

約24分

操作項目
運転員

原子炉注水開始

約10時間
格納容器圧力180kPa[gage]到達

a
（1人）
a

代替格納容器スプレイ操作

緊急時対策要員（現場）

（現場）
7号
（1人）

注水操作

約17時間
格納容器圧力310kPa[gage]到達

運転員

（中操）
6号
低圧代替注水系（常設）

低圧代替注水系

操作の内容

6号

7号

6号

7号

－

－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池か（6人）※ 1

ら復水貯蔵槽への補給－
格納容器ベント準備操作
－
（1人）
a
－
格納容器ベント操作

（2人）
c, d

レベル3～レベル8維持

原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
継続実施

補給・格納容器ベント準備－

90分（格納容器一次隔離弁操作，バウンダリ構成）
・7号炉フィルタ装置水位調整準備（排水ポンプ水張り）

（2人）

－

－

・ベント状態監視－・格納容器ベント操作

c, d

レベル8到達後格納容器スプレイ切替
レベル3到達後原子炉注水切替

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

－

（2人）

格納容器スプレイ実施まで
レベル3～レベル8維持

60分
格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視
60分

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定

(参集)

適宜実施

・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ

給油作業

必要人員数

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計

（2人）

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

2人2人（8人)※ 1 ※ 2※16号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する

a,b

c,d

（その他参集10人）※2

6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

※1

継続実施

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（4名）＝１ ３ 名

図 3.6-7

大ＬＯＣＡ＋ＬＯＣＡ時注水機能喪失

26 条-別添 1-3-61

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は格納容器ベントを実施しており，原子炉水位は復水移送ポンプによる低圧代替注
水系(常設)により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，原子炉水位制御のために低圧注水系(常設)の注入弁を操作する必要がある。この場合，待避室から一旦出る必要がある。
ただし，原子炉への注水量を待避室への待避前に調整することにより，低圧代替注水系(常設)の注入弁操作頻度を少なくすることができる。
7号炉の格納容器ベント状態は待避室から監視可能であり，6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。
6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，7号炉復水貯蔵槽への補給状態確認を実施している。
しかし，約28時間後には通常水位まで回復しており，その後も通常水位付近を維持することができれば，6号炉の格納容器ベント前に補給を停止して待避することが可能になる。
その場合，復水貯蔵槽水位は10時間で約500m 3 低下するが，通常水位付近(約1700m3 ）であれば約20時間補給しなくても復水移送ポンプの水源は確保される。
また，可搬型代替注水ポンプへの給油も不要となる。
フィルタ装置水位調整等の操作を適宜実施することとしているが，評価上最短で格納容器ベント操作から約28時間後に実施することになる。これは，6号炉の格納容器ベント操作から約7時間後となるため，事前にフィルタ装置の水位調整等を行う対応が可能である。また，7号炉は炉心損傷前の格納容器ベントであるため，耐圧強化ベントに切替えることも可
能である。

6号炉

経過時間（時間）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員

緊急時対策要員（中央制御室）

（現場）

（現場）

6号
低圧代替注水系（常設）

7号

（1人）

注水操作

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）操作

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間

運転員

（1人）
A
（1人）
A

6号

7号

6号

約70分

操作の内容

炉心損傷開始原子炉注水開始

約2時間

約38時間
格納容器圧力破断口まで水位回復確認

限界圧力接近

7号－－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 非 常 用 ガス 処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整系を停止する

一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への6人

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 待 避 準 備及 び 待

時
待

継続実施

補給

現場確認中断（一時待避中）避を実施する
待 避 解 除 は 作 業エ リ ア の 放 射線 量 測
定後となる

避
（1人）

－

A

（2人）

－

格納容器ベント操作

E,F

－

－

－

・格納容器ベント状態監視－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

10人・フィルタ装置水位調整
・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給

待 避 室 へ 待 避 し， 格 納 容 器 ベン ト 状

適宜ベント状態監視

態を監視する。
格 納 容 器 ベ ン ト操 作 後 待 避 室へ 待 避

60分

する

中 操 か ら の 連 絡を 受 け て 現 場操 作 を

適宜実施

実施する

・ドレン移送ライン窒素パージ
格 納 容 器 ベ ン ト前 に ガ ス タ ービ ン 発

給油作業

－

－

（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

適宜実施

電 機 用 燃 料 タ ンク が 枯 渇 し ない よ う
に給油する

5分
給油作業

－

－

2人

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 待 避 準 備及 び 待

時

作業中断

待

（一時待避中）避を実施する一 時 待 避 前 に 燃料 が 枯 渇 し ない よ うに給油する

避
必要人員数 合計

2人

4人

8人

A,B

C,D ,E,F（その他参集10人）

７号炉

経過時間（時間）

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2
15分

4

6

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

原子炉急速減圧実施箇所・必要人員数

4時間

操作項目

8

高圧炉心注水系からの漏えい停止

操作の内容

6号
高圧炉心注水系からの漏えい停止操作（現場操作）

運転員

運転員

（中操）

（現場）
7号
－

原子炉水位調整操作（1人）
a

残留熱除去系 サプレッション・チェンバ・プール水（1人）

冷却モード操作a
必要人員数 合計

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

6号

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は漏えい個所の隔離が完了し，原子炉水位は高圧炉心注水系により維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，原子炉水位制御のために高圧炉心注水系を操作する必要がある。この場合，待避室から一旦出る必要がある。
ただし，漏えい個所の隔離が完了しているため，原子炉減圧操作後に原子炉停止時冷却モードに移行していれば流量調整等は不要になる。

緊急時対策要員（現場）
7号
（2人）
c,d
－

－

2人

4人

a ,b

c,d ,e,f

6号

7号
－

－

－

・現場移動
・高圧炉心冷却系

注入隔離弁閉操作

・高圧炉心注水系（健全側）
・残留熱除去系ポンプ

手動起動

・残留熱除去系 試験用調節弁操作

60分

レベル3～レベル8維持

サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を継続

０人

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（6名）＝１ ５ 名

図 3.6-8

大ＬＯＣＡ＋格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

26 条-別添 1-3-62

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

経過時間（時間）

6号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員
（中央制御室）
6号

7号

（1人）

低圧代替注水系（常設） 注水操作

A（1人）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 操作

A（1人）

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

約0.3時間 炉心損傷開始

運転員
（現場）

A

6号

7号

6号

約70分

操作の内容

緊急時対策要員（現場）

原子炉注水開始

約2時間

約38時間
格納容器圧力破断口まで水位回復確認

限界圧力接近

7号－－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベ ント 前 に 非 常用 ガ ス 処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整系を停止する

一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

6人

継続実施

補給

格 納 容 器 ベ ント 前 に 待 避準 備 及 び 待

時
待

現場確認中断（一時待避中）避を実施する
待 避 解 除 は 作業 エ リ ア の放 射 線 量 測
定後となる

避
（1人）
A
－

格納容器ベント操作－－

・格納容器ベント状態監視

（2人）
E,F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室 へ 待 避し ， 格 納 容器 ベ ン ト 状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視 す る。
格 納 容 器 ベ ント 操 作 後 待避 室 へ 待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 か ら の 連絡 を 受 け て現 場 操 作 を

適宜実施

実施する
格 納 容 器 ベ ント 前 に ガ スタ ー ビ ン 発

給油作業

適宜実施

電 機 用 燃 料 タン ク が 枯 渇し な い よ う
に給油する

5分
給油作業

－

－

2人

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベ ント 前 に 待 避準 備 及 び 待

時

作業中断

待

（一時待避中）避を実施する一 時 待 避 前 に燃 料 が 枯 渇し な い よ う
に給油する

避
必要人員数

合計

2人

4人

8人

A,B

C,D,E,F（その他参集10人）

経過時間（時間）

７号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）

2
70分

4

6

8

10

12

14

16

18

20

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

原子炉注水開始
20時間

実施箇所・必要人員数
約2時間
操作項目

22

代替原子炉補機冷却系

運転開始

破断口まで水位回復確認

操作の内容
約22.5時間 代替循環冷却系
運転員
（中操）
6号

運転員
（現場）
7号
（1人）

低圧代替注水系（常設） 注水操作

a

代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 操作（1人）
a

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

（1人）
a

6号

7号

6号

7号

－

－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－

・原子炉建屋差圧監視
・原子炉建屋差圧調整－

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池か（6人）※ 1

ら復水貯蔵槽への補給

－

運転開始

緊急時対策要員（現場）

（2人）
c,d

破断口まで水位回復後は，適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

適宜実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への
補給
・現場移動

－

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は代替循環冷却系により原子炉及び格納容器の除熱を実施している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，代替循環冷却系運転開始後は流量調整等は不要であり，原子炉及び格納容器の除熱状態の確認は待避室から可
能である。

継続実施

300分

・代替原子炉補機冷却系 現場系統構成

代替原子炉補機冷却系 準備操作
－

－

給油作業

－

－

代替原子炉補機冷却系 運転

－

－

（1人）
代替循環冷却系運転（系統構成2）

a

準備操作

－

13人
（参集）

・現場移動
・資機材配置及びホース敷設，起動及び系統水張り（2人）

・電源車への給油(参集)・大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油

（3人）
（参集）

c,d

（2人）
a ,b
（1人）

代替循環冷却系運転状態監視

a

給油作業

必要人員数

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計

－

－

適宜実施

30分

中央制御室系統構成

・現場移動

－

・代替循環冷却系運転

e,f
代替循環冷却系運転開始

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

・代替循環冷却系運転

（4人）
－

適宜実施

・復水移送ポンプ停止－

30分

現場系統構成・復水移送ポンプ起動

－

10時間

5分

・低圧注水系注入弁，格納容器スプレイ弁操作
・代替循環冷却系運転による原子炉圧力容器・原子炉格

－

適宜実施

納容器の状態監視

－

－

（2人）

2人
a, b

4人
c, d,e,f（8人)※ 1 ※ 2（その他参集5人）※1・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

適宜実施※1 6号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する※2 6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（6名）＝１ ５ 名

図 3.6-9

大ＬＯＣＡ＋大ＬＯＣＡ（代替循環冷却を使用する場合）

26 条-別添 1-3-63

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，代替原子炉補機冷却系運転状態確認を実施している。
代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため，電源車等への燃料補給が継続して必要になる。要員の交代又は遮蔽が期待できるタービン建屋大物搬入口に配置する等の被ばく低減対応が可能

経 過時 間 （時 間 ）6号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

運転員

6号
低圧代替注水系（常設）

7号

6号

A
（1人）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 操作

A
（1人）
A

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

－

操作の内容

緊急時対策要員

（現場）

（1人）

注水操作

約0.3時間運転員（中央制御室）

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

約70分

7号

6号

炉心損傷開始原子炉注水開始

約2時間

（現場）

約38時間
格納容器圧力 限界圧力接近

破断口まで水位回復確認

7号

－

－

・残留熱除去系

注入弁操作

－

－

・残留熱除去系

スプレイ弁操作－－・原子炉建屋差圧監視
・原子炉建屋差圧調整－

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
格 納 容器 ベ ン ト前 に 非 常 用ガ ス 処 理

適宜実施

系 を 停止 す る

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への
補給

6人

継続実施

一
時

現場確認中断避 を 実施 す る

待（一時待避中）待 避 解除 は 作 業エ リ ア の 放射 線 量 測

格 納 容器 ベ ン ト前 に 待 避 準備 及 び 待

定 後 とな る

避
（1人）
A

－
（2人）

－

格納容器ベント操作

備考

50

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

E, F

－

・格納容器ベント状態監視－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室へ 待 避 し， 格 納 容 器ベ ン ト 状

適宜ベント状態監視

態 を 監視 す る 。
格 納 容器 ベ ン ト操 作 後 待 避室 へ 待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 から の 連 絡を 受 け て 現場 操 作 を適宜実施

実 施 する格 納 容器 ベ ン ト前 に ガ ス ター ビ ン 発

給油作業

適宜実施

電 機 用燃 料 タ ンク が 枯 渇 しな い よ うに 給 油す る

5分
給油作業

必要人員数

合計

－

－

2人

2人

4人

8人

A ,B

C,D,E, F（その他参集10人）

７号炉

想定事故1

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容

約60分 冷却機能喪失確認
注水機能喪失確認
約7時間 使用済燃料プール水温100℃到達

6号

運転員
（現場）
7号
（1人）

状況判断

a

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から使用済燃料プールへの注水（常設スプレイライン使

6号

12時間 使用済燃料プール注水開始

緊急時対策要員（現場）
7号
－

6号

7号
－

必要人員数（７号炉）

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計

適宜実施

・使用済燃料プール水位，温度監視※1・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いた使用済燃料

－

－

（6人）

－

－

（2人）※ 1・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

1人
a

0人

（8人)※ 1※ 2

※1
※2

用）
給油作業

作業中断

待
避

（一時待避中）避 を 実施 す る
一 時 待避 前 に 燃料 が 枯 渇 しな い よ うに 給 油す る

経 過時 間 （時 間 ）（燃料プールの冷却系及び補給水系の故障）

運転員
（中操）

格 納 容器 ベ ン ト前 に 待 避 準備 及 び 待

時

適宜実施

プール注水

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は使用済燃料プールへの可搬型代替注水ポンプによる蒸発量に応じた注水により使用済燃料プール水位を維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，7号炉の使用済燃料
プールの状態は待避室から監視可能であり，6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。
ただし，使用済燃料プールへの補給を実施している可搬型代替注水ポンプへ燃料補給が適時（約3時間毎）必要になる。蒸発量に応じた注水を実施しているため，連続運転をしな
いと想定すると補給間隔は長くなる。蒸発による水位低下量は「約-100mm/h」であり，例
えば10時間補給しない場合の水位低下による使用済燃料プール周囲線量は「約0.01mSv/h」
程度である。
これにより，6号炉の格納容器ベント前に使用済燃料プール水位を通常水位まで補給し待避することが可能となる。

適宜実施

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，7号炉使用済燃料プールへの補給状態確認を実施している。
しかし，上記の運転員の記載の通り6号炉の格納容器ベント時は補給を停止し，待避することが可能となる。

6号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（1名）＝１ 0 名

図 3.6-10

大ＬＯＣＡ＋想定事故 1

26 条-別添 1-3-64経過時間（時間）

6号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員
（中央制御室）
6号

7号

A
（1人）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 操作

A（1人）

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

A

6号

操作の内容

緊急時対策要員

（現場）

（1人）

低圧代替注水系（常設） 注水操作

約0.3時間

運転員

6号

約38時間
格納容器圧力約2時間 破断口まで水位回復確認

（現場）
7号

炉心損傷開始約70分 原子炉注水開始
限界圧力接近

7号－－

・残留熱除去系

注入弁操作

－

－

・残留熱除去系

スプレイ弁操作－－

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容器 ベ ン ト 前 に非 常 用 ガ ス処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整

系 を 停止 す る

一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

6人

継続実施

補給

格 納 容器 ベ ン ト 前 に待 避 準 備 及び 待時
待

現場確認中断（一時待避中）避 を 実施 す る
待 避 解除 は 作 業 エ リア の 放 射 線量 測
定 後 とな る

避
（1人）
A
－

格納容器ベント操作－－

・格納容器ベント状態監視

（2人）
E ,F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避 室へ 待 避 し ， 格納 容 器 ベ ント 状

適宜ベント状態監視

態 を 監視 す る 。
格 納 容器 ベ ン ト 操 作後 待 避 室 へ待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給
・ドレン移送ライン窒素パージ（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

中 操 から の 連 絡 を 受け て 現 場 操作 を適宜実施

実 施 する格 納 容器 ベ ン ト 前 にガ ス タ ー ビン 発

給油作業

適宜実施

電 機 用燃 料 タ ン ク が枯 渇 し な いよ うに 給 油す る

5分
給油作業

－

－

2人

継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

一
時

作業中断

待

（一時待避中）格 納 容器 ベ ン ト 前 に待 避 準 備 及び 待避 を 実施 す る
一 時 待避 前 に 燃 料 が枯 渇 し な いよ うに 給 油す る

避
必要人員数

合計

2人

4人

8人

A,B

C,D,E ,F

（その他参集10人）

７号炉

経過時間（時間）想定事故２（サイフォン現象等によるプール水の小規模な喪失）

2

4

6

8

10

12時間

事象発生
約50分

実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容
運転員

運転員

（中操）
6号

6号

6号

－

ら使用済燃料プールへの注水（常設スプレイライン使
用）

－

－

（6人）

給油作業

－

－

（2人）※ 16号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計

18

20

22

24

26

28

30

32

「燃料プール水位低」警報発生

約60分 注水機能喪失確認
冷却機能喪失確認

7号
－

1人

2人

a

c,d

適宜実施

・使用済燃料プール水位，温度監視

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池か

必要人員数（７号炉）

16

約７時間 使用済燃料プール水温100℃到達
7号

（1人）
a

状況判断

14

使用済燃料プール注水開始

150分 サイフォン現象による漏えい停止

緊急時対策要員（現場）

（現場）
7号

12

※1

（8人)※ 1 ※ 2・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いた使用済燃料

適宜実施

プール注水
・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油※1

6号炉側の緊急時対策要員（現場）と共有する※26号炉の格納容器ベント時に必要な要員

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は使用済燃料プールへの可搬型代替注水ポンプによる蒸発量に応じた注水により使用済燃料プール水位を維持している。
6号炉の格納容器ベント実施により，運転員は待避室へ待避するが，7号炉の使用済燃料
プールの状態は待避室から監視可能であり，6号炉の格納容器ベントにより対応操作が必要になることはない。
ただし，使用済燃料プールへの補給を実施している可搬型代替注水ポンプへ燃料補給が適時（約3時間毎）必要になる。蒸発量に応じた注水を実施しているため，連続運転をしな
いと想定すると補給間隔は長くなる。蒸発による水位低下量は「約-100mm/h」であり，例
えば10時間補給しない場合の水位低下による使用済燃料プール周囲線量は「約0.01mSv/h」
程度である。
これにより，6号炉の格納容器ベント前に使用済燃料プール水位を通常水位まで補給し待避することが可能となる。

適宜実施

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，7号炉使用済燃料プールへの補給状態確認を実施している。
しかし，上記の運転員の記載の通り6号炉の格納容器ベント時は補給を停止し，待避することが可能となる。

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（3名）＝１ ２ 名

図 3.6-11

大ＬＯＣＡ＋想定事故 226 条-別添 1-3-656号炉

経過時間（時間）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

備考

50

事象発生
実施箇所・必要人員数
操作項目

運転員
（中央制御室）6号

低圧代替注水系（常設）A
操作

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

（1人）
A
（1人）
A

6号

操作の内容

緊急時対策要員

（現場）
7号

（1人）

注水操作

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

約0.3時間

運転員

6号

約38時間
格納容器圧力約2時間 破断口まで水位回復確認

（現場）
7号

炉心損傷開始約70分 原子炉注水開始
限界圧力接近

7号－－

・残留熱除去系

注入弁操作

－

－

・残留熱除去系

スプレイ弁操作－－・原子炉建屋差圧監視
・原子炉建屋差圧調整

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施
格 納容 器 ベ ン ト 前 に非 常 用 ガ ス 処理

適宜実施

系 を停 止 す る

一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給－－・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への6人

補給

格 納容 器 ベ ン ト 前 に待 避 準 備 及 び待

時
待

継続実施

現場確認中断（一時待避中）避 を実 施 す る
待 避解 除 は 作 業 エ リア の 放 射 線 量測
定 後と な る

避
（1人）

－

A

（2人）

－

格納容器ベント操作

E,F－

・格納容器ベント状態監視－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

待 避室 へ 待 避 し ， 格納 容 器 ベ ン ト状

適宜ベント状態監視

態 を監 視 す る 。
格 納容 器 ベ ン ト 操 作後 待 避 室 へ 待避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

－

10人

・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給

中 操か ら の 連 絡 を 受け て 現 場 操 作を適宜実施

実 施す る・ドレン移送ライン窒素パージ
格 納容 器 ベ ン ト 前 にガ ス タ ー ビ ン発

給油作業

－

－

（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

適宜実施

電 機用 燃 料 タ ン ク が枯 渇 し な い ように 給油 す る

5分
給油作業

必要人員数 合計

－

－

2人

2人
A ,B

4人
C,D, E,F

8人（その他参集10人）

７号炉

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納容 器 ベ ン ト 前 に待 避 準 備 及 び待

時

作業中断

待
避

（一時待避中）避 を実 施 す る
一 時待 避 前 に 燃 料 が枯 渇 し な い ように 給油 す る

経過時間（時間）

停止中の崩壊熱除去機能喪失

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

事象発生
プラント状況確認（残留熱除去系故障認知）実施箇所・必要人員数

約60分

操作項目

操作の内容
運転員

運転員

（中操）
6号
状況判断

必要人員数（７号炉） 合計

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

6号

100℃到達6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施している。
原子炉の状態が冷温停止に復帰しているため，流量調整等は不要である。
そのため，6号炉の格納容器ベントによる影響はない。

注水開始

緊急時対策要員（現場）

（現場）
7号

原子炉冷却材温度

2時間

7号

（1人）
a

－

1人

2人

a

c, d

6号

7号
－

・原子炉水位，温度監視

適宜監視

0人

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（3名）＝１ ２ 名

図 3.6-12

大ＬＯＣＡ＋停止中の崩壊熱除去機能喪失

26 条-別添 1-3-66

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

6号炉

経過時間（時間）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

低圧代替注水系（常設）運転員

緊急時対策要員（中央制御室）

（現場）

（現場）

7号

（1人）

注水操作

A

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

（1人）
A

操作

（1人）

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

A

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

約0.3時間

運転員

6号

－

6号

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

7号

6号

操作の内容

炉心損傷開始約70分

原子炉注水開始

約2時間

約38時間
格納容器圧力 限界圧力接近

破断口まで水位回復確認

7号
炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施－－

・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作

－

－

－

適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 非 常 用 ガ ス処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整系を停止する・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への
補給

6人

継続実施

一
時

現場確認中断避を実施する

待（一時待避中）待 避 解 除 は 作 業エ リ ア の 放 射 線量 測

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 待 避 準 備 及び 待

定後となる

避
（1人）

－

A

（2人）

－

格納容器ベント操作

E, F

－

備考

50

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

－

－

・格納容器ベント状態監視－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

10人・フィルタ装置水位調整
・フィルタ装置pH測定（参集）・フィルタ装置薬液補給

待 避 室 へ 待 避 し， 格 納 容 器 ベ ント 状

適宜ベント状態監視

態を監視する。
格 納 容 器 ベ ン ト操 作 後 待 避 室 へ待 避

60分

する

中 操 か ら の 連 絡を 受 け て 現 場 操作 を

適宜実施

実施する

・ドレン移送ライン窒素パージ
格 納 容 器 ベ ン ト前 に ガ ス タ ー ビン 発

給油作業

－

－

（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

適宜実施

電 機 用 燃 料 タ ンク が 枯 渇 し な いよ う
に給油する

5分
給油作業

－

－

2人

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベ ン ト前 に 待 避 準 備 及び 待

時

作業中断

待

（一時待避中）避を実施する一 時 待 避 前 に 燃料 が 枯 渇 し な いよ う
に給油する

避
必要人員数

合計

2人

4人

8人

A,B

C,D,E, F（その他参集10人）

経過時間（時間）

７号炉 停止中の全交流動力電源喪失

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

20時間

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

崩壊熱除去機能回復

実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容

約60分

原子炉冷却材温度

100℃到達145分 原子炉注水開始
運転員

運転員

（中操）
6号
低圧代替注水系（常設）

代替原子炉補機冷却系

（1人）

注水操作

a

6号

7号
－

－

（2人）
c, d

－

－

－

－

6号

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は代替原子炉補機冷却系を使用した残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施している。
原子炉の状態が冷温停止に復帰しているため，流量調整等は不要である。

7号－

・残留熱除去系 注入弁操作

－

・現場移動
・代替原子炉補機冷却系

13人

・現場移動

原子炉水位回復後，蒸発量に応じた注水300分

現場系統構成

準備操作

給油作業

代替原子炉補機冷却系

緊急時対策要員（現場）

（現場）
7号

－

－

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
起動準備

運転

（1人）
a

－

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

（1人）

起動操作

6号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計

・資機材配置及びホース敷設，起動及び系統水張り（2人）

・電源車への給油(参集)・大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油（3人）

・代替原子炉補機冷却系

運転状態監視－・原子炉停止時冷却モード

起動準備

・原子炉停止時冷却モード

起動

（参集）

－

－

1人

2人

0人※ 1

a

c,d

（その他参集5人）

a
必要人員数（７号炉）

（参集）

※1

10時間

適宜実施

適宜実施

20分

10分

6号炉の格納容器ベント時に必要な要員

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（3名）＝１ ２ 名

図 3.6-13

大ＬＯＣＡ＋停止中の全交流動力電源喪失

26 条-別添 1-3-67

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
7号炉の緊急時対策要員は，7号炉の代替原子炉補機冷却系運転状態確認を実施している。
代替原子炉補機冷却系は運転を継続させる必要があるため，電源車等への燃料補給が継続して必要になる。要員の交代又は遮蔽が期待できるタービン建屋大物搬入口に配置する等の被ばく低減対応が可能。また，6号炉の格納容器ベント開始前に代替原子炉補機冷却及び残留熱除去系を停止して，再度逃がし安全弁による原子炉減圧維持及び復水移送ポンプ
による低圧代替注水を実施することも可能である。

経 過時 間 （時 間 ）6号炉 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

2

運転員

緊急時対策要員（中央制御室）

（現場）

（現場）

低圧代替注水系（常設）

注水操作

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

操作

7号

7号

6号

操作の内容

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

原子炉注水開始
約38時間
格納容器圧力破断口まで水位回復確認

限界圧力接近－－・残留熱除去系 注入弁操作－－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

・原子炉建屋差圧監視

格 納 容 器 ベン ト 前 に非 常 用 ガ ス処 理

適宜実施

・原子炉建屋差圧調整

系 を 停 止 する一
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による淡水貯水池から復水貯蔵槽への補給

－

（1人）
A
－

格納容器ベント操作

備考

50

7号

（1人）
A

A

約70分

約2時間

（1人）
A

（1人）

非常用ガス処理系による原子炉建屋負圧操作

6号

8

約0.3時間 炉心損傷開始

運転員

6号

6

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への

－

6人

－

－

・格納容器ベント状態監視

（2人）
E,F

－

・格納容器ベント操作（格納容器一次隔離弁操作）

継続実施

補給

格 納 容 器 ベン ト 前 に待 避 準 備 及び 待時

現場確認中断避 を 実 施 する

待避

（一時待避中）待 避 解 除 は作 業 エ リア の 放 射 線量 測
定後となる
待 避 室 へ 待避 し ， 格納 容 器 ベ ント 状

適宜ベント状態監視

態 を 監 視 する 。
格 納 容 器 ベン ト 操 作後 待 避 室 へ待 避

60分

する

・フィルタ装置水位調整
－

10人
（参集）

－

・フィルタ装置pH測定
・フィルタ装置薬液補給

中 操 か ら の連 絡 を 受け て 現 場 操作 を

適宜実施

実施する

・ドレン移送ライン窒素パージ
格 納 容 器 ベン ト 前 にガ ス タ ー ビン 発

給油作業

－

－

（2人）

・第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

適宜実施

電 機 用 燃 料タ ン ク が枯 渇 し な いよ う
に給油する

5分
給油作業

－

－

2人

一
継続実施

・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油

格 納 容 器 ベン ト 前 に待 避 準 備 及び 待

時
待

作業中断
（一時待避中）避 を 実 施 する
一 時 待 避 前に 燃 料 が枯 渇 し な いよ う
に給油する

避
必要人員数

合計

2人

4人

8人

A,B

C,D, E,F（その他参集10人）

経 過時 間 （時 間 ）７号炉 停止中の原子炉冷却材流出

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26

28

30

32

34

36

38

40

42

44

46

48

50

備考

事象発生
約60分 原子炉ウェル水位低下検知
実施箇所・必要人員数

2時間

操作項目

操作の内容
運転員

運転員

（中操）
6号
状況判断
必要人員数（７号炉）
6号及び7号炉
事故対応運転員総数

合計

6号

6号炉格納容器ベント時の7号炉運転員への影響
7号炉は残留熱除去系による原子炉停止時冷却モードを実施している。
原子炉の状態が冷温停止に復帰しているため，流量調整等は不要である。
そのため，6号炉の格納容器ベントによる影響はない。

緊急時対策要員（現場）

（現場）
7号

サプレッション・チェンバ・プールへの原子炉冷却材流出停止

2時間後 原子炉注水開始

7号

6号

7号

（1人）
a

－

－

1人
a

2人
c,d

0人

・原子炉水位，温度監視

適宜監視

当直長（1名）＋当直副長（2名）＋6号炉対応（6名）＋7号炉対応（3名）＝１ ２ 名

図 3.6-14

大ＬＯＣＡ＋停止中の原子炉冷却材の流出

26 条-別添 1-3-68

6号炉格納容器ベント時の7号炉緊急時対策要員への影響
本シナリオにおいては緊急時対策要員を必要としていないため影響はない。

3.7

申請前号炉の中央制御室の居住性評価について

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉において炉心の著しい損傷が発生した場合における申請前号炉（1～5 号炉）の中央制御室の居住性評価について以下に示す。なお，
6 号及び 7 号炉で炉心の著しい損傷が発生した場合において，5 号炉の運転員は自号炉の中央制御室から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に移動し 5 号炉の監視業務等を行う設計としていることから，5 号炉に関しては中央制御室を居住性評価の対象とせず，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性について検討を行った。
居住性評価に当たっては，「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（以下「審査ガイド」という。）を参照した。
図 3.7-1 に柏崎刈羽原子力発電所 1～7 号炉中央制御室の配置図を示す。

図3.7-1

柏崎刈羽原子力発電所1～7号炉中央制御室

26 条-別添 1-3-69

配置図

（1）居住性評価の前提条件
想定事象は，6 号及び 7 号炉中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価と同様に以下のとおりとした。
- 6 号又は 7 号炉のいずれかが「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失するシーケンス」で，格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを実施する。
- 6 号又は 7 号炉の残る１つが「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失するシーケンス」で，代替循環冷却系により事象を収束する。
居住性評価においては，6 号及び 7 号炉のうち 1～4 号炉の中央制御室により近接している 7 号炉において，格納容器ベントを実施することを想定した。また，5号炉の中央制御室の運転員は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に待避することを前提に，上述の想定事象における 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性を検討対象とした。
なお，被ばく評価に用いる大気中への放出放射能量及び放射性物質の大気拡散の評価は，補足説明資料 59-11 「原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について
2. 中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価について」で示す方法と同様の方法にて実施した。

（2）1～4 号炉中央制御室の居住性について
1～4 号炉の中央制御室における居住性評価の評価結果を表 3.7-1 に示す。1～4号炉の運転員は，各号炉の中央制御室内にとどまることとする。また中央制御室内
ではマスクを着用するものとし，着用時間は 1 時間当たり 0.9 時間と想定した。さらに運転員の交替は考慮しないものとして，評価を行った。評価の結果，最も被ばく量が大きくなるのは 4 号炉中央制御室の運転員であり，約 54mSv／7 日間となる。
なお，1～4 号炉の中央制御室に対しては，6 号及び 7 号炉で炉心の著しい損傷が発生した場合においても自号炉にとどまることができるよう，以下の放射線防護資機材を配備する設計とする。

26 条-別添 1-3-70

○放射線防護資機材等の配備
・ チェンジングエリアの設置，マスク着脱時等に使用するクリーンエリアの設置，
マスク・着替え等放射線防護資機材の配備，水・食料の配備
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタ，可搬型照明の配備

表 3.7-1 1～4 号炉中央制御室の居住性に係る被ばく評価結果 ※1（7 号炉格納容器ベント実施時）（運転員の交替を考慮しない場合）
実効線量（mSv/7 日間）
6 号及び 7 号炉からの寄与の合計

被ばく経路
１号炉

2 号炉

3 号炉

4 号炉

0.1以下

0.1以下

0.1以下

0.1以下

約1.0×10 -1

約1.2×10 -1

約9.9×10 -1

約1.2×10 0

約2.5×10 1

約3.1×10 1

約3.8×10 1

約5.2×10 1

約2.1×10 1

約2.5×10 1

約3.1×10 1

約4.3×10 1

約4.2×10 0

約5.8×10 0

約6.9×10 0

約9.2×10 0

0.1以下

0.1以下

0.1以下

0.1以下

約26

約31

約39

約54

① 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による中央
制御室内での外部被ばく② 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による中央制室内作業時

御室内での外部被ばく③ 外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく※2（内訳）内部被ばく ※3
外部被ばく④ 大気中に放出され地表面に沈着した
放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での外部被ばく
実効線量（＝①＋②＋③＋④）
※1

※2
※3

評価手法は「補足資料 59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について 2.
中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価について」で示す方法と同様の方法にて実施
中央制御室換気空調系は空調機停止及び隔離弁閉止し，外気が 0.5 回/h で中央制御室
内に流入するものと仮定
マスクの防護係数として PF50，着用時間は 1 時間当たり 0.9 時間と想定

26 条-別添 1-3-71

（3）5 号炉中央制御室の居住性について
5 号炉中央制御室は図 3.7-1 に示すとおり，6 号及び 7 号炉に近接しているため
6 号及び 7 号炉の発災時に環境の悪化の影響を受けやすい。このため，6 号及び 7
号炉で炉心の著しい損傷が発生した場合においては，5 号炉の運転員は中央制御室から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に待避する設計としている。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性設備は，6 号及び 7 号炉中央制御室 ※1の遮蔽設備及び空調設備と同等以上の性能を有する設計とし，福島第一原子力発電所事故と同等の事象の発生を想定した場合においても，必要な居住性が確保される設計としている。 ※2
そのため，前述(1)の想定事象が発生した場合においても，5 号炉中央制御室の運転員が滞在する 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性は確保される設計とする。
※1 「補足説明資料 59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について」において，6 号及び 7 号炉中央制御室の居住性が審査ガイドの判断基準である「運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足することを確認している※2 「61 条緊急時対策所の補足説明資料 61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について」を参照

なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所においては，5 号炉運転員が業務を継続できるよう，プラント監視等のための設備を配置し，また 1～4 号炉同様，放射線防護資機材を配備する設計とする。

〇5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所にてプラント監視，通信連絡が実施できる設
備の設置
・デジタル記録計等を用いたプラントパラメータの遠隔監視機器・手順整備
・現場との通信連絡設備配備○放射線防護資機材等の配備
・ チェンジングエリアの設置，マスク着脱時等に使用するクリーンエリアの設置，マスク・着替え等放射線防護資機材の配備，水・食料の配備
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタ，可搬型照明の配備

26 条-別添 1-3-72

4. まとめ
以上より，中央制御室の運転員の滞在場所（1～4 号炉中央制御室及び 5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所）の設置や放射線防護資機材配備等により，申請前各号炉においても，6 号及び 7 号炉で炉心の著しい損傷が発生した場合に必要な居住性（ 7 日間で100mSv を超えない ）が確保される設計であることを確認した。

26 条-別添 1-3-73

別添 2

中央制御室の居住性に係る被ばく評価について

26 条-別添 2-i

目

次

本資料

1. 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について・・ 26 条-別添 2-1-1
1.1 大気中への放出量の評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-1
1.2 大気拡散の評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-1
1.3 建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-1
1.4 中央制御室の居住性に係る被ばく評価・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-1
1.4.1 中央制御室内での被ばく・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-2
1.4.1.1 建屋内の放射性物質からのガンマ線による中央制御室
内での被ばく（経路①）・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-2
1.4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく（経路②）・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-2
1.4.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制
御室内での被ばく（経路③）・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-4
1.4.2 入退域時の被ばく・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-4
1.4.2.1 建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく（経路④）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-4
1.4.2.2 大気中へ放出された放射性物質による入退域時の被ばく（経路⑤）
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-4
1.5 評価結果のまとめ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-1-5
2. 中央制御室の居住性(炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価について・ 59-11-2-1
2.1 評価事象・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-1
2.2 大気中への放出量の評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-2
2.3 大気拡散の評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-4
2.4 中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価・・・ 59-11-2-5
2.4.1 中央制御室内での被ばく・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-6
2.4.1.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路①）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-6
2.4.1.2 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路②）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-6
2.4.1.3 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路③）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-6
2.4.1.4 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（経路④）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-6
59 条補足説明資料 11 参照
26 条-別添 2-ii

本資料
2.4.2 入退域時の被ばく・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-7
2.4.2.1 原子炉建屋内等の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路⑤）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-7
2.4.2.2 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路⑥）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-7
2.4.2.3 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（経路⑦）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-8
2.4.2.4 大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による被ばく（経路⑧）
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-8
2.5 評価結果のまとめ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-2-8
添付資料 1 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について26 条-別添 2-添 1-1-1

1-1 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価条件表・・・ 26 条-別添 2-添 1-1-1
1-2 居住性評価に用いた気象資料の代表性について・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-添 1-2-1
1-3 空気流入率試験結果について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-添 1-3-1
1-4 運転員の交替について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-添 1-4-1
1-5 内規※1 との整合性について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26 条-別添 2-添 1-5-1
添付資料 2 中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価について
2-1 中央制御室の居住性（炉心の著しい損傷）に係る被ばく評価条件・・ 59-11-添 2-1-1
2-2 事象の選定の考え方について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-2-1
2-3 核分裂生成物の原子炉格納容器外への放出割合の設定について・・・ 59-11-添 2-3-1
2-4 放射性物質の大気放出過程について・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-4-1
2-5 原子炉格納容器等への無機よう素の沈着効果について・・・・・・・ 59-11-添 2-5-1
2-6 6 号及び 7 号炉の原子炉建屋原子炉区域の負圧達成時間について・・ 59-11-添 2-6-1
2-7 被ばく評価に用いた気象資料の代表性について・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-7-1
2-8 被ばく評価に用いる大気拡散評価について・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-8-1
2-9 地表面への沈着速度の設定について・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-9-1
2-10 エアロゾル粒子の乾性沈着速度について・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-10-1
2-11 有機よう素の乾性沈着速度について・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-11-1
2-12 マスクによる防護係数について・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-12-1
2-13 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方
法について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-13-1
59 条補足説明資料 11 参照
26 条-別添 2-iii

2-14 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-14-1
2-15 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価
方法について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-15-1
2-16 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価方法について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-16-1
2-17 大気中に放出された放射性物質の入退域時の吸入摂取による被ばくの評価方法について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-17-1
2-18 格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタ内の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法について・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-18-1
2-19 原子炉格納容器内 pH 制御の効果に期待することによる影響について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-19-1
2-20 6 号及び 7 号炉で格納容器ベントを実施した場合の影響について・ 59-11-添 2-20-1
2-21 コンクリート厚の施工誤差の影響について・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-21-1
2-22 格納容器雰囲気直接加熱発生時の被ばく評価について・・・・・・ 59-11-添 2-22-1
2-23 空気流入率試験結果について・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-23-1
2-24 格納容器ベントの実施タイミングを変更することによる影響について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-24-1
2-25

審査ガイド※2 への適合状況・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 59-11-添 2-25-1
59 条補足説明資料 11 参照（※1） 原 子 力 発 電 所 中 央 制 御 室 の 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 手 法 について（内規）（※2） 実 用 発 電 用 原 子 炉 に 係 る 重 大 事 故 時 の 制 御 室 及 び 緊 急 時 対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

26 条-別添 2-iv

1. 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について
設計基準事故時における中央制御室等の運転員の被ばく評価に当たっては，「原子力発電所
中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）（平成21・07・27原院第1号 平成
21年8月12日）」（以下，「被ばく評価手法（内規）」という。）に基づき，評価を行った。

1.1 大気中への放出量の評価
評価事象は，原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とした。
想定事故時における放射性物質の建屋内の存在量，大気中への放出量は，仮想事故相当のソースタームを基にする数値，評価手法及び評価条件を使用して評価した。

1.2 大気拡散の評価
被ばく評価に用いる相対濃度と相対線量は，大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さい方から順に並べた累積出現頻度97％に当たる値を用いた。評価においては，1985年10月～1986年9月の１年間における気象データを使用した。

1.3 建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価
原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による運転員の実効線量は，施設の位置，建屋の配置，形状等から評価した。直接ガンマ線については，QADCGGP2Rコードを用い，スカイシャインガンマ線については，ANISN及びG33-GP2Rコードを用いて評価した。

1.4 中央制御室の居住性に係る被ばく評価
被ばく評価に当たって考慮している被ばく経路（①～⑤）を図1-1に示す。それぞれの経路における評価方法及び評価条件は以下に示すとおりである。
中央制御室等の運転員に係る被ばく評価期間は事象発生後30日間とした。運転員の勤務形態
は5直2交替とし，30日間の積算線量を滞在期間及び入退域に要する時間の割合で配分し，実効線量を評価した。

26 条-別添 2-1-1

1.4.1 中央制御室内での被ばく
1.4.1.1 建屋内の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく（経路①）
事故期間中に建屋内に存在する放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線
による中央制御室内での運転員の外部被ばくは，前述1.3の方法で実効線量を評価した。

1.4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく（経路②）
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での外部被ばくは，事故
期間中の大気中への放射性希ガス（以下，「希ガス」という。）の放出量を基に大気拡散効果と中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて運転員の実効線量を評価した。

図1-1 事故時における中央制御室等の運転員の被ばく経路

26 条-別添 2-1-2

系統概要図

通常運転
モード

再循環運
運転

転モード

モード

（外気隔
離時）

再循環運
転モード
（少量外
気取入
時）
図1-2 6号及び7号炉中央制御室換気空調設備の概要図

26 条-別添 2-1-3

1.4.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく（経路③）
事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から中央制御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた希ガスのガンマ線による外部被ばく及び放射性よう素（以下，「よう素」という。）の吸入摂取による内部被ばくの和として実効線量を評価した。
中央制御室内の放射性物質濃度の計算に当たっては，(1)，(2)に示す中央制御室換気空調設
備の効果を考慮した。
(1) 再循環運転モード
中央制御室換気空調設備の再循環運転モードは，通常開いている外気取り込みダンパを閉止し，再循環させてよう素をチャコールフィルタにより低減する運転モードであり，具体的な系統構成は図1-2に示すとおりである。なお，柏崎刈羽原子力発電所6号炉と7号炉の中央制御室（下部中央制御室を除く）は共用している。
(2) チャコールフィルタを通らない空気流入量
柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉中央制御室へのチャコールフィルタを通らない空気
流入量は，空気流入率測定試験結果を踏まえて保守的に換気率換算で0.5回/hを仮定して評価した。

1.4.2 入退域時の被ばく
1.4.2.1 建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく（経路④）
事故期間中に建屋内に存在する放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線
による入退域時の運転員の外部被ばくは，中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外は，「1.4.1.1 建屋内の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく（経路①）」と同様な手法で実効線量を評価した。
入退域時の運転員の実効線量の評価に当たっては，サービス建屋入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとして評価した。

1.4.2.2 大気中へ放出された放射性物質による入退域時の被ばく（経路⑤）
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばくは，中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外は「1.4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく（経路②）」と同様な手法で，希ガスのガンマ線による外部被ばく及びよう素の吸入摂取による内部被ばくの和として運転員の実効線量を評価した。入退域時の運転員の実効線量の評価に当たっては，上記1.4.2.1の仮定に同じで
26 条-別添 2-1-4

ある。

1.5 評価結果のまとめ
柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉の設計基準事故時における中央制御室の運転員の被ばく評価を実施した結果，原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断において被ばく評価手法（内規）の判断基準100mSvを超えないことを確認した。なお，評価結果を表1-1及び表1-2に，評価内訳を
表1-3及び表1-4に示す。また，被ばく経路を表1-5，被ばく評価の主要条件を表1-6及び表1-7に示す。

表1-1 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価結果（6号炉）（単位：mSv）
原子炉冷却材喪失（実効線量）

主蒸気管破断（実効線量）① 建屋内の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく

約1.1×10-1

約1.6×10-5② 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく

約1.9×10-1

約9.0×10-4③ 室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく

約1.1×101

約3.9×10-1

小計（①＋②＋③）

約1.2×101

約3.9×10-1④ 建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく

約1.0×100

約5.5×10-4⑤ 大気中へ放出された放射性物質による入退域時の被ばく

約4.8×10-1

約9.6×10-3

小計（④＋⑤）

約1.5×100

約1.0×10-2

約13

約0.40

被ばく経路

中
央
制
御
室
内

入
退
域
時

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

26 条-別添 2-1-5

表1-2

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価結果（7号炉）（単位：mSv）
原子炉冷却材喪失（実効線量）

主蒸気管破断（実効線量）① 建屋内の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく

約3.8×10-3

約9.0×10-4② 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく

約3.1×10-1

約1.3×10-3③ 室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく

約2.0×101

約5.7×10-1

小計（①＋②＋③）

約2.1×101

約5.7×10-1④ 建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく

約1.4×100

約5.6×10-4⑤ 大気中へ放出された放射性物質による入退域時の被ばく

約4.8×10-1

約1.3×10-2

小計（④＋⑤）

約1.8×100

約1.3×10-2

約22

約0.58

被ばく経路

中
央
制
御
室
内

入
退
域
時

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

26 条-別添 2-1-6

表1-3 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価結果内訳（6号炉）
原子炉冷却材喪失
被ばく経路

中
央
制
御
室
内

入
退
域
時

（単位：mSv）

主蒸気管破断

内部被ばく

外部被ばく

実効線量
の合計値

内部被ばく

外部被ばく

実効線量
の合計値

① 建屋内の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく－

約1.1×10-1

約1.1×10-1－

約1.6×10-5

約1.6×10-5② 大気中へ放出された放射性物
質のガンマ線による中央制御室内での被ばく－

約1.9×10-1

約1.9×10-1－

約9.0×10-4

約9.0×10-4③ 室内に外気から取り込まれた
放射性物質による中央制御室
内での被ばく

約9.4×100

約1.9×100

約1.1×101

約3.8×10-1

約1.2×10-2

約3.9×10-1

小計（①＋②＋③）

約9.4×100

約2.2×100

約1.2×101

約3.8×10-1

約1.3×10-2

約3.9×10-1④ 建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ば
く－

約1.0×100

約1.0×100－

約5.5×10-4

約5.5×10-4⑤ 大気中へ放出された放射性物
質による入退域時の被ばく

約3.3×10-1

約1.5×10-1

約4.8×10-1

約9.1×10-3

約5.3×10-4

約9.6×10-3

小計（④＋⑤）

約3.3×10-1

約1.2×100

約1.5×100

約9.1×10-3

約1.1×10-3

約1.0×10-2

約9.8×100

約3.4×100

約13

約3.9×10-1

約1.4×10-2

約0.40

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

26 条-別添 2-1-7

表1-4中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価結果内訳（7号炉）
原子炉冷却材喪失

被ばく経路

中
央
制
御
室
内

入
退
域
時

（単位：mSv）

主蒸気管破断

内部被ばく

外部被ばく

実効線量
の合計値

内部被ばく

外部被ばく

実効線量
の合計値

① 建屋内の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく－

約3.8×10-3

約3.8×10-3－

約9.0×10-4

約9.0×10-4② 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内
での被ばく

－

約3.1×10-1

約3.1×10-1－

約1.3×10-3

約1.3×10-3③ 室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく

約1.7×101

約3.2×100

約2.0×101

約5.5×10-1

約1.8×10-2

約5.7×10-1

小計（①＋②＋③）

約1.7×101

約3.5×100

約2.1×101

約5.5×10-1

約2.1×10-2

約5.7×10-1④ 建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく－

約1.4×100

約1.4×100－

約5.6×10-4

約5.6×10-4⑤ 大気中へ放出された放射性物質による入退域時の被ばく

約3.3×10-1

約1.5×10-1

約4.8×10-1

約1.2×10-2

約5.3×10-4

約1.3×10-2

小計（④＋⑤）

約3.3×10-1

約1.5×100

約1.8×100

約1.2×10-2

約1.1×10-3

約1.3×10-2

合計（①＋②＋③＋④＋⑤）

約1.7×101

約5.1×100

約22

約5.6×10-1

約2.2×10-2

約0.58

26 条-別添 2-1-8表1-5中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく経路① 建屋内の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく（直接及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）
中央制御室内での被ばく② 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく（放射性雲からのガンマ線による外部被ばく）③ 室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく（吸入摂取による内部被ばく，室内に浮遊している放射性物質からのガンマ線による外部被ばく）④ 建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく（直接及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

入退域時の被ばく⑤ 大気中へ放出された放射性物質による入退域時の被ばく（放射性雲からのガンマ線による外部被ばく，吸入摂取による内部被ばく）

26 条-別添 2-1-9表1-6中央制御室の居住性（設計基準事故：原子炉冷却材喪失）に係る被ばく評価の主要条件

主な評価条件大項目

中項目

原子炉格納容器に放出される核分裂生成
物量

炉心熱出力

原子炉格納
容器内での低減効果
環境への放出

大気拡散

運転員の
被ばく評価

主要条件
4,005MWt（定格出力3,926MWtの約102%）2,000日希ガス：100%
よう素：50%原子炉運転時間
格納容器に放出される
核分裂生成物割合
原子炉格納容器等への50%
無機よう素の沈着効果
サプレッション・チェンバのプール水による無機よう
100
素の気液分配係数
原子炉格納容器からの事故後1時間まで：0.6%/日
漏えい率
1時間以降：0.3%/日
気象資料
1985年10月1日～1986年9月30日（1年間）
希ガス：110時間
実効放出継続時間
よう素：340時間
累積出現頻度小さい方から97%
6号炉：6方位
着目方位（滞在時）
7号炉：9方位非常用ガス処理系
99%
よう素除去効率
非常用ガス処理系
0.5回/日換気率
交替要員体制の考慮
5直2交替
直接ガンマ線，スカイシャ
直接ガンマ線：QAD-CGGP2R
インガンマ線
スカイシャインガンマ線：ANISN及び評価コード
G33-GP2R
評価期間30日間

26 条-別添 2-1-10

評価イメージ（原子炉冷却材喪失）被ばく評価結果（原子炉冷却材喪失）30 日間の実効線量
6 号炉：約 13mSv
7 号炉：約 22mSv

表1-7

中央制御室の居住性（設計基準事故：主蒸気管破断）に係る被ばく評価の主要条件

主な評価条件
大項目

中項目
炉心熱出力
原子炉運転時間

原子炉格納容器に放出される核分裂生成物量

事象発生前の原子炉冷却材
中の放射性物質濃度
燃料棒から追加放出される
核分裂生成物の量

主蒸気隔離弁
からの放出

大気拡散

運転員の
被ばく評価

主要条件
4,005MWt（定格出力3,926MWtの約102%）2,000日I-131を1.3×103Bq/gとし，それに応じほかのハロゲン等の組成を拡散組成として考慮
I-131を7.4×1013Bqとし，それに応じほかのハロゲン等及び希ガスの組成を平衡組成として考慮
希ガスについてはよう素の2倍とする

主蒸気隔離弁閉止前の放出冷却材に含まれる量
破断口からの放出
追加放出される核分裂生成物のうち主蒸気隔離弁閉止
1%までの破断口からの放出
主蒸気隔離弁から120%/日
建物内への漏えい
気象資料
1985年10月1日～1986年9月30日（1年間）
希ガス・ハロゲン：1時間
実効放出継続時間
よう素：20時間
累積出現頻度小さい方から97%
6号炉：6方位
着目方位（滞在時）
7号炉：9方位交替要員体制の考慮
5直2交替
直接ガンマ線，スカイシャ
直接ガンマ線：QAD-CGGP2R
インガンマ線
スカイシャインガンマ線：ANISN及び評価コード
G33-GP2R
評価期間30日間
26 条-別添 2-1-11

主排気筒

原子炉建屋
スカイシャインガンマ線
放射性雲からのガンマ線
ブローアウトパネル

直接ガンマ線
ガンマ線

吸入摂取
吸入摂取
中央制御室

入退域での被ばく
コントロール建屋
タービン建屋

中央制御室内での被ばく評価イメージ（主蒸気管破断）

被ばく評価結果（主蒸気管破断）
30 日間の実効線量
6 号炉：約 0.40mSv
7 号炉：約 0.58mSv

添付資料1 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について

1-1 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価条件表

表1-1-1 大気中への放出量評価条件（原子炉冷却材喪失）（6号及び7号炉共通）（1/2）
項 目

評 価 条 件選 定 理 由評価事象

原子炉冷却材喪失（仮想事故相当）

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定炉心熱出力

定格出力（3,926MWt）の
約102%

同上

原子炉運転時間2,000日同上

サイクル数（バッチ数）

5

同上

原子炉格納容器に放出される核
分裂生成物量

希ガス：100%
よう素： 50%

同上

よう素の形態

粒子状よう素：0％
無機よう素：90％
有機よう素：10%

同上

原子炉格納容器
等への無機（元素状）よう素の沈着効果50％が瞬時に沈着

同上

サプレッション
プール水の無機
よう素に対する除去効果

分配係数：100

同上

26 条-別添 2-添 1-1-1

被ばく評価手法（内規）での記載
4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸
気管破断を対象とする。原子炉
冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方の事故で包絡できる場
合は，いずれかで代表してもよい。
4.1.1(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していたとする。
解説4.1 「十分長時間運転」とは，原子炉内の出力分布，核分裂生成物の蓄積状況，温度分布等の解析に影響を与える各種の状態量が，運転サイクル等を考慮してほぼ平衡に達している状態をいう。
4.1.1(2)b) 事象発生後，原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量は，炉心内蓄積量に対して希ガス100％，よう素50％の割合とする。
4.1.1(2)c) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，有機
よう素は10％とし，残りの90％
は無機よう素とする。
4.1.1(2)d) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，無機
よう素は，50％が原子炉格納容器内及び同容器内の機器等に沈着し，原子炉格納容器からの漏えいに寄与しないとする。有機
よう素及び希ガスは，この効果を無視する。
4.1.1(2)e) サプレッションプー
ル水に無機よう素が溶解する割合は，分配係数で100とする。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。

表1-1-1 大気中への放出量評価条件（原子炉冷却材喪失）（6号及び7号炉共通）（2/2）
項 目

評 価 条 件選 定 理 由被ばく評価手法（内規）での記
載

原子炉格納容器
内での放射性物
質の自然崩壊考慮する

漏えいまでの自然崩壊を考慮－

0～1 時間：0.6％/日
1 時間～30 日：0.3％/日

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定4.1.1(2)f) 原子炉格納容器からの漏えいは，原子炉格納容器の設計漏えい率及び原子炉格納容
器内の圧力に対応した漏えい率に余裕を見込んだ値とする。

0.5回/日

同上

原子炉格納容器からの漏えい率

換気率
非
常
用
ガ
ス
処
理
系

よう素用
チャコー
ル・フィ
ルタ除去
効率

99％

同上

瞬時に起動

原子炉水位低，ドライウェル圧力高又は原子炉建屋原
子炉区域放射能高の信号により瞬時に切り替えられるものとする。

原子炉建屋内での放射性物質の
自然崩壊

考慮する

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定事故の評価期間

30 日間

同上

起動遅れ
時間

26 条-別添 2-添 1-1-2

4.1.1(2)g) 原子炉建屋の非常用換気系等（フィルタを含む。）
は，起動するまでの十分な時間的余裕を見込む。非常用換気系
等の容量は，設計で定められた値とする。フィルタのよう素除去効率は設計値に余裕を見込んだ値とする。

4.1.1(2)g) 原子炉建屋における沈着による放射性物質の除去効
果は無視し，自然崩壊のみを考える。
【解説 3.2】評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

表1-1-2 大気中への放出量評価条件（主蒸気管破断）（6号及び7号炉共通）（1/2）
項 目

評価事象

評 価 条 件

主蒸気管破断（仮想事故相当）

選 定 理 由被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定定格出力（3,926MWt）の
約102%

同上

原子炉運転時間2,000日同上

サイクル数（バッチ数）

5

同上

冷却材流出量

蒸気：16ton
水：24ton

内規に示されたとおりの条件による
事故解析結果

事象発生前の原子炉冷却材中の放射性物質濃度

I-131を1.3×103Bq/gとし、それに応じほかのハ
ロゲン等の組成を拡散組成として考慮

炉心熱出力

同上

26 条-別添 2-添 1-1-3

被ばく評価手法（内規）での記載
4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸
気管破断を対象とする。原子炉
冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方の事故で包絡できる場
合は，いずれかで代表してもよい。
4.1.2(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していたとする。
解説4.1 「十分長時間運転」とは，原子炉内の出力分布，核分裂生成物の蓄積状況，温度分布等の解析に影響を与える各種の状態量が，運転サイクル等を考慮してほぼ平衡に達している状態をいう。
4.1.2(2) 原子炉の出力運転中に，主蒸気管1本が，原子炉格納容器外で瞬時に両端破断すると仮定する。
(3) 主蒸気隔離弁は，設計上の最大の動作遅れ時間及び閉止時間で全閉する。
(4) 原子炉冷却材の流出流量の計算に当たっては，流量制限器の機能を考慮することができる。ただし，主蒸気隔離弁の部分において臨界流が発生するまでは，弁による流量制限の効果は考えない。
(5) 事象発生と同時に，外部電源は喪失すると仮定する。
(6) 事象発生後，原子炉圧力は，長時間，逃し安全弁の設定圧に保たれる。

4.1.2(7)b) 事象発生前の原子炉
冷却材中の放射性物質の濃度は，運転上許容されるI-131の最大濃度に相当する濃度とし，その組成は拡散組成とする。

表1-1-2 大気中への放出量評価条件（主蒸気管破断）（6号及び7号炉共通）（2/2）
項 目

評 価 条 件

燃料棒から追加放出される放射性物質の量I-131を7.4×1013Bqとし、それに応じほかのハロゲン等及び希ガスの組成を平衡組成として考慮
希ガスについてはよう素の2倍とする選 定 理 由被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定4.1.2(7)c) 原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追加放出量を，I-131は先行炉等での実測データに基づく値に安全余裕を見込んだ値とし，その他の放射性物質はその組成を平衡組成として求める。希ガスはよう素の2倍の放出量とする。
4.1.2(7)d) 主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒からの放射性物質の追加放出割合は，主蒸気隔離弁閉
止前の原子炉圧力の低下割合に比例するとし，追加放出された
放射性物質の1％が破断口から放出する。

主蒸気隔離弁閉
止前に破断口より放出される追加放出された放射性物質の量

追加放出された放射性物
質の1％

同上

よう素の形態

粒子状よう素：0％
無機よう素：90％
有機よう素：10%

同上

有機よう素が気相部に移行する割合
有機よう素が分解したよう素，
無機よう素,その他ハロゲンのキャリーオーバ
ー割合

10％

同上

2％

同上

主蒸気隔離弁
漏えい率

120％/日同上

主蒸気隔離弁からの漏えい期間

無限期間

同上

4.1.2(7)f) 燃料棒から放出されたよう素のうち，有機よう素は10％とし，残りの90％は無機よう素とする。有機よう素のうち10％は瞬時に気相部に移行する。残りのよう素及びその他のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は，2％とする。希ガスは，すべて瞬時に気相部に移行する。
4.1.2(7)h) 主蒸気隔離弁は，1個が閉止しないとする。閉止した隔離弁からは，蒸気が漏えいする。閉止した主蒸気隔離弁の漏えい率は設計値に余裕を見込
んだ値とし，この漏えい率は一定とする。

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの換気率

原子炉圧力容器気相体積の100倍/日

同上

4.1.2(7)i) 主蒸気隔離弁閉止後は，残留熱除去系又は逃がし安全弁等を通して，崩壊熱相当の蒸気が，サプレッションプール
に移行する。

タービン建屋内
で床・壁等に沈着する割合

0％

保守的に仮定－事故の評価期間

30 日間

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定【解説 3.2】評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

26 条-別添 2-添 1-1-4

表1-1-3 放射性物質の大気中への放出量（30日間積算値）（6号及び7号炉共通）
評価事象

評 価 条 件

希ガス
原子炉冷却材喪失

放出量（Bq）
約1.6×1016（ガンマ線実効エネルギ0.5MeV換算）
よう素

約5.8×1013（I-131等価量（成人実効線量係数換算））
希ガス及びハロゲン等
主蒸気管破断約3.4×1013（ガンマ線実効エネルギ0.5MeV換算）
よう素（I-131等価量（成人実効線量係数換算））

26 条-別添 2-添 1-1-5

約 7.4×1011

表1-1-4 放射性物質の大気拡散の評価条件（1/4）
項 目

評 価 条 件選 定 理 由大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定気象条件

柏崎刈羽原子力発電所の1985.10～1986.9
1年間の気象データ

同上

放出源及び放出源高さ（原子炉冷却材喪失）放出源：主排気筒
放出源高さ：73m（主蒸気管破断）

同上

放出源：原子炉建屋ブロ
ーアウトパネル
放出源高さ：0m（原子炉冷却材喪失）
希ガス：110時間
よう素：340時間
実効放出継続時
間（主蒸気管破断）
希ガス・ハロゲン等：1時
間
よう素：20時間

同上

26 条-別添 2-添 1-1-6

被ばく評価手法（内規）での記載

5.1.1(2)a) 中央制御室評価で特徴的な近距離の建屋の影響を受ける場合には，(5.1)式の
通常の大気拡散による拡がりのパラメ－タであるσy及びσzに，建屋による巻込み現象による初期拡散パラメ－タ
σyo,σzoを加算した総合的な拡散パラメータΣy，Σzを適用する。
5.1.1(2) d) 気象データ
建屋影響は，放出源高さから地上高さに渡る気象条件の影響を受けるため，地上高さに相当する比較的低風速の気象データ（地上10m高さで測定）を採用するのは保守的かつ適切である。
4.1.1(2) i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建屋
内非常用ガス処理系で処理された後，排気筒を経由して環境に放出されるとする。
4.1.2(7) g) 主蒸気隔離弁閉
止前に放出された原子炉冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲になるとする。隔離弁閉止後に放出された放射性物質は，大気中に地上放散する。
【解説5.13】(3) 実効放出継続時間(T)は，想定事故の種類によって放出率に変化があるので，放出モードを考慮して適切に定めなければならないが，事故期間中の放射性物質の全放出量を1時間当たりの最大放出量で除した値を用いることも一つの方法である。
実効放出継続時間が8時間を超える場合は，長時間放出とみなして計算する。

表1-1-4 放射性物質の大気拡散の評価条件（2/4）
項 目

累積出現頻度

建物の影響

巻き込みを生じる代表建屋

評 価 条 件

小さい方から97%

考慮する

選 定 理 由被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定同上（原子炉冷却材喪失）
原子炉建屋（主蒸気管破断）
原子炉建屋

放出源から最も近く、巻き込みの影
響が最も大きい建屋として、被ばく評価手法（内規）に示された選定例に基づき選定26 条-別添 2-添 1-1-7

被ばく評価手法（内規）での記載

5.2.1(2) 評価点の相対濃度
は，毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が97％に当たる相対濃度とする。
5.1.2(1)a) 中央制御室のように，事故時の放射性物質の放出点から比較的近距離の場所
では，建屋の風下側における風の巻き込みによる影響が顕著となると考えられる。そのため，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点との位置関係によっては，建屋の影響を考慮して大気拡散の計算をする必要がある。
5.1.2(3)a)2) 巻き込みを生じる建屋として，原子炉格
納容器，原子炉建屋，原子炉補助建屋，タービン建屋，コントロ－ル建屋，燃料取り扱い建屋等，原則として放出源の近隣に存在す
るすべての建屋が対象となるが，巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表として相対濃度を算出することは，保守的な結果を与える。
3) 巻き込みを生じる代表的な建屋として，表5.1に示す建屋を選定することは適切である。

表1-1-4 放射性物質の大気拡散の評価条件（3/4）
項 目

評 価 条 件選 定 理 由被ばく評価手法（内規）での記載

5.1.2(3)b)3)ⅰ) 建屋の巻き込みの影響を受ける場合には，中央制御室の属する建屋
表面での濃度は風下距離の依存性は小さくほぼ一様と考えられるので，評価点は厳密に定める必要はない。屋上面を代表とする場合，例えば中央制御室の中心点を評価点とするのは妥当である。

大気拡散
評価地点

（原子炉冷却材喪失）
中央制御室中心 及びサービス建屋入口（主蒸気管破断）
中央制御室中心 及びサービス建屋入口

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定7.2(3) 相対線量D/Qの評価
点は，中央制御室内の中
心，操作盤位置等の代表点とする。室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としてもよい。
7.3.2(5) 相対濃度χ/Qの評
価点は，外気取入れを行う
場合は中央制御室の外気取入口とする。また，外気を遮断する場合は中央制御室の中心点とする。
7.5.1(5)a),7.5.2(5)a) 管理
建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に，15分間滞在するとする。

（原子炉冷却材喪失）
中央制御室
6号炉：6方位
7号炉：9方位入退域
6号炉：4方位
7号炉：4方位着目方位同上（主蒸気管破断）
中央制御室
6号炉：6方位
7号炉：9方位入退域
6号炉：4方位
7号炉：4方位26 条-別添 2-添 1-1-8

5.1.2(3)c)1) 中央制御室の被ばく評価の計算では，代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著である
ことから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのではなく，図5.4に示すように，代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

表1-1-4 放射性物質の大気拡散の評価条件（4/4）
項 目

評 価 条 件

（原子炉冷却材喪失）1,931m2（原子炉建屋，
短手方向）
建物の投影面積（主蒸気管破断）
1,931m2（原子炉建屋，
短手方向）
巻き込みを生じる代表建屋の形
状係数1/2

選 定 理 由被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定同上

26 条-別添 2-添 1-1-9

被ばく評価手法（内規）での記載

5.1.2(3)d)2) 建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要があるので，風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし，対象となる複数の方位の投影面積の中で，最小面積を，すべての方位の計算の入力として共通に適用することは，合理的であり保守的である。
5.1.1(2)b) 形状係数cの値は，特に根拠が示されるもののほかは原則として1/2を用いる。

表1-1-5 相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）
評価点

原
子
炉
冷
却
材
喪
失

中
央
制
御
室

χ／Ｑ
（s/m3）

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

χ／Ｑ（s/m3）

評価距離

中央制御室
中心

中央制御室
中心

サービス
建屋入口

入
退
域
Ｄ／Ｑ
（Gy/Bq）

主
蒸
気
管
破
断

中
央
制
御
室

χ／Ｑ
（s/m3）

Ｄ／Ｑ（Gy/Bq）

χ／Ｑ（s/m3）

サービス
建屋入口

中央制御室
中心

中央制御室
中心

サービス
建屋入口

入
退
域
Ｄ／Ｑ
（Gy/Bq）

サービス
建屋入口

評価方位

相対濃度／相対線量
6号炉（よう素）1.5×10-4（希ガス）1.8×10-4

6号炉
56m
7号炉
79m

6号炉
SE,SSE,S,SSW,SW,
WSW
7号炉
WNW,NW,NNW,N,NNE,
NE,ENE,E,ESE

6号炉
56m
7号炉
79m

6号炉
SE,SSE,S,SSW,SW,
WSW
7号炉
WNW,NW,NNW,N,NNE,
NE,ENE,E,ESE

6号炉
118m
7号炉
134m

6号炉
ESE,SE,SSE,S
7号炉
NE,ENE,E,ESE

6号炉

6号炉
118m
7号炉
134m

6号炉
ESE,SE,SSE,S
7号炉
NE,ENE,E,ESE

6号炉

7号炉
（よう素）2.7×10-4（希ガス）3.0×10-4
6号炉
1.4×10-18
7号炉
2.3×10-18
7.6×10-5
7号炉
7.7×10-5
8.1×10-19
7号炉
8.2×10-19
6号炉（よう素）5.0×10-4（希ガス・ハロゲン）1.0×10-3

6号炉
60m
7号炉
34m

6号炉
SE,SSE,S,SSW,SW,
WSW
7号炉
WNW,NW,NNW,N,NNE,
NE,ENE,E,ESE

6号炉
60m
7号炉
34m

6号炉
SE,SSE,S,SSW,SW,
WSW
7号炉
WNW,NW,NNW,N,NNE,
NE,ENE,E,ESE

6号炉
94m
7号炉
86m

6号炉
ESE,SE,SSE,S
7号炉
NE,ENE,E,ESE

6号炉

6号炉
94m
7号炉
86m

6号炉
ESE,SE,SSE,S
7号炉
NE,ENE,E,ESE

6号炉

26 条-別添 2-添 1-1-10

7号炉（よう素）8.3×10-4（希ガス・ハロゲン）1.7×10-3
6号炉
3.8×10-18
7号炉
6.0×10-18
2.7×10-4
7号炉
3.6×10-4
2.4×10-18
7号炉
2.4×10-18

表1-1-6 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばく評価条件（原子炉冷却材喪失）
項目
線
源
強
度

原子炉建屋内
線源強度分布評価条件
選 定 理 由
表1-6に基づき，以下のとおり評価する。
原子炉建屋内に放出された放射性物質は自由空間内に均一に分布

被ばく評価手法（内規）に示されたとお
り設定

原子炉建屋
同上
遮蔽厚さ

内規での記載6.1(1)c) 二次格納施設内の放射性物
質は自由空間容積に均一に分布するものとする。
7.1.1(1)c)
7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮へい効
果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。

中央制御室
同上

同上

遮蔽厚さ
計
算
モ
デ
ル

（中央制御室内）
評価号炉側壁際
評価点（入退域時）
評価号炉側
サービス建屋入口

同上（直接ガンマ線）
QAD-CGGP2Rコード
計算コード（スカイシャインガンマ線）
ANISN及びG33-GP2Rコード

許認可評価で使用実績あり

26 条-別添 2-添 1-1-11

7.1.1(1)d)
7.1.2(1)d) 線量の評価点は，中央制
御室内の中心，操
作盤位置等の代表点とする。室内の複数点の計算結果
から線量が最大となる点を評価点としてもよい。
6.2(4)a) スカイシャインガンマ線の計算は一回散乱計
算法を用いるものとし，必要に応じて輸送計算コードを適宜組み合わせて用いる。
6.3(3)a) 直接ガンマ線の計算は，点減衰核積分法を用いる。

図1-1-1 6号炉原子炉建屋・中央制御室 遮蔽厚さ

図1-1-2 7号炉原子炉建屋・中央制御室 遮蔽厚さ

26 条-別添 2-添 1-1-12

表1-1-7 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばく評価条件（主蒸気管破断）（1/2）
項目

線
源
強
度

原子炉建屋内
線源強度分布評価条件
選 定 理 由
表1-7に基づき，以下のとおり評価する。

タービン建屋内に放出された放射性物質は自由空間内に均一に分布

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定

タービン建屋
同上
遮蔽厚さ

計
算
モ
デ
ル

内規での記載6.1(2)b) 事故時に主蒸気管破断口からタービン建屋内に放出された放射性物質は，全量がタービン建屋から漏えいすることな
く，タービン建屋の自由空間容積に均一に分布するものとする。このタービン建屋内の放射性物質を直接ガンマ線及びスカイ
シャインガンマ線の線源とする。
7.1.1(3)c)
7.1.2(3)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮へい効
果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。

中央制御室遮同上

同上

同上

7.1.1(3)d)
7.1.2(3)d) 線量の評価点は，中央制
御室内の中心，操
作盤位置等の代表点とする。室内の複数点の計算結果
から線量が最大となる点を評価点としてもよい。

蔽厚さ（中央制御室内）
評価号炉側壁際
評価点（入退域時）
評価号炉側
サービス建屋入口

26 条-別添 2-添 1-1-13

表1-1-7 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばく評価条件（主蒸気管破断）（2/2）
項目

計
算
モ
デ
ル

評価条件
選 定 理 由
表1-7に基づき，以下のとおり評価する。

（直接ガンマ線）
QAD-CGGP2Rコード
計算コード（スカイシャインガンマ線）
ANISN及びG33-GP2Rコード

許認可評価で使用実績あり

26 条-別添 2-添 1-1-14

内規での記載6.2(4)a) スカイシャインガンマ線の計算は一回散乱計
算法を用いるものとし，必要に応じて輸送計算コードを適宜組み合わせて用いる。
6.3(3)a) 直接ガンマ線の計算は，点減衰核積分法を用いる。

図 1-1-3

6 号炉タービン建屋・中央制御室 遮蔽厚さ

図 1-1-4

7 号炉タービン建屋・中央制御室 遮蔽厚さ

26 条-別添 2-添 1-1-15

表1-1-8 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる建物内の積算線源強度（原子炉冷却材喪失）（6号及び7号炉共通）
代表エネルギー(MeV)

エネルギー範囲(MeV)

原子炉格納容器内
積算線源強度(Photons)

代表エネルギー(MeV)

エネルギー範囲(MeV)

原子炉格納容器内
積算線源強度(Photons)

17

1.5

1.34＜ E≦1.5

6.0×1015

1.66

1.5＜ E≦1.66

5.2×1017

2.0

1.66＜ E≦2.0

1.2×1014

2.5

2.0＜ E≦2.5

3.0×100

3.0

2.5＜ E≦3.0

1.1×100

3.5

3.0＜ E≦3.5

3.0×100

4.0

3.5＜ E≦4.0

0.0×1019

0.01

E≦0.01

1.2×100.02

0.01＜ E≦0.02

3.2×100.03

0.02＜ E≦0.03

6.6×100.045

0.03＜ E≦0.045

9.7×100.06

0.045＜ E≦0.06

0.0×100.07

0.06＜ E≦0.07

0.0×100.075

0.07＜ E≦0.075

0.0×100.10

0.075＜ E≦0.10

7.9×1021

4.5

4.0＜ E≦4.5

0.0×100.15

0.10＜ E≦0.15

1.4×1018

5.0

4.5＜ E≦5.0

0.0×100.20

0.15＜ E≦0.20

5.1×1019

5.5

5.0＜ E≦5.5

0.0×100.30

0.20＜ E≦0.30

5.0×1020

6.0

5.5＜ E≦6.0

0.0×100.40

0.30＜ E≦0.40

7.4×1020

6.5

6.0＜ E≦6.5

0.0×100.45

0.40＜ E≦0.45

1.5×1019

7.0

6.5＜ E≦7.0

0.0×100.51

0.45＜ E≦0.51

3.3×1019

7.5

7.0＜ E≦7.5

0.0×100.512

0.51＜ E≦0.512

1.9×1018

8.0

7.5＜ E≦8.0

0.0×100.6

0.512＜ E≦0.6

1.9×1020

10.0

8.0＜ E≦10.0

0.0×100.7

0.6＜ E≦0.7

7.4×1020

12.0

10.0＜ E≦12.0

0.0×100.8

0.7＜ E≦0.8

4.6×1020

14.0

12.0＜ E≦14.0

0.0×101.0

0.8＜ E≦1.0

1.6×1020

20.0

14.0＜ E≦20.0

0.0×101.33

1.0＜ E≦1.33

6.9×1019

30.0

20.0＜ E≦30.0

0.0×101.34

1.33＜ E≦1.34

5.2×1016

50.0

30.0＜ E≦50.0

0.0×1026 条-別添 2-添 1-1-16

18
19
19

18
16
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

表1-1-9 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる建物内の積算線源強度（主蒸気管破断）（6号及び7号炉共通）
代表エネルギー(MeV)

エネルギー範囲(MeV)

原子炉格納容器内
積算線源強度(Photons)

代表エネルギー(MeV)

エネルギー範囲(MeV)

原子炉格納容器内
積算線源強度(Photons)

14

1.5

1.34＜ E≦1.5

3.8×1013

1.66

1.5＜ E≦1.66

5.2×1014

2.0

1.66＜ E≦2.0

6.1×1016

2.5

2.0＜ E≦2.5

2.1×100

3.0

2.5＜ E≦3.0

1.5×100

3.5

3.0＜ E≦3.5

6.9×100

4.0

3.5＜ E≦4.0

2.1×1017

4.5

4.0＜ E≦4.5

7.8×1017

5.0

4.5＜ E≦5.0

0.0×1017

5.5

5.0＜ E≦5.5

0.0×1017

6.0

5.5＜ E≦6.0

0.0×1017

6.5

6.0＜ E≦6.5

0.0×1015

7.0

6.5＜ E≦7.0

0.0×1015

7.5

7.0＜ E≦7.5

0.0×1015

8.0

7.5＜ E≦8.0

0.0×1016

10.0

8.0＜ E≦10.0

0.0×1016

12.0

10.0＜ E≦12.0

0.0×1016

14.0

12.0＜ E≦14.0

0.0×1016

20.0

14.0＜ E≦20.0

0.0×1016

30.0

20.0＜ E≦30.0

0.0×1013

50.0

30.0＜ E≦50.0

0.0×100.01

E≦0.01

1.5×100.02

0.01＜ E≦0.02

1.3×100.03

0.02＜ E≦0.03

6.0×100.045

0.03＜ E≦0.045

1.5×100.06

0.045＜ E≦0.06

0.0×100.07

0.06＜ E≦0.07

0.0×100.075

0.07＜ E≦0.075

0.0×100.10

0.075＜ E≦0.10

9.4×100.15

0.10＜ E≦0.15

2.4×100.20

0.15＜ E≦0.20

2.5×100.30

0.20＜ E≦0.30

2.0×100.40

0.30＜ E≦0.40

3.8×100.45

0.40＜ E≦0.45

8.3×100.51

0.45＜ E≦0.51

2.4×100.512

0.51＜ E≦0.512

1.1×100.6

0.512＜ E≦0.6

6.5×100.7

0.6＜ E≦0.7

4.6×100.8

0.7＜ E≦0.8

4.8×101.0

0.8＜ E≦1.0

2.0×101.33

1.0＜ E≦1.33

2.0×101.34

1.33＜ E≦1.34

8.5×1026 条-別添 2-添 1-1-17

15
15
15
16

15
13
13
11
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

表 1-1-10 防 護 措 置 の 条 件 （ 1/2）
評 価 条 件項 目

中央制御室換
気空調系

6 号炉

7 号炉

(0～ 15分 )
6号 炉
通常運転
7号 炉
通常運転

(0～ 15分 )
6号 炉
通常運転
7号 炉
通常運転

(15分 ～ )
6号 炉
少量外気
取入※
7号 炉
停止

(15分 ～ )
6号 炉
停止
7号 炉
少量外気
取入※

選 定 理 由被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定

7.3.2(6) 中 央 制 御 室 の自動隔離を期待する場合には，その起動信号を明確にするとともに隔離に要する時間を見込む。また，隔離のために手動操作が必要な場合には，隔離に要する時間に加えて運転員が事故を検知してから操作を開始するまで
10分 以 上 の 時 間 的 余 裕 を見込んで計算する。

7.3.2(7)b) 中 央 制 御 室 に相当する区画の容積は，中20,800m
央制御室バウンダリ内体積（容積）とする。
2.定 義 b) 別 添 の 「 原 子力発電所の中央制御室の空試 験 結 果 （ 0.3 気 流 入 率 測 定 試 験 手 法 」 に
中央制御室バ
10,400m 3 /h回 /h） を 基 に 余
ウンダリへの（空気流入率おいて定められた空気流入裕を見込んだ値
空気流入量
0.5回 /h）率に，中央制御室バウンダとして設定
リ内体積（容積）を乗じたものである。
※ 少量外気取入時には排風機を使用するが，排風機は定格風量でのみ運転可能な設備であり，風量バランスはあらかじめ設定しているダンパ開度によって調整することから，排風機によって過剰な空気流入を発生させることはない。
なお，風量バランス，ダンパ開度については試験によって確認を行っている。
中央制御室換気空調系処理
空間容積3

設計値を基に設定

26 条-別添 2-添 1-1-18

表 1-1-10 防 護 措 置 の 条 件 （ 2/2）
評 価 条 件項 目
6 号炉

チャコール・
フィルタの除去効率

選 定 理 由被ばく評価手法（内規）での記載

設計値を基に設定

7.3.2(3) 中 央 制 御 室 換 気系フィルタの効率は，設計値又は管理値を用いる。

7 号炉

90％

マスクによる
防護係数

考慮しない

－

交替要員の考慮

5直 2交 替

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定

26 条-別添 2-添 1-1-19

7.3.3(3) 被 ば く 低 減 方 策として，防護マスク着用による放射性よう素の吸入による内部被ばくの低減をはかる場合には，その効果及び運用条件を適切に示して評価に反映してもよい。
7.（ 3） 運 転 員 の 勤 務 状 態については，平常時の直交替を基に設定する。ただし，直交替の設定を平常時のものから変更する場合，事故時マニュアル等に当該の運用を記載することが前提である。

1-2 居住性評価に用いた気象資料の代表性について

柏 崎 刈 羽 原 子 力 発 電 所 敷 地 内 に お い て 観 測 し た 1985 年 10 月 か ら 1986 年 ９月までの１年間の気象データを用いて評価を行うに当たり，当該１年間の気象データが長期間の気象状態を代表しているかどうかの検討をＦ分布検定により実施した。
以下に検定方法及び検討結果を示す。

1.

検定方法

(1)

検定に用いた観測データ
気 象 資 料 の 代 表 性 を 確 認 す る に 当 た っ て は ，通 常 は 被 ば く 評 価 上 重 要 な
排 気筒 高 風 を 用い て 検 定す る も の の，被 ば く評 価 で は 保守 的 に 地上 風 を 使
用 す る こ と も あ る こ と か ら ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 8 5 ｍ の 観 測 デー タ に 加 え ， 参 考 と し て 標 高 20ｍ の 観 測 デ ー タ を 用 い て 検 定 を 行 っ た 。

(2)

データ統計期間
統 計 年 ： 2004 年 04 月 ～ 2013 年 03 月
検 定 年 ： 1985 年 10 月 ～ 1986 年 09 月

(3)

検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順に従って検定を行った。

2.

検定結果
検 定 の 結 果 ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 8 5 ｍ の 観 測 デ ー タ に つ い て は ，有 意 水 準 ５ ％ で 棄 却 さ れ た の は ３ 項 目（ 風 向：E ，S S E ，風 速 階 級：5 . 5 ～ 6 . 4 m / s ）であった。
棄 却 さ れ た ３ 項 目 の う ち ， 風 向 （ E， SSE） に つ い て は い ず れ も 海 側 に 向 かう 風 で あ る こ と 及 び 風 速（ 5 . 5 ～ 6 . 4 m / s ）に つ い て は ，棄 却 限 界 を わ ず か に 超えた程度であることから，評価に使用している気象データは，長期間の気象状態を代表しているものと判断した。
な お ，標 高 20ｍ の 観 測 デ ー タ に つ い て は ，有 意 水 準 ５ ％ で 棄 却 さ れ た の は
1 1 項 目 で あ っ た も の の ，排 気 筒 高 さ 付 近 を 代 表 す る 標 高 8 5 ｍ の 観 測 デ ー タ に
26 条-別添 2-添 1-2-1

より代表性は確認できていることから，当該データの使用には特段の問題はないものと判断した。
検 定 結 果 を 表 1-2-1 か ら 表 1-2-4 に 示 す 。

26 条-別添 2-添 1-2-2

統計
年

2004

2005

2006

風向
N
NNE
NE
ENE
E
ESE
SE
SSE
S
SSW
SW
WSW
W
WNW
NW
NNW
CALM

5.69 5.93 6.42
2.37 2.67 2.64
3.72 3.22 2.93
4.01 3.08 3.35
5.00 4.09 4.96
9.57 7.00 8.17
12.55 11.46 15.22
9.61 10.11 11.19
3.94 5.28 4.47
2.77 3.13 2.26
6.53 5.31 2.40
7.34 6.87 5.49
6.83 6.61 7.40
7.98 7.58 9.82
7.25 11.76 8.16
4.37 5.38 4.54
0.47 0.53 0.58

表 1-2-1 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
判定
棄却限界
検定
○採
平均
2007 2008 2009 2010 2011 2012
年
択
値
上限
下限
1985
×棄
却
6.24 6.96 7.84 4.80 5.14 6.46 6.16 5.73 8.40 3.93○
2.52 2.71 2.71 1.81 2.64 2.59 2.52 2.05 3.21 1.82○
2.63 2.78 3.67 2.67 2.58 1.80 2.89 1.91 4.33 1.44○
3.21 3.41 3.89 2.26 3.21 2.67 3.23 2.80 4.55 1.91○
4.36 4.91 4.24 4.05 4.77 3.46 4.43 5.73 5.70 3.15
×7.24 7.57 6.22 5.91 6.72 6.61 7.22 9.16 9.93 4.52○
14.10 16.82 14.55 14.59 16.25 16.02 14.62 15.18 18.86 10.38○
11.20 10.09 12.53 13.86 12.30 11.71 11.40 7.24 14.71 8.08
×
4.64 3.53 4.94 5.03 4.38 4.19 4.49 4.26 5.84 3.14○
2.75 2.23 2.74 2.40 2.33 2.10 2.52 2.09 3.34 1.70○
3.02 2.64 2.71 3.47 2.66 2.59 3.48 3.00 7.00 0.00○
6.14 4.57 4.82 5.57 5.09 4.89 5.64 6.90 7.98 3.31○
7.14 7.03 6.69 7.91 6.47 6.30 6.93 6.96 8.15 5.71○
9.34 9.38 7.14 8.94 7.54 9.23 8.55 9.82 10.95 6.15○
9.98 10.21 8.06 10.81 11.02 12.59 9.98 10.97 14.38 5.58○
4.59 4.37 4.94 5.46 6.03 5.81 5.05 5.30 6.60 3.51○
0.89 0.80 2.31 0.47 0.86 1.00 0.88 0.91 2.26 0.00○
26 条-別添 2-添 1-2-3

統計年

表 1-2-2 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
判定
棄却限界
検定
○採
平均
2007 2008 2009 2010 2011 2012
年
択
値
上限
下限
1985
×棄
却

2004

2005

2006

0.0～0.4

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

○

0.5～1.4

4.75

5.71

6.03

7.32

7.90

6.85

7.07

6.46

7.24

6.59

6.92

8.94

4.24

○

1.5～2.4 11.41 11.40 12.47 13.01 12.69 12.88 12.03 12.79 12.87 12.40 11.37 13.93 10.86○

2.5～3.4 13.48 14.54 16.18 15.98 15.91 15.58 14.65 14.25 13.59 14.91 15.33 17.43 12.38○

3.5～4.4 13.37 13.96 14.49 14.81 13.94 13.26 14.43 14.30 12.81 13.93 14.83 15.53 12.33○

4.5～5.4 13.08 11.42 13.71 12.68 11.37 11.06 12.54 12.17 10.20 12.03 11.51 14.71

9.35

○

5.5～6.4

9.70

9.33

9.65

9.03

9.22

9.13

8.88

9.14

8.85

9.22

8.38

9.95

8.48

×

6.5～7.4

6.83

6.47

5.78

5.13

6.33

7.48

6.02

6.47

6.48

6.33

6.12

7.93

4.73

○

7.5～8.4

3.93

4.15

3.58

3.49

4.32

4.47

4.07

4.43

4.40

4.09

4.41

4.98

3.21

○

8.5～9.4

2.88

2.99

2.67

2.53

2.62

3.73

2.25

2.94

3.35

2.88

3.16

3.97

1.80

○

9.5 以上20.11 19.50 14.87 15.12 14.90 13.26 17.59 16.18 19.20 16.75 17.07 22.68 10.81

○

風速
(m/s)

26 条-別添 2-添 1-2-4

統計
年

2004

2005

2006

風向
N
NNE
NE
ENE
E
ESE
SE
SSE
S
SSW
SW
WSW
W
WNW
NW
NNW
CALM

6.69 6.51 7.04
1.16 1.25 1.61
2.05 2.04 2.54
2.23 1.98 2.39
7.67 7.29 8.01
11.24 9.56 9.53
16.89 17.03 19.17
2.90 2.67 2.73
2.80 2.94 3.00
1.25 1.43 1.12
2.56 3.19 2.76
7.22 6.41 5.70
8.17 9.30 10.30
8.14 9.96 7.98
8.73 9.09 6.53
3.74 3.60 2.70
6.55 5.75 6.88

表 1-2-3 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
判定
棄却限界
検定
○採
平均
2007 2008 2009 2010 2011 2012
年
択
値
上限
下限
1985
×棄
却
7.31 7.68 7.57 4.58 6.12 6.88 6.71 7.29 9.00 4.42○
1.52 1.46 2.26 1.08 1.82 1.37 1.50 1.83 2.39 0.62○
2.44 2.71 2.92 2.23 2.69 1.85 2.38 1.76 3.27 1.50○
1.87 2.22 2.69 2.21 2.87 2.03 2.28 3.37 3.07 1.48
×
7.76 9.52 10.10 9.25 9.08 9.49 8.68 5.30 11.13 6.24
×8.74 8.87 8.91 9.27 9.60 10.55 9.59 12.40 11.60 7.58
×18.62 16.29 14.20 16.10 13.36 12.51 16.02 14.47 21.54 10.49○
2.69 2.52 1.89 2.46 2.57 1.89 2.48 5.59 3.35 1.61
×2.92 2.33 2.22 2.56 2.82 2.54 2.68 2.56 3.37 2.00○
1.48 1.12 1.12 1.54 1.66 1.21 1.33 1.85 1.82 0.83
×3.57 2.81 2.86 3.23 3.19 2.97 3.02 2.93 3.76 2.27○
5.69 5.24 5.80 5.88 5.30 5.25 5.83 6.56 7.39 4.28○
9.31 9.11 8.53 10.63 7.79 8.87 9.11 8.66 11.35 6.87○
7.75 8.04 7.21 8.33 7.40 9.02 8.20 9.11 10.25 6.15○
8.78 8.31 7.85 8.26 9.57 10.52 8.63 8.56 11.34 5.92○
2.37 2.60 3.72 4.27 3.76 3.60 3.38 4.31 4.95 1.80○
7.16 9.17 10.14 8.11 10.41 9.43 8.18 3.45 12.27 4.09
×
26 条-別添 2-添 1-2-5

統計
年
風速
(m/s)
0.0～0.4

2004

2005

2006

6.55

5.75

6.88

表 1-2-4 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（％）
判定
棄却限界
検定
○採
平均
2007 2008 2009 2010 2011 2012年
択値
1985 上限 下限
×棄
却
7.16

9.17 10.14

8.11 10.41

9.43

3.45 12.27

4.09

×

0.5～1.4 44.91 45.66 49.32 47.96 47.40 47.44 48.83 49.05 46.74 47.48 28.26 51.17 43.80

×1.5～2.4 16.53 15.25 16.39 15.74 16.31 15.49 15.64 13.87 14.91 15.57 30.49 17.60 13.53

×2.5～3.4

7.82

8.12

7.90

8.26

8.39

8.26

7.15

8.02

7.74

7.96 10.11

8.87

7.05

×

3.5～4.4

4.93

6.14

4.78

4.98

4.44

5.04

4.55

5.68

5.27

5.09

6.12

6.41

3.77

○

4.5～5.4

4.74

4.30

3.34

3.96

3.60

3.55

3.80

4.39

4.43

4.01

4.34

5.17

2.86

○

5.5～6.4

3.65

3.58

2.93

3.55

2.77

2.77

3.57

3.31

3.27

3.27

4.00

4.14

2.40

○

6.5～7.4

3.67

3.67

2.75

3.29

2.27

1.99

2.90

2.54

2.86

2.88

3.16

4.30

1.47

○

7.5～8.4

3.06

3.08

1.95

2.40

2.13

1.89

2.45

1.51

2.30

2.31

3.21

3.57

1.04

○

8.5～9.4

1.85

1.97

1.17

1.39

1.75

1.43

1.52

0.66

1.36

1.46

2.39

2.41

0.50

○

9.5 以上

2.28

2.47

2.59

1.32

1.75

2.00

1.48

0.56

1.69

1.79

4.47

3.34

0.25

×

26 条-別添 2-添 1-2-6

8.18

（補足）線量評価に用いる大気拡散評価

線量評価に用いる大気拡散の評価は，実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さ
い値から順に並べて整理し，累積出現頻度97％に当たる値としている。また，着目方位は，図12-1～図1-2-8に示すとおり，建屋による拡がりの影響を考慮し，複数方位を対象としている。

図1-2-1 6号炉原子炉冷却材喪失時の評価対象方位の選定（放出点：6号炉主排気筒，評価点：中央制御室中心）

26 条-別添 2-添 1-2-7

図1-2-2 6号炉原子炉冷却材喪失時の評価対象方位の選定（放出点：6号炉主排気筒，評価点：サービス建屋入口）

26 条-別添 2-添 1-2-8

図1-2-3 7号炉原子炉冷却材喪失時の評価対象方位の選定（放出点：7号炉主排気筒，評価点：中央制御室中心）

26 条-別添 2-添 1-2-9図1-2-4 7号炉原子炉冷却材喪失時の評価対象方位の選定（放出点：7号炉主排気筒，評価点：サービス建屋入口）

26 条-別添 2-添 1-2-10図1-2-5 6号炉主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：6号炉原子炉建屋ブローアウトパネル，評価点：中央制御室中心）

26 条-別添 2-添 1-2-11

図1-2-6 6号炉主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：6号炉原子炉建屋ブローアウトパネル，評価点：サービス建屋入口）

26 条-別添 2-添 1-2-12図1-2-7 7号炉主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：7号炉原子炉建屋ブローアウトパネル，評価点：中央制御室中心）

26 条-別添 2-添 1-2-13

図1-2-8 7号炉主蒸気管破断時の評価対象方位の選定（放出点：7号炉原子炉建屋ブローアウトパネル，評価点：サービス建屋入口）

26 条-別添 2-添 1-2-14

1-3 空気流入率試験結果について
被ばく評価手法（内規）の別添資料「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定試験手法」に基づき、柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉中央制御室について平成22年3月に試験を実施した結果、空気流入率は最大で0.30回／ｈ（±0.0063（95％信頼限界値））である。試験結果の詳細を以下に示す。
表1-3-1 空気流入率試験結果
項目

内容

試験日程

平成22年3月16日～平成22年3月17日（6号炉運転中，7号炉運転中）試験の特徴

柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉中央制御室

均一化の程度

試験手法

系統

トレーサガス濃度測定値の場所によるバラツキ：（測定値－平均値）／平均値（％）

A系-9.3～9.5%

B系-9.7～9.6%

全サンプリング点による試験手法
内容

適用条件

試験結果

特記事項

適用

備考

トレーサガス濃度測定値のバラツキが平均値の±10%以内か○

決定係数R2が0.90以上であること。

－＊均一化の目安を満足している①中央制御室の空気流入率が，別区画に比べて小さいこと。

－※1②特異点の除外が，１時点の全測定データ個数の10%以内であること。

－＊特異点の除外はない③中央制御室以外の空気流入率が大きい区画に，立入規制等の管理的措置を各種マニュアル等に明記し，運転員へ周知すること。

－＊特定の区画を除外せず，全ての区画を包含するリーク率で評価している系統

空気流入率（±以下は95％信頼限界値）

決定係数R2

A系

0.30回／h （±0.0063）－

B系

0.25回／h （±0.0057）－※１ 下部中央制御室も中央制御室と見なした。

26 条-別添 2-添 1-3-1

1-4 運転員の交替について
運転員の交替を考慮した中央制御室の居住性（設計基準）を評価するにあたり，平常時の直交替である5直2交替を考慮した。直交替サイクルを表
1-4-1に，評価期間30日間の直交替スケジュールを表1-4-2に示す。なお，表1-4-2においては，Ａ班が訓練明けの１直に入った際に事故が発生したと仮定している。

表1-4-1 直交替サイクル
1直2直中央制御室の滞在時間
8：30～21：25（12時間55分）
21：00～8：55（11時間55分）

表1-4-2 直交替スケジュール（①：１直，②：２直）
Ａ班
Ｂ班
Ｃ班
Ｄ班
Ｅ班

1
①

2
①

3
②
①

②

②

4
②
①

5

②
①

6

②
①

7

②
①

8

②
①

9
①

②

10
①

11
②
①

12
②
①

13

14

②

②

①

①

②

15

②
①

16

②
①

17
①

②

18
①

②

19
②
①

20
②
①

21

22

②
①

②
①

23

②

②

①

①

Ａ班の最初の入域もカウントし，30日間の中央制御室滞在時間及び入退域滞在時間の最大値を評価すると，Ａ班の中央制御室滞在時間：198時間40分（1直8回＋2直8回）
入 退 域 滞 在 時 間： 8時間 0分（入退域数32回，１回あたり15分）
が最大となる。

26 条-別添 2-添 1-4-1

24

25
①

②

26
①

②

27
②
①

28
②
①

29

30

②
①

②
①

1-5 内規※1との整合性について
原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）3. 評価項目（評価の手順，判断基準含む）
3.1 想定事故(1) 想定事故の種類
原子炉施設の構造，特性及び安全上の諸対策から，放射性物質の放出の拡大の可能性のある事故の態様として，原子炉格納容器内放出と原子炉格納容器外放出の2種類を考える【解説3.1】。
a) BWR型原子炉施設の原子炉格納容器内放出は原子炉冷却材喪失，原子炉格納容器外放出は主蒸
気管破断とする。
b) PWR型原子炉施設の原子炉格納容器内放出は原子炉冷却材喪失，原子炉格納容器外放出は蒸気発生器伝熱管破損とする。
c) 原子炉格納容器内放出及び原子炉格納容器外放出は，一方の事故で包含できる場合は，いずれかで代表してもよい。

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

3.1(1) →内規のとおり

3.1(1)a) 柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉はBWR型原子炉施設なので，原子炉格納容器内放出は原子炉冷却材喪失，原子炉格納容器
外放出は主蒸気管破断として評価する。

3.2 →内規のとおり
3.2 評価項目(1) 被ばく経路
中央制御室内及び入退域時において，次の被ばく経路による被ばくを評価する（図3.1）。
a) 中央制御室内での被ばく評価
1) 建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
建屋に存在する放射性物質から放射されるガンマ線による中央制御室内での被ばくを，次の二つの経路を対象にして計算する。
- 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部被ばく- 建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく
2) 大気中へ放出された放射性物質による被ばく
大気中へ放出された放射性物質から放射されるガンマ線による被ばくを計算する。
3) 外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく
中央制御室内へ取り込まれた放射性物質による被ばくを，次の二つの被ばく経路を対象にして計算する。
- 中央制御室内へ外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく- 中央制御室内へ外気から取り込まれた放射性物質からのガンマ線による外部被ばくb) 入退域時の被ばく評価
4) 建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
建屋に存在する放射性物質から放射されるガンマ線による入退域時の被ばくを，次の二つの経路を対象にして計算する。
- 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部被ばく- 建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

26 条-別添 2-添 1-5-1

3.2(1)a)1) 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による中央制御室内での外部被ばく線量を評価している。
3.2(1)a)2) 大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による
中央制御室での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に大気拡散効果と中央制御室の壁によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価している。
3.2(1)a)3) 事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から中央制御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく及びガンマ線による外部
被ばくの和として実効線量を評価している。
3.2(1)b)4) 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による入退域時の外部被ばく線量を評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5) 大気中へ放出された放射性物質による被ばく
大気中へ放出された放射性物質による入退域時の被ばくを，次の二つの被ばく経路を対象にして計算する。
- 大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による内部被ばく- 大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による外部被ばく(2) 評価の手順
評価の手順を図3.2に示す。
a) 大気中への放出量の計算及び放射性物質の施設内分布
想定事故に対して，大気中への放射性物質放出量を計算する。また，放射性物質の施設内の存在量分布を計算する。（「4.大気中への放出量の評価」）
b) 原子炉施設周辺の気象データを用いて，大気拡散を計算して相対濃度及び相対線量を計算する。（「5.大気拡散の評価」）
c) 放射性物質の施設内の存在量分布から建屋内の線源強度を計算する。（「6.建屋からのスカ
イシャインガンマ線及び直接ガンマ線の評価」）
d) 中央制御室室内での運転員の被ばくを計算する。
1) 前項c)の結果を用いて，建屋内の放射性物質からのガンマ線（スカイシャインガンマ線，
直接ガンマ線）による被ばくを計算する。（「7.1建屋内の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく」）
2) 前項a)及びb)の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物質による被ばくを計算する。
（「7.2大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく」）
3) 前項a)及びb)の結果を用いて，中央制御室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（ガンマ線及び吸入摂取）を計算する。（「7.3室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく」）e) 入退域時の運転員の被ばくを計算する。
1) 前項c)の結果を用いて，建屋に存在する放射性物質から放射されるガンマ線（スカイシャ
インガンマ線，直接ガンマ線）による被ばくを計算する。（「7.4建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく」）
2) 前項a)及びb)の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物質による被ばく（ガンマ線及び吸入摂取）を計算する。（「7.5大気中へ放出された放射性物質による入退域時の被ばく」）
f) 文書化
評価条件及び評価結果を文書化する。
g) 評価の手順のa)からc)までのうち，b)は他の評価と並列に進めてもよい。またd)及びe)は，
並列に進めてもよい。

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
3.2(1)b)5) 大気中へ放出された放射性物質からの吸入摂取による
内部被ばく線量及びガンマ線による外部被ばく線量を評価している。

3.2(2)a) 想定事故に対して，大気中への放出量及び放射性物質の施設内の存在量分布を評価している。
3.2(2)b) 原子炉施設周辺の気象データを用いて，大気拡散を計算
して相対濃度及び相対線量を評価している。
3.2(2)c) 放射性物質の施設内の存在量分布から建屋内の線源強度を評価している。
3.2(2)d)1) 前項c)の結果を用いて，建屋内の放射性物質からのガンマ線（スカイシャインガンマ線，直接ガンマ線）による被ばくを評価している。
3.2(2)d)2) 前項a)及びb)の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物質による被ばくを評価している。
3.2(2)d)3) 前項a)及びb)の結果を用いて，中央制御室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（ガンマ線及び吸入摂取）を評価している。
3.2(2)e)1) 前項c)の結果を用いて，建屋内に存在する放射性物質から放射されるガンマ線（スカイシャインガンマ線，直接ガンマ線）による被ばくを評価している。
3.2(2)e)2) 前項a)及びb)の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物質による被ばく（ガンマ線及び吸入摂取）を評価している。
3.2(2)f) 評価条件及び評価結果を文書化し，資料としてまとめている。
3.2(2)g) 評価手順のa)からc)までのうち，b)は他の評価と並列に進めている。また，d)及びe)は，並列に進めている。

26 条-別添 2-添 1-5-2

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）3.3 判断基準「3.1想定事故」に対して，「3.2評価項目」の(1)a)中央制御室内での被ばく評価及び(1)b)入退域時の被ばく評価で計算した線量の合計値が，次の判断基準を満足すること。
- 1人あたりの被ばく経路ごとの実効線量の合算値が，100mSvを超えない（参1）【解説3.2】。

図3.1 中央制御室居住性に係る被ばく経路

図3.2 評価の手順

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
3.3 →内規のとおり「1人あたりの被ばく経路ごとの実効線量の合算値が，100mSvを超えない」ことを満足していることを確認している。

→図3.1のとおり被ばく経路を考慮している。

→図3.2のとおり評価の手順に従って評価している。

26 条-別添 2-添 1-5-3

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）4. 大気中への放出量の評価
4.1 BWR型原子炉施設
原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とする。原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方の事故で包絡できる場合は，いずれかで代表してもよい。
4.1.1 原子炉冷却材喪失(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していたとする【解説4.1】。
(2) 大気中への放出量の計算
a) 希ガスは図4.1，よう素は図4.2に示す放出経路で大気中へ放出されるとする。
b) 事象発生後，原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量は，炉心内蓄積量に対して希ガ
ス100％，よう素50％の割合とする。
c) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，有機よう素は10％とし，残りの90％は無機よう素とする。
d) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，無機よう素は，50％が原子炉格納容器内及び同容器内の機器等に沈着し，原子炉格納容器からの漏えいに寄与しないとする。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。
e) サプレッションプール水に無機よう素が溶解する割合は，分配係数で100とする。有機よう
素及び希ガスは，この効果を無視する。
f) 希ガス及びよう素は，原子炉格納容器からの漏えいを計算する。原子炉格納容器からの漏えいは，原子炉格納容器の設計漏えい率及び原子炉格納容器内の圧力に対応した漏えい率に余裕を見込んだ値とする。
g) 原子炉建屋の非常用換気系等(フィルタを含む。)は，起動するまでの十分な時間的余裕を見込む。非常用換気系等の容量は，設計で定められた値とする。フィルタのよう素除去効率は設計値に余裕を見込んだ値とする【解説4.2】。原子炉建屋における沈着による放射性物質の除去効果は無視し，自然崩壊のみを考える。
h) ECCSが再循環モードで運転され，原子炉格納容器内の水が原子炉格納容器外に導かれる場合には，原子炉格納容器外において設計漏えい率に余裕を見込んだ漏えい率での再循環水の漏えいがあると仮定する。再循環水中には，事象発生直後，よう素の炉心内蓄積量の50％が溶解するとし，ECCSの再循環系から原子炉建屋に漏えいしたよう素の気相への移行率は5％，
原子炉建屋内でのよう素の沈着率は50％と仮定する。
i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内非常用ガス処理
系で処理された後，排気筒を経由して環境に放出されるとする。

26 条-別添 2-添 1-5-4

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
4.1 →内規のとおり
4.1.1 →内規のとおり
4.1.1(1) 定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していた炉心を評価対象炉心としている。
4.1.1(2)a) 希ガスは図4.1，よう素は図4.2に示される放出経路で大気中へ放出されるとして評価している。
4.1.1(2)b) 事象発生後，原子炉格納容器内に放出される放射性物
質の量は，炉心内蓄積量に対して希ガス100％，よう素50％の割合として評価している。
4.1.1(2)c) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，有機よう素は10％とし，残りの90％は無機よう素として評価している。
4.1.1(2)d) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，無機よう素は，50％が原子炉格納容器内及び同容器内の機器等に沈着し，原子炉格納容器からの漏えいに寄与しないとして評価している。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視して評価している。
4.1.1(2)e) サプレッションプール水に無機よう素が溶解する割合
は，分配係数で100として評価している。有機よう素及び希ガス
は，この効果を無視して評価している。
4.1.1(2)f) 希ガス及びよう素は，原子炉格納容器からの漏えいを評価している。原子炉格納容器からの漏えいは，原子炉格納容器の設計漏えい率及び原子炉格納容器内の圧力に対応した漏えい率に余裕を見込んだ値として評価している。
4.1.1(2)g) 原子炉建屋の非常用ガス処理系は，起動信号により瞬時に起動するものとして評価している。非常用ガス処理系の容量は，設計で定められた値として評価している。フィルタのよう素除去効率は設計値に余裕を見込んだ値として評価している。原子炉建屋における沈着による放射性物質の除去効果は無視し，自然崩壊のみを考慮し評価している。
4.1.1(2)h) 非常用炉心冷却系によりサプレッションプール水が原
子炉格納容器外に導かれるが，原子炉格納容器外における漏えい
は，原子炉格納容器の漏えいに比べ小さいことから，評価を省略している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした放射性物質は，非常用ガス処理系で処理された後，主排気筒を経由して環境に放出されるとして評価している。

図4.1 原子炉冷却材喪失の希ガスの放出経路（BWR型原子炉施設）→図4.1の放出経路で希ガスを評価している。

図4.2 原子炉冷却材喪失のよう素の放出経路（BWR型原子炉施設）→図4.2の放出経路でよう素を評価している。

26 条-別添 2-添 1-5-5

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）4.1.2 主蒸気管破断(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していたとする【解説4.1】。
(2) 原子炉の出力運転中に，主蒸気管1本が，原子炉格納容器外で瞬時に両端破断すると仮定する。
(3) 主蒸気隔離弁は，設計上の最大の動作遅れ時間及び閉止時間で全閉する。
(4) 原子炉冷却材の流出流量の計算に当たっては，流量制限器の機能を考慮することができる。
ただし，主蒸気隔離弁の部分において臨界流が発生するまでは，弁による流量制限の効果は考えない。
(5) 事象発生と同時に，外部電源は喪失すると仮定する。
(6) 事象故発生後，原子炉圧力は，長時間，逃がし安全弁の設定圧に保たれる。
(7) 大気中への放出量の計算
a) 希ガスは図4.3，ハロゲン等は図4.4に示す放出経路で大気中へ放出されるとする。
b) 事象発生前の原子炉冷却材中の放射性物質の濃度は，運転上許容されるI-131の最大濃度に相当する濃度とし，その組成は拡散組成とする。蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の1/50とする。
c) 原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追加放出量を，I-131は先行炉等での実測データに基づく値に安全余裕を見込んだ値とし，その他の放射性物質はその組成を平衡組成として求める。希ガスはよう素の2倍の放出量とする。
d) 主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒からの放射性物質の追加放出割合は，主蒸気隔離弁閉止前の原
子炉圧力の低下割合に比例するとし，追加放出された放射性物質の1％が破断口から放出する。
e) 主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの放射性物質の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に，これらすべての放射性物質が瞬時に原子炉冷却材中へ放出する。
f) 燃料棒から放出されたよう素のうち，有機よう素は10％とし，残りの90％は無機よう素とする。有機よう素のうち10％は瞬時に気相部に移行する。残りのよう素及びその他のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は，2％とする。希ガスは，すべて瞬時に気相部に移行する。
g) 主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物
質を均一に含む蒸気雲になるとする。隔離弁閉止後に放出された放射性物質は，大気中に地上放散する。
h) 主蒸気隔離弁は，1個が閉止しないとする。閉止した隔離弁からは，蒸気が漏えいする。閉止した主蒸気隔離弁の漏えい率は設計値に余裕を見込んだ値とし，この漏えい率は一定とする。
i) 主蒸気隔離弁閉止後は，残留熱除去系又は逃がし安全弁等を通して，崩壊熱相当の蒸気が，サプレッションプールに移行する。

26 条-別添 2-添 1-5-6

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
4.1.2 →内規のとおり
4.1.2(1) 定格出力に余裕を見た出力で十分長時間運転していた炉心を評価対象炉心としている。
4.1.2(2) 原子炉の出力運転中に，主蒸気管1本が，原子炉格納容器
外で瞬時に両端破断すると仮定し評価している。
4.1.2(3) 主蒸気隔離弁は，設計上の最大の動作遅れ時間及び閉止時間で全閉するとして評価している。
4.1.2(4) 原子炉冷却材の流出流量の計算に当たっては，流量制限器の機能を考慮し，評価している。ただし，主蒸気隔離弁の部分において臨界流が発生するまでは，弁による流量制限の効果は考慮していない。
4.1.2(5) 事象発生と同時に，外部電源は喪失すると仮定し，評価している。
4.1.2(6) 事象発生後，原子炉圧力は，長時間，逃がし安全弁の設定圧に保たれるとして評価している。
4.1.2(7)a) 希ガスは図4.3，ハロゲン等は図4.4に示す放出経路で大気中へ放出されるとして評価する。
4.1.2(7)b) 事象発生前の原子炉冷却材中の放射性物質の濃度は，運転上許容されるI-131の最大濃度に相当する濃度とし，その組成
は拡散組成として評価している。蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の1/50とし，評価している。
4.1.2(7)c) 原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追加放出量を，I-131は先行炉等での実測データに基づく値に安全余裕を見込んだ
値とし，その他の放射性物質はその組成を平衡組成として評価している。希ガスはよう素の2倍の放出量として評価している。
4.1.2(7)d) 主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒からの放射性物質の追加
放出割合は，主蒸気隔離弁閉止前の原子炉圧力の低下割合に比例す
るとし，追加放出された放射性物質の1％が破断口から放出するとして評価している。
4.1.2(7)e) 主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの放射性物質の追加
放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に，これらすべての放射性物質が瞬時に原子炉冷却材中へ放出するとして評価している。
4.1.2(7)f) 燃料棒から放出されたよう素のうち，有機よう素は10％とし，残りの90％は無機よう素としている。有機よう素のうち10％は瞬時に気相部に移行するとし，残りのよう素及びその他の

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）図4.3 主蒸気管破断の希ガスの放出経路（BWR 型原子炉施設）

図4.4 主蒸気管破断のハロゲン等の放出経路（BWR 型原子炉施設）

26 条-別添 2-添 1-5-7

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
ハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は，2％として評価している。希ガスは，すべて瞬時に気相部に移行するとして評価している。
4.1.2(7)g) 主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲になるとして評価している。隔離弁閉止後に放出された放射性物質は，大気中に地上放散するとして評価している。
4.1.2(7)h) 主蒸気隔離弁は，1個が閉止しないとし，閉止した隔離弁からは，蒸気が漏えいするとして評価している。閉止した主蒸気隔離弁の漏えい率は設計値に余裕を見込んだ値とし，この漏えい率は一定として評価している。
4.1.2(7)i) 主蒸気隔離弁閉止後は，逃がし安全弁等を通して，崩壊熱相当の蒸気が，サプレッションプールに移行するものとして評価している。

→図4.3の放出経路で希ガスを評価している。

→図4.4の放出経路でハロゲン等を評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）5. 大気拡散の評価
5.1 放射性物質の大気拡散
5.1.1 大気拡散の計算式
大気拡散モデルについては，国内の既存の中央制御室と大きく異なる設計の場合には適用しない。
(1) 建屋の影響を受けない場合の基本拡散式【解説5.1】a) ガウスプルームモデルの適用
1) ガウスプルームモデル
放射性物質の空気中濃度は，放出源高さ，風向，風速，大気安定度に応じて，空間濃度分
布が水平方向，鉛直方向ともに正規分布になると仮定した次のガウスプルームモデル（参3）を適用して計算する。

拡散式の座標は，放出源直下の地表を原点に，風下方向をx 軸，その直角方向をy 軸，鉛直方向をz 軸とする直角座標である。
2) 保守性を確保するために，通常，放射性物質の核崩壊による減衰項は計算しない。すなわ
ち，(5.1)式で，核崩壊による減衰項を次のとおりとする。

b) σy及びσzは，中央制御室が設置されている建屋が，放出源から比較的近距離にあることを考えて，5.1.3 項に示す方法で計算する。

26 条-別添 2-添 1-5-8

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

5.1.1 →内規のとおり
中央制御室は，国内の既存の中央制御室と大きく異なる設計ではないため，大気拡散モデルを適用する。
5.1.1(1) 原子炉冷却材喪失，主蒸気管破断ともに建屋の影響を受けるため，5.1.1(2)に示された方法で評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）c) 気象データ
風向，風速，大気安定度等の観測項目を，現地において少なくとも1年間観測して得られた気象資料を拡散式に用いる。放出源の高さにおける気象データが得られている場合にはそれを活用してよい。
(2) 建屋影響を受ける場合の基本拡散式【解説5.2】a) 中央制御室評価で特徴的な近距離の建屋の影響を受ける場合には，(5.1)式の通常の大気拡散による拡がりのパラメ－タであるσy及びσzに，建屋による巻込み現象による初期拡散パラメ－タσyo,σzoを加算した総合的な拡散パラメータΣy，Σzを適用する。
1） 建屋影響を受ける場合は，次の(5.3)式を基本拡散式とする。

26 条-別添 2-添 1-5-9

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

5.1.1(2)a) 中央制御室評価で特徴的な近距離の建屋の影響を受けるため，建屋による巻込み現象による影響を含めて評価している。
5.1.1(2)a)1) 建屋の影響を受けるため，(5.3)式の基本拡散式を用いて評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）2) 保守性を確保するために，通常，放射性物質の核崩壊による減衰項は計算しない。すなわ
ち，(5.3)式で，核崩壊による減衰項を次のとおりとする。これは，(5.2)式の場合と同じである。

b) 形状係数c の値は，特に根拠が示されるもののほかは原則として1/2 を用いる。これは，Gifford により示された範囲（1/2＜c＜2）において保守的に最も大きな濃度を与えるためである。
c) 中央制御室の評価においては，放出源又は巻き込みを生じる建屋から近距離にあるため，拡散パラメ－タの値はσyo，σzoが支配的となる。このため，(5.3)式の計算で，σy=0及びσz=0として，σyo，σzoの値を適用してもよい。
d) 気象データ
建屋影響は，放出源高さから地上高さに渡る気象条件の影響を受けるため，地上高さに相当する比較的低風速の気象データ（地上10m 高さで測定）を採用するのは保守的かつ適切である。
e) 建屋影響を受ける場合の条件については，「5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」に従う。
(3) 建屋影響を受ける場合の基本拡散式の適用についてa) (5.3)式を適用する場合，「5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」の(1),a)の放出源の条件に応じて，原子炉施設周辺の濃度を，次のb)又はc)の方法によって計算する。
b) 放出源の高さで濃度を計算する場合
1) 放出源と評価点で高度差がある場合には，評価点高さを放出源高さとして（z=H，H>0），（5.4）式で濃度を求める【解説5.3】【解説5.4】。

26 条-別添 2-添 1-5-10

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.1(2)a)2) 放射性物質の核崩壊による減衰項は計算していな
い。

5.1.1(2)b) 形状係数cの値は，1/2を用いている。

5.1.1(2)c) σy=0及びσz=0とした計算は行っていない。

5.1.1(2)d) 建屋影響は，放出源高さから地上高さに渡る気象条件の影響を受けるため，保守的に地上高さに相当する比較的低風速の気象データ（地上10m高さで測定）で評価している。
5.1.1(2)e) 建屋影響を受ける場合の条件については，「5.1.2 原
子炉施設周辺の建屋影響による拡散」に従っている。
5.1.1(3)a) (5.3)式を適用するため，「5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」の(1)a)の放出源の条件に応じて，原子炉施設
周辺の濃度を，次のb)又はc)の方法によって計算している。
5.1.1(3)b)1) 放出源と評価点で高度差がある場合には，評価点高さを放出源高さとして（z=H，H>0），(5.4)式で濃度を評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）2) 放出源の高さが地表面よりも十分離れている場合には，地表面からの反射による濃度の寄与が小さくなるため，右辺の指数減衰項は１に比べて小さくなることを確認できれば，無視してよい【解説5.5】。
c) 地上面の高さで濃度を計算する場合
放出源及び評価点が地上面にある場合（z=0，H=0），地上面の濃度を適用して，（5.5）式で求める【解説5.3】【解説5.4】。

5.1.2 原子炉施設周辺の建屋影響による拡散(1) 原子炉施設の建屋後流での巻き込みが生じる場合の条件
a) 中央制御室のように，事故時の放射性物質の放出点から比較的近距離の場所では，建屋の風下側における風の巻き込みによる影響が顕著となると考えられる。そのため，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点との位置関係によっては，建屋の影響を考慮して大気拡散の計算をする必要がある。
中央制御室の被ばく評価においては，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点との位置関係について，以下に示す条件すべてに該当した場合，放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻き込みの影響を受け拡散し，評価点に到達するものとする。
放出点から評価点までの距離は，保守的な評価となるように水平距離を用いる。
1) 放出点の高さが建屋の高さの2.5 倍に満たない場合
2) 放出点と評価点を結んだ直線と平行で放出点を風上とした風向n について，放出点の位
置が風向n と建屋の投影形状に応じて定まる一定の範囲(図5.1 の領域An)の中にある場
合3) 評価点が，巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合
上記の三つの条件のうちの一つでも該当しない場合には，建屋の影響はないものとして大気拡散評価を行うものとする（参4）。
ただし，放出点と評価点が隣接するような場合の濃度予測には適用しない。
建屋の影響の有無の判断手順を，図5.2 に示す。

26 条-別添 2-添 1-5-11

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.1(3)b)2) 放出源の高さが地表面よりも十分離れている場合には，地表面からの反射による濃度の寄与が小さくなり，右辺の指数減衰項は1に比べて小さくなることを確認している。
5.1.1(3)c) 放出源及び評価点が地上面にある場合（z=0，H=0），
地上面の濃度を適用して，(5.5)式で評価している。

5.1.2 →内規のとおり
5.1.2(1)a) 原子炉冷却材喪失，主蒸気管破断ともに，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点との位置関係について，示された条件すべてに該当するため，放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻き込みの影響を受け拡散し，評価点に到達するものとして評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

図5.1 建屋影響を考慮する条件（水平断面での位置関係）b) 実験等によって，より具体的な最新知見が得られた場合，例えば風洞実験の結果から建屋の影響を受けていないことが明らかになった場合にはこの限りではない。

26 条-別添 2-添 1-5-12

5.1.2(1)b) 5.1.2(1)a)にしたがって評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）図5.2 建屋影響の有無の判断手順

26 条-別添 2-添 1-5-13

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）(2) 建屋後流の巻き込みによる放射性物質の拡散の考え方a) 「5.1.2原子炉施設周辺の建屋影響による拡散」(1)a)項で，建屋後流での巻き込みが生じると判定された場合，プルームは，通常の大気拡散によって放射性物質が拡がる前に，巻込み現象によって放射性物質の拡散が行われたと考える。このような場合には，風下着目方位を1方位のみとせず，複数方位を着目方位と見込み，かつ，保守的な評価となるよう，すべての評価対象方位について風下中心軸上の最大濃度を用いる。
b) この場合の拡散パラメータは，建屋等の投影面積の関数であり，かつ，その中での濃度分布
は正規分布と仮定する。
建屋影響を受けない通常の拡散の基本式(5.1)式と同様，建屋影響を取入れた基本拡散式(5.3)式も正規分布を仮定しているが，建屋の巻き込みによる初期拡散効果によって，ゆるやかな分布となる。（図5.3）

図5.3 建屋による巻込み現象を考えた建屋周辺の濃度分布の考え方

26 条-別添 2-添 1-5-14

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(2)a) 風下着目方位を1方位のみとせず，複数方位を着目方位と見込み，かつ，保守的な評価となるよう，すべての評価対象方位について風下中心軸上の最大濃度を用いて評価している。

5.1.2(2)b) この場合の拡散パラメータは，建屋等の投影面積の関数であり，かつ，その中での濃度分布は正規分布と仮定して評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）(3) 建屋による巻き込みの評価条件
a) 巻き込みを生じる代表建屋1) 原子炉施設の近辺では，隣接する複数の建屋の風下側で広く巻き込みによる拡散が生じているものとする。
2) 巻き込みを生じる建屋として，原子炉格納容器，原子炉建屋，原子炉補助建屋，タービン
建屋，コントロ－ル建屋，燃料取り扱い建屋等，原則として放出源の近隣に存在するすべての建屋が対象となるが，巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表として
相対濃度を算出することは，保守的な結果を与える【解説5.6】。
3) 巻き込みを生じる代表的な建屋として，表5.1に示す建屋を選定することは適切である。

b) 放射性物質濃度の評価点
1) 中央制御室が属する建屋の代表面の選定
中央制御室内には，中央制御室が属する建屋（以下，「当該建屋」）の表面から，事故時に外気取入を行う場合は主に給気口を介して，また事故時に外気の取入れを遮断する場合には流入によって，放射性物質が侵入するとする。
2) 建屋の影響が生じる場合，中央制御室を含む当該建屋の近辺ではほぼ全般にわたり，代表建屋による巻き込みによる拡散の効果が及んでいると考えられる。このため，中央制御室換気設備の非常時の運転モードに応じて，次のi)又はii)によって，当該建屋の表面の濃度を計算する。
i) 評価期間中も給気口から外気を取入れることを前提とする場合は，給気口が設置されている当該建屋の表面とする。
ii) 評価期間中は外気を遮断することを前提とする場合は，中央制御室が属する当該建屋の各表面（屋上面又は側面）のうちの代表面（代表評価面）を選定する。

26 条-別添 2-添 1-5-15

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(3)a) 巻き込みを生じる建屋として，巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表として相対濃度を算出している。代表建屋は表5.1に示されているとおり，原子炉冷却材喪失の場合は原子炉建屋，主蒸気管破断の場合は原子炉建屋又はタービン建屋のうち結果が厳しい原子炉建屋で代表している。

5.1.2(3)b)1) 事故時には外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行うが，同時に少量外気取入を行うため，中央制御室内には，流入及び給気口を介して放射性物質が侵入するものとして評価している。
5.1.2(3)b)2) 事故時には外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行うため，代表面を選定して濃度を評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）3) 代表面における評価点i) 建屋の巻き込みの影響を受ける場合には，中央制御室の属する建屋表面での濃度は風下距離の依存性は小さくほぼ一様と考えられるので，評価点は厳密に定める必要はな
い。屋上面を代表とする場合，例えば中央制御室の中心点を評価点とするのは妥当である。
ii) 中央制御室が属する当該建屋とは，原子炉建屋，原子炉補助建屋又はコントロ－ル建屋などが相当する。
iii)代表評価面は，当該建屋の屋上面とすることは適切な選定である。また，中央制御室
が屋上面から離れている場合は，当該建屋の側面を代表評価面として，それに対応する高さでの濃度を対で適用することも適切である。
iv) 屋上面を代表面とする場合，評価点として中央制御室の中心点を選定し，対応する風下距離から拡散パラメ－タを算出してもよい。また σy=0及びσz=0として，σyo，σzoの値を適用してもよい。
c) 着目方位
1) 中央制御室の被ばく評価の計算では，代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのではなく，図5.4 に示すように，
代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする【解説5.7】。

図5.4 建屋後流での巻き込み影響を受ける場合の考慮すべき方位

26 条-別添 2-添 1-5-16

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(3)b)3) 中央制御室が属するコントロール建屋の屋上面を代表とし，中央制御室の中心点を評価点としている。

5.1.2(3)c)1) 代表建屋の風下後流側での広範囲に及び乱流混合域が顕著であることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出源と評価点を結ぶラインが含まれる1方位のみを対象とするのではなく，図5.4に示すように，代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象として評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）評価対象とする方位は，放出された放射性物質が建屋の影響を受けて拡散すること，及び建屋の影響を受けて拡散された放射性物質が評価点に届くことの両方に該当する方位とする。
具体的には，全16方位について以下の三つの条件に該当する方位を選定し，すべての条件に該当する方位を評価対象とする。
i） 放出点が評価点の風上にあることii）放出点から放出された放射性物質が，建屋の風下側に巻き込まれるような範囲に，放出点が存在すること。この条件に該当する風向の方位ｍ１の選定には，図5.5のような方法を用いることができる。図5.5の対象となる二つの風向の方位の範囲ｍ１Ａ，ｍ１Ｂのうち，放出点が評価点の風上となるどちらか一方の範囲が評価の対象となる。
放出点が建屋に接近し，0.5Ｌの拡散領域(図5.5のハッチング部分)の内部にある場合
は，風向の方位ｍ１は放出点が評価点の風上となる180°が対象となる【解説5.8】。

図5.5 建屋の風下側で放射性物質が巻き込まれる風向の方位ｍ１の選定方法(水平断面での位置関係)
iii)建屋の風下側で巻き込まれた大気が評価点に到達すること。この条件に該当する風向の方位ｍ２の選定には，図5.6に示す方法を用いることができる。
評価点が建屋に接近し，0.5Ｌの拡散領域(図5.6のハッチング部分)の内部にある場合
は，風向の方位ｍ２は放出点が評価点の風上となる180°が対象となる【解説5.8】。

26 条-別添 2-添 1-5-17

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

全16方位について三つの条件に該当する方位を選定し，すべての条件に該当する方位を評価対象として評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

図5.6 建屋の風下側で巻き込まれた大気が評価点に到達する
風向の方位ｍ２の選定方法(水平断面での位置関係)
図5.5及び図5.6は，断面が円筒形状の建屋を例として示しているが，断面形状が矩形の建屋についても，同じ要領で評価対象の方位を決定することができる【解説5.9】。
建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順を，図5.7に示す。

図5.7 建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順

26 条-別添 2-添 1-5-18→図5.7のように建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順にしたがって，建屋の巻き込み評価をしている。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）2) 具体的には，図5.8のとおり，当該建屋表面において定めた評価点から，原子炉施設の代表
建屋の水平断面を見込む範囲にあるすべての方位を定める。【解説5.7】幾何学的に建屋群を見込む範囲に対して，気象評価上の方位とのずれによって，評価すべき方位の数が増加することが考えられるが，この場合，幾何学的な見込み範囲に相当する適切な見込み方位の設定を行ってもよい【解説5.10】。

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(3)c)2) 当該建屋表面において定めた評価点から，原子炉施設の代表建屋の水平断面を見込む範囲にあるすべての方位を定めて評価している。

図5.8 評価対象方位の設定
d) 建屋投影面積1) 図5.9に示すとおり，風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め，放射性物質の濃度を求める
ために大気拡散式の入力とする【解説5.11】。
2) 建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要があるので，風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし，対象となる複数の方位の投影面積の中で，最小面積を，すべての方位の計算の入力として共通に適用することは，合理的であり保守的である。
3) 風下側の地表面から上の投影面積を求め大気拡散式の入力とする。方位によって風下側の地表面の高さが異なる場合は，方位ごとに地表面高さから上の面積を求める。また，方位によって，代表建屋とは別の建屋が重なっている場合でも，原則地表面から上の代表建屋の投影面積を用いる【解説5.12】。

図5.9 風向に垂直な建屋投影面積の考え方

26 条-別添 2-添 1-5-19

5.1.2(3)d)1) 風向に垂直な代表建屋の投影面積を求めて，放射性物質の濃度を求めるために大気拡散の入力としている。
5.1.2(3)d)2) すべての方位に対して最小面積である，地表面から上の原子炉建屋の最小投影面積を，すべての方位の計算の入力として共通に適用している。
5.1.2(3)d)3) 風下側の地表面から上の投影面積を求め大気拡散式の入力とするが，地表面から上の代表建屋の投影面積を用いるため，地表面から上の原子炉建屋の最小投影面積をすべての方位の計算の入力として共通に適用している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）(4) 建屋の影響がない場合の計算に必要な具体的な条件a) 放射性物質濃度の評価点の選定
建屋の影響がない場合の放射性物質の拡がりのパラメ－タはσy 及びσz のみとなり，放出点からの風下距離の影響が大きいことを考慮して，以下のとおりとする。
1) 非常時に外気の取入れを行う場合
外気取入口の設置されている点を評価点とする。
2) 非常時に外気の取入れを遮断する場合
当該建屋表面において以下を満たす点を評価点とする。
① 風下距離：放出点から中央制御室の最近接点までの距離② 放出点との高度差が最小となる建屋面b) 風向の方位建屋の影響がない場合は，放出点から評価点を結ぶ風向を含む1 方位のみについて計算を行う。
5.1.3 濃度分布の拡がりのパラメータσy,σz(1) 風下方向の通常の大気拡散による拡がりのパラメータσy及びσzは，風下距離及び大気安定度に応じて，図5.10 又はそれに対応する相関式によって求める。
(2) 相関式から求める場合は，次のとおりとする（参3）。

a) 角度因子θは，θ(0.1km) /θ(100km) = 2とし，図 5.10 の風下距離を対数にとった片対数軸で直線内挿とした経験式のパラメータである。θ(0.1km)の値を表 5.2 に示す。
b) (5.6)式のσ1,a1,a2,a3の値を，表 5.3 に示す。

26 条-別添 2-添 1-5-20

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.1.2(4) 建屋の影響を考慮して評価している。

5.1.3 →内規のとおり
5.1.3(1)(2) 風下方向の通常の大気拡散による拡がりのパラメー
タσy及びσzは，風下距離及び大気安定度に応じて，示された相関式から求めている。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）26 条-別添 2-添 1-5-21

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）図5.10 は，Pasquill-Meade の，いわゆる鉛直1/10 濃度幅h の図及び水平1/10 濃度幅を見込む
角θ の記述にほぼ忠実に従って作成したもので，中央制御室の計算に適用できる。

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

h 及びθは，次のとおりである（参3）。

5.2 相対濃度(χ/Q)
5.2.1 実効放出継続時間内の気象変動の扱いの考え方
事故後に放射性物質の放出が継続している時間を踏まえた相対濃度は，次のとおり計算する。
(1) 相対濃度は，毎時刻の気象項目と実効的な放出継続時間（放射性物質の放出率の時間的変化か
ら定めるもので，以下実効放出継続時間という）をもとに，評価点ごとに計算する。
(2) 評価点の相対濃度は，毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が97％に当たる相対濃度とする【解説5.13】。
5.2.2 実効放出継続時間に応じた水平方向濃度の扱い(1) 相対濃度χ/Qは，(5.10)式（参3）によって計算する【解説 5.13】。

a) この場合，(χ/Q)i は，時刻iにおける気象条件に対する相対濃度であり，5.1.2項で示す考え方で計算するが，さらに，水平方向の風向の変動を考えて，次項に示すとおり計算する。
b) 風洞実験の結果等によって(χ/Q)i の補正が必要なときは，適切な補正を行う。

26 条-別添 2-添 1-5-22

5.2.1 →内規のとおり
5.2.1(1) 相対濃度は，毎時刻の気象項目と実効的な放出継続時間（放射性物質の放出率の時間的変化から定めるもので，以下「実効放出継続時間」という。）をもとに，評価点ごとに評価している。
5.2.1(2) 評価点の相対濃度は，毎時刻の相対濃度を年間について
小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が97％に当たる相対濃度として評価している。
5.2.2 →内規のとおり
5.2.2(1) 実効放出継続時間に応じた相対濃度χ/Qは，(5.10)式によって計算している。

5.2.2(1)a) (χ/Q)i は，時刻iにおける気象条件に対する相対濃度であり，5.1.2項で示す考え方で計算するが，さらに，水平方向の風向の変動を考えて，次項に示すとおり計算している。
5.2.2(1)b) 補正は不要である。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）(2) (χ/Q) i の計算式a) 建屋の影響を受けない場合の計算式
建屋の巻き込みによる影響を受けない場合は，相対濃度は，次の1)及び2)のとおり，短時間放出又は長時間放出に応じて計算する。
1) 短時間放出の場合
短時間放出の場合，(χ/Q) iの計算は，風向が一定と仮定して(5.11)式（参3）によって計算する。

2) 長時間放出の場合
実効放出時間が8 時間を超える場合には，(χ/Q)i の計算に当たっては，放出放射性物質の全量が一方位内のみに一様分布すると仮定して(5.12)式（参3）によって計算する。

26 条-別添 2-添 1-5-23

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.2.2(2)a) 原子炉冷却材喪失，主蒸気管破断ともに建屋の影響を受けるため，5.2.2(2)b)に基づき相対濃度を計算している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）b) 建屋の影響を受ける場合の計算式
5.1.2 項の考え方に基づき，中央制御室を含む建屋の後流側では，建屋の投影面積に応じた初期拡散による拡がりをもつ濃度分布として計算する。また，実効放出継続時間に応じて，次の1)又は2)によって，相対濃度を計算する。
1) 短時間放出の場合
建屋影響を受ける場合の濃度分布は，風向に垂直な建屋の投影の幅と高さに相当する拡がりの中で，放出点からの軸上濃度を最大値とする正規分布として仮定する。
短時間放出の計算の場合には保守的に水平濃度分布の中心軸上に中央制御室評価点に存在
し風向が一定であるものとして，(5.13)式（参3）によって計算する。

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.2.2(2)b) 5.1.2項の考え方に基づき，中央制御室を含む建屋の後流側では，建屋の投影面積に応じた初期拡散による拡がりをもつ濃度分布として計算している。また，5.2.2(2)b)2)ⅳ)に基づ
き，実効放出継続時間によらず5.2.2(2)b)1)によって，相対濃度を計算している。

2) 長時間放出の場合
ⅰ) 長時間放出の場合には，建屋の影響のない場合と同様に，1 方位内で平均した濃度として求めてもよい。

5.2.2(2)b)2) 保守的かつ簡便な計算を行うため，平均化処理を行うかわりに，短時間の計算式による最大濃度として計算している。

26 条-別添 2-添 1-5-24

5.2.2(2)b)1) 建屋影響を受ける場合の濃度分布は，風向に垂直な建屋の投影幅と高さに相当する拡がりの中で，放出点からの軸上濃度を最大値とする正規分布として仮定している。短時間放出の計算のため，保守的に水平濃度分布の中心軸上に中央制御室評価点に存在し風向が一定であるものとして，(5.13)式によって計算している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）ⅱ) ただし，建屋の影響による拡がりの幅が風向の１方位の幅よりも拡がり隣接の方位にまで及ぶ場合には，建屋の影響がない場合の(5.12)式のような，放射性物質の拡がりの全量を計算し１方位の幅で平均すると，短時間放出の(5.13)式で得られる最大濃度より大きな値となり不合理な結果となることがある【解説5.14】。
ⅲ) ⅱ)の場合，1 方位内に分布する放射性物質の量を求め，1 方位の幅で平均化処理することは適切な例である。
ⅳ) ⅱ)の場合，平均化処理を行うかわりに，長時間でも短時間の計算式による最大濃度として計算を行うことは保守的であり，かつ計算も簡便となる。

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

5.3 相対線量(D /Q)(1) 大気中に放出された放射性物質に起因する放射性雲からのガンマ線による全身に対しての線量を計算するために，空気カーマを用いた相対線量を計算する。
(2) 空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は，1Sv/Gy とする。
(3) 評価点(x,y,0)における空気カーマ率は，(5.14)式（参5）によって計算する。

5.3 →内規のとおり
5.3(1) 大気中に放出された放射性物質に起因する放射性雲からのガンマ線による全身に対しての線量を計算するために，空気カー
マを用いた相対線量を計算している。
5.3(2) 空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は，
1Sv/Gyとして評価している。
5.3(3) 評価点(x，y，0)における空気カーマ率は，(5.14)式によって計算している。

(4) 建屋影響を受ける場合は，χ(x’,y’,z’)の計算において，建屋影響の効果を取入れてもよい。
（「5.2.2(2)b)建屋の影響を受ける場合の計算式」参照）

5.3(4) 建屋影響を受けるため，建屋影響の効果を取入れている。

26 条-別添 2-添 1-5-25

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）(5) 評価点を放出点と同じ高さ（風下軸上）に設定し，χ(x’,y’,z’)を計算する場合の建屋の巻き込み効果を見込まずに計算することは，合理的かつ保守的である。
ただし，建屋影響を受ける場合は，この影響を見込んだ複数方位を，着目方位とする必要がある。（「5.1.2(3)c)着目方位」参照）

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
5.3(5) 建屋の巻き込み効果を見込んだ計算を行っている。

6. 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線(1) 次のa)，b)及びc)を，6.1から6.3までに示す方法によって計算する。
a) スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源となる建屋内放射能量線源の計算b) スカイシャインガンマ線の計算
c) 直接ガンマ線の計算(3) 地形及び施設の構造上の理由によって，スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による線量が大気中に放出された放射性物質による線量に対し明らかに有意な寄与とならない場合には，評価を省略することができる。

6 →内規のとおり
6.(1) スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源となる建屋内放射能量線源の計算，スカイシャインガンマ線の計算，直接ガンマ線の計算において，6.1から6.3に示す方法によって評価している。
6.(3) スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による線量を評価の対象としており，省略はしていない。

6.1 スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算(1) 原子炉冷却材喪失（BWR型原子炉施設）a) 事故の想定は，「4.1.1原子炉冷却材喪失」とする。
b）事故時に炉心から原子炉格納容器内に放出された放射性物質は，原子炉格納容器からの漏えいによって原子炉建屋（二次格納施設）に放出される。この二次格納施設内の放射性物質をスカ
イシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源とする。
c) 二次格納施設内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布するものとする。
d) 二次格納施設内の放射性物質の崩壊による減衰及び非常用ガス処理系による除去効果を計算する。
e) スカイシャインガンマ線の線源は，原子炉建屋運転階に存在する放射性物質とする【解説6.1】。
f) 計算対象とする核種は希ガス及びよう素とし，核分裂収率が小さく半減期の極めて短いもの及びエネルギの小さいものは，計算の対象としなくてもよい【解説6.2】。
g) 希ガス及びよう素の原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量の炉心内蓄積量に対する割合は，希ガス100％，よう素50％とする。
h) 事故後30日間の積算線源強度は，二次格納施設内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネ
ルギ範囲によって区分して計算する。

26 条-別添 2-添 1-5-26

6.1(1) →内規のとおり
6.1(1)a) 事故の想定は，「4.1.1 原子炉冷却材喪失」としている。
6.1(1)b) 事故時に炉心から原子炉格納容器内に放出された放射性物質は，原子炉格納容器からの漏えいによって原子炉建屋（二次格納施設）に放出される。この二次格納施設内の放射性物質をス
カイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源としている。
6.1(1)c) 二次格納施設内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布するものとして評価している。
6.1(1)d) 二次格納施設内の放射性物質の崩壊による減衰及び非常用ガス処理系による除去効果を計算している。
6.1(1)e) スカイシャインガンマ線の線源は，原子炉建屋運転階に存在する放射性物質としている。
6.1(1)f) 計算対象とする核種は希ガス及びよう素とし，核分裂収率が小さく半減期の極めて短いもの及びエネルギの小さいもの
は，計算の対象としない。計算対象は，解説6.2に示された核種としている。
6.1(1)g) 希ガス及びよう素の原子炉格納容器内に放出される放射性物質の量の炉心内蓄積量に対する割合は，希ガス100％，よう素50％としている。
6.1(1)h) 事故後30日間の積算線源強度は，二次格納施設内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分して計算している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）(2) 主蒸気管破断（BWR型原子炉施設）a) 事故の想定は，「4.1.2主蒸気管破断」とする。
b) 事故時に主蒸気管破断口からタービン建屋内に放出された放射性物質は，全量がタービン建屋から漏えいすることなく，タービン建屋の自由空間容積に均一に分布するものとする。このタ
ービン建屋内の放射性物質を直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の線源とする。
c) タービン建屋内の放射性物質の崩壊による減衰を計算する。
d) 計算対象とする核種は希ガス及びハロゲン等とし，核分裂収率が小さく半減期の極めて短いもの及びエネルギの小さいものは，計算の対象としない【解説6.2】。
e) 計算対象とする核種及びタービン建屋内への放出量の計算条件は，タービン建屋からの漏えいを無視する以外は，大気中へ放出量の計算条件（「4.1.2主蒸気管破断」参照）と同じとする。
f) 事故後30日間の積算線源強度は，タービン建屋内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネ
ルギ範囲別に区分して計算する。

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
6.1(2) →内規のとおり
6.1(2)a) 事故の想定は，「4.1.2 主蒸気管破断」としている。
6.1(2)b) 事故時に主蒸気管破断口からタービン建屋内に放出された放射性物質は，全量がタービン建屋から漏えいすることなく，
タービン建屋の自由空間容積に均一に分布するものとしている。
このタービン建屋内の放射性物質を直接ガンマ線及びスカイシャ
インガンマ線の線源としている。
6.1(2)c) タービン建屋内の放射性物質の崩壊による減衰を計算している。
6.1(2)d) 計算対象とする核種は希ガス及びハロゲン等とし，核分裂収率が小さく半減期の極めて短いもの及びエネルギの小さいものは，計算の対象としない。計算対象は，解説6.2に示された核種としている。
6.1(2)e) 計算対象とする核種及びタービン建屋内への放出量の計
算条件は，タービン建屋からの漏えいを無視する以外は，大気中への放出量の計算条件（「4.1.2 主蒸気管破断」参照）と同じとしている。
6.1(2)f) 事故後30日間の積算線源強度は，タービン建屋内の放射性物質によるガンマ線エネルギをエネルギ範囲によって区分して計算している。

6.2 スカイシャインガンマ線の計算(1) 原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するスカイシャインガンマ線による全身に対する線量は，施設の位置，建屋の配置，形状及び地形条件から計算する。
(2) 空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は，ガンマ線エネルギに依存した実効線量への換算係数又は1Sv/Gy とする。
(4) スカイシャインガンマ線の計算方法a) スカイシャインガンマ線の計算は一回散乱計算法を用いるものとし，必要に応じて輸送計算コードを適宜組み合わせて用いる。ただし，(6.1)式の内容と同等で技術的妥当性が認められる
場合には，特に使用する計算方法を制限するものではない。
b) 基本計算式を(6.1)式（参6，参7，参8）とする。

6.2 →内規のとおり
6.2(1) 原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するス
カイシャインガンマ線による全身に対する線量は，施設の位置，建屋の配置，形状及び地形条件から計算している。
6.2(2) 空気カーマから全身に対しての線量への換算係数は，ガンマ線エネルギに依存した実効線量への換算係数又は1Sv/Gyとして評価している。
6.2(4)a) スカイシャインガンマ線の計算は，輸送計算コードを組み合わせて，一回散乱計算法を用い評価している。
6.2(4)b) 基本計算式を(6.1)式として評価している。

26 条-別添 2-添 1-5-27

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）c) 散乱点におけるガンマ線束は，次のi)又はii)のいずれかの方法によって計算する。
i) 遮へいの影響を，ビルドアップ係数を用いて求める場合（参8）26 条-別添 2-添 1-5-28

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

6.2(4)c) 散乱点におけるガンマ線束は，ⅱ)の方法によって評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）ii) 遮へいの影響を，輸送計算で求める場合（参6，参7）

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

6.3 直接ガンマ線の計算(1) 原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因する直接ガンマ線による線量の計算のために，線源，施設の位置関係，建屋構造等から計算の体系モデルを構築する。
(2) 空気カーマから全身に対する線量への換算係数は，ガンマ線エネルギに依存した実効線量への換算係数又は1Sv/Gyとする。
(3) 直接ガンマ線の計算方法
a) 直接ガンマ線の計算は，点減衰核積分法を用いる。ただし，(6.4)式の内容と同等で，技術的妥当性が認められる場合には，使用する計算方法を制限するものではない。
b) 基本計算式は(6.4)式（参6，参7，参9）とする。

6.3 →内規のとおり
6.3(1) 原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因する直接ガンマ線による線量の計算のために，線源，施設の位置関係，建屋構造等から計算の体系モデルを構築して評価している。
6.3(2) 空気カーマから全身に対する線量への換算係数は，ガンマ線エネルギに依存した実効線量への換算係数又は1Sv/Gyとして評価している。
6.3(3)a) 直接ガンマ線の計算は，点減衰核積分法を用いて評価している。
6.3(3)b) 基本計算式は(6.4)式としている。

26 条-別添 2-添 1-5-29

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7. 中央制御室居住性に係る被ばく評価(1) 中央制御室居住性に係る運転員の被ばくを，3.2(1)に示した被ばく経路について，7.1 から
7.5 までに示す方法によって計算する。
(2) 次のa)及びb)のとおり，想定事故に対し，すべての被ばく経路の評価が必要となるものではない【解説7.1】。
b) BWR 型原子炉施設の主蒸気管破断時の半球状雲の放出及びPWR 型原子炉施設の蒸気発生器伝熱管破損時の二次系への漏えい停止までの放出など，事故発生直後の時間に集中して放出される
放射性物質に対しては，入退域時の線量の評価は不要である。
(3) 運転員の勤務状態については，平常時の直交替を基に設定する。ただし，直交替の設定を平常時のものから変更する場合，事故時マニュアル等に当該の運用を記載することが前提である。

7 →内規のとおり
7(1) 中央制御室居住性に係る運転員の被ばくを，3.2(1)に示した
被ばく経路について，7.1から7.5までに示す方法によって計算している。

7.1 建屋内の放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく(1) 次のa)及びb)の被ばく経路について，運転員の被ばくを，7.1.1 から7.1.2 までに示す方法に
よって計算する（図7.1）。
a) 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による中央制御室内での被ばくb) 建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による中央制御室内での被ばく

7.1 →内規のとおり
7.1(1) 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による
中央制御室内での被ばく及び建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による中央制御室内での被ばく経路については，運転員の被ばくを，7.1.1から7.1.2までに示す方法によって計算している。

26 条-別添 2-添 1-5-30

7(2)b) BWR型原子炉施設の主蒸気管破断時の半球状雲の放出については，入退域時の線量の評価には考慮していない。
7(3) 運転員の勤務状態については，平常時の直交替を基に設定している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1.1 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による中央制御室内での被ばく(1) 原子炉冷却材喪失時の線量評価（BWR 型原子炉施設）a) 原子炉冷却材喪失発生後30日間，原子炉建屋（二次格納施設）内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，中央制御室内における積算線量を計算する（図7.2）。
b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いる。
c) 線源から中央制御室に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
建屋等の構造壁や天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。
d) 線量の評価点は，中央制御室内の中心点，操作盤位置等を代表点とする。室内の複数点の計算
結果から線量が最大となる点を評価点としてもよい。
e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を滞在期間の割合で配分する。
f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時スカイシャインガンマ線積算線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）

26 条-別添 2-添 1-5-31

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.1.1 →内規のとおり
7.1.1(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後30日間，原子炉建屋（二次格納施設）内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガ
ンマ線による，中央制御室内における積算線量を評価している。
7.1.1(1)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1スカイ
シャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.1(1)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.1(1)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.1(1)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.1(1)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線
量は，示された計算式を用いて評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況(3) 主蒸気管破断時の線量評価（BWR型原子炉施設）a) 主蒸気管破断発生後30日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，中央制御室内における積算線量を計算する（図7.4）。
b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いる。
c) 線源から中央制御室に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。
d) 線量の評価点は，中央制御室内の中心，操作盤位置等の代表点とする。室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としてもよい。
e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を滞在期間の割合で配分する。
f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時スカイシャインガンマ線積算線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）

7.1.1(3) →内規のとおり
7.1.1(3)a) 主蒸気管破断発生後30日間，タービン建屋内に存在す
る放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，中央
制御室内における積算線量を計算し評価している。
7.1.1(3)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1スカイ
シャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.1(3)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.1(3)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.1(3)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.1(3)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線
量は，示された計算式を用いて評価している。

26 条-別添 2-添 1-5-32

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.1.2 建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による中央制御室内での被ばく(1) 原子炉冷却材喪失時の線量評価（BWR 型原子炉施設）a) 原子炉冷却材喪失発生後30日間，原子炉建屋等（二次格納施設）内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，中央制御室内における積算線量を計算する（図7.5）。
b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」
で解析した結果を用いる。
c) 線源から中央制御室に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。
d) 線量の評価点は，中央制御室内の中心，操作盤位置等の代表点とする。室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としてもよい。
e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を滞在期間の割合で配分する。
f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時直接ガンマ線積算線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）

26 条-別添 2-添 1-5-33

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.1.2 →内規のとおり
7.1.2(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後30日間，原子炉建屋等（二次格納施設）内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，中央制御室内における積算線量を評価している。
7.1.2(1)b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1スカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.2(1)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.2(1)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.2(1)f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況(3) 主蒸気管破断時の線量評価（BWR型原子炉施設）a) 主蒸気管破断発生後30日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線
による，中央制御室内における積算線量を計算する（図7.7）。
b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」
で解析した結果を用いる。
c) 線源から中央制御室に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。
d) 線量の評価点は，中央制御室内の中心，操作盤位置等の代表点とする。室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としてもよい。
e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を滞在期間の割合で配分する。
f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時直接ガンマ線積算線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）

7.1.2(3)a) 主蒸気管破断発生後30日間，タービン建屋内に存在す
る放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，中央制御室内における積算線量を評価している。
7.1.2(3)b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1スカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いて評価している。
7.1.2(3)c) 線源から中央制御室に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から評価している。
7.1.2(3)d) 線量の評価点は，室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としている。
7.1.2(3)e) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.1.2(3)f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

26 条-別添 2-添 1-5-34

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内での被ばく(1) 大気中へ放出された放射性物質から放射されるガンマ線による運転員の被ばくを，次の(2)から(5)によって計算する（図7.8）。

7.2 →内規のとおり
7.2(1) 大気中へ放出された放射性物質から放射されるガンマ線による運転員の被ばくを，次の(2)から(5)によって計算している。

(2) 建屋から大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室内作業時の運転員の被ばく線量を計算する。

7.2(2) 建屋から大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室内作業時の運転員の被ばく線量を評価している。

26 条-別添 2-添 1-5-35

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）(3) 相対線量D/Qの評価点は，中央制御室内の中心，操作盤位置等の代表点とする。室内の複数点の計算結果から線量が最大となる点を評価点としてもよい。
(4) 中央制御室の天井・側壁によるガンマ線（Eγ≧1.5MeV以上）の遮へい効果を計算する。
(5) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝大気中へ放出された希ガス等（BWRプラントの主蒸気管破断では、
ハロゲン等を含む）のガンマ線による実効線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.2(3) 相対線量D/Qの評価点は，中央制御室内の中心を評価点としている。
7.2(4) 中央制御室の天井・側壁によるガンマ線（Ｅγ≧1.5MeV以上）の遮蔽効果を考慮して計算している。
7.2(5) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示された計算式を用いて評価している。

a) 主蒸気管破断時には，半球状雲中の放射性物質のガンマ線による線量寄与を加算する。
外部被ばく線量＝放出希ガス等のガンマ線（BWRプラントの主蒸気管破断では、
ハロゲン等を含む）による実効線量
×直交替による滞在時間割合＊1 ＋（半球状雲による線量）7.2(5)a) 主蒸気管破断時には，半球状雲中の放射性物質のガンマ線による線量寄与を加算して評価している。

c) 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制御室内滞在時の実効線量は，次の1)及び2)に示す方法によって計算する。
1) 原子炉冷却材喪失時及び蒸気発生器伝熱管破損時

7.2(5)c) 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による中央制
御室内滞在時の実効線量は，示された方法によって評価している。

上式のうちコンクリートによる減衰効果 Bexp(-μ’/X’)は，テーラー型ビルドアップ係数を用いて計算してもよい。

26 条-別添 2-添 1-5-36

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）2) 主蒸気管破断時i) 半球雲通過時の線量（参5）中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

ii) 主蒸気隔離弁からの漏えい，放出放射能による線量

7.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内での被ばく(1) 次のa)及びb)について，7.3.1から7.3.2までに示す方法によって計算する。
a) 建屋表面の空気中の放射性物質濃度b) 室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室内の放射性物質濃度
なお，中央制御室の空気流入率については，「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定試験手法」に従うこと。
(2) 次のa)及びb)の被ばく経路による運転員の被ばくを，7.3.3から7.3.4までに示す方法によって計算する。（図7.9）a) 室内に外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による中央制御室内での被ばくb) 室内に外気から取り込まれた放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく

26 条-別添 2-添 1-5-37

7.3 →内規のとおり
7.3(1) 室内に外気から取り込まれた放射性物質による中央制御室
内での被ばくについては，7.3.1から7.3.2までに示す方法によって評価している。
7.3(2) 室内に外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による
中央制御室内での被ばく及び室内に外気から取り込まれた放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく経路による運転員の被ばくについては，7.3.3から7.3.4までに示す方法によって評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.3.1 中央制御室が属する建屋周辺の放射性物質の濃度(1) 大気中に放出された放射性物質が大気中を拡散し，放出源付近の建屋の巻き込み影響を受ける
場合にはその効果を計算したうえで（5.大気拡散の評価），中央制御室を含む当該建屋の周辺の放射性物質の濃度を計算する。
a) 建屋影響を考慮しない場合
建屋の影響を考慮しない場合は，5.1.1(1)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いる（図7.10）。

7.3.1 →内規のとおり
7.3.1(1) 大気中に放出された放射性物質が大気中を拡散し，放出源付近の建屋の巻き込み影響を受ける場合にはその効果を計算したうえで，中央制御室を含む当該建屋の周辺の放射性物質の濃度を計算している。

b) 建屋影響を考慮する場合
建屋の影響を考慮する場合は，5.1.1(2)及び(3)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いる（図7.11）。

26 条-別添 2-添 1-5-38

7.3.1(1)a) 建屋の影響を考慮して評価している。

7.3.1(1)b) 建屋の影響を考慮して，5.1.1(2)及び(3)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いて評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

図7.11 中央制御室建屋付近への放射性物質の拡散
7.3.2 中央制御室内の放射性物質濃度(1) 建屋の表面空気中から，次のa)及びb)の経路で放射性物質が外気から取り込まれることを想定する。
a) 中央制御室の非常用換気空調によって室内に取入れることb) 中央制御室内に直接，流入すること(2) 中央制御室内の雰囲気中で，放射性物質は一様混合すると仮定する。
(3) 中央制御室換気系フィルタの効率は，設計値又は管理値を用いる。
(4) 中央制御室への外気取入及び空気流入による放射性物質の取り込みに対して，時刻tにおける核種iの外気中濃度を用いる。
(5) 相対濃度χ/Qの評価点は，外気取入れを行う場合は中央制御室の外気取入口とする。また，外気を遮断する場合は中央制御室の中心点とする。（(7.4)式の中央制御室の区画の濃度とする。）(6) 中央制御室の自動隔離を期待する場合には，その起動信号を明確にするとともに隔離に要する時間を見込む。また，隔離のために手動操作が必要な場合には，隔離に要する時間に加えて運転員が事故を検知してから操作を開始するまで10分以上の時間的余裕を見込んで計算する。
(7) 中央制御室内の雰囲気中に浮遊する放射性物質量の時間変化は，次のとおり計算する。
a) 中央制御室内への取り込み空気放射能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中央制御室
内の放射能濃度を求める【解説7.2】。

26 条-別添 2-添 1-5-39

7.3.2 →内規のとおり
7.3.2(1) 建屋の表面空気中から，中央制御室換気空調系及び直接流入する経路で放射性物質が外気から取り込まれることを想定し，評価している。
7.3.2(2) 中央制御室内の雰囲気中で，放射性物質は一様混合すると仮定して評価している。
7.3.2(3) 中央制御室換気系フィルタの効率は，設計値を用いて評価している。
7.3.2(4) 中央制御室への外気取入及び空気流入による放射性物質の取り込みに対して，時刻tにおける核種iの外気中濃度を用いて評価している。
7.3.2(5) 相対濃度χ/Qの評価点は，外気の取入れを遮断した上で再循環運転を行うため，中央制御室の中心点としている。
7.3.2(6) 中央制御室の隔離のために手動操作を想定しており，隔離に要する時間に加えて運転員が事故を検知してから操作を開始するまで10分以上の時間的余裕を見込んで計算している。
7.3.2(7) 中央制御室内の雰囲気中に浮遊する放射性物質量の時間変化は，示されたとおり評価している。
7.3.2(7)a) 中央制御室内への取り込み空気放射能濃度に基づき，換気空調システムの設計に従って中央制御室内の放射能濃度を評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）b) 中央制御室に相当する区画の容積は，中央制御室バウンダリ内体積（容積）とする。

26 条-別添 2-添 1-5-40

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.3.2(7)b) 中央制御室に相当する区画の容積は，中央制御室バウ
ンダリ内体積（容積）としている。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.3.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による中央制御室内での被ばく(1) 放射性物質の吸入摂取による運転員の被ばく線量を，次の(2)から(5)までの方法によって計算する（図7.12）。
(2) 線量の計算にあたっては，運転員の勤務状態に即して，中央制御室内の滞在期間を計算し，30
日間の積算線量を滞在期間の割合で配分する。
(3) 被ばく低減方策として，防護マスク着用による放射性よう素の吸入による内部被ばくの低減をはかる場合には，その効果及び運用条件を適切に示して評価に反映してもよい。
(4) 吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，次のとおり計算する。
内部被ばく線量＝室内に外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による実効線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）
ここで，外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による運転員の実効線量は，(7.5)式によって計算する。

26 条-別添 2-添 1-5-41

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.3.3 →内規のとおり
7.3.3(1) 放射性物質の吸入摂取による運転員の被ばく線量を，次の(2)から(5)までの方法によって評価している。
7.3.3(2) 線量の計算にあたっては，運転員の勤務状態に即して，中央制御室内の滞在期間を計算し，30日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.3.3(3) 被ばく低減方策として，防護マスク着用を考慮していな
い。
7.3.3(4) 吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，示されたとおり計算する。
外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取による運転員の実効線量は，(7.5)式によって計算している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）(5) 主蒸気管破断時は，前項の線量に半球状雲通過時の放射性物質の室内取込による線量寄与を加算する。
内部被ばく線量＝室内に外気から取り込まれた放射性物質の吸入摂取よる実効線量
×直交替による滞在時間割合＋（半球状雲による線量）
ここで，半球状雲に伴う運転員の吸入摂取による実効線量は(7.6)式によって計算する。

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.3.3(5) 主蒸気管破断時は，前項の線量に半球状雲通過時の放射性物質の室内取込による線量寄与を加算して評価している。

7.3.4 室内に外気から取り込まれた放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での被ばく(1) 放射性物質からのガンマ線による運転員の被ばく線量を，次の(2)から(6)までの方法によって計算する（図7.13）。
(2) 中央制御室は，容積が等価な半球状とする。そして，半球の中心に運転員がいるものとする。
(3) 中央制御室の容積は，中央制御室バウンダリ内体積（容積）とする。
a) ただし，エンベロープの一部が，ガンマ線を遮へいできる躯体で区画され，運転員がその区画内のみに立入る場合には，当該区画の容積を用いてもよい。
b) ガンマ線による被ばくの計算では，中央制御室と異なる階層部分のエンベロープについて，階層間の天井等による遮へいがあるので，中央制御室の容積から除外してもよい。
(4) 線量の計算にあたっては，運転員の勤務状態に即して，中央制御室内の滞在期間を計算し，30
日間の積算線量を滞在期間の割合で配分する。
(5) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内に外気から取り込まれた放射性物質のガンマ線による実効線量
×直交替による滞在時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務の場合 0.25＝（8h/直×3直×30日／4）／（24h×30日）
a) 外気から取り込まれた放射性物質のガンマ線による運転員の実効線量は，(7.7)式（参5）によって計算する。

7.3.4 →内規のとおり
7.3.4(1) 放射性物質からのガンマ線による運転員の被ばく線量を，次の(2)から(6)までの方法によって計算している。
7.3.4(2) 中央制御室は，容積が等価な半球状とする。そして，半球の中心に運転員がいるものとして評価している。
7.3.4(3) 中央制御室の容積は，中央制御室バウンダリ内体積（容積）としている。

26 条-別添 2-添 1-5-42

半球状雲に伴う運転員の吸入摂取による実効線量は(7.6)式によって計算している。

7.3.4(4) 線量の計算にあたっては，運転員の勤務状態に即して，中央制御室内の滞在期間を計算し，30日間の積算線量を滞在期間の割合で配分して評価している。
7.3.4(5) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，a)で示されたとおり計算している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）b) また，(7.7)式以外に，(7.8)式（参5）によって計算することも妥当である。

26 条-別添 2-添 1-5-43

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）(6) 主蒸気管破断時は，7.3.4(4)a)の計算式に，次の半球状雲通過時の放射性物質の室内取込による線量寄与を加算する。
外部被ばく線量＝室内に外気から取り込まれた放射性物質の外部ガンマ線による実効線量×直交替による滞在時間割合＋（半球状雲による線量）
ここで，半球状雲によるガンマ線の線量は(7.9)式（参5）によって計算する。

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.3.4(6) 主蒸気管破断時は，7.3.4(4)a)の計算式に，次の半球状
雲通過時の放射性物質の室内取込による線量寄与を加算して評価している。

7.4 建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく(1) 次のa)及びb)の被ばく経路からの運転員の被ばくを，7.4.1 から7.4.2 までに示す方法によって計算する（図7.14）。
a) 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による入退域時の被ばくb) 建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による入退域時の被ばく

7.4 →内規のとおり
7.4(1) 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線による入退域時の被ばく経路からの運転員の被ばくは，7.4.1から7.4.2までに示す方法によって計算している。

26 条-別添 2-添 1-5-44

半球状雲によるガンマ線の線量は(7.9)式によって計算する。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4.1 建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による入退域時の被ばく(1) 原子炉冷却材喪失時の線量評価（BWR 型原子炉施設）a) 原子炉冷却材喪失発生後30日間，原子炉建屋（二次格納施設）内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算する（図7.15）。
b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いる。
c) 線源から評価点に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
d) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を所要時間の割合で配分する【解説7.4】。
e) 計算に当たっては，次の1)又は2)のいずれかの仮定を用いる。
1) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
2) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った
適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい。【解説7.5】f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝入退域時スカイシャインガンマ線積算線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）

26 条-別添 2-添 1-5-45

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.4.1 →内規のとおり
7.4.1(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後30日間，原子炉建屋（二次格納施設）内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガ
ンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.1(1)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1スカイ
シャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.1(1)c) 線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
7.4.1(1)d) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.1(1)e) 計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.1(1)e)1) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービ
ス建屋入口として評価している。
7.4.1(1)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線
量は，示されたとおり計算している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）(3) 主蒸気管破断時の線量評価（BWR型原子炉施設）a) 主蒸気管破断発生後30日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算する（図7.17）。
b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いる。
c) 線源から評価点に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
d) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を所要時間の割合で配分する【解説7.4】。
e) 計算に当たっては，次の1)又は2)のいずれかの仮定を用いる。
1) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
2) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った
適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい【解説7.5】。
f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝入退域時スカイシャインガンマ線積算線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）

26 条-別添 2-添 1-5-46

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.4.1(3)a) 主蒸気管破断発生後30日間，タービン建屋内に存在す
る放射性物質を線源としたスカイシャインガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.1(3)b) スカイシャインガンマ線の線源強度は，「6.1スカイ
シャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.1(3)c) 線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算している。
7.4.1(3)d) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.1(3)e) 計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.1(3)e)1) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービ
ス建屋入口として評価している。
7.4.1(3)f) スカイシャインガンマ線による運転員の外部被ばく線
量は，示されたとおり計算している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.4.2 建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による入退域時の被ばく(1) 原子炉冷却材喪失時の線量評価（BWR 型原子炉施設）a) 原子炉冷却材喪失発生後30日間，原子炉建屋（二次格納施設）内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算する（図7.18）。
b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」
で解析した結果を用いる。
c) 線源から評価点に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
d) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を所要時間の割合で配分する【解説7.4】。
e) 計算に当たっては，次の1)又は2)のいずれかの仮定を用いる。
1) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
2) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った
適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい【解説7.5】。
f） 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝入退域時直接ガンマ線積算線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）

26 条-別添 2-添 1-5-47

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.4.2 →内規のとおり
7.4.2(1)a) 原子炉冷却材喪失発生後30日間，原子炉建屋（二次格納施設）内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線による，入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.2(1)b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1スカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.2(1)c) 線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算している。
7.4.2(1)d) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.2(1)e) 計算に当たっては，1)の仮定を用いて計算している。
7.4.2(1)e)1) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービ
ス建屋入口として評価している。
7.4.2(1)f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり計算している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）(3) 主蒸気管破断時の線量評価（BWR型原子炉施設）a) 主蒸気管破断発生後30日間，タービン建屋内に存在する放射性物質を線源とした直接ガンマ線
による，入退域時の評価点における積算線量を計算する（図7.20）。
b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」
で解析した結果を用いる。
c) 線源から評価点に至るまでの遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。
d) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を所要時間の割合で配分する【解説7.4】。
e) 計算に当たっては，次の1)又は2)のいずれかの仮定を用いる。
1) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
2) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った
適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい【解説7.5】。
f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝室内作業時直接ガンマ線積算線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）

26 条-別添 2-添 1-5-48

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.4.2(3)a) 主蒸気管破断発生後30日間，タービン建屋内に存在す
る放射性物質を線源とした直接ガンマ線による、入退域時の評価点における積算線量を計算している。
7.4.2(3)b) 直接ガンマ線の線源強度は，「6.1スカイシャインガ
ンマ線及び直接ガンマ線の線源の計算」で解析した結果を用いている。
7.4.2(3)c) 線源から評価点に至るまでの遮蔽効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算している。
7.4.2(3)d) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.4.2(3)e) 計算に当たっては，1)の仮定を用いて評価している。
7.4.2(3)e)1) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービ
ス建屋入口として評価している。
7.4.2(3)f) 直接ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり計算している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.5 大気中へ放出された放射性物質による入退域時の被ばく(1) 次のa)及びb)の被ばく経路からの運転員の被ばくを，7.5.1 から7.5.2 までに示す方法で計算する。
a) 大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばくb) 大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく(2) 大気中に放出された放射性物質が大気中を拡散し，放出源付近の建屋の巻き込み影響を受ける
場合にはその効果を計算したうえで（5.大気拡散の評価），中央制御室を含む当該建屋の周辺の放射性物質の濃度を計算する。
a) 建屋影響を考慮しない場合
建屋の影響を考慮しない場合は，5.1.1(1)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いる（図7.21）。
b) 建屋影響を考慮する場合
建屋の影響を考慮する場合は，5.1.1(2)及び(3)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いる（図7.22）。

26 条-別添 2-添 1-5-49

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.5 →内規のとおり
7.5(1) 大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく及び吸入摂取による入退域時の被ばく経路からの運転員の被ばくは，7.5.1から7.5.2までに示す方法で計算している。
7.5(2) 大気中に放出された放射性物質が大気中を拡散し，放出源付近の建屋の巻き込み影響を受ける場合にはその効果を計算した
うえで（5.大気拡散の評価），中央制御室を含む当該建屋の周辺の放射性物質の濃度を計算している。
7.5(2)a) 建屋の影響を考慮するため，7.5(2)b)の方法で評価している。
7.5(2)b) 建屋の影響を考慮するため，5.1.1(2)及び(3)の方法で計算した建屋周辺の濃度分布の結果を用いて評価している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）7.5.1 大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ばく(1) 大気中へ放出された放射性物質から放射されるガンマ線による被ばくを計算する（図7.23）。
ただし，事故発生直後の短時間に集中して放出される放射性物質（主蒸気管破断時の半球状
雲，蒸気発生器伝熱管破損時の２次系への漏えい停止までの放出など）による線量について
は，入退域時の線量としては評価しない【解説7.1】。
(2) 建屋から大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による運転員の交替のための入退域時の線量を計算する。
(3) 入退域時の線量は入退域評価点での相対線量D/Qを求め，これに放射性物質（この場合は，放射能）の放出率を乗じて求める。
(4) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を所要時間の割合で配分する。
(5） 入退域時の計算に当たっては，以下のいずれかの仮定を用いる。
a) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に，15分間滞在するとする。
b) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい。【解説7.5】(6) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，次のとおり計算する。
外部被ばく線量＝放出希ガス等（BWRプラントの主蒸気管破断では、ハロゲン等を含む）のガンマ線による実効線量
×直交替による入退所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）
ここで，ガンマ線による運転員の実効線量は，(7.10)式によって計算する。

26 条-別添 2-添 1-5-50

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.5.1 →内規のとおり
7.5.1(1) 大気中へ放出された放射性物質から放射されるガンマ線による被ばくを計算している。ただし，事故発生直後の短時間に集中して放出される放射性物質（主蒸気管破断時の半球状雲）による線量については，入退域時の線量としては評価していない。
7.5.1(2) 建屋から大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による運転員の交替のための入退域時の線量を計算している。
7.5.1(3) 入退域時の線量は入退域評価点での相対線量D/Qを求め，これに放射性物質（この場合は，放射能）の放出率を乗じて評価している。
7.5.1(4) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算
し，30日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.5.1(5) 入退域時の計算に当たっては，a)の仮定を用いて評価している。
7.5.1(5)a) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス
建屋入口として評価している。
7.5.1(6) ガンマ線による運転員の外部被ばく線量は，示されたとおり計算している。

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況

7.5.2 大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による入退域時の被ばく(1) 大気中へ放出された放射性物質を吸入摂取することによる被ばくを計算する（図7.24）。ただし，事故発生直後の短時間に集中して放出される放射性物質（主蒸気管破断時の半球状雲，蒸気発生器伝熱管破損時の２次系への漏えい停止までの放出など）による線量については，入退域時の線量としては評価しない【解説7.1】。
(2) 入退域時の線量は入退域評価点での相対濃度χ/Qを求め，これに放射性物質の放出率を乗じて求める。線量換算係数，呼吸率を乗じて求める。
(3) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30日間の積算線量を所要時間の割合で配分する。
(4) 被ばく低減方策として，例えば，防護マスク着用による放射性よう素の吸入による内部被ばくの低減をはかる場合には，その効果及び運用条件を適切に示して評価に反映してもよい。
(5) 計算に当たっては，以下のいずれかの仮定を用いる。
a) 管理建屋の入口を代表評価点とし，入退域ごとに評価点に15分間滞在するとする。
b) 入退域時の移動経路及び入退域に要する時間をプラントごとに計算し，移動経路に従った適切な評価点及び滞在時間を設定する。この場合，移動に伴って，複数の評価点を設定してもよい【解説7.5】。

7.5.2 →内規のとおり
7.5.2(1) 大気中へ放出された放射性物質を吸入摂取することによる被ばくを計算している。ただし，事故発生直後の短時間に集中して放出される放射性物質（主蒸気管破断時の半球状雲）による線量については，入退域時の線量としては評価していない。
7.5.2(2) 入退域時の線量は入退域評価点での相対濃度χ/Qを求め，これに放射性物質の放出率を乗じて評価している。線量換算
係数，呼吸率を乗じて評価している。
7.5.2(3) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算
し，30日間の積算線量を所要時間の割合で配分して評価している。
7.5.2(4) 被ばく低減方策として，防護マスク着用を考慮していな
い。
7.5.2(5) 入退域時の計算に当たっては，a)の仮定を用いて評価している。
7.5.2(5)a) 入退域時の評価点は，管理建屋の入口であるサービス
建屋入口として評価している。

26 条-別添 2-添 1-5-51

原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）(6) 吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，次のとおり計算する。
内部被ばく線量＝放出よう素の吸入摂取による実効線量
×直交替による所要時間割合＊1*1) 例：4直3交替勤務･片道15分の場合
0.015625＝（0.25h/直×2×3直×30日／4）／（24h×30日）
ここで，吸入摂取による運転員の実効線量は，(7.11)式によって計算する。

26 条-別添 2-添 1-5-52

中央制御室居住性に係る被ばく評価の適合状況
7.5.2(6) 吸入摂取による運転員の内部被ばく線量は，示されたとおり計算している。

別添３

運用，手順説明資料

26 条-別添 3-1

第 26条 原 子 炉 制 御 室 等【条文要求】（設置許可基準規則第２６条）
発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
二 発電用原子炉施設の外の状況を把握する設備を有するものとすること。
【条文要求】（技術基準規則第３８条）
発電用原子炉施設には，原子炉制御室を施設しなければならない。
３ 原子炉制御室には，発電用原子炉施設の外部の状況を把握するための装置を施設しなければならない。
６ 原子炉制御室には，酸素濃度計を施設しなければならない。

酸素濃度・二酸化炭素濃度計

外部の状況を把握する設備酸素濃度・二酸化炭素濃度計の保管
工・保監視カメラの設置

ファックス等を使

気象観測設備等の用した公的機関か設置

らの情報入手工・保工・保26 条-別添 3-2

工・保技術的能力に係る運用対策等（設計基準）
設置許可基準
対象条文

対象項目

区分

運用・手順

手順に基づき，発電用原子炉施設の外部の状況を把握する。

体制

－

保守・点検

－

教育・訓練

－

運用・手順

手順に基づき，酸素濃度・二酸化炭素濃度計
により中央制御室の居住環境の確認を行う。

体制

－

保守・点検

－

外部の状況を把握する設備

第 26 条 原 子 炉 制 御 室 等（技術基準規則対象条文
第 38 条 原 子 炉 制 御 室 等 ）運用対策等

酸素濃度・二酸
化炭素濃度計

教育・訓練

26 条-別添 3-3－

表１

通信連絡設備（設計基準）における点検項目並びに点検頻度

設計基準事故設備
送受話器（警報装置を含む）

ハンドセット，
スピーカー

点検項目

点検頻度

外観点検
機能確認

1 回／年

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

固定電話機
電力保安通信用
電話設備

PHS 端 末FAX

テレビ会議システム

テレビ会議システム(社 内 向 )

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

携帯型音声呼出電話設備

携帯型音声呼出電話機

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

常設

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

可搬型

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

常設

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

可搬型

外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

プロセス計算機

外観点検
機能確認

1 回／年

外観点検
機能確認

1 回／年

外観点検
機能確認

1 回／年

SPDS 表 示 装 置

外観点検
機能確認

1 回／年

専用電話設備

専用電話設備（ホットライン）

外観点検
機能確認

1 回／6 ヶ月

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

TV 会 議 シ ス テ ム
外観点検
通信確認

1 回／6 ヶ月

外観点検
機能確認

1 回／年

衛星電話設備

無線連絡設備必要な情報を把握
データ伝送装置できる設備（安全パラメータ
緊急時対策支援
表示システムシステム伝送装置（ SPDS））

データ伝送設備

IP－ 電 話 機IP－ FAX
緊急時対策支援システム伝送装置

26 条-別添 3-4

第 31 条 ： 監 視 設 備< 目 次 >

1． 基 本 方 針
1.1 要 求 事 項 の 整 理
1.2 適 合 の た め の 基 本 方 針
1.2.1 設 置 許 可 基 準 規 則 第 31 条 第 1 項 に 対 す る 基 本 方 針
2. 追 加 要 求 事 項 に 対 す る 適 合 方 針
2.1 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト
2.1.1 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 配 置 及 び 計 測 範 囲
2.1.2 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 電 源
2.1.3 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 伝 送
2.2 放 射 能 観 測 車
2.3 気 象 観 測 設 備
3. 別 添別添 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉
運用，手順説明資料
監視設備
4.

参考

1．
1.1

基本方針
要求事項の整理監 視 設 備 に つ い て ，設 置 許 可 基 準 規 則 第 31 条 及 び 技 術 基 準 規 則 第 34
条 に お い て ， 追 加 要 求 事 項 を 明 確 化 す る 。（ 第 1.1-1 表 ）31 条-1

第 1.1-1 表 設置許可基準規則第 31 条，技術基準規則第 34 条 要求事項
設置許可基準規則
第 31 条（監視設備）
発電用原子炉施設には、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時
及び設計基準事故時において、当該発電用原子炉施設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びに設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他当該情報を伝達する必要がある場所に表示できる設備（安全施設に属するものに限る。
）を設けなければならない。

技術基準規則第 34 条（計測装置）

備考

31 条-2

発電用原子炉施設には、次に掲げる事項を計測する装置を 追加要求事項
施設しなければならない。ただし、直接計測することが困 設置許可基準
難な場合は、当該事項を間接的に測定する装置を施設する 規則（解釈５）
ことをもって、これに代えることができる。
一 炉心における中性子束密度
二 炉周期
三 制御棒の位置及び液体制御材を使用する場合にあっては、その濃度四 一次冷却材に関する次の事項
イ 放射性物質及び不純物の濃度
ロ 原子炉圧力容器の入口及び出口における圧力、温度及び流量
五 原子炉圧力容器（加圧器がある場合は、加圧器）内及び蒸気発生器内の水位
六 原子炉格納容器内の圧力、温度、可燃性ガスの濃度、
放射性物質の濃度及び線量当量率
七 主蒸気管中及び空気抽出器その他の蒸気タービン又は復水器に接続する設備であって放射性物質を内包する設
備の排ガス中の放射性物質の濃度
八 蒸気発生器の出口における二次冷却材の圧力、温度及び流量並びに二次冷却材中の放射性物質の濃度
九 排気筒の出口又はこれに近接する箇所における排気中の放射性物質の濃度
十 排水口又はこれに近接する箇所における排水中の放射性物質の濃度十一 放射性物質により汚染するおそれがある管理区域（管理区域のうち、その場所における外部放射線に係る線量のみが実用炉規則第二条第二項第四号に規定する線量を超えるおそれがある場所を除いた場所をいう。以下同設置許可基準規則
第 31 条（監視設備）

31 条-3－－

技術基準規則第 34 条（計測装置）
じ。）内に開口部がある排水路の出口又はこれに近接する
箇所における排水中の放射性物質の濃度
十二 管理区域内において人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に必要とする場所（燃料取扱場所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう。
）の線量当量率
十三 周辺監視区域に隣接する地域における空間線量率及び放射性物質の濃度
十四 使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及び水位十五 敷地内における風向及び風速
３ 第一項第十二号から第十四号までに掲げる事項を計測する装置（第一項第十二号に掲げる事項を計測する装置にあっては、燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備に属するものに限る。）にあっては、外部電源が喪失した場合においてもこれらの事項を計測することができるものでなければならない。
４ 第一項第一号及び第三号から第十五号までに掲げる事項を計測する装置にあっては、計測結果を表示し、記録
し、及びこれを保存することができるものでなければならない。ただし、設計基準事故時の放射性物質の濃度及び線量当量率を計測する主要な装置以外の装置であって、断続的に試料の分析を行う装置については、運転員その他の従事者が測定結果を記録し、及びこれを保存し、その記録を確認することをもって、これに代えることができる。

備考

追加要求事項

追加要求事項1.2

適合のための基本方針

1.2.1

設 置 許 可 基 準 規 則 第 31 条 第 1 項 に 対 す る 基 本 方 針

周辺監視区域境界付近には，モニタリング・ポスト及びモニタリ
ング・ポイントを設置し，さらに放射能観測車により放射線測定を行う。
モニタリング・ポストは，常用所内電源に接続しており，常用所
内電源喪失時においては，電源復旧までの期間，専用の無停電電源
装置により電源を供給できる設計とする。 また，モニタリング・ポ
ストから中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所までのデータ伝送系は，有線及び無線により，多様性を有し， 指示値は中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で監視できる設計とする。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した
場合，直ちに中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に警報を発信する設計とする。
また，放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の被ばく線量評価並びに一般気象データ収集のため，発電所敷地内で気象観測設
備により風向，風速その他の気象条件を測定及び記録できる設計とする。

31 条-4

2.

追加要求事項に対する適合方針

2.1

モニタリング・ポスト

2.1.1

モニタリング・ポストの配置及び計測範囲

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時に周辺
監視区域境界付近の放射線量率を連続的に監視するために，モニタ
リング・ポスト 9 台を設けており，連続測定したデータは，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に表示し，監視を行うことができる設計とする。また，そのデータを記録し，保存することができる設計とする。
なお，モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に警報を発信する設計とする。モニタリング・ポストの配置図を第2.1-1 図 ， 計 測 範 囲 等 を 第 2.1-1 表 に 示 す 。

31 条-5

31 条-6
第 2.1-1 図

モニタリング・ポストの配置図

第 2.1-1 表

モニタリング・ポストの計測範囲等
取付

名称

検出器の種類

計測範囲

警報動作範囲個数
箇所

NaI （ Tl ）各 1台
モニタリング・

シンチレーション式

10

周辺監視区

～
計測範囲で可変域境界付近

10 8 nGy/ h

ポスト
イオンチェンバ

各 1台

イオンチェンバ

NaI（ Tl） シ ン チ レ ー シ ョ ン 式（モニタリング・ポストの写真）

31 条-7(9 箇 所 )2.1.2

モニタリング・ポストの電源

モニタリング・ポストの電源は，常用所内電源 2 系統に接続しており，常用所内電源喪失時においては，電源復旧までの期間，専用の無停電電源装置により電源を供給できる設計とする。また，モニタ リ ン グ ・ ポ ス ト の 電 源 は ， 15 時 間 以 上 常 用 所 内 電 源 が 復 旧 し な い
場 合 に ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 で あ る モ ニ タ リ ン グ ･ポ ス ト 用 発 電 機 に
よ り 給 電 が 可 能 な 設 計 と す る 。な お ，モ ニ タ リ ン グ ･ポ ス ト 用 発 電 機
は ， 約 18 時 間 ご と に 給 油 を 行 う 。
無 停 電 電 源 装 置 及 び モ ニ タ リ ン グ ･ポ ス ト 用 発 電 機 の 設 備 仕 様 を第 2.1-2 表 に ，モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト の 電 源 構 成 概 略 図 等 を 第 2.1-2
図に示す。

第 2.1-2 表
名称

無停電電源装置及びモニタリング・ポスト用発電機の設備仕様
個数

発電

バックアップ

燃

方式

時間※３

料

出力

備考

常用所内電源喪失時
局舎毎

1.5kVAに 1台(3.0kVA) ※ １

計 9台(5.0kVA) ※ ２に 自 動 起 動 し ，電 源 復

無停電
蓄電池

約 15 時 間 以 上－

旧までの期間を担保

電源装置
する。

常用所内電源喪失

基準地震動による地

後 15 時 間 以 内 に 手

震力に対する耐震性

動 起 動 さ せ ， 約 18が確認できないため，

3 局舎
モニタリン
毎に
グ・ポ ス ト 用

ディーゼル
約 40kVA

1台

軽
時間ごとに給油を

エンジン

発電機

油

機能喪失した場合は，

行 い つ つ ，常 用 所 内

可搬型モニタリング

電源復旧までの期

ポストにより対応す

間を担保する。

る。

計 3台

※１

モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト 1， 5

※２モニタリング・ポスト 8※３

バックアップ時間は，各モニタリング・ポストの実負荷より算出。

31 条-8○電源構成概略（ 3 局 舎 毎 の 構 成 を 示 す 。 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト 4～ 6， モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス
ト 7～ 9 に つ い て も 同 様 。）
５号 炉 常 用 所 内 電 源 A 系

５号 炉 常 用 所 内 電 源 B系

モニタリング・
ポスト用発電機

第 2.1-2 図

無停電
電源装置

無停電
電源装置

無停電
電源装置

モニタリング・ポスト１

モニタリング・ポスト２

モニタリング・ポスト３

モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 電 源 構 成 概 略 図 等 （ 1/2）

31 条-9

○外観写真（無停電電源装置の写真）
第 2.1-2 図（モニタリング・ポスト用発電機の写真）

モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 電 源 構 成 概 略 図 等 （ 2/2）

31 条-10

2.1.3

モニタリング・ポストの伝送

モニタリング・ポストで測定したデータの伝送を行う構成は，建屋 間 ※ に お い て 有 線 及 び 無 線 に よ り 多 様 性 を 有 し ，測 定 し た デ ー タ は ，モニタリング・ポスト局舎，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所で監視できる設計とする。
モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の 伝 送 概 略 図 を 第 2.1-3 図 に 示 す 。
※建屋（5 号炉原子炉建屋，コントロール建屋）は，モニタリング・ポストと同等以上の耐震性を有しており，伝送の多様化の対象範囲は耐震性を有した建屋間とする。なお，
免震重要棟を経由するデータ伝送系は，信頼性向上を図る設備として活用する。

【凡例】： 有線回線： 無線回線： 衛星回線
データ処理装置（表示・警報，記録，伝送）

免震重要棟

測定装置
（測定，表示，記録）

伝送装置
（伝送）

モニタリング・ポスト局舎（1～9全て）

第 2.1-3 図

データ処理装置（表示・警報，記録，伝送）

表示装置（表示・警報）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所

6号及び7号炉中央制御室

5号炉原子炉建屋

コントロール建屋

モニタリング・ポストの伝送概略図

31 条-11

2.2

放射能観測車周辺監視区域境界付近の放射線量率及び空気中の放射性物質の濃度を迅速に測定するために，放射線量率を監視，測定，記録する装置，空気中の放射性物質（粒子状物質，よう素）を採取，測定する装置等を搭載した放射能観測車を 1 台配備する。
また，福島第一及び第二原子力発電所に放射能観測車を各 1 台，
合計 2 台保有しており，融通することが可能である。さらに，原子力 事 業 者 間 協 力 協 定 に 基 づ き ，放 射 能 観 測 車 11 台 の 融 通 を 受 け る ことが可能である。
放 射 能 観 測 車 搭 載 の 各 計 測 器 の 計 測 範 囲 等 を 第 2.2-1 表 に ， 放 射
能 観 測 車 の 保 管 場 所 を 第 2.2-1 図 に 示 す 。

第 2.2-1 表
名称

放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等

検出器の種類

計測範囲

空間ガンマ

10

個数

サンプリング記録

1台

サンプリング記録

1台

サンプリング記録

1台

～

電離箱
10 8 nGy/h

線測定装置
放射能

1
GM 計 数 装 置

記録方法

～

GM 管
10 6

観測車
よう素測定

NaI(Tl)装置

シンチレーション（その他主な搭載機器）個数

：

カウント
1

10 6

～
カウント

各 1台

・ダスト・よう素サンプラ
・ PHS 端 末・衛星電話設備（可搬型）・風向，風速計（放射能観測車の写真）

31 条-12

31 条-13
第 2.2-1 図

放射能観測車の保管場所

2.3

気象観測設備気象観測設備は，放射性気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の一般公衆の被ばく線量評価並びに一般気象データ収集のために，風
向，風速，日射量，放射収支量，雨量，温度等を測定し，連続測定したデータは，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に表示し，監視を行うことができる設計とする。また，そのデータを記録し，保存することができる設計とする。
気 象 観 測 設 備 の 配 置 図 を 第 2.3-1 図 ， 測 定 項 目 等 を 第 2.3-1 表 に示す。
ま た ， 気 象 観 測 設 備 の デ ー タ 伝 送 系 に つ い て は ， 第 2.3-2 図 に 示
すとおりとする。気象観測設備のデータ伝送を行う構成は，建屋間において有線及び無線により多様性を有することで信頼性向上を図る設計とする。

31 条-14

31 条-15
第 2.3-1 図

気象観測設備の配置図

第 2.3-1 表

気象観測設備の測定項目等
気象観測設備

放射収支計

日射計

風車型風向風速計（地 上 高 10m）

ドップラー型 風 向 風 速 計（標 高 85m，160m）（気象観測設備の写真）
個数：各 1 台（記録）（測定項目）

有線及び無線により中央制御室及び 5

風向※，風速※号炉原子炉建屋内緊急時対策所に表示

日射量※，放射収支量※

し，監視する。また，そのデータを記

雨量，温度等

録し，保存する。

※「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に基づく測定項目

31 条-16

【凡例】： 有線回線： 無線回線： 衛星回線
データ処理装置（表示・警報，記録，伝送）

免震重要棟

測定装置
（測定，表示，記録）

伝送装置
（伝送）

気象観測設備

第 2.3-2 図

データ処理装置（表示・警報，記録，伝送）

表示装置（表示・警報）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所

6号及び7号炉中央制御室

5号炉原子炉建屋

コントロール建屋

気象観測設備の伝送概略図

31 条-17

別添

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

運用，手順説明資料
監視設備

31 条-別添-1

第 31 条 監 視 設 備【条文要求】
発 電 用 原 子 炉 施 設 に は 、通 常 運 転 時 、運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化 時 及 び 設
計 基 準 事 故 時 に お い て 、当 該 発 電 用 原 子 炉 施 設 及 び そ の 境 界 付 近 に お け る
放 射 性 物 質 の 濃 度 及 び 放 射 線 量 を 監 視 し 、及 び 測 定 し 、並 び に 設 計 基 準 事
故時における迅速な対応のために必要な情報を原子炉制御室その他当該
情 報 を 伝 達 す る 必 要 が あ る 場 所 に 表 示 で き る 設 備（ 安 全 施 設 に 属 す る も のに 限 る 。） を 設 け な け れ ば な ら な い 。
【解釈】
５ 第 ３ １ 条 に お い て 、モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト に つ い て は 、非 常 用 所 内 電 源に 接 続 し な い 場 合 、無 停 電 電 源 等 に よ り 電 源 復 旧 ま で の 期 間 を 担 保 で きる 設 計 で あ る こ と 。ま た 、モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト の 伝 送 系 は 多 様 性 を 有 する設計であること。

工
データ伝送を多様化する

無停電電源装置で担保する

工

工

電源の復旧

有線

無線

【後段規制との対応】【添付六，八への反映事項】

工：工認（基本設計方針，添付書類）：添付六，八に反映

保：保安規定（下位文書含む）：当該条文に関係しない

核：核 物 質 防 護 規 定（ 下 位 文 書 含 む ）31 条-別添-2（他条文での反映事項他）

運用，手順に係る運用対策等（設計基準）
設置許可条文

対象項目

区分

運用対策等

無停電電源装置

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

第 31 条

体制

―

監視設備

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

有線

無線

31 条-別添-3

参考
設計基準対象施設の通信連絡設備及びモニタリング・ポストの伝送系については，免震重要棟を緊急時対策所として使用しない方針変更による影響に関して，平成 29 年 3, 4 月に説明を行っている。この際の説明資料を参考として次ページ以降に添付する。

31 条-参考-1

設計基準対象施設の通信連絡設備及びモニタリング・ポストの伝送系について
設計基準対象施設の通信連絡設備及びモニタリング・ポストの伝送系は，免震重要棟に集中配置されているが，信頼性向上を目的として分散配置し，免震重要棟を経由せずとも，
以下のとおり設置許可基準を満足できる設計とする。
通信連絡設備（発電所内）：多様性を確保した通信連絡設備を設ける。
通信連絡設備（発電所外）：多様性を確保した専用通信回線を設ける。
通信連絡設備（発電所内及び発電所外）：非常用所内電源系又は無停電電源に接続する。
モニタリング・ポストの伝送系：多様性を確保した伝送系を設ける。
1．通信連絡設備（発電所内）
発電所内の通信連絡設備については表 1 のとおりの構成とし，免震重要棟を経由せず
とも，2 以上の通信連絡設備を設置する設計とする。
表 1 通信連絡設備（発電所内）の構成
送受話器 電力保安（警報装置 通信用電を含む） 話設備
図1-1①

緊急時対策所-中央制御室（屋内）②

緊急時対策所-現場
（屋外）

③

衛星電話
設備

無線連絡
設備

携帯型音
声呼出電
話設備

緑線

黒線

赤線

青線

橙線

〇

●

◎

◎

－

〇

●

◎

◎

－

〇

〇

－

－

〇

〇

〇

－

－

〇

〇

〇

◎

◎

－

緊急時対策所間（対策本部-待機場所）（屋内）④

中央制御室-現場（屋内）⑤

中央制御室-現場（屋外）
凡例 ●：免震重要棟を経由する通信連絡設備（有線系）〇：免震重要棟を経由しない通信連絡設備（有線系）◎：免震重要棟を経由しない通信連絡設備（無線系（衛星系含む））※1. 緊急時対策所：5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
中央制御室：6号及び7号炉中央制御室

現場（屋内）：コントロール建屋，原子炉建屋，タービン建屋，廃棄物処理建屋

31 条-参考-2

免震重要棟を経由しない通信連絡設備数（有線系，無線系）
3
（1，2）
3
（1，2）
3
（3，0）
3
（3，0）
4
（2，2）

また，緊急時の通信連絡手段を向上させる観点から，6 号及び 7 号炉に設置する電力保安通信用電話設備（交換機）と緊急時対策所に設置する固定電話機を接続し，緊急時対策所-中央制御室及び緊急時対策所-現場（屋外）との通信連絡手段を追加する。
（図 1-2）
なお，免震重要棟に設置する電力保安通信用電話設備（交換機）は，通信連絡手段の信頼性向上を図る設備として活用する。
（１）通信連絡設備（発電所内）の共通要因による機能喪失の防止について
表 1 のとおり，通信連絡設備（発電所内）については，5 種類の通信連絡設備を設置する設計とする。
上記の通信連絡設備のうち，「①緊急時対策所-中央制御室（屋内）」「②緊急時対策所-現場（屋外）」及び「⑤中央制御室-現場（屋外）」については，有線系と無線系（衛星系含む）との通信方式の相違により多様性を確保し，通信連絡の機能が全て喪失しない設計とする。
一方，屋内の通信連絡設備（「③緊急時対策所間（対策本部-待機場所）（屋内）」及び「④中央制御室-現場（屋内）」）については，無線系の通信方式を適用することが困難なことから，以下のとおり，構造の異なる装置を採用すること，位置的分散を図ること及び異なる区分の非常用低圧母線から給電することにより，屋内で想定する共通要因（地震，内部溢水，内部火災及び設計基準事故時の環境条件）に対し，通信連絡の機能が全て喪失しない設計とする。
〇地震：
送受話器及び電力保安通信用電話設備の通信端末については，地震発生時の機能喪失を防止するため，転倒防止，落下防止，又は強固な収納ケースに収容する等の措置を施すこととする。また，送受話器の主装置である制御装置及び電力保安通信用電話設備の主装置である交換機が損傷した場合においては,損傷箇所を予備品等により復旧することで機能を回復できる設計とする。
なお，送受話器はアナログ制御方式，電力保安通信用電話設備はデジタル制
御方式のように，内蔵機器の構造が異なる装置を採用している。
さらに，重大事故等時に使用可能な携帯型音声呼出電話設備については，設計基準地震動による地震力に対して機能維持可能な設計とする。
〇内部溢水：
送受話器の主装置である制御装置は，コントロール建屋地下 2 階に設置し，電力保安通信用電話設備の主装置である交換機は，廃棄物処理建屋地下 1 階（6号炉）及び 1 階（7 号炉）に設置することにより位置的分散を図り，異なる区分の非常用低圧母線から給電することにより，想定破損及び消火による溢水（蒸31 条-参考-3

気を含む）を考慮した場合において，同時に機能喪失しない設計とする。
また，発電所建屋内の PHS 基地局，ケーブル又はケーブル中継箇所等が損傷した場合においては,損傷箇所を予備品等により復旧することで機能を回復できる設計とする。
さらに，携帯型音声呼出電話機を保管する中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所は内部溢水から防護された区画にするとともに，使用する専用
接続箱については，地震起因による溢水による影響を受けない箇所に設置する設計とする。
〇内部火災：
送受話器の主装置である制御装置は，コントロール建屋地下 2 階に設置し，電力保安通信用電話設備の主装置である交換機は，廃棄物処理建屋地下 1 階（6号炉）及び 1 階（7 号炉）に設置することにより位置的分散を図り，異なる区分の非常用低圧母線から給電するとともに，それぞれの設置場所は，３時間以上の耐火能力を有する耐火壁により分離されており，火災が発生した場合においても同時に機能喪失しない設計とする。
また，発電所建屋内の PHS 基地局，ケーブル又はケーブル中継箇所等が損傷した場合においては,損傷箇所を予備品等により復旧することで機能を回復できる設計とする。
さらに，携帯型音声呼出電話設備については，以下のとおり，火災防護対策を行う設計とする。
・ 携帯型音声呼出電話設備で使用する専用通信線は，火災の発生を防止するため，自己消火性（UL 垂直燃焼試験）・耐延焼性（IEEE383）の実証試験に合格する線種を使用する設計とする。
・ 携帯型音声呼出電話設備を設置する箇所には，火災発生の感知及び消火のため，火災時に炎が生じる前の発煙段階から感知できるアナログ機能を有する煙感知器に加え，異なる 2 種類目の感知器としてアナログ機能を有す
る熱感知器を設置するとともに，消火設備を配置する設計とする。
・ 携帯型音声呼出電話設備で使用する専用接続箱は，地震起因による火災の影響を受けない箇所に設置する設計とする。
〇設計基準事故時の環境条件：
送受話器の主装置である制御装置及び電力保安通信用電話設備の主装置である交換機は，コントロール建屋内又は廃棄物処理建屋内に設置する設備であることから，設計基準事故が発生した場合における，コントロール建屋内又は廃棄物処理建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる

31 条-参考-4

設計とする。
また，発電所建屋内の PHS 基地局，ケーブル又はケーブル中継箇所等が損傷した場合においては,損傷箇所を予備品等により復旧することで機能を回復できる設計とするが，原子炉冷却材喪失事故時及び主蒸気管破断事故時等に原子
炉建屋原子炉区域内に設置する通信連絡設備の PHS 基地局，ケーブル又はケー
ブル中継箇所等が損傷した場合は，原子炉建屋原子炉区域内への人の立ち入りが困難となり，通信連絡も困難になると考えられるため，事故後に環境が改善
し，復旧作業が可能な環境下において，損傷した箇所を予備品等により復旧することで機能を回復できる設計とする。

31 条-参考-5

【凡例】
送受話器（ページング）
電力保安通信用電話設備

衛星電話設備
無線連絡設備携帯型音声呼出電話設備

衛星電話設備（屋外アンテナ）
衛星電話設備（屋外アンテナ）

無線連絡設備（屋外アンテナ）

無線連絡設備（屋外アンテナ）
６号炉※１

衛星無線通信回線
５号炉

荒浜側

大湊側

免震重要棟

送受話器
（スピーカ）
衛星電話設備（常設）事務
本館

無線連絡設備 衛星電話設備
（可搬型）
（可搬型）

電力保安
通信用
電話設備
（交換機）

無線連絡設備（常設）(PHS端末)

（ハンド
セット）

６・７号炉
廃棄物
処理建屋
５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）（待機場所）

電力保安通信用
電話設備
(PHS
(FAX)
基地局) (固定電話機)

携帯型
音声呼出
電話設備

31 条-参考-6

電力保安通信用(PHS 電話設備
基地局)

電力保安通信用
電話設備（交換機）

中継
配線器

(PHS
基地局)

(固定電話機)中央制御室待避室（ハンドセット）(FAX)（ハンドセット）

携帯型音声
呼出電話設備
電力保安通信用電話設備
電力保安通信用
電話設備

衛星電話設備（可搬型）

衛星電話設備 無線連絡設備
（常設）
（常設）

送受話器
電力保安通信用(PHS端末)携帯型音声 （スピーカ）
電話設備
呼出電話設備

送受話器（スピーカ）(PHS端末)

放射能観測車（モニタリングカー）

中央制御室

送受話器
（スピーカ）(PHS端末)
電力保安
通信用
電話設備
（交換機）

(PHS (PHS端末)
基地局)

※２

中継
配線器

(PHS基地局)（ハンドセット）(固定電話機)(FAX)

送受話器(制御装置)※１： ７号炉も同様※２： ６号炉用は地下１階、７号炉用は地上１階に設置

破線部：5 号炉に設置する電力保安通信用電話設備（交換機）は，中継配線器，免震重要棟に設置する電力保安通信用電話設備（交換機）を経由し，6 号
及び 7 号炉に設置する電力保安通信用電話設備（交換機）に伝送する。

図 1-1 通信連絡設備（発電所内）の概要

【凡例】
送受話器（ページング）
電力保安通信用電話設備

衛星電話設備
無線連絡設備携帯型音声呼出電話設備

衛星電話設備（屋外アンテナ）
衛星電話設備（屋外アンテナ）

無線連絡設備（屋外アンテナ）

無線連絡設備（屋外アンテナ）
６号炉※１

衛星無線通信回線
５号炉

荒浜側

大湊側

免震重要棟

送受話器
（スピーカ）
衛星電話設備（常設）事務
本館

31 条-参考-7

無線連絡設備 衛星電話設備
（可搬型）
（可搬型）

放射能観測車（モニタリングカー）

電力保安通信用
電話設備（交換機）

中継配線器

衛星電話設備
（可搬型）

電力保安
通信用
電話設備
（交換機）

(PHS端末)無線連絡設備
（常設）

（ハンド
セット）

電力保安通信用
電話設備
(固定
(固定
(PHS
(FAX) 電話機)
基地局) 電話機)

６・７号炉
廃棄物
処理建屋
５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）（待機場所）
携帯型
音声呼出
電話設備
電力保安通信用(PHS 電話設備
基地局)

中央制御室
衛星電話設備 無線連絡設備
（常設）
（常設）

中央制御室待避室

送受話器
電力保安通信用(PHS端末)携帯型音声 （スピーカ）
電話設備
呼出電話設備

送受話器（スピーカ）(PHS
基地局)(固定電話機)（ハンドセット）(FAX)（ハンドセット）

携帯型音声
呼出電話設備
電力保安通信用電話設備(PHS端末)電力保安通信用電話設備

送受話器（スピーカ）(PHS端末)
電力保安
通信用
電話設備
（交換機）

(PHS (PHS端末)
基地局)

※２

(PHS基地局)（ハンドセット）(固定電話機)
(FAX)

中継
配線器

送受話器
(制御装置)※１： ７号炉も同様※２： ６号炉用は地下１階、７号炉用は地上１階に設置

図 1-2 6 号及び 7 号炉に設置する電力保安通信用電話設備（交換機）と固定電話機との接続について

2．通信連絡設備（発電所外）（安全パラメータ表示システム（SPDS）及びデータ伝送設備含む）
発電所外との通信連絡設備のうち，有線系回線機器の一部を免震重要棟から分散配置
し，免震重要棟を経由せずとも専用通信回線を確保できる設計とする。（表 2 参照）
表 2 分散配置を実施する有線系回線
有線系

電力保安通信用回線

データ伝送設備※１回線（1 回線）(緊急時対策支援システム伝送装置(社内))
テレビ会議システム（社内向）通信事業者回線

専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）通信事業者回線

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（統合原子力防災ネ(IP-電話機，IP-FAX）

ットワーク）

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備(テレビ会議システム)
データ伝送設備※１(緊急時対策支援システム伝送装置(ERSS 第一データセンター))※1. 安全パラメータ表示システム（SPDS）を含む
発電所外との通信連絡設備の全体構成を表 3 に示す。表 3 のとおり，有線系回線機器の一部を免震重要棟から分散配置することにより，免震重要棟を経由せずとも，有線系
及び衛星系の多様性を有した専用通信回線を確保することができる。
なお，免震重要棟を経由する以下の回線については，通信連絡手段の信頼性向上を図る設備として活用する。
・有線系回線である電力保安通信用回線のうち電力保安通信用電話設備(固定電話，PHS
端末，FAX）に用いる 2 回線
・有線系回線である電力保安通信用回線のうちデータ伝送設備（緊急時対策支援シス
テム伝送装置）に用いる 1 回線
・有線系回線である電力保安通信用回線のうちテレビ会議システム（社内向）に用いる 1 回線
・有線系回線である電力保安通信用回線のうちデータ伝送設備（緊急時対策支援シス
テム伝送装置（ERSS 第二データセンター））に用いる 2 回線
・無線系回線である電力保安通信用回線 2 回線

31 条-参考-8

表 3 通信連絡設備（発電所外）（安全パラメータ表示システム（SPDS）及びデータ伝送設備含む）の専用通信回線数について
有線系回線
項目

通信
連絡先

通信連絡設備
電力保安通信用（専用のものに限る）

回線
電力保安通信用電話設備(固定電話機,PHS 端末,FAX)

無線系回線
通信事業者回線通信事業者回線(統合原子力防災ネッ
トワーク)

電力保安通信用回線

衛星系回線

上段：現状の多様性を確保した専用通信

通信事業者回線通信事業者回線(統合原子力防災ネッ
トワーク)

参図１

●（２）

－

－

●（２）

－

－

図２-５

－

－

－

－

〇（１）

－

回線数
下段：免震重要棟を経由しない多様性を確保した専用通信回線数

社内
衛星電話設備（社内向）(衛星社内電話機)

３回線（有線系，無線系，衛星系）

通話

社内＋
社外

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

●（１）
図２-２

－

(IP-電話機,IP-FAX)

治体他向）

↓

－

－

〇（１）

〇（１）

専用電話設備(ホットライン)（自
社外

－

２回線
（有線系，

衛星系）

●（１）
図２-１

－

(専用電話設備)

↓

－

－

－

－

〇（１）
３回線

31 条-参考-9

データ伝送設備※１(緊急時対策支援システム伝送装

●（２）
図２-３

置)

↓

（有線系，無線系，衛星系）
－

－

●（２）

〇（１）

－

〇（１）＋●（１）

２回線
（有線系，

衛星系）

社内
●（２）
テレビ会議システム↓(テレビ会議システム（社内向）)
図２-５

－

●（２）

－

－
３回線

〇（１）＋●（１）（有線系，無線系，衛星系）
衛星電話設備（社内向）
データ

－

－
(テレビ会議システム(社内向))

－

－

－

〇（１）

－
２回線

伝送
社内＋
社外

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

●（１）
図２-２

－

－

↓

(テレビ会議システム)

〇（１）

社外

データ伝送設備※１●（１）(ERSS 第一

(緊急時対策支援システム伝送装

ﾃﾞｰﾀｾﾝﾀｰ)

置)

社外

データ伝送設備※１(ERSS 第二(緊急時対策支援システム伝送装

ﾃﾞｰﾀｾﾝﾀｰ)

置)※２

図２-４

－

－

↓

（有線系，
－

－

〇（１）

－

－

〇（１）

３回線
（有線系，無線系，衛星系）

〇（１）

２回線
参図２

●（２）

－

－

●（２）

－

－

凡例 ●：免震重要棟を経由する通信連絡設備，〇：免震重要棟を経由しない通信連絡設備，（ ）内の数字：回線数※1. 安全パラメータ表示システム（SPDS）を含む

衛星系）※2. 衛星系回線で伝送できる緊急時対策支援システム伝送装置（第一データセンター）に対して多様性を確保することとする。

（有線系，

衛星系）

【変更前】
通信の流れ：通常

柏崎刈羽原子力発電所

自治体他（新潟県、柏崎市、刈羽村等）

免震重要棟
専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

通
（信
有事
線業
系者
）回
線

専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）

【変更後】
通信の流れ
：通常
：免震棟経由柏崎刈羽原子力発電所

自治体他（新潟県、柏崎市、刈羽村等）

免震重要棟
専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

通
（信
有事
線業
系者
）回
線

専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）専用電話設備（ホットライン）（自治体他向）図 2-1 専 用 電 話 設 備 （ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 自 治 体 他 向 ）31 条-参考-10

【変更前】
通信の流れ
柏崎刈羽原子力発電所：通常：バックアップ
免震重要棟緊急時対策所

（
統
合
原
子通
（ 力信
衛 防事
星 災業
系 ネ者
） ッ回
ト線
ワ
ー
ク
）

光ファイバ
通信伝送装置※１

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

テレビ会議
システム

衛星無線
通信装置※１国（原子力規制委員会等）

衛星無線
通信装置

テレビ会議
システム

光ファイバ
通信伝送装置

IP-電話機IP-FAX

IP-電話機

（
統
合
原
子通
（ 力信
有 防事
線 災業
系 ネ者
） ッ回
ト線
ワ
ー
ク
）

光ファイバ
通信伝送装置※１

IP-FAX

本社（即応センター等）

即応センター

テレビ会議
システム

衛星無線
通信装置※１

自治体他（新潟県、柏崎市、刈羽村等）
衛星無線
通信装置

テレビ会議
システム

光ファイバ
通信伝送装置

IP-電話機IP-FAX

IP-電話機
光ファイバ
通信伝送装置※１

IP-FAX※１：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国、自治体他所掌の通信連絡設備となる。

【変更後】
通信の流れ
：通常
：バックアップ
柏崎刈羽原子力発電所

（
統
合
原
子通
（ 力信
衛 防事
星 災業
系 ネ者
） ッ回
ト線
ワ
ー
ク
）

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

テレビ会議
システム

衛星無線
通信装置※１

IP-電話機IP-FAX

光ファイバ
通信伝送装置※１

国（原子力規制委員会等）

衛星無線
通信装置

テレビ会議
システム

光ファイバ
通信伝送装置

IP-電話機IP-FAX

（
統
合
原
子通
（ 力信
有 防事
線 災業
系 ネ者
） ッ回
ト線
ワ
ー
ク
）

本社（即応センター等）

即応センター

テレビ会議
システム

衛星無線
通信装置※１

IP-電話機IP-FAX

光ファイバ
通信伝送装置※１

自治体他（新潟県、柏崎市、刈羽村等）

衛星無線
通信装置

テレビ会議
システム

光ファイバ
通信伝送装置

IP-電話機※１：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国、自治体他所掌の通信連絡設備となる。

図 2-2 統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク を 用 い た 通 信 連 絡 設 備(IP-電 話 機 ， IP-FAX， テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム )31 条-参考-11

IP-FAX

【変更前】
柏崎刈羽原子力発電所

国
（
ネ 通
（ッ統信
衛ト合事
星ワ原
子業
系ー力者
）ク 回
防
）災線

無線

６号炉
コントロール建屋 ※１

免震重要棟
事務本館
光ファイバ
通信伝送装置※３

(c)

光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※４
(a)

光ファイバ
通信伝送装置

（
ネ 通
（ッ統信
有ト合事
線ワ原
子業
系ー力者
）
回
ク防
）災線

光ファイバ
通信伝送装置※３
光ファイバ
通信伝送装置※５

光ファイバ
通信伝送装置

ERSS
第一データセンター※２（原子力規制庁）

ERSS
第二データセンター※２（原子力規制庁）

マイクロ波
無線装置※５

(d)

有線
(2回線)

５号炉原子炉建屋
データ
伝送装置

プロセス
計算機

本社

（
有電
線力
系保
・安
無通
線信
系用
）回
線

(b)

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置※５

※

５

SPDS
表示装置

(a)

衛星無線
通信装置※３マイクロ波
無線装置※５中央制御室等 制御盤
衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置

1～4号炉建屋

光ファイバ
通信伝送装置※３

緊急時対策支援システム伝送装置※４※１:７号炉も同様※２：国の緊急時対策支援システム。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。

(c)
(b)

（
衛通
（星信
衛無
線事
星通業
系信者
）回回
線線
）

SPDS
表示装置

［凡例］
： 有線系
： 無線又は衛星系： 通常伝送ライン： バックアップ伝送ライン(d)※４：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，
５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※５：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

【変更後】
柏崎刈羽原子力発電所

国
（
ネ 通
（ッ統信
衛ト合事
星ワ原
子業
系ー力者
）ク 回
防
）災線

無線

６号炉
コントロール建屋等※１

免震重要棟
事務本館

(c)

1～4号炉
建屋

ERSS
第一データセンター※２（原子力規制庁）

光ファイバ
通信伝送装置※３(e)
光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※４
(a)

(e)

光ファイバ
※5
通信伝送装置
通信伝送装置※５

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置

（
ネ 通
（ 統信
ッ
有ト合事
線ワ原
子業
系ー力者
）ク防回
）災線

ERSS
第二データセンター※２（原子力規制庁）

マイクロ波
※5
無線装置
無線装置※５(d)

有線

５号炉原子炉建屋
データ
伝送装置

プロセス
計算機

本社

（
有電
線力
系保
・安
無通
線信
系用
）回
線

(b)

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

衛星無線
通信装置

光ファイバ
※5
通信伝送装置
通信伝送装置※５

※

SPDS
表示装置

(a)

５

衛星無線
通信装置※３

マイクロ波
※5
無線装置
無線装置※５

衛星無線通信装置

中央制御室等 制御盤

光ファイバ
通信伝送装置※３

光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※４※１:７号炉も同様※２：国の緊急時対策支援システム。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。

光ファイバ
通信伝送装置※5

(c)

(b)

（
衛通
（星信
衛無
線事
星通業
系信者
）回回
線線
）

SPDS
表示装置

［凡例］

(d)

： 有線系
： 無線又は衛星系： 通常伝送ライン： バックアップ伝送ライン：免震棟経由※４：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，
５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※５：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

図 2-3 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） 及 び デ ー タ 伝 送 設 備 （ 社 内 ）31 条-参考-12

【変更前】
柏崎刈羽原子力発電所

国
（
ネ 通
（ッ統信
衛ト合事
星ワ原
子業
系ー力者
）ク 回
防
）災線

無線

６号炉
コントロール建屋※１

免震重要棟
事務本館
光ファイバ
通信伝送装置※３

(c)

光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※４
(a)

光ファイバ
通信伝送装置

（
ネ 通
（ッ統信
有ト合事
線 原業
ワ子
系ー力者
）ク 回
防
）災線

光ファイバ
通信伝送装置※３
光ファイバ
通信伝送装置※５

光ファイバ
通信伝送装置

ERSS
第一データセンター※２（原子力規制庁）

ERSS
第二データセンター※２（原子力規制庁）

マイクロ波
無線装置※５

(d)

有線
(2回線)

５号炉原子炉建屋
データ
伝送装置

プロセス
計算機

本社

（
有電
線力
系保
・安
無通
線信
系用
）回
線

(b)

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置※５

※

５

SPDS
表示装置

(a)

衛星無線
通信装置※３マイクロ波
無線装置※５中央制御室等 制御盤
衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置

1～4号炉建屋

光ファイバ
通信伝送装置※３

緊急時対策支援システム伝送装置※４※１:７号炉も同様※２：国の緊急時対策支援システム。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。

(c)
(b)

（
衛通
（星信
衛無
線事
星通業
系信者
）回回
線線
）

SPDS
表示装置

［凡例］
： 有線系
： 無線又は衛星系： 通常伝送ライン： バックアップ伝送ライン(d)※４：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，
５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※５：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

【変更後】
柏崎刈羽原子力発電所

国
（
ネ 通
（ッ統信
衛ト合事
星ワ原
子業
系ー力者
）ク 回
防
）災線

無線

６号炉
コントロール建屋等※１

免震重要棟
事務本館

(c)

1～4号炉
建屋

ERSS
第一データセンター※２（原子力規制庁）

光ファイバ
通信伝送装置※３(e)
光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※４
(a)

(e)

光ファイバ
※5
通信伝送装置
通信伝送装置※５

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置

（
ネ 通
（ 統信
ッ
有ト合事
線ワ原
子業
系ー力者
）ク防回
）災線

ERSS
第二データセンター※２（原子力規制庁）

マイクロ波
※5
無線装置
無線装置※５(d)

有線

５号炉原子炉建屋
データ
伝送装置

プロセス
計算機

本社

（
有電
線力
系保
・安
無通
線信
系用
）回
線

(b)

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

衛星無線
通信装置

光ファイバ
※5
通信伝送装置
通信伝送装置※５

※

SPDS
表示装置

(a)

５

衛星無線
通信装置※３

マイクロ波
※5
無線装置
無線装置※５

衛星無線通信装置

中央制御室等 制御盤

光ファイバ
通信伝送装置※３

光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※４※１:７号炉も同様※２：国の緊急時対策支援システム。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。

光ファイバ
通信伝送装置※5

(c)

(b)

（
衛通
（星信
衛無
線事
星通業
系信者
）回回
線線
）

SPDS
表示装置

［凡例］

(d)

： 有線系
： 無線又は衛星系： 通常伝送ライン： バックアップ伝送ライン※４：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，
５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※５：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

図 2-4 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ SPDS）及 び デ ー タ 伝 送 設 備（ ERSS 第 一 データセンター）31 条-参考-13

【変更前】
柏崎刈羽原子力発電所

光ファイバ
通信伝送装置 ※１

電
力
（保
有
線安
系通
）信
用
１
回
線

テレビ会議
システム（社内向）
光ファイバ
通信伝送
装置※１

※

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所
マイクロ波無線通信装置 ※１

テレビ会議
システム（社内向）

電
力
（保
無
線安
系通
）信
１ 用
回
線

衛星無線
通信装置

※

（衛星社内電話機）
衛星電話設備（社内向）

本社（即応センター等）

（
衛通
星
（無 信
衛 事
星線 業
者
系通
）信
回回
線線
）

免震重要棟

（テレビ会議システム（社内向））

マイクロ波無線通信装置 ※１
衛星電話設備（社内向）（衛星社内電話機）

衛星無線
通信装置

（テレビ会議システム（社内向））

通信の流れ
：通常
：バックアップ※１： 電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

【変更後】
柏崎刈羽原子力発電所

５号炉原子炉建屋

電
力
（保
有
線安
系通
）信
用
１
回
線

テレビ会議
システム（社内向）
光ファイバ
通信伝送
装置※１

※

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所
マイクロ波無線通信装置 ※１

テレビ会議
システム（社内向）

電
力
（保
無
線安
系通
）信
１ 用
回
線

光ファイバ
通信伝送装置 ※１

衛星無線
通信装置

※

（衛星社内電話機）
衛星電話設備（社内向）

本社（即応センター等）

（
衛通
星
（無 信
衛 事
星線 業
者
系通
）信
回回
線線
）

免震重要棟

（テレビ会議システム（社内向））

マイクロ波無線通信装置 ※１
衛星電話設備（社内向）（衛星社内電話機）

衛星無線
通信装置

（テレビ会議システム（社内向））

通信の流れ
：通常
：バックアップ：免震棟経由※１： 電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

図 2-5

テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム（ 社 内 向 ） 及 び 衛 星 電 話 設 備（ 社 内 向 ）（ 衛 星 社 内
電 話 機 ， テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム (社 内 向 )）31 条-参考-14

3． 電 源 設 計
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 に 設 置 す る 通 信 連 絡 設 備 は ，図 3，表 4 の と お り 5 号 炉 原
子炉建屋内緊急時対策所用の電源として，6 号及び 7 号炉非常用所内電源及び代替交流電源設備若しくは無停電電源装置（蓄電池等を含む）から給電可能な設計とする。

共通用高圧母線6SA-1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（代替交流電源設備）
Ａ

Ｂ

Ｇ

Ｇ

共通用高圧母線6SB-2

共通用高圧母線6SA-2

Ｄ/Ｇ
(7A)

Ｄ/Ｇ
(6B)

Ｄ/Ｇ
(6A)

共通用高圧母線5SA-2 共通用高圧母線5SB-1

Ｄ/Ｇ
(6C)

（略語）
R/B：原子炉建屋
C/B：コントロール建屋
非常用高圧母線7C5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
（予備）
屋外

Ｇ

非常用高圧母線6C

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧母線7C-1

非常用低圧母線6C-1

非常用高圧母線5C

非常用高圧母線6E

非常用高圧母線6D

動力変圧器

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧母線6D-1

非常用低圧母線6E-1

非常用低圧母線5C-1

Ｇ480V
MCC 7C-1-6

480V
MCC 7C-1-5

MCC：モータ・コントロール・センタ

【凡例】
D/G

480V
MCC 6C-1-6

480V
MCC 6D-1-7

480V
MCC 6E-1-3

480V
MCC 5C-1-8：非常用ディーゼル発電機：遮断器

可搬ケーブル：配線用遮断器

Ｇ

蓄電池
2,400Ah
蓄電池
1,000Ah

蓄電池
1,000Ah充電器

蓄電池
1,000Ah

負荷変圧器：非常用所内電源設備又は無停電電源装置(充電器等を含む)
充電器

充電器
充電器

交流分電盤③〇照明設備

交流分電盤①

局線加入電話設備

テレビ会議システム（社内向）
電力保安通信用
電話設備（FAX）

交流分電盤②

緊急時対策支援システム伝送装置
SPDS表示装置

電力保安通信用
電話設備
（交換機）

〇照明設備
（コンセント負荷含む）〇通信連絡設備〇放射線管理設備

電力保安通信用
電話設備
（交換機）

送受話器
（制御装置）

送受話器（ハンドセット）（スピーカ）

電力保安通信用
電話設備（固定電話機）電力保安通信用
電話設備（交換機）

電力保安通信用
電話設備（固定電話機）電力保安通信用
電話設備（固定電話機）

無線連絡設備衛星電話設備衛星電話設備（社内向）

統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム
IP-電話機，IP-FAX）

図 35 号炉原子炉建屋に設置する通信連絡設備の単線結線図

5号炉
原子炉建屋内緊急時対策所：電源車(常設代替交流電源設備)

表 45 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
負荷名称

換気空調設備
照明設備(コ ン セ ン ト 負 荷 含 む )通信連絡設備※1
放射線管理設備合計（代替交流電源設備の電源容量）

必要な負荷

負 荷 容 量 (kVA)
約 13kVA
約 19kVA
約 17kVA
約 11kVA
約 60kVA（ 200kVA）※ 1. 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備 及 び 送 受 話 器 は 既 設 設 備 を 流 用 。

31 条-参考-15：6/7号炉設計基準対象施設：6/7号炉設計基準対象施設
及び重大事故等対処設備として使用する設備

4． モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の デ ー タ 伝 送 系
モニタリング・ポストのデータ伝送系は，モニタリング・ポスト局舎（モニタ リ ン グ・ポ ス ト 1～ 9 全 て ）か ら 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 及 び 6 号 及び 7 号炉中央制御室に対し，免震重要棟を経由せずとも有線回線，衛星回線及び無線回線により建屋間で多様性を確保した伝送系を設置する設計とする。
（図4 参照）また，気象観測設備のデータ伝送系についても，モニタリング・ポス
トのデータ伝送系と同様に，免震重要棟を経由せずとも多様性を確保した伝送系を設置する設計とする。
なお，免震重要棟を経由するモニタリング・ポストのデータ伝送系は，信頼性向上を図る設備として活用する。
【変更前】

【凡例】
： 有線回線： 無線回線： 衛星回線
データ処理装置（表示・警報，記録，伝送）

免震重要棟

測定装置
（測定，表示，記録）

伝送装置
（伝送）

モニタリング・ポスト局舎

データ処理装置（表示・警報，記録，伝送）

表示装置（表示・警報）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所

6号及び7号炉中央制御室

5号炉原子炉建屋

コントロール建屋

【変更後】
【凡例】
： 有線回線： 無線回線： 衛星回線
データ処理装置（表示・警報，記録，伝送）

免震重要棟

測定装置
（測定，表示，記録）

伝送装置
（伝送）

モニタリング・ポスト局舎（1～9全て）

データ処理装置（表示・警報，記録，伝送）

表示装置（表示・警報）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所

6号及び7号炉中央制御室

5号炉原子炉建屋

コントロール建屋

図 4 モニタリング・ポストの伝送概略図

31 条-参考-16

【参考】信頼性向上を図る設備について
信頼性向上を図る設備である免震重要棟に設置される通信連絡設備及びモ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト の 伝 送 系 は ，5 号 炉 ，6 号 炉 及 び 7 号 炉 に 設 置 す る 通
信連絡設備及びモニタリング・ポストの伝送系と位置的分散を図る設計とす る 。ま た ，5 号 炉 ，6 号 炉 及 び 7 号 炉 に 設 置 す る 通 信 連 絡 設 備 及 び モ ニ タ
リング・ポストの伝送系と免震重要棟に設置される通信連絡設備及びモニタ リ ン グ・ポ ス ト の 伝 送 系 は ，光 フ ァ イ バ ケ ー ブ ル に て 接 続 さ れ て お り ，5
号炉，6 号炉及び 7 号炉に設置する通信連絡設備に対して悪影響を及ぼさない設計となっている。

なお，柏崎刈羽原子力発電所の免震重要棟は，以下のとおり耐震重要度
分類のクラス C 相当の耐震性能を有している。
〇

財団法人日本建築センターにおける構造方法の性能評価に基づき，建築基準法に定める国土交通大臣認定を受けている。

〇

地盤の支持性能は，レベル 2 相当地震時に生じる地震時荷重に対して，地盤支持における許容限界を超えないことを確認している。

〇

地盤の液状化については，支持地盤が更新統であり，敷地地点では
中越沖地震時に液状化した痕跡が見られなかったことから，液状化
しないものと判断している。

以上

31 条-参考-17

柏崎刈羽原子力発電所

本社（即応センター等）
免震重要棟

光ファイバ
通信伝送装置 ※１

電力保安
通信用
電話設備
（交換機）

光ファイバ
通信伝送
装置※１

電
力
（保
有
線安
系通
）信
用
１
回
線

局線加入電話設備（通信伝送装置）

電力保安通信用電話設備（固定電話機）

電力保安
通信用
電話設備
（交換機）

（PHS端末）※５号炉原子炉建屋
マイクロ波無線通信装置 ※１（FAX）
局線加入電話設備（通信伝送装置）

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

電
力
（保
無
線安
系通
）信
１ 用
回
線

電力保安通信用電話設備（固定電話機）

電力保安
通信用
電話設備
（交換機）

（FAX）

マイクロ波無線通信装置 ※１※（PHS端末）６・７号炉廃棄物処理建屋

中央制御室

災害時優先
電話設定あり電力保安通信用電話設備
電力保安
通信用
電話設備
（交換機）

（固定電話機）

通
（信
有事
線業
系者
）回
線

災害時優先
電話設定あり通信の流れ（PHS端末）（FAX）：通常：バックアップ※１： 電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

（ 参 図 1） 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備 (固 定 電 話 ， PHS 端 末 ， FAX)

柏崎刈羽原子力発電所

国
（
ネ 通
（ッ統信
衛ト合事
星ワ原
子業
系ー力者
）ク 回
防
）災線

無線

６号炉
コントロール建屋等※１

免震重要棟
事務本館

(c)

1～4号炉
建屋

ERSS
第一データセンター※２（原子力規制庁）

光ファイバ
通信伝送装置※３(e)
光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※４
(a)

(e)

光ファイバ
※5
通信伝送装置
通信伝送装置※５

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置

（
ネ 通
（ッ統信
有ト合事
線ワ原
業
系 子者
ー
）ク力回
防線
）災

ERSS
第二データセンター※２（原子力規制庁）

マイクロ波
※5
無線装置
無線装置※５(d)

有線

５号炉原子炉建屋
データ
伝送装置

プロセス
計算機

本社

（
有電
線力
系保
・安
無通
線信
系用
）回
線

(b)

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

衛星無線
通信装置

光ファイバ
※5
通信伝送装置
通信伝送装置※５

※

SPDS
表示装置

(a)

５

衛星無線
通信装置※３

マイクロ波
※5
無線装置
無線装置※５

衛星無線通信装置

中央制御室等 制御盤

光ファイバ
通信伝送装置※３

光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※４※１:７号炉も同様※２：国の緊急時対策支援システム。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。

光ファイバ
通信伝送装置※5

(c)

(b)

（
衛通
（星信
衛無
線事
星通業
系信者
）回回
線線
）

SPDS
表示装置

［凡例］

(d)

： 有線系
： 無線又は衛星系： 通常伝送ライン： バックアップ伝送ライン※４：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，
５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※５：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

（ 参 図 2） 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） 及 び デ ー タ 伝 送 設 備 （ ERSS 第二データセンター）

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