東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-5 改 0
提出年月日
平成 29 年 11 月 7 日

東海第二発電所

技術的能力 比較表

平成 29 年 11 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手
順等

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14

電源の確保に関する手順等

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等

目－1

2.

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

2.1

可搬型設備等による対応

目－2

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）
重大事故等発生時及び大規模損壊発生時の対処に係る基本方針【要求事項】

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

重大事故等発生時及び大規模損壊発生時の対処に係る基本方針

重大事故等発生時及び大規模損壊発生時の対処に係る基本方針【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉施設において，重大事故に至るおそれがある事

発電用原子炉施設において，重大事故に至るおそれがある事

発電用原子炉施設において，重大事故に至るおそれがある事

故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。以下同

故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。以下同

故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。以下同じ。）若しくは重大事故（以下「重大事故等」と総称する。）

じ。）若しくは重大事故（以下「重大事故等」と総称する。）

じ。
）若しくは重大事故（以下「重大事故等」と総称する。）がが発生した場合又は大規模な自然災害若しくは故意による大型が発生した場合又は大規模な自然災害若しくは故意による大型発生した場合又は大規模な自然災害若しくは故意による大型航航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大

航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規

規模な損壊が発生した場合における当該事故等に対処するため

規模な損壊が発生した場合における当該事故等に対処するため

模な損壊が発生した場合における当該事故等に対処するためにに必要な体制の整備に関し，原子炉等規制法第４３条の３の２に必要な体制の整備に関し，原子炉等規制法第４３条の３の２

必要な体制の整備に関し，原子炉等規制法第４３条の３の２４

４第１項の規定に基づく保安規定等において，以下の項目が規４第１項の規定に基づく保安規定等において，以下の項目が規第１項の規定に基づく保安規定等において，以下の項目が規定定される方針であることを確認すること。

定される方針であることを確認すること。

される方針であることを確認すること。

なお，申請内容の一部が本要求事項に適合しない場合であっなお，申請内容の一部が本要求事項に適合しない場合であっなお，申請内容の一部が本要求事項に適合しない場合であっても，その理由が妥当なものであれば，これを排除するものでても，その理由が妥当なものであれば，これを排除するものでても，その理由が妥当なものであれば，これを排除するもので

はない。

はない。

はない。

【要求事項の解釈】【要求事項の解釈】【要求事項の解釈】
要求事項の規定については，以下のとおり解釈する。

要求事項の規定については，以下のとおり解釈する。

要求事項の規定については，以下のとおり解釈する。

なお，本項においては，要求事項を満たすために必要な措置

なお，本項においては，要求事項を満たすために必要な措置

なお，本項においては，要求事項を満たすために必要な措置のうち，手順等の整備が中心となるものを例示したものであのうち，手順等の整備が中心となるものを例示したものであのうち，手順等の整備が中心となるものを例示したものである。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る。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る。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は，以下の解釈において規定する内容

めに必要な技術的能力には，以下の解釈において規定する内容

めに必要な技術的能力には，以下の解釈において規定する内容に加え，設置許可基準規則に基づいて整備される設備の運用手に加え，設置許可基準規則に基づいて整備される設備の運用手に加え，設置許可基準規則に基づいて整備される設備の運用手順等についても当然含まれるものであり，これらを含めて手順順等についても当然含まれるものであり，これらを含めて手順順等についても当然含まれるものであり，これらを含めて手順書等が適切に整備されなければならない。

書等が適切に整備されなければならない。

書等が適切に整備されなければならない。

また，以下の要求事項を満足する技術的内容は，本解釈に限

また，以下の要求事項を満足する技術的内容は，本解釈に限

また，以下の要求事項を満足する技術的内容は，本解釈に限定されるものではなく，要求事項に照らして十分な保安水準が定されるものではなく，要求事項に照らして十分な保安水準が定されるものではなく，要求事項に照らして十分な保安水準が達成できる技術的根拠があれば，要求事項に適合するものと判達成できる技術的根拠があれば，要求事項に適合するものと判達成できる技術的根拠があれば，要求事項に適合するものと判

断する。

断する。

断する。

1

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

東京電力（株）福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえた重福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえた重大事故等対策の東京電力（株）福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえた重大事故

大事故等対策の設備強化等の対策に加え，重大事故に至るおそれが設備強化等の対策に加え，重大事故に至るおそれがある事故若しく等対策の設備強化等の対策に加え，重大事故に至るおそれがある事故若

ある事故若しくは重大事故が発生した場合又は大規模な自然災害若は重大事故が発生した場合又は大規模な自然災害若しくは故意によ

しくは重大事故が発生した場合又は大規模な自然災害若しくは故意によ

しくは故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電る大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設のる大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規用原子炉施設の大規模な損壊が発生した場合における以下の重大事

大規模な損壊が発生した場合における以下の重大事故等対処設備に模な損壊が発生した場合における以下の重大事故等対処設備に係る事

故等対処設備に係る事項，復旧作業に係る事項，支援に係る事項及係る事項，復旧作業に係る事項，支援に係る事項及び手順書の整項，復旧作業に係る事項，支援に係る事項及び手順書の整備，教育及び訓び手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備を考慮し当備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備を考慮し，当該事故等に練の実施並びに体制の整備を考慮し当該事故等に対処するために必要な該事故等に対処するために必要な手順書の整備，教育及び訓練の実対処するために必要な手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体

手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備等運用面での対策

施並びに体制の整備等運用面での対策を行う。

制の整備等運用面での対策を行う。また，1 号，2 号，3 号，4 号

を行う。

備考

・東海第二発電所（以下「東及び 5 号炉の原子炉圧力容器に燃料が装荷されていないことを前二」という。）は，単機提とする。

プラントであることか「１．重大事故等対策」について手順を整備し，重大事故等の対「(ⅰ)重大事故等対策」について手順を整備し，重大事故等の対「1.重大事故等対策」について手順を整備し，重大事故等の対応を実施

応を実施する。「２．大規模な自然災害又は故意による大型航空機

応を実施する。「(ⅱ)大規模な自然災害又は故意による大型航空機する。
「2.大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテの衝突その他のテロリズムへの対応における事項」の「２．１可搬の衝突その他のテロリズムへの対応における事項」の「a. 可搬型

ロリズムへの対応における事項」の「2.1可搬型設備等による対応」は「1.

型設備等による対応」は「１．重大事故等対策」の対応手順を基設備等による対応」は「(ⅰ)重大事故等対策」の対応手順をもと重大事故等対策」の対応手順を基に，大規模な損壊が発生した場合の様々に，大規模な損壊が発生した場合も対応を実施する。また，様々なに，大規模な損壊が発生した場合も対応を実施する。また，様々なな状況においても，事象進展の抑制及び緩和を行うための手順を整備し，状況においても，事象進展の抑制及び緩和を行うための手順を整備状況においても，事象進展の抑制及び緩和を行うための手順を整備

大規模な損壊が発生した場合の対応を実施する。

し，大規模な損壊が発生した場合の対応を実施する。

し，大規模な損壊が発生した場合の対応を実施する。

重大事故等又は大規模損壊に対処し得る体制においても技術的能

また，重大事故等又は大規模損壊に対処し得る体制においても技また，重大事故等又は大規模損壊に対処し得る体制においても技術的力を維持管理していくために必要な事項を「核原料物質，核燃料物

術的能力を維持管理していくために必要な事項を，「核原料物質，能力を維持管理していくために必要な事項を，「核原料物質，核燃料物質

質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定等

核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定等においにおいて規定する。

安規定等において規定する。

て規定する。

重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置については，技術的重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置については，技術的重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置については，技術的能力能力の審査基準で規定する内容に加え，設置許可基準規則に基づい能力の審査基準で規定する内容に加え，設置許可基準規則に基づいの審査基準で規定する内容に加え，設置許可基準規則に基づいて整備すて整備する設備の運用手順等についても考慮した表 1.0.1 に示すて整備する設備の運用手順等についても考慮した第 10－1 表に示る設備の運用手順等についても考慮した表1.0.1に示す「重大事故等対策「重大事故等対策における手順書の概要」を含めて手順書等を適切す「重大事故等対策における手順書の概要」を含めて手順書等を適における手順書の概要」を含めて手順書等を適切に整備する。

に整備する。

切に整備する。

整備する手順書については「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 1.1 から 1.19」にて
補足する。

2

ら，記載対象外・玄海の記載表現を参考にした附番

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

1． 重大事故等対策

1.

1.0 重大事故等対策における共通事項

1．0 重大事故等対策における共通事項

1.0 重大事故等対策における共通事項＜目次＞＜ 目 次 ＞

目

1．0．1 重大事故等への対応に係る基本的な考え方....... 1．0-1

1.0.1 重大事故等への対応に係る基本的な考え方..........1.0 1(1) 重大事故等対処設備に係る事項................... 1．0-1(1) 重大事故等対処設備に係る事項....................1.0-1

a. 切り替えの容易性.............................. 1．0-1

ａ. 切り替えの容易性..............................1.0 1

b. アクセスルートの確保.......................... 1．0-1

ｂ. アクセスルートの確保..........................1.0 1(2) 復旧作業に係る事項............................. 1．0-1(2) 復旧作業に係る事項.............................1.0-5

a. 予備品等の確保................................ 1．0-1

ａ. 予備品等の確保...............................1.0 5

b. 保管場所...................................... 1．0-2

ｂ. 保管場所.....................................1.0 6

c. アクセスルートの確保.......................... 1．0-2

ｃ. アクセスルートの確保.........................1.0 7(3)支援に係る事項(3) 支援に係る事項................................. 1．0-2(3) 支援に係る事項.................................1.0-7(4)手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備(4) 手順書の整備，教育・訓練の実施及び体制の整備... 1．0-2(4) 手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備

1.0.1 重大事故等への対応に係る基本的な考え方(1)重大事故等対処設備に係る事項(2)復旧作業に係る事項

重大事故等対策次................................................1.0-8
a. 手順書の整備.................................. 1．0-2

ａ. 手順書の整備.................................1.0 8

b. 教育及び訓練の実施............................ 1．0-3

ｂ. 教育及び訓練の実施...........................1.0 13

c. 体制の整備.................................... 1．0-3

ｃ. 体制の整備...................................1.0 15

1．0．2 共通事項..................................... 1．0-4

1.0.2 共通事項.......................................1.0-24(1) 重大事故等対処設備に係る事項................... 1．0-4(1) 重大事故等対処設備に係る事項...................1.0-24

ａ.切り替えの容易性

a. 切り替えの容易性.............................. 1．0-4

ａ. 切り替えの容易性.............................1.0 24

ｂ.アクセスルートの確保

b. アクセスルートの確保.......................... 1．0-4

ｂ. アクセスルートの確保.........................1.0 25(2)復旧作業に係る事項(2) 復旧作業に係る事項............................. 1．0-8(2) 復旧作業に係る事項.............................1.0-31

ａ.予備品等の確保

a. 予備品等の確保................................ 1．0-8

ａ. 予備品等の確保...............................1.0 32

ｂ.保管場所

b. 保管場所...................................... 1．0-9

ｂ. 保管場所.....................................1.0 33

ｃ.アクセスルートの確保

c. アクセスルートの確保.......................... 1．0-9

ｃ. アクセスルートの確保.........................1.0 33(3)支援に係る事項(3) 支援に係る事項................................ 1．0-10(3) 支援に係る事項.................................1.0-34(4)手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備(4) 手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備(4) 手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備

1.0.2 共通事項
(1)重大事故等対処設備に係る事項............... 1．0-13................................................1.0-38

ａ.手順書の整備

a. 手順書の整備................................. 1．0-13

ａ. 手順書の整備.................................1.0 38

ｂ.教育及び訓練の実施

b. 教育及び訓練の実施........................... 1．0-17

ｂ. 教育及び訓練の実施...........................1.0 47

ｃ.体制の整備c. 体制の整備................................... 1．0-22

ｃ. 体制の整備...................................1.0 54

3

備考赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）
添付資料 目次＜ 添付資料 目次 ＞
添付資料 1.0.1 本来の用途以外の用途として使用する重大事故等

添付資料 1.0.1 本来の用途以外の用途として使用する重大事故等に対処するための設備に係る切り替えの容易性にに対処するための設備に係る切り替えの容易性に

ついて

ついて

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

備考

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

添付資料1.0.1

本来の用途以外の用途として使用する重大事故等に対処するための設備に係る切り替えの容易性について

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

ルートについて添付資料 1.0.3 予備品等の確保及び保管場所について添付資料 1.0.3 予備品等の確保及び保管場所について

添付資料1.0.3

予備品等の確保及び保管場所について添付資料 1.0.4 復旧作業に必要な資機材及び外部からの支援につ

添付資料 1.0.4 外部からの支援について

添付資料1.0.4

復旧作業に必要な資機材及び外部からの支援について

添付資料 1.0.5 重大事故等対策に係る文書体系について

添付資料 1.0.5 重大事故等への対応に係る文書体系

添付資料1.0.5

重大事故等への対応に係る文書体系

添付資料 1.0.6 重大事故等対策に係る手順書の構成と概要につい添付資料 1.0.6 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要につい添付資料1.0.6

重大事故等対策に係る手順書の構成と概要について

添付資料1.0.7

有効性評価における重大事故対応時の手順について・記載の適正化（玄海参考）

いてて
添付資料 1.0.7 有効性評価における重大事故等対応時の手順についてて添付資料 1.0.7 有効性評価における重大事故対応時の手順について添付資料 1.0.8 大津波警報発令時の対応について添付資料 1.0.8 大津波警報発令時の原子炉停止操作等について

添付資料1.0.8

大津波警報発令時の原子炉停止操作等について添付資料 1.0.9 重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練につい添付資料 1.0.9 重大事故等の対処に係る教育及び訓練について

添付資料1.0.9

重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練について

添付資料 1.0.10 重大事故等発生時の体制について

添付資料 1.0.10 重大事故等発生時の体制について

添付資料1.0.10 重大事故等発生時の体制について

添付資料 1.0.11 重大事故等発生時の発電用原子炉主任技術者の添付資料 1.0.11 重大事故等発生時の発電用原子炉主任技術者の役

添付資料1.0.11て役割について添付資料 1.0.12 東京電力福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応について添付資料 1.0.13 重大事故等対策要員の作業時における装備につ重大事故等発生時の原子炉主任技術者の役割等について割について
添付資料 1.0.12 福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応

添付資料1.0.12

について

東京電力福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応について添付資料 1.0.13 緊急時対策要員の作業時における装備について

添付資料1.0.13 災害対策本部要員の作業時における装備についていて添付資料 1.0.14 技術的能力対応手段と有効性評価比較表技術的能力対応手段と運転手順等比較表
添付資料 1.0.15 原子炉格納容器の設計圧力及び温度に近い状態
が長期にわたる場合の体制の整備について添付資料 1.0.16 玄海原子力発電所１，２号炉施設の損傷による影響について・記載の適正化（玄海参考）・組織名称の呼称の相違[添付資料 1.0.10]

添付資料 1.0.14 技術的能力対応手段と有効性評価比較表 技術的添付資料1.0.14 技術的能力対応手段と有効性評価

能力対応手段と運転手順等比較表
添付資料 1.0.15 格納容器の長期にわたる状態維持に係る体制の整

比較表

技術的能

力対応手段と手順等 比較表
添付資料1.0.15

備について格納容器の長期にわたる状態維持に係わる体制の整備について

添付資料 1.0.16 重大事故等発生時における停止号炉の影響について

添付資料1.0.16

重大事故等発生時における東海発電所及び東海低レベ
ル放射性廃棄物埋設事業所からの影響について

・東二の同じ敷地内で影響を考慮すべき施設は，東海発電所，東海低レベル
放射性廃棄物埋設所。

4

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

1.0.1 重大事故等への対応に係る基本的な考え方

1．0．1 重大事故等への対応に係る基本的な考え方

1.0.1 重大事故等への対応に係る基本的な考え方(1)重大事故等対処設備に係る事項(1) 重大事故等対処設備に係る事項(1) 重大事故等対処設備に係る事項

ａ．切り替えの容易性

a. 切り替えの容易性

ａ．切替えの容易性

備考・記載の適正化（体言止め

本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使本来の用途以外の用途（本来の用途以外の用途とは，設置して用する設備にあっては，通常時に使用する系統から弁操作又はいる設備の本来の機能とは異なる目的で使用する場合に，本来のいる設備の本来の機能とは異なる目的で使用する場合に，本来の ・記載の適正化（柏崎反映）

工具等の使用により速やかに切り替えられるように，当該操作

系統構成とは異なる系統構成を実施し設備を使用する場合をい系統構成とは異なる系統構成を実施し設備を使用する場合をい・柏崎では補給水系，消火等を明確にし，通常時に使用する系統から速やかに切り替えるう。ただし，本来の機能と同じ目的で使用するために設置していう。ただし，本来の機能と同じ目的で使用するために設置してい系の操作が該当するが，ために必要な手順等を整備するとともに，確実に行えるよう訓る可搬型設備を使用する場合は除く。）として重大事故等に対処る可搬型設備を使用する場合は除く。
）として重大事故等に対処す

東二は，重大事故等対処練を実施する。

するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統からるために使用する設備はない。

設備を用いる手順とな

本来の用途以外の用途（本来の用途以外の用途とは，設置しては「切替え」）

弁操作又は工具等の使用により速やかに切り替えられるように，っておらず，ほう酸水系

当該操作等を明確にし，通常時に使用する系統から速やかに切りも切替操作が不要であ替えるために必要な手順等を整備するとともに，確実に行えるよる。他操作も，重大事故

う訓練を実施する。

等対象設備を用いる手
順等に該当しないことから，対象設備なし。
[添付資料 1.0.1]

ｂ．アクセスルートの確保

b. アクセスルートの確保

ｂ．アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事

事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握する

故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するた故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため， うに」で統一）

ため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の実効

め，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の実効性の発電所内の道路及び通路が確保できるように，以下の実効性のあ性のある運用管理を実施する。

ある運用管理を実施する。

る運用管理を実施する。

想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事 ・記載の適正化（以降「よ・記載の適正化“他の設備の被害状況

屋外及び屋内において，想定される重大事故等の対処に必要

屋外及び屋内において，アクセスルートは，想定される自然現

屋外及び屋内において，想定される重大事故等の対処に必要なな可搬型重大事故等対処設備の保管場所から設置場所及び接続

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可搬型重大事故等対処設備の保管場所から設置場所及び接続場所

路”削除

場所まで運搬するための経路，又は他の設備の被害状況を把握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。），

まで運搬するための経路(以下「アクセスルート」という。)は，別・記載表現の相違するための経路（以下「アクセスルート」という。）は，迂回

溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのな

ルートも考慮して複数のアクセスルートを確保する。

路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。

いよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。

を把握するための経複数ルートのうち少なくとも1ルートは，想定される自然現象， ・「外部人為事象」と定義

複数ルートのうち少なくとも１ルートは，想定される自然現

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

し，以降，本記載表現で

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事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。
）
（以下「外

統一

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。），

部人為事象」という。），溢水及び火災を想定しても，速やかに運搬

溢水及び火災を想定しても，速やかに運搬，移動が可能なルー及び移動が可能なルートとするとともに，他の復旧可能なルート

トとするとともに，他の復旧可能なルートも確保する。

も確保する。

・記載の適正化“，”→“及び”
・記載の適正化（玄海の記載表現を参考）5赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

備考

屋内及び屋外アクセスルートは，想定される自然現象に対し

屋内及び屋外アクセスルートに対する自然現象については，網

屋内及び屋外アクセスルートは，想定される自然現象として，て地震，津波，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，

羅的に抽出するために，地震，津波に加え，発電所敷地及びその地震，津波，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基

地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を，外部人

・東二の自然現象評価対象

を，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づき収集した洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，為事象として，航空機落下，ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火を記載[添付資料 1.0.2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。）

地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象を考慮す

災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害又は故意による大型航空機（3.1 自然現象）]

に対して飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工る。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可の衝突その他テロリズムを考慮する。また，重大事故等時の高線 ・玄海を参考とした記載表

場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害を考慮する。

能性，屋外アクセスルートへの影響度，事象進展速度や事象進展

量下環境を考慮する。

また，重大事故等時の高線量下環境を考慮する。

に対する時間余裕の観点から，屋外アクセスルートに影響を与え・記載の適正化

現

るおそれがある事象として，地震，津波，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪及び火山の影響を選定する。なお，森林火災の出
火原因となるのは，たき火やタバコ等の人為によるものが大半であることを考慮し，森林火災については，人為によるもの（火災・爆発）として選定する。地滑りについては，地震による影響に包絡される。
屋外及び屋内アクセスルートに対する発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる・自然現象及び外部人為事原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によ象に対する東二評価結るものを除く。）については，網羅的に抽出するために，発電所

果のうち，影響を受けな

敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準

い事象について，立地的や文献等に基づき収集した飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，要因による影響と直接

爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害の影響（元々の設備設計を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺でのや建屋設計から対応し発生の可能性，屋外アクセスルートへの影響度，事象進展速度やなくても影響を受けな事象進展に対する時間余裕の観点から，屋外アクセスルートに影い）で整理。

想定される自然現象又は発電用原子炉施設の安全性を損なわ響を与えるおそれがある事象として火災・爆発（森林火災，近隣想定される自然現象又は外部人為事象のうち，洪水，地滑り，高[添付資料 1.0.2（3.1 自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

工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）及び有毒ガスを選定す

潮，ダムの崩壊，爆発及び船舶の衝突については，立地的要因によ

然現象，3.2 外部人為事意によるものを除く。）のうち，洪水，地滑り及びダムの崩壊

る。また，重大事故等時の高線量下環境を考慮する。

りアクセスルートは影響を受けないため考慮しない。また，落雷，象）]

については，立地的要因により影響を受けることはない。また，

生物学的事象及び電磁的障害についても，アクセスルートは直接 ・東二特有の敷地に遡上す

生物学的事象，落雷及び電磁的障害については，直接の影響はの影響を受けないため考慮しない。森林火災については，出火原

る津波についての考慮ない。

因が自然現象とたき火及びタバコ等の人為によるものがあるが，を記載を追記。

どちらの出火原因によってもアクセスルートへの影響は同様であ ・森林火災は，自然現象にることから，自然現象として選定し考慮する。

よる影響評価に包含。

なお，屋外アクセスルートは，基準地震動Ｓｓ及び敷地遡上津 ・記載の適正化
波の影響を受けないルートを確保する。

6“した”→“する”

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

可搬型重大事故等対処設備の保管場所については，設計基準

可搬型重大事故等対処設備の保管場所については，設計基準

可搬型重大事故等対処設備の保管場所については，設計基準事

事故対処設備の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的事故対処設備の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的故対処設備の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散分散を図る。また，屋外の可搬型重大事故等対処設備は複数箇分散を図る。また，屋外の可搬型重大事故等対処設備は複数箇を図る。また，屋外の可搬型重大事故等対処設備は複数箇所に分所に分散して保管する。

所に分散して保管する。

散して保管する。

備考

重大事故等が発生した場合，事故収束に迅速に対応するた

重大事故等が発生した場合，事故収束に迅速に対応するため，屋外の可搬型重大事故等対処設備の保管場所から使用場所まで

め，屋外の可搬型重大事故等対処設備の保管場所から使用場所

屋外の可搬型重大事故等対処設備の保管場所から目的地まで運搬運搬するアクセスルートの状況確認，八田浦貯水池及び取水ピまで運搬するアクセスルートの状況確認，取水箇所の状況確認

するアクセスルートの状況確認，取水ポイントの状況確認及びホットの取水箇所の状況確認，ホース布設ルートの状態確認を行及びホース敷設ルートの状況確認を行い，併せて，軽油タン

ース敷設ルートの状況確認を行い，あわせて，軽油貯蔵タンク，可・設備名称の相違（軽油貯い，合わせて燃料油貯蔵タンク，大容量空冷式発電機，その他

ク，常設代替交流電源設備及びその他屋外設備の被害状況の把搬型設備用軽油タンク，常設代替交流電源設備及びその他屋外設

蔵タンク，可搬型設備用

屋外設備の被害状況の把握を行う。

握を行う。

備の被害状況の把握を行う。

軽油タンク）

重大事故等が発生した場合，事故収束に迅速に対応するため，・記載の適正化（添付資料
1.0.2 と整合）・記載表現の相違（玄海参考）屋外アクセスルートに対する想定される自然現象のうち，地

屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物等の屋外アクセスルートに対する想定される自然現象のうち，地震・玄海記載を参考に，東二震による影響（周辺構造物の倒壊又は損壊，周辺斜面の崩壊，損壊，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり，不等沈下等），そのによる影響（周辺構造物の倒壊，周辺タンク等の損壊，周辺斜面のの自然現象のうち地震

敷地下斜面のすべり），風（台風）及び竜巻による影響（飛来他自然現象による影響（風（台風）及び竜巻による飛来物，積雪

崩壊及び道路面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，による影響想定を記載。

物），積雪，火山の影響（降灰）を想定し，複数のアクセスル

並びに火山の影響）を想定し，複数のアクセスルートの中から状

地中埋設構造物の損壊），風（台風）及び竜巻による飛来物，積雪，[添付資料 1.0.2（5.3 地ートの中から状況を確認し，早期に復旧可能なアクセスルート

況を確認し，早期に復旧可能なアクセスルートを確保するため，火山の影響を想定し，複数のアクセスルートの中から早期に復旧

震による被害想定の方を確保するため，障害物を除去可能なホイールローダ及びその障害物を除去可能なホイールローダ等の重機を保管，使用し，そ可能なアクセスルートを確保するため，障害物を除去可能なホイ針，対応方針）]他の重機を保管，使用し，それらを運転できる要員を確保する。

れを運転できる要員を確保する。

ールローダ等の重機を保管，使用し，それを運転できる要員を確保する。
・記載表現の適正化

また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対して，

また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対して，道また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対して，道道路上への自然流下も考慮した上で，溢水による通行への影響

路上への自然流下も考慮した上で，溢水による通行への影響を受

路上への自然流下も考慮した上で，溢水による通行への影響を受を受けない箇所にアクセスルートを確保する。

けない箇所にアクセスルートを確保する。

けないアクセスルートを確保する。

津波の影響については，基準津波に対して，十分余裕を見た
高さにアクセスルートを確保する。

津波の影響については，基準津波による遡上域最大水位よりも高い位置にアクセスルートを確保する。

また，高潮に対して，通行への影響を受けない敷地高さにア
クセスルートを確保する。

・東二の地震及び津波（敷地震及び津波の影響については，基準津波の影響を受けず，か地遡上津波）に対するア

つ基準地震動ＳＳに対して影響を受けないルート若しくは重機にクセスルート確保方針

よる復旧等が可能なルートを確保する。また，このアクセスルーを記載。

トの中から，敷地遡上津波の影響を受けないアクセスルートを少[添付資料 1.0.2(2.5.1

なくとも1ルート確保する。

屋外アクセスルート設定の考え方)]

7

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

備考

屋外アクセスルートは，想定される自然現象のうち凍結及び屋外アクセスルートは，発電用原子炉施設の安全性を損なわせ

森林火災，発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となる

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（故意に竜巻，凍結，降水，積雪，地滑り，火山の影響，森林火災及び高潮

る東二影響評価結果をおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものをよるものを除く。）のうち火災・爆発（森林火災，近隣工場等のを考慮する。また，外部人為事象のうち，航空機落下，近隣工場等反映。[添付資料 1.0.2

除く。）のうち飛来物（航空機落下等），爆発，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）及び有毒ガスに対して，迂回路の火災及び有毒ガスを考慮する。これらに対して，別ルートも考（3.1 自然現象）]

火災，有毒ガス及び船舶の衝突に対して，迂回路も考慮した複も考慮した複数のアクセスルートを確保する。

慮した複数のアクセスルートを確保する。有毒ガスに対しては， ・有毒ガスに対するアクセ

数のアクセスルートを確保する。

屋外アクセスルートは，想定される自然現象のうち，風（台風）， ・自然現象により想定され複数のアクセスルート確保に加え，防護具等の装備により通行にスルートへの影響を追影響はない。

記。

屋外アクセスルートの周辺構造物の倒壊による障害物につい

屋外アクセスルートの周辺構造物等の損壊による障害物につては，ホイールローダ及びその他の重機による撤去あるいは複いては，ホイールローダ等の重機による撤去あるいは複数のアクは，ホイールローダ等の重機による撤去あるいは別ルートを確保

去を想定[添付資料

数のアクセスルートによる迂回を行う。

セスルートによる迂回を行う。

する。

1.0.2（5.4 地震時の被害

屋外アクセスルートの周辺構造物の損壊による障害物について ・ホイールローダによる撤想定）]

屋外アクセスルートは，基準地震動による周辺斜面の崩壊や

屋外アクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊や道敷地下斜面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定

路面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上崩壊や道路面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定 ・東二も先行同様，SA 設備

した上で，ホイールローダ及びその他の重機による崩壊箇所ので，ホイールローダ等の重機による崩壊箇所の仮復旧を行い，通した上で，ホイールローダ等の重機による崩壊箇所の復旧を行い，としてホイルローダを

仮復旧を行い，通行性を確保する。

行性を確保する。

通行性を確保する。

所有し，自主設備として

屋外アクセスルートは，基準地震動ＳＳの影響による周辺斜面の・記載表現の相違

油圧ショベル，ブルドーザを所有（”等”記載）。
（柏崎：（自主）ブルドーザ,
ショベルカー。玄海：（自主）
油圧ショベルカー）

不等沈下や地下構造物の損壊に伴う段差の発生が想定される不等沈下等による通行に支障がある段差の発生が想定される箇所においては，段差緩和対策を講じるが，想定を上回る段差箇所においては，段差緩和対策等の実施，迂回又は砕石による段う段差の発生が想定される箇所においては，これらがアクセスルが発生した場合は，ホイールローダ及びその他の重機による段差箇所の仮復旧により，通行性を確保する。

ートに影響を及ぼす可能性がある場合は事前対策（路盤補強等） ・段差解消対策の追記。が差箇所の仮復旧を行い，通行性を確保する。

液状化，揺すり込みによる不等沈下及び地中構造物の損壊に伴 ・不等沈下等になる要因を記載。

を講じる。万が一，想定を上回る段差が発生した場合は，別ルート

れき撤去（ホイールロー

を通行するか，ホイールローダ等の重機による段差箇所の仮復旧

ダ）及び土のう設置と土のうによる段差解消対策により，通行性を確保する。
アクセスルート上の風（台風）及び竜巻による飛来物，積雪，

屋外アクセスルート上の風（台風）及び竜巻による飛来物，積

屋外アクセスルート上の風（台風）及び竜巻による飛来物に対火山の影響（降灰）については，ホイールローダ及びその他の

雪並びに火山の影響については，ホイールローダ等の重機によるしてはホイールローダによる撤去を行い，積雪及び火山の影響（降重機による撤去を行う。

撤去を行う。なお，想定を上回る積雪又は火山の影響が発生した灰）に対しては，ホイールローダによる除雪及び除灰を行う。ま

“走行可能な”→“凍結場合は，除雪又は除灰の頻度を増加させることにより対処する。

た，凍結及び積雪に対しては，道路には融雪剤を配備し，車両は凍及び積雪に対処した”

また，凍結及び積雪に対して，道路については融雪剤を配備する。

結及び積雪に対処したタイヤを装着し通行性を確保する。なお，・先行プラント記載参照し想定を上回る積雪又は火山の影響が発生した場合は，除雪及び除追記（想定を上回る場合灰の頻度を増加させることにより対処する。

の対応）

なお，想定を上回る積雪，火山の影響（降灰）が発生した場
合は，除雪，除灰の頻度を増加させることにより対処する。

8

・記載の適正化赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

備考

重大事故等が発生した場合において，屋内の現場操作場所まで ・記載表現の相違（保管場

重大事故等が発生した場合において，屋内の可搬型重大事故

重大事故等が発生した場合において，屋内の可搬型重大事故等対処設備へ要員が移動するアクセスルートの状況確認を行等対処設備の保管場所に移動するためのアクセスルートの状況のアクセスルートの状況確認を行い，合わせて，その他屋内設備

所以外の状況も確認す

い，あわせて常設電動注入ポンプ，その他屋内設備の被害状況確認を行い，併せて，その他屋内設備の被害状況の把握を行の被害状況の把握を行う。

るため）の把握を行う。

う。

屋内アクセスルートは，津波及びその他想定される自然現象

屋内アクセスルートは，地震，津波及びその他想定される自屋内アクセスルートは，地震，津波，その他自然現象による影響

・記載表現の相違（同表現による影響並びに発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因

然現象による影響並びに発電用原子炉施設の安全性を損なわせ及び外部人為事象（故意によるものを除く。
）に対して，外部からを 5 頁に定義付け）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（故意の衝撃による損傷の防止が図られた建屋に確保する。

ものを除く。）に対して，外部からの衝撃による損傷の防止がによるものを除く。）に対して，外部からの衝撃による損傷の図られた施設内に確保する。

防止が図られた建屋内に確保する。

・記載の適正化（先行踏まえて追記）

屋内アクセスルートは，重大事故等時に必要となる現場操作

屋内アクセスルートは，重大事故等時に必要となる現場操作

屋内アクセスルートは，重大事故等が発生した場合において必を実施する活動場所まで移動可能なルートを選定する。また，を実施する場所まで移動可能なルートを選定する。また，屋内要となる現場操作を実施する場所まで移動可能なルートを選定す

屋内のアクセスルート上には，転倒した場合に撤去できない資

アクセスルート上の資機材については，必要に応じて固縛又はる。また，地震時に通行が阻害されないように，通行性確保対策と機材は設置しないこととするとともに，撤去可能な資機材につ

転倒防止処置により，通行に支障をきたさない措置を講じる。

して，アクセスルート上の資機材を固縛，転倒防止により通行に （玄海参考）いても必要に応じて固縛，転倒防止措置により，通行に支障を支障を来さない措置を講じる。

・記載表現の相違

・資機材の固縛目的を記載

・記載の適正化

きたさない措置を講じる。
屋外及び屋内の機器からの溢水が発生した場合については，
適切な防護具を着用することによりアクセスルートを通行す

機器からの溢水が発生した場合については，適切な防護具を着用することにより，屋内アクセスルートを通行する。

機器からの溢水が発生した場合については，適切な防護具を着用することにより，屋内アクセスルートを通行する。

る。
アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具の配備及屋外及び屋内のアクセスルートでの被ばくを考慮した放射線びアクセスルート近傍の化学物質を貯蔵しているタンクからの防護具の配備を行い，移動時及び作業時の状況に応じて着用す

護具の配備及びアクセスルート近傍の薬品タンクからの漏えいを ・薬品防護を記載（玄海参

漏えいを考慮した薬品保護具の配備を行い，移動時及び作業時

る。停電時及び夜間時においては，確実に運搬，移動ができる

考慮した薬品防護具の配備を行い，移動時及び作業時の状況に応考。東二は屋内（廃棄物の状況に応じて着用する。停電時及び夜間時においては，確実

ように，照明機器等を配備する。また，現場との連絡手段を確じて着用する。停電時及び夜間時においては，確実に運搬，移動が処理棟）にはリン酸ソーに運搬，移動が出来るように，可搬型照明を配備する。また，保し，作業環境を考慮する。

出来るように，可搬型照明装置を配備する。また，現場との連絡手

ダタンク，中和硫酸タン段を確保し，作業環境を考慮する。

ク，中和苛性タンクが設現場との連絡手段を確保し，作業環境を考慮する。

屋外及び屋内のアクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防置されており，状況に応じ（炉心損傷時は放射線防護具着用）薬品防護具を装着し作業する。）[添付資料 1.0.2(別紙 36
薬品類の漏えい時に使用する防護具について)]9赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）
(2)復旧作業に係る事項
重大事故等発生時において，重要安全施設の復旧作業を有効かつ効果的に行うため，以下の基本方針に基づき実施する。
ａ．予備品等の確保
重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処
設備にて実施することにより，事故収束を行う。

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(2) 復旧作業に係る事項(2) 復旧作業に係る事項
重大事故等時において，重要安全施設の復旧作業を有効かつ重大事故等発生時において，重要安全施設の復旧作業を有効かつ効果的に行うため，以下の基本方針に基づき実施する。

効果的に行うため，以下の基本方針に基づき実施する。

a. 予備品等の確保

ａ．予備品等の確保

重大事故等時の事故対応については，重大事故等対処設備に・記載の適正化（玄海参考）

重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処設備 ・記載の適正化（玄海参考）にて実施することにより，事故収束を行う。

て実施することにより，事故収束を行う。

事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施

事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設

事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設の設の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に基づ針に基づき重要安全施設の取替え可能な機器，部品等の復旧基づき重要安全施設の取替え可能な機器，部品等の復旧作業をき重要安全施設の取替え可能な機器，部品等の復旧作業を優先的作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品

優先的に実施することとし，そのために必要な予備品を確保すに実施することとし，そのために必要な予備品を確保する。

を確保する。

る。

・短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事

・短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故

・短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収

故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧す

束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。

旧する。

る。

・単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要・単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安・単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安全安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故

全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束

施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧す施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。

旧する。

る。

・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備について

備考

・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備について・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，も，復旧するための対策を検討し実施することとするが，も，復旧するための対策を検討し実施することとするが，放復旧するための対策を検討し実施することとするが，放射線の放射線の影響，その他の作業環境条件を踏まえ，復旧作業

射線の影響，その他の作業環境条件を踏まえ，復旧作業の成影響，その他の作業環境条件を踏まえ，復旧作業の成立性が高の成立性が高い設備を復旧する。

立性が高い設備を復旧する。

い設備を復旧する。

なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器

なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器のなお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器の拡の拡大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行拡大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行うと大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行うとともうとともに，そのために必要な予備品の確保に努める。

ともに，そのために必要な予備品の確保に努める。

に，そのために必要な予備品の確保に努める。
また，予備品の取替作業に必要な資機材等として，がれき撤去

また，予備品の取替え作業に必要な資機材等として，がれ

また，予備品の取替え作業に必要な資機材等として，がれきき撤去等のためのホイールローダ及びその他の重機，夜間の撤去等のためのホイールローダ等の重機，夜間の対応を想定しのためのホイールローダ，夜間の対応を想定した照明機器等及び ・記載の適正化対応を想定した照明機器等及びその他作業環境を想定した資た照明機器等及びその他作業環境を想定した資機材を確保す

その他作業環境を想定した資機材を確保する。

機材を確保する。

る。

10赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）
ｂ．保管場所

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）ｂ．保管場所

b. 保管場所

予備品等については，地震による周辺斜面の崩落，敷地下

予備品等については，地震による周辺斜面の崩壊，敷地下斜予備品等については，地震による周辺斜面の崩壊，敷地下斜面

斜面のすべり，津波による浸水などの外部事象の影響を受け面のすべり，津波による浸水等の外部事象の影響を受けにくいのすべり，津波による浸水等の外部事象の影響を受けにくい場所

にくい場所に当該重要安全施設との位置的分散を考慮し保管場所に当該重要安全施設との位置的分散を考慮した場所に保管に当該重要安全施設との位置的分散を考慮した場所に保管する。

する。

する。

ｃ．アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，設備の復

ｃ．アクセスルートの確保

c. アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，設備の復旧想定される重大事故等が発生した場合において，設備の復旧作

旧作業のため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，作業のため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，業のため，発電所内の道路及び通路が確保できるように，複数のア

以下の実効性のある運用管理を実施する。

「（1）b. アクセスルートの確保」と同じ実効性のある運用管

クセスルートを確保するとともに，複数のアクセスルートのうち理を実施する。

少なくとも 1 ルートは，想定される自然現象，外部人為事象（故意

設備の復旧作業に支障がないよう，迂回路も考慮して複数

備考のアクセスルートを確保する。複数ルートのうち少なくともによるものを除く。
），溢水及び火災を想定しても，運搬及び移動に

１ルートは，想定される自然現象，発電用原子炉施設の安全支障を来さないように，通行性を確保する等,「1.0.1(1)b.アクセ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スルートの確保」と同じ運用管理を実施する。

・記載の適正化（玄海の記載を参考）よるもの（故意によるものを除く。），溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたさないよう，通行性を確保する等，「1.0.1(1)b.アクセスルートの確保」と同じ運用管理を実施する。
(3)支援に係る事項(3) 支援に係る事項(3) 支援に係る事項

重大事故等に対して事故収束対応を実施するため，発電所内で重大事故等に対して事故収束対応を実施するため，発電所内重大事故等に対して事故収束対応を実施するため，発電所構内であらかじめ用意する重大事故等対処設備，予備品及び燃料等の手であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備，予備品，あらかじめ用意する重大事故等対処設備，予備品及び燃料等の手段

段により，重大事故等対策を実施し，事故発生後７ 日間は継続

燃料等）により，重大事故等対策を実施し，事故発生後 7 日間により，重大事故等対策を実施し，事故発生後7日間は継続して事故して事故収束対応を維持できるようにする。

は継続して事故収束対応を維持できるようにする。

収束対応が維持できるようにする。

・東二の締結内容を記載

また，関係機関等と協議及び合意の上，外部からの支援計画を

関係機関等と協議・合意の上，外部からの支援計画を定め，定め，協力体制が整い次第，プラントメーカからは設備の設計根協力体制が整い次第，プラントメーカからは事故収束及び復旧

じめ協議及び合意の上，外部からの支援計画を定め，協力体制が整い記載。

拠及び機器の詳細な情報並びに事故収束手段及び復旧対策の提対策に関する技術支援，協力会社からは事故収束及び復旧対策

次第，プラントメーカ及び協力会社からは，事故収束手段及び復旧対[添付資料 1.0.4]

供，協力会社及び建設会社からは事故収束及び復旧対策活動に必に必要な要員等の支援，燃料及び資機材の輸送支援並びに燃料策に関する技術支援や要員派遣等の支援及び燃料の供給を受けられ要な要員の支援並びに燃料供給会社からは燃料の供給及び輸送を供給会社からは燃料の供給支援を受けられるようにする。なるようにする。なお，資機材等の輸送に関しては，迅速な物資輸送を可能とするとともに中長期的な物資輸送にも対応できるように支

お，資機材等の輸送に関しては，迅速な物資輸送を可能とする

可能とするとともに中長期的な物資輸送にも対応できるように支援

援計画を定める。

とともに中長期的な物資輸送にも対応できるように支援計画を計画を定める。

定める。

11

また，プラントメーカ，協力会社及び他の原子力事業者等とあらか ・関係協力機関を具体的に・記載の適正化（柏崎の記載反映）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

備考

他の原子力事業者からは，要員の派遣，資機材の貸与及び環境放射 ・東二は要員で統一

他の原子力事業者からは，要員の派遣，資機材の貸与及び環境

他の原子力事業者からは，人員の派遣，資機材の貸与及び環放射線モニタリングの支援を，原子力緊急事態支援組織からは，

境放射線モニタリングの支援を受けられるようにするほか，原

線モニタリングの支援を受けて，また，原子力緊急事態支援組織から被ばく低減のために遠隔操作可能なロボット等の資機材，資機材

子力緊急事態支援組織からは，被ばく低減のために遠隔操作可は，被ばく低減のために遠隔操作可能な資機材の搬送，要員の派遣， ・記載の適正化操作の支援及び提供資機材を活用した事故収束活動に係る助言を能なロボット及び無線重機等の資機材並びに資機材を操作する

放射線量をはじめとする環境情報収集の支援及び作業を行う上で必 ・東二の支援は，通信連絡受けることができるように支援計画を定める。

人員及び発電所までの資機材輸送の支援を受けられるように支要となるアクセスルート確保作業の支援等を受けて，発電所におけ設備，放射線測定装置等

援計画を定める。

る事故収束活動を支援できるように支援計画を定める。

を想定

また，発電所外に保有している重大事故等対処設備と同種の設備，さらに，発電所外に保有している重大事故等対処設備と同種の発電所外であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備

予備品及び燃料等について支援を受けることによって，発電所内に設備，予備品及び燃料等について支援を受けることによって，発と同種の設備，予備品，燃料等）について支援を受けることに配備している重大事故等対処設備に不具合があった場合の代替手段

電所内に配備している重大事故等対処設備に不具合があった場合

よって，発電所内に配備する重大事故等対処設備に不具合があ及び燃料等の確保を行い，継続的な重大事故等対策を実施できるよの代替手段及び燃料等の確保を行い，継続的な重大事故等対策をった場合の代替手段及び燃料の確保を行い，継続的な重大事故

うに事象発生後6日間までに支援を受けられる体制を整備する。

実施できるよう事象発生後６日間までに支援を受けられる体制を等対策を実施できるよう事象発生後 6 日間までに支援を受けら

また，原子力事業所災害対策支援拠点から，災害対策支援に必要な整備する。

れる体制を整備する。

資機材として，食料，その他の消耗品，汚染防護服及びその他の放射

また，原子力事業所災害対策支援拠点から，災害対策支援に必また，原子力事業所災害対策支援拠点から，発電所の支援に要な資機材として，食料，その他の消耗品，汚染防護服及びその必要な資機材として，食糧，その他の消耗品及び放射線防護資

他の放射線管理に使用する資機材を継続的に発電所へ供給できる機材を継続的に発電所へ供給できる体制を整備する。

[添付資料 1.0.10][添付資料 1.0.4]

・資機材名称の相違

線管理に使用する資機材を継続的に発電所へ供給できる体制を整備する。

体制を整備する。
(4)手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備(4) 手順書の整備，教育・訓練の実施及び体制の整備(4) 手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備

重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるよう，手順書を整備

重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるよう，手順書を整備

重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるように，手順書を整備し，し，教育及び訓練を実施するとともに，要員を確保する等の必要し，教育及び訓練を実施するとともに，運転員，緊急時対策要教育及び訓練を実施するとともに，要員を確保する等の必要な体制な体制を整備する。

員及び自衛消防隊（以下「重大事故等に対処する要員」といを整備する。

・記載の適正化う。）を確保する等の必要な体制を整備する。
ａ.手順書の整備
重大事故等発生時において，事象の種類及び事象の進展に

a. 手順書の整備

ａ．手順書の整備

重大事故等時において，事象の種類及び事象の進展に応じて重大事故等発生時において，事象の種類及び事象の進展に応じ応じて重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるよう手順書を

重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるよう手順書を整備すて重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるように手順書を整備す ・「当直運転員」は，中央

整備する。

る。

る。

制御室において，当直とさらに，使用主体に応じた手順書として，運転員が使用す

また，手順書は使用主体に応じて，運転員が使用する手順書

また，手順書は使用主体に応じて，当直運転員が使用する手順して対応する運転員。

る手順書（以下「運転手順書」という。），発電所の緊急時（以下「運転操作手順書」という。）及び緊急時対策要員が使書（以下「運転手順書」という。
），発電所災害対策要員（以下「災・体制・運用の相違（「災対策本部（以下「緊急時対策本部」という。）が使用する手用する手順書（以下「緊急時対策本部用手順書」という。）を害対策要員」という。
）が使用する手順書（以下「災害対策本部手

害対策本部手順等」に順書（以下「緊急時対策本部用手順書」という。）及び緊急整備する。

順書」という。
）を整備する。

は，支援組織が使用する

時対策本部のうち支援組織が使用する手順書（以下「支援組織用手順書」という。）を整備する。

さらに，緊急時対策本部用手順書は使用主体に応じて，緊急手順書と災害対策本部

時対策本部が使用する手順書，緊急時対策本部のうち技術支援が使用する手順があ組織が使用する手順書及び緊急時対策本部のうち実施組織（当る。）

直（運転員）以外）が使用する手順書に分類して整備する。

[添付資料 1.0.10]12赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(a)

備考

全ての交流動力電源及び常設直流電源系統の喪失，安全系の(a) 全ての交流動力電源及び常設直流電源系統の喪失，安（a） 全ての交流動力電源及び常設直流電源系統の喪失，安全系の機器若しくは計測器類の多重故障又は複数号炉の同全系の機器若しくは計測器類の多重故障又は複数号炉の同機器若しくは計測器類の多重故障又は東海発電所との同時被災 ・東二の場合，同時被災対時被災等の過酷な状態において，限られた時間の中で３号

時被災等の過酷な状態において，限られた時間の中で 6 号等の過酷な状態において，限られた時間の中で東海第二発電所

象プラントは，東海発電炉及び４号炉の発電用原子炉施設の状態の把握及び実施す及び 7 号炉の発電用原子炉施設の状態の把握及び実施すべの発電用原子炉施設の状態の把握及び実施すべき重大事故等対所。

べき重大事故等対策の適切な判断に必要な情報の種類，そき重大事故等対策の適切な判断に必要な情報の種類，その策の適切な判断に必要な情報の種類，その入手の方法及び判断の入手の方法及び判断基準を整理し，運転手順書にまとめ入手の方法及び判断基準を整理し，運転操作手順書及び緊基準を整理し，運転手順書及び災害対策本部手順書にまとめる。

る。

急時対策本部用手順書にまとめる。

発電用原子炉施設の状態の把握が困難な場合にも対処できる

発電用原子炉施設の状態の把握が困難な場合にも対処で発電用原子炉施設の状態の把握が困難な場合にも対処でように，パラメータを計測する計器故障又は計器故障が疑われきるよう，パラメータを計測する計器故障又は計器故障がきるよう，パラメータを計測する計器故障時に発電用原子る場合に発電用原子炉施設の状態を把握するための手順，パラ疑われる場合に発電用原子炉施設の状態を把握するための炉施設の状態を把握するための手順，パラメータの把握能

メータの把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を把手順，パラメータの把握能力を超えた場合に発電用原子炉力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を把握するため

握するための手順及び計測に必要な計器電源が喪失した場合の施設の状態を把握するための手順及び計測に必要な計器電の手順及び計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順を手順を定める。

源が喪失した場合の手順を定める。

運転操作手順書及び緊急時対策本部用手順書に整備する。

具体的には，表 1.0.1 に示す「重大事故等対策における手順

具体的には，第 10－1 表に示す「重大事故等対策におけ書の概要」のうち「1.15 事故時の計装に関する手順等」の内容

具体的には，表 1.0.1 に示す「重大事故等対策における手順書の概要」のうち「1.15 事故時の計装に関する手順

る手順書の概要」のうち「1.15 事故時の計装に関する手順等」の内容を含むものとする。

等」の内容を含むものとする。

・玄海参考とした記載

・玄海参考とした記載を含むものとする。

(b) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損防止のた(b) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防ぐため(b) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損防止のため，最めに，最優先すべき操作等を迷うことなく判断し実施できに，最優先すべき操作等を迷うことなく判断し実施できる

優先すべき操作等を迷うことなく判断し実施できるように，あるよう，あらかじめ判断基準を明確にした手順を以下のとよう，あらかじめ判断基準を明確にした手順を以下のとお

らかじめ判断基準を明確にした手順を以下のとおり運転手順書

おり運転手順書に整備する。

り運転操作手順書又は緊急時対策本部用手順書に整備すに整備する。

・玄海参考とした記載る。
炉心損傷が避けられない状況においては，炉心へ注水す
るべきか又は原子炉格納容器へ注水するべきか判断に迷

原子炉停止機能喪失時においては，迷わずほう酸水注入を行えるよう判断基準を明確にした手順を整備する。

原子炉停止機能喪失時においては，迷わずほう酸水注入を行えるように判断基準を明確にした手順を整備する。

い，対応が遅れることで，原子炉格納容器の破損に至ることがないよう，原子炉格納容器への注水を最優先する判断基準を明確にした手順を整備する。
炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損防止のため

炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損を防ぐため

炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損を防止するために注水する淡水源が枯渇又は使用できない状況においてに注水する淡水源が枯渇又は使用できない状況においてに注水する淡水源が枯渇又は使用できない状況においては，設は，設備への悪影響を懸念することなく，迷わず海水注入は，設備への悪影響を懸念することなく，迷わず海水注入

備への悪影響を懸念することなく，迷わず海水注入を行えるよ

を行えるよう判断基準を明確にした手順を整備する。

を行えるよう判断基準を明確にした手順を整備する。

うに判断基準を明確にした手順を整備する。

13

・記載表現の相違（東二手順記載表現）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

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玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

原子炉格納容器圧力が限界圧力に達する前，又は，原子原子炉格納容器圧力が限界圧力に達する前，又は，原子炉格

炉格納容器からの異常漏えいが発生した場合に，確実に格納容器からの異常漏えいが発生した場合に，確実に格納容器圧

納容器圧力逃がし装置等の使用が行えるよう判断基準を明

力逃がし装置等の使用が行えるよう判断基準を明確にした手順

確にした手順を運転操作手順書に整備する。

を運転操作手順書に整備する。

全交流動力電源喪失時等において，準備に長時間を要す

全交流動力電源喪失時等において，準備に長時間を要す

全交流動力電源喪失時等において，準備に長時間を要する可

る可搬型設備を必要な時期に使用可能とするため，準備にる可搬型重大事故等対処設備を必要な時期に使用可能とす

搬型重大事故等対処設備を必要な時期に使用可能とするため，要する時間を考慮の上，手順着手の判断基準を明確にしたるため，準備に要する時間を考慮の上，手順着手の判断基

準備に要する時間を考慮の上，手順着手の判断基準を明確にし手順を整備する。

準を明確にした手順を整備する。

た手順を整備する。

備考

炉心の著しい損傷時において水素爆発を懸念し，水素制御装置の必要な起動時期を見失うことがないよう，水素制御装置を速やかに起動する判断基準を明確にした手順を整備する。
その他，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損防その他，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を

その他，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止止に必要な各操作については，重大事故等対処設備を必要防ぐために必要な各操作については，重大事故等対処設備するために必要な各操作については，重大事故等対処設備を必な時期に使用可能とするため，手順着手の判断基準を明確を必要な時期に使用可能とするため，手順着手の判断基準

要な時期に使用可能とするため，手順着手の判断基準を明確ににした手順を整備する。

を明確にした手順を整備する。

した手順を整備する。

重大事故等対策時においては，設計基準事故時に用いる

重大事故等対策時においては，設計基準事故時に用いる操作の制限事項は適用しないことを明確にした手順を整備

操作の制限事項は適用しないことを明確にした手順を整備

する。

する。

14

重大事故等対策時においては，設計基準事故時に用いる操作の制限事項は適用しないことを明確にした手順を整備する。

・記載表現の相違（東二手順記載表現）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(c) 重大事故等対策の実施において，財産（設備等）保護(c) 重大事故等対策の実施において，財産（設備等）保護よ(c) 重大事故等時の対応において，財産（設備等）保護より安全性

よりも安全を優先する共通認識を持って行動できるようりも安全を優先するという共通認識を持って行動できるよを優先する共通認識を持って行動できるように，社長はあらかに，社長はあらかじめ方針を示す。

う，社長はあらかじめ方針を示す。

じめ方針を示す。

重大事故等発生時の運転操作において，当直課長が躊躇

重大事故等時の運転操作において，当直副長が躊躇せず

重大事故等発生時の運転操作において，当直発電長が躊躇せせず指示できるよう，財産（ 設備等） 保護よりも安全を指示できるよう，財産（設備等）保護よりも安全を優先すず判断できるように，財産（設備等）保護よりも安全を優先する

優先する方針に基づき定めた運転手順書を整備し，判断基る方針に基づき定めた運転操作手順書を整備し，判断基準

方針に基づき定めた運転手順書を整備し，判断基準を明記する。

準を明記する。

を明記する。

重大事故等発生時の緊急時対策本部活動において，重大重大事故等時の発電所の原子力警戒本部又は緊急時対策

重大事故等時の災害対策本部活動において，重大事故等対策

備考

・東二は当直発電長が判断・東二の重大事故等時の対事故等対策を実施する際に，緊急時対策本部長が，財産本部（以下「発電所対策本部」という。）の活動においを実施する際に，災害対策本部長が，財産（設備等）保護よりも応活動呼称（設備等）保護よりも安全を優先する方針に従った判断をて，重大事故等対策を実施する際に，発電所対策本部長

安全を優先する方針に従った判断を実施する。

[添付資料 1.0.10]

実施する。

は，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針に従っ

また，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針にた判断を実施する。また，財産（設備等）保護よりも安全基づいた緊急時対策本部用手順書を整備し，判断基準を明を優先する方針に基づき定めた緊急時対策本部用手順書を記する。

整備し，判断基準を明記する。

(d) 重大事故等対策時に使用する手順書として，発電所内(d) 重大事故等対策時に使用する手順書として，発電所内のの実施組織と支援組織が連携し事故の進展状況に応じて具また，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針に基づいた災害対策本部用手順書を整備し，判断基準を明記する。

重大事故等時に使用する手順書は，当直運転員が使用する手

・東二の手順書は，当直運

運転員と緊急時対策要員が連携し，事故の進展状況に応じ順書と，当直運転員を除く災害対策本部手順書に分けて適切に転員と災害対策要員用

体的な重大事故等対策を実施するため，運転員用及び支援て具体的な重大事故等対策を実施するため，運転操作手順定める。

に分けて定める。

組織用の手順書を適切に定める。

書及び緊急時対策本部用手順書を適切に定める。

運転手順書は，重大事故等対策を的確に実施するために，事故の進展状況に応じて構成し定める。

運転操作手順書は，重大事故等対策を的確に実施するために，事故の進展状況に応じて構成し定める。

(d)

重大事故等対応時には複数の手順書を用いて対処する場合があることから，中央制御室と災害対策本部との間で緊密に連携して対応操作を行う。

緊急時対策本部用手順書に，体制，通報及び緊急時対策

発電所対策本部は，運転員からの要請あるいは発電所対災害対策本部手順書において，体制，通報及び災害対策本部内

本部内の連携等について明確にし，その中に支援組織用手

策本部の判断により，運転員の事故対応の支援を行う。緊の連携等について明確にし，災害対策本部手順書を運転手順書

順書を整備し，支援の具体的内容等，重大事故等対策を的

急時対策本部用手順書として，事故状況に応じた戦略の検とは別に整備して，支援の具体的内容等，重大事故等対策を的確確に実施するための必要事項を明確に示した手順を定め

討及び現場での重大事故等対策を的確に実施するための必に実施するための必要事項を明確にする。

る。

要事項を明確に示した手順を定める。

15

・記載表現の相違（玄海参考）赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

運転手順書は，事故の進展状況に応じて構成を明確化

運転操作手順書は，事故の進展状況に応じて構成を明確

運転手順書は，事故の進展状況に応じて構成を明確化し，手順

し，手順書相互間を的確に移行できるよう，移行基準を明化し，手順書相互間を的確に移行できるよう，移行基準を

書間を的確に移行できるように，運転手順書間の移行基準を明確にする。

明確にする。

確にする。

事故発生時は，事象の判別を行う運転手順書により事象判別を行い，故障及び設計基準事象に対処する運転手順書に移行する。
また，多重故障等により安全機能が喪失した場合は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器破損を防止する事象ベ

異常又は事故の発生時，警報発生時の措置に関する運転操作手順書により初期対応を行う。
事象が進展した場合には，警報発生時の措置に関する運備考

事故発生時は，警報処置手順書により，初期対応を行う。

・東二は，事象発生時は警警報処置手順書に基づく対応に置いて事象が進展した場合

報処置手順書により処置

は，非常時運転手順書（事象ベース）に移行する。

転操作手順書の記載に従い，異常時の操作に関する運転操作手順書（事象ベース）に移行する。

・東二は，警報処置手順書

ースの運転手順書に移行する。

から進展し，非常時運転手
順書Ⅱ（徴候ベース）に至

警報発生時の措置に関する運転操作手順書及び異常時の警報処置手順書及び非常時運転手順書（事象ベース）で対応中

らない場合は，非常時運転にて事故対応操作中は，安全機能パラメータを常に監視操作に関する運転操作手順書（事象ベース）による対応中に，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）の導入条件が成立した場

手順書（事象ベース）にてし，あらかじめ定めた適用条件が成立すれば，炉心の著しは，パラメータ（未臨界性，炉心の冷却機能，原子炉格納合には，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）に移行する。

処置

い損傷及び原子炉格納容器破損を防止する安全機能ベース

容器の健全性）を常に監視し，異常時の操作に関する運転の運転手順書に移行する。

操作手順書（徴候ベース）の導入条件が成立した場合に事象判別を行っている場合又は事象ベースの運転手順書

は，異常時の操作に関する運転操作手順書（徴候ベース）に移行する。
ただし，原因が明確でかつその原因除去あるいは対策が

ただし，異常時の操作に関する運転操作手順書（徴候ベ

ただし，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）導入条件が成立し ・東二は，非常時運転手順優先されるべき場合は，安全機能ベースの運転手順書にはース）の導入条件が成立した場合でも，原子炉スクラム時た場合でも，原子炉スクラム時の確認事項，タービン・発電機側 書Ⅱ（徴候ベース）は導入

移行せず，その原因に対する事象ベースの運転手順書を優の確認事項等，異常時の操作に関する運転操作手順書（事の対応操作等，非常時運転手順書（事象ベース）に具体的内容を先する。

象ベース）に具体的内容を定めている対応については異常定めている初動対応については，非常時運転手順書（事象ベー時の操作に関する運転操作手順書（事象ベース）を参照すス）を参照する。

条件が成立すると導入る。
多重故障が解消され安全機能が回復すれば，故障及び設計基準事象に対処する運転手順書に戻り処置を行う。

異常又は事故が収束した場合は，異常時の操作に関する
運転操作手順書（徴候ベース）に従い復旧の措置を行う。

異常又は事故が収束した場合は，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）に従い復旧の措置を行う。

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器破損を防止する運

異常時の操作に関する運転操作手順書（徴候ベース）に

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）で対応する状態から更に事・東二は，非常時運転手順

転手順書による対応で事故収束せず炉心損傷に至った場合よる対応で事故収束せず炉心損傷に至った場合は，緊急時象が進展し炉心損傷に至った場合は，非常時運転手順書Ⅲ（シビ

書Ⅱ（徴候ベース）から事は，炉心の著しい損傷が発生した場合に対処する運転手順

における運転操作に関する手順書（シビアアクシデント）

アアクシデント）に移行する。

象が進展すると，非常時運書に移行し対応処置を実施する。

に移行する。

転手順書Ⅲ（シビアアクシ
デント）にて処置

16

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(e) 重大事故等対策実施の判断基準として確認する水位，(e) 重大事故等対策実施の判断基準として確認する水位，圧

圧力，温度等の計測可能なパラメータを整理し，運転手順

力，温度等の計測可能なパラメータを整理し，運転操作手に必要な情報のうち，原子炉施設の状態を直接監視するパラメ

書に明記する。

順書及び緊急時対策本部用手順書に明記する。

ータを整理するとともに，主要なパラメータが故障等により計(e)

重大事故等に対処するためにプラントの状態を把握するため

重大事故等に対処するために監視することが必要なパラ

重大事故等に対処するために発電用原子炉施設の状態を測不能な場合に，当該パラメータを推定する手順及び可搬型計

メータをあらかじめ選定し，重要監視パラメータと有効監直接監視することが必要なパラメータを，あらかじめ選定

測器により計測する手順を運転手順書及び災害対策本部用手順

視パラメータに位置づけて運転手順書に明記する。通常使

し，運転操作手順書及び緊急時対策本部用手順書に整理す

書に整備する。また，記録が必要なパラメータ及び直流電源が用するパラメータが故障等により計測不能又は計器故障がる。

喪失しても可搬型計測器により計測可能なパラメータをあらか

疑われる場合は，代替パラメータにて当該パラメータを推整理に当たっては，記録の可否，直流電源喪失時におけ定する方法を運転手順書に明記する。また，記録が必要なる可搬型計測器による計測可否等の情報を運転操作手順書

パラメータ及び直流電源が喪失しても可搬型計測器によりに明記する。

計測可能なパラメータをあらかじめ選定し，運転手順書に
明記する。

備考

・監視パラメータ故障時の推定手段，直接監視を纏めて記載。（玄海参考）じめ選定し，災害対策本部用手順書に明記する。

なお，発電用原子炉施設の状態を監視するパラメータが故障等により計測不能な場合は，他のパラメータにて当該パラメータを推定する方法を緊急時対策本部用手順書に明記する。

重大事故等対策実施時におけるパラメータ挙動予測，影重大事故等対策実施時におけるパラメータ挙動予測，影重大事故等対策実施時におけるパラメータ挙動予測，影響評

響評価すべき項目及び監視パラメータ等を運転手順書に整響評価すべき項目及び監視パラメータ等を緊急時対策本部

価すべき項目及び監視パラメータ等を災害対策本部用手順書書

理する。

用手順書に整理する。

に整理する。

有効性評価等にて整理した有効な情報について，運転員

有効性評価等にて整理した有効な情報について，運転員

有効性評価等にて整理した有効な情報について，当直運転員が監視すべきパラメータの選定，状況の把握及び進展予測が監視すべきパラメータの選定，状況の把握及び進展予測が監視すべきパラメータの選定，状況の把握及び進展予測並び並びに対応処置の参考情報とし，運転手順書に整理する。

並びに対応処置の参考情報とし，運転操作手順書に整理すに対応処置の参考情報とし，運転手順書に整理する。

また，有効性評価等にて整理した有効な情報について，緊る。また，有効性評価等にて整理した有効な情報についまた，有効性評価等にて整理した有効な情報について，災害対急時対策本部要員が運転操作を支援するためのパラメータて，緊急時対策要員が運転操作を支援するための参考情報

策要員が運転操作を支援するためのパラメータ挙動予測や影響

挙動予測や影響評価のための判断情報とし，支援組織用手とし，緊急時対策本部用手順書に整理する。

評価のための判断情報とし，災害対策本部手順書に整理する。

順書に整理する。

17

・目的を具体的に記載

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(f)

前兆事象として把握ができるか，重大事故等を引き起こす可(f) 前兆事象として把握ができるか，重大事故等を引き起(f) 前兆事象として把握ができるか，重大事故等を引き起ここす可能性があるかを考慮して，設備の安全機能の維持及す可能性があるかを考慮して，設備の安全機能の維持及び能性があるかを考慮して，設備の安全機能の維持及び事故の未

び事故の未然防止対策をあらかじめ検討しておき，前兆事

事故の未然防止対策をあらかじめ検討しておき，前兆事象

然防止対策をあらかじめ検討しておき，前兆事象を確認した時

象を確認した時点で事前の対応ができる体制及び手順を整を確認した時点で事前の対応ができる体制及び手順を整備

点で事前の対応ができる体制及び手順を整備する。

備する。

する。

大津波警報が発令された場合，原則として原子炉を停止
し，冷却操作を開始する手順を整備する。

大津波警報が発令された場合，発電用原子炉を停止し，冷却操作を開始する手順を整備する。

備考

大津波警報が発表された場合，原子炉停止操作を開始する手順を整備する。

・東二を含む津波予報区に発令された場合，誤報やその他の前兆事象を伴う事象については，気象情報の収その他の前兆事象を伴う事象については，気象情報の収その他の前兆事象を伴う事象については，気象情報の収集，巡

津波到達までに発令が集，巡視点検の強化及び事故の未然防止の対応を行う手順

集，巡視点検の強化及び前兆事象に応じた事故の未然防止

視点検の強化及び事故の未然防止の対応を行う手順を整備す解除された場合を除き，を整備する。

の対応を行う手順を整備する。

る。

原子炉停止操作を開始。
[添付資料 1.0.8]

ｂ．教育及び訓練の実施

b. 教育及び訓練の実施

ｂ．教育及び訓練の実施

緊急時対策本部要員は，重大事故等発生時において，事象

重大事故等に対処する要員に対して，重大事故等時におい災害対策要員は，重大事故等発生時において，事象の種類及び事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処するためて，事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処すの進展に応じて，的確かつ柔軟に対処するために必要な力量を確保すに必要な力量を確保するため，教育及び訓練を計画的に実施るために必要な力量を確保するため，教育及び訓練を計画的にるため，教育及び訓練を計画的に実施する。

する。

実施する。

必要な力量の確保に当たっては，原則，重大事故等発生時

必要な力量の確保に当たっては，通常時の実務経験を通じて必要な力量の確保に当たっては，通常時の実務経験を通じて付与さの緊急時対策本部の体制を通常時の組織の業務と対応するよ付与される力量を考慮し，事故時対応の知識及び技能についれる力量を考慮し，事故時対応の知識及び技能について要員の役割にうに定め，通常時の実務経験を通じて得られる力量に加え，て，重大事故等に対処する要員の役割に応じた教育及び訓練を応じた教育及び訓練を定められた頻度及び内容で計画的に実施する

事故時対応の知識及び技能について要員の役割に応じた教育定められた頻度，内容で計画的に実施することにより，重大事

ことにより災害対策要員の力量の維持及び向上を図る。

及び訓練を定められた頻度，内容で計画的に実施することに故等に対処する要員の力量の維持及び向上を図る。

より緊急時対策本部要員の力量の維持及び向上を図る。
重大事故等対策における中央制御室での操作及び動作状況

重大事故等対策における中央制御室での操作及び動作状況確

重大事故等対策における中央制御室での操作及び動作状況確認等

・第 10-2 表を示す記載を確認等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作について

認等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作については，の短時間で実施できる操作以外の作業や操作については，第 10－2 表

追記（先行電力の記載をは，表 1.0.2 に示す「重大事故等対策における操作の成立

第 10－2 表に示す「重大事故等対策における操作の成立性」に示す「重大事故等対策における操作の成立性」の必要な重大事故等

参考）性」の必要な要員数及び想定時間にて対応できるよう，教育の必要な重大事故等に対処する要員数及び想定時間にて対応でに対処する要員数及び想定時間にて対応できるように，教育及び訓練

及び訓練により効率的かつ確実に実施できることを確認す

きるよう，教育及び訓練により，効率的かつ確実に実施できるにより，効率的かつ確実に実施できることを確認する。

る。

ことを確認する。

18

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

現場作業に当たっている重大事故等対策要員が必要な作業

現場作業に当たっている重大事故等対策要員が必要な作業を確実を確実に完了できるよう，運転員（当直員）と連携して一連に完了できるように，当直運転員と連携して一連の活動を行う訓練をの活動を行う訓練を計画的に実施する。

計画的に実施する。

緊急時対策本部要員の対象者については，重大事故等発生

重大事故等に対処する要員に対して，重大事故等時における災害対策要員の対象者については，重大事故等発生時における事象時における事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟

事象の種類及び事象の進展に応じて，的確かつ柔軟に対処できの種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処できるように，各に対処できるよう，各要員の役割に応じた教育及び訓練を実るよう，重大事故等に対処する要員の役割に応じた教育及び訓要員の役割に応じた教育及び訓練を実施し，計画的に評価することに施し，計画的に評価することにより力量を付与し，運転開始

練を実施し，計画的に評価することにより力量を付与し，運転

より力量を付与し，運転開始前までに力量を付与された要員を必要人前までに力量を付与された要員を必要人数配置する。

開始前までに力量を付与された重大事故等に対処する要員を必数配置する。

備考
・運転員を含めて「災害対策要員」
・玄海を参考とした記載
・記載表現の相違

要人数配置する。
重大事故等対策活動のための要員を確保するため，以下の基本方針に基づき教育及び訓練を実施する。

重大事故等に対処する要員を確保するため，以下の基本方針に基づき教育及び訓練を実施する。

重大事故等対策活動のための要員を確保するため，以下の基本方針に基づき教育及び訓練を実施する。

(a) 重大事故等対策は，幅広い発電用原子炉施設の状況(a) 重大事故等対策は，幅広い発電用原子炉施設の状況に応に応じた対策が必要であることを踏まえ，重大事故等発じた対策が必要であることを踏まえ，重大事故等に対処す対策が必要であることを踏まえ，重大事故等時の発電用原子炉

生時の発電用原子炉施設の挙動及び物理現象に関する知る要員の役割に応じて，重大事故等時の発電用原子炉施設

施設の物理挙動及びプラント挙動等に関する知識の向上を図る ・教育内容を記載

識の向上を図ることができる教育及び訓練等を実施すの挙動に関する知識の向上を図ることのできる教育及び訓ことができる教育，訓練等を実施する。

る。

練等を実施する。

(a)

重大事故等対策は，幅広い発電用原子炉施設の状況に応じた(b) 緊急時対策本部要員の各役割に応じて，重大事故等(b) 重大事故等に対処する要員の役割に応じて，重大事故等よりも厳しいプラント状態となった場合でも対応できるよりも厳しいプラント状態となった場合でも対応できるよ

ラント状態となった場合でも対応できるように，重大事故等のよう，重大事故等の内容，基本的な対処方法等，定期的う，重大事故等の内容，基本的な対処方法等，定期的に知内容，基本的な対処方法等，知識ベースの理解向上に資する教に知識ベースの理解向上に資する教育を行う。

識ベースの理解向上に資する教育を行う。

育を定期的に行う。

(b)

災害対策要員の各役割に応じて，重大事故等よりも厳しいプ

・記載の適正化（柏崎の記載反映）

現場作業に当たっている緊急時対策要員が，作業に習熟し必要な作業を確実に完了できるよう，運転員（中央制御室及び現場）と連携して一連の活動を行う訓練を計画的に実施する。
重大事故等発生時のプラント状況の把握，的確な対応

重大事故等時のプラント状況の把握，的確な対応操作の重大事故等発生時のプラント状況の把握，的確な対応操作の操作の選択等，実施組織及び支援組織の実効性等を総合

選択等，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認

選択等，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認する

的に確認するための演習を計画的に実施する。

するための演習等を計画的に実施する。

ための演習を計画的に実施する。

19

・重大事故等発生時で統一

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(c)

重大事故等の事故状況下において復旧を迅速に実施するため(c) 重大事故等の事故状況下において復旧を迅速に実施(c) 重大事故等時において復旧を迅速に実施するために，普するために，普段から保守点検活動を社員自らが行って段から保守点検活動を社員自らが行って部品交換等の実務に，普段から保守点検活動を社員自らが行って部品交換等の実部品交換等の実務経験を積むことなどにより，発電用原経験を積むこと等により，発電用原子炉施設及び予備品等

務経験を積むこと等により，発電用原子炉施設，予備品等につ子炉施設及び予備品等について熟知する。

について熟知する。

いて熟知する。

備考
・記載表現の相違（玄海参考）(d) 重大事故等発生時の対応や事故後の復旧を迅速に実(d) 重大事故等時の対応や事故後の復旧を迅速に実施するた施するために，重大事故等発生時の事象進展により高線

めに，重大事故等時の事象進展により高線量下になる場所

めに，重大事故等発生時の事象進展により高線量下になる場所

量下になる場所を想定し放射線防護具を使用した事故時を想定した事故時対応訓練，夜間及び降雨並びに強風等のを想定し，必要な放射線防護具等を使用した事故時対応訓練，・悪条件（高線量下，夜間，対応訓練，夜間及び降雨並びに強風等の悪天候下等を想悪天候下等を想定した事故時対応訓練等，様々な状況を想夜間及び降雨並びに強風等の悪天候下等を想定した事故時対応

悪天候（降雨，降雪又は定した事故時対応訓練を実施する。

定し，訓練を実施する。

訓練を実施する。

強風等）及び照明機能低(d)

重大事故等発生時の対応や事故後の復旧を迅速に実施するた下等）を想定し，必要な(e) 重大事故等発生時の対応や事故後の復旧を迅速に実(e) 重大事故等時の対応や事故後の復旧を迅速に実施するた施するために，設備及び事故時用の資機材等に関する情

めに，設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマ

めに，設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュ練も実施。

報並びにマニュアルが即時に利用できるよう，普段からニュアルが即時に利用できるよう，普段から保守点検活動

アルが即時に利用できるように，普段から保守点検活動等を通[添付資料 1.0.9]

保守点検活動等を通じて準備し，それらの情報及びマニ等を通じて準備し，それらの情報及びマニュアルを用いたじて準備し，それらの情報及びマニュアルを用いた事故時対応

ュアルを用いた事故時対応訓練を行う。

事故時対応訓練を行う。

訓練を行う。

20(e)

重大事故等発生時の対応や事故後の復旧を迅速に実施するた防護具等を着用した訓赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）
ｃ．体制の整備
重大事故等発生時において重大事故等に対応するための体制として，以下の基本方針に基づき整備する。

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

備考

ｃ．体制の整備c. 体制の整備
重大事故等時において重大事故等に対応するための体制とし重大事故等発生時において重大事故等に対応するための体制として，以下の基本方針に基づき整備する。

て，以下の基本方針に基づき整備する。

(a)

重大事故等対策を実施する実施組織及びその支援組織の役割(a) 重大事故等対策を実施する実施組織及びその支援組(a) 重大事故等対策を実施する実施組織及びその支援組織の織の役割分担及び責任者を定め，効果的な重大事故等対役割分担及び責任者を定め，効果的な重大事故等対策を実分担及び責任者を定め，効果的な重大事故等対策を実施し得る策を実施し得る体制を整備する。重大事故等の原子力災施し得る体制を整備する。

体制を整備する。

害が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，事重大事故等を起因とする原子力災害が発生するおそれが重大事故等を起因とする原子力災害が発生するおそれがある

故原因の除去，原子力災害の拡大防止及びその他の必要ある場合又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災場合又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害の拡大な活動を迅速かつ円滑に行うため，所長（原子力防災管

害の拡大防止及びその他の必要な活動を迅速かつ円滑に行防止及びその他の必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，所長

理者）は，緊急時体制を発令し，要員の非常召集及び通うため，所長（原子力防災管理者）は，事象に応じて原子（原子力防災管理者）は，事象に応じて，非常事態を宣言し，

報連絡を行い，発電所に自らを本部長とする緊急時対策

力警戒態勢又は緊急時態勢を発令し，緊急時対策要員の非災害対策要員の非常招集，通報連絡を行い，発電所に自らを災本部を設置して対処する。

常召集及び通報連絡を行い，発電所に自らを本部長とする害対策本部長とする発電所災害対策本部（以下「災害対策本部」 ・東二の体制の各名称を記

発電所対策本部を設置して対処する。

という。）を設置して対処する。

載

災害対策本部は，重大事故等対策を実施する実施組織，技術
緊急時対策本部に，重大事故等対策を実施する実施組

発電所対策本部は，重大事故等対策を実施する実施組

的助言を行う技術支援組織，実施組織及び技術支援組織が事故

織，実施組織に対して技術的助言を行う技術支援組織及織，実施組織に対して技術的助言を行う技術支援組織及び対処に専念できる環境を整える運営支援組織で編成し，組織がび実施組織が事故対策に専念できる環境を整える運営支実施組織が事故対策に専念できる環境を整える運営支援組

効率的に重大事故等対策を実施できるように，作業班の構成を

援組織を編成し，組織が効果的に重大事故等対策を実施

織で編成し，組織が効率的に重大事故等対策を実施できる行う。また，各班には，班員に対して必要な指示を行う本部員できるよう，専門性及び経験を考慮した作業班の構成をよう，専門性及び経験を考慮した機能班の構成を行う。ま

と，班員に対して具体的な作業指示や作業状況を本部に報告を載反映）行う。また，各班の役割分担，責任者である班長を定た，各班の役割分担，対策の実施責任を有する班長を定行う班長を定め，指揮命令系統及び各班内の役割分担を明確に[添付資料 1.0.10]

め，指揮命令系統を明確にし，効果的な重大事故等対策

め，指揮命令系統を明確にし，効果的な重大事故等対策をし，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備する。まを実施し得る体制を整備する。

実施し得る体制を整備する。

た，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事

当社は，福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓
から原子力防災組織に適用すべき必要要件を定め，米国における非常事態対応のために標準化された Incident
CommandSystem(ICS)を参考に，重大事故等の中期的な対応が必要となる場合及び発電所の複数の発電用原子炉施設で同時に重大事故等が発生した場合に対応できる体制を整備する。

21

故等が発生した場合でも速やかに対策を行うことができるように，発電所内外に必要な要員を常時確保する。

・記載の適正化（玄海の記・東二の組織構成の説明を追記

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

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玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等が発生した場

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等時の発電所対策

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等が発生した場合の災合の原子力防災組織において，その職務に支障をきたす

本部において，その職務に支障をきたすことがないよう，

害対策本部において，職務に支障をきたすことがないよう，独立ことがないよう，独立性が確保できる組織に配置（指令

独立性を確保する。発電用原子炉主任技術者は，重大事故性を確保して配置する。

部の本部付）する。

等対策における発電用原子炉施設の運転に関し保安監督を

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等が発生した場

誠実かつ最優先に行うことを任務とする。

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等が発生した場合，重大事故等対策における発電用原子炉施設の運転に関し保安の監合，重大事故等対策における発電用原子炉施設の運転に発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策において，督を誠実かつ，最優先に行うことを任務とする。また，重大事関し保安監督を誠実かつ，最優先に行うことを任務とす

発電用原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，重大故時等対策の実施に当たり，発電用原子炉施設の運転に関し保る。

事故等に対処する要員（発電所対策本部長を含む。）へ指安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。
）へ指示を示を行い，発電所対策本部長は，その指示を踏まえ方針を行い，災害対策本部長はその指示を踏まえて事故の対処方針を

決定する。

決定する。

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等発生時において，発電用原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合

備考

・記載表現の相違（玄海参考）は，運転に従事する者（所長を含む。）へ指示を行い，緊急時対策本部の本部長は，その指示を踏まえ方針を決定する。
休日，時間外（夜間）に重大事故等が発生した場合，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が夜間及び休日(平日の勤務時間帯以外)に重大事故等が発生し緊急時対策本部要員（指揮者等）は，発電用原子炉主任

発生した場合，緊急時対策要員は発電用原子炉主任技術者

た場合，災害対策要員は発電用原子炉主任技術者が発電用原子技術者が発電用原子炉施設の運転に関する保安監督を誠が発電用原子炉施設の運転に関する保安の監督を誠実に行

炉施設の運転に関する保安の監督を誠実に行うことができるよ

実に行うことができるよう，通信連絡手段により必要のうことができるよう，通信連絡設備により必要の都度，情うに,通信連絡手段により必要の都度，情報連絡(プラントの状

都度，情報連絡（プラントの状況，対策の状況）を行報連絡（プラントの状況，対策の状況）を行い，発電用原況,対策の状況)を行い，発電用原子炉主任技術者は得られた情い，発電用原子炉主任技術者は，その情報連絡を受け，子炉主任技術者は得られた情報に基づき，発電用原子炉施報に基づき，発電用原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合

発電用原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は指示設の運転に関し保安上必要な場合は指示を行う。

は指示を行う。

を行う。
発電用原子炉主任技術者は，重大事故等の発生連絡が6 号及び 7 号炉の発電用原子炉主任技術者については，発電用原子炉主任技術者は，重大事故等の発生連絡を受けたあった場合，発電所に駆けつける。重大事故等の発生連

重大事故等の発生連絡を受けた後，速やかに発電所対策本場合，災害対策本部に駆けつける。重大事故等の発生連絡を受絡を受けた後，発電所に駆けつけられるよう，非常召集

部に駆けつけられるよう，早期に非常召集が可能なエリア

けた後，速やかに災害対策本部に駆けつけられるように，早期ルート圏内に３号炉及び４号炉の発電用原子炉主任技術（柏崎市又は刈羽村）に 6 号及び 7 号炉の発電用原子炉主に非常招集が可能なエリア（東海村又は隣接市町村）に発電用者を２名配置する。

任技術者又は代行者をそれぞれ 1 名待機させる。

原子炉主任技術者又は代行者を配置する。

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順順書の整備に当たって，保安上必要な事項について確認書の整備に当たって，保安上必要な事項について確認を行

を行う。

う。

22

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備に当たって，保安上必要な事項について確認を行う。

・組織体制呼称の相違

・記載表現の相違（玄海参考）赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(b) 実施組織を，運転員等により事故拡大防止に必要な(b) 実施組織は，事故対応手段の選定に関する当直（運転(b) 実施組織は，当直運転員，重大事故等の現場活動を行う重大事

運転上の措置を実施する班，発電設備の応急復旧計画の員）への情報提供等を行う班，事故の影響緩和及び拡大防故等対応要員及び初期消火活動を行う自衛消防隊で構成する。

策定及び措置を実施する班，発電所及びその周辺（周辺止に関わるプラントの運転操作を行う当直（運転員），重海域）における放射線量並びに放射性物質の濃度の状況

大事故等対処設備の準備と操作及び不具合設備の復旧等を動等の実施），保修班（給水確保，電源確保に伴う措置等の実施）把握及び災害対策活動に従事する要員の被ばく管理を実行う班並びに火災発生時に消火活動を行う自衛消防隊で構及び運転班（事故の影響緩和・拡大防止に関する運転上の措置施する班，土木建築設備の応急復旧計画の策定及び措置

成し，重大事故等対策が円滑に実施できる体制を整備す等の実施）で構成され，各班には必要な指示を行う班長を配置を実施する班で構成し，必要な役割の分担を行い重大事

る。

する。

備考

実施組織の要員は，庶務班（アクセスルートの確保，消火活 ・東二の組織体制を記載[添付資料 1.0.10]

故等対策が円滑に実施できる体制を整備する。
(c) 実施組織は，複数号炉の同時被災の場合において以下のとおり対応できる組織とする。

(c) 実施組織は，複数号炉において同時に重大事故等が発生した場合においても対応できる組織とする。

(c)

実施組織は，隣接する東海発電所との同時発災においても対応できる組織とする。

緊急時対策本部は，複数号炉の同時被災の場合におい発電所対策本部は，複数号炉の同時被災の場合におい東海発電所は，廃止措置中であり，また，全燃料が搬出済みて，本部長の指示により３号炉及び４号炉ごとに指名して，情報の混乱や指揮命令が遅れることのないよう，発電であるため，重大事故等は発生しないが，火災等の各発電所でた指揮者の指示のもと，号炉ごとの情報収集や事故対策

所対策本部長が活動方針を示し，号炉ごとに配置された号の対応が必要な事象が同時発生した場合には，災害対策本部は，の検討を行う。

機統括は,対象号炉の事故影響緩和・拡大防止に関わるプラ

各発電所の状況や使用可能な設備，事象の進展等の状況を共有

ント運転操作への助言や可搬型重大事故等対処設備を用いし，東海発電所長及び東海第二発電所長を兼務する災害対策本

た対応，不具合設備の復旧等の統括を行う。

部長が対応すべき優先順位の最終的な判断を行う。

緊急時対策本部要員（指揮者等），運転員（当直員）
及び重大事故等対策要員を発電所構内又は近傍に常時確保し，複数号炉の同時被災が発生した場合においても，複数号炉の同時被災の場合において，必要な緊急時対策

確保した要員により，重大事故等対処設備を使用して３要員を発電所内に常時確保することにより，重大事故等対号炉及び４ 号炉の炉心損傷防止及び原子炉格納容器破処設備を使用して 6 号及び 7 号炉の炉心損傷防止及び原子損防止の重大事故等対策に対応できる体制とする。

炉格納容器破損防止の重大事故等対策を実施するととも発電用原子炉主任技術者は，原子炉ごとに選任する。
担当号炉のプラント状況把握及び事故対策に専念するこ・東二は東海発電所との同時発災時の対応を整理。

に，他号炉の被災対応ができる体制とする。
発電用原子炉主任技術者は，号炉ごとに選任し，担当号とにより，複数号炉の同時被災を想定した場合において炉のプラント状況把握及び事故対策に専念することによも指示を的確に実施する。

り，複数号炉の同時被災が発生した場合においても的確に指示を行う。

各号炉の発電用原子炉主任技術者は，複数号炉の同時被災時に，号炉ごとの保安監督を誠実かつ，最優先に行う。

各号炉の発電用原子炉主任技術者は，複数号炉の同時被災時に，号炉ごとの保安監督を誠実かつ最優先に行う。
また，実施組織による重大事故等対策の実施に当たり，

この際，東海第二発電所の発電用原子炉主任技術者は，東海

・原子炉主任技術者の役割

第二発電所の保安の監督を，誠実かつ最優先に行い，東海第二を記載。（東二に保安上発電所の運転に従事する者（所長を含む）に保安上の指示を行の指示）

また，実施組織による重大事故等対策の実施に当た

各号炉の発電用原子炉主任技術者は，発電所対策本部からり，号炉ごとに選任した発電用原子炉主任技術者は，緊得られた情報に基づき，保安上必要な場合は，重大事故等

主任技術者がいること

急時対策本部から得られた情報に基づき重大事故等の拡に対処する要員（発電所対策本部長を含む。）へ指示を行を明記。（隣接する廃止

大防止又は影響緩和に関し，保安上必要な場合は，運転い，事故の拡大防止又は影響緩和を図る。

措置中の東海発電所のう。

・東海第二に発電用原子炉に従事する者（所長を含む。）

発電用原子炉主任技術へ指示を行い，事故の拡大防止又は影響緩和を図る。

者については記載せず）

23

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）(d) 緊急時対策本部には，支援組織として技術支援組織と運営支援組織を設ける。

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(d) 発電所対策本部には，支援組織として技術支援組織と運

(d)

備考

災害対策本部には，支援組織として技術支援組織と運営支援組織を設ける。

営支援組織を設ける。

支援組織のうち技術支援組織は，技術班（事故状況の把握・ ・東二の災害対策本部体制

技術支援組織は，事故拡大防止のための運転措置の支援

実施組織に対して技術的助言を行うための技術支援組織

及び保安上の技術的助言を行う班，運営支援組織は，実は，プラント状態の進展予測・評価等を行う班，発電所内

評価，プラント状態の進展予測・評価，事故拡大防止対策の検の呼称

施組織が重大事故等対策に専念できる環境を整えるため

外の放射線・放射能の状況把握及び影響範囲の評価等を行

討及び技術的助言等），放射線管理班（発電所内外の放射線・放[添付資料 1.0.10]

緊急時対策本部の運営及び情報の収集を行う班，関係地

う班で構成する。また，実施組織が重大事故等対策に専念

射能の状況把握，影響範囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止

方公共団体の対応及び報道機関等の社外対応を行う班，

できる環境を整えるための運営支援組織は，発電所対策本措置等に関する技術的助言，二次災害防止に関する措置等），保

防災資機材の整備を行う班，避難者の誘導を行う班で構部の運営支援等を行う班，資材の調達及び輸送に関する一

修班（事故の影響緩和・拡大防止に関する対応指示，不具合設成する。

元管理等を行う班，対外関係機関へ通報連絡等を行う班，

備に関する応急復旧及び技術的助言，放射性物質の汚染除去

対外対応情報の収集等を行う班で構成する。

等），運転班（プラント状態の把握，災害対策本部へのインプッ
ト，事故の影響緩和・拡大防止に関する対応指示及び技術的助言等）で構成し，各班には必要な指示を行う本部員と班長を配置する。
支援組織のうち運営支援組織は，情報班（事故に関する情報収集・整理及び連絡調整，本店（東京）（以下「本店」という。
）
対策本部及び社外機関との連絡調整等），広報班（発生した事象に関する広報，関係地方公共団体への対応，報道機関等への社外対応，発電所内外への情報提供等），庶務班（災害対策本部の運営，防災資機材の調達及び輸送，所内警備，避難誘導，医療(救護)に関する措置，二次災害防止に関する措置等）で構成し，各班には必要な指示を行う本部員と班長を配置する。

24

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(e)

備考

重大事故等対策の実施が必要な状況において，事故原因の除(e) 重大事故等対策の実施が必要な状況において，緊急(e) 重大事故等対策の実施が必要な状況において，所長（原時体制を発令し，緊急時対策本部要員の非常召集連絡を

子力防災管理者）は，事象に応じて原子力警戒態勢又は緊去等の必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，所長は，事象に行い，所長（原子力防災管理者）を本部長とする緊急時

急時態勢を発令し，緊急時対策要員の非常召集及び通報連

応じて非常事態を宣言し，災害対策要員の非常招集及び通報連対策本部を設置する。その中に実施組織及び支援組織を絡を行い，所長（原子力防災管理者）を本部長とする発電絡を行い，所長を災害対策本部長とする災害対策本部を設置し設置し重大事故等の対策を実施する。

所対策本部を設置する。その中に実施組織及び支援組織をて対処する。

設置し，重大事故等対策を実施する。
休日，時間外（夜間）においては，重大事故等が発生

夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大

夜間及び休日(平日の勤務時間帯以外)においては，重大事故

した場合，速やかに対策の対応を行うため，発電所構内事故等が発生した場合でも，速やかに対策を行えるよう，等が発生した場合でも速やかに対策を行えるように，発電所内

又は近傍に緊急時対策本部要員（指揮者等），運転員

発電所内に必要な重大事故等に対処する要員を常時確保すに必要な要員を常時確保する。

（当直員）及び重大事故等対策要員を常時確保し，体制る。

発電所外から要員が参集するルートは，発電所正門を通行し ・東二特有；JAEA 敷地内をを強化する。

て参集するルートを使用する。発電所正門を通行した参集ルー

通行するルートがある

トが使用できない場合は，発電所正門以外を通行する参集ルー

ことを記載

ト，又は隣接事業所の敷地内を通行して参集する。
なお，地震により緊急呼出システムが正常に機能しない等の
なお，地震により緊急呼出システムが正常に機能しな

なお，地震の影響による通信障害等によって非常召集連

い等の通信障害によって非常召集連絡ができない場合で絡ができない場合においても，地震の発生により発電所にも，地震の発生により発電所に自動参集する体制を整備

自動参集する体制を整備する。

する。

25

通信障害によって非常召集連絡ができない場合でも，地震の発
生により発電所に自動参集する体制を整備する。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

備考

重大事故等が発生した場合に速やかに対応するために重大事故等が発生した場合に速やかに対応するため，6

重大事故等が発生した場合に速やかに対応する要員は，重大実施組織として必要な要員は，原子力防災組織の統括管号及び 7 号炉の重大事故等に対処する要員として，発電所事故等に対処する要員として災害対策要員 21 名，当直運転員 7[添付資料 1.0.10]

理及び全体指揮を行う全体指揮者，号炉ごとの統括管理

内に緊急時対策要員 44 名，運転員 18 名，火災発生時の初名，火災発生時の初期消火活動に対応するための自衛消防隊 11・災害対策本部の体制中の及び号炉ごとの指揮を行う号炉ごと指揮者並びに通報連期消火活動に対応するための自衛消防隊 10 名の合計 72 名

名の合計 39 名を確保する。

絡を行う通報連絡者の緊急時対策本部要員（指揮者等）を確保する。

４名，運転操作指揮，号炉間連絡，運転操作助勢及び運なお，6 号及び 7 号炉のうち，1 プラント運転中，1 プ

転操作対応を行う運転員（当直員）12 名並びに運転対ラント運転停止中においては，運転員を 13 名とし，また 2

応及び保修対応を行う重大事故等対策要員 36 名の合計

プラント運転停止中においては，運転員を 10 名とする。

各要員を記載52 名を確保する。
重大事故等が発生した場合，重大事故等対策要員のう

重大事故等が発生した場合，緊急時対策要員は，5 号炉

ち初動の運転対応及び保修対応を行う重大事故等対策要

原子炉建屋内緊急時対策所に参集し，各要員の任務に応じ対応及び重大事故等対応を行う重大事故等対応要員は，中央制

員は，中央制御室に参集するとともに，緊急時対策本部

た対応を行う。

御室及び緊急時対策所に参集し，通報連絡，運転対応操作，給要員（指揮者等）と初動後の保修対応を行う重大事故等

重大事故等が発生した場合，災害対策要員のうち初動の運転 ・記載の適正化（文章の見直し，追記）

水確保，電源確保等の各要員の任務に応じた対応を行う。

対策要員は，代替緊急時対策所又は緊急時対策所（緊急時対策棟内）に参集し，通報連絡，給水確保及び電源確保等の各要員の任務に応じた対応を行う。
重大事故等の対応については，高線量下の対応においても，社員及び協力会社社員を含め要員を確保する。

重大事故等の対応で，高線量下における対応が必要な場
合においても，重大事故等に対処する要員を確保する。

病原性の高い新型インフルエンザや同様に危険性のある新感

病原性の高い新型インフルエンザや同様に危険性のある染症等が発生し，所定の要員に欠員が生じた場合は，夜間及びる新感染症等が発生し，緊急時対策本部要員（指揮者

新感染症等が発生し，所定の重大事故等に対処する要員に休日（平日の勤務時間帯以外）を含め要員の補充を行うととも等），運転員（当直員）及び重大事故等対策要員に欠員欠員が生じた場合は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以に，そのような事態に備えた体制に係る管理を行う。

が生じた場合は，休日，時間外（夜間）を含め要員の補外）を含め重大事故等に対処する要員の補充を行うととも充を行うとともに，そのような事態に備えた体制に係るに，そのような事態に備えた重大事故等に対処する要員の管理を行う。

体制に係る管理を行う。

病原性の高い新型インフルエンザや同様に危険性のあ

必要な要員の補充の見込みが立たない場合は，原子炉停止等の措置を実施し，確保できる要員で，安全が確保できる原子炉

緊急時対策本部要員（指揮者等），運転員（当直員）

重大事故等に対処する要員の補充の見込みが立たない場

及び重大事故等対策要員の補充の見込みが立たない場合

合は，原子炉停止等の措置を実施し，確保できる重大事故

は，原子炉停止等の措置を実施し，確保できる要員で，等に対処する要員で，安全が確保できる発電用原子炉の運安全が確保できる原子炉の運転状態に移行する。

転状態に移行する。

の運転状態に移行する。
また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）を含めて必要な要員を非常招集できるよ

また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，休日，時間

また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間及び休外（夜間）を含めて必要な要員を非常召集できるよう，日（平日の勤務時間帯以外）を含めて必要な緊急時対策要

緊急時対策本部要員に対して定期的に通報連絡訓練を実

員を非常召集できるよう，定期的に連絡訓練を実施する。

施する。

26

うに，災害対策要員の対象者に対して定期的に通報連絡訓練を実施する。

・訓練対象者を記載（先行
参考に追記）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(f)

発電所における重大事故等対策の実施組織及び支援組織の各(f) 発電所における重大事故等対策の実施組織及び支援(f) 発電所における重大事故等対策の実施組織及び支援組織

組織の各班の機能は，上記（ｂ）項及び（ｄ）項のとおの各班並びに当直（運転員）の機能は，上記(c-2)及び(c-班の機能は，上記（b）項及び（d）項のとおり明確にするとともり明確にするとともに，各班に責任者である班長及び副4)のとおり明確にするとともに，責任者として配下の各班に，各班に責任者である本部員及び班長を配置する。

班長を配置する。

の監督責任を有する統括，対策の実施責任を有する班長及び当直副長を配置する。

・記載見直し(g)

災害対策本部における指揮命令系統を明確にするとともに，(g) 緊急時対策本部における指揮命令系統を明確にする(g) 発電所対策本部における指揮命令系統を明確にするとと指揮者である災害対策本部長である所長（原子力防災管理者）

とともに，指揮者である本部長の所長（原子力防災管理

もに，指揮者である発電所対策本部長の所長（原子力防災が不在の場合に備え，あらかじめ定めた順位に従い，副原子力者）及び班長が欠けた場合に備え，代行者と代行順位を管理者）が欠けた場合に備え，代行者と代行順位をあらか

防災管理者がその職務を代行する。また，災害対策本部の各班

あらかじめ定め明確にする。

じめ定め明確にする。また，統括，班長及び当直副長につを統括する本部員，班長についても不在の場合に備え，代行者

いても欠けた場合に備え，代行者と代行順位をあらかじめをあらかじめ明確にする。

定め明確にする。

を整備する。

（班長及び副班長）→（本
部員及び班長）[添付資料 1.0.10](h)(h) 実施体制が実効的に活動するための施設及び設備等

備考(h) 重大事故等に対処する要員が実効的に活動するための施設及び設備等を整備する。

災害対策要員が実効的に活動するための施設，設備等を整備

・東二の体制の名称する。
重大事故等が発生した場合において，実施組織及び支援組織

重大事故等が発生した場合において，実施組織及び支

重大事故等が発生した場合において，実施組織及び支援が定められた役割を遂行するために，関係箇所との連携を図り，援組織が定められた役割を遂行するために，関係箇所と組織が定められた役割を遂行するために，関係箇所との連迅速な対応により事故対応を円滑に実施することが必要なことの連携を図り迅速な対応により事故対応を円滑に実施す携を図り，迅速な対応により事故対応を円滑に実施するこから，支援組織が重大事故等対応に必要なプラントのパラメーることが必要なことから，支援組織が，発電所内外に通とが必要なことから，支援組織が，発電所内外に通信連絡

タを確認するための安全パラメータ表示システム（以下「ＳＰ信連絡を行い関係箇所と連携を図るための統合原子力防を行い関係箇所と連携を図るための統合原子力防災ネット

ＤＳ」という。
），発電所内外に通信連絡を行い関係箇所と連携

災ネットワークに接続する通信連絡設備等（テレビ会議

ワークを用いた通信連絡設備等（テレビ会議システムを含を図るための統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡システムを含む。）を備えた代替緊急時対策所又は緊急む。）を備えた 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を整備す設備（テレビ会議システム，ＩＰ－電話機，ＩＰ－ＦＡＸ），衛時対策所（緊急時対策棟内）を整備する。

る。

星電話設備，無線連絡設備等を備えた緊急時対策所を整備する。

・記載の適正化（玄海の記載反映）

さらに，実施組織が中央制御室，代替緊急時対策所又は緊急時対策所（緊急時対策棟内）及び現場との連携を図るため，携帯型通話設備等を整備する。

また，実施組織が，中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊・東二は単機プラントであ

急時対策所及び現場との連携を図るため，携帯型音声呼出り，他施設を初期対応施

電話設備等を整備する。

設として使用しないこ

これらは，重大事故等時において，初期に使用する施設
及び設備であり，これらの施設及び設備を使用することによって発電用原子炉施設の状態を確認し，必要な発電所内
外各所へ通信連絡を行う。

27とから記載なし。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(i)

備考

支援組織は，発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対策の(i) 支援組織は，発電用原子炉施設の状態及び重大事故(i) 支援組織は，発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対等対策の実施状況について，原子力施設事態即応センタ

策の実施状況について，東京本社の原子力施設事態即応セ

実施状況について，原子力施設事態即応センターに設置する本ーに設置する本店対策本部等の発電所内外の組織への通ンターに設置する本社の原子力警戒本部又は緊急時対策本店対策本部，国，関係地方公共団体等の発電所内外の組織への ・自治体は，「地方公共団

報及び連絡を実施できるように衛星携帯電話設備及び統部（以下「本社対策本部」という。），国，関係自治体等

通報連絡を実施できるように，衛星電話設備及び統合原子力防

合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備を用の発電所内外の組織への通報連絡を実施できるよう，衛星災ネットワークを用いた通信連絡設備等を配備し，広く情報提いて，広く情報提供を行うことができる体制を整備す

電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連

供を行うことができる体制を整備する。

る。

絡設備等を配備し，広く情報提供を行うことができる体制

緊急時対策本部の運営及び情報の収集を行う班が，本店対策本部と緊急時対策本部間において発電所の状況及災害対策本部の運営及び情報の収集を行う班が，本店対策本を整備する。

部と災害対策本部間において発電所の状況及び重大事故等対策

発電所対策本部の支援組織は，本社対策本部と発電所対の実施状況の情報共有を行う。

策本部間において，発電所の状況及び重大事故等対策の実

また，本店対策本部との情報共有を密にすることで報道発表，また，報道発表及び外部からの問い合わせ対応等につ施状況の情報共有を行う。また，報道発表及び外部からの

外部からの問合せ対応及び関係機関への連絡を本店対策本部でいては，本店対策本部の広報活動を行う班で実施し，緊問い合わせ対応等については，本社対策本部で実施し，発実施し，災害対策本部が事故対応に専念でき，かつ，発電所内急時対策本部が事故対応に専念でき，かつ，発電所内外

電所対策本部が事故対応に専念でき，かつ，発電所内外へ

外へ広く情報提供を行うことができる体制を整備する。

へ広く情報提供を行うことができる体制を整備する。

広く情報提供を行うことができる体制を整備する。

び重大事故等対策の実施状況の情報共有を行う。

体」に統一

(j)

重大事故等発生時に，発電所外部からの支援を受けることができるように支援体制を整備する。

(j)重大事故等発生時に，発電所外部からの支援を受けることができるように支援体制を整備する。

(j) 重大事故等時に，発電所外部からの支援を受けることができるように支援体制を整備する。

発電所において非常事態が宣言された場合には，社長は本社[添付資料 1.0.10]における本店非常事態を発令し，社長を本部長とする本店対策

・本店体制の名称

発電所における緊急時体制発令の報告を受け，本店に発電所における原子力警戒態勢又は緊急時態勢発令の報

本部を設置する。本店対策本部は，全社での体制とし，災害対おける緊急時体制を発令した場合，速やかに原子力施設

告を受け，本社における原子力警戒態勢又は緊急時態勢を

策本部が重大事故等対策に専念できるように支援する。また，

事態即応センターに発電所外部の支援組織である本店対発令した場合，速やかに東京本社の原子力施設事態即応セ

重大事故等発生後の中長期的な対応が必要になる場合に備え策本部を設置し，原子力部門のみでなく他部門も含めたンターに発電所外部の支援組織である本社対策本部を設置て，本店対策本部が中心となって社内外の関係各所と連携し，全社大での体制にて原子力災害対策活動を実施する。

する。

適切かつ効果的な対策を検討できる体制を整備する。

本店対策本部は，緊急時対策本部が事故対応に専念で本社対策本部は，原子力部門のみでなく他部門も含めた

きるよう，技術支援組織として，事故拡大防止措置の支全社（全社とは，東京電力ホールディングス株式会社及び援を行う班，運営支援組織として，情報収集及び災害状各事業子会社のことをいう。）での体制とし，発電所対策

況の把握を行う班，外部電源や通信連絡設備に関する支

本部が重大事故等対策に専念できるよう技術面及び運用面援を行う班，広報活動を行う班及び資機材の調達運搬をで支援する。

行う班で構成する。

本社対策本部は，福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓から原子力防災組織に適用すべき必要要件を定めた体制とすることにより，社長を本社対策本部長とした指揮命令系統を明確にし，発電所対策本部が重大事故等対策に専念できる体制を整備する。

28

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）
本店対策本部は，原子力事業所災害対策支援拠点の設

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

備考

本社対策本部長は，原子力災害対策特別措置法第 10 条

置が必要と判断した場合，あらかじめ選定している施設

通報後，原子力事業所災害対策支援拠点の設営を指示すの候補の中から放射性物質が放出された場合の影響等をる。本社対策本部は，あらかじめ選定している施設の候補

本店庶務班長は，あらかじめ選定している施設の候補の中か勘案した上で原子力事業所災害対策支援拠点を指定し，の中から，放射性物質が放出された場合の影響等を考慮し

ら放射性物質が放出された場合の影響等を考慮した上で原子力必要な要員を派遣するとともに，災害対策支援に必要なた上で原子力事業所災害対策支援拠点を指定し，必要な要

事業所災害対策支援拠点を指定する。

資機材等の運搬を実施する。

員を派遣するとともに，発電所の事故収束対応を維持する

本店庶務班長は，原子力事業所災害対策支援拠点へ必要な要 ・東二体制の相違
員を派遣するとともに，原子力事業所災害対策拠点を運営し，ために必要な燃料及び資機材等の支援を実施する。

災害対策に必要な資機材等の支援を実施する。
本店対策本部は，他の原子力事業者及び原子力緊急事

また，本社対策本部は，他の原子力事業者及び原子力緊

本店庶務班長は，他の原子力事業者及び原子力緊急事態支援

態支援組織からの技術的な支援が受けられる体制を整備

急事態支援組織より技術的な支援が受けられる体制を整備

組織へ必要に応じて応援を要請し，支援が受けられる体制を整

する。

する。

備する。
(k)

重大事故等発生後の中長期的な対応が必要となる場合に備え(k) 重大事故等発生後の中長期的な対応が必要となる場(k) 重大事故等発生後の中長期的な対応が必要になる場合に合に備えて，社内外の関係各所と連係し，適切かつ効果備えて，社内外の関係各所と連携し，適切かつ効果的な対て，社内外の関係各所と連携し，適切かつ効果的な対応を検討的な対応を検討できる体制を整備する。

応を検討できる体制を整備する。

できる体制を整備する。

重大事故等発生時に原子炉格納容器の設計圧力及び温重大事故等への対応操作や作業が長期間にわたる場合に度に近い状態が継続する場合等に備えて，機能喪失した

備えて，機能喪失した設備の部品取替えによる復旧手段を

設備の部品取替による復旧手段を整備する。また，設備整備する。

重大事故等への対応操作や作業が長期間にわたる場合に備え・記載の適正化て，機能喪失した設備の部品取替えによる復旧手段を整備する。 （玄海，柏崎の記載反映）
また，重大事故等発生時に，機能喪失した設備の保守を実施の補修を実施するための放射線量低減，放射性物質を含

また，重大事故等時に，機能喪失した設備の補修を実施

んだ汚染水が発生した際の汚染水の処理等の事態収束活するための作業環境の線量低減対策や，放射性物質を含ん動を円滑に実施するため，平時から必要な対応を検討でだ汚染水が発生した場合の対応等について，福島第一原子

きる協力活動体制を継続して構築する。

力発電所における経験や知見を踏まえた対策を行うとともに，事故収束対応を円滑に実施するため，平時から必要な対応を検討できる協力体制を継続して構築する。

29

するための作業環境の線量低減対策やプラントの状況に応じた[添付資料 1.0.4]
・プラントメーカとの東二事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援を迅速に得られる 重大事故等発生時における協力内容を記載
ように，プラントメーカとの間で支援体制を整備している。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）
1.0.2 共通事項
（１）重大事故等対処設備①切り替えの容易性【要求事項】

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

1．0．2 共通事項

1.0.2 共通事項

(1) 重大事故等対処設備(1)重大事故等対処設備① 切り替えの容易性①切り替えの容易性【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において，本来の用途以外の用途として発電用原子炉設置者において，本来の用途以外の用途として発電用原子炉設置者において，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えるために必要な手順等がに使用する系統から速やかに切り替えるために必要な手順等に使用する系統から速やかに切り替えるために必要な手順等が適切に整備されているか，又は整備される方針が適切に示されが適切に整備されているか，又は整備される方針が適切に示さ

適切に整備されているか，又は整備される方針が適切に示されていること。

れていること。

ていること。

②アクセスルートの確保【要求事項】②アクセスルートの確保②アクセスルートの確保【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において，想定される重大事故等が発生

発電用原子炉設置者において，想定される重大事故等が発発電用原子炉設置者において，想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場又は事業所（ 以下，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場又は事業所

他の設備の被害状況を把握するため，工場又は事業所（以下「工「工場等」という。）内の道路及び通路が確保できるよう，実（以下「工場等」という。）内の道路及び通路が確保できる場等」という。
）内の道路及び通路が確保できるよう，実効性の効性のある運用管理を行う方針であること。

よう，実効性のある運用を行う方針であること。

ある運用管理を行う方針であること。

(1)重大事故等対処設備に係る事項
ａ．切り替えの容易性
本来の用途以外の用途（本来の用途以外の用途とは，設置し(1) 重大事故等対処設備に係る事項a.

備考(1) 重大事故等対処設備に係る事項

切替えの容易性

ａ. 切替えの容易性

本来の用途以外の用途（本来の用途以外の用途とは，設置本来の用途以外の用途（本来の用途以外の用途とは，設置している・記載の適正化（体言止めは「切替え」）
・記載の適正化（柏崎反映）ている設備の本来の機能とは異なる目的で使用する場合に，本している設備の本来の機能とは異なる目的で使用する場合

設備の本来の機能とは異なる目的で使用する場合に，本来の系統構

来の系統構成とは異なる系統構成を実施し設備を使用する場合に，本来の系統構成とは異なる系統構成を実施し設備を使用

成とは異なる系統構成を実施し設備を使用する場合をいう。ただし， ・柏崎では補給水系，消火をいう。

する場合をいう。ただし，本来の機能と同じ目的で使用する

本来の機能と同じ目的で使用するために設置している可搬型設備を系の操作が該当するが，

ただし，本来の機能と同じ目的で使用するために設置していために設置している可搬型設備を使用する場合は除く。）と使用する場合は除く。
）として重大事故等に対処するために使用する

東二は，重大事故等対処

る可搬型設備を使用する場合は除く。）として重大事故等に対して重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，設備はない。

設備を用いる手順とな処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統

通常時に使用する系統から弁操作又は工具等の使用により速っておらず，ほう酸水系から弁操作又は工具等の使用により速やかに切り替えられるよ

やかに切り替えられるように，当該操作等を明確にし，通常も切替操作が不要であうに，当該操作等について明確にし通常時に使用する系統から時に使用する系統から速やかに切り替えるために必要な手順る。他操作も，重大事故速やかに切り替えるために必要な手順等を整備するとともに，等を整備するとともに，確実に行えるよう訓練を実施する。

等対象設備を用いる手
順等に該当しないこと確実に行えるよう訓練を実施する。

から，対象設備なし。
[添付資料 1.0.1]30

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）
ｂ．アクセスルートの確保

柏崎（2017 年 8 月）b.

東海第二（案）

備考

ｂ. アクセスルートの確保

アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等

事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握する

大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，発電所

ため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の実効するため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下

内の道路及び通路が確保できるように以下の実効性のある運用管理性のある運用管理を実施する。

の実効性のある運用管理を実施する。

を実施する。

屋外及び屋内において，想定される重大事故等の対処に必要

屋外及び屋内において，想定される重大事故等の対処に必

屋外及び屋内において，アクセスルートは，別ルートも考慮して複な可搬型重大事故等対処設備の保管場所から設置場所及び接続

要な可搬型重大事故等対処設備の保管場所から設置場所及び数ルートを確保する。複数ルートのうち少なくとも１ルートは，想定場所まで運搬するための経路，又は他の設備の被害状況を把握

接続場所まで運搬するための経路，又は他の設備の被害状況するための経路（以下「アクセスルート」という。）は，迂回を把握するための経路（以下「アクセスルート」という。）

路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。複数ルートのは，想定される自然現象，発電用原子炉施設の安全性を損なうち少なくとも１ルートは，想定される自然現象，発電用原子

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

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（故意によるものを除く。），溢水及び火災を想定しても，って人為によるもの（故意によるものを除く。），溢水及び火運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮し災を想定しても，速やかに運搬，移動が可能なルートとするとて複数のアクセスルートを確保する。

・記載の適正化（他箇所修正を踏まえカッコ内を追火災を想定しても，速やかに運搬，移動が可能なルートとするととも 加）[添付資料 1.0.2]に，他の復旧可能なルートも確保する。
・自然現象及び外部人為事象に対する東二評価のうち，影響を受けない事象について，立地的要因による影響と直接の影響（元々の設備設計や建屋設計から対応しなくても影響を受けない）で整理。
・森林火災は，自然現象による影響評価に包含した。
・東二特有（敷地に遡上する
津波についての考慮を記
載）

ともに，他の復旧可能なルートも確保する。

31

される自然現象，外部人為事象（故意によるものを除く。
），溢水及び赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

備考

屋内及び屋外アクセスルートは，想定される自然現象に対し

屋内及び屋外アクセスルートに対する自然現象についてて地震，津波，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，は，網羅的に抽出するために，地震，津波に加え，発電所敷津波，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火（柏崎は自然現象と人為

落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を，外部人為事象（故意的事象とに分けている）

を，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

準や文献等に基づき収集した洪水，風（台風），竜巻，凍によるものを除く。
）として，航空機落下，ダムの崩壊，爆発，近隣工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結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事

場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害又は故意による大型く。）に対して飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，象，森林火災等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発航空機の衝突その他のテロリズムを考慮する。また，重大事故等時の近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害を考

電所敷地及びその周辺での発生の可能性，屋外アクセスルー

高線量下環境を考慮する。

慮する。また，重大事故等時の高線量下環境を考慮する。

トへの影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の屋内及び屋外アクセスルートは，想定される自然現象として，地震， 内容の相違想定される自然現象又は発電用原子炉施設の安全性を損なわ観点から，屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある想定される自然現象又は外部人為事象のうち，洪水，地滑り，高潮，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（故事象として，地震，津波，風（台風），竜巻，凍結，降水，

ダムの崩壊，爆発及び船舶の衝突については，立地的要因によりアク

意によるものを除く。）のうち，洪水，地滑り及びダムの崩壊

積雪及び火山の影響を選定する。なお，森林火災の出火原因

セスルートは影響を受けないため考慮しない。また，落雷，生物学的については，立地的要因により影響を受けることはない。まとなるのは，たき火やタバコ等の人為によるものが大半であ

事象及び電磁的障害についても，アクセスルートは直接の影響を受けた，生物学的事象，落雷及び電磁的障害については，直接の影ることを考慮し，森林火災については，人為によるもの（火ないため考慮しない。森林火災については，出火原因が自然現象とた ・可搬型重大事故等対処設

響はない。

災・爆発）として選定する。地滑りについては，地震による

き火及びタバコ等の人為によるものがあるが，どちらの出火原因によ

備の保管場所に関する外影響に包絡される。

ってもアクセスルートへの影響は同様であることから，自然現象とし部火災の対応を記載

屋外及び屋内アクセスルートに対する発電所敷地又はその周辺において想定される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[添付資料 1.0.2]て選定し考慮する。
なお，屋外アクセスルートは，基準地震動ＳＳ及び敷地遡上津波の ・東二特有；敷地遡上津波に影響を受けないルートを確保する。

対する対応を記載。

（故意によるものを除く。）については，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，屋外アクセスルートへの影響度，事象進展速度や事象進展に対する時
間余裕の観点から，屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある事象として火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）及び有毒ガスを選定する。
また，重大事故等時の高線量下環境を考慮する。
可搬型重大事故等対処設備の保管場所については，設計基準

可搬型重大事故等対処設備の保管場所については，設計基

可搬型重大事故等対処設備の保管場所については，設計基準事故

事故対処設備の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的

準事故対処設備の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位対処設備の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図

分散を図り保管する。屋外の可搬型重大事故等対処設備は複数

置的分散を図る。また，屋外の可搬型重大事故等対処設備はる。また，屋外の可搬型重大事故等対処設備の保管場所は周囲を植生・森林からの離隔距離を取箇所に分散して保管する。

複数箇所に分散して保管する。

に囲まれていることから，防火帯の内側に設置した上で，森林からのった場所に設置する。

離隔距離を確保し，複数箇所に分散して保管する。

32

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）(a) 屋外アクセスルートの確保

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

備考(a) 屋外アクセスルートの確保(a) 屋外アクセスルート

重大事故等が発生した場合，事故収束に迅速に対応するた

重大事故等が発生した場合，事故収束に迅速に対応するた

重大事故等が発生した場合，事故収束に迅速に対応するため，屋外

め，屋外の可搬型重大事故等対処設備（可搬型ポンプ，そのめ，屋外の可搬型重大事故等対処設備（可搬型代替注水ポンの可搬型重大事故等対処設備（可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型代

他の注水設備，発電機車，その他電源設備，モニタリング設

プ，可搬型代替交流電源設備，可搬型モニタリングポスト等）

替注水中型ポンプ，可搬型代替交流電源設備等）の保管場所から目的備）の保管場所から使用場所まで運搬するアクセスルートのの保管場所から使用場所まで運搬するアクセスルートの状況確地まで運搬するアクセスルートの状況確認，取水ポイントの状況確

状況確認，八田浦貯水池及び取水ピットの取水箇所の状況確

認，取水箇所の状況確認及びホース敷設ルートの状況確認を行

認及びホース敷設ルートの状況確認を行い，あわせて，軽油貯蔵タン

認，ホース布設ルートの状態確認を行い，合わせて燃料油貯い，併せて，軽油タンク，常設代替交流電源設備及びその他屋

ク，可搬型設備用軽油タンク，常設代替交流電源設備，その他屋外設

蔵タンク，大容量空冷式発電機，その他屋外設備の被害状況

外設備の被害状況の把握を行う。

備の被害状況の把握を行う。

の把握を行う。
屋外アクセスルートに対する想定される自然現象のうち，

屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物等

屋外アクセスルートに対する想定される自然現象のうち，地震に地震による影響（周辺構造物の倒壊又は損壊，周辺斜面の崩の損壊，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり，不等沈下等），

よる影響（周辺構造物の倒壊，周辺タンク等の損壊，周辺斜面の崩壊

壊，敷地下斜面のすべり），風（台風）及び竜巻による影響

その他自然現象による影響（風（台風）及び竜巻による飛来及び道路面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地中埋（飛来物），積雪，火山の影響（降灰）を想定し，複数のア

物，積雪並びに火山の影響）を想定し，複数のアクセスルート

設構造物の損壊），風（台風）及び竜巻による飛来物，積雪，火山のクセスルートの中から状況を確認し，早期に復旧可能なアクの中から状況を確認し，早期に復旧可能なアクセスルートを確影響を想定し，複数のアクセスルートの中から状況を確認し，早期にセスルートを確保するため，障害物を除去可能なホイールロ保するため，障害物を除去可能なホイールローダ等の重機を保復旧可能なアクセスルートを確保するため，障害物を除去可能なホーダ及びその他の重機を保管，使用し，それらを運転できる

管，使用し，それを運転できる要員を確保する。

イールローダ等の重機を保管，使用し，それを運転できる要員を確保

要員を確保する。
また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対して，

また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対して，道路上て，道路上への自然流下も考慮した上で，溢水による通行へ

道路上への自然流下も考慮した上で，溢水による通行への影響

への自然流下も考慮した上で，溢水による通行への影響を受けないの影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する。

を受けない箇所にアクセスルートを確保する。

箇所にアクセスルートを確保する。

た高さにアクセスルートを確保する。

震による影響想定を記載する。

また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対し津波の影響については，基準津波に対して，十分余裕を見・東二の自然現象のうち地

津波の影響については，基準津波による遡上域最大水位よりも高い位置にアクセスルートを確保する。

地震及び津波の影響については，基準津波の影響を受けず，かつ，
基準地震動ＳＳに対して影響を受けないルート若しくは重機による復旧等が可能なルートを確保する。また，このアクセスルートの中か

また，高潮に対して，通行への影響を受けない敷地高さにら，敷地に遡上する津波の影響を受けないアクセスルートを少なく

アクセスルートを確保する。

とも 1 ルート確保する。

屋外アクセスルートは，想定される自然現象のうち凍結及屋外アクセスルートは，発電用原子炉施設の安全性を損なわ

屋外アクセスルートは，想定される自然現象のうち，風（台風），

び森林火災，発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因と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（故竜巻，凍結，降水，積雪，地滑り，火山の影響，森林火災及び高潮をなるおそれがある事象であって人為によるもの（故意による意によるものを除く。）のうち，火災・爆発（森林火災，近隣考慮する。また，外部人為事象のうち，航空機落下，近隣工場等の火ものを除く。）のうち飛来物（航空機落下等），爆発，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）及び有毒ガスに対し災及び有毒ガスを考慮する。これらに対して，別ルートも考慮した複工場等の火災，有毒ガス及び船舶の衝突に対して，迂回路もて，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する。

数のアクセスルートを確保する。有毒ガスに対しては，複数のアクセ考慮した複数のアクセスルートを確保する。

スルート確保に加え，防護具等の装備により通行に影響はない。

[添付資料 1.0.2]
・地震及び津波の影響に対する東二屋外アクセス
ルート設定の考え方を記載。
・自然現象と外部人為事象を追記。

・有毒ガスに対するアクセ
スルートへの影響を追記。
（化学物質漏えいに対する防護具着用）

33

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

屋外アクセスルートの周辺構造物の倒壊による障害物につ

屋外アクセスルートの周辺構造物等の損壊による障害物につ

屋外アクセスルートの周辺構造物等の倒壊による障害物について

いては，ホイールローダ及びその他の重機による撤去あるいいては，ホイールローダ等の重機による撤去あるいは複数のア

は，ホイールローダ等の重機による撤去あるいは別ルートを確保すは複数のアクセスルートによる迂回を行う。

クセスルートによる迂回を行う。

る。

屋外アクセスルートは，基準地震動による周辺斜面の崩壊

屋外アクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊や

屋外アクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊や道路や敷地下斜面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを道路面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホ想定した上で，ホイールローダ及びその他の重機による崩壊

上で，ホイールローダ等の重機による崩壊箇所の仮復旧を行

イールローダ等の重機による崩壊箇所の復旧を行い，通行性を確保

箇所の仮復旧を行い，通行性を確保する。

い，通行性を確保する。

する。

不等沈下や地下構造物の損壊に伴う段差の発生が想定され不等沈下等による通行に支障がある段差の発生が想定される

不等沈下及び地中構造物の損壊に伴う段差の発生が想定される箇る箇所においては，段差緩和対策を講じるが，想定を上回る箇所においては，段差緩和対策等の実施，迂回又は砕石による所において，アクセスルートに影響がある場合は事前対策（路盤補強

段差が発生した場合は，ホイールローダ及びその他の重機に段差箇所の仮復旧により，通行性を確保する。

等）を講じるが，想定を上回る段差が発生した場合は，別ルートの通よる段差箇所の仮復旧を行い，通行性を確保する。

備考

・東二のアクセスルート地
盤対策を記載行又は土のうによる段差解消対策により対処する。
アクセスルート上の風（台風）及び竜巻による飛来物に対してはホ

アクセスルート上の風（台風）及び竜巻による飛来物，積

屋外アクセスルート上の風（台風）及び竜巻による飛来物，雪，火山の影響（降灰）については，ホイールローダ及びそ積雪並びに火山の影響については，ホイールローダ等の重機にてはホイールローダによる除雪及び除灰を行う。なお，想定を上回る

崎参考に想定を上回るの他の重機による撤去を行う。なお，想定を上回る積雪，火よる撤去を行う。なお，想定を上回る積雪又は火山の影響が発

積雪又は火山の影響が発生した場合は，除雪及び除灰の頻度を増加場合の対応を追記）

山の影響（降灰）が発生した場合は，除雪，除灰の頻度を増生した場合は，除雪又は除灰の頻度を増加させることにより対させることにより対処する。また，凍結及び積雪に対して，道路につ加させることにより対処する。凍結，積雪を考慮し，車両に処する。また，凍結及び積雪に対して，道路については融雪剤

いては融雪剤を配備し，車両は凍結及び積雪に対処したタイヤを装・記載の適正化

ついてはタイヤチェーン等を配備する。

を配備し,車両については走行可能なタイヤを装着することによ

着し通行性を確保する。

“走行可能な”→“凍結及り通行性を確保する。

イールローダによる撤去を行い，積雪及び火山の影響（降灰）につい ・記載の適正化（玄海，柏屋外アクセスルートの地震発生時における，火災の発生防止策（可屋外アクセスルートの地震発生時における火災の発生防止

屋外アクセスルートの地震発生時における，火災の発生防止

燃物収納容器の固縛による転倒防止）及び火災の拡大防止策（大量の策（可燃物収納容器の固縛による転倒防止）及び火災の拡大策（可燃物・危険物管理）及び火災の拡大防止策（大量の可燃可燃物を内包する変圧器の防油堤の設置）については，「火災防護計防止策（大量の可燃物を内包する変圧器等の防油堰の設置）物を内包する変圧器の防油堤の設置）については，「火災防護画」に定める。

については，「火災防護計画」に定める。

計画」に定める。

び積雪に対処した”

屋外のアクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具の配備

アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具の配備

屋外アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具の配及びアクセスルート近傍の薬品タンクからの漏えいを考慮した薬品

及びアクセスルート近傍の化学物質を貯蔵しているタンクか備を行い，移動時及び作業時の状況に応じて着用する。夜間時

防護具の配備を行い，移動時及び作業時の状況に応じて着用する。

らの漏えいを考慮した薬品保護具の配備を行い，移動時及び及び停電時においては，確実に運搬，移動ができるように，照停電時及び夜間時においては，確実に運搬，移動ができるように，作業時の状況に応じて着用する。夜間時においては，確実に明機器等を配備する。また，現場との連絡手段を確保し，作業

可搬型照明を配備する。また，現場との連絡手段を確保し，作業環境

運搬，移動ができるように，可搬型照明を配備する。また，環境を考慮する。

を考慮する。停電時及び夜間時の確実な運搬や移動のための可搬型

騒音場所においては，確実に耳栓を着用する。その他，現場照明装置を配備する。また，現場との通信連絡手段を確保する。

との連絡手段の確保，室温等の作業環境の考慮，資機材の現場配備等を実施する。

34

・薬品防護への対応を記載

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）(b) 屋内アクセスルートの確保

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

備考(b) 屋内アクセスルートの確保(b) 屋内アクセスルート

重大事故等が発生した場合において，屋内の可搬型重大事

重大事故等が発生した場合において，屋内の可搬型重大事故

重大事故等が発生した場合において，屋内の可搬型重大事故等対故等対処設備（線量率計，その他の計測設備，可搬型バッテ等対処設備（可搬型計測器，逃がし安全弁用可搬型蓄電池，中処設備（可搬型計測器，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ

リ，その他の電源設備）の保管場所へ要員が移動するアクセ

央制御室可搬型陽圧化空調機等）の保管場所に移動するための等）の操作場所に移動するためのアクセスルートの状況確認を行い，スルートの状況確認を行い，合わせて常設電動注入ポンプ，

アクセスルートの状況確認を行い，併せて，その他屋内設備の合わせて，その他屋内設備の被害状況の把握を行う。

その他屋内設備の被害状況の把握を行う。

被害状況の把握を行う。

・東二の設備名称（43 条と整合した名称見直し）

屋内アクセスルートは，地震，津波，その他自然現象による影響（洪屋内アクセスルートは，地震，津波及びその他想定される

屋内アクセスルートは，自然現象として選定する地震，津水，風（台風），竜巻，積雪，凍結，落雷，地滑り，火山の影響，森・東二の屋内アクセスルー

自然現象による影響（洪水，風（台風）及び竜巻による飛来

波，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影

林火災，高潮，降水，生物学的事象）及び外部人為事象（故意によるトに対する自然現象，外物，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，高潮，火山の影響

響，生物学的事象による影響に対して，外部からの衝撃によるものを除く。
）（航空機落下，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船部人為事象想定を記載（降灰）並びに森林火災）並びに発電用原子炉施設の安全性

損傷の防止が図られた建屋内に確保する。なお，森林火災の出

舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテ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

火原因となるのは，たき火やタバコ等の人為によるものが大半

ロリズム）に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建るもの（故意のものは除く。）（飛来物（航空機落下等），

であることを考慮し，森林火災については，人為によるもの

屋に確保する。

爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス及び船舶の衝突）に対し（故意によるものを除く。）（火災・爆発）として選定する。

て，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた施設内に確

また，発電所敷地又はその周辺における発電用原子炉施設の保する。

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。）として選定する火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）及び有毒ガスに対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に確保する。

屋内アクセスルートは，重大事故時に必要となる現場操作

屋内アクセスルートは，重大事故等時に必要となる現場操作

屋内アクセスルートは，重大事故等が発生した場合において必要を実施する活動場所まで外部事象による影響を考慮しても移を実施する場所まで外部事象による影響を考慮しても移動可能となる現場操作を実施する場所まで移動可能なルートを選定する。

動可能なルートを選定する。また，屋内のアクセスルート上なルートを選定する。また，屋内アクセスルート上の資機材にまた，地震時に通行が阻害されないように，通行性確保対策として，には，転倒した場合に撤去できない資機材は設置しないこと

ついては，必要に応じて固縛又は転倒防止処置により，通行にアクセスルート上の資機材を固縛，転倒防止により通行に支障をきとするとともに，撤去可能な資機材についても必要に応じて支障をきたさない措置を講じる。

たさない措置を講じる。地震及び津波以外の自然現象に対しても，外落下防止，転倒防止及び固縛等により，通行に支障をきたさ部からの衝撃による損傷の防止が図られたアクセスルートを設定すない措置を講じる。

る。

アクセスルート周辺の機器に対しては火災の発生防止処置

屋内アクセスルート周辺の機器に対しては火災の発生防止処を実施する。火災防護対策については「添付書類八置を実施する。火災防護対策については「添付書類八 1.6.1.2

1.6.1.2 火災発生防止」に示す。

火災発生防止に係る設計方針」に示す。

屋外及び屋内の機器からの溢水が発生した場合については，適切な防護具を着用することによりアクセスルートを通機器からの溢水が発生した場合については，適切な防護具を着用することにより，屋内アクセスルートを通行する。

行する。

35

・東二のアクセスルート設
定の考え方

屋内アクセスルート周辺の機器に対しては火災の発生防止処置を実施する。
機器からの溢水が発生した場合は，現場の状況に応じて，適切な防護具を着用することにより，屋内アクセスルートを通行する。

・記載の適正化（柏崎の記載反映）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具の配備

屋内アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具の配屋内のアクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具の配備

及びアクセスルート近傍の化学物質を貯蔵しているタンクか備を行い，移動時及び作業時の状況に応じて着用する。停電時

及びアクセスルート近傍の薬品タンクからの漏えいを考慮した薬品らの漏えいを考慮した薬品保護具の配備を行い，移動時及び及び夜間時においては，確実に運搬，移動ができるように，照防護具の配備を行い，移動時及び作業時の状況に応じて着用する。停作業時の状況に応じて着用する。また，停電時及び夜間時に明機器等を配備する。また，現場との連絡手段を確保し，作業

電時及び夜間時においては，確実に運搬，移動ができるように，可搬

おいては，確実に運搬，移動ができるように，可搬型照明を環境を考慮する。

型照明を配備する。また，現場との連絡手段を確保し，作業環境を考配備する。また，騒音場所においては，確実に耳栓を着用す慮する。

る。その他，現場との連絡手段の確保，室温等の作業環境の考慮，資機材の現場配備等を実施する。
（添付資料 1.0.1，1.0.2，1.0.13）

36

備考
・記載の適正化（玄海の記載反映）
・屋内の薬品タンク漏えい（リン酸ソーダタンク
等）からの防護について記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

（２）復旧作業①予備品等の確保【要求事項】

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(2) 復旧作業(2)復旧作業① 予備品等の確保①予備品等の確保【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において，重要安全施設（設置許可基準

発電用原子炉設置者において，重要安全施設（設置許可基準

発電用原子炉設置者において，重要安全施設（設置許可基準規則

規則第２条第９号に規定する重要安全施設をいう。）の取替可

規則第２条第９号に規定する重要安全施設をいう。）の取替え

第２条第９号に規定する重要安全施設をいう。）の取替え可能な能な機器及び部品等について，適切な予備品及び予備品への取可能な機器及び部品等について，適切な予備品及び予備品への機器及び部品等について，適切な予備品及び予備品への取替のた替のために必要な機材等を確保する方針であること。

取替のために必要な機材等を確保する方針であること。

めに必要な機材等を確保する方針であること。

【解釈】

【解釈】

【解釈】

１「適切な予備品及び予備品への取替のために必要な機材

１ 「適切な予備品及び予備品への取替のために必要な機材等」と

１「適切な予備品及び予備品への取替のために必要な機材等」と等」とは，気象条件等を考慮した機材，ガレキ撤去等のたは，気象条件等を考慮した機材，ガレキ撤去等のための重機及びは，気象条件等を考慮した機材，ガレキ撤去等のための重機及びめの重機及び夜間対応を想定した照明機器等を含むこと。

夜間対応を想定した照明機器等を含むこと。

夜間対応を想定した照明機器等を含むこと。

②保管場所② 保管場所②保管場所【要求事項】【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において，上記予備品等を，外部事象の発電用原子炉設置者において，上記予備品等を，外部事象の発電用原子炉設置者において，上記予備品等を，外部事象の影響影響を受けにくい場所に，位置的分散などを考慮して保管する影響を受けにくい場所に，位置的分散などを考慮して保管するを受けにくい場所に，位置的分散などを考慮して保管する方針で方針であること。

方針であること。

あること。

③ アクセスルート③アクセスルートの確保③アクセスルートの確保【要求事項】【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において，想定される重大事故等が発生

発電用原子炉設置者において，想定される重大事故等が発生し発電用原子炉設置者において，想定される重大事故等が発生した

した場合において，設備の復旧作業のため，工場等内の道路及た場合において，設備の復旧作業のため，工場等内の道路及び場合において，設備の復旧作業のため，工場等内の道路及び通路

び通路が確保できるよう，実効性のある運用管理を行う方針で通路が確保できるよう，実効性のある運用管理を行う方針であが確保できるよう，実効性のある運用管理を行う方針であるこ

あること。

ること。

と。

(2)復旧作業に係る事項(2) 復旧作業に係る事項(2) 復旧作業に係る事項

重大事故等発生時において，重要安全施設の復旧作業を有効かつ効果的に行うため，以下の基本方針に基づき実施する。

重大事故等時において，重要安全施設の復旧作業を有効かつ効果的に行うため，以下の基本方針に基づき実施する。

37

重大事故等発生時において，重要安全施設の復旧作業を有効かつ効果的に行うため，以下の基本方針に基づき実施する。

備考赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）
ａ．予備品等の確保
重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処設備にて実施することにより，事故収束を行う。

柏崎（2017 年 8 月）a.

東海第二（案）
ａ. 予備品等の確保

予備品等の確保
重大事故等時の事故対応については，重大事故等対処設備にて実施することにより，事故収束を行う。

重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処設備にて実施することにより，事故収束を行う。

事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設

事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施

事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設の機の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に設の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方

能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に基づき重基づき重要安全施設の取替え可能な機器，部品等の復旧作業を針に基づき重要安全施設の取替え可能な機器，部品等の復旧

要安全施設の取替え可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施

優先的に実施することとし，そのために必要な予備品を確保す作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品することとし，そのために必要な予備品を確保する。

る。

を確保する。

・ 短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収・短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故

・短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事

束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。

収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧す

故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復・ 単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安全

る。

旧する。

施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施
する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。

・一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安全・単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を

安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。

収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復復旧するための対策を検討し実施することとするが，放射線の影

旧する。

響，その他の作業環境条件の観点を踏まえ，復旧作業の成立性が・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備について・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備について・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，高い設備を復旧する。

も，復旧するための対策を検討し実施することとするが，放も，復旧するための対策を検討し実施することとするが，なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器の拡大，射線の影響，その他の作業環境条件を踏まえ，復旧作業の成

放射線の影響，その他の作業環境条件を踏まえ，復旧作業

その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行うとともに，そ立性が高い設備を復旧する。

の成立性が高い設備を復旧する。

のために必要な予備品の確保に努める。

なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器の拡なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器

また，予備品の取替え作業に必要な資機材等として，がれき撤去

大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行うとともの拡大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行のためのホイールローダ等の重機，夜間の対応を想定した照明機器に，そのために必要な予備品の確保に努める。

うとともに，そのために必要な予備品の確保に努める。

等及びその他作業環境を想定した資機材を確保する。

また，予備品の取替え作業に必要な資機材等として，がれき撤また，予備品の取替え作業に必要な資機材等として，がれ去等のためのホイールローダ及びその他の重機，夜間の対応を想き撤去等のためのホイールローダ等の重機，夜間の対応を想定した照明機器等及びその他作業環境を想定した資機材を確保す

定した照明機器等及びその他作業環境を想定した資機材を確

る。

保する。

38

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）
ｂ．保管場所

柏崎（2017 年 8 月）b.

東海第二（案）備考

ｂ. 保管場所

保管場所

予備品等については，地震による周辺斜面の崩落，敷地下斜予備品等については，地震による周辺斜面の崩壊，敷地下

予備品等については，地震による周辺斜面の崩落，敷地下斜面のす面のすべり，津波による浸水などの外部事象の影響を受けにく

斜面のすべり，津波による浸水等の外部事象の影響を受けにべり，津波による浸水等の外部事象の影響を受けにくい場所に当該い場所に当該重要安全施設との位置的分散を考慮し保管する。

くい場所に当該重要安全施設との位置的分散を考慮した場所

重要安全施設との位置的分散を考慮し保管する。

に保管する。

ｃ．アクセスルートの確保c.

アクセスルートの確保

ｃ. アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，設備の復旧想定される重大事故等が発生した場合において，設備の復想定される重大事故等が発生した場合において，設備の復旧作業作業のため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下

旧作業のため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，のため，発電所内の道路及び通路が確保できるように，複数のアク・東二想定を記載した上セスルートを確保するとともに，複数ルートのうち少なくとも 1 ル

で，運用管理について追設備の復旧作業に支障がないよう，迂回路も考慮して複数のートは，想定される自然現象，外部人為事象（故意によるものを除記。

アクセスルートを確保する。複数ルートのうち少なくとも１ルく。），溢水及び火災を想定しても，運搬及び移動に支障を来さない

ートは，想定される自然現象，発電用原子炉施設の安全性を損ように，通行性を確保する等，「5.1.1（2）アクセスルートの確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

保」と同じ運用管理を実施する。

の実効性のある運用管理を実施する。

（故意によるものは除く。），溢水及び火災を想定しても，運「5.1.1.(2) アクセスルートの確保」と同じ実効性のある運搬，移動に支障をきたさないよう，通行性を確保する等，

用管理を実施する。

なお，確保するアクセスルートは，ルート上にがれき等が散乱してもホイールローダによる復旧により，重大事故等対策に必要なホー「1.0.2（１）b.アクセスルートの確保」と同じ運用管理を実

スやケーブルの敷設が可能である。

施する。
（添付資料 1.0.2，1.0.3，1.0.13）

39赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）（３）支援(3) 支援に係る事項(3)支援【要求事項】【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において，工場等内であらかじめ用意さ発電用原子炉設置者において，工場等内であらかじめ用意さ発電用原子炉設置者において，工場等内であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備，予備品及び燃料等）により，れた手段（重大事故等対処設備，予備品及び燃料等）により，れた手段（重大事故等対処設備，予備品及び燃料等）により，事故発生後７日間は事故収束対応を維持できる方針であるこ事故発生後７日間は事故収束対応を維持できる方針であるこ事故発生後7日間は事故収束対応を維持できる方針であるこ

と。

と。

と。

また，関係機関と協議・合意の上，外部からの支援計画を定める方針であること。さらに，工場等外であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備，予備品及び燃料等）により，事象発生後６日間までに支援を受けられる方針であること。

また，関係機関と協議・合意の上，外部からの支援計画を定める方針であること。

また，関係機関と協議・合意の上，外部からの支援計画を定める方針であること。さらに，工場等外であらかじめ用意されさらに，工場等外であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備，予備品及び燃料等）により，事象発生後６日間また手段（重大事故等対処設備，予備品及び燃料等）により，事象発生後 6 日間までに支援を受けられる方針であること。

でに支援を受けられる方針であること。
(3) 支援に係る事項(3)支援に係る事項

重大事故等に対して事故収束対応を実施するため，発電所内であ(3) 支援に係る事項

重大事故等に対して事故収束対応を実施するため，発電所内重大事故等に対して事故収束対応を実施するため，発電所内

らかじめ用意された重大事故等対処設備，予備品及び燃料等の手段

であらかじめ用意する重大事故等対処設備，予備品及び燃料等

であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備，予備品，により，重大事故等対策を実施し，事故発生後7日間は継続して事故の手段により，重大事故等対策を実施し，事故発生後７日間は燃料等）により，重大事故等対策を実施し，事故発生後 7 日

収束対応を維持できるようにする。重大事故等の対応に必要な水源

継続して事故収束対応を維持できるようにする。重大事故等の間は継続して事故収束対応を維持できるようにする。重大事故については，淡水源に加え最終的に海水に切り替えることにより水対応に必要な水源については，淡水源に加え最終的に海水に切等の対応に必要な水源については，淡水源に加え最終的に海水源が枯渇することがないようにする。

り替えることにより水源が枯渇することがないようにする。

に切り替えることにより水源が枯渇することがないようにす
る。

40

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）
また，プラントメーカ，協力会社，建設会社，その他の関係

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

プラントメーカ，協力会社及びその他の関係機関とは平時か

プラントメーカ，協力会社及びその他の関係機関とは平時から必機関とは平時から必要な連絡体制を整備するなど協力関係を構ら必要な連絡体制を整備する等，協力関係を構築するととも要な連絡体制を整備する等の協力関係を構築するとともに，あらか

築するとともにあらかじめ重大事故等発生に備え協議，合意のに，あらかじめ重大事故等に備え，協議・合意の上，外部からじめ重大事故等発生に備え協議，合意の上，外部からの支援計画を定上，外部からの支援計画を定め，要員の支援及び燃料の供給のの支援計画を定め，重大事故等時の支援及び燃料の供給の協定

め，事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援や要員派遣等の支契約を締結する。

を締結する。

援及び燃料の供給の協定を締結し，発電所を支援できる体制を整備

重大事故等が発生した場合，発電所の原子力警戒本部又は緊重大事故等発生後，当社対策本部が発足し協力体制が整い次第，プ

第，プラントメーカからは設備の設計根拠や機器の詳細な情協力体制が整い次第，プラントメーカからは事故収束及び復旧

ラントメーカ及び協力会社等から重大事故等発生後に現場操作対応

報，事故収束手段及び復旧対策の提供，協力会社及び建設会社

対策に関する技術支援，協力会社からは事故収束及び復旧対策等を実施する要員の派遣や事故収束に向けた対策立案等の技術支援

からは，事故収束及び復旧対策活動に必要な要員の支援及び燃に必要な要員等の支援，燃料及び資機材の輸送支援並びに燃料や要員の派遣等，重大事故等発生後に必要な支援が受けられる体制

料供給会社からは燃料の供給を受けられるように支援計画を定供給会社からは燃料の供給支援を受けられるように支援計画をを整備し，また，要員の運搬及び資機材の輸送について支援を迅速に

める。

定める。

得られるように支援計画を定める。

資機材等の輸送に関しては，専用の輸送車両を常備した運送資機材等の輸送に関しては，専用の輸送車両を常備した運送会社

会社及びヘリコプタ運航会社と協力協定を締結し，迅速な物資及びヘリコプタ運航会社と協力協定を締結し，迅速な物資輸送を可送に加え，運送会社及びヘリコプタ運航会社とも契約を締結

輸送を可能とするとともに，中長期的な物資輸送にも対応でき能とするとともに，中長期的な物資輸送にも対応できるように支援し，迅速な物資輸送を可能とするとともに中長期的な物資輸送

るように支援計画を定める。

計画を定める。

資機材の輸送に関しては，自社及び協力会社の車両による輸・東二の締結内容を記載。

する。

急時対策本部（以下「発電所対策本部」という。）が発足し，事故発生後，当社原子力防災組織が発足し協力体制が整い次備考

・東二の締結内容を記載。

原子力災害における原子力事業者間協力協定に基づき，他の

原子力災害における原子力事業者間協力協定に基づき，他の原子原子力災害における原子力事業者間協力協定に基づき，他の原子力事業者からは，人員の派遣，資機材の貸与及び環境放射力事業者からは，要員の派遣，資機材の貸与，環境放射線モニタリン

原子力事業者からは，要員の派遣，資機材の貸与及び環境放射線モニタリングの支援を受けられるようにするほか，原子力緊グの支援を受ける他，原子力緊急事態支援組織（以下「支援組織」と線モニタリングの支援を，原子力緊急事態支援組織からは，被急事態支援組織からは，被ばく低減のために遠隔操作可能なロいう。
）からは，被ばく低減のために遠隔操作可能なロボット及び無ばく低減のために遠隔操作可能なロボット等の資機材，資機材

ボット及び無線重機等の資機材並びに資機材を操作する人員及線重機等の資機材並びに資機材を操作する要員の派遣，放射線量を・記載の適正化

操作の支援及び提供資機材を活用した事故収束活動に係る助言

び発電所までの資機材輸送の支援を受けられるように支援計画

はじめとする環境情報収集の支援及び作業を行う上で必要となるア（柏崎の記載反映，支援組を受けることができるように支援計画を定める。

を定める。

クセスルート確保作業の支援等の発電所における事故収束活動を受にも対応できるように支援計画を定める。

織の活動を追記）

けられるように支援計画を定める。
さらに，発電所外に保有している重大事故等対処設備と同種事故等発生後 6 日後までに，あらかじめ選定している候補施設のの設備（発電機車等），予備品及び燃料等について支援を受け発電所外であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備

中から原子力事業所災害対策支援拠点を選定し，発電所の事故収束ることによって，発電所内に配備している重大事故等対処設備と同種の設備（電源車等），予備品，燃料等）について支援を対応を維持するために必要な燃料，資機材等を継続的に支援できるに不具合があった場合の代替手段及び燃料等の確保を行い，継受けることによって，発電所内に配備する重大事故等対処設備体制を整備する。また，発電所内に配備している重大事故等対処設備

続的な重大事故等対策を実施できるよう事象発生後６日間までに不具合があった場合の代替手段及び燃料の確保を行い，継続に不具合があった場合の代替手段，資機材及び燃料を支援できるよに支援を受けられる体制を整備する。

的な重大事故等対策を実施できるよう事象発生後 6 日間まで

うに，社内で発電所外に保有している重大事故等対処設備と同種のに支援を受けられる体制を整備する。

設備（通信連絡設備，放射線測定装置等），食糧，その他の消耗品もまた，原子力事業所災害対策支援拠点から，災害対策支援に必要な資機材として，食料，その他の消耗品，汚染防護服及びまた，原子力事業所災害対策支援拠点から，発電所の支援に

その他の放射線管理に使用する資機材を継続的に発電所へ供給必要な資機材として，食糧，その他の消耗品及び放射線防護資できる体制を整備する。

機材を継続的に発電所へ供給できる体制を整備する。

（添付資料 1.0.4）

41

含めた資機材，予備品，燃料等について，事象発生後 6 日後までに支援できる体制を整備する。

・前頁から記載箇所変更

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）（４）手順書の整備，訓練の実施及び体制の整備(4) 手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備(4)手順書の整備，訓練の実施及び体制の整備【要求事項】【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において，重大事故等に的確かつ柔軟に対発電用原子炉設置者において，重大事故等に的確かつ柔軟に発電用原子炉設置者において，重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるよう，あらかじめ手順書を整備し，訓練を行うととも対処できるよう，あらかじめ手順書を整備し，訓練を行うとと処できるよう，あらかじめ手順書を整備し，訓練を行うとともにに人員を確保する等の必要な体制の適切な整備が行われている

もに人員を確保する等の必要な体制の適切な整備が行われて人員を確保する等の必要な体制の適切な整備が行われているか，か，又は整備される方針が適切に示されていること。

いるか，又は整備される方針が適切に示されていること。

又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】

【解釈】

【解釈】

１手順書の整備は，以下によること。

１ 手順書の整備は，以下によること。

１

手順書の整備は，以下によること。

ａ）発電用原子炉設置者において，全ての交流動力電源及び常ａ） 発電用原子炉設置者において，全ての交流動力電源及びａ） 発電用原子炉設置者において，全ての交流動力電源及び設直流電源系統の喪失，安全系の機器若しくは計測器類の多常設直流電源系統の喪失，安全系の機器若しくは計測器類

常設直流電源系統の喪失，安全系の機器若しくは計測器類

重故障又は複数号機の同時被災等を想定し，限られた時間のの多重故障又は複数号機の同時被災等を想定し，限られたの多重故障又は複数号機の同時被災等を想定し，限られた中において，発電用原子炉施設の状態の把握及び実施すべき時間の中において，発電用原子炉施設の状態の把握及び実時間の中において，発電用原子炉施設の状態の把握及び実重大事故等対策について適切な判断を行うため，必要となる

施すべき重大事故等対策について適切な判断を行うため，施すべき重大事故等対策について適切な判断を行うため，情報の種類，その入手の方法及び判断基準を整理し，まとめ必要となる情報の種類，その入手の方法及び判断基準を整必要となる情報の種類，その入手の方法及び判断基準を整る方針であること。

理し，まとめる方針であること。

理し，まとめる方針であること。

ｂ）発電用原子炉設置者において，炉心の著しい損傷及び原子ｂ） 発電用原子炉設置者において，炉心の著しい損傷及び原ｂ） 発電用原子炉設置者において，炉心の著しい損傷及び原

炉格納容器の破損を防ぐために最優先すべき操作等の判断基

子炉格納容器の破損を防ぐために最優先すべき操作等の子炉格納容器の破損を防ぐために最優先すべき操作等の判準をあらかじめ明確化する方針であること。

判断基準をあらかじめ明確化する方針であること。

断基準をあらかじめ明確化する方針であること。(ほう酸水(ほう酸水注入系(SLCS)，海水及び格納容器圧力逃がし装置（ほう酸水注入系（ＳＬＣＳ），海水及び格納容器圧力逃

注入系(SLCS)，海水及び格納容器圧力逃がし装置の使用をの使用を含む。）

がし装置の使用を含む。）

含む。
）

ｃ）発電用原子炉設置者において，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針が適切に示されていること。

ｃ） 発電用原子炉設置者において，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針が適切に示されていること。

42ｃ） 発電用原子炉設置者において，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針が適切に示されていること。

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）ｄ）発電用原子炉設置者において，事故の進展状況に応じて具ｄ） 発電用原子炉設置者において，事故の進展状況に応じてｄ） 発電用原子炉設置者において，事故の進展状況に応じて体的な重大事故等対策を実施するための，運転員用及び支援

具体的な重大事故等対策を実施するための，運転員用及び具体的な重大事故等対策を実施するための，運転員用及び組織用の手順書を適切に定める方針であること。なお，手順

支援組織用の手順書を適切に定める方針であること。な

支援組織用の手順書を適切に定める方針であること。なお，

書が，事故の進展状況に応じていくつかの種類に分けられる

お，手順書が，事故の進展状況に応じていくつかの種類に手順書が，事故の進展状況に応じていくつかの種類に分け場合は，それらの構成が明確化され，かつ，各手順書相互間分けられる場合は，それらの構成が明確化され，かつ，各られる場合は，それらの構成が明確化され，かつ，各手順の移行基準を明確化する方針であること。

手順書相互間の移行基準を明確化する方針であること。

書相互間の移行基準を明確化する方針であること。

ｅ）発電用原子炉設置者において，具体的な重大事故等対策実ｅ） 発電用原子炉設置者において，具体的な重大事故等対策ｅ） 発電用原子炉設置者において，具体的な重大事故等対策

施の判断基準として確認される水位，圧力及び温度等の計測実施の判断基準として確認される水位，圧力及び温度等の実施の判断基準として確認される水位，圧力及び温度等の可能なパラメータを手順書に明記する方針であること。ま計測可能なパラメータを手順書に明記する方針であるこ

計測可能なパラメータを手順書に明記する方針であるこた，重大事故等対策実施時のパラメータ挙動予測，影響評価と。また，重大事故等対策実施時のパラメータ挙動予測，と。また，重大事故等対策実施時のパラメータ挙動予測，すべき項目及び監視パラメータ等を，手順書に整理する方針

影響評価すべき項目及び監視パラメータ等を，手順書に整影響評価すべき項目及び監視パラメータ等を，手順書に整であること。

理する方針であること。

理する方針であること。

ｆ）発電用原子炉設置者において，前兆事象を確認した時点でｆ） 発電用原子炉設置者において，前兆事象を確認した時点

ｆ） 発電用原子炉設置者において，前兆事象を確認した時点での事前の対応(例えば大津波警報発令時の原子炉停止･冷却操での事前の対応(例えば大津波警報発令時の原子炉停止･冷却の事前の対応(例えば大津波警報発令時の原子炉停止･冷却作)等ができる手順を整備する方針であること。

操作)等ができる手順を整備する方針であること。

操作)等ができる手順を整備する方針であること。

(4)手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備(4) 手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備

備考(4) 手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備

重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるよう，手順書を整備

重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるよう，手順書を整備

重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるように，手順書を整備し，し，教育及び訓練を実施するとともに，要員を確保する等の必要し，教育及び訓練を実施するとともに，運転員，緊急時対策要教育及び訓練を実施するとともに，要員を確保する等の必要な体制な体制を整備する。

員及び自衛消防隊（以下「重大事故等に対処する要員」といを整備する。

う。）を確保する等の必要な体制を整備する。
ａ．手順書の整備
重大事故等発生時において，事象の種類及び事象の進展に応

a.

手順書の整備ａ. 手順書の整備

重大事故等時において，事象の種類及び事象の進展に応じてじて重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるよう手順書を整備

重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるよう手順書を整備す

する。

る。

重大事故等発生時において，事象の種類及び事象の進展に応じて重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるように手順書を整備する。
重大事故等時に使用する手順書は，当直運転員が使用する運転手

さらに，使用主体に応じた手順書として，運転員が使用する

また，手順書は使用主体に応じて，運転員が使用する手順書

手順書（以下「運転手順書」という。），発電所の緊急時対策（以下「運転操作手順書」という。）及び緊急時対策要員が使要員」という。
）が使用する手順書（以下「災害対策本部手順書」と本部（以下「緊急時対策本部」という。）が使用する手順書

用する手順書（以下「緊急時対策本部用手順書」という。）をいう。
）に分けて整備する。

（以下「緊急時対策本部用手順書」という。）及び緊急時対策整備する。

本部のうち支援組織が使用する手順書（以下「支援組織用手順書」という。）を整備する。

さらに，緊急時対策本部用手順書は使用主体に応じて，緊急時対策本部が使用する手順書，緊急時対策本部のうち技術支援組織が使用する手順書及び緊急時対策本部のうち実施組織（当直（運転員）以外）が使用する手順書に分類して整備する。

43

順書と，当直運転員を除いた発電所災害対策要員（以下「災害対策 ・手順書の名称の違い※1.01(4)a にて略語を定義済み

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(a) 全ての交流動力電源及び常設直流電源系統の喪失，安全(a) 全ての交流動力電源及び常設直流電源系統の喪失，安全(a) 全ての交流動力電源及び所内常設直流電源の喪失，安全系の機器

系の機器若しくは計測器類の多重故障又は複数号炉の同時被系の機器若しくは計測器類の多重故障又は複数号炉の同時被又は計測器類の多重故障等の過酷な状態において，限られた時間の災等の過酷な状態において，限られた時間の中で３号炉及び災等の過酷な状態において，限られた時間の中で 6 号及び 7

中で発電用原子炉施設の状態の把握及び実施すべき重大事故等対４号炉の発電用原子炉施設の状態の把握及び実施すべき重大号炉の発電用原子炉施設の状態の把握及び実施すべき重大事

策の適切な判断に必要な情報の種類，その入手の方法及び判断基準

事故等対策の適切な判断に必要な情報の種類，その入手の方

故等対策の適切な判断に必要な情報の種類，その入手の方法を整理し，運転手順書及び災害対策本部手順書にまとめる。

法及び判断基準を整理し，運転手順書にまとめる。

及び判断基準を整理し，運転操作手順書及び緊急時対策本部

備考

用手順書にまとめる。
発電用原子炉施設の状態の把握が困難な場合にも対処でき

発電用原子炉施設の状態の把握が困難な場合にも対処でき

発電用原子炉施設の状態の把握が困難な揚合にも対処できるよ

るよう，パラメータを計測する計器故障又は計器故障が疑わるよう，パラメータを計測する計器故障時に発電用原子炉施うに，パラメータを計測する計器故障時に発電用原子炉施設の状態れる場合に発電用原子炉施設の状態を把握するための手順，

設の状態を把握するための手順，パラメータの把握能力を超を把握するための手順，パラメータの把握能力を超えた場合に発電パラメータの把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状えた場合に発電用原子炉施設の状態を把握するための手順及用原子炉施設の状態を把握するための手順及び計測に必要な計器態を把握するための手順及び計測に必要な計器電源が喪失しび計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順を運転操作手

電源が喪失した場合の手順を災害対策本部手順書に整備する。

た場合の手順を定める。

順書及び緊急時対策本部用手順書に整備する。

具体的には，第1.0.1表に示す「重大事故等対策における手順書の概

具体的には，表 1.0.1 に示す「重大事故等対策における手

具体的には，第 5.1－1 表に示す「重大事故等対策におけ順書の概要」のうち「1.15 事故時の計装に関する手順等」

る手順書の概要」のうち「1.15 事故時の計装に関する手順の内容を含むものとする。

等」の内容を含むものとする。

要」のうち「1.15事故時の計装に関する手順等」の内容を含むものとする。

(b) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損防止のため(b) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防ぐため(b) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損防止のために，最優に，最優先すべき操作等を迷うことなく判断し実施できるよに，最優先すべき操作等を迷うことなく判断し実施できるよ

先すべき操作等を迷うことなく判断し実施できるように，あらかじう，あらかじめ判断基準を明確にした手順を以下のとおり運う，判断基準をあらかじめ明確にした手順を以下のとおり運め判断基準を明確にした手順を以下のとおり運転手順書に整備す

転手順書に整備する。

転操作手順書又は緊急時対策本部用手順書に整備する。

る。

炉心損傷が避けられない状況においては，炉心へ注水するべきか又は原子炉格納容器へ注水するべきか判断に迷い，対原子炉停止機能喪失時においては，迷わずほう酸水注入を行えるよう判断基準を明確にした手順を整備する。

・記載の適正化（玄海及び柏崎の記載
反映，追記）

原子炉停止機能喪失時においては，迷わずほう酸水注入を行える
ように判断基準を明確にした手順を整備する。

応が遅れることで，原子炉格納容器の破損に至ることがない
よう，原子炉格納容器への注水を最優先する判断基準を明確にした手順を整備する。
炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損防止のために

炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損を防ぐために

炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損を防止するために，注水する淡水源が枯渇又は使用できない状況においては，設

注水する淡水源が枯渇又は使用できない状況においては，設

注水する淡水源が枯渇又は使用できない状況においては，設備への備への悪影響を懸念することなく，迷わず海水注入を行える

備への悪影響を懸念することなく，迷わず海水注入を行える

悪影響を懸念することなく，迷わず海水注入を行えるように判断基

よう判断基準を明確にした手順を整備する。

よう判断基準を明確にした手順を整備する。

準を明確にした手順を整備する。

44

・記載の適正化（略語を使用）

・記載の適正化（玄海及び柏崎の記載
反映，追記）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

原子炉格納容器圧力が限界圧力に達する前，又は，原子炉

原子炉格納容器圧力が限界圧力に達する前，又は，原子炉格納容

格納容器からの異常漏えいが発生した場合に，確実に格納容器からの異常漏えいが発生した場合に，確実に格納容器圧力逃がし

器圧力逃がし装置等の使用が行えるよう判断基準を明確にし装置の使用が行えるように判断基準を明確にした手順を，運転手順

た手順を運転操作手順書に整備し，この運転操作手順書に従書に整備し，この運転手順書に従い，発電所災害対策本部長の権限

い，発電所対策本部長の権限と責任において，当直副長が格と責任において，当直発電長が格納容器圧力逃がし装置等によるベ

納容器圧力逃がし装置等によるベントを実施する。

ントを実施する。

備考

・当直発電長がベント実施

全交流動力電源喪失時等において，準備に長時間を要する

全交流動力電源喪失時等において，準備に長時間を要する

全交流動力電源喪失時等において，準備に長時間を要する可搬型

可搬型設備を必要な時期に使用可能とするため，準備に要す

可搬型重大事故等対処設備を必要な時期に使用可能とするた

重大事故等対処設備を必要な時期に使用可能とするため，準備に要る時間を考慮の上，手順着手の判断基準を明確にした手順をめ，準備に要する時間を考慮の上，手順着手の判断基準を明整備する。

確にした手順を整備する。

する時間を考慮の上，手順着手の判断基準を明確にした手順を整備 ・記載の適正化“災害対策要員が 使用する。

炉心の著しい損傷時において水素爆発を懸念し，水素制御装置の必要な起動時期を見失うことがないよう，水素制御装
置を速やかに起動する判断基準を明確にした手順を整備す
その他，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防その他，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

その他，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損防止

ぐために必要な各操作については，重大事故等対処設備を必ために必要な各操作については，重大事故等対処設備を必要な時期に必要な各操作については，重大事故等対処設備を必要な時要な時期に使用可能とするため，手順着手の判断基準を明確に使用可能とするため，手順着手の判断基準を明確にした手順を整期に使用可能とするため，手順着手の判断基準を明確にしたにした手順を整備する。

備する。

る。

手順を整備する。
重大事故等対策時においては，設計基準事故時に用いる操作の制限事項は適用しないことを明確にした手順を整備す

重大事故等対策時においては，設計基準事故時に用いる操作の制限事項は適用しないことを明確にした手順を整備す(c) 重大事故等対策の実施において，財産（設備等）保護よりも安全(c) 重大事故等対策の実施において，財産（設備等）保護よ

りも安全を優先する共通認識を持って行動できるように，社長はあらかじめ方針を示す。

りも安全を優先するという共通認識を持って行動できるよう，社長はあらかじめ方針を示す。

を優先するという共通認識を持って行動できるように，社長はあらかじめ方針を示す。
重大事故等発生時の運転操作において，当直発電長が躊躇せず指重大事故等時の運転操作において，当直副長が躊躇せず指重大事故等発生時の運転操作において，当直課長が躊躇せ示できるよう，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方ず指示できるよう，財産（設備等）保護よりも安全を優先す

針に基づき定めた運転操作手順書を整備し，判断基準を明記る方針に基づき定めた運転手順書を整備し，判断基準を明記

する。

する。

限事項は適用しないことを明確にした手順を整備する。

る。

る。
(c) 重大事故等対策の実施において，財産（設備等）保護よ

重大事故等対策時においては，設計基準事故時に用いる操作の制示できるように，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針にする手順書に手順書に整備する”→“手順書に整備する”※本項の最初に“運転手順書に整備する”と記載しているため、重複の記載を削除した。

・記載の適正化“災害対策要員が 使用する手順書に手順書に整備する”→“手順書に整備する”※本項の最初に“運転手順書に整備する”と記載しているため、重複の記載を削除した。
・記載の適正化（玄海及び柏崎の記載反映，追記）基づき定めた判断基準を運転手順書に整備する。
重大事故等発生時の発電所災害対策本部活動において，重大事故等対策を実施する際に，発電所の災害対策本部長は，財産（設備等）

重大事故等時の発電所対策本部の活動において，重大事故保護よりも安全を優先する方針に従った判断を実施する。また，財重大事故等発生時の発電所の緊急時対策本部活動におい等対策を実施する際に，発電所対策本部長は，財産（設備産（設備等）保護よりも安全を優先する方針に基づき定めた判断基て，重大事故等対策を実施する際に，発電所の緊急時対策本等）保護よりも安全を優先する方針に従った判断を実施す

準を，災害対策本部手順書に整備する。

部長は，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針に従る。また，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針にった判断を実施する。また，財産（設備等）保護よりも安全基づき定めた緊急時対策本部用手順書を整備し，判断基準をを優先する方針に基づいた緊急時対策本部用手順書を整備明記する。

し，判断基準を明記する。

45

・記載の適正化赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(d) 重大事故等対策時に使用する手順書として，発電所内の(d) 重大事故等対策時に使用する手順書として，発電所内の(d) 重大事故等対策時に使用する手順書として，当直運転員と災害対実施組織と支援組織が連携し事故の進展状況に応じて具体的運転員と緊急時対策要員が連携し，事故の進展状況に応じて策要員が連携し，事故の進展状況に応じて具体的な重大事故等対策

な重大事故等対策を実施するため，運転員用及び支援組織用

具体的な重大事故等対策を実施するため，運転操作手順書及を実施するため，運転手順書及び災害対策本部手順書を適切に定めの手順書を適切に定める。

び緊急時対策本部用手順書を適切に定める。

る。

備考
体制，運用の相違

なお，火山の影響（ 降灰），竜巻等の自然災害による重なお，災害対策本部手順書には，火山の影響（降灰），竜巻等の自・東二の火山影響等の自然

大事故等対処設備への影響を低減させるため，火山灰の除灰

然災害による重大事故等対処設備への影響を低減させるため，火山現象に対する対応方針

及び竜巻時の固縛等の対処を行う手順についても整備する。

灰の除灰及び竜巻時の固縛等の対処を行う手順についても整備す（玄海参考）

る。
運転手順書は，重大事故等対策を的確に実施するために，

運転操作手順書は，重大事故等対策を的確に実施するため

運転手順書は，重大事故等対策を的確に実施するために，事故の事故の進展状況に応じて，以下のように構成し定める。

に，事故の進展状況に応じて，以下のように構成し定める。

進展状況に応じて，以下のように構成し定める。

・警報に対処する運転手順書

・警報発生時の措置に関する運転操作手順書

・警報処置手順書

機器の異常を検知する警報発信時の対応処置に使用・事象の判別を行う運転手順書

中央制御室及び現場制御盤に警報が発生した際に，警報発

中央制御室及び現場制御盤に警報が発生した際に，警報発生原

生原因の除去あるいはプラントを安全な状態に維持するた因の除去あるいはプラントを安全な状態に維持するために必要

めに必要な対応操作に使用な対応操作に使用・異常時の操作に関する運転操作手順書（事象ベース）

・非常時運転手順書（事象ベース）

原子炉トリップ及び非常用炉心冷却設備作動直後に実施す単一の故障等で発生する可能性のある異常又は事故が発生

単一の故障等で発生する可能性のある異常又は事故が発生したべき事象の判別及び対応処置に使用した際に，事故の進展を防止するために必要な対応操作に際に，事故の進展を防止するために必要な対応操作に使用・名称の違い使用・故障及び設計基準事象に対処する運転手順書

・異常時の操作に関する運転操作手順書（徴候ベース）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の対応措置に使事故の起因事象を問わず，異常時の操作に関する運転操作

事故の起因事象を問わず，非常時運転手順書（事象ベース）では

用

手順書（事象ベース）では対処できない複数の設備の故障対処できない複数の設備の故障等による異常又は事故が発生し等による異常又は事故が発生した際に，重大事故への進展た際に，重大事故への進展を防止するために必要な対応操作にを防止するために必要な対応操作に使用

使用

・炉心の著しい損傷及び格納容器破損を防止する運転手順書（安全機能ベースと事象ベースで構成）

・名称の違い安全機器の多重故障等が発生し，設計基準事故を超えた場
合の対応措置に使用
・炉心の著しい損傷が発生した場合に対処する運転手順書

・緊急時における運転操作に関する手順書（シビアアクシデ

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

炉心損傷時に，炉心の著しい損傷の緩和及び原子炉格納容

ント）

器破損を防止するために実施する対応措置に使用

異常時の操作に関する運転操作手順書（徴候ベース）で対非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）で対応する状態から更に事象応する状態から更に事象が進展し炉心損傷に至った際に，が進展し炉心損傷に至った際に，事故の拡大を防止し影響を緩事故の拡大を防止し影響を緩和するために必要な対応操作和するために必要な対応操作に使用

に使用

46

・名称の違い赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

実施組織が重大事故等対策を的確に実施するためのその実施組織が重大事故等対策を的確に実施するためのその他の対応の対応手順として，大気，海洋への放射性物質の拡散の抑他の対応手順として，大気及び海洋への放射性物質の拡散手順として，大気及び海洋への放射性物質の拡散の抑制，中央制御制，中央制御室，モニタリング設備，緊急時対策本部及び通の抑制，中央制御室，モニタリング設備，発電所対策本部室，モニタリング設備，発電所対策本部並びに通信連絡設備に関する信連絡設備に関する手順書を定める。

並びに通信連絡設備に関する手順書を定める。

手順書を定める。

実施組織が重大事故等対策を的確に実施するためのその他

緊急時対策本部用手順書は，体制，通報及び緊急時対策本発電所対策本部は，運転員からの要請あるいは発電所対災害対策本部は，当直運転員からの要請あるいは災害対策本部の部内の連携等について明確にし，その中に支援組織用手順書

策本部の判断により，運転員の事故対応の支援を行う。緊判断により，当直運転員の事故対応の支援を行う。災害対策本部手順を整備し，支援の具体的内容等重大事故等対策を的確に実施

急時対策本部用手順書として，事故状況に応じた戦略の検書には，事故状況に応じた手段等を定めた重大事故等対策要領を整するための必要事項を明確に示した手順を定める。

討及び現場での重大事故等対策を的確に実施するための必備するとともに，現場での重大事故等対策を的確に実施するための要事項を明確に示した手順を定める。

必要事項を明確に示した手順を定める。

運転手順書は，事故の進展状況に応じて構成を明確化し，運転操作手順書は，事故の進展状況に応じて構成を明確

手順書相互間を的確に移行できるよう，移行基準を明確にす化し，手順書相互間を的確に移行できるよう，移行基準をる。

明確にする。

47

備考

・記載の適正化，運用の相違運転手順書は，事故の進展状況に応じて構成を明確化し，運転手順
書間を的確に移行できるよう，移行基準を明確にする。

・記載追記（先行参考）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

異常又は事故の発生時，警報発生時の措置に関する運転操作手順書により初期対応を行う。

異常又は事故の発生時，警報処置手順書により初期対応を行う。

備考
・名称の違い

警報処置手順書に基づく対応において事象が進展した場合には，事故発生時は，事象の判別を行う運転手順書により事象判事象が進展した場合には，警報発生時の措置に関する運別を行い，事象ベースの手順書である，故障及び設計基準事

転操作手順書の記載に従い，異常時の操作に関する運転操象に対処する運転手順書に移行する。また，安全系の機器も作手順書（事象ベース）に移行する。

警報ごとの手順書に従い，非常時運転手順書（事象ベース）に移行する。

しくは計測器類の多重故障等により安全機能が喪失した場合
は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器破損を防止する事
象ベースの運転手順書に移行する。
事象判別を行っている場合又は事象ベースの運転手順書に警報発生時の措置に関する運転操作手順書及び異常時の警報処置手順書及び非常時運転手順書（事象ベース）で対応中に， ・名称の違いて事故対応操作中は，安全機能パラメータ（未臨界性，炉心操作に関する運転操作手順書（事象ベース）による対応中

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）の導入条件が成立した場合には， ・名称の違いの冷却機能，蒸気発生器の除熱機能，原子炉格納容器の健全

は，パラメータ（未臨界性，炉心の冷却機能，原子炉格納非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）に移行する。

性，放射能放出防止及び１次系保有水の維持）を常に監視

容器の健全性）を常に監視し，異常時の操作に関する運転

し，あらかじめ定めた適用条件が成立すれば，炉心の著しい操作手順書（徴候ベース）の導入条件が成立した場合に損傷及び原子炉格納容器破損を防止する安全機能ベースの運は，異常時の操作に関する運転操作手順書（徴候ベース）

転手順書に移行する。

に移行する。

ただし，原因が明確でかつその原因除去あるいは対策が優

ただし，異常時の操作に関する運転操作手順書（徴候ベ

ただし，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）の導入条件が成立した先されるべき場合は，安全機能ベースの運転手順書には移行ース）の導入条件が成立した場合でも，原子炉スクラム時

場合でも，原子炉スクラム時の確認事項等，非常時運転手順書（事象せず，その原因に対する事象ベースの運転手順書を優先すの確認事項等，異常時の操作に関する運転操作手順書（事ベース）に具体的内容を定めている対応については，非常時運転手順

る。

象ベース）に具体的内容を定めている対応については異常書（事象ベース）を参照する。

時の操作に関する運転操作手順書（事象ベース）を参照す

・名称の違い・名称の違いる。
多重故障が解消され安全機能が回復すれば，故障及び設計
基準事象に対処する運転手順書に戻り処置を行う。

異常又は事故が収束した場合は，異常時の操作に関する
運転操作手順書（徴候ベース）に従い復旧の措置を行う。

異常又は事故が収束した場合は，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベー・名称の違いス）に従い復旧の措置を行う。

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器破損を防止する運転

異常時の操作に関する運転操作手順書（徴候ベース）に

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）で対応する状態から更に事象が手順書による対応で事故収束せず炉心損傷に至った場合は，よる対応で事故収束せず炉心損傷に至った場合は，緊急時進展し炉心損傷に至った場合は，非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシ

炉心の著しい損傷が発生した場合に対処する運転手順書に移における運転操作に関する手順書（シビアアクシデント）デント）に移行する。

行し対応処置を実施する。

に移行する。

・名称の違い・名称の違い・名称の違い48

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(e) 重大事故等対策実施の判断基準として確認する水位，圧(e) 重大事故等対策実施の判断基準として確認する水位，圧(e) 重大事故等対策実施の判断基準として確認される水位，圧力，温力，温度等の計測可能なパラメータを整理し，運転手順書に力，温度等の計測可能なパラメータを整理し，運転操作手

度等の計測可能なパラメータを整理し，運転手順書及び災害対策要明記する。

順書及び緊急時対策本部用手順書に明記する。

員が使用する手順書に明記する。

重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメ

重大事故等に対処するために監視することが必要なパラ

重大事故等に対処するために把握することが必要なパラメータータを，あらかじめ原子炉施設の状態を監視するパラメータメータのうち，発電用原子炉施設の状態を直接監視するパのうち，原子炉施設の状態を直接監視するパラメータ（以下「主要の中から選定し，耐震性，耐環境性のある計測機器での確認

ラメータを，あらかじめ発電用原子炉施設の状態を監視すなパラメータ」という。
）を，あらかじめ発電用原子炉施設の状態を可否により，重要監視パラメータと有効監視パラメータに位るパラメータの中から選定し，運転操作手順書及び緊急時監視するパラメータの中から選定し，運転手順書及び災害対策本部

置づけて運転手順書に明記する。主要パラメータである重要対策本部用手順書に整理する。

手順書に整理する。

監視パラメータと有効監視パラメータが故障等により計測不整理に当たっては，耐震性，耐環境性のある計測機器で整理に当たっては，耐震性，耐環境性のある計測機器での確認の能な場合又は計器故障が疑われる場合は，代替パラメータにの確認の可否，記録の可否，直流電源喪失時における可搬

可否，記録の可否，直流電源喪失時における可搬型計測器による計て当該パラメータを推定する方法を運転手順書に明記する。

型計測器による計測可否等の情報を運転操作手順書に明記

測可否等の情報を運転手順書に明記する。

また，主要パラメータと代替パラメータの中から，記録がする。

必要なパラメータ及び直流電源が喪失しても可搬型計測器になお，発電用原子炉施設の状態を監視するパラメータがなお，発電用原子炉施設の状態を監視するパラメータが故障等により計測可能なパラメータをあらかじめ選定し，運転手順書

故障等により計測不能な場合は，他のパラメータにて当該より計測不能な場合は，他のパラメータにて当該パラメータを推定に明記する。

パラメータを推定する方法を緊急時対策本部用手順書に明する方法を災害対策本部手順書に明記する。

記する。

・名称の違い・記載の適正化（玄海及び柏崎の記載反映，追記）

重大事故等対策実施時におけるパラメータ挙動予測，影響評価す重大事故等対策実施時におけるパラメータ挙動予測，影響

重大事故等対策実施時におけるパラメータ挙動予測，影べき項目及び監視パラメータ等を災害対策本部手順書に整理する。

評価すべき項目及び監視パラメータ等を運転手順書に整理す

響評価すべき項目及び監視パラメータ等を緊急時対策本部

有効性評価等にて整理した有効な情報について，当直運転員が監る。

用手順書に整理する。

・名称の違い視すべきパラメータの選定，状況の把握及び進展予測並びに対応処

有効性評価等にて整理した有効な情報について，運転員が有効性評価等にて整理した有効な情報について，運転員監視すべきパラメータの選定，状況の把握及び進展予測並びが監視すべきパラメータの選定，状況の把握及び進展予測に対応処置の参考情報とし，運転手順書に整理する。

並びに対応処置の参考情報とし，運転操作手順書に整理する。

また，有効性評価等にて整理した有効な情報について，緊

備考

置の参考情報とし，運転手順書に整理する。
また，有効性評価等にて整理した有効な情報について，災害対策
要員が運転操作を支援するための参考情報とし，災害対策本部手順

また，有効性評価等にて整理した有効な情報について，急時対策本部要員が運転操作を支援するためのパラメータ挙緊急時対策要員が運転操作を支援するための参考情報と動予測や影響評価のための判断情報とし，支援組織用手順書

し，緊急時対策本部用手順書に整理する。

に整理する。

49

書に整理する。

・記載の適正化（玄海及び柏崎の記載反映，追記）
・名称の違い・記載の適正化赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(f) 前兆事象として把握ができるか，重大事故等を引き起こ(f) 前兆事象として把握ができるか，重大事故等を引き起こ(f) 前兆事象として把握ができるか，重大事故を引き起こす可能性がす可能性があるかを考慮して，設備の安全機能の維持及び事す可能性があるかを考慮して，設備の安全機能の維持及びあるかを考慮して，設備の安全機能の維持及び事故の未然防止対策

故の未然防止対策をあらかじめ検討しておき，前兆事象を確

事故の未然防止対策をあらかじめ検討しておき，前兆事象

をあらかじめ検討しておき，前兆事象を確認した時点で事前の対応

認した時点で事前の対応ができる体制及び手順を整備する。

を確認した時点で事前の対応ができる体制及び手順を整備ができる体制及び手順を整備する。

備考する。
大津波警報が発令された場合，原則として原子炉を停止

大津波警報が発令された場合，発電用原子炉を停止し，

大津波警報が発表された場合，原子炉を停止し，冷却操作を開始

し，冷却操作を開始する手順を整備する。また，所員の高台

冷却操作を開始する手順を整備する。また，所員の高台へする判断を定めた手順を整備する。また，発電所構内の避難指示及等への避難及び扉の閉止を行い，津波監視カメラ及び取水ピの避難及び扉の閉止を行い，津波監視カメラ及び取水槽水

び建屋の水密扉を閉止し，潮位計，取水ピット水位計及び津波監視 ・反映する手順書を追記

ット水位計による津波の継続監視を行う手順を整備する。

位計による津波の継続監視を行う手順を整備する。

カメラによる津波の継続監視を行う手順を運転手順書及び災害対策本部手順書に整備する。

台風進路に想定された場合，屋外設備の暴風雨対策の強化
及び巡視点検の強化を実施し災害発生時に迅速な対応を行う
手順を整備する。

台風進路に想定される場合には，屋外設備の暴風雨対策の強化及び巡視点検を強化する手順を整備する。
竜巻の発生が予想される場合には，車両の退避又は固縛

台風進路に想定される場合には，屋外設備の暴風雨対策の強化及び巡視点検を強化する手順を運転手順書に整備する。

竜巻の発生が予想される場合には，車両の退避又は固縛の実施， ・反映する手順書を追記

竜巻の発生が予測される場合，車両の退避又は固縛，クレの実施，クレーン作業の中止，外部事象防護対象施設を内クレーン作業の中止，建屋の水密扉等の閉止状態を確認する手順をーン作業の中止，海水ポンプエリアの水密扉及びディーゼル

包する区画に設置する扉の閉止状態を確認する手順を整備

運転手順書及び災害対策本部手順書に整備する。

発電機室の扉及びその他扉の閉止状態を確認する手順を整備

する。

する。
その他の前兆事象を伴う事象については，気象情報の収集，巡視点検の強化及び事故の未然防止の対応を行う手順を

その他の前兆事象を伴う事象については，気象情報の収その他の前兆事象を伴う事象については，気象情報の収集，巡視集，巡視点検の強化及び前兆事象に応じた事故の未然防止

点検の強化及び前兆事象に応じた事故の未然防止の対応を行う手の対応を行う手順を整備する。

順を運転手順書及び災害対策本部手順書に整備する。

整備する。
（添付資料 1.0.5，1.0.6，1.0.7，1.0.8，1.0.14）50・反映する手順書を追記・反映する手順書を追記

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

【 解 釈】

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

【解釈】

【解釈】

２訓練は，以下によること。

２ 訓練は，以下によること。

２

訓練は，以下によること。

ａ）発電用原子炉設置者において，重大事故等対策は幅広い

ａ） 発電用原子炉設置者において，重大事故等対策は幅広い

ａ） 発電用原子炉設置者において，重大事故等対策は幅広い

発電用原子炉施設の状況に応じた対策が必要であることを発電用原子炉施設の状況に応じた対策が必要であること

発電用原子炉施設の状況に応じた対策が必要であることを踏まえ，その教育訓練等は重大事故等時の発電用原子炉施を踏まえ，その教育訓練等は重大事故等時の発電用原子炉

踏まえ，その教育訓練等は重大事故等時の発電用原子炉施設の挙動に関する知識の向上を図ることのできるものとす

施設の挙動に関する知識の向上を図ることのできるもの

設の挙動に関する知識の向上を図ることのできるものとする方針であること。

とする方針であること。

る方針であること。

ｂ）発電用原子炉設置者において，重大事故等対策を実施すｂ） 発電用原子炉設置者において，重大事故等対策を実施すｂ） 発電用原子炉設置者において，重大事故等対策を実施するる要員の役割に応じて，定期的に知識ベースの理解向上にる要員の役割に応じて，定期的に知識ベースの理解向上に要員の役割に応じて，定期的に知識ベースの理解向上に資資する教育を行うとともに，下記３a）に規定する実施組織

資する教育を行うとともに，下記３a）に規定する実施組織

する教育を行うとともに，下記 3a）に規定する実施組織及及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習等

及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習

び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習等をを計画する方針であること。

等を計画する方針であること。

計画する方針であること。

ｃ）発電用原子炉設置者において，普段から保守点検活動をｃ） 発電用原子炉設置者において，普段から保守点検活動をｃ） 発電用原子炉設置者において，普段から保守点検活動を自らも行って部品交換等の実務経験を積むことなどによ自らも行って部品交換等の実務経験を積むことなどによ自らも行って部品交換等の実務経験を積むことなどにより，発電用原子炉施設及び予備品等について熟知する方針

り，発電用原子炉施設及び予備品等について熟知する方針

り，発電用原子炉施設及び予備品等について熟知する方針であること。

であること。

であること。

ｄ）発電用原子炉設置者において，高線量下，夜間及び悪天ｄ） 発電用原子炉設置者において，高線量下，夜間及び悪天ｄ） 発電用原子炉設置者において，高線量下，夜間及び悪天候下等を想定した事故時対応訓練を行う方針であること。

候下等を想定した事故時対応訓練を行う方針であること。

候下等を想定した事故時対応訓練を行う方針であること。

ｅ）発電用原子炉設置者において，設備及び事故時用の資機ｅ） 発電用原子炉設置者において，設備及び事故時用の資ｅ） 発電用原子炉設置者において，設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアルが即時に利用できるよ

機材等に関する情報並びにマニュアルが即時に利用でき材等に関する情報並びにマニュアルが即時に利用できるよう，普段から保守点検活動等を通じて準備し，及びそれらるよう，普段から保守点検活動等を通じて準備し，及びう，普段から保守点検活動等を通じて準備し，及びそれらを用いた事故時対応訓練を行う方針であること｡

それらを用いた事故時対応訓練を行う方針であること｡

を用いた事故時対応訓練を行う方針であること｡

51

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）
ｂ．教育及び訓練の実施

柏崎（2017 年 8 月）b.

東海第二（案）

備考

ｂ. 教育及び訓練の実施

教育及び訓練の実施

緊急時対策本部要員は，重大事故等発生時において，事象の種

重大事故等に対処する要員に対して，重大事故等時におい当直運転員及び発電所災害対策要員は，重大事故等発生時におい類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処するために必要なて，事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処すて，事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処するため力量を確保するため，教育及び訓練を計画的に実施する。

るために必要な力量を確保するため，教育及び訓練を計画的にに必要な力量を確保するため，教育及び訓練を継続的に実施する。

・記載の適正化実施する。
必要な力量の確保に当たっては，通常時の実務経験を通じて付与さ必要な力量の確保に当たっては，原則，重大事故等発生時の緊必要な力量の確保に当たっては，通常時の実務経験を通じてれる力量を考慮し，事故時対応の知識及び技能について，要員の役割

急時対策本部の体制を通常時の組織の業務と対応するように定付与される力量を考慮し，事故時対応の知識及び技能についに応じた教育及び訓練を定められた頻度，内容で計画的に実施するこめ，通常時の実務経験を通じて得られる力量に加え，事故時対応て，重大事故等に対処する要員の役割に応じた教育及び訓練をとにより当直運転員及び災害対策要員の力量の維持及び向上を図る。

の知識及び技能について要員の役割に応じた教育及び訓練を定め定められた頻度，内容で計画的に実施することにより，重大事

られた頻度，内容で計画的に実施することにより緊急時対策本部

故等に対処する要員の力量の維持及び向上を図る。

・記載の適正化

教育及び訓練の頻度と力量評価の考え方は，以下のとおりとし，こ要員の力量の維持及び向上を図る。

の考え方に基づき教育訓練の計画を定め，実施する。
教育及び訓練の頻度と力量評価の考え方は，以下のとおりと教育及び訓練の頻度と力量評価の考え方は，以下のとおりとし，この考え方に基づき教育及び訓練の計画を定め，実施する。

し，この考え方に基づき教育訓練の計画を定め，実施する。

・各要員に対し必要な教育及び訓練項目を年 1 回以上実施し，評・重大事故等に対処する要員に対し必要な教育及び訓練を年 1価することにより，力量が維持されていることを確認する。

回以上実施し，評価することにより，力量が維持されているとにより，力量が維持されていることを確認する。
・各要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。各要員の役割に応じた教育及ことを確認する。
・各要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員に応じた・重大事故等に対処する要員が力量の維持及び向上を図るため

複数の教育及び訓練項目を受ける必要がある。複数の教育及びには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要があ

訓練項目で，手順が類似する項目については，年 1 回以上，毎る。各要員の役割に応じた教育及び訓練を計画的に繰り返す

年繰り返すことにより，各手順を習熟し，力量の維持及び向上

ことにより，各手順を習熟し，力量の維持及び向上を図る。

び訓練を年1回以上，毎年繰り返すことにより，各手順を習熟し，力量の維持及び向上を図る。
・各要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評価を行い，年1回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育及びを図る。
・複数の教育及び訓練項目での手順の類似がない項目について・各要員に対し必要な教育及び訓練を年1回以上実施し，評価するこ・重大事故等に対処する要員の力量評価の結果に基づき教育及は，教育及び訓練を年 2 回以上実施する。その方法は，当該手び訓練の有効性評価を行い，年 1 回の実施頻度では力量の維順の単純さ，複雑さの特徴を踏まえ，力量の維持及び向上に有持が困難と判断される教育及び訓練については，年 2 回以上効な方法で実施する。

実施する。

訓練については，年2回以上の実施頻度に見直す。

・重大事故等対策における中央制御室での操作及び動作状況確認等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作については，表1.0.2

・重大事故等対策における中央制御室での操作及び動作状況確認

・重大事故等対策における中央制御室での操作及び動作状況確

に示す「重大事故等対策における操作の成立性」の必要な重大事故

等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作については，表認等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作について等に対処する要員数及び想定時間にて対応できるように，教育及び1.0.2 に示す「重大事故等対策における操作の成立性」の必要は，第 5.1－2 表に示す「重大事故等対策における操作の成訓練により効果的かつ確実に実施できることを確認する。

な要員数及び想定時間にて対応できるよう，教育及び訓練によ立性」の必要な重大事故等に対処する要員数及び想定時間にり効率的かつ確実に実施できることを確認する。

て対応できるよう，教育及び訓練により，効率的かつ確実に実施できることを確認する。

52

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）・教育及び訓練の実施結果により，手順，資機材及び体制につ・教育及び訓練の実施結果により，手順，資機材及び体制につ・教育及び訓練の実施結果により，手順，資機材及び体制について改いて改善要否を評価し，必要により手順，資機材の改善，教いて改善要否を評価し，必要により手順，資機材の改善，教善要否を評価し，必要により手順，資機材の改善，教育及び訓練計

育及び訓練計画への反映を行い，力量を含む対応能力の向上

育及び訓練計画への反映を行い，力量を含む対応能力の向上

画への反映を行い，力量を含む対応能力の向上を図る。

を図る。

を図る。

備考

当直運転員及び災害対策要員の対象者については，重大事故等発現場作業に当たっている重大事故等対策要員が必要な作業を確

重大事故等に対処する要員に対して，重大事故等時におけ

生時における事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対実に完了できるよう，運転員（ 当直員） と連携して一連の活動

る事象の種類及び事象の進展に応じて，的確かつ柔軟に対処処できるように，各要員の役割に応じた教育及び訓練を実施し，計画を行う訓練を計画的に実施する。

できるよう，重大事故等に対処する要員の役割に応じた教育的に評価することにより力量を付与し，運転開始前までに力量を付

緊急時対策本部要員の対象者については，重大事故等発生時に及び訓練を実施し，計画的に評価することにより力量を付与

与された重大事故等に対処する要員を必要人数配置する。

おける事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処でし，運転開始前までに力量を付与された重大事故等に対処す

きるよう，各要員の役割に応じた教育及び訓練を実施し，計画的る要員を必要人数配置する。

に評価することにより力量を付与し，運転開始前までに力量を付与された要員を必要人数配置する。

重大事故等対策活動のための要員を確保するため，以下の基本方
針に基づき教育及び訓練を実施する。

重大事故等対策活動のための要員を確保するため，以下の基本
方針に基づき教育及び訓練を実施する。
計画（Ｐ），実施（Ｄ），評価（Ｃ），改善（Ａ）のプロセス

重大事故等に対処する要員を確保するため，以下の基本方
針に基づき教育及び訓練を実施する。

計画（Ｐ），実施（Ｄ），評価（Ｃ），改善（Ａ）のプロセスを適切に実施し，ＰＤＣＡサイクルを回すことで，必要に応じて手順書の改計画（P），実施（D），評価（C），改善（A）のプロセス

を適切に実施し，PDCA サイクルを回すことで，必要に応じて手を適切に実施し，PDCA サイクルを回すことで，必要に応じて順書の改善，体制の改善等の継続的な重大事故等対策の改善を図

手順書の改善，体制の改善等の継続的な重大事故等対策の改

る。

善を図る。

善，体制の改善等の継続的な重大事故等対策の改善を図る。
(a) 重大事故等対策は，幅広い発電用原子炉施設の状況に応じた対策が必要であることを踏まえ，重大事故等に対処する要員の役割に応じて，重大事故等発生時の発電用原子炉施設の挙動に関する知識の(a) 重大事故等対策は，幅広い発電用原子炉施設の状況に応(a) 重大事故等対策は，幅広い発電用原子炉施設の状況に応じじた対策が必要であることを踏まえ，重大事故等発生時の発た対策が必要であることを踏まえ，重大事故等に対処する要員

重大事故等が発生した場合にプラント状態を早期に安定な状態

電用原子炉施設の挙動及び物理現象に関する知識の向上を図の役割に応じて，重大事故等時の発電用原子炉施設の挙動に関に導くための的確な状況把握，確実及び迅速な対応を実施するためることができる教育及び訓練等を実施する。

する知識の向上を図ることのできる教育及び訓練等を実施すに必要な知識について，当直運転員及び災害対策要員の役割に応じる。

た，教育及び訓練を定期的に実施する。

重大事故等が発生した場合にプラント状態を早期に安定な重大事故等時にプラント状態を早期に安定な状態に導くため状態に導くための的確な状況把握，確実及び迅速な対応を実の的確な状況把握，確実及び迅速な対応を実施するために必要施するために必要な知識について，緊急時対策本部要員の役

な知識について，重大事故等に対処する要員の役割に応じた，割に応じた，教育及び訓練を定期的に実施する。

教育及び訓練を定期的に実施する。

向上を図ることのできる教育及び訓練等を実施する。

・記載の適正化53

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(b) 緊急時対策本部要員の各役割に応じて，重大事故等より(b) 重大事故等に対処する要員の役割に応じて，重大事故等よ(b) 当直運転員及び災害対策要員の各役割に応じて，重大事故等よりも厳しいプラント状態となった場合でも対応できるよう，重りも厳しいプラント状態となった場合でも対応できるよう，重も厳しいプラント状態となった場合でも対応できるように，重大事

大事故等の内容，基本的な対処方法等，定期的に知識ベース

大事故等の内容，基本的な対処方法等，定期的に知識ベースの故の内容，基本的な対処方法等，定期的に知識ベースの理解向上にの理解向上に資する教育を行う。

理解向上に資する教育を行う。

資する教育を実施する。

現場作業に当たっている緊急時対策要員が，作業に習熟し必現場作業に当たっている災害対策要員が，作業に習熟し必要な作要な作業を確実に完了できるよう，運転員（中央制御室及び現業を確実に完了できるように，当直運転員（中央制御室及び現場）場）と連携して一連の活動を行う訓練を計画的に実施する。

と連携して一連の活動を行う訓練を計画的に実施する。

備考
・記載の適正化・記載の適正化

重大事故等発生時のプラント状況の把握，的確な対応操作の選択
重大事故等発生時のプラント状況の把握，的確な対応操作

重大事故等時のプラント状況の把握，的確な対応操作の選択の選択等，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認等，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するためするための演習を計画的に実施する。

の演習等を計画的に実施する。

等，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための訓練等を定期的に計画する。
当直運転員に対しては，知識の向上と手順書の実効性を確認する

運転員（当直員）に対しては，知識の向上と手順書の実効

運転員に対しては，知識の向上と手順書の実効性を確認するため，シミュレータ訓練又は模擬訓練を実施する。シミュレータ訓性を確認するため，シミュレータ訓練を実施する。シミュレ

ため，シミュレータ訓練又は模擬訓練を実施する。シミュレー

練は，従来からの設計基準事故等に加え，重大事故等に対し適切にータ訓練は，従来からの設計基準事故等に加え，重大事故等

タ訓練は，従来からの設計基準事故等に加え，重大事故等に対対応できるように計画的に実施する。また，重大事故等が発生したに対し適切に対応できるよう計画的に実施する。なお，シミし適切に対応できるよう計画的に実施する。また，重大事故等時の対応力を養成するため，手順に従った対応中において判断に用ュレータ訓練については，重大事故等が発生した時の対応力

時の対応力を養成するため，手順に従った対応中において判断いる監視計器の故障や動作すべき機器の不動作等，多岐にわたる機を養成するため，手順に従った対応中において判断に用いるに用いる監視計器の故障や動作すべき機器の不動作等，多岐に器の故障を模擬し，関連パラメータによる事象判断能力，代替手段

監視計器の故障や動作すべき機器の不動作，多岐にわたる機

わたる機器の故障を模擬し，関連パラメータによる事象判断能による復旧対応能力等の運転操作の対応能力向上を図る。また，福器の故障を模擬し，関連パラメータによる事象判断能力，代力，代替手段による復旧対応能力等の運転操作の対応能力向上

島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえ，監視計器が設置されて替手段による復旧対応能力等の運転操作の対応能力向上を図を図る。また，福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえ，いる周囲環境条件の変化により，監視計器が示す値の変化に関するる。また，東京電力（株）福島第一原子力発電所の事故の教監視計器が設置されている周囲環境条件の変化により，監視計

教育及び訓練等を実施する。

訓を踏まえ，監視計器が設置されている周囲環境条件の変化器が示す値の変化に関する教育及び訓練を実施する。

・記載の適正化により，監視計器が示す値の変化に関する教育及び訓練等を実施する。

災害対策本部の実施組織の要員に対しては，要員の役割に応じて，発電用原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確保及重大事故等対策要員に対しては，発電用原子炉施設の冷却実施組織の緊急時対策要員に対しては，要員の役割に応じび可搬型設備を使用した注水確保の対応操作を習得することを目機能の回復のために必要な電源確保及び可搬型設備を使用して，発電用原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確

的に，手順や資機材の取り扱い方法の習得を図るための個別訓練

た水源確保の対応操作を習得することを目的に，手順の内容

保及び可搬型重大事故等対処設備を使用した給水確保の対応操を，訓練ごとに実施頻度を定めて実施する。個別訓練は，訓練ごと理解を図るための机上教育，資機材の取り扱い方法の習得を作を習得することを目的に，手順や資機材の取扱い方法の習得の訓練対象者全員が実際の設備又は訓練設備を操作する訓練を実図るための模擬訓練又は実働訓練を実施する。

を図るための訓練を，訓練ごとに頻度を定めて実施する。訓練

施する。

では，訓練ごとの訓練対象者全員が実際の設備又は訓練設備を操作する訓練を実施する。
・記載の適正化（柏崎の記54

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

緊急時対策本部要員である実施組織及び支援組織に対して実施組織及び支援組織の緊急時対策要員に対しては，要員の災害対策要員である実施組織及び支援組織に対しては，アクシデ

は，重大事故等発生時のプラント状況の把握，的確な対応操役割に応じて，重大事故等時のプラント状況の把握，的確な対ントマネジメントの概要，重大事故等発生時のプラント状況の把作の選択，確実な指揮命令の伝達等の一連の緊急時対策本部

応操作の選択，確実な指揮命令の伝達等の一連の発電所対策本握，的確な対応操作の選択，確実な指揮命令の伝達の一連の災害対機能，支援組織の位置付け，実施組織との連携及び手順書の部機能，支援組織の位置付け，実施組織との連携及び手順書の

策本部の機能，支援組織の位置付け，実施組織と支援組織の連携を構成に関する机上教育を実施する。

構成に関する机上教育を実施する。

含む災害対策本部の構成及び手順書の構成に関する机上教育とと

備考
・東二の実施計画を反映（玄海及び柏崎の記載に追加）

もに，災害対策本部の各要員に応じて，災害対策に係る訓練を実施する。
(c) 重大事故等の事故状況下において復旧を迅速に実施する(c) 重大事故等時において復旧を迅速に実施するために，普段・東二の実施計画を反映（玄海及び柏崎の記載に追加）(c) 重大事故等の事故状況下において復旧を迅速に実施するために，ために，普段から保守点検活動を社員自らが行って部品交換

から保守点検活動を社員自らが行って部品交換等の実務経験を

発電用原子炉施設及び予備品等について熟知し，普段から保守点検等の実務経験を積むことなどにより，発電用原子炉施設及び積むこと等により，発電用原子炉施設及び予備品等について熟活動を社員自らも行って部品交換等の実務経験を積むことが必要

予備品等について熟知する。

知する。

なため，以下の活動を行う。

運転員（当直員）は，通常時に実施する項目を定めた手順

運転員は，通常時に実施する項目を定めた手順書に基づき，

当直運転員は，通常時に実施する項目を定めた手順書に基づき，書に基づき，設備の巡視点検，定期点検及び運転に必要な操設備の巡視点検，定例試験及び運転に必要な操作を社員自らが設備の巡視点検，定期試験及び運転に必要な操作を社員自らが行作を社員自らが行う。

行う。

う。

緊急時対策本部要員のうち設備の保修を担当する者は，原

緊急時対策要員は，要員の役割に応じて，技能訓練施設にて災害対策要員のうち保修班員は，研修施設にてポンプ，弁設備の子力訓練センターにてポンプ，弁設備の分解点検，調整，部

ポンプ，弁設備の分解点検，調整，部品交換等の実習を社員自分解点検，調整，部品交換等の実習を社員自らが実施することによ

品交換の実習を社員自らが実施することにより技能及び知識らが実施することにより技能及び知識の向上を図る。さらに，り技能及び知識の向上を図る。さらに，設備の点検においては，保の向上を図る。更に，設備の点検においては，保守実施方法

設備の点検においては，保守実施方法をまとめた手順書に基づ守実施方法をまとめた社内規程に基づき，現場において，巡視点検，をまとめた手順書に基づき，現場において巡視点検，分解機

き，現場において巡視点検，分解機器の状況確認，組立状況確

分解機器の状況確認，組立状況確認及び試運転の立会確認を行うと器の状況確認，組立状況確認及び試運転の立会確認を行うと認及び試運転の立会確認を行うとともに，作業手順書の内容確ともに，工事要領書の内容確認及び作業工程検討等の保守点検活動

ともに，作業手順書の内容確認及び作業工程検討などの保守

認及び作業工程検討等の保守点検活動を社員自らが行う。

を社員自らが行う。

・記載の適正化・東二の体制の名称の違い

・東二の運用を記載

点検活動を社員自らが行う。
重大事故等対策については，緊急時対策要員が，要員の役割

重大事故等対策については，災害対策要員が，要員の役割に応じ

役割に応じて，可搬型重大事故等対処設備の設置，配管接に応じて，可搬型重大事故等対処設備の設置，配管接続，ケーて，可搬型重大事故等対処設備の設置，配管接続，ケーブルの敷設

続，ケーブルの布設接続，放出される放射性物質の濃度，放ブルの敷設接続，放出される放射性物質の濃度・放射線の量の接続，放出される放射性物質の濃度，放射線の量の測定及びアクセ

射線量の測定及びアクセスルートの確保，その他の重大事故

測定及びアクセスルートの確保，その他の重大事故等対策の資スルートの確保，その他の重大事故等対策の資機材を用いた対応訓等対策の資機材を用いた対応訓練を社員自らが行う。

機材を用いた対応訓練を自らが行う。

練を社員自らが行う。

重大事故等の対策については，緊急時対策本部要員が，各55

・東二の体制の名称の違い

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(d) 重大事故等発生時の対応や事故後の復旧を迅速に実施す(d) 重大事故等時の対応や事故後の復旧を迅速に実施するため(d) 重大事故時の対応や事故後の復旧を迅速に実施するために，重大るために，重大事故等発生時の事象進展により高線量下になに，重大事故等時の事象進展により高線量下になる場所を想定

事故等発生時の事象進展により高線量下になる場所を想定し放射る場所を想定し放射線防護具を使用した事故時対応訓練，夜した事故時対応訓練，夜間及び降雨並びに強風等の悪天候下等線防護具を使用した事故時対応訓練，夜間及び降雨並びに強風等の間及び降雨並びに強風等の悪天候下等を想定した事故時対応を想定した事故時対応訓練等，様々な状況を想定し，訓練を実

悪天候下等を想定した事故時対応訓練を実施する。

訓練を実施する。

施する。
(e) 事故時の対応や事故後の復旧を迅速に実施するために，設備及び(e) 重大事故等発生時の対応や事故後の復旧を迅速に実施す(e) 重大事故等時の対応や事故後の復旧を迅速に実施するため

事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアルが即時に利用るために，設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにに，設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアできるように，普段から保守点検活動等を通じて準備し，それらのマニュアルが即時に利用できるよう，普段から保守点検活動

ルが即時に利用できるよう，普段から保守点検活動等を通じて情報及びマニュアルを用いた事故時対応訓練を実施する。

等を通じて準備し，それらの情報及びマニュアルを用いた事

準備し，それらの情報及びマニュアルを用いた事故時対応訓練

故時対応訓練を行う。

を行う。

それらの情報及び手順書・社内規程を用いて，事故時対応訓練を行うことで，設備資機材の保管場所，保管状態を把握し，取扱いのそれらの情報及びマニュアルを用いて，事故時対応訓練を

それらの情報及びマニュアルを用いて，事故時対応訓練を行行うことで，設備資機材の保管場所，保管状態を把握し，取うことで，設備資機材の保管場所，保管状態を把握し，取扱い扱いの習熟を図るとともに，資機材等に関する情報及びマニの習熟を図るとともに，資機材等に関する情報及びマニュアル

ュアルの管理を実施する。

の管理を実施する。

（添付資料 1.0.9，1.0.12）56

習熟を図るとともに，資機材等に関する情報及びマニュアルの管理を実施する。

備考赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

【解説】
３体制の整備は，以下によること。

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

【解釈】

【解釈】

３ 体制の整備は，以下によること。

３体制の整備は，以下によること。

ａ）発電用原子炉設置者において，重大事故等対策を実施す

ａ） 発電用原子炉設置者において，重大事故等対策を実施す

ａ） 発電用原子炉設置者において，重大事故等対策を実施す

る実施組織及びその支援組織の役割分担及び責任者などをる実施組織及びその支援組織の役割分担及び責任者なる実施組織及びその支援組織の役割分担及び責任者などを定め，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備す

どを定め，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を定め，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備する方針であること。

整備する方針であること。

る方針であること。

ｂ）実施組織とは，運転員等により構成される重大事故等対策を実施する組織をいう。

ｂ） 実施組織とは，運転員等により構成される重大事故等対策を実施する組織をいう。

ｂ） 実施組織とは，運転員等により構成される重大事故等対策を実施する組織をいう。

ｃ）実施組織は，工場等内の全発電用原子炉施設で同時に重ｃ） 実施組織は，工場等内の全発電用原子炉施設で同時に重ｃ） 実施組織は，工場等内の全発電用原子炉施設で同時に重大事故が発生した場合においても対応できる方針であるこ

大事故が発生した場合においても対応できる方針であ

大事故が発生した場合においても対応できる方針であるこ

と。

ること。

と。

ｄ）支援組織として，実施組織に対して技術的助言を行う技ｄ） 支援組織として，実施組織に対して技術的助言を行う技ｄ） 支援組織として，実施組織に対して技術的助言を行う技術支援組織及び実施組織が重大事故等対策に専念できる環術支援組織及び実施組織が重大事故等対策に専念でき術支援組織及び実施組織が重大事故等対策に専念できる環

境を整える運営支援組織等を設ける方針であること。

る環境を整える運営支援組織等を設ける方針であるこ境を整える運営支援組織等を設ける方針であること。

と。
ｅ）発電用原子炉設置者において，重大事故等対策の実施がｅ） 発電用原子炉設置者において，重大事故等対策の実施が必要な状況においては，実施組織及び支援組織を設置する

ｅ） 発電用原子炉設置者において，重大事故等対策の実施が必要な状況においては，実施組織及び支援組織を設置する方針であること。また，あらかじめ定めた連絡体制に基づ必要な状況においては，実施組織及び支援組織を設置す方針であること。また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間及び休日を含めて必要な要員が招集されるよう定る方針であること。また，あらかじめ定めた連絡体制にき，夜間及び休日を含めて必要な要員が招集されるよう定期的に連絡訓練を実施することにより円滑な要員招集を可基づき，夜間及び休日を含めて必要な要員が招集される期的に連絡訓練を実施することにより円滑な要員招集を可能とする方針であること。

よう定期的に連絡訓練を実施することにより円滑な要能とする方針であること。

員招集を可能とする方針であること。

57

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）ｆ）発電用原子炉設置者において，重大事故等対策の実施組

ｆ） 発電用原子炉設置者において，重大事故等対策の実施組

ｆ） 発電用原子炉設置者において，重大事故等対策の実施組

織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班の機織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班

織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班の能が明確になっており，それぞれ責任者を配置する方針での機能が明確になっており，それぞれ責任者を配置する

機能が明確になっており，それぞれ責任者を配置する方針あること。

方針であること。

であること。

ｇ） 発電用原子炉設置者において，指揮命令系統を明確化す

ｇ）発電用原子炉設置者において，指揮命令系統を明確化す

ｇ） 発電用原子炉設置者において，指揮命令系統を明確化する方針であること。また，指揮者等が欠けた場合に備え，る方針であること。

る方針であること。また，指揮者等が欠けた場合に備え，順位を定めて代理者を明確化する方針であること。

また，指揮者等が欠けた場合に備え，順位を定めて代理順位を定めて代理者を明確化する方針であること。

者を明確化する方針であること。
ｈ） 発電用原子炉設置者において，上記の実施体制が実効的ｈ）発電用原子炉設置者において，上記の実施体制が実効的ｈ） 発電用原子炉設置者において，上記の実施体制が実効的に活動するための施設及び設備等を整備する方針であるこに活動するための施設及び設備等を整備する方針であ

と。

ること。

に活動するための施設及び設備等を整備する方針である
こと。
ｉ） 支援組織は，発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対ｉ）支援組織は，発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対ｉ） 支援組織は，発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対策の実施状況について，適宜工場等の内外の組織へ通報及策の実施状況について，適宜工場等の内外の組織へ通報及策の実施状況について，適宜工場等の内外の組織へ通報

び連絡を行い，広く情報提供を行う体制を整える方針であび連絡を行い，広く情報提供を行う体制を整える方針であ及び連絡を行い，広く情報提供を行う体制を整える方針

ること。

ること。

であること。
ｊ） 発電用原子炉設置者において，工場等外部からの支援体ｊ） 発電用原子炉設置者において，工場等外部からの支援体ｊ）発電用原子炉設置者において，工場等外部からの支援体制を構築する方針であること。

制を構築する方針であること。

制を構築する方針であること。

ｋ） 発電用原子炉設置者において，重大事故等の中長期的なｋ）発電用原子炉設置者において，重大事故等の中長期的なｋ） 発電用原子炉設置者において，重大事故等の中長期的対応が必要となる場合に備えて，適切な対応を検討できるな対応が必要となる場合に備えて，適切な対応を検討

体制を整備する方針であること。

できる体制を整備する方針であること。

ｃ．体制の整備
重大事故等発生時において重大事故等に対応するための体制として，以下の基本方針に基づき整備する。

c.

対応が必要となる場合に備えて，適切な対応を検討できる体制を整備する方針であること。

ｃ. 体制の整備

体制の整備
重大事故等時において重大事故等に対応するための体制とし重大事故等発生時において重大事故等に対応するための体制として，以下の基本方針に基づき整備する。

て，以下の基本方針に基づき整備する。

58

備考赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(a) 重大事故等対策を実施する実施組織及びその支援組織の(a) 重大事故等対策を実施する実施組織及びその支援組織の役割分担及び責任者などを定め，効果的な重大事故等対策を役割分担及び責任者を定め，効果的な重大事故等対策を実担及び責任者等を定め，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制

実施し得る体制を整備する。

施し得る体制を整備する。

を整備する。

(a)

重大事故等対策を実施する実施組織及びその支援組織の役割分

重大事故等の原子力災害が発生するおそれがある場合又は重大事故等を起因とする原子力災害が発生するおそれが重大事故等対策の実施が必要な状況において，事故原因の除去等発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害の拡大防止及ある場合又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災の必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，所長は，事象に応じて非びその他の必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，所長（原害の拡大防止及びその他の必要な活動を迅速かつ円滑に行常事態を宣言し，災害対策要員の非常招集，通報連絡を行い，所長

子力防災管理者）は，事象に応じて緊急時体制（警戒体制，

うため，所長（原子力防災管理者）は，事象に応じて原子を災害対策本部長とする発電所災害対策本部を設置して対処する。

第１種緊急時体制，第２種緊急時体制）を発令し，要員の非力警戒態勢又は緊急時態勢を発令し，緊急時対策要員の非常召集，通報連絡を行い，発電所に自らを本部長とする緊急常召集及び通報連絡を行い，所長（原子力防災管理者）を時対策本部を設置して対処する。

本部長とする発電所対策本部を設置して対処する。
所長（原子力防災管理者）は，災害対策本部の本部長として，災所長（原子力防災管理者）は，緊急時対策本部の本部長と所長（原子力防災管理者）は，発電所対策本部長としして，原子力防災組織の統括管理を行い，責任を持って原子て，発電所対策本部の統括管理を行い，責任を持って原子力防災の活動方針の決定をする。

力防災の活動方針を決定する。

害対策本部の統括管理を行い，責任を持って原子力防災の活動方針を決定する。
本部長の下に本部長代理を設置し，本部長代理は本部長を補佐

本部長の下に副本部長を設置する。副本部長は本部長を補

発電所対策本部における指揮命令系統を明確にするとと佐し，本部長が不在の場合は，副本部長あるいは，本部付のもに，指揮者である発電所対策本部長（原子力防災管理

副原子力防災管理者がその職務を代行する。

者）が不在の場合に備え，副原子力防災管理者の中からあし，本部長が不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，副原子
力防災管理者がその職務を代行する。

らかじめ定めた順位で代行者を指定する。
災害対策本部は，重大事故等対策を実施する実施組織，実施組織
緊急時対策本部に，運転員等により構成される重大事故等

発電所対策本部は，重大事故等対策を実施する実施組対策を実施する実施組織として，運転班（運転員（当直員）

織，実施組織に対して技術的助言を行う技術支援組織及びを含む。），保修班，安全管理班及び土木建築班，実施組織

実施組織が事故対策に専念できる環境を整える運営支援組

に対して技術的助言を行う技術支援組織として，運転支援

織で編成する。

班，実施組織が事故対策に専念できる環境を整える運営支援組織として総括班，広報班，総務班及び原子力訓練センター
班を編成する。

59

備考

に対して技術的助言を行う技術支援組織及び実施組織が事故対策に専念できる環境を整える運営支援組織で編成する。

・東二の運用赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

通常時の発電所体制下での運転，日常保守点検活動の実務

通常時の発電所体制下での運転，日常保守点検活動の実

また，災害対策本部は，通常時の発電所体制下での運転，日常保経験が緊急時対策本部での事故対応，復旧活動に活かせ，組務経験が発電所対策本部での事故対応，復旧活動に活かす

守点検活動の実施経験が災害対策本部での事故対応，復旧活動に活織が効果的に重大事故等対策を実施できるよう，専門性及びことができ，組織が効率的に重大事故等対策を実施できる

かすことができ，組織が効果的に重大事故等対策を実施できるよう経験を考慮した上で作業班の構成を行う。また，各班の役割

よう，専門性及び経験を考慮した上で機能班の構成を行に，専門性及び経験を考慮した作業班で構成する。

分担，責任者である班長（管理職）を定め，指揮命令系統をう。また，各班の役割分担，対策の実施責任を有する班長明確にし，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備を定め，指揮命令系統を明確にし，効果的な重大事故等対する。

策を実施し得る体制を整備する。

備考

当社は，福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓
から原子力防災組織に適用すべき必要要件を定め，米国に災害対策本部は，本部長，本部長代理，本部員及び発電用原子炉

おける非常事態対応のために標準化された Incident

主任技術者で構成される「本部」と，七つの作業班で構成され，役

Command System(ICS)を参考に，重大事故等の中期的な対応

割分担に応じて対処する。

が必要となる場合及び発電所の複数の発電用原子炉施設で災害対策本部において，指揮命令は基本的に災害対策本部長を最同時に重大事故等が発生した場合に対応できる体制を整備

上位に置き，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，する。

下位から上位へは，実施事項等が報告される。また，プラント状況や各班の対応状況についても各本部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。
あらかじめ定めた手順に従って運転班（当直発電長）が行う運転操作や復旧操作については，当直発電長の判断により自律的に実施
し，運転班本部員に実施の報告が上がってくることになる。
災害対策本部の機能を担う要員の規模は，対応する事故の様相及び事故の進展や収束の状況により異なるが，プルーム通過の前，プ
ルーム通過中及びプルーム通過後でも，要員の規模を拡大及び縮小
しながら円滑な対応が可能な組織とする。
格納容器ベントに伴ってプルームが通過する際には，プルーム通過時においても，緊急時対策所，中央制御室待避室及び二次隔離弁操作室にて監視及び操作に必要な災害対策要員を残す。それ以外の災害対策要員は，プルームが通過する前に原子力事業所災害対策支援拠点に一時退避するが，プルームが通過したと判断され次第，災害対策本部の体制がプルーム通過時の体制から重大事故時の対応
体制に移行するのに合わせて，発電所に招集する。

60

・プルーム通過時の災害対策本部体制に係わる記載を追加

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等が発生した場合の発電用原子炉主任技術者は，重大事故等時の発電所対策

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等が発生した場合の災害対

原子力防災組織において，その職務に支障をきたすことがな

本部において，その職務に支障をきたすことがないよう，

策本部において，その職務に支障を来すことがないように，独立性

いよう，独立性が確保できる組織に配置（指令部の本部付）

独立性を確保する。発電用原子炉主任技術者は，重大事故が確保できる配置とし，重大事故等対策における発電用原子炉施設

する。発電用原子炉主任技術者は，重大事故等が発生した場等対策における発電用原子炉施設の運転に関し保安監督をの運転に関し保安監督を誠実かつ，最優先に行うことを任務とす

合，重大事故等対策における発電用原子炉施設の運転に関し誠実かつ最優先に行うことを任務とする。

る。

備考

保安監督を誠実かつ，最優先に行うことを任務とする。
発電用原子炉主任技術者は，重大事故等時において，発電

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策において，また， 発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策において，発用原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事

発電用原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，重大電用原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事するする者（所長を含む。）へ指示を行い，緊急時対策本部の本事故等に対処する要員（発電所対策本部長を含む。）へ指者（所長を含む。
）へ指示を行い，災害対策本部長は，その指示を踏部長は，その指示を踏まえ方針を決定する。

示を行い，発電所対策本部長は，その指示を踏まえ方針を

まえ方針を決定する。

決定する。
休日，時間外（夜間）に重大事故等が発生した場合，緊急

夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した

時対策本部要員（指揮者等）は，発電用原子炉主任技術者が発生した場合，緊急時対策要員は発電用原子炉主任技術者

場合，災害対策要員は発電用原子炉主任技術者が発電用原子炉施設

発電用原子炉施設の運転に関する保安監督を誠実に行うことが発電用原子炉施設の運転に関する保安の監督を誠実に行の運転に関する保安の監督を誠実に行うことができるように，通信ができるよう，通信連絡手段により必要の都度，情報連絡うことができるよう，通信連絡設備により必要の都度，情連絡手段により必要の都度，情報連絡(プラントの状況，対策の状（プラントの状況，対策の状況） を行い，発電用原子炉主報連絡（プラントの状況，対策の状況）を行い，発電用原況)を行い，発電用原子炉主任技術者は得られた情報に基づき，発電

任技術者は，その情報連絡を受け，発電用原子炉施設の運転

子炉主任技術者は得られた情報に基づき，発電用原子炉施

用原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は指示を行う。

に関し保安上必要な場合は指示を行う。

設の運転に関し保安上必要な場合は指示を行う。

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等の発生連絡を受けた場

6 号及び 7 号炉の発電用原子炉主任技術者については，合，災害対策本部に駆けつける。重大事故等の発生連絡を受けた後，発電用原子炉主任技術者は，重大事故等の発生連絡があっ重大事故等の発生連絡を受けた後，速やかに発電所対策本速やかに災害対策本部に駆けつけられるように，早期に非常招集がた場合，発電所に駆けつける。重大事故等の発生連絡を受け部に駆けつけられるよう，早期に非常召集が可能なエリア

可能なエリア（東海村又は隣接市町村）に発電用原子炉主任技術者

た後，発電所に駆けつけられるよう，非常召集ルート圏内（柏崎市又は刈羽村）に 6 号及び 7 号炉の発電用原子炉主又は代行者を配置する。

（玄海町及び唐津市圏内）に３号炉及び４号炉の発電用原子任技術者又は代行者をそれぞれ 1 名待機させる。

炉主任技術者を２名配置する。
発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備に当たって，保安上必要な事項について確認を行う。

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備に当たって，保安上必要な事項について確認を行う。

61

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備に当たって，保安上必要な事項について確認を行う。

・東二の立地隣接を記載

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）(b) 実施組織を，運転班（運転員（当直員）を含む。），

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(b) 実施組織は，号機統括を配置し，号機班，当直（運転(b) 実施組織は，当直，重大事故等の現場活動を行う重大事故等対応

保修班，安全管理班及び土木建築班により構成し，必要な員），復旧班，自衛消防隊により構成し，必要な役割の分

役割の分担を行い重大事故等対策が円滑に実施できる体制

担を行い重大事故等対策が円滑に実施できる体制を整備すを整備する。

る。

運転班は，運転員（当直員）の任務，事故拡大防止に必
要な運転上の措置，発電施設の保安維持を行う。
保修班は，発電設備の応急復旧計画の策定及びそれに基づく措置並びに消火活動を行う。
安全管理班は，発電所及びその周辺（ 周辺海域） における放射線量並びに放射性物質の濃度の状況把握，災害対策活動に従事する要員の被ばく管理，放射線管理上の立入要員及び初期消火活動を行う自衛消防隊で構成する。
実施組織の要員は，庶務班（アクセスルートの確保，消火活動等 ・東二組織体制との相違の実施），保修班（給水確保及び電源確保に伴う措置等の実施）及び[添付資料 1.0.10]

運転班（事故の影響緩和・拡大防止に関する運転上の措置等の実施）

号機統括は，対象号炉に関する事故の影響緩和・拡大防で構成され，各班には必要な指示を行う班長を配置する。

止に関わる対応の統括を行う。
号機班は，当直（運転員）からの重要パラメータの入手，事故対応手段の選定に関する当直（運転員）への情報提供を行う。
当直（運転員）は，事故の影響緩和及び拡大防止に関わるプラントの運転操作を行う。

制限区域の設定管理，中央制御室及び代替緊急時対策所並復旧班は，事故の影響緩和及び拡大防止に関わる可搬型

びに緊急時対策所（ 緊急時対策棟内） におけるチェンジ

重大事故等対処設備の準備と操作，及び不具合設備の復旧

ングエリア設置を行う。

を行う。

土木建築班は，土木建築設備の応急復旧計画の策定及び備考

自衛消防隊は，火災発生時における消火活動を行う。

それに基づく措置を行う。
(c) 実施組織は，複数号炉の同時被災の場合において以下のとおり対応できる組織とする。

(c) 実施組織は，複数号炉において同時に重大事故等が発生した場合においても対応できる組織とする。

(c)

隣接する東海発電所との同時発災により各発電所での対応が必

緊急時対策本部は，複数号炉の同時被災の場合におい発電所対策本部は，複数号炉の同時被災の場合におい要な事象が発生した場合，災害対策本部は各発電所の状況や使用可て，本部長の指示により３号炉及び４号炉ごとに指名したて，情報の混乱や指揮命令が遅れることのないよう，発電

能な設備，事象の進展等の状況を共有し，東海発電所長及び東海第指揮者の指示のもと，号炉ごとの情報収集や事故対策の検所対策本部長が活動方針を示し，号炉ごとに配置された号

二発電所長を兼務する災害対策本部長が対応すべき優先順位の最討を行う。

機統括は,対象号炉の事故影響緩和・拡大防止に関わるプラ

終的な判断を行う。

ント運転操作への助言や可搬型重大事故等対処設備を用いた対応，不具合設備の復旧等の統括を行う。

62

・隣接する東海発電所による影響

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

備考

緊急時対策本部要員（指揮者等），運転員（当直員）及
び重大事故等対策要員を発電所構内又は近傍に常時確保
し，複数号炉の同時被災が発生した場合においても，確保

複数号炉の同時被災の場合において，必要な緊急時対策した要員により，重大事故等対処設備を使用して３号炉及要員を発電所内に常時確保することにより，重大事故等対び４号炉の炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止の重処設備を使用して 6 号及び 7 号炉の炉心損傷防止及び原子大事故等対策に対応できる体制とする。

炉格納容器破損防止の重大事故等対策を実施するととも実施組織は号炉ごとの指揮者の指示のもと，当該発電用原に，他号炉の使用済燃料プールの被災対応ができる体制と子炉に特化して情報収集や事故対策の検討を行い，重大事する。

故等対策を実施する。
複数号炉の同時被災の場合でも情報の混乱や指揮命令がまた，複数号炉の同時被災時において，当直（運転員）

また，情報の混乱により通報連絡が遅れることのないように，通報・単機プラントであるため遅れることのないよう通報連絡者を配置し，原子力災害対は号炉ごとの運転操作指揮を当直副長が行い，号炉ごとに連絡を行う情報班を設け，原子力災害対策特別措置法（以下「原災同時発生の記載は無く，策特別措置法に定められた通報連絡先へ連絡するともに，

運転操作に係る情報収集や事故対策の検討等を行うことに法」という。
）に定められた通報連絡先へ円滑に通報連絡を行う体制

通報連絡体制について

通報連絡後の情報連絡は通報連絡者が管理を一括して実施

より，情報の混乱や指揮命令が遅れることのない体制とす

とする。

のみ記載。

する体制を構築することで円滑に対応できる体制とする。

る。

発電用原子炉主任技術者は，原子炉ごとに選任する。担

発電用原子炉主任技術者は，号炉ごとに選任し，担当号

当号炉のプラント状況把握及び事故対策に専念することに炉のプラント状況把握及び事故対策に専念することによより，複数号炉の同時被災を想定した場合においても指示

り，複数号炉の同時被災が発生した場合においても的確にを的確に実施する。

指示を行う。

各号炉の発電用原子炉主任技術者は，複数号炉の同時被災時に，号炉ごとの保安監督を誠実かつ，最優先に行う。

東海第二発電所の発電用原子炉主任技術者は，東海第二発電所の保安監督を誠実かつ，最優先に行う。
発電用原子炉主任技術者の選任については，隣接する東海発電所
は廃止措置中であり，かつ，全燃料取り出し済みである。

各号炉の発電用原子炉主任技術者は，複数号炉の同時被災時に，号炉ごとの保安監督を誠実かつ最優先に行う。

また，実施組織による重大事故等対策の実施に当たり，また，実施組織による重大事故等対策の実施に当たり，号炉ごとに選任した発電用原子炉主任技術者は，緊急時対各号炉の発電用原子炉主任技術者は，発電所対策本部から

策本部から得られた情報に基づき重大事故等の拡大防止又得られた情報に基づき，重大事故等の拡大防止又は影響緩は影響緩和に関し，保安上必要な場合は，運転に従事する和に関し，保安上必要な場合は，重大事故等に対処する要者（所長を含む。）へ指示を行い，事故の拡大防止又は影員（発電所対策本部長を含む。）へ指示を行い，事故の拡響緩和を図る。

大防止又は影響緩和を図る。

63

このため，東海発電所において重大事故等は発生せず，複数号炉の同時被災を考慮する必要が無いことから，東海第二発電所のみ発電
用原子炉主任技術者を選任している。

・隣接する東海発電所に係わる記載（重大事故等が発生しないことを記載）赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(d) 緊急時対策本部には，支援組織として技術支援組織と(d) 発電所対策本部には，支援組織として技術支援組織と運(d) 災害対策本部には，支援組織として技術支援組織と運営支援組織

運営支援組織を設ける。

を設ける。

営支援組織を設ける。

支援組織のうち技術支援組織は，技術班（事故状況の把握・評価， ・東二の災害対策本部体制

技術支援組織は，事故拡大防止のための運転措置の支援

実施組織に対して技術的助言を行うための技術支援組織

及び保安上の技術的助言を行う運転支援班で構成する。運は，計画・情報統括を配置し，計画班及び保安班で構成す

プラント状態の進展予測・評価，事故拡大防止対策の検討及び技術

転支援班は，重大事故等発生時に炉心損傷へ至った場合に

る。

的助言等）
，放射線管理班（発電所内外の放射線・放射能の状況把握，おいて，プラント状態の把握及び事故進展の予測，パラメ
ータの監視，パラメータがあらかじめ定められたしきい値を超えた場合に操作を実施した場合の実効性及び悪影響の評価並びに操作の優先順位を踏まえた操作の選定を行い実施組織へ実施すべき操作の指示を行う。

運営支援組織は，総括班，広報班，総務班及び原子力訓練

備考

計画・情報統括は，事故対応状況の把握及び事故対応方と役割との相違

影響範囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置等に関する技術的助言，二次災害防止に関する措置等），保修班（事故の影響緩和・拡針の立案を行う。
計画班は，プラント状態の進展予測・評価及びその評価

大防止に関する対応指示，不具合設備の応急復旧及び技術的助言，
放射性物質の汚染除去等），運転班（プラント状態の把握及び災害対結果の事故対応方針への反映を行う。
保安班は，発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影策本部へのインプット，事故の影響緩和・拡大防止に関する対応指響範囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置に関する指示及び技術的助言等）で構成し，各班には必要な指示を行う本部員

示を行う。

と班長を配置する。

実施組織が重大事故等対策に専念できる環境を整えるた支援組織のうち運営支援組織は，情報班（事故に関する情報収集・センター班で構成し，必要な役割の分担を行い実施組織がめの運営支援組織は，対外対応統括及び総務統括を配置

整理及び連絡調整，本店（東京）（以下「本店」という。
）対策本部

・本店が東京に所在してい重大事故等対策に専念できる環境を整える。

し，通報班，立地・広報班，資材班及び総務班で構成す

及び社外機関との連絡調整等），広報班（発生した事象に関する広ることを定義付け。

る。

報，関係地方公共団体の対応，報道機関等の社外対応，発電所内外

総括班は，緊急時対策本部の運営，情報の収集，災害状
況の把握，関係官庁及び関係地方公共団体への通報連絡，

対外対応統括は，対外対応活動の統括を行う。

へ広く情報提供等），庶務班（災害対策本部の運営，防災資機材の調

燃料貯蔵状況の管理並びに各班へ本部指令事項の連絡を行

通報班は，対外関係機関へ通報連絡等を行う。

達及び輸送，所内警備，避難誘導，医療（救護）に関する措置，二う。

立地・広報班は，自治体派遣者及び報道機関対応者の支次災害防止に関する措置等）で構成し，各班には必要な指示を行う ・本部員と班員の役割を明

広報班は，関係地方公共団体の対応，報道機関の対応及
び避難者誘導（展示館来館者）を行う。
総務班は，本部構成員の動員状況の把握，要員と資機材の輸送車手配及び運搬，防災資機材の整備，輸送及び調達，緊急医療対応，正門の出入管理並びに要員に対する食料の調達配給を行う。

援を行う。
総務統括は，発電所対策本部の運営支援の統括を行う。
資材班は，資材の調達及び輸送に関する一元管理を行う。
総務班は，要員の呼集，食糧・被服の調達，医療活動，所内の警備指示，一般入所者の避難指示等を行う。

原子力訓練センター班は，避難者の誘導（原子力訓練センター見学者）を行う。
これらの各班は，各班の役割を実施し，実施組織が重大事
故等対策に専念できる環境を整える。

64

本部員と，班員に対して具体的な作業指示や作業状況を本部に報告

確に記載する班長を配置する。

[添付資料 1.0.10]赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(e) 所長（原子力防災管理者）は，警戒事象（原子力災害(e) 所長（原子力防災管理者）は，警戒事象（その時点では(e) 所長（原子力防災管理者）は，警戒事象（その時点では，公衆へ対策特別措置法第 10 条の可能性がある事故，故障等又は公衆への放射線による影響やそのおそれが緊急のものではの放射線による影響やそのおそれが緊急のものではないが，原災法

自然災害発生）により緊急時体制を発令し，緊急時対策本

ないが，原子力災害対策特別措置法第 10 条第 1 項に基づ

第10条第1項に基づく特定事象に至るおそれがある事象），特定事象

部要員の非常召集連絡を行い，所長（原子力防災管理者）

く特定事象に至るおそれがある事象）においては原子力警又は原災法第15条第1項に該当する事象が発生した場合においてを本部長とする緊急時対策本部を設置する。その中に実施

戒態勢を，また，特定事象又は原子力災害対策特別措置法

は，非常事態を宣言し，要員の非常招集，通報連絡を行い，所長(原組織及び支援組織を設置し重大事故等の対策を実施する。

第 15 条第 1 項に該当する事象が発生した場合においては

子力防災管理者)を本部長とする発電所警戒本部又は災害対策本部

緊急時態勢を発令し，緊急時対策要員の非常召集及び通報を設置する。その中に実施組織及び支援組織を設置し重大事故等の・記載の適正化

連絡を行い，所長（原子力防災管理者）を本部長とする発対策を実施する。

（玄海の記載反映，追記）

電所対策本部を設置する。その中に実施組織及び支援組織

備考

・原災法の略称は定義済み

・東二の体制の名称を設置し，重大事故等対策を実施する。
休日，時間外（夜間）においては，重大事故等が発生し夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大

夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等がた場合，速やかに対策の対応を行うため，発電所構内又は事故等が発生した場合でも，速やかに対策を行えるよう，発生した場合でも，速やかに対策を行えるように，発電所内に必要

近傍に緊急時対策本部要員（指揮者等），運転員（当直

発電所内に必要な重大事故等に対処する要員を常時確保すな重大事故等に対処する要員を常時確保する。

員）及び重大事故等対策要員を常時確保し，体制を強化する。

る。

災害対策本部（全体体制）が構築されるまでの間，統括待機当番

緊急時対策本部（全体体制）が構築されるまでの間，副者（副原子力防災管理者）の指揮の下，当直運転員及び重大事故等

原子力防災管理者の指揮の下，運転員（当直員）及び重大対応要員を主体とした初動の体制を確保し，迅速な対応を図る。具

事故等対策要員を主体とした初動の体制を確保し，迅速な体的には，統括待機当番者は関係箇所と通信連絡設備を用いて情報対応を図る。具体的には，副原子力防災管理者は関係箇所

連携しながら，当直運転員及び重大事故等対応要員へ指示を行う。

と通信連絡設備を用いて情報連携しながら運転員（当直

当直運転員及び重大事故等対応要員は，統括待機当番者の指示の員）及び重大事故等対策要員へ指示を行う。運転員（当下，必要な重大事故等対策を行う。

直）及び重大事故等対策要員は，副原子力防災管理者の指示の下，必要な重大事故等対策を行う。

65

・東二体制を記載

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

非常召集の要員への連絡については，緊急呼出システム

非常召集する緊急時対策要員への連絡については，自動非常招集する要員への連絡については，一斉通報システム又は電を活用するとともに，バックアップとして社員寮その他必呼出・安否確認システム又は電話を活用する。なお，地震話を活用する。なお，地震により通信障害等が発生し，一斉通報シ

要な箇所に衛星携帯電話設備を配備することで要員との連の影響による通信障害等が発生し，自動呼出・安否確認シ

ステム又は電話を用いて非常招集連絡ができない場合においても，絡及び要員の非常召集を行う。なお，地震の影響により緊

ステム又は電話を用いて非常召集連絡ができない場合にお発電所周辺地域（東海村）で震度6弱以上の地震が発生した場合に急呼出システムが正常に機能しない等の通信障害によっていても，新潟県内で震度 6 弱以上の地震の発生により，発は，各災害対策要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。

非常召集連絡ができない場合でも地震（発電所周辺地域に電所に自動参集する体制を整備する。

備考

おいて，震度５弱以上の地震）の発生により発電所に自動参集する体制を整備する。
重大事故等が発生した場合に速やかに対応するために実重大事故等が発生した場合に速やかに対応するため，6

重大事故等が発生した場合にすみやかに対応するため，重大事故

施組織として必要な要員は，原子力防災組織の統括管理及号及び 7 号炉の重大事故等に対処する要員として，発電所等に対処する要員として，災害対策要員21名，当直運転員7名，火災

び全体指揮を行う全体指揮者，号炉ごとの統括管理及び号内に緊急時対策要員 44 名，運転員 18 名，火災発生時の初発生時の初期消火活動に対応するための自衛消防隊11名の合計39

炉ごとの指揮を行う号炉ごと指揮者並びに通報連絡を行う

期消火活動に対応するための自衛消防隊 10 名の合計 72 名名を確保する。

通報連絡者の緊急時対策本部要員（指揮者等）４名，運転を確保する。

操作指揮，号炉間連絡，運転操作助勢及び運転操作対応を

また，参集する緊急時対策要員として，被災後 6 時間をまた，参集する災害対策要員として，発電所敷地内に待機する39名行う運転員（当直員）12 名，初動の運転対応及び保修対目途に 40 名程度，被災後 10 時間以内に 106 名を確保すを除く要員71名（拘束当番）を確保する。

応を行う重大事故等対策要員（以下「初動対応要員」といる。

中央制御室の当直運転員は，当直発電長，当直副発電長，当直運転う。）20 名，並びに初動後の保修対応を行う重大事故等

なお，6 号及び 7 号炉のうち，1 プラント運転中，1 プ

対策要員（以下「初動後対応要員」という。）16 名の合ラント運転停止中※においては，運転員を 13 名とし，また計 52 名を確保する。
なお，号炉ごとの指揮者は，重大事故等対策の初動後対策において，必要に応じて現場の指揮を行う。
また，火災発生時の初期消火活動を行う要員についても・東二の初動体制の人数

・東二の災害対策本部（全体体制）を構築するための員の計7名／直を配置している。なお，原子炉運転停止中※について 参集要員の人数

は，当直運転員を5名／直とする。

※

2 プラント運転停止中 においては，運転員を 10 名とす※る。
※発電用原子炉の状態が冷温停止（原子炉冷却材温度が原子炉の状態が冷温停止（原子炉冷却材温度が100℃未満）及び燃料交換の期間
参集する災害対策要員については，多くの要員が東海村内に100℃未満）及び燃料交換の期間

発電所に常時確保する。

居住していることから，非常招集から2時間後には，重大事故等

重大事故等が発生した場合，重大事故等対策要員のうち重大事故等が発生した場合，緊急時対策要員は，5 号炉対応に必要な要員が参集すると評価しているが，参集性をより

初動対応要員は，中央制御室に参集するとともに，緊急時

原子炉建屋内緊急時対策所に参集し，要員の任務に応じた高めるため，運転操作，給水確保及び電源確保に係る役割を担

対策本部要員（指揮者等）と初動後対応要員は，代替緊急対応を行う。

う要員は，その要員の居住地に応じて発電所近傍に待機させる。

時対策所又は緊急時対策所（緊急時対策棟内）に参集し，発電所外から要員が参集するルートは，発電所正門を通行して通報連絡，給水確保及び電源確保等の，各要員の任務に応参集するルートを使用する。発電所正門を通行した参集ルートがじた対応を行う。

使用できない場合は，発電所正門以外を通行する参集ルートする。
また，隣接事業所との合意文書に基づき，隣接事業所の敷地内を通行して発電所に参集する。
なお，隣接事業所の敷地内の道路上に，災害対策要員の通行に支障をきたす障害物等が確認された場合には，協議の上，当社が障害物等の撤去を行うことが可能である。

66

・東二特有；拘束当番者の参集性を評価・東二特有；流動性の少ない特異な作業を行う要員を発電所近傍に待機させる運用を記載

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）
重大事故等の対応については，高線量下の対応においても，社員及び協力会社社員を含め要員を確保する。

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）
重大事故等の対応で，高線量下における対応が必要な場合におい重大事故等の対応で，高線量下における対応が必要な場ても，社員で対応できるように要員を確保する。

合においても，重大事故等に対処する要員を確保する。

当社社員と協力会社社員の現場での対応については，請負契約のもと，それぞれがあらかじめ定められた業務内容をそれぞれの責任者の下で行うこととする。必要に応じて作業の進捗について，当社と協力会社の責任者間で相互連絡を取り合うようにする。
病原性の高い新型インフルエンザや同様に危険性のある

病原性の高い新型インフルエンザや同様に危険性のある

病原性の高い新型インフルエンザや同様に危険性のある新感染

新感染症等が発生し，緊急時対策本部要員（指揮者等），

新感染症等が発生し，所定の重大事故等に対処する要員に症等が発生し，所定の要員に欠員が生じた場合は，夜間・休日（平運転員（当直員）及び重大事故等対策要員に欠員が生じた

欠員が生じた場合は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以

日の勤務時間帯以外）を含め要員の補充を行うとともに，そのよう場合は，休日，時間外（夜間）を含め要員の補充を行うと外）を含め重大事故等に対処する要員の補充を行うとともな事態に備えた体制に係る管理を行う。

ともに，そのような事態に備えた体制に係る管理を行う。

に，そのような事態に備えた重大事故等に対処する要員の緊急時対策本部要員（指揮者等），運転員（当直員）及体制に係る管理を行う。

び重大事故等対策要員の補充の見込みが立たない場合は，重大事故等に対処する要員の補充の見込みが立たない場

必要な要員の補充の見込みが立たない場合は，原子炉停止等の措

原子炉停止等の措置を実施し，確保できる要員で，安全が合は，原子炉停止等の措置を実施し，確保できる重大事故

置を実施し，確保できる要員で，安全が確保できる原子炉の運転状確保できる原子炉の運転状態に移行する。

等に対処する要員で，安全が確保できる発電用原子炉の運態に移行する

転状態に移行する。
また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，休日，時間

また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間及び休また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間・休日（平日の外（夜間）を含めて必要な要員を非常召集できるよう，緊日（平日の勤務時間帯以外）を含めて必要な緊急時対策要

勤務時間帯以外）を含めて必要な要員を非常招集できるように，定急時対策本部要員に対して定期的に通報連絡訓練を実施す

員を非常召集できるよう，定期的に連絡訓練を実施する。

期的に通報連絡訓練を実施する。

る。
(f) 発電所における重大事故等対策の実施組織及び支援組(f) 発電所における重大事故等対策の実施組織及び支援組織

織の各班の機能は，上記（b）項及び（d）項のとおり明確の各班並びに当直（運転員）の機能は，上記 b.項及び d.項(a)項，(b)項及び(d)項のとおり明確にするとともに，各班に責任者にするとともに，各班に責任者である班長及び副班長を配のとおり明確にするとともに，責任者として配下の各班のとして本部員及び班長を配置する。

置する。

監督責任を有する統括，対策の実施責任を有する班長及び当直副長を配置する。

67

(f)

重大事故等対策の実施組織及び支援組織の各班の機能は，上記

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(g) 緊急時対策本部における指揮命令系統を明確にすると(g) 重大事故等対策の判断については全て発電所にて行うこ(g) 災害対策本部における指揮命令系統を明確にするとともに，指揮ともに，指揮者である本部長の所長（原子力防災管理者）ととし，発電所対策本部における指揮命令系統を明確にす者である本部長の所長（原子力防災管理者）が不在の場合に備え，が欠けた場合に備え，本部長（原子力防災管理者）の代行るとともに，指揮者である発電所対策本部長の所長（原子あらかじめ定めた順位に従い，副原子力防災管理者がその職務を代者と代行順位をあらかじめ定め明確にする。

力防災管理者）が欠けた場合に備え，代行者と代行順位を行する。また，災害対策本部の各班を統括する本部員，班長につい所長（原子力防災管理者）は，全体指揮者となり原子力

あらかじめ定め明確にする。また，統括，班長及び当直副ても不在の場合に備え，代行者をあらかじめ明確にする。

防災組織を統括管理し，複数号炉の同時被災時は３号炉及長についても欠けた場合に備え，代行者と代行順位をあらび４号炉ごとに指揮者を指名する。

かじめ定め明確にする。

号炉ごと指揮者のもと重大事故等対策を実施する。

・記載の適正化

発電所対策本部長は，発電所対策本部の統括管理を行本部長の所長（ 原子力防災管理者）が欠けた場合は副い，責任を持って，原子力防災の活動方針の決定を行う。

本部長あるいは，本部付の副原子力防災管理者が代行とす

発電所対策本部長（原子力防災管理者）が欠けた場合ることをあらかじめ定める。

備考
・記載の適正化は，副原子力防災管理者が，あらかじめ定めた順位に従い代行する。

実施組織及び支援組織の各班には責任者である班長（課統括及び班長が欠けた場合は，同じ機能を担務する下位長）を配置し，班長が欠けた場合に備え，あらかじめ代行の要員が代行するか，又は上位の職位の要員が下位の職位順位を定めた副班長（課長又は副長）を配置する。

の要員の職務を兼務することとし，具体的な代行者の配置については上位の職位の要員が決定することをあらかじめ当直発電長が急病等により勤務の継続が困難となった場合は，発定める。
当直副長が欠けた場合は，当直長が当直副長の職務を兼電長代務者が中央制御室へ到着するまでの間，運転管理に当たって・当直発電所不在時の運転管理について追記。（先行参考）いる当直副発電長が代務に当たることをあらかじめ定めている。

務することをあらかじめ定める。

(h)

災害対策要員が実効的に活動するための施設及び設備等を整備する。

(h) 実施体制が実効的に活動するための施設及び設備等を整備する。

(h) 重大事故等に対処する要員が実効的に活動するための施設及び設備等を整備する。

重大事故等が発生した場合において，実施組織及び支援組織が定められた役割を遂行するために，関係箇所との連携を図り迅速な対重大事故等が発生した場合において，実施組織及び支援

重大事故等が発生した場合において，実施組織及び支援組織が定められた役割を遂行するために，関係箇所との連組織が定められた役割を遂行するために，関係箇所との連携を図り迅速な対応により事故対応を円滑に実施すること携を図り，迅速な対応により事故対応を円滑に実施するこ支援組織が，重大事故等対応に必要なプラントのパラメータを確が必要なことから，以下の施設及び設備を整備する。

とが必要なことから，以下の施設及び設備を整備する。

認するための安全パラメータ表示システム（以下「ＳＰＤＳ」とい応により事故対応を円滑に実施することが必要なことから，以下の施設及び設備を整備する。

支援組織が，必要なプラントのパラメータを確認するた支援組織が，必要なプラントのパラメータを確認するたう。），発電所内外に通信連絡を行い関係箇所と連携を図るための統めの SPDS データ表示装置，発電所内外に通信連絡を行いめの安全パラメータ表示システム（SPDS），発電所内外に合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議シ

関係箇所と連携を図るための統合原子力防災ネットワーク

通信連絡を行い関係箇所と連携を図るための統合原子力防

ステム，ＩＰ－電話機，ＩＰ－ＦＡＸ），衛星電話設備及び無線連絡に接続する通信連絡設備（テレビ会議システムを含

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

設備等を備えた緊急時対策所を整備する。

む。），衛星携帯電話設備及び携帯型通話設備を備えた代ムを含む。），衛星電話設備及び無線連絡設備を備えた 5

替緊急時対策所又は緊急時対策所（緊急時対策棟内）を整

号炉原子炉建屋内緊急時対策所を整備する。

備する。

68

・東二の設備を記載

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

実施組織が，中央制御室，代替緊急時対策所又は緊急時実施組織が，中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対実施組織が，中央制御室，緊急時対策所及び現場との連携を図る対策所（緊急時対策棟内）及び現場との連携を図るため，

策所及び現場との連携を図るため，携帯型音声呼出電話設

ため，携行型有線通話装置，無線通話設備及び衛星電話設備等を整

携帯型通話設備，無線連絡設備及び衛星携帯電話設備を整備，無線連絡設備及び衛星電話設備を整備する。また，電備する。また，電源が喪失し照明が消灯した場合でも，迅速な現場備する。

源が喪失し照明が消灯した場合でも，迅速な現場への移への移動，操作及び作業を実施し，作業内容及び現場状況の情報共動，操作及び作業を実施し，作業内容及び現場状況の情報有を実施できるようにヘッドライト及びランタン等を整備する。

また，照明の電源が喪失し照明が消灯した場合でも，迅速な現場への移動，操作及び作業を実施し，作業内容及び現場状況の情報共有を実施できるようヘッドライト及び懐中電灯等を整備する。

共有を実施できるよう照明機器等を整備する。

これらは，重大事故等時において，初期に使用する施設及び設備

これらは，重大事故等時において，初期に使用する施設

であり，これらの施設又は設備を使用することによって発電用原子及び設備であり，これらの施設又は設備を使用することに炉施設の状態を確認し，必要な発電所内外各所へ通報連絡を行い，よって発電用原子炉施設の状態を確認し，必要な発電所内

また重大事故等対処のため，夜間においても速やかに現場へ移動す

外各所へ通報連絡を行い，また重大事故等対処のため，夜る。

間においても速やかに現場へ移動する。
(i) 支援組織は，発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対策の実施(i) 支援組織は，発電用原子炉施設の状態及び重大事故等(i) 支援組織は，発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対状況について，原子力施設事態即応センターに設置する本店対策本対策の実施状況について，原子力施設事態即応センターに策の実施状況について，東京本社の原子力施設事態即応セ

部，国，関係地方公共団体等の発電所内外の組織への通報連絡を実設置する本店対策本部等の発電所内外の組織への通報及びンターに設置する本社の原子力警戒本部又は緊急時対策本施できるように，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークを連絡を実施できるように衛星携帯電話設備及び統合原子力部（以下「本社対策本部」という。），国，関係自治体等用いた通信連絡設備等を配備し，広く情報提供を行うことができる

防災ネットワークに接続する通信連絡設備を用いて，広くの発電所内外の組織への通報連絡を実施できるよう，衛星体制を整備する。

情報提供を行うことができる体制を整備する。

電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連
絡設備等を配備し，広く情報提供を行うことができる体制を整備する。

発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対策の実施状況に係る発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対策の実施状況

発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対策の実施状況

情報は，災害対策本部の各班の報告をもとに情報班にて一元的に集に係る情報は，緊急時対策本部の総括班にて一元的に集約に係る情報は，発電所対策本部の通報班にて一元的に集約

約管理し，発電所内外で共有するとともに，本店対策本部と災害対管理し，発電所内で共有するとともに，本店対策本部と緊管理し，発電所内で共有するとともに，本社対策本部と発策本部間において，衛星電話設備，統合原子力防災ネットワークを

急時対策本部間において，衛星携帯電話設備，統合原子力

電所対策本部間において，衛星電話設備，統合原子力防災

用いた通信連絡設備及び安全バラメータ表示システム(ＳＰＤＳ)

防災ネットワークに接続する通信連絡設備及び緊急時運転

ネットワークを用いた通信連絡設備及び安全パラメータ表等を使用することにより，発電所の状況及び重大事故等対策の実施

パラメータ伝送システム（SPDS）を使用することにより，

示システム（SPDS）等を使用することにより，発電所の状状況の情報共有を行う。また，本店対策本部との情報共有を密にす

発電所の状況及び重大事故等対策の実施状況の情報共有を

況及び重大事故等対策の実施状況の情報共有を行う。まることで報道発表，外部からの問い合わせ対応及び関係機関への連行う。

た，本社対策本部との情報共有を密にすることで報道発

絡を本店対策本部で実施し，災害対策本部が事故対応に専念でき，また，本店対策本部との連絡を密にすることで報道発

表，外部からの問い合わせ対応及び関係機関への連絡を本

かつ，発電所内外へ広く情報提供を行うことができる体制を整備す

表，外部からの問い合わせ対応及び関係機関への連絡を本

社対策本部で実施し，発電所対策本部が事故対応に専念でる。

店原子力防災組織で構成する本店対策本部で実施し，緊急

き，かつ，発電所内外へ広く情報提供を行うことができる時対策本部が事故対応に専念でき，かつ，発電所内外へ広体制を整備する。

く情報提供を行うことができる体制を整備する。

69

備考

・記載の適正化（柏崎の記載反映）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）(j) 重大事故等発生時に，発電所外部からの支援を受けることができるように支援体制を整備する。

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）(j) 重大事故等時に，発電所外部からの支援を受けることができるように支援体制を整備する。

(j)

備考

重大事故等発生時に,発電所外部からの支援を受けることができるように支援体制を整備する。

発電所において，警戒事象，特定事象，又は原子力災害

発電所において，警戒事象，特定事象又は原子力災害対発電所において， 警戒事象，特定事象又は原災法第15条第1項に対策特別措置法第 15 条第１項に該当する事象が発生した策特別措置法第 15 条第 1 項に該当する事象が発生した場該当する事象が発生した場合においては，非常事態を宣言するとと・記載の適正化場合，所長（原子力防災管理者）は，それぞれの区分によ合，所長（原子力防災管理者）は原子力警戒態勢又は緊急

もに本店発電管理室長へ報告する。

（玄海及び柏崎の記載反り直ちに緊急時体制を発令するとともに発電本部部長（原時態勢を発令するとともに本社原子力運営管理部長へ報告

子力管理）へ報告する。

する。

映，追記）

報告を受けた本社原子力運営管理部長は直ちに社長に報報告を受けた本店発電管理室長はただちに社長に報告し，社長は長から発電所における緊急時体制発令の報告を受けた場

告し，社長は本社における原子力警戒態勢又は緊急時態勢

本店における非常事態を発令する。本店発電管理室長から連絡を受合，直ちに社長に報告し，社長は本店における緊急時体制を発令する。本社原子力運営管理部長から連絡を受けた本

けた本店庶務班長は，本店における本店対策本部組織の要員を非常を発令する。発電本部部長（原子力管理）は，本店原子力社総務統括は，本社における緊急時対策要員を非常召集す招集する。

防災組織で構成する本店対策本部を設置するため，本店対る。

発電本部部長（原子力管理）は，緊急時対策本部の本部

策本部の要員を非常召集する。
社長は，本店における緊急時体制を発令した場合，速や社長は，本社における原子力警戒態勢又は緊急時態勢を

社長は，本店における非常事態を発令した場合，すみやかに本店

かに原子力施設事態即応センターに発電所外部の支援組織

発令した場合，速やかに東京本社の原子力施設事態即応セ対策本部を設置し，本店対策本部長としてその職務を行う。社長がである本店対策本部を設置し，原子力部門のみでなく他部

ンターに本社対策本部を設置し，本社対策本部長としてそ不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，本店対策本部の副本門も含めた全社大での体制にて原子力災害対策活動を実施の職務を行う。社長が不在の場合は，あらかじめ定めた順部長がその職務を代行する。

するため本店対策本部長としてその職務を行う。

位に従い，本社対策本部の副本部長がその職務を代行す

なお，社長が不在の場合は副社長又は執行役員がその職る。

務を代行する。
本店対策本部長は，本店対策本部の設置，運営，統括及本社対策本部長は，本社対策本部の設置，運営，統括及社長は，本店対策本部の設置，運営，統括及び災害対策活動に関び災害対策活動に関する総括管理を行い，副本部長は本部

び災害対策活動に関する統括管理を行い，副本部長は本社する統括管理を行い，副本部長は本部長を補佐する。本店対策本部長を補佐する。本店対策本部各班長は本部長が行う災害対対策本部長を補佐する。本社対策本部の各統括及び各班長

各班長は，本部長が行う災害対策活動を補佐する。

策活動を補佐する。

は本社対策本部長がう災害対策活動を補佐する。

本店対策本部は，緊急時対策本部が事故対応に専念でき

本社対策本部は，原子力部門のみでなく他部門も含めた

るよう，技術支援組織として，事故拡大防止措置の支援を全社（全社とは，東京電力ホールディングス株式会社及び行う原子力技術班，運営支援組織として，情報の収集及び各事業子会社（東京電力フュエル＆パワー株式会社，東京

災害状況把握を行う総括班，外部電源や通信連絡設備に関電力パワーグリッド株式会社，東京電力エナジーパートナ

する支援を行う復旧支援班，自治体及びプレス対応を行うー株式会社）のことをいう。）での体制とし，発電所対策

広報班並びに資機材及び食料の調達運搬を行う支援班から本部が重大事故等対策に専念できるよう技術面及び運用面構成され，原子力施設事態即応センターに参集し活動を行で支援する。

う。

70

本店対策本部は，全社での体制とし，災害対策本部が重大事故等対策に専念できるように支援する。

・東二体制名称との相違

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

本社対策本部は，福島第一原子力発電所の事故から得ら

本店対策本部は，福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓

れた教訓から原子力防災組織に適用すべき必要要件を定めから原子力防災組織に適用すべき必要要件を定めた体制とするこた体制とすることにより，社長を本社対策本部長とした指とにより，社長を本部長とした指揮命令系統を明確にし，災害対策

揮命令系統を明確にし，発電所対策本部が重大事故等対策

本部が重大事故等対策に専念できる体制を整備する。
情報班は，事故に関する情報の収集，災害対策本部への指導・援に専念できる体制を整備する。
本社対策本部は，復旧統括，計画・情報統括，対外対応
統括，総務統括及び支援統括を配置し，発電所の復旧方法検討・立案等を行う復旧班，本社対策本部内での情報共有等を行う情報班，事故状況の把握・進展評価等を行う計画
班，放射性物質の放出量評価等を行う保安班，関係官庁への通報連絡等を行う官庁連絡班，報道機関対応等を行う広よる役割を記載。

及び法令上必要な連絡，報告等を行う。

[添付資料 1.0.10]

庶務班は，通信施設の確保，要員の確保，応援計画案の作成及び各班応援計画の取りまとめ等を行う。
広報班は，報道機関等との対応，広報関係資料の作成，応援計画案の作成等を行う。
技術班は，原子炉・燃料の安全に係る事項の検討，発電所施設・連絡設備の復旧・確保の支援等を行う通信班，発電所の職

環境調査施設の健全性確認，災害対策本部が行う応急活動の検討，場環境の整備等を行う総務班，現地医療体制整備支援等を応援計画案の作成等を行う。

送等を行う資材班，原子力事業所災害対策支援拠点の立ち上げ・運営等を行う後方支援拠点班，官庁への支援要請等を行う支援受入調整班及び他の原子力事業者からの支援受

放射線管理班は，放射線管理に係る事項の検討，個人被ばくに係る事項の検討，応援計画の作成等を行う。
保健安全班は，緊急被ばく医療に係る事項の検討，応援計画案の作成等を行う。

入調整等を行う電力支援受入班で構成する。
本店対策本部長は発電所における災害対策の実施を支援

本社対策本部長は，発電所における重大事故等対策の実社長は，発電所における重大事故等対策の実施を支援するためするために，原子力災害対策特別措置法第 10 条通報後，施を支援するために，原子力災害対策特別措置法第 10 条に，原災法第10条通報後，原子力事業所災害対策支援拠点の設営を

原子力事業所災害対策支援拠点の設営のため，あらかじめ通報後，原子力事業所災害対策支援拠点の設営を本社支援

本店庶務班長に指示する。

選定している派遣要員を本店対策本部に召集するなど必要

統括に指示する。

な準備の開始を本店対策本部総括班長（発電本部部長（原子力管理））に指示する。
本店対策本部長は，その後の事態進展を踏まえ，原子力

本社支援統括は，あらかじめ選定している施設の候補の本店庶務班長は，あらかじめ選定している施設の候補の中から放事業所災害対策支援拠点の設置が必要と判断した場合，あ中から，放射性物質が放出された場合の影響等を考慮した射性物質が放出された場合の影響等を考慮した上で原子力事業所

らかじめ選定している施設の候補の中から放射性物質が放上で原子力事業所災害対策支援拠点を指定し，必要な要員

災害対策支援拠点を指定する。

出された場合の影響等を勘案した上で原子力事業所災害対を派遣するとともに，発電所の事故収束対応を維持するた策支援拠点を指定し，必要な要員を派遣するとともに，災めに必要な燃料及び資機材等の支援を実施する。

害対策支援に必要な資機材等の運搬を実施する。
本店対策本部は，他の原子力事業者及び原子力緊急事態
支援組織からの技術的な支援が受けられる体制を整備す

また，本社対策本部は，他の原子力事業者及び原子力緊
急事態支援組織より技術的な支援が受けられる体制を整備する。

本店庶務班長は，原子力事業所災害対策支援拠点へ必要な要員を派遣するとともに，原子力事業所災害対策拠点を運営し，災害対策に必要な資機材等の支援を実施する。
本店庶務班長は，他の原子力事業者及び原子力緊急事態支援組織
へ必要に応じて応援を要請し，支援が受けられる体制を整備する。

る。

71

・東二災害対策本部体制に

助及び本店対策本部内での連絡調整，社外関係機関との連絡・調整

報班，発電所の立地地域対応の支援等を行う立地班，通信行う厚生班，発電所の復旧活動に必要な資機材の調達・搬

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異無し）
黄色塗りつぶし：10 月 6 日提出版コメント反映及び変更箇所

玄海原子力発電所／柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.0 重大事故等対策における共通事項】
玄海（2017 年 1 月）

柏崎（2017 年 8 月）

東海第二（案）

備考(k) 重大事故等発生後の中長期的な対応が必要になる場合(k) 重大事故等発生後の中長期的な対応が必要になる場合に(k) 本店対策本部は，全社での体制とし，重大事故等の拡大防止を図

・全社的な体制であることに備えて，本店対策本部が中心となって社内外の関係各所備えて，本社対策本部が中心となり，プラントメーカ，協り，特に中長期の対応について災害対策本部の活動を支援することと連係し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備

力会社を含めた社内外の関係各所と連携し，適切かつ効果を役割としている。このため，重大事故等発生後の中長期的な対応する。

的な対応を検討できる体制を整備する。

が必要になる場合には，本店対策本部が中心となり，プラントメー

重大事故等発生時に原子炉格納容器の設計圧力及び温度

重大事故等への対応操作や作業が長期間にわたる場合にに近い状態が継続する場合等に備えて，機能喪失した設備

備えて，機能喪失した設備の部品取替えによる復旧手段をの部品取替による復旧手段を整備する。主要な設備の取替

整備するとともに，主要な設備の取替部品をあらかじめ確

部品をあらかじめ確保するとともに，同種の設備に使用さ

保する。

を明記

カ及び協力会社を含めた社内外の関係各所と連携し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備する。
重大事故等への対応操作や作業が長期間にわたる場合に備えて，機能喪失した設備の部品取替による復旧手段を整備するとともに，主要な設備※の取替物品をあらかじめ確保する。

れている部品を用いた復旧を考慮する。

※主要な設備とは，短期的には重大事故等対処設備で対応を行い， ・“主要な設備”を記載
その後の事故収束対応の信頼性向上のため，長期的に使用する設備等をいう。
また，設備の補修を実施するための放射線量低減，放射また，重大事故等時に，機能喪失した設備の補修を実施

また，重大事故等発生時に，機能喪失した設備の補修を実施する性物質を含んだ汚染水が発生した際の汚染水の処理等の事するための作業環境の線量低減対策や，放射性物質を含んための作業環境の線量低減対策やプラントの状況に応じた事故収態収束活動を円滑に実施するため，平時から必要な対応をだ汚染水が発生した場合の対応等について，福島第一原子束手段及び復旧対策に関する技術支援を迅速に得られるように，プ検討できる協力活動体制を継続して構築する。

力発電所における経験や知見を踏まえた対策を行うととも

ラントメーカとの間で支援体制を整備している。

に，事故収束対応を円滑に実施するため，平時から必要な（添付資料 1.0.10，1.0.11，1.0.15）対応を検討できる協力体制を継続して構築する。

72

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

東海第二

備考

1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等＜＜ 目 次 ＞
1.1.1 対応手段と設備の選定

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

目 次 ＞

a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 原子炉緊急停止(a) 原子炉緊急停止(b) 選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制

東二は「選択制御棒挿入機構」を原
子炉出力の抑制に有効な手段であると判断し選定。
（以下，設計方針の相違＊１）(b) 原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制(c) 原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制(c) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止(d) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止(d) ほう酸水注入(e) ほう酸水注入(f) 原子炉水位低下による原子炉出力抑制(e) 制御棒挿入(g) 制御棒挿入(f) 原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制(g) 重大事故等対処設備と自主対策設備(h) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b． 手順等

ｂ．手順等

1.1.2 重大事故等時の手順

1.1.2 重大事故等時の手順

1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) EOP「スクラム」（ 原子炉出力）(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）(2) EOP「反応度制御」(2) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」(3) 重大事故等時の対応手段の選択(3) 重大事故等時の対応手段の選択

1.1.2.2 その他の手順項目について考慮する手順

1.1.2.2 その他の手順項目について考慮する手順

1

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において、運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を

発電用原子炉設置者において、運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊

緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場

急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合に合においても炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格

おいても炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器

納容器の健全性を維持するとともに、発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な手順等の健全性を維持するとともに、発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な手順等が適切にが適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】

【解釈】

１ 「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」とは、

１ 「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」とは、発発電用原子炉を緊急停止していなければならない状況にもかかわらず、原子炉出力又は原電用原子炉を緊急停止していなければならない状況にもかかわらず、原子炉出力又は原子炉圧

子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合のことをい力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合のことをいう。

う。
２ 「発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）沸騰水型原子炉(BWR)及び加圧水型原子炉(PWR)共通ａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、手動による原子炉の緊急停止操作を実施すること。
（２）BWRａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、原子炉出力を制御するため、原子炉冷却材再循環ポンプが自動停止しない場
合は、手動で停止操作を実施すること。
ｂ）十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入設備（SLCS）を起動する判断基準を明確に定めること。
ｃ）発電用原子炉を緊急停止することができない事象の発生時に不安定な出力振動が検知された場合には、ほう酸水注入設備（SLCS）を作動させること。
（３）PWRａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、原子炉出力を抑制するため、補助給水系ポンプが自動起動しない場合又はタービンが自動停止しない場合は、手動操作により実施すること。
ｂ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、化学体積制御設備又は非常用炉心冷却設備による十分な量のほう酸水注入を

２ 「発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）沸騰水型原子炉(BWR)及び加圧水型原子炉(PWR)共通ａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、手動による原子炉の緊急停止操作を実施すること。
（２）BWRａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、原子炉出力を制御するため、原子炉冷却材再循環ポンプが自動停止しない場合は、手動で停止操作を実施すること。
ｂ）十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入設備（SLCS）を起動する判断基準を明確に定めること。
ｃ）発電用原子炉を緊急停止することができない事象の発生時に不安定な出力振動が検知された場合には、ほう酸水注入設備（SLCS）を作動させること。
（３）PWRａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、原子炉出力を抑制するため、補助給水系ポンプが自動起動しない場合又はタービンが自動停止しない場合は、手動操作により実施すること。
ｂ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、化学体積制御設備又は非常用炉心冷却設備による十分な量のほう酸水注入を実施すること。

実施すること。

2

備考赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉を停止させるための設計基準事故対処設備

運転時の異常な過渡変化時において，発電用原子炉を停止させるための設計基準事故対処設備

は，原子炉緊急停止系である。

備考

は，原子炉緊急停止系である。

この設備が機能喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力

この設備が機能喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力ババウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界にするため

ウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するための対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

の対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

東二は対処設備の本格的な設置工事前であることから方針を示し，他条文と整合を図る記載とした。

3

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.1.1 対応手段と設備の選定

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

運転時の異常な過渡変化により発電用原子炉の緊急停止が必要な状況における設計基準事故
対処設備として，原子炉緊急停止系を設置している。

運転時の異常な過渡変化により原子炉の緊急停止が必要な状況における設計基準事故対処
設備として，原子炉緊急停止系を設置している。

この設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対

この設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対

処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定する（第 1.1.1 図）。

想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定する（第1.1－1図）。

重大事故等対処設備のほかに，設計基準事故対処設備による対応手段並びに柔軟な事故対応※１を行うための対応手段及び自主対策設備を選定する。

備考

重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選

東二の整理として本事象に対応する設備は,重大事故等対処設備か自定する。

主対処設備としている。よって，設計基準事故対処設備による手段は，重大事故等対処設備か自主対処設
備に位置づけて整理している。
（以下，記載方針の相違＊１）※ 1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況におい使用することは困難であるが， プラント状況によっては，事故対応に有て使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に効な設備。

有効な設備。

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

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

けでなく，設置許可基準規則第四十四条及び技術基準規則第五十九条（以下「基準規則」といけでなく，設置許可基準規則第四十四条及び技術基準規則第五十九条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，設計基準事故対う。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備と 記載方針の相違＊１

処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。

の関係を明確にする。

(2) 対応手段と設備の選定の結果(2) 対応手段と設備の選定の結果

機能喪失原因対策分析の結果，運転時の異常な過度変化時にフロントライン系故障として，機能喪失原因対策分析の結果，運転時の異常な過渡変化時のフロントライン系故障として，原子炉緊急停止系の故障を想定する。サポート系故障（電源喪失）は，原子炉緊急停止系の電原子炉緊急停止系の故障による機能喪失を想定する。サポート系故障（駆動源喪失）は，原子

東二はサポート系故障として電源源が喪失することにより制御棒が挿入されることから想定しない。

炉緊急停止系の電源又は計器用空気が喪失することにより制御棒が挿入されることから想定及び計装空気と整理し，「駆動源喪しない。

失」としている。設備の違いから柏崎は電源のみの整理としている。

設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備，設計準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自 記載方針の相違＊１

基準事故対処設備及び自主対策設備を以下に示す。

主対策設備を以下に示す。

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備，設計基準事故対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第 1.1.1 表に整理する。

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び 記載方針の相違＊１
自主対策設備と整備する手順についての関係を第1.1－1表に整理する。

4

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 原子炉緊急停止

東海第二

備考

ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 原子炉緊急停止

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができ

運転時の異常な過渡変化時において，原子炉緊急停止（原子炉スクラム）ができない事ない事象（以下「ATWS」という。）が発生するおそれがある場合又は ATWS が発生した場

象（以下「ＡＴＷＳ」という。）が発生するおそれがある場合又はＡＴＷＳが発生した場

合に，原子炉手動スクラム又は代替制御棒挿入機能による制御棒の緊急挿入により，発電合に，原子炉手動スクラム又は代替制御棒挿入機能による制御棒挿入により，原子炉を緊用原子炉を緊急停止する手段がある。

急停止する手段がある。

ⅰ. 原子炉手動スクラムⅰ) 原子炉手動スクラム

中央制御室からの原子炉手動スクラム操作により発電用原子炉を緊急停止する。

中央制御室から手動により原子炉を緊急停止する。

原子炉手動スクラム操作により発電用原子炉を緊急停止する設備は以下のとおり。

原子炉手動スクラムに使用する設備は以下のとおり。

東二は設備の添付八の記載と合わ・手動スクラムボタン

・手動スクラム・スイッチ

せ，主要な設備を本文に記載し，関・原子炉モードスイッチ「停止」

・原子炉モード・スイッチ「停止」

連設備は「第 1.1－1 表」に整理す

・制御棒

・制御棒

ることとしている。

・制御棒駆動機構（以下，記載方針の相違＊２）

・制御棒駆動系水圧制御ユニット

東二は制御棒挿入する設備の駆動・制御棒駆動機構（水圧駆動）
・制御棒駆動系配管源として，「水圧駆動」のみである

・制御棒駆動系水圧制御ユニット

が，柏崎は「水圧駆動」及び「電動駆動」の駆動源を有している。
（以下，設計方針の相違＊２）

ⅱ. 代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入ⅱ) 代替制御棒挿入機能による制御棒挿入

代替制御棒挿入機能は，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 2）の信号により作原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）設定点の信号により，全制御棒を動し，自動で制御棒を緊急挿入する。また，上記「ⅰ. 原子炉手動スクラム」の対応手挿入することで原子炉を緊急停止する。また，上記「1.1.1(2)ａ．(a)ⅰ) 原子炉手動段を実施しても全制御棒全挿入が確認できない場合は，中央制御室からの手動操作によスクラム」を実施しても全制御棒全挿入又は最大未臨界引抜位置（全制御棒“02”位置） 東二は原子炉の冷温停止を達成す

り代替制御棒挿入機能を作動させて制御棒を緊急挿入する。

※２を確認できない場合は，中央制御室からの手動操作により代替制御棒挿入機能を作動 るための制御棒挿入状態として「全させ，全制御棒を挿入することで原子炉を緊急停止する。

制御棒全挿入又は最大未臨界引抜位置（全制御棒“02”位置）」としている。
なお、柏崎は「ペアロッド 1 組又は制御棒 1 本より多くの制御棒が未挿入の場合」としている。
（以下，設計方針の相違＊３）5

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

代替制御棒挿入機能により制御棒を緊急挿入する設備は以下のとおり。

代替制御棒挿入機能による制御棒挿入で使用する設備は以下のとおり。

・ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）

・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）

・制御棒

・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ

備考
記載方針の相違＊２
東二は手動操作を行う操作スイッチを設置許可基準規則第 44 条に適合する設備として整理。
（以下，記載方針の相違＊３）
柏崎と相違はなし。

・制御棒駆動機構（水圧駆動）

・制御棒

・制御棒駆動系配管

・制御棒駆動機構

・制御棒駆動系水圧制御ユニット

・制御棒駆動系水圧制御ユニット

設計方針の相違＊２・非常用交流電源設備※2：冷温停止を達成するために全制御棒を挿入しなければならない制御棒位置。

「最大未臨界引抜位置（全制御棒“02”位置）」の定義を記載。

(b) 選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制
ＡＴＷＳが発生した場合に，選択制御棒挿入機構により制御棒を挿入し原子炉の出力を抑制する手段がある。
ⅰ) 選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制
低炉心流量高出力領域に入った場合に原子炉の出力を制御し，安定性の余裕を確保するため，あらかじめ選択された制御棒を自動的に挿入する。また，上記「1.1.1(2)ａ．
(a)ⅰ) 原子炉手動スクラム」及び「1.1.1(2)ａ．(a)ⅱ) 代替制御棒挿入機能による制御棒挿入」を実施しても全制御棒全挿入又は最大未臨界引抜位置（全制御棒“02”位
置）を確認できない場合は，中央制御室からの手動操作により選択制御棒挿入機構を作動させ，あらかじめ選択された制御棒を挿入する。
選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制で使用する設備は以下のとおり。
・選択制御棒挿入機構
・制御棒
・制御棒駆動機構
・制御棒駆動系水圧制御ユニット(b) 原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制
ATWS が発生した場合に，代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能又は原子炉冷却材再循
環ポンプの手動停止操作により，原子炉出力を抑制する手段がある。

(c) 原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制
ＡＴＷＳが発生した場合に，代替原子炉再循環ポンプトリップ機能又は原子炉再循環ポンプの手動停止により，原子炉の出力を抑制する手段がある。

6

設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
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東海第二ⅰ) 原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 3）

備考
東二は表題を記載

原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）設定点の信号により代替原子炉再 東二は「代替原子炉再循環ポンプトの信号により 4 台，原子炉水位低（レベル 2）の信号により残り 6 台の原子炉冷却材再循

循環ポンプトリップ機能が作動し，自動で原子炉再循環ポンプをトリップさせること

リップ機能」のうち原子炉水位に係環ポンプを自動で停止させて原子炉出力を抑制する。原子炉冷却材再循環ポンプが自動でで，炉心流量が低下し原子炉内のボイド率が上昇することにより原子炉の出力を抑制す

る作動条件は原子炉水位異常低下

停止しない場合は，中央制御室からの手動操作により原子炉冷却材再循環ポンプを停止る。自動で停止しない場合は，中央制御室からの手動操作により原子炉再循環ポンプを （レベル２）設定点の信号のみ。

し，原子炉出力を抑制する。

停止させる。

東二は再循環ポンプトリップによる出力抑制効果について記載。

原子炉冷却材再循環ポンプの停止により原子炉出力を抑制する設備は以下のとおり。

原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の記載＊２

・ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）

・ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）

原子炉の出力制御機能としては柏・非常用交流電源設備

・原子炉再循環ポンプ遮断器手動スイッチ

崎と相違なし。

・低速度用電源装置遮断器手動スイッチ

記載方針の記載＊３(c) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止
ATWS が発生した場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び代替自動
減圧ロジック（代替自動減圧機能）による自動減圧を阻止し，発電用原子炉の自動減圧に(d) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止
ＡＴＷＳが発生した場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチにより，原子炉の自動による減圧を防止する手段がある。

東二は手段及び手段の概要を分けて記載することで，条文内の記載をよる原子炉圧力容器への冷水注水量の増加に伴う原子炉出力の急上昇を防止する手段が統一しているが，記載内容についてある。

は柏崎と相違なし。
ⅰ) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止
上記「1.1.1(2)ａ．(c)ⅰ)

東二は表題を記載

原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制」により原子炉出力を抑制した後，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時
自動減圧機能の自動起動を阻止し，自動減圧による原子炉への冷水注水量の増加に伴う原子炉出力の急上昇を防止する。
自動減圧系の起動阻止スイッチにより原子炉出力の急上昇を防止する設備は以下のとおり。
・自動減圧系の起動阻止スイッチ

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止で使用する設備は以下のとおり。
・自動減圧系の起動阻止スイッチ

・非常用交流電源設備

7

記載方針の相違＊２

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(d) ほう酸水注入
ATWS が発生した場合に，ほう酸水を注入することにより発電用原子炉を未臨界にする手
段がある。

東海第二
(e) ほう酸水注入
ＡＴＷＳが発生した場合に，ほう酸水を注入することにより原子炉を未臨界にする手段がある。
ⅰ) ほう酸水注入

上記「(b)原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制」の対応手段により原備考

上記「1.1.1(2)ａ．(d)ⅰ)

東二は表題を記載。
自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇

東二は関連する設備やパラメータ

子炉出力を抑制した後，中央制御室からの手動操作により十分な反応度制御能力を有する防止」を実施した後，サプレッション・プール水の温度が原子炉出力－サプレッション・ の状態を確認し，ほう酸水注入を実

ほう酸水注入系を起動し，ほう酸水を注入することで発電用原子炉を未臨界にする。

プール水温度相関曲線の「ほう酸水注入系起動領域」に近接した場合に，中央制御室か 施することとしており，サプレッシ

ほう酸水注入系を起動させる判断基準は，ATWS 発生直後に行う原子炉冷却材再循環ポン
プの停止操作及び自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止操作の実施後とする。これにより，ATWS 発生時は，不安定な出力振動の発生の有無にかかわらずほ
う酸水注入系を起動させることとしている。

らの手動操作により十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入系により原子炉を未ョン・プール水温等による判断基準

臨界にする。

を設けている。なお，サプレッショ

また，ＡＴＷＳ発生時に不安定な出力振動（以下「中性子束振動」という。）を確認 ン・プール水温の設定については，※３

した場合は，ほう酸水注入系によりほう酸水を注入することとしている。

原子炉蒸気の凝縮性能維持のため設けられている。また，出力振動についても関連するパラメータを確認し，ほう酸を注入することとしている。
（以下，設計方針の相違＊４）

ほう酸水注入により発電用原子炉を未臨界にする設備は以下のとおり。

ほう酸水注入で使用する設備は以下のとおり。

・ほう酸水注入系ポンプ

・ほう酸水注入ポンプ

・ほう酸水注入系貯蔵タンク

・ほう酸水貯蔵タンク

記載方針の相違＊２・ほう酸水注入系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備※3：複数の平均出力領域計装指示値が2～3秒周期で振動し，最大振幅が20％を超えた
場合又は複数の局所出力領域計装指示値が2～3秒周期で振動し，最大振幅が10％を超えた場合に中性子束振動と判断する。

8

中性子束振動の判断基準を明記。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
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東海第二(f) 原子炉水位低下による原子炉出力抑制

備考
柏崎は「1.1.1(2)a.(f) 原子炉圧力

ＡＴＷＳが発生した場合に，原子炉圧力容器内の水位を低下させることにより原子炉の 容器内の水位低下操作による原子出力を抑制する手段がある。

炉出力抑制」に整理。

ⅰ) 原子炉水位低下による原子炉出力抑制（比較表ページ 10）

上記「1.1.1(2)ａ．(c)ⅰ)

原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制」を実施

しても，原子炉出力が55％以上の場合又は原子炉が隔離状態において，原子炉出力が3％

なお，東二と柏崎の相違点として，
東二は給水系として電動駆動給水以上の場合に，中央制御室からの手動操作により原子炉圧力容器内の水位を低下させる ポンプのほかに原子炉出力が 55％ことで，原子炉内の冷却材の自然循環に必要な水頭圧が低下し自然循環流量が減少す以上を判断した場合に用いるターる。この結果，原子炉内のボイド率が上昇することにより原子炉の出力を抑制する。な ビン駆動給水ポンプを選定。
お，原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプが自動起動した場合は， また，東二の高圧炉心スプレイ系ポ
これらの系統による原子炉水位制御を優先し実施する。

ンプと柏崎の高圧炉心注水系は設

原子炉水位低下による原子炉出力抑制で使用する設備は以下のとおり。

備の相違があるものの機能は同等

・タービン駆動給水ポンプである。

・電動駆動給水ポンプ
・給水制御系
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・高圧炉心スプレイ系ポンプ(e) 制御棒挿入
ATWS が発生した場合に，上記「(a) 原子炉緊急停止」の対応手段を実施しても全制御棒
全挿入が確認できない場合は，自動又は手動操作により制御棒を挿入する手段がある。

(g) 制御棒挿入
ＡＴＷＳが発生した場合に，上記「1.1.1(2)ａ．(a)ⅰ) 原子炉手動スクラム」及び「1.1.1(2)ａ．(a)ⅱ) 代替制御棒挿入機能による制御棒挿入」を実施しても全制御棒全設計方針の相違＊２

挿入又は最大未臨界引抜位置（全制御棒“02”位置）を確認できない場合は，手動操作に

設計方針の相違＊３

よる制御棒挿入により制御棒を挿入する手段がある。
設計方針の相違＊２ⅰ. 制御棒自動挿入
原子炉スクラム信号又は代替制御棒挿入機能作動信号が発信されたにもかかわらず全制御棒が緊急挿入しなかった場合においても,電動駆動にて全制御棒を自動で全挿入する。
電動駆動にて制御棒を自動で挿入する設備は以下のとおり。
・ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）
・制御棒操作監視系
・制御棒
・制御棒駆動機構（電動駆動）
・非常用交流電源設備

9赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
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ⅱ. 制御棒手動挿入
中央制御室でのスクラムテストスイッチ及び原子炉緊急停止系電源スイッチの操作，中央制御室からの手動操作による制御棒電動挿入により制御棒を挿入する。

東海第二

備考

ⅰ) 制御棒挿入
中央制御室でのスクラム・パイロット弁継電器用ヒューズの引抜き操作，現場でのス 東二は「スクラム・パイロット弁計
クラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作，現場でのスクラム個別スイッチの操作， 器用空気系の排気操作」及び「制御中央制御室からの手動操作による制御棒挿入又は現場での制御棒駆動水圧系引抜配管

棒駆動水圧系引抜配管ベント弁か

ベント弁からの排水により制御棒を挿入する。

らの排水」による制御棒の挿入手段を整備しているが，柏崎は設備の違いにより，記載なし。
（以下，設計方針の相違＊５）

水圧駆動にて制御棒を手動で挿入する設備は以下のとおり。

制御棒挿入で使用する設備は以下のとおり。

・スクラムテストスイッチ

・スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ

・原子炉緊急停止系電源スイッチ

・スクラム・パイロット弁計器用空気系配管・弁・制御棒

・スクラム個別スイッチ

・制御棒駆動機構（水圧駆動）

・制御棒手動操作系

・制御棒駆動系配管

・制御棒駆動系配管・弁・制御棒駆動系水圧制御ユニット

・制御棒

記載方針の相違＊２

設計方針の相違＊２

・制御棒駆動機構
・制御棒駆動系水圧制御ユニット
設計方針の相違＊２

制御棒を手動で電動挿入する設備は以下のとおり。
・制御棒操作監視系
・制御棒
・制御棒駆動機構（電動駆動）
・非常用交流電源設備(f) 原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制

東二は「1.1.1(2)a.(f) 原子炉水位

ATWS が発生した場合に，原子炉圧力容器内の水位を低下させることにより原子炉出力を低下による原子炉出力抑制」に整抑制する手段がある。

理。
（比較表ページ 9）10

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
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東海第二

備考

上記「(b) 原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制」の対応手段を実施し東二は「1.1.1(2)a.(f) 原子炉水位ても，原子炉出力が高い場合又は発電用原子炉が隔離状態である場合は，中央制御室から低下による原子炉出力抑制」に整の手動操作にて原子炉圧力容器内の水位（原子炉冷却材の自然循環に必要な水頭圧）を低理。

下させることにより，原子炉冷却材の自然循環量を減少させ，発電用原子炉内のボイド率（比較表ページ 9）を上昇させて原子炉出力を抑制する。
原子炉圧力容器内の水位低下操作により原子炉出力を抑制する設備は以下のとおり。
・給水制御系
・給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ）
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心注水系(g) 重大事故等対処設備と自主対策設備
原子炉緊急停止で使用する設備のうち，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能），制御棒，(h) 重大事故等対処設備と自主対策設備「1.1.1(2)ａ．(a) 原子炉緊急停止」で使用する設備のうち，ＡＴＷＳ緩和設備（代記載方針の相違＊２
記載方針の相違＊３

制御棒駆動機構（水圧駆動），制御棒駆動系配管及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは重替制御棒挿入機能），ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ，制御棒， 柏崎では，設計基準事故対処設備が大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設

制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは重大事故等対処設備として位置づ健全で重大事故等の対処に用いる

計基準拡張）として位置付ける。

ける。

際，これらの設計基準事故対処設備
を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置づけている。
（以下，記載方針の相違＊４）「1.1.1(2)ａ．(b) 選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制」で使用する設備のう

東二は重大事故等対処設備と自主

ち，制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは重大事故等対処設備と 対策設備で整理しており，重大事故
して位置づける。

等対処設備（設計基準拡張）の位置
づけはなし。

原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制で使用する設備のうち，ATWS 緩和「1.1.1(2)ａ．(c) 原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制」で使用する設備

記載方針の相違＊２

設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は重大事故等対処設備として位置付ける。

のうち，ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能），原子炉再循環ポン 記載方針の相違＊３

また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

プ遮断器手動スイッチ及び低速度用電源装置遮断器手動スイッチは重大事故等対処設備

記載方針の相違＊４として位置づける。
自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止で使用する設備のうち，自「1.1.1(2)ａ．(d) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止」で動減圧系の起動阻止スイッチは重大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用交流使用する設備のうち，自動減圧系の起動阻止スイッチは重大事故等対処設備として位置づ 記載方針の相違＊４

電源設備は重大事故等対処設備（ 設計基準拡張）として位置付ける。

ける。

ほう酸水注入で使用する設備のうち，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タン
ク，ほう酸水注入系配管・弁，高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ及び原子炉圧力容器「1.1.1(2)ａ．(e) ほう酸水注入」で使用する設備のうち，ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは重大事故等対処設備として位置づける。

は重大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設
備（設計基準拡張）として位置付ける。

11

記載方針の相違＊２
記載方針の相違＊４

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二「1.1.1(2)ａ．(f) 原子炉水位低下による原子炉出力抑制｣で使用する設備のうち，原

備考
柏崎は「1.1.1(2)a.(g) ・原子炉圧

子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプは重大事故等対処設備として位力容器内の水位低下操作で使用す置づける。

る設備」に整理。
柏崎と手段として相違なし（比較表ページ 13）「1.1.1(2)ａ．(g) 制御棒挿入」で使用する設備のうち，制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは重大事故等対処設備として位置づける。

柏崎は「1.1.1(2)a.(g) ・制御棒駆動機構（電動駆動），制御棒操作監
視系」に整理。
柏崎と手段として相違なし（比較表ページ 13）

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により， 発電用原子炉を緊急に停止できない場合においても原子炉出力を抑制し，発電用原子炉を未臨界にすることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・手動スクラムボタン，原子炉モードスイッチ「停止」

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，原子炉を緊急に停止できない場合においても原子炉の出力を抑制し，原子炉を未臨界に移行することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・手動スクラム・スイッチ及び原子炉モード・スイッチ「停止」

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場

運転時の異常な過渡変化時において，原子炉が自動スクラムしなかった場合に，手合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替

動スクラム・スイッチの操作及び原子炉モード・スイッチを「停止」位置に切り替ええる操作により制御棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，る操作により制御棒のスクラム動作を可能とするための設計基準事故対処設備であ

主スクラム回路を共有しているため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

り，原子炉緊急停止系の回路を共有しているため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
・選択制御棒挿入機構

設計方針の相違＊１

あらかじめ選択された制御棒を自動的に挿入する機能であるため未臨界の維持は困難であるが，原子炉出力を抑制する手段として有効である。
・スクラムテストスイッチ

東二は「1.1.1(2)a.(h) ・スクラム

全制御棒全挿入が完了するまでに時間を要するものの，当該スイッチを操作するこ個別スイッチ」に整理。

とで制御棒の緊急挿入が可能であることから，制御棒を挿入する手段として有効であ（比較表ページ 13）

る。
・原子炉緊急停止系電源スイッチ

東二は「1.1.1(2)a.(h) ・スクラ

原子炉緊急停止系の監視及び操作はできなくなるものの，当該電源スイッチを操作

ム・パイロット弁継電器用ヒュー

し，スクラムパイロット弁電磁コイルの電源を遮断することで，制御棒の緊急挿入がズ」に整理。

可能であることから，制御棒を挿入する手段として有効である。

（比較表ページ 13）12

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.1.1(2)a.(h) 「1.1.1(2)・制御棒駆動機構（電動駆動），制御棒操作監視系

ａ．(g) 制御棒挿入」で使用する

全制御棒全挿入が完了するまでに時間を要するものの，スクラムテストスイッチ若
しくは原子炉緊急停止系電源スイッチの操作により制御棒を水圧駆動で挿入完了す

設備説明文及び「・制御棒手動操作

るまでの間，又はこれらの操作が実施できない場合に，電動駆動で制御棒を挿入する系」」に整理。

手段として有効である。なお，電動駆動で制御棒を挿入する手段には原子炉スクラム（比較表ページ 9 及び比較表ページ

信号又は代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入及び制御棒操作監視

11）

系にて選択した制御棒の手動挿入がある。
・原子炉圧力容器内の水位低下操作で使用する設備
耐震性がないものの，常用電源が健全であれば給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ）

・タービン駆動給水ポンプ，電動駆動給水ポンプ及び給水制御系
耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，原子炉への注水量の調整がによる原子炉圧力容器への給水量の調整により原子炉圧力容器内の水位を低下でき可能であれば，原子炉水位を低下させることができ，原子炉出力を抑制する手段としることから，原子炉出力を抑制する手段として有効である。なお，原子炉隔離時冷却て有効である。なお，原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプが自系又は高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水が行われている場合は，これら動起動した場合は，これらの系統による原子炉水位制御を優先する。

による原子炉圧力容器内の水位制御を優先する。
・スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ

柏崎は「1.1.1(2)a.(g) ・原子炉緊

全制御棒全挿入完了までに時間を要し，想定する事故シーケンスグループに対して 急停止系電源スイッチ」に整理。
有効性を確認できないが，スクラム・パイロット弁電磁コイルの電源を遮断すること 柏崎と手段として相違なし。
で，制御棒をスクラム動作させられるため，制御棒を挿入する手段として有効である。 （比較表ページ 12）・スクラム・パイロット弁計器用空気系配管・弁設計方針の相違＊５

全制御棒全挿入完了までに時間を要し，想定する事故シーケンスグループに対して有効性を確認できないが，現場に設置してある計器用空気系配管内の計器用空気を排出し，スクラム弁ダイアフラムの空気圧を喪失させることでスクラム弁を開とすることが可能であることから，制御棒を挿入する手段として有効である。
・スクラム個別スイッチ

柏崎は「1.1.1(2)a.(g) ・スクラム

全制御棒全挿入完了までに時間を要し，想定する事故シーケンスグループに対して テストスイッチ」に整理。
有効性を確認できないが，現場に設置してある当該スイッチを操作することで制御棒 柏崎と手段として相違なし。
のスクラム動作が可能であることから，制御棒を挿入する手段として有効である。
・制御棒手動操作系（比較表ページ 12）
柏崎は「1.1.1(2)a.(g) ・制御棒駆

全制御棒全挿入完了までに時間を要し，想定する事故シーケンスグループに対して 動機構（電動駆動），制御棒操作監
有効性を確認できないが，制御棒を手動にて挿入する手段として有効である。

視系」に整理。
柏崎と手段として相違なし。
（比較表ページ 13）13

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
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東海第二・制御棒駆動系配管・弁備考
設計方針の相違＊５

制御棒駆動系配管にホースを接続し，制御棒駆動水圧系引抜配管ベント弁から排水するため，全制御棒全挿入完了までに時間を要し，想定する事故シーケンスグループ
に対して有効性を確認できないが，制御棒を挿入する手段として有効である。

b. 手順等
上記「a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。これらの手順は，ATWS 時における運転員による一連の対応として事故時運転操作手順書（徴候ベース）（以下「EOP」という。）に定める（第 1.1.1 表）。

ｂ．手順等
上記「ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
この手順は，ＡＴＷＳ時における運転員等※４による一連の対応操作として，「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」に定める（第1.1－1表）。

東二は「技術的能力 1.0 重大事故対策における共通事項（添付資料
1.0.10 重大事故等発生時の体制について）」より，当直運転員と重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が重大事故等の対応に当たることとしている。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器についても整理する（第 1.1.2 表）。

また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する（第1.1－2表，第1.1－3表）。

東二は事故時（異常な過渡変化時）において給電が必要となる設備として「第 1.1－3 表」に「審査基準における要求事項毎の給電対象設備」を整備する。

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

14

運転員等の定義を追記。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
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東海第二1.1.2 重大事故等時の手順

1.1.2 重大事故等時の手順

1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) EOP「スクラム」（原子炉出力）(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）運転時の異常な過渡変化時において，原子炉自動スクラム信号が発信した場合又は原子炉手運転時の異常な過渡変化時において，原子炉自動スクラム信号が発信した場合又は原子炉を動スクラム操作を実施した場合は，原子炉スクラムの成否を確認するとともに，原子炉モード

手動スクラムした場合は，スクラムの成否を確認するとともに，原子炉モード・スイッチを「停スイッチを「停止」位置に切り替えることにより原子炉スクラムを確実にする。

止」位置に切り替えることにより原子炉スクラムを確実にする。

a. 手順着手の判断基準

ａ．手順着手の判断基準

原子炉自動スクラム信号が発信した場合又は原子炉手動スクラム操作をした場合。

備考

以下のいずれかの状況に至った場合。
①原子炉自動スクラム信号が発信した場合②原子炉を手動スクラムした場合

b. 操作手順
EOP「スクラム」（原子炉出力）における操作手順の概要は以下のとおり。各手順の成功

ｂ．操作手順

設備運用・設計，体制の違いに起因

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）における手順 する記載の相違はあるが，実態としは，全制御棒全挿入ランプの点灯及び原子炉出力の低下により確認する。手順の対応フローの概要は以下のとおり。手順の成功は，制御棒位置表示が挿入されていること，又は原子炉 て記載内容に違いはないことからを第 1.1.2 図に，タイムチャートを第 1.1.3 図に示す。

出力が低下していることにより確認する。

操作手順に限り色別化は省略する。

タイムチャートを第1.1－2図に示す。

なお，操作手順は発電長の指示と運①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に原子炉スクラム状況の確認を指示する。原子炉スクラムが成功していない場合は，原子炉手動スクラム操作及び手動による代替制御棒挿入操作を指示する。
②中央制御室運転員 A は，スクラム警報の発生の有無，制御棒の挿入状態及び原子炉出力の低下の状況を状態表示にて確認する。
③中央制御室運転員 A は，原子炉スクラムが成功していない場合は，原子炉手動スクラム
操作及び手動による代替制御棒挿入操作を実施する。
④中央制御室運転員 A は，原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える。
⑤当直副長は，上記④の操作を実施しても全制御棒全挿入とならず，未挿入の制御棒がペアロッド 1 組又は制御棒 1 本よりも多い場合は，ATWS と判断し，中央制御室運転員にEOP「反応度制御」への移行を指示する。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉スクラム状況の確認を指示 転員等の報告が対となる構成としする。
②運転員等は中央制御室にて，スクラム警報の発生の有無，制御棒の挿入状態及び原子炉出力の低下の状況を状態表示等により確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に原子炉スクラムが成功していない場合は，手動スクラム・スイッ
チによる原子炉手動スクラムを指示する。
④運転員等は中央制御室にて，原子炉スクラムが成功していない場合は，手動スクラム・
スイッチにより原子炉手動スクラムを実施し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等に原子炉モード・スイッチを「停止」位置に切り替えるように指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉モード・スイッチを「停止」位置に切り替えを実施
し，発電長に報告する。
⑦発電長は，運転員等に上記④及び⑥の操作を実施しても全制御棒が全挿入位置とならず，最大未臨界引抜位置（全制御棒“02”位置）まで挿入されない場合は，ＡＴＷＳと判断し，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」への移行を指示
する。

15

ている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
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c. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから EOP「反応度制御」への移行まで 1 分以内で可能である。

東海第二ｃ．操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断

備考
設備及び体制の違いによる記載内
容の相違してから非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」への移行まで2分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

(2) EOP「反応度制御」ATWS 発生時に，発電用原子炉を安全に停止させる。
a. 手順着手の判断基準(2) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」ＡＴＷＳ発生時に，原子炉を安全に停止させる。
ａ．手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。

EOP「スクラム」（原子炉出力）の操作を実施しても，ペアロッド 1 組又は制御棒 1 本よりも多くの制御棒が未挿入の場合。

①非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）の操作を実設計方針の相違＊３

施しても，全制御棒が全挿入位置又は最大未臨界引抜位置（全制御棒“02”位置）まで
挿入されない場合

なお，制御棒操作監視系の故障により，制御棒の位置が確認できない場合も ATWS と判断する。
b. 操作手順
EOP「反応度制御」における操作手順の概要は以下のとおり。各手順の成功は，全制御棒
全挿入ランプの点灯及び原子炉出力の低下により確認する。手順の対応フローを第 1.1.4 図に，概要図を第 1.1.5 図に，タイムチャートを第 1.1.6 図に示す。

②非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）において，制御棒位置指示が確認できない場合
ｂ．操作手順非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」における手順の概要は以下 する記載の相違はあるが，実態としのとおり。

平均出力領域計装指示値が3％以上の場合に，代替原子炉再循環ポンプトリップ機能に動阻止操作を指示する。

よる原子炉再循環ポンプの自動トリップ状況の確認を指示する。

循環ポンプの自動停止状況を状態表示にて確認する。代替冷却材再循環ポンプ・トリッ
プ機能が作動していない場合又は原子炉冷却材再循環ポンプが部分台数のみ停止している場合は，手動操作により停止していない原子炉冷却材再循環ポンプを停止する。
③中央制御室運転員 A は，
自動減圧系及び代替自動減圧系の自動起動阻止操作を実施する。

なお，操作手順は発電長の指示と運①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に平均出力領域計装の確認を指示し， 転員等の報告が対となる構成としンプ停止による原子炉出力の抑制操作，並びに自動減圧系及び代替自動減圧系の自動起②中央制御室運転員 A は，代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能による原子炉冷却材再て記載内容に違いはないことから

概要図を第1.1－3図及び第1.1－4図に，原子炉出力－サプレッション・プール水温度相関 操作手順に限り色別化は省略する。
曲線を第1.1－5図に，タイムチャートを第1.1－6図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に原子炉冷却材再循環ポ

設備運用・設計，体制の違いに起因②運転員等は中央制御室にて，代替原子炉再循環ポンプトリップ機能による原子炉再循環
ポンプの自動トリップ状況を状態表示等により確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に代替原子炉再循環ポンプトリップ機能が作動していない場合は，
原子炉再循環ポンプを手動で停止するように指示する。
④運転員等は中央制御室にて，手動操作により原子炉再循環ポンプの停止を実施し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等に自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止操作を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，自動減圧系の起動阻止スイッチにより，自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の自動起動阻止操作を実施し，発電長に報告する。

16

ている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

④当直副長は，原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力の抑制操作，並びに自動⑦発電長は，運転員等に自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止操作 設備運用・設計，体制の違いに起因

減圧系及び代替自動減圧系の自動起動阻止操作が完了したことを確認し，中央制御室運後，ほう酸水注入系の起動操作，原子炉水位低下操作，制御棒の挿入操作を同時に行う する記載の相違はあるが，実態とし転員にほう酸水注入系の起動操作，原子炉圧力容器内の水位低下操作及び制御棒の挿入ことを指示する。なお，同時に実施することが不可能な場合は，ほう酸水注入系の起動 て記載内容に違いはないことから操作を同時に行うことを指示する。同時に行うことが不可能な場合は，ほう酸水注入系

操作，原子炉水位低下操作，制御棒の挿入操作の順で優先させる。

操作手順に限り色別化は省略する。
なお，操作手順は発電長の指示と運の起動操作，原子炉圧力容器内の水位低下操作，制御棒の挿入操作の順で優先させる。

転員等の報告が対となる構成とし【ほう酸水注入系の起動操作】⑤中央制御室運転員 A は，ほう酸水注入系ポンプ(A)又は(B)の起動操作（ほう酸水注入系⑧発電長は，運転員等にサプレッション・プール水の温度が原子炉出力－サプレッショ

起動用キー・スイッチを「ポンプ A」位置（B 系を起動する場合は「ポンプ B」位置）にン・プール水温度相関曲線の「ほう酸水注入系起動領域」に近接した場合又は中性子束することで，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁が全開となり，ほ振動が確認された場合に，ほう酸水注入系の起動操作を指示する。

う酸水注入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始される。）を実⑨運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又はほう酸水注入ポンプ（Ｂ）

施し，併せて，ほう酸水注入系タンク液位指示値の低下，平均出力領域モニタ指示値及の起動操作（ほう酸水注入系起動用キー・スイッチを「ＳＹＳ Ａ」位置（Ｂ系を起動

び起動領域モニタ指示値の低下を確認する。

する場合は，「ＳＹＳ Ｂ」位置）にする。）を実施することにより，ほう酸水貯蔵タン
ク出口弁及びほう酸水注入系爆破弁が開となり，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又はほう酸
水注入ポンプ（Ｂ）が起動し，原子炉へのほう酸水注入が開始されたことをほう酸水貯蔵タンク液位の低下，平均出力領域計装指示値及び起動領域計装指示値の低下により確認した後，発電長に報告する。
⑩発電長は，運転員等に逃がし安全弁からの蒸気流入によるサプレッション・プール水の温度上昇を抑制するため，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプの起動を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプを起動し，発電長に報告する。
⑫発電長は，サプレッション・プール水温度指示値が106℃に近接した場合は，運転員等にサプレッション・プールを水源として運転している原子炉隔離時冷却系の停止操作を指示する。
⑬運転員等は中央制御室にて，手動操作により原子炉隔離時冷却系の停止操作を実施し，発電長に報告する。

17

ている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
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東海第二【原子炉水位低下操作】

備考
設備運用・設計，体制の違いに起因⑭発電長は，平均出力領域計装指示値が55％以上の場合又は原子炉が隔離状態において平 する記載の相違はあるが，実態とし均出力領域計装指示値が3％以上の場合に，運転員等に原子炉水位低下操作を指示する。 て記載内容に違いはないことから⑥中央制御室運転員 A は，原子炉出力が 60%以上の場合又は発電用原子炉が隔離状態であ⑮運転員等は中央制御室にて，平均出力領域計装指示値が55％以上の場合又は原子炉が隔 操作手順に限り色別化は省略する。
なお，操作手順は発電長の指示と運る場合は，給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注

離状態において平均出力領域計装指示値が3％以上の場合は，給水系（タービン駆動給水系による原子炉圧力容器への注水量を減少させ，原子炉圧力容器内の水位を低下させ

水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の注 転員等の報告が対となる構成としることで原子炉出力を 3%以下に維持する。

水量を減少させ，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点を下限とし，原子炉圧力容器 ている。

原子炉出力を 3%以下に維持できない場合は，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低内の水位を低下させることで原子炉出力を平均出力領域計装指示値で3％未満に維持し（レベル 1.5）以上に維持するよう原子炉圧力容器内の水位低下操作を実施する。

た後，発電長に報告する。なお，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動した場合は，これらの系統による原子炉水位制御を優先し実施する。
⑯運転員等は中央制御室にて，原子炉出力を平均出力領域計装指示値で3％未満に維持できない場合は，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位異常低下（レベル１）設定点より＋500mm ～ ＋1,500mmに維持するように原子炉水位低下操作を実施し，発電長に報告する。
【制御棒の挿入操作】⑰発電長は，運転員等に制御棒の挿入操作を指示する。

⑦中央制御室運転員 A 及び B は，以下の操作により制御棒を挿入する。

⑱運転員等は中央制御室又は原子炉建屋原子炉棟にて，以下の操作により制御棒の挿入を

・原子炉手動スクラム操作実施し，発電長に報告する。なお，以下の操作は全制御棒全挿入位置又は最大未臨界引・手動操作による代替制御棒挿入機能の作動

抜位置（全制御棒“02”位置）まで挿入された時点で，操作を完了する。

・スクラムテストスイッチの操作

・スクラム弁が閉の場合には，以下の操作を実施する。

・原子炉緊急停止系電源スイッチの操作

ⅰ) 中央制御室にて，代替制御棒挿入機能を手動で作動させる。

・制御棒手動挿入操作(制御棒自動挿入が作動しない場合)

ⅱ) 中央制御室にて，選択制御棒挿入機構を手動で作動させる。

⑧当直副長は，上記⑦の操作を実施中に制御棒をペアロッド１組以下まで挿入完了した場
合又は未挿入の制御棒を 16 ステップ以下（0 ステップが全挿入位置，200 ステップが全引抜き位置）まで挿入完了した場合は，中央制御室運転員にほう酸水注入系の停止を指示する。

ⅲ) 中央制御室にて，スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズの引抜き操作を実施する。
ⅳ) 原子炉建屋原子炉棟にて，スクラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作を実施する。

制御棒を挿入できなかった場合は，ほう酸水の全量注入完了を確認し，中央制御室運転
員にほう酸水注入系の停止を指示する。

18

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二・スクラム弁が開の場合には，以下の操作を実施する。

備考
設備運用・設計，体制の違いに起因

ⅰ) 中央制御室にて，原子炉スクラムをリセットした後，手動スクラム・スイッチに する記載の相違はあるが，実態としよる原子炉手動スクラムを実施する。

て記載内容に違いはないことからⅱ) 中央制御室にて，原子炉スクラムをリセットした後，原子炉建屋原子炉棟にて， 操作手順に限り色別化は省略する。
スクラム個別スイッチによるスクラム操作を実施する。

なお，操作手順は発電長の指示と運ⅲ) 中央制御室にて，原子炉圧力容器内の圧力と制御棒駆動水圧系駆動水圧力の差圧 転員等の報告が対となる構成としを確保し，手動操作による制御棒挿入を実施する。原子炉圧力容器内の圧力と制 ている。
御棒駆動水圧系駆動水圧力の差圧が確保できない場合は，制御棒駆動水ポンプの予備機起動又は原子炉建屋原子炉棟にて，アキュムレータ充填水ヘッダ元弁を閉にする。
ⅳ) 原子炉建屋原子炉棟にて，制御棒駆動水圧系引抜配管ベント弁からの排水を実施
し，制御棒を手動挿入する。
⑲発電長は，運転員等に上記⑱の操作により全制御棒全挿入位置又は全制御棒が最大未臨
界引抜位置（全制御棒“02”位置）までの挿入に成功した場合は，ほう酸水注入ポンプの停止を指示する。
制御棒が挿入できない場合は，ほう酸水の全量注入完了を確認し，ほう酸水注入ポンプの停止を指示する。
⑳運転員等は中央制御室にて，全制御棒全挿入位置又は全制御棒の最大未臨界引抜位置（全制御棒“02”位置）までの挿入に成功した場合に，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又はほう酸水注入ポンプ（Ｂ）を停止し，発電長に報告する。
制御棒が挿入できない場合は，ほう酸水の全量注入完了を確認した後，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又はほう酸水注入ポンプ（Ｂ）を停止し，発電長に報告する。
発電長は，運転員等に原子炉未臨界の確認を指示する。
運転員等は中央制御室にて，平均出力領域計装及び起動領域計装により原子炉未臨界を確認し，発電長に報告する。

19

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
c. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開

東海第二ｃ．操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断

始を判断してからの各操作の所要時間は以下のとおり。

してから制御棒の挿入操作が完了するまでの所要時間は以下のとおり。

・原子炉冷却材再循環ポンプ手動停止：1 分以内

・代替原子炉再循環ポンプトリップ機能の作動確認完了：1 分以内

・自動減圧系，代替自動減圧系の自動起動阻止：1 分以内

・自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の起動阻止操作完了：2分以内

・ほう酸水注入開始：1 分以内

・ほう酸水注入系の起動操作完了：4分以内

・原子炉圧力容器内の水位低下操作開始： 分以内

・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）操作完了：18分以内

・制御棒挿入操作開始：2 分以内

・原子炉水位低下操作開始：4分以内

・スクラムテストスイッチ操作完了：約 7 分・代替制御棒挿入機能による制御棒挿入操作完了：14分以内

・原子炉緊急停止系電源スイッチ操作完了：約 10 分・選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制操作完了：15分以内
・スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ引抜き操作完了：28分以内
・原子炉スクラム・リセット後の手動スクラム操作完了：23分以内
・原子炉圧力容器内の圧力と制御棒駆動水圧系駆動水圧力の差圧確保後の手動操作による制御棒挿入操作完了：329分以内
現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してから制御棒の挿入操作が完了するまでの所要時間は以下のとおり。
・スクラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作完了：73分以内
・スクラム個別スイッチによる制御棒挿入操作完了：128分以内
・制御棒駆動水圧系の引抜配管ベント弁からの排水操作完了：982分以内
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

20

備考
設備及び体制の違いによる記載内
容の相違。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(3) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.1.7 図に示す。

東海第二

備考

(3) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第
1.1－7図に示す。

運転時の異常な過渡変化時において，発電用原子炉の運転を緊急に停止すべき状況にもかか

運転時の異常な過渡変化の発生時に，ＡＴＷＳが発生した場合，非常時運転手順書Ⅱ（徴候わらず，全制御棒が発電用原子炉へ全挿入されない場合，EOP「スクラム」（原子炉出力）にベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）対応に従い，中央制御室から速やかに操作が従い，中央制御室から速やかに操作が可能である手動スクラムボタンの操作，手動による代替可能である手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラム及び原子炉モード・スイッチを制御棒挿入操作及び原子炉モードスイッチの「停止」位置への切替え操作により，発電用原子「停止」位置に切り替えを実施し，原子炉を緊急停止する。

炉を緊急停止させる。
手動スクラムボタンの操作，手動による代替制御棒挿入操作及び原子炉モードスイッチの手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラム及び原子炉モード・スイッチを「停止」 東二は対応手段や優先順位を具体「停止」位置への切替え操作を実施しても発電用原子炉の緊急停止ができない場合は，原子炉位置に切り替えを実施しても全制御棒が全挿入若しくは最大未臨界引抜位置（全制御棒“02” 的内容に記載。

停止機能喪失と判断する。EOP「反応度制御」に従い，原子炉冷却材再循環ポンプ停止による位置）まで挿入されない場合，又は制御棒位置指示が確認できない場合は，原子炉停止機能喪

原子炉出力の抑制操作，並びに自動減圧系及び代替自動減圧系の自動起動阻止操作を行うとと失と判断する。非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」対応に従い，原もに，発電用原子炉を未臨界にするため，ほう酸水注入系を速やかに起動させる。

子炉出力が3％以上の場合は，原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制操作を行うとともに，自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の自動起動を阻止し，ほう酸水注入系の起動操作，原子炉水位低下操作，制御棒の挿入操作を同時並行で実施する。同時に実行不可の場合は，ほう酸水注入系の起動操作，原子炉水位低下操作，制御棒の挿入操作の順で優先させる。
ほう酸水注入系により原子炉を未臨界へ移行させるため，サプレッション・プール水の温度が原子炉出力－サプレッション・プール水温度相関曲線の「ほう酸水注入系起動領域」に近接した場合，又は中性子束振動が確認された場合には，ほう酸水注入ポンプを速やかに起動する。
原子炉水位低下による原子炉出力抑制を実施するため，給水系（タービン駆動給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系により原子炉圧力容器

また，原子炉出力を抑制するため，原子炉圧力容器内の水位低下操作を行う。

への注水量を減少させ，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点を下限とし，原子炉水位を原
子炉出力3％未満に維持できるように原子炉圧力容器内の水位を低下させる。原子炉出力を3％未満に維持できない場合は，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位異常低下（レベル１）設定点より＋500mm ～ ＋1,500mmに維持するように原子炉水位低下操作を実施する。なお，原子炉
隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動した場合は，これらの系統による原子炉水位制御を優先し実施する。
制御棒挿入により原子炉を未臨界へ移行させるため，スクラム弁が閉の場合は，手動操作により代替制御棒挿入機能を作動し，制御棒を挿入する。

さらに，制御棒挿入により発電用原子炉を未臨界にするため，スクラム弁の開閉状態に合わせた操作により全制御棒挿入操作を行う。

21

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

手動操作による代替制御棒挿入機能により制御棒が挿入できない場合は，選択制御棒挿入機 東二は対応手段や優先順位を具体構によりあらかじめ選択されている制御棒を挿入することにより原子炉の出力を抑制し，スク 的内容に記載。
ラム・パイロット弁継電器用ヒューズの引抜き操作又はスクラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作による制御棒の挿入を実施する。
制御棒挿入により原子炉を未臨界へ移行させるため，スクラム弁が開の場合は，原子炉スク
ラムをリセットした後，手動スクラム・スイッチにより原子炉手動スクラムを実施する。
手動スクラム・スイッチにより原子炉手動スクラムを実施しても原子炉を緊急停止できない
場合は，原子炉スクラムをリセットした後，スクラム個別スイッチにより制御棒を挿入する。
スクラム個別スイッチによる制御棒が挿入できない場合は，原子炉圧力容器内の圧力と制御
棒駆動水圧系駆動水圧力の差圧を確保し，手動操作による制御棒挿入を実施する。
制御棒の手動挿入による制御棒挿入ができない場合は，制御棒駆動水圧系の引抜配管ベント
弁から排水し，制御棒を挿入する。
1.1.2.2 その他の手順項目について考慮する手順

1.1.2.2 その他の手順項目について考慮する手順
ほう酸水注入ポンプ，電動弁及び監視計器への電源供給手順については，「1.14電源の確保 東二は事故時（異常な過渡変化時）に関する手順等」にて整備する。

に給電が必要となる設備等につい

非常用交流電源設備への燃料給油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて て具体的な電源供給手順及び電源設備への燃料補給手順を技術的能整備する。

力「1.14 電源の確保に関する手順等」に整備することを記載。
操作の判断， 確認に係る計装設備に関する手順は「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

22

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

第 1.1.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第1.1－1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

東二は設計基準事故対処設備に対対応手段，対処設備，手順書一覧（1/2）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／12）

し，重大事故等対処設備（設計基準（フロントライン系故障時）（フロントライン系故障時）拡張）としての位置付けをしない。

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手動スクラムボタン ※1
原子炉モードスイッチ「停止」 ※1
制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）
制御棒駆動系配管
制御棒駆動系水圧制御ユニット

原子炉緊急停止系

対応
手段

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

却水源等），関連設備（水源・流路・電源等）に分けて整理している。
東二は設備名で統一している。
また，東二は１つの手段につき１つの表で示している。

手動スクラム・スイッチ
原子炉モード・スイッチ「停止」（以下，第 1.1－1 表において同様）
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）等

重大事故等対処設備

関連設備

制御棒駆動系配管・弁自主対策設備原子炉手動スクラム

フロントライン系故障※1：発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御
棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※2：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※3：代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入機能がある。
※4：制御棒自動挿入は，運転員による操作不要の制御棒挿入機能である。

23

東二は対応設備を主要設備（主たるポンプ・除熱のための熱交換器や冷※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止

非常用交流電源設備

重大事故等
対処設備

自動減圧系の起動阻止スイッチ

原子炉緊急停止系

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備

重大事故等
対処設備

原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制

フロントライン系故障時

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能） ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備

分類

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）重大事故等対処設備

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能） ※2
制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）
制御棒駆動系配管
制御棒駆動系水圧制御ユニット

手順書

重大事故等対処設備

対処設備

自主対策設備

対応
手段

原子炉手動
スクラム

分類

設計方針の相違＊１～５（以下，第 1.1－1 表において同様）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（2/2）

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／12）（フロントライン系故障時）（フロントライン系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応
手段

整備する手順書※１

対応設備

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）※２，※３
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ※３
制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

重大事故等対処設備

制御棒駆動系配管・弁
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機 燃
料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃
料移送ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

代替制御棒挿入機能による制御棒挿入

フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」自主対策設備

制御棒手動挿入（電動挿入）

制御棒操作監視系
制御棒
制御棒駆動機構（電動駆動）
非常用交流電源設備

自主対策設備

制御棒手動挿入（水圧挿入）

フロントライン系故障時

スクラムテストスイッチ
原子炉緊急停止系電源スイッチ
制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）
制御棒駆動系配管
制御棒駆動系水圧制御ユニット－ ※4
自主対策設備

制御棒自動挿入（電動挿入）ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）※2，※3
制御棒操作監視系
制御棒
制御棒駆動機構（電動駆動）
非常用交流電源設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」重大事故等対処設備（設計基準拡張）

ほう酸水注入非常用交流電源設備

分類

主要設備

ほう酸水注入系ポンプ
ほう酸水注入系貯蔵タンク
ほう酸水注入系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器

手順書

重大事故等
対処設備

原子炉緊急停止系

対処設備

備考

非常時運転手順書Ⅱ（徴
候ベース）
原子炉制御
「反
応度制御」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

自主対策設備原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制

給水制御系
給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系※1：発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御
棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※2：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※3：代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入機能がある。
※4：制御棒自動挿入は，運転員による操作不要の制御棒挿入機能である。

24

柏崎は比較表ページ 23 に記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／12）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」等

関連設備

制御棒駆動系配管・弁
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機 燃
料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃
料移送ポンプ

重大事故等対処設備

選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制

フロントライン系故障

選択制御棒挿入機構

重大事故等対処設備

制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

原子炉緊急停止系

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

25

設計方針の相違＊1

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／12）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポ
ンプトリップ機能）※３
原子炉再循環ポンプ遮断器手動スイッチ※３低速度用電源装置遮断器手動スイッチ※３

重大事故等対処設備

関連設備

原子炉再循環ポンプ遮断器
低速度用電源装置遮断器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機 燃
料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃
料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制

フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

26

柏崎は比較表ページ 23 に記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／12）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自動減圧系の起動阻止スイッチ

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」等※４

非常用交流電源設備
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機 燃
料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃
料移送ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止

フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

27

柏崎は比較表ページ 23 に記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／12）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水貯蔵タンク

重大事故等対処設備

関連設備

ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機 燃
料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃
料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

ほう酸水注入フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

28

柏崎は比較表ページ 24 に記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／12）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」等

自主対策設備タービン駆動給水ポンプ
電動駆動給水ポンプ
給水制御系

重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

主要設備

原子炉水位低下による原子炉出力抑制

フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

29

柏崎は比較表ページ 24 に記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／12）
柏崎は比較表ページ 24 に記載。

（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」等

重大事故等対処設備

関連設備

制御棒駆動系配管・弁自主対策設備

スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ

重大事故等対処設備

制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

主要設備

制御棒挿入（スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズの引抜き操作）

フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

30

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊5

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／12）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」等

重大事故等対処設備

関連設備

制御棒駆動系配管・弁自主対策設備

スクラム・パイロット弁計器用空気系配管・弁重大事故等対処設備

制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

主要設備

制御棒挿入（スクラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作）

フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

31

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 24 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／12）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」等

重大事故等対処設備

関連設備

制御棒駆動系配管・弁自主対策設備

スクラム個別スイッチ

重大事故等対処設備

制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

主要設備

制御棒挿入（スクラム個別スイッチの操作）

フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

32

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 24 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／12）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」等

関連設備

制御棒駆動系配管・弁
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機 燃
料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃
料移送ポンプ

重大事故等対処設備

制御棒挿入（手動操作による制御棒挿入）

フロントライン系故障

制御棒手動操作系

重大事故等対処設備

制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

原子炉緊急停止系

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

33

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊5

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／12）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設備

制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」等制御棒駆動系配管・弁自主対策設備

制御棒挿入（制御棒駆動水圧系引抜配管ベント弁からの排水）フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

34

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

第 1.1.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

第 1.1－2 表 重大事故等対処に係る監視計器

東二は監視計器について，重大事故

監視計器一覧（1/2）

等対処設備としての要求（耐性等）

監視計器一覧（1／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手段

監視パラメータ（計器）1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)EOP「スクラム」（原子炉出力）重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）でないものとの区別を注記してい1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）スクラム発生の有無

スクラム警報スクラム要素原子炉自動スクラムに至るパラメータの変化

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域モニタ

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉スクラム確認

原子炉スクラム確認

スクラム警報全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系※２
平均出力領域計装※１，※３
起動領域計装※１，※３

プラント停止状態

スクラム警報全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系※２

未臨界の監視平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

操作

操作

平均出力領域モニタ

判断基準

判断基準

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急
挿入（手動）る（詳細は 1.15（事故時の計装に関する手順等）にて整理する）。
（以下，第 1.1－2 表において同様）

原子炉手動スクラム

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）を満たし設計されているもの，そう原子炉手動スクラム

原子炉出力
起動領域モニタ※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

35

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（2/2）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

操作

RIP－ASD 受電遮断器表示灯

原子炉冷却材再循環ポンプ運転状態

原子炉冷却材再循環ポンプ表示灯

原子炉出力

平均出力領域モニタ
起動領域モニタプラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

ADS 及び SA－ADS 起動阻止状態

ADS 及び SA－ADS 起動阻止状態表示灯

未臨界の維持又は監視

平均出力領域モニタ
起動領域モニタ
ほう酸水注入系ポンプ出口圧力
ほう酸水注入系タンク液位

操作
操作

ほう酸水注入原子炉冷却材浄化系運転状態

原子炉冷却材浄化系隔離弁表示灯

原子炉スクラム成功確認

原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制
自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上
昇防止

操作

RIP－ASD 受電遮断器開放状態

ほう酸水注入事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制

原子炉出力

平均出力領域モニタ
起動領域モニタ

原子炉隔離状態の有無

主蒸気隔離弁開閉表示灯

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA）

操作

代替制御棒挿入機能による制御棒緊
急挿入（手動）制御棒手動挿入操作

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心注水系(B)系統流量
高圧炉心注水系(C)系統流量

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系タービン排気圧力
原子炉隔離時冷却系タービン回転速度
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域モニタ
起動領域モニタプラント停止状態

スクラム弁開閉表示
全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域モニタ
起動領域モニタ

原子炉水位低下による原子
炉出力抑制

操作

操作

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」原子炉圧力容器への注水量

操作

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

操作

判断基準

プラント停止状態

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」監視パラメータ（計器）1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(2) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」

判断基準

判断基準

原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制（手動）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(2)EOP「反応度制

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」備考

監視計器一覧（2／3）

対応手段

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」東海第二原子炉スクラム成功確認

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系※２
平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

原子炉出力

平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

原子炉再循環ポンプ運転状態

原子炉再循環ポンプ表示灯

自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の起動阻止状態

自動減圧系及び過渡時自動減圧機能起動
阻止状態表示灯

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系※２

未臨界の監視平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

原子炉圧力容器への注水量

ほう酸水貯蔵タンク液位

最終ヒートシンクによる冷却状態の確認

サプレッション・プール水温度※１
残留熱除去系系統流量※１
残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１
残留熱除去系海水系系統流量※１

補機監視機能局所出力領域計装
ほう酸水注入ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力

原子炉出力

平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

原子炉隔離状態の有無

主蒸気隔離弁開閉表示灯

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

36

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 35 及び 36 に記

監視計器一覧（3／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(2) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」操作

選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制操作

代替制御棒挿入機能による
制御棒挿入

操作

制御棒挿入

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系※２

未臨界の監視平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系※２

原子炉出力

平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系※２

未臨界の監視平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

補機監視機能制御棒駆動水圧系駆動水ヘッダ差圧※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

37載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

第 1.1－3 表 審査基準における要求事項毎の給電対象設備

東二は事故時（異常な過渡変化時）において給電が必要となる設備と対象条文

供給対象設備

給電元
給電母線

して「第 1.1－3 表」に「審査基準における要求事項毎の給電対象設

ほう酸水注入ポンプ

非常用交流電源設備
モータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセンタ」を「ＭＣＣ」
という。
） ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

ほう酸水注入系 弁

非常用交流電源設備
ＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系【1.1】
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

38備」を整備する。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成。

39

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成しており，機能喪失原因対策分析（補足）は作成しない。

40

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP フローチャートについて
は個別の各逐条資料には記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整
理する。

41

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

42

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP フローチャートについて
は個別の各逐条資料には記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整
理する。

43

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はＡＴＷＳ緩和設備概要図を記載。

44

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

45

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二「原子炉出力―サプレッション・プール水温度相関曲線」（設計方針の相違＊４）46

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

47

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 27 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

48

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

東海第二

備考

1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等＜＜ 目 次 ＞
1.2.1 対応手段と設備の選定

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

目 次 ＞

ａ．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備

東二は設計基準事故対処設備
を重大事故等対処設備として使用するため，対応手段と設備を選定し整理する。なお，
柏崎は「1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順」にて整理している。
（比較表ページ 3）

a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ｂ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却(a) 高圧代替注水系による原子炉注水(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備

東二は「1.2.1(2)ｂ．(a)高圧
代替注水系による原子炉注水」で使用する設備に自主対策設備はない。
（比較表ページ 12）

b. サポート系故障時の対応手段及び設備

ｃ．サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の発電用原子炉の冷却(a) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水(b) 復旧(b) 復旧(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備(c) 重大事故等対処設備

東二は「1.2.1(2)ｃ．(a) 全

c. 監視及び制御

ｄ．監視及び制御

交流動力電源喪失及び常設直(a) 監視及び制御(a) 監視及び制御

流電源系統喪失時の原子炉注(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

水」「同(ｂ)復旧」で使用する

d. 重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備

ｅ．重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備

設備に自主対策設備はない。

(a) 重大事故等の進展抑制(a) 重大事故等の進展抑制（比較表ページ 17）(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

e. 手順等ｆ．手順等

1

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.2.2 重大事故等時の手順

東海第二
1.2.2 重大事故等時の手順
1.2.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順

柏崎は「1.2.2.4 重大事故等(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水対処設備（設計基準拡張）と(2) 高圧炉心スプレイ系による原子炉注水

して整理（比較表ページ 3）

1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.2.2.2 フロントライン系故障時の対応手順(1) 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水(1) 高圧代替注水系による原子炉注水

a. 中央制御室からの高圧代替注水系起動

備考

ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動条文要求である現場操作は全交流動力電源喪失及び常設直b. 現場手動操作による高圧代替注水系起動流電源系統喪失を想定した場合の手段であるため，東二は「現場での人力操作による高圧代替注水系起動」手順をサポート系故障時のみに整備する。
（以下，設計方針の相違＊１）(2) 重大事故等時の対応手段の選択(2) 重大事故等時の対応手段の選択

1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順

1.2.2.3 サポート系故障時の対応手順(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉圧力容器への注水(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水
ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動

東二は条文要求である十分なｂ．現場での人力操作による高圧代替注水系起動

期間の運転継続を満足する手

a. 現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動段として，高圧代替注水系による手順を整備。
（以下，設計方針の相違＊２）(2) 復旧(2) 復旧a. 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

ａ．代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

b. 可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

ｂ．代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

c. 直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電

東二は代替直流電源設備として，常設代替直流電源設備と可搬型代替直流電源設備を整備。
直流給電車は整備しない。
（以下，設計方針の相違＊３）2

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(3) 重大事故等時の対応手段の選択

東海第二

備考

(3) 重大事故等時の対応手段の選択
ａ．全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失した場合の対応

東二は目次での項目出しを各

ｂ．全交流動力電源のみ喪失した場合の対応

条文で統一して記載する。
なお、柏崎は目次の記載はないが，本文では東二同様の項
目出しを行い整理している（比較表ページ 44）

1.2.2.4 監視及び制御

東二は条文要求に基づく章立(1) 原子炉水位の監視又は推定てを行い，手順としてを整理(2) 常設高圧代替注水系ポンプの作動状況確認する。

(3) 原子炉水位の制御

1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順

1.2.2.5 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1) 重大事故等の進展抑制(1) 重大事故等の進展抑制

a. ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水

ａ．ほう酸水注入系による原子炉注水

b. 制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

ｂ．制御棒駆動水圧系による原子炉注水
東二は電源容量及び高圧炉心c. 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水

スプレイ系ポンプ保護の観点から，緊急注水手順は整備しない。
（以下，設計方針の相違＊４）(2) 重大事故等時の対応手段の選択(2) 重大事故等時の対応手段の選択

1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

東二は「1.2.2.1 設計基準事(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

故対処設備を使用した対応手(2) 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水順」にて整理。
（比較表ページ 2）

1.2.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

1.2.2.6 その他の手順項目について考慮する手順

3

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等【要求事項】

東海第二1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等【要求事項】

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損

準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷傷を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切に整備されているか、又又は整備される方針が適切に示されていること。

は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】

【解釈】

１ 「発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等

１ 「発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

（１）全交流動力電源喪失・常設直流電源系統喪失を想定し、原子炉隔離時冷却系（RCIC）若（１）全交流動力電源喪失・常設直流電源系統喪失を想定し、原子炉隔離時冷却系（RCIC）若しくは非常用復水器（BWR の場合）又はタービン動補助給水ポンプ（PWR の場合）（以下

しくは非常用復水器（BWR の場合）又はタービン動補助給水ポンプ（PWRの場合）（以下「RCIC 等」という。）により発電用原子炉を冷却するため、以下に掲げる措置又はこれら「RCIC 等」という。）により発電用原子炉を冷却するため、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等を整備すること。

と同等以上の効果を有する措置を行うための手順等を整備すること。

ａ）可搬型重大事故防止設備ａ）可搬型重大事故防止設備

ⅰ）現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等）を用いた弁のⅰ）現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等）を用いた弁の操作により、RCIC 等の起動及び十分な期間※の運転継続を行う手順等（手順及び装備操作により、RCIC等の起動及び十分な期間※の運転継続を行う手順等（手順及び装備

等）を整備すること。ただし、下記（１）ｂ）ⅰ）の人力による措置が容易に行える場等）を整備すること。ただし、下記（１）ｂ）ⅰ）の人力による措置が容易に行える場

合を除く。

合を除く。

ｂ）現場操作ⅰ）現場での人力による弁の操作により、RCIC 等の起動及び十分な期間※の運転継続を行ｂ）現場操作ⅰ）現場での人力による弁の操作により、RCIC 等の起動及び十分な期間※の運転継続を行う手順等（手順及び装備等）を整備すること。

う手順等（手順及び装備等）を整備すること。

※：原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の※：原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間のこと。

冷却対策の準備が整うまでの期間のこと。

4

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ｃ）監視及び制御ⅰ）原子炉水位（BWR 及び PWR）及び蒸気発生器水位（PWR の場合）を推定する手順等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅱ）RCIC 等の安全上重要な設備の作動状況を確認する手順等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅲ）原子炉水位又は蒸気発生器水位を制御する手順等（手順及び装備等）を整備するこ

東海第二ｃ）監視及び制御ⅰ）原子炉水位（BWR 及びPWR）及び蒸気発生器水位（PWR の場合）を推定する手順等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅱ）RCIC 等の安全上重要な設備の作動状況を確認する手順等（手順、計測機器及び装備等）を整備すること。
ⅲ）原子炉水位又は蒸気発生器水位を制御する手順等（手順及び装備等）を整備するこ

と。

と。

（２）復旧

（２）復旧

ａ）原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において、注水（循環を含む。）すること及

ａ）原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において、注水（循環を含む。）すること及び原子炉を冷却できる設備に電源を接続することにより、起動及び十分な期間の運転継続

び原子炉を冷却できる設備に電源を接続することにより、起動及び十分な期間の運転継続ができること。（BWR の場合）ができること。（BWR の場合）ｂ）電動補助給水ポンプに代替交流電源を接続することにより、起動及び十分な期間の運転継続ができること。（PWR の場合）
（３）重大事故等の進展抑制
ａ）重大事故等の進展を抑制するため、ほう酸水注入系（SLCS）又は制御棒駆動機構（CRD）
等から注水する手順等を整備すること。（BWR の場合）ｂ）電動補助給水ポンプに代替交流電源を接続することにより、起動及び十分な期間の運転継続ができること。（PWR の場合）
（３）重大事故等の進展抑制
ａ）重大事故等の進展を抑制するため、ほう酸水注入系（SLCS）又は制御棒駆動機構（CRD）
等から注水する手順等を整備すること。（BWR の場合）

5

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による冷却機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却する対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

東海第二

備考

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による冷却機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却する対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

東二は対処設備の本格的な設置工事前であることから方針を示し，他条文と整合を図る記載とした。

6

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.2.1 対応手段と設備の選定

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

備考

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，発電用原子炉を冷却し炉心の著しい損傷

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，原子炉を冷却し炉心の著しい損傷を防を防止するための設計基準事故対処設備として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系を設置止するための設計基準事故対処設備として原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポ

東二は設備名，柏崎は系統名している。

ンプ及びサプレッション・プールを設置している。

を記載。
（以下，記載方針の相違＊１）

これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，これらを重大事故等対処設備（設計基準拡張）

これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，重大事故等の対処に用いるが，設計基準事と位置付け重大事故等の対処に用いるが 設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機位置付けている。

代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。
）上で，想定する故障に対柏崎は設計基準事故対処設備

原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定する（第1.2－1図）。

が健全で重大事故等の対処に選定する（第 1.2.1 図）。

東二は重大事故等対処設備と用いる際，これらの設計基準

また，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を監視及び制御する対応手段及び重大事故等対処設備，重大事故等の進展を抑制するための対応手段及び重大事故等対処設備を

また，原子炉を冷却するために原子炉水位を監視及び制御する対応手段及び重大事故等の進展を抑制するための対応手段並びに重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選

選定する。
※１

重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備を選

事故対処設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付けている。
（以下，記載方針の相違＊２）

定する。

定する。
※ 1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効

な設備。

な設備。

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

でなく，設置許可基準規則第四十五条及び技術基準規則第六十条（以下「基準規則」という。）

でなく，設置許可基準規則第四十五条及び技術基準規則第六十条（以下「基準規則」という。
）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係をの要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係明確にする。

を明確にする。

7

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2)対応手段と設備の選定の結果

東海第二

備考

(2) 対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として原子炉隔離時冷却系ポンプ及び柏崎は本項の後段で説明文を

高圧炉心スプレイ系ポンプの故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流動力電源記載。

喪失及び常設直流電源系統喪失を想定する。

柏崎と記載内容相違なし。

設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基（比較表ページ 10）

準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第1.2－1表に整理する。
ａ．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備
重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系又は高圧炉心注水系が健全であれば重大事故等の対処に用いる。

設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が健全であれば東二は表題を記載
記載方針の相違＊２

重大事故等対処設備として重大事故等の対処に用いる。また，原子炉冷却材圧力バウンダリ

東二は有効性評価の条件とし高圧時に原子炉を冷却するために必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を重大事て，逃がし安全弁（安全弁機

故等対処設備と位置づけ，重大事故等の対処に用いる。なお，逃がし安全弁（安全弁機能）能）を原子炉冷却材圧力バウ

は，蒸気圧力がスプリングの設定圧力に達すると自動開放することから，運転員等による操ンダリ高圧時の注水確保のた作を必要としない。

めの圧力上昇抑制に期待しており，重大事故等対処設備と位置付ける。
（以下，設計方針の相違＊５）

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系を設計基準事故及び重大事故等時の対処に用

東二は水源切替えの運用としいる場合の水源はサプレッション・プールである。また，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心て，技術的能力「1.13 重大

スプレイ系で用いることができる水源は，サプレッション・プールの他に復水貯蔵タンクも事故等の収束に必要となる水あり，復水貯蔵タンクを使用する場合のサプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの切の供給手順等」に具体的な手り替え手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備

順を整備することを記載。

する。

8

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

東二は設備の添付八の記載と・原子炉隔離時冷却系ポンプ

・原子炉隔離時冷却系ポンプ

合わせ，主要な設備を本文に・復水貯蔵槽・サプレッション・プール

記載し，関連設備は「第 1.2－・サプレッション・チェンバ・逃がし安全弁（安全弁機能）

1 表」に整理することとしてい・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁る。

・主蒸気系配管・弁（以下，記載方針の相違＊３）・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ

東二は，重大事故等時の対処に・復水補給水系配管用いる場合の水源はサプレッ

・高圧炉心注水系配管・弁ション・プールを用いる。

・給水系配管・弁・スパージャ（以下，設計方針の相違＊６）

・原子炉圧力容器

設計方針の相違＊５・直流 125V 蓄電池 A
・直流 125V 充電器 A
また，上記直流 125V 充電器 A への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・非常用交流電源設備
記載方針の相違＊３

高圧炉心注水系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

・高圧炉心注水系ポンプ

・高圧炉心スプレイ系ポンプ

・復水貯蔵槽・サプレッション・プール

設計方針の相違＊６・サプレッション・チェンバ・逃がし安全弁（安全弁機能）

設計方針の相違＊５・高圧炉心注水系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
・復水補給水系配管
・原子炉圧力容器
・原子炉補機冷却系
・非常用交流電源設備

9赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は本項の前段で説明文を機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心
注水系の故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流動力電源及び常設直流電源系統の記載。

喪失を想定する。

（比較表ページ 8）

設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準
規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第 1.2.1 表に整理する。
a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ｂ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却(a) 高圧代替注水系による原子炉注水

設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の故障により発電用設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉の冷却ができない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し発電が故障により原子炉注水ができない場合は，中央制御室からの手動操作により常設高圧代用原子炉を冷却する手段がある。

替注水系ポンプを起動し原子炉へ注水する手段がある。

記載方針の相違＊１

設計方針の相違＊１

中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し発電用原子炉を冷却する手段がある。
これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力

この対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力ババウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続する。

ウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続する。

ⅰ. 高圧代替注水系の中央制御室からの操作による発電用原子炉の冷却ⅰ) 中央制御室からの高圧代替注水系起動中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。

中央制御室からの手動操作により常設高圧代替注水系ポンプを起動し原子炉へ注水す記載方針の相違＊３

る設備は以下のとおり。

・高圧代替注水系ポンプ

・常設高圧代替注水系ポンプ

・復水貯蔵槽・サプレッション・プール

設計方針の相違＊６・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁・逃がし安全弁（安全弁機能）

設計方針の相違＊５・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・高圧代替注水系（ 注水系） 配管・弁・復水補給水系配管
・高圧炉心注水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）

10

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替直流電源設備
・可搬型直流電源設備
また，上記常設代替直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

東二は常設代替交流源設備の・可搬型代替交流電源設備代替としての自主的な電源設
備は設置しない。

なお，6 号炉の注水配管は直接給水系に接続するが，7 号炉の注水配管は残留熱除去系（以下，設計方針の相違＊７）

配管を経由して給水系に接続する。

設計方針の相違＊１

ⅱ. 高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・高圧代替注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・高圧代替注水系（注水系）配管・弁・復水補給水系配管
・高圧炉心注水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
なお，6 号炉の注水配管は直接給水系に接続するが，7 号炉の注水配管は残留熱除去系
配管を経由して給水系に接続する。

11

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二

備考

(b) 重大事故等対処設備
記載方針の相違＊３

高圧代替注水系の中央制御室からの操作及び現場操作による発電用原子炉の冷却で使用す「1.2.1(2)ｂ．(a)ⅰ) 中央制御室からの高圧代替注水系起動」で使用する設備のう

る設備のうち，高圧代替注水系ポンプ，復水貯蔵槽，高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁，主ち，常設高圧代替注水系ポンプ，サプレッション・プール及び逃がし安全弁（安全弁機

東二は手段毎に使用する主な蒸気系配管・弁，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁，高圧代替注水系（注水系）配管・能）は重大事故等対処設備として位置づける。

設備から位置づけを記載して弁，復水補給水系配管，高圧炉心注水系配管・弁，残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ），給いる。

水系配管・弁・スパージャ，原子炉圧力容器，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備，（以下，記載方針の相違＊４）

常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。

この機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプが故障した場合においても，原子炉を冷却することができる。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設

東二は「1.2.1(2)ｂ．(a)ⅰ)

備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

中央制御室からの高圧代替注
水系起動」で使用する設備に自主対策設備が含まれない。
（比較表ページ 10）設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

12

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二b. サポート系故障時の対応手段及び設備

ｃ．サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の発電用原子炉の冷却(a) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水

備考

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，設計基準事故対処設備である原設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が全交流動力

子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による発電用原子炉の冷却ができない場合は，上記

電源喪失及び常設直流電源系統喪失により原子炉注水ができない場合は，常設代替直流電

東二対応手段は柏崎と同等で「a.(a)高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却」の手段に加え，現場での人力による弁源設備として使用する緊急用125V系蓄電池から給電される常設高圧代替注水系ポンプを中あるが対応手段について具体の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し発電用原子炉を冷却する手段がある。

央制御室からの手動操作により起動し原子炉へ注水する手段がある。

的な記載とした。

また，直流電源の確保ができず中央制御室からの手動操作により常設高圧代替注水系ポ

設計方針の相違＊２

ンプが起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により常設高圧代替注水系ポン
プを起動し原子炉へ注水する手段がある。
この対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バ

これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧

ウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続す

力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続する。

る。

設計方針の相違＊２ⅰ) 中央制御室からの高圧代替注水系起動中央制御室からの手動操作により常設高圧代替注水系ポンプを起動し原子炉へ注水する設備は「1.2.1(2)ｂ．(a)ⅰ) 中央制御室からの高圧代替注水系起動」で選定した対応手段及び設備と同様である。
ⅱ) 現場での人力操作による高圧代替注水系起動
現場での人力による弁の操作により常設高圧代替注水系ポンプを起動し原子炉へ注水

記載方針の相違＊３

する設備は以下のとおり。
・常設高圧代替注水系ポンプ
・高圧代替注水系タービン止め弁・サプレッション・プール
・逃がし安全弁（安全弁機能）
設計方針の相違＊２ⅰ. 原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し発電用原子炉を冷却す
る設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ
・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁13

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊２・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ・復水補給水系配管
・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
また，上記原子炉隔離時冷却系を現場での人力による弁の操作で起動したことにより発生する排水を処理する手段がある。
排水設備による排水で使用する設備は以下のとおり。
・水中ポンプ・ホース
・仮設発電機・燃料補給設備(b) 復旧(b) 復旧

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇

所内常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に代替交流電源設備，可搬型直流電源設備及び直流給電車により原子炉隔離時冷却系

する前に代替交流電源設備（常設又は可搬型）又は代替直流電源設備（常設又は可搬型）の運転継続に必要な直流電源を確保する手段がある。

により原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を確保する手段がある。

ⅰ. 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電ⅰ) 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源器を受電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して発電用原子炉を設備として使用する可搬型代替低圧電源車により所内常設直流電源設備のうち直流125V

冷却する設備は以下のとおり。

充電器に給電し，原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を確保して設計方針の相違＊３

設計方針の相違＊７

原子炉注水を継続する。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊３・原子炉隔離時冷却系ポンプ

・原子炉隔離時冷却系ポンプ

・復水貯蔵槽・サプレッション・プール

設計方針の相違＊６・サプレッション・チェンバ・逃がし安全弁（安全弁機能）

設計方針の相違＊５・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ・復水補給水系配管
・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器

14

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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東海第二

備考

・所内蓄電式直流電源設備
・常設代替交流電源設備
設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
なお，代替交流電源設備へ燃料を補給し，復水貯蔵槽へ水を補給することにより，原子なお，代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置及び可搬型代替低圧電

東二はサプレッションプール

炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策

源車に燃料を給油することにより，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉を水源としているため，補給の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の必要性はない。

の運転を継続することが可能である。

柏崎は復水貯蔵槽を使用する

ⅱ. 可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
可搬型直流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して発電用原子炉を冷却する設備は以下のとおり。

ⅱ) 代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池又は可搬型代替直流電源設

ため，補給が必要となる。
設計方針の相違＊３

備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器により，原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉注水を継続する。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊３・原子炉隔離時冷却系ポンプ

・原子炉隔離時冷却系ポンプ

・復水貯蔵槽・サプレッション・プール

設計方針の相違＊６・サプレッション・チェンバ・逃がし安全弁（安全弁機能）

設計方針の相違＊５

なお，可搬型直流電源設備へ燃料を補給し，復水貯蔵槽へ水を補給することにより，原

なお，可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車に燃料を給油す

東二はサプレッションプール

子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対ることにより，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダを水源としているため，補給策の準備が整うまでの期間， 原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

リ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続するこの必要性はない。

とが可能である。

柏崎は復水貯蔵槽を使用する

・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ・復水補給水系配管
・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・所内蓄電式直流電源設備
・可搬型直流電源設備

ため，補給が必要となる。

15

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊３ⅲ. 直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電
直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して発電用原
子炉を冷却する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ
・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ・復水補給水系配管
・高圧炉心注水系配管・弁・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・所内蓄電式直流電源設備
・直流給電車及び電源車
なお，直流給電車へ接続する電源車へ燃料を補給し，復水貯蔵槽へ水を補給することにより，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することが可能である。

16

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(c) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二

備考

(c) 重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却で使用する設備のうち，復水貯「1.2.1(2)ｃ．(a)ⅰ) 中央制御室からの高圧代替注水系起動」で使用する設備におけ記載方針の相違＊３

蔵槽，サプレッション・チェンバ及び原子炉圧力容器は重大事故等対処設備として位置付け

る重大事故等対処設備の位置づけは，「1.2.1(2)ｂ．(b) 重大事故等対処設備」と同様で記載方針の相違＊４

る。また，原子炉隔離時冷却系ポンプ，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁，主蒸気系配ある。

管・弁，原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ，復水補給水系配管，高圧炉心「1.2.1(2)ｃ．(a)ⅱ) 現場での人力操作による高圧代替注水系起動」で使用する設備

注水系配管・弁及び給水系配管・弁・スパージャは重大事故等対処設備（設計基準拡張）としのうち，常設高圧代替注水系ポンプ，高圧代替注水系タービン止め弁，サプレッション・て位置付ける。

プール及び逃がし安全弁（安全弁機能）は重大事故等対処設備として位置づける。

復旧にて使用する設備のうち，復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ，原子炉圧力容器，「1.2.1(2)ｃ．(b)ⅰ) 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電」で使用

所内蓄電式直流電源設備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型直流電する設備のうち，原子炉隔離時冷却系ポンプ，サプレッション・プール及び逃がし安全弁

源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。また，原子炉隔離時冷却系ポンプ，原子炉隔（安全弁機能）は重大事故等対処設備として位置づける。

離時冷却系（蒸気系）配管・弁，主蒸気系配管・弁，原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・「1.2.1(2)ｃ．(b)ⅱ) 代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電」で使用

ストレーナ，復水補給水系配管，高圧炉心注水系配管・弁及び給水系配管・弁・スパージャはする設備のうち，原子炉隔離時冷却系ポンプ，サプレッション・プール及び逃がし安全弁

重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

（安全弁機能）は重大事故等対処設備として位置づける。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

以上の重大事故等対処設備により 全交流動力電源が喪失した場合，又は全交流動力電源

以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源が喪失した場合，又は全交流動力電の喪失に加えて常設直流電源系統が喪失した場合においても，発電用原子炉を冷却すること

源の喪失及び常設直流電源系統が喪失した場合においても，原子炉を冷却することができ

ができる。

る。

17

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は「1.2.1(2)ｃ．(a) 全また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

交流動力電源喪失及び常設直・排水設備

流電源系統喪失時の原子炉注排水を行わなかった場合においても，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子水」「同(ｂ)復旧」で記載した

炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系設備に自主対策設備はない。

の運転を継続することができるが，排水が可能であれば原子炉隔離時冷却系の運転継続時（比較表ページ 13,14）間を延長できることから，原子炉隔離時冷却系の機能を維持する手段として有効である。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが， 常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・直流給電車
給電開始までに時間を要するが，給電が可能であれば原子炉隔離時冷却系の運転に必要となる直流電源を確保できることから，発電用原子炉を冷却するための直流電源を確保する手段として有効である。

18

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二c. 監視及び制御

ｄ．監視及び制御(a) 監視及び制御(a) 監視及び制御

上記「a.(a)高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却」及び「b.(a)全交流動力電源喪失及上記「1.2.1(2)ｂ．(a) 高圧代替注水系による原子炉注水」及び「1.2.1(2)ｃ．(a)び常設直流電源系統喪失時の発電用原子炉の冷却」により発電用原子炉を冷却する際は，発電

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水」により原子炉へ注水する用原子炉を冷却するための原子炉圧力容器内の水位を監視する手段がある。

際は，原子炉水位を監視又は推定する手段がある。

また，原子炉圧力容器へ注水するための高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の作動状
況を確認する手段がある。
さらに，発電用原子炉を冷却するための原子炉圧力容器内の水位を制御する手段がある。

また，原子炉へ注水するための常設高圧代替注水系ポンプの作動状況を確認する手段が備考

設計方針の相違＊２ある。
さらに，原子炉を冷却するための原子炉水位を制御する手段がある。
なお，現場計器については，ＳＳ機能維持を担保する設計である。

監視及び制御に使用する設備（監視計器）は以下のとおり。

監視及び制御に使用する設備（監視計器）は以下のとおり。

高圧代替注水系（中央制御室起動時）の監視計器

高圧代替注水系（中央制御室起動時）の監視計器

・原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）

・原子炉水位（広帯域，燃料域，ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）

・原子炉圧力・原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）

・原子炉圧力（SA）

・高圧代替注水系系統流量・高圧代替注水系系統流量・サプレッション・プール水位

記載方針の相違＊３

設計方針の相違＊６・復水貯蔵槽水位・復水貯蔵槽水位（SA）
高圧代替注水系（現場起動時）の監視計器

高圧代替注水系（現場起動時）の監視計器

・原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）

・原子炉水位（広帯域※２，燃料域※２，ＳＡ広帯域※２，ＳＡ燃料域※２）・可搬式原子炉水位計

・高圧代替注水系系統流量

東二は，高圧代替注水系系統流・高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・可搬型計測器量を設置し，高圧代替注水系

・高圧代替注水系タービン入口圧力・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力（現場起動時）による原子炉へ

・高圧代替注水系タービン排気圧力

・常設高圧代替注水系ポンプ入口圧力の注入状態を監視する。

・高圧代替注水系ポンプ吸込圧力

・高圧代替注水系タービン入口圧力

柏崎は，可搬式原子炉水位計に・高圧代替注水系タービン排気圧力より，原子炉への注入状態を監視する。

※2：中央制御室にて監視可能であるが，現場においても監視可能。

東二の原子炉水位は，中央制御室で可搬型計測器による監視が可能であるが，現場においても計測及び監視が可能。

19

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２

原子炉隔離時冷却系（現場起動時）の監視計器
・原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）
・可搬式原子炉水位計
・原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力・原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力
・可搬型回転計(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備

監視及び制御にて使用する設備のうち，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），「1.2.1(2)ｄ．監視及び制御」で使用する設備のうち，原子炉水位（広帯域），原子炉水記載方針の相違＊３

原子炉水位（SA），原子炉圧力，原子炉圧力（SA），高圧代替注水系系統流量及び復水貯蔵

位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力，原子炉

記載方針の相違＊４

槽水位（SA）は重大事故等対処設備として位置付ける。

圧力（ＳＡ），高圧代替注水系系統流量，サプレッション・プール水位，常設高圧代替注水

東二は高圧代替注水系（現場起系ポンプ吐出圧力，常設高圧代替注水系ポンプ入口圧力，高圧代替注水系タービン入口圧動時）の監視計器及び可搬型計

力，高圧代替注水系タービン排気圧力及び可搬型計測器は重大事故等対処設備として位置測器を重大事故等対処設備とづける。

して位置づける。
なお、柏崎は上記計器を自主対策設備と位置付ける。

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

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

以上の重大事故等対処設備を用いて原子炉圧力容器内の水位及び高圧代替注水系の作動状況を監視することにより，発電用原子炉を冷却するために必要な監視及び制御ができる。

以上の重大事故等対処設備を用いて原子炉水位及び常設高圧代替注水系ポンプの作動状
況を監視することにより，原子炉を冷却するために必要な監視及び制御ができる。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策

東二は高圧代替注水系（現場起設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

動時）の監視計器及び可搬型計

・原子炉水位（狭帯域），復水貯蔵槽水位，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の現場測器を重大事故等対処設備と起動時に使用する現場監視計器

して位置づける。

高圧代替注水系の操作盤は中央制御室裏盤に設置されており，高圧代替注水系を中央制

なお、柏崎は上記計器を自主対

御室裏盤から起動した際は，中央制御室表盤に設置されている原子炉水位（狭帯域）及び策設備と位置付ける。

復水貯蔵槽水位は監視に適さないが，複数の計器で監視する手段としては有効である。なお，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の現場起動時に使用する現場監視計器は，中央制御室での監視はできないため重大事故等対処設備としては位置付けていないが，耐震性は有しており，現場起動時に原子炉圧力容器内の水位の監視及び制御を行う手段として有効である。

20

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二d. 重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備

ｅ．重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備(a) 重大事故等の進展抑制(a) 重大事故等の進展抑制

高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水により原子炉圧力

原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系及び高圧代替注水系による原子炉注水により容器内の水位が維持できない場合は，重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水注入系，制原子炉水位が維持できない場合には，重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水注入系

御棒駆動系及び高圧炉心注水系により原子炉圧力容器へ注水する手段がある。

及び制御棒駆動水圧系により原子炉へ注水する手段がある。

ⅰ. ほう酸水注入系による進展抑制
ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を実施する。
さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンクに水を補給すること
で，ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水

備考

設計方針の相違＊４ⅰ) ほう酸水注入系による原子炉注水
ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉へのほう酸水注入を実施する。
さらに，ほう酸水貯蔵タンクに純水系から補給することで，ほう酸水貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉注水を継続する。

を継続する。
また，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系テストタンクに水を補給すること

東二のほう酸水注入系テスト

で，ほう酸水注入系テストタンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注タンクは耐震性が確保されて水も可能である。

おらず，タンク容量も少ないため，重大事故等対処設備である
ほう酸水貯蔵タンクを使用する。
（以下，設計方針の相違＊８）

ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へほう酸水を注入する設備及び注水する設備は以下のとおり。

ほう酸水注入系により原子炉へほう酸水を注入する設備及び純水系による注水を継続

記載方針の相違＊３

する設備は以下のとおり。

・ほう酸水注入系ポンプ

・ほう酸水注入ポンプ

・ほう酸水注入系貯蔵タンク

・ほう酸水貯蔵タンク

・ほう酸水注入系テストタンク

・逃がし安全弁（安全弁機能）

設計方針の相違＊５・ほう酸水注入系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・復水補給水系
・消火系
・純水補給水系
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備

21

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅱ. 制御棒駆動系による進展抑制
復水貯蔵槽を水源とした制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水を実施する。
制御棒駆動系により原子炉圧力容器へ注水する設備は以下のとおり。

東海第二

備考

ⅱ) 制御棒駆動水圧系による原子炉注水
復水貯蔵タンクを水源とした制御棒駆動水圧系により原子炉へ注水する設備は以下の記載方針の相違＊３とおり。

・制御棒駆動水ポンプ

・制御棒駆動水ポンプ

・復水貯蔵槽・復水貯蔵タンク・制御棒駆動系配管・弁・逃がし安全弁（安全弁機能）

設計方針の相違＊５・復水補給水系配管・弁・原子炉圧力容器
・原子炉補機冷却系
・常設代替交流電源設備
設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備

設計方針の相違＊４ⅲ. 高圧炉心注水系緊急注水による進展抑制
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用高圧母線へ電源を供給することで高圧炉心注水系を一定時間運転し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への緊急注水を実施する。
高圧炉心注水系により原子炉圧力容器へ緊急注水する設備は以下のとおり。
・高圧炉心注水系ポンプ
・復水貯蔵槽・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・復水補給水系配管
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備22

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二

備考

(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

ほう酸水注入系による進展抑制で使用する設備のうち，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注「1.2.1(2)ｅ．(a)ⅰ) ほう酸水注入系による原子炉注水」で使用する設備のうち，ほ記載方針の相違＊３

入系貯蔵タンク，ほう酸水注入系配管・弁，高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ，原子炉圧

う酸水注入ポンプ，ほう酸水貯蔵タンク及び逃がし安全弁（安全弁機能）は重大事故等対記載方針の相違＊４

力容器，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位処設備として位置づける。

置付ける。

「1.2.1(2)ｅ．(a)ⅱ) 制御棒駆動水圧系による原子炉注水」で使用する設備のうち，逃がし安全弁（安全弁機能）は重大事故等対処設備として位置づける。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における注水機能が喪失した場合においても，重大事故等の進展を抑制することができる。

これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で冷却機能が喪失した場合においても重大事故等の進展を抑制することができる。

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設
備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・ほう酸水注入系（原子炉圧力容器へ注水する場合）

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・純水系（ほう酸水注入系による原子炉注水を継続させる場合）

発電用原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，加えてほう酸水注入系貯蔵

ほう酸水貯蔵タンクへの補給に使用する純水系は耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持

タンク及びほう酸水注入系テストタンクへの補給ラインの耐震性が確保されていないが，を担保できないが，使用可能であれば，ほう酸水貯蔵タンクに補給することができ，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンク又はほう酸水注入系テストタン

ほう酸水注入系による原子炉への注水を継続することが可能となることから，原子炉

クに水を補給することができれば，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水が可能

冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制する手段として有効でとなることから，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制すある。

設計方針の相違＊８

る手段として有効である。
・制御棒駆動系

・制御棒駆動水ポンプ及び復水貯蔵タンク

発電用原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，加えて耐震性が確保されて原子炉を冷却するための十分な注水量が確保できず，制御棒駆動水ポンプ及び復水

いないが，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制する手段

貯蔵タンクは耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれとして有効である。

ば，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制する手段として有効である。
設計方針の相違＊４・高圧炉心注水系
モータの冷却水がない状態での運転となるため運転時間に制限があり，十分な期間の運転継続はできないが，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における重大事故等の進展を抑制する手段として有効である。

設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

23

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
e. 手順等

東海第二

備考

ｆ．手順等

上記「a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備」，「b. サポート系故障時の対応手段

上記「ａ．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備」，「ｂ．フロントライン系

柏崎は「1.2.2.4 重大事故等及び設備」，「c. 監視及び制御」及び「d. 重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備」によ

故障時の対応手段及び設備」，「ｃ．サポート系故障時の対応手段及び設備」，「ｄ．監視及び対処設備（設計基準拡張）にり選定した対応手段に係る手順を整備する。

制御」及び「ｅ．重大事故等の進展抑制時の対応手段及び設備」により選定した対応手段による対応手順」にて整理。

係る手順を整備する。

（比較表ページ 55）

これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事故時運転操作手順書（徴候ベース）（以下「EOP」という。），AM 設備別操作手順書及び多様なハザード対応手順に定める（第これらの手順は，運転員等※３及び重大事故等対応要員の対応として，「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」及び「重大事故等対策要領」に定める（第1.2－1表）。

（第 1.2.2 表，第 1.2.3 表）。

故対策における共通事項（添付資料 1.0.10 重大事故等発生時

1.2.1 表）。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整備する

東二は「技術的能力 1.0 重大事

また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する（第1.2－2表，第1.2－3表）。

の体制について）」より，当直運転員と重大事故等対策要員のうち運転操作対応要員が重大事故等の対応に当たることとしている。

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

24

運転員等の定義を記載

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.2.2 重大事故等時の手順

東海第二

備考

1.2.2 重大事故等時の手順
1.2.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順

柏崎は「1.2.2.4 重大事故等(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水対処設備（設計基準拡張）と原子炉隔離時冷却系が健全な場合は，原子炉水位異常低下（レベル２）による原子炉隔離時
冷却ポンプの自動起動，又は中央制御室からの手動操作により原子炉隔離時冷却系ポンプを起して整理（比較表ページ 55）

動し，サプレッション・プールを水源とした原子炉への注水を実施する。
ただし，原子炉圧力容器内の圧力低下により原子炉隔離時冷却系ポンプが停止した場合，又は原子炉圧力容器内の圧力低下により原子炉隔離時冷却系系統流量が確保できず，原子炉圧力容器内の水位低下が継続している場合には，原子炉隔離時冷却系ポンプを手動停止する。なお，原子炉圧力容器内の水位が原子炉水位異常低下（レベル１）設定点未満で，原子炉圧力容
器内の圧力が確保された場合に，原子炉隔離時冷却系ポンプを起動し，原子炉圧力容器内の水位が燃料有効長頂部到達までに原子炉への注水を開始する。
ａ．手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。
①自動起動信号が発信した場合
原子炉水位異常低下（レベル２）信号が発信した場合。
②手動起動の場合
給水系（タービン駆動給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ）による原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合
において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
ｂ．操作手順

操作手順は発電長の指示と運

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。

転員の報告が対になる構成と概要図を第1.2－2図に，タイムチャートを第1.2－3図に示す。

している。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉隔離時冷却系ポンプの手動
起動又は自動起動の確認を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系ポンプの手動起動操作，又は自動起動
信号（原子炉水位異常低下（レベル２））により，原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁，原
子炉隔離時冷却系蒸気供給弁及び原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁が開し，原子炉隔離
時冷却系ポンプが起動したことを確認した後，発電長に報告する。
③運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを原子炉隔離時冷却系系統
流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。

25

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二④発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上
から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系タービン回転数の調整により原子炉隔

備考
柏崎は「1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として整理

離時冷却系系統流量を調整することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベ（比較表ページ 55）

ル３）設定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持し，発電長に報告す

なお，操作手順は発電長の指る。

示と運転員の報告が対になる

ｃ．操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから原子炉隔離時冷却系による原子炉注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【自動起動信号が発信した場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，2分以内と想定する。
【手動起動の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，3分以内と想定する。
中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
(2) 高圧炉心スプレイ系による原子炉注水
高圧炉心スプレイ系が健全な場合は，原子炉水位異常低下（レベル２）若しくはドライウェ
ル圧力高信号による高圧炉心スプレイ系ポンプの自動起動，又は中央制御室からの手動操作により高圧炉心スプレイ系ポンプを起動し，サプレッション・プールを水源とした原子炉への注水を実施する。
ａ．手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。
①自動起動信号が発信した場合
原子炉水位異常低下（レベル２）又はドライウェル圧力高信号が発信した場合。
②手動起動の場合
給水系（タービン駆動給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ）及び原子炉隔離時冷却系による原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

26

構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二ｂ．操作手順

備考
柏崎は「1.2.2.4 重大事故等

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。

対処設備（設計基準拡張）と概要図を第1.2－4図に，タイムチャートを第1.2－5図に示す。

して整理①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に高圧炉心スプレイ系ポンプの手動（比較表ページ 55）

起動又は自動起動の確認を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，高圧炉心スプレイ系ポンプの手動起動操作，又は自動起動
信号（原子炉水位異常低下（レベル２）又はドライウェル圧力高）により高圧炉心スプ
レイ系ポンプが起動し，高圧炉心スプレイ系原子炉注入弁が開となったことを確認した
後，発電長に報告する。
③運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを高圧炉心スプレイ系系
統流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
④発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上
から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，高圧炉心スプレイ系原子炉注入弁の開閉操作により高圧炉
心スプレイ系系統流量を調整することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持し，発電長に報告する。
ｃ．操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから高圧炉心スプレイ系による原子炉注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【自動起動信号が発信した場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，3分以内と想定する。
【手動起動の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，3分以内と想定する。
中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

27

なお，操作手順は発電長の指示と運転員の報告が対になる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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東海第二1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.2.2.2 フロントライン系故障時の対応手順(1) 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水(1) 高圧代替注水系による原子炉注水

a. 中央制御室からの高圧代替注水系起動
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系が故障により使用できない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し，復備考

ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が機能喪失した場合は，中央制御室からの手動操作により常設高圧代替注水系ポンプを起動し原子炉への注水を実施する。

記載方針の相違＊１

水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）か

なお，原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定

ら原子炉水位高（レベル 8）の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）

点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該域，燃料域，ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）により監視する。また，これらの計測機器が故障又パラメータの値を推定する手順を整備する。

は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。

原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については「1.15 事故時の計装に関する手順

原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については，「1.15 事故時の計装に関する手等」にて整備する。

順等」にて整備する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合。

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系により原子炉注水ができず，原子炉圧力容
器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，サプレ

東二は手順着手の判断基準とッション・プールの水位が確保されている場合。

して水源確保を含めている。

28

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 操作手順

東海第二(b) 操作手順

備考
設備運用・設計，体制の違い

中央制御室からの高圧代替注水系起動手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。

に起因する記載内容に相違は

1.2.2 図及び第 1.2.3 図に，概要図を第 1.2.4 図に，タイムチャートを第 1.2.5 図に示す。

概要図を第1.2－6図に，タイムチャートを第1.2－7図に示す。

あるが，実態として記載内容①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に中央制御室からの高圧代①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御室からの高圧代替注水に違いはないことから操作手

替注水系起動の準備開始を指示する。

系起動の準備を指示する。

順に限り色別化は省略する。

②運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系起動による原子炉注水に必要な原子炉隔

なお，操作手順は発電長の指示び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。

離時冷却系原子炉注入弁の電源切替え操作を実施し，原子炉隔離時冷却系原子炉注入と運転員の報告が対になる構③中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの高圧代替注水系起動の系統構成として，弁の表示灯が点灯したことを確認する。

成としている。

②中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの高圧代替注水系起動に必要な電動弁及高圧代替注水系注入弁の全開操作を実施し，当直副長に中央制御室からの高圧代替注水③運転員等は中央制御室にて，中央制御室からの高圧代替注水系起動に必要な電動弁及系起動の準備完了を報告する。

び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告す

なお，高圧代替注水系の駆動蒸気を確保するため原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気ラインる。

を隔離する必要がある場合は，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を全閉とする。
④当直副長は，中央制御室運転員に中央制御室からの高圧代替注水系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，高圧代替注水系タービン止め弁を全開操作することにより高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器への注水を開始する。

④発電長は，運転員等に中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水の系統構成を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系トリップ・スロットル弁の閉を確認する。
なお，高圧代替注水系の駆動蒸気を確保するため原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気ライ⑥中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを高圧代替注

ンを隔離する必要がある場合は，原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁を閉にする。

水系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告す⑥運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系注入弁及び原子炉隔離時冷却系原子炉注るとともに，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

入弁を開にする。
⑦運転員等は，発電長に中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水の開始を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系タービン止め弁を開とし，常設高圧代替
注水系ポンプを起動する。
⑩運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを高圧代替注水系系統
流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。

29

東二は手順の対応フローは記載しない。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二⑪発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以
上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように指示する。

備考
設備運用・設計，体制の違いに起因する記載内容に相違は⑫運転員等は中央制御室にて，常設高圧代替注水系ポンプを起動・停止することで，原あるが，実態として記載内容

子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上から原子炉水位高（レに違いはないことから操作手

ベル８）設定点の間で維持し，発電長に報告する。

順に限り色別化は省略する。
なお，操作手順は発電長の指示と運転員の報告が対になる構成としている。

(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性
設備及び体制の違いによる記

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

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始ましてから中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水開始まで10分以内と想定

載内容の相違で 15 分以内で可能である。

する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応でき

東二は中央制御室内の操作性る。

を記載した。

30

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１

b. 現場手動操作による高圧代替注水系起動
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系が故障により使用できない場合において，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）
及び可搬式原子炉水位計により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
(a) 手順着手の判断基準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系にる原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合で，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合。
(b) 操作手順
現場手動操作による高圧代替注水系起動手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを
第 1.2.2 図及び第 1.2.3 図に，概要図を第 1.2.4 図に，タイムチャートを第 1.2.6 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に現場手動操作による高圧代替注水系
起動の準備開始を指示する。
②現場運転員 E 及び F は，原子炉圧力容器内の水位を確認するため，原子炉建屋地上 1 階
北西通路（管理区域）の可搬式原子炉水位計の接続を実施し，当直副長に原子炉圧力容器
内の水位を報告する。
③現場運転員 C 及び D は，高圧代替注水系の駆動蒸気圧力が確保されていることを原子炉建屋地下 3 階原子炉隔離時冷却系ポンプ室（管理区域）の原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力指示値が規定値以上であることにより確認する。
④現場運転員 C 及び D は，現場手動操作による高圧代替注水系起動の系統構成として，高圧代替注水系注入弁を現場操作用のハンドルにて全開操作し，当直副長に高圧代替注水系現場起動による原子炉圧力容器への注水の準備完了を報告する。
なお，高圧代替注水系の駆動蒸気を確保するため原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気ラインを隔離する必要がある場合は，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を全閉とする。

31

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１⑤当直副長は，現場運転員に現場手動操作による高圧代替注水系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。また，中央制御室運転員に原子炉圧力容器内の水位の監視を指示する。
⑥現場運転員 C 及び D は，高圧代替注水系タービン止め弁を現場操作用のハンドルにて全開操作することにより高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器への注水を開始する。
また，原子炉建屋地下 2 階高圧代替注水系ポンプ室（管理区域）の現場監視計器により高圧代替注水系の作動状況を確認し，現場運転員 E 及び F に作動状況に異常がないことを報告する。
⑦現場運転員 E 及び F は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉建屋地上 1階北西通路（管理区域）の可搬式原子炉水位計指示値の上昇により確認し，作動状況に異常がないことを当直副長に報告するとともに，高圧代替注水系タービン止め弁を現場操作用のハンドルにて操作することにより原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で原子炉圧力容器内の水位を制御する。なお，可搬式原子炉水位計による監視ができない場合は，中央制御室運転員の指示に基づき，原子炉圧力容器内の水位を制御する。
⑧中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始まで
約 40 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。

32

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.2.18 図に示す。

東海第二

備考

(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.2－14図に示す。

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

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が機能喪失し原子炉圧力容器内の水位を原子炉が故障により使用できない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動し原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合は，中央制御室からの手動操作により重大

圧力容器へ注水する。

事故等対処設備である高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する。
設計方針の相違＊１

中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。
これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続する。

33

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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東海第二1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順

1.2.2.3 サポート系故障時の対応手順(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉圧力容器への注水(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水
ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心
スプレイ系による原子炉への注水ができない場合に，常設代替直流電源設備として使用する
緊急用125V系蓄電池から給電される常設高圧代替注水系ポンプを中央制御室からの手動操作により起動し原子炉への注水を実施する。
なお，原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯
域，燃料域，ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統が喪失し，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心
スプレイ系により原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
(b) 操作手順
中央制御室からの高圧代替注水系起動の操作手順については，「1.2.2.2(1)ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動」の操作手順と同様である。
(c) 操作の成立性
中央制御室からの高圧代替注水系起動の操作の成立性については，「1.2.2.2(1)ａ．中央
制御室からの高圧代替注水系起動」の操作の成立性と同様である。

34

備考

設計方針の相違＊２

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊２

a. 現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注
水系による原子炉圧力容器への注水ができず，中央制御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動できない場合，又は高圧代替注水系により原子炉圧力容
器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）
及び可搬式原子炉水位計により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
また，現場手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動した場合は，潤滑油冷却器の冷却水を確保するため，真空タンクドレン弁等を開操作することにより，原子炉隔離時冷却系ポンプ室に排水が滞留することとなるが，この排水を処理しなかった場合においても，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期
間，原子炉隔離時冷却系を水没させずに継続して運転できる。
(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により中央制御室からの操作による原子炉
隔離時冷却系及び高圧炉心注水系での原子炉圧力容器への注水ができない場合において，中央制御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動できない
場合，又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合。

35

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２(b) 操作手順
現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.2.2 図及び第 1.2.3 図に，概要図を第 1.2.7 図，第 1.2.8 図に，タイムチャートを
第 1.2.9 図に示す。
［現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動（ 運転員操作）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長の依頼に基づき，緊急時対策本部に現場手動操作による原子炉隔離時
冷却系起動にて発生する排水の処理を依頼する。
③現場運転員 E 及び F は，原子炉圧力容器内の水位を確認するため，原子炉建屋地下 1 階
北西通路（管理区域）の可搬式原子炉水位計の接続を実施し，当直副長に原子炉圧力容器
内の水位を報告する。
④現場運転員 C 及び D は，原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気圧力が確保されていることを原
子炉建屋地下 3 階原子炉隔離時冷却系ポンプ室（管理区域）の原子炉隔離時冷却系タービ
ン入口圧力指示値が規定値以上であることにより確認する。
⑤現場運転員 C 及び D は，原子炉隔離時冷却系タービン及びポンプに使用している潤滑油
冷却器の冷却水を確保するため，原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁，原子炉隔離時
冷却系真空タンクドレン弁，原子炉隔離時冷却系真空タンク水位検出配管ドレン弁及び原子炉隔離時冷却系セパレータドレン弁の全開操作を実施し，当直副長に原子炉隔離時
冷却系の冷却水確保完了を報告する。
⑥現場運転員 C 及び D は，現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動の系統構成として，
原子炉隔離時冷却系注入弁を現場操作用のハンドルにて全開操作するとともに，原子炉隔離時冷却系タービングランド部からの蒸気漏えいに備え防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を装着（現場運転員 E 及び F はこれを補助する）し，当直副長に現場手動操作に原子炉隔離時冷却系起動の準備完了を報告する。
⑦当直副長は，現場運転員に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。また，中央制御室運転員に原子炉圧力容器内の水位の監視を指示する。

36

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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備考
設計方針の相違＊２⑧現場運転員 C 及び D は，原子炉隔離時冷却系タービン止め弁を現場操作用のハンドルにて徐々に開操作することにより原子炉隔離時冷却系を起動し，原子炉隔離時冷却系ター
ビンの回転数を可搬型回転計にて確認しながら規定回転数に調整する。また，原子炉建屋
地下 3 階原子炉隔離時冷却系ポンプ室（管理区域）の現場監視計器により原子炉隔離時冷却系の作動状況を確認し，現場運転員 E 及び F に作動状況に異常がないことを報告する。
⑨現場運転員 E 及び F は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉建屋地下 1階北西通路（管理区域）の可搬式原子炉水位計指示値の上昇により確認し，作動状況に異常がないことを当直副長に報告するとともに，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め
弁を現場操作用のハンドルにて操作することにより原子炉水位低（レベル 3）から原子炉
水位高（レベル 8）の間で原子炉圧力容器内の水位を制御する。なお，可搬式原子炉水位計による監視ができない場合は，中央制御室運転員の指示に基づき，原子炉圧力容器内の水位を制御する。
⑩中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
［原子炉隔離時冷却系排水処理（緊急時対策要員操作）］①緊急時対策本部は，緊急時対策要員に排水処理を指示する。
②緊急時対策要員は，排水処理に必要な発電機，制御 盤，水中ポンプ，電源ケーブル，ホ
ース及びホース用吐出弁（吊り具含む）の準備を行い，6 号及び 7 号炉サービス建屋屋外
入口まで移動する。
③緊急時対策要員は，防護扉を開放する。
④緊急時対策要員は，防護扉手前に発電機を設置，6 号及び 7 号炉廃棄物処理建屋地上 1 階（管理区域）に制御盤を設置，原子炉建屋地下 3 階残留熱除去系ポンプ室(A)内（管理区域）の高電導度廃液系サンプ(A)に水中ポンプを設置，6 号及び 7 号炉コントロール建屋
地上 1 階（管理区域）に電源ケーブル及びホースを搬入する。
⑤緊急時対策要員は，発電機－制御盤間及び制御盤－水中ポンプ間の電源ケーブルを敷設し，制御盤及び水中ポンプ各端子へ電源ケーブルを接続する。

37

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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東海第二

備考
設計方針の相違＊２⑥緊急時対策要員は，原子炉建屋地下 3 階残留熱除去系(A)ポンプ室水密扉及び高電導度廃液系サンプ(D)室扉を開放し固縛する。
⑦緊急時対策要員は，水中ポンプの吐出側にホースを接続し，接続したホースを原子炉建屋
地下 3 階高電導度廃液系サンプ(D)室内（管理区域）の高電導度廃液系サンプ(D)まで敷設する。また，吐出口にホース用吐出弁を取付け固縛する。
⑧緊急時対策要員は，発電機を起動させるため，発電機本体から起動操作を行い発電機を起動させる。
⑨緊急時対策要員は，水中ポンプを起動させるため，制御盤から起動操作を行い水中ポンプを起動させ，高電導度廃液系サンプ(D)へ送水を開始する。
⑩緊急時対策要員は，水中ポンプの運転状態を制御盤の状態表示にて確認する。
⑪緊急時対策要員は，排水処理を開始したことを緊急時対策本部に報告する。また，緊急時
対策本部は当直長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 4 名及び緊急時対策要
員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉隔離時冷却系による原子炉
圧力容器への注水開始まで約 90 分，緊急時対策要員による排水処理開始まで約 180 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服），照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。
原子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時冷却系起動時のみとし，その後速やかに退室する手順とする。したがって，原子炉隔離時冷却系タービングランド部からの蒸気漏えいに伴う環境温度の上昇による運転員への影響はないものと考えており，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着することにより本操作が可能である。

38

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

ｂ．現場での人力操作による高圧代替注水系起動

設計方針の相違＊２

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心
スプレイ系による原子炉への注水ができない場合において，直流電源の確保ができず中央制
御室からの手動操作により常設高圧代替注水系ポンプが起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により常設高圧代替注水系ポンプを起動し原子炉への注水を実施する。
なお，原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯
域，燃料域，ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
「1.2.2.4 監視及び制御」の手順については，「1.2.2.3(1) ｂ．現場での人力操作による高圧代替注水系起動」にて整備する。
(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統が喪失し，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心
スプレイ系により原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合で，中央制御室からの手動操作により高圧代替注水系を起動できない場合において，サプレッション・プールの水位の水位が確保されている場
合。
(b) 操作手順
現場での人力操作による高圧代替注水系起動での原子炉注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.2－8図に，タイムチャートを第1.2－9図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に現場での人力操作による高圧代
替注水系起動の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉水位及び高圧代替注水系系統流量の計器端子台に可搬型計測器を接続し，原子炉水位指示値を確認する。
③運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉隔離時冷却系トリップ・スロットル弁の閉を確認する。
なお，高圧代替注水系の駆動蒸気を確保するため原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気ラインを隔離する必要がある場合は，原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁を閉とする。

39

操作手順は発電長の指示と運転員の報告が対になる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二④運転員等は，発電長に現場での人力操作による高圧代替注水系起動の準備が完了した
ことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に現場での人力操作による高圧代替注水系起動での原子炉注水の系統構成を指示する。
⑥運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，高圧代替注水系注入弁及び原子炉隔離時冷却系
原子炉注入弁を開にする。
⑦運転員等は，発電長に現場での人力操作による高圧代替注水系起動での原子炉注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に現場での人力操作による高圧代替注水系起動での原子炉注水の開始を指示する。
⑨運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，高圧代替注水系タービン止め弁を開操作することにより，常設高圧代替注水系ポンプを起動する。
⑩運転員等は中央制御室にて，常設高圧代替注水系ポンプの作動状況及び原子炉への注水が開始されたことを可搬型計測器を用いた原子炉水位及び高圧代替注水系系統流量
指示値の上昇により確認し，発電長に報告する。なお，中央制御室にて原子炉水位及び高圧代替注水系系統流量の監視ができない場合は，原子炉建屋原子炉棟にて可搬型計測器を用いた原子炉水位指示値を監視し，現場計器にて常設高圧代替注水系ポンプ
吐出圧力指示値を確認することで，常設高圧代替注水系ポンプの作動状況及び原子炉への注水が開始されたことを確認する。
⑪発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以
上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持するように指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，可搬型計測器を用いた原子炉水位指示値を確認し，原子炉
建屋原子炉棟の運転員等と連絡を密にし，原子炉建屋原子炉棟の運転員等が常設高圧代
替注水系ポンプを起動・停止することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員
及び重大事故等対応要員）4名にて実施した場合，作業開始を判断してから現場での人力操作による高圧代替注水系起動での原子炉注水開始まで58分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

40

備考
設計方針の相違＊２
操作手順は発電長の指示と運転員の報告が対になる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2) 復旧a. 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

東海第二(2) 復旧ａ．代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内

全交流動力電源の喪失により所内常設直流電源設備のうち直流125V充電器が機能喪失し，蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池（直流 125V

原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を所内常設直流電源設備の蓄電池

蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池）が枯渇する前に常設代替交流電源により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に常設代替交流電設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器を受電し，原子炉隔離時源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備として使用する可冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。

搬型代替低圧電源車により所内常設直流電源設備のうち直流125V充電器に給電し，原子炉隔

なお，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水が必要な
間は原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽とする。

備考

設計方針の相違＊７

離時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉注水を実施する。
なお，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が実施されている場合において，サプレッション・プール水の除熱機能である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の機能が

東二は原子炉隔離時冷却系の喪失している場合は，サプレッション・プール水の温度が上昇することを考慮し，低圧代替

水源として，サプレッション・

注水系（可搬型）による原子炉への注水を準備する。サプレッション・プール水の温度が原

プールの他に復水貯蔵タンク

子炉隔離時冷却系の設計温度を超えると想定された場合は，原子炉への注水を低圧代替注水

自主対策設備として整備して系（可搬型）に切り替える。

いるが，復水貯蔵タンクは使用できない場合があるため，低圧注水系を準備し，原子炉を減圧することで，低圧注水系による(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流 125V 蓄電池
A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池が枯渇により機能が喪失すると予測され(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な所内常設直流

原子炉の注水を確保する手段としている。

電源設備の蓄電池が枯渇により機能が喪失すると予測される場合。

る場合で，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備が使用

柏崎は設備が使用可能な場合

可能な場合。

を判断基準に含めている。

(b) 操作手順
代替交流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

(b) 操作手順

設計方針の相違＊７

常設代替交流電源設備に関する手順及び可搬型代替交流電源設備に関する手順について
は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

(c) 操作の成立性
代替交流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

(c) 操作の成立性
常設代替交流電源設備に関する操作の成立性及び可搬型代替交流電源設備に関する操作の成立性は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
また，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水操作は，中央制御室対応を運転員等（当直

東二は電源復旧後から原子炉

運転員）1 名にて実施した場合，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装

注水開始までの成立性を整理

置又は可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車により電源復旧後，する。

原子炉隔離時冷却系の原子炉注水開始まで 3 分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

41

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
b. 可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

東海第二

備考

ｂ．代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を所

蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池（直流 125V

内常設直流電源設備の蓄電池により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池）が枯渇する前に可搬型直流電源設

枯渇する前に常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池又は可搬型代替直流

備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水す

電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器により給電し，原子炉隔離る。

時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉注水を実施する。

なお，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却

なお，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が実施されている場合において，サプレッシ

東二は原子炉隔離時冷却系のモード）が機能喪失している場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水が必要なョン・プール水の除熱機能である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の機能が水源として，サプレッション・間は原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽とする。

喪失している場合は，サプレッション・プール水の温度が上昇することを考慮し，低圧代替

プールの他に復水貯蔵タンク

注水系（可搬型）による原子炉への注水を準備する。サプレッション・プール水の温度が原

自主対策設備として整備して子炉隔離時冷却系の設計温度を超えると想定された場合は，原子炉への注水を低圧代替注水

いるが，復水貯蔵タンクは使用

系（可搬型）に切り替える。

できない場合があるため，低圧注水系を準備し，原子炉を減圧することで，低圧注水系による原子炉の注水を確保する手段(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流 125V 蓄電

全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な所内常設直流

池 A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池が枯渇により機能が喪失すると予測電源設備の蓄電池が枯渇により機能が喪失すると予測される場合において，常設代替交流される場合で，代替交流電源設備により直流電源を確保できない場合。

電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備として使用すとしている。

る可搬型代替低圧電源車により必要な直流電源を確保できない場合。
(b) 操作手順
可搬型直流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

(b) 操作手順
常設代替直流電源設備に関する手順及び可搬型代替直流電源設備に関する手順について
は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

(c) 操作の成立性
可搬型直流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

(c) 操作の成立性
常設代替直流電源設備に関する操作の成立性及び可搬型代替直流電源設備に関する操作の成立性は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
また，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水操作は，中央制御室対応を運転員等（当直

東二は電源復旧後から原子炉

運転員）1 名にて実施した場合，常設代替直流電源設備として使用する緊急用 125V 系蓄電

注水開始までの成立性を整理

池又は可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器にする。

より電源復旧後，原子炉隔離時冷却系の原子炉注水開始まで 3 分以内と想定する。中央制
御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

42

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設備方針の相違＊２c. 直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内
蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池（直流 125V
蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池）が枯渇する前に直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。
なお，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水が必要な
間は原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽とする。
(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流 125V 蓄電池
A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池が枯渇により機能が喪失すると予測される場合で，代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備により直流電源を確保できない場合。
(b) 操作手順
直流給電車に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
(c) 操作の成立性
直流給電車に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

43

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(3) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第東海第二(3) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.2

1.2.18 図に示す。

－14図に示す。

a. 全交流動力電源及び常設直流電源系統が喪失した場合の対応

ａ．全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失した場合の対応

全交流動力電源及び常設直流電源系統の喪失により，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系
による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注水系

備考

中央制御室からの手動操作により重大事故等対処設備である高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する。

を起動し原子炉圧力容器へ注水する。
中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。

直流電源の確保ができず中央制御室からの手動操作により高圧代替注水系を起動できない
場合は，現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し原子炉へ注水する。
設計方針の相違＊１

いずれの操作によっても高圧代替注水系を起動できない場合，又は高圧代替注水系により原子
炉圧力容器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し原子炉圧力容器へ注水する。
これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。
b. 全交流動力電源のみ喪失した場合の対応

ｂ．全交流動力電源のみ喪失した場合の対応

全交流動力電源が喪失し、原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を所

蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇する

内常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する

前に常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器

前に常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設を受電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水備として使用する可搬型代替低圧電源車により所内常設直流電源設備のうち直流125V充電器

する。

に給電し，原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉へ注代替交流電源設備による給電ができない場合は，可搬型直流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。
代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備による給電ができない場合は，直流給電車により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉圧力容器へ注水する。

設計方針の相違＊７

水する。
代替交流電源設備により給電ができない場合は，常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器により原子炉隔離時冷却系の起動及び運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉へ注水する。

これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バ

これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力

ウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。

バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。

44

設計方針の相違＊３

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.2.2.4 監視及び制御(1) 原子炉水位の監視又は推定
原子炉を冷却するため原子炉圧力容器内の水位が維持されていることを原子炉水位により監視する。また，この計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。
原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
(2) 常設高圧代替注水系ポンプの作動状況確認
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時において，現場での人力操作により起動した常設高圧代替注水系ポンプの作動状況を中央制御室にて確認する手順を整備する。
(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時において，現場での人力操作により常設高圧代替注水系ポンプを起動した場合。
(b) 操作手順
常設高圧代替注水系ポンプの作動状況確認に関する手順は，「1.2.2.3(1)ｂ．現場での人力操作による高圧代替注水系起動」にて整備する。

45

備考
東二は条文要求に基づく章立てを行い，手順を整理する。
柏崎は記載なし。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(c) 操作の成立性
常設高圧代替注水系ポンプの作動状況確認に関する操作の成立性については，「1.2.2.3(1)ｂ．現場での人力操作による高圧代替注水系起動」にて整理する。

備考
東二は条文要求に基づく章立てを行い，手順を整理する。
柏崎は記載なし。

(3) 原子炉水位の制御
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時において，現場での人力操作により常設高圧代替注水系ポンプを起動し原子炉へ注水をしている場合に，常設高圧代替注水系ポンプを起動・停止することで原子炉圧力容器内の水位を制御する手順を整備する。
(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時において，現場での人力操作により常設高圧代替注水系ポンプを起動し原子炉へ注水をしている場合に，原子炉圧力容器内の水位の制御が必要な場合。
(b) 操作手順
常設高圧代替注水系ポンプによる原子炉水位の制御に関する手順については，「1.2.2.3(1)ｂ．現場での人力操作による高圧代替注水系起動」にて整備する。
(c) 操作の成立性
常設高圧代替注水系ポンプによる原子炉水位の制御に関する操作の成立性については，「1.2.2.3(1)ｂ．現場での人力操作による高圧代替注水系起動」にて整理する。
1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順

1.2.2.5 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1) 重大事故等の進展抑制(1) 重大事故等の進展抑制

a. ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水

ａ．ほう酸水注入系による原子炉注水

高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原子高圧炉心スプレイ系の機能喪失又は全交流動力電源喪失時において，原子炉隔離時冷却系

炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない及び高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上場合は，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほに維持できない場合には，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉へ

う酸水注入を実施する。

のほう酸水注入を実施する。

さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンクに補給することで，ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水を継続する。

さらに，ほう酸水貯蔵タンクに純水系から補給することで，ほう酸水貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉への注水を継続する。

東二のほう酸水貯蔵タンクへの補給系統は純水系のみであるが、柏崎は，純水補給水系の他，復水補給水系及び消火系の補給系統を整備している。
設計方針の相違＊８

また，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系テストタンクに補給することで，ほう酸水注入系テストタンクを使用したほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水も可能である。

46

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(a) 手順着手の判断基準

東海第二

備考

(a) 手順着手の判断基準

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であり，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態の場合で，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプ系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合で，ほレイ系，高圧代替注水系及び制御棒駆動水圧系により，原子炉圧力容器内の水位を原子炉

う酸水注入系が使用可能な場合。

水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合。

(b) 操作手順
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水手順の概要は以下のとお(b) 操作手順

設備運用・設計，体制の違いにり。概要図を第 1.2.10 図に，タイムチャートを第 1.2.11 図に示す。

ほう酸水注入系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。

起因する記載の相違はあるが，［ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入］

概要図を第1.2－10図に，タイムチャートを第1.2－11図に示す。

実態として記載内容に違いが①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にほう酸水注入系による原子炉圧力容器
へのほう酸水注入の準備開始を指示する。
②現場運転員 E 及び F は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入に必要なポンプ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入に必要なポンプ及び電動弁の電源が確保されたこと並びに監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，ほう酸水注入系が使用可能か確認する。

【ほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉へのほう酸水注入】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にほう酸水注入系による原子炉へのほう酸水注入の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入系による原子炉へのほう酸水注入に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認
し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等にほう酸水注入系による原子炉へのほう酸水注入の開始を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又はほう酸水注入ポンプ（Ｂ）の起動操作（ほう酸水注入系起動用キー・スイッチを「ＳＹＳ Ａ」位置（Ｂ⑤中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系ポンプの吸込圧力を確保するため，復水移系を起動する場合は，「ＳＹＳ Ｂ」位置）にする。
）を実施することにより，ほう酸送ポンプが運転中であり，復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認

水貯蔵タンク出口弁及びほう酸水注入系爆破弁が開となり，ほう酸水注入ポンプが起する。

動し，ほう酸水注入ポンプ吐出圧力が原子炉圧力容器内の圧力以上であることを確認⑥中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系ポンプ(A)又は(B)の起動操作（ほう酸水注
入系起動用キー・スイッチを「ポンプ A」位置（B 系を起動する場合は「ポンプ B」位置）にすることで，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁が全開となり，ほうする。
⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉へのほう酸水注入が開始されたことをほう酸水貯蔵タンク液位の低下により確認し，発電長に報告する。

酸水注入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始される。）を実施する。
⑦現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地上 3 階ほう酸水注入系貯蔵タンク室（管理区域）にて，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始されたことをほう酸水タンク液位指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。

47

ないことから操作手順に限り色別化は省略する。
なお，操作手順は発電長の指示と運転員の報告が対になる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）［ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水］⑧当直副長は，原子炉圧力容器への継続注水が必要と判断した場合は，運転員にほう酸水注入
系による原子炉圧力容器への継続注水の準備開始を指示する。
※［ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入］の準備と併せて実施する。

東海第二【ほう酸水貯蔵タンクを使用した原子炉への継続注水】

備考
設備運用・設計，体制の違いに⑥発電長は，運転員等にほう酸水注入系による原子炉への継続注水の開始を指示する。

起因する記載の相違はあるが，⑦運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，ほう酸水貯蔵タンク純水補給ライン元弁及びほ実態として記載内容に違いがう酸水貯蔵タンク純水補給水弁を開とし，ほう酸水注入系による原子炉への注水を継ないことから操作手順に限り続し，発電長に報告する。

色別化は省略する。

⑨現場運転員 C 及び D は，ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注

なお，操作手順は発電長の指水の系統構成として，ホースを接続（復水補給水系～純水補給水系の間）し，復水補給水系

示と運転員の報告が対になる

積算計出口ドレン弁，復水補給水系積算計出口ベントライン接続口止め弁，純水補給水系ほ構成としている。

う酸水注入系ポンプエリア床除染用ホースコネクション止め弁及び純水補給水系 MSIV/SRV
ラッピング室床除染用ホースコネクション止め弁の全開操作を実施する。
⑩現場運転員 C 及び D は，ほう酸水注入系封水供給弁及びほう酸水注入系テストタンク純水
供給元弁の全閉並びにほう酸水注入系ほう酸水貯蔵タンク補給水元弁の全開操作実施後，当直副長にほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水の準備完了を報告する。
⑪当直副長は，運転員にほう酸水注入系貯蔵タンクを使用した原子炉圧力容器への継続注水の開始を指示する。
⑫現場操作員 C 及び D は，ほう酸水注入系貯蔵タンク補給水入口弁を調整開とし，ほう酸水注入系貯蔵タンクに補給する。
⑬現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保として，復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補給水系常/非常用連絡 1 次，2 次止め弁の全開操作）を実施する。
⑭当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

48

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊８［ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
②現場運転員 E 及び F は，ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ及び電動弁の電源の受電操作を実施する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ及び電動弁の電源が確保されたこと並びに監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，ほう酸水注入系が使用可能か確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，ほう酸水注入系ポンプ吸込圧力確保のため，復水移送ポン
プが運転中であり，復水移送ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。
⑥現場運転員 C 及び D は， ほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の系統構成として，ホースを接続（復水補給水系～純水補給水系の間）し，復水補給水系積算計出口ドレン弁，復水補給水系積算計出口ベントライン接続口止め弁， 純水補給水系ほう酸水注入系ポンプエリア床除染用ホースコネクション止め弁及び純水補給水系 MSIV/SRV
ラッピング室床除染用ホースコネクション止め弁の全開操作を実施する。
⑦現場運転員 C 及び D は， ほう酸水注入系封水供給弁及びほう酸水注入系テストタンク純水
供給元弁の全閉並びにほう酸水注入系テストタンク出口弁の全開操作完了後，当直副長にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の準備完了を報告する。
⑧当直副長は，運転員にほう酸水注入系テストタンクを使用した原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑨現場運転員 C 及び D は，ほう酸水注入系注入弁(A)又は(B)の全開操作を実施した後，ほう酸水注入ポンプ(A)又は(B)を起動する。原子炉建屋地上 3 階ほう酸水注入系貯蔵タンク室（管理区域）にて,ほう酸水注入ポンプ出口圧力指示値の上昇を確認後，速やかにほう酸水
注入系テストタンク純水供給元弁を調整開とし，ほう酸水注入系テストタンクに補給する。
⑩中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指
示値及び復水貯蔵槽水位指示値により確認し，当直副長に報告する。
⑪現場運転員 C 及び D は復水移送ポンプの水源確保として，復水移送ポンプ吸込ラインの切替え操作（復水補給水系常/非常用連絡 1 次，2 次止め弁の全開操作）を実施する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

49

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(c) 操作の成立性

東海第二(c) 操作の成立性

上記の操作のうち，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水

上記のほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉へのほう酸水注入は，中央制御室対応を

注入は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名に運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断してからほう酸水注入系にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉圧力容器へのほう酸水注入開始まで

よる原子炉注水開始まで2分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠約 20 分で可能である。

隔操作であるため，速やかに対応できる。

さらに，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンクに補給し，原子炉圧力容器

さらに，ほう酸水貯蔵タンクに純水系から補給し，ほう酸水貯蔵タンクを使用した原子へ継続注水する場合は，1 ユニット当たり現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始

炉への継続注水を行う場合は，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，を判断してから原子炉圧力容器への継続注水準備完了まで約 65 分で可能である。

作業開始を判断してから原子炉への継続注水準備完了まで60分以内と想定する。

へ注水する場合は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運
転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉圧力容器への注水開始まで約 75 分で可能である。
室温は通常運転時と同程度である。

設備及び体制の違いによる記
載内容の相違設計方針の相違＊８

また，復水補給水系等を水源としてほう酸水注入系テストタンクに補給し，原子炉圧力容器

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

備考

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

50

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
b. 制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水

東海第二

備考

ｂ．制御棒駆動水圧系による原子炉注水

高圧炉心注水系の機能喪失時又は全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原子原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系及び高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない

水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合で，非常用交流電源設備に場合は，原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵槽を水源とした制御棒駆動系によるより電源及び冷却水を確保し，復水貯蔵タンクを水源とした制御棒駆動水圧系による原子炉

原子炉圧力容器への注水を実施する。

への注水を実施する。

(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレにより原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合で，制御

イ系及び高圧代替注水系により，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設

東二は水源の確保，柏崎は設備

棒駆動系が使用可能な場合。

定点以上に維持できない場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。

が使用可能な場合を判断基準に含めている。

(b) 操作手順(b) 操作手順

設備運用・設計，体制の違いに

制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フロ

制御棒駆動水圧系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。

起因する記載の相違はあるが，ーを第 1.2.2 図及び第 1.2.3 図に，概要図を第 1.2.12 図に，タイムチャートを第 1.2.13 図

概要図を第1.2－12図に，タイムチャートを第1.2－13図に示す。

実態として記載内容に違いがに示す。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に制御棒駆動水圧系による原子炉

ないことから操作手順に限り①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，制御棒駆動系の起動に必要なポンプ，監視計器の電源及び冷却水が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機の負荷容量確認を依頼し，制御棒駆動系が使用可能か確認する。
④当直副長は，中央制御室運転員に制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，制御棒駆動水ポンプ(A)の起動操作を実施し，制御棒駆動
水ポンプ(A)が起動したことを確認する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを制御棒駆動

注水の準備を指示する。

色別化は省略する。

②運転員等は中央制御室にて，制御棒駆動水圧系による原子炉注水に必要なポンプ，電なお，操作手順は発電長の指示動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認するとともと運転員の報告が対になる構に，冷却水が確保されていることを確認し，発電長に報告する。

成としている。

③発電長は，運転員等に制御棒駆動水ポンプの起動を指示する。

東二は手順の対応フローは記④運転員等は中央制御室にて，制御棒駆動水ポンプを起動し，発電長に報告する。

載しない。

⑤発電長は，運転員等に制御棒駆動水圧系による原子炉注水の開始を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，制御棒駆動水圧系流量調整弁及び制御棒駆動水圧系駆動
水圧力調整弁を開にする。
⑦運転員等は中央制御室にて，制御棒駆動水圧系による原子炉注水が開始されたことを制御棒駆動水圧系系統流量の流量上昇により確認し，発電長に報告する。

系系統流量指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。
⑦当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

51

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(c) 操作の成立性

東海第二

備考

(c) 操作の成立性

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

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断施した場合，作業開始を判断してから制御棒駆動系による原子炉圧力容器への注水開始までしてから制御棒駆動水圧系による原子炉注水開始まで3分以内と想定する。中央制御室に設

約 20 分で可能である。

置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

設備及び体制の違いによる記
載内容の相違設計方針の相違＊４c. 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水
全交流動力電源喪失時において，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により高圧炉心注水系の電源を確保することで高圧炉心注水系を冷却水がない状態で一定時間運転し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への緊急注水を実施する。
(a) 手順着手の判断基準
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系
により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合で，常設
代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備による非常用高圧母線 D 系への給電が可能となった場合。
(b) 操作手順
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.2.2 図及び第 1.2.3 図に，概要図を第 1.2.14 図に，タイムチャートを第 1.2.15
図に示す。
※高圧炉心注水系ポンプを冷却水がない状態で運転する場合の許容時間が定められており，高圧炉心注水系ポンプ起動から運転許容時間を経過する前に停止し，高圧炉心注水系の機能を温存させる。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水の準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水に必
要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機の負荷容量確認を依頼し，高圧炉心注水系が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系ポンプ(B)の起動操作を実施し，高圧炉心
注水系ポンプ(B)吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認するとともに，当直副長に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水の準備完了を報告する。

52

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊４⑤当直副長は，中央制御室運転員に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水の開始を指示する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)を全開として原子炉圧力容器への緊急注水を開始する。
⑦中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への緊急注水が開始されたことを原子炉
水位指示値の上昇及び高圧炉心注水系(B)系統流量指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。
⑧当直副長は，高圧炉心注水系ポンプの運転許可時間を経過する前に，中央制御室運転員に
高圧炉心注水系ポンプ(B)を停止するよう指示する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)を全閉とし，高圧炉心注水系ポンプ(B)を停止する。
⑩当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への緊急注水開始まで約 25 分で可能である。

53

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.2.18 図に示す。

東海第二

備考

(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.2－14図に示す。

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系により原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態において，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ

原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合は，常設代替交流電系及び高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上

源設備等により非常用高圧母線の電源を確保し，高圧炉心注水系が健全であれば，高圧炉心注水系に維持できない場合は，原子炉圧力容器内への注水量が多い制御棒駆動水圧系により原子炉へを冷却水がない状態で一定時間運転（緊急注水）することで重大事故等の進展を抑制する。高圧炉注水する。ただし，制御棒駆動水圧系による原子炉注水は，制御棒駆動水圧系が使用できない

心注水系が使用できない場合は，原子炉補機冷却系により冷却水を確保できれば制御棒駆動系に場合は，ほう酸水注入系により原子炉へ注水する。制御棒駆動水圧系及びほう酸水注入系ではよる原子炉圧力容器への注水を実施する。原子炉補機冷却系により冷却水を確保できない場合，又原子炉を冷却するには十分な注水量を確保できないが，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対は常設代替交流電源等により非常用高圧母線の電源が確保できず，可搬型代替交流電源設備によ策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，重大事故等のり電源を確保した場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水を実進展抑制として使用する。

設計方針の相違＊４

施する。制御棒駆動系及びほう酸水注入系は発電用原子炉を冷却するには十分な注水量を確保できないが，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ時の冷却対策の準備が整うまでの期間，重大事故等の進展抑制として使用する。
なお，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へ注水する際の水源は，通常時の補給にて使用する
純水補給水系が使用できない場合は，復水補給水系又は消火系から補給する。

なお，ほう酸水注入系による原子炉への継続注水を行う場合は，ほう酸水貯蔵タンクに純水

東二のほう酸水貯蔵タンクへ

系から補給することで，ほう酸水貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉への注水の補給系統は純水系のみであを継続する。

るが、柏崎は，純水補給水系の他，復水補給水系及び消火系の補給系統を整備している。

54

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

東二は「1.2.2.1 設計基準事(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

故対処設備を使用した対応手順」にて整理。

原子炉隔離時冷却系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位低（レベル 2 若しくはレベル（比較表ページ 25）1.5）又はドライウェル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により原子炉隔離時
冷却系を起動し，復水貯蔵槽又はサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
原子炉隔離時冷却系の第一水源は復水貯蔵槽であり，LOCA 信号（原子炉水位低（レベル 1.5）又はドライウェル圧力高）かつサプレッション・チェンバ・プールの水位高信号の入力により第二水源であるサプレッション・チェンバに自動で切り替わる。残留熱除去系（サプレッション・チェン
バ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，サプレッション・チェンバ・プール水の温度が上昇することを考慮し，原子炉隔離時冷却系の確実な運転継続を確保する観点から，原子炉隔離
時冷却系の水源を復水貯蔵槽に手動で切り替える。
いずれの切替えにおいても，運転中の原子炉隔離時冷却系を停止することなく水源切替えが可能である。
なお，事前にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系の設計温度を超えると想定された場合は，原子炉隔離時冷却系の水源切替スイッチを「CSP」位置にすることで，原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵槽に保持する。
a. 手順着手の判断基準
給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位
低（レベル 3）以上に維持できない場合。
b. 操作手順
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.2.16 図に示す。
［原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動起動操作，又は自動起動信号（原子炉水位低（レベル 2 若しくはレベル 1.5）又はドライウェル圧力高）により原子炉隔離時
冷却系タービン止め弁，原子炉隔離時冷却系注入弁及び原子炉隔離時冷却系冷却水ライン
止め弁が全開し，原子炉隔離時冷却系が起動したことを確認する。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

③中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉隔離時

東二は「1.2.2.1 設計基準事

冷却系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告

故対処設備を使用した対応手

するとともに，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レ順」にて整理。

ベル 8）の間で維持する。

（比較表ページ 25）④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。
［原子炉隔離時冷却系の水源切替え（サプレッション・チェンバから復水貯蔵槽の場合）］①当直副長は，中央制御室運転員にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が原子炉隔離時冷却系の設計温度を超える前に原子炉隔離時冷却系の水源をサプレッション・チェン
バから復水貯蔵槽へ切り替え，その後の原子炉隔離時冷却系の運転状態に異常がないことを確認するよう指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉隔離時冷却系の水源切替スイッチを「CSP」位置にすることで，原子炉隔離時冷却系復水貯蔵槽側吸込弁が全開，その後，原子炉隔離時冷却系サプレッション・チェンバ・プール側吸込隔離弁が全閉し，水源がサプレッション・チ
ェンバから復水貯蔵槽へ切り替わることを確認する。また，水源切替え後における原子炉
隔離時冷却系の運転状態に異常がないことを確認する。
c. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

56

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊４(2) 高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水
高圧炉心注水系が健全な場合は，自動起動信号（原子炉水位低（レベル 1.5）又はドライウェ
ル圧力高）による作動，又は中央制御室からの手動操作により高圧炉心注水系を起動し，復水貯
蔵槽又はサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
高圧炉心注水系の第一水源は復水貯蔵槽であり，サプレッション・チェンバ・プールの水位高信号の入力により第二水源であるサプレッション・チェンバに自動で切り替わる。残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が機能喪失している場合，サプレッション・
チェンバ・プール水の温度が上昇することを考慮し，高圧炉心注水系の確実な運転継続を確保する観点から，高圧炉心注水系の水源を復水貯蔵槽に手動で切り替える。
いずれの切替えにおいても，運転中の高圧炉心注水系を停止することなく水源切替えが可能である。
なお，事前にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が高圧炉心注水系の設計温度を超えると想定された場合は，高圧炉心注水系の水源切替スイッチを「CSP」位置にすることで，高圧炉心注水系の水源を復水貯蔵槽に保持する。
a. 手順着手の判断基準
給水・復水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容
器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合。
b. 操作手順
高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。概要図を第1.2.17 図に示す。
［高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動起動操作，又は自動起動信号（原子炉水位低（レベル 1.5） 又はドライウェル圧力高）により高圧炉心注水系ポンプが起動し，高圧炉心注水系注入弁が全開となったことを確認する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを高圧炉心注水系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し当直副長に報告するとともに，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼する。

57

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊４［高圧炉心注水系の水源切替え（サプレッション・チェンバから復水貯蔵槽の場合）］①当直副長は，中央制御室運転員にサプレッション・チェンバ・プール水の温度が高圧炉心注
水系の設計温度を超える前に高圧炉心注水系の水源をサプレッション・チェンバから復水貯蔵槽へ切り替え， その後の高圧炉心注水系の運転状態に異常がないことを確認するよう指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系の水源切替スイッチを「CSP」位置にすることで， 高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込弁が全開，その後，高圧炉心注水系サプレッション・
チェンバ・プール側吸込隔離弁が全閉し，水源がサプレッション・チェンバから復水貯蔵槽へ切り替わることを確認する。また，水源切替え後における高圧炉心注水系の運転状態に異常がないことを確認する。
c. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
1.2.2.5 その他の手順項目について考慮する手順
高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系ポンプ，ほう酸水注入系ポンプ，制御棒
駆動水ポンプ，電動弁及び中央制御室監視計器類への電源供給手順並びに常設代替交流電源設備，
第二代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備への燃料補給手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
復水貯蔵槽への水の補給手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」
にて整備する。
原子炉水位の監視又は推定に係る計装設備に関する手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.2.2.6 その他の手順項目について考慮する手順
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水手順については，「1.4 原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系，制御棒駆動水ポンプ，電動弁及び監視計器への電源供
給手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

東二は低圧代替注水系（可搬型）による原子炉へ注水する具
体的な手順を技術的能力「1.4原子炉冷却材圧力ンダリ低圧
時に発電用原子炉を冷却するための手順等」に，操作の判断，

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備及び可確認に係る計器設備に関する搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び非常用交流電源設備への燃料給手順を技術的能力については，

油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

「1.15

原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

58

事故時の計装に関する手順等」に整備することを記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
第 1.2.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順
対応手段，対処設備，手順書一覧（1/6）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
機能喪失を想定する
分類

設計基準事故対処設備

対処設備（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉注水）（設計基準拡張）としての位置

高圧炉心注水系配管・弁直流 125V 蓄電池 A
直流 125V 充電器 A

対処設備

原子炉圧力容器

重大事故等

サプレッション・チェンバ－
高圧炉心注水系ポンプ

高圧炉心注水系による発電用原子炉の冷却復水補給水系配管
原子炉補機冷却系
非常用交流電源設備 ※1（設計基準拡張）

パージャ

サプレッション・プール
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器所内常設直流電源設備※２・125V系蓄電池 Ａ系

換器や冷却水源等），関連設備（水源・流路・電源等）に分けて整理している。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等「水位確保」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

対処設備

重大事故等

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器

原子炉隔離時冷却系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４

たるポンプ・除熱のための熱交

東二は設備名で統一しているが，柏崎は系統名による記載と設備名による記載が混在している。
東二は１つの手段につき１つの表で示している。
（以下，第 1.2－1 表において

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
重大事故等対処設備

高圧炉心注水系配管・弁・ストレーナ・ス

付けをしない。
東二は対応設備を主要設備（主

関連設備

復水貯蔵槽

－

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設備

給水系配管・弁・スパージャ
非常用交流電源設備 ※1

対応
手段

重大事故等対処設備

復水補給水系配管

設計基準事故対処設備

発電用原子炉の冷却重大事故等対処設備（設計基準拡張）

原子炉隔離時冷却系によるストレーナ（設計基準拡張）

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・重大事故等対処設備

主蒸気系配管・弁機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

主要設備「水位確保」等

東二は設計基準事故対処設備

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁

第1.2－1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

に対し，重大事故等対処設備

手順書

原子炉隔離時冷却系ポンプ

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／11）

分類

対応
手段

東海第二

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

59

同様）
設計方針の相違＊１～８（以下，第 1.2－1 表において同様）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／11）

柏崎は比較表ページ 59 に（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉注水）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

高圧炉心スプレイ系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
トレーナ・スパージャ
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※２・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備
高圧炉心スプレイ系による原子炉注水

設計基準事故対処設備－

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

60

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（2/6）

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／11）（フロントライン系故障時）（フロントライン系故障時）

機能喪失を想定する
分類

設計基準事故対処設備

分類

対応
手段

対処設備

手順書

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

復水貯蔵槽「水位確保」等

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁常設高圧代替注水系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁

高圧炉心注水系配管・弁残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
給水系配管・弁・スパージャ

常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備 ※1
常設代替交流電源設備 ※1
可搬型代替交流電源設備 ※1
第二代替交流電源設備 ※1「水位確保」等
AM 設備別操作手順書

主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
復水補給水系配管
高圧炉心注水系配管・弁残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

重大事故等対処設備

高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁
「HPAC 現場起動」

サプレッション・プール
高圧代替注水系（蒸気系）配管・
弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・
弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
トレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※２・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※２
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※２・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

復水貯蔵槽

高圧炉心スプレイ系ポンプ

関連設備

自主対策設備

高圧代替注水系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

中央制御室からの高圧代替注水系起動

原子炉圧力容器

フロントライン系故障

フロントライン系故障時

高圧代替注水系の中央制御室からの操作による発電用原子炉の冷却復水補給水系配管

重大事故等対処設備

高圧代替注水系（注水系）配管・弁整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設備

高圧代替注水系ポンプ

高圧炉心注水系

対応
手段

主要設備

原子炉隔離時冷却系機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

備考

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

61

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/6）

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／11）

東二はサポート系故障時の手（サポート系故障時）（サポート系故障時）段として中央制御室からの高機能喪失を想定する
分類

設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁「水位確保」等

復水補給水系配管
高圧炉心注水系配管・弁

高圧炉心注水系配管・弁所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

給水系配管・弁・スパージャ
復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器
所内蓄電式直流電源設備 ※1
常設代替交流電源設備 ※1

関連設備

復水補給水系配管

対処設備

ストレーナ

重大事故等

代替交流電源設備によるサポート系故障時

原子炉隔離時冷却系への給電

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・（設計基準拡張）

主蒸気系配管・弁－ ※1
重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁

常設高圧代替注水系ポンプ
高圧代替注水系タービン止め弁
逃がし安全弁（安全弁機能）※４

サプレッション・プール
高圧代替注水系（蒸気系）配管・
弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・
弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
トレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備※２
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※２・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※２・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

なお，柏崎は対応手段として選定は行っていないが，東二同様の対応を行う。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ

サポート系故障

全交流動力電源

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力
電源）

重大事故等対策要領

可搬型代替交流電源設備 ※1
第二代替交流電源設備 ※1
設 自
備 主
対
策

（設計基準拡張）

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器
所内蓄電式直流電源設備 ※1
可搬型直流電源設備 ※1

重大事故等対処設備

可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

原子炉隔離時冷却系ポンプ
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・
ストレーナ
復水補給水系配管
高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

重
対 大
処
事
設
備 故
等

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

62

圧代替注水系起動を整備する。

多様なハザード対応手順

自主対
策
設備

水中ポンプ
ホース
仮設発電機
燃料補給設備 ※1「RCIC 現場起動」

中央制御室からの高圧代替注水系起動

サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器AM 設備別操作手順書

整備する手順書※１

対応設備「RCIC 現場起動（排水処理）」

給水系配管・弁・スパージャ

復水貯蔵槽

対応
手段

主要設備

ストレーナ

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故
等
対処設備

による発電用原子炉の冷却

原子炉隔離時冷却系の現場操作

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・（設計基準拡張）

主蒸気系配管・弁重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ分類

重大事故等対処設備

全交流動力電源
常設直流電源系統

手順書

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（4/6）

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／11）

柏崎は比較表ページ 62 に（サポート系故障時）（サポート系故障時）記載。

分類
設計基準事故対処設備

対応
手段

－ ※1

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・
ストレーナ
復水補給水系配管
給水系配管・弁・スパージャ

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

所内蓄電式直流電源設備 ※1
直流給電車及び電源車 ※1※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

関連設備

原子炉圧力容器

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力
電源）

常設高圧代替注水系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４

サプレッション・プール
高圧代替注水系（蒸気系）配管・
弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・
弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
トレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器重大事故等対処設備

高圧炉心注水系配管・弁サポート系故障

主蒸気系配管・弁自主対策設 備

サポート系故障 時直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁

主要設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ整備する手順書※１

対応設備

手順書

現場での人力操作による高圧代替注水系起動

全交流動力電源

対処設備

対応
手段

重大事故等対処設備

分類

機能喪失を想定する機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

63

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／11）

柏崎は比較表ページ 62 に（サポート系故障時）

記載。

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力
電源）

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

64

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／11）

柏崎は比較表ページ 62 に（サポート系故障時）

記載。

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備※２
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※２・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※２・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力
電源）

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

65

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）（監視及び制御）（監視及び制御）分類

設計基準事故対処設備

分類
対応
手段

対処設備

手順書

「水位確保」等

原子炉圧力

高圧代替注水系系統流量
復水貯蔵槽水位（SA）

AM 設備別操作手順書「HPAC 現場起動」「水位確保」等
AM 設備別操作手順書「RCIC 現場起動」

原子炉水位（狭帯域）

原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力
可搬型回転計

自主対策設備

可搬式原子炉水位計

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
重大事故等
対処設備

の監視計器

原子炉隔離時冷却系（現場起動時）

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等「水位確保」等

自主対策設備

高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力
高圧代替注水系ポンプ吸込圧力

常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧
力
常設高圧代替注水系ポンプ入口圧
力
高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力

重大事故等対処設備

関連設備

重大事故等
対処設備

高圧代替注水系（現場起動時）の監視計器

監視及び制御高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
高圧代替注水系系統流量
サプレッション・プール水位
可搬型計測器事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉水位（狭帯域）
可搬式原子炉水位計－

自主対策設備原子炉水位（狭帯域）
復水貯蔵槽水位整備する手順書※１

対応設備

監視及び制御原子炉圧力（SA）

監視及び制御の監視計器

高圧代替注水系（中央制御室起動時）

原子炉水位（SA）

対応
手段

重大事故等対処設備

原子炉水位（燃料域）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

主要設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
重大事故等対処設備

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）－

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／11）

対応手段，対処設備，手順書一覧（5/6）

機能喪失を想定する

東海第二※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

66

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（6/6）

対応手段，対処設備，手順書一覧（9／11）（重大事故等の進展抑制）（重大事故等の進展抑制）

機能喪失を想定する
分類

設計基準事故対処設備

分類

対応
手段

対処設備

手順書

常設代替交流電源設備 ※1「SLC ポンプによる原子炉注水」

可搬型代替交流電源設備 ※1－

ほう酸水注入系貯蔵タンク
ほう酸水注入系テストタンク

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
復水補給水系
消火系
純水補給水系

自主対策設備

ほう酸水注入系による重大事故等の進展抑制

進展抑制（注水）

ほう酸水注入系配管・弁

原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※1－

第二代替交流電源設備 ※1
可搬型代替交流電源設備 ※1

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

復水貯蔵槽「水位確保」等

制御棒駆動系配管・弁
復水補給水系配管・弁
原子炉圧力容器自主対策設備

進展抑制

制御棒駆動系による制御棒駆動水ポンプ「CRD による原子炉注水」

原子炉補機冷却系
常設代替交流電源設備※1
第二代替交流電源設備※1「水位確保」等

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
復水補給水系配管
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※1
第二代替交流電源設備 ※1

自主対策設備による進展抑制

高圧炉心注水系緊急注水

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

復水貯蔵槽

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

AM 設備別操作手順書

高圧炉心注水系ポンプ

関連設備

ほう酸水注入系ポンプ

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※1

ほう酸水注入ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器AM 設備別操作手順書

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ「水位確保」等

重大事故等の進展抑制

ほう酸水注入系による進展抑制（ほう酸水注入）

ほう酸水注入系配管・弁事故時運転操作手順書（徴候ベース）
重大事故等対処設備

ほう酸水注入系貯蔵タンク

対応
手段

ほう酸水注入系による原子炉注水（ほう酸水注入）

ほう酸水注入系ポンプ

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

備考

AM 設備別操作手順書「HPCF 緊急注水」※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

67

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（10／11）

柏崎は比較表ページ 67 に（重大事故等の進展抑制）

記載。

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

ほう酸水注入ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

自主対策設備純水系

重大事故等対処設備

関連設備

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備
ほう酸水注入系による原子炉注水（継続注水）

重大事故等の進展抑制－

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

68

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（11／11）

柏崎は比較表ページ 67 に（重大事故等の進展抑制）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

記載。
対応
手段

対応設備

主要設備
関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策設備

復水貯蔵タンク
制御棒駆動水圧系配管・弁補給水系配管・弁重大事故等対処設備

制御棒駆動水圧系による原子炉注水

重大事故等の進展抑制

原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※２・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

自主対策設備

制御棒駆動水ポンプ

整備する手順書

重大事故等対処設備

逃がし安全弁（安全弁機能）※４－※１※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

69

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

第 1.2.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

第1.2－2表 重大事故等対処に係る監視計器

東二は監視計器について，重大監視計器一覧（1/5）

事故等対処設備としての要求

監視計器一覧（1／8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）いるもの，そうでないものとの1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

判
断基
準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等
AM 設備別操作手順書

判
断
基
準

電源

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

1.15（事故時の計装に関する手

原子炉圧力容器内の水位

判断基準

操
作

区別を注記している（詳細は1.2.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(1)高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

原子炉圧力
原子炉圧力容器内の圧力

高圧代替注水系系統流量

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

電源

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

可搬式原子炉水位計「HPAC 現場起動」

原子炉圧力容器への注水量

給水流量

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内への注水量

原子炉隔離時冷却系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１(1) 原子炉隔離時冷却系
による原子炉注水

高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力
高圧代替注水系ポンプ吸込圧力操作

補機監視機能1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順(1)全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）

直流 125V 主母線盤 A 電圧
電源

「水位確保」等
AM 設備別操作手順書「RCIC 現場起動」

判
断
基
準

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

可搬式原子炉水位計

多様なハザード対応手順「RCIC 現場起動（排水処理）」

直流 125V 充電器盤 A-2 蓄電池電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉圧力容器内の水位

操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

可搬型回転計補機監視機能原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力70順等）にて整理する）。
（以下，第 1.2－2 表において同様）
柏崎は比較表ページ 73 に原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力操
作

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

原子炉圧力(SA)

原子炉圧力容器への注水量（耐性等）を満たし設計されて記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／8）

監視計器一覧（2/5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

柏崎は比較表ページ 74 に重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1)重大事故等の進展抑制

1.2.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等
電源
AM 設備別操作手順書

M/C

C 電圧

M/C

D 電圧

P/C

C－1 電圧P/C
D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

「SLC ポンプによる原子炉注水」
判断基準
原子炉圧力容器内の水位

判断基準

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
復水貯蔵槽水位

水源の確保

操作

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

補機監視機能ほう酸水注入系ポンプ出口圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
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

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内への注水量

高圧炉心スプレイ系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１(2) 高圧炉心スプレイ系
による原子炉注水

M/C C 電圧

「水位確保」等

電源

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の水位

P/C C－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉補機冷却水系(A)系統流量

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

制御棒駆動系系統流量

補機監視機能制御棒駆動系充てん水ライン圧力

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

操作

補機監視機能操作

判断基準「CRD による原子炉注水」

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
純水タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

71

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順

柏崎は比較表ページ 70 に重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.2.2.2 フロントライン系故障時の対応手順(1) 高圧代替注水系による原子炉注水(1)重大事故等の進展抑制
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

M/C D 電圧

「水位確保」等「HPCF 緊急注水」

備考

監視計器一覧（3／8）

監視計器一覧（3/5）

AM 設備別操作手順書

東海第二

電源
判
断
基
準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の水位

操作

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

判断基準

水源の確保

P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水流量

高圧炉心注水系(B)系統流量

補機監視機能高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

高圧代替注水系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

ａ．中央制御室からの高圧
代替注水系起動操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

72

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（4/5）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 70 に監視計器一覧（4／8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）

電源

直流 125V 主母線盤 A 電圧

1.2.2.3 サポート系故障時の対応手順(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水「水位確保」等

判
断
基
準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）

電源

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 系原子力１号線電圧
メタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。
）
２Ｃ電圧※２
パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
） ２Ｃ電圧※２※２
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
直流 125V 主母線盤 ２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤 ２Ｂ電圧

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

高圧代替注水系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉圧力容器への注水量

原子炉隔離時冷却系系統流量

判断基準

操
作

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
補機監視機能原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系タービン排気圧力
原子炉隔離時冷却系タービン回転速度
復水貯蔵槽水位水源の確保

ａ．中央制御室からの高圧
代替注水系起動

復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水位操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

73

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（5／8）

監視計器一覧(5/5)
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

対応手順(2)高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）

M/C D 電圧

「水位確保」等

M/C E 電圧電源

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 系原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
直流 125V 主母線盤 ２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤 ２Ｂ電圧

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１（可搬型計測器）
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１
高圧代替注水系系統流量※１（可搬型計測器）

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１（可搬型計測器）
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器への注水流量

高圧代替注水系系統流量※１（可搬型計測器）

補機監視機能常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
常設高圧代替注水系ポンプ入口圧力高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力

P/C D－1 電圧
P/C E－1 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

判
断
基
準

直流 125V 主母線盤 C 電圧

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

判断基準

水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

操作

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉圧力容器への注水量

高圧炉心注水系(B)系統流量
高圧炉心注水系(C)系統流量

補機監視機能ｂ．現場での人力操作による高圧代替注水系起動

高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
復水貯蔵槽水位

水源の確保

監視パラメータ（計器）1.2.2.3 サポート系故障時の対応手順(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水

1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

電源

柏崎は比較表ページ 70 に重大事故等の対応に必要となる監視項目

復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水位操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

74

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（6／8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.2.2.4 監視及び制御

判断基準(1) 原子炉水位の監視又は推定「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

操作
原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１（可搬型計測器）

判断基準

電源275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 系原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
直流 125V 主母線盤 ２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤 ２Ｂ電圧

(2)常設高圧代替注水系
ポンプの作動状況確認操作「1.2.2.3（1）ｂ．現場での人力操作による高圧代替注水系起動」に整備する。

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１（可搬型計測器）

原子炉圧力容器への注水流量

高圧代替注水系系統流量※１（可搬型計測器）

判断基準

電源275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 系原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
直流 125V 主母線盤 ２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤 ２Ｂ電圧

(3) 原子炉水位の制御

操作「1.2.2.3（1）ｂ．現場での人力操作による高圧代替注水系起動」に整備する。

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

75

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 71 に監視計器一覧（7／8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.2.2.5 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1) 重大事故等の進展抑制

判断基準

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１
高圧代替注水系系統流量※１

電源

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

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

補機監視機能純水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉圧力容器への注水量

ほう酸水貯蔵タンク液位
ほう酸水注入ポンプ吐出圧力※２

ａ．ほう酸水注入系による
原子炉注水

操作

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

76

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 71 に監視計器一覧（8／8）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.2.2.5 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1) 重大事故等の進展抑制
原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１
高圧代替注水系系統流量※１

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

制御棒駆動水圧系系統流量

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能制御棒駆動系冷却水ライン流量

判断基準

原子炉圧力容器内の圧力ｂ．制御棒駆動水圧系による原子炉注水操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

77

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

第 1.2.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

第1.2－3表 審査基準における要求事項毎の給電対象設備

給電元給電母線
対象条文
【1.2】

対象条文

供給対象設備
高圧代替注水系弁

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧
時に発電用原子炉を冷却するための手順等

供給対象設備原子炉隔離時冷却系（注水系） 弁

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

高圧代替注水系（蒸気系） 弁

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

高圧代替注水系（注水系） 弁

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

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

AM 用直流 125V
所内蓄電式直流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
可搬型直流電源設備【1.2】
原子炉冷却材圧力バウンダ
リ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

直流 125V A 系
直流 125V A－2 系
AM 用直流 125V
ほう酸水注入系ポンプ・弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系 MCC
D系
中央制御室監視計器類

給電元
給電母線

常設代替直流電源設備
可搬型直流電源設備

原子炉隔離時冷却系弁

備考

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

計測用 A 系計測用 B 系

78

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成。

79

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成。
柏崎は比較表 79 ページに記載。

80

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成しており，機能喪失原因対策分析（補足）は作成しない。

81

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料には記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて
整理する。

82

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料には記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて
整理する。

83

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 100 ページ，102
ページに記載。
設計方針の相違＊１84

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 101 ページ，103
ページに記載。
設計方針の相違＊１85

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 108 ページに記載。

86

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二はタイムチャートを記載。

87

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
記載方針の相違＊２88

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
記載方針の相違＊２89

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
記載方針の相違＊２90

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 104 ページに記載。

91

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 104 ページに記載。

92

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 105 ページに記載。

93

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 106 ページに記載。

94

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 107 ページに記載。

95

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊４96

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊４97

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 111 ページに記載
設計方針の相違＊６98

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二はタイムチャートを記載。

99

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 84 ページに記載。

100

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 85 ページに記載。

101

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 84 ページに記載。
設計方針の相違＊１102

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 85 ページに記載。
設計方針の相違＊１103

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 91 ページに記載。

104

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 93 ページに記載。

105

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 94 ページに記載。

106

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 95 ページに記載。

107

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 86 ページに記載。

108

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二の水源切替えは，技術的能力「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」に
整備。

109

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は比較表 98 ページに記載。

110

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二の水源切替えは，技術的能力「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」に
整備。

111

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

112

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 112 ページに記載。

113

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 112 ページに記載。

114

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 31 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 114 ページに記載。

115

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

東海第二
1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等＜ 目 次 ＞＜

1.3.1 対応手段と設備の選定

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

目 次 ＞

a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 代替減圧(a) 代替減圧(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b. サポート系故障時の対応手段及び設備

ｂ．サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 常設直流電源系統喪失時の減圧(a) 常設直流電源系統喪失時の減圧(b) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧(b) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧(c) 逃がし安全弁が作動可能な環境条件(c) 逃がし安全弁が作動可能な環境条件(d) 復旧(d) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失における逃がし安全弁の復旧(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備

c. 原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備

ｃ．原子炉格納容器破損を防止するための対応手段及び設備(a) 炉心損傷時における高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱の防止(a) 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

d. インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手段及び設備

ｄ．インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手段及び設備(a) インターフェイスシステムLOCA発生時の対応(a) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

e. 手順等

ｅ．手順等

1

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.3.2 重大事故等時の手順

1.3.2 重大事故等時の手順

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 代替減圧(1) 代替減圧

a. 手動操作による減圧

備考

ａ．手動による原子炉減圧(2) 重大事故等時の対応手段の選択(2) 重大事故等時の対応手段の選択

1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順

1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1) 常設直流電源系統喪失時の減圧(1) 常設直流電源系統喪失時の減圧
ａ．常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

東二は常設直流電源系統喪失
時に重大事故等対処設備である常設代替直流電源設備により給電が可能であることから，機能回復手段として手順を整備する。
柏崎は逃がし安全弁の（自動減圧機能付き）及び（自動減圧機能なし）を重大事故等対処設備と位置付け，常設直流電源系統
喪失時に逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の機能を回復させる手段を選定している。
（以下，設計方針の相違＊１）

a. 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放

ｂ．可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

b. 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放ｃ．逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復

c. 代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放

東二は窒素喪失時の減圧手順として整理する。また，遠隔での操作が可能であり,減圧に有効な手段であることから，重大事故等対処設備と位置付ける。
柏崎は常設直流電源系統喪失
時の減圧手順と整理し，フランジ接続などがあるため,自主対策設備と位置付ける（以下，設計方針の相違＊２）2

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧
a. 高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

東海第二

備考

(2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
ａ．非常用窒素供給系による窒素確保
ｂ．可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保

東二は非常用窒素供給系のボンベ供給圧力が低下した場合の対応として自主対策設備として可搬型窒素供給装置（小型）を整備する。
（以下，設計方針の相違＊３）

ｃ．非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧(3) 復旧(3) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失における逃がし安全弁の復旧

a. 代替直流電源設備による復旧

ａ．代替直流電源設備による復旧

b. 代替交流電源設備による復旧

ｂ．代替交流電源設備による復旧(4) 重大事故等時の対応手段の選択(4) 重大事故等時の対応手段の選択

1.3.2.3 炉心損傷時における高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順

1.3.2.3 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順

1.3.2.4 インターフェイスシステムLOCA発生時の対応手順

1.3.2.4 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順(1) EOP「原子炉建屋制御」(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」

1.3.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

1.3.2.5 その他の手順項目について考慮する手順

3

設計方針の相違＊２

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基準

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基準

事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及びび原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な手な手順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること｡【解釈】
１ 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必【解釈】
１「炉心の著しい損傷」を「防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うため

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

手順等をいう｡（１）可搬型重大事故防止設備（１）可搬型重大事故防止設備ａ） 常設直流電源系統喪失時において、減圧用の弁（逃がし安全弁（BWRの場合）又は、主

ａ）常設直流電源系統喪失時において、減圧用の弁（逃がし安全弁（BWR の場合）又は、主蒸

蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWRの場合））を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダ

気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWR の場合））を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリのリの減圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること。

減圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること｡ｂ） 減圧用の弁が空気作動弁である場合、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダ
リの減圧操作が行えるよう可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベを整備すること。
ｃ） 減圧用の弁が作動可能な環境条件を明確にすること。
（２）復旧
ａ） 常設直流電源喪失時においても、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、代替電源による復旧手順等が整備されていること。
（３）蒸気発生器伝熱管破損（SGTR）

ｂ）減圧用の弁が空気作動弁である場合、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベを整備すること｡
ｃ）減圧用の弁が作動可能な環境条件を明確にすること｡（２）復旧
ａ）常設直流電源喪失時においても、減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、代替電源による復旧手順等が整備されていること｡（３）蒸気発生器伝熱管破損（SGTR）

ａ） SGTR 発生時において、破損した蒸気発生器を隔離すること。隔離できない場合、加圧器ａ）SGTR 発生時において、破損した蒸気発生器を隔離すること。隔離できない場合、加圧器逃逃がし弁を作動させること等により原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよがし弁を作動させること等により原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手う、手順等が整備されていること。（PWR の場合）

順等が整備されていること。（PWR の場合）

（４）インターフェイスシステム LOCA（ISLOCA）（４）インターフェイスシステムLOCA（ISLOCA）

ａ） ISLOCA 発生時において、原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所を隔離すること。隔離ａ）ISLOCA 発生時において、原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所を隔離すること。隔離でできない場合、原子炉を減圧し、原子炉冷却材の漏えいを抑制するために、逃がし安全弁きない場合、原子炉を減圧し、原子炉冷却材の漏えいを抑制するために、逃がし安全弁（BWR（BWR の場合）又は主蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWR の場合）を作動させることの場合）又は主蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWR の場合）を作動させること等により等により原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順等が整備されている

原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう、手順等が整備されていること｡

こと。

4

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準対象施設が有する発電用原子炉の東二は要求事項である減圧用炉の減圧機能は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）による自動減圧機能（以下「自動減圧系」とい

減圧機能は，逃がし安全弁による減圧機能である。

の弁（逃がし安全弁）を設計基
準対象施設，自動減圧機能はそう。）である。

の一部で設計基準事故対処設
備として整理した。
（以下，記載方針の相違＊１）
この機能が喪失した場合においても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た

この機能が喪失した場合においても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た

東二は対処設備の本格的な設め， 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する対処設備を整備しており，ここでは，これらの対処設

め，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための対処設備を整備する。ここでは，この対処設備

置工事前であることから方針備を活用した手順等について説明する。

を活用した手順等について説明する。

を示し，他条文と整合を図る記

インターフェイスシステム LOCA 発生時は，原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所を隔離するこ

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所を隔離すとで原子炉冷却材の漏えいを抑制する。なお，損傷箇所の隔離ができない場合は，逃がし安全弁によることで原子炉冷却材の漏えいを抑制する。なお，損傷箇所の隔離ができない場合は，逃がし安全る減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制することとしており，これらの手順等について説明する。

弁による減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制することとしており，これらの手順等について説明す

載とした。

る。
1.3.1 対応手段と設備の選定

1.3.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方
炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態にある場合は，発炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態にある場合に電用原子炉の減圧が必要である。発電用原子炉の減圧をするための設計基準事故対処設備として自は，原子炉の減圧が必要である。原子炉の減圧をするための設計基準対象施設として，逃がし

動減圧系を設置している。

安全弁（逃がし弁機能）を設置している。また，設計基準事故対処設備として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を設置している。

この設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設

これらの原子炉の減圧機能が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準対象施備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定す設及び設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策

る故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定する（第 1.3.1 図）。

分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定す
る（第1.3－1図）。

また，高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損の防止及びインタ

また，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器破損を防止する対応ーフェイスシステム LOCA の対応手段と重大事故等対処設備を選定する。重大事故等対処設備のほ手段及び重大事故等対処設備並びにインターフェイスシステムＬＯＣＡの対応手段及び重大事※１

かに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備を選定する。

故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定する。

※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用す※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況においてることは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

5

記載方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけで東海第二選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。
）だけなく，設置許可基準規則第四十六条及び技術基準規則第六十一条（以下「基準規則」という。）のでなく，設置許可基準規則第四十六条及び技術基準規則第六十一条（以下「基準規則」とい要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確う。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備とのにする。

関係を明確にする。

(2) 対応手段と設備の選定の結果

備考(2) 対応手段と設備の選定の結果

機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，自動減圧系の故障を想定する。ま

機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，逃がし安全弁（自動減圧機

た，サポート系故障として，全交流動力電源喪失又は直流電源（常設直流電源若しくは常設直流電能）の自動減圧機能（以下「自動減圧系」という。）の故障を想定する。また，サポート系故源系統）喪失を想定する。

障として，全交流動力電源喪失，直流電源（常設直流電源又は常設直流電源系統）喪失又は窒

東二はサポート系故障として素供給系の故障を想定する。

窒素供給系の故障を明記。

設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基

なお、柏崎も機能喪失原因対策

則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設

準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自分析において，窒素供給系の故備を以下に示す。

主対策設備を以下に示す。

障を抽出している。

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第 1.3.1 表に整理する。
a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 代替減圧
設計基準事故対処設備である自動減圧系の故障により発電用原子炉の減圧ができない場合は，減圧の自動化又は中央制御室からの手動操作により発電用原子炉を減圧する手段がある。

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第1.3－1表に整理する。
ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 代替減圧
設計基準事故対処設備である自動減圧系が故障により原子炉の自動での減圧ができない場
合には，過渡時自動減圧機能による原子炉減圧の自動化，又は逃がし安全弁の中央制御室からの手動操作により原子炉を減圧する手段がある。

ⅰ. 減圧の自動化

ⅰ) 原子炉減圧の自動化

原子炉水位低（レベル 1）到達 10 分後及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場

原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達10分後及び残留熱除去系ポンプ又は低圧

東二は低圧炉心スプレイ系ポ合に，代替自動減圧機能により発電用原子炉を自動で減圧する。なお，「1.1 緊急停止失敗時

炉心スプレイ系ポンプが運転している場合に，過渡時自動減圧機能により逃がし安全弁

ンプの出口圧力信号を起動信に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」における EOP「反応度制御」対応操作中は，発（自動減圧機能）7個のうち，2個を作動させて原子炉を自動で減圧する。

号に使用しているが，柏崎は取電用原子炉の自動減圧による原子炉圧力容器への冷水注水量の増加に伴う原子炉出力の急上り入れていない。

昇を防止するため，以下に記す「自動減圧系の起動阻止スイッチ」により自動減圧系及び代替

東二は「1.1 緊急停止失敗時に自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）による自動減圧を阻止する。

発電用原子炉を未臨界にするための手順等」に整理しており本手順では記載しない。

6

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

過渡時自動減圧機能による減圧で使用する設備は以下のとおり。

東二は設備の添付八の記載と・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）・過渡時自動減圧機能

合わせ，主要な設備を本文に記

・自動減圧系の起動阻止スイッチ

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

載し，関連設備は「第 1.3－1 表」・逃がし安全弁（自動減圧機能付き C,H,N,T の 4 個）

・自動減圧機能用アキュムレータ

に整理することとしている。

代替自動減圧機能による減圧の自動化で使用する設備は以下のとおり。

（以下，記載方針の相違＊２）・主蒸気系配管・クエンチャ・自動減圧機能用アキュムレータ
・非常用交流電源設備
ⅱ. 手動操作による減圧

ⅱ) 手動による原子炉減圧

中央制御室からの手動操作により逃がし弁機能用電磁弁又は自動減圧機能用電磁弁を作動さ

中央制御室からの手動操作により自動減圧機能用電磁弁又は逃がし弁機能用電磁弁をせ，アキュムレータに蓄圧された窒素ガスを逃がし安全弁に供給することにより逃がし安全弁作動させ，アキュムレータに蓄圧された窒素を逃がし安全弁に供給することにより逃がを開放し，発電用原子炉を減圧する。また，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源がし安全弁を開放して原子炉を減圧する。また，原子炉隔離時冷却系を中央制御室からの東二は原子炉隔離時冷却系の健全で，復水器の真空状態が維持できていれば，中央制御室からの手動操作によりタービンバ操作により起動し，原子炉蒸気の一部を用いて復水貯蔵タンクの水を循環することによ運転による原子炉減圧が有効

イパス弁を開操作し，発電用原子炉を減圧する。

り原子炉を減圧する。さらに，主蒸気隔離弁が全開状態であり，復水器の真空状態が維なため手段として選定した。

持できていれば，中央制御室からの手動操作によりタービン・バイパス弁を開操作し，（以下，設計方針の相違＊４）

原子炉を減圧する。
(ⅰ) 逃がし安全弁による減圧逃がし安全弁の手動操作による減圧で使用する設備は以下のとおり。

逃がし安全弁による減圧で使用する設備は以下のとおり。

・逃がし安全弁・逃がし安全弁（自動減圧機能）

・主蒸気系配管・クエンチャ

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）・逃がし弁機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・逃がし弁機能用アキュムレータ

東二は表題を記載
記載方針の相違＊２

・所内蓄電式直流電源設備
・可搬型直流電源設備
また，上記所内蓄電式直流電源設備への継続的な給電で使用する設備は以下のとおり。
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備(ⅱ) 原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による減圧
原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による減圧で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・復水貯蔵タンク

7

設計方針の相違＊４

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(ⅲ) タービン・バイパス弁による減圧

タービンバイパス弁の手動操作による減圧で使用する設備は以下のとおり。

タービン・バイパス弁による減圧で使用する設備は以下のとおり。

・タービンバイパス弁

・タービン・バイパス弁

・タービン制御系

・タービン制御系(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

備考
東二は表題を記載
記載方針の相違＊２(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

代替減圧で使用する設備のうち，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能），自動減圧「1.3.1(2)ａ．(a)ⅰ) 原子炉減圧の自動化」で使用する設備のうち，過渡時自動減圧

系の起動阻止スイッチ，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，自動減圧機能用アキュ

機能，逃がし安全弁（自動減圧機能）及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対備を記載。

ムレータ，逃がし弁機能用アキュムレータ，所内蓄電式直流電源設備，可搬型直流電源設備，処設備として位置づける。

記載方針の相違＊２

常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

「1.3.1(2)ａ．(a)ⅱ)(ⅰ)

求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である自動減圧系が故障した場合においても，発電用原子炉を減圧することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

逃がし安全弁による減圧」で使用する設備のうち，逃がし

安全弁（自動減圧機能）及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設備として

東二は重大事故等対処設備と位置づける。

位置付けている。

「1.3.1(2)ａ．(a)ⅱ)(ⅱ)

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要東二は対応手段ごとに対処設

原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による減柏崎は設計基準事故対処設備

圧」で使用する設備のうち，原子炉隔離時冷却系ポンプは重大事故等対処設備として位置が健全で重大事故等の対処にづける。

用いる際，これらの設計基準事

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，逃がし安全弁が機能喪失した場合においても，原子故対処設備を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）と位置付けている。

炉を減圧することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。

・第二代替交流電源設備

東二は常設代替交流電源設備

耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，の代替としての自主的な電源

健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段

設備は設置しない。

として有効である。

（以下，設計方針の相違＊５）
・逃がし弁機能用アキュムレータ
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動に使用する逃がし弁機能用アキュムレータ
は，耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，逃がし
安全弁（逃がし弁機能）により原子炉を減圧することができるため，逃がし安全弁（自動減圧機能）の代替減圧手段として有効である。

8

東二は左記のとおり自主対策
設備と位置付ける。
（以下，設計方針の相違＊６）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二・復水貯蔵タンク備考
設計方針の相違＊４

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，原子炉隔離時冷却系により原子炉蒸気の一部を用いて復水貯蔵タンクの水を再循環することにより，原子炉を減圧することができるため，逃がし安全弁の代替減圧手段として有効である。
・タービンバイパス弁，タービン制御系

・タービン・バイパス弁及びタービン制御系

炉心損傷前において，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，復水器の真空状態が維持できていれば，逃がし安全弁の代替手段として有効である。

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，復水器が使用可能であれば，原子炉を減圧することができるため，逃がし安全弁の代替減圧手段として有効である。

b. サポート系故障時の対応手段及び設備

ｂ．サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 常設直流電源系統喪失時の減圧(a) 常設直流電源系統喪失時の減圧

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が喪失し，発電用原子炉の常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が喪失し，原子炉の減圧ができない場合は，可搬型直流電源設備又は逃がし安全弁用可搬型蓄電池により逃がし安全減圧ができない場合に，常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池，可搬弁の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する手段がある。

型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器並びに逃がし

設計方針の相違＊１

安全弁用可搬型蓄電池により逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させ原子炉を減圧する手段がある。
設計方針の相違＊２

また，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が確保できない場合においても，代替逃がし安全
弁駆動装置により逃がし安全弁を作動させて発電用原子炉を減圧する手段がある。

ⅰ) 常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させ原子炉を減圧する。
常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復後の原子炉減圧で使用する設備は以下のとおり。
・逃がし安全弁（自動減圧機能）
・自動減圧機能用アキュムレータ

9

設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅰ. 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

東海第二

備考

ⅱ) 可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

可搬型直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確

可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器によ保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。なお，

り逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自機能）とする。

可搬型直流電源設備による直流電源の供給準備が整うまでの期間は，常設代替直流電源設備に動減圧機能）の機能を回復させ原子炉を減圧する。

東二は常設代替直流電源設備

東二は逃がし安全弁（自動減圧て逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動による逃がし安全弁機能回復

減圧機能なし）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。

を対応手段として整理。
（比較表ページ 9）

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型直流電源設備

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復後の原子炉減圧で使用する設備

記載方針の相違＊２は以下のとおり。

・AM 用切替装置（SRV）

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

東二は逃がし安全弁（自動減圧・常設代替直流電源設備

・自動減圧機能用アキュムレータ

機能）とする。

・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）
・主蒸気系配管・クエンチャ
・逃がし弁機能用アキュムレータ
・主蒸気系配管・クエンチャ・自動減圧機能用アキュムレータ
ⅱ. 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復
逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復で使用する設備は以下のとおり。

ⅲ) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復
逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させ原子炉を減圧する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復後の原子炉減圧で使用する設記載方針の相違＊２

備は以下のとおり。
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池

・逃がし安全弁用可搬型蓄電池

・逃がし安全弁（自動減圧機能付き）

・逃がし安全弁（自動減圧機能）
・自動減圧機能用アキュムレータ
設計方針の相違＊２ⅲ. 代替逃がし安全弁駆動装置による減圧
代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の電磁弁排気ポートへ窒素ガスを供給し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して発電用原子炉を減圧する。
代替逃がし安全弁駆動装置による減圧で使用する設備は以下のとおり。
・高圧窒素ガス供給系（代替逃がし安全弁駆動装置）
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし D,E,K,U の 4 個）・主蒸気系配管・クエンチャ

10

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧

東海第二

備考

(b) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュム

逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュ

レータの供給圧力が喪失した場合は，高圧窒素ガス供給系により逃がし安全弁の駆動源を確保

ムレータの供給圧力が喪失した場合に，非常用窒素供給系により逃がし安全弁（自動減圧

し，逃がし安全弁の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する手段がある。

機能）の駆動源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させ原子炉を減圧する手段がある。

ⅰ. 高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保

ⅰ) 非常用窒素供給系による窒素確保

逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供給源を不活性ガス系から高圧窒素ガス供給系に逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な窒素の供給源を窒素供給系から非常用切り替えることで窒素ガスを確保し，発電用原子炉を減圧する。また，逃がし安全弁の駆動源

窒素供給系に切り替わることで窒素を確保し，原子炉を減圧する。また，非常用窒素供を高圧窒素ガス供給系から供給している期間において，逃がし安全弁の作動に伴い窒素ガスの給系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，予備の非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

圧力が低下した場合は，予備の高圧窒素ガスボンベに切り替えることで窒素ガスを確保し，発に切り替えることで窒素を確保し，原子炉を減圧する。

電用原子炉を減圧する。
高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保で使用する設備は以下のとおり。

非常用窒素供給系による窒素確保で使用する設備は以下のとおり。

・高圧窒素ガスボンベ

・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

・高圧窒素ガス供給系配管・弁・逃がし安全弁（自動減圧機能）

記載方針の相違＊２

・自動減圧機能用アキュムレータ
・逃がし弁機能用アキュムレータ
ⅱ) 可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保

設計方針の相違＊３

非常用窒素供給系からの供給期間中において，逃がし安全弁の作動により，逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な窒素の圧力が低下した場合は，可搬型窒素供給装置（小型）から供給することで窒素を確保し，原子炉を減圧する。
可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型窒素供給装置（小型）・逃がし安全弁（自動減圧機能）ⅲ) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧

設計方針の相違＊２

逃がし安全弁の作動に必要なアキュムレータ（逃がし弁機能用及び自動減圧機能用）の供給圧力が喪失した場合，非常用逃がし安全弁駆動系により逃がし安全弁（逃がし弁機能）のアクチュエータに非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベから窒素を供給することで，逃がし安全弁（逃がし弁機能）を開放して原子炉を減圧する。また，予備の非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベに切り替えることで窒素を供給することも可能である。
非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧で使用する設備は以下のとおり。
・非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ
・逃がし安全弁（逃がし弁機能）11

記載方針の相違＊２

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(c) 逃がし安全弁が作動可能な環境条件想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供給圧力を調整可能な設計としている。

東海第二

備考

(c) 逃がし安全弁が作動可能な条件想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，逃がし安全弁の作動に必要な窒素の供給圧力を調整可能な設計としている。

ⅰ. 逃がし安全弁の背圧対策

ⅰ) 逃がし安全弁の背圧対策想定される重大事故等時の環境条件を考慮して，原子炉格納容器内の圧力が設計圧力の 2 倍想定される重大事故等時の環境条件を考慮して，原子炉格納容器内圧力が設計圧力の2の状態（620kPa[gage]）となった場合においても確実に逃がし安全弁を作動させることができ倍の状態（620kPa［gage］（2Pd））となった場合においても確実に逃がし安全弁を作動さるよう，あらかじめ供給圧力を設定する。

せることができるように，あらかじめ供給圧力を設定する。

逃がし安全弁の背圧対策として，窒素ガスの供給圧力を調整するために使用する設備は以下のとおり。
・高圧窒素ガスボンベ

逃がし安全弁の背圧対策で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊２

・非常用窒素供給系
・非常用逃がし安全弁駆動系

・高圧窒素ガス供給系配管・弁(d) 復旧
全交流動力電源喪失又は常設直流電源喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合
は，代替電源により逃がし安全弁の機能を復旧させて発電用原子炉を減圧する手段がある。

(d) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失における逃がし安全弁の復旧
全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失により逃がし安全弁による原子炉の減圧機能

東二は要求事項である「常設直が喪失した場合に，代替電源により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保し，逃が流電源系統喪失」に対し，全交

し安全弁の機能を復旧することで原子炉を減圧する手段がある。

流動力電源喪失及び常設直流電源喪失を想定し対応手段及び設備を整備する。

ⅰ. 代替直流電源設備による復旧
代替直流電源設備（可搬型直流電源設備又は直流給電車）により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

代替直流電源設備による復旧で使用する設備は以下のとおり。

ⅰ) 代替直流電源設備による復旧
代替直流電源設備（常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池又は可東二は代替直流電源設備とし搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器）によりて常設代替直流電源設備と可逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁の機能を復旧させ原子炉搬型代替直流電源設備を整備。

を減圧する。

直流給電車は整備しない。

代替直流電源設備による逃がし安全弁復旧後の原子炉減圧で使用する設備は以下のとおり。

・可搬型直流電源設備

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

・直流給電車及び電源車

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）・自動減圧機能用アキュムレータ
・逃がし弁機能用アキュムレータ

12

記載方針の相違＊２

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅱ. 代替交流電源設備による復旧

東海第二

備考

ⅱ) 代替交流電源設備による復旧

常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器

代替交流電源設備（常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又はを受電し，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧す

可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車）により直流125V充電器

る。

に給電し，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保することにより逃がし安全弁の設計方針の相違＊５

機能を復旧させ原子炉を減圧する。
代替交流電源設備による復旧で使用する設備は以下のとおり。

代替交流電源設備による逃がし安全弁復旧後の原子炉減圧で使用する設備は以下のとおり。

・常設代替交流電源設備

・逃がし安全弁（自動減圧機能）・第二代替交流電源設備

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）

・可搬型代替交流電源設備

・自動減圧機能用アキュムレータ
・逃がし弁機能用アキュムレータ

13

記載方針の相違＊２

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二

備考

(e) 重大事故等対処設備と自主対策設備
東二は対応手段ごとに対処設

常設直流電源系統喪失時の減圧で使用する設備のうち，可搬型直流電源設備，AM 用切替装置「1.3.1(2)ｂ．(a)ⅰ) 常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復」で使用す（SRV），常設代替直流電源設備，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，逃がし弁機能用る設備のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能）及び自動減圧機能用アキュムレータは重大備を記載。

アキュムレータ，逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故事故等対処設備として位置づける。

記載方針の相違＊２

等対処設備として位置付ける。

「1.3.1(2)ｂ．(a)ⅱ) 可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復」で使用する設備のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能）及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.3.1(2)ｂ．(a)ⅲ) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復」で使用する設備のうち，逃がし安全弁用可搬型蓄電池，逃がし安全弁（自動減圧機能）及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設備として位置づける。

逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧で使用する設備のうち，高圧窒素ガスボ「1.3.1(2)ｂ．(b)ⅰ) 非常用窒素供給系による窒素確保」で使用する設備のうち，非ンベ，高圧窒素ガス供給系配管・弁，自動減圧機能用アキュムレータ及び逃がし弁機能用アキ

常用窒素供給系高圧窒素ボンベ及び逃がし安全弁（自動減圧機能）は重大事故等対処設備

ュムレータは重大事故等対処設備として位置付ける。

として位置づける。
「1.3.1(2)ｂ．(b)ⅱ) 可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保」で使用する設備のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能）は重大事故等対処設備と位置づける。
「1.3.1(2)ｂ．(b)ⅲ) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧」で使用する設備のうち，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ及び逃がし安全弁（逃がし弁機能）※２
は重大事故等対処設備として位置づける。

逃がし安全弁が作動可能な環境条件で使用する設備のうち，高圧窒素ガスボンベ及び高圧窒
素ガス供給系配管・弁は重大事故等対処設備として位置付ける。
復旧で使用する設備のうち，可搬型直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交
流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

「1.3.1(2)ｂ．(c)ⅰ) 逃がし安全弁の背圧対策」で使用する設備のうち，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.3.1(2)ｂ．(d)ⅰ) 代替直流電源設備による復旧」で使用する設備のうち，逃がし
安全弁（自動減圧機能）及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.3.1(2)ｂ．(d)ⅱ) 代替交流電源設備による復旧」で使用する設備のうち，逃がし
安全弁（自動減圧機能）及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設備として位置づける。
※2 逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

14

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は直流電源喪失が発生した場合においても，発電用原子炉を減圧することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設
備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

東海第二

備考

以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失，直流電源（常設直流電源又は常 東二は要求事項である「常設直設直流電源系統）喪失又は逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失が発生した場合において流電源系統喪失」に対し，全交

も，原子炉を減圧することができる。

流動力電源喪失及び常設直流

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

電源喪失を想定し対応手段及び設備を整備する。

設計方針の相違＊２・高圧窒素ガス供給系（代替逃がし安全弁駆動装置）
現状の設備では系統構成（フランジ取外し，ホース取付け）を原子炉建屋原子炉区域で実施しなければならず，事象の進展によってはアクセス困難となる可能性があるが，逃がし安全弁を作動させる手段として有効である。
・直流給電車

東二は代替直流電源設備とし給電開始までに時間を要するが，給電が可能であれば逃がし安全弁の作動に必要となる直て常設代替直流電源設備と可流電源を確保できることから，発電用原子炉を減圧するための直流電源を確保する手段とし搬型代替直流電源設備を整備。

て有効である。

直流給電車は整備しない。
設計方針の相違＊５

・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・逃がし弁機能用アキュムレータ

設計方針の相違＊６

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動に使用する逃がし弁機能用アキュムレータ
は，耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，逃がし
安全弁（逃がし弁機能）により原子炉を減圧することができるため，逃がし安全弁（自動減圧機能）の代替減圧手段として有効である。
・可搬型窒素供給装置（小型）
可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保まで時間を要するが，逃がし安全弁（自動減圧機能）に窒素を供給可能であれば，重大事故等の対処に必要となる窒素を確保できることから有効な手段である。

15

設計方針の相違＊３

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二c. 原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備

ｃ．原子炉格納容器破損を防止するための対応手段及び設備(a) 炉心損傷時における高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱の防止(a) 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止

炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態である場合において，高圧溶融物放炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物

出/格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁の手放出／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するため，中央制御室

動操作により発電用原子炉を減圧する手段がある。

からの手動操作で逃がし安全弁を開放することにより原子炉を減圧する手段がある。

高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱の防止で使用する設備は以下のとおり。

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止するための原子炉減圧で使用する設備

備考

記載方針の相違＊２は以下のとおり。
・逃がし安全弁・逃がし安全弁（自動減圧機能）

・主蒸気系配管・クエンチャ

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）・逃がし弁機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・逃がし弁機能用アキュムレータ(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

原子炉格納容器の破損の防止で使用する設備のうち，逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエン「1.3.1(2)ｃ．(a) 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防チャ，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは重大事故等対処設止」で使用する設備のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能）及び自動減圧機能用アキュム

備を記載。

備として位置付ける。

レータは重大事故等対処設備として位置づける。

記載方針の相違＊２

東二は対応手段ごとに対処設設計方針の相違＊６
この機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求

東二は各条文内で記載を統一。

される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態

以上の重大事故等対処設備により，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状である場合においても，発電用原子炉を減圧することで，高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直態である場合においても，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容

接加熱による原子炉格納容器の破損を防止することができる。

器破損を防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・逃がし弁機能用アキュムレータ
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動に使用する逃がし弁機能用アキュムレー
タは，耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，逃がし安全弁（逃がし弁機能）により原子炉を減圧することができるため，逃がし安全弁（自動減圧機能）の代替減圧手段として有効である。

16

設計方針の相違＊６

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二d. インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手段及び設備

ｄ．インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手段及び設備(a) インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応(a) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応

インターフェイスシステム LOCA 発生時に，漏えい箇所の隔離操作を実施するものの隔離でインターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，中央制御室から漏えい箇所の隔離操作をきない場合，原子炉冷却材が原子炉格納容器外へ漏えいする。原子炉格納容器外への漏えいを実施するが，漏えい箇所の隔離ができない場合には，原子炉格納容器外に原子炉冷却材の抑制するため，逃がし安全弁及びタービンバイパス弁により発電用原子炉を減圧するととも漏えいが継続する。原子炉格納容器外への漏えいを抑制するため，逃がし安全弁又はターに，弁の隔離操作により原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離する手段がある。

ビン・バイパス弁により原子炉を減圧し，現場での弁の隔離操作により原子炉冷却材の漏

また，原子炉冷却材が原子炉格納容器外へ漏えいし原子炉建屋原子炉区域内の圧力が上昇しえい箇所を隔離する手段がある。

備考

東二はインターフェイスシス

た場合において，原子炉建屋ブローアウトパネルが開放することで，原子炉建屋原子炉区域内

テム LOCA 発生時の環境評価かの圧力及び温度の上昇を抑制し，環境を改善する手段がある。

ら，原子炉建屋原子炉棟内の環境改善を必要としないため，ブ

なお，原子炉建屋ブローアウトパネルは開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設

ローアウトパネルによる環境備であり，運転員による開放操作は必要としない。

を改善する手段は選定しない。
（以下，設計方針の相違＊７）
インターフェイスシステム LOCA 発生時における発電用原子炉の減圧で使用する設備は以下

原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊２のとおり。
・逃がし安全弁・逃がし安全弁（自動減圧機能）

・主蒸気系配管・クエンチャ

・逃がし安全弁（逃がし弁機能）・逃がし弁機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・逃がし弁機能用アキュムレータ

・タービンバイパス弁

・タービン・バイパス弁

・タービン制御系

・タービン制御系

インターフェイスシステム LOCA 発生時における原子炉冷却材の漏えい箇所の隔離で使用す原子炉冷却材の漏えい箇所の隔離で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊２

る設備は以下のとおり。
・高圧炉心注水系注入隔離弁

・高圧炉心スプレイ系注入弁
・原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁

東二は漏えいの可能性がある

・低圧炉心スプレイ系注入弁個所を選定し，全てを対象とす

・残留熱除去系Ａ系注入弁る。

・残留熱除去系Ｂ系注入弁

柏崎は漏えいの発生確率の高・残留熱除去系Ｃ系注入弁

い高圧系を選定している。
設計方針の相違＊７

インターフェイスシステム LOCA 発生時における原子炉建屋原子炉区域内の圧力及び温度の上昇抑制並びに環境改善で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋ブローアウトパネル

17

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二

備考

(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

インターフェイスシステム LOCA 発生時における発電用原子炉の減圧で使用する設備のうち，「1.3.1(2)ｄ．(a) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応」で使用する設備

逃がし安全弁，主蒸気系配管・クエンチャ，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能），自動減圧機能用アキュムレータ，高圧炉心スプ備を記載。

用アキュムレータは重大事故等対処設備として位置付ける。

レイ系注入弁，原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁，低圧炉心スプレイ系注入弁，残留熱除記載方針の相違＊２

去系Ａ系注入弁，残留熱除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系Ｃ系注入弁を重大事故等対処

設計方針の相違＊６

東二は対応手段ごとに対処設設備として位置づける。
インターフェイスシステム LOCA 発生時における原子炉冷却材の漏えい箇所の隔離で使用する高圧炉心注水系注入隔離弁は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

東二は重大事故等対処設備とインターフェイスシステム LOCA 発生時における原子炉建屋原子炉区域内の圧力及び温度の位置付けている。

上昇抑制並びに環境改善で使用する原子炉建屋ブローアウトパネルは重大事故等対処設備と柏崎は設計基準事故対処設備

して位置付ける。

が健全で重大事故等の対処に用いる際，これらの設計基準事
故対処設備を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）と位置付けている。
設計方針の相違＊７

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

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

以上の重大事故等対処設備により，インターフェイスシステム LOCA が発生した場合におい以上の重大事故等対処設備により，インターフェイスシステムＬＯＣＡが発生した場合ても， 発電用原子炉を減圧することで，原子炉冷却材の原子炉格納容器外への漏えいを抑制においても，中央制御室から漏えい箇所の隔離操作をすることで原子炉冷却材の漏えい箇することができる。

所を隔離するが，漏えい箇所の隔離ができない場合には，原子炉を減圧することで原子炉冷却材が原子炉格納容器外へ漏えいすることを抑制し，現場での弁の隔離操作により原子
炉冷却材の漏えい箇所を隔離することができる。

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

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・逃がし弁機能用アキュムレータ
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動に使用する逃がし弁機能用アキュムレータ
は，耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，逃がし
安全弁（逃がし弁機能）により原子炉を減圧することができるため，逃がし安全弁（自動減圧機能）の代替減圧手段として有効である。

18

設計方針の相違＊６

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
・タービンバイパス弁，タービン制御系

東海第二・タービン・バイパス弁及びタービン制御系

主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，復水器の真空状態が維持できていれば，発電用原子炉を減圧する手段として有効である。

備考

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，復水器が使用可能であれば，原子炉を減圧することができるため，逃がし安全弁の代替減圧手段として有効である。

e. 手順等

ｅ．手順等

上記「a.フロントライン系故障時の対応手段及び設備」，「b.サポート系故障時の対応手段及び上記「ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備」，「ｂ．サポート系故障時の対応設備」，「c.原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び設備」及び「d.インターフェイ

手段及び設備」，「ｃ．原子炉格納容器破損を防止するための対応手段及び設備」及び「ｄ．

スシステム LOCA 発生時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

これらの手順は，運転員の対応として事故時運転操作手順書（徴候ベース）（以下「EOP」といこれらの手順は，運転員等※３及び重大事故等対応要員の対応として，「非常時運転手順書

東二は「技術的能力 1.0 重大う。），事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）（以下「SOP」という。）及び AM 設備別操Ⅱ（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」及び「重大事故等対策要事故対策における共通事項（添作手順書に定める（第 1.3.1 表）。

領」に定める（第1.3－1表）。

付資料 1.0.10

また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第1.3.2 表，第 1.3.3 表）。

また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整理する（第1.3－2表，第1.3－3表）。

重大事故等発生時の体制について）」より,当直運転員と重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が重大事故の対応に当たることとしている。

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

19

運転員等の定義を追記。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.3.2 重大事故等時の手順

1.3.2 重大事故等時の手順

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 代替減圧(1) 代替減圧

a. 手動操作による減圧

備考

ａ．手動による原子炉減圧

発電用原子炉の冷温停止への移行又は低圧注水系を使用した注水への移行を目的として，逃

低圧で原子炉へ注水可能な系統による原子炉注水への移行を目的として，逃がし安全弁，

がし安全弁又はタービンバイパス弁を使用した中央制御室からの手動操作による発電用原子原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転及び主蒸気隔離弁が開状態での復水器を使用

炉の減圧を行う。

したタービン・バイパス弁により原子炉の減圧を実施する。

また，高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損防止を目的として，逃がし安全弁を使用した中央制御室からの手動操作による発電用原子炉の減圧を行う。
(a) 手順着手の判断基準
ⅰ. 発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合・復水器が使用可能であり，タビ
ンバイパス弁の開操作が可能な場合

設計方針の相違＊４

また，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器破損の防止を目的として，逃がし安全弁により原子炉の減圧を行う。
東二は手段毎に手順を整理す(a) 逃がし安全弁による減圧る。

ⅰ) 手順着手の判断基準

また、逃がし安全弁による減圧【逃がし安全弁（自動減圧機能）7個での減圧の場合】※１・復水器が使用不可能であるが，逃がし安全弁の開操作が可能な場合

炉心損傷前において，低圧で原子炉へ注水可能な系統

ⅱ.急速減圧の場合※２又は低圧代替注水系

1については，炉心損傷前後の急系統以上起動できた場合。

速減圧について記載し，操作対・低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系※1：炉心損傷前における「低圧で原子炉へ注水可能な系統」とは，高圧炉心スプレ

象の弁数を整理する。

2 系以上の起動※1 により原子炉圧力容器への注水手段が確保され，逃がし安全弁の開操

イ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系），給水系（電動駆動

作が可能な場合

給水ポンプ）及び復水系をいう。
※2：炉心損傷前における「低圧代替注水系」とは，低圧代替注水系（常設），低圧

・逃がし安全弁が使用できない場合は，復水器が使用可能で，タービンバイパス弁の開操

代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系をいう。

作が可能な場合ⅲ. 炉心損傷後の減圧の場合【逃がし安全弁（自動減圧機能）2個での減圧の場合】
炉心損傷を判断した場合※３で，原子炉圧力容器内の圧力が0.69MPa［gage］以上の［低圧注水手段がある場合］
・高圧注水系は使用できないが，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場合で，逃がし場合に高圧注水系統※４が使用できず，低圧注水系統※５1系統以上起動できた場合，安全弁の開操作が可能な場合

又は原子炉注水手段がなく，原子炉圧力容器内の水位が規定水位（燃料有効長底部［注水手段がない場合］

から燃料有効長の20％高い位置）に到達した場合。

・原子炉圧力容器への注水手段が確保できず，原子炉圧力容器内の水位が規定水位（有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置）に到達した場合で，逃がし安全弁の※3：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷開操作が可能な場合

却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。
※4：炉心損傷後における「高圧注水系統」とは，高圧炉心スプレイ系，給水系（電動駆動給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系をいう。

20

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二※1:「低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系※5：炉心損傷後における「低圧注水系統」とは，復水系，低圧炉心スプレイ系，残2 系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である

留熱除去系（低圧注水系），低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬

高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1 系以上起動型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系をいう。

すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，若しくは低圧代替注水系（常設），消火系及び低圧代替注水系（可搬型）のうち 2 系以上起動することをいう。
なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容器内の水位が規定値に到達した場合
は，低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみの起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。
※2:「低圧注水系 1 系」とは，残留熱除去系（低圧注水モード），給水・復水系，低圧代替注
水系（常設），消火系又は低圧代替注水系（可搬型）のいずれか 1 系をいう。

21

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 操作手順

東海第二備考ⅱ) 操作手順

逃がし安全弁又はタービンバイパス弁を使用した手動操作による減圧手順の概要は以下のと東二は手順の対応フローは記おり。手順の対応フローを第 1.3.2 図，第 1.3.3 図及び第 1.3.4 図に示す。

載しない。
東二は「重大事故等時の対応手［タービンバイパス弁による減圧］

段選択フローチャート」順に対①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員にタービンバイパス弁を応手段を記載する。

手動で開操作し，発電用原子炉を減圧するよう指示する。

東二は「1.3.2.1(1)a(c)タービ②a 判断基準ⅰ：発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合
中央制御室運転員 A は，原子炉冷却材温度変化率が 55℃/h を超えないようにタービン

ン・バイパス弁による減圧」に

バイパス弁を手動で開閉操作し，発電用原子炉を減圧する。

て整理。
（比較表ページ 23）②b 判断基準ⅱ：急速減圧の場合中央制御室運転員 A は，タービンバイパス弁を手動で開操作し，発電用原子炉の急速減圧を行う。
［逃がし安全弁による減圧］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に逃がし安全弁を手動で逃がし安全弁の手動操作による減圧手順は以下の通り。

設備運用・設計，体制の違い①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に逃がし安全弁による原子炉のに起因する記載の相違がある

開操作し，発電用原子炉を減圧するよう指示する。
②a 判断基準ⅰ：発電用原子炉を冷温停止に移行するために減圧する場合

減圧を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，以下の操作及び確認により原子炉の減圧を行い，発電が，実態として記載内容に違いはないことから操作手順に

中央制御室運転員 A は，原子炉冷却材温度変化率が 55℃/h を超えないように逃がし安長に報告する。（操作及び確認は(ⅰ)から順に実施する。）

限り色別化は省略する。

全弁を手動で開閉操作し，発電用原子炉を減圧する。

・炉心損傷前の場合

なお,操作手順は発電長の指示②b 判断基準ⅱ：急速減圧の場合中央制御室運転員 A は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）8 個を手動で開操作し，発電用原子炉の急速減圧を行う。
逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を 8 個開放できない場合は，自動減圧機能を有する(ⅰ) 逃がし安全弁（自動減圧機能）7個を手動操作により開放する。

と運転員等の報告が対となる(ⅱ) 逃がし安全弁（自動減圧機能）7個を開放できない場合，逃がし安全弁（逃構成としている。

がし弁機能）を手動操作により追加で開放し，合計7個まで開放する。

逃がし安全弁とそれ以外の逃がし安全弁を合わせて 8 個開放する。

(ⅲ) 逃がし安全弁7個を開放できない場合，逃がし安全弁が1個以上が開放され②c 判断基準ⅲ：炉心損傷後の減圧の場合ていることを確認する。

中央制御室運転員 A は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き又は逃がし弁機能）2 個を手・炉心損傷後の場合

動で開操作し，発電用原子炉を減圧する。

(ⅰ) 逃がし安全弁2個を手動操作により開放する。

③中央制御室運転員 A は，サプレッション・チェンバ・プール水の温度上昇防止のため，(ⅱ) 逃がし安全弁（自動減圧機能）2個を開放できない場合，逃がし安全弁（逃残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によるサプレッショ

がし弁機能）を手動操作により追加で開放し，合計2個まで開放する。

ン・チェンバ・プール水の除熱を行う。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，中央制御室運転員 1 名で対応が可能である。

ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判作業開始を判断してから手動操作による減圧を開始するまでの所要時間は下記のとおり。

断してから逃がし安全弁による原子炉減圧開始までの所要時間は1分以内と想定する。な・タービンバイパス弁による減圧：1 分以内・逃がし安全弁による減圧：1 分以内

お，中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

22

設備及び体制の違いにより記
載内容の相違赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(b) 原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による減圧

備考
設計方針の相違＊４ⅰ) 手順着手の判断基準
炉心損傷前において，低圧で原子炉へ注水可能な系統又は低圧代替注水系1系統以上起動により原子炉注水手段が確保され，逃がし安全弁による原子炉の減圧ができない場合。
ⅱ) 操作手順
原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による減圧手順は以下の通り。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンクの循環運転による原子炉の減圧を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系を復水貯蔵タンク循環運転で起動

操作手順は発電長の指示と運転員等の報告が対となる構成としている。

し，原子炉の減圧を行い，発電長に報告する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断してから原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による原子炉減圧開始までの所要時間は25分以内と想定する。なお，中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
(c) タービン・バイパス弁による減圧ⅰ) 手順着手の判断基準
炉心損傷前において，低圧で原子炉へ注水可能な系統又は低圧代替注水系1系統以上起動により原子炉注水手段が確保され，逃がし安全弁及び原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵

柏崎は「1.3.2.1(1)a(b)「タービンバイパス弁による減圧」にて整理。
（比較表ページ 22）

タンク循環運転による原子炉の減圧ができない場合。
ⅱ) 操作手順
タービン・バイパス弁による減圧手順は以下の通り。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にタービン・バイパス弁による原子炉の減圧を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，タービン・バイパス弁を手動で開操作し，原子炉の減圧を行い，発電長に報告する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断してからタービンバイパス弁による原子炉減圧開始までの所要時間は3分以内と想定する。なお，中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対
応できる。

23

操作手順は発電長の指示と運転員等の報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.3.16 図に示す。

東海第二

備考

(2) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.3－15図に示す。

自動減圧系機能喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，低圧注水系，低圧代替注水系（常逃がし安全弁の自動減圧機能喪失により逃がし安全弁が自動で作動しない場合，炉心損傷前

東二は炉心損傷前後で対応手設）又は代替注水系による原子炉圧力容器への注水準備が完了し，復水器が使用可能であればであれば，低圧で原子炉へ注水可能な系統又は低圧代替注水系による原子炉注水準備が完了し順が異なるため，炉心損傷前後

タービンバイパス弁により発電用原子炉を減圧する。復水器が使用不可能であれば逃がし安全た後，逃がし安全弁の中央制御室からの操作により原子炉の減圧を実施する。

で記載を整理する。

弁により発電用原子炉を減圧する。また，原子炉水位低（レベル 1）到達 10 分後及び残留熱除逃がし安全弁の中央制御室からの操作により原子炉の減圧ができない場合，原子炉隔離時冷去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合は，代替自動減圧機能が自動で作動し発電用原子炉を却系の復水貯蔵タンク循環運転による原子炉の減圧を実施する。ただし，インターフェイスシ

減圧する。

ステムＬＯＣＡ発生時の減圧手段としては使用しない。
原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による原子炉の減圧ができない場合，主蒸気隔離弁が開可能であれば，復水器を使用したタービン・バイパス弁による原子炉減圧を実施する。
また，炉心損傷を判断した場合で，原子炉圧力容器内の圧力が0.69MPa［gage］以上の場合に高圧注水系統が使用できず，低圧注水系統1系統以上起動できた場合，又は原子炉注水手段がな
く，原子炉圧力容器内の水位が規定水位（燃料有効長底部から燃料有効長の20％高い位置）に到達した場合に逃がし安全弁の中央制御室からの操作により原子炉の減圧を実施する。
なお，原子炉水位低異常低下（レベル１）設定点到達 10 分後及び残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプが運転している場合，過渡時自動減圧機能により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個のうち，2 個を作動させて自動で原子炉を減圧する。

1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順

1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1) 常設直流電源系統喪失時の減圧(1) 常設直流電源系統喪失時の減圧
ａ．常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を中央制御室からの手動操作により開放して，原子炉を減圧する。
(a) 手順着手の判断基準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁による原子炉の減圧ができない場合。

24

設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(b) 操作手順

備考
操作手順は発電長の指示と運常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復手順の概要は以下のとおり。

転員等の報告が対となる構成

概要図を第1.3－2図に，タイムチャートを第1.3－3図に示す。

としている。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に逃がし安全弁（自動減圧機能）の電源を所内常設直流電源設備から常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池への切替え準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池により逃がし安全弁（自動減圧機能）の開放に必要な緊急用直流電源母線電圧が確保されていることを確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に逃がし安全弁（自動減圧機能）の電源を所内常設直流電源設備
から常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池への切り替えを指示する。
④運転員等は中央制御室にて，緊急用電源切替盤で逃がし安全弁の制御回路電源を所内
常設直流電源設備から常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池への切り替えを実施し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等に常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）の開放を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁（自動減圧機能）を手動操作により開放
し，原子炉圧力指示値の低下により原子炉減圧が開始されたことを確認して，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断してから常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復まで5分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，常設代替直流電源設備に関する操作の成立性は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

25

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
a. 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，可搬型直流電源設備

東海第二

備考

ｂ．可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，可搬型代替により逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器により逃がし安全弁

東二は逃がし安全弁（自動減圧

動減圧機能なし）を開放して発電用原子炉を減圧する。なお，可搬型直流電源設備による直流（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を中央機能）の直流電源を確保する。

電源の供給準備が整うまでの期間は，常設代替直流電源設備にて逃がし安全弁（自動減圧機能

制御室からの操作により開放して，原子炉を減圧する。

東二は常設代替直流電源設備なし）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を開放して発電による逃がし安全弁機能回復用原子炉を減圧する。発電用原子炉の減圧状況の確認については，中央制御室又は原子炉建屋を対応手順を整備。

地下 1 階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

また，減圧状況の確認について
は監視計器の電源が確保されるため中央制御室の計器にて(a)手順着手の判断基準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，以下の条件が全て成立した場合。
・炉心損傷前の発電用原子炉の減圧は，低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）(a) 手順着手の判断基準監視可能である。

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁による原子炉の減圧ができない場合において，常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池による緊急用直流125V主母

東二は直流電源の有無を判断

線盤への給電ができない場合。

条件とする。

のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動※1 により原子炉圧力容器への注水手段が確保されている場合。炉心損傷後の発電用原子炉の減圧は，高圧注水系が使用できない場合で，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場合，又は原子炉圧力容器
内の水位が規定水位（有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置）に到達した場合。
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）作動用の窒素ガスが確保されている場合。
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の作動に必要な直流電源を常設代替直流電源設備から給電可能な場合。
※1:「低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系
2 系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である
高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1 系以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，若しくは低圧代替注水系（常設）， 消火系及び低圧代替注水系（可搬型）のうち 2 系以上起動することをいう。
なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容器内の水位が規定値に到達した場合
は，低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみの起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。
※2:「低圧注水系 1 系」とは，残留熱除去系（低圧注水モード），給水・復水系，低圧代替注
水系（常設），消火系又は低圧代替注水系（可搬型）のいずれか 1 系をいう。

26

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) 操作手順
可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放手順の概要は以下のとお

東海第二

備考

(b) 操作手順
可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復手順の概要は以下のとおり。

り。手順の対応フローを第 1.3.3 図に，概要図を第 1.3.5 図に，タイムチャートを第 1.3.6 図

概要図を第1.3－4図に，タイムチャートを第1.3－5図に示す。

東二は手順の対応フローは記に示す。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に逃がし安全弁（自動減圧機能）載しない。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可搬型直流電源設備による逃がし
安全弁（自動減圧機能なし）開放の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に可搬型直流電源設備による直流電源の復旧を依頼する。
③当直副長は，可搬型直流電源設備による直流電源の復旧が完了するまでの間，逃がし安全弁により発電用原子炉を減圧するため，運転員に常設代替直流電源設備による逃がし
安全弁(自動減圧機能なし)開放の準備開始を指示する。
［逃がし安全弁の駆動源（電源）確保及び開放操作］④a［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室の ATWS/RPT 盤に原子炉圧力（可搬計測器）を接続し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
⑤a 中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室の AM 用切替装置（SRV）で，125VDC 分電盤の電源を所内常設直流電源設備から可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代

設備運用・設計，体制の違い

替低圧電源車及び可搬型整流器への切替え準備を指示する。

に起因する記載の相違がある②運転員等は中央制御室にて，可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧が，実態として記載内容に違

電源車及び可搬型整流器により逃がし安全弁（自動減圧機能）の開放に必要な緊急用

いはないことから操作手順に直流電源母線電圧が確保されていることを確認し，発電長に報告する。

限り色別化は省略する。

③発電長は，運転員等に逃がし安全弁（自動減圧機能）の電源を所内常設直流電源設備

なお,操作手順は発電長の指示から可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器と運転員等,災害対策本部長のへの切り替えを指示する。

報告が対となる構成としてい④運転員等は中央制御室にて，緊急用電源切替盤で逃がし安全弁（自動減圧機能）の制る。

御回路電源を所内常設直流電源設備から可搬型代替直流電源設備として使用する可搬

その他，柏崎は操作手順④a で型代替低圧電源車及び可搬型整流器への切り替えを実施し，発電長に報告する。

可搬計測器による原子炉圧力⑤発電長は，運転員等に可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車

容器内の圧力を確認する手順

及び可搬型整流器による逃がし安全弁（自動減圧機能）の開放を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁（自動減圧機能）を手動操作により開放を整備しているが，東二は「1.15

事故時の計装に関す

し，原子炉圧力指示値の低下により原子炉減圧が開始されたことを確認して，発電長る手順等」にて整備する旨，に報告する。

「1.3.2.5

その他の手順項目

側の逃がし安全弁用供給電源 NFB を開放し，125VAM 分電盤側の逃がし安全弁用供給電について考慮する手順」に記載

源 NFB を投入し， 当直副長に常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧する。

機能なし）開放の準備完了を報告する。
⑥a 当直副長は，中央制御室運転員に常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放を指示する。
⑦a 当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運転員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に発電用原子炉の 減圧状況の確認を指示する。
⑧a 中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁（自動減圧機能なし）を手動で開操作し，発電用原子炉の減圧を開始する。

27

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設備運用・設計，体制の違い⑨a［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを中央制御室のに起因する記載の相違がある

ATWS/RPT 盤に接続した原子炉圧力（可搬計測器）指示値の低下により確認し，当直副が，実態として記載内容に違長並びに現場運転員 C，D，E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力がいはないことから操作手順に逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。

限り色別化は省略する。

［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階
計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
⑩a 中央制御室運転員 A 及び B，又は現場運転員 C 及び D は，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長に発電用原子炉の減圧が完了したことを報告する。
［逃がし安全弁の開保持用の駆動源（高圧窒素ガス）確保操作］④b 現場運転員 C 及び D は，常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施する。
なお，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の操作場所は原子炉建屋原子炉区域であり，事象の進展によりアクセス困難となった場合は，全閉操作は実施しない。
⑤b 現場運転員 E 及び F は，常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B)の全開操作及び高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全開操作を実施する。
⑥b 現場運転員 E 及び F は，原子炉建屋地上 4 階北西通路，南西通路にて，窒素ガスボン
ベ出口圧力指示値が規定値以上であることを確認し，高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全閉操作を実施する。

28

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(c) 操作の成立性(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断

名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設代替直流電源設備による逃がし安全してから可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復まで5分以内と想定する。中弁（自動減圧機能なし）開放まで約 35 分で可能である。

央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

また，可搬型直流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備

設備及び体制の違いにより記
載内容の相違なお，可搬型代替直流電源設備に関する操作の成立性は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

する。また，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。
b. 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放ｃ．逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，現場多重伝送盤にて常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，中央制御室

逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし

にて逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃安全弁（自動減圧機能付き）を開放して発電用原子炉を減圧する。

がし安全弁（自動減圧機能）を手動操作により開放して，原子炉を減圧する。

発電用原子炉の減圧状況の確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下 1 階計装ラック

なお，逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣの作

東二は逃がし安全弁（自動減圧

動回路Ｂ系に優先で接続する。その他の逃がし安全弁（自動減圧機能）についても蒸気によ機能）7 個のうち 2 個を機能回るサプレッション・プールへの負荷を考慮し異なる主蒸気配管から2個を選定する。

復の対象としているが，機能回また，原子炉減圧の確認は，中央制御室の計器により確認が可能である。

復対象の選択にあたっては，優先順位とサプレッション・プー

室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

ルへの負荷を考慮する。
なお，東二の逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は中央制御室にて実施するが，柏崎は現場にて実施する。
東二は中央制御室にて，接続した可搬型計測器で原子炉の減(a) 手順着手の判断基準(a) 手順着手の判断基準

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，以下の条件が全て成立した場合。
・炉心損傷前の発電用原子炉の減圧は，低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）※1のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系以上の起動

圧を確認する。

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁による原子炉の減圧ができない場合において，常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池による緊急用直流125V主母

東二は直流電源の有無を判断

線盤への給電ができない場合。

条件とする。

により原子炉圧力容器への注水手段が確保されている場合。炉心損傷後の発電用原子炉の減圧は，高圧注水系が使用できない場合で，低圧注水系 1 系※2 以上が使用可能である場合，又は原子炉圧力容器
内の水位が規定水位（有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置）に到達し
た場合。

29

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

・逃がし安全弁（自動減圧機能付き）作動用の窒素ガスが確保されている場合。
※1:「低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系
2 系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である
高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1 系以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，若しくは低圧代替注水系（常設），消火系及び低圧代替注水系（可搬型）のうち 2 系以上起動することをいう。
なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容器内の水位が規定値に到達した場合
は，低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系 1 系のみの起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。
※2:「低圧注水系 1 系」とは，残留熱除去系（低圧注水モード），給水・復水系，低圧代替注
水系（常設），消火系又は低圧代替注水系（可搬型）のいずれか 1 系をいう。
(b) 操作手順(b) 操作手順

設備運用・設計，体制の違い

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復手順の概要は以下のとおり。

に起因する記載の相違がある

下のとおり。手順の対応フローを第 1.3.3 図に，概要図を第 1.3.7 図に，タイムチャートを第

概要図を第1.3－6図に，タイムチャートを第1.3－7図に示す。

が，実態として記載内容に違1.3.8 図に示す。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に逃がし安全弁用可搬型蓄電池にいはないことから操作手順に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放手順の概要は以①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の準備開始を指示する。
②［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室の ATWS/RPT 盤に原子炉圧力（可搬計測器）を接続し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。

よる逃がし安全弁（自動減圧機能）開放の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，可搬型計測器のケーブルを盤内に接続し，原子炉圧力指示値を確認する。
③運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び仮設ケーブルを接続する。
④運転員等は，発電長に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
③現場運転員 C 及び D は，逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施する。
なお，高圧窒素ガス供給系常用窒素ガス供給止め弁の操作場所は原子炉建屋原子炉区域で能）の開放の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，接続した逃がし安全弁用可搬型蓄電池のスイッチ操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放し，原子炉の減圧を開始する。
⑦運転員等は中央制御室にて，接続した可搬型計測器の原子炉圧力指示値の低下により原子炉の減圧が開始されたことを確認し，発電長に報告する。

あり，事象の進展によりアクセス困難となった場合は，全閉操作は実施しない。
④現場運転員 E 及び F は，逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B)の全開操作及び高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全開操作を実施する。

30

限り色別化は省略する。
なお,操作手順は発電長の指示と運転員等の報告が対となる構成としている。
東二は手順の対応フローは記載しない。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑤現場運転員 E 及び F は，原子炉建屋地上 4 階北西通路，南西通路にて，窒素ガスボンベ出口

設備運用・設計，体制の違い

圧力指示値が規定値以上であり，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の駆動源が確保されてに起因する記載の相違がある

いることを確認する。

が，実態として記載内容に違いはないことから操作手順に⑥現場運転員 E 及び F は，多重伝送現場盤内の逃がし安全弁（自動減圧機能付き）作動回路に，限り色別化は省略する。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び仮設ケーブルを接続し，当直副長に逃がし安全弁用可搬型
蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開放の準備完了を報告する。
⑦当直副長は，現場運転員に逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の開放を指示する。
⑧当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運転員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に発電用原子炉の減圧状
況

の確認を指示する。

⑨現場運転員 E 及び F は，多重伝送現場盤に接続した逃がし安全弁用可搬型蓄電池の操作により逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を開放し，発電用原子炉の減圧を開始する。
⑩［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを中央制御室のATWS/RPT 盤に接続した原子炉圧力（可搬計測器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 C，D，E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となるまで継続監視する。
⑪現場運転員 E 及び F は，原子炉建屋地上 4 階北西通路，南西通路にて，窒素ガスボンベ出口
圧力指示値が規定値以上であることを確認し，高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全閉操作を実施する。
⑫中央制御室運転員 A 及び B，又は現場運転員 C 及び D は，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし
安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長に発電用原子炉の減圧が完了したことを報告する。

31

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(c) 操作の成立性

東海第二

備考

(c) 操作の成立性

上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断

名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がしてから逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復まで56分以内と想定すし安全弁（自動減圧機能付き）開放まで約 55 分で可能である。

る。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応でき円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。まる。

設備及び体制の違いにより記
載内容の相違た，速やかに作業が開始できるよう，使用する資機材は作業場所近傍に配備する。室温は通常運転時と同程度である。
設計方針の相違＊２c. 代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，代替逃がし安全弁駆動装置により逃がし安全弁（自動減圧機能なし D,E,K 又は U）の電磁弁排気ポートへ窒素ガスを供給し，逃がし安全弁（自動減圧機能なし D,E,K 又は U）を開放して発電用原子炉を減圧する。
発電用原子炉の減圧状況の確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。
(a) 手順着手の判断基準
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁を中央制御室から遠隔操作できない状態において，以下の条件が全て成立した場合。
・低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2 系
以上の起動※1 により原子炉圧力容器への注水手段が確保されている場合。
・逃がし安全弁（自動減圧機能なし）作動用の窒素ガスが確保されている場合。
※1:「低圧注水系 1 系以上又は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上若しくは代替注水系 2系以上の起動」とは，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時での注水が可能な系統である高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び給水・復水系のうち 1 系以上起動すること，また，それができない場合は低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以上起動，若しく
は低圧代替注水系（常設），消火系及び低圧代替注水系（可搬型）のうち 2 系以上起動することをいう。
なお，原子炉格納容器パラメータ又は原子炉圧力容器内の水位が規定値に到達した場合
は，低圧代替注水系（常設）のポンプ 1 台又は代替注水系１系のみの起動であっても発電用原子炉の減圧を行う。

32

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２(b) 操作手順（A 系使用の例）
代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放手順の概要は以下のとおり。
手順の対応フローを第 1.3.3 図に，概要図を第 1.3.9 図に，タイムチャートを第 1.3.10
図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の準備開始を指示する。
②［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室の ATWS/RPT 盤に原子炉圧力（可搬計測器）を接続
し，原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する。
③現場運転員 C 及び D は，代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）
開放の系統構成として，代替逃がし安全弁駆動装置のホース接続用フランジへ仮設ホースを接続し，高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス供給弁後弁(A)，高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス PCV 第一隔離弁(A)及び高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス PCV 第二隔離弁(A)の全開操作を実施する。
④現場運転員 E 及び F は，代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）
開放の系統構成として，高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス排気止め弁(A)の全閉操作を実施し，当直副長に代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放の準備完了を報告する。
⑤当直副長は，現場運転員に代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）の開放を指示する。
⑥当直副長は，中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は中央制御室運転員に，現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合は現場運転員に発電用原子炉の減圧状況の確認を指示する。
⑦現場運転員 E 及び F は，高圧窒素ガス供給系重大事故時用窒素ガス(A)供給弁を開操作し，発電用原子炉の減圧を開始する。
⑧［中央制御室にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを中央制御室の ATWS/RPT
盤に接続した原子炉圧力（可搬計測器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転
員 C，D，E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧
完了圧力となるまで継続監視する。

33

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２［現場にて原子炉圧力容器内の圧力を確認する場合］
現場運転員 C 及び D は，発電用原子炉の減圧が開始されたことを原子炉建屋地下 1 階計装ラック室（管理区域）の原子炉圧力（現場計器）指示値の低下により確認し，当直副長並びに現場運転員 E 及び F に報告するとともに，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧
完了圧力となるまで継続監視する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B，又は現場運転員 C 及び D は，原子炉圧力容器内の圧力が逃がし安全弁による減圧完了圧力となったことを確認し，当直副長に発電用原子炉の減圧が完了した
ことを報告する。
(c)操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし
安全弁（自動減圧機能なし）開放まで約 40 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
(2)逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧
a.高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保(2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
ａ．非常用窒素供給系による窒素確保

不活性ガス系からの窒素ガスの供給が喪失し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスの供

窒素供給系からの窒素の供給が喪失し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素の供給圧力が低

給圧力が低下した場合，供給源を高圧窒素ガスボンベに切り替えて逃がし安全弁の駆動源を下した場合に，供給源が非常用窒素供給系に自動で切り替わることで逃がし安全弁（自動減

東二と柏崎では，設備設計の相確保する。

圧機能）の駆動源を確保する。

違から，非常用窒素供給系（高また，高圧窒素ガスボンベから供給している期間において，高圧窒素ガス供給系出口のボ

また，非常用窒素供給系からの供給期間中において，逃がし安全弁（自動減圧機能）の窒

圧窒素ボンベ）への切替えや予ンベ圧力が低下した場合，高圧窒素ガスボンベ（待機側）へ切り替え，使用済みの高圧窒素ガ

素の供給圧力が低下した場合に，予備の非常用窒素供給系高圧窒素ボンベに切り替えを実施

備の高圧窒素ボンベに切り替

スボンベを予備の高圧窒素ガスボンベと取り替える。

する。

え手順が異なるが，実質的な相(a) 手順着手の判断基準

違はない。

(a)手順着手の判断基準［不活性ガス系から高圧窒素ガス供給系への切替え］
高圧窒素ガス供給系ドライウェル入口圧力低警報が発生した場合。

【窒素供給系から非常用窒素供給系への切替え】
窒素供給系からの窒素の供給が喪失し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な自動減圧系作動用アキュムレータの圧力が1.10MPa［gage］以下の場合。

34

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）［高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替え］
高圧窒素ガスボンベから逃がし安全弁作動用の窒素ガスを供給している期間において，高圧
窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報が発生した場合。

東海第二

備考

【非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ切替え】
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベから逃がし安全弁（自動減圧機能）作動用の窒素を供給している期間中において，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力が5.0MPa［gage］以下の場合。

(b) 操作手順(b) 操作手順

設備運用・設計，体制の違い

非常用窒素供給系による窒素確保手順の概要は以下のとおり。

に起因する記載の相違がある

1.3.11 図に，タイムチャートを第 1.3.12 図に示す。

概要図を第1.3－8図に，タイムチャートを第1.3－9図に示す。

が，実態として記載内容に違①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に非常用窒素供給系による窒素確

いはないことから操作手順に

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保手順の概要は以下のとおり。概要図を第弁駆動源確保の開始を指示する。

保を指示する。

限り色別化は省略する。

②中央制御室運転員 A 及び B は，高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の操作ス②運転員等は中央制御室にて，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ供給止め弁が開したこ

なお,操作手順は発電長の指示

イッチを全閉位置から全開位置とし，高圧窒素ガスボンベによる供給に切り替わることを高とを確認する。あわせて，自動減圧系作動用アキュムレータ圧力低（1.10MPa［gage］と運転員等の報告が対となる

圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，(B)の全閉及び高圧窒素ガス供給系非常用以下）警報が消灯することを確認し，発電長に報告する。

構成としている。

窒素ガス(A)，(B)供給弁の全開により確認する。あわせて，高圧窒素ガス供給系 ADS 入口圧③運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，非常用窒素供給系供給圧力指示値が1.10MPa

力指示値が規定値以上であることを確認し，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁［gage］を超え，逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源が確保されていることを確(A)，(B)の操作スイッチを自動位置から全開位置とし当直副長に報告する。

認し，発電長に報告する。

なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，手動操作にて高圧窒素ガス供給④発電長は，運転員等に非常用窒素供給系高圧窒素ボンベによる逃がし安全弁（自動減系常用窒素ガス供給止め弁の全閉操作を実施し，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連

圧機能）への窒素供給中に，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力が5.0MPa

絡弁(A)，(B)及び高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)，(B)供給弁の全開操作を実施する。

［gage］以下の場合に，予備ボンベラックに配備している予備の非常用窒素供給系高③当直副長は，高圧窒素ガスボンベから逃がし安全弁作動用の窒素ガスを供給している期間に圧窒素ボンベと使用済みの非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの交換を指示する。

おいて，高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力低警報が発生した場合，現場運転員に⑤運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，予備の非常用窒素供給系高圧窒素ボンベを運搬

高圧窒素ガスボンベ（待機側）への切替え及び使用済みの高圧窒素ガスボンベの取替えを指し，使用済みの非常用窒素供給系高圧窒素ボンベと予備の非常用窒素供給系高圧窒素示する。

ボンベの入れ替えを実施する。

④当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に新たに高圧窒素ガスボンベの確保を依頼する。
⑤現場運転員 C，D，E 及び F は，高圧窒素ガスボンベを使用側から待機側へ切り替える。
⑥現場運転員 C，D，E 及び F は，予備ボンベラックに配備している高圧窒素ガスボンベと使用済みの高圧窒素ガスボンベを取り替える。
⑦現場運転員 C 及び D は，高圧窒素ガスボンベを取り替え後，高圧窒素ガス供給ラインのリー
クチェックを実施し，当直副長に高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保が完了⑥運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，使用済みの非常用窒素供給系高圧窒素ボンベを予備の非常用窒素供給系高圧窒素ボンベに切り替えを実施し，発電長に報告する。
⑦発電長は，運転員等に非常用窒素供給系高圧窒素ボンベを交換した後の非常用窒素供給系供給圧力指示値の確認を指示する。
⑧運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベを交換した
後，窒素が供給されていることを非常用窒素供給系供給圧力指示値により確認し，発電長に報告する。

したことを報告する。

35

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(c) 操作の成立性作業開始を判断してから，高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保完了までの必要な要員及び所要時間は以下のとおり。
・高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 2 名にて作業を実施した場合は約 20 分で可能である。

東海第二(c) 操作の成立性作業開始を判断してから，非常用窒素供給系による窒素確保完了までの必要な要員数及円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

設備及び体制の違いにより記
載内容の相違び所要時間は以下のとおり。
【窒素供給系から非常用窒素供給系への切替え】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，1分以内と想定す・高圧窒素ガスボンベ（待機側）への切替え及び使用済み高圧窒素ガスボンベの取替えによる逃がし安全弁駆動源確保現場運転員 4 名にて作業を実施した場合は約 60 分で可能である。

備考る。
【非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ切替え】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）

室温は通常運転時と同程度である。

2名にて実施した場合，281分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
ｂ．可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保

設計方針の相違＊３

予備の非常用窒素供給系高圧窒素ボンベからの供給期間中において，逃がし安全弁（自動減圧機能）の窒素の供給圧力が低下した場合に，可搬型窒素供給装置（小型）からの供給に切り替えを実施する。
(a) 手順着手の判断基準
予備の非常用窒素供給系高圧窒素ボンベから逃がし安全弁（自動減圧機能）へ作動用の窒素供給期間中に，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力低下を確認した場合。
(b) 操作手順

操作手順は発電長の指示と運可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保手順の概要は以下のとおり。

転員等,災害対策本部長の報告

概要図を第1.3－10図に，タイムチャートを第1.3－11図に示す。

が対となる構成としている。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための準備を依頼する。
②発電長は，運転員等に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための窒素供給用ホース接続及び系統構成を指示する。
③運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟及び原子炉建屋原子炉棟にて，可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための窒素供給用ホースの接続及び系統構成を実施し，発電長に報告する。
④発電長は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための窒素供給用ホースの接続及び系統構成が完了したことを連絡する。

36

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二⑤災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし
安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための準備を指示する。
⑥重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置（小型）と原子炉建屋南側の接続口に窒素供給用ホースを取り付ける。
⑦重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし
安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保するための準備が完了したことを報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）への駆動源の供給開始を連絡する。
⑨災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし
安全弁（自動減圧機能）への駆動源の供給開始を指示する。
⑩重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）への駆動源供給のための系統構成を実施し，可搬型窒素供給装置（小型）を起動する。
⑪重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置（小型）により逃がし
安全弁（自動減圧機能）の駆動源へ供給を開始し，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置（小型）により逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源へ供給を開始したことを報告する。
⑫災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源の確保が完了したことを連絡する。
⑬発電長は，運転員等に可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源が確保されていることの確認を指示する。
⑭運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，非常用窒素供給系供給圧力指示値が1.10MPa［gage］を超え，可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）
駆動源が確保されたことを確認し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の現場対応を運転員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員2名にて実施した
場合，作業開始を判断してから可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保まで310分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

37

備考
操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

ｃ．非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧

設計方針の相違＊２

逃がし安全弁の駆動に必要な窒素供給が喪失した場合，非常用逃がし安全弁駆動系の中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（逃がし弁機能）の窒素を確保し，逃がし安全弁（逃がし弁機能）を開放することで，原子炉を減圧する。なお，中央制御室からの遠隔操作ができない場合，現場での手動操作を実施する。
また，原子炉減圧の確認は，中央制御室の計器により確認が可能である。
(a) 手順着手の判断基準【非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧】
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の駆動源である窒素供給系及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源である非常用窒素供給系の窒素が喪失し，中央制御室からの遠隔操作による原子炉の減圧ができない場合。
【非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ切替え】
非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベから逃がし安全弁（逃がし弁機能）へ作動用の窒素供給期間中に，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの圧力が5.0MPa［gage］以下の場合。
(b) 操作手順

操作手順は発電長の指示と運非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧手順の概要は以下のとおり。

転員等の報告が対となる構成

概要図を第1.3－12図に，タイムチャートを第1.3－13図に示す。

としている。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，非常用逃がし安全弁駆動系窒素ブローライン隔離弁を閉とする。なお，中央制御室からの遠隔操作により閉にできない場合は，原子炉建屋原
子炉棟にて現場手動操作により非常用逃がし安全弁駆動系窒素ブローライン隔離弁を閉とする。
③運転員等は，発電長に非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧の準備が完了した
ことを報告する。
④発電長は，運転員等に非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，非常用逃がし安全弁駆動系窒素供給弁及び非常用逃がし
安全弁駆動系窒素供給ライン隔離弁を開とする。なお，中央制御室からの遠隔操作により開にできない場合は，原子炉建屋原子炉棟にて現場手動操作により非常用逃がし
安全弁駆動系窒素供給弁及び非常用逃がし安全弁駆動系窒素供給ライン隔離弁を開とする。

38赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力指示値の低下により原子炉減圧が開始されたことを確認し，発電長に報告する。
⑦発電長は，運転員等に非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベによる逃がし安全弁（逃がし弁機能）への窒素供給中に，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合に，予備ボンベラックに配備している予備の非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベと使用済みの非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの交換を指示する。
⑧運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，予備の非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベを運搬し，使用済みの非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベと予備の非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの入れ替えを実施する。
⑨運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，使用済みの非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素
ボンベを予備の非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベに切り替えを実施し，発電長に報告する。
(c) 操作の成立性作業開始を判断してから，非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，4分以内と想定する。
【非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ切替え】・現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してから非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ切替えによる原子炉減圧開始まで120分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

39

備考
設計方針の相違＊２
操作手順は発電長の指示と運転員等の報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(3) 復旧a. 代替直流電源設備による復旧
常設直流電源喪失により逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場合，代替直流電源設備により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

東海第二

備考

(3) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失における逃がし安全弁の復旧
ａ．代替直流電源設備による復旧
常設直流電源喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁の機能を復旧する。

(a) 手順着手の判断基準
常設直流電源喪失により，直流 125V 主母線(A)系及び(B)系の電圧喪失を確認した場合において，可搬型直流電源設備又は直流給電車いずれかの設備からの給電が可能な場合。
(b) 操作手順
代替直流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応する。

(a) 手順着手の判断基準
常設直流電源喪失により，直流125V主母線盤２Ａ及び直流125V主母線盤２Ｂの電圧喪失を確認した場合。

東二は直流電源の有無を判断条件とする。。

(b) 操作手順
常設代替直流電源設備に関する手順及び可搬型代替直流電源設備に関する手順について
は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
代替直流電源による復旧後，逃がし安全弁は，中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応する。

(c) 操作の成立性
代替直流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
また，逃がし安全弁による発電用原子炉の減圧操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名
にて作業を実施した場合，可搬型直流電源設備又は直流給電車いずれかの設備による直流電源の復旧が完了してから逃がし安全弁の開放まで約 1 分で可能である。

(c) 操作の成立性
常設代替直流電源設備に関する操作の成立性及び可搬型代替直流電源設備に関する操作の成立性は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
また，逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，代替直流電源設備により電源復旧後，逃がし安全弁の開放まで1分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

b. 代替交流電源設備による復旧

ｂ．代替交流電源設備による復旧

全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，逃がし安全弁の減圧機能が喪失した場

全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪合，代替交流電源設備により充電器を受電し，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保し失した場合，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交て逃がし安全弁の機能を復旧する。

流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車により直流125V充電器に給電し，逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

40

設備及び体制の違いにより記
載内容の相違赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，直流 125V 主母線(A)系及び(B)系の電圧喪失を確認した場合において，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替

東海第二(a) 手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失し，直流125V主母線盤２Ａ及び直流
125V主母線盤２Ｂの電源喪失を確認した場合。

代替交流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応する。

東二は直流電源の有無を判断条件とする。

交流電源設備いずれかの設備からの給電が可能な場合。
(b) 操作手順

備考(b) 操作手順
常設代替交流電源設備に関する手順及び可搬型代替交流電源設備に関する手順について
は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
代替交流電源による復旧後，逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作が可能であり，通常の運転操作により対応する。

(c) 操作の成立性
代替交流電源設備に関する操作の成立性は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
また，逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名にて作業を実施した場合，代替交流電源設備による直流電源の復旧が完了してから逃がし安全弁の開放まで約 1 分で可能である。

(c) 操作の成立性
常設代替交流電源設備に関する操作の成立性及び可搬型代替交流電源設備に関する操作の成立性は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。

設備及び体制の違いにより記
載内容の相違また，逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，代替直流電源設備により電源復旧後，逃がし安全弁の開放まで1分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

(4) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.3.16 図に示す。

(4) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.3－15図に示す。
設計方針の相違＊１

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，可搬型直流電源設備（給電準常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，常設代替直流電源設備として備が完了するまでの間は常設代替直流電源設備を使用）若しくは逃がし安全弁用可搬型蓄電池

使用する緊急用125V系蓄電池により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源をにより直流電源を確保して逃がし安全弁を作動させるか，又は代替逃がし安全弁駆動装置によ確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて原子炉を減圧する。常設代替直流

東二は，本項後段の非常用窒り逃がし安全弁を作動させて発電用原子炉を減圧する。

電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池による直流電源の確保に失敗した場合，可搬型代

素供給系による逃がし安全弁

替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器又は逃がし安全弁用可（自動減圧機能）の駆動源が搬型蓄電池により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安確保できない場合の対応手段

全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて原子炉を減圧する。可搬型代替直流電源設備としての選択で整理。

使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器による逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能（比較表ページ 42）を回復するまでに時間を要することから，逃がし安全弁用可搬型蓄電池を同時に準備する。

東二は可搬型代替直流電源設
備の準備に時間を要するため，逃がし安全弁用可搬型蓄電池の準備を同時並行で実施する。

41

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
常設直流電源喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，可搬型直流電源設備又は直流給電
車により直流電源を確保して逃がし安全弁の機能を復旧する。

東海第二常設直流電源喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，常設代替直流電源設備として使用

備考
設計方針の相違＊１

する緊急用125V系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器により直流電源を確保し，逃がし安全弁の機能を復旧する。

全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失した場合，常設代替交流電源設備，第二代

全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失した場合，常設代替交流電源設備として使替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器を充電し，直流電源を確保して逃が用する常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源

し安全弁の機能を復旧する。

車により直流125V充電器に給電することで直流電源を確保し，逃がし安全弁の機能を復旧す

設計方針の相違＊５る。
逃がし安全弁作動用窒素ガスの喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，高圧窒素ガス供逃がし安全弁の作動に必要な窒素の喪失により逃がし安全弁が作動しない場合，非常用窒素給系の高圧窒素ガスボンベにより窒素ガスを確保し，逃がし安全弁を作動させて発電用原子炉

供給系により逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源が確保され，逃がし安全弁（自動減圧機を減圧する。

能）により原子炉を減圧する。
非常用窒素供給系の圧力が低下した場合については，予備の非常用窒素供給系高圧窒素ボン

東二は非常用窒素供給系圧力ベへの切替え又は可搬型窒素供給装置（小型）により逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源が低下した場合の対応手段をを確保する。可搬型窒素供給装置（小型）については窒素確保までに時間を要することから，記載。

あらかじめ災害対策本部長へ準備を依頼する。

設計方針の相違＊３

非常用窒素供給系による逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源が確保できない場合，非常用逃がし安全弁駆動系により逃がし安全弁(逃がし弁機能)の駆動源を確保する。

柏崎は本項前段の常設直流電
源系統喪失により逃がし安全弁が作動しない場合の対応手段の選択で整理。
（比較表ページ 41）

なお，逃がし安全弁の背圧対策として，想定される重大事故等の環境条件においても確実になお，逃がし安全弁の背圧対策として，想定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ窒素ガスの供給圧力を調整している。

逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ逃がし安全弁に必要な窒素の供給圧力を調整している。

1.3.2.3 炉心損傷時における高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順

1.3.2.3 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順

炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出/格

炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出

納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁を使用した中／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器破損を防止するため，逃がし安全弁を使用し

央制御室からの手動操作による発電用原子炉の減圧を行う。

た中央制御室からの手動操作による原子炉の減圧を行う。

原子炉格納容器の破損を防止するための手動操作による発電用原子炉の減圧手順については「1.3.2.1(1)a.手動操作による減圧」にて整備する。

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器破損を防止するための手動による原子炉減圧の操作手順については，「1.3.2.1(1)ａ．手動による原子炉減圧」の対応手順と同様である。

42

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.3.2.4 インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手順

1.3.2.4 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順(1) EOP「原子炉建屋制御」(1) 非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」

インターフェイスシステム LOCA 発生時は，原子炉冷却材圧力バウンダリ機能が喪失し，原子インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，原子炉冷却材圧力バウンダリ機能が喪失し，炉格納容器外へ原子炉冷却材の漏えいが生じる。したがって，原子炉格納容器外への漏えいを原子炉格納容器外へ原子炉冷却材の漏えいが生じる。したがって，原子炉格納容器外への漏え停止するための破断箇所の隔離，保有水を確保するための原子炉圧力容器への注水が必要とないを停止するための漏えい箇所の隔離，保有水を確保するための原子炉注水が必要となる。

る。
破断箇所の特定又は隔離ができない場合は，逃がし安全弁及びタービンバイパス弁により発電用原子炉を減圧することで，原子炉建屋への原子炉冷却材の漏えいを抑制し，破断箇所の隔

備考

漏えい箇所の隔離ができない場合は，逃がし安全弁又はタービン・バイパス弁により原子炉を減圧することで，原子炉建屋原子炉棟への原子炉冷却材漏えいを抑制し，漏えい箇所の隔離
を行う。

離を行う。
a. 手順着手の判断基準
非常用炉心冷却系の吐出圧力上昇，原子炉建屋内の温度上昇若しくはエリア放射線モニタの指示値上昇等漏えいが予測されるパラメータの変化，又は漏えい関連警報の発生によりインタ

ａ．手順着手の判断基準
非常用炉心冷却系の系統圧力及び原子炉水位のパラメータ変化によりインターフェイスシ
ステムＬＯＣＡ発生を確認した場合。

ーフェイスシステム LOCA の発生を判断した場合。
b.操作手順ｂ．操作手順

設備運用・設計，体制の違い「二次格納施設制御」における操作手順の概要は以下のとおり。

に起因する記載の相違がある

図及び第 1.3.14 図に，タイムチャートを第 1.3.15 図に示す。

タイムチャートを第1.3－14図に示す。

が，実態として記載内容に違① 当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，インターフェイスシステム LOCA の発生を判断①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に漏えい箇所を隔離し漏えいの抑制

いはないことから操作手順にEOP「原子炉建屋制御」における操作手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.3.13

し，中央制御室運転員に原子炉手動スクラムの実施並びに破断箇所の特定及び隔離を指示を指示する。

限り色別化は省略する。

②運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力，格納容器圧力，格納容器温度，主蒸気流量，

なお,操作手順は発電長の指示②中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉手動スクラムを実施する。また，発生した警報及びパ

給水流量及び原子炉建屋原子炉棟への異常漏えい等を示すパラメータの変化及び警報発と運転員等の報告が対となる

ラメータの変化から，破断箇所の特定及び中央制御室からの遠隔操作による隔離を実施する。

報により，インターフェイスシステムＬＯＣＡの発生を総合的に確認することで漏えい構成としている。

箇所を特定し中央制御室からの遠隔操作にて隔離を実施し，発電長に報告する。

東二は手順の対応フローは記する。

③当直副長は，破断箇所の特定及び中央制御室からの遠隔操作による隔離を実施できない場合
は，中央制御室運転員に非常用ガス処理系の起動操作，及び低圧注水系 2 系以上又は代替注
水系の起動操作を指示する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，非常用ガス処理系の起動操作，及び低圧注水系 2 系以上又は代替注水系の起動操作を実施する。
⑤当直副長は，非常用ガス処理系の起動，及び低圧注水系 2 系以上又は代替注水系の起動後，運転員に発電用原子炉の減圧操作，原子炉水位低下操作及び原子炉建屋環境悪化（建屋温度，
建屋圧力，建屋放射線量）抑制操作の開始を指示する。

③発電長は，運転員等に漏えい箇所の隔離ができない場合は，原子炉スクラム及び主蒸気隔離弁の閉操作を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，原子炉スクラム及び主蒸気隔離弁の閉操作を実施し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等に原子炉建屋ガス処理系の停止操作及び中央制御室換気系の起動操作を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋ガス処理系の停止操作及び中央制御室換気系の起動操作を実施し，発電長に報告する。

43

載しない。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）⑥a 復水器使用可能の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁及びタービンバイパス弁により発電用原子炉の急速減圧を行い，大気圧まで減圧することで，原子炉建屋への原子炉冷却材漏えい量を抑制する。
⑥b 復水器使用不可能の場合

東海第二

備考

⑦発電長は，運転員等に原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で，低圧で原子炉へ注設備運用・設計，体制の違い

水可能な系統又は低圧代替注水系を1系統以上の起動後，原子炉減圧及び残留熱除去系に起因する記載の相違がある（サプレッション・プール冷却系）の起動操作を指示する。

が，実態として記載内容に違⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で，低圧で原子炉へ注水可能な系統又は低圧代替注水系を1系統以上の起動操作を実施する。

いはないことから操作手順に限り色別化は省略する。

⑨運転員等は中央制御室にて，逃がし安全弁により原子炉急速減圧を行い，原子炉の減圧

なお,操作手順は発電長の指示

完了圧力まで減圧することで，原子炉建屋への原子炉冷却材漏えい量を抑制する。

を実施することで，原子炉建屋原子炉棟への原子炉冷却材漏えい量を抑制する。逃がしと運転員等の報告が対となる⑦中央制御室運転員 A 及び B は，低圧注水系 2 系以上又は代替注水系により原子炉圧力容器内

安全弁による減圧ができない場合，主蒸気隔離弁が開可能であれば，復水器を使用した構成としている。

中央制御室運転員 A 及び B は，逃がし安全弁により発電用原子炉の急速減圧を行い，減圧の水位を原子炉水位低（レベル 1）から原子炉水位低（レベル 1.5）の間で維持する。

タービン・バイパス弁による原子炉の減圧を実施する。

⑧中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ指示値及び燃料取替⑩運転員等は逃がし安全弁による原子炉の減圧を実施した場合，中央制御室にて，残留熱

エリア排気放射線モニタ指示値が制限値以下の場合，原子炉区域･タービン区域換気空調系の除去系（サプレッション・プール冷却系）の起動操作を実施し，発電長に報告する。

起動操作を実施し，原子炉建屋環境（建屋温度，建屋圧力，建屋放射線量）の悪化を抑制する。

⑪発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位異常低下（レベル２）設定⑨現場運転員 C 及び D は，中央制御室からの遠隔操作により破断箇所を隔離できない場合は，点から原子炉水位低（レベル３）設定点の間で維持するように指示する。

蒸気漏えいに備え防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を装着し（現場運転員 E 及び F は装着補⑫運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で，低圧で原子助を行う），原子炉建屋（管理区域）にて隔離弁を全閉することで原子炉冷却材圧力バウンダ

炉へ注水可能な系統又は低圧代替注水系により，原子炉水位を原子炉水位異常低下（レリからの漏えいを停止する。

ベル２）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の間に維持し，発電長に報告す⑩中央制御室運転員 A 及び B は，各種監視パラメータの変化から破断箇所の隔離が成功している。

ることを確認し，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レ⑬発電長は，運転員等に漏えい箇所の隔離を指示する。

ベル 8）の間で維持する。

⑭運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，現場手動操作による漏えい箇所の隔離を実施し，⑪中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を起動し，発電用原子炉からの除熱を行う。

発電長に報告する。
⑮発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上
から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように指示する。
⑯運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で，低圧で原子炉へ注水可能な系統又は低圧代替注水系により，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位
低（レベル３）設定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持し，発電長に報告する。

44

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
c.操作の成立性

東海第二ｃ．操作の成立性

上記の操作のうち，中央制御室からの隔離操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名

上記の操作のうち，中央制御室からの隔離操作を運転員等（当直運転員）2名にて実施した（操作者及び確認者）にて作業を実施した場合，インターフェイスシステム LOCA 発生から破断場合，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生から漏えい箇所の隔離完了まで12分以内と想箇所の隔離完了まで 15 分以内で可能である。

定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応でき

中央制御室からの隔離操作を実施ができない場合の現場での隔離操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4 名にて作業を実施した場合，イン
ターフェイスシステム LOCA 発生から破断箇所の隔離完了まで約 240 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服），照明及び通信連絡設備を整備する。

る。
中央制御室からの隔離操作により隔離ができない場合の現場対応を運転員等（当直運転員
及び重大事故等対応要員）4名にて実施した場合，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生か
ら漏えい箇所の隔離完了まで300分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。なお，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，漏えいした水の滞留及び蒸気による高湿度環境が想定されるが，現場での隔離操作は環境性等を考慮し，自給式呼吸用保護具を着用する。

［中央制御室からの遠隔隔離操作の成立性］
インターフェイスシステム LOCA が発生する可能性のある操作は，定例試験として実施する非常用炉心冷却系電動弁手動開閉試験における原子炉注入弁の手動開閉操作である。

（中央制御室からの遠隔隔離操作の成立性）
インターフェイスシステムＬＯＣＡが発生する可能性のある操作は，定期試験として実施する非常用炉心冷却系電動弁作動試験における原子炉注入弁の手動開閉操作である。

上記試験を行う際は，系統圧力を監視し上昇傾向にならないことを確認しながら操作し，系

上記試験を行う際は，系統圧力を監視し上昇傾向にならないことを確認しながら操作

統圧力が上昇傾向になった場合は速やかに原子炉注入弁の閉操作を実施することとしている。

し，系統圧力が上昇傾向になった場合は速やかに原子炉注入弁の閉操作を実施することとしかし，隔離弁の隔離失敗等により系統圧力が異常に上昇し，低圧設計部分の過圧を示す警報

している。しかし，隔離弁の隔離失敗等により閉操作が困難となり系統圧力が異常に上昇

及び漏えい関連警報が発生した場合は，同試験を実施していた非常用炉心冷却系でインターフ

し，低圧設計部分の過圧を示す警報の発生及び漏えい関連警報が発生した場合には，同試ェイスシステム LOCA が発生していると判断することで漏えい箇所及び隔離すべき遠隔操作弁の験を実施していた非常用炉心冷却系でインターフェイスシステムＬＯＣＡが発生している特定が容易となり，中央制御室からの遠隔隔離操作を速やかに行うことが可能である。

と判断できる。これにより，漏えい箇所の特定及び隔離操作箇所の特定が容易であり，中央制御室からの隔離操作を速やかに行うことを可能とする。
（現場隔離操作の成立性）［現場での隔離操作の成立性］
隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートの環境を考慮しても，現場での隔離操作は可能である。

隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートの環境を考慮しても，現場での隔離操作は可能とする。
（溢水の影響）隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートは，インターフェイスシステムＬＯ［溢水の影響］備考

ＣＡにより漏えいが発生する機器よりも上層階に位置し，溢水の影響を受けない。

隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートは，インターフェイスシステム LOCA により漏えいが発生する機器よりも上層階に位置し，溢水の影響を受けない。

45

設備及び体制の違いにより記
載内容の相違赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）［インターフェイスシステム LOCA の検知について］

東海第二

備考

（インターフェイスシステムＬＯＣＡの検知について）

インターフェイスシステム LOCA 発生時は，原子炉格納容器内外のパラメータ等によりインタインターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，非常用炉心冷却系の系統圧力，原子炉圧ーフェイスシステム LOCA と判断する。非常用炉心冷却系ポンプ設置室は原子炉建屋内において力，原子炉水位及び格納容器圧力等の関連パラメータ変化を確認することでインターフェ

各部屋が分離されているため，床漏えい検出器，監視カメラ及び火災報知器により，漏えい箇所

イスシステムＬＯＣＡ発生を判断する。また，非常用炉心冷却系のポンプ室は，原子炉建を特定するための参考情報の入手並びに原子炉建屋の状況確認が可能である。

屋原子炉棟内において各部屋が分離されているため，床漏えい検出器及び火災報知器により，漏えい場所を特定するための参考情報の入手も可能である。

1.3.2.5 その他の手順項目について考慮する手順
逃がし安全弁，中央制御室監視計器類への電源供給手順及び可搬型代替直流電源設備，常設
代替交流電源設備，第二代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備への燃料補給手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.3.2.5 その他の手順項目について考慮する手順
逃がし安全弁，非常用逃がし安全弁駆動系，電動弁及び監視計器への電源供給手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」に整備する。
可搬型窒素供給装置（小型），常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び非常用交流電源設備への燃料給油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」に整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15 事故時の計装に関する手順 東二は事故時に操作の判断，確等」にて整備する。

認に係る計器設備に関する手順を技術的能力「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備することを記載。

46

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
第 1.3.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順対応手段，
対処設備，手順書一覧（1/4）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

東二は設計基準事故対処設備

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／21）

に対し，重大事故等対処設備（フロントライン系故障時）（設計基準拡張）としての位置分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

付けをしない。

対応
手段

自主対策設備

手動操作による減圧（タービンバイパス弁）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「減圧冷却」
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

たるポンプ・除熱のための熱交換器や冷却水源等），関連設備（水源・流路・電源等）に分けて整理している。

自動減圧機能用アキュムレータ
主蒸気系配管・クエンチャ
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

が，柏崎は系統名による記載と設備名による記載が混在して－※２

重大事故等対処設備

設備

自主対策

タービンバイパス弁
タービン制御系

過渡時自動減圧機能
逃がし安全弁（自動減圧機能）※３※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5:原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

47

東二は対応設備を主要設備（主東二は設備名で統一している

関連設備

重大事故等
対処設備

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉減圧の自動化

フロントライン系故障時（設計基準拡張）

重大事故等対処設備

手動操作による減圧（逃がし安全弁）

フロントライン系故障時

第二代替交流電源設備 ※3

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「減圧冷却」

自動減圧系

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

対処設備

減圧の自動化

非常用交流電源設備

逃がし安全弁主蒸気系配管・クエンチャ
逃がし弁機能用アキュムレータ自動減圧機能用ア
キュムレータ所内蓄電式直流電源設備 ※3 可搬型
直流電源設備 ※3
常設代替交流電源設備 ※3
可搬型代替交流電源設備 ※3

第1.3－1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順－ ※1，※2
重大事故等

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）
自動減圧系の起動阻止スイッチ
逃がし安全弁（自動減圧機能付き
C,H,N,T の 4 個）
主蒸気系配管・クエンチャ
自動減圧機能用アキュムレータ

手順書

備考

重大事故等対処設備

自動減圧系

対処設備

東海第二

いる。
東二は１つの手段につき１つの表で示している。
（以下，第 1.3－1 表において同様）
設計方針の相違＊１～７（以下，第 1.3－1 表において同様）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／21）

柏崎は比較表 47 ページに記載（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

逃がし安全弁（自動減圧機能）
自動減圧機能用アキュムレータ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
所内常設直流電源設備※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
代替所内電気設備
・緊急用電源切替盤
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備
手動による原子炉減圧（逃がし安全弁による減圧①）

フロントライン系故障時

自動減圧系整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

48

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／21）

柏崎は比較表 47 ページに記載（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

逃がし安全弁（逃がし弁機能）
逃がし弁機能用アキュムレータ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
所内常設直流電源設備※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備
手動による原子炉減圧（逃がし安全弁による減圧②）

フロントライン系故障時

自動減圧系整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

49

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／21）

設計方針の相違＊４（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

原子炉隔離時冷却系ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等
重大事故等対策要領

自主対策設備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁重大事故等対処設備

関連設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・
弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・
弁
所内常設直流電源設備※４・125V系蓄電池 Ａ系
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備
手動による原子炉減圧（原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による減圧）

フロントライン系故障時

自動減圧系整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

50

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／21）
柏崎は比較表 47 ページに記載（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

タービン・バイパス弁
タービン制御系

自主対策設備関連設備

主蒸気系配管・弁自主対策設備主要設備

手動による原子炉減圧（タービン・バイパス弁による減圧）

フロントライン系故障時

自動減圧系

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

51

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対応設備，手順書一覧（2／4）

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／21）（サポート系故障時）（サポート系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

AM 設備別操作手順書「代替 SRV 駆動装置による SRV 開
放」逃がし安全弁（自動減圧機能）

自動減圧機能用アキュムレータ
主蒸気系配管・クエンチャ
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
代替所内電気設備
・緊急用電源切替盤

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書(徴候ベース）

関連設備

AM 設備別操作手順書「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開放」

整備する手順書※１

重大事故等対処設備

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

設計方針の相違＊１

対応設備

主要設備

サポート系故障時

AM 設備別操作手順書「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開放」

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

自主対策設備代替 逃がし安全弁
駆動装置による減圧

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

事故時運転操作手順書(徴候ベース）
重大事故等対処設備

高圧窒素ガス供給系による窒素ガス確保

高圧窒素ガスボンベ
高圧窒素ガス供給系配管・弁自動減圧機能用アキュムレータ逃がし弁機能用
アキュムレータ

対応
手段

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
逃がし安全弁（自動減圧機能付き）主蒸気系配管・クエンチャ自動減圧機能用アキュムレータ

高圧窒素ガス供給系(代替逃がし安全弁駆動装
置）
逃がし安全弁（自動減圧機能なし
D,E,K,U の 4 個）
主蒸気系配管・クエンチャ

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

可搬型直流電源設備 ※3
AM 用切替装置（SRV）常設代替直流電源設備
逃がし安全弁（自動減圧機能なし）主蒸気系配管・クエンチャ
逃がし弁機能用アキュムレータ

手順書

重大事故等
対応設 備

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
による逃がし安全弁機能回復

サポート系故障時
－

対処設備

重大事故等
対応設 備

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

常設直流電源系統

分類
対応手段

備考

AM 設備別操作手順書「SRV 駆動源確保」※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5:原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

52

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対応設備，手順書一覧（3／4）

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／21）（サポート系故障時）（サポート系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手順書

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

自動減圧機能用アキュムレータ
主蒸気系配管・クエンチャ
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
代替所内電気設備
・緊急用電源切替盤
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

重大事故等
対処設備
自主対策
設備

代替交流電源設備による復旧

第二代替交流電源設備 ※3

主要設備

直流給電車及び電源車 ※3

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

自主対策
設備

サポート系故障時

代替直流電源設備による復旧

サポート系故障時－ ※3

整備する手順書※１

対応設備

－ ※4

可搬型直流電源設備 ※3

常設代替交流電源設備 ※3
可搬型代替交流電源設備 ※3

対応
手段

柏崎は比較表 52 ページに記載

重大事故等対処設備

高圧窒素ガスボンベ
高圧窒素ガス供給系配管・弁

重大事故等
対処設備

全交流動力電源
常設直流電源

対処設備

重大事故等
対処設備

逃がし安全弁の
背圧対策

－

対応手段

備考

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5:原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

53

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 52 ページに記載

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
逃がし安全弁（自動減圧機能）※６

重大事故等対処設備

関連設備

自動減圧機能用アキュムレータ
主蒸気系配管・クエンチャ

重大事故等対処設備

主要設備

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復

サポート系故障時

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

54

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 52 ページに記載

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ
逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

自動減圧機能用アキュムレータ
主蒸気系配管・クエンチャ
非常用窒素供給系配管・弁所内常設直流電源設備※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
代替所内電気設備
・緊急用電源切替盤
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

非常用窒素供給系による窒素確保

サポート系故障時－整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

55

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

可搬型窒素供給装置（小型）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

重大事故等対処設備

関連設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）
自動減圧機能用アキュムレータ
主蒸気系配管・クエンチャ
非常用窒素供給系配管・弁所内常設直流電源設備※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
代替所内電気設備
・緊急用電源切替盤
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保

サポート系故障時－整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

56

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 52 ページに記載

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ
逃がし安全弁（逃がし弁機能）※５

重大事故等対処設備

関連設備

非常用逃がし安全弁駆動系配管・弁主蒸気系配管・クエンチャ
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧

サポート系故障時－対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

57

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 53 ページに記載

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

非常用窒素供給系
非常用逃がし安全弁駆動系

重大事故等対処設備

主要設備

逃がし安全弁の背圧対策

サポート系故障時

－

対応
手段

－※７

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

58

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 53 ページに記載

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

重大事故等対処設備

関連設備

自動減圧機能用アキュムレータ
主蒸気配管・クエンチャ
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

所内常設直流電源設備のうち蓄電池及び充電器（常設直流電源）

代替直流電源設備による復旧①

サポート系故障時

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

59

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 53 ページに記載

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

逃がし安全弁（逃がし弁機能）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等
重大事故等対策要領

自主対策設備

逃がし弁機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

所内常設直流電源設備のうち蓄電池及び充電器（常設直流電源）

代替直流電源設備による復旧②

サポート系故障時

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

60

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 53 ページに記載

対応手段，対応設備，手順書一覧（15／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

重大事故等対処設備

関連設備

自動減圧機能用アキュムレータ
主蒸気系配管・クエンチャ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

所内常設直流電源設備のうち蓄電池（常設直流電源）

代替交流電源設備による復旧①

サポート系故障時

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

61

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 53 ページに記載

対応手段，対応設備，手順書一覧（16／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

逃がし安全弁（逃がし弁機能）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等
重大事故等対策要領

自主対策設備

逃がし弁機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

所内常設直流電源設備のうち蓄電池（常設直流電源）

代替交流電源設備による復旧②

サポート系故障時

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

62

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（4/4）

対応手段，対応設備，手順書一覧（17／21）（原子炉格納容器の破損防止，インターフェイスシステム LOCA 発生時）

（原子炉格納容器破損の防止）

分類

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

主蒸気系配管・クエンチャ
所内常設直流電源設備※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

関連設備

自主対策設備原子炉冷却材の漏えい箇所の隔離

重大事故等対処設備

原子炉建屋原子炉区域内の圧力上昇抑制及び環境改善

原子炉建屋ブローアウトパネル ※5

逃がし安全弁（自動減圧機能）
自動減圧機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備－

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」

炉心損傷時における高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱の防止①

事故時運転操作手順書(徴候ベース）「原子炉建屋制御」等

高圧炉心注水系注入隔離弁

－

対応
手段

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉格納容器破損の防止

重大事故等
対処設備

タービンバイパス弁
タービン制御系

重大事故等対処設備

逃がし安全弁主蒸気系配管・クエンチャ
逃がし弁機能用アキュムレータ
自動減圧機能用アキュムレータ

手順書

発生時

C
A

対処設備

逃がし安全弁主蒸気系配管・クエンチャ
逃がし弁機能用アキュムレータ
自動減圧機能用アキュムレータ

発電用原子炉の減圧

インターフェイスシステム
O

－

対応手段

高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱の防止

原子炉格納容器の破損防止
L機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

備考

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

※1:代替自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※2:自動減圧系の起動阻止スイッチの手順は「1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※4:想定される重大事故等時の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，あらかじめ供給圧力を設定している。
※5:原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放する設備であり，運転員による操作は不要である。

63

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 63 ページに記載

対応手段，対応設備，手順書一覧（18／21）（原子炉格納容器破損の防止）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

逃がし安全弁（逃がし弁機能）
逃がし弁機能用アキュムレータ

自主対策設備主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
主蒸気系配管・クエンチャ
所内常設直流電源設備※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

炉心損傷時における高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱の防止②

原子炉格納容器破損の防止－

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

64

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 63 ページに記載

対応手段，対応設備，手順書一覧（19／21）（インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）
自動減圧機能用アキュムレータ
高圧炉心スプレイ系注入弁
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
低圧炉心スプレイ系注入弁
残留熱除去系Ａ系注入弁
残留熱除去系Ｂ系注入弁
残留熱除去系Ｃ系注入弁

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」等

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
所内常設直流電源設備※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替交流電源設備
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応①

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時

－

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

65

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 63 ページに記載

対応手段，対応設備，手順書一覧（20／21）（インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

高圧炉心スプレイ系注入弁
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
低圧炉心スプレイ系注入弁
残留熱除去系Ａ系注入弁
残留熱除去系Ｂ系注入弁
残留熱除去系Ｃ系注入弁

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」等
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
所内常設直流電源設備※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替交流電源設備
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備

逃がし安全弁（逃がし弁機能）
逃がし弁機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備

主要設備

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応②

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時

－

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

66

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 63 ページに記載

対応手段，対応設備，手順書一覧（21／21）（インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

高圧炉心スプレイ系注入弁
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
低圧炉心スプレイ系注入弁
残留熱除去系Ａ系注入弁
残留熱除去系Ｂ系注入弁
残留熱除去系Ｃ系注入弁

自主対策設備

タービン・バイパス弁
タービン制御系

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」等※４

所内常設直流電源設備
・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替交流電源設備
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

自主対策設備主蒸気系配管・弁重大事故等対処設備

関連設備

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応③

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時－

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらかじめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

67

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
第1.3.2表 重大事故等対処に係る監視計器

東海第二

備考

第1.3－2表 重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1/6）

監視計器一覧（1／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)代替減圧
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「減圧冷却」

補機監視機能原子炉圧力容器内の圧力

操
作
原子炉格納容器内の水位
原子炉格納容器内の温度
補機監視機能事故時運転操作手順書（徴候ベース）「急速減圧」

補機監視機能原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

復水器器内圧力高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
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
RFP 吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
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
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力
復水器器内圧力ａ．手動による原子炉減圧(a) 逃がし安全弁による減圧【逃がし安全弁 2 個での減圧の場合】

サプレッション・プール水温度※１

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

注水手段の確保（運転状態）

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

補機監視機能復水器器内圧力

原子炉圧力容器内の圧力操作

サプレッション・チェンバ・プール水位

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

原子炉格納容器内の温度

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉格納容器内の水位

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※２
残留熱除去系ポンプ吐出圧力※２
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※２
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※２
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力※２
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力

サプレッション・プール水位※１

原子炉圧力容器への注水量

原子炉圧力容器内の水位

原子炉格納容器内の放射線量率

原子炉圧力容器内の温度

高圧炉心スプレイ系系統流量※１
原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧代替注水系系統流量※１
給水流量
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※２
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力※２
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力※２
残留熱除去系ポンプ吐出圧力※２
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※２
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※２
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力※２
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）※１
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１
原子炉圧力容器温度※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

68

事故等対処設備としての要求（耐性等）を満たし設計されて原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉圧力原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器内の水位

注水手段の確保（運転状態）

原子炉圧力容器内の圧力

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の圧力

操
作

ａ．手動による原子炉減圧(a) 逃がし安全弁による減圧【逃がし安全弁 7 個での減圧
の場合】

判断基準

判
断
基
準

監視パラメータ（計器）1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 代替減圧

操作

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力
あ原子炉圧力（SA）

対応手順

判断基準

判
断
基
準

高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
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
RFP 吐出ヘッダ圧力
復水器器内圧力

東二は監視計器について，重大重大事故等の対応に必要となる監視項目いるもの，そうでないものとの区別を注記している（詳細は1.15（事故時の計装に関する手順等）にて整理する）。
（以下，第 1.3－2 表において同様）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（2/6）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 代替減圧

1.3.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)代替減圧

判断基準

補機監視機能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
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
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
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

操作
原子炉格納容器内の放射線量率

原子炉圧力容器内の温度

注水手段の確保（運転状態）

原子炉圧力容器内の圧力ａ．手動による原子炉減圧(b) 原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による減圧

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

運転状態の監視（運転状態）
原子炉圧力容器内の圧力
操作

原子炉圧力容器内の水位

判断基準

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉圧力容器内の水位

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

原子炉格納容器内の水位
原子炉格納容器内の温度

原子炉圧力容器温度

判断基準

注水手段の確保（運転状態）

原子炉圧力容器内の圧力ａ．手動による原子炉減圧(c) タービン・バイパス弁による減圧

運転状態の監視（運転状態）
原子炉圧力容器内の圧力
操作

原子炉圧力容器内の水位

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力※２
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※２
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※２
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力※２
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１
原子炉隔離時冷却系系統流量※２
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力※２
復水貯蔵タンク水位
原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１
サプレッション・プール水位※１
サプレッション・プール水温度※１
残留熱除去系ポンプ吐出圧力※２
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※２
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※２
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力※２
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１
原子炉隔離時冷却系系統流量※２
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力※２
復水貯蔵タンク水位
原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１
復水器真空度※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

69

柏崎は比較表 68 ページに記載

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

監視計器一覧（3/6）
手順書

東海第二

備考

監視計器一覧（3／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1)常設直流電源系統喪失時の減圧

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1) 常設直流電源系統喪失時の減圧

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

直流 125V 主母線盤 A 電圧直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 充電器盤 A－2 蓄電池電圧

判断基準

電源
AM 設備別操作手順書「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開放」

高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力高圧窒素ガス供給
系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力高圧窒
素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力

電源

原子炉圧力容器内の圧力

高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力
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
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
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
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

ｃ．逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能
回復

操作

判断基準
補機監視機能直流 125V 主母線盤 A 電圧直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 充電器盤 A－2 蓄電池電圧

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

電源

緊急用直流 125V 主母線盤電圧※２

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

電源

直流 125V 主母線盤 ２Ａ電圧※２
直流 125V 主母線盤 ２Ｂ電圧※２
緊急用直流 125V 主母線盤電圧※２

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

電源

緊急用直流 125V 主母線盤電圧※２
緊急用パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。）電圧※２

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

電源

直流 125V 主母線盤 ２Ａ電圧※２
直流 125V 主母線盤 ２Ｂ電圧※２
緊急用直流 125V 主母線盤電圧※２

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力（可搬計測器）
原子炉圧力（現場計器）操作
補機監視機能判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
AM 設備別操作手順書「AM 用切替装置又はバッテリーによる SRV 開放」

原子炉圧力容器内の圧力ｂ．可搬型代替直流電源設備
による逃がし安全弁機能回復
操作

操作
補機監視機能判断基準

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力（可搬計測器）原子炉圧力（現場計器）

直流 125V 主母線盤
直流 125V 主母線盤

ａ．常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
操作

判断基準
補機監視機能高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力高圧窒素ガス供給
系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力高圧窒
素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力残留熱除去系
ポンプ(A)吐出圧力残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力復水
移送ポンプ吐出ヘッダ圧力復水移送ポンプ(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
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

２Ａ電圧※２２Ｂ電圧※２

電源

高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力70

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

監視計器一覧（4/6）

東海第二

備考

監視計器一覧（4／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(1)常設直流電源系統喪失時の減圧

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉圧力（可搬計測器）
原子炉圧力（現場計器）

ａ．非常用窒素供給系による窒素確保【非常用窒素供給系高圧窒素
ボンベ切替え】補機監視機能非常用窒素供給系供給圧力※２

駆動源の確保

高圧窒素ボンベ圧力低警報
非常用窒素供給系供給圧力※２
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力※２

補機監視機能非常用窒素供給系供給圧力※２
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力※２

駆動源の確保

高圧窒素ボンベ圧力低警報
非常用窒素供給系供給圧力※２
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力※２

補機監視機能非常用窒素供給系供給圧力※２

駆動源の確保

高圧窒素ボンベ圧力低警報
高圧窒素供給系供給圧力※２
非常用窒素供給系供給圧力※２
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力※２
非常用逃がし安全弁駆動系供給圧力※２
非常用逃がし安全弁駆動系窒素ボンベ圧力※２

補機監視機能非常用逃がし安全弁駆動系供給圧力※２
非常用逃がし安全弁駆動系窒素ボンベ圧力※２

ｂ．可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保
操作

1.3.2.2 サポート系故障時の対応手順(2)逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧

自動減圧系作動用アキュムレータ圧力低警報
高圧窒素供給系供給圧力※２

判断基準

操作
補機監視機能SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(A)出口圧力
SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(B)出口圧力
SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(A)圧力SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(B)圧力

駆動源の確保操作

判断基準
補機監視機能SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(A)出口圧力
SRV 緊急時強制操作用窒素ガスボンベ(B)出口圧力
SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(A)圧力SRV 緊急時強制操作用窒素ガス(B)圧力
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
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
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
ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力ａ．非常用窒素供給系による窒素確保【窒素供給系から非常用窒素供給系への切替え】判断基準

AM 設備別操作手順書「代替 SRV 駆動装置による SRV 開放」

直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 充電器盤 A－2 蓄電池電圧

操作

電源

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

補機監視機能高圧窒素ガス供給系 ADS(A)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 ADS(B)入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(A)出口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ(B)出口圧力

ｃ．非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧操作

操作

補機監視機能高圧窒素ガス供給系 ドライウェル入口圧力低警報
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ出口圧力低警報

判断基準

判断基準

AM 設備別操作手順書「SRV 駆動源確保」※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

71

設計方針の相違＊３

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

監視計器一覧（5/6）
手順書

東海第二

備考

監視計器一覧（5／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

1.3.2.4 インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手順

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）監視パラメータ（計器）1.3.2.4 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「原子炉建屋制御」等

格納容器バイパスの監視

判断基準

ドライウェルサンプ水位

漏えい関連警報

RHR ポンプ(A)室床漏えい
RHR ポンプ(B)室床漏えい
RHR ポンプ(C)室床漏えい
HPCF(B)ポンプ室床漏えい
HPCF(C)ポンプ室床漏えい
RCIC ポンプ室床漏えい
RCIC 蒸気管圧力低RCIC 蒸気管流量大CUW 差流量大

格納容器バイパスの監視

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
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
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
RHR ポンプ室雰囲気温度
RCIC ポンプ室雰囲気温度
RCIC 機器室雰囲気温度エリア放射線モニタ
プロセス放射線モニタ
・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(1)

格納容器バイパスの監視

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※１
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力※１
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※１
残留熱除去系ポンプ吐出圧力※１

格納容器バイパスの監視

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１
原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１
ドライウェル雰囲気温度※１
ドライウェル圧力※１
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※１
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力※１
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※１
残留熱除去系ポンプ吐出圧力※１
主蒸気流量
給水流量

原子炉圧力容器への注水量

高圧炉心スプレイ系系統流量※１
残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）※１

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

水源の確保

サプレッション・プール水位※１
代替淡水貯槽水位※１

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度※１

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１
残留熱除去系系統流量※１
残留熱除去系海水系系統流量※１

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」

操作

操作

補機監視機能判断基準

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」

原子炉水位（狭帯域）原子炉水位（広帯域）原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格納容器内圧力（D/W）
ドライウェル雰囲気温度
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
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
RHR ポンプ室雰囲気温度
RCIC ポンプ室雰囲気温度
RCIC 機器室雰囲気温度エリア放射線モニタ※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

72

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

監視計器一覧（6/6）

東海第二

備考

監視計器一覧（6／6）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.3.2.4 インターフェイスシステム LOCA 発生時の対応手順

1.3.2.4 インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「原子炉建屋制御」等
原子炉圧力容器への注水量

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」

補機監視機能水源の確保

原子炉格納容器内の温度

最終ヒートシンクの確保

補機監視機能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
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力

サプレッション･チェンバ･プール水位
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水温度
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(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
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
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熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(C)出口冷却水温度
原子炉補機冷却海水系ポンプ(A)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(B)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(C)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(D)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(E)吐出圧力
原子炉補機冷却海水系ポンプ(F)吐出圧力(1)

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」

復水器器内圧力操作

操作

残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量
高圧炉心注水系(B)系統流量
高圧炉心注水系(C)系統流量

漏えい関連警報【漏えい検知】
ISOLATION SYS MS LINE PRESS LOWISOLATION SYS MS LINE FLOW HIGHLDS CUW ⊿F HIGH OR CONT. TROUBLE
RCIC STEAM LINE BREAK ⊿P HIGHLDS MS TUNNEL TEMP HI
LDS T/B MS LINE TEMP HI
LDS RCIC EQUIP AREA TEMP HI
LDS RCIC PIPE AREA TEMP HI
LDS CUW ROOMS TEMP HI
LDS RHR EQUIP AREA TEMP HI
LDS CUW ROOMS AMBIENT TEMP HI
LDS RHR EQUIP ROOMS AMBIENT TEMP HI【床漏えい警報】
HPCS PUMP AREA FLOODING
RCIC PUMP AREA FLOODING
LPCS PUMP AREA FLOODING
RHR PUMP A(B,C) AREA FLOODING
RHR Hx A(B) AREA FLOODING
R/B EAST SUMP PUMP AREA FLOODING
R/B WEST SUMP PUMP AREA FLOODING【原子炉建屋サンプ液位警報】
R/B FD SUMP A(B) LEVEL HI-HI OR POWER FAILURE
R/B ED SUMP A(B) LEVEL HI-HI OR POWER FAILURE
R/B SD SUMP A(B) LEVEL HI-HI OR POWER FAILURE
R/B OD SUMP A(B) LEVEL HI OR HI-HI OR POWER
FAILURE【原子炉建屋サンプ温度警報】
R/B ED SUMP A OR B TEMP HIGH
【原子炉建屋内異常漏えい警報】
R/B FD SUMP A(B) LEAKAGE HIGH
R/B ED SUMP A(B) LEAKAGE HIGH
R/B SD SUMP A(B) LEAKAGE HIGH
【圧力】
HPCS SPRAY HEAD TO TOP OF CORE-PLATE ⊿P HIGH
HPCS PUMP SUCTION PRESS HI/LO
RCIC PUMP SUCTION PRESS HIGH
RHR INJECTION VALVE ⊿P LOW
RHR PUMP DISCH PRESS ABNORMAL HI/LO
RHR SHUTDOWN HEADER PRESS HIGH
LPCS INJECTION VALVE ⊿P LOW
LPCS PUMP ABNORMAL HI/LO DISCH PRESS
プロセス放射線モニタ警報
火災報知器警報
原子炉建屋内放射線モニタ警報
原子炉建屋内ダストモニタ警報※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

73

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

第 1.3.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備
対象条文

【1.3】
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

逃がし安全弁

第 1.3－3 表 審査基準における要求事項毎の給電対象設備
給電元
給電母線

供給対象設備

所内蓄電式直流電源設備
可搬型直流電源設備
逃がし安全弁用可搬型蓄電池
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
直流 125V A 系
直流 125V A－2 系
直流 125V B 系
AM 用直流 125V

中央制御室監視計器類

備考

対象条文

【1.3】
原子炉冷却材圧力バウンダ
リを減圧するための手順等

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

74

供給対象設備

逃がし安全弁

給電元
給電母線
所内常設直流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流125V主母線盤
直流125V主母線盤 ２Ａ
直流125V主母線盤 ２Ｂ

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成。

75

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成。

76

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表 75 ページ，76 ページに記載。
東二は先行 PWR を参考に作成。

77

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は先行 PWR を参考に作成しており，機能喪失原因対策分析（補足）は作成しない。

78

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。

79

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。

80

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。

81

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１82

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１83

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

84

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

85

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

86

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

87

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２88

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２89

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

90

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

91

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３92

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３93

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２94

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２95

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。

96

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料に記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。

97

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

98

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

99

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：10 月 2 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：１．３ 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

100

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

東海第二

備考

1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等＜＜ 目 次 ＞
1.4.1 対応手段と設備の選定

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

目 次 ＞

ａ．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備

東二は設計基準事故対象設備
を重大事故対処設備として使用するにあたり，対応設備の手段として整理している。
なお，柏崎は「1.4.2.3 重大事
故対処設備（設計基準拡張）による対応手順」にて整理。
（比較表ページ 3）

a. 発電用原子炉運転中の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ｂ．原子炉運転中の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ⅰ. 低圧代替注水ⅰ) 低圧代替注水

ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) サポート系故障時の対応手段及び設備(b) サポート系故障時の対応手段及び設備

ⅰ. 復旧

ⅰ) 復旧

ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備(c) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段及び設備(c) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段及び設備

ⅰ. 低圧代替注水ⅰ) 低圧代替注水

ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b. 発電用原子炉停止中の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備
ⅰ. 低圧代替注水(b) サポート系故障時の対応手段及び設備

ｃ．原子炉運転停止中の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備
ⅰ) 低圧代替注水(b) サポート系故障時の対応手段及び設備

ⅰ. 復旧

ⅰ) 復旧

ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備

c. 手順等ｄ．手順等

1

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.4.2 重大事故等時の手順

東海第二
1.4.2 重大事故等時の手順
1.4.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順

柏崎は「1.4.2.3 重大事故

(1) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水等対処設備（設計基準拡張）に(2) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水よる対応手順」にて整理。

(3) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱（比較表ページ 3）

1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順

1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順

a. 低圧代替注水

備考

ａ．低圧代替注水(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）（淡水/海水）(c) 代替循環冷却系による原子炉注水

東二は残留熱除去系の有する格納容器除熱機能を代替する
内部水源機器として,代替循環
冷却系を新設する。代替循環
冷却系は原子炉が低圧時に注水が可能な設備であるため，
低圧注水手段として対応手順を整備する。
柏崎の低圧代替注水系（常設）と代替循環冷却系は，同じ復水移送ポンプを使用しており，代替循環冷却系は原子炉格納容器内の減圧及び除熱として整理している。
（以下，設計方針の相違＊１）2

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(c) 消火系による原子炉圧力容器への注水

東海第二

備考

(d) 消火系による原子炉注水(e) 補給水系による原子炉注水

東二は補給水系を原子炉注水設備（自主対策設備）として使用する。
（以下，設計方針の相違＊２）

b. 重大事故等時の対応手段の選択

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択(2) サポート系故障時の対応手順(2) サポート系故障時の対応手順

a. 復旧(a) 残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

ａ．復旧(a) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水(b) 低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水

東二は低圧炉心スプレイ系が設置されており，原子炉注水設備として使用する。
（以下，設計方針の相違＊３）

b. 重大事故等時の対応手段の選択(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a. 低圧代替注水(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水

設計方針の相違＊１(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）(c) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却(b) 消火系による残存溶融炉心の冷却(d) 消火系による残存溶融炉心の冷却(c) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水/海水）(e) 補給水系による残存溶融炉心の冷却
b. 重大事故等時の対応手段の選択

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択

1.4.2.2 発電用原子炉停止中における対応手順

1.4.2.3 原子炉運転停止中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順

3

設計方針の相違＊２

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2) サポート系故障時の対応手順
a. 復旧(a) 残留熱除去系電源復旧後の発電用原子炉からの除熱

東海第二

備考

(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱(b) 原子炉冷却材浄化系による進展抑制

東二は進展抑制として，原子炉冷却材浄化系を使用する。
（以下，設計方針の相違＊４）

b. 重大事故等時の対応手段の選択

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択

1.4.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

東二は「1.4.2.1(1) 残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水

故対処設備を使用した対応手(2) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱順」にて整理。
（比較表ページ 1）
1.4.2.4 その他の手順項目について考慮する手順

4

設計基準事

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等【要求事項】

東海第二1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等【要求事項】

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって、設計基準

発電用原子炉設置者において、原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって、設計

事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著し

び原子炉格納容器の破損を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等が適切にい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

順等が適切に整備されているか、又は整備される方針が適切に示されていること。

【解釈】

備考

【解釈】

１ 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」とは、

１ 「炉心の著しい損傷」を「防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な手順等」

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

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

（１）原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却ａ）可搬型重大事故防止設備の運搬、接続及び操作に関する手順等を整備すること。
（２）復旧
ａ）設計基準事故対処設備に代替電源を接続することにより起動及び十分な期間の運転継続ができること。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（低圧注水モード）による冷却機能である。
また，発電用原子炉停止中において， 設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による崩壊熱除去機能である。

（１）原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却ａ）可搬型重大事故防止設備の運搬、接続及び操作に関する手順等を整備すること。
（２）復旧
ａ）設計基準事故対処設備に代替電源を接続することにより起動及び十分な期間の運転継続ができること。
発電用原子炉運転中，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，設計基準事故対処設備 東二は原子炉運転中及び停止が有する発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による冷中を分けて整理。

却機能である。

設計方針の相違＊３

発電用原子炉運転停止中において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による冷却機能である。また，設計基準事故対処
設備が有する発電用原子炉の長期的な冷却機能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除去機能である。

これらの機能が喪失した場合においても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

これらの機能が喪失した場合においても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ため，発電用原子炉を冷却する対処設備を整備しており，ここでは，この対処設備を活用した手順等ため，発電用原子炉を冷却する対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等につ東二は対処設備の本格的な設について説明する。

いて説明する。

置工事前であることから方針を示し，他条文と整合を図る記載とした。

5

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二1.4.1 対応手段と設備の選定

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

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，発電用原子炉を冷却し炉心の著しい損傷及備考

東二は原子炉運転中及び停止

原子炉運転中において，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で原子炉を冷却し，炉心の 中を分けて整理。

び原子炉格納容器の破損を防止するための設計基準事故対処設備として残留熱除去系（低圧注水モ

著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設計基準事故対処設備として，残留熱除 東二は設備名,柏崎は系統名をード）を設置している。

去系（低圧注水系）ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・プールを設置して記載。
（以下，記載方針の相違＊１）いる。

原子炉運転停止中において，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷を防止するための設計基準事故対処設備として，残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・プールを設置している。
発電用原子炉停止中において，発電用原子炉内の崩壊熱を除去するための設計基準事故対処設備
として残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を設置している。

設計方針の相違＊３

また，原子炉内の崩壊熱を除去するための設計基準事故対処設備として残留熱除去系（原子炉 記載方針の相違＊１
停止時冷却系）ポンプを設置している。

本条項での原子炉停止中を定

なお，本条項での原子炉運転停止中とは，原子炉冷却材温度100℃未満※１及び原子炉圧力容器 義する。
全ボルト締付状態で，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉を冷却している期間とする。
※1：原子炉の昇温を伴う検査時は除く。
これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，これらを重大事故等対処設備（設計基準拡張）

これらの設計基準事故対処設備が健全であれば，重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故 東二は重大事故等対処設備とと位置付け重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対処設備が有する機能， 位置付けている。

替するために，設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因

相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。
）上で，想定する故障に対応でき 柏崎は設計基準事故対処設備対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定する対応手段及び重大事故等対処設備を選定する（第1.4－1図）。

る（第 1.4.1 図）。
また，炉心の著しい損傷，溶融が発生し，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※１を選定

が健全で重大事故等の対処に用いる際，これらの設計基準

また，炉心の著しい損傷，溶融が発生し，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存した場合におい 事故対処設備を重大事故等対て，原子炉格納容器の破損を防止するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※２を選定

する。

する。

※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用※2

処設備（設計基準拡張）と位置付けている。
（以下，記載方針の相違＊２）

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況においてすることは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけで選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。
）だけでなく，設置許可基準規則第四十七条及び技術基準規則第六十二条（以下「基準規則」という。）のなく，設置許可基準規則第四十七条及び技術基準規則第六十二条（以下「基準規則」という。
）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明

にする。

確にする。

6

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2) 対応手段と設備の選定の結果

東海第二

備考

(2) 対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，残留熱除去系（低圧注水系及び 柏崎は本項の後段で説明文を原子炉停止時冷却系）ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの故障による機能喪失を想定する。 記載。
また，サポート系故障として，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失を想定す（比較表ページ 8）る。
さらに，炉心の著しい損傷，溶融が発生し，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準
規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第1.4－1表に整理する。
ａ．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備
重大事故等対処設備（設計基準拡張）である残留熱除去系（低圧注水モード又は原子炉停止時冷却モード）が健全であれば重大事故等の対処に用いる。

東二は表題を記載。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系又は原子炉停止時冷却系）又は低圧 記載方針の相違＊２
炉心スプレイ系が健全であれば重大事故等対処設備として重大事故等の対処に用いる。

設計方針の相違＊３

残留熱除去系（低圧注水モード）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

東二は設備の添付八の記載と・残留熱除去系ポンプ

・残留熱除去系ポンプ

合わせ，主要な設備を本文に・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器

記載し，関連設備は「第 1.4－

・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ

・サプレッション・プール

1 表」に整理することとしてい・給水系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系海水ポンプ

る。

・原子炉圧力容器

・残留熱除去系海水ストレーナ（以下，記載方針の相違＊３）

・原子炉補機冷却系

東二は残留熱除去系及び低圧

・非常用交流電源設備

炉心スプレイ系の冷却水としなお，残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてて，残留熱除去系海水系を設置のみ用いるため，配管に含むこととする。

している。なお，柏崎は原子炉
補機冷却系を残留熱除去系冷却水として使用する。
（以下，設計方針の相違＊５）
低圧炉心スプレイ系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

設計方針の相違＊３・低圧炉心スプレイ系ポンプ
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系海水ストレーナ

7

設計方針の相違＊５赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱で使用する設備は以下

東海第二
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱で使用する設備は以下のとおり。

備考
記載方針の相違＊３のとおり。
・残留熱除去系ポンプ

・残留熱除去系ポンプ

・原子炉圧力容器

・残留熱除去系熱交換器

・残留熱除去系熱交換器

・残留熱除去系海水ポンプ

・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系海水ストレーナ

設計方針の相違＊５・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉補機冷却系
・非常用交流電源設備
機能喪失原因対策分析の結果，フロントライン系故障として，残留熱除去系（低圧注水モード及東二は本項の前段で説明文をび原子炉停止時冷却モード）の故障を想定する。また，サポート系故障として，全交流動力電源喪記載する。

失又は原子炉補機冷却系の故障を想定する。

（比較表ページ 7）

さらに，炉心溶融後，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設
備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第 1.4.1 表に整理する。
a. 発電用原子炉運転中の対応手段及び設備

ｂ．原子炉運転中の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ⅰ. 低圧代替注水ⅰ) 低圧代替注水

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）の故障により発電用原子設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ及び低圧炉心スプレイ 記載方針の相違＊１

炉の冷却ができない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系ポンプが故障により原子炉注水ができない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注 設計方針の相違＊３

系により発電用原子炉を冷却する手段がある。

水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉へ注水する手段があ 設計方針の相違＊１
る。

(ⅰ)低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却設計方針の相違＊２(ⅰ) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊３・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

東二は低圧代替注水系の常設・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽機器として，新設の常設低圧
代替注水系ポンプを使用する
が，柏崎は既設の補給水系を使用する。
（以下，設計方針の相違＊６）8

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

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東海第二

備考

・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・第二代替交流電源設備

東二は常設代替電源の代替と・可搬型代替交流電源設備

しての自主的な電源設備は・代替所内電気設備

設置していない。
（以下，設計方針の相違＊７）(ⅱ)低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却(ⅱ) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊３

・可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

・可搬型代替注水中型ポンプ（低圧代替注水系（可搬型）として使用）

東二で新規配備する可搬型代

・防火水槽

・可搬型代替注水大型ポンプ（低圧代替注水系（可搬型）として使用）

替注水中型ポンプ及び大型ポ・淡水貯水池・西側淡水貯水設備

ンプは，様々な手段に用いる・ホース・接続口・代替淡水貯槽ため，使用目的を併記する。
（以下，記載方針の相違＊４）・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備

設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備
なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ

東二の水源に関する具体的記

敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用

載は，技術的能力「1.13 重する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可大事故等の収束に必要となる搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。

水の供給手順等」に整理しており，ここでは記載しない。

9

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

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東海第二また，低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

備考

なお，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。
(ⅲ) 代替循環冷却系による原子炉注水

設計方針の相違＊１

代替循環冷却系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系海水ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）(ⅲ)消火系による発電用原子炉の冷却記載方針の相違＊４(ⅳ) 消火系による原子炉注水

消火系による発電用原子炉の冷却で使用する設備は以下のとおり。

消火系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊３・ディーゼル駆動消火ポンプ

・電動駆動消火ポンプ

東二は常用電源が使用可能で・ろ過水タンク・ディーゼル駆動消火ポンプある場合，電動駆動消火ポン

・消火系配管・弁・ろ過水貯蔵タンクプを使用する。

・復水補給水系配管・弁・多目的タンク（以下，設計方針の相違＊８）・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

東二はろ過水貯蔵タンクを代・給水系配管・弁・スパージャ

替する淡水タンクとして，多・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ

目的タンクを設置している。

・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備
・常設代替交流電源設備
設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備10赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

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東海第二(ⅴ) 補給水系による原子炉注水

備考
設計方針の相違＊２

補給水系による原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンクⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
低圧代替注水で使用する設備のうち，復水移送ポンプ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備「1.4.1(2)ｂ．(a)ⅰ)(ⅰ)

東二は対応手段ごとに対処設

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」で使用する設 備を記載。

弁，残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ，残留熱除去系(A)配管・弁，給水系配管・弁・備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備として位置 記載方針の相違＊３

スパージャ，高圧炉心注水系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代づける。

替交流電源設備，代替所内電気設備，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級），ホース・接続口「1.4.1(2)ｂ．(a)ⅰ)(ⅱ)

設計方針の相違＊６
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水」で使用する及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。

設備のうち，低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ，低圧

防火水槽及び淡水貯水池は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備及び 記載方針の相違＊２1b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。非常用交流電源設備は重大代替淡水貯槽は重大事故等対処設備として位置づける。

事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。
「1.4.1(2)ｂ．(a)ⅰ)(ⅲ) 代替循環冷却系による原子炉注水」で使用する設備のうち， 設計方針の相違＊１
残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール，残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去
系海水ストレーナ，緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナは重大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ及び低圧炉心ス

記載方針の相違＊１

プレイ系ポンプが故障により機能喪失した場合においても，原子炉を冷却することができ

設計方針の相違＊３

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

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系の有する原子炉格納容器からの除熱機能を代替することを目的に設置した設備であり，原子炉高圧状態から低圧注水に移行することを考慮した注水量としていないため，低圧注水への移行段階での炉心損傷を防止するための注水量としては十分ではない場合があるが，低圧で注水が可能な設備であるため，低圧注水手段としては有効である。

11

設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

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東海第二・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

備考
記載方針の相違＊４

車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対して 東二は可搬型代替注水大型ポ
有効性を確認できないが，代替循環冷却系が使用可能であれば，原子炉へ注水する手 ンプを使用した代替残留熱除段として有効である。

去系海水系を新規配備し，残留熱除去系又は代替循環冷却系に冷却水を供給できる。

・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁・電動駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク及び多目的タンク

耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉と同等の機能（流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消へ注水する手段として有効である。

火が必要な火災が発生していない場合において，発電用原子炉を冷却する手段として記載方針の相違＊３
設計方針の相違＊８
東二はろ過水貯蔵タンクを代替する淡水タンクとして，多目的タンクを設置している。

有効である。
・残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ，高圧炉心注水系(B)及び(C)配管・弁・スパー
ジャ

東二は注入する配管による制※1

限はなく，各注入配管には監視計器が設置されている。

当該配管を用いた注水手段は使用に制限（原子炉圧力容器への注水流量が少ない，注水流量の監視ができない，現場での系統構成が必要）があるが，残留熱除去系(A)及び(B)配管から注水ができない場合において，発電用原子炉を冷却する手段として有効である。
※1：高圧炉心注水系配管・弁・スパージャのうち，復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁は重大事故等対処設備であるが，原
子炉圧力容器への注水ラインの配管・弁・スパージャは自主対策設備として位置付ける。

設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・復水移送ポンプ及び復水貯蔵タンク
耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉へ注水する手段として有効である。

12

設計方針の相違＊２

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) サポート系故障時の対応手段及び設備

東海第二

備考

(b) サポート系故障時の対応手段及び設備
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手段及び設備は以下のと 東二は起因事象を明確化。
おり。

ⅰ. 復旧

ⅰ) 復旧

全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，設計基準事故対処設備である

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系が全 東二はサポート系故障とし残留熱除去系（低圧注水モード）による発電用原子炉の冷却ができない場合は，「(a)ⅰ.低

交流動力電源喪失により使用できない場合は，常設代替交流電源設備として使用する常設 て，全交流電源喪失及び残留

圧代替注水」の手段に加え，常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備を用いて非代替高圧電源装置により緊急用メタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」 熱除去系海水系機能喪失を，常用所内電気設備へ電源を供給し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷を「Ｍ／Ｃ」という。
）を受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄへ 分けて記載している。

却水を確保することで残留熱除去系（低圧注水モード）を復旧し，発電用原子炉を冷却する

電源を供給するとともに，残留熱除去系海水ポンプ，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除 （以下，記載方針の相違＊５）

手段がある。

去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプで冷却水を確保することにより，残 設計方針の相違＊５
留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系を復旧する手段がある。

設計方針の相違＊７

また，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系が残留熱除去系海水系機能 記載方針の相違＊４
喪失により使用できない場合は，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプで冷却水を確保することにより，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系を復旧する手段がある。
常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却系へ燃料を補給

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置及び代替残留熱除去系海記載方針の相違＊４

し，電源の供給を継続することにより，残留熱除去系（低圧注水モード）を十分な期間， 運水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプへ燃料を給油し，電源及び冷却水の供給を 設計方針の相違＊３

転継続することが可能である。

継続することにより，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系を十分な期間， 設計方針の相違＊７
運転継続することが可能である。

また，発電用原子炉停止後は発電用原子炉からの除熱を長期的に行うため，残留熱除去

また，原子炉運転停止後は残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に移行し，長期的に原系（原子炉停止時冷却モード）に移行する。残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）につ

子炉を除熱する手段がある。なお，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）については，

いては，「b.(b)ⅰ.復旧」にて整理する。

「1.4.1(2)ｃ．(b)ⅰ) 復旧」にて整備する。

13

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(ⅰ)代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧
代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧で使用する設備は以下

東海第二

備考

(ⅰ) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水
残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊３のとおり。
・残留熱除去系ポンプ

・残留熱除去系ポンプ（海水冷却）

残留熱除去系ポンプの冷却源

・サプレッション・チェンバ・残留熱除去系熱交換器は海水であることを明記。

・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ

・サプレッション・プール

東二は残留熱除去系海水系機・給水系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系海水ポンプ

能喪失の代替として，常設機・原子炉圧力容器

・残留熱除去系海水ストレーナ器である緊急用海水系，可搬・原子炉補機冷却系

・緊急用海水ポンプ型機器である代替残留熱除去

・代替原子炉補機冷却系

・緊急用海水ストレーナ

系海水系を配備する。

・常設代替交流電源設備

・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

記載方針の相違＊４
設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備
なお，残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。
全交流動力電源喪失時の対応手段及び設備は，｢1.14電源の確保に関する手順等」に

他逐条に整理する内容を記載。

て整理する。
残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手段及び設備は，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整理する。
設計方針の相違＊３(ⅱ) 低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水
低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水で使用する設備は以下のとおり。
・低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系海水ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

記載方針の相違＊４

全交流動力電源喪失時の対応手段及び設備は，｢1.14

他逐条に整理する内容を記載。

電源の確保に関する手順等」にて整理する。
残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手段及び設備は，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整理する。

14

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
復旧で使用する設備のうち，サプレッション・チェンバ，原子炉圧力容器，代替原子炉補

東海第二ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備「1.4.1(2)ｂ．(b)ⅰ)(ⅰ)

備考
東二は対応手段ごとに対処設

残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水」で使用 備を記載。

機冷却系及び常設代替交流電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。また，残留する設備のうち，残留熱除去系ポンプ（海水冷却），残留熱除去系熱交換器，サプレッショ 記載方針の相違＊３

熱除去系ポンプ，残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ，給水系配管・弁・スパ

ン・プール，残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ，緊急用海水ポンプ 設計方針の相違＊５ージャ及び原子炉補機冷却系は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

及び緊急用海水ストレーナは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.4.1(2)ｂ．(b)ⅰ)(ⅱ)

記載方針の相違＊２

低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水」で使用する設備のうち，低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却），サプレッション・プール，残留熱除去系
海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ，緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナ
は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却することができる。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ
系が全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失により使用できない場合においても，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系を復旧し，原子炉を冷却することができる。

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

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

記載方針の相違＊４

車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対して 東二は可搬型代替注水大型ポ
有効性を確認できないが，残留熱除去系（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系が使 ンプを新規配備し残留熱除去用可能であれば，原子炉へ注水する手段として有効である。

系海水系として使用できる。

設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

15

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(c) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段及び設備
ⅰ. 低圧代替注水
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存

東海第二

備考

(c) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手段及び設備
ⅰ) 低圧代替注水
炉心の著しい損傷，溶融が発生し，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合は，低する場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により残存し

圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系 設計方針の相違＊１

た溶融炉心を冷却する手段がある。

により残存溶融炉心を冷却する手段がある。

(ⅰ)低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却設計方針の相違＊２(ⅰ) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。 記載方針の相違＊３・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽

設計方針の相違＊６・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・高圧炉心注水系配管・弁・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備(ⅱ)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却(ⅱ) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊３

・可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

・可搬型代替注水中型ポンプ（低圧代替注水系（可搬型）として使用）

記載方針の相違＊４・防火水槽

・可搬型代替注水大型ポンプ（低圧代替注水系（可搬型）として使用）

・淡水貯水池・西側淡水貯水設備

・ホース・接続口・代替淡水貯槽・復水補給水系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・スパージャ
・給水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備16

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

なお，防火水槽を水源として利用する場合は，淡水貯水池と防火水槽の間にあらかじめ

東二の水源に関する具体的記

敷設したホースを使用して淡水貯水池から淡水を補給する。淡水貯水池を水源として利用

載は，技術的能力「1.13 重する場合はあらかじめ敷設したホースを使用するが，当該ホースが使用できない場合は可大事故等の収束に必要となる搬のホースにて淡水貯水池からの直接送水ラインを構成する。

水の供給手順等」に整理してまた，低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却は，防火水槽又は淡水貯水池の淡水だけでなく，海水も利用できる。

なお，低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却は，代替淡水貯槽又は西側淡 おり，ここでは記載しない。
水貯水設備の淡水だけでなく，海水も利用できる。
(ⅲ) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却設計方針の相違＊１

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系海水ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）(ⅲ)消火系による残存溶融炉心の冷却
消火系による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の相違＊４(ⅳ) 消火系による残存溶融炉心の冷却
消火系による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。

・ディーゼル駆動消火ポンプ

・電動駆動消火ポンプ

・ろ過水タンク・ディーゼル駆動消火ポンプ

・消火系配管・弁・ろ過水貯蔵タンク

・復水補給水系配管・弁・多目的タンク

記載方針の相違＊３
設備運用の相違＊８

東二はろ過水貯蔵タンクを代・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

替する淡水タンクとして，多目・給水系配管・弁・スパージャ

的タンクを設置している。

・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備(ⅴ) 補給水系による残存溶融炉心の冷却補給水系による残存溶融炉心の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンク17

設計方針の相違＊２

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
低圧代替注水で使用する設備のうち，復水移送ポンプ，復水貯蔵槽，復水補給水系配管・

東海第二ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備「1.4.1(2)ｂ．(c)ⅰ)(ⅰ)

備考
東二は対応手段ごとに対処設

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却」で使 備を記載。

弁，残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ，残留熱除去系(A)配管・弁，給水系配管・弁・用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備と 記載方針の相違＊３

スパージャ，高圧炉心注水系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代

して位置づける。

替交流電源設備，代替所内電気設備，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級），ホース・接続口
及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
防火水槽及び淡水貯水池は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1b)項を満足するための代替淡水源（措置）として位置付ける。

「1.4.1(2)ｂ．(c)ⅰ)(ⅱ)

設計方針の相違＊６
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却」で使用する設備のうち，低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポン
プ，低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.4.1(2)ｂ．(c)ⅰ)(ⅲ)

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却」で使用する設 設計方針の相違＊１

備のうち，代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール，残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ，緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナは重大事故等対処設備として位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されていこれらの設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

る。
以上の重大事故等対処設備により，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合においても，残存した溶融炉心を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。

以上の重大事故等対処設備により，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合においても，残存溶融炉心を冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

記載方針の相違＊４

車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対して 東二は可搬型代替注水大型ポ
有効性を確認できないが，代替循環冷却系が使用可能であれば，残存溶融炉心を冷却 ンプを使用した代替残留熱除する手段として有効である。

去系海水系を新規配備し，残留熱除去系又は代替循環冷却系に冷却水を供給できる。

・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水タンク，消火系配管・弁・電動駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク及び多目的タン
ク

記載方針の相違＊３
設計方針の相違＊８
東二はろ過水貯蔵タンクを代替する淡水タンクとして，多目的タンクを設置している。

耐震性は確保されていないが，復水移送ポンプ及び可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，残存溶と同等の機能（流量）を有することから，重大事故等へ対処するために消火系による消融炉心を冷却する手段として有効である。

火が必要な火災が発生していない場合において，残存した溶融炉心を冷却する手段として有効である。

18

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。

設計方針の相違＊２・復水移送ポンプ及び復水貯蔵タンク
耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，残存溶
融炉心を冷却する手段として有効である。

b. 発電用原子炉停止中の対応手段及び設備

ｃ．原子炉運転停止中の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ⅰ. 低圧代替注水
発電用原子炉停止中において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止ⅰ) 低圧代替注水
原子炉運転停止中において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時 記載方針の相違＊１

時冷却モード）の故障により発電用原子炉からの除熱ができない場合は，低圧代替注水系

冷却系）ポンプが故障により原子炉除熱ができない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び消火系により発電用原子炉を冷却する手段があ

代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉へ注水する手段 設計方針の相違＊１

る。

がある。

これらの対応手段で使用する設備は，「a.(a)ⅰ.低圧代替注水」で選定した設備と同様である。
以上の設備により，発電用原子炉停止中において，設計基準事故対処設備である残留熱

これらの対応手段及び設備は，「1.4.1(2)ｂ．(a)ⅰ)

設計方針の相違＊２
低圧代替注水」で選定した設備と同様である。
以上の設備により，原子炉運転停止中において，設計基準事故対処設備である残留熱除 記載方針の相違＊１

除去系（原子炉停止時冷却モード）が故障した場合においても，発電用原子炉を冷却するこ去系（原子炉停止時冷却系）ポンプが故障した場合においても，原子炉を冷却することがとができる。

できる。

19

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b) サポート系故障時の対応手段及び設備

東海第二

備考

(b) サポート系故障時の対応手段及び設備
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手段及び設備は以下のと 東二は起因事象を明確化。
おり。

ⅰ. 復旧
発電用原子炉停止中において，全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，

ⅰ) 復旧
原子炉運転停止中において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時 記載方針の相違＊５

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子冷却系）が全交流動力電源喪失により使用できない場合は，常設代替交流電源設備として炉からの除熱ができない場合は，「(a)ⅰ.低圧代替注水」の手段に加え，常設代替交流電源使用する常設代替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／

設備又は第二代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給し，原子炉補機

Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄへ電源を供給するとともに，残留熱除去系海水ポンプ，緊急用 設計方針の相違＊５

冷却系又は代替原子炉補機冷却系により冷却水を確保することで残留熱除去系（原子炉停

海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプで冷 設計方針の相違＊７

止時冷却モード）を復旧し，発電用原子炉からの除熱を行う手段がある。

却水を確保することにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧する手段がある。
また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が残留熱除去系海水系機能喪失により使用できない場合は，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代
替注水大型ポンプで冷却水を確保することにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧する手段がある。さらに，常用電源が使用できる場合には，重大事故等の進展を抑 設計方針の相違＊４制するため，原子炉冷却材の浄化に用いる原子炉冷却材浄化系により原子炉冷却材を除熱する手段がある。

常設代替交流電源設備， 第二代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却系へ燃料を補給

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置及び代替残留熱除去系海設計方針の相違＊７

し，電源の供給を継続することにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を十分な水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプへ燃料を給油し，電源及び冷却水の供給を 設計方針の相違＊５

期間，運転継続することが可能である。

継続することにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を十分な期間，運転継続する 記載方針の相違＊４
ことが可能である。

(ⅰ)代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧(ⅰ) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱で使用する設備は以下のと 記載方針の相違＊３

代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧で使用する設備は以下のとおり。

おり。

・残留熱除去系ポンプ

・残留熱除去系ポンプ（海水冷却）

東二は先行 PWR と同様に残留熱・原子炉圧力容器

・残留熱除去系熱交換器

除去系ポンプの冷却源は海水・残留熱除去系熱交換器であることを明記。

・残留熱除去系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系海水ポンプ

・給水系配管・弁・スパージャ

・残留熱除去系海水ストレーナ

・原子炉補機冷却系

・緊急用海水ポンプ

・代替原子炉補機冷却系

・緊急用海水ストレーナ・常設代替交流電源設備

・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）設計方針の相違＊５

記載方針の相違＊４
設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備20

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二
全交流動力電源喪失時の対応手段及び設備は，｢1.14備考
電源の確保に関する手順等」にて整理する。

他の技術的能力条文に整理する内容を記載残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手段及び設備は，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整理する。
(ⅱ) 原子炉冷却材浄化系による進展抑制

設計方針の相違＊４

原子炉冷却材浄化系による進展抑制で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材浄化系ポンプ
・原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器
ⅱ. 重大事故等対処設備と自主対策設備
復旧で使用する設備のうち，原子炉圧力容器，代替原子炉補機冷却系及び常設代替交流ⅱ) 重大事故等対処設備と自主対策設備「1.4.1(2)ｃ．(b)ⅰ)(ⅰ)

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱」 東二は対応手順ごとに対処設

電源設備は重大事故等対処設備として位置付ける。また，残留熱除去系ポンプ，残留熱除去で使用する設備のうち，残留熱除去系ポンプ（海水冷却），残留熱除去系熱交換器，残留熱系熱交換器，残留熱除去系配管・弁・スパージャ，給水系配管・弁・スパージャ及び原子炉除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ，緊急用海水ポンプ及び緊急用海水スト 設計方針の相違＊５補機冷却系は重大事故等対処設備（ 設計基準拡張）として位置付ける。

レーナは重大事故等対処設備として位置づける。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系が故障した場合においても，発電用原子炉からの除熱を行うことができる。

備を記載。
記載方針の相違＊２

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が全交流動力
電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失により使用できない場合においても，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧し，原子炉を除熱することができる。

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

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）

東二は可搬型代替注水大型ポ

車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故シーケンスに対して ンプを使用した代替残留熱除有効性を確認できないが，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が使用可能であれば， 去系海水系を新規配備し，残原子炉を除熱する手段として有効である。

留熱除去系又は代替循環冷却系に冷却水を供給できる。
記載方針の相違＊４・原子炉冷却材浄化系ポンプ及び原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器
原子炉停止直後の原子炉を除熱するための十分な熱交換量が確保できず，原子炉冷却材浄化系ポンプ及び原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器は耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器への原子炉補機
冷却水の通水が可能であれば，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の崩壊熱除去機能が喪失した場合において，原子炉冷却材を除熱する手段として有効である。

21

設計方針の相違＊４

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊７・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要な電源を確保するための手段として有効である。
c. 手順等
上記「a. 発電用原子炉運転中の対応手段及び設備」及び「b. 発電用原子炉停止中の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

ｄ．手順等
上記「ａ．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備」，「ｂ．原子炉運転中の対応 柏崎は，「1.4.2.3 重大事故対手段及び設備」及び「ｃ．原子炉運転停止中の対応手段及び設備」により選定した対応手段に 処設備（設計基準拡張）」による対応手順」に整理。

係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員及び緊急時対策要員の対応として事故時運転操作手順書（徴候ベー

これらの手順は，運転員等※３及び重大事故等対応要員の対応として，「非常時運転手順書Ⅱ （比較表 66 ページ）ス）（以下「EOP」という。），事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）（以下「SOP」と（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」及び「重大事故等対策要領」 東二は「技術的能力 1.0 重大いう。），事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）（以下「停止時 EOP」という。），AM 設に定める（第1.4－1表）。

備別操作手順書及び多様なハザード対応手順に定める（第 1.4.1 表）。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整理する（第 1.4.2 表，第 1.4.3 表）。

また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備す

事故対策における共通事項（添付資料 1.0.10

重大事故等発る（第1.4－2表，第1.4－3表）。

生時の体制について）」より,当※3 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

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

1.4.2 重大事故等時の手順

1.4.2 重大事故等時の手順

運転員の定義を追記。

1.4.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(1) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
残留熱除去系（低圧注水系）が健全な場合は，原子炉水位異常低下（レベル１）若しくはドラ

柏崎は，「1.4.2.3 重大事故対処設備（設計基準拡張）」によ

イウェル圧力高信号による残留熱除去系（低圧注水系）ポンプの自動起動，又は中央制御室から る対応手順」に整理。
の手動操作により残留熱除去系（低圧注水系）ポンプを起動し，サプレッション・プールを水源 （比較表 66 ページ）とした原子炉への注水を実施する。
ａ．手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。
①自動起動信号が発信した場合
原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高信号が発信した場合。
②手動起動の場合
給水系（タービン駆動給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系により原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

22

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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東海第二ｂ．操作手順

備考
柏崎は，「1.4.2.3 重大事故対残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり（残留熱除去 処設備（設計基準拡張）」によ
系（低圧注水系）Ｂ系又は残留熱除去系（低圧注水系）Ｃ系による原子炉注水手順も同様。
）。 る対応手順」に整理。
概要図を第1.4－2図に，タイムチャートを第1.4－3図に示す。

（比較表 66 ページ）

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系ポンプ（Ａ）の手動起 なお,操作手順は発電長の指示
動又は自動起動の確認を指示する。

と運転員等,災害対策本部長の②運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）の手動起動操作，又は自動起動信 報告が対となる構成としてい号（原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高）により残留熱除去系ポン る。
プ（Ａ）が起動したことを確認し，残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が0.81MPa［gage］
以上であることを確認した後，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系による原子炉への注水の開始を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注入弁の手動操作，又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高）により開したことを確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑥発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点に維持するように指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注入弁の開閉操作により残留熱除去系系統
流量を調整することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上
から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持し，発電長に報告する。
なお，原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉注水が不要となる間に，原子炉格納容器
内への格納容器スプレイを実施する必要がある場合は，残留熱除去系Ａ系注入弁の全閉操作を実施後，残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁又は残留熱除去系Ａ系Ｓ／Ｐスプレイ弁を開とし，格納容器スプレイを実施する。
ｃ．操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから残留熱除去系（低圧注水系）よる原子炉注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【自動起動信号が発信した場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，3分以内と想定する。

23

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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東海第二【手動起動の場合】

備考
柏崎は，「1.4.2.3 重大事故対・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，3分以内と想定する。

処設備（設計基準拡張）」によ

中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

る対応手順」に整理。

なお，残留熱除去系（低圧注水系）の起動に必要となる残留熱除去系海水ポンプによる冷却 （比較表 66 ページ）
水確保の所要時間は4分以内と想定する。
(2) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水
低圧炉心スプレイ系が健全な場合は，原子炉水位異常低下（レベル１）若しくはドライウェル
圧力高信号による低圧炉心スプレイ系ポンプの自動起動，又は中央制御室からの手動操作により
低圧炉心スプレイ系ポンプを起動し，サプレッション・プールを水源とした原子炉への注水を実施する。
ａ．手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。
①自動起動信号が発信した場合
原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高信号が発信した場合。
②手動起動の場合
給水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系により原子炉注水ができず，原子炉
圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
ｂ．操作手順

操作手順は発電長の指示と運低圧炉心スプレイ系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。

転員等,災害対策本部長の報告

概要図を第1.4－4図に，タイムチャートを第1.4－5図に示す。

が対となる構成としている。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に低圧炉心スプレイ系ポンプの手動起動又は自動起動の確認を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，低圧炉心スプレイ系ポンプの手動起動操作，又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高）により低圧炉心スプレイ
系ポンプが起動したことを確認し，低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力指示値が1.66MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，低圧
炉心スプレイ系による原子炉への注水の開始を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，低圧炉心スプレイ系注入弁の手動操作，又は自動起動信号（原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高）により開したことを確認する。

24

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

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東海第二

備考

⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを低圧炉心スプレイ系系統流 柏崎は，「1.4.2.3 重大事故対量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。

処設備（設計基準拡張）」によ⑥発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上から る対応手順」に整理。
原子炉水位高（レベル８）設定点に維持するように指示する。

（比較表 66 ページ）

⑦運転員等は中央制御室にて，低圧炉心スプレイ系注入弁の開閉操作により低圧炉心スプレイ なお,操作手順は発電長の指示
系系統流量を調整することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点 と運転員等,災害対策本部長の以上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持し，発電長に報告する。
ｃ．操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから低圧炉心スプレイ系による原子炉注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【自動起動信号が発信した場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，2分以内と想定する。
【手動起動の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，2分以内と想定する。
中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，低圧炉心スプレイ系の起動に必要となる残留熱除去系海水ポンプによる冷却水確保の所要時間は4分以内と想定する。
(3) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が健全な場合は，中央制御室からの手動操作により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を起動し，原子炉の除熱を実施する。
ａ．手順着手の判断基準
原子炉圧力容器内の水位が原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の間で維持され，かつ原子炉圧力指示値が0.93MPa［gage］以下の場合。
ｂ．操作手順残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系による原子炉除熱手順の概要は以下のとおり（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ｂ系による原子炉除熱手順も同様。
）。
概要図を第1.4－6図に，タイムチャートを第1.4－7図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
Ａ系による原子炉除熱の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室及び原子炉建屋付属棟にて，原子炉保護系電源の復旧を実施する。
③運転員等は中央制御室にて，格納容器隔離を復旧する。
④運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，残留熱除去系Ａ系レグシールライン弁を閉にする。

25

報告が対となる構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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東海第二

備考

⑤運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）入口弁を閉とする。

柏崎は，「1.4.2.3 重大事故対⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉再循環ポンプ（Ａ）が停止していることを確認し，原子処設備（設計基準拡張）」によ

炉再循環ポンプ（Ａ）出口弁を閉にする。

る対応手順」に整理。

⑦運転員等は，発電長に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系による原子炉除熱の準備が （比較表 66 ページ）完了したことを報告する。

なお,操作手順は発電長の指示⑧発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）使用可能圧 と運転員等,災害対策本部長の力0.93MPa［gage］以下であることを確認し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系に報告が対となる構成としていよる原子炉を除熱するための系統構成を指示する。

る。

⑨運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口弁を閉とし，閉側回路を除外する。
⑩運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系内側隔離弁の開側回路を除外し，残留熱除去系外側隔離弁を開にする。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系内側隔離弁を開にし，開側回路の除外を解除する。
⑫運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）停止時冷却ライン入口弁を開にする。
⑬運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）停止時冷却注入弁を調整開とする。
⑭運転員等は，発電長に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系による原子炉を除熱するための系統構成が完了したことを報告する。
⑮発電長は，運転員等に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系による原子炉除熱の開始を指示する。
⑯運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）を起動し，残留熱除去系ポンプ吐出
圧力指示値が0.81MPa［gage］以上，及び残留熱除去系系統流量の流量上昇を確認する。
⑰運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口弁を調整開とする。
⑱運転員等は中央制御室にて，原子炉除熱が開始されたことを残留熱除去系熱交換器入口温度が低下することにより確認し，発電長に報告する。
ｃ．操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名により操作を実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱開始まで177分以内と想定する。
なお，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の起動に必要となる残留熱除去系海水ポンプによる冷却水確保の所要時間は4分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

26

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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東海第二1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順

1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順

a. 低圧代替注水
給水・復水系，高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，残留熱除去系（低圧備考ａ．低圧代替注水
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプ 設計方針の相違＊３

注水モード）が故障により使用できない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可レイ系による原子炉注水機能が喪失した場合において，低圧代替注水系（可搬型）として使用 可搬型代替注水中型ポンプ又搬型）及び消火系による原子炉圧力容器への代替注水を同時並行で準備する。

する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉への注水手段は， は可搬型代替注水大型ポンプ
低圧代替注水系（常設）による原子炉への注水手段と同時並行で準備を開始する。

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合は，上記代替注水手段のうちポンプ 1 台以上を起については準備に時間が係る

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬 ため平行準備を記載。

動し，注水のための系統構成が完了した時点で，その手段による原子炉圧力容器への注水を開型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系の手段のうち，低圧で原子炉へ注水可能な系統1系 設計方針の相違＊１

始する。

統以上の起動及び注水ラインの系統構成が完了した時点で，その手段による原子炉注水を開始 設計方針の相違＊２する。

また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，低圧代替注水系（常設）のポンプ 2 台以

東二は原子炉冷却材バウンダ

上又は上記代替注水手段のうち 2 系以上を起動し，注水のための系統構成が完了した時点で，リーが高圧の場合は，「1.2 圧

逃がし安全弁による発電用原子炉の減圧を実施し，原子炉圧力容器への注水を開始する。原子力バウンダリ高圧時に発電用

炉圧力容器への注水に使用する手段は，準備が完了した代替注水手段のうち，低圧代替注水系

原子炉を冷却するための手順（常設），消火系，低圧代替注水系（可搬型）の順で選択する。

等」及び「1.3 原子炉冷却材圧
力バウンダリを減圧する手順等」にて整理する。

なお，原子炉圧力容器内の水位が不明になる等，発電用原子炉を満水にする必要がある場合
は，上記注水手段及び代替注水手段のうち使用できる手段にて原子炉圧力容器へ注水する。

なお，原子炉圧力容器内の水位が不明になる等，原子炉圧力容器内を満水にする必要がある 給水系，高圧炉心スプレイ系，
場合は，上記手段に加え給水系（電動駆動給水ポンプ），復水系，高圧炉心スプレイ系，低圧炉 低圧炉心スプレイ系又は残留
心スプレイ系又は残留熱除去系（低圧注水系）を使用し原子炉注水を実施する。

熱除去系（低圧注水系）が使用できる場合は，使用することを明記する。

(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
ⅰ. 手順着手の判断基準(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水ⅰ) 手順着手の判断基準

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

残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系により原子炉注水ができず，原子力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合において，低圧代替注

炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，水系（常設）及び注入配管が使用可能な場合※1。

代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

※1:設備に異常がなく，電源及び水源（復水貯蔵槽）が確保されている場合。

27

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅱ. 操作手順
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.4.2 図及び第 1.4.4 図に，概要図を第 1.4.7 図に，タイムチャートを東海第二ⅱ) 操作手順に起因する記載の相違はある

概要図を第1.4－8図に，タイムチャートを第1.4－9図に示す。

が，実態として記載内容に違いはないことから色別化は省略①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に低圧代替注水系（常設）による する。
原子炉注水の準備を指示する。また，原子炉冷却材喪失事象が確認された場合は，原 なお,操作手順は発電長の指示

炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認

設備運用・設計，体制等の違い

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。

第 1.4.8 図から第 1.4.11 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（常設）による原子備考

子炉冷却材浄化系吸込弁の閉を指示する。

と運転員等,災害対策本部長の②運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）による原子炉への注水に必要な 報告が対となる構成としていする。

残留熱除去系Ｃ系注入弁の電源切替え操作を実施し，残留熱除去系Ｃ系注入弁の表示 る。

③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機，第灯が点灯したことを確認する。また，原子炉冷却材喪失事象が確認された場合は，原 東二は手順の対応フローは記

二ガスタービン発電機又は電源車の負荷容量確認を依頼し，低圧代替注水系（常設）が使用可能か確認する。

子炉冷却材浄化系吸込弁を閉にする。
③運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水に必要なポン④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。

プ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
④運転員等は，発電長に低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の準備が完了したこ⑤中央制御室運転員 A 及び B は，復水移送ポンプ（2 台）の起動操作を実施し，復水移送ポとを報告する。

ンプ吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認する。

⑤発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプの起動を指示する。

a⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ｃ）の操作スイッチを隔離する。

中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作を実施する。

⑦運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）の使用モード※１を選択し，低圧⑥ 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合⑥b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合

代替注水系（常設）を起動操作した後，常設低圧代替注水系ポンプが起動し，常設低中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作を実施する。
c⑥ 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合

圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.40MPa［gage］以上であることを確認する。
⑧運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系系統分離弁，原子炉注水弁及び原子中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(C)の全開操作を実施する。

炉圧力容器注水流量調整弁が自動開したことを確認する。

なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は残留熱除去系注入弁(C)の現場で⑨運転員等は，発電長に常設低圧代替注水系ポンプの起動が完了したことを報告する。

の手動全開操作を実施する。

⑩発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，

d⑥ 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の全開操作を実施する。

低圧代替注水系（常設）による原子炉への注水の開始を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｃ系注入弁を開にし，原子炉への注水が開e始されたことを低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）の流量上昇で確認し中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の全開操作を実施する。

た後，発電長に報告する。

⑥ 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系注入弁(C)の現⑫発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以場での手動全開操作を実施する。

上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように指示する。

28

載しない。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑦当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が復水移送ポンプの吐出圧力以下であることを確⑬運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器注水流量調整弁により低圧代替注水系原 設備運用・設計，体制等の違い

認後，運転員に低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。

子炉注水流量（常設ライン用）を調整することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉 に起因する記載の相違はあるa

水位低（レベル３）設定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持し， が，実態として記載内容に違い

中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。

発電長に報告する。

はないことから色別化は省略

b※1：原子炉注水と原子炉格納容器内への格納容器スプレイを実施する場合は，原子炉する。

⑧ 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合⑧ 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。

注水及び原子炉格納容器内の冷却に必要な系統構成を行い，原子炉注水と格納

なお,操作手順は発電長の指示c

容器スプレイを実施する。

と運転員等,災害対策本部長の⑧ 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系洗浄水弁(C)の全開操作を実施する。

報告が対となる構成としていdる。

⑧ 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(B)の全開操作を実施する。
⑧e 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(C)の全開操作を実施する。
⑨a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉格納容器内にスプレイする場合は，残留熱除去系注入弁(B)を全閉後，残留熱除去系格
納容器冷却流量調節弁(B)及び残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)を全開してスプレイを実施する。
⑨b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑨c 残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位
指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原
子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。

29

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑩現場運転員 C 及び D は，復水移送ポンプの水源確保として復水移送ポンプ吸込ラインの設備運用・設計，体制等の違い

切替え操作（復水補給水系常/非常用連絡 1 次，2 次止め弁の全開操作）を実施する。

に起因する記載の相違はある⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼すが，実態として記載内容に違いはないことから色別化は省略る。

する。
なお,操作手順は発電長の指示と運転員等,災害対策本部長の報告が対となる構成としている。
ⅲ. 操作の成立性
残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)の注入配管を使用した低圧代替注水系（常設）によⅲ) 操作の成立性
原子炉運転中において，上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施し 設備及び体制の違いによるる原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確た場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始まで9分以 記載内容の相違。

認者）にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原内と想定する。

子炉圧力容器への注水開始までの所要時間は以下のとおり。

常設低圧代替注水系ポンプを使用した原子炉注水と格納容器スプレイについては，作業

残留熱除去系(B)注入配管使用の場合:12 分以内

開始を判断してから格納容器スプレイと原子炉注水開始まで15分以内と想定する。中央制

残留熱除去系(A)注入配管使用の場合:12 分以内

御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)の注入配管を使用した低圧代

なお，原子炉運転停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応を発電長の指揮替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転のもと運転員等（当直運転員）1名により実施し，作業開始を判断してから低圧代替注水系

員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判（常設）による原子炉注水開始まで9分以内と想定する。

断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水開始までの所要時間は以下のとおり。
残留熱除去系(C)注入配管使用の場合 :約 40 分
高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合:約 25 分
高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合:約 30 分
その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保操作を実施した場合，15 分以内で可能である。
なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

30

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(b)低圧代替注水系（可搬型） による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）

東海第二

備考

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）ⅰ) 手順着手の判断基準

ⅰ. 手順着手の判断基準
給水・復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧

残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）により原

力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合において，低圧代替注

子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維※1

水系（可搬型）及び注入配管が使用可能な場合 。
※1:設備に異常がなく，燃料及び水源（防火水槽又は淡水貯水池）が確保されている場合。

持できない場合において，以下のいずれかの状況に至った場合。
①代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉注水ができず，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
②代替循環冷却系により原子炉注水が実施されているが，原子炉圧力容器内の水位が上昇せず，消火系及び補給水系により原子炉注水ができない場合において，西側淡水貯水設
備又は代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

ⅱ. 操作手順

設備運用・設計，体制等の違い

ⅱ) 操作手順

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）手順の概要は以下のとおり。 に起因する記載の相違はある

順の対応フローを第 1.4.2 図及び第 1.4.4 図に，概要図を第 1.4.12 図及び第 1.4.18 図に，なお，水源から接続口までの低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中 が，実態として記載内容に違い

タイムチャートを第 1.4.13 図から第 1.4.17 図及び第 1.4.19 図に示す。

型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順については，「1.13

重大事故等 はないことから色別化は省略の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

する。

概要図を第1.4－10図に，タイムチャートを第1.4－11図に示す（残留熱除去系Ｃ系配管

東二は手順の対応フローは記を使用する原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口又は高所東側接続口による原子炉注水 載しない。
及び低圧炉心スプレイ系配管を使用する原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の手順
は，手順⑩以外同様。
）。

31

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二設備運用・設計，体制等の違い［交流電源が確保されている場合］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に低圧代替注水系配管・弁 に起因する記載の相違はあるの接続口への低圧代替注水系（可搬型）の接続を依頼する。

子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に低圧代替注水系（可搬型）に管・弁の接続口を連絡する。
水の準備を指示する。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水に必要⑤現場運転員 C 及び D は，MUWC 接続口内側隔離弁(B)又は MUWC 接続口内側隔離弁(A)のどな残留熱除去系Ｃ系注入弁又は低圧炉心スプレイ系注入弁の電源切替え操作を実施

ちらかを選択し全開操作を実施する（当該弁は遠隔手動弁操作設備のためリンク機構をし，残留熱除去系Ｃ系注入弁又は低圧炉心スプレイ系注入弁の表示灯が点灯したこと取り外し，弁操作を行う）。

を確認する。

なお，上記の送水ライン以外にも，原子炉建屋原子炉区域にて接続口から復水補給水系⑥運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水に必要配管までホースを敷設し送水するラインがある。
⑥a 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ｃ）又は低圧炉心スプレイ系ポン

中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は残留熱除去系注入弁(C)の現場でプの操作スイッチを隔離する。
⑧運転員等は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備が完了したこの手動全開操作を実施する。
⑥b 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合とを報告する。
⑨発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の全開操作を実施する。
⑥c 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合と運転員等,災害対策本部長の④発電長は，運転員等に残留熱除去系Ｃ系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を使用した 報告が対となる構成としてい④中央制御室運転員 A 及び B は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施する。

する。

③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注 なお,操作手順は発電長の指示③中央制御室運転員 A 及び B は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。

が，実態として記載内容に違い②災害対策本部長は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）で使用する低圧代替注水系配 はないことから色別化は省略

よる原子炉圧力容器への注水準備のため，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作を依頼する。

備考

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成を指示する。
⑩ａ残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口又は高所

中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の全開操作を実施する。

東側接続口による原子炉注水の場合

なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系注入弁(C)の現運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁，残留熱除去系Ｃ系注入弁及び原子炉圧力場での手動全開操作を実施する。

容器注水流量調整弁を開にする。

⑦a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合

なお，電源が確保できない場合，運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，現場手動操中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作及び原子炉圧力指示値

作により原子炉注水弁，残留熱除去系Ｃ系注入弁及び原子炉圧力容器注水流量調整弁

が可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の吐出圧力以下であることを確認後，残留熱除去系を開にする。

洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。

32

る。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）⑦b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合

東海第二⑩ｂ低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の場合

備考
設備運用・設計，体制等の違い

中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作及び原子炉圧力指示値

運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁，低圧炉心スプレイ系注入弁及び原子炉圧 に起因する記載の相違はあるが可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の吐出圧力以下であることを確認後，残留熱除去系

力容器注水流量調整弁を開にする。

が，実態として記載内容に違い

なお，電源が確保できない場合，運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，現場手動操 はないことから色別化は省略

洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。
c

作により原子炉注水弁，低圧炉心スプレイ系注入弁及び原子炉圧力容器注水流量調整 する。

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の弁を開にする。

⑦ 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
吐出圧力以下であることを確認後，現場運転員 C 及び D は残留熱除去系洗浄水弁(C)の全⑪運転員等は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成が完了 と運転員等,災害対策本部長のしたことを報告する。

開操作を実施する。
d⑦ 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合

原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑬重大事故等対応要員は，災害対策本部長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉へ止め弁(B)の全開操作を実施する。
e⑦ 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合注水するための準備が完了したことを報告する。
⑭災害対策本部長は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の吐出圧力以下であることを確認後，現場運転員 C 及び D は高圧炉心注水系洗浄用補給水水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を連絡する。
⑮災害対策本部長は，重大事故等対応要員に低圧代替注水系（可搬型）として使用する止め弁(C)の全開操作を実施する。

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。

⑧緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作⑯重大事故等対応要員は，低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中を行い，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備完了を緊急時対策本部に報告型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，原子炉建屋西側接続口，高所する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

西側接続口，高所東側接続口又は原子炉建屋東側接続口の弁を開とし，低圧代替注水⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，運転員が選択した送水ラインからの可搬型代

系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポン

替注水ポンプ（A－2 級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑩当直副長は，中央制御室運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注プにより送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑰災害対策本部長は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注

水の確認を指示する。
⑪緊急時対策要員は，運転員が選択した送水ラインから送水するため，MUWC 接続口外側隔

水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを連絡する。
⑱発電長は，運転員等に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水が開始された

離弁 1(B)，2(B)又は MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)のどちらかの全開操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告す報告が対となる構成としてい⑫発電長は，災害対策本部長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水するための る。

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力指示値が可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の吐出圧力以下であることを確認後，現場運転員 C 及び D は高圧炉心注水系洗浄用補給水

なお,操作手順は発電長の指示

ことの確認を指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを低圧代替注水系原子る。

炉注水流量（常設ライン用）又は（可搬ライン用）の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑳発電長は，災害対策本部長に低圧代替注水系（可搬型）により原子炉への注水が開始されたことを連絡する。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二⑫a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合

備考

発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以 設備運用・設計，体制等の違いに起因する記載の相違はある

中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水

上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持するように指示する。

系流量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認

運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器注水流量調整弁により低圧代替注水系原 が，実態として記載内容に違いし，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）か

子炉注水流量（常設ライン用）又は（可搬ライン用）を調整することで，原子炉圧力 はないことから色別化は省略

ら原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。

容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上から原子炉水位高（レベル８） する。

※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子

設定点に維持し，発電長に報告する。

なお,操作手順は発電長の指示

炉格納容器内にスプレイする場合は， 残留熱除去系注入弁(B)を全閉後，残留熱除と運転員等,災害対策本部長の去系格納容器冷却流量調節弁(B)及び残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)を報告が対となる構成としてい全開してスプレイを実施する。

る。

⑫b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑫c 残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位
指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原
子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

34

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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東海第二

備考
サポート系の故障に対する手［全交流動力電源が喪失している場合］

順は，「1.4.2.2(2)サポート系①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原故障時の対応手順」にて整備

子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に低圧代替注水系（可搬型）に（比較表 47 ページ）なお，電源よる原子炉圧力容器への注水準備のため，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，ホ系の復旧については，「1.14 電

ース接続及び起動操作を依頼する。

源確保に関する手順等」にて整理する。

③中央制御室運転員 A は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水に必要な監視計器の電源が確保されていることを確認する。
④現場運転員 C 及び D は，復水補給水系バイパス流防止として復水補給水系原子炉建屋復
水積算計バイパス弁の全閉操作を実施する。
⑤現場運転員 C 及び D は，MUWC 接続口内側隔離弁(B)又は MUWC 接続口内側隔離弁(A)のどち
らかを選択し全開操作を実施する（当該弁は遠隔手動弁操作設備のためリンク機構を取り外し，弁操作を行う）。
なお，上記の送水ライン以外にも，原子炉建屋原子炉区域にて接続口から復水補給水系
配管までホースを敷設し送水するラインがある。
⑥a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系注入弁(B)及び残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。
⑥b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系注入弁(A)及び残留熱除去系洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。
⑥c 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系注入弁(C)及び残留熱除去系洗浄水弁(C)の全開操作を実施する。
⑥d 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系注入弁(B)及び高圧炉心注水系洗浄用補給水止め
弁(B)の全開操作を実施する。
⑥e 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系注入弁(C)及び高圧炉心注水系洗浄用補給水止め
弁(C)の全開操作を実施する。

35

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑦緊急時対策要員は，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の配備，ホース接続及び起動操作

サポート系の故障に対する手を行い，可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水準備完了を緊急時対策本部に報告

順は，「1.4.2.2(2)サポートする。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。

系故障時の対応手順」にて整
備（比較表 47 ページ）なお，⑧当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）の吐出圧力以下であることを確認後，中央制御室運転員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力

電源系の復旧については，容器への注水の確認を指示する。

「1.14 電源確保に関する手順等」にて整理する。

⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，運転員が選択した送水ラインからの可搬型代
替注水ポンプ（A－2 級）による送水開始を緊急時対策本部に依頼する。
⑩緊急時対策要員は，運転員が選択した送水ラインから送水するため，MUWC 接続口外側隔
離弁 1(B)，2(B)又は MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)のどちらかの全開操作を実施し，送水開始について緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑪a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A は， 原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。現場運転員 C 及び D は，中央制御室運転員の指示に基づき原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑪b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。現場運転員 C 及び D は，中央制御室運転員の指示に基づき原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑪c 残留熱除去系(C)及び高圧炉心注水系(B)，(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。現場運転員 C 及び D は，中央制御室運転員の指示に基づき原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑫当直長は，当直副長からの依頼に基づき，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

36

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二ⅲ) 操作の成立性

ⅲ. 操作の成立性
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作のうち，運転員が実施する原子炉運転中において，上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可原子炉建屋での各注入配管の系統構成を，交流電源が確保されている場合は 1 ユニット当搬型）による原子炉注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。

たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて，全交流動力電【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉源が喪失している場合は 1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名及び現場運転員 2 名にて注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）作業を実施した場合の所要時間は以下のとおり。

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名に［交流電源が確保されている場合］て実施した場合，215分以内と想定する。

残留熱除去系(A)(B)注入配管使用の場合：約 25 分
残留熱除去系(C)注入配管使用の場合：約 65 分高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合 ：約 30 分

【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉
注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名に高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合 ：約 55 分
［全交流動力電源が喪失している場合］
残留熱除去系(A)注入配管使用の場合て実施した場合，140分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉注水の場合）】：約 135 分

残留熱除去系(B)(C)注入配管使用の場合 ：約 85 分

（水源：代替淡水貯槽）・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6名及び重大事故等対応要

高圧炉心注水系(B)(C)注入配管使用の場合：約 75 分

員8名にて実施した場合，215分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉注水の場合）】

また，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作のうち，緊急時対策
要員が実施する屋外での可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）による送水操作に必要な 1 ユニ

（水源：西側淡水貯水設備）
・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6名及び重大事故等対応要

ット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊急時対策要員 3 名にて実施した場合：約 125 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］

員8名にて実施した場合，165分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名に緊急時対策要員 4 名にて実施した場合：約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］て実施した場合，535分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口によ緊急時対策要員 6 名にて実施した場合：約 330 分

る原子炉注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水操作は，作業開始を判断してか・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にら低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水開始まで約 330 分で可能である。

備考て実施した場合，195分以内と想定する。
【現場操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6名及び重大事故等対応要員8名にて実施した場合，535分以内と想定する。

37

設備及び体制の違いによる記載内容の相違。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

【現場操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水 設備及び体制の違いによるの場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6名及び重大事故等対応要員8名にて実施した場合，195分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備をる。可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，低圧代替注水系（可搬分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
なお，原子炉運転停止中の当直要員の体制において，上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉
注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，215分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉
注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，140分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，535分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，195分以内と想定する。

38

記載内容の相違。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(c) 代替循環冷却系による原子炉注水ⅰ) 手順着手の判断基準

備考
設計方針の相違＊１
なお,操作手順は発電長の指示

残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）により原 と運転員等,災害対策本部長の
子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維 報告が対となる構成としてい持できない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
ⅱ) 操作手順
代替循環冷却系Ａ系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり（代替循環冷却系Ｂ系
による原子炉注水手順も同様。
）。
概要図を第1.4－12図に，タイムチャートを第1.4－13図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉への注水に必要な残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁及び残留熱除去系Ａ系注入弁の電源切替え操作を実施し，残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁及び残留熱除去系Ａ系注入弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉への注水に必要なポン
プ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認すると
ともに，冷却水が確保されていることを確認し，発電長に報告する。
④発電長は，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉注水の系統構成を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）の操作スイッチを隔離する。
⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注水配管分離弁，残留熱除去系Ａ系ミ
ニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁及び残留熱除去系熱交換器（Ａ）バ
イパス弁を閉にする。
⑦運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）入口弁及び代替循環冷却系
Ａ系テスト弁を開にする。
⑧運転員等は，発電長に代替循環冷却系Ａ系による原子炉注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に代替循環冷却系ポンプ（Ａ）の起動を指示する。

39る。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑩運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）を起動し，代替循環冷却系 設計方針の相違＊１
ポンプ吐出圧力指示値が1.40MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑪発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，代替循環冷却系Ａ系による原子炉への注水の開始を指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注入弁を開にした後，代替循環冷却系
Ａ系注入弁を開にするとともに，代替循環冷却系Ａ系テスト弁を閉にする。
⑬運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを代替循環冷却系原子炉注水流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑭発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以
上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持するように指示する。
⑮運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系注入弁により代替循環冷却系原子炉
注水流量を調整することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設
定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持し，発電長に報告する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉注水開始まで41分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370
分以内
さらに，原子炉運転停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応を発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）2名により実施し，作業開始を判断してから代替循環冷却系による原子炉注水開始まで41分以内と想定する。

40

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(d) 消火系による原子炉注水(c) 消火系による原子炉圧力容器への注水ⅰ) 手順着手の判断基準

ⅰ. 手順着手の判断基準
給水・復水系，非常用炉心冷却系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）により原注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場

子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維※1合において，消火系及び注入配管が使用可能な場合 。ただし，重大事故等へ対処するため持できない場合において，以下のいずれかの状況に至った場合。

に消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

①代替循環冷却系により原子炉注水ができず，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの水位※1:設備に異常がなく，燃料及び水源（ろ過水タンク）が確保されている場合。

が確保されている場合。ただし，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合。
②代替循環冷却系により原子炉注水が実施されているが，原子炉圧力容器内の水位が上昇しない場合において，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの水位が確保されている場合。ただし，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合。

ⅱ. 操作手順
消火系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを
第 1.4.2 図及び第 1.4.4 図に，概要図を第 1.4.20 図に，タイムチャートを第 1.4.21 図かⅱ) 操作手順
消火系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。

に起因する記載の相違はある

概要図を第1.4－14図に，タイムチャートを第1.4－15図に示す。

が，実態として記載内容に違いはないことから色別化は省略

ら第 1.4.24 図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に消火系による原子炉圧力容器への①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系による原子炉注水の準備 する。

注水準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に消火系による原子炉圧力容

設備運用・設計，体制等の違いを指示する。

なお,操作手順は発電長の指示②運転員等は中央制御室にて，消火系による原子炉への注水に必要なポンプ，電動弁及 と運転員等,災害対策本部長の器への注水準備のため，ディーゼル駆動消火ポンプの起動を依頼する。

び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告す 報告が対となる構成としていaる。

③ 残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)注入配管使用の場合る。

現場運転員 C 及び D は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源の③発電長は，運転員等に消火系による原子炉注水の系統構成を指示する。

東二は手順の対応フローは記受電操作を実施する。

④運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。

載しない。

③b 残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合⑤運転員等は，発電長に消火系による原子炉注水の系統構成が完了したことを報告する。

現場運転員 E 及び F は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源の受電操作を実施する。

⑥発電長は，運転員等に電動駆動消火ポンプ※２又はディーゼル駆動消火ポンプの起動を④中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁の電源が確保されたこと及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認す指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動消火ポンプを起る。

動し，消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認し⑤中央制御室運転員 A 及び B は， 復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮た後，発電長に報告する。

断弁の全閉操作を実施する。

41

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）⑥中央制御室運転員 A 及び B は，消火系による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，

東海第二

備考

⑧発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し， 設備運用・設計，体制等の違い

復水補給水系消火系第 1，第 2 連絡弁の全開操作を実施する。

消火系による原子炉への注水の開始を指示する。

に起因する記載の相違はある

a⑨運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁を開にする。

が，実態として記載内容に違い

中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作を実施する。

⑩運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系注入弁を開にする。

はないことから色別化は省略

b⑪運転員等は中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流 する。

⑦ 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合⑦ 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(A)の全開操作を実施する。
c⑦ 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合

量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。

⑫発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以 と運転員等,災害対策本部長の上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように指示する。

中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(C)の全開操作を実施する。
なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系注入弁(C)の現場

なお,操作手順は発電長の指示報告が対となる構成としてい⑬運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系注入弁の開閉操作により残留熱除去系 る。

での手動全開操作を実施する。

系統流量を調整することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設d

定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持し，発電長に報告する。

⑦ 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(B)の全開操作を実施する。

なお，原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉注水が不要となる間に，原子炉格e

納容器内への格納容器スプレイを実施する必要がある場合は，残留熱除去系Ｂ系注入

中央制御室運転員 A 及び B は，高圧炉心注水系注入弁(C)の全開操作を実施する。

弁の全閉操作を実施後，残留熱除去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁又は残留熱除去系Ｂ系Ｓ

なお，電源が確保できない場合，現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系注入弁(C)の現／Ｐスプレイ弁を開とし，格納容器スプレイを実施する。

場での手動全開操作を実施する。

※2：常用電源が使用できる場合に，電動駆動消火ポンプを使用する。

⑦ 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合⑧5 号炉運転員は，ディーゼル駆動消火ポンプの起動完了を緊急時対策本部に報告する。また，緊急時対策本部は当直長に報告する。
⑨当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水開始を
緊急時対策本部に報告する。
⑩当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力がディーゼル駆動消火ポンプの吐出圧力以下であることを確認後，運転員に消火系による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
⑪a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作を実施する。
⑪b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系洗浄水弁(A)の全開操作を実施する。
⑪c 残留熱除去系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は， 残留熱除去系洗浄水弁(C)の全開操作を実施する。
⑪d 高圧炉心注水系(B)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(B)の全開操作を実施する。
⑪e 高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
現場運転員 C 及び D は，高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁(C)の全開操作を実施する。

42

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設備運用・設計，体制等の違い⑫a 残留熱除去系(B)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水に起因する記載の相違はある

系流量（RHR B 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認

が，実態として記載内容に違いし，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）かはないことから色別化は省略

ら原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。

する。

※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原なお,操作手順は発電長の指示

子炉格納容器内にスプレイする場合は，残留熱除去系注入弁(B)を全閉後，残留熱と運転員等,災害対策本部長の除去系格納容器冷却流量調節弁(B)及び残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁報告が対となる構成としてい(B)を全開してスプレイを実施する。

る。

⑫b 残留熱除去系(A)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認
し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑫c 残留熱除去系(C)，高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)注入配管使用の場合
中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位
指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原
子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
⑬当直長は，当直副長からの依頼に基づき，消火系による原子炉圧力容器への注水が開始されたことを緊急時対策本部に報告する。

43

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅲ. 操作の成立性
残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)の注入配管を使用した消火系による原子炉圧力容

東海第二

備考

ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転 設備及び体制の違いによる器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉注水開始まで56 記載内容の相違。

転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系分以内と想定する。

による原子炉圧力容器への注水開始まで約 30 分で可能である。
残留熱除去系(C)の注入配管を使用した消火系による原子炉圧力容器への注水操作は，1ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運転員 4 名及び 5 号炉
運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉圧力容器への注水開始まで約 40 分で可能である。

なお，原子炉注水が不要と判断し，原子炉格納容器内への格納容器スプレイを実施する
場合，格納容器スプレイに必要な負荷の電源切替え操作を実施してから格納容器スプレイ
開始まで5分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

高圧炉心注水系(B)又は高圧炉心注水系(C)の注入配管を使用した消火系による原子炉圧

さらに，原子炉運転停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応を発電長の指

力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現揮のもと運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名により実施

場運転員 4 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消し，作業開始を判断してから消火系による原子炉注水開始まで56分以内と想定する。

火系による原子炉圧力容器への注水開始まで約 30 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。
(e) 補給水系による原子炉注水ⅰ) 手順着手の判断基準
残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）により原
子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，以下のいずれかの状況に至った場合。
①代替循環冷却系及び消火系により原子炉注水ができず，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。
②代替循環冷却系により原子炉注水が実施されているが，原子炉圧力容器内の水位が上昇せず，消火系により原子炉注水ができない場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。

44

設計方針の相違＊２

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

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東海第二ⅱ) 操作手順

備考
設計方針の相違＊２

補給水系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。

なお,操作手順は発電長の指示

概要図を第1.4－16図に，タイムチャートを第1.4－17図に示す。

と運転員等,災害対策本部長の①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系による原子炉注水の準 報告が対となる構成としてい備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，補給水系による原子炉注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
③発電長は，災害対策本部長に連絡配管閉止フランジの切り替えを依頼する。
④災害対策本部長は，重大事故等対応要員に連絡配管閉止フランジの切り替えを指示する。
⑤重大事故等対応要員は，連絡配管閉止フランジの切り替えを実施する。
⑥重大事故等対応要員は，災害対策本部長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを報告する。
⑦災害対策本部長は，発電長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを連絡する。
⑧発電長は，運転員等に補給水系による原子炉注水の系統構成を指示する。
⑨運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，補給水系－消火系連絡ライン止め弁を開にする。
⑩運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁を開にする。
⑫運転員等は，発電長に補給水系による原子炉注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑬発電長は，運転員等に復水移送ポンプの起動を指示する。
⑭運転員等は中央制御室にて，復水移送ポンプを起動し，復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧
力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑮発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し，補給水系による原子炉への注水の開始を指示する。
⑯運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系注入弁を開にし，原子炉への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。

45る。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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東海第二

備考

⑰発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以 設計方針の相違＊２
上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように指示する。

なお,操作手順は発電長の指示⑱運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系注入弁の開閉操作により残留熱除去系 と運転員等,災害対策本部長の
系統流量を調整することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設 報告が対となる構成としてい定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持し，発電長に報告する。
なお，原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉注水が不要となる間に，原子炉格
納容器内への格納容器スプレイを実施する必要がある場合は，残留熱除去系Ｂ系注入
弁の全閉操作を実施後，残留熱除去系Ｂ系Ｄ／Ｗスプレイ弁又は残留熱除去系Ｂ系Ｓ／Ｐスプレイ弁を開とし，格納容器スプレイを実施する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員6名にて実施した場合，作業開始を判断してから補給水系
による原子炉注水開始まで105分以内と想定する。
なお，原子炉注水が不要と判断し，原子炉格納容器内への格納容器スプレイを実施する
場合，格納容器スプレイに必要な負荷の電源切替え操作を実施してから格納容器スプレイ
開始まで5分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
さらに，原子炉運転停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応を発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名及び重大事
故等対応要員6名により実施し，作業開始を判断してから補給水系による原子炉注水開始まで105分以内と想定する。

46

る。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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b. 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.4.32 図に示す。
外部電源，代替交流電源設備等により交流電源が確保できた場合，復水貯蔵槽が使用可能で

東海第二

備考

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第
1.4－26図に示す。
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による原子炉注水機能が喪失し，原子 東二は対応手段や優先順位をあれば低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水する。復水貯蔵槽が使用できない場

炉水位低（レベル３）設定点以上に維持ができない場合は，低圧代替注水系（常設）により原 具体的に記載。

合，消火系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。

子炉へ注水する。

交流電源が確保できない場合，現場での手動操作により系統構成を実施し，消火系又は低圧
代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。

低圧代替注水系（常設）が使用できない場合は，代替循環冷却系により原子炉へ注水する。
代替循環冷却系が使用できない場合，又は代替循環冷却系により原子炉注水が実施されているが，原子炉圧力容器内の水位が上昇しない場合は，消火系，補給水系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉へ注水する。
低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大 可搬型代替注水大型ポンプに型ポンプによる原子炉への注水手段は，低圧代替注水系（常設）による原子炉への注水手段と よる原子炉への注水について同時並行で準備を開始する。

なお，消火系による原子炉圧力容器への注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処す

は準備に時間が係るため同時

なお，消火系による原子炉への注水は，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関す 並行で準備を開始する。

るために消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可能がる機能が損なわれる火災が発生していない場合に実施する。また，補給水系は連絡配管閉止フ 設計方針の相違＊２

確認できた場合に実施する。

ランジの切り替えに時間を要することから，消火系による原子炉への注水ができない場合に実 消火系と補給水系使用の優先施する。

低圧代替注水を実施する際の注入配管の選択は，中央制御室からの操作が可能であって，注順位を明確に記載。
東二は使用する設備により，注水流量が多いものを優先して使用する。優先順位は以下のとおり。

入配管が決まっているため，注

優先①：残留熱除去系(B)注入配管（中央制御室からの操作が可能）

入配管の優先選択はない。

優先②：残留熱除去系(A)注入配管（中央制御室からの操作が可能）
優先③：残留熱除去系(C)注入配管
優先④：高圧炉心注水系(B)注入配管
優先⑤：高圧炉心注水系(C)注入配管(2) サポート系故障時の対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手順は以下のとおり。

a. 復旧

ａ.復旧

(a) 残留熱除去系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水(a) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水

東二は起因事象を明確化。

全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，残留熱除去系（低圧注水モード）

全交流動力電源喪失により残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による注 設計方針の相違＊５による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第二代替交流

水機能が喪失した場合，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により 記載方針の相違＊５

電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系

残留熱除去系（低圧注水系）の電源を復旧するとともに，残留熱除去系海水ポンプ，緊急用

47

設計方針の相違＊７

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）により冷却水を確保することで，残留熱除去系（低圧注水モード）にて原子炉圧力容器へ注
水する。

東海第二
海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，残留熱除去系（低圧注水系）にて原子炉への注水を実施する。

また，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプ 記載方針の相違＊５

なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

備考

レイ系による注水機能が喪失した場合，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系とし 設計方針の相違＊７て使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，残留熱除去系（低圧注水系）
にて原子炉への注水を実施する。
なお，常設低圧代替注水系ポンプと使用する系統を共有しない代替循環冷却系Ａ系へ電源を給電することが可能となるＭ／Ｃ ２Ｃを優先し，緊急用Ｍ／Ｃから受電するため，Ｍ／Ｃ

ⅰ. 手順着手の判断基準
常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により非常用高圧母線 C 系又は D 系の受電が完了し，残留熱除去系（低圧注水モード）が使用可能な状態※1 に復旧された場合。
※1:設備に異常がなく，電源，補機冷却水及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている状態。

２Ｃの供給対象である残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系を優先して使用する。

ⅰ) 手順着手の判断基準【全交流動力電源喪失時】

記載方針の相違＊５

全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置に 設計方針の相違＊７より緊急用Ｍ／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了し，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【残留熱除去系海水系機能喪失時】
残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水が確保され，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。

ⅱ. 操作手順ⅱ) 操作手順

設備運用・設計，体制等の違い

残留熱除去系(B)（低圧注水モード）電源復旧後の原子炉圧力容器への注水手順の概要は

残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり（残留熱 に起因する記載の相違はある

以下のとおり（残留熱除去系(A)（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水手順も除去系（低圧注水系）Ｂ系又は残留熱除去系（低圧注水系）Ｃ系による注水手順も同様。
）。 が，実態として記載内容に違い同様)。概要図を第 1.4.25 図に，タイムチャートを第 1.4.26 図に示す。

概要図を第1.4－18図に，タイムチャートを第1.4－19図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に残留熱除去系(B)（低圧①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系（低圧注水系）Ａ する。

注水モード）による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(B)（低圧注水モード）の起動に必要なポン系による原子炉注水の準備を指示する。

はないことから色別化は省略
なお，操作手順は発電長の指示②運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系による原子炉への注水 と運転員等の報告が対となる

プ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに補機冷却水が確保されてに必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等によ 構成としている。

いることを状態表示にて確認する。

り確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認し，発電長に報告する。

③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機の負荷容量確認を依頼し，残留熱除去系(B)（低圧注水モード）③発電長は，運転員等に残留熱除去系ポンプ（Ａ）の起動を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）を起動し，残留熱除去系ポンが使用可能か確認する。

プ吐出圧力指示値が0.81MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。

48

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）④中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプ(B)の起動操作を実施し，残留熱除去

東海第二⑤発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し， 設備運用・設計，体制等の違い

系ポンプ(B)吐出圧力指示値が規定値以上であることを確認後，当直副長に残留熱除去系(B)（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水準備完了を報告する。

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水の開始を指示する。

始されたことを残留熱除去系系統流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。 はないことから色別化は省略⑦発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以 する。

器への注水開始を指示する。⑥中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系注入弁(B)を全開として原子炉圧力容器への注水を開始する。

に起因する記載の相違はある⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注入弁を開とし，原子炉への注水が開 が，実態として記載内容に違い⑤当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が残留熱除去系ポンプ(B)の吐出圧力以下であることを確認後，中央制御室運転員に，残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容

備考

上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持するように指示する。

なお，操作手順は発電長の指示⑧運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注入弁の開閉操作により残留熱除去系 と運転員等の報告が対となる
系統流量を調整することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設 構成としている。

⑦中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去系(B)系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告

定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持し，発電長に報告する。

するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レなお，原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉注水が不要となる間に，原子炉格

ベル 8）の間で維持する。

納容器内への格納容器スプレイを実施する必要がある場合は，残留熱除去系Ａ系注入※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉弁の全閉操作を実施後，残留熱除去系Ａ系Ｄ／Ｗスプレイ弁又は残留熱除去系Ａ系Ｓ

格納容器内にスプレイする場合は，残留熱除去系注入弁(B)を全閉後，残留熱除去系格／Ｐスプレイ弁を開とし，格納容器スプレイを実施する。

納容器冷却流量調節弁(B)及び残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)を全開してスプレイを実施する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業をⅲ) 操作の成立性
原子炉運転中において，上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施し 設備及び体制の違いによる実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力た場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから残留熱除去系（低圧注水系）によ 記載内容の相違。

容器への注水開始まで 15 分以内で可能である。

る原子炉注水開始まで2分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。

隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，残留熱除去系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370
分以内
さらに，原子炉格納容器内への格納容器スプレイを実施する場合，原子炉注水が不要と判断してから格納容器スプレイまで5分以内と想定する。
また，原子炉運転停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応を発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）1名により実施し，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水開始まで2分以内と想定する。

49

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(b) 低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水

備考
設計方針の相違＊３

全交流動力電源喪失により残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場合，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により低圧炉心スプレイ系の電源を復旧するとともに，残留熱除去系海水ポンプ，緊急用海水ポン
プ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，低圧炉心スプレイ系にて原子炉への注水を実施する。
また，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプ
レイ系による注水機能が喪失した場合，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，低圧炉心スプレイ系にて原子炉への注水を実施する。
ⅰ) 手順着手の判断基準【全交流動力電源喪失時】
全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用Ｍ／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃの受電が完了し，残留熱除去系（低圧注水系）が復旧できず，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【残留熱除去系海水系機能喪失時】
残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水が確保され，残留熱除去系（低圧注水系）が復旧できず，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
ⅱ) 操作手順

操作手順は発電長の指示と運低圧炉心スプレイ系による原子炉注水手順の概要は以下のとおり。

転員等の報告が対となる構成

概要図を第1.4－20図に，タイムチャートを第1.4－21図に示す。

としている。

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に低圧炉心スプレイ系による原子炉注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，低圧炉心スプレイ系による原子炉への注水に必要なポン
プ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認すると
ともに，冷却水が確保されていることを確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に低圧炉心スプレイ系ポンプの起動を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，低圧炉心スプレイ系ポンプを起動し，低圧炉心スプレイ
系ポンプ吐出圧力指示値が1.66MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報
告する。

50

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑤発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下であることを確認し， 設計方針の相違＊３
低圧炉心スプレイ系による原子炉への注水の開始を指示する。

なお，操作手順は発電長の指示⑥運転員等は中央制御室にて，低圧炉心スプレイ系注入弁を開とし，原子炉への注水が と運転員等の報告が対となる開始されたことを低圧炉心スプレイ系系統流量の流量上昇で確認した後，発電長に報 構成としている。
告する。
⑦発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以
上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持するように指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，低圧炉心スプレイ系注入弁の開閉操作により低圧炉心ス
プレイ系系統流量を調整することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点に維持し，発電長に報告する。
ⅲ) 操作の成立性
原子炉運転中において，上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから低圧炉心スプレイ系による原子炉
注水開始まで2分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，低圧炉心スプレイ系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370
分以内
また，原子炉運転停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応を発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）1名により実施し，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから低圧炉心スプレイ系による原子炉注水開始まで2分以内と想定する。

51

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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b. 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.4.32 図に示す。

東海第二

備考

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第
1.4－26図に示す。

常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により交流電源が確保できた場合，原子炉

全交流動力電源が喪失し，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置によ 記載方針の相違＊５補機冷却系の運転が可能であれば残留熱除去系（低圧注水モード）により原子炉圧力容器へ注り緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄを受電し，交 設計方針の相違＊７

水する。原子炉補機冷却系の運転ができない場合，代替原子炉補機冷却系を設置し，残留熱除去

流動力電源が確保され，残留熱除去系（低圧注水系）及び残留熱除去系海水系が復旧できる場

系（低圧注水モード）により原子炉圧力容器へ注水するが，代替原子炉補機冷却系の設置に時間

合は，残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉へ注水する。また，残留熱除去系（低圧注水を要することから，低圧代替注水系（常設）等による原子炉圧力容器への注水を並行して実施す系）が復旧できず，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系海水系が復旧できる場合は，低圧炉る。

心スプレイ系により原子炉へ注水する。

発電用原子炉停止後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱を実施する。

なお，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置によりＭ／Ｃ ２Ｃ及びＭ／Ｃ ２Ｄが受電できない場合は，｢1.4.1(2)ｂ．(a)ⅰ) 低圧代替注水」又は｢1.4.1(2)ｂ．
(c)ⅰ) 低圧代替注水」の対応手段を実施する。
残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系海水系が使用できない場合は，緊急用海水系により冷却水を確保し，残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉へ注水する。
残留熱除去系（低圧注水系）が使用できない場合は，低圧炉心スプレイ系により原子炉へ注水する。
緊急用海水系が使用できない場合は，代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保し，残留 代替残留熱除去系海水系の運熱除去系（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系により原子炉へ注水するが，代替残留熱除去 転には時間を要することから
系海水系の運転に時間を要することから，｢1.4.1(2)ｂ．(a)ⅰ) 低圧代替注水」又は｢1.4.1(2)ｂ．(c)ⅰ) 低圧代替注水」の対応手段を並行して実施する。
なお，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の復旧が困難な場合には，｢1.4.1(2)ｂ．(a)ⅰ) 低圧代替注水」又は｢1.4.1(2)ｂ．(c)ⅰ) 低圧代替注水」の対応手段を実施する。

(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子炉圧力容器を破損し原子炉

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子炉圧力容器を破損しペデス

格納容器下部へ落下した場合，格納容器下部注水系により原子炉格納容器下部へ注水することでタル（ドライウェル部）に落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（ドライウェル

落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低圧代替注水部）へ注水することで落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存したにより原子炉圧力容器へ注水することで残存した溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から原子炉

場合は，低圧代替注水により原子炉圧力容器内へ注水することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器への放熱を抑制する。

圧力容器から原子炉格納容器内への放熱量を抑制する。

52

並行して実施することを記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
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東海第二a. 低圧代替注水

ａ．低圧代替注水(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
ⅰ) 手順着手の判断基準

ⅰ. 手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※1 により原子炉圧力容器の破損を判断し原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※３により原子炉圧力容器の破損を判断た場合において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水が可能な場合※2。

し，原子炉格納容器内の圧力及び温度が低下傾向であり，原子炉格納容器内の温度が151℃※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納以下まで低下した場合で，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び代替循環

容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。

冷却系により原子炉圧力容器内へ注水ができない場合において，代替淡水貯槽の水位が確※2:原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量
3

備考

3

（140m /h，35～70m /h）が確保され， 更に低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力保されている場合。

東二は各注入流量を後段のⅱ）※3：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温の上昇又は格 操作手順に記載。

容器への注水に必要な流量（30m3/h）が確保できる場合。

納容器下部水温指示値の喪失により確認する。

なお，十分な注水流量が確保できない場合には溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。
ⅱ. 操作手順ⅱ) 操作手順
低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却については，｢1.4.2.2(1)ａ．(a) 低低圧代替注水系(常設)による残存溶融炉心の冷却については，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水」の操作手順のうち，残留熱除去系(B)注入配管

圧代替注水系（常設）による原子炉注水｣の操作手順と同様である。
残存溶融炉心の冷却については，格納容器スプレイ及びペデスタル（ドライウェル部） 東二は各流量が確保できない及び残留熱除去系(A)注入配管を使用した手順と同様である。

への注水に必要な流量（格納容器スプレイ流量：130m３／h，ペデスタル（ドライウェル部） 場合には，格納容器スプレイを
注水量：30m３／h～80m３／h）を確保し，原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量（14m３／h～50m 優先することを記載。
３／h）の注水を実施する。しかし，十分な注水流量が確保できない場合は，格納容器スプ

レイを優先する。
なお，手順の対応フローを第 1.4.6 図に示す。また，概要図は第 1.4.7 図，タイムチャー

なお，概要図は第1.4－8図，タイムチャートは第1.4－9図と同様である。

載しない。

トは第 1.4.8 図と同様である。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて作業を

東二は手順の対応フローは記ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断 設備及び体制の違いによる実施した場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器へのしてから低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器内への注水開始まで9分以内と想 記載内容の相違。

注水開始までの所要時間は以下のとおり。

定する。

残留熱除去系(B)注入配管使用の場合:12 分以内

常設低圧代替注水系ポンプを使用した原子炉圧力容器内への注水と格納容器スプレイ

残留熱除去系(A)注入配管使用の場合:12 分以内

については，作業開始を判断してから格納容器スプレイと原子炉圧力容器内への注水開始

その後，現場運転員 2 名にて復水移送ポンプの水源確保操作を実施した場合，15 分以内で可能である。

まで15分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

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

53赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は本項の後段で説明文を(b) 消火系による残存溶融炉心の冷却記載。

ⅰ. 手順着手の判断基準※1

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化（比較表ページ 58）

により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，低圧代替注水系（常設）が使用できず，消火系による原子炉圧力容器への注水が可能な場合※2。ただし，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納
容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。
※2:原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量（140m3/h，35～70m3/h）が確保され，更に消火系により原子炉圧力容器への注水に必要な流量（30m3/h）が確保できる場合。
なお，十分な注水流量が確保できない場合は溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。
ⅱ. 操作手順
消火系による残存溶融炉心の冷却については，「(1)a.(c) 消火系による原子炉圧力容器への注水」の操作手順のうち，残留熱除去系(B)注入配管又は残留熱除去系(A)注入配管を使用した手順と同様である。
なお，手順の対応フローを第 1.4.6 図に示す。また，概要図は第 1.4.20 図，タイムチャートは第 1.4.21 図と同様である。
ⅲ. 操作の成立性
残留熱除去系(B)又は残留熱除去系(A)の注入配管を使用した消火系による原子炉圧力容器への注水操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者），現場運
転員 2 名及び 5 号炉運転員 2 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから消火系
による原子炉圧力容器への注水開始まで約 30 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

54

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(c) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水/海水）

東海第二(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）

備考・ⅰ) 手順着手の判断基準

ⅰ. 手順着手の判断基準※1により原子炉圧力容器の破損を判断し原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，た場合において，低圧代替注水系（常設）及び消火系が使用できず，低圧代替注水系（可搬原子炉格納容器内の圧力及び温度が低下傾向であり，原子炉格納容器内の温度が151℃以

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化※2型）による原子炉圧力容器への注水が可能な場合 。

下まで低下した場合で，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，代替循環冷却※1:｢原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化｣は，原子炉圧力指示値の低下，格納系，低圧代替注水系（常設），消火系及び補給水系により原子炉圧力容器内へ注水ができな 設計方針の相違＊２

容器内圧力指示値の上昇，ドライウェル雰囲気温度指示値の上昇により確認する。

い場合において，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

※2:原子炉格納容器内へのスプレイ及び原子炉格納容器下部への注水に必要な流量
3

東二は各注入流量を後段のⅱ）

3（140m /h，35～70m /h）が確保され，更に低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力操作手順に記載。

容器への注水に必要な流量（30m3/h）が確保できる場合。
なお，十分な注水流量が確保できない場合は溶融炉心の冷却を優先し効果的な注水箇所を選択する。
ⅱ. 操作手順ⅱ) 操作手順

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却については，「(1)a.(b) 低圧代替

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）については，

注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）」の操作手順（交流電源が｢1.4.2.2(1)ａ．(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）｣の操作確保されている場合）のうち，残留熱除去系(B)注入配管又は残留熱除去系(A)注入配管を手順と同様である。

使用した手順と同様。ただし，MUWC 接続口内側隔離弁の操作については，リンク機構を取

東二は接続口の弁は屋外にあり外さず，MUWC 接続口内側隔離弁(B)の場合は屋外（緊急時対策要員）にて，MUWC 接続口内るため，リンク機構を設けて側隔離弁(A)の場合は非管理区域（運転員）にて遠隔手動弁操作設備を使用して行う。

いない。

残存溶融炉心の冷却については，格納容器スプレイ及びペデスタル（ドライウェル部） 東二は各流量が確保できないへの注水に必要な流量（格納容器スプレイ流量：130m３／h，ペデスタル（ドライウェル部） 場合には格納容器スプレイを
注水量：30m３／h～80m３／h）を確保し，原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量（14m３／h～50m 優先することを記載。
３／h）の注水を実施する。しかし，十分な注水流量が確保できない場合は，格納容器スプ

レイを優先する。
なお，手順の対応フローを第 1.4.6 図に示す。また，概要図は第 1.4.12 図，タイムチャ

なお，概要図は第1.4－10図，タイムチャートは第1.4－11図と同様である。

東二は手順の対応フローは記載しない。

ートは第 1.4.17 図及び第 1.4.27 図に示す。

55

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅲ. 操作の成立性
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作のうち，運転員が実施する原子
炉建屋での各注入配管の系統構成を 1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 2 名にて作業を実施した場合の所要時間は以下のとおり。
残留熱除去系(A)(B)注入配管使用の場合：約 20 分
また，低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作のうち，緊急時対策要員

東海第二ⅲ) 操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容
器内への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉
注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にが実施する屋外での低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作に必要な 1 ユ
ニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］
緊急時対策要員 3 名にて実施した場合：約 125 分て実施した場合，215分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉
注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名に［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊急時対策要員 4 名にて実施した場合：約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合 ］
緊急時対策要員 6 名にて実施した場合 約 330 分て実施した場合，140分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にまた，低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作のうち，緊急時対策要員が実施する屋外での低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作に必要な 1 ユ
ニット当たりの要員数及び所要時間は以下のとおり。
［防火水槽を水源とした送水］て実施した場合，535分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の場合）】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名に緊急時対策要員 3 名にて実施した場合：約 125 分て実施した場合，195分以内と想定する。

［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できる場合）］
緊急時対策要員 4 名にて実施した場合：約 140 分［淡水貯水池を水源とした送水（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）］
緊急時対策要員 6 名にて実施した場合：約 330 分
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却操作は，作業開始を判断してから低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却開始まで約 330 分で可能である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備す

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設る。可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）からのホースの接続は，汎用の結合金具であり，十備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，低圧代替注水

分な作業スペースを確保していることから，容易に実施可能である。

系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及び懐中電灯を用いることで，暗闇における作業性についても確保している。室温は通常運転時と同程度である。

備考

プの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作
業性についても確保する。

56

設備及び体制の違いによる記載内容の相違。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(c) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却設計方針の相違＊１ⅰ) 手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，原子炉格納容器内の圧力及び温度が低下傾向であり，原子炉格納容器内の温度が151℃以下まで低下した場合で，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系により原子
炉圧力容器内への注水ができない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
ⅱ) 操作手順
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却については，｢1.4.2.2(1)ａ．(c)

代替循環

冷却系による原子炉注水｣の操作手順と同様である。
残存溶融炉心の冷却については，格納容器スプレイ流量を150m３／hを確保し，原子炉圧
力容器内への注水量を100m３／hで実施する。
なお，概要図は第1.4－12図，タイムチャートは第1.4－13図と同様である。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉圧力容器内への注水開始まで41分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370
分以内

57赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

(d) 消火系による残存溶融炉心の冷却

柏崎は前段に記載。

ⅰ) 手順着手の判断基準（比較表 54 ページ）

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，原子炉格納容器内の圧力及び温度が低下傾向であり，原子炉格納容器内の温度が151℃以下まで低下した場合で，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，代替循環冷却系及び低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器内へ注水ができない場合において，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの水位が確保されている場合。ただし，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合。
ⅱ) 操作手順
消火系による残存溶融炉心の冷却については，｢1.4.2.2(1)ａ．(d) 消火系による原子炉注水｣の操作手順と同様である。
残存溶融炉心の冷却については，格納容器スプレイ及びペデスタル（ドライウェル部）
への注水に必要な流量（格納容器スプレイ流量：130m３／h，ペデスタル（ドライウェル部）
注水量：30m３／h～80m３／h）を確保し，原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量（14m３／h～50m３／h）の注水を実施する。しかし，十分な注水流量が確保できない場合は格納容器スプレ

イを優先する。
なお，概要図は第1.4－14図，タイムチャートは第1.4－15図と同様である。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してから消火系による原子炉圧力容器内への注水開始まで56分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

58

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二(e) 補給水系による残存溶融炉心の冷却
ⅰ) 手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，原子炉格納容器内の圧力及び温度が低下傾向であり，原子炉格納容器内の温度が151℃以下まで低下した場合で，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，代替循環冷却系，低圧代替注水系（常設）及び消火系により原子炉圧力容器内へ注水ができない場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。
ⅱ) 操作手順
補給水系による残存溶融炉心の冷却については，｢1.4.2.2(1)ａ．(e) 補給水系による
原子炉注水｣の操作手順と同様である。
残存溶融炉心の冷却については，格納容器スプレイ及びペデスタル（ドライウェル部）
への注水に必要な流量（格納容器スプレイ流量：130m３／h，ペデスタル（ドライウェル部）
注水量：30m３／h～80m３／h）を確保し，原子炉圧力容器内へ崩壊熱相当量（14m３／h～50m３／h）の注水を実施する。しかし，十分な注水流量が確保できない場合は，格納容器スプ

レイを優先する。
なお，概要図は第1.4－16図，タイムチャートは第1.4－17図と同様である。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員6名にて実施した場合，作業開始を判断してから補給水系
による原子炉圧力容器内への注水開始まで105分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

59

備考
設計方針の相違＊２

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
b. 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.4.32 図に示す。
代替交流電源設備等により交流電源が確保できた場合，復水貯蔵槽が使用可能であれば低圧
代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水し，残存した溶融炉心を冷却する。復水貯蔵槽が使用できない場合，消火系又は低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水し，残存した溶融炉心を冷却する。

東海第二

備考

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第
1.4－26図に示す。
原子炉圧力容器が破損し，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による残存 東二は代替循環冷却系にて原
溶融炉心の冷却ができない場合は，代替循環冷却系による残存溶融炉心を冷却する。

子炉注水できるため，優先的に代替循環冷却系が使用できない場合は，低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却 使用する。
を実施する。
低圧代替注水系（常設）が使用できない場合は，消火系，補給水系又は低圧代替注水系（可設計方針の相違＊２搬型）による残存溶融炉心の冷却を実施する。
なお，消火系による原子炉圧力容器へ注水は，発電所構内（大湊側）で重大事故等へ対処する

なお，消火系による残存溶融炉心の冷却は，重大事故等対処設備によるプラントの安全性にために消火系による消火が必要な火災が発生していないこと及びろ過水タンクの使用可能が確関する機能が損なわれる火災が発生していない場合に実施する。また，補給水系は連絡配管閉 設計方針の相違＊２

認できた場合に実施する。

止フランジの切り替えに時間を要することから，消火系による残存溶融炉心の冷却ができない 消火系と補給水系使用の優先

低圧代替注水を実施する際の注入配管の選択は，注水流量が多いものを優先して使用する。

場合に実施する。

順位を明確に記載。

優先順位は以下のとおり。
優先①：残留熱除去系(B)注入配管

東二は設備により，注入配管が優先②：残留熱除去系(A)注入配管

決まっているため，注入配管の優先選択はない。

1.4.2.2 発電用原子炉停止中における対応手順

1.4.2.3 原子炉運転停止中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順

発電用原子炉停止中に低圧注水系が機能喪失した場合の対応手順については「1.4.2.1(1)a.(a)原子炉運転停止中に原子炉へ注水する機能が喪失した場合の対応手順については，

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水」，「1.4.2.1(1)a.(b)低圧代替注水系（可「1.4.2.2(1)ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」，「1.4.2.2(1)ａ．(b) 低圧搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）」及び「1.4.2.1(1)a.(c)消火系による原子炉

代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）」，「1.4.2.2(1)ａ．(c) 代替循環冷却系

設計方針の相違＊１

圧力容器への注水」の対応手順と同様である。

による原子炉注水」，「1.4.2.2(1)ａ．(d) 消火系による原子炉注水」及び「1.4.2.2(1)ａ．(e)

設計方針の相違＊２

補給水系による原子炉注水」の対応手順と同様である。

東二は手順の対応フローは記

なお，手順の対応フローを第 1.4.5 図に示す。

載しない。

60

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）(2) サポート系故障時の対応手順

東海第二

備考

(2) サポート系故障時の対応手順
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失時の対応手順は以下のとおり。

a. 復旧

ａ．復旧

(a) 残留熱除去系電源復旧後の発電用原子炉からの除熱(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱

東二は起因事象を明確化。

全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷全交流動力電源喪失により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除去機能が 記載方針の相違＊５

却モード）による発電用原子炉からの除熱ができない場合は，常設代替交流電源設備又は第喪失した場合，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により残留熱除 設計方針の相違＊７

二代替交流電源設備により残留熱除去系の電源を復旧し，原子炉補機冷却系又は代替原子炉

去系（原子炉停止時冷却系）の電源を復旧するとともに，残留熱除去系海水ポンプ，緊急用 記載方針の相違＊４補機冷却系により冷却水を確保することで，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）にて発海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより電用原子炉からの除熱を実施する。

冷却水を確保し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）にて原子炉の除熱を実施する。
また，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩 設計方針の相違＊７

なお，常設代替交流電源設備及び第二代替交流電源設備に関する手順等は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

壊熱除去機能が喪失した場合，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
にて原子炉の除熱を実施する。
なお，常設低圧代替注水系ポンプと使用する系統を共有しない代替循環冷却系Ａ系へ電源 東二は代替循環冷却系を優先を給電することが可能となるＭ／Ｃ ２Ｃを優先し，緊急用Ｍ／Ｃから受電するため，Ｍ／ で復旧させるため，電源供給のＣ

ⅰ. 手順着手の判断基準

２Ｃの供給対象である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系を優先して使用する。 優先順を記載。

ⅰ) 手順着手の判断基準【全交流動力電源喪失時】

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

全交流動力電源喪失時，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置に 設計方針の相違＊７

受電が完了し，残留熱除去系（ 原子炉停止時冷却モード）が使用可能な状態※1 に復旧されより緊急用Ｍ／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの受電がた場合。

完了し，原子炉圧力指示値が0.93MPa［gage］以下である場合。

※1:設備に異常がなく，電源及び補機冷却水が確保されており，原子炉水位指示値が原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持され，かつ原子炉圧力
指示値が規定値以下の状態。

記載方針の相違＊５【残留熱除去系海水系機能喪失時】
残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水が確保され，原子炉圧力指示値が0.93MPa［gage］以下である場合。

61

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
ⅱ. 操作手順
残留熱除去系(B)（原子炉停止時冷却モード）電源復旧後の発電用原子炉からの除熱手順の概要は以下のとおり（残留熱除去系(A)（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉

東海第二ⅱ) 操作手順

備考
設備運用・設計，体制等の違い

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系による原子炉除熱手順の概要は以下のとおり に起因する記載の相違はある（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ｂ系による原子炉除熱手順も同様）。

が，実態として記載内容に違いはないことから色別化は省略

からの除熱手順も同様）。概要図を第 1.4.28 図に，タイムチャートを第 1.4.29 図に示す。

概要図を第1.4－22図に，タイムチャートを第1.4－23図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に残留熱除去系(B)（原子炉停止時冷①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に残留熱除去系（原子炉停止時冷 する。

却モード）による発電用原子炉からの除熱準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(B)（原子炉停止時冷却モード）の起動に必却系）Ａ系による原子炉除熱の準備を指示する。

②運転員等は中央制御室及び原子炉建屋付属棟にて，原子炉保護系電源の復旧を実施す と運転員等の報告が対となる要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源並びに補機冷却水が確保されていること，原子炉る。

水位指示値が原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持されて③運転員等は中央制御室にて，格納容器隔離を復旧する。

いること，原子炉圧力指示値が原子炉停止時冷却モードインターロック解除の設定値以④運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系による原子炉下であることを状態表示にて確認する。

の除熱に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示③当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機の負荷容量確認を依頼し，残留熱除去系(B)（原子炉停止時冷等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認する。
⑤運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，残留熱除去系Ａ系レグシールライン弁を閉にす

却モード）が使用可能か確認する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(B)（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱の系統構成として，残留熱除去系ポンプ S/P 水吸込隔離弁(B)，残留る。
⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）入口弁を閉とする。
⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉再循環ポンプ（Ａ）が停止していることを確認し，熱除去系最小流量バイパス弁(B)を全閉，残留熱除去系停止時冷却内側，外側隔離弁(B)，
残留熱除去系ポンプ炉水吸込弁(B)，残留熱除去系注入弁(B)の全開操作を実施する。

原子炉再循環ポンプ（Ａ）出口弁を閉にする。
⑧運転員等は，発電長に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系による原子炉除熱の⑤現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系封水ポンプ(B)吸込弁，残留熱除去系封水ポンプ(B)吐出弁，残留熱除去系封水ポンプ(B)最小流量吐出弁の全閉操作を実施する。

準備が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）使用⑥現場運転員 E 及び F は，残留熱除去系封水ポンプ(B)及び残留熱除去系最小流量バイパス可能圧力0.93MPa［gage］以下であることを確認し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却弁(B)の MCC 電源｢切｣操作を実施する⑦中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系(B)（原子炉停止時冷却モード）運転の準備

系）Ａ系による原子炉を除熱するための系統構成を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口弁を閉とし，閉側回路

完了を当直副長に報告する。
⑧当直副長は，中央制御室運転員に残留熱除去系(B)（原子炉停止時冷却モード）による発を除外する。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系内側隔離弁の開側回路を除外し，残留熱除電用原子炉からの除熱開始を指示する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプ(B)の起動操作を実施し，残留熱除去

去系外側隔離弁を開にする。
⑫運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系内側隔離弁を開にし，開側回路の除外を解系ポンプ(B)の吐出圧力が上昇したことを残留熱除去系ポンプ(B)吐出圧力にて確認後，残留熱除去系熱交換器出口弁(B)を調整開し，発電用原子炉からの除熱を開始する。

なお，操作手順は発電長の指示除する。
⑬運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）停止時冷却ライン入口弁を開⑩中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉からの除熱が開始されたことを残留熱除去にする。

系(B)系統流量指示値の上昇及び残留熱除去系(B)熱交換器入口温度指示値の低下により確認し，当直副長に報告する。

62

構成としている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑭運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）停止時冷却注入弁を調整開と 設備運用・設計，体制等の違いする。

に起因する記載の相違はある⑮運転員等は，発電長に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系による原子炉を除熱 が，実態として記載内容に違いするための系統構成が完了したことを報告する。

はないことから色別化は省略⑯発電長は，運転員等に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）Ａ系による原子炉除熱の する。
開始を指示する。

なお，操作手順は発電長の指示⑰運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）を起動し，残留熱除去系ポン と運転員等の報告が対となる
プ吐出圧力指示値が0.81MPa［gage］以上及び残留熱除去系系統流量の流量上昇で確認 構成としている。
する。
⑱運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口弁を調整開とする。
⑲運転員等は中央制御室にて，原子炉除熱が開始されたことを残留熱除去系熱交換器入口温度が低下することにより確認し，発電長に報告する。
ⅲ. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転 設備及び体制の違いによる

転員 4 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから残留熱除去系（原子炉停止時員）2名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから残留熱除去系 記載内容の相違。

冷却モード）による発電用原子炉からの除熱開始まで 20 分以内で可能である。

（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱開始まで177分以内と想定する。

なお，プラント停止中の運転員の体制においては，中央制御室対応は当直副長の指揮のもと中央制御室運転員 1 名にて作業を実施する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常運転時と同程度である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
なお，残留熱除去系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ使用の場合：370
分以内(b) 原子炉冷却材浄化系による進展抑制
残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除去機能が喪失した場合に，常用電源が使用可能であれば原子炉冷却材浄化系を起動して原子炉冷却材の除熱を実施する。
ⅰ) 手順着手の判断基準
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉の除熱ができない場合。

63

設計方針の相違＊４

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二ⅱ) 操作手順

備考
設計方針の相違＊４

原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱手順の概要は以下のとおり。

なお,操作手順は発電長の指示

概要図を第1.4－24図に，タイムチャートを第1.4－25図に示す。

と運転員等,災害対策本部長の①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉冷却材浄化系による原子 報告が対となる構成としてい炉の除熱の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室及び原子炉建屋付属棟にて，原子炉保護系電源の復旧を実施する。
③運転員等は中央制御室にて，格納容器隔離を復旧する。
④運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系による原子炉の除熱に必要なポン
プ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認すると
ともに，冷却水が確保されていることを確認する。
⑤運転員等は，発電長に原子炉冷却材浄化系による原子炉の除熱準備が完了したことを報告する。
⑥発電長は，運転員等に原子炉冷却材浄化系ポンプ起動の系統構成を指示する。
⑦運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器温度調整弁の温度設定が40℃であることを確認する。
⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系吸込弁が開であることを確認する。
⑨運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系内側隔離弁及び原子炉冷却材浄化系
外側隔離弁を開にする。
⑩運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系ミニフロー弁を開にする。
⑪運転員等は，発電長に原子炉冷却材浄化系ポンプ起動の系統構成が完了したことを報告する。
⑫発電長は，運転員等に原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ａ）及び原子炉冷却材浄化系ポン
プ（Ｂ）の起動を指示する。
⑬運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ａ）メカシールパージ水ラ
イン仕切弁を開にする。
⑭運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ａ）メカシールパ
ージ水ライン調整弁を開にし，メカシールパージ流量を調整する。
⑮運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ａ）を起動し，原子炉冷却材浄化系系統流量の流量上昇を確認する。

64

る。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

⑯運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系フィルタ脱塩器バイパス弁を調整開 設計方針の相違＊４とし，原子炉冷却材浄化系ミニフロー弁を閉とする。

なお,操作手順は発電長の指示⑰運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ｂ）メカシールパージ水ラ と運転員等,災害対策本部長のイン仕切弁を開にする。

報告が対となる構成としてい⑱運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ｂ）メカシールパ る。
ージ水ライン調整弁を開にし，メカシールパージ流量を調整する。
⑲運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ｂ）を起動し，原子炉冷却材浄化系フィルタ脱塩器バイパス弁を調整開とする。
⑳運転員等は，原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ａ）及び原子炉冷却材浄化系ポンプ（Ｂ）の起動が完了したことを発電長に報告する。
発電長は，運転員等に原子炉冷却材浄化系再生熱交換器のバイパス運転による原子炉の除熱を指示する。
運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉冷却材浄化系再生熱交換器バイパス弁を開にする。
運転員等は中央制御室にて，原子炉冷却材浄化系原子炉戻り弁を閉として，原子炉冷却材浄化系原子炉出口温度の上昇が緩和したことを確認し，発電長に報告する。
ⅲ) 操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してから原子炉冷却材浄化系による原子炉の除熱開始まで202分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

65

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
b. 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.4.32 図に示す。

東海第二

備考

ｂ．重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第
1.4－26図に示す。

常設代替交流電源設備又は第二代替交流電源設備により交流電源が確保できた場合，原子炉

全交流動力電源が喪失し，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置によ 記載方針の相違＊５補機冷却系の運転が可能であれば残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）により発電用原子

り緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄを受電し，交 設計方針の相違＊７炉からの除熱を実施する。原子炉補機冷却系の運転ができない場合，代替原子炉補機冷却系を

流動力電源が確保され，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）及び残留熱除去系海水系が復旧

設置し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）により発電用原子炉からの除熱を実施するできる場合は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉を除熱する。なお，常設代が，代替原子炉補機冷却系の設置に時間を要することから，低圧代替注水系（常設） 等による替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置によりＭ／Ｃ

原子炉圧力容器への注水を並行して実施する。

が受電できない場合は，｢1.4.1(2)ｃ．(a)ⅰ) 低圧代替注水」の対応手段を実施する。

２Ｃ及びＭ／Ｃ

２Ｄ

残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系海水系が使用できない場合は，緊急用海水系により冷却水を確保し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により除熱する。緊急用海水設計方針の相違＊４系が使用できない場合は，代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉を除熱するが，代替残留熱除去系海水系の運転に時間を要することから，｢1.4.1(2)ｃ．(a)ⅰ) 低圧代替注水」及び｢1.4.1(2)ｃ．(b)ⅰ)(ⅱ) 原子炉冷 東二は原子炉冷却材系による却材浄化系による進展抑制｣の対応手段を並行して実施する。

進展抑制操作を平行して実施することを記載する。

なお，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧が困難な場合には，｢1.4.1(2)ｃ．(a)ⅰ)
低圧代替注水」の対応手段を実施する。

1.4.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順

東二は，「1.4.2.1 設計基準事(1) 残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水

故対処設備を使用した対応手

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

順」にて記載。

による作動，又は中央制御室からの手動操作により残留熱除去系（低圧注水モード）を起動し，サ（比較表 22 ページ）

プレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
a. 手順着手の判断基準
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）以上に維持できない場合。

66

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は，「1.4.2.1 設計基準事

b. 操作手順

故対処設備を使用した対応手

残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。

順」にて記載。

概要図を第 1.4.30 図に示す。

（比較表 22 ページ）

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動起動操作，又は自動起動信号（原子炉水位低（レベル 1）又はドライウェル圧力高）により残留熱除去系ポンプが起動し，残留熱除去系ポンプ吐出圧力指示値が規定値以上となったことを確認後，当直副長に残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水準備完了を報告する。
③当直副長は，原子炉圧力容器内の圧力が規定圧力以下となったことを確認後，中央制御
室運転員に残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水開始を指示する。
④中央制御室運転員 A 及び B は，中央制御室からの手動操作，又は自動起動信号（原子炉
水位低（レベル 1）及び原子炉圧力低，又はドライウェル圧力高及び原子炉圧力低）により残留熱除去系注入弁が全開となったことを確認する。
⑤中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去
系系統流量指示値の上昇及び原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告するとともに原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持する。
※原子炉圧力容器内の水位が維持され原子炉圧力容器への注水が不要となる間，原子炉格納容器内にスプレイする場合は，残留熱除去系注入弁を全閉後，残留熱除去系格納
容器冷却流量調節弁及び残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁を全開してスプレイを実施する。
c. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）にて操作を実施する。操作スイッチによる中央制御室からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
(2) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱
残留熱除去系が健全な場合は，中央制御室からの手動操作により残留熱除去系（原子炉停止時
冷却モード）を起動し発電用原子炉からの除熱を実施する。
a. 手順着手の判断基準
原子炉水位指示値が原子炉水位低（レベル 3）から原子炉水位高（レベル 8）の間で維持され，かつ原子炉圧力指示値が規定値以下の場合。

67

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
東二は，「1.4.2.1 設計基準事

b. 操作手順

故対処設備を使用した対応手

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱手順の概要は以下順」にて記載。

のとおり。概要図を第 1.4.31 図に示す。

（比較表 22 ページ）

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱準備開始を指示する。
②中央制御室運転員 A 及び B は，原子炉水位指示値が原子炉水位低（レベル 3）から原子炉
水位高（レベル 8）の間で維持されていること，原子炉圧力指示値が原子炉停止時冷却モードインターロック解除の設定値以下であることを確認する。
③中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱の系統構成として，残留熱除去系ポンプ S/P 水吸込隔離弁，残留熱除去系最小流量バイパス弁を全閉、残留熱除去系停止時冷却内側，外側隔離弁，残留熱除去
系ポンプ炉水吸込弁，残留熱除去系注入弁の全開操作を実施する。
④現場運転員 C 及び D は，残留熱除去系封水ポンプ吸込弁，残留熱除去系封水ポンプ吐出弁，残留熱除去系封水ポンプ最小流量吐出弁の全閉操作を実施する。
⑤現場運転員 E 及び F は，残留熱除去系封水ポンプ及び残留熱除去系最小流量バイパス弁の MCC 電源｢切｣操作を実施する。
⑥中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）運転の準備完
了を当直副長に報告する。
⑦当直副長は，中央制御室運転員に残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱開始を指示する。
⑧中央制御室運転員 A 及び B は，残留熱除去系ポンプの起動操作を実施し，残留熱除去ポ
ンプ吐出圧力指示値が上昇したことを確認後，残留熱除去系熱交換器出口弁を調整開し，発電用原子炉からの除熱を開始する。
⑨中央制御室運転員 A 及び B は，発電用原子炉からの除熱が開始されたことを残留熱除去
系系統流量指示値の上昇及び残留熱除去系熱交換器入口温度指示値の低下により確認
し，当直副長に報告する。
c. 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 2 名（操作者及び確認者）及び現場運転員 4名にて操作を実施した場合，操作開始を判断してから残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱開始まで 20 分以内で可能である。室温は通常運転時と同程度である。

68

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
1.4.2.4 その他の手順項目について考慮する手順
残留熱除去系への代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保手順は，「1.5 最終ヒートシンク
へ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
復水貯蔵槽，防火水槽及びろ過水タンクへの水の補給手順並びに水源から接続口までの可搬型代
替注水ポンプ（A－2 級）による送水手順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。

東海第二

備考

1.4.2.4 その他の手順項目について考慮する手順
残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷却水確保手順について
は，「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
水源から接続口までの可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手
順については，「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽に補給する手順については，「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプ，電動弁及び中央制御室監視計器類への電源供給手順並び常設低圧代替注水系ポンプ，代替循環冷却系ポンプ，復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプ，低に第一ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機，電源車，ディーゼル駆動消火ポンプ，可搬型

圧炉心スプレイ系ポンプ，電動弁及び監視計器への電源供給手順については，「1.14

代替注水ポンプ（A－2 級）への燃料補給手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にてに関する手順等」に整備する。

整備する。

電源の確保

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，非常用交流電源設備，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注
水大型ポンプへの燃料給油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」に整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15
等」にて整備する。

事故時の計装に関する手順

東二は操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順を「1.15
事故時の計装に関する手順等」に整備する。

69

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

第 1.4.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第1.4－1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

東二は設計基準事故対処設備

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/8）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／34）

に対し，重大事故等対処設備（重大事故等対処設備（設計基準拡張））（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉注水）（設計基準拡張）としての位置分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応
手段

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ストレーナ※２

たるポンプ・除熱のための熱交換器や冷却水源等），関連設備（水源・流路・電源等）に分けて整理している。
東二は設備名で統一しているが，柏崎は系統名による記載とサプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・ ２Ｃ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ・ ２Ｄ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ

設備名による記載が混在して重大事故等対処設備

重大事故等
対処設備

※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

70

付けをしない。
東二は対応設備を主要設備（主関連設備

原子炉圧力容器

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設備－

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「減圧冷却」等
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・スパージャ
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉補機冷却系 ※3
非常用交流電源設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等
対処設備

サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器分類

主要設備

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ※6
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉補機冷却系 ※3
非常用交流電源設備 ※2

手順書
重大事故等対処設備（設計基準拡張）

残留熱除去系（低圧注水モード）
による発電用原子炉の冷却重大事故等対処設備（設計基準拡張）

－

対処設備

いる。
東二は１つの手段につき１つの表で示している。
（以下，第 1.4－1 表において同様）
設計方針の相違＊１～８（以下，第 1.4－1 表において同様）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／34）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉注水）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

低圧炉心スプレイ系ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレー
ナ・スパージャ
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・ ２Ｃ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ・ ２Ｄ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

低圧炉心スプレイ系による原子炉注水

設計基準事故対処設備－

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

71

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／34）

柏崎は比較表ページ 70 に（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉除熱）

記載。

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系配管・弁再循環系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・ ２Ｃ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ・ ２Ｄ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱

設計基準事故対処設備

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

72

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（2/8）

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／34）（発電用原子炉運転中のフロントライン系故障時）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

常設低圧代替注水系ポンプ

代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注
水）
」※1

関連設備

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

対応
手段

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

フロントライン系故障

低圧炉心スプレイ系ポンプ

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

自主対策
設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）
ホース・接続口
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

自主対策
設備

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却

フロントライン系故障時

残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース)「水位確保」等

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却復水移送ポンプ
復水貯蔵槽 ※1
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

分類

重大事故等対処設備

残留熱除去系（低圧注水
モード）

手順書

対処設備

備考

※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

73

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/8）

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／34）

柏崎は比較表ページ 73 に（発電用原子炉運転中のフロントライン系故障時）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）

記載。

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

可搬型代替注水中型ポンプ※３
可搬型代替注水大型ポンプ※３

西側淡水貯水設備※３
代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージ
ャ
残留熱除去系Ｃ系配管・弁ホース
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

関連設備

低圧炉心スプレイ系ポンプ

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

フロントライン系故障※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン(復水貯蔵槽下部の非常用ライン)の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策設備消火系による発電用原子炉の冷却

フロントライン系故障時

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※1
消火系配管・弁復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

手順書

重大事故等対処設備

残留熱除去系（低圧注水
モード）

対処設備

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

74

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／34）
設計方針の相違＊１（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

代替循環冷却系による原子炉注水①

フロントライン系故障

低圧炉心スプレイ系ポンプ

代替循環冷却系ポンプ

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ストレーナ※２

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

整備する手順書※１

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

75

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／34）
設計方針の相違＊１（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

代替循環冷却系による原子炉注水②

フロントライン系故障

低圧炉心スプレイ系ポンプ

代替循環冷却系ポンプ

重大事故等対処設備

緊急用海水ポンプ※２
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ストレーナ※２

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

整備する手順書※１

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

76

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／34）
設計方針の相違＊１（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設備代替循環冷却系による原子炉注水③

フロントライン系故障

低圧炉心スプレイ系ポンプ

代替循環冷却系ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ※２

重大事故等対処設備

残留熱除去系熱交換器

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

77

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／34）

柏崎は比較表ページ 74 に（原子炉運転中のフロントライン系故障時）

記載。

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

自主対策設備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※４・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・ ２Ｄ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

低圧炉心スプレイ系ポンプ

消火系による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

整備する手順書※１

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

78

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／34）

設計方針の相違＊２（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

復水移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

自主対策設備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・ ２Ｃ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ・ ２Ｄ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

低圧炉心スプレイ系ポンプ

補給水系による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

整備する手順書※１

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

79

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（4/8）

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／34）（発電用原子炉運転中のサポート系故障時）（原子炉運転中のサポート系故障時）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

サポート系故障

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）AM 設備別操作手順書「RHR(A)による原子炉注水」「RHR(B)による原子炉注水」

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧

サポート系故障時

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ※6
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉補機冷却系 ※3

分類

主要設備

サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器代替原子炉補機冷却系 ※3
常設代替交流電源設備 ※2

手順書

重大事故等
対処設備

全交流動力電源
原子炉補機冷却系

対処設備

残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水①

分類

備考

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

80

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／34）

柏崎は比較表ページ 80 に（原子炉運転中のサポート系故障時）記載。

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
緊急用海水ポンプ※２
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水②

分類

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

81

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／34）

柏崎は比較表ページ 80 に（原子炉運転中のサポート系故障時）

記載。

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油補給設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水③サポート系故障

残留熱除去系海水系

可搬型代替注水大型ポンプ※２

重大事故等対処設備

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）整備する手順書※１

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

82

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／34）（原子炉運転中のサポート系故障時）

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレー
ナ・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油補給設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水系

低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水①

分類

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

83

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３

対応手段，対応設備，手順書一覧（15／34）（原子炉運転中のサポート系故障時）

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレー
ナ・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油補給設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水系

低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）
緊急用海水ポンプ※２
緊急用海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水②

分類

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

84

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３

対応手段，対応設備，手順書一覧（16／34）（原子炉運転中のサポート系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレー
ナ・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水③サポート系故障

残留熱除去系海水系

可搬型代替注水大型ポンプ※２

重大事故等対処設備

低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）整備する手順書※１

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

85

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（5/8）

対応手段，対応設備，手順書一覧（17／34）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

整備する手順書※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注
水）
」※1

対応
手段

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却－

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「RPV 制御」
自主対策設備消火系による
残存溶融炉心の冷却ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※1
消火系配管・弁復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

自主対策
設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5
第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「RPV 制御」
重大事故等対処設備

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）
ホース・接続口
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※2

事故時運転操作手順書（シビアア
クシデント）「RPV 制御」

分類

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

復水移送ポンプ
復水貯蔵槽 ※1
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

手順書

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

－

対処設備

備考

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

86

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 86 に記載。

対応手段，対応設備，手順書一覧（18／34）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

可搬型代替注水中型ポンプ※３
可搬型代替注水大型ポンプ※３

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」※３

西側淡水貯水設備
代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージ
ャ
残留熱除去系Ｃ系配管・弁ホース
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

－

対応
手段

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

87

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１

対応手段，対応設備，手順書一覧（19／34）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却①

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

88

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１

対応手段，対応設備，手順書一覧（20／34）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
緊急用海水ポンプ※２
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却②

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

89

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１

対応手段，対応設備，手順書一覧（21／34）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

主要設備

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却③

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合－※２

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

90

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（22／34）

柏崎は比較表ページ 86 に

（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）

記載。

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領

自主対策設備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※４・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・ ２Ｄ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

消火系による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合－

整備する手順書※１

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

91

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２

対応手段，対応設備，手順書一覧（23／34）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

復水移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領

自主対策設備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・ ２Ｃ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ・ ２Ｄ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

補給水系による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合－

整備する手順書※１

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

92

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（6/8）

対応手段，対応設備，手順書一覧（24／34）（発電用原子炉停止中のフロントライン系故障時）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対応
手段

常設低圧代替注水系ポンプ

代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注
水）
」※1

関連設備

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

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

自主対策
設備

防火水槽 ※1，※5
淡水貯水池 ※1，※5
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2

AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）
ホース・接続口
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

自主対策
設備

フロントライン系故障時

残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
第二代替交流電源設備 ※2

分類

事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備 ※2

重大事故等対処設備

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却復水移送ポンプ
復水貯蔵槽 ※1
復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系配管・弁 ※4
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備

手順書

重大事故等対処設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

対処設備

備考※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

93

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（7/8）

対応手段，対応設備，手順書一覧（25／34）（発電用原子炉停止中のフロントライン系故障時）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

可搬型代替注水中型ポンプ※３
可搬型代替注水大型ポンプ※３

西側淡水貯水設備※３
代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージ
ャ
残留熱除去系Ｃ系配管・弁ホース
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

柏崎は比較表ページ 93 に記載。

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（停止時徴候
ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

自主対策設備消火系による発電用原子炉の冷却

フロントライン系故障 時

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水タンク ※1
消火系配管・弁復水補給水系配管・弁残留熱除去系(B)配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(A)配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
残留熱除去系(C)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(B)配管・弁・スパージャ
高圧炉心注水系(C)配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
第二代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2
代替所内電気設備
燃料補給設備 ※2

手順書

主要設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

対処設備

備考

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

94

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（26／34）

設計方針の相違＊１（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

代替循環冷却系による原子炉注水①

フロントライン系故障

代替循環冷却系ポンプ

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ストレーナ※２

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

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

95

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１

対応手段，対応設備，手順書一覧（27／34）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

代替循環冷却系による原子炉注水②

フロントライン系故障

代替循環冷却系ポンプ

重大事故等対処設備

緊急用海水ポンプ※２
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ストレーナ※２

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

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

96

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１

対応手段，対応設備，手順書一覧（28／34）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

代替循環冷却系による原子炉注水③

フロントライン系故障

代替循環冷却系ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ※２

重大事故等対処設備

残留熱除去系熱交換器

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

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

97

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（29／34）

柏崎は比較表ページ 94 に記載。

（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

自主対策設備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※４・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・ ２Ｄ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

消火系による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

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

98

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（30／34）

設計方針の相違＊２（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

復水移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

自主対策設備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・ ２Ｃ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ・ ２Ｄ 非 常用デ ィーゼル 発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

補給水系による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

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

99

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二対応手段，対処設備，手順書一覧（8/8）

対応手段，対応設備，手順書一覧（31／34）（発電用原子炉停止中のサポート系故障時）（原子炉運転停止中のサポート系故障時）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

分類

残留熱除去系海水系
自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※2※1:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4:復水移送ポンプの吸込ライン（復水貯蔵槽下部の非常用ライン）の配管・弁が対象※5:「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」【解釈】1 b)項を満足するための代替淡水源（措置）※6:残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器は流路としてのみ用いるため，配管に含むこととする。

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ストレーナ※２

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」等
残留熱除去系配管・弁再循環系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

サポート系故障

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系配管・弁・スパージャ
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉補機冷却系 ※3

関連設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）AM 設備別操作手順書「RHR(A)による原子炉除熱」「RHR(B)による原子炉除熱」

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

対応
手段

事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

重大事故等対処設備（設計基準拡張

代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧

サポート系故障時

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器代替原子炉補機冷却系 ※3
常設代替交流電源設備 ※2

手順書

重大事故等
対処設備

全交流動力電源
原子炉補機冷却系

対処設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱①

分類

備考

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

100

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（32／34）

柏崎は比較表ページ 100 に（原子炉運転停止中のサポート系故障時）記載。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」等
残留熱除去系配管・弁再循環系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
緊急用海水ポンプ※２
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ストレーナ※２

重大事故等対処設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱②

分類

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

101

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（33／34）

柏崎は比較表ページ 101 に（原子炉運転停止中のサポート系故障時）

記載。

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポンプ※２

重大事故等対処設備

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

主要設備

残留熱除去系海水系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」等
重大事故等対策要領

残留熱除去系配管・弁再循環系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱③サポート系故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

102

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊４

対応手段，対応設備，手順書一覧（34／34）（原子炉運転停止中のサポート系故障時）

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

原子炉冷却材浄化系ポンプ
原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」等

自主対策設備原子炉冷却材浄化系配管・弁給水系配管・弁

重大事故等対処設備

原子炉圧力容器
再循環系配管・弁自主対策設備主要設備

原子炉冷却材浄化系による進展抑制

サポート系故障－

整備する手順書※１

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

103

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

第 1.4.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

第1.4－2表 重大事故等対処に係る監視計器

東二は監視計器について，重大監視計器一覧（1/9）

監視計器一覧（1／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.低圧代替注水

原子炉圧力容器内の水位

判断基準

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
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

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

原子炉圧力容器内の水位(1) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水

操作

判断基準

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注水）」

監視パラメータ（計器）（耐性等）を満たし設計されているもの，そうでないものとの区別を注記している（詳細は1.15（事故時の計装に関する手

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

判断基準

操作

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

1.4.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

事故等対処設備としての要求

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

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１

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

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

104

順等）にて整理する）。
（以下，第 1.4－2 表において同様）
柏崎は比較表ページ 111 に記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（2/9）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３

監視計器一覧（2／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(1)フロントライン系故障時の対応手順
a.低圧代替注水

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等
原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

水源の確保

原子炉圧力容器内の水位

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

判断基準

判断基準

電源

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

操作

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１

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

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

低圧炉心スプレイ系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位(2) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

105

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（3/9）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧

柏崎は比較表ページ 112 に重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

補機監視機能原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量

AM 設備別操作手順書「RHR(A)による原子炉注水」「RHR(B)による原子炉注水」
判断基準

電源

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量

補機監視機能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

水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位(3) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による
原子炉除熱

操作

操作

水源の確保

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１
残留熱除去系系統流量※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

106

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（4/9）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 104 に監視計器一覧（4／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

判断基準

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

水源の確保

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水

原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書「MUWC による原子炉注水」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

操作

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出圧力(A)
復水移送ポンプ吐出圧力(B)
復水移送ポンプ吐出圧力(C)

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

操作

原子炉圧力容器内の圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とす
る。

107

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（5/9）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 104 に監視計器一覧（5／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

判断基準
操作

原子炉圧力容器への注水量

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能ディーゼル駆動消火ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

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

水源の確保

西側淡水貯水設備水位※１
代替淡水貯槽水位※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）※１

水源の確保

西側淡水貯水設備水位※１
代替淡水貯槽水位※１

判断基準

原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書「消火ポンプによる原子炉注水」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とす
る。

108

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（6/9）

東海第二

備考
設計方針の相違＊８監視計器一覧（6／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.4.2.1 発電用原子炉運転中における対応手順(3)溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
a.低圧代替注水
事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「RPV 制御」

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉注水）」

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の圧力格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
防火水槽
淡水貯水池

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

判断基準
操作

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

補機監視機能可搬型代替注水ポンプ吐出圧力

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

判断基準

原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉注水」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１

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

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

代替循環冷却系原子炉注水流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力(c) 代替循環冷却系による
原子炉注水

操作

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

109赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（7/9）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 105 に監視計器一覧（7／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水

1.4.2.2 発電用原子炉停止中における対応手順(2)サポート系故障時の対応手順
a.復旧
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」
原子炉圧力容器内の水位AM 設備別操作手順書「RHR(A)による原子炉除熱」「RHR(B)による原子炉除熱」

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度
残留熱除去系(A)熱交換器入口温度
残留熱除去系(B)熱交換器入口温度

補機監視機能原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

操作
最終ヒートシンクの確保

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

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力(d) 消火系による原子炉注
水

原子炉圧力容器温度

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(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(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
原子炉補機冷却水系(B)系統流量
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
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

操作

原子炉圧力容器内の温度

判断基準

判断基準

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とす
る。

110

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）
監視計器一覧（8/9）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３

監視計器一覧（8／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

原子炉圧力容器内の水位

電源

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

原子炉補機冷却水系(A)系統流量
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
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(C)熱交換器入口冷却水流量

M/C C 電圧M/C D 電圧
M/C E 電圧
P/C C－1 電圧
P/C D－1 電圧
P/C E－1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 主母線盤 C 電圧

水源の確保

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

操作

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量

補機監視機能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(e) 補給水系による原子炉
注水

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

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

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

操作

原子炉圧力容器内の圧力

水源の確保

判断基準

判断基準

補機監視機能監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(1) フロントライン系故障時の対応手順
ａ．低圧代替注水

1.4.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

サプレッション・チェンバ・プール水位※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

111

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（9／17）

監視計器一覧（9/9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ(計器)1.4.2.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による発電用原子炉からの除熱
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「減圧冷却」等
事故時運転操作手順書（停止時徴候ベース）「SFP 原子炉水位・温度制御」

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度
残留熱除去系(A)熱交換器入口温度
残留熱除去系(B)熱交換器入口温度
残留熱除去系(C)熱交換器入口温度

補機監視機能原子炉補機冷却水系(A)系統流量
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
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(C)熱交換器入口冷却水流量

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
M/C E 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
P/C E-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 主母線盤 C 電圧

原子炉圧力容器内の水位

対応手順

原子炉圧力容器温度

最終ヒートシンクの確保

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(A)系統流量
残留熱除去系(B)系統流量
残留熱除去系(C)系統流量
原子炉補機冷却水系(A)系統流量
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
残留熱除去系(A)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(B)熱交換器入口冷却水流量
残留熱除去系(C)熱交換器入口冷却水流量
原子炉補機冷却水系熱交換器(A)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(B)出口冷却水温度
原子炉補機冷却水系熱交換器(C)出口冷却水温度

電源275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
） ２Ｃ電圧※２
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
緊急用Ｍ／Ｃ電圧※２
緊急用Ｐ／Ｃ電圧※２※１

最終ヒートシンクの確保(a) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉
注水

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）※１
残留熱除去系海水系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

操作

原子炉圧力容器内の温度

操作

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器内の水位

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

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（定検時水張用）

原子炉圧力容器内の圧力

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧

判断基準

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

判断基準

原子炉圧力容器内の圧力柏崎は比較表ページ 106 に重大事故等の対応に必要となる監視項目※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とす
る。

112

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊３

監視計器一覧（10／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧

電源

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

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

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

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１

最終ヒートシンクの確保(b)

低圧炉心スプレイ系
復旧後の原子炉注水

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）※１
残留熱除去系海水系系統流量※１

操作

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

低圧炉心スプレイ系系統流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

113

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 107 に記

監視計器一覧（11／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水

判断基準(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却操作

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）※１

原子炉圧力容器への注水量

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

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位※１

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とす
る。

114

載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（12／17）

柏崎は比較表ページ 109 に重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

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

水源の確保

西側淡水貯水設備水位※１
代替淡水貯槽水位※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）※１

水源の確保

西側淡水貯水設備水位※１
代替淡水貯槽水位※１

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉
心の冷却（淡水／海水）操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

115

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊１

監視計器一覧（13／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水

判断基準(c) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却操作

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

代替循環冷却系原子炉注水流量※１

水源の確保

サプレッション・プール水位※１

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

116

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（14／17）

柏崎は比較表ページ 108 に重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水

判断基準(d) 消火系による残存溶融
炉心の冷却

操作

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

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

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

補機監視機能消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

117

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊２

監視計器一覧（15／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.2 原子炉運転中における対応手順(3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応手順
ａ．低圧代替注水

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力※１
サプレッション・チェンバ圧力※１

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）※１
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１
低圧炉心スプレイ系系統流量※１
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）※１
代替循環冷却系原子炉注水流量※１

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

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

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

補給水系による残存
溶融炉心の冷却操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

118

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（16／17）

柏崎は比較表ページ 110 に重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.3 原子炉運転停止中における対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧

判断基準

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧※２
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧※２
緊急用Ｍ／Ｃ電圧※２
緊急用Ｐ／Ｃ電圧※２
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）※１

最終ヒートシンクの確保(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）※１
残留熱除去系海水系系統流量※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１
残留熱除去系系統流量※１

操作

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

119

記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
設計方針の相違＊４

監視計器一覧（17／17）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.4.2.3 原子炉運転停止中における対応手順(2) サポート系故障時の対応手順
ａ．復旧

判断基準

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量※１

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

最終ヒートシンクの確保

原子炉冷却材浄化系系統流量
原子炉冷却材浄化系原子炉出口温度
原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器出口温度(b) 原子炉冷却材浄化系による進展抑制操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備と
する。

120

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

第 1.4.3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

第1.4－3表 審査基準における要求事項毎の給電対象設備

対象条文

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

給電元
給電母線

供給対象設備

復水移送ポンプ

対象条文

供給対象設備

常設低圧代替注水系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

低圧代替注水系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用モータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセンタ」を「ＭＣＣ」という。
）

低圧炉心スプレイ系 弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系

残留熱除去系 弁

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

代替循環冷却系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ

代替循環冷却系 弁

常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣMCC C 系
MCC D 系（6 号炉のみ）
AM 用 MCC
残留熱除去系ポンプ

常設代替交流電源設備

M/C C 系
M/C D 系
残留熱除去系弁【1.4】
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系
MCC D 系
AM 用 MCC
中央制御室監視計器類

給電元
給電母線

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

MCC C 系
AM 用 MCC
復水補給水系弁

備考

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設
備

計測用 A 系電源
計測用 B 系電源

121

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は先行 PWR を参考に作成。

122

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は先行 PWR を参考に作成。
柏崎は比較表ページ 122 に
記載。

123

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は先行 PWR を参考に作成。

124

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は先行 PWR を参考に作成
しており，機能喪失原因対策
分析（補足）は作成しない。

125

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料には記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて
整理する。

126

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料には記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて
整理する。

127

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料には記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて
整理する。

128

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料には記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて
整理する。

129

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は EOP，SOP フローチャー
トについては個別の各逐条資料には記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて
整理する。

130

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

柏崎は比較表ページ 171 に記載。

131

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二はタイムチャートを記載。

132

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３133

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３134

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考
柏崎は比較表ページ 172 に記載。

135

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二はタイムチャートを記載。

136

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備により，注入配管が決まっており，注入配管の選択はない。

137

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備により，注入配管が決まっており，注入配管の選択はない。

138

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備により，注入配管が決まっており，注入配管の選択はない。
東二は原子炉運転中と原子炉運転停止中の運転員等の要員数が異なるため，原子炉運転停止中のタイムチャートを記
載する。

139

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備により，注入配管が決まっており，注入配管の選択はない。

140

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備により，注入配管が決まっており，注入配管の選択はない。

141

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備により，注入配管が決まっており，注入配管の選択はない。

142

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備により，注入配管が決まっており，注入配管の選択はない。

143

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備により，注入配管が決まっており，注入配管の選択はない。

144

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備により，注入配管が決まっており，注入配管の選択はない。

145

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備に応じて，注入系統が決まっており，注入系統の選択はない。
また，各注入配管には監視計器が設置されている。

146

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備に応じて，注入系統が決まっており，注入系統の選択はない。
また，各注入配管には監視計器が設置されている。
東二は原子炉運転中と原子炉運転停止中の運転員等の要員数が異なるため，原子炉運転停止中のタイムチャートを記
載する。

147

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備に応じて，注入系統が決まっており，注入系統の選択はない。
また，各注入配管には監視計器が設置されている。
東二は原子炉運転中と原子炉運転停止中の運転員等の要員数が異なるため，原子炉運転停止中のタイムチャートを記
載する。

148

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二はサポート系故障時の対応手順を整備する。
（比較表ページ 162）149

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二はサポート系故障時の対応手順にて整備する。
（比較表ページ 163）150

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊１151

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊１152

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊１153

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

154

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備に応じて，注入系統が決まっており，注入系統の選択はない。
また，各注入配管には監視計器が設置されている。

155

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備に応じて，注入系統が決まっており，注入系統の選択はない。
また，各注入配管には監視計器が設置されている。
東二は原子炉運転中と原子炉運転停止中の運転員等の要員数が異なるため，原子炉運転停止中のタイムチャートを記載
する。

156

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備に応じて，注入系統が決まっており，注入系統の選択はない。
また，各注入配管には監視計器が設置されている。

157

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

東二は注水に使用する設備に応じて，注入系統が決まっており，注入系統の選択はない。
また，各注入配管には監視計器が設置されている。

158

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊２159

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊２160

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

備考

設計方針の相違＊３161

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：8 月 30 日からの変更点

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 8 月 15 日）

東海第二

162

備考