747

修正不要
第 3.15－13 表
計器分類

計装設備の試験検査内容（1／3）
原子炉の
状態

パラメータ
原子炉水位（広帯域）

停止中

項目
機能・性能検査

内容
計器校正

記載のみ

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）

記載のみ

原子炉水位（ＳＡ燃料域）
サプレッション・プール水位
水位計

フィルタ装置水位
代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
格納容器下部水位

停止中

機能・性能検査

動作確認

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

運転中又は
停止中

機能･性能検査

計器校正

原子炉圧力

停止中

機能･性能検査

計器校正

停止中

機能･性能検査

計器校正

原子炉圧力（ＳＡ）
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
フィルタ装置圧力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力圧力計
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
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
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
高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量流量計

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

3.15－44

No.142-28

748

修正必要
第 3.15－14 表
名称

多重性を有する対象パラメータ
計測範囲

個数

原子炉圧力

0～10.5MPa[gage]

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉圧力（ＳＡ）

0～10.5MPa[gage]

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉水位（広帯域）－3,800～1,500mm※ １2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉水位（燃料域）－3,800～1,300mm※ ２2

原子炉建屋原子炉棟 2 階

記載のみ

格納容器下部水温

取付場所

0～500℃ ※３（ペデスタル床面 0m，0.2m） ※４

各5
原子炉格納容器内
計測範囲変更なし＋1.05m ※４ ,※ ５
（EL.12,856mm）

2

原子炉格納容器内＋0.50m,＋0.95m ※４ ,※ ６
（EL.12,306mm，12,756mm）

各2

原子炉格納容器内＋2.25m,＋2.75m ※４ ,※ ７
（EL.14,056mm，14,556mm）

各2

原子炉格納容器内

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ)

10－ ２ ～10 ５ Sv／h

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ)

10－ ２ ～10 ５ Sv／h

2

原子炉建屋原子炉棟地下 1 階

起動領域計装10－ １ ～10 ６ cps（1.0×10 ３ ～1.0×10９
cm－ ２ ・s －１ ）0～40％又は 0～125％(1.0×10８ ～1.5×10１３
cm －２ ・s－ １ )8

原子炉格納容器内

平均出力領域計装0～125％(1.0×10 １２ ～1.0×10 １４
cm －２ ・s－ １ )2 ※８

原子炉格納容器内

フィルタ装置水位

180～5,500mm

2

格納 容 器圧 力 逃が し 装置 格 納
槽内フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）

10－ ２ ～10 ５ Sv／h

2

原子炉建屋廃棄物処理棟 1 階，
屋外（原子炉建屋南側外壁面）

フィルタ装置入口水素濃度0～100vol％2

原子炉建屋廃棄物処理棟 3 階

0～10vol％

2

原子炉建屋原子炉棟 6 階

0～20vol％

3

原子炉建屋原子炉棟地下 1 階，
2階

格納容器下部水位

原子炉建屋水素濃度※1：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）※2：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）
915cm⇒920cm※3：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器）※4：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面：EL.11,806mm）からの高さ※5：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）※6：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）※7：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）※8：平均出力領域計装 A～F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計装の A,C,E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B,D,F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。

3.15－49

No.142-29

749

修正不要
3.15.2.1.3.2(1)

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針

容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測範囲を第3.15－17 表に示す。
常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，
設計基準事故時の計測機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する
場合の計測範囲が，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において原子炉施設の状態を推定できるため，設計基準事故対処設備と同仕様の設計とする。
・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）

記載のみ

・原子炉水位（燃料域）
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ)
・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ)
・起動領域計装・平均出力領域計装
3.15－52

No.142-30

750

修正不要
・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系海水系系統流量
・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・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・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において原子炉施設の状態を推定できる設計とする。
・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力（ＳＡ）
・原子炉水位（ＳＡ広帯域）
・原子炉水位（ＳＡ燃料域）

記載のみ

・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
・ドライウェル雰囲気温度
・サプレッション・チェンバ雰囲気温度
・サプレッション・プール水温度3.15－53

No.142-31

751

修正不要
原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータのうち，パラメ
ータの値が計器の計測範囲を超えるものは，原子炉圧力容器内の温度と水位である。
原子炉圧力容器内の温度及び水位の値が計器の計測範囲を超えた場合に原子炉施設の状態を推定するための手順を以下に示す。
・原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータである原子炉圧
力容器温度が計測範囲を超えた場合は，炉心損傷状態と推定し

代 替パ ラ メー タに よる 推定

監 視機 能 喪失

対 応 手段 等

計器 の 計測 範 囲（ 把握能 力 ）を 超 え た 場 合て対応する。なお，ＲＰＶ破損徴候パラメータとして原子炉圧
力容器温度（下鏡部）が「300℃到達」を検知することにより，やがてＲＰＶ破損に至る可能性が高い状況であると判断し，破損判断パラメータである格納容器下部水温を常時監視する。
・原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータである原子炉水位が計測範囲を超えた場合は，高圧代替注水系系統流量，低圧
代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，
原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，
残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量のうち，機器動作状態にある流量計から崩壊熱除去に必要な水量の差を算出し，直前まで判明していた水位に変換率を考慮すること
により原子炉圧力容器内の水位を推定する。
なお，原子炉圧力容器内が満水状態であることは，原子炉圧力又は原子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・チェンバ圧力の差圧により，原子炉圧力容器内の水位が燃料有効長頂部以上であることは推定可能である。

記載のみ

可搬 型 計装 器に よる 計 測

原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータの値が計器の計測
範囲を超えた場合で，重要代替計器の故障等により代替パラメータによる推定が困難となった場合に，可搬型計測器により原子炉圧力容器温度を計測する。

3.15－64

No.142-32

分類① 原 子 炉 圧 力容 器 内 の
温度

※2

※2

※2

※2

※2

※2

原子炉 圧力 （ＳＡ）

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 ）残留熱 除去 系熱交換 器入 口
温度

※2

※2

※2

※2

※2

原 子炉 水位（広 帯域 ）原 子炉 水位（燃 料域 ）原子炉 水位 （ＳＡ広 帯域 ）原子炉 水位 （ＳＡ燃 料域 ）原子炉 圧力 容器温度

原子炉 圧力 （ＳＡ）

原 子炉 圧力※2※1

原 子炉 圧力

原子炉 圧力 容器温度

2

2

4

耐 震性

重大 事 故等時 に おける 炉 心損傷の 判 断基 準は
300℃以上で あり ，また，損 傷炉心 の冷却失 敗 Ss 機 能
判 断 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 の 徴 候 検 知 維持
（300℃）に 対し て 500℃ま で監視可能 。

把握能 力（ 計測範囲 の考え方 ）S「 ①原 子炉圧力 容器 内の温度 」を 監視する パラメー タと 同じ。

「 ③原 子炉圧力 容器 内の水位 」を 監視する パラメー タと 同じ。

区分Ⅰ ,Ⅱ
直流電 源
※22
緊 急用
直流電 源
※22

「 ⑫最終ヒ ート シンクの 確保 ＜残留熱 除去 系＞ 」を 監視する パラ メータと 同じ 。

「 ③原 子炉圧力 容器 内の水位 」を 監視する パラメー タと 同じ。

重大 事 故等時 に おける 原 子炉圧力 容 器最 高使用圧力（8.62MPa［ gage］）の 1.2 倍（10.34MPa［gage］） を監視可 能。
Ss 機 能0～ 10.5MPa[gage] 8.62MPa[gage]以下
維持

記載のみ

電源

緊 急用
直流電 源

「 ②原 子炉圧力 容器 内の圧力 」を 監視する パラメー タと 同じ。

0～ 10.5MPa[gage] 8.62MPa[gage]以下

記載のみ

0～500℃

302℃以 下※3

設 計基 準

弾性圧 力
検 出器

弾性圧 力
検 出器

熱 電対

検出器 の
種類

計 測範 囲重 要監 視パラメ ータ
重 要代 替監視パ ラメ ータ

個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（1／13）

第 3.15-17 表

1

1

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

修正不要
752

②原子炉圧力容器内の
圧力3.15－66

No.142-33

差圧式 水位検出器
差圧式 水位検出器

緊急用
直 流電 源※ 22
緊急用
直 流電 源※ 22

炉心の冷却状況を把握する上で,原子炉水位制
御範囲レベル３～８（300～1,400mm※4）及び－ 3,800～1,500 ㎜ － 3,800～1,400 ㎜ 燃料有効長底部まで監視可能。
Ss 機 能※4※4
維持－ 3,800～1,300 ㎜
※5

※2

※2

※2

※2

※2

高 圧炉心ス プレ イ系系統 流量

残 留熱 除去系系 統流 量

低 圧炉心ス プレ イ系系統 流量

原 子炉 圧力

原子炉 圧力 （ＳＡ）

サプレ ッシ ョン・チ ェン バ圧力 ※ 2※2

原 子炉隔離 時冷 却系系統 流量

代替循 環冷 却系原子 炉注 水流量 ※ 2

低圧代 替注 水系原子 炉注 水流量 ※ 2－ 3,800～1,300 ㎜※5

448⇒397

記載のみ

Ss 機 能維持S「 ⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「 ②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「④原 子炉 圧力容器 への 注水量」 を監視す るパ ラメータ と同 じ。

448～1,300 ㎜※5448～1,300 ㎜※5

計測範囲変更なし

1

原子炉 水位 （ＳＡ燃 料域 ）高 圧代替注 水系 系統流量1

原子炉 水位 （ＳＡ広 帯域 ）※2

差圧式 水位
検出器

区 分Ⅰ ,Ⅱ
直 流電 源※ 22

2

原 子炉 水位（燃 料域 ）Ss 機 能維持

耐 震性
差圧式 水位検出器－ 3,800～1,500 ㎜ － 3,800～1,400 ㎜※4※4

把 握能 力（計測 範囲 の考え方 ）区 分Ⅰ ,Ⅱ
直 流電 源※ 22

2

設 計基 準検 出器 の種類

計 測範 囲

電源

個数

重 要監 視パラメ ータ
重 要代 替監視パ ラメ ータ

原 子炉 水位（広 帯域 ）

記載のみ

分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（2／13）

第 3.15-17 表1

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

修正必要
753

③原子炉圧 力容 器内の水位

3.15－67

No.142-34

分類

※2

※2

原子炉 水位 （ＳＡ広 帯域 ）原子炉 水位 （ＳＡ燃 料域 ）※2

原 子炉 水位（燃 料域 ）※2

西 側淡 水貯水設 備水 位※2※2

代 替淡 水貯槽水 位※2※1

低 圧炉心ス プレ イ系系統 流量

原 子炉 水位（広 帯域 ）※1

残 留熱 除去系系 統流 量

サ プレッシ ョン ・プール 水位※1

代替循 環冷 却系原子 炉注 水
流量

※1

※1

（常設 ラ
イン用 ）

（可搬 ラ
イン用 ）

※1

（常設 ラ
イン用 ）

※1

※1

高 圧炉心ス プレ イ系系統 流量

（可搬 ラ
イン用 ）

※1

原 子炉隔離 時冷 却系系統 流量

低圧代 替注 水系
原子炉 注水 流量※1

高 圧代替注 水系 系統流量0～ 600L／s

0～ 600L／s

0～150m ３ ／ h

456L／s

470L／s－※ 6－※ 6

0～80m ３ ／h
※ 8,※ 9－※ 60～80m ３ ／h
※ 7,※ 9－※ 6－※ 6

0～500m ３ ／ h※70～300m ３ ／ h※8438L／s

40L／s

－※ 6

0～ 500L／s

0～ 50L／ s

0～ 50L／ s

記載のみ

1

3

2

1

1

1

1

1

1

1

設 計基準
Ss 機 能維持
Ss 機 能維持
Ss 機 能維持

常 設高 圧代替注 水系 ポンプの 最大流量
（ 38L／ s）を監 視可 能。
原 子炉 隔離時冷 却系 ポンプの 最大流量
（ 40L／ s）を監 視可 能。
高 圧炉 心スプレ イ系 ポンプの 最大流量
（ 438L／s） を監視可 能。

S

低 圧炉 心スプレ イ系 ポンプの 最大流量
（ 456L／s） を監視可 能。

⑥⑦

差圧式 流量検出器
差圧式 流量検出器

区 分Ⅰ ,Ⅱ
計測用
交 流電 源
区分Ⅰ
計測用
交 流電 源「 ③原子炉 圧力 容器内の 水位 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

③

②

⑤

④

差圧式 流量
検出器

1

1

①

緊急用
直 流電 源差圧式 流量検出器

差圧式 流量検出器

差圧式 流量検出器

差圧式 流量検出器

差圧式 流量検出器
差圧式 流量検出器

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

差圧式 流量検出器

電源
緊急用
直 流電 源区分Ⅰ
直 流電 源
区分Ⅲ
計測用
交 流電 源
緊急用
直 流電 源※ 22
緊急用
直 流電 源※ 22
緊急用
直 流電 源※ 22
緊急用
直 流電 源※ 22「 ⑧原子炉 格納 容器内の 水位 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

「 ⑭水 源の確保 」を 監視する パラメー タと 同じ。

S

残 留熱 除去系ポ ンプ の最大流 量（470L／ s）を
監 視可 能。

低 圧 代替 注水 系（ 常設 ）によ る原子 炉 圧力容
Ss 機 能器 への 注水時に おけ る最大流 量（378m ３ ／ h）
維持
を 監視 可能。
低 圧 代替 注水 系（ 常設 ）によ る原子 炉 圧力容
Ss 機 能器 へ の注 水時 にお ける ミニフ ロー調 整 時の最維持
３大 流量 （75m ／h）を監視可能。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容
Ss 機 能器 への注 水時における 最大流 量（ 110m ３ ／h）
維持を監視可能。
低 圧 代替 注水 系（ 可搬 型）に よる原 子 炉圧力Ss 機 能容 器 への 注水 時に おけ るミニ フロー 調 整時の維持
３
最 大流 量（75m ／h）を 監視可能。
代 替 循環 冷却 系に よる 原子炉 圧力容 器 への注
Ss 機 能水 時に おける最 大流 量（100m ３ ／h）を監視 可
維持
能。

耐 震性

把 握能 力（計測 範囲 の考え方 ）検 出器 の種類

計 測範 囲重 要監視パ ラメ ータ
重 要代 替監視パ ラメ ータ

個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（3／13）

第 3.15-17 表

修正不要
754

④原子炉圧力容器への注水量

3.15－68

No.142-35

分類

ド ライ ウェル圧 力

ド ライウェ ル雰 囲気温度

原子炉 圧力 （ＳＡ）

原 子炉 圧力原子炉 水位 （ＳＡ燃 料域 ）原子炉 水位 （ＳＡ広 帯域 ）原 子炉 水位（燃 料域 ）原 子炉 水位（広 帯域 ）重 要監 視パラメ ータ
重 要代 替監視パ ラメ ータ

第 3.15-17 表
計 測範 囲記載のみ

個数

設 計基 準耐 震性「 ⑦原子炉 格納 容器内の 圧力 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

「 ⑥原子炉 格納 容器内の 温度 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

「 ②原子炉 圧力 容器内の 圧力 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

「 ③原子炉 圧力 容器内の 水位 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

把握能 力（ 計測範囲 の考え方 ）電源

検 出器 の種類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（10／13）
可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

修正不要
755

⑬格納 容器バイ パスの監 視

3.15－75

No.142-36

分類⑭水源 の確 保（２／ ２）※2※2

原子炉 水位 （ＳＡ広 帯域 ）原子炉 水位 （ＳＡ燃 料域 ）⑮原子 炉建 屋内の
水素濃度

※2

※2

※2

格 納容器雰 囲気 放射線モ ニタ(Ｄ ／Ｗ )

格 納容器雰 囲気 放射線モ ニタ(Ｓ ／Ｃ )

ド ライ ウェル圧 力

サプレ ッシ ョン・チ ェン バ圧力 ※ 2※1

格 納容器内 酸素 濃度（Ｓ Ａ）※2※2

原 子炉 水位（燃 料域 ）静的触媒式水素再結合器
動作監視装置※2

原 子炉 水位（広 帯域 ）※1※2

低 圧代替注 水系 格納容器
下 部注水流 量

原子炉 建屋 水素濃度※2

低 圧代替注 水系 格納容器
ス プレイ流 量

計 測範囲

1

4
※ 18

3

2

0～ 20vol％0～ 10vol％0～ 25vol％0～ 300℃

設 計基準

把 握能 力（計測 範囲 の考え方 ）

耐震性

電源

検 出器 の
種類

Ss 機能
維持

緊急用
直 流電 源

緊急用
直 流電 源

熱電対

2

熱伝導式
－※ 24
水素検出器

触媒式
－※ 24
水素検出器

「 ⑦原子炉 格納 容器内の 圧力 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

55
○

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

計器，サンプ
重 大 事故 等時 にお いて ，原子 炉格納 容 器内のSs 機能 リング装置： 磁気力式－※ 24
水 素 燃焼 の可 能性 を把 握する 上で， 酸 素濃度
酸素検出 器
緊急用
維持の 可燃 限界（ 5vol％ ）を監視 可能。
交 流電 源重 大 事故 等時 にお いて ，静的 触媒式 水 素再結 Ss 機能
合 器の 最高使用 温度 （300℃）を監 視可能。
維持

重 大 事故 等時 にお いて ，水素 と酸素 の 可燃限
界 （水 素濃度： 4vol％）を監 視可能。

緊急用
交 流電 源「⑩原 子炉 格納容器 内の 放射線量 率」を監 視す るパラメ ータ と同じ。

5.0vol％以下

－※ 6

－※ 6

Ss 機能
維持

「 ③原子炉 圧力 容器内の 水位 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

「④原 子炉 圧力容器 への 注水量」 及び 「⑤原子 炉格 納容器へ の注水量 」を 監視する パラ メータと 同じ 。

記載のみ

個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（12／13）

低圧代 替注 水系原子 炉注 水流量 ※ 2

重 要監 視パラメ ータ
重 要代 替監視パ ラメ ータ

第 3.15-17 表

修正不要
756

⑯原子炉格納容器内の酸素濃度

3.15－77

No.142-37

分類

設 計基準

把 握能力（ 計測 範囲の考 え方）

耐震性

10 － ２ ～ 10 ５ Sv／ h
10 － ３ ～ 10 ４ mSv／h

1
1

1

使 用済燃料 プー ルエリア
放 射線モニ タ（ 高レンジ ・低 レンジ）使 用済燃料 プー ル監視カ メラ

－※ 6

－※ 6

－※ 6

緊急用
直 流電 源

緊急用
直 流電 源カ メラ ：緊急
重 大 事 故 等 時 に お い て 使 用 済 燃 料 プ ー ル 及 Ss 機能 用直流 電源
び その 周辺の状 況を 監視可能 。
維 持 空冷装置：緊
急用交流電源重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性 が あ る 放 射 Ss 機能線 量率 （3.0mSv／ h 以下） を監視可能 。
維持

重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性 の あ る 使 用 Ss 機能
済 燃料 プールの 温度 （100℃）を監 視可能。 維 持

重大事故等時に変動する可能性のある使用
済 燃料 プールの 温度 （100℃）を監 視可能。

区分Ⅱ
直 流電 源
緊急用
直 流電 源電源

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

赤外線
カメラ

イオン
チ ェン バ

熱電対

測温
抵抗体

－ ※ 24－ ※ 24

1

ガ イドパル
ス式水位 － ※ 24検出器

検 出器 の種類※ 1 ：分類 のうち， 重要 監視パラ メー タとして のみ 使用する 。 ※2：分類 のう ち，重要 代替 監視パラ メー タとして のみ 使用する 。
※ 3 ：設計 基準事故 時に 想定され る原 子炉圧力 容器 の最高圧 力に 対する飽 和温度。
※ 4 ：基準 点は蒸気 乾燥 器スカー ト下 端（ベッ セル ゼロレベ ルよ り 1,340cm）。 ※ 5：基 準点は燃料 有効 長頂部（ ベッ セルゼロ レベルよ り 915cm） 。
915cm⇒920cm※ 6 ：重大 事故等時 に使 用する設 備の ため，設 計基 準事故時 は値 なし。
※ 7 ：常設 設備によ る対 応時及び 可搬 型設備に よる 対応時の 両方 で使用。 ※8：可搬型 設備 による対 応時 に使用。
※9：狭帯 域流 量。
※ 10：ＲＰ Ｖ破損及 びデ ブリ落下 ・堆 積検知（ 高 さ 0m,0.2m 位置 水温計兼 デブリ検 知器 ）。 ※ 11： ペデスタ ル底 面（コリ ウムシー ルド 上表面： EL.11,806mm）から の高 さ。
※ 12：基準 点は通常 運転 水位 EL.3,030mm（ サプレッ ショ ン・チェ ンバ底部 よ り 7,030mm） 。 ※13： ＲＰ Ｖ破損前 まで の水位管 理（高 さ 1m 超 水位 計）。
※ 14：ＲＰＶ 破損後の 水位 管理（デブリ 堆積 高さ＜ 0.2m の場 合）（ 高 さ 0.5m,1.0m 未満 水位 計）。 ※15：ＲＰ Ｖ破 損後の水 位管理（デブ リ堆 積高さ≧ 0.2m の場合 ）（満 水管理水 位計 ）。
※ 16：炉心 損傷は， 原子 炉停止後 の経 過時間に おけ る格納容 器雰 囲気放射 線モニタ の値 で判断す る。 原子炉停 止直 後に炉心 損傷した 場合 の判断値 は 約 10Sv／h（ 経過時間 とと もに判断 値
は低く なる）で あり ，設計基 準で は炉心損 傷し ないこと から この 値を 下回る。
※ 17：平均 出力領域 計 装 A～ F の 6 チャン ネル のうち， A,B の 2 チ ャ ンネ ルが対 象。平均 出力領 域計装 の A,C,E チャン ネル には それ ぞ れ 21 個 ，B,D,F に は そ れ ぞ れ 22 個 の 検 出 器 が あ る。
※ 18：2 個 の静的 触媒 式水素再結 合器 に対して 出入 口に 1 個 ずつ 設置。 ※19：基 準点 は使用済 燃料 ラック上 端 EL.39,377mm（使用 済燃 料プール 底部 より 4,688mm）。
※ 20：検出 点 2 箇所 。 ※21：検 出 点 8 箇所。
※ 22：「設置許 可基準規 則」第 47 条 ，48 条及び 49 条で 抽出 された計装 設備は設 計基 準事故対 処設 備に対し て多 様性及び 独立性を 有し，位置的分 散を 図ることと して おり，電源 につ いては，非 常用所内 電気設 備と独立性 を有 し，位置 的分散 を図る設計 とする。 詳細 については ，「3.14 電 源設 備（「設置 許可基準規 則」 第 57 条 に対する 設計 方針を示す 章） の補足説
明資 料 57－9」参 照。なお ，各条 文に対す るパ ラメータ の選 定結 果は ，補足説 明資 料 58－10 に整 理し ている。
※ 23：「 設置 許可基 準規 則」第 51 条 で抽出 された 計装設備 は複数 のパラメ ータとす るこ とで多様 性を 有してお り，低圧 代替注水 系格納容 器下 部注水流 量及 び格納容 器下 部水位に 対し て常設低圧 代替注水 系ポ ンプ吐出 圧力 及びドラ イウ ェル雰囲 気温 度は それ ぞれ独立 性を 有する設 計と している 。電源 につ いて は ，常 設代 替交流電 源設 備又は可 搬型 代替交流 電源 設備から代替所内電源設備を経由して電源を受電できる設計とするとともに，可搬型計測器による計測が可能な設計としており，多様性を有している。詳細については，「3.14 電源設備（「設置許可基準規則」第 57 条に対する設計方針を示す章）の補足説明資料 57－9」参照。なお，各条文に対するパラメータの選定結果は，補足説明資料 58－10 に整理している。
※ 24：可搬型 計測器で 計測 できるパラ メー タでない 場合 を「－」で示 す。全交流 動力電 源喪失時 は， 水素・酸素 濃度監 視装置， 放射線監視 装置 ，炉内核計 装装 置及び使 用済 燃料プー ル監
視装置 （水位・ 温度 (ＳＡ 広域)， 監視カメ ラ） に対して 常設 代替 交流 電源設備 によ り電源供 給さ れた場合 には ，監視計 器は使用 可能 である。

⑰使用済燃料プールの監視－

0～120℃

1※21

使用済 燃料 プール温 度（ ＳＡ）

66℃以下

重大事故等時に変動する可能性のある使用－ 4,300～＋ 7,200mm
済燃料プール上部から使用済燃料ラック下＋ 6,818mm※ 19（EL.46,195mm） 端（ EL.35,097mm）ま での範囲 にわたり 水位 Ss 機能（ EL.35,077～
を 監視 可能。
46,577mm）
維持

計 測範 囲0～120℃

1

個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（13／13）

1※20

使 用済燃料 プー ル水位・ 温度（ ＳＡ広域 ）重 要監 視パラメ ータ
重 要代 替監視パ ラメ ータ

第 3.15-17 表

修正必要
757

3.15－78

No.142-38

： 圧 力か ら原子炉 圧力 容器又は 原子 炉格納容 器の 水位 を推 定する。

： 原 子炉 冷却材圧 力バ ウンダリ から の漏えい を水 位， 圧力 等の傾向 監視 により推 定す る。

： 圧 力又 は温度を 水の 飽和状態 の関 係から推 定す る。

： 水 素燃 焼するお それ のある状 態で あるかを 推定 する 。

： 装 置の 作動状況 によ り水素濃 度を 推定する 。

： 制 御棒 の位置指 示に より未臨 界を 推定する 。

： プ ラン トの状態 によ り最終ヒ ート シンクの 確保 を推 定す る。

： 使 用済 燃料プー ルの 状態を同 一物 理量（温 度 ）， あらかじ め評 価した水 位と 放射線量 率の 相関関係 及び カメ ラに よる監視 によ り，ケ ース ４ケ ース ５ケ ース ６

ケ ース ７

ケ ース ８

ケ ース ９ケ ース １０

ケ ース １１

分類

原子炉圧力容器内の温度

り 原子 炉圧力容 器内の温 度を 推定する 。

② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）※ 2：［］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

推定は ，主 要パラメ ータの他 チャ ンネルを 優先 する。

す る。

③残留 熱除 去系が運 転状態で あれ ば，残留熱 除去 系熱交換器 入口 温度によ り推定

記載のみ

ま た ,ス クラ ム後 ，原 子 炉 水 位 が燃 料有 効長 頂部 に到 達す るま での 経過 時間 よ② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）
ケ ース１の 関係 を利用し て原子炉 圧力 容器内の 温度 を推定す る。

② 原子 炉水位（ 燃料域）

③ 残留 熱除去系 熱交換器 入口 温度

力 容器 内が 飽和 状態 に あ る と 想 定 す る こ と で ,原 子 炉 圧 力 よ り 飽和 温度 ／圧 力

②原子 炉圧 力容器温 度の監視 が不 可能とな った 場合は ，原子 炉水 位から原 子炉圧

定 する 。

①原子 炉圧 力容器温 度の 1 チ ャン ネルが故 障し た場合は ，他 チャ ンネルに より推② 原子 炉水位（ 広帯域）

② 原子 炉圧力（ ＳＡ）

ケ ース６② 原子 炉圧力

推定ケ ースケ ース１

代替パ ラメータ ※1① 主要 パラメー タの他チ ャン ネル※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

記載のみ

原子炉 圧力容器 温度

主要パ ラメ ータ

なお， 代替パラ メー タによる 推定 に当たっ ては ，代替パ ラメ ータ の誤 差による 影響 を考慮す る。

： デ ブリ の冠水状 態を 温度によ り推 定する。

代 替パラメ ータ 推定方法

： 流 量を 注水先又 は水 源の水位 変化 を監視す るこ とに より 推定する 。

使 用済 燃料プー ルの 水位又は 必要 な水遮蔽 が確 保さ れて いること を推 定する。

： 水 位を 水源若し くは 注水先の 水位 変化又は 注水 量及 び吐 出圧力か ら推 定する。

ケ ース ３ケ ース １２： 同 一物 理量（温 度， 圧力，水 位， 流量，放 射線 量率 ，水 素濃度及 び中 性子束） から 推定する 。

ケ ース ２

代替パラメータによる主要パラメータの推定（1／16）

ケ ース １【 推定ケー ス】

第 3.15-18 表

758

修正不要

3.15－79

No.142-39

分類

原子炉圧力容器内の圧力① 主要 パラメー タの 他チャン ネル※ 2：［

代替パ ラメータ ※1① 主要 パラメー タの 他チャン ネル
定 する 。

を 推定 する。

③ 原子 炉圧力容 器温度］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

推定は ，主 要パラメ ータの他 チャ ンネルを 優先 する。

圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力③ 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）る。

②原子 炉圧 力（ＳＡ） の監視が不 可能 となった 場合 は，原子 炉圧 力により 推定す③ 原 子 炉 水 位 か ら原 子炉 圧 力 容 器 内 が 飽 和 状 態 に あ る と想 定す る こ と で ,原子 炉

ケ ース６①原子 炉圧 力（ＳＡ） の 1 チャン ネル が故障し た場 合は，他 チャ ンネルに より推③ 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）③ 原子 炉水位（ 燃料域）

③ 原子 炉水位（ 広帯域）

② 原子 炉圧力

推定は ，主 要パラメ ータの他 チャ ンネルを 優先 する。

を 推定 する。

③ 原子 炉圧力容 器温度

圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力③ 原 子 炉 水 位 か ら原 子炉 圧 力 容 器 内 が 飽 和 状 態 に あ る と想 定す る こ と で ,原子 炉る。

②原子 炉圧 力の監視 が不可能 とな った場合 は， 原子炉圧 力（ＳＡ ）により 推定す③ 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）

ケ ース１

ケ ース６

①原子 炉圧 力の 1 チ ャンネル が故 障した場 合は ，他チャ ンネ ルにより 推定 する。

代 替パラメ ータ 推定方法

③ 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）③ 原子 炉水位（ 燃料域）

③ 原子 炉水位（ 広帯域）

ケ ース１

推定ケ ース

代替パラメータによる主要パラメータの推定（2／16）② 原子 炉圧力（ ＳＡ）※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

記載のみ

原子炉 圧力（Ｓ Ａ）

記載のみ

原子炉 圧力

主要パ ラメ ータ

第 3.15-18 表

修正不要
759

3.15－80

No.142-40分類② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）

位 を推 定する。

③ 残留 熱除去系 系統流量

① 原子 炉水位（ 燃料域）

原子炉 水位（Ｓ Ａ燃 料域）

位 を推 定する。

推定は ，原 子炉圧力 容器内の 水位 を直接計 測す る原子炉 水位 （広帯域 ）又は原 子
炉水位 （燃 料域）を 優先する 。

③ サプ レッショ ン・チェ ンバ 圧力の 満水 を推定す る。

③ 原子 炉圧力③ 原子 炉圧力（ ＳＡ）

子 炉圧 力（ＳＡ） とサプレ ッショ ン・チェ ンバ 圧力の差 圧から原 子炉圧力 容器② 低圧 炉心スプ レイ系系 統流 量

※ 2：［

ケ ース４

る 流量 より ，崩 壊熱 に よ る 原 子 炉 水 位 変 化 量 を 考 慮 し ,原 子 炉 圧力 容器 内の 水

② 高圧 炉心スプ レイ系系 統流 量

③原子 炉圧 力容器へ の注水に より 主蒸気配 管よ り上まで 注水 し，原子 炉圧力，原残 留熱 除去系系 統流量，低圧 炉心 スプレイ 系系 統流量の うち 機器動作 状態 にあ② 原子 炉隔離時 冷却系系 統流 量

］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

原子炉圧力容器内の水位② 残留 熱除去系 系統流量

子 炉注 水流量， 原子炉隔 離時 冷却系系 統流 量，高圧 炉心 スプレイ 系系 統流量，

②高圧 代替 注水系系 統流量，低圧 代替 注水系原 子炉 注水流量，代 替循 環冷却系 原

っ た場 合は，原子炉 水位（広帯域 ）又 は原 子炉水位（燃 料域）によ り推定す る。

①原子 炉水 位（ＳＡ 広帯域）又は 原子 炉水位（ ＳＡ 燃料域）の監 視が 不可能と な② 代替 循環冷却 系原子炉 注水 流量

ケ ース２

ケ ース１

推定は ，主 要パラメ ータの他 チャ ンネルを 優先 する。

の 満水 を推定す る。

子 炉圧 力（ＳＡ） とサプレ ッショ ン・チェ ンバ 圧力の差 圧から原 子炉圧力 容器② 低圧 代替注水 系原子炉 注水 流量② 高圧 代替注水 系系統流 量① 原子 炉水位（ 広帯域）

原子炉 水位（Ｓ Ａ広 帯域）④ サプ レッショ ン・チェ ンバ 圧力④ 原子 炉圧力（ ＳＡ）④ 原子 炉圧力

ケ ース４

る 流量 より ，崩 壊熱 に よ る 原 子 炉 水 位 変 化 量 を 考 慮 し ,原 子 炉 圧力 容器 内の 水

③ 高圧 炉心スプ レイ系系 統流 量

④原子 炉圧 力容器へ の注水に より 主蒸気配 管よ り上まで 注水 し，原子 炉圧力，原残 留熱 除去系系 統流量，低圧 炉心 スプレイ 系系 統流量の うち 機器動作 状態 にあ③ 原子 炉隔離時 冷却系系 統流 量

③ 低圧 炉心スプ レイ系系 統流 量

子 炉注 水流量， 原子炉隔 離時 冷却系系 統流 量，高圧 炉心 スプレイ 系系 統流量，

③ 代替 循環冷却 系原子炉 注水 流量

は ,原子 炉水 位（ＳＡ広 帯域）又は 原子 炉水位（ ＳＡ 燃料域）によ り推 定する 。

②原子 炉水 位（広帯 域）又は原子 炉水 位（燃料 域）の 監視が不可 能と なった場 合合 は， 他チャン ネルによ り推 定する。

①原子 炉水 位（広帯 域）又は原子 炉水 位（燃料 域） の 1 チャンネ ルが 故障した 場

代 替パラメ ータ 推定方法

③高圧 代替 注水系系 統流量，低圧 代替 注水系原 子炉 注水流量，代 替循 環冷却系 原

ケ ース２

ケ ース１

推定ケ ース③ 低圧 代替注水 系原子炉 注水 流量③ 高圧 代替注水 系系統流 量② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）① 主要 パラメー タの他チ ャン ネル

原子炉 水位（燃 料域 ）代替パ ラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（3／16）記載のみ

原子炉 水位（広 帯域 ）主要パ ラメ ータ

第 3.15-18 表

修正不要
760

3.15－81No.142-41

分類

原子炉 圧力容器 への 注水量（ １ ／２）② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）② 原子 炉水位（ 燃料域）

② 原子 炉水位（ 広帯域）

① サプ レッショ ン・ プール水 位③ 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）③ 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）③ 原子 炉水位（ 燃料域）

※ 2：［

推定は ，環 境悪化の 影響が小 さい サプレッ ショ ン・プー ル水 位を優先 する。

る。

②注水先の原子炉水位の水位変化により原子炉隔離時冷却系系統流量を推定す

レ ッシ ョン・プ ール水位 の変 化により 注水 量を推定 する 。

①原子 炉隔 離時冷却 系系統流 量の 監視が不 可能 となった 場合 は，水源で あるサプ

推定は ，主 要パラメ ータの他 チャ ンネルを 優先 する。

す る。

③注水先の原子炉水位の水位変化により代替循環冷却系原子炉注水流量を推定

プ レッ ション・ プール水 位の 変化によ り注 水量を推 定す る。

② 代 替 循 環 冷 却 系原 子炉 注 水 流 量 の 監 視 が 不 可 能 と な った 場合 は ,水 源 で ある サル によ り推定す る 。（ 他系統が 運転 状態の場 合）①代替 循環 冷却系原 子炉注水 流量 の 1 チャ ンネ ルが故障 した 場合は ，他 チャンネ

推定は ，環 境悪化の 影響が小 さい 代替淡水 貯槽 水位を優 先す る。

す る。

］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

ケ ース３② サプ レッショ ン・プー ル水 位

③ 原子 炉水位（ 広帯域）

ケ ース１
ケ ース３

① 主要 パラメー タの他チ ャン ネル② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）② 原子 炉水位（ 燃料域）

替 淡水 貯槽水位 又は西側 淡水 貯水設備 水位 の変化に より 注水量を 推定 する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧代替注水系原子炉注水流量を推定② 原子 炉水位（ 広帯域）

① 代替 淡水貯槽 水位① 西側 淡水貯水 設備水位

① 低 圧 代 替 注 水 系原 子炉 注 水 流 量 の 監 視 が 不 可 能 と な った 場合 は ,水 源 で ある 代

推定は ，環 境悪化の 影響が小 さい サプレッ ショ ン・プー ル水 位を優先 する。

② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）

シ ョン ・プール 水位の変 化に より注水 量を 推定する 。

① 高 圧 代 替 注 水 系系 統流 量 の 監 視 が 不 可 能 と な っ た 場 合は ,水源 で あ る サ プ レ ッ

代 替パラメ ータ 推定方法

②注水 先の 原子炉水 位の水位 変化 により高 圧代 替注水系 系統 流量を推 定する。

ケ ース３

ケ ース３

推定ケ ース② 原子 炉水位（ 燃料域）

※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

原子炉 隔離時冷 却系 系統流量

代替循 環冷却系 原子 炉注水流 量

低圧代 替注水系 原子 炉注水流 量① サプ レッショ ン・ プール水 位

高圧代 替注水系 系統 流量② 原子 炉水位（ 広帯域）

代替パ ラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（4／16） 記載のみ

主要パ ラメ ータ

第 3.15-18 表

修正不要
761

3.15－82

No.142-42

分類

原子炉圧力 容器 への注水 量（２／２）① サプ レッショ ン・ プール水 位※ 2：［

代替パ ラメータ ※1② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）② 原子 炉水位（ 燃料域）

② 原子 炉水位（ 広帯域）

］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

推定は ，環 境悪化の 影響が小 さい サプレッ ショ ン・プー ル水 位を優先 する。

る。

②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧炉心スプレイ系系統流量を推定す

レ ッシ ョン・プ ール水位 の変 化により 注水 量を推定 する 。

①低圧 炉心 スプレイ 系系統流 量の 監視が不 可能 となった 場合 は，水源で あるサプ

推定は ，主 要パラメ ータの他 チャ ンネルを 優先 する。

③ 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）① サプ レッショ ン・ プール水 位③注水 先の 原子炉水 位の水位 変化 により残 留熱 除去系系 統流 量を推定 する。

ョ ン・ プール水 位の変化 によ り注水量 を推 定する。

②残留 熱除 去系系統 流量の監 視が 不可能と なっ た場合は ，水 源で あるサプ レッシ

推 定す る。（ 他系統が 運転状態 の場 合）①残留 熱除 去系系統 流量の 1 チャ ンネルが 故障 した場合 は，他チ ャンネル により

推定は ，環 境悪化の 影響が小 さい サプレッ ショ ン・プー ル水 位を優先 する。

る。

②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧炉心スプレイ系系統流量を推定す

レ ッシ ョン・プ ール水位 の変 化により 注水 量を推定 する 。

①高圧 炉心 スプレイ 系系統流 量の 監視が不 可能 となった 場合 は，水源で あるサプ

代 替パラメ ータ 推定方法

③ 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）③ 原子 炉水位（ 燃料域）

ケ ース３

② サプ レッショ ン・プー ル水 位

③ 原子 炉水位（ 広帯域）

ケ ース１
ケ ース３

① 主要 パラメー タの他チ ャン ネル② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）② 原子 炉水位（ 燃料域）

ケ ース３

推定ケ ース

代替パラメータによる主要パラメータの推定（5／16） 記載のみ

② 原子 炉水位（ 広帯域）

※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

低圧炉 心スプレ イ系 系統流量

残留熱 除去系系 統流 量

高圧炉 心スプレ イ系 系統流量

主要パ ラメ ータ

第 3.15-18 表

修正不要
762

3.15－83

No.142-43分類② ［エ リア放射 線モニタ ］※ 2

原子炉 圧力子 炉水 位（ＳＡ 燃料域），原子炉圧 力， 原子炉圧 力（Ｓ Ａ），ド ライウェ ル雰囲
気 温度 及びドラ イウェル 圧力 により格 納容 器バイパ スの 発生を推 定す る。

① 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）① 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）① ドラ イウェル 圧力① ドラ イウェル 雰囲気温 度① 原子 炉圧力（ ＳＡ）① 原子 炉圧力

原 子炉 水位 （広 帯域 ）， 原 子 炉 水位 （燃 料域 ）， 原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ 広 帯 域 ），原① 原子 炉水位（ 燃料域）

［エリ ア放射線 モニ タ］※ 2：［①エリ ア放 射線モニ タ（有効 監視 パラメー タ） の監視が 不可 能となっ た場合は ，① 原子 炉水位（ 広帯域）

② ［エ リア放射 線モニタ ］※ 2② 原子 炉圧力（ ＳＡ）
ケ ース５

モ ニタ （有効監 視パラメ ータ ）により 格納 容器バイ パス の発生を 推定 する。
推定は ，主要パラ メータ（ ドラ イウェル 雰囲 気温度 ）の他 チャンネ ルを 優先 する 。

子 炉水 位（ ＳＡ 燃料 域 ）， 原 子 炉圧 力， 原子 炉圧 力（ ＳＡ ）及 びエ リア 放射 線

② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）② 原子 炉圧力

原 子炉 水位 （広 帯域 ）， 原 子 炉 水位 （燃 料域 ）， 原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ 広 帯 域 ），原②ドラ イウ ェル雰囲 気温度， ドラ イウェル 圧力 の監視が 不可 能となっ た場合は ，合 は， 他チャン ネルによ り推 定する。

①主要 パラ メータの うち，ドライ ウェ ル雰囲気 温度 の 1 チャ ンネ ルが故障 した場

圧力， 原子 炉圧力（ ＳＡ））の他チ ャン ネルを優 先す る。

推定は ，主 要パラメ ータ（原 子炉 水位（広 帯域 ）， 原子 炉水位（燃 料域 ），原子炉

モ ニタ （有効監 視パラメ ータ ）により 格納 容器バイ パス の発生を 推定 する。

と なっ た場合は ，ドライ ウェル雰 囲気温度 ，ド ライウェ ル圧力， エリア放 射線

子 炉水 位（ ＳＡ 燃料 域 ）， 原 子 炉圧 力及 び原 子炉 圧力 （Ｓ Ａ） の監 視が 不可 能

② 原 子 炉 水 位 （広 帯 域 ）， 原 子 炉 水 位 （ 燃 料 域 ），原 子炉 水 位 （ Ｓ Ａ 広 帯 域 ），原に より 推定する 。

圧 力及 び原子炉 圧力（Ｓ Ａ） の 1 チャ ンネ ルが故障し た場 合は，他チ ャン ネル①主要 パラ メータの うち，原 子炉 水位（広 帯域 ）， 原子 炉水位（燃 料域 ），原子炉

代 替パラメ ータ 推定方法

② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）

ケ ース５

ケ ース１

ケ ース５

ケ ース１

推定ケ ース

記載のみ② 原子 炉水位（ 燃料域）

② 原子 炉水位（ 広帯域）

温 度）の他 チャ ンネル］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

格納容器バイパスの 監視＜原子 炉建屋内 の状 態＞

ドライ ウェル圧 力

ドライ ウェル雰 囲気 温度＜原子 炉格納容 器内 の状態＞

① 主要 パラメー タ（ドラ イウ ェル雰囲 気② ドラ イウェル 圧力

原子炉 水位（Ｓ Ａ燃 料域）

原子炉 圧力（Ｓ Ａ）② ドラ イウェル 雰囲気温 度

子 炉圧力（ ＳＡ ））の 他チ ャン ネル

原子炉 水位（燃 料域 ）原子炉 水位（Ｓ Ａ広 帯域）

原 子炉水位（燃料 域 ），原 子炉 圧力，原

① 主要 パラメー タ（ 原子 炉水 位（広帯域 ），代替パ ラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（13／16）

原子炉 水位（広 帯域 ）＜原子 炉圧力容 器内 の状態＞

主要パ ラメ ータ

第 3.15-18 表

修正不要
763

3.15－91

No.142-44

分類

水源の確保（１／２）

作 して いること を把握す るこ とにより， 水源 であるサ プレ ッション・プ ール水
位 が確 保されて いること を推 定する。

② 原子 炉隔離時 冷却系ポ ンプ 吐出圧力

② 高圧 炉心スプ レイ系ポ ンプ 吐出圧力

推 定す る。

推 定す る。

③ 常設 低圧代替 注水系ポ ンプ 吐出圧力

※ 2：［

］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

推定は ，代 替淡水貯 槽を水源 とす るポンプ の注 水量を優 先す る。

を 把握 すること により，水源 であ る代替淡 水貯 槽水位が 確保 されてい るこ とを② サプ レッショ ン・プー ル水 位

③常設 低圧 代替注水 系ポンプ の吐 出圧力か ら ，ポ ンプが正常 に動 作してい ること② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）

水 貯槽 水位を推 定する。な お，代 替淡水貯 槽の 補給状況 も考 慮した上 で水 位を② 原子 炉水位（ 燃料域）

推 定す る。
②注水 先の 原子炉水 位及びサ プレ ッション・ プー ル水位の水 位変 化により 代替淡② 原子 炉水位（ 広帯域）

常 設低 圧代替注 水系ポン プに よる各注 水先 への流量 から ，代 替淡水貯 槽水 位を① 低圧 代替注水 系格納容 器下 部注水流 量①代替 淡水 貯槽水位 の監視が 不可 能となっ た場 合は，代替淡 水貯 槽を水源 とする

推定は ，サ プレッシ ョン・プ ール を水源と する ポンプの 注水 量を優先 する。

場 合に ，ポンプ を停止す る。

Ｓ Ｈが 得られず ，吐出 圧力の異常（圧力 低下 ，ハ ンチ ングなど）が確認 され たの 配管 破断など によりサ プレ ッション・プー ル水が流 出し ，ポンプの 必要 ＮＰ

が 確保 されてい ることを 推定 する。原子 炉圧 力容器へ の注 水中に，ＥＣ ＣＳ 系

サ プレ ッション・プー ル水 位不明時は ，上記①又 は② の推定方法 によ り，水源

① 低圧 代替注水 系格納容 器ス プレイ流 量① 低圧 代替注水 系原 子炉注水 流量② 低圧 炉心スプ レイ系ポ ンプ 吐出圧力＜ポン プ停 止基準＞

除 去系 ポンプ，低圧 炉心スプ レイ 系ポンプ の吐 出圧力か ら各 ポンプが 正常 に動② 代替 循環冷却 系ポンプ 吐出 圧力② 残留 熱除去系 ポンプ吐 出圧 力

却 系ポ ンプ，原 子炉隔離 時冷却系 ポンプ， 高圧 炉心スプ レイ系ポ ンプ，残 留熱② 常設 高圧代替 注水系ポ ンプ 吐出圧力

ケ ース２

ン ・プ ールの水 位が確保 され ているこ とを 推定する 。
②サプ レッ ション・プ ールを水源 とす る常設高 圧代 替注水系 ポン プ，代替 循環冷統 が正 常に動作 している こと を把握す るこ とにより ，水 源で あるサプ レッ ショ① 残留 熱除去系 系統流量

① 低圧 炉心スプ レイ系系 統流 量系 ，高 圧炉心ス プレイ系， 残留熱 除去系， 低圧 炉心スプ レイ系の 流量から 各系① 高圧 炉心スプ レイ系系 統流 量

①サプレッション・プール水位の監視が不可能となった場合は，サプレッショ

代 替パラメ ータ 推定方法

ン ・プ ールを水 源とする 高圧代替 注水系， 代替 循環冷却 系，原子 炉隔離時 冷却

ケ ース２

推定ケ ース

記載のみ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

代替パ ラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（14／16）① 代替 循環冷却 系原子炉 注水 流量※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

代替淡 水貯槽水 位

サプレ ッション ・プ ール水位

主要パ ラメ ータ

第 3.15-18 表

修正不要
764

3.15－92

No.142-45

分類

水源の確保 （２／２）

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

で 水位 を推定す る。

② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）② ［格 納容器内 酸素濃度 ］※ 2

※ 2：［

バ圧力 を優 先する。

雰 囲 気 放 射 線 モ ニタ （Ｓ ／ Ｃ ）， ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 及 び サプ レッ シ ョ ン ・ チ ェ ン

推 定 は ， 重 要 代 替計 器で あ る 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 モ ニタ （Ｄ ／ Ｗ ）， 格 納容 器

素 濃度 を推定す る。

②監視 可能 であれば 格納容器 内酸 素濃度（ 常用 代替監視 パラ メータ） により，酸素 ）の 流入有無 を把握し ，水 素燃焼の 可能 性を推定 する 。

が 正圧 であるこ とを確認 する ことで，事 故後 の原子炉 格納 容器内への 空気（酸］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

ケ ース１①ドラ イウ ェル圧力 又はサプ レッ ション・ チェン バ圧力に より， 格納容器 内圧力

結 果） により推 定する。

損 傷を 判断した 後，初期酸 素濃度 と保守的 なＧ 値を入力 とし た評価結 果（解析① サプ レッショ ン・チェ ンバ 圧力

放 射線 モニタ（ Ｄ／Ｗ）又 は格納 容器雰囲 気放 射線モニ タ（ Ｓ／Ｃ） にて 炉心① ドラ イウェル 圧力①格納 容器 内酸素濃 度（ＳＡ）の 監視 が不可能 とな った場合 は， 格納容器 雰囲気

推定は ，主 要パラメ ータの他 チャ ンネルを 優先 する。

推 定） により推 定する。

動 作監 視装置（静的 触媒式水 素再 結合器入 ロ／ 出ロの差 温度 により水 素濃 度を②原子 炉建 屋水素濃 度の監視 が不 可能とな った 場合は ，静的 触媒 式水素再 結合器

定 する 。

①原子 炉建 屋水素濃 度の 1 チ ャン ネルが故 障し た場合は ，他 チャ ンネルに より推① 格納 容器雰囲 気放射線 モニ タ（ Ｓ／Ｃ）

ケ ース７

ケ ース８

② 静的 触媒式水 素再結合 器動 作監視装 置① 格納 容器雰囲 気放 射線モニ タ（ Ｄ／Ｗ）

ケ ース１

① 主要 パラメー タの他チ ャン ネル② サプ レッショ ン・プー ル水 位

推定は ，西 側淡水貯 水設備を 水源 とするポ ンプ の注水量 を優 先する。

水 貯水 設備水位 を推定す る。なお ，西側淡水 貯水 設備の補 給状況 も考慮し た上② 原子 炉水位（ 燃料域）

② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）②注水 先の 原子炉水 位及びサ プレ ッション・ プー ル水位の水 位変 化により 西側淡② 原子 炉水位（ 広帯域）

水 設備 水位を推 定する。

①西側 淡水 貯水設備 水位の監 視が 不可能と なっ た場合は ，西 側淡 水貯水設 備を水代 替パラメ ータ 推定方法

源 とす る可搬型 代替注水 中型 ポンプに よる 各注水先 への 流量から ，西側 淡水貯

ケ ース２

推定ケ ース

記載のみ① 低圧 代替注水 系格納容 器下 部注水流 量① 低圧 代替注水 系原 子炉注水 流量

代替パ ラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（15／16）① 低圧 代替注水 系格納容 器ス プレイ流 量※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

格納容 器内酸素 濃度 （ＳＡ）

原子炉 建屋水素 濃度

西側淡 水貯水設 備水 位

主要パ ラメ ータ

第 3.15-18 表

修正不要
765

3.15－93

No.142-46

766

修正不要
東海第二発電所

ＳＡ設備基準適合性

第 58 条：計装設備

第１号

環境条 件に おけ る 健全性

環境温度・環境圧力・湿度／
屋外の天候／放射線／荷重
海水

電磁的障害

原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

海水を通水しない

対象外（電磁波により機能が損なわれない）
58－3

第 ２号

操作不要

関連資料

－

第３ 号

第１ 項

試験・検査

58－5

第 ４号

切替性

試験検査

58－4

対象外

系統図

悪影響防止

第 ５号

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

その他設備

対象外

その他（飛散物）
関連資料

－

第 ６号

設置場所

操作不要

関連資料

－

対象外

第１号

設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもの

常設ＳＡの容量

必要な容量等に対して十分であるもの

関連資料

58－6

第 ２号

第２ 項

共用しない設備

関連資料

－

第３号

共通 要因故 障 防止

環境条件，自然現象，外部人

対象外

屋内

Ａａ

異なる駆動源又は冷却源

Ｂａ

為事象，溢水，火災
サポート系要因

Ｂ

容量設定根拠

共用の禁止

関連資料

Ｊ

本来の用途として使用する

系統設計

－

対象外

計測制御設備（検査性，系統構成・外部入力）

－

配置図

操作性

関連資料

条

記載のみ
区分

れがない）

関連資料

43

類型化

原子炉水位（燃料域）（周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそ

周辺機器等からの悪影響

関連資料

第

一覧表（常設）58－2

単線結線図，58－3

配置図58－1－6

No.143-1

767

修正不要
東海第二発電所

ＳＡ設備基準適合性

第 58 条：計装設備

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

第１号

環境条 件に おけ る 健全性

環境温度・環境圧力・湿度／
屋外の天候／放射線／荷重
海水

電磁的障害

Ｂ

海水を通水しない

対象外（電磁波により機能が損なわれない）
58－3

第 ２号

操作不要

関連資料

－

第３ 号

第１ 項

試験・検査

58－5

第 ４号

切替性

試験検査

58－4

悪影響防止

第 ５号

その他（飛散物）

対象外

系統図

その他

Ａｅ

その他設備

対象外

関連資料

－

第 ６号

設置場所

操作不要

関連資料

－

対象外

第１号

重大事故等への対処を本来の目的として設置する

常設ＳＡの容量

もの

関連資料

58－6

第 ２号

第２ 項

共用しない設備

関連資料

－

第３号

共通 要因故 障 防止

環境条件，自然現象，外部人

対象外

屋内

Ａａ

異なる駆動源又は冷却源

Ｂａ

為事象，溢水，火災
サポート系要因

Ａ

容量設定根拠

共用の禁止

関連資料

Ｊ

本来の用途として使用する

系統設計

－

対象外

計測制御設備（検査性，系統構成・外部入力）

－

配置図

操作性

関連資料

条

原子炉建屋原子炉棟内

れがない）

関連資料

43

類型化
記載のみ
区分

（周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそ

周辺機器等からの悪影響

関連資料

第

一覧表（常設）58－2

単線結線図，58－3

配置図58－1－8

No.143-2

768

修正不要
第 58－3－1 表

配置図一覧表（1／3）

主要設備

設置場所

図番号

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内

第 58－3－5,6 図

原子炉圧力

原子炉建屋原子炉棟 3 階

第 58－3－5 図

原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉建屋原子炉棟 3 階

第 58－3－5 図

原子炉水位（広帯域）

原子炉建屋原子炉棟 3 階

第 58－3－5 図

原子炉水位（燃料域）

記載のみ 原子炉建屋原子炉棟 2 階

第 58－3－4 図

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

原子炉建屋原子炉棟 3 階

第 58－3－5 図

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

記載のみ 原子炉建屋原子炉棟 2 階

第 58－3－4 図

高圧代替注水系系統流量

原子炉建屋原子炉棟地下 2 階

第 58－3－1 図

原子炉建屋原子炉棟 2 階

第 58－3－4 図

原子炉建屋原子炉棟 3 階

第 58－3－5 図

原子炉建屋原子炉棟地下 2 階

第 58－3－1 図

原子炉建屋原子炉棟 2 階

第 58－3－4 図

原子炉隔離時冷却系系統流量

原子炉建屋原子炉棟地下 2 階

第 58－3－1 図

高圧炉心スプレイ系系統流量

原子炉建屋原子炉棟地下 1 階

第 58－3－2 図

残留熱除去系系統流量

原子炉建屋原子炉棟地下 1 階

第 58－3－2 図

低圧炉心スプレイ系系統流量

原子炉建屋原子炉棟地下 1 階

第 58－3－2 図

原子炉建屋原子炉棟地下 1 階

第 58－3－2 図

原子炉建屋原子炉棟 3 階

第 58－3－5 図

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

原子炉建屋原子炉棟 3 階

第 58－3－5 図

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

原子炉建屋原子炉棟地下 2 階

第 58－3－1 図

ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内

第 58－3－4,6 図

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原子炉格納容器内

第 58－3－3 図

サプレッション・プール水温度

原子炉格納容器内

第 58－3－1,2 図

格納容器下部水温

原子炉格納容器内

第 58－3－3 図

ドライウェル圧力

原子炉建屋原子炉棟 4 階

第 58－3－6 図

サプレッション・チェンバ圧力原子炉建屋原子炉棟 1 階

第 58－3－3 図

サプレッション・プール水位

原子炉建屋原子炉棟地下 2 階

第 58－3－1 図

格納容器下部水位

原子炉格納容器内

第 58－3－3,4 図

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

原子炉建屋原子炉棟 3 階

第 58－3－5 図

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

原子炉建屋原子炉棟 3 階

第 58－3－5 図

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉建屋原子炉棟地下 1 階

第 58－3－2 図

起動領域計装原子炉格納容器内

第 58－3－11 図

平均出力領域計装

原子炉格納容器内

第 58－3－11 図

フィルタ装置水位

格納容器圧力逃がし装置格納槽内

第 58－3－12 図

フィルタ装置圧力

格納容器圧力逃がし装置格納槽内

第 58－3－12 図

低圧代替注水系原子炉注水流量

代替循環冷却系原子炉注水流量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

58－3－2

No.143-3

修正不要

第 58－3－4 図

769

機器配置図（原子炉建屋原子炉棟 2 階）
58－3－8

No.143-4

770

修正不要

記載のみ

第 58－4－2 図

主要設備

系統概要図（2／3）

58－4－3

No.143-5

771

修正不要
第 58－5－1 表
計器分類

試験検査一覧表（1／2）
パラメータ

原子炉水位（広帯域）

図番号
第 58－5－1 図

記載のみ

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）

記載のみ

サプレッション・プール水位
水位計
フィルタ装置水位
代替淡水貯槽水位
格納容器下部水位

第 58－5－2 図

西側淡水貯水設備水位

第 58－5－3 図

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）第 58－5－4 図

原子炉圧力

第 58－5－5 図

原子炉圧力（ＳＡ）
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
フィルタ装置圧力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力圧力計
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
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
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
高圧代替注水系系統流量

第 58－5－6 図

低圧代替注水系原子炉注水流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量流量計

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

58－5－2

No.143-6

772

修正不要
2.2

原子炉圧力容器本体の入口又は出口の原子炉冷却材の圧力，温度又は流量（代替注水の流量を含む。）を計測する装置
本計測装置は，原子炉圧力容器本体の入口又は出口の原子炉冷却材の圧力（常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力，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，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，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），温度（代替循環冷却系ポンプ入口温度，残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器
出口温度）及び流量（高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉
注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流
量，高圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉心ス
プレイ系系統流量）を計測して，その計測結果を中央制御室に指示し，記録する目的で設置する。

2.3

原子炉圧力容器本体内の圧力又は水位を計測する装置
本計測装置は，原子炉圧力容器本体内の圧力（原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ））及び水位（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））を計測して，その計測結果を中央制御室に指示し，記録する目的で設置する。

記載のみ
2.4

原子炉格納容器本体内の圧力，温度，酸素ガス濃度又は水素ガス濃度を計測する装置本計測装置は，原子炉格納容器本体内の圧力（ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力），温度（ドライウェル雰囲気温度，サプレ
ッション・チェンバ雰囲気温度，サプレッション・プール水温度），酸素
58－6－3

No.143-7

修正不要
(2)

773

記載のみ

原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（燃料域）は，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備の機能を有しており，原子炉水位（燃料域）の検出信号は，差圧式水位検出
器からの電流信号を，演算装置にて水位信号へ変換する処理を行った後，原子炉水位（燃料域）を中央制御室に指示し，記録する。（第 58－6－23
図「原子炉水位（燃料域）の概略構成図」参照。）

中央制御室

差圧式水位
検出器

記

演算装置

指

録 (注 1)示記

録 (注 2)記録 (注 3)（注 1）記録計（注 2）データ伝送装置（注 3）緊急時対策支援システム伝送装置
設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

第 58－6－23 図

原子炉水位（燃料域）の概略構成図

58－6－28

No.143-8

修正不要
(3)

774

記載のみ

原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ
燃料域）の検出信号は，差圧式水位検出器からの電流信号を，演算装置にて水位信号へ変換する処理を行った後，原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉
水位（ＳＡ燃料域）を中央制御室に指示し，記録する。
（第 58－6－24 図「原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）の概略構成図」参照。）

中央制御室

差圧式水位
検出器
演算装置

指

示

記

録 (注 1)記録 (注 2)（注 1）データ伝送装置（注 2）緊急時対策支援システム伝送装置
設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

第 58－6－24 図

原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）の概略構成図58－6－29

No.143-9

修正不要
表 58－6－1775

可搬型計測器の測定対象パラメータ
監視パラメータ

原子炉圧力容器温度

格納容器下部水位

原子炉圧力

フィルタ装置水位

原子炉圧力（ＳＡ）

フィルタ装置圧力

原子炉水位（広帯域）フィルタ装置スクラビング水温度

記載のみ 代替循環冷却系ポンプ入口温度

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）

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

記載のみ 残留熱除去系熱交換器入口温度

高圧代替注水系系統流量

残留熱除去系熱交換器出口温度

原子炉隔離時冷却系系統流量

残留熱除去系海水系系統流量

高圧炉心スプレイ系系統流量

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

低圧代替注水系原子炉注水流量

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

代替循環冷却系原子炉注水流量

代替淡水貯槽水位

残留熱除去系系統流量

西側淡水貯水設備水位

低圧炉心スプレイ系系統流量

常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

ドライウェル雰囲気温度

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

サプレッション・プール水温度

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

格納容器下部水温常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

ドライウェル圧力

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

サプレッション・チェンバ圧力

使用済燃料プール温度（ＳＡ広域）

サプレッション・プール水位

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

58－6－64

No.143-10

※５－3,800～1,300mm※ ６－3,800～1,500mm※ ５－3,800～1,300mm※ ６

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）

32℃以下―

0～1MPa[abs]0～300℃

0～200℃

0～200℃

0～500℃ ※７（ペデスタル床面 0m，0.2m） ※８

サプレッション・
チェンバ圧力ドライウェル雰囲気
温度

サプレッション・
チェンバ雰囲気温度

サプレッション・
プール水温度

格納容器下部水温

32℃以下

57℃以下

5kPa[gage]

0～1MPa[abs]5kPa[gage]

1,260mm※５
1,300mm※６

1,260mm※５
1,300mm※６

ドライウェル圧力

記載のみ

通常運転時 ※ １

計測範囲の変更なし－3,800～1,500mm

計測範囲

原子炉水位
（広帯域）

名称

計測装置の計測範囲（5／10）―

104℃以下

171℃以下

171℃以下279kPa[gage]
以下

以下279kPa[gage]
448⇒397－3,800～1,400 ㎜ ※５448～1,300 ㎜ ※６－3,800～1,400 ㎜ ※５448～1,300 ㎜ ※６

設計基準事故時 ※ １（運転時の異常な過渡変化時を含む）―

139℃以下143℃以下123℃以下

310kPa[gage]
以下

310kPa[gage]以下－3,800～1,400mm※５
0～1,300mm※６

炉心損傷前

0℃以下又は500℃以上119℃以下132℃以下202℃以下620kPa[gage]
以下

620kPa[gage]以下

1,260mm※ ５ 以下
1,300mm※ ６ 以下

炉心損傷後

重大事故等時 ※１

プラントの状態 ※ １ と予想変動範囲

第 58－6－2 表

ペデスタルにデブリが落下・堆積した際に水温上昇又はデブリが接触し指示がダウンスケ
ールすることでデブリの落下・堆積が検知可能である。

重大事故等時のパラメータ変動を包絡するように，サプレッション・プール水温度（139℃）に余裕を見込んだ設定とする。

重大事故等時のパラメータ変動を包絡するように，サプレッション・チェンバ雰囲気温度（171℃）に余裕を見込んだ設定とする。

重大事故等時のパラメータ変動を包絡するように，ドライウェル雰囲気温度（202℃）に余裕を見込んだ設定とする。

重大事故等時のパラメータ変動を包絡するように，原子炉格納容器の限界圧力（620kPa[gage]）に余裕を見込んだ設定とす
る。

記載のみ

炉心の冷却状況を把握する上で，原子炉水位
制御範囲レベル３～８（300～1,400mm※ ５ ）及び燃料有効長底部まで監視可能である。

計測範囲の設定に関する考え方

修正必要
776

58－6－71

No.143-11

※1 ：プラント状態の定義は，以下のとおり。
・通常運転時：計画的に行われる起動，停止，出力運転，高温停止，冷温停止，燃料取替等の原子炉施設の運転であって，その運転状態が所定の制限内にあるもの。通常運転時に想定される設計値を記載。
・運転時の異常な過渡変化時：原子炉施設の寿命期間中に予想される機器の単一故障若しくは誤動作又は運転員の単一の誤操作，及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって生ずる異常な状態。運転時の異常な過渡変化時に想定される設計値を記載。
・設計基準事故時：「運転時の異常な過渡変化」を超える異常な状態であって，発生する頻度は希であるが，原子炉施設の安全設計の観点から想定されるもの。設計基準事故時に想定される設計値を記載。
・重大事故等時：原子炉施設の安全設計の観点から想定される事故を超える事故の発生により，原子炉の炉心の著しい損傷が発生するおそれがある状態又は炉心の著しい損傷が発生した状態。重大事故等時に想定される設計値を記載。
※2 ：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用※3 ：可搬型設備による対応時に使用※4 ：狭帯域流量※5 ：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）※6 ：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）
915cm⇒920cm※7 ：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器）※8 ：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面：EL.11,806mm）からの高さ※9 ：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm）※10：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）※11：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）※12：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）※13：炉心損傷は，原子炉停止後の経過時間における格納容器雰囲気放射線モニタの値で判断する。原子炉停止直後に炉心損傷した場合の判断値
は約 10Sv／h（経過時間とともに判断値は低くなる）であり，設計基準では炉心損傷しないことからこの値を下回る。
※14：300℃以上となる場合があるが，炉心損傷と判断し冷却未達を判断する上で問題ない。
※15：基準点は使用済燃料ラック上端 EL.39,377mm（使用済燃料プール底部より 4,688mm）

修正必要
777

58－6－77

No.143-12

778

修正必要

参考資料

原子炉水位の概要図と計測範囲との関係
原 子 炉 水 位 の 概 要 図 を 第 58 － 6－ 6 0 図 に ， イ ン タ ー ロ ッ ク の 概 要 を
第 58－ 6－ 4 表 に 示 す 。

第 58－ 6－ 60 図

原子炉水位の概要図

58－6－81No.143-13

779

修正必要
第 58－ 6－ 4 表
原子炉水位

インターロック概要

基準水位との差

主要なインターロック

Ｌ８：
原子炉水位高（レベル８）＋1,400mm

原子炉隔離時冷却系自動停止
高圧炉心スプレイ系注入弁閉止

Ｌ５６＋900mm

通常運転水位Ｌ３：
原子炉水位低（レベル３）＋300mm原子炉スクラム
非常用ガス処理系自動起動

Ｌ２：
原子炉水位異常低下（レベル２）－950mm

原子炉隔離時冷却系自動起動
高圧炉心スプレイ系自動起動
主蒸気隔離弁閉止
原子炉再循環ポンプトリップ

Ｌ１：
原子炉水位異常低下（レベル１）－3,800mm低圧注水系自動起動
低圧炉心スプレイ系自動起動
自動減圧系タイマー作動※

ＴＡＦ：
燃料有効長頂部－4,248mm（燃料有効長頂部）

Ｌ０：
ジェットポンプ上端⇒-4197mm－5,315mm（ジェットポンプ上端）※：ドライウェル圧力高信号とのアンド条件で作動

58－6－82

No.143-14

780

修正必要
(a) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉圧力容器内の温度）
項

目

原子炉圧力容器内の温度監視パラメータ

主要
パラメータ

記載のみ
代替
パラメータ

計測範囲

設計基準

0～500℃

302℃以下①原子炉圧力0～10.5MPa［gage］

8.62MPa［gage］以下①原子炉圧力（ＳＡ）

0～10.5MPa［gage］

8.62MPa［gage］以下①原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）－3,800～1,500mm＊1－3,800～1,300mm＊2－3,800～1,400mm＊1
448～1,300mm＊2①原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）－3,800～1,500mm＊1－3,800～1,300mm＊2－3,800～1,400mm＊1
448～1,300mm＊2

0～300℃

249℃以下原子炉圧力容器温度②残留熱除去系熱交換器入口温度448⇒397＊1：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）＊2：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）

915cm⇒920cm

計測目的

重大事故等時において，主要パラメータにて原子炉圧力容器内の温度を監視する目的
は，炉心の冷却状態を把握することである。
特に原子炉冷却材喪失事故時において，原子炉圧力容器への注水に期待できない場
合，原子炉冷却材が流出することにより原子炉水位が低下し，炉心が露出すれば炉心が過熱状態となり，冷却処置が遅れると炉心損傷に至る。
このような場合，炉心の冷却状態を把握し，事故時の対応手段を判断する上で主要パラメータにて原子炉圧力容器内の温度を監視することが重要である。
原子炉圧力容器内の温度の主要パラメータである原子炉圧力容器温度の監視が不可能となった場合には，原子炉水位が燃料有効長頂部（ＴＡＦ）以上の場合は，原子炉圧
力容器内の水蒸気が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力より原子炉圧力容器
内の温度を推定する。
また，スクラム後，原子炉水位がＴＡＦに到達してからの経過時間より原子炉圧力容
器内の温度を推定できる。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が運転状態であれば，残留熱除去系熱交換器入口温度により測定可能である。
推定方法は，以下のとおりである。

記載のみ

①
推定方法

原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位がＴＡＦ以上の場合には，飽和状態と想定し，飽和温度／圧力の関係を利用し，第 58－7－1 図を用いて原子炉圧力より原子炉圧力容器内の温度を推定する。
推定可能範囲：100～310℃

58－7－2

No.143-15

781

修正必要

記載のみ
第 58－7－1 図

飽和温度／圧力の関係を利用した温度の推定①

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）
原子炉水位がＴＡＦ以下の場合には，原子炉水位がＴＡＦ以下になった時間から発生する崩壊熱より原子炉圧力容器内の温度を推定する。
（専用入力シートに原子炉水位等を入力することによって温度を推定する。）
測定可能範囲：全範囲

記載のみ

※推定概要
＜推定方法＞
第 58－7－2 図に示すシートに時間（スクラムからの時間），原子炉水位を入力することにより，ＴＡＦ到達後の崩壊熱から原子炉圧力容器内の温度を推定する。
＜注意事項＞
原子炉内燃料温度推定計算シートは，輻射伝熱及び燃料棒鉛直方向の熱伝導等を考慮していないため，実際の温度より高めに温度が算出される可能性がある。

再評価中
修正する

第 58－7－2 図

燃料表面温度

蒸気
温度

蒸気温度

3000
2500

[℃]
304
324
345
372
402
435
470
507
546
586
627
669
711
755
800
845
892
939
987
1036
1087
1138

温度 （ ℃）

結果
燃料
表面
温度
［℃］
319
340
360
387
417
450
485
522
560
600
641
683
726
769
814
859
906
953
1001
1050
1100
1151

2000
1500
1000
500
0
0

20

40

60

80

100

120

140

時 間 (min)
原子炉水位
4000

原 子炉 水 位(mm)

入力
原子炉
崩壊熱
水位*
（燃料域）
[min]
[mm]
［ＭＷｔ｝
95
-627
38.41
97
-713
38.15
99
-798
37.89
101
-883
37.63
103
-967
37.38
105
-1051
37.14
107
-1134
36.89
109
-1217
36.66
111
-1299
36.43
113
-1381
36.20
115
-1462
35.97
117
-1543
35.75
119
-1623
35.54
121
-1703
35.32
123
-1782
35.11
125
-1861
34.91
127
-1940
34.71
129
-2018
34.51
131
-2095
34.31
133
-2172
34.12
135
-2249
33.92
137
-2325
33.74
＊燃料域0mm：TAF+621mm
時間

2000
0
‐2000
‐4000
0

50

100

150

時 間 （ min）

原子炉内燃料温度推定計算シート

58－7－3

No.143-16

修正不要

782

記載のみ

②

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が運転状態であれば，残留熱除去系熱交換器入口温度により炉水の温度を推定する。

①

原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），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）
原子炉圧力による推定手順は，原子炉水位がＴＡＦ以上の場合には，原子炉圧力容器内が飽和状態と想定し，原子炉圧力容器内の温度は上記の推定方法①で推定ができるため，事故収束を行う上で問題とならない。
原子炉水位がＴＡＦ以下の場合には，輻射伝熱及び燃料棒鉛直方向の熱伝導等を考慮していないため正確な評価は困難だが，原子炉圧力容器内の状態を把握する上で有効である。

②

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が運転状態であれば，残留熱除去系熱交換器入口温度により炉水の温度を計測可能である。

推定の評価＜誤差による影響について＞
原子炉圧力容器内の温度を監視する目的は，炉心の冷却状態を把握することであり，
代替パラメータ（原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），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））による推定では，温度に換算して原子炉圧力容器内の温度の傾向が把握でき，計器誤差 ※ １ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。原子炉内
燃料温度推定計算シートは，輻射伝熱及び燃料棒鉛直方向の熱伝導等を考慮していな
いため，実際の温度より高めに温度が算出される可能性があることを考慮して対応することで，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※1：原子炉圧力容器の定格圧力：約 7MPa［gage］（飽和温度：約 287℃）に対して，
原子炉圧力の誤差：±91kPa［gage］から温度に換算した場合は 287±4.3℃程度，原子炉圧力（ＳＡ）の誤差：±84kPa［gage］から温度に換算した場合は287±4.0℃程度。
代替パラメータ（残留熱除去系熱交換器入口温度）による推定は，同一物理量からの推定であり，計器誤差 ※２ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※2：残留熱除去系熱交換器入口温度の誤差：±3.1℃
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器
破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58－7－4

No.143-17

783

修正必要
(b) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉圧力容器内の圧力）
項

目

原子炉圧力容器内の圧力
監視パラメータ

主要
パラメータ

代替
パラメータ

記載のみ

計測範囲

設計基準

原子炉圧力

0～10.5MPa［gage］

8.62MPa［gage］以下

原子炉圧力（ＳＡ）

0～10.5MPa［gage］

8.62MPa［gage］以下①原子炉圧力（ＳＡ）（原子炉圧力の代替）

0～10.5MPa［gage］

8.62MPa［gage］以下①原子炉圧力（原子炉圧力（ＳＡ）の代替）

0～10.5MPa［gage］

8.62MPa［gage］以下②原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）－3,800～1,500mm＊1－3,800～1,300mm＊2－3,800～1,400mm＊1
448～1,300mm＊2②原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）－3,800～1,500mm＊1－3,800～1,300mm＊2－3,800～1,400mm＊1
448～1,300mm＊2

0～500℃

302℃以下②原子炉圧力容器温度

448⇒397＊1：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）＊2：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm） 915cm⇒920cm
計測目的

重大事故等時において，主要パラメータにて原子炉圧力容器内の圧力を監視する目
的は，低圧注水選択のための減圧確認及び原子炉圧力容器の損傷確認を行うことである。
原子炉圧力容器内の圧力の主要パラメータである原子炉圧力の監視が不可能となった場合には原子炉圧力（ＳＡ）（原子炉圧力（ＳＡ）を推定する場合は原子炉圧力にて推定）により推定する。
原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力容
器温度により原子炉圧力容器内の圧力を推定できる。原子炉圧力容器内が飽和状態でない場合は，不確かさが生じることを考慮する。
推定方法は，以下のとおりである。
①

原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）
同じ仕様のもので原子炉圧力容器内の圧力を計測することができ，原子炉の状態に依存することなく適用可能である。

②

原子炉圧力容器温度
飽和温度／圧力の関係を利用し，第 58－7－3 図を用いて原子炉圧力容器温度より
原子炉圧力を推定する。

推定方法

図 58－7－3

飽和温度／圧力の関係を利用した圧力の推定

58－7－5

No.143-18

修正不要

784

記載のみ

①

原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）
同じ仕様のもので原子炉圧力容器内の圧力を計測することができ，原子炉の状態に依存することなく適用可能である。

②

原子炉圧力容器温度，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力容器温度による推定手順は，原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあることが前提であるものの，原子炉圧力容器内の圧力は上記①で推定ができる
ため，事故収束を行う上で問題とならない。

推定の評価＜誤差による影響について＞
原子炉圧力容器内の圧力を監視する目的は，低圧注水選択のための減圧確認及び原子炉圧力容器の損傷確認を行うことであり，代替パラメータ（原子炉圧力）による推定は，同一物理量からの推定であり，計器誤差 ※ １ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※1：原子炉圧力の誤差：±91kPa，原子炉圧力（ＳＡ）の誤差：±84kPa
代替パラメータ（原子炉圧力容器温度）による推定では，温度を圧力に換算して原子炉圧力容器の圧力の傾向が把握でき，計器誤差 ※２ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※2：低圧注水選択の判断圧力：0.34MPa［gage］（飽和温度：約 147℃），定格圧力：
約 7MPa［gage］（飽和温度：約 287℃）に対して，原子炉圧力容器温度の誤差：±4.9℃から圧力に換算した場合はそれぞれ 0.34±0.06MPa［gage］程度，7.0±
0.5MPa［gage］程度。
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58－7－6

No.143-19

修正必要

785

(c) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉圧力容器内の水位）
項

目

原子炉圧力容器内の水位監視パラメータ

主要
パラメータ

記載のみ

計測範囲

設計基準

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）－3,800～1,500mm＊1－3,800～1,300mm＊2－3,800～1,400mm＊1
448～1,300mm＊2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）－3,800～1,500mm＊1－3,800～1,300mm＊2－3,800～1,400mm＊1
448～1,300mm＊1 448⇒397①原子炉水位（広帯域）－3,800～1,500mm＊1
原子炉水位（燃料域）－3,800～1,300mm＊2（原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）の代替）－3,800～1,400mm＊1
448～1,300mm＊2 448⇒397①原子炉水位（ＳＡ広帯域）－3,800～1,500mm＊1
原子炉水位（ＳＡ燃料域）－3,800～1,300mm＊2（原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）の代替）－3,800～1,400mm＊1
448～1,300mm＊2 448⇒397②高圧代替注水系系統流量

0～50L／s―

0～500m ３ ／h＊3―0～ 80m ３ ／h＊3,＊5―

0～300m ３ ／h＊4―３0～ 80m ／h＊4,＊5―②代替循環冷却系原子炉注水流量0～150m３ ／h―②原子炉隔離時冷却系系統流量

0～50L／s

40L／s②高圧炉心スプレイ系系統流量

0～500L／s

438L／s②残留熱除去系系統流量

0～600L／s

470L／s②低圧炉心スプレイ系系統流量

0～600L／s

456L／s③原子炉圧力0～10.5MPa［gage］

8.62MPa［gage］以下③原子炉圧力（ＳＡ）

0～10.5MPa［gage］

8.62MPa［gage］以下

0～1MPa［abs］

279kPa［gage］以下②低圧代替注水系原子炉注水流量

代替
パラメータ

③サプレッション・チェンバ圧力448⇒397＊1：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）＊2：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm） 915cm⇒920cm＊3：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用＊4：可搬型設備による対応時に使用，＊5：狭帯域流量
計測目的

推定方法

重大事故等時において，主要パラメータにて原子炉圧力容器内の水位を監視する目的
は，炉心冷却状態を確認することである。
原子炉圧力容器内の水位の主要パラメータである原子炉水位の計測が困難になった場
合，代替パラメータの①原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）（原子炉
水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）を推定する場合は，原子炉水位（広帯域），
原子炉水位（燃料域）にて推定），②原子炉圧力容器への注水流量（高圧代替注水系系統
流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時
冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプ
レイ系系統流量）により原子炉圧力容器内の水位を推定することができる。
推定方法は，以下のとおりである。

記載のみ

58－7－7

No.143-20

修正不要

786

記載のみ

①

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）
同じ仕様のもので原子炉圧力容器内の水位を計測することができ，原子炉の状態に依存することなく適用可能である。
なお，大破断ＬＯＣＡ等により原子炉格納容器温度が上昇し，ドライウェル雰囲気
温度の指示が原子炉圧力の飽和温度を超えている場合は，水位不明と判断する。

②

原子炉圧力容器への注水流量
第 58－7－4 図より原子炉圧力容器への注水流量と崩壊熱除去に必要な水量の差を算出し，直前まで判明していた水位に変換率を考慮することにより原子炉水位を推定する。なお，炉心冷却状態を原子炉圧力容器温度にて合わせて確認する。
原子炉水位変化率［mm／min］＝原子炉圧力容器注水流量と崩壊熱除去に必要な水量の差［m ３ ／h］/60［min］/
原子炉圧力容器レベル換算：
推定可能範囲：全範囲

第 58－7－4 図

原子炉圧力容器への注水量と崩壊熱除去に必要な水量の差を利用した水位の推定③

原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），サプレッション・チェンバ圧力
原子炉圧力容器が満水であることを確認することで炉心冷却状態を確認する。
具体的には，逃がし安全弁により原子炉圧力が低圧状態で維持されている状態において，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）又は代替の注水系統による原子炉圧力容器への注水により，原子炉水位が主蒸気管高さまで上昇し，逃がし安全弁から蒸気ではなく水が流れ出すことで原子炉圧力容器内の圧力が上昇し，原子炉圧力又は原子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・チェンバ圧力の差圧が［gage］以上であれば原子炉圧力容器を満水と推定する。

58－7－8

No.143-21

修正不要

787

記載のみ

①

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）
同じ仕様のもので原子炉圧力容器内の水位を計測することができ，原子炉の状態に依存することなく適用可能である。

②

原子炉圧力容器への注水流量
原子炉圧力容器への注水流量による推定方法は，直前まで判明していた原子炉水位に変換率を考慮し，原子炉圧力容器への注水流量と崩壊熱除去に必要な水量の差を利用して，原子炉の状態を考慮した推定としており，炉心冷却状態を把握する上で適用できる。

③

原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），サプレッション・チェンバ圧力
原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），サプレッション・チェンバ圧力による推定方法は，原子炉水位の計測が困難 ＊ となった場合の原子炉圧力容器の満水操作時における原子炉の状態を考慮した推定としており，炉心冷却状態を把握する上で適用できる。
＊

原子炉水位の計測が困難になる状況として機器の故障以外に，原子炉圧力とドラ
イウェル雰囲気温度の関係から水位不明と判断する場合がある。これは，計測機器
内部の水が外部から飽和温度以上に過熱されることで蒸発し，正確な指示を示さなくなる可能性があるためである。

なお，大規模な破断が発生した場合は，原子炉圧力容器の満水を確認することが困難であるため，破断口まで原子炉水位が回復したことを原子炉注水流量と注水時間により推定する。
推定の評価＜誤差による影響について＞
原子炉圧力容器内の水位を監視する目的は，炉心冷却状態を把握することであり，代替パラメータ（原子炉水位）による推定は，同一物理量からの推定であり，計器誤差 ※ １を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※1：原子炉水位（広帯域）の誤差：±46mm，原子炉水位（燃料域）の誤差：±44mm，
原子炉水位（ＳＡ広帯域）の誤差：±43mm，原子炉水位（ＳＡ燃料域）の誤差：±41mm
代替パラメータ（原子炉圧力容器への注水流量）による推定では，崩壊熱除去に必要な注水量を注水することで，炉心冷却状態の傾向が把握できるため，計器誤差 ※２ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※2：高圧代替注水系系統流量の誤差：±0.4L／s
低圧代替注水系原子炉注水流量の誤差：±4.0m３ ／h ※３ ，±2.4m ３ ／h ＊４ ，±0.7m ３ ／h ※５
代替循環冷却系原子炉注水流量の誤差：±1.6m３ ／h
原子炉隔離時冷却系系統流量の誤差：±0.5L／s
高圧炉心スプレイ系系統流量の誤差：±4.3L／s
残留熱除去系系統流量の誤差：±5.2L／s
低圧炉心スプレイ系系統流量の誤差：±5.2L／s※3：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用する流量※4：可搬型設備による対応時に使用する流量※5：狭帯域流量
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58－7－9No.143-22

788

修正必要
(d) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉圧力容器への注水量）
項

目

原子炉圧力容器への注水量
監視パラメータ

計測範囲

設計基準

0～50L／s―

0～500m ３ ／h＊1―

３0～ 80m ／h＊1,＊3―

0～300m ３ ／h＊2―

３0～ 80m ／h＊2,＊3―

代替循環冷却系原子炉注水流量0～150m ３ ／h―

原子炉隔離時冷却系系統流量

0～50L／s

40L／s

高圧炉心スプレイ系系統流量

0～500L／s

438L／s

残留熱除去系系統流量

0～600L／s

470L／s

低圧炉心スプレイ系系統流量

0～600L／s

456L／s

高圧代替注水系系統流量

低圧代替注水系原子炉注水流量
主要
パラメータ

①サプレッション・プール水位（高圧代替注水系系統流量，代替循環
冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時－1～9m＊4－0.5～0m
冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系 （EL.2,030～12,030mm）（EL.2,530～3,030mm）
系統流量，残留熱除去系系統流量，低圧
炉心スプレイ系系統流量の代替）

代替
パラメータ

記載のみ

①代替淡水貯槽水位（低圧代替注水系原子炉注水流量の代
替）

0～20m

―

①西側淡水貯水設備水位（低圧代替注水系原子炉注水流量の代替）

0～4.5m―②原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）－3,800～1,500mm＊5－3,800～1,300mm＊6－3,800～1,400mm＊5448～1,300mm＊6②原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）－3,800～1,500mm＊5－3,800～1,300mm＊6－3,800～1,400mm＊5448～1,300mm＊6 448⇒397

448⇒397＊1：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用＊2：可搬型設備による対応時に使用， ＊3：狭帯域流量＊4：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm）＊5：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）＊6：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm） 915cm⇒920cm
計測目的

重大事故等時において，主要パラメータにて原子炉圧力容器への注水量を監視する
目的は，注水設備が機能していることを確認し炉心冷却状態を把握することである。
原子炉圧力容器への注水量の主要パラメータである各系統の注水流量の計測が困難になった場合，水源であるサプレッション・プール，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設
備並びに注水先の原子炉圧力容器の水位変化により原子炉圧力容器への注水量を推定することができる。

推定方法

推定方法は，以下のとおりである。
①

サプレッション・プール水位
サプレッション・プールの水位容量曲線を用いて，水位の変化量から注水した水量を推定する。なお，炉心冷却状態を原子炉水位にて合わせて確認する。

58－7－10

No.143-23

修正不要

789

記載のみ

原子炉圧力容器注水量［m ３ ／h］＝
×1 時間当たりに換算したサプレッション・プール水位の上昇量［cm／h］
サプレッション・プール水量レベル換算：

第 58－7－5 図

サプレッション・プールの水位容量曲線①

代替淡水貯槽水位
代替淡水貯槽の水位容量曲 線を用いて，水位の変化量から注水した水量を推定する。なお，炉心冷却状態を原子炉水位にて合わせて確認する。

第 58－7－6 図

代替淡水貯槽の水位容量曲線①

西側淡水貯水設備水位
西側淡水貯水設備水位の水位容量曲線を用いて，水位の変化量から注水した水量を推定する。なお，炉心冷却状態を原子炉水位にて合わせて確認する。

②

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）(1) 任意の時間における原子炉水位変化率を測定する。
(2) 第 58－7－7 図の崩壊熱除去に必要な注水量と(1)で測定した原子炉水位変化率に相当する水量の和（下式参照）により原子炉注水量を算出する。

58－7－11

No.143-24

修正不要

790

記載のみ

原子炉注水量［m３ ／h］＝
×原子炉水位変化率［mm／min］×60［min］＋崩壊熱除去に必要な注水量［m ３ ／h］
原子炉圧力容器水量レベル換算：
推定可能範囲：全範囲

第 58－7－7 図

崩壊熱除去に必要な注水量と原子炉水位変化率に相当する水量の和を利用した注水量の推定①

サプレッション・プール水位
サプレッション・プール水位による推定方法は，サプレッション・プール水位を水源として使用し，かつ，サプレッション・プールへの注水流量が把握できる場合に適
用できる。

①

代替淡水貯槽水位
代替淡水貯槽水位による推定方法は，代替淡水貯槽を水源として使用し，かつ，代替淡水貯槽を水源とした他の系統への使用量が把握できる場合に適用できる。
本推定方法は，水源の水位変化から求めるものであり，プラント状態に影響を受けるものではないため，プラント状態に依存することなく適用できる。

①
推定の評価

西側淡水貯水設備水位
西側淡水貯水設備水位による推定方法は，西側淡水貯水設備を水源として使用し，
かつ，西側淡水貯水設備を水源とした他の系統への使用量が把握できる場合に適用できる。
本推定方法は，水源の水位変化から求めるものであり，プラント状態に影響を受けるものではないため，プラント状態に依存することなく適用できる。

②

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）
原子炉水位による推定方法は，崩壊熱除去に必要な注水量と原子炉水位変化率に相当する水量の和を利用して，プラントの状態を考慮した推定としており，崩壊熱除去に必要な注水量を確認し炉心冷却状態を把握する上で適用できる。

58－7－12

No.143-25

修正不要

791

記載のみ

＜誤差による影響について＞
原子炉圧力容器への注水量を監視する目的は，注水設備が機能していることを確認し
炉心冷却状態を把握することであり，代替パラメータ（サプレッション・プール水位，
代替淡水貯槽水位，西側淡水貯水設備水位）による推定は，水源の水位変化量から，注
水設備による原子炉圧力容器へ注水されていることの傾向が把握でき，計器誤差 ※１ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※1：サプレッション・プール水位の誤差：±8cm，代替淡水貯槽水位の誤差：±16cm，
西側淡水貯水設備水位の誤差：±3cm
代替パラメータ（原子炉水位）による推定では，注水先の水位変化量から，注水設備
によって原子炉圧力容器へ注水されていることの傾向が把握でき，計器誤差 ※２ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※2：原子炉水位（広帯域）の誤差：±46mm，原子炉水位（燃料域）の誤差：±44mm，
原子炉水位（ＳＡ広帯域）の誤差：±43mm，原子炉水位（ＳＡ燃料域）の誤差：±41mm
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58－7－13

No.143-26

792

修正必要
(m) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（格納容器バイパスの監視）※：有効監視パラメータ項目

格納容器バイパスの監視
監視パラメータ

計測範囲

設計基準

原子炉圧力容器パラメータ

記載のみ
主要
パラメータ

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）－3,800～1,500mm＊1 －3,800～1,400mm＊1－3,800～1,300mm＊2
448～1,300mm＊2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）－3,800～1,500mm＊1 －3,800～1,400mm＊1－3,800～1,300mm＊2
448～1,300mm＊2

原子炉圧力0～10.5MPa［gage］

8.62MPa［gage］以下

原子炉圧力（ＳＡ）

0～10.5MPa［gage］

8.62MPa［gage］以下

448⇒397448⇒397

原子炉格納容器パラメータ
ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力

0～300℃

171℃以下0～1MPa［abs］

279kPa［gage］以下

原子炉建屋パラメータ
10－ ４ ～10 ０ mSv／h―①ドライウェル雰囲気温度（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），［エリア放射線モニタ］※］の代替）

0～300℃

171℃以下①ドライウェル圧力（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），［エリア放射線モニタ］※の代替）

0～1MPa［abs］

279kPa［gage］以下①［エリア放射線モニタ］※（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 ），ドライウェ ル雰囲気
温度，ドラ イウェル圧力の代 替）

10－ ４ ～10 ０ mSv／h―［エリア放射線モニタ］※

記載のみ

代替
パラメータ

①原子炉水位（広帯域）－3,800～1,500mm＊1 －3,800～1,400mm＊1
原子炉水位（燃料域）－3,800～1,300mm＊2
448～1,300mm＊2（ドライウェル雰囲気温度，ドライウェ
ル圧力，［ エリア放射線モニタ］※の代替）

448⇒397①原子炉水位（ＳＡ広帯域）－3,800～1,500mm＊1 －3,800～1,400mm＊1
原子炉水位（ＳＡ燃料域）－3,800～1,300mm＊2
448～1,300mm＊2（ドライウェル雰囲気温度，ドライウェ
ル圧力，［ エリア放射線モニタ］※の代替）

448⇒397①原子炉圧力（ドライウェル雰囲気温度，ドライウェ 0～10.5MPa［gage］
ル圧力，［ エリア放射線モニタ］※の代替）

8.62MPa［gage］以下①原子炉圧力（ＳＡ）（ドライウェル雰囲気温度，ドライウェ 0～10.5MPa［gage］
ル圧力，［ エリア放射線モニタ］※の代替）

8.62MPa［gage］以下

58－7－36

No.143-27

793

修正必要
＊1：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）＊2：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm） 915cm⇒920cm

計測目的

重大事故等時において，主要パラメータにて格納容器バイパスを監視する目的は，原子炉格納容器外にて冷却材漏えい事象が発生したことを確認することである。
なお，格納容器バイパスの監視は，プラントの状態を監視することで確認でき，単一パラメータで確認することは困難であり，複数のパラメータを組み合わせることにより監視が可能である。
格納容器バイパス監視の主要パラメータは，＜原子炉圧力容器パラメータ＞，＜格納容器パラメータ＞，＜原子炉建屋パラメータ＞に分けられる。
＜原子炉圧力容器パラメータ＞の主要パラメータである原子炉水位（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）の計測が困難になった場合，代替パラメータの＜格納容器パラメー
タ＞，＜原子炉建屋パラメータ＞により推定する。

名称の記載＜格納容器パラメータ＞の主要パラメータであるドライウェル雰囲気温度，ドライウ
ェル圧力の計測が困難になった場合，代替パラメータの＜原子炉圧力容器パラメータ＞，＜原子炉建屋パラメータ＞により推定する。
＜原子炉建屋パラメータ＞の主要パラメータであるエリア放射線モニタの計測が困難になった場合，代替パラメータの＜原子炉圧力容器パラメータ＞，＜原子炉格納容器
パラメータ＞により推定する。
推定方法は，以下のとおりである。
推定方法＜原子炉圧力容器パラメータ＞①＜格納容器パラメータ＞，＜原子炉建屋パラメータ＞＜原子炉圧力容器パラメータ＞の計測が困難になった場合，＜格納容器パラメータ＞に漏えいの傾向がないこ と及び＜原子炉建屋パラメータ＞に漏えいの傾向があ る
ことにより，格納容器バイパスの発生を推定することができる。
＜格納容器パラメータ＞①＜原子炉圧力容器パラメータ＞，＜原子炉建屋パラメータ＞＜格納容器パラメータ＞の計測が困難になった場合，＜原子炉圧力容器パラメータ＞に漏えいの傾向があるこ と及び＜原子炉建屋パラメータ＞に漏えいの傾向があ る
ことにより，格納容器バイパスの発生を推定することができる。
＜原子炉建屋パラメータ＞①＜原子炉圧力容器パラメータ＞，＜格納容器パラメータ＞＜原子炉建屋パラメータ＞の計測が困難になった場合，＜原子炉圧力容器パラメー
タ＞に漏えいの傾向がある こと及び＜格納容器パラメータ＞に漏えいの傾向がな いことにより，格納容器バイパスの発生を推定することができる。

推定の評価

格納容器バイパス発生は，原子炉圧力容器からの漏えい発生を＜原子炉圧力容器パラメータ＞により確認し，原子炉格納容器内での漏えいの傾向がないことを＜格納容器パラメータ＞により確認し，原子炉建屋での漏えい傾向があることを＜原子炉建屋パラメータ＞
により確認することで可能である。
いずれかのパラメータが計測不可能になったとしても残りのパラメータにより，原子炉格納容器外での漏えい発生を確認することができるため，この推定の方法は，格納容器バイパス発生を把握する上で適切である。

＜誤差による影響について＞
格納容器バイパスの監視を実施する目的は，原子炉格納容器外にて冷却材漏えい事象

58－7－37

No.143-28

794

修正必要
②原子炉水位（広帯域）（代替淡水貯槽水位，西側淡水貯蔵設
備水位の代替）－3,800～1,500mm＊1－3,800～1,400mm＊1②原子炉水位（燃料域）（代替淡水貯槽水位，西側淡水貯蔵設
備水位の代替）－3,800～1,300mm＊6448～1,300mm＊6－3,800～1,500mm＊5－3,800～1,400mm＊5－3,800～1,300mm＊6448～1,300mm＊6448⇒397

名称の記載 ②原子炉水位（ＳＡ広帯域）（代替淡水貯槽水位，西側淡水貯蔵設
備水位の代替）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）（代替淡水貯槽水位，西側淡水貯蔵設
備水位の代替）448⇒397②サプレッション・プール水位－1～9m＊1－0.5～0m（代替淡水貯槽水位，西側淡水貯蔵設（EL.2,030～12,030mm）（EL.2,530～3,030mm）
備水位の代替）③常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力（代替淡水貯槽水位の代替）

0～5MPa［gage］―＊1：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm）＊2：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用＊3：可搬型設備による対応時に使用， ＊4：狭帯域流量＊5：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）＊6：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm） 915cm⇒920cm
計測目的

重大事故等時において，主要パラメータにて水源を確認する目的は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水が継続可能であることを確認することである。
サプレッション・プール，代替淡水貯槽又は西側淡水貯蔵設備を水源とするポンプの注水量，吐出圧力により，サプレッション・プール水位，代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯蔵設備水位を推定する。また，注水先の原子炉水位及びサプレッション・プール水位の水位変化により代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位を推定する。なお，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備の補給状況も考慮した上で水位を推定する。
推定方法は，以下のとおりである。

推定方法＜サプレッション・プール水位＞① サプレッション・プールを水源とする注水系の流量
サプレッション・プールを水源とする高圧代替注水系，代替循環冷却系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系の流量から，
これら系統が正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・プールの水位が確保されていることを推定する。
②

サプレッション・プールを水源とする注水系のポンプ吐出圧力
サプレッション・プールを水源とする常設高圧代替注水系ポンプ，代替循環冷却系
ポンプ，原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ，残留熱除去系ポン
プ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの吐出圧力から，各ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・プール水位が確保されていることを推定する。

＜代替淡水貯槽水位＞① 低圧代替注水系原子炉注水流量，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，低圧代替
注水系格納容器下部流量
代替淡水貯槽の水位容量曲線を用いて，低圧代替注水系原子炉注水流量，低圧代替
注水系格納容器スプレイ流量，低圧代替注水系格納容器下部流量から推定する。

58－7－40

No.143-29

修正不要

第 58－7－15 図

795

記載のみ

代替淡水貯槽の水位容量曲線②

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），サプレッション・プール水位
注水先の原子炉水位及びサプレッション・プール水位の水位変化により代替淡水貯槽水位を推定する。なお，代替淡水貯槽の補給状況も考慮した上で水位を推定する。

③

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力から，ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源である代替淡水貯槽水位が確保されていることを推定する。

＜西側淡水貯水設備水位＞① 低圧代替注水系原子炉注水流量，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，低圧代替
注水系格納容器下部流量
西側淡水貯水設備の水位容量曲線を用いて，低圧代替注水系原子炉注水流量，低圧
代替注水系格納容器スプレイ流量，低圧代替注水系格納容器下部流量から推定する。
②

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），サプレッション・プール水位
注水先の原子炉水位及びサプレッション・プール水位の水位変化により西側淡水貯水設備水位を推定する。なお，西側淡水貯水設備の補給状況も考慮した上で水位を推定する。

＜サプレッション・プール水位＞① サプレッション・プールを水源とする注水系の流量本推定方法の目的は，サプレッション・プールを水源とした注水系の運転時において，注水継続が可能であることを確認することであり，系統流量を確認し注水系が正常に動作していることを確認することで，必要な水源であるサプレッション・プール
水位が確保されていることを推定できることから，適用可能である。

推定の評価

②

サプレッション・プールを水源とする注水系のポンプ吐出圧力
本推定方法の目的は，サプレッション・プールを水源とした注水系の運転時において，注水継続が可能であることを確認することであり，注水系ポンプの吐出圧力を確認し注水系ポンプが正常に動作していることを確認することで，必要な水源であるサ
プレッション・プール水位が確保されていることが推定できることから，適用可能である。

＜代替淡水貯槽水位＞① 低圧代替注水系流量（原子炉注水流量，格納容器スプレイ流量，格納容器下部流量）
低圧代替注水系流量（原子炉注水流量，格納容器スプレイ流量，格納容器下部流量）

58－7－41

No.143-30

修正不要

796

記載のみ

による推定方法は，直前まで判明していた代替淡水貯槽水位に水位容量曲線を用いて推定するため，プラント状態に依存することなく適用可能である。
②

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），サプレッション・プール水位
本推定方法の目的は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水における水源である代替淡水貯槽水位の確保を確認することであり，注水先の原子炉水位又は原子炉
格納容器の水位変化を確認することで，必要な水源である代替淡水貯槽水位が確保されていることが推定できることから，適用可能である。

③

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
本推定方法の目的は，常設低圧代替注水系ポンプの運転時において，注水継続が可能であることを確認することであり，ポンプの吐出圧力を確認しポンプが正常に動作していることを確認することで，必要な水源である代替淡水貯槽水位が確保されていることが推定できることから，適用可能である。

＜西側淡水貯水設備水位＞① 低圧代替注水系流量（原子炉注水流量，格納容器スプレイ流量，格納容器下部流量）
低圧代替注水系流量（原子炉注水流量，格納容器スプレイ流量，格納容器下部流量）による推定方法は，直前まで判明していた西側淡水貯水設備水位に水位容量曲線を用いて推定するため，プラント状態に依存することなく適用可能である。
②

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），サプレッション・プール水位
本推定方法の目的は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水における水源である西側淡水貯水設備水位の確保を確認することであり，注水先の原子炉水位又は原
子炉格納容器の水位変化を確認することで，必要な水源である西側淡水貯水設備水位が確保されていることが推定できることから，適用可能である。

＜誤差による影響について＞
水源を確認する目的は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水が継続可能であることを把握することであり，代替パラメータ（サプレッション・プールを水源とする
系統流量及びポンプ吐出圧力，代替淡水貯槽水位及び西側淡水貯水設備水位を水源とす
る低圧代替注水系原子炉注水流量，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，低圧代替注
水系格納容器下部流量，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力並びに原子炉水位（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），サ
プレッション・プール水位）による推定は，注水設備のパラメータ又は注水先の水位のパラメータから必要な水源が確保されていることの傾向を把握でき，計器誤差を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58－7－42

No.143-31

修正不要

第 58－7－20 図

797

記載のみ

水位と放射線量率の関係

使 用済 燃料プー ル内の燃料 体 等の冷却状況 ，放射線の 遮蔽状 況及 び臨界の 防止状 況は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済
燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料プール監視カメラにより確認することで可能である。
い ずれ かのパラ メータが計 測 不可能になっ たとしても 残りの パラ メータに より使 用済燃料プール内の燃料体等の冷却状況，放射線の遮蔽状況及び臨界の防止状況を確認することができ，使用済燃料プールの監視を行う上で適切である。

推定の評価＜誤差による影響について＞
使用済燃料プールを監視する目的は，使用済燃料プール内の燃料体等の冷却状況，放射線の遮蔽状況及び臨界の防止状況を把握することであり，代替パラメータ（使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエ
リア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料プール監視カメラ）による使用済
燃料 プー ル内の燃 料体等の冷 却 状況，放射線 の遮蔽状況 及び臨 界の 防止状況 を把握 でき，計器誤差 ※ １ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※1：使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）のうち水位の誤差：±173mm
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）のうち温度の誤差：±2.9℃
使用済燃料プール温度（ＳＡ）の誤差：±0.9℃
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）の誤差：
5.3×10Ｎ-１ ～1.9×10Ｎ Sv／h，N:-2～5
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ）の誤差：
5.3×10Ｎ-１ ～1.9×10Ｎ mSv／h，N:-2～5
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，使用済燃料プールにおける燃料体等の冷却，放射線の遮蔽及び臨界の防止を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58－7－50

No.143-32

798

修正不要
（参考）第 58－7－1 表計装設備の計器誤差について（1／4）

検出器
の種類

計測範囲

個数

取付箇所

誤差 ※17熱電対

0～500℃

4

原子炉格納容器内

±4.9℃

原子炉圧力

弾性
圧力検出器

0～10.5MPa[gage]

2

原子炉建屋原子炉棟
3階±91kPa

原子炉圧力（ＳＡ）

弾性
圧力検出器

0～10.5MPa[gage]

2

原子炉建屋原子炉棟
3階±84kPa

原子炉水位（広帯域）

差圧式
水位検出器

－3,800～1,500mm※ １2

原子炉建屋原子炉棟
3階

±46mm

原子炉水位（燃料域）

差圧式
水位検出器

－3,800～1,300mm※ ２2

原子炉建屋原子炉棟
2階

±44mm

記載のみ原子炉水位（ＳＡ広帯域） 水位検出器－3,800～1,500mm※ １

原子炉建屋原子炉棟
1±43mm
計測範囲の変更なし
3階

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

差圧式
水位検出器

－3,800～1,300mm※ ２1

原子炉建屋原子炉棟
2階

±41mm

高圧代替注水系系統流量

差圧式
流量検出器

0～50L／s

1

原子炉建屋原子炉棟
地下 2 階±0.4L／s

各1

原子炉建屋原子炉棟
3階

名称
原子炉圧力容器温度

差圧式

0～500m３ ／h※３

低圧代替注水系原子炉注
水流量

差圧式
流量検出器

0～ 80m３ ／h※３ ， ※５0～300m３ ／h※４
各10～ 80m３ ／h※４ ， ※５

原子炉建屋原子炉棟
2階±4.0m３ ／h±0.7m３ ／h±2.4m３ ／h±0.7m３ ／h

代替循環冷却系原子炉注
水流量

差圧式
流量検出器

0～150m３ ／h

2

原子炉建屋原子炉棟
地上 2 階±1.6m３ ／h

原子炉隔離時冷却系系統
流量

差圧式
流量検出器

0～50L／s

1

原子炉建屋原子炉棟
地下 2 階±0.5L／s

高圧炉心スプレイ系系統
流量

差圧式
流量検出器

0～500L／s

1

原子炉建屋原子炉棟
地下 1 階±4.3L／s

残留熱除去系系統流量

差圧式
流量検出器

0～600L／s

3

原子炉建屋原子炉棟
地下 1 階±5.2L／s

低圧炉心スプレイ系系統
流量

差圧式
流量検出器

0～600L／s

1

原子炉建屋原子炉棟
地下 1 階±5.2L／s

0～500m３ ／h※ ３1

原子炉建屋原子炉棟
地下 1 階±4.0m３ ／h

0～500m３ ／h※ ４1

原子炉建屋原子炉棟
3階±4.0m３ ／h

低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量

差圧式
流量検出器

低圧代替注水系格納容器
下部注水流量

差圧式
流量検出器

0～200m３ ／h

1

原子炉建屋原子炉棟
3階±1.6m３ ／h

代替循環冷却系格納容器
スプレイ流量

差圧式
流量検出器

0～300m３ ／h

2

原子炉建屋原子炉棟
地下 2 階±3.2m３ ／h

ドライウェル雰囲気温度

熱電対

0～300℃

8

原子炉格納容器内±3.2℃

サプレッション・チェン
バ雰囲気温度

熱電対

0～200℃

2

原子炉格納容器内±2.0℃

58－7－51

No.143-33

799

修正必要
（参考）第 58－7－1 表計装設備の計器誤差について（4／4）

検出器
の種類

計測範囲

個数

取付箇所

誤差 ※17

触媒式
水素検出器

0～10vol％

2

原子炉建屋原子炉棟
6階±0.51vol％

熱伝導式
水素検出器

0～20vol％

3

原子炉建屋原子炉棟
2 階，地下 1 階±1.02vol％静的触媒式水素再結合器
動作監視装置熱電対

0～300℃4※ 13

原子炉建屋原子炉棟
6階

±3.2℃

格納容器内酸素濃度（Ｓ
Ａ）

磁気力式
酸素検出器

0～25vol％

1

原子炉建屋原子炉棟
3階±0.6vol％

ガイド
パルス式
水位検出器

－4,300～＋7,200mm※ 14（EL.35,077～46,577mm）

1

測温抵抗体

0～120℃

1※ 15

熱電対

0～120℃

1※ 16

名称

原子炉建屋水素濃度

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

10
使用済燃料プールエリア
放射線モニタ（高レンジ・
低レンジ）

５

～10 Sv／h

赤外線カメラ

原子炉建屋原子炉棟
6階

原子炉建屋原子炉棟
6階－３

４～10 mSv／h－

1

1±173mm

±2.9℃

1

イオン
チェンバ
10

使用済燃料プール監視カ
メラ（使用済燃料プール
監視カメラ用空冷装置含む）－２

原子炉建屋原子炉棟
6階

原子炉建屋原子炉棟
6 階（使用済燃料プー
ル監視カメラ用空冷装置：原子炉建屋付
属棟 4 階）±0.9℃
5.3×10Ｎ－ １ ～1.9×10Ｎ Sv／h
N:－2～55.3×10Ｎ－ １ ～1.9×10Ｎ mSv／h
N:－2～5－（映像）※1 ：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）※2 ：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）
915cm⇒920cm※3 ：可搬型設備による対応時に使用※4 ：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用※5 ：狭帯域流量※6 ：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器）※7 ：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面：EL.11,806mm）からの高さ※8 ：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm）※9 ：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）※10：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）※11：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）※12：平均出力領域計装 A～F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計装の A,C,E チャ
ンネルにはそれぞれ 21 個，B,D,F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。
※13：2 個の静的触媒式水素再結合器に対して出入口に 1 個ずつ設置※14：基準点は使用済燃料ラック上端 EL.39,377mm（使用済燃料プール底部より 4,688mm）※15：検出点 2 箇所
※16：検出点 8 箇所
※17：検出器～ＳＰＤＳ表示装置の誤差（詳細設計により，今後変更になる可能性がある）

58－7－54

No.143-34

0～50L／s
0～500L／s
0～500m３ ／h＊4

0～50L／s
0～50L／s
0～500L／s
0～500m３ ／h＊4

原子炉水位（広帯域）

0～150m ／h
0～600L／s
0～600L／s

0～600L／s
0～600L／s

３0～80m ／h＊5,＊6

0～150m ／h

３0～80m ／h＊5,＊6

３0～300m３ ／h＊50～300m３ ／h＊5
３0～80m ／h＊4,＊6

３0～10.5MPa[gage]

0～80m ／h＊4,＊6※2：可搬型計測器の必要個数

代替循環冷却系
原子炉注水流量
残留熱除去系
系統流量
低圧炉心スプレイ系
系統流量

低圧代替注水系
原子炉注水流量※1：監視パラメータの計器数

原子炉圧力容器
への注水量

記載のみ

原子炉水位
（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高圧代替注水系
系統流量
原子炉隔離時冷却系
系統流量
高圧炉心スプレイ系
系統流量

３

0～50L／s－3,800～1,500 ㎜＊2－3,800～1,300 ㎜＊3－3,800～1,500 ㎜＊2－3,800～1,300 ㎜＊3

原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉水位（燃料域）－3,800～1,500 ㎜＊2－3,800～1,300 ㎜＊3－3,800～1,500 ㎜＊2－3,800～1,300 ㎜＊30～10.5MPa[gage]

原子炉圧力

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器の水位

0～10.5MPa[gage]

0～10.5MPa[gage]

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器
内の温度
0～1,200℃＊1

0～500℃

監視パラメータ

可搬型計測器の測定可能範囲

1

1

1

必要
個数
※2

差圧式水位検出器

差圧式水位検出器

弾性圧力検出器

弾性圧力検出器

熱電対

検出器の種類

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

測定箇所

1

3

2

各1

各1

1

1

1

1

1

1

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

差圧式流量検出器
差圧式流量検出器

中央制御室

差圧式水位検出器

1
差圧式水位検出器
中央制御室
計測範囲の変更なし

2

2

2

2

4

重要
計器数
※1

可搬型計測器の必要個数整理（1／4）

分類

監視パラメータの計測範囲

第 58－8－1 表

いずれかの系統を使用する。

いずれかの系統を使用する。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

備考

修正不要
800

58－8－2

No.143-35

＊1 ：測定可能範囲については，カタログ値より抜粋。
＊2 ：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）：温度，圧力・水位・流量計測用＊3 ：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）
915cm⇒920cm＊4 ：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用＊5 ：可搬型設備による対応時に使用：圧力・水位・流量計測用＊6 ：狭帯域流量＊7 ：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器）＊8 ：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面：EL.11,806mm）からの高さ＊9 ：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm）＊10：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）＊11：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）＊12：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）＊13：定格出力時の値に対する比率で示す。
＊14：平均出力領域計装 A～F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計装の A,C,E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B,D,F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。
＊15：2 個の静的触媒式水素再結合器に対して出入口に 1 個ずつ設置＊16：基準点は使用済燃料ラック上端 EL.39,377mm（使用済燃料プール底部より 4,688mm）＊17：検出点 2 箇所
＊18：検出点 8 箇所
＊19：全交流動力電源喪失時は，水素・酸素監視装置，放射線監視装置，炉内核計装装置及び使用済燃料プール監視装置（水位・温度(ＳＡ広域)，監視カメラ）に対して常設代替交流電源設備により電源供給された場合には，監視計器は使用可能である。

配備台数：可搬型計測器（圧力・水位・流量計測用）を 19 個（測定時の故障を想定した 1 個含む）配備する。なお，故障時及び保守点検時の予備として 19 個配備する。（今後の検討によって可搬型計測器の必要個数は変更の可能性がある。）

配備個数：可搬型計測器（温度，圧力，水位，流量計測用）を 20 個（測定時の故障を想定した 1 個含む）配備する。なお，故障時及び保守点検時の予備として 20 個配備する。（今後の検討によって可搬型計測器の必要個数は変更の可能性がある。）

801

修正必要

58－8－6

No.143-36

修正不要（参考）第 58－9－5 表
名称

検出器
の種類

原子炉圧力容器温度

熱電対

原子炉圧力

弾性圧力
検出器

原子炉圧力（ＳＡ）

弾性圧力
検出器

差圧式水
原子炉水位（広帯域）
位検出器

差圧式水
原子炉水位（燃料域）
位検出器

原子炉水位（ＳＡ広
帯域）

差圧式水
位検出器

原子炉水位（ＳＡ燃
料域）

差圧式水
位検出器

高圧代替注水系系統
流量

差圧式流
量検出器

低圧代替注水系原子
炉注水流量

差圧式流
量検出器

代替循環冷却系原子
炉注水流量

差圧式流
量検出器

原子炉隔離時冷却系
系統流量

差圧式流
量検出器

高圧炉心スプレイ系
系統流量

差圧式流
量検出器

類型化
区分

Ａ

Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ｂ

記載のみ

802

計装設備の耐環境性について（1／6）
耐環境性
備考
温度

圧力

短期（5 分間）：235℃
長期：200℃

0.62MPa[gage]

105℃

6.9kPa[gage]

105℃

6.9kPa[gage]

105℃

6.9kPa[gage]

105℃

6.9kPa[gage]

105℃

6.9kPa[gage]

105℃

6.9kPa[gage]

105℃

6.9kPa[gage]

105℃

6.9kPa[gage]

105℃

6.9kPa[gage]

105℃

6.9kPa[gage]

105℃

6.9kPa[gage]

湿度

蒸気

蒸気

蒸気

蒸気

蒸気

蒸気

蒸気

蒸気

蒸気

蒸気

蒸気

蒸気

放射線

1.0MGy

耐環境性試験により健全性を確認取付箇所：原子炉格
納容器内

1.7kGy

耐環境性試験により健全性を確認取付箇所：原子炉建
屋原子炉棟 3 階

1.7kGy

耐環境性試験により健全性を確認取付箇所：原子炉建
屋原子炉棟 3 階

1.7kGy

耐環境性試験により健全性を確認取付箇所：原子炉建
屋原子炉棟 3 階

1.7kGy

耐環境性試験により健全性を確認取付箇所：原子炉建
屋原子炉棟 2 階

1.7kGy

耐環境性試験により健全性を確認取付箇所：原子炉建
屋原子炉棟 3 階

1.7kGy

耐環境性試験により健全性を確認取付箇所：原子炉建
屋原子炉棟 2 階

1.7kGy

耐環境性試験により健全性を確認取付箇所：原子炉建
屋原子炉棟地下 2 階

1.7kGy

耐環境性試験により健全性を確認取付箇所：原子炉建
屋原子炉棟 2 階,3 階

1.7kGy

耐環境性試験により健全性を確認取付箇所：原子炉建
屋原子炉棟地下 2階,2 階

1.7kGy

耐環境性試験により健全性を確認取付箇所：原子炉建
屋原子炉棟地下 2 階

1.7kGy

耐環境性試験により健全性を確認取付箇所：原子炉建
屋原子炉棟地下 1 階

58－9－7

No.143-37

58－10－3

○
○
○

○
○

○

○

○
○

44

○

○
○

○
○

○
○
○
○
○
○
○

○
○

○

○

○

○

46
○
○
○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○
○

45

○

○
○

○
○

○
○
○

○
○
○

○
○
○

○

○

49

○

○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○

○
○

○
○
○

○

48

○

○
○

○
○
○

○
○
○

○
○

○
○

○

○
○
○
○
○
○

47

※1：「◎」は各設置許可基準規則で設置要求のある計装設備

原子炉圧力容器温度
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
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）
高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度
格納容器下部水温ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
サプレッション・プール水位
格納容器下部水位
格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
起動領域計装平均出力領域計装
フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ
代替循環冷却系ポンプ入口温度
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
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
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
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原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ

主要設備

○

○
○

○

○

○
○

○

51

○

○

○
○
○
◎
◎

◎
○
○

○
○
○

○
○
○

52

◎
○

53

◎
◎
◎
◎

○

○
○
○
○

○

54

55

○
○

○

56

57

58
○
○
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○

2.1

○
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〇
○
○
○
○

2.2 2.3.1 2.3.2 2.3.3 2.4.1 2.4.2 2.5※2：3.3及び3.5は3.2，3.4は3.1.2のシナリオに包絡

○

○

○

○
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○

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○

50

設置許可基準規則 ※1

第58－10－1表 設置許可基準規則の第58条における計装設備

○
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○

○

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○
○

2.6

○
○

○

○

○
○

○

○
○

○

○

○
○
○
○
○
○

2.7

○
○

○
○
○
○

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○

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○

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○
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○
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○

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○
○

○
○

2.8 3.1.2 3.1.3 3.2
〇
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

3.3

3.4

3.5

記載のみ
有効性評価 ※2

○
○
○
○

○

4.1

○
○
○
○

○

4.2

○

○
○
○

○

○
○
○
○
○
○

5.1

○

○
○
○

○

○

○
○
○
○
○
○

5.2

○

○

○
○
○
○

5.3

○

5.4

修正不要
803

No.143-38

第58-10-2表

※1

系統概要図

シナリオ

49条（流路）49条（流路）49条（流路）残留熱除去系配管（代替格納容器スプレイ冷却流路）
残留熱除去系弁（代替格納容器スプレイ冷却流路）

残留熱除去系スプレイヘッダ（代替格納容器スプレイ
49条（流路）冷却流路）
格納容器
48条（ベント元），49条（注入先）
格納容器圧力逃がし装置
48条
軽油貯蔵タンク※１
57条（燃料源）
可搬型設備用軽油タンク
57条（燃料源）
代替淡水貯槽（水源）47条（水源），49条（水源）西側淡水貯水設備（水源）56条（水源）
外部電源（電源）DB（解析上使用を仮定）
非常用ディーゼル発電機（電源）※1
57条
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（電源）※1
57条
常設代替交流電源設備※１57条
可搬型代替注水中型ポンプ（水源移送）
56条（水源移送）
タンクローリ（可搬型代替注水中型ポンプ給油）
57条（燃料輸送）
平均出力領域計装58条（未臨界の維持又は監視）
起動領域計装58条（未臨界の維持又は監視）
原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）
47条（低圧時の原子炉冷却），58条（原子炉状態
原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料確認）域）
58条（高圧注水機能喪失を確認）
高圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
58条（高圧注水機能喪失を確認）
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力58条（低圧注水機能喪失を確認）
残留熱除去系ポンプ吐出圧力58条（低圧注水機能喪失を確認）
原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）
58条（原子炉状態確認）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力58条（代替注水設備の運転確認）
47条（低圧時の原子炉冷却），58条（代替注水確
低圧代替注水系原子炉注水流量
認）
代替淡水貯槽水位
56条（水の供給設備），58条（水源確認）ドライウェル圧力48条（最終ヒートシンクへの熱の輸送），49条
サプレッション・チェンバ圧力（格納容器の冷却），58条（格納容器状態確認）
ドライウェル雰囲気温度
58条（格納容器状態確認）

49条（流路）

期待する設備原子炉スクラム機能
逃がし安全弁（自動減圧機能）
常設低圧代替注水系ポンプ
低圧代替注水系配管（低圧代替注水流路）
低圧代替注水系弁（低圧代替注水流路）
残留熱除去系（Ｃ）配管（低圧代替注水流路）
残留熱除去系（Ｃ）弁（低圧代替注水流路）
原子炉圧力容器
代替格納容器スプレイ冷却系配管（代替格納容器スプ
レイ冷却流路）代替格納容器スプレイ冷却系弁（代替格納容器スプレ
イ冷却流路）

分類
DB（SA発生前に使用）
46条
47条（ポンプ），49条（ポンプ）
47条（流路）47条（流路）47条（流路）47条（流路）47条（注入先）37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（1／28）

解析上は外部電源ありを仮定しているが，外部電源喪失を想定すると必要となる設備

No
2.1 高圧・低圧注水機能喪失

記載のみ

修正不要

58-10-4804

No.143-39

第58-10-2表

※1

系統概要図

シナリオ
期待する設備原子炉スクラム機能
逃がし安全弁（自動減圧機能）
過渡時自動減圧回路（過渡時自動減圧機能）
低圧炉心スプレイ系ポンプ
低圧炉心スプレイ系配管（低圧炉心スプレイ流路）
低圧炉心スプレイ系弁（低圧炉心スプレイ流路）
低圧炉心スプレイ系スパージャ（低圧炉心スプレイ流路）
原子炉圧力容器
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系配管（低圧注水流路）（サプレッション・プール冷却流路）
残留熱除去系弁（低圧注水流路）（サプレッション・
プール冷却流路）
残留熱除去系熱交換器（低圧注水流路）（サプレッション・プール冷却流路）（残留熱除去系海水流路）
残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系海水系配管（残留熱除去系海水流路）
残留熱除去系海水系弁（残留熱除去系海水流路）
格納容器
外部電源（電源）
サプレッション・プール（水源）
軽油貯蔵タンク※1
非常用ディーゼル発電機（電源）※1
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（電源）※1
平均出力領域計装
起動領域計装原子炉水位（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）
高圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
サプレッション・プール水温度
残留熱除去系系統流量
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

58-10-6

58条（炉心損傷有無判断）

58条（高圧注水機能喪失を確認）
58条（高圧注水機能喪失を確認）
58条（原子炉状態確認）
58条（低圧注水設備の運転確認）
58条（低圧注水設備の運転確認）58条（格納容器状態確認）
58条（格納容器の冷却）58条（原子炉状態確認）

48条（ポンプ）
48条（流路）48条（流路）48条，49条（ベント元，注入先）
DB（解析上使用を仮定）
47条，49条（水源）57条（燃料源）
57条
57条
58条（未臨界の維持又は監視）
58条（未臨界の維持又は監視）

47条，48条，49条（熱交換器）

47条，49条（流路）

47条，49条（流路）

47条（注入先）
47条，49条（ポンプ）

47条（流路）分類
DB（SA発生前に使用）
46条
46条
47条（ポンプ）
47条（流路）47条（流路）37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（3／28）

解析上は外部電源ありを仮定しているが，外部電源喪失を想定すると必要となる設備

No
2.2 高圧注水・減圧機能喪

名称の記載のみ

修正不要
805

No.143-40

第58-10-2表No
2.3.1 全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）
（つづき）

シナリオ

サプレッション・プール水温度
サプレッション・プール水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系海水系系統流量
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

ドライウェル雰囲気温度

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

低圧代替注水系原子炉注水流量期待する設備原子炉水位（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）
原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）

58条（炉心損傷有無判断）

58条（高圧時の原子炉冷却）58条（原子炉状態確認）
47条（低圧時の原子炉冷却），58条（代替注水確認）48条（最終ヒートシンクへの熱の輸送），49条（格納容器の冷却），58条（格納容器状態確認）
48条（最終ヒートシンクへの熱の輸送），49条（格納容器の冷却），58条（格納容器状態確認）
49条（格納容器の冷却），58条（代替スプレイ確認）
58条（格納容器状態確認）
58条（格納容器状態確認）
58条（格納容器の冷却）58条（最終ヒートシンクへの熱の輸送）

45条（高圧時の原子炉冷却），47条（低圧時の原子炉冷却），58条（原子炉状態確認）

分類

37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（5／28）

名称の記載のみ

修正不要

58-10-8806

No.143-41

シナリオ

ドライウェル雰囲気温度

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
サプレッション・プール水温度
サプレッション・プール水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系海水系系統流量
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

低圧代替注水系原子炉注水流量期待する設備原子炉圧力（ＳＡ）
高圧代替注水系系統流量
原子炉水位（広帯域），
原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）

48条（最終ヒートシンクへの熱の輸送），49条（格納容器の冷却），58条（格納容器状態確認）

58条（炉心損傷有無判断）

47条（低圧時の原子炉冷却），58条（代替注水確認）
49条（格納容器の冷却），58条（代替スプレイ確認）48条（最終ヒートシンクへの熱の輸送），49条（格納容器の冷却），58条（格納容器状態確認）
58条（格納容器状態確認）
58条（格納容器状態確認）
58条（格納容器の冷却）58条（最終ヒートシンクへの熱の輸送）

45条（高圧時の原子炉冷却），47条（低圧時の原子炉冷却），58条（原子炉状態確認）

分類
58条（原子炉状態確認）
58条（代替注水設備の運転確認）

37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（7／28）

No
2.3.2 全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）（つづき）

第58-10-2表

名称の記載のみ

修正不要

58-10-10807

No.143-42

第58-10-2表No
2.3,3 全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
（つづき）

シナリオ

サプレッション・プール水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系海水系系統流量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

サプレッション・プール水温度

ドライウェル雰囲気温度

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

低圧代替注水系原子炉注水流量期待する設備原子炉水位（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）
原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）

48条（最終ヒートシンクへの熱の輸送），49条（格納容器の冷却），58条（格納容器状態確認）
48条（最終ヒートシンクへの熱の輸送），49条（格納容器の冷却），58条（格納容器状態確認）
58条（格納容器状態確認）
49条（格納容器の冷却），58条（代替スプレイ確認）
58条（格納容器状態確認）
58条（格納容器の冷却）58条（最終ヒートシンクへの熱の輸送）

58条（炉心損傷有無判断）

58条（高圧時の原子炉冷却）58条（原子炉状態確認）
47条（低圧時の原子炉冷却），58条（代替注水確認）45条（高圧時の原子炉冷却），47条（低圧時の原子炉冷却），58条（原子炉状態確認）

分類

37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（9／28）

名称の記載のみ

修正不要

58-10-12

808

No.143-43

※1

解析上は外部電源ありを仮定しているが，外部電源喪失を想定すると必要となる設備

系統概要図

期待する設備分類
原子炉スクラム機能DB（SA発生前に使用）逃がし安全弁（自動減圧機能）
46条
原子炉隔離時冷却系ポンプ
45条（ポンプ）
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管（高圧注水流路）
45条（流路）
原子炉隔離時冷却系（注水系）弁（高圧注水流路）
45条（流路）原子炉圧力容器45条，47条（注入先）
残留熱除去系ポンプ
47条，49条（ポンプ）
残留熱除去系配管（低圧注水流路）（格納容器スプレ
47条，49条（流路）
イ冷却流路）
残留熱除去系弁（低圧注水流路）（格納容器スプレイ
47条，49条（流路）
冷却流路）
残留熱除去系熱交換機器（格納容器スプレイ冷却流
48条，49条（熱交換器）
路）（緊急用海水系流路）
残留熱除去系スプレイヘッダ（格納容器スプレイ冷却
49条（流路）流路）
格納容器
48条，49条（ベント元，注入先）
緊急用海水ポンプ
48条（ポンプ）
緊急用海水系配管（緊急用海水系流路）
48条（流路）
緊急用海水系弁（緊急用海水系流路）
48条（流路）残留熱除去系海水系配管（緊急用海水系流路）
48条（流路）残留熱除去系海水系弁（緊急用海水系流路）
48条（流路）常設低圧代替注水系ポンプ
47条（ポンプ）
低圧代替注水系配管（低圧代替注水流路）
47条（流路）低圧代替注水系弁（低圧代替注水流路）
47条（流路）残留熱除去系（Ｃ）配管（低圧代替注水流路）
47条（流路）残留熱除去系（Ｃ）弁（低圧代替注水流路）
47条（流路）
外部電源（電源）DB（解析上使用を仮定）
軽油貯蔵タンク※1
57条（燃料源）
サプレッション・プール（水源）45条，47条，49条（水源）
代替淡水貯槽（水源）47条，49条（水源）常設代替交流電源設備※1
57条
平均出力領域計装58条（未臨界の維持又は監視）
起動領域計装58条（未臨界の維持又は監視）
原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）
47条（低圧時の原子炉冷却），58条（原子炉状態
原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料確認）域）
原子炉隔離時冷却系系統流量
58条（高圧時の原子炉冷却）サプレッション・プール水温度
58条（格納容器状態確認）
原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）
58条（原子炉状態確認）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力58条（代替注水設備の運転確認）
47条（低圧時の原子炉冷却），58条（代替注水確
低圧代替注水系原子炉注水流量
認）
代替淡水貯槽水位
56条（水の供給設備），58条（水源確認）
残留熱除去系系統流量
58条（格納容器の冷却）残留熱除去系海水系系統流量58条（最終ヒートシンクへの熱の輸送）
48条（最終ヒートシンクへの熱の輸送），58条
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）（格納容器状態確認）

37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（10／28）

シナリオ
No
2.4.1 崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

第58-10-2表

名称の記載のみ

修正不要

58-10-13

809

No.143-44※１

解析上は外部電源ありを仮定しているが，外部電源喪失を想定すると必要となる設備

系統概要図

49条（流路）49条（流路）49条（流路）残留熱除去系配管（代替格納容器スプレイ冷却流路）
残留熱除去系弁（代替格納容器スプレイ冷却流路）

残留熱除去系スプレイヘッダ（代替格納容器スプレイ
49条（流路）冷却流路）
格納容器
48条，49条（ベント元，注入先）
格納容器圧力逃がし装置
48条
軽油貯蔵タンク※1
57条（燃料源）
可搬型設備用軽油タンク
57条（燃料源）
サプレッション・プール（水源）45条，47条，49条（水源）
代替淡水貯槽（水源）47条，49条（水源）西側淡水貯水設備（水源）56条（水源）
外部電源（電源）DB（解析上使用を仮定）
非常用ディーゼル発電機（電源）※1
57条
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（電源）※1
57条
常設代替交流電源設備※１57条
可搬型代替注水中型ポンプ（水源移送）
56条（水源移送）
タンクローリ（可搬型代替注水中型ポンプ給油）
57条（燃料輸送）
平均出力領域計装58条（未臨界の維持又は監視）
起動領域計装58条（未臨界の維持又は監視）
原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）
47条（低圧時の原子炉冷却），58条（原子炉状態
原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料確認）域）
高圧炉心スプレイ系系統流量
58条（高圧時の原子炉冷却）
原子炉隔離時冷却系系統流量
58条（高圧時の原子炉冷却）サプレッション・プール水温度
58条（格納容器状態確認）
残留熱除去系ポンプ吐出圧力58条（低圧注水機能喪失を確認）

49条（流路）

期待する設備原子炉スクラム機能
逃がし安全弁（自動減圧機能）
高圧炉心スプレイ系ポンプ
高圧炉心スプレイ系配管（高圧流水流路）
高圧炉心スプレイ系弁（高圧流水流路）
高圧炉心スプレイ系スパージャ（高圧流水流路）
原子炉隔離時冷却系ポンプ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管（高圧注水流路）
原子炉隔離時冷却系（注水系）弁（高圧注水流路）
原子炉圧力容器
常設低圧代替注水系ポンプ
低圧代替注水系配管（低圧代替注水流路）
低圧代替注水系弁（低圧代替注水流路）
残留熱除去系（Ｃ）配管（低圧代替注水流路）
残留熱除去系（Ｃ）弁（低圧代替注水流路）
代替格納容器スプレイ冷却系配管（代替格納容器スプ
レイ冷却流路）代替格納容器スプレイ冷却系弁（代替格納容器スプレ
イ冷却流路）

分類
DB（SA発生前に使用）
46条
45条（ポンプ）
45条（流路）45条（流路）45条（流路）45条（ポンプ）
45条（流路）45条（流路）45条，47条（注入先）
47条，49条（ポンプ）
47条（流路）47条（流路）47条（流路）47条（流路）37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（12／28）

シナリオ
No
2.4.2 崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

第58-10-2表

名称の記載のみ

修正不要

58-10-15

810

No.143-45

No
2.5

原子炉停止機能喪失

第58-10-2表

系統概要図

シナリオ

58-10-17

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）
高圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
サプレッション・プール水温度
残留熱除去系系統流量

ドライウェル圧力

原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）

起動領域計装期待する設備ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ
機能）
ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入系配管
ほう酸水注入系弁
逃がし安全弁（逃がし弁機能）
原子炉圧力容器
自動減圧系の起動阻止スイッチ
高圧炉心スプレイ系ポンプ
高圧炉心スプレイ系配管（高圧流水流路）
高圧炉心スプレイ系弁（高圧流水流路）
スパージャ（高圧流水流路）
原子炉隔離時冷却系ポンプ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管（高圧注水流路）
原子炉隔離時冷却系（注水系）弁（高圧注水流路）
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系配管（低圧注水流路）（サプレッション・プール冷却流路）
残留熱除去系弁（低圧注水流路）（サプレッション・
プール冷却流路）
残留熱除去系熱交換器（低圧注水流路）（サプレッション・プール冷却流路）（残留熱除去系海水流路）
残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系海水系配管（残留熱除去系海水流路）
残留熱除去系海水系弁（残留熱除去系海水流路）
サプレッション・プール（水源）
格納容器
外部電源（電源）
平均出力領域計装58条（高圧時の原子炉冷却）58条（高圧時の原子炉冷却）58条（格納容器状態確認）
58条（格納容器の冷却）47条（低圧時の原子炉冷却），58条（原子炉状態確認）

48条（ポンプ）
48条（流路）48条（流路）56条（水源）48条，49条（ベント元，注入先）
DB（解析上使用を仮定）
58条（スクラム失敗確認，ＳＬＣ注入確認）
58条（スクラム失敗確認，ＳＬＣ注入確認，未臨
界確認）
58条（原子炉状態確認）
49条（格納容器の冷却），58条（格納容器状態確認）47条，48条，49条（熱交換器）

47条，49条（流路）と分類

47条，49条（流路）

44条（ポンプ）
44条（流路）44条（流路）44条（流路）DB（解析上使用を仮定）
44条，45条(注入先)44条
45条（ポンプ）
45条（流路）45条（流路）45条（流路）45条（ポンプ）
45条（流路）45条（流路）47条，49条（ポンプ）

44条

分類

37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（14／28）

名称の記載のみ

修正不要
811

No.143-46

※1

No
2.6
系統概要図

シナリオ

期待する設備分類
原子炉スクラム機能DB（SA発生前に使用）逃がし安全弁（自動減圧機能）
46条
常設低圧代替注水系ポンプ
47条（ポンプ），49条（ポンプ）
低圧代替注水系配管（低圧代替注水流路）
47条（流路）低圧代替注水系弁（低圧代替注水流路）
47条（流路）残留熱除去系（Ｃ）配管（低圧代替注水流路）
47条（流路）残留熱除去系（Ｃ）弁（低圧代替注水流路）
47条（流路）原子炉圧力容器47条（注入先）
代替格納容器スプレイ冷却系配管（代替格納容器スプ49条（流路）
レイ冷却流路）代替格納容器スプレイ冷却系弁（代替格納容器スプレ
49条（流路）
イ冷却流路）
残留熱除去系配管（代替格納容器スプレイ冷却流路）
49条（流路）残留熱除去系弁（代替格納容器スプレイ冷却流路）
49条（流路）残留熱除去系スプレイヘッダ（代替格納容器スプレイ
49条（流路）冷却流路）
格納容器
48条，49条（ベント元，注入先）
格納容器圧力逃がし装置
48条
軽油貯蔵タンク※1
57条（燃料源）
可搬型設備用軽油タンク
57条（燃料源）
代替淡水貯槽（水源）47条，49条（水源）西側淡水貯水設備（水源）56条（水源）可搬型代替注水中型ポンプ（水源移送）
56条（水源移送）
タンクローリ（可搬型代替注水中型ポンプ給油）
57条（燃料輸送）
外部電源（電源）DB（解析上使用を仮定）
常設代替交流電源設備※1
57条
非常用ディーゼル発電機（電源）※1
57条
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（電源）※1
57条
平均出力領域計装58条（未臨界の維持又は監視）
起動領域計装58条（未臨界の維持又は監視）
原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）
47条（低圧時の原子炉冷却），58条（原子炉状態
原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料確認）域）
高圧炉心スプレイ系系統流量
58条（高圧注水機能喪失を確認）
原子炉隔離時冷却系系統流量
58条（高圧注水機能喪失を確認）
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力58条（低圧注水機能喪失を確認）
残留熱除去系ポンプ吐出圧力58条（低圧注水機能喪失を確認）
原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）
58条（原子炉状態確認）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力58条（代替注水設備の運転確認）
47条（低圧時の原子炉冷却），58条（代替注水確
低圧代替注水系原子炉注水流量認）
48条（最終ヒートシンクへの熱の輸送），49条
ドライウェル雰囲気温度（格納容器の冷却），58条（格納容器状態確認）
代替淡水貯槽水位
56条（水の供給設備），58条（水源確認）ドライウェル圧力48条（最終ヒートシンクへの熱の輸送），49条
サプレッション・チェンバ圧力（格納容器の冷却），58条（格納容器状態確認）
49条（格納容器の冷却），58条（代替スプレイ確
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
認）
サプレッション・プール水位
58条（格納容器状態確認）

37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（15／28）

解析上は外部電源ありを仮定しているが，外部電源喪失を想定すると必要となる設備

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

第58-10-2表

名称の記載のみ

修正不要

58-10-18

812

No.143-47

※1

No
2.7

解析上は外部電源ありを仮定しているが，外部電源喪失を想定すると必要となる設備

系統概要図

期待する設備分類
原子炉スクラム機能DB（SA発生前に使用）逃がし安全弁（自動減圧機能）
46条
原子炉隔離時冷却系ポンプ
45条（ポンプ）
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管（高圧注水流路）
45条（流路）
原子炉隔離時冷却系（注水系）弁（高圧注水流路）
45条（流路）原子炉圧力容器45条，47条（注入先）
低圧炉心スプレイ系ポンプ
47条（ポンプ）
低圧炉心スプレイ系配管（低圧炉心スプレイ流路）
47条ポンプ（流路）
低圧炉心スプレイ系弁（低圧炉心スプレイ流路）
47条（流路）低圧炉心スプレイ系スパージャ（低圧炉心スプレイ流
47条（流路）路）
残留熱除去系ポンプ
49条（ポンプ）
残留熱除去系配管（サプレッション・プール冷却流
49条（流路）路）
残留熱除去系弁（サプレッション・プール冷却流路）
49条（流路）残留熱除去系熱交換器（サプレッション・プール冷却48条，49条（熱交換器）
流路）（残留熱除去系海水流路）
格納容器
48条，49条（ベント元，注入先）
残留熱除去系海水ポンプ
48条（ポンプ）
残留熱除去系海水系配管（残留熱除去系海水流路）
48条（流路）残留熱除去系海水系弁（残留熱除去系海水流路）
48条（流路）常設低圧代替注水系ポンプ
47条，49条（ポンプ）
低圧代替注水系配管（低圧代替注水流路）
47条（流路）低圧代替注水系弁（低圧代替注水流路）
47条（流路）残留熱除去系（Ｃ）配管（低圧代替注水流路）
47条（流路）残留熱除去系（Ｃ）弁（低圧代替注水流路）
47条（流路）サプレッション・プール（水源）45条，47条，49条（水源）
代替淡水貯槽（水源）47条（水源）
外部電源（電源）DB（解析上使用を仮定）
軽油貯蔵タンク※1
57条（燃料源）
常設代替交流電源設備※1
57条
非常用ディーゼル発電機（電源）※1
57条
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（電源）※1
57条
平均出力領域計装58条（未臨界の維持又は監視）
起動領域計装58条（未臨界の維持又は監視）
原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）
47条（低圧時の原子炉冷却），58条（原子炉状態
原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料確認）域）
原子炉隔離時冷却系系統流量
58条（高圧時の原子炉冷却）
原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）
58条（原子炉状態確認）
残留熱除去系ポンプ吐出圧力58条（ISLOCA発生の確認）
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力58条（低圧注水設備の運転確認）
低圧炉心スプレイ系系統流量
58条（低圧時の原子炉冷却）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力58条（代替注水設備の運転確認）
47条（低圧時の原子炉冷却）
低圧代替注水系原子炉注水流量58条（代替注水確認）
56条（水の供給設備）
代替淡水貯槽水位
58条（水源確認）
サプレッション・プール水温度
58条（格納容器状態確認）
残留熱除去系系統流量
58条（格納容器の冷却）37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（17／28）

シナリオ
格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

第58-10-2表

名称の記載のみ

修正不要

58-10-20

813

No.143-48

No2.8

津波浸水による注水機能喪失（つづき）

第58-10-2表
シナリオ

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

サプレッション・プール水温度
サプレッション・プール水位
残留熱除去系系統流量
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

ドライウェル雰囲気温度

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

低圧代替注水系原子炉注水流量期待する設備
平均出力領域計装
起動領域計装原子炉水位（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）
原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）

48条（最終ヒートシンクへの熱の輸送），58条（格納容器状態確認）
48条（最終ヒートシンクへの熱の輸送），58条（格納容器状態確認）

58条（炉心損傷有無判断）

58条（高圧時の原子炉冷却）58条（原子炉状態確認）
47条（低圧時の原子炉冷却），58条（代替注水確認）
48条（最終ヒートシンクへの熱の輸送），49条（格納容器の冷却），58条（格納容器状態確認）
48条（最終ヒートシンクへの熱の輸送），49条（格納容器の冷却），58条（格納容器状態確認）
49条（格納容器の冷却），58条（代替スプレ
イ確認）
58条（格納容器状態確認）
58条（格納容器状態確認）
58条

47条（低圧時の原子炉冷却），58条（原子炉
状態確認）

分類
58条（未臨界の維持又は監視）
58条（未臨界の維持又は監視）

37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（19／28）

名称の記載のみ

修正不要

58-10-22814

No.143-49

系統概要図58-10-23

低圧代替注水系原子炉注水流量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

47条（流路）47条（流路）47条（流路）47条（流路）47条，50条（注入先）

低圧代替注水系配管（低圧代替注水流路）
低圧代替注水系弁（低圧代替注水流路）
残留熱除去系（C）配管（低圧代替注水流路）
残留熱除去系（C）弁（低圧代替注水流路）
原子炉圧力容器
代替格納容器スプレイ冷却系配管（代替格納容器スプ
レイ冷却流路）代替格納容器スプレイ冷却系弁（代替格納容器スプレ
イ冷却流路）
残留熱除去系（Ｂ）配管（代替格納容器スプレイ冷却流路）
残留熱除去系（Ｂ）弁（代替格納容器スプレイ冷却流路）
残留熱除去系スプレイヘッダ（代替格納容器スプレイ
冷却流路）
格納容器
代替循環冷却系ポンプ
代替循環冷却系配管（代替循環冷却流路）
代替循環冷却系弁（代替循環冷却流路）
残留熱除去系（Ａ）配管（代替循環冷却流路）
残留熱除去系（Ａ）弁（代替循環冷却流路）
残留熱除去系スプレイヘッダ（代替循環冷却流路）
可搬型窒素供給装置
タンクローリ（可搬型窒素供給装置給油）
軽油貯蔵タンク
可搬型設備用軽油タンク
サプレッション・プール（水源）
代替淡水貯槽（水源）常設代替交流電源設備
平均出力領域計装
起動領域計装原子炉水位（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）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
代替淡水貯槽水位815

56条（水の供給設備），58条（水源確認）49条（格納容器の冷却），58条（代替スプレ
イ確認）
47条（低圧時の原子炉冷却），58条（代替注水確認）

58条（炉心損傷有無判断）

58条（原子炉状態確認）

47条（低圧時の原子炉冷却），58条（原子炉状態確認）

48条（ベント元），49条（注入先）
50条（ポンプ）
50条（流路）50条（流路）50条（流路）50条（流路）50条（流路）52条
57条（燃料輸送）
57条（燃料源）
57条（燃料源）
56条（水源）56条（水源）57条
58条（未臨界の維持又は監視）
58条（未臨界の維持又は監視）

49条（流路）49条（流路）49条（流路）49条（流路）49条（流路）47条，49条（ポンプ）

50条（熱交換器）

分類
DB（SA発生前に使用）50条(ポンプ)
50条（流路）50条（流路）50条（流路）50条（流路）常設低圧代替注水系ポンプ

期待する設備原子炉スクラム機能
緊急用海水ポンプ
緊急用海水系配管（緊急用海水系流路）
緊急用海水系弁（緊急用海水系流路）
残留熱除去系海水系配管（緊急用海水系流路）
残留熱除去系海水系弁（緊急用海水系流路）
残留熱除去系熱交換器（緊急用海水系流路）（代替循
環冷却流路）

37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（20／28）

シナリオ
No
3.1.2 格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却系を使用する場合）

第58-10-2表

名称の記載のみ

修正不要

No.143-50

系統概要図58-10-25

フィルタ装置出口放射線モニタ(高レンジ・低レンジ)

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
代替淡水貯槽水位
サプレッション・プール水位
原子炉隔離時冷却系系統流量
格納容器内酸水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

ドライウェル雰囲気温度

49条（格納容器の冷却），50条（格納容器の過圧破損防止），58条（格納容器状態確認）
56条（水の供給設備），58条（水源確認）58条（格納容器状態確認）
58条（高圧注水機能喪失を確認）
58条（格納容器水素濃度確認）
58条（格納容器酸素濃度確認）
50条（格納容器の過圧破損防止），58条（格
納容器状態確認）58条（原子炉状態確認）
49条（格納容器の冷却），50条（格納容器の過圧破損防止），58条（水位不明判断，格納容器冷却確認）47条（低圧時の原子炉冷却），58条（原子炉
状態確認）

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）

低圧代替注水系原子炉注水流量

49条（格納容器の冷却），58条（代替スプレ
イ確認）
47条（低圧時の原子炉冷却），58条（代替注水確認）

58条（炉心損傷有無判断）

49条，50条（注入先，ベント元）
50条
57条（燃料源）
57条（燃料源）
56条（水源移送）
57条（燃料輸送）
47条，49条（水源）
56条（水源）57条
58条（未臨界の維持又は監視）
58条（未臨界の維持又は監視）

49条（流路）49条（流路）49条（流路）49条（流路）49条（流路）分類
DB（SA発生前に使用）
47条（ポンプ），49条（ポンプ）
47条（流路）47条（流路）47条（流路）47条（流路）47条（注入先）

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

期待する設備原子炉スクラム機能
常設低圧代替注水系ポンプ
低圧代替注水系配管（低圧代替注水流路）
低圧代替注水系弁（低圧代替注水流路）
残留熱除去系（Ｃ）配管（低圧代替注水流路）
残留熱除去系（Ｃ）弁（低圧代替注水流路）
原子炉圧力容器
代替格納容器スプレイ冷却系配管（代替格納容器スプ
レイ冷却流路）代替格納容器スプレイ冷却系弁（代替格納容器スプレ
イ冷却流路）
残留熱除去系配管（代替格納容器スプレイ冷却流路）
残留熱除去系弁（代替格納容器スプレイ冷却流路）
残留熱除去系スプレイヘッダ（代替格納容器スプレイ
冷却流路）
格納容器
格納容器圧力逃がし装置
軽油貯蔵タンク
可搬型設備用軽油タンク
可搬型代替注水中型ポンプ（水源移送）
タンクローリ（可搬型代替注水中型ポンプ給油）
代替淡水貯槽（水源）西側淡水貯水設備（水源）常設代替交流電源設備
平均出力領域計装
起動領域計装格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（22／28）

シナリオ
No
3.1.3 格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却系を使用できない場合）

第58-10-2表

名称の記載のみ

修正不要
816

No.143-51

No
3.2
系統概要図

シナリオ

58-10-26

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）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
格納容器下部水温期待する設備原子炉スクラム機能
逃がし安全弁（自動減圧機能）
緊急用海水ポンプ
緊急用海水系配管（緊急用海水系流路）
緊急用海水系弁（緊急用海水系流路）
残留熱除去系海水系配管（緊急用海水系流路）
残留熱除去系海水系弁（緊急用海水系流路）
残留熱除去系熱交換器（緊急用海水系流路）（代替循
環冷却流路）
常設低圧代替注水系ポンプ
代替格納容器スプレイ冷却系配管（代替格納容器スプ
レイ冷却流路）代替格納容器スプレイ冷却系弁（代替格納容器スプレ
イ冷却流路）
残留熱除去系配管（代替格納容器スプレイ冷却流路）
残留熱除去系弁（代替格納容器スプレイ冷却流路）
原子炉圧力容器
残留熱除去系スプレイヘッダ(代替格納容器スプレイ冷
却流路)
格納容器
代替循環冷却系ポンプ
代替循環冷却系配管（代替循環冷却流路）
代替循環冷却系弁（代替循環冷却流路）
残留熱除去系配管（代替循環冷却流路）
残留熱除去系弁（代替循環冷却流路）
残留熱除去系スプレイヘッダ（代替循環冷却流路）
格納容器下部注水系配管（格納容器下部注水流路）
格納容器下部注水系弁（格納容器下部注水流路）
低圧代替注水系配管（格納容器下部注水流路）
低圧代替注水系弁（格納容器下部注水流路）
可搬型窒素供給装置
タンクローリ（可搬型窒素供給装置給油）
軽油貯蔵タンク
可搬型設備用軽油タンク
サプレッション・プール（水源）
代替淡水貯槽（水源）常設代替交流電源設備
平均出力領域計装
起動領域計装原子炉隔離時冷却系系統流量

51条（格納容器下部の溶融炉心冷却）58条（格納容器状態確認）

58条（炉心損傷有無判断）

58条（原子炉状態確認）

58条（原子炉状態確認）

49条，51条（注入先）
50条（ポンプ）
50条（流路）50条（流路）50条（流路）50条（流路）50条（流路）51条（流路）51条（流路）51条（流路）51条（流路）52条
57条（燃料輸送）
57条（燃料源）
57条（燃料源）
56条（水源）56条（水源）57条
58条（未臨界の維持又は監視）
58条（未臨界の維持又は監視）
58条（高圧注水機能喪失を確認）

49条（流路）49条（流路）49条（流路）50条（注入先）

49条（流路）49条（流路）49条，51条（ポンプ）

50条（熱交換器）

分類
DB（SA発生前に使用）
46条
50条(ポンプ)
50条（流路）50条（流路）50条（流路）50条（流路）37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（23／28）

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

第58-10-2表

名称の記載のみ

修正不要
817

No.143-52

No
5.1
系統概要図

シナリオ

48条（流路）48条（流路）48条（注入先）56条（水源）57条（燃料源）

残留熱除去系海水系配管（残留熱除去系海水流路）
残留熱除去系海水系弁（残留熱除去系海水流路）
格納容器
サプレッション・プール（水源）
軽油貯蔵タンク

残留熱除去系海水系系統流量
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）
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）

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

残留熱除去系系統流量

47条（注入先）48条（ポンプ）

58-10-29

58条（原子炉状態確認）

58条（最終ヒートシンクへの熱の輸送）
58条（最終ヒートシンクへの熱の輸送）
58条（最終ヒートシンクへの熱の輸送）
58条（原子炉状態確認）

58条（低圧注水機能喪失を確認）

58条（格納容器の冷却）

47条，48条（熱交換器）

47条（流路）47条（流路）

期待する設備
非常用ディーゼル発電機（電源）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系配管（低圧注水流路）（原子炉停止時冷却流路）
残留熱除去系弁（低圧注水流路）（原子炉停止時冷却流路）
残留熱除去系熱交換機器（原子炉停止時冷却流路）（残留熱除去系海水流路）
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水ポンプ

分類
57条
46条
47条（ポンプ）

37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（26／28）

崩壊熱除去機能喪失（運転停止中の原子炉）

第58-10-2表

名称の記載のみ

修正不要
818

No.143-53

No
5.2
系統概要図

シナリオ

48条（流路）48条（流路）残留熱除去系海水系配管（残留熱除去系海水流路）
残留熱除去系海水系弁（残留熱除去系海水流路）

47条（流路）残留熱除去系弁（原子炉停止時冷却流路）

58-10-30

代替淡水貯槽水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系海水系系統流量
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度

低圧代替注水系原子炉注水流量47条（低圧時の原子炉冷却），58条（代替注水確認）
56条（水の供給設備），58条（水源確認）58条（格納容器の冷却）58条（最終ヒートシンクへの熱の輸送）
58条（最終ヒートシンクへの熱の輸送）
58条（最終ヒートシンクへの熱の輸送）

58条（原子炉状態確認）

57条
57条（直流電源）
57条（直流電源）
57条（直流電源）
58条（原子炉状態確認）

56条（水源）サプレッション・プール（水源）常設代替交流電源設備
125V系蓄電池 Ａ系（電源）
125V系蓄電池 Ｂ系（電源）
緊急用125V系蓄電池（電源）
原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）
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）

57条（燃料源）

軽油貯蔵タンク

47条，48条（ベント元，注入先）

47条（流路）残留熱除去系配管（原子炉停止時冷却流路）

格納容器

47条（ポンプ）

残留熱除去系ポンプ

48条（熱交換器）

48条（ポンプ）

残留熱除去系海水ポンプ

残留熱除去系熱交換器（残留熱除去系海水系流路）（原子炉停止時冷却流路）

分類
46条
47条（ポンプ）
47条（流路）47条（流路）47条（流路）47条（流路）47条（注入先）期待する設備
逃がし安全弁（自動減圧機能）
常設低圧代替注水系ポンプ
低圧代替注水系配管（低圧代替注水流路）
低圧代替注水系弁（低圧代替注水流路）
残留熱除去系（Ｃ）配管（低圧代替注水流路）
残留熱除去系（Ｃ）弁（低圧代替注水流路）
原子炉圧力容器37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（27／28）

全交流動力電源喪失（運転停止中の原子炉）

第58-10-2表

名称の記載のみ

修正不要
819

No.143-54

5.4

No
5.3

反応度の誤投入（運転停止中の原子炉）

原子炉冷却材の流出（運転停止中の原子

第58-10-2表

系統概要図

シナリオ
分類

47条（流路）48条（流路）残留熱除去系海水系弁（残留熱除去系海水流路）

56条（水源）サプレッション・プール（水源）58-10-31

58条（未臨界の維持又は監視）DB（解析上使用を仮定）

原子炉スクラム機能（原子炉周期短）起動領域計装DB（解析上使用を仮定）

58条（格納容器の冷却）58条（格納容器状態確認）

外部電源（電源）

残留熱除去系系統流量

サプレッション・プール水位

58条（原子炉状態確認）

47条（注入先）

格納容器

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）

47条（注入先）

原子炉圧力容器48条（熱交換器）

48条（流路）残留熱除去系海水系配管（残留熱除去系海水流路）

残留熱除去系熱交換機器（残留熱除去系海水流路）

48条（ポンプ）

残留熱除去系海水ポンプ

47条（熱交換器）

47条（ポンプ）

DB（解析上使用を仮定）

残留熱除去系弁（低圧注水流路）（原子炉停止時冷却流路）
残留熱除去系熱交換機器（原子炉停止時冷却流路）（残留熱除去系海水流路）

期待する設備残留熱除去系ポンプ

外部電源（電源）37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待する設備とその分類について（28／28）

名称の記載のみ

修正不要
820

No.143-55

原子炉圧力容器内への注水量

原子炉圧力容器内の水位

記載のみ

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器内の温度

分類0～500L／s
0～600L／s
0～600L／s

高圧炉心スプレイ系系統流量

残留熱除去系系統流量

低圧炉心スプレイ系系統流量

1

3

1

1

2

0～150m３ ／h
0～50L／s

各10～300m３ ／h
0～ 80m３ ／h

各10～500m３ ／h
0～ 80m３ ／h

1

1

2

1

原子炉隔離時冷却系系統流量

代替循環冷却系原子炉注水流量

低圧代替注水系原子炉注水流量監視の重要性に鑑み，計器電源を緊急用直流電源から給電可能な原子炉圧力とは別に既設 2 個（ＡＴＷＳ用）を設定する。

安全機能の重要度分類ＭＳ－２（事故時監視計器）の設計要求により既に多重化された 2 個を設定する。なお，過去の事故時に電源喪失により計測不能になったことを踏まえ，計器電源を交流から直流電源（区分Ⅰ，Ⅱ）仕様の計器へ変更する。

原子炉圧力容器（以下，「ＲＰＶ」という。）破損徴候の検知に用いる下鏡部に 1 個，
また，ＲＰＶ下鏡部と位置的に分散させ検知性の向上を図るためボトムスカート上部に 1 個，その他にＲＰＶの縦方向へ給水ノズル部に 1 個，ＲＰＶフランジ部近辺に 1個，合計 4 個を新規に設置する。（別紙 5 参照）

設定個数の考え方

系統流量を監視可能な既設流量計を 1 個設定する。

系統流量を監視可能な既設流量計を 3 個設定する。

系統流量を監視可能な既設流量計を 1 個設定する。

系統流量を監視可能な既設流量計を 1 個設定する。

系統流量を監視可能な流量計を新規に 2 個設置する。

系統流量（可搬ライン）とそのミニフロー調整時に監視可能な流量計を新規に各 1 個設置する。

系統流量（常設ライン）とそのミニフロー調整時に監視可能な流量計を新規に各 1 個設置する。

系統流量を監視可能な流量計を新規に 1 個設置する。

監視の重要性に鑑み，計器電源を緊急用直流電源から給電可能な原子炉水位（燃料域）とは別に新規に 1 個設置する。

監視の重要性に鑑み，計器電源を緊急用直流電源から給電可能な原子炉水位（広帯域）とは別に新規に 1 個設置する。

原子炉圧力と同じ。

2
原子炉圧力と同じ。
計測範囲の変更なし

2

2

4

個数

0～50L／s－3,800～1,300mm

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

高圧代替注水系系統流量－3,800～1,500mm－3,800～1,300mm

原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（ＳＡ広帯域）－3,800～1,500mm

0～10.5MPa［gage］

原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉水位（広帯域）

0～10.5MPa［gage］

0～500℃

計測範囲

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの設定個数（1／6）

原子炉圧力

原子炉圧力容器温度

名称

第1表

修正不要
821

別紙 1－2

No.143-56原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器への注水量

分類0～200℃

サプレッション・プール水温度

0～1MPa［abs］
0～1MPa［abs］

サプレッション・チェンバ圧力0～500℃（ペデスタル床面＋0.2m）

ドライウェル圧力

格納容器下部水温0～200℃

サプレッション・チェンバ雰囲気
温度0～500℃（ペデスタル床面 0m）

0～300℃

0～200m３ ／h

ドライウェル雰囲気温度

低圧代替注水系格納容器下部注水
流量

1

1

5

5

3

2

8

1

1

1

0～500m３ ／h

低圧代替注水系格納容器スプレイ
流量0～500m３ ／h

個数

計測範囲

原子炉格納容器の限界圧力（620kPa［gege］）を監視可能な圧力計を新規に 1 個設置する。

原子炉格納容器の限界圧力（620kPa［gege］）を監視可能な圧力計を新規に 1 個設置する。

ペデスタル床面から 0.2m 以上のデブリが堆積した際に，水温上昇や高温のデブリが接触し指示値がダウンスケールすることでデブリ堆積を検知する。デブリの落下，堆積挙動の不確かさを考慮して等間隔で計 5 個（予備 1 個含む）を設置し，十分な量のデブリ堆積検知の観点から，3 個以上がオーバースケール（デブリの接触による温度上昇）又はダウンスケール（温度計の溶融による短絡又は導通）した場合にペデスタル
満水までの注水を判断する。

ペデスタル底部にデブリが落下した際に，水温上昇や高温のデブリが接触し指示値がダウンスケールすることでデブリ落下を検知する。デブリの落下，堆積挙動の不確かさを考慮して等間隔で計 5 個（予備 1 個含む）を設置し，ＲＰＶ破損の早期判断の観点から，2 個以上が上昇傾向（デブリの落下による水温上昇）又はダウンスケール（温度計の溶融による短絡又は導通）となった場合に，ＲＰＶ破損を判断する。

サプレッション・プール水の温度分布を把握するため，縦方向へ，既設と同程度の高さ（上部，中部，下部）に新規に 3 個設置する。

サプレッション・チェンバ内の温度分布を把握するため，既設と同程度の高さに新規に 2 個設置する。

ドライウェル内の温度分布を把握するため，ＲＰＶフランジの高さ（ドライウェル上部）に 2 個，燃料有効長頂部の高さ（ドライウェル中部）に 2 個，ドライウェル機器
ハッチ及び所員用エアロックの高さ（ドライウェル下部）に 2 個，ペデスタル上部に2 個，合計 8 個を新規に設置する。

系統流量を監視可能な流量計を新規に 1 個設置する。

系統流量（可搬ライン）を監視可能な流量計を新規に 1 個設置する。

系統流量（常設ライン）を監視可能な流量計を新規に 1 個設置する。

設定個数の考え方

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの設定個数（2／6）

名称

第1表

記載のみ

修正不要
822

別紙 1－3

No.143-57

※1：検出点 2 箇所，

使用済燃料プールの監視

原子炉格納容器内の酸素濃度

分類※2：検出点 8 箇所

使用済燃料プール監視カメラ

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

1

10－ ３ ～10４ mSv／h
1

1

10－ ２ ～10５ Sv／h

赤外線カメラ

通常水温から沸騰水温（水位高さ：ＴＡＦ1ｍ下）まで監視可能な温度計を新規に 1個設定する。

1※ ２

0～120℃

通常水位からＴＡＦまで監視可能な監視カメラを新規に 1 個設置する。

通常水位からＢＡＦまで水位変動した際の放射線量率を監視可能な高レンジ・低レン
ジモニタを新規に各 1 個設置する。

通常水温から沸騰水温（水位高さ：燃料ラック中央付近）まで監視可能な温度計を新規に 1 個設置する。

1※ １

重大事故等時に原子炉格納容器内の水素燃焼の可能性（酸素濃度：5vol%）を監視する
ため，Ｄ／Ｗ，Ｓ／Ｃ運転切替（サンプリング式）により計測可能な酸素濃度計を新規に設置する。

設定個数の考え方

通常水位から燃料ラック下端(EL.35,097mm)まで監視可能な水位計を新規に 1 個設置
する。

1

個数

記載のみ

1

－4,300～＋7,200mm
使用済燃料プール水位・温度（Ｓ （EL.35,077～46,577mm）
Ａ広域）
0～120℃

0～25vol％

計測範囲

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの設定個数（6／6）

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

名称

第1表

修正不要
823

別紙 1－7

No.143-58

修正不要
原子炉水位不明時の対応について

1.

概

別紙 4

824

名称の記載のみ

要重大事故等対処設備とする原子炉水位計は，原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）並びに原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ
燃料域）があり，それぞれの計測範囲で原子炉圧力容器内の水位を確認する。

2.

水位不明判断条件
以下の場合，原子炉水位不明と判断する。
ａ．原子炉水位指示計の電源が喪失した場合
ｂ．原子炉水位計の指示に「ばらつき」があり，原子炉水位が燃料有効長
頂部以上であることが判定できない場合
ｃ．ドライウェル雰囲気温度が，原子炉圧力に対する飽和温度に達した場
合（不測事態「水位不明（Ｃ３）」の中で定める水位不明判断曲線で
水位不明領域に入った場合）

ドラ イウェ ル雰 囲気温 度
(℃)

第1図

水位不明判断曲線
別紙 4－1

No.143-59

修正不要

825

次に常用代替計器により代替パラメータを計測し，主要パラメータを推定する。

(2)

計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の手順
計 器 の 計 測 範 囲（ 把 握 能 力 ）を 超 え た 場 合 に ，原 子 炉 圧 力 容 器 内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を代替パラメータにより推定する。また，推定するために必要な代替パラメータについては，複数のパラメータの中か
ら 確 か ら し さ を 考 慮 し ， 第 1.15 － 3 表 に 優 先 順 位 を 定 め る 。
これらのパラメータのうち，パラメータの値が計器の計測範囲を超えるものは，原子炉圧力容器内の温度と水位であり，その他のパラメータは計測範囲を超えない。なお，これらのパラメータ
以外で計器の計測範囲を超えた場合には，可搬型計測器により計測することも可能である。可搬型計測器により計測可能な計器につ い て 第 1.15－ 2 表 ， 第 1.15 － 6 表 に 示 す 。
（ 添 付 資 料 1.15.5）

・原子炉圧力容器内の温度
原子炉圧力容器内の温度を計測する原子炉圧力容器温度の計 測 範 囲 は ， 0～ 500 ℃ で あ る 。 記載のみ
重大事故等時において原子炉の冷却機能が喪失し，原子炉
圧力容器内の水位が燃料有効長頂部以下になった場合，原子炉圧力容器温度は計測範囲を超える場合がある。その場合，
重 大 事 故 等 時 に お け る 炉 心 損 傷 の 判 断 基 準 は 300 ℃ 以 上 で あり，また，損傷炉心の冷却失敗判断及び原子炉圧力容器破損
1.15－23

No.144-1

修正不要

826

の 徴 候 検 知 は 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度（ 下 鏡 部 ）が 300℃ に 到 達 した場合であり，計測範囲内で判断可能である。
な お ，原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 が 計 測 範 囲 を 超 え る（ 500 ℃ 以 上 ）
場 合 は ，可 搬 型 計 測 器 に よ り 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 を 計 測 す る 。

・原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器内の圧力を計測する原子炉圧力及び原子炉
圧 力（ Ｓ Ａ ）の 計 測 範 囲 は ，0～ 10.5MPa［ g ag e］で あ る 。原 子
炉 圧 力 容 器 の 最 高 使 用 圧 力 （ 8.62MPa ［ gage ］） の 1 .2 倍
（ 10.34MP a［ gage ］）を 監 視 可 能 で あ り ，重 大 事 故 等 時 に お いて原子炉圧力容器内の圧力は，計器の計測範囲内で計測が可能である。

・原子炉圧力容器内の水位
原子炉圧力容器内の水位を計測する原子炉水位（広帯域）
及 び 原 子 炉 水 位（ Ｓ Ａ 広 帯 域 ）の 計 測 範 囲 は ，蒸 気 乾 燥 器 ス カ
ー ト 下 端 を 基 準 に － 3, 80 0 ㎜ ～ 1 ,5 00mm で あ る 。ま た ，原 子 炉

名称の記載のみ

水 位（ 燃 料 域 ）及 び 原 子 炉 水 位（ Ｓ Ａ 燃 料 域 ）の 計 測 範 囲 に つ

記載のみ い て は ，燃 料 有 効 長 頂 部 を 基 準 に － 3 ,800 ㎜ ～ 1 ,300mm で あ る 。
炉心の冷却状態を把握する上で，原子炉水位制御範囲レベ
ル ３ ～ ８ （ 蒸 気 乾 燥 器 ス カ ー ト 下 端 を 基 準 に 300～ 1,400mm）

記載のみ

及び燃料有効長底部まで監視可能であり，原子炉圧力容器内の水位は，計器の計測範囲内で計測が可能である。
重大事故等時において原子炉の冷却機能が喪失し，原子炉記載のみ 圧 力 容 器 内 の 水 位 が 燃 料 有 効 長 頂 部 以 下 に な っ た 場 合 ， 原 子
1.15－24

No.144-2

修正不要

827

炉水位は計測範囲を超える場合がある。その場合，高圧代替
注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環
冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧
炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量のうち，機器動作状態にある流量計から崩壊熱除去に必要な水量の差を算出し，直前まで判明していた水位に変換率を考慮することにより原子炉圧力容器内の水位を推定することが可能である。
ま た ，原 子 炉 の 満 水 確 認 は ，原 子 炉 圧 力 又 は 原 子 炉 圧 力（ ＳＡ ）と サ プ レ ッ シ ョ ン・チ ェ ン バ 圧 力 の 差 圧 に よ り ，原 子 炉 圧
力容器内の水位が燃料有効長頂部以上であることは原子炉圧
力容器温度により監視可能である。

名称の記載のみ

原子炉冷却材喪失（大破断ＬＯＣＡ）又は炉心損傷後において原子炉水位不明と判断した場合は，事象進展に応じ，原子炉水位Ｌ０までの水位回復判断を原子炉注水流量と必要注
水時間により，また，損傷炉心の冷却維持判断を崩壊熱相当
以上の原子炉注水流量により，さらに，損傷炉心の冷却失敗
判 断 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度（ 下 鏡 部 ）を 用 い て ，原 子 炉 水 位 を推定する。
（ 添 付 資 料 1 .15.12）・原子炉圧力容器への注水量
原子炉圧力容器への注水量を監視するパラメータは，高圧
代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替
循環冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，
1.15－25

No.144-3

分類① 原 子 炉 圧 力容 器 内 の
温度

※2

※2

※2

※2

※2

※2

原子炉 圧力 （ＳＡ）

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 ）残留熱 除去 系熱交換 器入 口
温度

※2

※2

※2

※2

※2

原 子炉 水位（広 帯域 ）原 子炉 水位（燃 料域 ）原子炉 水位 （ＳＡ広 帯域 ）原子炉 水位 （ＳＡ燃 料域 ）原子炉 圧力 容器温度

原子炉 圧力 （ＳＡ）

原 子炉 圧力※2※1

原 子炉 圧力

原子炉 圧力 容器温度

0～500℃

耐 震性

重大 事 故等時 に おける 炉 心損傷の 判 断基 準は
300℃以上で あり ，また，損 傷炉心 の冷却失 敗 Ss 機 能
判 断 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 の 徴 候 検 知 維持
（300℃）に 対し て 500℃ま で監視可能 。

把握能 力（ 計測範囲 の考え方 ）S「 ①原 子炉圧力 容器 内の温度 」を 監視する パラメー タと 同じ。

「 ③原 子炉圧力 容器 内の水位 」を 監視する パラメー タと 同じ。

区分Ⅰ ,Ⅱ
直流電 源
※22
緊 急用
直流電 源
※22

「 ⑫最終ヒ ート シンクの 確保 ＜残留熱 除去 系＞ 」を 監視する パラ メータと 同じ 。

「 ③原 子炉圧力 容器 内の水位 」を 監視する パラメー タと 同じ。

重大 事 故等時 に おける 原 子炉圧力 容 器最 高使用圧力（8.62MPa［ gage］）の 1.2 倍（10.34MPa［gage］） を監視可 能。
Ss 機 能0～ 10.5MPa[gage] 8.62MPa[gage]以下
維持

記載のみ

電源

緊 急用
直流電 源

「 ②原 子炉圧力 容器 内の圧力 」を 監視する パラメー タと 同じ。

0～ 10.5MPa[gage] 8.62MPa[gage]以下

記載のみ

2

2

記載のみ

記載のみ

4

302℃以 下※3

設 計基 準

弾性圧 力
検 出器

弾性圧 力
検 出器

熱 電対

検出器 の
種類

計 測範 囲重 要監 視パラメ ータ
重 要代 替監視パ ラメ ータ

個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（1／13）

第 1.15－2 表

1

1

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

修正不要
828

②原子炉圧力容器内の
圧力1.15－42

No.144-4

記載のみ

記載のみ

分類

差圧式 水位検出器

緊急用
直 流電 源※ 22
緊急用
直 流電 源※ 22

炉心の冷却状況を把握する上で,原子炉水位制
御範囲レベル３～８（300～1,400mm ※4）及び－ 3,800～1,500 ㎜ － 3,800～1,400 ㎜ 燃料有効長底部まで監視可能。
Ss 機 能※4※4
維持－ 3,800～1,300 ㎜※51

原子炉 水位 （ＳＡ燃 料域 ）

※2

※2

※2

※2

※2

高 圧炉心ス プレ イ系系統 流量

残 留熱 除去系系 統流 量

低 圧炉心ス プレ イ系系統 流量

原 子炉 圧力

原子炉 圧力 （ＳＡ）

サプレ ッシ ョン・チ ェン バ圧力 ※ 2※2

原 子炉隔離 時冷 却系系統 流量

代替循 環冷 却系原子 炉注 水流量 ※ 2

低圧代 替注 水系原子 炉注 水流量 ※ 2

高 圧代替注 水系 系統流量1

原子炉 水位 （ＳＡ広 帯域 ）※2

差圧式 水位
検出器

区 分Ⅰ ,Ⅱ
直 流電 源※ 22

2

原 子炉 水位（燃 料域 ）448⇒397－ 3,800～1,300 ㎜※5

記載のみ
Ss 機 能維持S「 ⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「 ②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「④原 子炉 圧力容器 への 注水量」 を監視す るパ ラメータ と同 じ。

448～1,300 ㎜※5448～1,300 ㎜※5

Ss 機 能維持

差圧式 水位検出器

差圧式 水位検出器－ 3,800～1,500 ㎜ － 3,800～1,400 ㎜
※4
※4

耐 震性
区 分Ⅰ ,Ⅱ
直 流電 源※ 22

2

原 子炉 水位（広 帯域 ）把 握能 力（計測 範囲 の考え方 ）検 出器 の種類

設 計基 準電源

計 測範 囲重 要監 視パラメ ータ
重 要代 替監視パ ラメ ータ

個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（2／13）

第 1.15－2 表

修正必要

1

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

829

③原子炉圧 力容 器内の水位

1.15－43

No.144-5

分類

※2

※2

※2

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 ）※2

西 側淡 水貯水設 備水 位※2※2

代 替淡 水貯槽水 位※2※1

低 圧炉心ス プレ イ系系統 流量

原 子炉 水位（広 帯域 ）※1

残 留熱 除去系系 統流 量

サ プレッシ ョン ・プール 水位※1

代替循 環冷 却系原子 炉注 水
流量

※1

※1

（常設 ラ
イン用 ）

（可搬 ラ
イン用 ）

※1

（常設 ラ
イン用 ）

※1

※1

高 圧炉心ス プレ イ系系統 流量

（可搬 ラ
イン用 ）

※1

原 子炉隔離 時冷 却系系統 流量

低圧代 替注 水系
原子炉 注水 流量※1

高 圧代替注 水系 系統流量0～ 600L／s

0～ 600L／s

0～150m ３ ／ h

記載のみ

456L／s

470L／s－※ 6－※ 6

0～80m ３ ／h
※ 8,※ 9－※ 60～80m ３ ／h
※ 7,※ 9－※ 6－※ 6

0～500m ３ ／ h※70～300m ３ ／ h※8438L／s

40L／s

－※ 6

0～ 500L／s

0～ 50L／ s

0～ 50L／ s

記載のみ

1

3

2

1

1

1

1

1

1

1

設 計基準
Ss 機 能維持
Ss 機 能維持
Ss 機 能維持

常 設高 圧代替注 水系 ポンプの 最大流量
（ 38L／ s）を監 視可 能。
原 子炉 隔離時冷 却系 ポンプの 最大流量
（ 40L／ s）を監 視可 能。
高 圧炉 心スプレ イ系 ポンプの 最大流量
（ 438L／s） を監視可 能。

S

低 圧炉 心スプレ イ系 ポンプの 最大流量
（ 456L／s） を監視可 能。

⑥⑦

差圧式 流量検出器
差圧式 流量検出器

区 分Ⅰ ,Ⅱ
計測用
交 流電 源
区分Ⅰ
計測用
交 流電 源「 ③原子炉 圧力 容器内の 水位 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

③

②

⑤

④

差圧式 流量
検出器

1

1

①

緊急用
直 流電 源差圧式 流量検出器

差圧式 流量検出器

差圧式 流量検出器

差圧式 流量検出器

差圧式 流量検出器
差圧式 流量検出器

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

差圧式 流量検出器

電源
緊急用
直 流電 源区分Ⅰ
直 流電 源
区分Ⅲ
計測用
交 流電 源
緊急用
直 流電 源※ 22
緊急用
直 流電 源※ 22
緊急用
直 流電 源※ 22
緊急用
直 流電 源※ 22「 ⑧原子炉 格納 容器内の 水位 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

「 ⑭水 源の確保 」を 監視する パラメー タと 同じ。

S

残 留熱 除去系ポ ンプ の最大流 量（470L／ s）を
監 視可 能。

低 圧 代替 注水 系（ 常設 ）によ る原子 炉 圧力容
Ss 機 能器 への 注水時に おけ る最大流 量（378m ３ ／ h）
維持
を 監視 可能。
低 圧 代替 注水 系（ 常設 ）によ る原子 炉 圧力容
Ss 機 能器 へ の注 水時 にお ける ミニフ ロー調 整 時の最維持
３大 流量 （75m ／h）を監視可能。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容
Ss 機 能器 への注 水時における 最大流 量（ 110m ３ ／h）
維持を監視可能。
低 圧 代替 注水 系（ 可搬 型）に よる原 子 炉圧力Ss 機 能容 器 への 注水 時に おけ るミニ フロー 調 整時の維持
３
最 大流 量（75m ／h）を 監視可能。
代 替 循環 冷却 系に よる 原子炉 圧力容 器 への注
Ss 機 能水 時に おける最 大流 量（100m ３ ／h）を監視 可
維持
能。

耐 震性

把 握能 力（計測 範囲 の考え方 ）検 出器 の種類

計 測範 囲重 要監視パ ラメ ータ
重 要代 替監視パ ラメ ータ

個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（3／13）

第 1.15－2 表

修正不要
830

④原子炉圧力容器への注水量

1.15－44

No.144-6

分類

計 測範 囲耐 震性「 ⑦原子炉 格納 容器内の 圧力 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

「 ②原子炉 圧力 容器内の 圧力 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

「 ③原子炉 圧力 容器内の 水位 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

把握能 力（ 計測範囲 の考え方 ）ド ライ ウェル圧 力

設 計基 準「 ⑥原子炉 格納 容器内の 温度 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

記載のみ

記載のみ

個数

電源

検 出器 の種類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（10／13）

ド ライウェ ル雰 囲気温度

原子炉 圧力 （ＳＡ）

原 子炉 圧力原子炉 水位 （ＳＡ燃 料域 ）原子炉 水位 （ＳＡ広 帯域 ）原 子炉 水位（燃 料域 ）原 子炉 水位（広 帯域 ）重 要監 視パラメ ータ
重 要代 替監視パ ラメ ータ

第 1.15－2 表

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

修正不要
831

⑬格納 容器バイ パスの監 視

1.15－51

No.144-7

分類⑭水源 の確 保（２／ ２）※2※2

原子炉 水位 （ＳＡ広 帯域 ）原子炉 水位 （ＳＡ燃 料域 ）⑮原子 炉建 屋内の
水素濃度

※2

※2

※2

格 納容器雰 囲気 放射線モ ニタ(Ｄ ／Ｗ )

格 納容器雰 囲気 放射線モ ニタ(Ｓ ／Ｃ )

ド ライ ウェル圧 力

サプレ ッシ ョン・チ ェン バ圧力 ※ 2※1

格 納容器内 酸素 濃度（Ｓ Ａ）※2※2

原 子炉 水位（燃 料域 ）静的触媒式水素再結合器
動作監視装置※2

原 子炉 水位（広 帯域 ）※1※2

低 圧代替注 水系 格納容器
下 部注水流 量

原子炉 建屋 水素濃度※2

低 圧代替注 水系 格納容器
ス プレイ流 量

計 測範囲

1

4
※ 18

3

0～ 25vol％0～ 300℃

0～ 20vol％0～ 10vol％

記載のみ
2

設 計基準

把 握能 力（計測 範囲 の考え方 ）

耐震性

電源

検 出器 の
種類

Ss 機能
維持

緊急用
直 流電 源

緊急用
直 流電 源

熱電対

2

熱伝導式
－※ 24
水素検出器

触媒式
－※ 24
水素検出器

「 ⑦原子炉 格納 容器内の 圧力 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

55
○

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

計器，サンプ
重 大 事故 等時 にお いて ，原子 炉格納 容 器内のSs 機能 リング装置： 磁気力式－※ 24
水 素 燃焼 の可 能性 を把 握する 上で， 酸 素濃度
酸素検出 器
緊急用
維持の 可燃 限界（ 5vol％ ）を監視 可能。
交 流電 源重 大 事故 等時 にお いて ，静的 触媒式 水 素再結 Ss 機能
合 器の 最高使用 温度 （300℃）を監 視可能。
維持

重 大 事故 等時 にお いて ，水素 と酸素 の 可燃限
界 （水 素濃度： 4vol％）を監 視可能。

緊急用
交 流電 源「⑩原 子炉 格納容器 内の 放射線量 率」を監 視す るパラメ ータ と同じ。

5.0vol％以下

－※ 6

－※ 6

Ss 機能
維持

「 ③原子炉 圧力 容器内の 水位 」を監視 するパラ メー タと同じ 。

「④原 子炉 圧力容器 への 注水量」 及び 「⑤原子 炉格 納容器へ の注水量 」を 監視する パラ メータと 同じ 。

記載のみ

個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（12／13）

低圧代 替注 水系原子 炉注 水流量 ※ 2

重 要監 視パラメ ータ
重 要代 替監視パ ラメ ータ

第 1.15－2 表

修正不要
832

⑯原子炉格納容器内の酸素濃度

1.15－53

No.144-8

分類

設 計基準

把 握能力（ 計測 範囲の考 え方）

耐震性

10 － ２ ～ 10 ５ Sv／ h
10 － ３ ～ 10 ４ mSv／h

1
1

1

使 用済燃料 プー ルエリア
放 射線モニ タ（ 高レンジ ・低 レンジ）使 用済燃料 プー ル監視カ メラ

－※ 6

－※ 6

－※ 6

緊急用
直 流電 源

緊急用
直 流電 源カ メラ ：緊急
重 大 事 故 等 時 に お い て 使 用 済 燃 料 プ ー ル 及 Ss 機能 用直流 電源
び その 周辺の状 況を 監視可能 。
維 持 空冷装置：緊
急用交流電源重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性 が あ る 放 射 Ss 機能線 量率 （3.0mSv／ h 以下） を監視可能 。
維持

重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性 の あ る 使 用 Ss 機能
済 燃料 プールの 温度 （100℃）を監 視可能。 維 持

重大事故等時に変動する可能性のある使用
済 燃料 プールの 温度 （100℃）を監 視可能。

区分Ⅱ
直 流電 源
緊急用
直 流電 源電源

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

赤外線
カメラ

イオン
チ ェン バ

熱電対

測温
抵抗体

－ ※ 24－ ※ 24

1

ガ イドパル
ス式水位 － ※ 24検出器

検 出器 の種類

記載のみ※ 1 ：分類 のうち， 重要 監視パラ メー タとして のみ 使用する 。 ※2：分類 のう ち，重要 代替 監視パラ メー タとして のみ 使用する 。
※ 3 ：設計 基準事故 時に 想定され る原 子炉圧力 容器 の最高圧 力に 対する飽 和温度。
※ 4 ：基準 点は蒸気 乾燥 器スカー ト下 端（ベッ セル ゼロレベ ルよ り 1,340cm）。 ※ 5：基 準点は燃料 有効 長頂部（ ベッ セルゼロ レベルよ り 915cm） 。915cm⇒920cm※ 6 ：重大 事故等時 に使 用する設 備の ため，設 計基 準事故時 は値 なし。
※ 7 ：常設 設備によ る対 応時及び 可搬 型設備に よる 対応時の 両方 で使用。 ※8：可搬型 設備 による対 応時 に使用。
※9：狭帯 域流 量。
※ 10：ＲＰ Ｖ破損及 びデ ブリ落下 ・堆 積検知（ 高 さ 0m,0.2m 位置 水温計兼 デブリ検 知器 ）。 ※ 11： ペデスタ ル底 面（コリ ウムシー ルド 上表面： EL.11,806mm）から の高 さ。
※ 12：基準 点は通常 運転 水位 EL.3,030mm（ サプレッ ショ ン・チェ ンバ底部 よ り 7,030mm） 。 ※13： ＲＰ Ｖ破損前 まで の水位管 理（高 さ 1m 超 水位 計）。
※ 14：ＲＰＶ 破損後の 水位 管理（デブリ 堆積 高さ＜ 0.2m の場 合）（ 高 さ 0.5m,1.0m 未満 水位 計）。 ※15：ＲＰ Ｖ破 損後の水 位管理（デブ リ堆 積高さ≧ 0.2m の場合 ）（満 水管理水 位計 ）。
※ 16：炉心 損傷は， 原子 炉停止後 の経 過時間に おけ る格納容 器雰 囲気放射 線モニタ の値 で判断す る。 原子炉停 止直 後に炉心 損傷した 場合 の判断値 は 約 10Sv／h（ 経過時間 とと もに判断 値
は低く なる）で あり ，設計基 準で は炉心損 傷し ないこと から この 値を 下回る。
※ 17：平均 出力領域 計 装 A～ F の 6 チャン ネル のうち， A,B の 2 チ ャ ンネ ルが対 象。平均 出力領 域計装 の A,C,E チャン ネル には それ ぞ れ 21 個 ，B,D,F に は そ れ ぞ れ 22 個 の 検 出 器 が あ る。
※ 18：2 個 の静的 触媒 式水素再結 合器 に対して 出入 口に 1 個 ずつ 設置。 ※19：基 準点 は使用済 燃料 ラック上 端 EL.39,377mm（使用 済燃 料プール 底部 より 4,688mm）。
※ 20：検出 点 2 箇所 。 ※21：検 出 点 8 箇所。
※ 22：「設置許 可基準規 則」第 47 条 ，48 条及び 49 条で 抽出 された計装 設備は設 計基 準事故対 処設 備に対し て多 様性及び 独立性を 有し，位置的分 散を 図ることと して おり，電源 につ いては，非 常用所内 電気設 備と独立性 を有 し，位置 的分散 を図る設計 とする。 詳細 については ，「3.14 電 源設 備（「設置 許可基準規 則」 第 57 条 に対する 設計 方針を示す 章） の補足説
明資 料 57－9」参 照。なお ，各条 文に対す るパ ラメータ の選 定結 果は ，補足説 明資 料 58－10 に整 理し ている。
※ 23：「 設置 許可基 準規 則」第 51 条 で抽出 された 計装設備 は複数 のパラメ ータとす るこ とで多様 性を 有してお り，低圧 代替注水 系格納容 器下 部注水流 量及 び格納容 器下 部水位に 対し て常設低圧 代替注水 系ポ ンプ吐出 圧力 及びドラ イウ ェル雰囲 気温 度は それ ぞれ独立 性を 有する設 計と している 。電源 につ いて は ，常 設代 替交流電 源設 備又は可 搬型 代替交流 電源 設備から代替所内電源設備を経由して電源を受電できる設計とするとともに，可搬型計測器による計測が可能な設計としており，多様性を有している。詳細については，「3.14 電源設備（「設置許可基準規則」第 57 条に対する設計方針を示す章）の補足説明資料 57－9」参照。なお，各条文に対するパラメータの選定結果は，補足説明資料 58－10 に整理している。
※ 24：可搬型 計測器で 計測 できるパラ メー タでない 場合 を「－」で示 す。全交流 動力電 源喪失時 は， 水素・酸素 濃度監 視装置， 放射線監視 装置 ，炉内核計 装装 置及び使 用済 燃料プー ル監
視装置 （水位・ 温度 (ＳＡ 広域)， 監視カメ ラ） に対して 常設 代替 交流 電源設備 によ り電源供 給さ れた場合 には ，監視計 器は使用 可能 である。

⑰使用済燃料プールの監視－

0～120℃

1※21

使用済 燃料 プール温 度（ ＳＡ）

66℃以下

重大事故等時に変動する可能性のある使用－ 4,300～＋ 7,200mm
済燃料プール上部から使用済燃料ラック下＋ 6,818mm※ 19（EL.46,195mm） 端（ EL.35,097mm）ま での範囲 にわたり 水位 Ss 機能（ EL.35,077～
を 監視 可能。
46,577mm）
維持

計 測範 囲0～120℃

1

個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（13／13）

1※20

使 用済燃料 プー ル水位・ 温度（ ＳＡ広域 ）重 要監 視パラメ ータ
重 要代 替監視パ ラメ ータ

第 1.15－2 表

修正必要

833

1.15－54

No.144-9

： 圧 力か ら原子炉 圧力 容器又は 原子 炉格納容 器の 水位 を推 定する。

： 原 子炉 冷却材圧 力バ ウンダリ から の漏えい を水 位， 圧力 等の傾向 監視 により推 定す る。

： 圧 力又 は温度を 水の 飽和状態 の関 係から推 定す る。

： 水 素燃 焼するお それ のある状 態で あるかを 推定 する 。

： 装 置の 作動状況 によ り水素濃 度を 推定する 。

： 制 御棒 の位置指 示に より未臨 界を 推定する 。

： プ ラン トの状態 によ り最終ヒ ート シンクの 確保 を推 定す る。

： 使 用済 燃料プー ルの 状態を同 一物 理量（温 度 ）， あらかじ め評 価した水 位と 放射線量 率の 相関関係 及び カメ ラに よる監視 によ り，ケ ース ４ケ ース ５ケ ース ６

ケ ース ７

ケ ース ８

ケ ース ９ケ ース １０

ケ ース １１

分類

原子炉圧力容器内の温度

※ 2：［

ケ ース１

ま た ,ス クラ ム後 ，原 子 炉 水 位 が燃 料有 効長 頂部 に到 達す るま での 経過 時間 よ② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）③ 残留 熱除去系 熱交換器 入口 温度

記載のみ］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

推定は ，主 要パラメ ータの他 チャ ンネルを 優先 する。

す る。

③残留 熱除 去系が運 転状態で あれ ば，残留熱 除去 系熱交換器 入口 温度によ り推定

り 原子 炉圧力容 器内の温 度を 推定する 。

の 関係 を利用し て原子炉 圧力 容器内の 温度 を推定す る。

② 原子 炉水位（ 燃料域）

② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）

力 容器 内が 飽和 状態 に あ る と 想 定 す る こ と で ,原 子 炉 圧 力 よ り 飽和 温度 ／圧 力

②原子 炉圧 力容器温 度の監視 が不 可能とな った 場合は ，原子 炉水 位から原 子炉圧

定 する 。

①原子 炉圧 力容器温 度の 1 チ ャン ネルが故 障し た場合は ，他 チャ ンネルに より推② 原子 炉水位（ 広帯域）

② 原子 炉圧力（ ＳＡ）

ケ ース６② 原子 炉圧力

推定ケ ースケ ース１

代替パ ラメータ ※1① 主要 パラメー タの他チ ャン ネル※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

記載のみ

記載のみ

原子炉 圧力容器 温度

主要パ ラメ ータ

なお， 代替パラ メー タによる 推定 に当たっ ては ，代替パ ラメ ータ の誤 差による 影響 を考慮す る。

： デ ブリ の冠水状 態を 温度によ り推 定する。

代 替パラメ ータ 推定方法

： 流 量を 注水先又 は水 源の水位 変化 を監視す るこ とに より 推定する 。

使 用済 燃料プー ルの 水位又は 必要 な水遮蔽 が確 保さ れて いること を推 定する。

： 水 位を 水源若し くは 注水先の 水位 変化又は 注水 量及 び吐 出圧力か ら推 定する。

ケ ース ３ケ ース １２： 同 一物 理量（温 度， 圧力，水 位， 流量，放 射線 量率 ，水 素濃度及 び中 性子束） から 推定する 。

ケ ース ２

代替パラメータによる主要パラメータの推定（1／16）

ケ ース １【 推定ケー ス】

第 1.15－3 表

834

修正不要

1.15－55

No.144-10

分類

原子炉圧力容器内の圧力① 主要 パラメー タの 他チャン ネル※ 2：［

代替パ ラメータ ※1① 主要 パラメー タの 他チャン ネル
定 する 。

を 推定 する。

］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

推定は ，主 要パラメ ータの他 チャ ンネルを 優先 する。

圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力③ 原 子 炉 水 位 か ら原 子炉 圧 力 容 器 内 が 飽 和 状 態 に あ る と想 定す る こ と で ,原子 炉る。

②原子 炉圧 力（ＳＡ） の監視が不 可能 となった 場合 は，原子 炉圧 力により 推定す③ 原子 炉圧力容 器温度

ケ ース６①原子 炉圧 力（ＳＡ） の 1 チャン ネル が故障し た場 合は，他 チャ ンネルに より推③ 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）③ 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）③ 原子 炉水位（ 燃料域）

③ 原子 炉水位（ 広帯域）

② 原子 炉圧力

推定は ，主 要パラメ ータの他 チャ ンネルを 優先 する。

を 推定 する。

③ 原子 炉圧力容 器温度

圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力③ 原 子 炉 水 位 か ら原 子炉 圧 力 容 器 内 が 飽 和 状 態 に あ る と想 定す る こ と で ,原子 炉る。

②原子 炉圧 力の監視 が不可能 とな った場合 は， 原子炉圧 力（ＳＡ ）により 推定す③ 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）

ケ ース１

ケ ース６

①原子 炉圧 力の 1 チ ャンネル が故 障した場 合は ，他チャ ンネ ルにより 推定 する。

代 替パラメ ータ 推定方法

③ 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）③ 原子 炉水位（ 燃料域）

③ 原子 炉水位（ 広帯域）

ケ ース１

推定ケ ース

代替パラメータによる主要パラメータの推定（2／16）② 原子 炉圧力（ ＳＡ）※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

記載のみ

記載のみ

原子炉 圧力（Ｓ Ａ）

記載のみ

記載のみ

原子炉 圧力

主要パ ラメ ータ

第 1.15－3 表

修正不要
835

1.15－56

No.144-11分類② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）

位 を推 定する。

③ 残留 熱除去系 系統流量

① 原子 炉水位（ 燃料域）

原子炉 水位（Ｓ Ａ燃 料域）

位 を推 定する。

推定は ，原 子炉圧力 容器内の 水位 を直接計 測す る原子炉 水位 （広帯域 ）又は原 子
炉水位 （燃 料域）を 優先する 。

③ サプ レッショ ン・チェ ンバ 圧力の 満水 を推定す る。

③ 原子 炉圧力③ 原子 炉圧力（ ＳＡ）

子 炉圧 力（ＳＡ） とサプレ ッショ ン・チェ ンバ 圧力の差 圧から原 子炉圧力 容器② 低圧 炉心スプ レイ系系 統流 量

※ 2：［

ケ ース４

る 流量 より ，崩 壊熱 に よ る 原 子 炉 水 位 変 化 量 を 考 慮 し ,原 子 炉 圧力 容器 内の 水

② 高圧 炉心スプ レイ系系 統流 量

③原子 炉圧 力容器へ の注水に より 主蒸気配 管よ り上まで 注水 し，原子 炉圧力，原残 留熱 除去系系 統流量，低圧 炉心 スプレイ 系系 統流量の うち 機器動作 状態 にあ② 原子 炉隔離時 冷却系系 統流 量

② 残留 熱除去系 系統流量

子 炉注 水流量， 原子炉隔 離時 冷却系系 統流 量，高圧 炉心 スプレイ 系系 統流量，

②高圧 代替 注水系系 統流量，低圧 代替 注水系原 子炉 注水流量，代 替循 環冷却系 原

っ た場 合は，原子炉 水位（広帯域 ）又 は原 子炉水位（燃 料域）によ り推定す る。

①原子 炉水 位（ＳＡ 広帯域）又は 原子 炉水位（ ＳＡ 燃料域）の監 視が 不可能と な② 代替 循環冷却 系原子炉 注水 流量

ケ ース２

ケ ース１

推定は ，主 要パラメ ータの他 チャ ンネルを 優先 する。

の 満水 を推定す る。

子 炉圧 力（ＳＡ） とサプレ ッショ ン・チェ ンバ 圧力の差 圧から原 子炉圧力 容器② 低圧 代替注水 系原子炉 注水 流量］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

原子炉圧力容器内の水位② 高圧 代替注水 系系統流 量① 原子 炉水位（ 広帯域）

原子炉 水位（Ｓ Ａ広 帯域）④ サプ レッショ ン・チェ ンバ 圧力④ 原子 炉圧力（ ＳＡ）④ 原子 炉圧力

ケ ース４

る 流量 より ，崩 壊熱 に よ る 原 子 炉 水 位 変 化 量 を 考 慮 し ,原 子 炉 圧力 容器 内の 水

③ 高圧 炉心スプ レイ系系 統流 量

④原子 炉圧 力容器へ の注水に より 主蒸気配 管よ り上まで 注水 し，原子 炉圧力，原残 留熱 除去系系 統流量，低圧 炉心 スプレイ 系系 統流量の うち 機器動作 状態 にあ③ 原子 炉隔離時 冷却系系 統流 量

③ 低圧 炉心スプ レイ系系 統流 量

子 炉注 水流量， 原子炉隔 離時 冷却系系 統流 量，高圧 炉心 スプレイ 系系 統流量，

③ 代替 循環冷却 系原子炉 注水 流量

は ,原子 炉水 位（ＳＡ広 帯域）又は 原子 炉水位（ ＳＡ 燃料域）によ り推 定する 。

②原子 炉水 位（広帯 域）又は原子 炉水 位（燃料 域）の 監視が不可 能と なった場 合合 は， 他チャン ネルによ り推 定する。

①原子 炉水 位（広帯 域）又は原子 炉水 位（燃料 域） の 1 チャンネ ルが 故障した 場

代 替パラメ ータ 推定方法

③高圧 代替 注水系系 統流量，低圧 代替 注水系原 子炉 注水流量，代 替循 環冷却系 原

ケ ース２

ケ ース１

推定ケ ース③ 低圧 代替注水 系原子炉 注水 流量③ 高圧 代替注水 系系統流 量② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）① 主要 パラメー タの他チ ャン ネル

原子炉 水位（燃 料域 ）代替パ ラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（3／16）

原子炉 水位（広 帯域 ）主要パ ラメ ータ

第 1.15－3 表

本 頁全て名 称 の記載のみ

修正不要
836

1.15－57

No.144-12

分類

記載のみ

記載のみ

① 代替 淡水貯槽 水位② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）② 原子 炉水位（ 燃料域）

② 原子 炉水位（ 広帯域）

① サプ レッショ ン・ プール水 位③ 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）③ 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）③ 原子 炉水位（ 燃料域）

③ 原子 炉水位（ 広帯域）

② サプ レッショ ン・プー ル水 位

① 主要 パラメー タの他チ ャン ネル② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）② 原子 炉水位（ 燃料域）

② 原子 炉水位（ 広帯域）

① 西側 淡水貯水 設備水位

※ 2：［

ケ ース１

推定は ，環 境悪化の 影響が小 さい サプレッ ショ ン・プー ル水 位を優先 する。

る。

②注水先の原子炉水位の水位変化により原子炉隔離時冷却系系統流量を推定す

レ ッシ ョン・プ ール水位 の変 化により 注水 量を推定 する 。

①原子 炉隔 離時冷却 系系統流 量の 監視が不 可能 となった 場合 は，水源で あるサプ

推定は ，主 要パラメ ータの他 チャ ンネルを 優先 する。

す る。

③注水先の原子炉水位の水位変化により代替循環冷却系原子炉注水流量を推定

プ レッ ション・ プール水 位の 変化によ り注 水量を推 定す る。

② 代 替 循 環 冷 却 系原 子炉 注 水 流 量 の 監 視 が 不 可 能 と な った 場合 は ,水 源 で ある サル によ り推定す る 。（ 他系統が 運転 状態の場 合）①代替 循環 冷却系原 子炉注水 流量 の 1 チャ ンネ ルが故障 した 場合は ，他 チャンネ

］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

ケ ース３

ケ ース３

推定は ，環 境悪化の 影響が小 さい 代替淡水 貯槽 水位を優 先す る。

す る。

②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧代替注水系原子炉注水流量を推定

替 淡水 貯槽水位 又は西側 淡水 貯水設備 水位 の変化に より 注水量を 推定 する。

① 低 圧 代 替 注 水 系原 子炉 注 水 流 量 の 監 視 が 不 可 能 と な った 場合 は ,水 源 で ある 代

推定は ，環 境悪化の 影響が小 さい サプレッ ショ ン・プー ル水 位を優先 する。

② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）

シ ョン ・プール 水位の変 化に より注水 量を 推定する 。

① 高 圧 代 替 注 水 系系 統流 量 の 監 視 が 不 可 能 と な っ た 場 合は ,水源 で あ る サ プ レ ッ

代 替パラメ ータ 推定方法

②注水 先の 原子炉水 位の水位 変化 により高 圧代 替注水系 系統 流量を推 定する。

ケ ース３

ケ ース３

推定ケ ース② 原子 炉水位（ 燃料域）

※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

原子炉 圧力容器 への 注水量（ １ ／２）

原子炉 隔離時冷 却系 系統流量

記載のみ

記載のみ

代替循 環冷却系 原子 炉注水流 量

記載のみ

記載のみ

低圧代 替注水系 原子 炉注水流 量

記載のみ
記載のみ

① サプ レッショ ン・ プール水 位

高圧代 替注水系 系統 流量② 原子 炉水位（ 広帯域）

代替パ ラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（4／16）

主要パ ラメ ータ

第 1.15－3 表

修正不要
837

1.15－58

No.144-13

分類

原子炉圧力 容器 への注水 量（２／２）① サプ レッショ ン・ プール水 位※ 2：［

代替パ ラメータ ※1② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）② 原子 炉水位（ 燃料域）

② 原子 炉水位（ 広帯域）

］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

推定は ，環 境悪化の 影響が小 さい サプレッ ショ ン・プー ル水 位を優先 する。

る。

②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧炉心スプレイ系系統流量を推定す

レ ッシ ョン・プ ール水位 の変 化により 注水 量を推定 する 。

①低圧 炉心 スプレイ 系系統流 量の 監視が不 可能 となった 場合 は，水源で あるサプ

推定は ，主 要パラメ ータの他 チャ ンネルを 優先 する。

③ 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）① サプ レッショ ン・ プール水 位③注水 先の 原子炉水 位の水位 変化 により残 留熱 除去系系 統流 量を推定 する。

ョ ン・ プール水 位の変化 によ り注水量 を推 定する。

②残留 熱除 去系系統 流量の監 視が 不可能と なっ た場合は ，水 源で あるサプ レッシ

推 定す る。（ 他系統が 運転状態 の場 合）①残留 熱除 去系系統 流量の 1 チャ ンネルが 故障 した場合 は，他チ ャンネル により

推定は ，環 境悪化の 影響が小 さい サプレッ ショ ン・プー ル水 位を優先 する。

る。

②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧炉心スプレイ系系統流量を推定す

レ ッシ ョン・プ ール水位 の変 化により 注水 量を推定 する 。

①高圧 炉心 スプレイ 系系統流 量の 監視が不 可能 となった 場合 は，水源で あるサプ

代 替パラメ ータ 推定方法

③ 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）③ 原子 炉水位（ 燃料域）

ケ ース３

② サプ レッショ ン・プー ル水 位

③ 原子 炉水位（ 広帯域）

ケ ース１
ケ ース３

① 主要 パラメー タの他チ ャン ネル② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）② 原子 炉水位（ 燃料域）

ケ ース３

推定ケ ース

代替パラメータによる主要パラメータの推定（5／16）② 原子 炉水位（ 広帯域）

※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

記載のみ

記載のみ

低圧炉 心スプレ イ系 系統流量

記載のみ

記載のみ

残留熱 除去系系 統流 量

記載のみ

記載のみ

高圧炉 心スプレ イ系 系統流量

主要パ ラメ ータ

第 1.15－3 表

修正不要
838

1.15－59

No.144-14分類② ［エ リア放射 線モニタ ］※ 2

原子炉 圧力子 炉水 位（ＳＡ 燃料域），原子炉圧 力， 原子炉圧 力（Ｓ Ａ），ド ライウェ ル雰囲
気 温度 及びドラ イウェル 圧力 により格 納容 器バイパ スの 発生を推 定す る。

① 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）① 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）① ドラ イウェル 圧力① ドラ イウェル 雰囲気温 度① 原子 炉圧力（ ＳＡ）① 原子 炉圧力

原 子炉 水位 （広 帯域 ）， 原 子 炉 水位 （燃 料域 ）， 原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ 広 帯 域 ），原① 原子 炉水位（ 燃料域）

［エリ ア放射線 モニ タ］※ 2：［①エリ ア放 射線モニ タ（有効 監視 パラメー タ） の監視が 不可 能となっ た場合は ，① 原子 炉水位（ 広帯域）

② ［エ リア放射 線モニタ ］※ 2② 原子 炉圧力（ ＳＡ）
ケ ース５

モ ニタ （有効監 視パラメ ータ ）により 格納 容器バイ パス の発生を 推定 する。
推定は ，主要パラ メータ（ ドラ イウェル 雰囲 気温度 ）の他 チャンネ ルを 優先 する 。

子 炉水 位（ ＳＡ 燃料 域 ）， 原 子 炉圧 力， 原子 炉圧 力（ ＳＡ ）及 びエ リア 放射 線

② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）② 原子 炉圧力

原 子炉 水位 （広 帯域 ）， 原 子 炉 水位 （燃 料域 ）， 原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ 広 帯 域 ），原②ドラ イウ ェル雰囲 気温度， ドラ イウェル 圧力 の監視が 不可 能となっ た場合は ，合 は， 他チャン ネルによ り推 定する。

①主要 パラ メータの うち，ドライ ウェ ル雰囲気 温度 の 1 チャ ンネ ルが故障 した場

圧力， 原子 炉圧力（ ＳＡ））の他チ ャン ネルを優 先す る。

推定は ，主 要パラメ ータ（原 子炉 水位（広 帯域 ）， 原子 炉水位（燃 料域 ），原子炉

モ ニタ （有効監 視パラメ ータ ）により 格納 容器バイ パス の発生を 推定 する。

と なっ た場合は ，ドライ ウェル雰 囲気温度 ，ド ライウェ ル圧力， エリア放 射線

子 炉水 位（ ＳＡ 燃料 域 ）， 原 子 炉圧 力及 び原 子炉 圧力 （Ｓ Ａ） の監 視が 不可 能

② 原 子 炉 水 位 （広 帯 域 ）， 原 子 炉 水 位 （ 燃 料 域 ），原 子炉 水 位 （ Ｓ Ａ 広 帯 域 ），原に より 推定する 。

圧 力及 び原子炉 圧力（Ｓ Ａ） の 1 チャ ンネ ルが故障し た場 合は，他チ ャン ネル①主要 パラ メータの うち，原 子炉 水位（広 帯域 ）， 原子 炉水位（燃 料域 ），原子炉

代 替パラメ ータ 推定方法

② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）

ケ ース５

ケ ース１

ケ ース５

ケ ース１

推定ケ ース② 原子 炉水位（ 燃料域）

② 原子 炉水位（ 広帯域）

温 度）の他 チャ ンネル］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

格納容器バイパスの 監視＜原子 炉建屋内 の状 態＞

ドライ ウェル圧 力

ドライ ウェル雰 囲気 温度＜原子 炉格納容 器内 の状態＞

① 主要 パラメー タ（ドラ イウ ェル雰囲 気② ドラ イウェル 圧力

原子炉 水位（Ｓ Ａ燃 料域）

原子炉 圧力（Ｓ Ａ）② ドラ イウェル 雰囲気温 度

子 炉圧力（ ＳＡ ））の 他チ ャン ネル

原子炉 水位（燃 料域 ）原子炉 水位（Ｓ Ａ広 帯域）

原 子炉水位（燃料 域 ），原 子炉 圧力，原

① 主要 パラメー タ（ 原子 炉水 位（広帯域 ），代替パ ラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（13／16）

原子炉 水位（広 帯域 ）＜原子 炉圧力容 器内 の状態＞

主要パ ラメ ータ

第 1.15－3 表

本頁全て名称の記載のみ

修正不要
839

1.15－67

No.144-15

分類

記載のみ

作 して いること を把握す るこ とにより， 水源 であるサ プレ ッション・プ ール水
位 が確 保されて いること を推 定する。

② 原子 炉隔離時 冷却系ポ ンプ 吐出圧力

② 高圧 炉心スプ レイ系ポ ンプ 吐出圧力

推 定す る。

推 定す る。

③ 常設 低圧代替 注水系ポ ンプ 吐出圧力

※ 2：［

］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

推定は ，代 替淡水貯 槽を水源 とす るポンプ の注 水量を優 先す る。

を 把握 すること により，水源 であ る代替淡 水貯 槽水位が 確保 されてい るこ とを② サプ レッショ ン・プー ル水 位

③常設 低圧 代替注水 系ポンプ の吐 出圧力か ら ，ポ ンプが正常 に動 作してい ること② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）

水 貯槽 水位を推 定する。な お，代 替淡水貯 槽の 補給状況 も考 慮した上 で水 位を② 原子 炉水位（ 燃料域）

推 定す る。
②注水 先の 原子炉水 位及びサ プレ ッション・ プー ル水位の水 位変 化により 代替淡② 原子 炉水位（ 広帯域）

常 設低 圧代替注 水系ポン プに よる各注 水先 への流量 から ，代 替淡水貯 槽水 位を① 低圧 代替注水 系格納容 器下 部注水流 量①代替 淡水 貯槽水位 の監視が 不可 能となっ た場 合は，代替淡 水貯 槽を水源 とする

推定は ，サ プレッシ ョン・プ ール を水源と する ポンプの 注水 量を優先 する。

場 合に ，ポンプ を停止す る。

Ｓ Ｈが 得られず ，吐出 圧力の異常（圧力 低下 ，ハ ンチ ングなど）が確認 され たの 配管 破断など によりサ プレ ッション・プー ル水が流 出し ，ポンプの 必要 ＮＰ

が 確保 されてい ることを 推定 する。原子 炉圧 力容器へ の注 水中に，ＥＣ ＣＳ 系

サ プレ ッション・プー ル水 位不明時は ，上記①又 は② の推定方法 によ り，水源

① 低圧 代替注水 系格納容 器ス プレイ流 量① 低圧 代替注水 系原 子炉注水 流量② 低圧 炉心スプ レイ系ポ ンプ 吐出圧力＜ポン プ停 止基準＞

除 去系 ポンプ，低圧 炉心スプ レイ 系ポンプ の吐 出圧力か ら各 ポンプが 正常 に動② 代替 循環冷却 系ポンプ 吐出 圧力② 残留 熱除去系 ポンプ吐 出圧 力

却 系ポ ンプ，原 子炉隔離 時冷却系 ポンプ， 高圧 炉心スプ レイ系ポ ンプ，残 留熱② 常設 高圧代替 注水系ポ ンプ 吐出圧力

ケ ース２

ン ・プ ールの水 位が確保 され ているこ とを 推定する 。
②サプ レッ ション・プ ールを水源 とす る常設高 圧代 替注水系 ポン プ，代替 循環冷統 が正 常に動作 している こと を把握す るこ とにより ，水 源で あるサプ レッ ショ① 残留 熱除去系 系統流量

① 低圧 炉心スプ レイ系系 統流 量系 ，高 圧炉心ス プレイ系， 残留熱 除去系， 低圧 炉心スプ レイ系の 流量から 各系① 高圧 炉心スプ レイ系系 統流 量

①サプレッション・プール水位の監視が不可能となった場合は，サプレッショ

代 替パラメ ータ 推定方法

ン ・プ ールを水 源とする 高圧代替 注水系， 代替 循環冷却 系，原子 炉隔離時 冷却

ケ ース２

推定ケ ース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

代替パ ラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（14／16）① 代替 循環冷却 系原子炉 注水 流量※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

水源の確保（１／２）

記載のみ

代替淡 水貯槽水 位

サプレ ッション ・プ ール水位

主要パ ラメ ータ

第 1.15－3 表

修正不要
840

1.15－68

No.144-16

分類

水源の確保 （２／２）

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

で 水位 を推定す る。

② 原子 炉水位（ ＳＡ広帯 域）② ［格 納容器内 酸素濃度 ］※ 2

※ 2：［

バ圧力 を優 先する。

雰 囲 気 放 射 線 モ ニタ （Ｓ ／ Ｃ ）， ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 及 び サプ レッ シ ョ ン ・ チ ェ ン

推 定 は ， 重 要 代 替計 器で あ る 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 モ ニタ （Ｄ ／ Ｗ ）， 格 納容 器

素 濃度 を推定す る。

②監視 可能 であれば 格納容器 内酸 素濃度（ 常用 代替監視 パラ メータ） により，酸素 ）の 流入有無 を把握し ，水 素燃焼の 可能 性を推定 する 。

が 正圧 であるこ とを確認 する ことで，事 故後 の原子炉 格納 容器内への 空気（酸］ は有 効監視パ ラメ ータ又は 常用 代替監視 パラ メータ（ 耐震性又 は耐 環境性等 はな いが，監 視可 能であれ ば原 子炉施設 の状態を 把握 すること が可 能な計器 ）を 示す。

ケ ース１①ドラ イウ ェル圧力 又はサプ レッ ション・ チェン バ圧力に より， 格納容器 内圧力

結 果） により推 定する。

損 傷を 判断した 後，初期酸 素濃度 と保守的 なＧ 値を入力 とし た評価結 果（解析① サプ レッショ ン・チェ ンバ 圧力

放 射線 モニタ（ Ｄ／Ｗ）又 は格納 容器雰囲 気放 射線モニ タ（ Ｓ／Ｃ） にて 炉心① ドラ イウェル 圧力①格納 容器 内酸素濃 度（ＳＡ）の 監視 が不可能 とな った場合 は， 格納容器 雰囲気

推定は ，主 要パラメ ータの他 チャ ンネルを 優先 する。

推 定） により推 定する。

動 作監 視装置（静的 触媒式水 素再 結合器入 ロ／ 出ロの差 温度 により水 素濃 度を②原子 炉建 屋水素濃 度の監視 が不 可能とな った 場合は ，静的 触媒 式水素再 結合器

定 する 。

①原子 炉建 屋水素濃 度の 1 チ ャン ネルが故 障し た場合は ，他 チャ ンネルに より推① 格納 容器雰囲 気放射線 モニ タ（ Ｓ／Ｃ）

ケ ース７

ケ ース８

② 静的 触媒式水 素再結合 器動 作監視装 置① 格納 容器雰囲 気放 射線モニ タ（ Ｄ／Ｗ）

ケ ース１

① 主要 パラメー タの他チ ャン ネル② サプ レッショ ン・プー ル水 位

推定は ，西 側淡水貯 水設備を 水源 とするポ ンプ の注水量 を優 先する。

水 貯水 設備水位 を推定す る。なお ，西側淡水 貯水 設備の補 給状況 も考慮し た上② 原子 炉水位（ 燃料域）

② 原子 炉水位（ ＳＡ燃料 域）②注水 先の 原子炉水 位及びサ プレ ッション・ プー ル水位の水 位変 化により 西側淡② 原子 炉水位（ 広帯域）

水 設備 水位を推 定する。

①西側 淡水 貯水設備 水位の監 視が 不可能と なっ た場合は ，西 側淡 水貯水設 備を水代 替パラメ ータ 推定方法

源 とす る可搬型 代替注水 中型 ポンプに よる 各注水先 への 流量から ，西側 淡水貯

ケ ース２

推定ケ ース① 低圧 代替注水 系格納容 器下 部注水流 量① 低圧 代替注水 系原 子炉注水 流量

代替パ ラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（15／16）① 低圧 代替注水 系格納容 器ス プレイ流 量※ 1：代 替パラメ ータ の番号は 優先 順位を示 す。

格納容 器内酸素 濃度 （ＳＡ）

原子炉 建屋水素 濃度

記載のみ

記載のみ

西側淡 水貯水設 備水 位

主要パ ラメ ータ

第 1.15－3 表

修正不要
841

1.15－69

No.144-17

842

修正不要
第 1.15－5 表 有効監視パラメータを計測する常用計器及び常用代替監視パラメータを計測する常用代替計器（自主対策設備）
分類

有効監視パラメータ
常用代替監視パラメータ

ドライウェル圧力

重要代替計器

※2

－

計測範囲

個数

電源

1

区分Ⅰ，Ⅱ
計装用交流電源1

所内バイタル交流
電源

1

区分Ⅰ，Ⅱ
計装用交流電源1

所内バイタル交流
電源

0～500kPa[abs]原子炉格納容器
内の圧力
サプレッション・チェ
※2
ンバ圧力

－

原子炉格納容器 格納容器下部雰囲気
※2
内の水位
温度

－

0～500℃

2

緊急用直流電源原子炉格納容器
格納容器内水素濃度
内の水素濃度※2－

0～20vol％／
0～100vol％2

区分Ⅰ，Ⅱ
計装用交流電源

未臨界の維持又制御棒操作監視系
は確認

※1

00～48
（制御棒位置指示）

185

所内バイタル交流
電源

13
6
1
1

区分Ⅰ，Ⅱ
計装用交流電源

2

区分Ⅰ，Ⅱ
計装用交流電源

起動領域計装平均出力領域計装0～500kPa[abs]原子炉水位（広帯域）

記載のみ

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
10－４～10０mSv／h

記載のみ※1 原子炉水位（ＳＡ燃料域） 10 ～10 mSv／h－３

格納容器バイパ
エリア放射線モニタ
スの監視

１10－２～10２mSv／h
10０～10４mSv／h

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力

原子炉格納容器
格納容器内酸素濃度
内の酸素濃度※2－

O～10vol％／
O～30vol％※1：分類のうち，有効監視パラメータとしてのみ使用する。
※2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。

1.15－74

No.144-18

修正不要

843

第 1.15－6 表 重要監視パラメータ，重要代替監視パラメータ及び有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータの監視・記録について（1／6）
可搬型計測器での対応
分類

パラメータ

計測
可否 要否

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

※2

原子炉圧力（ＳＡ）※2

原子炉水位（広帯域）※2原子炉水位（燃料域）※2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）※2

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

※2

可

記録

要否理由

記録先

備考

－

ＳＰＤＳ

－

要

原子炉圧力容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

記載のみ
原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

記載のみ

残留熱除去系熱交換器入※2
口温度

最終ヒートシンクの確保＜残留熱除去系＞を監視するパラメータと同じ。

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

原子炉圧力（ＳＡ）

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

原子炉水位（広帯域）※2原子炉水位（燃料域）※2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）※2

原子炉水位（ＳＡ燃料域）※2

原子炉圧力容器温度※2

記載のみ
原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

記載のみ
最終ヒートシンクの確保＜残留熱除去系＞を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（広帯域）

可原子炉水位（燃料域）

可

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

可

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

可

原子炉圧力容器内の水位

高圧代替注水系系統流量

要

－

ＳＰＤＳ

－

－

ＳＰＤＳ

－

要

－

ＳＰＤＳ

－

要

－

ＳＰＤＳ

－

記載のみ
要
記載のみ

※1

低圧代替注水系原子炉注水※2流量
代替循環冷却系原子炉注水※2
流量
原子炉隔離時冷却系系統流※2量
高圧炉心スプレイ系系統流※2量
残留熱除去系系統流量

原子炉圧力容器への注水量を監視するパラメータと同じ。

※2

低圧炉心スプレイ系系統流
※2
量
原子炉圧力

※2

原子炉圧力（ＳＡ）※2

原子炉圧力容器内の圧力を監視するパラメータと同じ

サプレション・チェンバ圧力 ※2

原子炉圧力容器への注水量（１／２）

高圧代替注水系系統流量※1
低圧代替注水系原子炉注水※1流量
代替循環冷却系原子炉注水※1
流量
原子炉隔離時冷却系系統流※1量
高圧炉心スプレイ系系統流※1量

原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ
可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

※1：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
※2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
［ ］：有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータを示す。
：可搬型計測器による計測が不可のパラメータを示す。また，それに対する監視性について，「要否理由」欄へ記載する。

1.15－75

No.144-19

844

修正不要
第 1.15－6 表 重要監視パラメータ，重要代替監視パラメータ及び有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータの監視・記録について（2／6）
可搬型計測器での対応
分類

パラメータ

計測
可否 要否

残留熱除去系系統流量

記録

要否理由

記録先

備考

原子炉圧力容器への注水量（２／２）

※1

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

低圧炉心スプレイ系系統流
※1
量

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

サプレッション・プール水位 ※2
代替淡水貯槽水位※2

西側淡水貯水設備水位※2

原子炉水位（広帯域）※2原子炉水位（燃料域）※2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）※2

原子炉水位（ＳＡ燃料域）※2

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器※1
スプレイ流量低圧代替注水系格納容器※1
下部注水流量
代替淡水貯槽水位※2

西側淡水貯水設備水位※2

原子炉格納容器内の水位を監視するパラメータと同じ。
水源の確保を監視するパラメータと同じ。

記載のみ
原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

記載のみ
可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

水源の確保を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・プール水※2位
格納容器下部水位

原子炉格納容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

※2

原子炉格納容器内の温度

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

ドライウェル圧力

※2

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ※2
圧力原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

サプレッション・チェンバ
圧力

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

ドライウェル雰囲気温度※2
原子炉格納容器内の温度を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ※2
雰囲気温度［ドライウェル圧力］

可否［サプレッション・チェン
バ圧力］

可

否

プロセス計算機
プロセス計算機にて警報を記録
記録計
する。
プロセス計算機
プロセス計算機にて警報を記録
可搬型計測器での計測対象外。
記録計する。

可搬型計測器での計測対象外。

※1：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
※2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
［ ］：有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータを示す。
：可搬型計測器による計測が不可のパラメータを示す。また，それに対する監視性について，「要否理由」欄へ記載する。

1.15－76

No.144-20

845

修正不要
第 1.15－6 表 重要監視パラメータ，重要代替監視パラメータ及び有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータの監視・記録について（5／6）
可搬型計測器での対応
分類

パラメータ

計測

要否理由

可否 要否
原子炉水位（広帯域）

記録
記録先

備考

格納容器バイパスの監視

記載のみ

原子炉水位（燃料域）

原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

記載のみ

原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力

原子炉圧力容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

原子炉圧力（ＳＡ）
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度を監視するパラメータと同じ。

ドライウェル圧力

原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

［エリア放射線モニタ］

否－

サプレッション・プール水位

可搬型計測器での計測対象外

放射線管理計算機
記録計－

原子炉格納容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

代替淡水貯槽水位

※1

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

西側淡水貯水設備水位

※1

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

高圧代替注水系系統流量※2

代替循環冷却系原子炉注※2
水流量
原子炉隔離時冷却系系統※2
流量
高圧炉心スプレイ系系統※2流量
残留熱除去系系統流量

原子炉圧力容器への注水量及び原子炉格納容器への注水量を監視する
パラメータと同じ。

※2

水源の確保

低圧炉心スプレイ系系統※2流量
常設高圧代替注水系ポン※2
プ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐※2
出圧力
原子炉隔離時冷却系ポン※2
プ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポン※2
プ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出※2
圧力低圧炉心スプレイ系ポン※2
プ吐出圧力
低圧代替注水系原子炉注※2
水流量
低圧代替注水系格納容器※2
スプレイ流量低圧代替注水系格納容器※2
下部注水流量
原子炉水位（広帯域）※2原子炉水位（燃料域）※2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）※2

原子炉水位（ＳＡ燃料域）※2

常設低圧代替注水系ポン
※2
プ吐出圧力

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

原子炉圧力容器への注水量及び原子炉格納容器への注水量を監視する
パラメータと同じ。

記載のみ
原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

記載のみ
可

要

－

ＳＰＤＳ

－

※1：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
※2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
［ ］：有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータを示す。
：可搬型計測器による計測が不可のパラメータを示す。また，それに対する監視性について，「要否理由」欄へ記載する。

1.15－79

No.144-21

43

42 44

1.15－84

52

57

51

40

47

46

56

46

39

39

39

第 1.15－3 図

48
48
48

46

50

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

記載のみ

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装○

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○

重要計器及び重要代替計器（重大事故等対処設備）の系統概要図（2／2）

53
49

46

39

58 59

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

修正不要
846

No.144-22

修正不要
2.

847

選定の結果
重大事故等の対処に必要なパラメータとして，技術的能力に係る審査基
準 1.1～1.15 のパラメータの手順着手の判断基準及び操作手順に用いられるパラメータ並びに有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータの中から，炉心損傷対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態を直接監視するパラメータを選定した。
選定結果を第１表に示す。
第１表
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（1／7）
主要パラメータ

代替パラメータ

原子 炉 圧力 容 器 内の温度

原子炉圧力容器温度

主要パラメータの他チャンネル
原子炉圧力
原子炉圧力(ＳＡ)

名称の記載のみ
名称の記載のみ

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）
残留熱除去系熱交換器入口温度

原子炉圧力

主要パラメータの他チャンネル
原子炉圧力(ＳＡ)原 子 炉 圧力 容 器 内 の
圧力

名称の記載のみ

原子炉水位（広帯域）名称の記載のみ

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力容器温度

原子炉圧力(ＳＡ)

主要パラメータの他チャンネル
原子炉圧力

名称の記載のみ

原子炉水位（広帯域）名称の記載のみ

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力容器温度

原子炉水位（広帯域）

主要パラメータの他チャンネル

原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

原 子 炉圧 力 容器 内の水位（ １／２ ）名称の記載のみ

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

名称の記載のみ

高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
サプレッション・チェンバ圧力※：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15－97

No.144-23

修正不要
848

本頁全て名称の記載のみ
表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（2／7）
主要パラメータ

代替パラメータ

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉水位（燃料域）

原 子 炉圧 力 容器 内の水位（ ２／２ ）高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
サプレッション・チェンバ圧力
高圧代替注水系系統流量

サプレッション・プール水位
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）

低圧代替注水系原子炉注水流量

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
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）

代替循環冷却系原子炉注水流量

主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・プール水位

原子 炉 圧力 容 器 への注水 量（１ ／２）

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）
原子炉隔離時冷却系系統流量

サプレッション・プール水位
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）

高圧炉心スプレイ系系統流量

サプレッション・プール水位
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）

残留熱除去系系統流量

主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・プール水位
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）※：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15－98

No.144-24

849

修正不要
表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（3／7）
主要パラメータ

代替パラメータ

原 子 炉圧 力 容器 への注水量 （２／ ２）

低圧炉心スプレイ系系統流量

サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）名称の記載のみ

原子炉水位（燃料域）

名称の記載のみ

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子 炉 格 納容 器 への注水 量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
サプレッション・プール水位

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
格納容器下部水位

ドライウェル雰囲気温度

主要パラメータの他チャンネル
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

原 子 炉格 納容 器 内の温度

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・プール水温度
サプレッション・チェンバ圧力

サプレッション・プール水温度

主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

原 子 炉格 納容 器 内 の
圧力格納容器下部水温

主要パラメータの他チャンネル

ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力
ドライウェル雰囲気温度［ドライウェル圧力］※

サプレッション・チェンバ圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ雰囲気温度［サプレッション・チェンバ圧力］※

サプレッション・プール水位

低圧代替注水系原子炉注水流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量

原 子 炉格 納容 器 内の水位

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力格納容器下部水位

主要パラメータの他チャンネル
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位［格納容器下部雰囲気温度］※※：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15－99

No.144-25

修正不要

850

本頁全て名称の記載のみ
表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（6／7）
主要パラメータ

代替パラメータ＜原子炉圧力容器内の状態＞

主要パラメータ（原子炉水位（広帯域），原子炉水位

原子炉水位（広帯域）（燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）） の他

原子炉水位（燃料域）

チャンネル

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

ドライウェル雰囲気温度

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

ドライウェル圧力

原子炉圧力［エリア放射線モニタ］※

原子炉圧力（ＳＡ）

格 納 容 器 バ イ パ ス の監 視

＜原子炉格納容器内の状態＞

主要パラメータ（ドライウェル雰囲気温度）の他チ

ドライウェル雰囲気温度

ャンネル

ドライウェル圧力

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)［エリア放射線モニタ］※＜原子炉建屋内の状態＞

原子炉水位（広帯域）［エリア放射線モニタ］

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）
ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力

サプレッション・プール水位

高圧代替注水系系統流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水 源の 確 保 （ １ ／ ２ ）代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
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
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

代替淡水貯槽水位

低圧代替注水系原子炉注水流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
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）
サプレッション・プール水位
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15－102

No.144-26

修正不要
表１

851

重大事故等の対処に必要なパラメータ（7／7）

分類

主要パラメータ

代替パラメータ

水 源 の 確保 （ ２ ／ ２ ）西側淡水貯水設備水位低圧代替注水系原子炉注水流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量

記載のみ
記載のみ

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）
サプレッション・プール水位

原 子 炉建 屋内の
水素濃 度

原子炉建屋水素濃度

原子 炉格 納容 器
内の酸素 濃 度

格納容器内酸素濃度(ＳＡ)主要パラメータの他チャンネル
静的触媒式水素再結合器動作監視装置

格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)
格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力［格納容器内酸素濃度］※

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

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

使用済燃料プール温度(ＳＡ)

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）使 用 済 燃 料 プ ー ルの 監 視

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

使用済燃料プールエリア放射線モニタ(高レン

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

ジ・低レンジ)

使用済燃料プール温度(ＳＡ)
使用済燃料プール監視カメラ

使用済燃料プール監視カメラ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度(ＳＡ)
使用済燃料プールエリア放射線モニタ(高レンジ・低
レンジ)※：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15－103

No.144-27

修正不要
ｆ

852

「SBO 影響（負荷切離し後）」欄は，負荷を切離し，直流電源を延命した場合に監視可能な計器数を示す。

ｇ「パラメータ分類」欄は，抽出パラメータの分類を示し，その結果を①～③にて示す。
① 重要監視パラメータ② 有効監視パラメータ③ 補助パラメータｈ「補助パラメータ分類理由」欄は，補助パラメータの選定について，
その理由を示す。

ｉ「評価（計器故障等）」欄は，抽出パラメータが計器故障等で監視できない場合に，判断基準の確認を抽出パラメータの代替パラメータによる推定可否を評価し，監視方法を示す。

ｊ「評価（SBO）」欄は，全交流動力電源喪失の影響を考慮した場合に，判断又は確認が可能なパラメータの監視方法を示す。
・負荷を切離し，直流電源を延命した場合に監視可能な計器を評価し，監視方法について記載している。

第１表

重大事故等対処に係る監視事項（例）
監視パラメータcab
対応手段 項目

分類

抽出パラメータを計測する計器

d 抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器

h
g
補助パラ
計器
計器名称
パラメータ
e
f
メータ
数
分類
直後 負荷切離し後
分類理由

名称の記載のみ
原子炉水
判断
原子炉水 基準
位（広帯
原子炉圧
位低下に
域）
力容器内
よる原子
原子炉水
炉出力抑 ／ の水位
位（燃料
制
操作
域）

2
2

2
2

1
1

①
①

－
－

名称の記載のみ※評価

SBO 影響SBO 影響

計器名称

計器
数

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃
料域）

1
1

1
1

1
1

1

1

1

4

4

4

2

2

2

1

1

1

1

0

0

3

0

0

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

1

0

0

原子炉圧力

2

2

1

原子炉圧力（ＳＡ）

2

2

2

サプレッション・チ
ェンバ圧力

1

1

1

i
計器故障等

j
SBO

直接的に原子炉圧
力容器の水位を計測することができ，監視可能監視事項は抽
原子炉圧力容器へ 出パラメータ
注水している系統 にて確認の注水流量と崩壊熱除去に必要な水量より原子炉水位の代替監視可能

原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）及び サ プ レ ッ シ ョ 監視事項は抽ン・チェンバ圧力 出パラメータの差圧から原子炉 にて確認
圧力容器の満水を推定する。

抽出パラメータを計測する計器の計器名称又は抽出パラメータの代替パ
ラメータを計測する 計器の計器名称の灰色部は，計測される パラメータが重要監視パラメータ又は重要代替監視パラメータであることを示す。
1.15－105

No.144-28

1.15－114

操
作

計器名称

原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力

起動領域計装補機監視 制 御 棒 駆 動 水 圧 系 駆
動水ヘッダ差圧
機能

原子炉圧
力容器内
の圧力

未臨界の
監視

平均出力領域計装

プラント[制御棒操作監視系]
停止状態

分類

1

2

2

8

2

1

計器数

0

2

2

8

2

1

直後

③

①

①

①

①

②

制御棒駆動系の運転状態を確認するパラメータ

－

－

－

－

－

2
2
1
1
4

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力容器温度

－

2

原子炉圧力

－

2
2
1
1
4

2
2
1
1
4

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力容器温度

－

2
2
1
1
4

2

2

2

原子炉圧力（ＳＡ）

1

2

1

2

平均出力領域計装

1

8

2

8

直後

[制御棒操作監視系]

1

8

起動領域計装[制御棒操作監視系]

2

8

計器数

平均出力領域計装

起動領域計装

計器名称

－

1
1
1
1
4

1

1
1
1
1
4

2

0

0

0

0

0

0

負荷切り離し後SBO 影響

抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器

SBO

－

－

監視事項は抽飽和温度/圧力の関係から原子炉水 出パラメータ位に より原子炉圧力 の代 替監視可 にて確認
能

直接 的に原子炉圧力 容器 内の圧力を計測することができ，監視可能

監視事項は代起動 領域計装，平均 出力 領域計装
替パラメータにより，未臨界状態が推定可能
にて確認
起動 領域計装により 平均 出力領域
監視事項は抽計装の代替監視可能
出パラメータ
制御 棒操作監視系の 制御 棒位置指にて確認
示により，未臨界状態が推定可能
平均 出力領域計装に より 起動領域
監視事項は抽計装の代替監視可能
出パラメータ
制御 棒操作監視系の 制御 棒位置指にて確認
示により，未臨界状態が推定可能
直接 的に原子炉圧力 容器 内の圧力を計測することができ，監視可能
監視事項は抽飽和温度/圧力の関係から原子炉水 出パラメータ位に より原子炉圧力 の代 替監視可 にて確認
能

計器故障等

評価

名 称 の記載のみ。
以 降 の本 表 にお ける同 一 記載の繰 返 し（ ９ ７ 個 ） は省 略 。

0

2

1

0

0

0

パラメータ 補助パラメータ
分類
分類理由
負荷切り離し後SBO 影響①：重要監視パラメータ，②：有効監視パラメータ，③：補助パラメータ

制御棒挿入

項目

抽出パラメータを計測する計器

監視パラメータ

重大事故等対処に係る監視事項

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

対応手段

1.1

第１表

修正不要
853

No.144-29

項目

分類

計器名称

1.15－115
1
1

1
1

①
①

③

給復水系の運転状態を確認する
パラメータ

－
－

－
－

原子炉の水位を確認するパラメ
ータ

1
2
2
1
4
2
1
1
3
1
2
2
1

サプレッション・チェンバ圧力
原子炉水位（広帯域)
原子炉水位（燃料域)
高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
サプレッション・チェンバ圧力

－

1
4
2
1
1
3
1
2
2

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

－

1
1

－

計器数

原子炉水位（ＳＡ広帯域)
原子炉水位（ＳＡ燃料域)

－

計器名称

－

1

1
4
2
1
0
0
0
2
2

2
2

1

1
4
2
1
0
0
0
2
2

1
1

－

直後

－

1

1
4
2
1
0
0
0
1
2

1
1

1

1
4
2
1
0
0
0
1
2

1
1

－

負荷切り離し後

SBO影響

抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器

監視パラメータ

－

SBO

－

－

原子炉圧力，原子炉圧力（Ｓ
監視事項は抽Ａ ）及 び サ プ レッ シ ョ ン ・ チ ェ出パラメータン バ圧 力 の 差 圧か ら 原 子 炉 圧 力にて確認
容器の満水を推定する。

監視事項は抽原 子炉 圧 力 容 器へ 注 水 し て い る 出パラメータ
系 統の 注 水 流 量と 崩 壊 熱 除 去 に にて確認
必 要な 水 量 よ り原 子 炉 水 位 の 代
替監視可能

原子炉圧力，原子炉圧力（Ｓ
監視事項は抽Ａ ）及 び サ プ レッ シ ョ ン ・ チ ェ出パラメータン バ圧 力 の 差 圧か ら 原 子 炉 圧 力にて確認
容器の満水を推定する。
直 接的 に 原 子 炉圧 力 容 器 内 の 水
位 を計 測 す る こと が で き ， 監 視可能

監視事項は抽原 子炉 圧 力 容 器へ 注 水 し て い る 出パラメータ
系 統の 注 水 流 量と 崩 壊 熱 除 去 に にて確認
必 要な 水 量 よ り原 子 炉 水 位 の 代
替監視可能

直 接的 に 原 子 炉圧 力 容 器 内 の 水
位 を計 測 す る こと が で き ， 監 視
可能

－

計器名称

評価

記載のみ。
以 降 の本 表 にお ける同 一 記載の繰 返 し（ １ ３ １ 個 ） は省 略 。

③

1
1

2
2

0

原子炉圧
力容器へ 給水流量
1
0
0
の注水量
①：重要監視パラメータ，②：有効監視パラメータ，③：補助パラメータ

原子炉水位（ＳＡ広帯域)
原子炉水位（ＳＡ燃料域)

22

原子炉水位（広帯域)
原子炉水位（燃料域)3①①

判 断基 準 （ １ ／ ２ ）

1
1

原子炉圧
力容器内
の水位

3

直後

パラメータ 補助パラメータ
分類
分類理由
負荷切り離し後

SBO影響

抽出パラメータを計測する計器

計器数

原子炉水位（狭帯域)

設計基準事故対処設備を使用した対応手順(1) 原 子 炉
隔離時冷却系
による原子炉
注水

1.2.2.1

重大事故等対処に係る監視事項

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

対応手段

1.2

第１表

修正不要
854

No.144-30

重大事故等対処に係る監視事項

1

原子炉隔離時冷却系
系統流量

1

0

1

①

①

1.15－134
－

－

－

－

2
2
1
1
－

1

サプレッション・プール水位
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)
－

2
2
1
1

1

2
2
1
1

1

計器数

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)

サプレッション・プール水位

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)

サプレッション・プール水位

計器名称

2
2
1
1
－

1

2
2
1
1

1

2
2
1
1

1

直後

評価
SBO

－

記載のみ。
以 降 の本 表 にお ける同 一 記載の繰 返 し（ ２ ０ 個 ） は省－

サプ レッション・プ ール 水位の水
位変 化より，高圧代 替注 水系系統
流量の代替監視可能
監視事項は抽出パラメータ崩壊 熱除去に必要な 注水 量と原子にて確認
炉水 位の変化より， 高圧 代替注水
系系統流量の代替監視可能

サプ レッション・プ ール 水位の水
位変 化より，高圧炉 心ス プレイ系
系統流量の代替監視可能
監視事項は抽出パラメータ崩壊 熱除去に必要な 注水 量と原子にて確認
炉水 位の変化より， 高圧 炉心スプ
レイ系系統流量の代替監視可能

サプ レッション・プ ール 水位の水
位変 化より，原子炉 隔離 時冷却系
系統流量の代替監視可能
監視事項は抽出パラメータ崩壊 熱除去に必要な 注水 量と原子にて確認
炉水 位の変化より， 原子 炉隔離時
冷却系系統流量の代替監視可能

計器故障等

記載のみ。
以 降 の本 表 にお ける同 一 記載の繰 返 し（ ４ 個 ） は省 略 。

1
1
1
1
－

1

1
1
1
1

1

1
1
1
1

1

負荷切り離し後SBO 影響

抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器

監視パラメータ

記載のみ。
以 降 の本 表 にお ける同 一 記載の繰 返 し（ ４ ３ 個 ） は省 略 。

－

1

0

1

直後

パラメータ 補助パラメータ
分類
分類理由
負荷切り離し後SBO 影響

可搬型計測器－－－①：重要監視パラメータ，②：有効監視パラメータ，③：補助パラメータ

高圧代替注水系系統
流量

1

計器数

計器名称

原子炉圧 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系
力容器へ 系統流量
の注水量

分類

①

判断基準 （３／４ ）1ｂ．現場での人力操作による高圧代替注
水系起動

項目

抽出パラメータを計測する計器

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

対応手段

1.2

第１表

修正不要
855

No.144-31

判 断 基 準 （ １／ ４ ）

計器名称

原子炉圧力

原子炉圧
力容器内 原子炉圧力容器温度の温度

格納容器雰囲気放射原子炉格線モニタ（Ｄ／Ｗ）
納容器内の放射線
格納容器雰囲気放射量率線モニタ（Ｓ／Ｃ）

分類

2

2

4

2

2

4

2

直後

2

計器数

1

4

2

2

①

①

①

①

－

－

－

－

パラメータ 補助パラメータ
分類
分類理由
負荷切り離し後

SBO影響

原子炉圧力（ＳＡ）

2

2

残留熱除去系熱交換器入口温度

2

0

2
2
1
1

2
2
1
1

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）

2
2

2
2

2

原子炉圧力（ＳＡ）

2

格納容器雰囲気放射線モニタ
（Ｄ／Ｗ）

2

直後

原子炉圧力

2

計器数

格納容器雰囲気放射線モニタ
（Ｓ／Ｃ）

計器名称

2

0

1
1
1
1

2

1

2

2

負荷切り離し後

SBO影響

抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器

監視パラメータ

重大事故等対処に係る監視事項

1.15－156

原子炉圧力（ＳＡ）

2

2①：重要監視パラメータ，②：有効監視パラメータ，③：補助パラメータ

原子炉圧
力容器内
の圧力
2

①

－

2
2
2
1
1
4

2
2
2
1
1
4

原子炉圧力
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）
原子炉圧力容器温度

2
2
1
1
4

2
2
1
1
4

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力容器温度

1
1
1
1
4

1

1
1
1
1
4

計器故障等

評価
SBO

直接 的に格納容器内 雰囲 気放射線 監視事項は抽レベ ルを計測するこ とが でき，監 出パラメータ
視可能にて確認
直接 的に格納容器内 雰囲 気放射線 監視事項は抽レベ ルを計測するこ とが でき，監 出パラメータ
視可能にて確認
飽和温度/圧力の関係から原子炉圧力に より，原子炉圧 力容 器内の温度の代替監視可能
スク ラム後，原子炉 水位 が燃料有
効長 頂部に到達する まで の経過時 監視事項は抽間よ り原子炉圧力容 器内 の温度の 出パラメータ
代替監視可能にて確認
残留熱除去系が運転状態であれ
ば， 残留熱除去系熱 交換 器入口温度よ り原子炉圧力容 器温 度の代替
監視可能
直接 的に原子炉圧力 容器 内の圧力を計測することができ，監視可能
監視事項は抽飽和温度/圧力の関係から原子炉水 出パラメータ位に より原子炉圧力 の代 替監視可 にて確認
能

監視事項は抽飽和温度/圧力の関係から原子炉水 出パラメータ位に より原子炉圧力 の代 替監視可 にて確認
能

直接 的に原子炉圧力 容器 内の圧力を計測することができ，監視可能記載のみ。
以 降 の本 表 にお ける同 一 記載の繰 返 し（ ４ ５ 個 ） は省 略 。

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】

項目

抽出パラメータを計測する計器

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

対応手段

1.3

第１表

修正不要
856

No.144-32

操作 （ ３ ／ ３ ）

計器名称

原子炉圧
力容器内 原子炉圧力容器温度の温度

格納容器雰囲気放射原子炉格線モニタ（Ｄ／Ｗ）
納容器内の放射線
格納容器雰囲気放射量率線モニタ（Ｓ／Ｃ）

分類

4

2

2

4

2

直後

2

計器数

4

2

2

記載のみ

①

記載のみ

①

①

－

－

－

2
2
1
1
2

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）
残留熱除去系熱交換器入口温度22

原子炉圧力（ＳＡ）

2

格納容器雰囲気放射線モニタ
（Ｄ／Ｗ）
原子炉圧力

2

計器数

格納容器雰囲気放射線モニタ
（Ｓ／Ｃ）

計器名称

0

2
2
1
1

2

2

2

2

直後

0

1
1
1
1

2

1

2

2

負荷切り離し後

SBO影響

抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器

監視パラメータ

重大事故等対処に係る監視事項

パラメータ 補助パラメータ
分類
分類理由
負荷切り離し後SBO影響①：重要監視パラメータ，②：有効監視パラメータ，③：補助パラメータ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】

項目

抽出パラメータを計測する計器

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

対応手段

1.3

第１表

記載のみ

SBO

直接 的に格納容器内 雰囲 気放射線 監視事項は抽レベ ルを計測するこ とが でき，監 出パラメータ
視可能にて確認
直接 的に格納容器内 雰囲 気放射線 監視事項は抽レベ ルを計測するこ とが でき，監 出パラメータ
視可能にて確認
飽和温度/圧力の関係から原子炉圧力に より，原子炉圧 力容 器内の温度の代替監視可能
スク ラム後，原子炉 水位 が燃料有
効長 頂部に到達する まで の経過時 監視事項は抽間よ り原子炉圧力容 器内 の温度の 出パラメータ
代替監視可能にて確認
残留熱除去系が運転状態であれ
ば， 残留熱除去系熱 交換 器入口温度よ り原子炉圧力容 器温 度の代替
監視可能

計器故障等

評価

修正不要

1.15－162857

No.144-33

操作（１／３）

1.15－1641

原子炉隔離時冷却系
系統流量

原子炉圧
力容器内
の圧力

2

2

原子炉圧力

原子炉圧力（ＳＡ）

2

復水貯蔵タンク水位

1

計器数

計器名称

運転状態
の 監 視
（運転状
態）
原子炉隔離時冷却系
ポンプ吐出圧力

分類

2

2

0

1

1

直後

2

1

0

1

1

①

①

③

－

－

－

2
2
1
1
4
2
2
2
1
1
4

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力容器温度
原子炉圧力
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）
原子炉圧力容器温度

－
2

－

－

2
2
1
1

1

計器数

原子炉圧力（ＳＡ）－

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）－－

代替淡水源の確
保状態を確認するパラメータ記載のみ①

サプレッション・プール水位

計器名称

2
2
1
1
4

2

2
2
1
1
4

2

－

－

2
2
1
1

1

直後

1
1
1
1
4

1

1
1
1
1
4

2

－

－

1
1
1
1

1

負荷切り離し後

SBO影響

抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器

監視パラメータ

重大事故等対処に係る監視事項

パラメータ 補助パラメータ
分類
分類理由
負荷切り離し後SBO影響①：重要監視パラメータ，②：有効監視パラメータ，③：補助パラメータ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

項目

抽出パラメータを計測する計器

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

対応手段

1.3

第１表

SBO

－

－

監視事項は抽飽和温度/圧力の関係から原子炉水 出パラメータ位に より原子炉圧力 の代 替監視可 にて確認
能

直接 的に原子炉圧力 容器 内の圧力を計測することができ，監視可能

監視事項は抽飽和温度/圧力の関係から原子炉水 出パラメータ位に より原子炉圧力 の代 替監視可 にて確認
能

直接 的に原子炉圧力 容器 内の圧力を計測することができ，監視可能－－

サプ レッション・プ ール 水位の水
位変 化より，原子炉 隔離 時冷却系
系統流量の代替監視可能
監視事項は抽出パラメータ崩壊 熱除去に必要な 注水 量と原子にて確認
炉水 位の変化より， 原子 炉隔離時
冷却系系統流量の代替監視可能

計器故障等

評価

修正不要
858

No.144-34分類

操作 （ １ ／ ４ ）1.15－177
1
0
0

1

1

3

4

1

主蒸気流量

給水流量

0

4

0

1

1

8

高圧炉心スプレイ系
ポンプ吐出圧力原子炉隔離時冷却系
ポンプ吐出圧力低圧炉心スプレイ系
ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ
吐出圧力8

ドライウェル雰囲気
温度

2

1

2

原子炉圧力（ＳＡ）

2

ドライウェル圧力

2

1
1

1
1

原子炉圧力

2
2

3

直後

2
2

3

原子炉水位（狭帯域）

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃
料域）

計器数

計器名称

0

0

0

0

1

0

1

8

2

1

1
1

1
1

0

③

③

－

－

－

－

原子炉冷却材の漏えいを確認するパラメータ
給復水系の運転状態を確認する
パラメータ

－

－

－

－

－

－

－

－

－
－

－
－

原子炉の水位を確認するパラメ
ータ

記載のみ
①

記載のみ

①

①

①

①
①

①
①

③

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

22

[エリア放射線モニタ]
－

2
2
1
1
2
2

22

1

8

－

計器数

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）[エリア放射線モニタ]

ドライウェル圧力

ドライウェル雰囲気温度

－

計器名称

－

－

－

－

－

－

0

2
2
1
1
2
2

0

1

8

－

直後

－

－

－

－

－

－

0

1
1
1
1
1
2

0

1

8

－

負荷切り離し後

SBO影響

抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器

監視パラメータ

重大事故等対処に係る監視事項

パラメータ 補助パラメータ
分類
分類理由
負荷切り離し後SBO影響①：重要監視パラメータ，②：有効監視パラメータ，③：補助パラメータ

格納容器
バイパス
の監視

記載のみ

記載のみ

(1) 非常時運
転手順書Ⅱ
（徴候ベー
ス）「二次格納施設制御」

項目

抽出パラメータを計測する計器

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

対応手段

1.3

第１表

修正不要

－

－

－

－

－

－

記載のみ

－

－

－

－

－

－

ドラ イウェル雰囲気 温度 ，ドライ
ウェ ル圧力の監視が 不可 能となった場合には，原子炉水位（広帯域・ 燃料域），原子 炉水 位（ＳＡ 監視事項は抽広帯 域・ＳＡ燃料域 ）， 原子炉圧 出パラメータ
力， 原子炉圧力（Ｓ Ａ） ，エリア にて確認
放射 線モニタ（有効 監視 パラメータ） により格納容器 バイ パスの発生を監視可能

記載のみ

－

SBO

原子 炉水位（広帯域 ・燃 料域），
原子 炉水位（ＳＡ広 帯域 ・ＳＡ燃料域 ），原子炉圧力 ，原 子炉圧力
（Ｓ Ａ）の監視が不 可能 となった 監視事項は抽場合 には，ドライウ ェル 雰囲気温 出パラメータ度， ドライウェル圧 力， エリア放 にて確認
射線モニタ（有効監視パラメータ） により格納容器 バイ パスの発生を監視可能

－

計器故障等

評価

修正不要
859

No.144-35

重大事故等対処に係る監視事項

操作 （ ２ ／ ２ ）1.15－195

原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力

計器名称

補機監視 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ
吐出圧力機能
残留熱除去系熱交換器入口温度
最終ヒー 残 留 熱 除 去 系 熱 交 換
トシンク 器出口温度の確保
残留熱除去系系統流量

原子炉圧
力容器内 原子炉圧力容器温度
の温度

原子炉圧
力容器内
の圧力

分類

0
0
0
0

2

2

3

4

2

2

直後

3

4

2

2

計器数

0

0

0

0

4

2

1

①

①

①

－

①

記載のみ

－

－

－

－

－

－

－

記載のみ

①

記載のみ

①

パラメータ 補助パラメータ
分類
分類理由
負荷切り離し後SBO影響①：重要監視パラメータ，②：有効監視パラメータ，③：補助パラメータ(3) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱

項目

抽出パラメータを計測する計器

2
2
2
1
1
4
2

2
2
2
1
1
4
2

原子炉圧力
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）
原子炉圧力容器温度
原子炉圧力

2
3

2
3

サプレッション・チェンバ雰囲
気温度
サプレッション・プール水温度

8

4
8

4

－

ドライウェル雰囲気温度

原子炉圧力容器温度－2

残留熱除去系熱交換器入口温度

－

2
2
1
1

2
2
1
1

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）

0

2

2

原子炉圧力（ＳＡ）

2
2
1
1
4

2
2
1
1
4

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力容器温度

2

直後

2

計器数

原子炉圧力（ＳＡ）

計器名称

3

2

8

4

－

0

1
1
1
1

2

1
1
1
1
4
1

1

1
1
1
1
4

2

負荷切り離し後

SBO影響

抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器

監視パラメータ

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

対応手段

1.4

第１表

SBO

－
原子炉圧力容器温度，ドライウェ
ル雰囲気温度，サプレッション・
監視事項は抽チェンバ雰囲気温度及びサプレッ
出パラメータション・プール水温度により，残にて確認
留熱除去系による冷却の代替監視
可能

－

記載のみ

飽和温度/圧力の関係から原子炉圧力により，原子炉圧力容器内の温度の代替監視可能
スクラム後，原子炉水位が燃料有
効長頂部に到達するまでの経過時 監視事項は抽間より原子炉圧力容器内の温度の 出パラメータ
代替監視可能にて確認
残留熱除去系が運転状態であれ
ば，残留熱除去系熱交換器入口温度より原子炉圧力容器温度の代替
監視可能

監視事項は抽飽和温度/圧力の関係から原子炉水 出パラメータ
位により原子炉 圧力の代替監視可 にて確認
能

直接的に原子炉 圧力容器内の圧力を計測することができ，監視可能

監視事項は抽飽和温度/圧力の関係から原子炉水 出パラメータ
位により原子炉 圧力の代替監視可 にて確認
能

直接的に原子炉 圧力容器内の圧力を計測することができ，監視可能

計器故障等

評価

修正不要
860

No.144-36

重大事故等対処に係る監視事項

2
1

2

1

1

消火系ポンプ吐出ヘ
ッダ圧力

消火系の運転状態を確認するパ
ラメータ
補給水系の運転状態を確認する
パラメータ

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

計器数

－

－

－

－

直後

－

－

－

－

負荷切り離し後判断基準 （３／３）

1.15－203

西側淡水貯水設備水
位

1

1

1

1

1

1

1

1

0

①

①

③

－

－

4
2
1
2
2
1
1
1

4
2
1
2
2
1
1
1

低圧代 替注水 系原子 炉注水 流量
低圧代 替注水 系格納 容器ス プ
レイ流量
低圧代 替注水 系格納 容器下 部
注水流量
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）
サプレッション・プール水位

2

2

2
2
1
1
1

2
2
1
1
1

常設低 圧代替 注水系 ポンプ 吐
出圧力

1

1

4

2

4

低圧代 替注水 系原子 炉注水 流量
低圧代 替注水 系格納 容器ス プ
レイ流量
低圧代 替注水 系格納 容器下 部
注水流量
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）
サプレッション・プール水位

－

2

－

－

1
1
1
1
1

1

2

4

2

1
1
1
1
1

1

2

4

①：重要監視パラメータ，②：有効監視パラメータ，③：補助パラメータ記載のみ。
以 降 の本 表 にお ける同 一 記載の繰 返 し（ ３ ３ 個 ） は省 略 。

水源の確
保

代替淡水貯槽水位

復水移送ポンプ吐出
ヘッダ圧力

－

③

－

－

－

－

計器名称

SBO影響

抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器記載のみ。
以 降 の本 表 にお ける同 一 記載の繰 返 し（ ７ ８ 個 ） は省 略 。

0

1

2

0

0

パラメータ 補助パラメータ
分類
分類理由
負荷切り離し後

SBO影響

－

1

0

1

直後
0

計器数

3

計器名称

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
補機監視 代 替 循 環 冷 却 系 ポ ン
機能
プ吐出圧力

分類

監視パラメータ－(b) 低圧代替
注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）

項目

抽出パラメータを計測する計器

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

対応手段

1.4

第１表

－

－

－

－

－

－

SBO

西側淡 水貯 水設備水位を水 源と している 系統 のうち，運転し てい る
系統の 注水 量より，西側淡 水貯 水
設備水位の代替監視可能
監視事項は抽出パラメータにて確認
原子炉 水位 ，サプレッショ ン・ プ
ール水 位の 変化より，西側 淡水 貯水設備水位の代替監視可能

代替淡 水貯 槽を水源とする ポン プ
吐出圧 力よ り代替淡水貯槽 水位 の代替監視可能監視事項は抽出パラメータ原子炉 水位 ，サプレッショ ン・ プ
にて確認
ール水 位の 変化より，代替 淡水 貯槽水位の代替監視可能

代替淡 水貯 槽を水源として いる 系
統のう ち， 運転している系 統の 注
水量よ り， 代替淡水貯槽水 位の 代
替監視可能

－

－

－

－

－

－

計器故障等

評価

修正不要
861

No.144-37

重大事故等対処に係る監視事項

判断 基 準操作（１／２ ）1.15－266

原子炉圧
力容器内の水位 原 子 炉 水 位 （ 広 帯（ １ ／ 域）２）
原子炉水位（燃料
域）

2
2

3

原子炉水位（狭帯
域）

記載のみ

3

補機監視 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ
機能
吐出圧力

計器数

3

計器名称

原子炉圧
残留熱除去系系統流
力容器へ
量
の注水量

分類

2
2

3

0

0

直後

1
1

0

0

0

①
①

③

－

①

－
記載のみ

1
0
0
0
2
2
1

1

2

2
1
1
3
1
2
2

4

1
1
1

1
1
1
4

2
2

－

2
2
1
1

1

直後

2
2

－

2
2
1
1

1

サプレッション・プール水位
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）

計器数

計器名称

1

1
0
0
0
1
2

2

4

1
1
1

1
1

－

1
1
1
1

1

負荷切り離し後

SBO影響

抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器

監視パラメータ

原子炉の水位を
原子炉水位（広帯域）確認するパラメ
原子炉水位（燃料域）
ータ
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高圧代替注水系系統流量
低圧代 替注水 系原子 炉注水 流
量
代替循 環冷却 系原子 炉注水 流
量－
原子炉隔離時冷却系系統流量－
高圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
サプレ ッショ ン・チ ェンバ 圧力－－

パラメータ 補助パラメータ
分類
分類理由
負荷切り離し後SBO影響①：重要監視パラメータ，②：有効監視パラメータ，③：補助パラメータ(b) 原子炉冷却材浄化系による進展抑制項目

抽出パラメータを計測する計器

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

対応手段

1.4

第１表

SBO

－

－

原子炉 圧力 ，原子炉圧力（ ＳＡ ）監視事項は抽及びサ プレ ッション・チェ ンバ 圧
出パラメータ
力の差 圧か ら原子炉圧力容 器の 満にて確認
水を推定する。

監視事項は抽
原子炉 圧力 容器へ注水して いる 系
出パラメータ
統の注 水流 量と崩壊熱除去 に必 要にて確認
な水量 より 原子炉水位の代 替監 視可能

崩壊熱 除去 に必要な注水量 と原 子
炉水位 の変 化より，残留熱 除去 系
系統流量の代替監視可能
直接的 に原 子炉圧力容器内 の水 位を計測することができ，監視可能－

サプレ ッシ ョン・プール水 位の 水
位変化 より ，残留熱除去系 系統 流
量の代替監視可能
監視事項は抽出パラメータ崩壊熱 除去 に必要な注水量 と原 子
にて確認
炉水位 の変 化より，残留熱 除去 系
系統流量の代替監視可能

計器故障等

評価

修正不要
862

No.144-38

重大事故等対処に係る監視事項

判 断基準 （４ ／６）

1.15－43442

低圧代替注水系原子炉注水流量

代替循環冷却系原子
炉注水流量1

低圧炉心スプレイ系
系統流量

3

1

高圧炉心スプレイ系
系統流量

原子炉圧
力容器へ
残留熱除去系系統流
の注水量
量

1

給水流量

計器数

2

4

0

0

0

0

直後

①

①

①

①

①

③

分類

－

－

－

－

－

－

給復水系の運転状態を確認する
パラメータ

計器数

2
2
1
1

1

2
2
1
1

1
1
1
1

1

1
1
1
1

1

1
1
1
1
1

1

1
1
1
1

1

1
1
1
1

1

－

負荷切り離し後

計器故障等

SBO

－

サプ レッション・プ ール 水位の水
位変 化より代替循環 冷却 系原子炉
注水流量の代替監視可能
監視事項は抽出パラメータ崩壊 熱除去に必要な 注水 量と原子にて確認
炉水 位の変化より， 代替 循環冷却系原子炉注水流量の代替監視可能

代替淡水貯槽水位, 西側淡水貯水設備 水位の水位変化 より ，低圧代
替注 水系原子炉注水 流量 の代替監
監視事項は抽視可能
出パラメータ崩壊 熱除去に必要な 注水 量と原子 にて確認
炉水 位の変化より， 低圧 代替注水
系原子炉注水流量の代替監視可能

サプ レッション・プ ール 水位の水
位変 化より残留熱除 去系 系統流量の代替監視可能
監視事項は抽出パラメータ崩壊 熱除去に必要な 注水 量と原子にて確認
炉水 位の変化より， 残留 熱除去系
系統流量の代替監視可能

サプ レッション・プ ール 水位の水
位変 化より，低圧炉 心ス プレイ系
系統流量の代替監視可能
監視事項は抽出パラメータ崩壊 熱除去に必要な 注水 量と原子にて確認
炉水 位の変化より， 低圧 炉心スプ
レイ系系統流量の代替監視可能

サプ レッション・プ ール 水位の水
位変 化より，高圧炉 心ス プレイ系
系統流量の代替監視可能
監視事項は抽出パラメータ崩壊 熱除去に必要な 注水 量と原子にて確認
炉水 位の変化より， 高圧 炉心スプ
レイ系系統流量の代替監視可能

－

記載のみ。
以降の本表における同一記載の繰返し（１８個）は省略。

記載のみ。
以降の本表における同一記載の繰返し（４２個）は省略。

2
2
1
1

1

サプレッション・プール水位
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）

2
2
1
1

1

西側淡水貯水設備水位
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）

2
2
1
1
1

2
2
1
1
1

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）
代替淡水貯槽水位

11

1

サプレッション・プール水位

2
2
1
1

1

2
2
1
1

1

サプレッション・プール水位

2
2
1
1

1

－

直後

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）

2
2
1
1

1

－

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）

サプレッション・プール水位

計器名称

分類理由

記載のみ。
以降の本表における同一記載の繰返し（３９個）は省略。

2

4

0

0

0

0

負荷切り離し後①：重要監視パラメータ，②：有効監視パラメータ，③：補助パラメータｄ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）

計器名称

監視パラメータ
以降の本表における同一記載の繰返し（２３個）は省略。 記載のみ。
抽出パラメータを計測する計器
抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器
評価
対応手段
項目
以降の本表における同一記載の繰返し（２４個）は省略。
SBO影響
SBO影響
分類
パラメータ 補助パラメータ

記載のみ。
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

第１表

修正不要
863

No.144-39

原子炉圧力

原子炉圧力（ＳＡ）

計器名称

1.15－720222

原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力容器温度

1

1

記載のみ
1

1
1

－

①

①
①

－

－

－
－

－

1
1

1
1
－

2
2

2
2
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）
－

1

1

0

1

8

4

1
1

サプレッション・プール
水位

22[エリア放射線モニタ]

2
2

2
2

4

1
1

2
2

2

4

1
1

4

1
1

2
2

2
2

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力容器温度

1

－
－

－

－

2

直後
2

計器数

原子炉圧力

計器名称

ドライウェル圧力

①
①

①

①

補助パラメータ
分類理由

記載のみ

1
1

1

2

負荷切り離し後

パラメータ
分類

8

1
1

2

2

直後

SBO影響

ドライウェル雰囲気温度

1
1

2

2

計器数

残留熱除去系ポンプ吐出300
圧力①：重要監視パラメータ，②：有効監視パラメータ，③：補助パラメータ

原子炉隔離時冷却系系統
流量

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

ＩＳＬＯＣＡ発生
原子炉水位（ＳＡ広帯の確認域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確
認
（３／３）

対応手段

抽出パラメータを計測する計器

－

1
1

1
1

1

0

1

8

4

1
1

1
1

2

4

1
1

1
1

1

負荷切り離し後

SBO影響

抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器

重大事故等対処に係る監視事項

2.7 格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

第１表

SBO

－

－

監 視 事 項 は
抽 出 パ ラ メ
崩壊熱 除去に 必要な 注水量 と原子 ー タ に て 確
炉水位 の変化 より， 原子炉 隔離時 認
冷却系系統流量の代替監視可能

サプレ ッショ ン・プ ール水 位の水
位変化 より， 原子炉 隔離時 冷却系
系統流量の代替監視可能

原子炉 水位（ 広帯域 ・燃料 域），
原子炉 水位（ ＳＡ広 帯域・ ＳＡ燃料域） の監視 が不可 能とな った場
監視事項は抽合には，ドライウェル雰囲気温出パラメータ度，ド ライウ ェル圧 力，エ リア放にて確認
射線モニタ（有効監視パラメー
タ）に より格 納容器 バイパ スの発生を監視可能記載のみ

監視事項は抽飽和温度/圧力の関係から原子炉水 出 パ ラ メ ー タ
位によ り，原 子炉圧 力の代 替監視 にて確認可能

直接的 に原子 炉圧力 容器内 の圧力を計測することができ，監視可能

監視事項は抽飽和温度/圧力の関係から原子炉水 出 パ ラ メ ー タ
位によ り，原 子炉圧 力の代 替監視 にて確認可能

直接的 に原子 炉圧力 容器内 の圧力を計測することができ，監視可能

計器故障等

評価

修正不要
864

No.144-40

0～50L／s
0～500L／s
0～500m ３ ／h＊4
0～80m ３ ／h＊4,＊6
0～300m ３ ／h＊5

0～50L／s
0～50L／s
0～500L／s
0～500m３ ／h＊4
0～80m ３ ／h＊4,＊6
0～300m３ ／h＊50～150m ／h
0～600L／s
0～600L／s

0～600L／s
0～600L／s

３0～80m ／h＊5,＊6

３0～10.5MPa[gage]

0～150m ／h

３0～80m ／h＊5,＊6※2：可搬型計測器の必要個数

代替循環冷却系
原子炉注水流量
残留熱除去系
系統流量
低圧炉心スプレイ系
系統流量

低圧代替注水系
原子炉注水流量※1：監視パラメータの計器数

原子炉圧力容器への注水量

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高圧代替注水系
系統流量
原子炉隔離時冷却系
系統流量
高圧炉心スプレイ系
系統流量

３

0～50L／s－3,800～1,500 ㎜＊2－3,800～1,300 ㎜＊3－3,800～1,500 ㎜＊2－3,800～1,300 ㎜＊3

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（燃料域）－3,800～1,500 ㎜＊2－3,800～1,300 ㎜＊3－3,800～1,500 ㎜＊2－3,800～1,300 ㎜＊30～10.5MPa[gage]

原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器の水位

0～10.5MPa[gage]

0～10.5MPa[gage]

原子炉圧力

原子炉圧力容器内の圧力

0～1,200℃＊1

0～500℃

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器
内の温度

可搬型計測器の測定可能範囲監視パラメータ

分類

監視パラメータの
計測範囲

1

3

2

各1

各1

1

1

1

1

1

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式水位検出器

1

差圧式水位検出器

差圧式水位検出器

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

弾性圧力検出器
弾性圧力検出器

中央制御室

測定箇所

熱電対

検出器の種類

差圧式水位検出器

1

1

1

必要
個数
※2

1

2

2

2

2

4

重要
計器数
※1

可搬型計測器の必要個数整理（1／4）

記載のみ

いずれかの系統を使用する。

いずれかの系統を使用する。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

備考

添付資料 1.15.5

修正不要
865

1.15－812

No.144-41

＊ 1 ： 測 定可 能範 囲 につ い ては ， カタ ロ グ値 よ り抜 粋 。
＊ 2 ： 基 準点 は蒸 気 乾燥 器 スカ ー ト下 端 （ベ ッ セル ゼ ロレ ベル よ り 1,340cm）：温度，圧力・水位・流量計測用＊ 3 ： 基 準点 は燃 料 有効 長 頂部 （ ベッ セ ルゼ ロ レベ ル より 915cm）＊ 4 ： 常 設設 備に よ る対 応 時及 び 可搬 型 設備 に よる 対 応時 の両 方 で使 用
：圧力・水位・流量計測用＊ 5 ： 可 搬型 設備 に よる 対 応時 に 使用
915cm⇒920cm＊ 6 ： 狭 帯域 流量＊ 7 ： Ｒ ＰＶ 破損 及 びデ ブ リ落 下 ・堆 積 検知 （ 高さ 0m,0.2m 位置 水 温計兼 デブ リ 検知 器 ）＊ 8 ： ペ デス タル 底 面（ コ リウ ム シー ル ド上 表 面： EL.11,806mm） か らの高 さ＊ 9 ： 基 準点 は通 常 運転 水 位 EL.3,030mm（ サプ レ ッシ ョ ン・ チェ ン バ底部 より 7,030mm）＊ 10： Ｒ ＰＶ 破損 前 まで の 水位 管 理（ 高 さ 1m 超水 位 計 ）＊ 11： Ｒ ＰＶ 破損 後 の水 位 管理 （ デブ リ 堆積 高 さ＜ 0.2m の場 合）（高 さ 0.5m,1.0m 未 満水 位 計）
＊ 12： Ｒ ＰＶ 破損 後 の水 位 管理 （ デブ リ 堆積 高 さ≧ 0.2m の場 合）（満 水管理 水 位計 ）＊ 13： 定 格出 力時 の 値に 対 する 比 率で 示 す。
＊ 14： 平 均出 力領 域 計装 A～F の 6 チャ ン ネル の うち ，A,B の 2 チ ャン ネルが 対 象 。 平均 出 力領 域 計装 の A,C,E チャ ン ネル に はそ れぞれ 21 個 ， B,D,F には
それ ぞ れ 22 個の 検 出器 が あ る 。
＊ 15： 2 個の 静的 触 媒式 水 素再 結 合器 に 対し て 出入 口 に 1 個 ずつ 設 置＊ 16： 基 準点 は使 用 済燃 料 ラッ ク 上端 EL.39,377mm（ 使用 済燃 料 プー ル底部 よ り 4,688mm）＊ 17： 検 出点 2 箇所
＊ 18： 検 出点 8 箇所
＊ 19： 全交流動力電源喪失時は，水素・酸素監視装置，放射線監視装置，炉内核計装装置及び使用済燃料プール監視装置（水位・温度(ＳＡ広域)，監視 カメラ）に対 して 常 設代 替 交流 電 源設 備 によ り 電源 供 給さ れた 場 合に は ，監 視 計器 は 使用 可 能で あ る。

記載のみ

配備台数：可搬型計測器（圧力・水位・流量計測用）を 19 個（測定時の故障を想定した 1 個含む）配備する。なお，故障時及び保守点検時の予備として 19 個配備する。（今後の検討によって可搬型計測器の必要個数は変更の可能性がある。）

配備個数：可搬型計測器（温度，圧力，水位，流量計測用）を 20 個（測定時の故障を想定した 1 個含む）配備する。なお，故障時及び保守点検時の予備として 20 個配備する。（今後の検討によって可搬型計測器の必要個数は変更の可能性がある。）

866

修正必要

1.15－816

No.144-42

分類

原子 炉 圧 力 容 器 内 の 温 度

原子 炉 圧 力 容 器 内 の 圧 力

高圧・低圧注水機能確認
原子炉圧力容器減圧機
能確認
炉心損傷確認
原子炉圧力容器破損確認
高圧・低圧注水機能確認
原子炉圧力容器減圧機
能確認
炉心損傷確認
原子炉圧力容器破損確
認

有
手
有
手
有
手
手

有
手

判断基準 ※1
炉心損傷確認
原子炉圧力容器破損確認
原子炉格納容器下部への注水判断
原子炉除熱機能確認

有
手
有
手
手

手
有
手
有
手
有
手

①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（ＳＡ広帯域）③原子炉水位（ＳＡ燃料域）③原子炉圧力容器温度①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力（ＳＡ）③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（ＳＡ広帯域）③原子炉水位（ＳＡ燃料域）③原子炉圧力容器温度

代替パラメータ ※2①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力②原子炉圧力（ＳＡ）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）③残留熱除去系熱交換器入口温度①原子炉圧力（ＳＡ）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②原子炉圧力（ＳＡ）の監視が不可能となった場合は，同じ仕様の原子炉圧力により監視可能であり，判断に与える影響はなし
ない。
③ 原子炉水 位から原 子炉 圧力容器内 が飽 和状態に ある ことが前提であるものの原子炉圧力容器内の圧力は上記①，②で推定ができるため，事故収束を行う上で問題とはならない。

代替パラメータによる判断への影響
影響①原子炉圧力容器温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②原子炉圧力容器温度の監視が不可能となった場合は，原子炉水位が燃料有効長頂部以上の場合は，原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定し，原子炉圧力容器内の温度は原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），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）で推定できるため，事故収束を行う上で問題とはならない。
なし②原子炉水位が燃料有効長頂部以下の場合には，スクラム後の
原 子 炉水位が 燃料有 効長 頂部に到 達し てからの 経 過時間より原子炉圧力容器内の温度を推定可能であり，輻射伝熱及び燃 料 棒鉛直方 向の熱 伝導 等を考慮 して いないた め 正確な評価は困難だが，原子炉圧力容器内の状態を把握する上で有効である。
③残留熱除去系が運転状態であれば，残留熱除去系熱交換器入口温度により推定可能であり，判断に与える影響はない。
①原子炉圧力の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②原子炉圧力の監視が不可能となった場合は，同じ仕様の原子
炉圧力（ＳＡ）により監視可能であり，判断に与える影響はなし
ない。
③ 原子炉水 位から原 子炉 圧力容器内 が飽 和状態に ある ことが前提であるものの原子炉圧力容器内の圧力は上記①，②で推定ができるため，事故収束を行う上で問題とはならない。

代替パラメータによる判断への影響（1／16）※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力

主要パラメータ
原子炉圧力容器温度

第1表

記載のみ

修正不要
867

1.15－818

No.144-43

分類

原 子 炉 圧力 容 器 内 の 水 位
高圧・低圧注水機能確認
原子炉圧力容器減圧機
能確認
炉心損傷確認
原子炉圧力容器破損確認

有手

原子炉圧力容器破損確
認

有
手

有
手
有
手
手

判断基準 ※1
高圧・低圧注水機能確認
原子炉圧力容器減圧機
能確認
炉心損傷確認有手
有手
手①原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量②代替循環冷却系原子炉注水流量②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心スプレイ系系統流量②残留熱除去系系統流量②低圧炉心スプレイ系系統流量③原子炉圧力③原子炉圧力（ＳＡ）③サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータ ※2①主要パラメータの他チャンネル②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）③高圧代替注水系系統流量③低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量③原子炉隔離時冷却系系統流量③高圧炉心スプレイ系系統流量③残留熱除去系系統流量③低圧炉心スプレイ系系統流量④原子炉圧力④原子炉圧力（ＳＡ）④サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータによる判断への影響
影響①原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②原子炉水位（広帯域）原子炉水位（燃料域）の監視が不可能になった場合は，同じ仕様の原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）により監視可能であり，判断に与える影響はない。なお，大破断ＬＯＣＡ等により原子炉格納容
器温度が上昇し，ドライウェル雰囲気温度の指示が原子炉圧
力の飽和温度を超えている場合は，水位不明と判断する。水
位不明と判断した場合は，下記③により推定する。
なし③直前まで判明していた原子炉水位に変換率を考慮し，原子炉
圧 力 容器への 注水流 量と 崩壊熱除 去に 必要な水 量 の差を利用して，原子炉の状態を考慮した推定としており，炉心冷却状態を把握する上で適用でき，判断に与える影響はない。
④原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・チェン
バ圧力の差圧から原子炉水位を推定する手段は，原子炉水位の監視が困難になった場合の原子炉圧力容器の満水操作時における原子炉施設の状態を考慮した推定としており，炉心冷却状態を把握する上で適用でき，判断に与える影響はない。
①原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）の監
視 が 不可能に なった 場合 は，同じ 仕様 の原子炉 水 位（広帯域），原子炉水位（燃料域）により監視可能であり，判断に与える影響はない。なお，大破断ＬＯＣＡ等により原子炉格
納容器温度が上昇し，ドライウェル雰囲気温度の指示が原子
炉 圧 力の飽和 温度を 超え ている場 合は ，水位不 明 と判断する。水位不明と判断した場合は，下記②により推定する。
②直前まで判明していた原子炉水位に変換率を考慮し，原子炉なし
圧 力 容器への 注水流 量と 崩壊熱除 去に 必要な水 量 の差を利用して，原子炉の状態を考慮した推定としており，炉心冷却状態を把握する上で適用でき，判断に与える影響はない。
③原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・チェン
バ圧力の差圧より原子炉水位を推定する手段は，原子炉水位の監視が困難になった場合の原子炉圧力容器の満水操作時における原子炉施設の状態を考慮した推定としており，炉心冷却状態を把握する上で適用でき，判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響（2／16）※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

主要パラメータ
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

第1表

記載のみ

修正不要
868

1.15－819

No.144-44

分類

原子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 量 （ １ ／ ２ ）有手

高圧炉心スプレイ系系統流量

高圧注水機能確認

高圧注水機能確認

低圧注水機能確認

低圧注水機能確認

判断基準 ※1
高圧注水機能確認

代替パラメータ ※2①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）①代替淡水貯槽水位①西側淡水貯水設備水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・プール水位③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（ＳＡ広帯域）③原子炉水位（ＳＡ燃料域）①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子度水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）

代替パラメータによる判断への影響① 各系統の 原子炉圧 力容 器への注水 量の 監視が不 可能 となった場合は，水源であるサプレッション・プール水位，代替淡水 貯 槽水位又 は西側 淡水 貯水設備 水位 の変化に よ り原子炉
圧力容器への注水量を推定可能であり，判断に与える影響はない。
② 崩壊熱除 去に必要 な注 水量と原子 炉水 位変化率 に相 当する水量の和を利用して，プラントの状態を考慮した推定として
おり，崩壊熱除去に必要な注水量を確認し炉心冷却状態を把握する上で適用でき，判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響（3／16）※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

有
手

有
手

代替循環冷却系原子炉注水流
量

原子炉隔離時冷却系系統量

有
手

有
手

低圧代替注水系原子炉注水流量

主要パラメータ
高圧代替注水系系統流量

第1表

記載のみ

なし

な
し

なし

なし

なし

影響

修正不要
869

1.15－820

No.144-45

分類

原子 炉 圧 力 容 器 へ の 注水 量（ ２ ／ ２ ）原 子 炉 格 納 容 器へ の 注水 量
原子炉格納容器冷却能確認

原子炉格納容器冷却機
能確認

低圧注水機能確認

判断基準 ※1
低圧注水機能確認①代替淡水貯槽水位①西側淡水貯水設備水位②格納容器下部水位①代替淡水貯槽水位①西側淡水貯水設備水位②サプレッション・プール水位①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）

代替パラメータ ※2①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・プール水位③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（ＳＡ広帯域）③原子炉水位（ＳＡ燃料域）

なし

なし

影響

① 低圧代替 注水系格 納容 器スプレイ 流量 の監視が 不可 能となった場合は，水源である代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設 備 水位の変 化によ り原 子炉格納 容器 への注水 量 を推定可なし
能であり，判断に与える影響はない。
②注水先のサプレッション・プール水位の変化量から注水量を推定可能であり，判断に与える影響はない。
① 低圧代替 注水系格 納容 器下部注水 流量 の監視が 不可 能となった場合は，水源である代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設 備 水位の変 化によ り原 子炉格納 容器 への注水 量 を推定可能であり，判断に与える影響はない。
②ペデスタル（ドライウェル部）へ注水した場合は，計測範囲内において適用可能である。なお，ペデスタル（ドライウェ
ル部）への注水目的は，ペデスタル（ドライウェル部）に落 なし
下した溶融炉心を冷却するため，初期水張り高さ（＋1.05m），
ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）
高さ（＋0.5m，＋0.95m）及びＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）高さ（＋2.25m，＋2.75m）が計測されれば良いため，事故対応を行う上で必要な状態を把握でき，判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響① 各系統の 原子炉圧 力容 器への注水 量の 監視が不 可能 となった場合は，水源であるサプレッション・プール水位，代替淡水 貯 槽水位又 は西側 淡水 貯水設備 水位 の変化に よ り原子炉
圧力容器への注水量を推定可能であり，判断に与える影響はない。
② 崩壊熱除 去に必要 な注 水量と原子 炉水 位変化率 に相 当する水量の和を利用して，プラントの状態を考慮した推定として
おり，崩壊熱除去に必要な注水量を確認し炉心冷却状態を把握する上で適用でき，判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響（4／16）※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

有
手

有
手

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

低圧代替注水系格納容器下部
注水流量

有
手

有
手

低圧炉心スプレイ系系統流量

主要パラメータ
残留熱除去系系統流量

第1表

記載のみ

修正不要
870

1.15－821

No.144-46

分類

格納 容 器バ イ パ ス の 監 視

手

手

手

インターフェイスシス
テム LOCA の判断

インターフェイスシス
テム LOCA の判断

判断基準 ※1
インターフェイスシス
テム LOCA の判断①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主要パラメータの他チャンネル②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②原子炉圧力②原子炉圧力（ＳＡ）②[エリア放射線モニタ] ※3

代替パラメータ ※2①主要パラメータの他チャンネル②ドライウェル雰囲気温度②ドライウェル圧力②[エリア放射線モニタ] ※3

代替パラメータによる判断への影響①原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉圧力，
原子炉圧力（ＳＡ）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②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）の監視が不可能となった場合は，ドライウェル
雰囲気温度，ドライウェル圧力，エリア放射線モニタにより格納容器バイパスの発生を推定可能であり，判断に与える影響はない。
①ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，
他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧力の監視が不可能となった場合は，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），エリア放射線モニタにより格納容器バイパスの発生を推定可能であり，判断に与える影響はない。
①エリア放射線モニタの監視が不可能となった場合は，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），ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧力により格納容器バイパスの発生を推定可能であり，判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響（13／16）※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

＜原子炉建屋内の状態＞[エリア放射線モニタ] ※3＜格納容器内の状態＞
ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力

主要パラメータ＜原子炉圧力容器内の状態＞
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）

第1表

記載のみ

なし

なし

なし

影響

修正不要
871

1.15－830

No.144-47

分類

水 源 の 確 保 （ １／ ２ ）

有
手

有
手

低圧注水機能確認

判断基準 ※1
高圧・低圧注水機能確認

代替パラメータ ※2①高圧代替注水系系統流量①代替循環冷却系原子炉注水流量①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残留熱除去系系統流量①低圧炉心スプレイ系系統流量②常設高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原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力②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①低圧代替注水系原子炉注水流量①低圧代替注水系格納容器スプレ
イ流量①低圧代替注水系格納容器下部注
水流量②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②サプレッション・プール水位③常設低圧代替注水系ポンプ吐出
圧力

なし

影響

①代替淡水貯槽水位の監視が不可能となった場合は，代替淡水貯 槽 水位を水 源とす る各 系統の注 水量 と直前ま で 判明して
い た 代替淡水 貯槽水 位に 水位容量 曲線 を用いて 推 定可能であり，判断に与える影響はない。
②注水先の原子炉水位又はサプレッション・プール水位の水位変化を確認することで，必要な水源である代替淡水貯槽水位なしが確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。
③常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力から，ポンプが正常に動作していることを把握することにより，必要な水源である
代替淡水貯槽水位が確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響① サプレッ ション・ プー ル水位の監 視が 不可能と なっ た場合
は，サプレッション・プール水位を水源とする各系統の注水
量 か ら各系統 が正常 に動 作してい るこ とを把握 す ることにより，必要な水源であるサプレッション・プール水位が確保
さ れ ているこ とを推 定可 能であり ，判 断に与え る 影響はない。
②サプレッション・プール水位を水源とする各ポンプの吐出圧力から，各ポンプが正常に動作していることを把握すること
により，水源であるサプレッション・プール水位が確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響（14／16）※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

代替淡水貯槽水位

主要パラメータ
サプレッション・プール水位

第1表

記載のみ

修正不要
872

1.15－831

No.144-48

手

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

原 子 炉 建屋 内の水素濃度

水 源 の 確保 （ ２ ／ ２ ）原 子 炉 格納 容 器 内 の 酸 素 濃 度

原子炉圧力容器破損確認
格納容器ベント判断

原子炉建屋内水素濃度
確認

判断基準 ※1
低圧注水機能確認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ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力②［格納容器内酸素濃度］ ※3

代替パラメータ ※2①低圧代替注水系原子炉注水流量①低圧代替注水系格納容器スプレ
イ流量①低圧代替注水系格納容器下部注
水流量②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②サプレッション・プール水位①主要パラメータの他チャンネル②静的触媒式水素再結合器動作監
視装置

なし

影響

①原子炉建屋水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②原子炉建屋水素濃度の監視が不可能となった場合は，原子炉建屋内の水素が静的触媒式水素再結合器で処理された場合， なし
発熱反応が生じ，装置の入口と出口温度に差が生じる。温度差 を 測定する ことに より 静的触媒 式水 素再結合 器 に入る水
素濃度を推定可能であり，判断に与える影響はない。
①原子炉格納容器内酸素濃度の監視が不可能になった場合は，炉心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的なＧ値を入力とした評価結果（解析結果）では，実際の原子炉格納容器内の酸素濃度よりも高く評価されることになるが，原子炉格納
容 器 内での水 素燃焼 を防 止する上 で判 断に与え る 影響はない。
①ドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力を確認
なし
し，事故後の原子炉格納容器内への空気（酸素）の流入の有無を把握することは，炉心損傷判断後の初期酸素濃度と保守的なＧ値を入力とした評価結果（解析結果）の信頼性を上げることとなることから，原子炉格納容器内での水素燃焼の可能性を把握する上で判断に与える影響はない。
②常用計器で格納容器内酸素濃度を監視可能であれば，判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響①西側淡水貯水設備水位の監視が不可能となった場合は，西側
淡 水 貯水設備 水位を 水源 とする各 系統 の注水量 と 直前まで
判 明 していた 代替淡 水貯 槽水位に 水位 容量曲線 を 用いて推定可能であり，判断に与える影響はない。
②注水先の原子炉水位又はサプレッション・プール水位の水位変化を確認することで，必要な水源である西側淡水貯水設備
水位が確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響（15／16）※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

手

手

原子炉建屋水素濃度

有手

主要パラメータ
西側淡水貯水設備水位

分類

第1表

記載のみ

修正不要
873

1.15－832

No.144-49

43

42 44

1.15－840

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

（1.1

46

50

53
49

46

39

58 59

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装○

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○

第１図 重大事故等対処設備 系統概略図
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）（２／２）

39

39

39

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

記載のみ

修正不要
874

No.144-50

43

42 44

1.15－842

52

57

51

40

47

48
48
48

（1.2

46

56

46

39

39

39

53
49

46

39

58 59

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装○

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○第２図 重大事故等対処設備 系統概略図
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）（２／２）

4650

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

記載のみ

修正不要
875

No.144-51

43

42 44

1.15－844

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

39

39

39

（1.3

46

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装○

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○第３図 重大事故等対処設備 系統概略図
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等）（２／２）

53
49

46

39

58 59

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

記載のみ

修正不要
876

No.144-52

43

42 44

1.15－846

52

57

51

40

47

48
48
48

（1.4

46

56

46

39

39

39

53
49

46

39

58 59

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装○

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○

第４図 重大事故等対処設備 系統概略図
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）（２／２）

4650

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

記載のみ

修正不要
877

No.144-53

43

42 44

1.15－848

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

46

53
49

46

39

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装○

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○第５図 重大事故等対処設備 系統概略図
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等）（２／２）

58 59

（1.5

39

39

39

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

記載のみ

修正不要
878

No.144-54

43

42 44

1.15－850

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

46

39

39

39

（1.6

53
49

46

39

58 59

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装○

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○第６図 重大事故等対処設備 系統概略図
原子炉格納容器内の冷却等のための手順等）（２／２）

46
53
53
49

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

記載のみ

修正不要
879

No.144-55

43

42 44

1.15－852

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

46

39

53
49

46

（1.7

39

39

39

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装○

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○

第７図 重大事故等対処設備 系統概略図
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等）（２／２）

58 59

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

記載のみ

修正不要
880

No.144-56

43

42 44

1.15－854

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

39

39

39

（1.8

46

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

53 格納容器下部水位○

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装○

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○第８図 重大事故等対処設備 系統概略図
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）（２／２）

53
49

46

39

58 59

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

記載のみ

修正不要
881

No.144-57

43

42 44

1.15－856

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

（1.9

46

50

53
49

46

39

58 59

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装○

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○第９図 重大事故等対処設備 系統概略図
水素爆発による原子炉格納容器の損傷を防止するための手順等）（２／２）

39

39

39

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

記載のみ

修正不要
882

No.144-58

43

42 44

1.15－858

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

（1.10

46

50

39

39

39

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装○

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○

第 10 図 重大事故等対処設備 系統概略図
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）（２／２）

53
49

46

39

58 59

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

記載のみ

修正不要
883

No.144-59

43

42 44

1.15－860

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

46

39

39

39

（1.11

53
49

46

39

58 59

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装○

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○

第 11 図 重大事故等対処設備 系統概略図
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等）（２／２）

46
53
53
49

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

記載のみ

修正不要
884

No.144-60

43

42 44

1.15－862

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

39

39

39

（1.12

46

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装○

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○

第 12 図 重大事故等対処設備 系統概略図
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）（２／２）

53
49

46

39

58 59

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

記載のみ

修正不要
885

No.144-61

43

42 44

1.15－864

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

46

53
49

46

39

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装○

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○

第 13 図 重大事故等対処設備 系統概略図
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等）（２／２）

58 59

（1.13

39

39

39

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

記載のみ

修正不要
886

No.144-62

修正不要

887

名称の記載のみ
添付資料 1.15.11
主要パラメータと代替パラメータの相関関係による推定について（具体例）
推定ケース１～推定ケース１２における具体例を以下に示す（該当箇所を下線部に示す）。
推定ケース１：同一物理量（温度，圧力，水位，流量，放射線量率，水素濃度及び中性子束）から推定する。
分類

原子炉圧力容器内の水位
主要パラメータ

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）

原子炉水位（広帯域）①主要パラメータの他チャンネル

原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）③高圧代替注水系系統流量③低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量③原子炉隔離時冷却系系統流量③高圧炉心スプレイ系系統流量③残留熱除去系系統流量③低圧炉心スプレイ系系統流量④原子炉圧力④原子炉圧力（ＳＡ）④サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータ推定方法① 原子炉水位（広帯域）又は原子炉水位（燃料域）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネ
ルにより推定する。
② 原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）の計測が困難となった場合は，同一物理量の原
子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ燃料域）により推定する。
③ 高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原
子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量及び低圧炉心ス
プレイ系系統流量による注水流量と崩壊熱除去に必要な水量の差を利用して推定する。
④ 原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）及びサプレッション・チェンバ圧力の差圧による原子炉圧力容器の満水を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・ 同じ仕様のもので原子炉圧力容器内の水位を計測することができ，原子炉の状態に依存することなく適用可能である。

1.15－865

No.144-63

修正不要

888

名称の記載のみ
推定ケース２：水位を水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力から推定する。
分類

原子炉圧力容器内の水位
主要パラメータ

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）

原子炉水位（ＳＡ広帯域）①原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（ＳＡ燃料域）①原子炉水位（燃料域）②高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量②代替循環冷却系原子炉注水流量②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心スプレイ系系統流量②残留熱除去系系統流量②低圧炉心スプレイ系系統流量③原子炉圧力③原子炉圧力（ＳＡ）③サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータ推定方法① 原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ燃料域）の計測が困難となった場合は，同一物
理量の原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）により推定する。
② 高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原
子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量及び低圧炉心ス
プレイ系系統流量による注水流量と崩壊熱除去に必要な水量の差を利用して推定する。
③ 原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）及びサプレッション・チェンバ圧力の差圧による原子炉圧力容器の満水を推定する。
推定は，原子炉圧力容器内の水位を直接計測する原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）
を優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・ 大破断ＬＯＣＡ等により格納容器温度が上昇し，ドライウェル雰囲気温度の指示が原子炉圧力の飽和温度を超えている場合は，水位不明と判断する。水位不明と判断した場合，次の方法により推定する。
・ 第１図より原子炉圧力容器への注水流量と崩壊熱除去に必要な水量の差を算出し，直前まで判明していた水位に変換率を考慮することにより原子炉水位を推定する。なお，炉心冷却状態を原子炉
圧力容器温度にて合わせて確認する。

1.15－866

No.144-64

修正不要

889

名称の記載のみ
推定ケース３：流量を注水先又は水源の水位変化を監視することにより推定する。
分類

原子炉圧力容器への注水量
主要パラメータ

高圧代替注水系系統流量

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）

代替パラメータ推定方法① 高圧代替注水系系統流量の計測が困難になった場合，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
② 注水先の原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ燃料域）の水位変化により注水量を推定する。
推定は，環境悪化の影響が小さいサプレッション・プール水位を優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・ サプレッション・プールの水位容量曲線を用いて，水位の変化量から注水した水量を推定する。
なお，炉心冷却状態を原子炉水位にて合わせて確認する。
原子炉圧力容器注水量［m３／h］＝

×1 時間当たりに換算したサプレッション・プール水位の上昇量［cm／h］

サプレッション・プール水量レベル換算：

第 2 図 サプレッション・プールの水位容量曲線

1.15－868

No.144-65

修正不要

890

記載のみ
推定ケース４：圧力から原子炉圧力容器又は原子炉格納容器の水位を推定する。
分類

原子炉圧力容器内の水位
主要パラメータ

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）

原子炉水位（ＳＡ広帯域）①原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（ＳＡ燃料域）①原子炉水位（燃料域）②高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量②代替循環冷却系原子炉注水流量②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心スプレイ系系統流量②残留熱除去系系統流量②低圧炉心スプレイ系系統流量③原子炉圧力③原子炉圧力（ＳＡ）③サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータ推定方法① 原子炉水位（ＳＡ広帯域）又は原子炉水位（ＳＡ燃料域）の 1 チャンネルが故障した場合は，
他チャンネルにより推定する。
② 原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ燃料域）の計測が困難となった場合は，同一物理量の原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）により推定する。
③ 高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，
原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量及び低圧炉
心スプレイ系系統流量による注水流量と崩壊熱除去に必要な水量の差を利用して推定する。
④ 原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）及びサプレッション・チェンバ圧力の差圧による原子炉圧力容器の満水を推定する。
推定は，原子炉圧力容器内の水位を直接計測する原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）
を優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・ 原子炉圧力容器が満水であることを確認することで炉心冷却状態を確認する。
・ 具体的には，逃がし安全弁により原子炉圧力が低圧状態で維持されている状態において，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）又は代替の注水系統による原子炉圧力容器への注水により，原子炉水位が主蒸気管高さまで上昇し，逃がし安全弁から蒸気ではなく水が流れ出すことで原子炉圧力容器内の圧力が上昇し，原子炉圧力又は原子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・チェンバ圧力の差圧が 0.6MPa［gage］以上であれば原子炉圧力容器を満水と推定する。
・ 本推定方法は，原子炉水位の計測が困難※１となった場合の原子炉圧力容器の満水操作時における原子炉の状態を考慮した推定としており，炉心冷却状態を把握する上で適用する。
※１ 原子炉水位の計測が困難になる状況として機器の故障以外に，原子炉圧力とドライウェ
ル雰囲気温度の関係から水位不明と判断する場合がある。これは，計測機器内部の水が外部から飽和温度以上に過熱されることで蒸発し，正確な指示を示さなくなる可能性があるためである。

1.15－869

No.144-66

修正不要

891

記載のみ
推定ケース５：原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいを水位，圧力等の傾向監視により推定する。
分類

格納容器バイパスの監視
主要パラメータ

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）

原子炉水位（広帯域）①主要パラメータ（原子炉水位（広帯域），原子炉水原子炉水位（燃料域）

位（燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ））の

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

他チャンネル

原子炉水位（ＳＡ燃料域）②ドライウェル雰囲気温度

原子炉圧力②ドライウェル圧力

原子炉圧力（ＳＡ）②［エリア放射線モニタ］※２

代替パラメータ推定方法① 主要パラメータのうち，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉圧力及び原子炉圧力（ＳＡ）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
② 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），原子炉圧力及び原子炉圧力（ＳＡ）の監視が不可能となった場合には，ドライウェル雰囲
気温度，ドライウェル圧力，エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）により格納容器バイパスの発生を推定する。
推定は，主要パラメータ（原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ））の他チャンネルを優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・ 格納容器バイパス発生監視の主要パラメータは，＜原子炉圧力容器パラメータ＞，＜原子炉格納容器パラメータ＞，＜原子炉建屋パラメータ＞に分けられる。
・ ＜原子炉圧力容器パラメータ＞の主要パラメータである原子炉水位（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）の計測が困難になった場合，代替パラメータの＜原子炉格納容器パラメータ＞，＜原子炉建屋パラメー
タ＞により推定する。
・ ＜原子炉圧力容器パラメータ＞の計測が困難になった場合，＜原子炉格納容器パラメータ＞に漏
えいの傾向がないこと及び＜原子炉建屋パラメータ＞に漏えいの傾向があることにより，格納容器
バイパスの発生を推定することができる。

※2：有効監視パラメータ

1.15－870

No.144-67

修正不要

892

推定ケース１１：使用済燃料プールの状態を同一物理量（温度），あらかじめ評価した水位と放射線量率の相関関係及びカメラによる監視により，使用済燃料
プールの水位又は必要な水遮蔽が確保されていることを推定する。
分類

使用済燃料プールの監視
主要パラメータ

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）①使用済燃料プール温度（ＳＡ）①使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）②使用済燃料プール監視カメラ

代替パラメータ推定方法① 使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の監視が不可能となった場合には，使用済燃料プール温度（ＳＡ）により使用済燃料プールの温度を推定する。また，使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて放射線量を計測した後，水位と放射線量率の関係から水位を推定する。
② 使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。
推定は，温度の場合は同じ仕様である使用済燃料プール温度（ＳＡ）を，水位の場合は使用済燃料
プールを直接監視する使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）を優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・ 使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の計測が困難になった場合，代替パラメータの使用済
燃料プール温度（ＳＡ）により，使用済燃料プールの冷却状況を推定する。また，代替パラメータの使用済燃料プールエリア放射線モニタにより水位／放射線量の関係を利用して第 6 図より，必要な水位が確保されていることを推定する。

正しい燃料有効長に基づき評価されていること確認済

第 6 図 水位と放射線量率の関係
・ 使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の計測が困難になった場合，代替パラメータの使用済
燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

1.15－877

No.144-68

修正不要
記載のみ

添付資料 1.15.12893

原子炉水位不明時の対応について

1.

概

要

重大事故等対処設備とする原子炉水位計は，原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）並びに原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ
燃料域）があり，それぞれの計測範囲で原子炉圧力容器内の水位を確認する。

2.

水位不明判断条件
以下の場合，原子炉水位不明と判断する。
ａ．原子炉水位指示計の電源が喪失した場合
ｂ．原子炉水位計の指示に「ばらつき」があり，原子炉水位が燃料有効長
頂部以上であることが判定できない場合
ｃ．ドライウェル雰囲気温度が，原子炉圧力に対する飽和温度に達した場
合（不測事態「水位不明（Ｃ３）」の中で定める水位不明判断曲線で
水位不明領域に入った場合）

ドラ イウェ ル雰 囲気温 度
(℃)

第1図

水位不明判断曲線
1.15－879

No.144-69

894

修正不要
第59－6－1表目

データ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ（1／6）

的

炉心反応度の状態確認

炉心冷却の状態確認

対象パラメータ
平均出力領域計装 平均
平均出力領域計装 Ａ
平均出力領域計装 Ｂ
平均出力領域計装 Ｃ
平均出力領域計装 Ｄ
平均出力領域計装 Ｅ
平均出力領域計装 Ｆ
起動領域計装 Ａ
起動領域計装 Ｂ
起動領域計装 Ｃ
起動領域計装 Ｄ
起動領域計装 Ｅ
起動領域計装 Ｆ
起動領域計装 Ｇ
起動領域計装 Ｈ
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
記載のみ
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） 記載のみ
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
残留熱除去系系統流量Ａ
残留熱除去系系統流量Ｂ
残留熱除去系系統流量 C
逃がし安全弁出口温度

59－6－7

No.145-1

895

修正不要
3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置で確認できるパラメータ

第 3.5－1 表
目

データ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ（1／6）
的

炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
平均出力領域計装

平均

平均出力領域計装Ａ

平均出力領域計装Ｂ

平均出力領域計装Ｃ

平均出力領域計装Ｄ

平均出力領域計装Ｅ

平均出力領域計装Ｆ

起動領域計装Ａ

起動領域計装Ｂ

起動領域計装Ｃ

起動領域計装Ｄ

起動領域計装Ｅ

起動領域計装Ｆ

起動領域計装Ｇ

起動領域計装Ｈ

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

記載のみ

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

記載のみ

原子炉圧力
炉心冷却の状態確認

原子炉圧力（ＳＡ）
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
残留熱除去系系統流量Ａ
残留熱除去系系統流量Ｂ
残留熱除去系系統流量Ｃ
逃がし安全弁出口温度：ＳＡ範囲

59－9－114

No.145-2

896

修正不要
第 5.4－1 表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ一覧
(1/6)

目的

炉心反応度
の状態確認

記載のみ
記載のみ

炉心冷却の
状態確認

対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

平均出力領域計装

平均

○

○

○

平均出力領域計装

A

○

－

○

平均出力領域計装

B

○

－

○

平均出力領域計装

C

○

－

○

平均出力領域計装

D

○

－

○

平均出力領域計装

E

○

－

○

平均出力領域計装

F

○

－

○

起動領域計装A○○○

起動領域計装B○○○

起動領域計装C○○○

起動領域計装D○○○

起動領域計装E○○○

起動領域計装F○○○

起動領域計装G○○○

起動領域計装H○○○

原子炉水位(狭帯域)

○

○

○

原子炉水位(広帯域)

○

○

○

原子炉水位(燃料域)

○

○

○

原子炉水位(SA 広帯域)

○

－

○

原子炉水位(SA 燃料域)

○

－

○

原子炉圧力

○

○

○

原子炉圧力(SA)○－○

高圧炉心スプレイ系系統流量

○

○

○

低圧炉心スプレイ系系統流量

○

○

○

原子炉隔離時冷却系系統流量

○

○

○

残留熱除去系系統流量 A

○

○

○

残留熱除去系系統流量 B

○

○

○

残留熱除去系系統流量 C

○

○

○

逃がし安全弁出口温度

○

○

○

原子炉再循環ポンプ入口温度

○

○

○

原子炉給水流量○○○61-9-5-29

No.146-1

897

修正不要

記載のみ
記載のみ

No.147-1

898

本頁全て記載のみ

修正不要

No.148-1

899

本頁全て記載のみ

修正不要

No.148-2

900

本頁全て記載のみ

修正不要

No.148-3

本頁全て記載のみ

修正不要

901

No.148-4

本頁全て記載のみ

修正不要

902

No.148-5

903

記載のみ

修正不要

No.148-6

904

記載のみ

修正不要

No.148-7

905

修正不要

記載のみ

No.148-8

906

修正不要

記載のみ

No.148-9

907

修正不要

記載のみ

記載のみ

No.148-10

908

修正不要

記載のみ

記載のみ

記載のみ

No.148-11

修正不要

909

記載のみ

No.148-12

修正不要

910

記載のみ

No.148-13

修正不要

911

記載のみ

No.148-14

912

修正不要

記載のみ
記載のみ

No.148-15

913

修正不要

記載のみ

No.148-16

914

修正不要

記載のみ

No.148-17

915

修正不要
記載のみ

記載のみ

No.148-18

916

記載のみ

記載のみ

修正不要

No.148-19記載のみ448⇒397

基準点修正後においてもBAFまで監視可能

917

修正必要

No.148-20

918

記載のみ

修正不要

No.148-21

919

記載のみ

修正不要

No.148-22

920

記載のみ

修正不要

No.148-23

921

915cm⇒920cm

修正必要

No.148-24

本頁全て記載のみ

修正不要

922

No.148-25

本頁全て記載のみ

修正不要

923

No.148-26

924

本頁全て記載のみ

修正不要

No.148-27

925

本頁全て記載のみ

修正不要

No.148-28

926

本頁全て記載のみ

修正不要

No.148-29

927

記載のみ

修正不要

No.148-30

928

記載のみ

修正不要

No.148-31

929

修正不要

記載のみ

No.148-32

930

修正不要

L1がTAFより
高い水位で
あることに
変更なし

No.148-33

931

修正不要

記載のみ

No.149-1

932

修正不要

記載のみ

記載のみ

記載のみ

No.149-2

933

修正不要

記載のみ

No.149-3

934

記載のみ

記載のみ

修正不要

No.149-4

記載のみ
448⇒397448⇒397

記載のみ

修正必要
935

No.149-5

936

記載のみ

修正不要

No.149-6

記載のみ

修正不要

937

No.149-7

記載のみ

修正不要

938

No.149-8

939

915cm⇒920cm

修正必要

No.149-9

940

記載のみ

記載のみ

修正不要

No.149-10

941

記載のみ

記載のみ

修正不要

No.149-11

942

本頁全て名称の記載のみ

修正不要

No.149-12

943

記載のみ

記載のみ

記載のみ

記載のみ

修正不要

No.149-13

944

記載のみ

記載のみ

記載のみ

修正不要

No.149-14

945

本頁全て名称の記載のみ

修正不要

No.149-15

946

記載のみ

修正不要

No.149-16

記載のみ

修正不要

947

No.149-17

948

修正不要

記載のみ

No.149-18

949

修正不要

記載のみ

記載のみ

記載のみ

No.149-19

950

修正不要

記載のみ

No.149-20

修正不要

951

記載のみ

No.149-21

952

修正不要

記載のみ

No.149-22

953

記載のみ

修正不要

No.149-23

954

記載のみ

修正不要

No.150-1

955

記載のみ

修正不要

No.151-1

956

記載のみ

修正不要

No.151-2

957

記載のみ

修正不要

No.151-3

958

記載のみ

修正不要

No.151-4

959

記載のみ

修正不要

No.151-5

960

記載のみ

修正不要

No.151-6

961

記載のみ

修正不要

No.151-7

修正不要

962

記載のみ

No.151-8

修正不要

963

記載のみ

No.151-9

964

修正不要

記載のみ

No.151-10

965

修正不要

記載のみ

No.151-11

修正不要

966

記載のみ

No.151-12

967

記載のみ

修正不要

No.151-13

968

記載のみ

修正不要

No.151-14

969

記載のみ

修正不要

No.151-15

修正不要

970

No.152-1

971

記載のみ

記載のみ

修正不要

No.152-2

972

記載のみ

修正不要

No.152-3

973

記載のみ

修正不要

No.152-4

974

記載のみ

修正不要

No.152-5

記載のみ

記載のみ

記載のみ

記載のみ

記載のみ

修正不要
975

No.152-6

976

記載のみ

記載のみ

修正不要

No.152-7

977

記載のみ

記載のみ

修正不要

No.152-8

978

修正不要

記載のみ

No.153-1

979

修正不要

記載のみ

No.153-2

980

修正不要

記載のみ

No.153-3

981

修正不要

記載のみ

No.153-4

982

修正不要

記載のみ

記載のみ

No.154-1

983

修正不要

記載のみ

No.154-2

984

修正不要

記載のみ

No.155-1

修正不要

985

記載のみ

No.155-2

修正不要

986

記載のみ

No.155-3