資料Ｎｏ．２

福島第一原子力発電所事故を踏まえた
安全性向上対策の実施状況について（緊急時対応体制、手順の整備状況など）

平成２７年 ９月 ３日
関西電力株式会社

組織、体制、手順、教育・訓練にかかる安全性向上対策の取り組み

福島第⼀原⼦⼒発電所事故を踏まえ緊急時対応を確実なものとするために、組織、体制、⼿順、教育・訓練の充実を図っており、引き続き安全性向上に向けた取り組みを継続的に実施している。
○組織
原⼦⼒事業本部に安全性向上に係る取組みを⼀元的に推進する原⼦⼒安全部⾨を新設。
また、各発電所に本部⻑（発電所⻑）を補佐する副本部⻑（原⼦⼒安全統括）を配置。
○体制
ひとつの発電所での複数ユニットの緊急時対応を想定した体制を構築するとともに、初動対応
要員、参集要員を増員。
○⼿順
新たに配備した設備も含めて、重⼤事故等に対処するための⼿順整備を実施中。
○教育・訓練指揮者、運転員、緊急安全対応要員それぞれに教育・訓練を実施。
○その他
各種事故調査報告書（吉⽥調書他）教訓の反映。
更なる安全性向上に向けた取組みを継続的に実施。

○組織・体制の充実について …………………

1

～

3

○重大事故等対応のための手順について

…

4

～

5

………………………

6～

9…………………

10～ 12○使用済燃料ピット漏えい時の対応について…

13

～ 15

〇火災発生時の対応について

……………

16

～ 17

〇事故時対応能力の向上について …………

18

～ 20

〇マニュアルの整備と訓練のまとめ

21○事故シーケンス事例○多様性拡張設備について………

福島第一原子力発電所事故前強化～発電所における緊急時対応体制の強化～

⾼浜3,4号機同時発災の場合の本部体制を⽰す。

現時点

３、４号 炉主任

原子力
事業本部

②

原⼦⼒
事業
本部

安全管理班

保修班

監督

情報共有

①

指⽰
報告

報告(※)

放射線管理班

発電班

３号機
原⼦炉主任技術者

３号指揮者

総務班

情報班
本部長
（所長）

監督(※)

指⽰

本店対策本部 発電所対策本部
広報班

本部⻑
（発電所⻑）
意⾒具申

副本部⻑
・原⼦⼒安全統括(※)
・技術系の副所⻑
・安全・防災室⻑
・運営統括⻑
・品質保証室⻑１

組織・体制の充実について(1/3)

指⽰

指⽰

本部附

②

総務班
広報班

③
４号機対応

情報班
安管班

総務班

放管班

広報班

発電班

情報班

保修班

安管班
放管班

４号指揮者
報告(※)

３号機対応

報告
監督

４号機
原⼦炉主任技術者
監督(※)

発電班
保修班

２ユニット同時発災の場合も、ユニット毎に対応班を配置①【原⼦⼒安全統括を配置】○発電所の体制に、所⻑に次ぐ職位として設置し、原⼦⼒安全システム全体を俯瞰する⼈材を配置。（平成２６年６⽉）○発電所⻑の技術的判断のサポートを⾏う参謀。
○各ユニット指揮者や各班⻑の報告、原⼦炉主任技術者の指⽰などを発電所⻑とともに確認、
対応の⽅向性や対策の優先度、対策の有効性などについて助⾔・意⾒具申し、発電所⻑を⽀援。

②【ユニット毎に原⼦炉主任技術者を配置】○選任要件：①炉毎の選任、②実務従事期間等を考慮○同⼀型式の原⼦炉の兼任は認めないこととなった。（平成２５年７⽉法改正）○独⽴した⽴場で監督を⾏い、重⼤事故等の拡⼤防⽌⼜は影響緩和を図る。
○３，４号炉同時被災時でも、炉毎に選任された原⼦炉主任技術者により、炉毎に的確に指⽰。

③【ユニット毎に対応班を明確化】〇指揮者並びに各班の対応者を分別(※)：「原⼦⼒安全統括」は本部
⻑(発電所⻑)とともに、報告・指⽰事項について確認する～初動および参集体制の強化～

２

組織・体制の充実について(2/3)

〇万が一に備え、発電所構内に初動対応要員として７０名が２４時間常駐。
また、緊急安全対策要員４８名が事故発生から６時間以内に召集できる体制を構築。
〇さらに、協力会社やプラントメーカによる発電所支援により、合計７００名以上が事故収束に注力。

初動
（常駐）

福島第一原子力発電所事故前福島第一原子力発電所事故以降（新規制基準への対応等）

29人

70人

本部要員：
２名
運転員：
２２名
消防活動要員： ５名

本部要員：
６名
運転員：
２４名
緊急安全対策要員： ４０名（設備対応、消防活動要員等）

・ユニット毎に指揮者を配置したことによる増・外部の支援なしでの原子炉等への給水、使用済燃料ピット損壊時の給水や状態監視設備の配備など、新たな役務の対応に伴う増・大規模火災に備えた消防活動要員の増など

要員召集ルート

参集

当社社員：
協力会社：

164人
約150人

プラントメーカによる技術支援
若狭地区：
11名
神戸地区： 約400～500名〇要員召集訓練実績：H25以降計8回実施。
天候や道路状況も訓練に考慮。
例)H27.1. 8 (冬季) 徒歩により、発電所長以下計17名参加
H27.8.27（早朝）徒歩およびマウンテンバイクにより計12名参加

・必要な技量を持つ要員派遣を確実に受けられる派遣体制を構築
・大規模自然災害による交通手段の途絶を想定した場合でも、164人のうち48人は６時間以内に確実に参集できる体制を構築
本部要員（10名）、現地給水要員（38名）

要員召集訓練の様子

３

組織・体制の充実について(3/3)～発電所支援体制の強化～○原子力発電所において緊急事態が発生した場合には、発電所に発電所対策本部、原子力事業本部に本店対策本部（即応センター）を設置。
○発電所対策本部は、事故の制圧、拡大防止に向けた対応を実施。
○本店対策本部は、発電所における事故対応活動を支援。

他原子力事業者（事業者間協力協定）
支援・協力要員の派遣・資機材の提供 等

支援拠点

搬送

支援物資調達先◇美浜整備センター◇小売店●原子力安全統括の配置●事故対応常駐要員の更なる増強（５６名→７０名）●緊急時対応班をユニット毎に分別●重大事故等対応のための手順整備●事故対応に必要な公的資格者の増強
支援●資機材調達先リストの整備◇設置場所：発電所内◇本部長：発電所長

支援要請◇原子力研修センター◇原子力事業本部◇美浜整備センター

発電所原子力緊急時対策本部＝追加対策
現在、社内標準制定・改定の準備中（次頁）
メーカ、協力会社、ＩＮＳＳ（事故解析要員）●ゼネコンによる支援体制を追加

・事故対応に関する助言
・支援要員の派遣・資機材の調達、搬送等

本店原子力緊急時対策本部◇ 設置場所： 原子力事業本部（即応センター）◇ 指揮： 社長、原子力事業本部長●原子力安全部門の新設●災害状況に応じた対応能力向上訓練実施●原子力調達センターの設置●資機材調達先リストの整備●原子力土木建築センターの設置

・プラント設計に関する技術的支援
・建屋に関する技術情報提供
・事故の進展予測、解析
・本部の設営、運営補助 等

規制庁 ＥＲＣ
オフサイトセンター

４

重大事故等対応のための手順について(1/2)
新規制基準において、設計基準を超える重大事故等の対応が要求されたことに伴い、社内標準にて定められている設計基準事故に加えて、重大事故等の対応も含めた手順について、保安規定改定にあわせて制定予定。
高浜発電所
原子炉施設保安規定

社内標準体系(抜粋)
原子力発電の安全に係る品質保証規程

社内標準体系の内、「基本標準」として全社内または
通部門内の業務執行に共通達する事項を定めた社内標
準

1次文書
新規制定

運転管理通達社内標準体系の内、「業務要 標準」として部門内の業務
綱 執行に関する事項を定めた
社内標準

大規模損壊発生時における原子炉施設の保全のための活動に関する所達原子力運転業務要綱

社内標準体系の内、「基本所 標準」として発電所内の各達 課・室の業務執行に共通する事項を定めた社内標準
社内標準体系の内、「業務標準」として発電所内の各所
課・室における業務執行に則関する事項を定めた社内標準

重大事故等発生時における原子炉施設の保全のための活動に関する所達発電室業務所則

一部改定
警報時操作所則
事故時操作所則（第１部）
事故時操作所則（第２部）
事故時操作所則
（第３部）

非常時の
措置通達

２次文書

事故時影響緩和
操作評価所則原子力防災業務要綱

３次文書

５

重大事故等対応のための手順について(2/2)
事故対応の手順は、プラントの状況に応じて活用する内容を定めている。
福島事故
の流れ

通常運転中
定期検査中

外部電源喪失によるＤＧ起動設計基準の領域
異常な過渡変化事象・事故への事象進展防止

設計基準外への事象進展防止警報時操作所則津波による全交流電源喪失
設計基準を超え炉心損傷に至る可能性のある領域

炉心損傷
炉心損傷に至り格納容器破損に至る可能性のある領域

炉心損傷防止格納容器破損防止

事故時操作所則（第２部）

事故時操作所則（第３部）

事象進展が設計基準を超過↓
事故時操作所則（第２部）に基づき対処↓
設計基準領域（事故時操作所則（第１部）の対応範囲）に戻す↓プラントを安定状態に移行

炉心損傷↓
当直課長の判断により
事故時操作所則（第３部）に基づき対処↓
発電所対策本部からの指示に対しては、
所則に替え、その指示に従う。
復旧操作や水源確保作業等は継続事故時操作所則（第１部）
運
転員

警報の発報等により異常を検知↓
警報時操作所則ならびに事故時操作所則（第１部）に基づき対処↓
プラントを安定状態に移行

状況連絡
応援依頼

状況連絡
運転支援

操作指示

（
（緊急安全対策要員）
発電所対策本部要員

事故時影響緩和操作評価所則（AMG）

重大事故等発生時における原子炉施設の保全のための活動に関する所達 （ＳＡ所達）
大規模損壊発生時における原子炉施設の保全のための活動に関する所達
事象進展が設計基準を超過↓ＳＡ所達に基づく可搬式設備の準備等↓
事故状況に応じて運転員と連携し対応

炉心損傷↓
プラント状態の把握、とるべき措置の有効性や影響など技術的判断を加え対応を運転員・本部要員に指示、ＳＡ所達に基づく可搬式設備の準備等↓
事故状況に応じて運転員操作と連携し対応

設
計
基
準
の
領
域
設
計
基
準
を
超
え
炉
⼼
損
傷
に
⾄
る
可
能
性
の
あ
る
領
域

【全交流電源喪失】

1825ｋVA／台プラントトリップ
電源回復不能Ａ
1次冷却材漏えいの兆候
主蒸気逃がし弁による1次冷却系
急速冷却・減圧準備

空冷式⾮常⽤発電装置使⽤
電源復旧

⼿順①については、事故時操作所則第２部に定めている。
空冷式ＤＧを起動、運転状態の確認。続けて２台⽬の起動を実施。
中央制御室２⼈ 現場１⼈で、約１６分で実施。（設置許可）
訓練も継続的に実施。
【空冷式ＤＧの操作】

主蒸気逃がし弁(現地操作)による急速冷却・減圧・中央制御室からの起動

1次系圧⼒・温度維持
蓄圧タンク注⼊完了および隔離

次ページへ

①

：追加対策

・電源復旧操作

６

事故シーケンス事例（全交流電源喪失時における１次冷却材喪失 1/2）

1600m3

７

事故シーケンス事例（全交流電源喪失時における１次冷却材喪失 2/2）
800m3

約150m3/h/台

設
計
基
準
を
超
え
炉
⼼
損
傷
に
⾄
る
可
能
性
の
あ
る
領
域

前ページより主蒸気逃がし弁(現地操作)による急速冷却・減圧

940m3/h/台

・蓄圧タンク注⼊確認
・1次系急速冷却・減圧

恒設代替低圧注⽔ポンプによる炉⼼への注⼊

1次系圧⼒・温度維持

⼤容量ポンプによる格納容器内⾃然対流冷却および代替補機冷却による余熱除去ポンプでの⻑期的な冷却の維持②【恒設代替低圧注⽔ポンプによる炉⼼注⼊操作】
852m3/h/台

⼿順②については、事故時操作所則（第２部）で定めている。恒設代替注⽔ポンプ起動、流量調整。ポンプ起動後
原⼦炉⽔位の確認。
中央制御室１⼈ 現場２⼈で、約２６分で実施。
⼿順③については、事故時操作所則（第２部）およびSA所達で定めている。
（⾃然対流冷却）
⼤容量ポンプ起動、格納容器再循環ユニットへの海⽔通⽔、
格納容器再循環ダクト開放機構の開放確認。
（代替補機冷却による余熱除去ポンプでの⻑期的な冷却の維持）
⼤容量ポンプ起動、B余熱除去ポンプへの海
⽔通⽔。B余熱除去ポンプ起動。恒設代替低圧注⽔ポンプ停⽌。
⾃然対流冷却および余熱除去ポンプでの⻑期
冷却については海⽔通⽔操作が共通であり、中央制御室２⼈、現場２０⼈で、約７．５
時間で実施。

Ｂ③【⼤容量ポンプの操作】：追加対策: 新設範囲【海⽔通⽔の操作】

【全交流電源喪失】
プラントトリップの確認
空冷式⾮常⽤発電装置からの電源回復
補助給⽔は確保できたかＡ
適時、復⽔タンク⽔位確保
1次冷却材漏えいの徴候

事故時操作所則（第2部）

SA所達・未臨界の維持
・ＳＧ除熱機能の維持
・全交流電源喪失
・使⽤済燃料ピット冷却機能喪失 など

・電源供給のための活動
・原⼦炉圧⼒容器への給⽔のための活動
・蒸気発⽣器への給⽔のための活動
Ｃ・使⽤済燃料ピットへの給⽔確保のための活動
など

相互
連絡

炉⼼損傷

事故時操作所則（第３部）

淡⽔貯⽔槽による復⽔タンク補給

海⽔による復⽔タンク補給●補助給⽔が確保できず、更に炉⼼注⽔ができな
い等、炉⼼冷却機能の喪失状態が継続した場合
1・２号淡⽔タンクによる復⽔タンク補給
成功か

３・４号淡⽔タンクによる復⽔タンク補給

NO

成功か

NO

成功か

NO

主蒸気逃がし弁による(現地操作)１次系急速冷却・減圧
B-充てん/⾼圧注⼊ﾎﾟﾝﾌﾟ(⾃⼰冷却)による代替炉⼼注⼊蓄圧タンク注⼊確認

成功か

1次系急速冷却・減圧再開
恒設代替低圧注⽔ポンプによる代替炉⼼注⼊
成功か

Ｂ

NO

NO

A-内部スプレイポンプ(⾃⼰冷却)(余熱除去系-内部ｽﾌﾟﾚｲ系連絡ライン使⽤)による代替炉⼼注⼊
成功か

(凡例)
事故時操作所則（第１部）
事故時操作所則（第２部）
事故時操作所則（第３部）
SA所達

NO
ディーゼル消⽕ポンプによる代替炉⼼注⼊
成功かNO

可搬式代替低圧注⽔ポンプによる代替炉⼼注⼊準備

可搬式代替低圧注⽔
ポンプによる代替炉⼼注⼊８

重大事故時のバックアップ機能の充実（全交流電源喪失時における１次冷却材喪失）９

蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）のための水源確保
復水タンクへの補給は不要か
YES

⾼浜3号機

NO

①

Ｃ

２次系純水タンクから
復水タンクへの補給が可能か
YES
２次系純水タンクから
復水タンクへの補給

NO

ＳＡ所達

②
１・２号機淡水タンクから復水タンクへの補給が可能かNO③
３・４号機淡水タンクから
復水タンクへの補給が可能かYES
消火栓による補給準備NO④
淡水貯水槽から
復水タンクへの補給が可能かYES
２次系純水タンクが水源として使用不能か

消防ポンプ使用準備（淡水供給準備）

NO

YES

YES
１・２号機淡水タンクが水源として使用不能か

１・２号機淡水タンクから復水タンクへの補給

復水タンクを水源とした蒸気発生器への注水

YES
３・４号機淡水タンクから
復水タンクへの補給

NO

消防ポンプ使用準備（淡水供給準備）NO
３・４号機淡水タンクが水源として使用不能か
YES

NO

淡水貯水槽から
復水タンクへの補給○復水タンクへの補給の水源①２次系純水タンク

4200m3②１・２号淡水タンク

6000m3③３・４号淡水タンク

4800m3④淡水貯水槽約700m3⑤海水

消防ポンプ使用準備（海水供給準備）
淡水貯水槽が水源として使用不能か⑤：重大事故等対処設備：準備

YES
海水を用いた
復水タンクへの補給

NO多様性拡張設備について(1/3)

10

多様性拡張設備とは、設備が事故の被害を受けず健全であったり、プラント状況によっては使用可能な場合、事故対応の代替手段と して有効な設備のことであり、実施に当たっての手順を事故時操作所則に定めており、電源の有無、可能な範囲で現場説明のうえ、使用を判断することとしている。

【「全交流電源喪失」＋「一次冷却材喪失」時における代替炉心冷却に関する使用事例】【炉⼼注⼊設備】

重大事故等対策◎設計事象
・充てん高圧注入ポンプ
・蓄圧タンク・余熱除去ポンプ◎重大事故等・代替炉心注入

代替炉心注水・恒設代替低圧
注水ポンプ
・可搬型代替低圧注水ポンプ

多様性拡張設備理 由

電動消火ポンプ
ディーゼル消火ポンプ
1.2u淡水タンク

消火目的として配備しているが、火災が発生していなければ代替手段として活用できる。

格納容器スプレイポンプ 系統構成に時間を要すること、また、再循環運転段（自己冷却）
階では使用できないが、流量が大きく代替手段としては有効。
余熱除去ポンプ（空調用冷水）

冷却水の供給設備である空調用冷凍機が耐震性を有していないものの、空調用冷水系統が健全であれば代替手段として有効。

燃料取替用水タンク（重力注入）

プラント状況により、水頭圧が１次冷却材圧力を下回る可能性があるものの、上回る場合は比較的早く準備ができるため、代替手段として有効。

多様性拡張設備について(2/3)

11【格納容器スプレイポンプ自己冷却系統概要】
高浜３，４号機

燃料取替
⽤⽔タンク

原子炉格納容器（1800m3）開⇒閉※２ 開⇒閉

閉⇒開

閉⇒開

※１

※１ ： ポンプモータ自己冷却ライン※２ ： 原子炉補機冷却水(ＣＣＷ)ライン隔離用の弁格納容器スプレイクーラ（940m3/h/台）【格納容器スプレイポンプ自己冷却運転】○系統構成に必要な要員は３名で１時間強を想定（実訓練では３５分。移動を含む、常用照明切の条件で実施）、ディスタンスピースの設置など自己冷却運転を開始できるまでは１０５分を想定。
○アクセス性、作業環境、操作性、連絡手段などをもとに成立性の確認を実施。

ＣＣＷ側
閉操作

自己冷却側
開操作

多様性拡張設備について(3/3)

12【多様性拡張設備による代替炉心注水の系統概要】
消火ポンプによる代替炉心注水ライン（多様性拡張設備）
Ａ格納容器スプレイポンプ（自己冷却）使用ライン（多様性拡張設備）
燃料取替用水タンクからの重力注入（多様性拡張設備）

恒設代替低圧注水ポンプ使用ライン（重大事故等対処設備）
可搬式代替低圧注水ポンプ使用ライン（重大事故等対処設備）

電源車(可搬式代替低圧注水ポンプ用)
可搬式代替
低圧注水ポンプ

高浜３，４号機（５台/2ﾕﾆｯﾄ）
150m3/h/台 仮設組立式水槽

消防ポンプ

消火設備

電動消火ポンプまたはディーゼル消火ポンプ
各々(450m3/h、2台/4ﾕﾆｯﾄ）

スプレイリングヘッダ

スプレイリングヘッダ

淡水タンク

恒設代替低圧注水ポンプ

FI（１台/ﾕﾆｯﾄ）
150m3/hＡ（ ）内は４号炉

容量：6000m3
運⽤値：4800m3

格納容器スプレイポンプ

FI

Ｂ
Ｃ(Ａ)ループ
低温配管

FI
Ａ

Ｂループ
低温配管

余熱除去ポンプLI

FI

Ａ(Ｃ)ループ
低温配管

Ｂ

800m3
燃料取替用水タンク
補給用移送ポンプ

凡例
M
M

LI
M

電動弁
（非常用母線より受電）

ポンプ・モータ

燃料取替用水タンク

復水タンク

高浜３，４号機 使用済燃料ピット漏えい時の対応について(1/3)

13〔使用済燃料ピット（ＳＦＰ）の構造的特徴〕
山
原子炉
格納容器

原子炉
補助建屋 タンク類

使用済燃料ピット○ 原子炉補助建屋内で地下掘り込み構造、基礎直上の地盤面近くに設置。
壁面及び底部は厚さ約２～３ｍの鉄筋コンクリート造、内面にステンレス
鋼板を内張りした強固な構造物。

【使用済燃料ピットの構造】○ 極めて耐震性の高いＳクラスの構造物。
○ 燃料集合体は、全長の２倍（約８ｍ）のほう酸水中に保管。
○ 高さが約８０ｍの原子炉格納容器の奥側、各種建造物（建屋やタンク等）間に
配置。

約８ｍ

燃料集合体

○ 後方は山に囲まれた配置。
（参考）
福島第一原子力発電所４号機のＳＦＰは地表から約３０ｍ上方に設置。
事故時には高所放水車を使用。
ＰＷＲの場合は地表面高さに設置されている為、アクセス性に優れ、ＳＦＰへの給水が容易。

約４ｍ

燃料ラック

高浜３，４号機 使用済燃料ピット漏えい時の対応について(2/3)

14

使用済燃料ピット（ＳＦＰ）の構造、強度および漏えい時の対応手順○ 設置許可基準規則（第54条）に基づく想定事象に対応するための設備および手順を確保。
使用済燃料ピットの水位低下①

可能

通常操作による
給水が可能か？

通常の給水操作
事故時操作所則（第１部）

追加
対策

不可能

ＳＡ所達

可搬型給水設備の準備②
想定事故１，２

消火栓や消防ポンプ等による給水

小規模

漏えいの
程度は？
大規模

設置許可基準規則想定事象

不可能

大規模漏えい

（想定事故 １） ＳＦＰの冷却機能又は注水機能の喪失（想定事故 ２） ＳＦＰ冷却系配管の破断等による水位の低下（大規模漏えい） ＳＦＰからの大量の水の漏えい対応方針 （右図対応フロー）① 通常の操作手順による給水② 可搬型給水設備による給水 （消防ﾎﾟﾝﾌﾟ容量：35m3/h以上）

使用燃料ピットエ
リアでの作業が可能か？
可能④

可搬式スプレイの準備
放水砲による
建屋への放水工場等への放射性物質の拡散抑制③

使用済燃料ピットへのスプレイ
・燃料体等の著しい損傷の進行緩和
・環境への放射性物質の放出低減

水位維持が困難な場合③ 注水ﾎﾟﾝﾌﾟによるＳＦＰ全面へのスプレイ（注水ﾎﾟﾝﾌﾟ容量：120m3/h以上）④ 放水砲による建屋外からの散水

継続実施

高浜３，４号機 使用済燃料ピット漏えい時の対応について(3/3)
福島第一原子力発電所事故を踏まえ、使用済燃料ピットの漏えい時においても、給水機能や監視機能等の安全性向上対策を実施。
（別エリアに保管）
可搬式エリアモニタ 可搬式ピット水位計： 対策設備
④
放水砲

監視カメラ

③

淡水タンク

電動消火ポンプ

スプレイヘッダ②

大容量ポンプ③

可搬式代替低圧
注水ポンプ

計測範
囲拡大

屋外消火栓
電波式水位計
温度計
屋内消火栓

ディーゼル
消火ポンプ

ホース

②

燃料取替用水タンク①
使用済燃料ピット

恒設配管

燃料取替用水ポンプ

消防ポンプ
1次系純水タンク

使用済燃料

海水

耐震Ｓク
ラス相当

淡水貯水槽

漏えい検知器①

2次系純水タンク

淡水タンク

使用済燃料
ピットポンプ

使用済燃料
ピット冷却器

1次系補給水ポンプ
2次系補給水ポンプ①

15

火災発生時の対応について(1/2)
【原子力発電所において火災が発生した場合の対応手順】

防火管理所達抜粋

自衛消防隊 １０名以上
フロー（連携内容）
通報
防火服着用
アクセスルー
ト選定・出動
現場到達
消防車配置
指揮連携

初期消火要員（運転員）
１．火災発生連絡受信①専属消防隊に出動要請②１１９番通報

１．専属消防隊本部①出動準備指示②防火服の装備指示③消防案内者が待機⇒（８．公設消防隊を受入）

２．現場確認指示⇒確認
２．防火服の装備
３．現場確認結果報告
３．火災発生現場までのアクセスルート選定
４．消火器による初期消火
５．火災発生場所の指示

４．消防車乗車、消防車配置場所を確定
５．火災現場到着

放水準備
放水専属消防隊（委託消防隊） ７名

６．プラント設備に関する情報伝達

６．放水指示７．放水指揮・放水

公設消防受入７．公設消防隊に留意事項の伝達

８．公設消防隊の受入、現場に誘導

公設消防引継９．公設消防隊への引継
鎮火⇒公設消防隊に指揮権を引継後は公設消防隊の指揮下で消火活動に当たる○火災の規模や発生場所に関わらず、対応手順（公設消防との連携内容）や役割分担は同じ。
○管理区域内の場合も基本的に同様であり、線量計等を携帯し、防火服のまま着替えることなく入域するとともに、放射線管理要員を派遣し、公設消防隊に対し、線量に応じた保護具の着用を指導するなど、放射線防護に関する必要な措置を講じることとしている。

16

火災発生時の対応について(2/2)○原⼦⼒発電所における警防活動に関する協定書
名 称
原⼦⼒発電所における警防活動に関する協定書○若狭消防組合消防本部・⾼浜発電所（平成１４年３⽉２６⽇締結）○若狭消防組合消防本部・⼤飯発電所（平成１４年３⽉２６⽇締結）○敦賀三⽅消防組合・美浜発電所（平成１４年３⽉１２⽇締結）

内 容
発電所構内における⽕災発⽣時に相互協⼒し円滑に警防活動を実施すると共に、消防隊員の放射線による被ばくの防⽌を図ること等を⽬的に協定を締結（理由）
もんじゅのナトリウム漏えい⽕災や東海村のアスファルト固化処理施設の⽕災爆発事故等の発⽣による、原⼦⼒災害対策特別措置法の施⾏を受け、消⽕設
備や消⽕活動体制等に万全を期すことが必要となった。
これをうけ、平成１３年３⽉に総務省消防庁が「原⼦⼒施設等における消防活動対策マニュアル」を⽰し、協定モデルを提⽰。
本協定モデルに基づき、敦賀美⽅消防組合、若狭消防組合から警防活動に関する協定締結の申し⼊れにより、消防・事業者間での協定を締結。

○協定書の主な内容○通報事項
⾃衛消防隊は、構内において⽕災等を発⾒した場合は、消防機関へ速やかに通報。（前ページ１－②）○消防部隊への報告
⾃衛消防隊は公設消防隊の先着最⾼指揮者に⽕災等の状況を報告。（前ページ７）○警防活動の相互協⼒
⾃衛消防隊は公設消防隊の誘導を⾏い、警防活動上の必要な助⾔実施。（前ページ８）○現場指揮本部への参加
⾃衛消防隊は、公設消防隊が現場指揮本部を設置した場合は、施設および放射線管理に関する専⾨的知識を有するものを参加させ、消⽕等について必要な助⾔実施。（前ページ９）○公設消防との更なる連携について
・公設消防による視察や消防検査に合わせ、消防資機材の状況や管理区域への⼊域⽅法等について確認いただき、積極的に現場の状況を把握いただくよう努めている。
・発電所消防総合訓練では、公設消防とも連携し、⼊域訓練や⾃衛消防との連携訓練を実施している。

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事故時対応能力の向上について(1/3) ～教育・訓練の充実・強化～

18○発電所の重⼤事故対策要員の対応能⼒向上を図るため、その役割に応じた教育・訓練を充実・強化。
①指揮者（事故時に指揮者となる所⻑、原⼦⼒安全統括、運営統括⻑他が対象）
・知識ベースの教育（事故対策への習熟）
研修会、⾃学⾃習⽤の資料の整備、専⾨家による講義、研修ツールを⽤いた学習 など
・実践的な訓練（対応能⼒向上）
机上訓練
訓練シナリオを参加者に事前に通知せず、実動を含む原⼦⼒防災訓練②運転員

・シミュレータ訓練の内容に、⻑時間の全交流電源喪失を想定した訓練を追加実施
・シビアアクシデント発⽣時のプラント挙動を可視化するツールを⽤いた教育の実施
・メーカ等専⾨家による理論研修の実施③緊急安全対策要員

・協⼒会社社員を含め、電源供給、給⽔活動等の⼿順の教育を実施
・重⼤事故等発⽣時を想定した訓練を実施

可搬式代替低圧注⽔ポンプの訓練
高浜発電所実績

Ｈ２３年度

Ｈ２４年度

Ｈ２５年度

Ｈ２６年度

Ｈ２７年度

教育・演習受講者⼈数（延べ⼈数）

約４８０⼈

約１，３００⼈

約１，２００⼈

約１，６００⼈

約２，０００⼈
(予定)

訓練回数

約２８０回

約４００回

約８００回

約１，５００回

約６００回(※)※：８⽉末実績

事故時対応能力の向上について(2/3) ～指揮者の教育・訓練～

19○事故時に指揮者となる要員に対して、教育・訓練実施結果の評価を行い充実・強化を図っている。

Ｈ２４年度

Ｈ２５年度

件名

件名

原子力防災教育

Ｈ２６年度

Ｈ２７年度

件名

原子力防災教育

件名

原子力防災教育

原子力防災教育

シビアアクシデント⇒P20‐①
マネジメント研修

シビアアクシデント
マネジメント研修

シビアアクシデントマネジメント研修

シビアアクシデントマネジメント研修

シビアアクシデント
専門技術研修シビアアクシデント
専門技術研修シビアアクシデント専門技術研修

シビアアクシデント専門技術研修

重大事故の解析事象、緊急時活動
レベル(ＥＡＬ)判断のための教育⇒P20‐⑦

重大事故の解析事象、緊急時活動レベル(ＥＡＬ)判断のための教育

Ｈ２４年度～
新規実施⇒P20‐②

Ｈ２６年度新規

Ｈ２７年度新規⇒P20‐③

Ｈ２５年度新規

シビアアクシデント
対応教育Ⅰ⇒P20‐⑤

初動対応訓練 （模擬含）
原子力防災訓練

原子力防災訓練⇒P20‐⑥

シビアアクシデント対応教育Ⅲ（講義）⇒P20‐⑧、⑨
充実・強化

シビアアクシデント対応教育Ⅰ（講義・演習）シビアアクシデント対応教育Ⅰ（演習）初動対応訓練 （模擬含）

初動対応訓練 （模擬含）

原子力防災訓練

原子力防災訓練充実・強化
Ｈ２５年度新規

指揮者リーダーシップ研修
指揮者リーダーシップ研修⇒P20‐④

指揮者リーダーシップ研修

事故時対応能力の向上について（3/3） ～指揮者教育・訓練の評価～
Ｈ２４年度

Ｈ２５年度

Ｈ２６年度

【評価】
【評価】
【評価】
福島第⼀原⼦⼒発電所事
ＥＡＬ通報基準の法令改
福島第⼀原⼦⼒発電所事故の原因と教訓を継続的に学 故を踏まえ、指揮者の重要性
正等を踏まえ、知識の充実
ぶ必要があること、シビアアクシ と、事故時に的確に統率できる が必要と評価し、以下の教
デントとその対応策に関する専 ための指揮能⼒向上のための育を追加
⾨的知識、国内外の最新の専⾨教育が必要と評価し、以知識を学んでいく必要があると 下の教育を追加、充実・強化
評価し、以下の教育を追加

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Ｈ２７年度
【評価】
「③シビアアクシデント対応教
育Ⅰ」の実施実績を踏まえ、カリキュラム分割による基礎知
識と対応演習それぞれの教育
内容の充実が必要と評価し、以下の教育を充実・強化

【改善】
【改善】
【改善】
【改善】
①「シビアアクシデント③「シビアアクシデント対応⑦「重⼤事故の解析事象、緊 ⑧シビアアクシデント対応
教育Ⅰ」
マネジメント研修
急時活動レベル(EAL) 判
教育Ⅲ（講義）
指揮者を対象に可視化ツー
１Ｆ事故の事象・教訓を学新たに指揮者の役割に就く者
断のための教育ルを⽤いたSA挙動理解と、ぶ教育にも理解が深まるように、事故
事故シーケンス事例のプラ
SA対応を模擬する実践的なシーケンス等基礎知識を習得
ント挙動を理解し、事故対演習を含む教育②「シビアアクシデント専⾨技術するための教育を新設（従来
応やEAL判断等の知識を④「指揮者リーダーシップ研修」
研修」の教育Ⅰから分割）深めるための教育
緊急時のリーダーシップを学
ＰＷＲプラントの設計思想（ﾃｷｽﾄを⽤いた講義形式）
ぶ指揮者対象の教育を踏まえたシビアアクシデント事⑨シビアアクシデント対応
象の専⾨教育教育Ⅰ（演習）⑤「初動対応訓練（模擬含）」
指揮能⼒向上を⽬的に、従初動対応習熟のため、対策
来よりも演習時間を拡⼤する
本部召集までの初動訓練ため、演習単独の教育に強化⑥「原⼦⼒防災訓練」
・グループ形式で本部要員の役
指揮者に対するブラインド要
割を決め、事故事例を⽤いた素も取り⼊れた訓練に充実・
模擬演習
強化

今後も実施結果を踏まえ、充実・強化を図り、対応能⼒の向上に努めていく。

マニュアルの整備と訓練のまとめ○整備したマニュアルに基づき継続して訓練を⾏うことで習熟を図るとともに、マニュアルの改善事項を抽出し、より良いマニュアルをつくりあげていく。
（具体的事項）・夜間や積雪時等の多様な訓練条件を想定し、訓練を実施することによる新たな改善、⼯夫・シビアアクシデント対策等で新たな知⾒が得られた場合のマニュアルへの反映、訓練○全ユニット同時発災対応や福島第⼀原⼦⼒発電所の事故を反映した原⼦⼒防災訓練等の充実を図る。
（具体的事項）・国、⾃治体が⾏う原⼦⼒防災訓練との連携
・本店（中之島、原⼦⼒事業本部）を含む原⼦⼒防災訓練の実施
・訓練の体系化ならびに継続的な改善

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