資料番号：SA技-11-1 改0

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二第 1.10.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第1.10－1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備－ ※1

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」
サプレッションプール浄化系ポンプ
復水貯蔵槽 ※3
サプレッションプール浄化系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁
原子炉ウェル
原子炉補機冷却系（6 号炉のみ）※1:静的触媒式水素再結合器は，運転員による操作不要の原子炉建屋水素濃度制御設備である。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4:手順は「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」
自主対策設備

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェルへの注水

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視

自主対策設備

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉ウェル注水」

AM 設備別操作手順書「SPCU による原子炉ウェル注水」

静的触媒式水素再結合器※３静的触媒式水素再結合器動作監視装置
原子炉建屋原子炉棟
常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備※２
常設代替直流電源設備※２
可搬型代替直流電源設備※２
燃料給油設備※２

原子炉建屋水素濃度
常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備※２
常設代替直流電源設備※２
可搬型代替直流電源設備※２
燃料給油設備※２※1：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度制御設備である。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1

東二は原子炉建屋原子炉棟内
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」等

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」－

非常用ガス処理系排風機
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系フィルタトレイン
非常用ガス再循環系フィルタトレイン
非常用ガス処理系配管・弁
非常用ガス再循環系配管・弁
非常用ガス処理系排気筒
非常用交流電源設備※２
常設代替交流電源設備※２
燃料給油設備※２

手順書

重大事故等対処設備

自主対策設備

格納容器頂部注水系による原子炉ウェルへの注水

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）※3
防火水槽 ※3
淡水貯水池 ※3
ホース・接続口
格納容器頂部注水系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁
原子炉ウェル
燃料補給設備 ※2

水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止

重大事故等
対処設備

第二代替交流電源設備 ※2

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制

－ ※2

対処応設備

重大事故等対処設備

重大事故等
対処設備

代替電源による必要な設備への給電

常設代替直流電源設備 ※2
可搬型直流電源設備 ※2
常設代替交流電源設備 ※2
可搬型代替交流電源設備 ※2対応
手段

原子炉建屋ガス処理系による水素排出

原子炉建屋水素濃度

手順書

重大事故等
対処設備

静的触媒式水素再結合器 ※1
静的触媒式水素再結合器動作監視装置
原子炉建屋原子炉区域

原子炉建屋内の水素濃度監視

原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制

－

対処設備

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制

水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷防止

－

対応
手段

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／3）

対応手段，対処設備，手順書一覧（1/2）
分類

2018年3月23日
日本原子力発電株式会社

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」等

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領の水素排出を目的とし，原子炉建屋ガス処理系を使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

手順書

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」

対応
手段

対処設備

手順書

柏崎の原子炉ウェルへの注水に係る記載は，比較表ページ 1
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽低圧代替注水系配管・弁格納容器頂部注水系配管・弁
原子炉ウェル
常設代替交流電源設備
燃料給油設備

自主対策設備

多様なハザード対応手順「水素対策（原子炉建屋トップベント）」

原子炉格納容器外への水素漏えい抑制

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領に記載。
東二は格納容器頂部注水系（常設）である常設低圧代替注水系ポンプ及び格納容器頂部注水系（可搬型）である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉ウェルへの注水を－整備する。
柏崎は格納容器頂部注水系と可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
西側淡水貯水設備
代替淡水貯槽低圧代替注水系配管・弁格納容器頂部注水系配管・弁
原子炉ウェル
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
燃料給油設備※1：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

2

自主対策設備

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）※1:静的触媒式水素再結合器は，運転員による操作不要の原子炉建屋水素濃度制御設備である。
※2:手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3:手順は「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4:手順は「1.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水

原子炉建屋トップベント
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用） ※4
ホース
放水砲 ※4
燃料補給設備 ※2

分類

自主対策設備原子炉建屋トップベントによる水素ガスの排出

水素ガス排出による原子炉建屋等の損傷防止

－

対応手段

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／3）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/2）
分類

東海第二

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

して使用する可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）及びサプレ
ッションプール浄化系ポンプによる原子炉ウェルへの注水を整備する。

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／3）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応手段

対処設備

手順書

柏崎の代替電源による必要な設備への給電に係る記載は，比※２

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備※２
常設代替直流電源設備※２
可搬型代替直流電源設備※２
燃料給油設備※２※1：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

3

重大事故等対処設備

代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への給電

水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止－較表ページ 1 に記載。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「電源供給回復」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二第1.10－2表

第 1.10.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／4）

監視計器一覧（1/2）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」

判断基準
操作

事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「PCV 制御」

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度

判断基準
操作

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度

水源の確保

防火水槽
淡水貯水池

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度

電源

M/C C 電圧M/C D 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度
・上部ドライウェル内雰囲気温度

補機監視機能サプレッションプール浄化系系統流量

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
ＡＭ設備別操作手順書

操作AM 設備別操作手順書「SPCU による原子炉ウェル注水」

原子炉格納容器内の放射線量率

判断基準

多様なハザード対応手順「消防車による送水（原子炉ウェル注水）」

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手順(1) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出ａ．交流動力電源が健全である場合の操作手順

1.10.2.1 原子炉格納容器外への水素ガス漏えい抑制のための対応手順(1)原子炉ウェル注水

AM 設備別操作手順書「消防車による原子炉ウェル注水」

備考

4

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
） ２Ｃ電圧Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧

補機監視機能非常用ガス再循環系空気流量
非常用ガス処理系空気流量

東二は原子炉建屋原子炉棟内の水素排出を目的とし，原子炉建屋ガス処理系を使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二監視計器一覧（2／4）

監視計器一覧（2/2）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）事故時運転操作手順書（シビアアクシデント）「R/B 制御」

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

電源

ＡＭ設備別操作手順書

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
・原子炉建屋地上 2 階
・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(2)原子炉建屋トップベント
判断基準

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
・原子炉建屋地上 2 階・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階

多様なハザード対応手順「水素対策(原子炉建屋トップベント)」

監視パラメータ（計器）

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

電源

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

補機監視機能非常用ガス再循環系空気流量
非常用ガス処理系空気流量

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

操作

操作

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度
・原子炉建屋地上 4 階
・原子炉建屋地上 2 階
・原子炉建屋地下 1 階
・原子炉建屋地下 2 階
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
「水素」

判断基準

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(A)（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル(B)（S/C）

原子炉建屋内の水素濃度

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手順(1) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の操作手順

1.10.2.2 水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止のための対応手順(1)原子炉建屋内の水素濃度監視

事故時運転操作手順書(シビアアクシデント)「R/B 制御」

備考

操作

5

東二は原子炉建屋原子炉棟内の水素排出を目的とし，原子炉建屋ガス処理系を使用する。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（3／4）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手順(2) 水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止
ａ．原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視

判断基準
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」等

度監視に係る監視計器は，比較

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

表ページ 5 に記載。

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉建屋の規模，形状等の違いに伴い水素濃度監視選定箇

原子炉建屋内の水素濃度

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

補機監視機能非常用ガス再循環系空気流量
非常用ガス処理系空気流量操作

6

柏崎の原子炉建屋内の水素濃所に相違あり。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（4／4）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための対応手順(3) 格納容器外への水素漏えい抑制
ａ．格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－４」

格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

水源の確認

代替淡水貯槽水位ージ 4 に記載。
東二は格納容器頂部注水系（常設）である常設低圧代替操作

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

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

水源の確保

代替淡水貯槽水位

1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための対応手順(3) 格納容器外への水素漏えい抑制
ｂ．格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）

判断基準

格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

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

水源の確認

代替淡水貯槽水位

格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

補機監視機能低圧代替注水系流量（原子炉格納容器）

水源の確保

代替淡水貯槽水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作7に係る監視計器は，比較表ペ注水系ポンプ及び格納容器頂部注水系（可搬型）である可搬型代替注水中型ポンプ又はＡＭ設備別操作手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－４」柏崎の原子炉ウェルへの注水

可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉ウェルへの注水を整備する。
柏崎は格納容器頂部注水系として使用する可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）及びサプレッションプール浄化系ポンプによる原子炉ウェルへの注水を整備する。