東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-1 改 127
提出年月日
平成 30 年 6 月 27 日

東海第二発電所「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設
置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について

平成 30 年 6 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

目
1.

次

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手
順等

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.12

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

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14

電源の確保に関する手順等

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等
目－1

2.

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

2.1

可搬型設備等による対応

目－2

重大事故等発生時及び大規模損壊発生時の対処に係る基本方針【要求事項】
発電用原子炉施設において、重大事故に至るおそれがある事故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。以下同じ。）
若しくは重大事故（以下「重大事故等」と総称する。）が発生した
場合又は大規模な自然災害若しくは故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊が発生す
るおそれがある場合若しくは発生した場合における当該事故等に対処するために必要な体制の整備に関し、原子炉等規制法第４３条の３の２４第１項の規定に基づく保安規定等において、以下の項目が規定される方針であることを確認すること。
なお、申請内容の一部が本要求事項に適合しない場合であっても、その理由が妥当なものであれば、これを排除するものではない。
【要求事項の解釈】
要求事項の規定については、以下のとおり解釈する。
なお、本項においては、要求事項を満たすために必要な措置のう
ち、手順等の整備が中心となるものを例示したものである。重大事
故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力には、以下の解釈において規定する内容に加え、設置許可基
準規則に基づいて整備される設備の運用手順等についても当然含まれるものであり、これらを含めて手順書等が適切に整備されなければならない。
1.0－1

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

1.0－2

東京電力株式会社福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえた
重大事故等対策の設備強化等の対策に加え，重大事故に至るおそれがある事故若しくは重大事故が発生した場合又は大規模な自然災害
若しくは故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊が発生するおそれがある場合若しくは発生した場合における以下の重大事故等対処設備に係る事項，復旧作業に係る事項，支援に係る事項及び手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備を考慮し，当該事故等に対処するために必要な手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備等運用
面 で の 対 策 を 行 う 。 また，一部の敷地を共有する東海発電所は廃止措置中であり，原子炉圧力容器から取り出された全ての核燃料は敷地外に搬出済みである。
「1．重大事故等対策」について手順を整備し，重大事故等の対応を実施する。
「2．大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事項」の「2.1 可搬型設備等による対応」は「1．重大事故等対策」の対応手順を基に，大規模な損壊が発生した場合も対応を実施する。また，様々な状況においても，事象進展の抑制及び緩和を行うための手順を整備し，大規模な損壊が発生した場合の対応を実施する。
また，重大事故等又は大規模損壊に対処し得る体制においても技術的能力を維持管理していくために必要な事項を，「 核 原 料 物 質 ，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定等において規定する。
重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置については，技術的能力の審査基準で規定する内容に加え，「 設 置 許 可 基 準 規 則 」に 基
づ い て 整 備 す る 設 備 の 運 用 手 順 等 に つ い て も 考 慮 し た 第 10-1 表 に
1.0－3

示す「重大事故等対策における手順書の概要」を含めて手順書等を適切に整備する。

1.0－4

1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

目

1.0.1
(1)

次

重大事故等への対応に係る基本的な考え方

1.0－ 1

重大事故等対処設備に係る事項

1.0－ 1ａ.

切り替えの容易性

1.0－ 1ｂ.

アクセスルートの確保

1.0－ 1(2)

復旧作業に係る事項

1.0－ 6ａ.

予備品等の確保1.0－ 6ｂ.

保管場所

1.0－ 7ｃ.

アクセスルートの確保

1.0－ 8(3)

支援に係る事項

1.0－ 8(4)

手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備

1.0－ 9ａ.

手順書の整備

1.0－ 9ｂ.

教育及び訓練の実施

1.0－ 15ｃ.

体制の整備

1.0－ 17

1.0.2
(1)

共通事項

1.0－ 28

重大事故等対処設備に係る事項

1.0－ 28ａ.

切り替えの容易性

1.0－ 28ｂ.

アクセスルートの確保

1.0－ 29(2)

復旧作業に係る事項

1.0－ 36ａ.

予備品等の確保1.0－ 37ｂ.

保管場所

1.0－ 38
1.0－5

ｃ.

アクセスルートの確保

1.0－ 38(3)

支援に係る事項(4)

手 順 書 の 整 備 ， 教 育 及 び 訓 練 の 実 施 並 び に 体 制 の 整 備 1.0－ 42

1.0－ 39ａ.

手順書の整備

1.0－ 42ｂ.

教育及び訓練の実施

1.0－ 51ｃ.

体制の整備

1.0－ 57

1.0－6

添付資料

添 付 資 料 1.0.1

目次

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

添 付 資 料 1.0.2

可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスル
ートについて添 付 資 料 1.0.3

予備品等の確保及び保管場所について

添 付 資 料 1.0.4

復旧作業に必要な資機材及び外部からの支援について添 付 資 料 1.0.5

重大事故等への対応に係る文書体系

添 付 資 料 1.0.6

重大事故等対策に係る手順書の構成と概要について

添 付 資 料 1.0.7

有効性評価における重大事故対応時の手順について

添 付 資 料 1.0.8

自然災害等の影響によりプラントの原子炉安全に影響を及ぼす可能性がある事象の対応について

添 付 資 料 1.0.9

重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練について

添 付 資 料 1.0.10

重大事故等発生時の体制について

添 付 資 料 1.0.11

重大事故等発生時の発電用原子炉主任技術者の役割等について

添 付 資 料 1.0.12

福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応について

添 付 資 料 1.0.13

災害対策要員の作業時における装備について添 付 資 料 1.0.14

技術的能力対応手段と有効性評価比較表
1.0－7

技術的能力対応手段と手順等比較表
添 付 資 料 1.0.15

原子炉格納容器の長期にわたる状態維持に係る体制の整備について添 付 資 料 1.0.16

重大事故等発生時における東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の影響について

1.0－8

1.0.1

重大事故等への対応に係る基本的な考え方(1)

重大事故等対処設備に係る事項

ａ．切り替えの容易性
本来の用途以外の用途（本来の用途以外の用途とは，設置している設備の本来の機能とは異なる目的で使用する場合に，本来の系統構成とは異なる系
統構成を実施し設備を使用する場合をいう。ただし，本来の機能と同じ目的で使用するために設置している可搬型設備を使用する場合は除く。）として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系
統から弁操作又は工具等の使用により速やかに切り替えられるように，当該操作等を明確にし，通常時に使用する系統から速やかに切り替えるために必要な手順等を整備するとともに，確実に行えるよう訓練を実施する。
ｂ．アクセスルートの確保
想 定 さ れ る 重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に お い て ，可 搬 型 重 大 事
故 等 対 処 設 備 を 運 搬 し ，又 は 他 の 設 備 の 被 害 状 況 を 把 握 す る た め ，
発 電 所 内 の 道 路 及 び 通 路 が 確 保 で き る よ う に ，以 下 の 実 効 性 の ある運用管理を実施する。
屋 外 及 び 屋 内 に お い て ，想 定 さ れ る 重 大 事 故 等 の 対 処 に 必 要 な
可搬型重大事故等対処設備の保管場所から設置場所及び接続場
所 ま で 運 搬 す る た め の 経 路 ，他 の 設 備 の 被 害 状 況 を 把 握 す る た めの 経 路 (以 下 「 ア ク セ ス ル ー ト 」 と い う 。)は ， 想 定 さ れ る 自 然 現象 ，発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 を 損 な わ せ る 原 因 と な る お そ れ が
あ る 事 象 で あ っ て 人 為 に よ る も の（ 故 意 に よ る も の を 除 く 。），溢水 及 び 火 災 を 想 定 し て も ，運 搬 ，移 動 に 支 障 を き た す こ と が な い
ように，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
な お ，東 海 第 二 発 電 所 の 敷 地 に 遡 上 す る 津 波 の 影 響 を 受 け た 場
1.0－1合には，迂回路も含めた複数のアクセスルートの中から，運搬，移 動 に 係 る 優 位 性 を 考 慮 し て ア ク セ ス ル ー ト を 抽 出 し ，確 保 す る 。
屋 内 及 び 屋 外 ア ク セ ス ル ー ト に 対 す る 自 然 現 象 に つ い て は ，網羅 的 に 抽 出 す る た め に ，地 震 ，津 波 に 加 え ，発 電 所 敷 地 及 び そ の周 辺 で の 発 生 実 績 の 有 無 に 関 わ ら ず ，国 内 外 の 基 準 や 文 献 等 に 基
づ き 収 集 し た 洪 水 ，風（ 台 風 ），竜 巻 ，凍 結 ，降 水 ，積 雪 ，落 雷 ，
地 滑 り ，火 山 の 影 響 ，生 物 学 的 事 象 ，森 林 火 災 等 の 事 象 を 考 慮 す
る 。こ れ ら の 事 象 の う ち ，発 電 所 敷 地 及 び そ の 周 辺 で の 発 生 の 可
能 性 ，屋 外 ア ク セ ス ル ー ト へ の 影 響 度 ，事 象 進 展 速 度 や 事 象 進 展に対する時間余裕の観点から，屋外アクセスルートに影響を与
え る お そ れ が あ る 事 象 と し て ，地 震 ，津 波（ 基 準 津 波 を 超 え 敷 地に 遡 上 す る 津 波（ 以 下「 敷 地 に 遡 上 す る 津 波 」と い う 。）を 含 む 。），
洪 水 ，風（ 台 風 ），竜 巻 ，凍 結 ，降 水 ，積 雪 ，落 雷 ，火 山 の 影 響 ，
生物学的事象，森林火災及び高潮を選定する。
屋外及び屋内アクセスルートに対する発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる
原 因 と な る お そ れ が あ る 事 象 で あ っ て 人 為 に よ る も の（ 故 意 に よる も の を 除 く 。）に つ い て は ，網 羅 的 に 抽 出 す る た め に ，発 電 所 敷
地 及 び そ の 周 辺 で の 発 生 実 績 の 有 無 に 関 わ ら ず ，国 内 外 の 基 準 や
文 献 等 に 基 づ き 収 集 し た 飛 来 物（ 航 空 機 落 下 等 ），ダ ム の 崩 壊 ，爆発 ，近 隣 工 場 等 の 火 災 ，有 毒 ガ ス ，船 舶 の 衝 突 及 び 電 磁 的 障 害 を
考 慮 す る 。こ れ ら の 事 象 の う ち ，発 電 所 敷 地 及 び そ の 周 辺 で の 発
生 の 可 能 性 ，屋 外 ア ク セ ス ル ー ト へ の 影 響 度 ，事 象 進 展 速 度 や 事
象 進 展 に 対 す る 時 間 余 裕 の 観 点 か ら ，屋 外 ア ク セ ス ル ー ト に 影 響
を 与 え る お そ れ が あ る 事 象 と し て 飛 来 物 （ 航 空 機 落 下 ）， ダ ム の
1.0－2

崩 壊 ，爆 発 ，近 隣 工 場 等 の 火 災 ，有 毒 ガ ス ，船 舶 の 衝 突 及 び 電 磁
的 障 害 を 選 定 す る 。ま た ，重 大 事 故 等 時 の 高 線 量 下 環 境 を 考 慮 する。
可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 保 管 場 所 に つ い て は ，設 計 基 準 事
故対処設備の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分
散 を 図 る 。ま た ，屋 外 の 可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 は 複 数 箇 所 に分散して保管する。
重大事故等が発生した場合，事故収束に迅速に対応するため，屋外の可搬型重大事故等対処設備の保管場所から目的地まで運搬 す る ア ク セ ス ル ー ト の 状 況 確 認 ，取 水 箇 所 の 状 況 確 認 及 び ホ ース 敷 設 ル ー ト の 状 況 確 認 を 行 い ，あ わ せ て ，軽 油 貯 蔵 タ ン ク ，常設代替交流電源設備及びその他屋外設備の被害状況の把握を行う。
屋 外 ア ク セ ス ル ー ト に 対 す る 地 震 に よ る 影 響（ 周 辺 構 造 物 等 の損 壊 ，周 辺 斜 面 の 崩 壊 及 び 道 路 面 の す べ り ，液 状 化 及 び 揺 す り 込
み に よ る 不 等 沈 下 ，液 状 化 に 伴 う 浮 き 上 が り 並 び に 地 中 埋 設 構 造
物 の 損 壊 ），風（ 台 風 ）及 び 竜 巻 に よ る 飛 来 物 ，積 雪 並 び に 火 山 の
影 響 を 想 定 し ，複 数 の ア ク セ ス ル ー ト の 中 か ら 状 況 を 確 認 し ，早期 に 復 旧 可 能 な ア ク セ ス ル ー ト を 確 保 す る た め ，障 害 物 を 除 去 可
能 な ホ イ ー ル ロ ー ダ 等 の 重 機 を 保 管 ，使 用 し ，そ れ を 運 転 で き る要員を確保する。
ま た ，地 震 に よ る 屋 外 タ ン ク か ら の 溢 水 及 び 降 水 に 対 し て ，道路 上 へ の 自 然 流 下 も 考 慮 し た 上 で ，溢 水 に よ る 通 行 へ の 影 響 を 受
けないアクセスルートを確保する。

1.0－3

津波の影響については，防潮堤内に設置し基準津波の影響を受けず，また，基準地震動Ｓｓに対して影響を受けない若しくは重機等による復旧をすることにより，複数のアクセスルートを確保する。
敷 地 に 遡 上 す る 津 波 の 影 響 に つ い て は ，敷 地 に 遡 上 す る 津 波 の影 響 を 受 け な い 高 所（ T.P.＋ 11m以 上 ）に ，基 準 地 震 動 Ｓ ｓ の 影 響
を受けないアクセスルートを少なくとも１ルート確保することに よ り ，可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 保 管 場 所 及 び 緊 急 時 対 策 所
等から接続場所までの移動・運搬を可能とする。
屋 外 ア ク セ ス ル ー ト は ，発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 を 損 な わ せる 原 因 と な る お そ れ が あ る 事 象 で あ っ て 人 為 に よ る も の（ 故 意 に
よ る も の を 除 く 。） の う ち 飛 来 物 （ 航 空 機 落 下 ）， 爆 発 ， 近 隣 工 場
等 の 火 災 ，有 毒 ガ ス 及 び 船 舶 の 衝 突 に 対 し て ，迂 回 路 も 考 慮 し た
複 数 の ア ク セ ス ル ー ト を 確 保 す る 。有 毒 ガ ス に 対 し て は ，複 数 の
ア ク セ ス ル ー ト 確 保 に 加 え ，防 護 具 等 の 装 備 に よ り 通 行 に 影 響 はない。
また，想定される自然現象のうち，高潮に対しては，通行への影響を受けない敷地高さにアクセスルートを確保する。
洪水及びダムの崩壊については立地的要因により設計上考慮する必要はない。
なお，落雷に対しては道路面が直接影響を受けることはな
く，生物学的事象に対しては容易に排除可能であり，電磁的障害に対しては道路面が直接影響を受けることはないことからア
クセスルートへの影響はない。

1.0－4

屋外ア ク セ ス ル ー ト の 周 辺 構 造 物 の 損 壊 に よ る 障 害 物 に つ い ては，ホイールローダ等の重機による撤去あるいは複数のアクセ
スルートによる迂回を行う。
屋外アクセスルートは，基準地震動ＳＳの影響による周辺斜面の崩壊や道路面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを
想 定 し た 上 で ，ホ イ ー ル ロ ー ダ 等 の 重 機 に よ る 崩 壊 箇 所 の 復 旧 を行い，通行性を確保する。
液状化，揺すり込みによる不等沈下及び地中構造物の損壊に伴う段差の発生が想定される箇所においては，これらがアクセスルートに影響を及ぼす可能性がある場合は事前対策（路盤補強等）を講じる。想定を上回る段差が発生した場合は，迂回路を通行するか，ホイールローダ等の重機による段差箇所の復旧と土のうによる段差解消対策により，通行性を確保する。
屋外アクセスルート上の風（台風）及び竜巻による飛来物に対してはホイールローダ等の重機による撤去を行い，積雪又は火山の影響に対しては，ホイールローダ等の重機による除雪又は除灰を行う。また，アクセスルートには融雪剤を配備し，車両は凍結及び積雪に対処したタイヤを装着し通行性を確保する。なお，想定を上回る積雪又は火山の影響が発生した場合
は，除雪又は除灰の頻度を増加させることにより対処する。
重大事故等が発生した場合において，屋内の可搬型重大事故等対処設備までのアクセスルートの状況確認を行い，あわせて，その他屋内設備の被害状況の把握を行う。
屋内アクセスルートは，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。）及びその他想定される自然現象による影響並びに発電
1.0－5

用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に確保する。
屋内アクセスルートは，重大事故等時に必要となる現場操作を実施する場所まで移動可能なルートを選定する。また，屋内
アクセスルート上の資機材については，必要に応じて固縛又は転倒防止処置により，通行に支障をきたさない措置を講じる。
機器からの溢水が発生した場合については，適切な防護具を着用することにより，屋内アクセスルートを通行する。
屋外及び屋内のアクセスルートでの被ばくを考慮した放射線
防護具の配備を行い，移動時及び作業時の状況に応じて着用する。停電時及び夜間時においては，確実に運搬，移動ができる
ように，可搬型照明を配備する。また，現場との連絡手段を確保し，作業環境を考慮する。

(2) 復旧作業に係る事項
重 大 事 故 等 時 に お い て ，重 要 安 全 施 設 の 復 旧 作 業 を 有 効 か つ 効 果
的に行うため，以下の基本方針に基づき実施する。

ａ．予備品等の確保
重大事故等時の事故対応については，重大事故等対処設備にて実施することにより，事故収束を行う。
事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に
1.0－6

基づき重要安全施設の取替え可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品をあらか
じめ確保する。
・短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
・単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安

全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，復旧するための対策を検討し実施することとするが，放射線の影響，その他の作業環境条件を踏まえ，復旧作業の成立性が高い設備を復旧する。
なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器の拡大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行うとともに，そのために必要な予備品の確保を行う。
ま た ，予 備 品 の 取 替 え 作 業 に 必 要 な 資 機 材 等 と し て ，が れ き 撤
去 の た め の ホ イ ー ル ロ ー ダ 等 の 重 機 ，夜 間 の 対 応 を 想 定 し た 照 明
機器等及びその他作業環境を想定した資機材をあらかじめ確保する。

ｂ．保管場所
予備品等については，地震による周辺斜面の崩壊，敷地下斜面 の す べ り ， 津 波 （ 敷 地 に 遡 上 す る 津 波 を 含 む 。） に よ る 浸 水 等
1.0－7

の外部事象の影響を受けにくい場所に当該重要安全施設との位置的分散を考慮した場所に保管する。

ｃ．アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，設備の復旧作業のため，発電所内の道路及び通路が確保できるように，「 1.0.1(1)ｂ .ア ク セ ス ル ー ト の 確 保 」 と 同 じ 実 効 性 の あ る 運 用
管理を実施する。

(3) 支援に係る事項
重大事故等に対して事故収束対応を実施するため，発電所内で
あ ら か じ め 用意された手段（重大事故等対処設備，予備品，燃料等）により，
重 大 事 故 等 対 策 を 実 施 し ，事 故 発 生 後 7日 間 は 継 続 し て 事 故 収 束 対応を維持できるようにする。
関 係 機 関 等 と 協 議 及 び 合 意 の 上 ，外 部 か ら の 支 援 計 画 を 定 め ，協力体制が整い次第，プラントメーカ及び協力会社からは，事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援や要員派遣等の支援並びに燃料供給会社からは燃料の供給を受けられるようにする。なお，資機材等の輸送に関しては，迅速な物資輸送を可能とするとともに中長期的な物資輸送にも対応できるように支援計画を定める。
他 の 原 子 力 事 業 者 か ら は ，要 員 の 派 遣 ，資 機 材 の 貸 与 及 び 環 境 放
射線モニタリングの支援を受けられるようにするほか，原子力緊急 事 態 支 援 組 織 （ 以 下 「 支 援 組 織 」 と い う 。） か ら は ， 被 ば く 低 減のために遠隔操作可能なロボット及び無線重機等の資機材並びに

1.0－8

資機材を操作する要員及び発電所までの資機材輸送の支援を受けられるように支援計画を定める。
発電所外であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備と同 種 の 設 備 ，予 備 品 ，燃 料 等 ）に つ い て 支 援 を 受 け る こ と に よ っ て ，発電所内に配備する重大事故等対処設備に不具合があった場合の代替手段及び燃料等の確保を行い，継続的な重大事故等対策を実施 で き る よ う 事 象 発 生 後 6日 間 ま で に 支 援 を 受 け ら れ る 体 制 を 整備する。
ま た ，原 子 力 事 業 所 災 害 対 策 支 援 拠 点 か ら ，発電所の支援に必要な資機材として，食 料 ，そ の 他 の 消 耗 品 ，汚 染 防 護 服 等 及 び そ の 他 の 放射線管理に使用する資機材を継続的に発電所へ供給できる体制を
整備する。

(4)

手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備
重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるように，手順書を整備

し ，教 育 及 び 訓 練 を 実 施 す る と と も に ，災 害 対 策 要 員（ 当 直（ 運 転員 ）， 自 衛 消 防 隊 を 含 む 重 大 事 故 等 に 対 処 す る 要 員 か ら 構 成 さ れる 。） を 確 保 す る 等 の 必 要 な 体 制 を 整 備 す る 。
ａ．手順書の整備
重 大 事 故 等 時 に お い て ，事 象 の 種 類 及 び 事 象 の 進 展 に 応 じ て 重
大事故等に的確かつ柔軟に対処できるように手順書を整備する。
また，手順書は使用主体に応じて，中央制御室及び現場で運転操作に対応する当直（運転員）及び重大事故等対応要員（運転 操 作 対 応 ） が 使 用 す る 手 順 書 （ 以 下 「 運 転 手 順 書 」 と い う 。）

1.0－9

及 び そ れ 以 外 の 災 害 対 策 要 員 が 使 用 す る 手 順 書 （以下「災害対策 本 部 手 順 書 」 と い う 。） を 整 備 す る 。

(a) 全 て の 交 流 動 力 電 源 及 び 常 設 直 流 電 源 系 統 の 喪 失 ， 安 全 系 の機器若しくは計測器類の多重故障又は東海発電所との同時被災
等の過酷な状態において，限られた時間の中で東海第二発電所の発電用原子炉施設の状態の把握及び実施すべき重大事故等対策の適切な判断に必要な情報の種類，その入手の方法及び判断基準を整理し，運転手順書及び災害対策本部手順書にまとめる。
発電用原子炉施設の状態の把握が困難な場合にも対処できる よ う に ，パ ラ メ ー タ を 計 測 す る 計 器 故 障 又 は 計 器 故 障 が 疑 わ
れ る 場 合 に 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態 を 把 握 す る た め の 手 順 ，パラメータの把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を把握するための手順及び計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順を災害対策本部手順書に整備する。
具 体 的 に は ， 表 1.0.1 に 示 す 「 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 手 順
書 の 概 要 」の う ち「 1.15 事 故 時 の 計 装 に 関 す る 手 順 等 」の 内 容を含むものとする。

(b) 炉 心 の 著 し い 損 傷 及 び 原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 を 防 ぐ た め に ，
最優先すべき操作等を迷うことなく判断し実施できるように，あらかじめ判断基準を明確にした手順を以下のとおり運転手順書に整備する。

1.0－10原子炉停止機能喪失時においては，迷わずほう酸水注入を行えるように判断基準を明確にした手順を整備する。
炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損を防ぐために
注 水 す る 淡 水 源 が 枯 渇 又 は 使 用 で き な い 状 況 に お い て は ，設 備
へ の 悪 影 響 を 懸 念 す る こ と な く ，迷 わ ず 海 水 注 入 を 行 え る よ うに判断基準を明確にした手順を整備する。
原子炉格納容器圧力が限界圧力に達する前，又は，原子炉格
納 容 器 か ら の 異 常 漏 え い が 発 生 し た 場 合 に ，確 実 に 格 納 容 器 圧
力逃がし装置等の使用が行えるよう判断基準を明確にした手順
を運転手順書に整備する。
全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 等 に お い て ，準 備 に 長 時 間 を 要 す る 可
搬型重大事故等対処設備を必要な時期に使用可能とするため，
準 備 に 要 す る 時 間 を 考 慮 の 上 ，手 順 着 手 の 判 断 基 準 を 明 確 に した手順を整備する。
そ の 他 ，炉 心 の 著 し い 損 傷 及 び 原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 を 防 ぐ
た め に 必 要 な 各 操 作 に つ い て は ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 を 必 要 な
時 期 に 使 用 可 能 と す る た め ，手 順 着 手 の 判 断 基 準 を 明 確 に し た
手順を整備する。
重 大 事 故 等 対 策 時 に お い て は ，設 計 基 準 事 故 時 に 用 い る 操 作の制限事項は適用しないことを明確にした手順を整備する。

(c) 重 大 事 故 等 対 策 の 実 施 に お い て ， 財 産 （ 設 備 等 ） 保 護 よ り 安
全 性 を 優 先 す る と い う 共 通 認 識 を 持 っ て 行 動 で き る よ う に ，社
長はあらかじめ方針を示す。

1.0－11

重大事故等時の運転操作において，当直発電長が躊躇せず判断できるように，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針に基づき定めた運転手順書を整備し，判断基準を明記する。
重大事故等時の災害対策本部活動において，重大事故等対策を実施する際に，災害対策本部長は，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針に従った判断を実施する。また，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針に基づいた災害対策本部手順書を整備し，判断基準を明記する。

(d) 重 大 事 故 等 時 に 使 用 す る 手 順 書 と し て ，発 電 所 内 の 当 直（ 運 転員 ）及 び 重 大 事 故 等 対 応 要 員（ 運 転 操 作 対 応 ）並 び に そ の 他 の
災 害 対 策 要 員 が 連 携 し ，事 故 の 進 展 状 況 に 応 じ て 具 体 的 な 重 大事 故 等 対 策 を 実 施 す る た め ，運 転 手 順 書 及 び 災 害 対 策 本 部 手 順
書を適切に定める。
運 転 手 順 書 は ，重 大 事 故 等 対 策 を 的 確 に 実 施 す る た め に ，事故の進展状況に応じて構成し定める。
災 害 対 策 本 部 は ，当 直（ 運 転 員 ）か ら の 要 請 あ る い は 災 害 対策 本 部 の 判 断 に よ り ，当 直（ 運 転 員 ）及 び 重 大 事 故 等 対 応 要 員（ 運 転 操 作 対 応 ）の 事 故 対 応 の 支 援 を 行 う 。災 害 対 策 本 部 手 順
書 と し て ，事 故 状 況 に 応 じ た 戦 略 の 検 討 及 び 現 場 で の 重 大 事 故等対策を的確に実施するための必要事項を明確に示した手順を定める。
運転手順書は，事故の進展状況に応じて構成を明確化し，手順 書 相 互 間 を 的 確 に 移 行 で き る よ う に ，移 行 基 準 を 明 確 に す る 。
1.0－12異 常 又 は 事 故 発 生 時 は ，警 報 処 置 手 順 書 に よ り 初 期 対 応 を 行う。
警報処置手順書による対応において事象が進展した場合には，警報処置手順書から非常時運転手順書（事象ベース）に移行する。
警報処置手順書及び非常時運転手順書（事象ベース）で対応
中は，パラメータ（未臨界性，炉心の冷却機能及び原子炉格納容器の健全性）を常に監視し，あらかじめ定めた非常時運転手
順書Ⅱ（徴候ベース）の導入条件が成立した場合には，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）に移行する。
ただし，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）の導入条件が成立した場合でも，原子炉スクラム時の確認事項等，非常時運転手順書（事象ベース）に具体的内容を定めている対応について
は非常時運転手順書（事象ベース）を参照する。
異常又は事故が収束した場合は，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）に従い復旧の措置を行う。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）による対応で事故収束せず炉心損傷に至った場合は，非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）に移行する。

(e) 重 大 事 故 等 対 策 実 施 の 判 断 基 準 と し て 確 認 す る 水 位 ， 圧 力 ，
温 度 等 の 計 測 可 能 な パ ラ メ ー タ を 整 理 し ，運 転 手 順 書 及 び 災 害対策本部手順書に明記する。

1.0－13

重大事故等に対処するために発電用原子炉施設の状態を直接監視することが必要なパラメータを，あらかじめ選定し，運転手順書及び災害対策本部手順書に整理する。
整理に当たっては，記録の可否，直流電源喪失時における可搬型計測器による計測可否等の情報を運転手順書に明記する。
な お ，発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態 を 監 視 す る パ ラ メ ー タ が 故 障
等 に よ り 計 測 不 能 な 場 合 は ，他 の パ ラ メ ー タ に て 当 該 パ ラ メ ー
タを推定する方法を災害対策本部手順書に明記する。
重 大 事 故 等 対 策 実 施 時 に お け る パ ラ メ ー タ 挙 動 予測 ，影 響 評
価すべき項目及び監視パラメータ等を災害対策本部手順書に整理する。
有効性評価等にて整理した有効な情報について，当直（運転員）が監視すべきパラメータの選定，状況の把握及び進展予測
並 び に 対 応 処 置 の 参 考 情 報 と し ，運 転 手 順 書 に 整 理 す る 。ま た ，
有 効 性 評 価 等 に て 整 理 し た 有 効 な 情 報 に つ い て ，災 害 対 策 本 部
要員が運転操作を支援するためのパラメータ挙動予測や影響評価のための判断情報とし，災害対策本部手順書に整理する。

(f) 前 兆 事 象 と し て 把 握 が で き る か ， 重 大 事 故 等 を 引 き 起 こ す 可
能性があるかを考慮して，設備の安全機能の維持及び事故の未然防止対策をあらかじめ検討しておき，前兆事象を確認した時
点で事前の対応ができる体制及び手順を整備する。
大 津 波 警 報 が 発 表 さ れ た 場 合 ，原 則 と し て 発 電 用 原 子 炉 を 停止し，冷却操作を開始する手順を整備する。また，引き波により取水ピット水位が循環水ポンプの取水可能下限水位まで低1.0－14

下した場合等，発電用原子炉の運転継続に支障がある場合に，発電用原子炉を手動停止する手順を整備する。
その他の前兆事象を伴う事象については，気象情報の収集，巡視点検の強化及び前兆事象に応じた事故の未然防止の対応を行う手順を整備する。
ｂ ． 教育及び訓練の実施
災 害 対 策 要 員 が ，重 大 事 故 等 時 に お い て ，事 象 の 種 類 及 び 事 象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処するために必要な力量を確保するため，教育及び訓練を計画的に実施する。
必 要 な 力 量 の 確 保 に 当 た っ て は ，通 常 時 の 実 務 経 験 を 通 じ て 付
与 さ れ る 力 量 を 考 慮 し ，事 故 時 対 応 の 知 識 及 び 技 能 に つ い て ，災害対策要員の役割に応じた教育及び訓練を定められた頻度及び内 容 で 計 画 的 に 実 施 す る こ と に よ り ，重 大 事 故 等 に 対 処 す る 災 害対策要員の力量の維持及び向上を図る。
重大事故等対策における中央制御室での操作及び動作状況確認 等 の 短 時 間 で 実 施 で き る 操 作 以 外 の 作 業 や 操 作 に つ い て は ，表
1.0.2 に 示 す 「 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 操 作 の 成 立 性 」 の 必 要 な
重大事故等に対処する要員数及び想定時間にて対応できるように ，教 育 及 び 訓 練 に よ り ，効 率 的 か つ 確 実 に 実 施 で き る こ と を 確認する。
災 害 対 策 要 員 に 対 し て ，重 大 事 故 等 時 に お け る 事 象 の 種 類 及 び
事 象 の 進 展 に 応 じ て 的 確 か つ 柔 軟 に 対 処 で き る よ う に ，各 要 員 の役 割 に 応 じ た 教 育 及 び 訓 練 を 実 施 し ，計 画 的 に 評 価 す る こ と に より 力 量 を 付 与 し ，運 転 開 始 前 ま で に 力 量 を 付 与 さ れ た 災 害 対 策 要
員を必要人数配置する。
1.0－15

重 大 事 故 等 に 対 処 す る 災 害 対 策 要 員 を 確 保 す る た め ，以 下 の 基
本方針に基づき教育及び訓練を実施する。
(a) 重 大 事 故 等 対 策 は ， 幅 広 い 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 況 に 応 じ た
対 策 が 必 要 で あ る こ と を 踏 ま え ， 災害対策要員の役割に応じて，重大事故等時の発電用原子炉施設の挙動に関する知識の向上を図ることができる教育及び訓練等を実施する。

(b) 災 害 対 策 要 員 の 役 割 に 応 じ て ， 重 大 事 故 等 よ り も 厳 し い プ ラン ト 状 態 と な っ た 場 合 で も 対 応 で き る よ う に ，重 大 事 故 等 の 内
容 ，基 本 的 な 対 処 方 法 等 ，定 期 的 に 知 識 ベ ー ス の 理 解 向 上 に 資する教育を計画的に行う。
災 害 対 策 要 員 の う ち ，現 場 作 業 に 当 た っ て い る 災 害 対 策 要 員（以下「重大事故等対応要員」という。）が，作業に習熟し必要な作業を確実に完了できるように，当直（運転員）（中央制
御 室 及 び 現 場 ）と 連 携 し て 一 連 の 活 動 を 行 う 訓 練 を 計 画 的 に 実施する。
重大事故等時のプラント状況の把握，的確な対応操作の選択
等，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための演習等を計画的に実施する。

(c) 重 大 事 故 等 時 に お い て 復 旧 を 迅 速 に 実 施 す る た め に ， 普 段 から保守点検活動を社員自らが行って部品交換等の実務経験を積
むこと等により，発電用原子炉施設及び予備品等について熟知する。

1.0－16

(d) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 や 事 故 後 の 復 旧 を 迅 速 に 実 施 す る た め に ，
重大事故等時の事象進展により高線量下になる場所を想定した事故時対応訓練，夜間及び降雨並びに強風等の悪天候下等を想 定 し た 事 故 時 対 応 訓 練 等 ，様 々 な 状 況 を 想 定 し ，訓 練 を 実 施する。

(e) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 や 事 故 後 の 復 旧 を 迅 速 に 実 施 す る た めに，設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びに手順書・社内規程が即時に利用できるように，普段から保守点検活動等を通じて準備し，それらの情報及び手順書・社内規程を用いた事故時対応訓練を行う。

ｃ ． 体制の整備
重大事故等時において重大事故等に対応するための体制として，以下の基本方針に基づき整備する。
(a) 重 大 事 故 等 対 策 を 実 施 す る 実 施 組 織 及 び そ の 支 援 組 織 の 役 割分担及び責任者を定め，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備する。
重大事故等を起因とする原子力災害が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害の拡大防止及びその他の必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，所長（原子力防災管理者）は，事象に応じて非常事態を宣言し，災害対策要員の非常招集及び通報連絡を行い，発電所に自らを災害対策本部長とする発電所災害対策本部（以下「 災 害 対 策 本 部 」 と い う 。） を 設 置 し て 対 処 す る 。
1.0－17

災害対策本部は，重大事故等対策を実施する実施組織，実
施組織に対して技術的助言を行う技術支援組織及び実施組織が事故対処に専念できる環境を整える運営支援組織で編成
し，組織が効率的に重大事故等対策を実施できるように，専門性及び経験を考慮した作業班を構成する。また，各班には，役割に応じた対策の実施に関わる全責任を有し，班長及び班員への必要な指示及び本部への報告を行う本部員と，事故対処に係る現場作業等の責任を有し，班員に対する具体的な作業指示及び本部員への報告を行う班長を定める。指揮命
令系統及び各班内の役割分担を明確にし，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備する。
これらの体制を平日勤務時間帯中だけでなく，夜間及び休日においても，重大事故等が発生した場合に速やかに対策を行うことができるように，整備する。
一部の敷地を共有する東 海 発 電 所 と の 同 時 被 災 の 場 合 に お い ては，災害対策要員は原則として，別組織として各発電所の事
故収束対応ができる体制とする。ただし，安全上の観点か
ら，一部の災害対策要員は東海第二発電所及び東海発電所の対応を兼務する。
発電用原子炉主任技術者は，重大事故等時の災害対策本部
において，その職務に支障をきたすことがないよう，独立性を確保する。発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策における発電用原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実かつ最優先に行うことを任務とする。

1.0－18

発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策において，発電用原子炉施設の運転に関し 保 安 上 必 要 な 場 合 は ， 重 大 事 故 等 に
対 処 す る 要 員 （ 災 害 対 策 本 部 長 を 含 む 。） へ 指 示 を 行 い ， 災 害対策本部長はその指示を踏まえて事故の対処方針を決定する。
夜 間 及 び 休 日 (平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 )に 重 大 事 故 等 が 発 生した場合，災害対策要員は発電用原子炉主任技術者が発電用
原子炉施設の運転に関する保安の監督を誠実に行うことがで
き る よ う に ,通 信 連 絡 設 備 に よ り 必 要 の 都 度 ， 情 報 連 絡 (プ ラン ト の 状 況 ,対 策 の 状 況 )を 行 い ， 発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は得られた情報に基づき，発電用原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は指示を行う。
発電用原子炉主任技術者は，重大事故等の発生連絡を受けた後，速やかに災害対策本部に駆けつけられるように，早期に非常招集が可能なエリア（東海村又は隣接市町村）に発電
用原子炉主任技術者又は代行者を配置する。
発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備に当たって，保安上必要な事項について確認を行う。

(b) 実 施 組 織 は ， 事 故 の 影 響 緩 和 ・ 拡 大 防 止 に 係 る プ ラ ン ト の 運
転 操 作 を 行 う 班 （ 当 直 （ 運 転 員 ） を 含 む 。）， 事 故 の 影 響 緩
和・拡大防止に係る給水対応，電源対応，アクセスルート確保，拡散抑制対応及び不具合設備の応急補修対応を行う班，
初期消火活動を行う自衛消防隊を有する班で構成し，重大事故等対処を円滑に実施できる体制を整備する。
1.0－19(c) 実 施 組 織 は ， 一 部 の 敷 地 を 共 有 す る 東 海 発 電 所 と の 同 時 被 災においても対応できる組織とする。
東 海 発 電 所 は 廃 止 措 置 中 で あ り ，ま た ，全 燃 料 が 搬 出 済 み であ る た め 重 大 事 故 等 は 発 生 し な い 。東 海 発 電 所 に お い て ，非 常事 態 等 の 事 象 （ 可 能 性 の あ る 事 象 を 含 む 。） が 東 海 第 二 発 電 所と 同 時 に 発 災 し ，各 発 電 所 で の 対 応 が 必 要 と な る 場 合 に は ，災害対策本部は緊急時対策所及び通信連絡設備を共用して事故収束対応を行う。
東海発電所と共用する一部の常設重大事故等対処設備は，同一のスペース及び同一の端末を使用するが，共用により悪影響を及ぼさないように，各発電所に必要な容量を確保する設計としている。可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に つ い て も ， 東 海発電所及び東海第二発電所に必要な容量を確保する設計としている。
したがって，東海発電所との共用による東海第二発電所の事故収束対応への悪影響は無く，事故収束に係る対応を実施できる。
東海発電所との同時被災の場合において，必要な災害対策要員を東海発電所と東海第二発電所とで，原則，別組織とし常時確保することにより，東海第二発電所の重大事故等対処
設備を使用して東海第二発電所の炉心損傷防止及び原子炉格
納容器破損防止の重大事故等対策を実施するとともに，東海発電所の被災対応ができる体制とする。

1.0－20

災 害 対 策 本 部 は 東 海 発 電 所 と の 同 時 被 災 の 場 合 に お い て ，情報の混乱や指揮命令が遅れることのないよう両発電所を兼務
し ，他 発 電 所 へ の 悪 影 響 を 及 ぼ す 事 故 状 況 を 把 握 し た 上 で ，各発電所の事故対応上の意思決定を行う災害対策本部長が活動
方 針 を 示 し ，各 発 電 所 に 配 置 さ れ た 災 害 対 策 本 部 長 代 理 は 対 象と な る 発 電 所 の 事 故 影 響 緩 和・拡 大 防 止 に 関 わ る プ ラ ン ト 運 転
操 作 へ の 助 言 や 可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 を 用 い た 対 応 ，不 具
合 設 備 の 復 旧 等 の 統 括 に 専 従 す る こ と に よ り ，事 故 収 束 に 係 る対応を実施できる。
また，災害対策本部のうち，広報及びオフサイトセンター
対応に当たる要員並びにこれらの対応を統括する災害対策本部長代理は，両発電所の状況に関する情報を統合して同時に提供する必要があることから，東海発電所及び東海第二発電所の重大事故等対応を兼務する体制とする。
発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は ，東 海 第 二 発 電 所 の 保 安 の 監 督 を ，
誠 実 か つ 最 優 先 に 行 い ，重大事故等に対処する要員（ 災 害 対 策 本 部
長 を 含 む 。） に 保 安 上 の 指 示 を 行 う 。
ま た ，実 施 組 織 に よ る 重 大 事 故 等 対 策 の 実 施 に 当 た り ，発 電
用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は ，発 電 所 対 策 本 部 か ら 得 ら れ た 情 報 に 基
づ き ，保 安 上 必 要 な 場 合 は ，重 大 事 故 等 に 対 処 す る 要 員（ 災 害対 策 本 部 長 を 含 む 。）へ 指 示 を 行 い ，事 故 の 拡 大 防 止 又 は 影 響
緩和を図る。

(d) 災 害 対 策 本 部 に は ， 支 援 組 織 と し て 技 術 支 援 組 織 と 運 営 支 援
組織を設ける。
1.0－21

実施組織に対して技術的助言を行うための技術支援組織は，
技 術 班（ 事 故 状 況 の 把 握 ・ 評 価 ，プ ラ ン ト 状 態 の 進 展 予 測 ・ 評
価 ， 事 故 拡 大 防 止 対 策 の 検 討 及 び 技 術 的 助 言 等 ）， 放 射 線 管 理
班（ 発 電 所 内 外 の 放 射 線・放 射 能 の 状 況 把 握 ，影 響 範 囲 の 評 価 ，
被 ば く 管 理 ，汚 染 拡 大 防 止 措 置 等 に 関 す る 技 術 的 助 言 ，二 次 災
害 防 止 に 関 す る 措 置 等 ），保 修 班（ 事 故 の 影 響 緩 和・拡 大 防 止 に
関 す る 対 応 指 示 ，不 具 合 設 備 に 関 す る 応 急 復 旧 へ の 技 術 的 助 言 ，
放 射 性 物 質 の 汚 染 除 去 等 ），運 転 班（ プ ラ ン ト 状 態 の 把 握 ，把 握したプラント状態の災害対策本部への報告，事故の影響緩和・
拡 大 防 止 に 関 す る 対 応 指 示 及 び 技 術 的 助 言 等 ）， 消 防 班 （ 初 期
消 火 活 動 に 関 す る 対 応 指 示 ）で 構 成 し ，各 班 に は 必 要 な 指 示 を行う本部員と班長を配置する。
実施組織が重大事故等対策に専念できる環境を整えるための 運 営 支 援 組 織 は ，情 報 班（ 事 故 に 関 す る 情 報 収 集 ・ 整 理 及 び
連 絡 調 整 ， 本 店 （ 東 京 ）（ 以 下 「 本 店 」 と い う 。） 対 策 本 部 及 び
社 外 機 関 と の 連 絡 調 整 等 ）， 広 報 班 （ 関 係 地 方 公 共 団 体 へ の 対
応 ，報 道 機 関 等 へ の 社 外 対 応 等 に 係 る 本 店 対 策 本 部 へ の 連 絡 等
を 行 う 。），庶 務 班（ 災 害 対 策 本 部 の 運 営 ，資 機 材 の 調 達 及 び 輸
送 ，所 内 警 備 ，避 難 誘 導 ，医 療 (救 護 )に 関 す る 措 置 ，二 次 災 害
防 止 に 関 す る 措 置 等 ）で 構 成 し ，各 班 に は 必 要 な 指 示 を 行 う 班
長及び本部員を配置する。

(e) 重 大 事 故 等 対 策 の 実 施 が 必 要 な 状 況 に お い て ， 所 長 （ 原 子 力
防災管理者）は，事象に応じて非常事態を宣言し，災害対策
要員の非常招集及び通報連絡を行い，所長（原子力防災管理
1.0－22

者）を災害対策本部長とする災害対策本部を設置する。その中に実施組織及び支援組織を設置し，重大事故等対策を実施する。
夜 間 及 び 休 日 (平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 )に お い て は ， 重 大 事
故等が発生した場合でも速やかに対策を行えるように，発電所内に災害対策要員を常時確保する。
発 電 所 外 か ら 要 員 が 参 集 す る ル ー ト は ，発 電 所 正 門 を 通 行 して 参 集 す る ル ー ト を 使 用 す る 。発 電 所 正 門 を 通 行 し た 参 集 ル ートが使用できない場合は，隣接事業所の敷地内の通行を含む，
当該参集ルート以外の参集ルートを使用して参集する。
隣 接 事 業 所 の 敷 地 内 を 通 行 し て 参 集 す る 場 合 は ，隣 接 事 業 所の敷地内の通行を可能とした隣接事業所との合意文書に基づ
き ，要 員 は 隣 接 事 業 所 の 敷 地 内 を 通 行 し て 発 電 所 に 参 集 す る とと も に ，要 員 の 通 行 に 支 障 を き た す 障 害 物 等 が 確 認 さ れ た 場 合には，当社が障害物の除去を実施する。
な お ，地 震 の 影 響 に よ る 通 信 障 害 等 に よ っ て 非 常 招 集 連 絡 がで き な い 場 合 に お い て も ，地 震 の 発 生 に よ り 発 電 所 に 自 動 参 集する体制を整備する。
重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に 速 や か に 対 応 す る た め ，東 海 第二 発 電 所 の 重 大 事 故 等 に 対 処 す る 災 害 対 策 要 員（ 初 動 ）と し て ，
統 括 管 理 及 び 全 体 指 揮 を 行 う 統 括 待 機 当 番 者 1 名 ，重 大 事 故 等
対応要員を指揮する現場統括待機者 1 名及び通報連絡等を行う通報連絡要員の災害対策要員（指揮者等）2 名，運転操作対応を行う当直（運転員）7 名，運転操作の助勢を行う重大事故
等 対 応 要 員 3 名 ，給 水 確 保 及 び 電 源 確 保 対 応 を 行 う 重 大 事 故 等
1.0－23

対 応 要 員 12 名 ， 放 射 線 管 理 対 応 を 行 う 重 大 事 故 等 対 応 要 員 2
名 並 び に 火 災 発 生 時 の 初 期 消 火 活 動 に 対 応 す る 自 衛 消 防 隊 11
名 の 合 計 39 名 を 確 保 す る 。
な お ，原 子 炉 運 転 中 に お い て は ，当 直（ 運 転 員 ）を 7 名 と し ，
ま た 原 子 炉 運 転 停 止 中 に お い て は ，当 直（ 運 転 員 ）を 5 名 と する。
重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 ，災 害 対 策 要 員 の う ち 初 動 の 運 転対応及び重大事故等対応を行う要員は中央制御室又は緊急時
対 策 所 に 参 集 し ， 通 報 連 絡 ，運 転 対 応 操 作 ，給 水 確 保 ，電 源 確
保等の各要員の任務に応じた対応を行う。
重大事故等の対応で，高線量下における対応が必要な場合においても，災害対策要員を確保する。
病原性の高い新型インフルエンザや同様に危険性のある新感染症等が発生し，所定の災害対策要員に欠員が生じた場合
は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）を含め災害対策
要員の補充を行うとともに，そのような事態に備えた災害対策要員の体制に係る管理を行う。
災害対策要員の補充の見込みが立たない場合は，原子炉停止等の措置を実施し，確保できる災害対策要員で，安全が確保できる発電用原子炉の運転状態に移行する。
また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）を含めて必要な災害対策要員を非常招集できるように，災害対策要員の対象者に対して計画的に通報連絡訓練を実施する。

1.0－24

(f) 発 電 所 に お け る 重 大 事 故 等 対 策 の 実 施 組 織 及 び 支 援 組 織 の 各
班 の 機 能 は ， 上 記 （ a） 項 ，（ b） 項 及 び （ d） 項 の と お り 明 確にするとともに，各班には，役割に応じた対策の実施に関わる全責任を有する本部員と，事故対処に係る現場作業等の責任を有する班長及び当直発電長を定める。

(g) 災 害 対 策 本 部 に お け る 指 揮 命 令 系 統 を 明 確 に す る と と も に ，
指 揮 者 で あ る 災 害 対 策 本 部 長 の 所 長（ 原 子 力 防 災 管 理 者 ）が 欠
け た 場 合 に 備 え ，あ ら か じ め 定 め た 順 位 に 従 い ，副 原 子 力 防 災
管 理 者 が そ の 職 務 を 代 行 す る 。ま た ，災 害 対 策 本 部 の 各 班 を 統
括 す る 本 部 員 ，班 長 及 び 当 直 発 電 長 に つ い て も 欠 け た 場 合 に 備え，代行者と代行順位をあらかじめ明確にする。

(h) 災 害 対 策 要 員 が 実 効 的 に 活 動 す る た め の 施 設 及 び 設 備 等 を 整備する。
重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に お い て ，実 施 組 織 及 び 支 援 組 織が 定 め ら れ た 役 割 を 遂 行 す る た め に ，関 係 箇 所 と の 連 携 を 図 り ，
迅速な対応により事故対応を円滑に実施することが必要なこと か ら ，支 援 組 織 が 重 大 事 故 等 対 応 に 必 要 な プ ラ ン ト の パ ラ メ
ー タ を 確 認 す る た め の 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ 以 下「 ＳＰ Ｄ Ｓ 」と い う 。 ），発 電 所 内 外 に 通 信 連 絡 を 行 い 関 係 箇 所 と連携を図るための統合原子力防災ネットワークを用いた通信
連 絡 設 備（ テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム ，Ｉ Ｐ － 電 話 機 ，Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ），衛 星 電 話 設 備 ，無 線 連 絡 設 備 等 を 備 え た 緊 急 時 対 策 所 を 整 備 する。
1.0－25

ま た ，実 施 組 織 が ，中 央 制 御 室 ，緊 急 時 対 策 所 及 び 現 場 と の連携を図るため，携行型有線通話装置等を整備する。
こ れ ら は ，重 大 事 故 等 時 に お い て ，初 期 に 使 用 す る 施 設 及 び
設備であり，これらの施設及び設備を使用することによって発電用原子炉施設の状態を確認し，必要な発電所内外各所へ通信連絡を行う。

(i) 支 援 組 織 は ， 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態 及 び 重 大 事 故 等 対 策 の
実 施 状 況 に つ い て ，本 店 対 策 本 部 ，国 ，関 係 地 方 公 共 団 体 等 の
発 電 所 内 外 の 組 織 へ の 通 報 連 絡 を 実 施 で き る よ う に ，衛 星 電 話
設備及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設
備 等 を 配 備 し ，広 く 情 報 提 供 を 行 う こ と が で き る 体 制 を 整 備 する。
災 害 対 策 本 部 の 運 営 及 び 情 報 の 収 集 を 行 う 班 が ，本 店 対 策 本
部と災害対策本部間において発電所の状況及び重大事故等対策 の 実 施 状 況 の 情 報 共 有 を 行 う 。ま た ，報 道 発 表 及 び 外 部 か らの 問 合 せ 等 に つ い て は ，本 店 対 策 本 部 で 実 施 し ，発 電 所 の 災 害
対 策 本 部 が 事 故 対 応 に 専 念 で き ，か つ ，発 電 所 内 外 へ 広 く 情 報
提供を行うことができる体制を整備する。

(j) 重 大 事 故 等 時 に ， 発 電 所 外 部 か ら の 支 援 を 受 け る こ と が で きるように支援体制を整備する。
発 電 所 に お け る 警 戒 事 態 又 は 非 常 事 態 宣 言 の 報 告 を 受 け ，本店 に お け る 本 店 警 戒 事 態 又 は 本 店 非 常 事 態 を 発 令 し た 場 合 ，速やかに本店内に発電所外部の支援組織である本店対策本部を
1.0－26

設置する。
本 店 対 策 本 部 は ，全 社 で の 体 制 と し ，発 電 所 の 災 害 対 策 本 部が重大事故等対策に専念できるように技術面及び運用面で支援する。
社 長 を 本 店 対 策 本 部 長 と し た 指 揮 命 令 系 統 を 明 確 に し ，発 電所の災害対策本部が重大事故等対策に専念できる体制を整備する。
本 店 対 策 本 部 長 は ，原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10条 通 報 後 ，
原子力事業所災害対策支援拠点の設営を指示する。
本 店 対 策 本 部 は ，あ ら か じ め 選 定 し て い る 施 設 の 候 補 の 中 から放射性物質が放出された場合の影響等を考慮した上で原子力 事 業 所 災 害 対 策 支 援 拠 点 を 指 定 し ，必 要 な 要 員 を 派 遣 す る とと も に ，発 電 所 の 事 故 収 束 対 応 を 維 持 す る た め に 必 要 な 燃 料 及び資機材等の支援を実施する。
ま た ，本 店 対 策 本 部 は ，他 の 原 子 力 事 業 者 及 び 原 子 力 緊 急 事
態支援組織より技術的な支援が受けられる体制を整備する。

(k) 重 大 事 故 等 発 生 後 の 中 長 期 的 な 対 応 が 必 要 に な る 場 合 に 備 えて，社内外の関係各所と連携し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備する。
重大事故等への対応操作や作業が長期間にわたる場合に備えて ，機 能 喪 失 し た 設 備 の 部 品 取 替 え に よ る 復 旧 手 段 を 整 備 す る 。
ま た ，重 大 事 故 等 時 に ，機 能 喪 失 し た 設 備 の 復 旧 を 実 施 す る
た め の 作 業 環 境 の 線 量 低 減 対 策 や ，放 射 性 物 質 を 含 ん だ 汚 染 水が 発 生 し た 場 合 の 対 応 等 に つ い て ，事 故 収 束 対 応 を 円 滑 に 実 施
1.0－27

す る た め ，平 時 か ら 必 要 な 対 応 を 検 討 で き る 協 力 体 制 を 継 続 して構築する。

1.0－28

1．0．2 共通事項

(1) 重大事故等対処設備① 切り替えの容易性【要求事項】
発電用原子炉設置者において，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えるために必要な手順等が適切に整備されているか，又は整備される方針が適切に示されていること。
②アクセスルートの確保【要求事項】
発電用原子炉設置者において，想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場又は事業所（以下「工場等」という。）内の道路及び通路が確保できるよう，
実効性のある運用を行う方針であること。

(1)

重大事故等対処設備に係る事項

ａ．切替えの容易性
本来の用途以外の用途（本来の用途以外の用途とは，設置している設備の本来の機能とは異なる目的で使用する場合に，本来の系統構成とは異なる系
統構成を実施し設備を使用する場合をいう。ただし，本来の機能と同じ目的で使用するために設置している可搬型設備を使用する場合は除く。）として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系
統から弁操作又は工具等の使用により速やかに切り替えられるように，当該操作等を明確にし，通常時に使用する系統から速やかに切り替えるために必
1.0－29要な手順等を整備するとともに，確実に行えるよう訓練を実施する。

ｂ．アクセスルートの確保
想 定 さ れ る 重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に お い て ，可 搬 型 重 大 事
故 等 対 処 設 備 を 運 搬 し ，又 は 他 の 設 備 の 被 害 状 況 を 把 握 す る た め ，
発 電 所 内 の 道 路 及 び 通 路 が 確 保 で き る よ う に ，以 下 の 実 効 性 の ある運用管理を実施する。
屋 外 及 び 屋 内 に お い て ，想 定 さ れ る 重 大 事 故 等 の 対 処 に 必 要 な
可搬型重大事故等対処設備の保管場所から設置場所及び接続場
所 ま で 運 搬 す る た め の 経 路 ，他 の 設 備 の 被 害 状 況 を 把 握 す る た めの 経 路 (以 下 「 ア ク セ ス ル ー ト 」 と い う 。 ) は ， 想 定 さ れ る 自 然
現 象 ，発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 を 損 な わ せ る 原 因 と な る お そ れ
が あ る 事 象 で あ っ て 人 為 に よ る も の （ 故 意 に よ る も の を 除 く 。），
溢 水 及 び 火 災 を 想 定 し て も ，運 搬 ，移 動 に 支 障 を き た す こ と が ないように，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
な お ，東 海 第 二 発 電 所 の 敷 地 に 遡 上 す る 津 波 の 影 響 を 受 け た 場
合には，迂回路も含めた複数のアクセスルートの中から，運搬，移 動 に 係 る 優 位 性 を 考 慮 し た ア ク セ ス ル ー ト を 抽 出 し ，確 保 す る 。
屋 内 及 び 屋 外 ア ク セ ス ル ー ト に 対 す る 自 然 現 象 に つ い て は ，網羅 的 に 抽 出 す る た め に ，地 震 ，津 波 に 加 え ，発 電 所 敷 地 及 び そ の周 辺 で の 発 生 実 績 の 有 無 に 関 わ ら ず ，国 内 外 の 基 準 や 文 献 等 に 基
づ き 収 集 し た 洪 水 ，風（ 台 風 ），竜 巻 ，凍 結 ，降 水 ，積 雪 ，落 雷 ，
地 滑 り ，火 山 の 影 響 ，生 物 学 的 事 象 ，森 林 火 災 等 の 事 象 を 考 慮 す
る 。こ れ ら の 事 象 の う ち ，発 電 所 敷 地 及 び そ の 周 辺 で の 発 生 の 可
能 性 ，屋 外 ア ク セ ス ル ー ト へ の 影 響 度 ，事 象 進 展 速 度 や 事 象 進 展
1.0－30に対する時間余裕の観点から，屋外アクセスルートに影響を与
え る お そ れ が あ る 事 象 と し て ，地 震 ，津 波（ 敷 地 に 遡 上 す る 津 波
を 含 む 。），洪 水 ，風（ 台 風 ），竜 巻 ，凍 結 ，降 水 ，積 雪 ，落 雷 ，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を選定する。
屋外及び屋内アクセスルートに対する発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる
原 因 と な る お そ れ が あ る 事 象 で あ っ て 人 為 に よ る も の（ 故 意 に よる も の を 除 く 。）に つ い て は ，網 羅 的 に 抽 出 す る た め に ，発 電 所
敷 地 及 び そ の 周 辺 で の 発 生 実 績 の 有 無 に 関 わ ら ず ，国 内 外 の 基 準
や文献等に基づき収集した飛来物（航空機落下），ダムの崩壊，
爆 発 ，近 隣 工 場 等 の 火 災 ，有 毒 ガ ス ，船 舶 の 衝 突 及 び 電 磁 的 障 害
を 考 慮 す る 。こ れ ら の 事 象 の う ち ，発 電 所 敷 地 及 び そ の 周 辺 で の
発 生 の 可 能 性 ，屋 外 ア ク セ ス ル ー ト へ の 影 響 度 ，事 象 進 展 速 度 や事 象 進 展 に 対 す る 時 間 余 裕 の 観 点 か ら ，屋 外 ア ク セ ス ル ー ト に 影
響 を 与 え る お そ れ が あ る 事 象 と し て 飛 来 物（ 航 空 機 落 下 ），ダ ムの 崩 壊 ，爆 発 ，近 隣 工 場 等 の 火 災 ，有 毒 ガ ス ，船 舶 の 衝 突 及 び 電
磁 的 障 害 を 選 定 す る 。ま た ，重 大 事 故 等 時 の 高 線 量 下 環 境 を 考 慮する。
可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 保 管 場 所 に つ い て は ，設 計 基 準 事
故対処設備の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分
散 を 図 る 。ま た ，屋 外 の 可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 保 管 場 所 は
周 囲 を 植 生 に 囲 ま れ て い る こ と か ら ，防 火 帯 の 内 側 に 設 置 し た 上
で ，森 林 か ら の 離 隔 距 離 を 確 保 し ，複 数 箇 所 に 分 散 し て 保 管 す る 。

(a) 屋 外 ア ク セ ス ル ー ト の 確 保
1.0－31

重大事故等が発生した場合，事故収束に迅速に対応するため，屋外の可搬型重大事故等対処設備（可搬型代替注水大型ポンプ，
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ ，可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 等 ）の 保 管
場所から目的地まで運搬するアクセスルートの状況確認，取水箇所の状況確認及びホース敷設ルートの状況確認を行い，あわせ て 軽 油 貯 蔵 タ ン ク ，可 搬 型 設 備 用 軽 油 タ ン ク ，常 設 代 替 交 流 電
源設備及びその他屋外設備の被害状況の把握を行う。
屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物の損壊，周辺タンク等の損壊，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地中埋設構造物の損 壊 ）， 風 （ 台 風 ） 及 び 竜 巻 に よ る 飛 来 物 ， 積 雪 ， 火 山 の 影 響を想定し，複数のアクセスルートの中から状況を確認し，早期に復旧可能なアクセスルートを確保するため，障害物を除去可能なホイールローダ等の重機を保管，使用し，それを運転できる要員を確保する。
また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対して，道路上への自然流下も考慮した上で，溢水による通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する。
津波の影響については，防潮堤内に設置し基準津波の影響を受けず，また，基準地震動Ｓｓに対して影響を受けない，若し
くは重機等による復旧をすることにより，複数のアクセスルー
トを確保する。
敷地に遡上する津波の影響については，敷地に遡上する津波の 影 響 を 受 け な い 高 所 （ T.P.＋ 11m 以 上 ） に ， 基 準 地 震 動 Ｓ ｓの影響を受けないアクセスルートを少なくとも 1 ルート確保す1.0－32

ることにより，可搬型重大事故等対処設備の保管場所及び緊急時対策所等から接続場所までの移動・運搬を可能とする。
屋外アクセスルートは，発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意 に よ る の を 除 く 。）の う ち ，飛 来 物（ 航 空 機 落 下 ），爆 発 ，近隣工場等の火災，有毒ガス及び船舶の衝突に対して，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する。有毒ガスに対しては，複数のアクセスルート確保に加え，防護具等の装備により通行に影響はない。
ま た ，想 定 さ れ る 自 然 現 象 の う ち ，高 潮 に 対 し て は ，通 行 へ の影響を受けない敷地高さにアクセスルートを確保する。
洪水及びダムの崩壊については立地的要因により設計上考慮する必要はない。
なお，落雷に対しては道路面が直接影響を受けることはな
く，生物学的事象に対しては容易に排除可能であり，電磁的障害に対しては道路面が直接影響を受けることはないことからア
クセスルートへの影響はない。
屋外アクセスルートの周辺構造物等の倒壊による障害物については，ホイールローダ等の重機による撤去あるいは複数のア
クセスルートによる迂回を行う。
屋外アクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊や道路面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダ等の重機による崩壊箇所の復旧を行い，通行性を確保する。

1.0－33

液状化，揺すり込みによる不等沈下及び地中構造物の損壊に伴う段差の発生が想定される箇所においては，アクセスルートに影響がある場合は事前対策（路盤補強等）を講じる。想定を上回る段差が発生した場合は，迂回路を通行するか，ホイール
ローダ等の重機による段差箇所の復旧と土のうによる段差解消
対策により，通行性を確保する。
屋外アクセスルート上の風（台風）及び竜巻による飛来物に対してはホイールローダ等の重機による撤去を行い，積雪又は火山の影響に対しては，ホイールローダによる除雪又は除灰を行う。なお，想定を上回る積雪又は火山の影響が発生した場合
は，除雪又は除灰の頻度を増加させることにより対処する。また，凍結及び積雪に対して，アクセスルートについては融雪剤を配備し，車両は凍結及び積雪に対処したタイヤを装着し通行性を確保する。
屋外アクセスルートの地震発生時における，火災の発生防止策（ 可 燃 物・危 険 物 管 理 ）及 び 火 災 の 拡 大 防 止 策（ 大 量 の 可 燃 物
を 内 包 す る 変 圧 器 の 防 油 堤 の 設 置 ）に つ い て は ，「火災防護計画」に定める。
屋外アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具の配備を行い，移動時及び作業時の状況に応じて着用する。
夜間時及び停電時においては，確実に運搬，移動ができるよ
うに，可搬型照明を配備する。また，現場との連絡手段を確保
し，作業環境を考慮する。

(b) 屋 内 ア ク セ ス ル ー ト の 確 保
1.0－34

重大事故等が発生した場合において，屋内の可搬型重大事故等対処設備（可搬型計測器，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒
素ボンベ等）の操作場所に移動するためのアクセスルートの状
況確認を行い，あわせてその他屋内設備の被害状況の把握を行う。
屋内アクセスルートは，自然現象として選定する地震，津波（ 敷 地 に 遡 上 す る 津 波 を 含 む 。），風（ 台 風 ），竜 巻 ，凍 結 ，降水 ，積 雪 ，落 雷 ，火 山 の 影 響 ，生 物 学 的 事 象 ，森 林 火 災 及 び 高 潮に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に確保する。
また，発電所敷地又はその周辺における発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）として選定する飛来物（航空機落下），爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス及び船舶の衝突に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた
建屋内に確保する。
屋内アクセスルートは，重大事故等時に必要となる現場操作を実施する場所まで移動可能なルートを選定する。また，屋内
アクセスルート上の資機材については，必要に応じて固縛又は転倒防止処置により，通行に支障をきたさない措置を講じる。
地 震 及 び 津 波（ 敷 地 に 遡 上 す る 津 波 を 含 む 。）以 外 の 自 然 現 象 に対しても，外部からの衝撃による損傷の防止が図られたアクセ
スルートを設定する。

1.0－35

屋内アクセスルート周辺の機器に対しては火災の発生防止処
置 を 実 施 す る 。 火 災 防 護 対 策 に つ い て は 「 添 付 書 類 八 1.5.1.2
火災発生防止に係る設計方針」に示す。
機器からの溢水が発生した場合については，適切な防護具を着用することにより，屋内アクセスルートを通行する。
屋内のアクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具の配備を行い，移動時及び作業時の状況に応じて着用する。停電時及び夜間時においては，確実に運搬，移動ができるように，可搬型照明を配備する。また，現場との連絡手段を確保し，作業環境を考慮する。

1.0－36

(2)復 旧 作 業①予備品等の確保【要求事項】
発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ， 重 要 安 全 施 設 （「 設 置 許 可 基 準 規
則 」 第 ２ 条 第 ９ 号 に 規 定 す る 重 要 安 全 施 設 を い う 。） の 取 替 え 可 能 な
機器及び部品等について，適切な予備品及び予備品への取替のために必要な機材等を確保する方針であること。
【解釈】
１「適切な予備品及び予備品への取替のために必要な機材等」とは，気象条件等を考慮した機材，ガレキ撤去等のための重機及び夜間対応を想定した照明機器等を含むこと。

②保管場所【要求事項】
発電用原子炉設置者において，上記予備品等を，外部事象の影響を受けにくい場所に，位置的分散などを考慮して保管する方針であること。
③アクセスルートの確保【要求事項】
発電用原子炉設置者において，想定される重大事故等が発生した
場合において，設備の復旧作業のため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，実効性のある運用管理を行う方針であること。

(2)

復旧作業に係る事項

重 大 事 故 等 時 に お い て ，重 要 安 全 施 設 の 復 旧 作 業 を 有 効 か つ 効 果
的に行うため，以下の基本方針に基づき実施する。
1.0－37

ａ．予備品等の確保
重大事故等時の事故対応については，重大事故等対処設備にて実施することにより，事故収束を行う。
事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に基づき重要安全施設の取替え可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品をあらか
じめ確保する。
・短 期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
・単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・復 旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，復旧するための対策を検討し実施することとするが，放射線の影響，その他の作業環境条件を踏まえ，復旧作業の成立性が高い設備を復旧する。
な お ，今 後 も 多 様 な 復 旧 手 段 の 確 保 ，復 旧 を 想 定 す る 機 器 の 拡
大 ，そ の 他 の 有 効 な 復 旧 対 策 に つ い て 継 続 的 な 検 討 を 行 う と と もに，そのために必要な予備品の確保を行う。
ま た ，予 備 品 の 取 替 え 作 業 に 必 要 な 資 機 材 等 と し て ，が れ き 撤
去 の た め の ホ イ ー ル ロ ー ダ 等 の 重 機 ，夜 間 の 対 応 を 想 定 し た 照 明
機器等及びその他作業環境を想定した資機材をあらかじめ確保する。

1.0－38

ｂ．保管場所
予備品等については，地震による周辺斜面の崩落，敷地下斜面 の す べ り ， 津 波 （ 敷 地 に 遡 上 す る 津 波 を 含 む 。） に よ る 浸 水 等の外部事象の影響を受けにくい場所に当該重要安全施設との位置的分散を考慮した場所に保管する。

ｃ．アクセスルートの確保想定される重大事故等が発生した場合において，設備の復旧作業のため，発電所内の道路及び通路が確保できるように，「5.1.1（2）アクセスルートの確保」と同じ実効性のある運用管理を実施する。

1.0－39(3)支 援【要求事項】
発電用原子炉設置者において，工場等内であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備，予備品及び燃料等）により，事故発生後7日間は事故収束対応を維持できる方針であること。
また，関係機関と協議・合意の上，外部からの支援計画を定める方針であること。
さらに，工場等外であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設
備 ，予 備 品 及 び 燃 料 等 ）に よ り ，事 象 発 生 後 6日 間 ま で に 支 援 を 受 け られる方針であること。

(3)

支援に係る事項

重大事故等に対して事故収束対応を実施するため，発電所内であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備，予備品，燃料等）により，重大事故等対策を実施し，事故発生後 7 日間は継続
して事故収束対応を維持できるようにする。重大事故等の対応に必要な水源については，淡水源に加え最終的に海水に切り替える
ことにより水源が枯渇することがないようにする。
プラントメーカ，協力会社及びその他の関係機関とは平時から必要な連絡体制を整備する等の協力関係を構築するとともに，あらかじめ重大事故等発生に備え，協議及び合意の上，外部からの支援計画を定め，事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援や要員派遣等の支援並びに燃料の供給の協定を締結し，発電所を支援する体制を整備する。

1.0－40重 大 事 故 等 発 生 後 ，本 店 対 策 本 部 が 発 足 し ，協 力 体 制 が 整 い 次 第 ，プラントメーカ及び協力会社等から現場操作対応等を実施する要員 の 派 遣 ，事 故 収 束 に 向 け た 対 策 立 案 等 の 技 術 支 援 や 要 員 の 派 遣 等 ，
重大事故等発生後に必要な支援及び要員の運搬及び資機材の輸送について支援を迅速に得られるように支援計画を定める。
資 機 材 等 の 輸 送 に 関 し て は ，専 用 の 輸 送 車 両 を 常 備 し た 運 送 会 社
及 び ヘ リ コ プ タ 運 航 会 社 と 協 力 協 定 を 締 結 し ，迅 速 な 物 資 輸 送 を 可
能 と す る と と も に ，中 長 期 的 な 物 資 輸 送 に も 対 応 で き る よ う に 支 援計画を定める。
原 子 力 災 害 に お け る 原 子 力 事 業 者 間 協 力 協 定 に 基 づ き ，他 の 原 子
力 事 業 者 か ら は ，要 員 の 派 遣 ，資 機 材 の 貸 与 及 び 環 境 放 射 線 モ ニ タ
リ ン グ の 支 援 を 受 け ら れ る よ う に す る ほ か ，原 子 力 緊 急 事 態 支 援 組
織（ 以 下「 支 援 組 織 」と い う 。）か ら は ，被 ば く 低 減 の た め に 遠 隔 操
作可能なロボット及び無線重機等の資機材並びに資機材を操作する要員及び発電所までの資機材輸送の支援を受けられるように支援計画を定める。
発電所外であらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備と同種の 設 備（ 電 源 車 等 ），予 備 品 ，燃 料 等 ）に つ い て 支 援 を 受 け る こ と に よって，発電所内に配備する重大事故等対処設備に不具合があった場合の代替手段及び燃料の確保を行い，継続的な重大事故等対策を実施できるよう事象発生後 6 日間までに支援を受けられる体制を整備する。
また，原子力事業所災害対策支援拠点から，発電所の支援に必要な資機材として，食糧，その他の消耗品及び放射線防護資機材を継続的に発電所へ供給できる体制を整備する。

1.0－41

(4)手 順 書 の 整 備 ， 訓 練 の 実 施 及 び 体 制 の 整 備【要求事項】
発電用原子炉設置者において，重大事故等に的確かつ柔軟に対処でき る よ う，あ ら か じ め 手 順 書 を 整 備 し ，訓 練 を 行 う と と も に 人 員 を確
保 す る 等 の 必 要 な 体 制 の 適 切 な 整 備 が 行 わ れ て い る か ，又 は 整 備 さ れる方針が適切に示されていること。
【解釈】
１

手順書の整備は，以下によること。
ａ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，全 て の 交 流 動 力 電 源 及 び 常 設 直流電源系統の喪失，安全系の機器若しくは計測器類の多重故障又は複数号機の同時被災等を想定し，限られた時間の中において，発電用原子炉施設の状態の把握及び実施すべき重大事故等対策について適切な判断を行うため，必要となる情報の種類，その入手の方法及び判断基準を整理し，まとめる方針であること。

ｂ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，炉 心 の 著 し い 損 傷 及 び 原 子 炉 格

納容器の破損を防ぐために最優先すべき操作等の判断基準をあら
かじめ明確化する方針であること。
（ ほ う 酸 水 注 入 系（ Ｓ Ｌ Ｃ Ｓ ），海 水 及 び 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 の 使 用 を 含 む 。）ｃ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，財 産（ 設 備 等 ）保 護 よ り も 安 全を優先する方針が適切に示されていること。

1.0－42ｄ）

発電用原子炉設置者において，事故の進展状況に応じて具体的な重大事故等対策を実施するための，運転員用及び支援組織用の手順書を適切に定める方針であること。なお，手順書が，事故の進展状況に応じていくつかの種類に分けられる場合は，それらの構成が明確化され，かつ，各手順書相互間の移行基準を明確化する方針であること。

ｅ）

発電用原子炉設置者において，具体的な重大事故等対策実施の判断基準として確認される水位，圧力及び温度等の計測可能なパラメータを手順書に明記する方針であること。また，重大事故等対策実施時のパラメータ挙動予測，影響評価すべき項目及び監視パラメータ等を，手順書に整理する方針であること。

ｆ）

発電用原子炉設置者において，前兆事象を確認した時点での事

前の対応（例えば大津波警報発令時や，降下火砕物の到達が予測さ れ る と き の 原 子 炉 停 止 ･冷 却 操 作 ）等 が で き る 手 順 を 整 備 す る 方
針であること。

(4)

手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備

重 大 事 故 等 に 的 確 か つ 柔 軟 に 対 処 で き る よ う に ，手 順 書 を 整 備 し ，教 育 及 び 訓 練 を 実 施 す る と と も に ，災 害 対 策 要 員（ 当 直（ 運 転 員 ），自 衛 消 防 隊 を 含 む 重 大 事 故 等 に 対 処 す る 要 員 か ら 構 成 さ れ る ）を 確保する等の必要な体制を整備する。
a． 手 順 書 の 整 備
1.0－43

重大事故等時において，事象の種類及び事象の進展に応じて重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるように手順書を整備する。
また，手順書は使用主体に応じて，中央制御室及び現場で運転操作に対応する当直（運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）が使用する手順書（以下「運転手順書」という。）及びそれ以外の災害対策要員が使用する手順書（以下「災害対策本部手順書」という。）を整備する。

(a)

全 て の 交 流 動 力 電 源 及 び 常 設 直 流 電 源 系 統 の 喪 失 ，安 全 系 の機器若しくは計測器類の多重故障等又は敷地を一部共用する東海発電所との同時被災等の過酷な状態において，限られた時間の中で発電用原子炉施設の状態の把握及び実施すべき重大事故等対策の適切な判断に必要な情報の種類，その入手の方法及び判断基準を整理し，運転手順書及び災害対策本部手順書にまとめる。
発電用原子炉施設の状態の把握が困難な揚合にも対処できる
よ う に ，パ ラ メ ー タ を 計 測 す る 計 器 故 障 時 に 発 電 用 原 子 炉 施 設の 状 態 を 把 握 す る た め の 手 順 ，パ ラ メ ー タ の 把 握 能 力 を 超 え た
場合に発電用原子炉施設の状態を把握するための手順及び計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順を災害対策本部手順書に整備する。
具 体 的 に は ，表 1.0 .1 に 示 す「 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 手 順 書の 概 要 」 の う ち 「 1 .1 5 事 故 時 の 計 装 に 関 す る 手 順 等 」 の 内 容 を含むものとする。
1.0－44

(b)

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損防止のために，

最優先すべき操作等を迷うことなく判断し実施できるように，判断基準をあらかじめ明確にした手順を以下のとおり運転手順書に整備する。
原子炉停止機能喪失時においては，迷わずほう酸水注入を行えるように判断基準を明確にした手順を整備する。
炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損を防ぐために注
水する淡水源が枯渇又は使用できない状況においては，設備への悪影響を懸念することなく，迷わず海水注入を行えるように判断基準を明確にした手順を整備する。
原子炉格納容器圧力が限界圧力に達する前，又は，原子炉格
納容器からの異常漏えいが発生した場合に，確実に格納容器圧
力逃がし装置等の使用が行えるように判断基準を明確にした手
順を運転手順書に整備し，この運転手順書に従い，災害対策本部長の権限と責任において，当直発電長が格納容器圧力逃がし装置等によるベントを実施する。
全交流動力電源喪失時等において，準備に長時間を要する可搬型重大事故等対処設備を必要な時期に使用可能とするため，準備に要する時間を考慮の上，手順着手の判断基準を明確にした手順を整備する。
その他，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防ぐために必要な各操作については，重大事故等対処設備を必要な時期に使用可能とするため，手順着手の判断基準を明確にした手順を整備する。
1.0－45

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

(c)

重大事故等対策の実施において，財産（設備等）保護よりも安全を優先するという共通認識を持って行動できるように，社長はあらかじめ方針を示す。
重大事故等時の運転操作において，当直発電長が躊躇せず判断できるように，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針に基づき定めた運転手順書を整備し，判断基準を明記する。
重大事故等時の発電所の災害対策本部の活動において，重大事故等対策を実施する際に，災害対策本部長は，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針に従った判断を実施する。
また，財産（設備等）保護よりも安全を優先する方針に基づき定めた災害対策本部手順書を整備し，判断基準を明記する。

(d)

重 大 事 故 等 対 策 時 に 使 用 す る 手 順 書 と し て ，発 電 所 内 の 当 直（運転員）と災害対策要員が連携し，事故の進展状況に応じて具体的な重大事故等対策を実施するため，運転手順書及び災害対策本部手順書を適切に定める。
な お ，災 害 対 策 本 部 手 順 書 に は ，火 山 の 影 響（ 降 灰 ）， 竜 巻 等の自然災害による重大事故等対処設備への影響を低減させるため，火山灰の除灰及び竜巻時の固縛等の対処を行う手順についても整備する。
運転手順書は，重大事故等対策を的確に実施するために，事故の進展状況に応じて，以下のように構成し定める。
1.0－46

・警報処置手順書
中 央 制 御 室 及 び 現 場 制 御 盤 に 警 報 が 発 生 し た 際 に ，警 報 発 生 原因の除去あるいはプラントを安全な状態に維持するために必要な対応操作に使用
・非常時運転手順書（事象ベース）
単一の故障等で発生する可能性のある異常又は事故が発生した際に，事故の進展を防止するために必要な対応操作に使用
・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
事 故 の 起 因 事 象 を 問 わ ず ，非 常 時 運 転 手 順 書（ 事 象 ベ ー ス ）では対処できない複数の設備の故障等による異常又は事故が発生 し た 際 に ，重 大 事 故 へ の 進 展 を 防 止 す る た め に 必 要 な 対 応 操
作に使用
・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
非 常 時 運 転 手 順 書 Ⅱ（ 徴 候 ベ ー ス ）で 対 応 す る 状 態 か ら 更 に 事
象 が 進 展 し 炉 心 損 傷 に 至 っ た 際 に ，事 故 の 拡 大 を 防 止 し 影 響 を緩和するために必要な対応操作に使用・ＡＭ設備別操作手順書
非 常 時 運 転 手 順 書 Ⅱ（ 徴 候 ベ ー ス ）及 び 非 常 時 運 転 手 順 書 Ⅲ（ シビ ア ア ク シ デ ン ト ）で 使 用 す る 設 備 に 対 し て の 個 別 の 操 作 内 容を定めた手順
実施組織が重大事故等対策を的確に実施するためのその他の対応手順として，大気及び海洋への放射性物質の拡散の抑制，
中央制御室，モニタリング設備，発電所対策本部並びに通信連
絡設備に関する手順書を定める。
発 電 所 の 災 害 対 策 本 部 は ，当 直（ 運 転 員 ）か ら の 要 請 あ る い は
1.0－47

災 害 対 策 本 部 の 判 断 に よ り ，当 直（ 運 転 員 ）の 事 故 対 応 の 支 援 を行う。災害対策本部手順書として，事故状況に応じた戦略の検討及び現場での重大事故等対策を的確に実施するための必要事
項を明確に示した手順を定める。
運転手順書は，事故の進展状況に応じて構成を明確化し，運転手順書相互間を的確に移行できるよう，移行基準を明確にする。
異常又は事故の発生時，警報処置手順書により初期対応を行う。
警報処置手順書に基づく対応において事象が進展した場合には ，警 報 処 置 手 順 書 か ら 非 常 時 運 転 手 順 書（ 事 象 ベ ー ス ）に 移 行する。
警報処置手順書及び非常時運転手順書（事象ベース）で対応
中 に ，非 常 時 運 転 手 順 書 Ⅱ（ 徴 候 ベ ー ス ）の 導 入 条 件 が 成 立 し た
場合には，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）に移行する。
た だ し ，非 常 時 運 転 手 順 書 Ⅱ（ 徴 候 ベ ー ス ）の 導 入 条 件 が 成 立した場合でも，原子炉スクラム時の確認事項等，非常時運転手
順 書（ 事 象 ベ ー ス ）に 具 体 的 内 容 を 定 め て い る 対 応 に つ い て は ，
非常時運転手順書（事象ベース）を参照する。
異常又は事故が収束した場合は，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）に従い復旧の措置を行う。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）による対応で事故収束せず炉心損傷に至った場合は，非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）に移行する。

1.0－48(e)

重大事故等対策実施の判断基準として確認する水位，圧力，温度等の計測可能なパラメータを整理し，運転手順書及び災害対策本部手順書に明記する。
重大事故等に対処するために把握することが必要なパラメー
タのうち，原子炉施設の状態を直接監視するパラメータ（以下「 主 要 な パ ラ メ ー タ 」 と い う 。） を ， あ ら か じ め 発 電 用 原 子 炉
施設の状態を監視するパラメータの中から選定し，運転手順書
及び災害対策本部手順書に整理する。
整理に当たっては，耐震性，耐環境性のある計測機器での確認の可否，記録の可否，直流電源喪失時における可搬型計測器
による計測可否等の情報を運転手順書に明記する。
なお，発電用原子炉施設の状態を監視するパラメータが故障等により計測不能な場合は，他のパラメータにて当該パラメー
タを推定する方法を災害対策本部手順書に明記する。
重大事故等対策実施時におけるパラメータ挙動予測，影響評
価すべき項目及び監視パラメータ等を災害対策本部手順書に整理する。
有効性評価等にて整理した有効な情報について，当直（運転員）が監視すべきパラメータの選定，状況の把握及び進展予測
並びに対応処置の参考情報とし，運転手順書に整理する。
また，有効性評価等にて整理した有効な情報について，災害対策要員が運転操作を支援するための参考情報とし，災害対策
本部手順書に整理する。

1.0－49(f)前兆事象として把握ができるか，重大事故を引き起こす可能性があるかを考慮して，設備の安全機能の維持及び事故の未然防止対策をあらかじめ検討しておき，前兆事象を確認した時
点で事前の対応ができる体制及び手順を整備する。
大津波警報が発表された場合，原則として発電用原子炉を停止 し ，冷 却 操 作 を 開 始 す る 手 順 を 整 備 す る 。ま た ，所 員 の 避 難 及び扉の閉止を行い，潮位計，取水ピット水位計及び津波監視カ
メ ラ に よ る 津 波（ 敷 地 に 遡 上 す る 津 波 を 含 む 。）の 継 続 監 視 を 行
う 手 順 を 運 転 手 順 書 及 び 災 害 対 策 本 部 手 順 書 に 整 備 す る 。ま た ，
引き波により取水ピット水位が循環水ポンプの取水可能下限水位まで低下した場合等，発電用原子炉の運転継続に支障がある
場合に，発電用原子炉を手動停止する手順を整備する。
台風進路に想定される場合には，屋外設備の暴風雨対策の強化及び巡視点検を強化する手順を運転手順書に整備する。
竜巻の発生が予想される場合には，車両の退避又は固縛の実
施，クレーン作業の中止，外部事象防護対象施設を内包する区画に設置する扉の閉止状態を確認する手順を運転手順書及び災害対策本部手順書に整備する。
その他の前兆事象を伴う事象については，気象情報の収集，巡視点検の強化及び前兆事象に応じた事故の未然防止の対応を行う手順を運転手順書及び災害対策本部手順書に整備する。

1.0－50

【解釈】２

訓練は，以下によること。
ａ）

発電用原子炉設置者において，重大事故等対策は幅広い発電用原子炉施設の状況に応じた対策が必要であることを踏まえ，
その教育訓練等は重大事故等時の発電用原子炉施設の挙動に関する知識の向上を図ることのできるものとする方針であること。

ｂ）

発電用原子炉設置者において，重大事故等対策を実施する要員の役割に応じて，定期的に知識ベースの理解向上に資する教育 を 行 う と と も に ， 下 記 3a） に 規 定 す る 実 施 組 織 及 び 支 援 組 織の実効性等を総合的に確認するための演習等を計画する方針で
あること。

ｃ）

発電用原子炉設置者において，普段から保守点検活動を自らも行って部品交換等の実務経験を積むことなどにより，発電用原子炉施設及び予備品等について熟知する方針であること。

ｄ）

発電用原子炉設置者において，高線量下，夜間及び悪天候下等を想定した事故時対応訓練を行う方針であること。

ｅ）

発電用原子炉設置者において，設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びにマニュアルが即時に利用できるよう，普段

1.0－51

から保守点検活動等を通じて準備し，及びそれらを用いた事故時対応訓練を行う方針であること｡

ｂ．教育及び訓練の実施
災 害 対 策 要 員 に 対 し て ，重 大 事 故 等 時 に お い て ，事 象 の 種 類 及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処するために必要な力量を確保するため，教育及び訓練を計画的に実施する。
必 要 な 力 量 の 確 保 に 当 た っ て は ，通 常 時 の 実 務 経 験 を 通 じ て 付
与 さ れ る 力 量 を 考 慮 し ，事 故 時 対 応 の 知 識 及 び 技 能 に つ い て ，災害対策要員の役割に応じた教育及び訓練を定められた頻度及び内 容 で 計 画 的 に 実 施 す る こ と に よ り ，災 害 対 策 要 員 の 力 量 の 維 持
及び向上を図る。
教育及び訓練の頻度と力量評価の考え方は，以下のとおりとし，この考え方に基づき教育訓練の計画を定め，実施する。
・災 害 対 策 要 員 に 対 し 必 要 な 教 育 及 び 訓 練 を 年 1回 以 上 実 施 し ，評価することにより，力量が維持されていることを確認する。
・災害対策要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。各要員の役割に応じた教育及び訓練を計画的に繰り返すことにより，各手順を習熟し，力量の維持及び向上を図る。
・災害対策要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性
評 価 を 行 い ，年 1回 の 実 施 頻 度 で は 力 量 の 維 持 が 困 難 と 判 断 さ れる 教 育 及 び 訓 練 に つ い て は ， 年 2回 以 上 実 施 す る 。
・重大事故等対策における中央制御室での操作及び動作状況確認
等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作については，表
1.0－52

1.0.2に 示 す「 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 操 作 の 成 立 性 」の 必 要 な
重大事故等に対処する要員数及び想定時間にて対応できるように，教育及び訓練により効果的かつ確実に実施できることを確認する。
・教育及び訓練の実施結果により，手順，資機材及び体制について改善要否を評価し，必要により手順，資機材の改善，教育及び 訓 練 計 画 へ の 反 映 を 行 い ，力 量 を 含 む 対 応 能 力 の 向 上 を 図 る 。
災 害 対 策 要 員 に 対 し て ，重 大 事 故 等 時 に お け る 事 象 の 種 類 及 び
事 象 の 進 展 に 応 じ て 的 確 か つ 柔 軟 に 対 処 で き る よ う に ，災 害 対 策
要 員 の 役 割 に 応 じ た 教 育 及 び 訓 練 を 実 施 し ，計 画 的 に 評 価 す る こと に よ り 力 量 を 付 与 し ，運 転 開 始 前 ま で に 力 量 を 付 与 さ れ た 災 害対策要員を必要人数配置する。
災 害 対 策 要 員 を 確 保 す る た め ，以 下 の 基 本 方 針 に 基 づ き 教 育 及び訓練を実施する。
計 画（ Ｐ ），実 施（ Ｄ ），評 価（ Ｃ ），改 善（ Ａ ）の プ ロ セ ス を 適 切に実施し，ＰＤＣＡサ イ ク ル を 回 す こ と で ， 必 要 に 応 じ て 手 順 書の改善，体制の改善等の継続的な重大事故等対策の改善を図る。

(a)

重大事故等対策は，幅広い発電用原子炉施設の状況に応じた

対 策 が 必 要 で あ る こ と を 踏 ま え ，災 害 対 策 要 員 の 役 割 に 応 じ て ，
重大事故等時の発電用原子炉施設の挙動に関する知識の向上を図ることのできる教育及び訓練等を実施する。
重大事故等時にプラント状態を早期に安定な状態に導くための的確な状況把握，確実及び迅速な対応を実施するために必要

1.0－53

な知識について，災害対策要員の役割に応じた，教育及び訓練を計画的に実施する。
(b)

災害対策要員の各役割に応じて，重大事故等よりも厳しいプラント状態となった場合でも対応できるように，重大事故の内容，基本的な対処方法等，定期的に知識ベースの理解向上に資する教育を行う。
現場作業に当たっている災害対策要員が，作業に習熟し必要
な 作 業 を 確 実 に 完 了 で き る よ う に ，当 直（ 運 転 員 ）（中央制御室及び現場）と連携して一連の活動を行う訓練を計画的に実施する。
重大事故等時のプラント状況の把握，的確な対応操作の選択
等，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための訓練等を計画的に実施する。
運転員に対しては，知識の向上と手順書の実効性を確認するため，シミュレータ訓練又は模擬訓練を実施する。シミュレー
タ訓練は，従来からの設計基準事故等に加え，重大事故等に対し適切に対応できるように計画的に実施する。また，重大事故等時の対応力を養成するため，手順に従った対応中において判断に用いる監視計器の故障や動作すべき機器の不動作等，多岐にわたる機器の故障を模擬し，関連パラメータによる事象判断能力，代替手段による復旧対応能力等の運転操作の対応能力向上 を 図 る 。ま た ，福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 の 事 故 の 教 訓 を 踏 ま え ，
監視計器が設置されている周囲環境条件の変化により，監視計
器が示す値の変化に関する教育及び訓練を実施する。
実施組織の災害対策要員に対しては，要員の役割に応じて，
1.0－54

発電用原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確保及び可搬型重大事故等対処設備を使用した注水確保の対応操作を習得することを目的に，手順や資機材の取扱い方法の習得を図る た め の 訓 練 を ，訓 練 ご と に 頻 度 を 定 め て 実 施 す る 。訓 練 で は ，訓練ごとの訓練対象者全員が実際の設備又は訓練設備を操作する訓練を実施する。
実施組織及び支援組織の災害対策要員に対しては，要員の役割に応じて，アクシデントマネジメントの概要，重大事故等時のプラント状況の把握，的確な対応操作の選択，確実な指揮命令の伝達の一連の災害対策本部の機能，支援組織の位置付け，
実施組織と支援組織の連携を含む災害対策本部の構成及び手順
書の構成に関する机上教育とともに，災害対策本部の各要員に応じて，災害対策に係る訓練を実施する。

(c)

重大事故等時において復旧を迅速に実施するために，普段から保守点検活動を社員自らが行って部品交換等の実務経験を積
むこと等により，発電用原子炉施設及び予備品等について熟知する。
運転員は，通常時に実施する項目を定めた手順書に基づき，
設 備 の 巡 視 点 検 ，定 期 試 験 及 び 運 転 に 必 要 な 操 作 を 自 ら が 行 う 。
災 害 対 策 要 員 は ，要 員 の 役 割 に 応 じ て ，研 修 施 設 に て ポ ン プ ，
弁設備の分解点検，調整，部品交換等の実習を社員自らが実施することにより技能及び知識の向上を図る。さらに，設備の点検においては，保守実施方法をまとめた社内規程に基づき，現
場 に お い て ，巡 視 点 検 ，分 解 機 器 の 状 況 確 認 ，組 立 状 況 確 認 及 び
1.0－55

試運転の立会確認を行うとともに，工事要領書の内容確認及び作業工程検討等の保守点検活動を社員自らが行う。
重大事故等対策については，災害対策要員が，要員の役割に応 じ て ，可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 設 置 ，配 管 接 続 ，ケ ー ブ ルの敷設接続，放出される放射性物質の濃度，放射線の量の測定
及びアクセスルートの確保，その他の重大事故等対策の資機材を用いた対応訓練を自らが行う。

(d)

重大事故時の対応や事故後の復旧を迅速に実施するために，重大事故等時の事象進展により高線量下になる場所を想定した事故時対応訓練，夜間及び降雨並びに強風等の悪天候下等を想定した事故時等，様々な状況を想定し，訓練を実施する。

(e)

重大事故等時の対応や事故後の復旧を迅速に実施するために，設備及び事故時用の資機材等に関する情報並びに手順書・社内規程が即時に利用できるように，普段から保守点検活動等
を通じて準備し，それらの情報及び手順書・社内規程を用いた
事故時対応訓練を行う。
それらの情報及び手順書・社内規程を用いて，事故時対応訓練を行うことで，設備資機材の保管場所，保管状態を把握し，取扱いの習熟を図るとともに，資機材等に関する情報及び手順書・社内規程の管理を実施する。

1.0－56

【解釈】３体制の整備は，以下によること。
ａ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，重 大 事 故 等 対 策 を 実 施 す る 実 施

組 織 及 び そ の 支 援 組 織 の 役 割 分 担 及 び 責 任 者 な ど を 定 め ，効 果 的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備する方針であること。

ｂ）

実 施 組 織 と は ，運 転 員 等 に よ り 構 成 さ れ る 重 大 事 故 等 対 策 を 実施する組織をいう。

ｃ）

実 施 組 織 は ，工 場 等 内 の 全 発 電 用 原 子 炉 施 設 で 同 時 に 重 大 事 故が発生した場合においても対応できる方針であること。

ｄ）

支 援 組 織 と し て ，実 施 組 織 に 対 し て 技 術 的 助 言 を 行 う 技 術 支 援

組織及び実施組織が重大事故等対策に専念できる環境を整える
運営支援組織等を設ける方針であること。

ｅ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，重 大 事 故 等 対 策 の 実 施 が 必 要 な状 況 に お い て は ，実 施 組 織 及 び 支 援 組 織 を 設 置 す る 方 針 で あ る こと 。ま た ，あ ら か じ め 定 め た 連 絡 体 制 に 基 づ き ，夜 間 及 び 休 日 を含めて必要な要員が招集されるよう定期的に連絡訓練を実施す
ることにより円滑な要員招集を可能とする方針であること。

1.0－57ｆ）

発電用原子炉設置者において，重大事故等対策の実施組織及び支援組織の機能と支援組織内に設置される各班の機能が明確になっており，それぞれ責任者を配置する方針であること。

ｇ）

発電用原子炉設置者において，指揮命令系統を明確化する方針であること。また，指揮者等が欠けた場合に備え，順位を定めて代理者を明確化する方針であること。

ｈ）

発電用原子炉設置者において，上記の実施体制が実効的に活動するための施設及び設備等を整備する方針であること。

ｉ）

支援組織は，発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対策の実施状況について，適宜工場等の内外の組織へ通報及び連絡を行い，広く情報提供を行う体制を整える方針であること。

ｊ）

発電用原子炉設置者において，工場等外部からの支援体制を構築する方針であること。

ｋ）

発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て ，重 大 事 故 等 の 中 長 期 的 な 対 応 が必 要 と な る 場 合 に 備 え て ，適 切 な 対 応 を 検 討 で き る 体 制 を 整 備 す
る方針であること。

ｃ．体制の整備
重大事故等時において重大事故等に対応するための体制として，以下の基本方針に基づき整備する。
1.0－58

(a)

重大事故等対策を実施する実施組織及びその支援組織の役割分担及び責任者等を定め，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備する。
重大事故等を起因とする原子力災害が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害の拡大防止及びその他の必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，所長（ 原 子 力 防 災 管 理 者 ）は ，事 象 に 応 じ て 非 常 事 態 を 宣 言 し ，災 害対策要員の非常招集及び通報連絡を行い，所長（原子力防災管理者）を災害対策本部長とする災害対策本部を設置して対処する。
所長（原子力防災管理者）は，発電所の災害対策本部長として，災害対策本部の統括管理を行い，責任を持って原子力防災の活動方針を決定する。
災害対策本部における指揮命令系統を明確にするとともに，指揮者である災害対策本部長（原子力防災管理者）が不在の場
合は，あらかじめ定めた順位に従い，副原子力防災管理者がその職務を代行する。
災害対策本部は，重大事故等対策を実施する実施組織，実施組織に対して技術的助言を行う技術支援組織及び実施組織が事故対策に専念できる環境を整える運営支援組織で編成する。
通 常 時 の 発 電 所 体 制 下 で の 運 転 ，日 常 保 守 点 検 活 動 の 実 施 経
験 が 災 害 対 策 本 部 で の 事 故 対 応 ，復 旧 活 動 に 活 か す こ と が で き ，組織が効果的に重大事故等対策を実施できるように，専門性及び経験を考慮した作業班の構成を行う。
また，各班の役割分担，対策の実施責任を有する班長を定め，指揮命令
1.0－59

系統を明確にし，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備する。
災 害 対 策 本 部 は ，災 害 対 策 本 部 長 ，災 害 対 策 本 部 長 代 理 ，本 部
員 及 び 発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 で 構 成 さ れ る「 本 部 」と ，8つ の作業班で構成され，役割分担に応じて対処する。
災害対策本部において，指揮命令は災害対策本部長を最上位に 置 き ，階 層 構 造 の 上 位 か ら 下 位 に 向 か っ て な さ れ る 。一 方 ，下位から上位へは，実施事項等が報告される。東日本大震災時のプラント対応の経験から，情報班員を中央制御室に平時から待機させ，重大事故等時にはプラント状況や中央制御室の状況を
災害対策本部に報告する，また，各班の対応状況についても各本部員より災害対策本部内に適宜報告されることから，常に綿密な情報の共有がなされる。
あらかじめ定めた手順に従って運転班（当直発電長）が行う
運転操作や復旧操作については，当直発電長の判断により自律的に実施し，運転班本部員に実施の報告が上がってくることになる。
災害対策本部の機能を担う要員の規模は，対応する事故の様
相及び事故の進展や収束の状況により異なるが，プルーム通過の前，プルーム通過中及びプルーム通過後でも，要員の規模を拡大及び縮小しながら十分な対応が可能な組織とする。
格納容器ベントに伴ってプルームが通過する際には，プルー
ム通過時においても，緊急時対策所，中央制御室待避室及び第二弁操作室にて監視及び操作に必要な災害対策要員を待機させる。それ以外の災害対策要員は，プルームが通過する前に原子力事業所災害対策支援拠点に一時退避するが，プルームが通過
1.0－60

したと判断され次第，災害対策本部の体制がプルーム通過時の体制から重大事故時の対応体制に移行するのに合わせて，発電所に招集する。
東海発電所との同時被災の場合においては，災害対策本部の一部の要員は東海第二発電所及び東海発電所の重大事故対応を兼務して対応できる体制とする。
発電用原子炉主任技術者は，重大事故等時の災害対策本部において，その職務に支障をきたすことがないように，独立性を確保する。発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策における発電用原子炉施設の運転に関し保安監督を誠実かつ最優先に行うことを任務とする。
発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策において，発電用原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，重大事故等に対 処 す る 要 員（ 災 害 対 策 本 部 長 を 含 む 。）へ 指 示 を 行 い ，災 害 対策本部長は，その指示を踏まえ対処方針を決定する。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合，災害対策要員は発電用原子炉主任技術者が発電用原
子炉施設の運転に関する保安の監督を誠実に行うことができる
よ う に ，通 信 連 絡 設 備 に よ り 必 要 の 都 度 ，情 報 連 絡（ プ ラ ン ト の状 況 ，対 策 の 状 況 ）を 行 い ，発 電 用 原 子 炉 主 任 技 術 者 は 得 ら れ た
情報に基づき，発電用原子炉施設の運転に関し保安上必要な場
合は指示を行う。
発電用原子炉主任技術者は，重大事故等の発生連絡を受けた
後，速やかに災害対策本部に駆けつけられるように，早期に非常招集が可能なエリア（東海村又は隣接市町村）に発電用原子1.0－61

炉主任技術者又は代行者を待機させる。
発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備に当たって，保安上必要な事項について確認を行う。
(b)

実 施 組 織 は ，当 直（ 運 転 員 ）と と も に ，事 故 の 影 響 緩 和・拡 大防止に係る運転上の措置等を行う運転班，事故の影響緩和・拡大防止に係る給水対応，電源対応，アクセスルート確保及び拡散抑制対応並びに不具合設備の応急補修対応を行う保修班及び初期消火活動を行う自衛消防隊を有する消防班で構成され，重大事故等対処を円滑に実施できる体制とし，各班には必要な指示を行う班長を配置する。

(c)

実施組織は，一部の敷地を共有する東海発電所との同時被災においても対応できる組織とする。
東 海 発 電 所 は ，廃 止 措 置 中 で あ り ，ま た ，全 燃 料 が 搬 出 済 み であるため重大事故等は発生しない。東海発電所において，非常事態等の事象（可能性のある事象を含む）が東海第二発電所と同時に発災し，各発電所での対応が必要となる場合には，災害対策本部は，緊急時対策所及び通信連絡設備を共用して事故収束対応を行う。
東海発電所と共用する一部の常設重大事故等対処設備は，同一のスペース及び同一の端末を使用するが，共用により悪影響
を 及 ぼ さ な い よ う に ，各 発 電 所 に 必 要 な 容 量 を 確 保 す る 設計としている。可 搬 型 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に つ い て も ，東 海 発 電 所 及 び
東海第二発電所に必要な容量を確保する設計としている。
したがって，東海発電所との共用による東海第二発電所の事
1.0－62

故収束対応への悪影響は無く，事故収束に係る対応を実施できる。
東海発電所との同時被災の場合においては，対応に当たる組
織 を 東 海 発 電 所 と 東 海 第 二 発 電 所 と で ，原 則 ，別 組 織 と し ，必 要
な緊急時対策要員を発電所内に常時確保することにより同時被災に対応できる体制とする。
災害対策本部は，東海発電所との同時被災の場合において，情報の混乱や指揮命令が遅れることのないよう，両発電所を兼務し，他発電所への悪影響を及ぼす事故状況を把握した上で，各発電所の事故対応上の意思決定を行う災害対策本部長が活動方針を示し，各発電所に配置された災害対策本部長代理は対象となる発電所の事故影響緩和・拡大防止に関わるプラント運転
操作への助言や可搬型重大事故等対処設備を用いた対応，不具合設備の復旧等の統括に専従することにより，事故収束に係る対応を実施できる。
また，災害対策本部のうち広報及びオフサイトセンター対応に当たる要員並びにこれらの対応を統括する災害対策本部長代理は，両発電所の状況に関する情報を統合して同時に提供する必要があることから，東海発電所及び東海第二発電所の重大事
故対応を兼務して対応できる体制とする。
東海発電所との同時被災において，東海第二発電所の運転操作指揮を当直発電長が行い，各発電所の運転操作及び事故状況に関わる情報収集や事故対策の検討等を行うことにより，情報の混乱や指揮命令が遅れることのない体制とする。
東海第二発電所の発電用原子炉主任技術者は，東海第二発電
1.0－63

所の保安監督を誠実かつ，最優先に行う。
一部の敷地を共有する東 海 発 電 所 に お い て は ，重 大 事 故 等 は 発 生
せ ず ，東 海 発 電 所 と の 同 時 被 災 を 考 慮 す る 必 要 が 無 い こ と か ら ，
東海第二発電所のみ発電用原子炉主任技術者を選任している。

(d)

災害対策本部には，支援組織として技術支援組織と運営支援組織を設ける。
実施組織に対して技術的助言を行うための技術支援組織は，事 故 状 況 の 把 握・評 価 ，プ ラ ン ト 状 態 の 進 展 予 測・評 価 ，事 故 拡大防止対策の検討及び技術的助言等を行う技術班，発電所内外の 放 射 線・放 射 能 の 状 況 把 握 ，影 響 範 囲 の 評 価 ，被 ば く 管 理 ，汚染拡大防止措置等に関する技術的助言及び二次災害防止に関する措置等を行う放射線管理班，不具合設備の応急復旧，放射性物質の汚染除去，事故の影響緩和・拡大防止に関する対応指示及び技術的助言等を行う保修班，プラント状態の把握及び災害対策本部への報告，事故の影響緩和・拡大防止に関する対応指示及び技術的助言等を行う運転班，初期消火活動に関する対応
及び指示等を行う消防班で構成する。
実施組織が重大事故等対策に専念できる環境を整えるための運営支援組織は，事故に関する情報の収集，災害対策本部内での情報の共有，本店対策本部及び社外関係機関への連絡等を行う情報班，関係地方公共団体の対応，報道機関等の社外対応に係る本店対策本部への連絡等を行う広報班，災害対策本部の運営 ，資 機 材 の 調 達 及 び 輸 送 ，所 内 警 備 ，避 難 誘 導 ，医 療（ 救 護 ）に関する措置，二次災害防止に関する措置等を行う庶務班で構
1.0－64成する。

(e)

所 長（ 原 子 力 防 災 管 理 者 ）は ，警 戒 事 象（ そ の 時 点 で は ，公 衆への放射線による影響やそのおそれが緊急のものではないが，
原 災 法 第 10 条 第 1 項 に 基 づ く 特 定 事 象 に 至 る お そ れ が あ る 事 象 ）に お い て は 警 戒 事 態 を ，ま た ，特 定 事 象 又 は 原 災 法 第 15条 第 1項に該当する事象が発生した場合においては非常事態を宣言し，災害対策要員の非常招集及び通報連絡を行い，所長（原子力防災管理者）を本部長とする発電所警戒本部又は災害対策本部を設置する。その中に実施組織及び支援組織を設置し，重大事故等対策を実施する。
夜 間 及 び 休 日（ 平 日 の 勤 務 時 間 帯 以 外 ）に お い て ，重 大 事 故 等が発生した場合でも，速やかに対策を行えるように，発電所内に必要な重大事故等に対処する要員を常時確保する。
災 害 対 策 本 部（ 全 体 体 制 ）が 構 築 さ れ る ま で の 間 ，統 括 待 機 当
番 者（ 副 原 子 力 防 災 管 理 者 ）の 指 揮 の 下 ，当 直（ 運 転 員 ）及 び 重
大事故等対応要員を主体とした初動体制を確保し，迅速な対応を図る。具体的には，統括待機当番者は関係箇所と通信連絡設
備 を 用 い て 情 報 連 携 し な が ら ，当 直（ 運 転 員 ）及 び 重 大 事 故 等 対
応要員へ指示を行う。当直（運転員）及び重大事故等対応要員
は ，統 括 待 機 当 番 者 の 指 示 の 下 ，必 要 な 重 大 事 故 等 対 策 を 行 う 。
非常招集する災害対策要員への連絡については，一斉通報シ
ステム又は電話を活用する。なお，地震により通信障害等が発生し，一斉通報システム又は電話を用いて非常招集連絡ができな い 場 合 に お い て も ，発 電 所 周 辺 地 域（ 東 海 村 ）で 震 度 6弱 以 上
1.0－65

の地震の発生により，災害対策要員は社内規程に基づき自動参集する体制を整備する。
重大事故等が発生した場合に速やかに対応するため，東海第二発電所の重大事故等に対処する災害対策本部（初動体制）の要 員 と し て ， 統 括 管 理 及 び 全 体 指 揮 を 行 う 統 括 待 機 当 番 者 1名 ，
重 大 事 故 等 対 応 要 員 を 指 揮 す る 現 場 統 括 待 機 者 1名 及 び 通 報 連
絡 等 を 行 う 通 報 連 絡 要 員 の 災 害 対 策 要 員（ 指 揮 者 等 ）2名 ，運 転
操 作 対 応 を 行 う 当 直（ 運 転 員 ）7名 ，運 転 操 作 の 助 成 を 行 う 重 大事 故 等 対 応 要 員 3名 ，給 水 確 保 及 び 電 源 確 保 対 応 を 行 う 重 大 事 故等 対 応 要 員 12名 ，放 射 線 管 理 対 応 を 行 う 重 大 事 故 等 対 応 要 員 2名
並びに火災発生時の初期消火活動に対応するための自衛消防隊
11名 の 合 計 39名 を 確 保 す る 。
な お ， 原 子 炉 運 転 中 に お い て は ， 当 直 （ 運 転 員 ） を 7名 と し ，
ま た 原 子 炉 運 転 停 止 中 に お い て は ，当 直（ 運 転 員 ）を 5名 と す る 。
ま た ，参 集 す る 災 害 対 策 要 員 と し て ，非 常 招 集 か ら 2時 間 以 内に ，発 電 所 敷 地 内 に 待 機 す る 39名 を 除 く 要 員 72名（ 拘 束 当 番 ）を確保する。
なお，中央制御室の当直（運転員）は，当直発電長，当直副発 電 長 ， 当 直 運 転 員 の 計 7名 ／ 直 を 配 置 し て い る 。 な お ， 原 子
炉 運 転 停 止 中 ※ １ に つ い て は ， 当 直 （ 運 転 員 ） を 5名 ／ 直 と する。
※1

原 子 炉 の 状 態 が 冷 温 停 止 （ 原 子 炉 冷 却 材 温 度 が 100℃ 未満）及び燃料交換の期間

重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 ，災 害 対 策 要 員 は ，非 常 招 集 か ら 2
時 間 後 に は ，重 大 事 故 等 対 応 に 必 要 な 要 員 111 名 以 上 が 参 集 し ，
1.0－66

要員の任務に応じた対応を行う。
他操作との流動性が少ない特定の力量を有する参集要員（重大事故等対応要員のうち電源確保対応及び給水確保対応の要員，
運転操作対応の要員）については，参集の確実さを向上させる
ために，その要員の居住地に応じてあらかじめ発電所近傍に待機させる。
発電所外から要員が参集するルートは，発電所正門を通行して参集するルートを使用する。発電所正門を通行した参集ルー
トが使用できない場合は，隣接事業所の敷地内の通行を含む，
当該参集ルート以外の参集ルートを使用して参集する。
隣接事業所の敷地内を通行して参集する場合は，隣接事業所の敷地内の通行を可能とした隣接事業所との合意文書に基づき，要員は隣接事業所の敷地内を通行して発電所に参集するとともに ，要 員 の 通 行 に 支 障 を き た す 障 害 物 等 が 確 認 さ れ た 場 合 に は ，当社が障害物の除去を実施する。
重大事故等の対応で，高線量下における対応が必要な場合においても，災害対策要員を確保する。
病原性の高い新型インフルエンザや同様に危険性のある新感染症等が発生し，事態に備えた体制に係る管理を行う。
重大事故等に対処する要員の補充の見込みが立たない場合は，原子炉停止等の措置を実施し，確保できる重大事故等に対処する要員で，安全が確保できる発電用原子炉の運転状態に移行する。

1.0－67

ま た ，あ ら か じ め 定 め た 連 絡 体 制 に 基 づ き ，夜 間 及 び 休 日（ 平日の勤務時間帯以外）を含めて必要な災害対策要員を非常招集できるように，計画的に通報連絡訓練を実施する。

(f)

発電所における重大事故等対策の実施組織及び支援組織の各
班 並 び に 当 直（ 運 転 員 ）の 機 能 は ， 上 記 (a)項 ，(b)項 及 び (d)項の と お り 明 確 に す る と と も に ，責 任 者 と し て 本 部 員 及 び 班 長 を ，当直（運転員）の責任者として当直発電長を配置する。

(g)

重大事故等対策の判断については全て発電所にて行うこととし，災害対策本部における指揮命令系統を明確にするとともに，指揮者である災害対策本部長の所長（原子力防災管理者）が欠けた場合に備え，代行者として副原子力防災管理者をあらかじめ定め明確にする。また，災害対策本部の各班を統括する
本部員，班長及び当直発電長についても欠けた場合に備え，代行者と代行順位をあらかじめ明確にする。
災害対策本部長は，災害対策本部の統括管理を行い，責任を持って，原子力防災の活動方針の決定を行う。
災 害 対 策 本 部 長（ 原 子 力 防 災 管 理 者 ）が 欠 け た 場 合 は ，副 原 子
力防災管理者が，あらかじめ定めた順位に従い代行する。
本部員及び班長が欠けた場合は，同じ機能を担務する下位の要員が代行するか，又は上位の職位の要員が下位の職位の要員の職務を兼務することとし，具体的な代行者の配置については上位の職位の要員が決定することをあらかじめ定める。

1.0－68

当直発電長が欠けた場合は，発電長代務者が中央制御室へ到着するまでの間，運転管理に当たっている当直副発電長が代務に当たることをあらかじめ定めている。

(h)

災害対策要員が実効的に活動するための施設及び設備等を整備する。
重大事故等が発生した場合において，実施組織及び支援組織が 定 め ら れ た 役 割 を 遂 行 す る た め に ，関 係 箇 所 と の 連 携 を 図 り ，
迅速な対応により事故対応を円滑に実施することが必要なことから，以下の施設及び設備を整備する。
支援組織が，必要なプラントのパラメータを確認するための
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ），発 電 所 内 外 に 通 信 連
絡を行い関係箇所と連携を図るための統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ－電話
機 ，Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ），衛 星 電 話 設 備 及 び 無 線 連 絡 設 備 等 を 備 え た
緊急時対策所を整備する。
実施組織が，中央制御室，緊急時対策所及び現場との連携を図るため，携行型有線通話装置，無線通話設備及び衛星電話設
備 等 を 整 備 す る 。ま た ，電 源 が 喪 失 し 照 明 が 消 灯 し た 場 合 で も ，迅速な現場への移動，操作及び作業を実施し，作業内容及び現場状況の情報共有を実施できるようにヘッドライト及びＬＥＤ
ライト等を整備する。
これらは，重大事故等時において，初期に使用する施設及び設備であり，これらの施設又は設備を使用することによって発
電用原子炉施設の状態を確認し，必要な発電所内外各所へ通報
1.0－69

連絡を行い，また重大事故等対処のため，夜間においても速やかに現場へ移動する。

(i)

支援組織は，発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対策の実施状況について，本店対策本部，国，関係地方公共団体等の発電所内外の組織への通報連絡を実施できるように，衛星電話
設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備等を配備し，広く情報提供を行うことができる体制を整備する。
発電用原子炉施設の状態及び重大事故等対策の実施状況に係る情報は，災害対策本部の情報班にて一元的に集約管理し，発電所内外で共有するとともに，本店対策本部と発電所の災害対策本部間において，衛星電話設備，統合原子力防災ネットワー
クを用いた通信連絡設備及び安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）等を使用することにより，発電所の状況及び重大事故等対策の実施状況の情報共有を行う。また，本店対策本部との情報共有を密にすることで報道発表，外部からの問い合わせ対応及び関係機関への連絡を本店対策本部で実施し，災害対策本部が事故対応に専念でき，かつ，発電所内外へ広く情報提供を行うことができる体制を整備する。

(j)

重大事故等時に，発電所外部からの支援を受けることができるように支援体制を整備する。
発 電 所 に お い て ，警 戒 事 象 ，特 定 事 象 又 は 原 災 法 第 15条 第 1項に 該 当 す る 事 象 が 発 生 し た 場 合 ，所 長（ 原 子 力 防 災 管 理 者 ）は 非常事態を宣言するとともに本店発電管理室長へ報告する。
1.0－70報告を受けた本店発電管理室長はただちに社長に報告し，社
長は本店における非常事態を発令する。本店発電管理室長から連絡を受けた本店庶務班長は，本店における本店対策本部組織の要員を非常招集する。
社長は，本店における非常事態を発令した場合，すみやかに
本 店 対 策 本 部 を 設 置 し ，本 店 対 策 本 部 長 と し て そ の 職 務 を 行 う 。
社長が不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，本店対策本部の副本部長がその職務を代行する。
本 店 対 策 本 部 長 は ，本 店 対 策 本 部 の 設 置 ，運 営 ，統 括 及 び 災 害対策活動に関する統括管理を行い，副本部長は本店対策本部長を補佐する。本店対策本部各班長は本店対策本部長が行う災害対策活動を補佐する。
本店対策本部は，全社での体制とし，発電所の災害対策本部
が重大事故等対策に専念できるように支援する。
本店対策本部は，福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓から原子力防災組織に適用すべき必要要件を定めた体制とすることにより，社長を本店対策本部長とした指揮命令系統を明確にし，災害対策本部が重大事故等対策に専念できる体制を整備する。
情 報 班 は ，事 故 に 関 す る 情 報 の 収 集 ，災 害 対 策 本 部 へ の 指 導・援 助 及 び 本 店 対 策 本 部 内 で の 連 絡 調 整 ，社 外 関 係 機 関 と の 連 絡・調整及び法令上必要な連絡，報告等を行う。
庶 務 班 は ，通 信 施 設 の 確 保 ，要 員 の 確 保 ，発 電 所 の 職 場 環 境 の整備，原子力事業所災害対策支援拠点の立ち上げ，発電所の復
旧 活 動 に 必 要 な 資 機 材 の 調 達・搬 送 ，官 庁 へ の 支 援 要 請 ，他 の 原
1.0－71

子力事業者からの支援受入れ調整，応援計画案の作成及び各班
応援計画の取りまとめ等を行う。
広 報 班 は ，報 道 機 関 等 と の 対 応 ，広 報 関 係 資 料 の 作 成 ，応 援 計
画案の作成等を行う。
技術班は，原子炉・燃料の安全に係る事項の検討，発電所施設・環境調査施設の健全性確認，災害対策本部が行う応急活動の検討，応援計画案の作成等を行う。
放射線管理班は，放射線管理に係る事項の検討，個人被ばくに係る事項の検討，応援計画の作成等を行う。
保健安全班は，現地医療体制整備の支援，緊急被ばく医療に係る事項の検討，応援計画案の作成等を行う。
原子力緊急時後方支援班は，原子力事業所災害対策支援拠点の整備・運営を行う。
本店対策本部長は，発電所における重大事故等対策の実施を支 援 す る た め に ， 原 災 法 第 10 条 通 報 後 ， 原 子 力 事 業 所 災 害 対 策
支援拠点の設営を本店庶務班長に指示する。
本店庶務班長は，あらかじめ選定している施設の候補の中か
ら，放射性物質が放出された場合の影響等を考慮した上で原子力事業所災害対策支援拠点を指定し，必要な要員を確保して，原子力緊急時後方支援班として派遣する。原子力緊急時後方支援班は，原子力事業所災害対策支援拠点を設置・整備する。
原子力事業所災害対策支援拠点の設置後は，本店庶務班長は発電所の事故収束対応を維持するために必要な燃料及び資機材等を原 子
力 事 業 所 災 害 対 策 拠 点 ま で 運 搬 し ，原 子 力 緊 急 時 後 方 支 援 班 は ，
原子力事業所災害対策拠点に運搬された燃料及び資機材等を用
1.0－72

いて，発電所の事故状況に応じた支援を実施する。
また，本店庶務班長は，他の原子力事業者及び原子力緊急事
態支援組織より技術的な支援が受けられる体制を整備する。

(k)

重大事故等発生後の中長期的な対応が必要になる場合に備えて，本店対策本部が中心となり，プラントメーカ及び協力会社を含めた社内外の関係各所と連携し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備する。
重大事故等への対応操作や作業が長期間にわたる場合に備えて，機能喪失した設備の部品取替による復旧手段を整備するとともに，主要な設備の取替物品をあらかじめ確保する。
また，重大事故等時に，機能喪失した設備の復旧を実施するための作業環境の線量低減対策や，放射性物質を含んだ汚染水が発生した場合の対応等について，事故収束対応を円滑に実施するため，平時から必要な対応を検討できる協力体制を継続して構築する。

1.0－73

表 1.0.1
1.1

重大事故等対策における手順書の概要（1／19）

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
運転時の異常な過渡変化時において，発電用原子炉の運転を緊急に停止させるための設計基準事故対処設備が機能喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，Ａ

方針目的

ＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入，再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制，自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止により，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するための手順等を整備する。
また，自動での原子炉緊急停止及び手動による原子炉緊急停止ができない場合は，原子
炉出力の抑制を図った後にほう酸水注入により未臨界に移行する手順等を整備する。

による制御棒緊急挿入

再循環系ポンプ停止

による原子炉出力抑制

対応手段等

フロントライン系故障時

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）

運転時の異常な過渡変化時において，発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象（以下「ＡＴＷＳ」という。
）が発生するおそれがある場合又はＡＴＷＳが発生した場合は，ＡＴＷＳ緩和設備（代替
制御棒挿入機能）により，制御棒が自動で緊急挿入するため，発電用原子炉が緊急停止したことを確認する。
また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により制御棒が自動で緊急挿入しなかった場合は，中央制御室からの手動操作によりＡＴＷ
Ｓ緩和設備（代替制御棒挿入機能）等を作動させて制御棒を緊急挿入し，発電用原子炉を緊急停止する。

ＡＴＷＳが発生した場合は，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプ
トリップ機能）により再循環系ポンプが自動で停止するため，炉心流量が低下し，原子炉出力が抑制されたことを確認する。
また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）により再循環系ポンプが自動で停止しなかった場合は，中央制御室からの手動操作により再循環系ポンプを停止し，原子炉出力を抑制する。

自動減圧系の起動阻止スイッチ

による原子炉出力急上昇防止

ＡＴＷＳが発生した場合は，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止し，原子炉圧力容器への冷水注水量の増加に伴う原子炉出力の急上昇を防止する。

1.0－74

1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

ほう酸水注入対応手段等

フロントライン系故障時

ＡＴＷＳが発生した場合は，再循環系ポンプ停止により原子炉出力を抑制した後，
中央制御室からの手動操作によりほう酸水注入系を起動し，原子炉圧力容器へほう酸水を注入することにより発電用原子炉を未臨界とする。

運転時の異常な過渡変化の発生時において，発電用原子炉がスクラムすべき状況にもかかわらず全制御棒が全挿入されない場合は，ＡＴＷＳ
緩和設備（代替制御棒挿入機能）により制御棒が自動で緊急挿入するた配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

め，発電用原子炉を緊急停止したことを確認する。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により制御棒が自動で緊急挿入しなかった場合は，中央制御室からの手動操作によりＡＴＷＳ緩和
設備（代替制御棒挿入機能）等を作動させて制御棒を緊急挿入し，発電用原子炉を緊急停止する。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により制御棒が緊急挿入しなかった場合は，原子炉停止機能喪失と判断し，中央制御室からの手動操作により再循環系ポンプを停止し，自動減圧系及び過渡時自動減圧機
能の自動起動阻止を行うとともに,ほう酸水注入系を速やかに起動し，発電用原子炉を未臨界とする。

1.0－75

表 1.0.1
1.2

重大事故等対策における手順書の概要（2／19）

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
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，高圧

方針目的

代替注水系による原子炉圧力容器への注水，原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用
原子炉への注水により発電用原子炉を冷却する手順等を整備する。
また，発電用原子炉を冷却するため，原子炉水位を監視及び制御する手順等を整備する。
さらに，重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水注入系により注水する手順等を整備する。

設計基準事故対処設備

設計基準事故対象設備である原子炉隔離時冷却系又は高圧炉心スプ
レイ系が健全であれば，これらを重大事故等対処設備と位置付け重大事
故等の対処に用いる。

設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプ

高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却対応手段等

フロントライン系故障時

レイ系の故障により発電用原子炉の冷却ができない場合は，以下の手段
により原子炉圧力容器へ注水し，発電用原子炉を冷却する。
・中央制御室からの手動操作により高圧代替注水を起動し，原子炉圧
力容器へ注水する。
・中央制御室からの手動操作により高圧代替注水系を起動できない場
合は，現場での弁の手動操作により高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器へ注水する。

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により設計基準事故

原子炉隔離時冷却系の現場操作

サポート系故障時による発電用原子炉の冷却対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却ができない場合は，高圧代替注水系による発電用原子
炉の冷却のほか，現場での弁の手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動することで原子炉圧力容器へ注水し，発電用原子炉を冷却する。

1.0－76

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

代替電源設備による

サポート系故障時

原子炉隔離時冷却系の復旧

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に以下の手段等により直流電源を確保し，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。
・代替交流電源設備等により充電器に給電し，直流電源を供給する。
・可搬型代替直流電源設備により直流電源を供給する。

「高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却」及び「原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却」により発電用原子炉へ注水する際には，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を
原子炉水位（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）等により監視する。
また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握能力）を超えた場
合は，当該パラメータの値を推定する。

対応手段等

監視及び制御中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動する場合は，高圧
代替注水系の作動状況を原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），
原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力，
原子炉圧力（ＳＡ），高圧代替注水系系統流量，サプレッション・プー
ル水位等により監視する。
現場での弁の手動操作により高圧代替注水系又は原子炉隔離時冷却系を起動する場合は，高圧代替注水系又は原子炉隔離時冷却系の作動状
況を原子炉水位（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等により監視する。
原子炉圧力容器内の水位の調整が必要な場合は，中央制御室からの操作又は現場での弁の操作により原子炉圧力容器内の水位を制御する。

ほう酸水注入系による進展抑制

重大事故等の進展抑制

原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による発電用原子炉への高圧注水により原子炉圧力容器内の水位が維持できない場合は，重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水貯蔵タンク等を水源として，ほう酸
水注入系により原子炉圧力容器へ注水する。

1.0－77

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等
設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時

フロントライン系故障時

冷却系が機能喪失した場合は，中央制御室からの操作により高圧代替注
水系を起動し，発電用原子炉を冷却する。中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での弁の手動操作により高圧代替注水系を起動し，発電用原子炉を冷却する。これらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系の運転を継続する。
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却ができない場合は，中央制御室からの操作により高圧
代替注水系を起動し，発電用原子炉を冷却する。中央制御室からの操作配慮すべき事項

より高圧代替注水系を起動し，発電用原子炉を冷却する。
いずれの操作によっても高圧代替注水系を起動できない場合又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を維持できない場合は，現場で弁の手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動し，発電用原子炉を冷却する。

サポート系故障時

重大事故等時の対応手段の選択

により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での弁の手動操作にこれらの対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，高圧代替注水系又は原子炉隔離時冷却系の運転を継続する。
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に代替交流電源設備等により充電器を充電することにより直流電源を確保し，原子炉隔離時冷却系の運転を継続することにより発電用原子炉を冷却する。
代替交流電源設備等による給電ができない場合は，可搬型代替直流電
源設備により直流電源を確保し，原子炉隔離時冷却系の運転を継続する
ことにより発電用原子炉を冷却する。
代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設備等へ燃料を給油することにより，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続させる。

1.0－78

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

現場での弁の手動操作による留意事項

原子炉隔離時冷却系の起動時の現場での弁の手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動する場合は，原子炉隔離時冷却系ポンプ室に滞留する排水を処理しない場合においても，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの間，原子炉隔離時冷却系を水没させずに運転を継続することが可能である。

現場での弁の手動操作による環境条件

配慮すべき事項

原子炉隔離時冷却系の起動時の蒸気漏えいに伴う環境温度の上昇による運転員への影響を考慮し，原
子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時
冷却系起動時のみとし，その後速やかに退室する。防護具を確実に装着することにより本操作が可能である。

作業性

高圧代替注水系又は原子炉隔離時冷却系の起動操作は，通常の弁操作
である。

電源確保

全交流動力電源喪失時は，代替交流電源設備等を用いてほう酸水注入
系へ給電する。

燃料給油

配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料給油と同様である。

1.0－79

表 1.0.1
1.3

重大事故等対策における手順書の概要（3／19）

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，手動操作による減圧及び減圧の自動化により原子炉冷却材圧力バ

方針目的

ウンダリを減圧する手順等を整備する。
また，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧
溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する手順等を整備する。
さらに，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時において，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する手順等を整備する。

対応手段等

手動操作による減圧

フロントライン系故障時減圧の自動化

設計基準事故対処設備である逃がし安全弁の自動減圧機能が故障等により発電用原子炉が減圧できない場合は，過渡時自動減圧機能の自動作動を確認し，発電用原子炉を減圧する。

設計基準事故対処設備である逃がし安全弁の自動減圧機能が故障等により発電用原子炉の減圧ができない場合は，中央制御室からの手動操作により逃がし安全弁を開放し，発電用原子炉を減圧する。

常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源

サポート系故障時

常設直流電源系統喪失時の減圧が喪失し，発電用原子炉の減圧できない場合は，以下の手段により直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。
・常設代替直流電源設備により直流電源を確保する。その後，常設代
替直流電源設備の蓄電池の枯渇を防止するため，可搬型代替直流電源設備により直流電源を継続的に供給する。
・逃がし安全弁の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続して直流電源を確保する。

1.0－801.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等
逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータ

非常用窒素供給系

による窒素確保の供給圧力が喪失した場合は，逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な窒素の供給源が非常用窒素供給系に切り替わることで逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な窒素を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させ発電用原子炉を減圧する。
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベからの供給期間中において，逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に伴い窒素の圧力が低下した場合は，予備の窒素ボンベに切り替える。

非常用逃がし安全弁駆動系

による減圧サポート系故障時

逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータ
の供給圧力が喪失した場合は，非常用逃がし安全弁駆動系により逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動に必要な窒素を確保し，逃がし安全弁（逃がし弁機能）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。
非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベからの供給期間中において，逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動に伴い窒素の圧力が低下した
場合は，予備の窒素ボンベに切り替える。

代替電源設備を用いた逃がし安全弁の復旧

対応手段等

全交流動力電源喪失又は常設直流電源喪失により逃がし安全弁が作動せず発電用原子炉の減圧ができない場合は，以下の手段により直流電源を確保し，逃がし安全弁の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。
・可搬型代替直流電源設備等により直流電源を確保する。
・代替交流電源設備等により充電器に給電することで直流電源を確保する。

高圧溶融物放出／格納容器

雰囲気直接加熱の防止

炉心損傷時，原子炉圧力容器への注水手段がない場合は，原子炉圧力容器内が高圧の状態で破損した場合に溶融物が放出され，原子炉格納容器内の雰囲気が直接加熱されることによる原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁の手動操作により発電用原子炉を減圧する。

インターフェイス

システム

ＬＯＣＡ発生時

インターフェイスシステムＬＯＣＡが発生した場合は，原子炉格納容器外への原子炉冷却材の漏えいを停止するため，漏えい箇所を隔離する。
漏えい箇所の隔離ができない場合は，発電用原子炉を手動停止するとともに，逃がし安全弁等により発電用原子炉を減圧し，漏えい箇所を隔離する。

1.0－81

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

フロントライン系故障時

重大事故等時の対応手段の選択

設計基準事故対処設備である逃がし安全弁の自動減圧機能喪失により逃がし安全弁が作動しない場合は，低圧で原子炉注水が可能な系統
又は低圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水準備が完了していることを確認し，逃がし安全弁等により発電用原子炉を減圧する。
なお，原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達10分後及び残留熱除去系（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系が運転している場合は，過渡時自動減圧機能が自動作動することを確認し，これにより発電用原子炉を減圧する。
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁が作動しない場合は，可搬型代替直流電源設備又は逃がし安全弁用可搬型蓄電池により逃がし
安全弁を作動させて発電用原子炉を減圧する。
常設直流電源の喪失により逃がし安全弁が作動しない場合は，可搬型代替直流電源設備等により逃がし安全弁を作動させて発電用原子炉

サポート系故障時配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択を減圧する。
全交流動力電源喪失が原因で常設直流電源が喪失した場合は，代替交流電源設備等により充電器を充電することで直流電源を確保し，逃がし安全弁の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。
逃がし安全弁の駆動源である窒素供給系の喪失により逃がし安全弁が作動しない場合は，非常用窒素供給系により逃がし安全弁（自動減圧機能）に必要な窒素を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する。
逃がし安全弁の駆動源である窒素供給系及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源である非常用窒素供給系の窒素が喪失し，逃がし安全弁が作動しない場合は，非常用逃がし安全弁駆動系により逃がし安全
弁（逃がし弁機能）に窒素を供給し，逃がし安全弁（逃がし弁機能）にて発電用原子炉を減圧する。

過渡時自動減圧機能によるの留意事項

発電用原子炉の自動減圧時「1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」における対応操作中は，発電用原子炉の自動減圧による原子炉圧力容器への注水量の増加に伴う原子炉出力の急上昇を防止するため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機
能による自動減圧を阻止する。

1.0－82

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

逃がし安全弁の背圧対策

逃がし安全弁は，想定される重大事故等時における原子炉格納容器内の環境条件においても確実に作動できるよう，あらかじめ逃がし安全弁の作動に必要な窒素圧力を設定する。

インターフェイス

溢水の影響ェイスシステムＬＯＣＡにより漏えいが発生する機器よりも上層階に位置し，溢水の影響がないようにする。

インターフェイスシステムＬＯＣＡの発生は，原子炉格納容器内外

インターフェイス

システムＬＯＣＡの検知

配慮すべき事項

システムＬＯＣＡによる隔離操作場所及び隔離操作場所へのアクセスルートは，インターフのパラメータ等により判断する。非常用炉心冷却系ポンプ及び原子炉
隔離時冷却系ポンプ設置室は原子炉建屋原子炉棟内において各部屋が分離されているため，漏えい箇所の特定は，床漏えい検出器及び火災報知器により行う。

作業性

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，漏えいした水の滞留及び蒸気による高湿度環境が想定されるため，現場での隔離操作は環
境性等を考慮し，防護具を着用する。

燃料給油

配慮すべき事項は，「1.14
油と同様である。

1.0－83電源の確保に関する手順等」の燃料給表 1.0.1
1.4

重大事故等対策における手順書の概要（4／19）

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
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，低圧代替注水系により発電用原子炉を冷却する手順等を整備
する。

方針目的

また，炉心が溶融し，原子炉圧力容器の破損に至った場合で，溶融炉心が原子炉格納容器内に残存した場合においても原子炉格納容器の破損を防止するため，低圧代替注水
系により残存溶融炉心を冷却する手順等を整備する。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）

設計基準事故対処設備

若しくは低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）が健全であれば，これらを重大事故等対処設備と位置付け重大事故等の対処に用いる。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）

低圧代替注水系による発電用原子炉の冷却原子炉運転中の場合

フロントライン系故障時対応手段等

及び低圧炉心スプレイ系の故障等により発電用原子炉の冷却ができない場合は，以下の手段により原子炉圧力容器へ注水し，発電用原子炉を冷却する。
・代替淡水貯槽を水源として，低圧代替注水系（常設）により注水する。
・低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水できない場合は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源として，低圧代替注水系（可搬型）等により注水する。
なお，低圧代替注水系（可搬型）による注水は，海を水源として利用できる。

1.0－84

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）及きない場合は，低圧代替注水系による発電用原子炉の冷却に加え，常設代替交流電源設備等を用いて非常用所内電気設備へ給常設代替交流電源設備によるサポート系故障対応手段等

原子炉運転中の場合

残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の復旧

び低圧炉心スプレイ系が全交流動力電源喪失等により使用で電することにより残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心ス
プレイ系を復旧し，サプレッション・チェンバを水源として，
原子炉圧力容器へ注水し，発電用原子炉を冷却する。
また，常設代替交流電源設備等へ燃料を給油し，電源の供給を継続することにより残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉
心スプレイ系を運転継続する。
発電用原子炉の停止後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に移行し，長期的に発電用原子炉を除熱する。

溶融炉心が原子炉圧力容器を破損し原子炉格納容器下部へ落下するものの，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存した場合
は，以下の手段により原子炉圧力容器へ注水し，残存溶融炉心

低圧代替注水系による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合を冷却する。
・代替淡水貯槽を水源として，低圧代替注水系（常設）により注水する。
・低圧代替注水系（常設）により残存溶融炉心の冷却ができない場合は，サプレッション・チェンバを水源として，代替循環冷却系により注水する。
・代替循環冷却系により残存溶融炉心の冷却ができない場合
は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源として，低圧代替注水系（可搬型）等により注水する。
なお，低圧代替注水系（可搬型）による注水は，海を水源として利用できる。

1.0－85

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が故障等により発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合

低圧代替注水系による発電用原子炉の冷却

フロントライン系故障

は，以下の手段により原子炉圧力容器へ注水し，発電用原子炉を冷却する。
・代替淡水貯槽を水源として，低圧代替注水系（常設）により注水する。
・低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水できない場合は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源となお，低圧代替注水系（可搬型）による注水は，海を水源として利用できる。
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が全交流動力電源喪失等により使用できない場合は，低常設代替交流電源設備によるサポート系故障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧

対応手段等

原子炉停止中の場合

して，低圧代替注水系（可搬型）等により注水する。

圧代替注水系による発電用原子炉の冷却に加え，常設代替交流
電源設備を用いて非常用所内電気設備へ給電することにより，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧し，発電用原子炉の除熱を実施する。
また，常設代替交流電源設備等へ燃料を給油し，電源の供給を継続することにより残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を運転継続する。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）及

フロントライン系故障

原子炉運転中の場合配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

び低圧炉心スプレイ系の故障により発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合において，低圧代替注水系（常設）に異常がな
く，交流動力電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている
場合は，低圧代替注水系（常設）により発電用原子炉を冷却する。
低圧代替注水系（常設）により原子炉の冷却ができない場合
において，低圧代替注水系（可搬型）に異常がなく，燃料及び水源（西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽）が確保されている
場合は，低圧代替注水系（可搬型）により発電用原子炉を冷却する。

1.0－86

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等
外部電源，常設代替交流電源設備により交流動力電源が確保できた場合において，残留熱除去系海水系の運転ができる
場合は，残留熱除去系（低圧注水系）により発電用原子炉を冷却する。残留熱除去系（低圧注水系）の運転ができない場
合は，低圧炉心スプレイ系により発電用原子炉を冷却する。

サポート系故障

残留熱除去系海水系が使用できない場合は，緊急用海水系を運転し，残留熱除去系（低圧注水系）により発電用原子炉を冷却する。
代替残留熱除去系海水系の設置による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧に時間を要するため，低圧代替注水系等による発電用原子炉の冷却を並行して実施する。その際の優先順
位は，フロントライン系故障時の優先順位と同様である。

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

重大事故等時の対応手段の選択

原子炉運転中の場合配慮すべき事項

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存した場合において，低圧
代替注水系（常設）に異常がなく，交流動力電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合は，低圧代替注水系（常設）により残存溶融炉心を冷却する。
低圧代替注水系（常設）により残存溶融炉心の冷却ができない場合において，代替循環冷却系に異常がなく，交流動力電源
及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている場合
は，代替循環冷却系により残存溶融炉心を冷却する。
代替循環冷却系により残存溶融炉心の冷却ができない場合
において，低圧代替注水系（可搬型）に異常がなく，燃料及び水源（西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽）が確保されている
場合は，低圧代替注水系（可搬型）により残存溶融炉心を冷却する。
なお，代替循環冷却系により発電用原子炉を冷却する場合
は，代替格納容器スプレイ冷却系と配管を共有しない系統を選択する。

1.0－87

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障等により発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合

フロントライン系故障において，低圧代替注水系（常設）に異常がなく，交流動力電
源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合は，低圧代替注水系（常設）により発電用原子炉を冷却する。
低圧代替注水系（常設）により原子炉の冷却ができない場合
において，低圧代替注水系（可搬型）に異常がなく，燃料及び原子炉停止中の場合

場合は，低圧代替注水系（可搬型）により発電用原子炉を冷却する。
外部電源，常設代替交流電源設備により交流動力電源が確保できた場合において，残留熱除去系海水系の運転ができる
場合は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により発電用原子炉を除熱する。

配慮すべき事項

サポート系故障

重大事故等時の対応手段の選択

水源（西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽）が確保されている

残留熱除去系海水系が使用できない場合は，緊急用海水系を運転し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により発電用原子炉を除熱する。緊急用海水系を運転できない場合は，代替残留熱除去系海水系を設置し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により発電用原子炉を除熱する。
代替残留熱除去系海水系の設置による残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧に時間を要するため，低圧代替注水系等による発電用原子炉の冷却を並行して実施する。その際の優先順位は，フロントライン系故障時の優先順位と同様である。

おける留意事項

残存溶融炉心の冷却に低圧代替注水系等により十分な注水量が確保できない場合は，原子炉格
納容器内へのスプレイを優先する。

作業性

低圧代替注水系（可搬型）で使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプのホースの接続は，汎用の結合金具を使用し，容易に操作できるよう十分な作業スペースを確保する。

1.0－88

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

電源確保
燃料給油

配慮すべき事項

全交流動力電源喪失時は，代替交流電源設備等を用いて低圧代替注水系等による注水に必要な設備へ給電する。

配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料給油と同様である。

1.0－89

表 1.0.1
1.5

重大事故等対策における手順書の概要（5／19）

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合

方針目的において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系
による原子炉格納容器内の減圧及び除熱，緊急用海水系による原子炉格納容器内の除熱により最終ヒートシンクへ熱を輸送する手順等を整備する。

設計基準事故対処設備

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）並びに残留熱除去系海水系が健全であれば，重大事故等対処設備と位置付け重大事故等の対処に用いる。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系（格

格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系

フロントライン系故障時

対応手段等

による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

納容器スプレイ冷却系）の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合は，以下の手段により原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送する。
・格納容器圧力逃がし装置により輸送する。
・格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合は，耐圧強化ベント系
により輸送する。
格納容器圧力逃がし装置の隔離弁（電動駆動弁）の駆動源や制御電源が喪失した場合は，隔離弁を遠隔で手動操作することにより原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送する。

緊急用海水系

による除熱

サポート系故障時

設計基準事故対処設備である残留熱除去系海水系の故障等又は全交
流動力電源喪失により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合は，緊急用海水系，残留熱除去系等により，発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送する。

1.0－901.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等
設計基準事故対処設備である残留熱除去系が機能喪失した場合は，格
納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施

フロントライン系故障時

重大事故等時の対応手段の選択する。
格納容器圧力逃がし装置が機能喪失した場合は，耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施する。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系による格納容器ベントの実施に当たり，弁の駆動電源及び空気源がない場合は，現場で手動操作を行う。
なお，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系により格納容器
ベントを実施する場合は，スクラビング効果が期待できるサプレッショ
ン・チェンバを経由する経路を第一優先とする。

きない場合は，ドライウェルを経由する経路を第二優先とする。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の隔離弁を遠隔で手作業性配慮すべき事項

サプレッション・チェンバ側のベントラインが水没等の理由で使用で動操作する場合は，汎用電動工具を用いて操作するため，速やかに操作ができるよう操作場所近傍に配備する。 また，作業エリアには蓄電池内蔵型照明を配備する。
全交流動力電源が喪失した場合は，代替交流電源設備等を用いて格納容器ベントを実施するために必要な電動弁へ給電する。電源が確保でき

電源確保ない場合は，現場において手動で系統構成を行う。
全交流動力電源が喪失した場合は，常設代替交流電源設備等を用いて残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）へ給電す
る。

燃料給油

配慮すべき事項は，「1.14と同様である。

1.0－91電源の確保に関する手順等」の燃料給油

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（6／19）

1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等
設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において，炉心の著しい損傷を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系により原子炉格納容器内

方針目的の圧力及び温度を低下させる手順等を整備する。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系により原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる手順等を整備する。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ

設計基準事故対処設備

冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が健全であれば，重大事故等対処設備と位置付け重大事故等の対処に用いる。

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ

対応手段等冷却系）の故障等により原子炉格納容器内の冷却ができない場合
は，以下の手段により原子炉格納容器内へスプレイし，原子炉格

代替格納容器スプレイ冷却系

フロントライン系故障時

炉心損傷前による原子炉格納容器内の冷却

納容器内の圧力及び温度を低下させる。
・代替淡水貯槽を水源として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によりスプレイする。
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器
内へスプレイできない場合は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）等によりスプレイする。
なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格
納容器内の冷却は，海を水源として利用できる。

1.0－92

1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧

サポート系故障時

炉心損傷前
対応手段等

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が全交流動力電源喪失等により使用できない場合は，代替格納容器スプレイ冷却系による原子炉格納容器内の冷却に加え，常設代替交流電源設備等を用いて非常用所内電気設備へ給電することにより残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧
し，サプレッション・チェンバを水源として原子炉格納容器内へスプレイする。
また，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が全交流動力電源喪失等により使用できな
い場合は，常設代替交流電源設備等を用いて非常用所内電気設備へ給電することにより残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧し，サプレッション・チェンバを水源としてサプレッション・プール水を除熱する。
緊急用海水系が運転できない場合，残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧に時間を要する場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）等により原子炉格納容器内へのスプレイを並行して実施する。
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の故障等により原子炉格納容器内の冷却ができない場合
は，以下の手段により原子炉格納容器内へスプレイし，原子炉格

代替格納容器スプレイ冷却系

フロントライン系故障時

炉心損傷後による原子炉格納容器内の冷却

納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる。
・代替淡水貯槽を水源として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によりスプレイする。
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器
内へスプレイできない場合は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）等によりスプレイする。
なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格
納容器内の冷却は，海を水源として利用できる。
また，原子炉圧力容器破損前に代替格納容器スプレイを実施することで原子炉格納容器内の温度の上昇を抑制し，逃がし安全弁の環境条件を緩和する。

1.0－93

1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧

サポート系故障時

炉心損傷後

対応手段等

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が全交流動力電源喪失等により使用できない場合は，代替格納容器スプレイ冷却系による原子炉格納容器内の冷却に加え，常設代替交流電源設備等を用いて非常用所内電気設備へ給電することにより残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧
し，サプレッション・チェンバを水源として原子炉格納容器内へスプレイする。
また，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が全交流動力電源喪失等により使用できな
い場合は，常設代替交流電源設備等を用いて非常用所内電気設備へ給電することにより残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧し，サプレッション・チェンバを水源としてサプレッション・プール水を除熱する。
緊急用海水系が運転できない場合，残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧に時間を要する場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）等により原子炉格納容器内へのスプレイを並行して実施する。
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレ

フロントライン系故障時配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

イ冷却系）の故障等により原子炉格納容器内の冷却ができない
場合において，代替格納容器冷却系（常設）に異常がなく，交流動力電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合
は，代替格納容器スプレイ系（常設）により原子炉格納容器内を冷却する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器内の冷却ができない場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に異常がなく，燃料及び水源（西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽）が確保されている場合は，代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内を冷却する。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）で使用する可搬型代替

作業性

注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプのホース等の接続は，汎用の結合金具を使用し，容易に操作できるよう十分な作業スペースを確保する。

1.0－94

1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

燃料給油

配慮すべき事項

電源確保

全交流動力電源喪失時は，代替交流電源設備等を用いて代替
格納容器スプレイ冷却系等による原子炉格納容器内の冷却に必要な設備へ給電する。
配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料給油と同様である。

1.0－95

表 1.0.1
1.7

重大事故等対策における手順書の概要（7／19）

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

方針目的

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，格
納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却系により，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる手順等を整備する。

代替循環冷却系による減圧及び除熱原子炉格納容器内の原子炉格納容器の破損を防止するため，代替循環冷却系により原子炉
格納容器の圧力及び温度を低下させる。

対応手段等

残留熱除去系の復旧又は代替循環冷却系の運転による原子炉格納容

格納容器圧力逃がし装置

減圧及び除熱による原子炉格納容器内の器内の減圧及び除熱ができない場合，又は原子炉建屋の水素濃度が2.0vol%に到達した場合は，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。

残留熱除去系による原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合は，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を行う。
代替循環冷却系が起動できない場合は，サプレッション・プール水位

配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

が格納容器スプレイ停止水位に到達した場合に，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内を減圧及び除熱を行う。
格納容器圧力逃がし装置の格納容器ベントの実施に当たり，弁の駆動電源がない場合は，現場での手動操作を行う。
なお，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを実施する場合
は，スクラビング効果が期待できるサプレッション・チェンバを経由する経路を第一優先とする。
サプレッション・チェンバ側のベントラインが水没等の理由で使用できない場合は，ドライウェルを経由する経路を第二優先とする。
なお，代替循環冷却系により発電用原子炉を冷却する場合は，代替格
納容器スプレイ冷却系と配管を共有しない系統を選択する。

1.0－96

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

放射線防護
電源確保

代替循環冷却時の留意事項

代替循環冷却系の運転後，長期にわたる系統廻りの線量低減対策として，可搬型代替注水大型ポンプにより系統水を入れ替えることでフラッシングを実施する。
全交流動力電源が喪失した場合は，常設代替交流電源設備を用いて代替循環冷却系へ給電する。

格納容器圧力逃がし装置の破損の防止

原子炉格納容器の負圧

格納容器ベント時の留意事項

配慮すべき事項

不活性ガスによる系統内の置換

格納容器圧力逃がし装置により格納容器ベントを実施中に，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，格納容器圧力逃がし装置の系統内を不活性ガス（窒素）であらかじめ置換する。

格納容器圧力逃がし装置の使用後に格納容器スプレイを実施する場
合は，原子炉格納容器の負圧破損を防止するとともに，原子炉格納容器
内の可燃性ガス濃度を低減するため，可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器内へ不活性ガス（窒素）を供給する。また，サプレッション・
チェンバの圧力が規定の圧力まで低下した場合に，格納容器スプレイを停止する。
格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減するため，中央制御室待避室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。

放射線防護

現場運転員の放射線防護を考慮して，遠隔手動弁を操作するエリアを二次格納施設外の原子炉建屋付属棟又は原子炉建屋廃棄物処理棟に設置する。さらに，格納容器圧力逃がし装置の操作場所である第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで被ばくを低減する。

電源確保

全交流動力電源が喪失した場合は，代替交流電源設備等を用いて格納容器ベントに必要な電動弁へ給電する。電源が確保できない場合は，現場において手動で系統構成を行う。

1.0－97

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

電動工具を用いて操作するため，速やかに操作ができるよう操作場所近傍に配備する。また，作業エリアには蓄電池内蔵型照明を配備する。

燃料給油

配慮すべき事項

作業性

格納容器圧力逃がし装置の隔離弁を遠隔で手動操作する場合は，汎用配慮すべき事項は，「1.14 電源の確保に関する手順等」の燃料給油と同様である。

1.0－98

表 1.0.1
1.8

重大事故等対策における手順書の概要（8／19）

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
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系により原子炉格納容器の下部（以下「ペデスタル（ドライウェル部）」という。）に落下した溶融炉心を冷却することにより，溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）を抑制し，溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防方針目的止する手順等を整備する。
また，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）への落下遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する手順等を整備する。

炉心の著しい損傷が発生した場合は，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却するため，以下の手段によりペデスタル

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却対応手段等

格納容器下部注水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（ドライウェル部）へ注水する。
・代替淡水貯槽を水源として，格納容器下部注水系（常設）により注水する。
・格納容器下部注水系（常設）により注水できない場合は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源として，格納容器下部注水系（可搬型）等により注水する。
なお，格納容器下部注水系（可搬型）による注水は，海を水源として利用できる。

1.0－99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
炉心の著しい損傷が発生した場合は，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止するため，以下の手段により原子炉圧力容器へ注水する。原子炉圧力容器へ注水する場合は，ほう酸る。
・原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合は，サプレッション・

原子炉圧力容器への注水落下遅延・防止

対応手段等

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）への水注入系による原子炉圧力容器へほう酸水の注入を並行して実施すチェンバを水源として，高圧代替注水系により注水する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合は，代替淡水貯槽を水源として，低圧代替注水系（常設）により注水する。
・低圧代替注水系（常設）により注水できない場合は，サプレッション・チェンバを水源として，代替循環冷却系により注水する。
・代替循環冷却系により注水できない場合は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源として，低圧代替注水系（可搬型）により注水する。
なお，低圧代替注水系（可搬型）による注水は，海を水源として利用できる。

炉心の著しい損傷が発生した場合，格納容器下部注水系（常設）に異常がなく，交流動力電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されてい溶融炉心の冷却重大事故等時の対応手段の選択

配慮すべき事項

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した

る場合は，格納容器下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）の水位を確保する。
格納容器下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）
へ注水できない状況において，格納容器下部注水系（可搬型）に異常がなく，燃料及び水源（西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽）が確保されている場合は，格納容器下部注水系（可搬型）にてペデスタル（ドライウェル部）の水位を確保する。
原子炉圧力容器が破損し，ペデスタル（ドライウェル部）へ落下した溶融炉心を冠水冷却する場合においても，ペデスタル（ドライウェ
ル部）の水位確保と同様の対応手段を選択し，ペデスタル（ドライウ
ェル部）へ注水する。

1.0－100

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
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，高圧代替注水系に異常がなく，直流電源及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている場合は，高圧代替注水系により原子炉圧力容内へ注水する。

重大事故等時の対応手段の選択

配慮すべき事項

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）への落下遅延・防止

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，低圧代替注水系（常設）に異常がなく，交流動力電源及び水源（代替淡水貯槽）が確保されている場合は，低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水する。
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができない
状況において，代替循環冷却系に異常がなく，交流動力電源及び水源（サプレッション・チェンバ）が確保されている場合は，代替循環冷
却系により原子炉圧力容器へ注水する。
代替循環冷却系が使用できない場合において，低圧代替注水系（可搬型）に異常がなく，燃料及び水源（西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽）が確保されている場合は，低圧代替注水系（可搬型）により原
子炉圧力容器へ注水する。
交流動力電源を確保した場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を全ての注水手段に併せて実施する。
溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止のために原子炉
圧力容器へ注水している状況において，炉心損傷と判断した場合は，原子炉格納容器下部への注水を開始する。
なお，代替循環冷却系により発電用原子炉を冷却する場合は，代替格納容器スプレイ冷却系と配管を共有しない系統を選択する。

作業性

格納容器下部注水系（可搬型）及び低圧代替注水系（可搬型）で使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプのホースの接続は，汎用の結合金具を使用し，容易に操作できるよう十分な作業スペースを確保する。

電源確保

全交流動力電源喪失時は，代替交流電源設備等を用いて格納容器下部注水系
及び低圧代替注水系による注水に必要な設備へ給電する。

燃料給油

配慮すべき事項は「1.14電源の確保に関する手順等」の燃料給油と同様である。

1.0－101表 1.0.1
1.9

重大事故等対策における手順書の概要（9／19）

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解

方針目的

等により発生する水素及び酸素が，原子炉格納容器内に放出された場合においても水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な原子炉格納容器内の不活性化，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出，及び原子炉格納容
器内の水素濃度及び酸素濃度の監視を行う手順等を整備する。

不活性化

原子炉格納容器内の原子炉格納容器内における水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉運転中における原子炉格納容器内容の雰囲気は，不活性ガス（窒素）で置換することにより不活性化した状態とする。

による原子炉格納容器水素爆発防止

対応手段等

可搬型窒素供給装置及び 格納容器圧力逃がし装置

原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素を以下の手段により抑制又は排出し，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する。
・可搬型窒素供給装置により不活性ガス（窒素）を原子炉格納容器内へ注入する。
・格納容器圧力逃がし装置により排出する。

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素の濃度を格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ）を用いて測定し，監視する。
全交流動力電源が喪失した場合は，代替交流電源設備から給電されていることを確認後，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）を用いて測定し，監視する。

1.0－102

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

重大事故等時の対応手段の選択

原子炉格納容器内の酸素濃度が4.0vol%に到達した場合は，可搬型窒素供給装置を用いて不活性ガス（窒素）を原子炉格納容器内へ注入する。
原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3vol%に到達した場合は，格納容器圧力逃がし装置を用いて原子炉格納容器内に滞留している水素及び酸素を排出する。
なお，格納容器圧力逃がし装置を用いて原子炉格納容器内に滞留している水素及び酸素を排出する場合は，スクラビング効果が期待できるサプレッショ
ン・チェンバを経由する経路を第一優先とする。サプレッション・チェンバ側のベントラインが水没等の理由で使用できない場合は，ドライウェルを経由する経路を第二優先とする。

濃度を監視する。また，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，フィルタ装置出口放射線モニタの放射線率及び事前にフィルタ装置出口配管表面の放原子炉格納容器内の水素及び酸素のベント時の留意事項

配慮すべき事項

格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，フィルタ装置水素濃度にて水素

射線量率と配管内部の放射性物質濃度から算出した換算係数にて放射性物質濃度を推定し監視する。
格納容器圧力逃がし装置を使用する場合は，プルームの影響による被ばくを低減させるため，中央制御室待機室へ待避しプラントパラメータを継続して監視する。
現場運転員の放射線防護を考慮して，遠隔手動弁を操作するエリアを二次格
納施設外の原子炉建屋付属棟又は原子炉建屋廃棄物処理棟に設置する。さらに，格納容器圧力逃がし装置の操作場所である第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで被ばくを低減する。

具を用いて操作するため，速やかに操作ができるよう操作場所近傍に配備する。また，作業エリアには蓄電池内蔵型照明を配備する。
全交流動力電源が喪失した場合は，代替交流電源設備等を用いて原子炉格納電源確保

配慮すべき事項

作業性

格納容器圧力逃がし装置の隔離弁を遠隔で手動操作する場合は，汎用電動工

容器内の水素及び酸素の排出に必要な電動弁，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）へ給電する。

1.0－103表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（10／19）

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
炉心の著しい損傷が発生した場合において，水素が原子炉格納容器内に放出され，原子方針目的

炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした場合においても水素爆発による原子炉
建屋等の損傷を防止するため，静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制，原子炉建屋
ガス処理系による水素排出及び原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視を行う手順等を整備する。

水素濃度抑制静的触媒式水素再結合器による原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした場合は，静的触媒式水素再結合器動作監視装置を用いて原子炉
建屋原子炉棟内の水素濃度上昇を抑制するために設置している静的触媒式水素再結合器の作動状態を監視する。
全交流動力電源喪失又は直流電源が喪失した場合は，代替電源設備から給電されていることを確認後，静的触媒式水素再結合器動作監視装置を用いて監視する。

による水素濃度抑制

原子炉建屋ガス処理系の水素濃度監視原子炉建屋原子炉棟内

対応手段等

原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉
棟内に漏えいした水素濃度を監視するため，原子炉建屋水素濃度を用いて原子
炉建屋原子炉棟内の水素濃度を監視する。
全交流動力電源が喪失した場合は，代替電源設備から給電されていることを確保後，原子炉建屋ガス処理系による水素排出を実施する。

原子炉建屋原子炉棟内で発生し原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした水素濃度を監視するため，原子炉建屋水素濃度を用いて原子炉建屋原子炉棟
内の水素濃度を監視する。
全交流動力電源喪失又は直流電源が喪失した場合は，代替電源設備から給電されていることを確認後，原子炉建屋水素濃度を用いて監視する。

停止

配慮すべき事項

原子炉建屋ガス処理系の原子炉建屋ガス処理系の系統内での水素爆発を回避するため，原子炉建屋原
子炉棟内の水素濃度の上昇を確認した場合は，原子炉建屋ガス処理系を停止する。

1.0－104表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（11／19）

1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等
使用済燃料貯蔵槽（以下「使用済燃料プール」という。
）の冷却機能又は注水機能が喪失，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料（以下「使用済燃料プール内の燃料体等」という。
）を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するため，

方針目的

燃料プール代替注水，漏えい抑制，使用済燃料プールの監視を行う手順等を整備する。さらに，使用済燃料プールから発生する水蒸気による重大事故等対処設備への悪影響を防止する手順等を整備する。
また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プ
ールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するため，使用済燃料プールへのスプレイ，大気への拡散抑制，使用済燃料プールの監視を行う手順等を整備する。

残留熱除去系（使用済燃料プールの冷却機能）及び燃料プール冷却浄化系の有する冷却機能が喪失した場合，残留熱除去系ポンプによールの小規模な水の漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合は，以下の手段により使用済燃料プールへ注水する。
・代替淡水貯槽を水源として，常設低圧代替注水系ポンプにより代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）から注

燃料プール代替注水

使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能対応手段等の喪失時又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時

る使用済燃料プールへの補給機能が喪失した場合，又は使用済燃料プ水する。
・常設低圧代替注水系ポンプにより注水できない場合，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源として，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り代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）から注水する。
・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）から注水できない場合，代替淡水貯槽を水源として，可搬型代替注
水大型ポンプにより代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズ
ル）から注水する。
なお，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使用済燃料プールへの注水は，海を水源として利用できる。

1.0－105

1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等
使用済燃料プールに接続する配管の破断等により，燃料プール水

発生した場合は，燃料プール水戻り配管上部に設置する静的サイフォ
ンブレーカにより漏えいが停止したことを確認する。

漏えい抑制

使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失時又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時

戻り配管からサイフォン現象により使用済燃料プール水の漏えいが対応手段等

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合は，以下の手段により使用済燃・代替淡水貯槽を水源として，常設低圧代替注水系ポンプにより代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）からスプレイする。
・常設低圧代替注水系ポンプによりスプレイできない場合，西側淡燃料プールスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時

料プール内の燃料体等に直接スプレイする。

水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源として，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り代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）からスプレイする。
・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）からスプレイできない場合，代替淡水貯槽を水源として，可搬型代
替注水大型ポンプにより代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）からスプレイする。
なお，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使用済燃料プールへのスプレイは，海を水源として利用できる。

1.0－106

1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

ールの水位の異常な低下により使用済燃料プール内の燃料体等が著

大気への放射性物質の拡散抑制

漏えい発生時

使用済燃料プールからの大量の水の使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等による使用済燃料プ

しい損傷に至った場合は，放水設備により原子炉建屋へ放水する。
本対応手段は，「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」の大気への放射性物質の拡散を抑制する。

使用済燃料プールの状態監視

プール水の漏えいが発生した場合は，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）及び使用済燃料プール監視カメ
ラにより使用済燃料プール状態を監視する。
なお，使用済燃料プール監視カメラは，耐環境性向上のため冷気を供給することで冷却する。
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）等の機能が喪失している場合は，あらかじめ評価した水位／放射線量の関係により使用済燃料プールの空間線量率を推定する。
全交流動力電源喪失又は直流電源が喪失した状況において使用済

代替電源による給電

重大事故等時における使用済燃料プールの監視対応手段等

使用済燃料プールの監視設備による

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能喪失時，又は使用済燃料

燃料プールの状態を監視するため，常設代替直流電源設備及び可搬型
代替直流電源設備等から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）へ給電する。
さらに，代替交流電源設備等から使用済燃料プール監視カメラへ給電する。

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱

使用済燃料プールから発生する

水蒸気による悪影響の防止

使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールから発生する水蒸気が重大事故等対処設備に悪影響を及ぼす可能性がある場
合は，常設代替交流電源設備等により代替燃料プール冷却系の電源を確保し，緊急用海水系により冷却水を確保することで代替燃料プール
冷却系を起動し，使用済燃料プールを除熱する。

1.0－1071.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等
使用済燃料プール注水機能の喪失又は注水機能が喪失した場合，又は使用済
燃料プール水の漏えいが発生し，使用済燃料プールの水位低下が確認された場
合は，常設低圧代替注水系ポンプにより使用済燃料プールへ注水又はスプレイする。
常設低圧代替注水系ポンプにより注水できず，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り注水する場合は，代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を優先して使用する。代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）が使用できない場合は，可搬型代替注水
大型ポンプにより代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）から注水す配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択る。
常設低圧代替注水系ポンプにより注水できず，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りスプレイする場合は，代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を優先して使用する。代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）が使用できない場合は，可搬型代替注水大型ポンプにより代替
燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）からスプレイする
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水及びスプレイは，常設低圧代替注
水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水及びスプレイと同時並行で準備する。
また，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した注水，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代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレ
イヘッダ）を使用した注水及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した注水のうち，注水可能な1系統以上を起動し，系統構成が完了した時点で使用済燃料プールへの注水を開始する。

作業性

代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ，可搬型スプレイノズル）で使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプのホース等の接続は，汎用の結合金具を使用し，容易に操作できるよう十分な作業スペースを確保する。

燃料給油

配慮すべき事項は，「1.14

電源の確保に関する手順等」の燃料給油と同様である。

1.0－108表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（12／19）

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
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著方針目的

しい損傷に至った場合において，大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制により発電所外への放射性物質の拡散を抑制する手順等を整備する。
また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合において，航空機燃料火災への泡消火により火災に対応する手順等を整備する。

炉心の著しい損傷が発生した場合においてあらゆる注水手段を講じても発電用原子炉への注水が確認できない場合，使用済燃料プール水位が低下した場合においてあらゆる注水手段を講じても水位低下が継続する
場合又は大型航空機の衝突等，原子炉建屋の外観で大きな損傷を確認し

水砲による放水準備を開始する。
その後，原子炉格納容器の破損のおそれがある場合，原子炉格納容器内の水素排出のため格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベントによる水素排出ができず，原子炉建屋水素濃度の上昇が継続することにより，ブローアウトパネル強制開放装置の操作にて原子炉建屋外側ブロー
アウトパネル（ブローアウトパネル閉止装置使用後においては，ブローアウトパネル閉止装置のパネル部）を開放する場合，使用済燃料プール
スプレイができない場合又はプラントの異常によりモニタリング・ポス
トの指示がオーダーレベルで上昇した場合は，原子炉建屋に海水を放水する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲により原子炉建屋へ海海洋への放射性物質の拡散抑制

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は対応手段等

使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷

大気への放射性物質の拡散抑制

た場合は，海を水源として，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水を放水する場合は，放射性物質を含む汚染水が発生するため，防潮堤内の雨水排水路集水桝－１～９及び放水路－Ａ～Ｃの計12箇所に汚濁防止膜を設置することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する。
設置に当たっては，放水した汚染水が直接流れ込む雨水排水路集水桝
－８及び放水路－Ａ～Ｃの4箇所を優先する。

1.0－109

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

航空機燃料火災

への泡消火

対応手段等

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した
場合は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び泡混合器により，海を水源とした泡消火を実施する。
放水砲による放水は，噴射ノズルを調整することで放水形状を直線状
又は噴霧状に調整でき，放水形状は，直線状とするとより遠くまで放水操作性できるが，噴霧状とすると直線状よりも放射性物質の拡散抑制効果が期待できることから，なるべく噴霧状を使用する。
放水砲は風向き等の天候状況及びアクセス状況に応じて，最も効果的な方角から原子炉建屋の破損口等，放射性物質の放出箇所に向けて放水

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲の準備に当たり，プ
ラント状況や周辺の現場状況，ホースの敷設時間等を考慮し，複数ある

作業性配慮すべき事項する。

ホース敷設ルートから作業時間が短くなるよう適切なルートを選択する。
ホース等の取付けについては，速やかに作業ができるように可搬型代
替注水大型ポンプ（放水用）の保管場所に使用工具及びホースを配備す
る。

燃料給油

配慮すべき事項は，「1.14
同様である。

1.0－110電源の確保に関する手順等」の燃料給油と表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（13／19）

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等
設計基準事故の収束に必要な水源であるサプレッション・チェンバとは別に，重大事故等の収束に必要となる水源として，ほう酸水貯蔵タンク等を確保する。さらに，海を水源方針目的として確保する。
設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するため，代替淡水貯槽，サプレッション・チェンバ，西側淡水貯水設備，海及びほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手段，並びに代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備等への水の補給について手順等を整備する。

サプレッション・チェンバを水源として利用できない場合は，代替淡水源を利用した対応手段

対応手段等

代替淡水貯槽を水源とした対応手段（常設）

水貯槽を水源として，以下の手段により対応する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時において，低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器へ注水する。
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の故障等により原子炉格
納容器内の冷却ができない場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器内へスプレイする。
・ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却するため，格納容器下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）
へ注水する。
・使用済燃料プールへの注水及びスプレイのため，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）により注水及びスプレイする。

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に代替淡水貯槽を水源として利用できない場合は，サプレッション・チェンバを水源として，以下の手水源とした対応手段

サプレッション・チェンバを段により対応する。
・高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系により原子炉圧力容器へ注水する。
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）により原子炉格納容器内を除熱する。
・残存溶融炉心の冷却及び原子炉格納容器内の破損防止等をするため，代替循環冷却系により原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内を除熱する。

1.0－111

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等
代替淡水貯槽（常設）及びサプレッション・チェンバを水源として利用できない場合は，西側淡水貯水設備を水源として，以下の手段により対応する。

西側淡水貯水設備を水源とした対応手段

・低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内へスプレイする。
・格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）
へ注水する。
・可搬型代替注水中型ポンプにより代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）から使用済燃料プールへ注水及びスプレイする。
なお，西側淡水貯水設備に淡水を補給できない場合は，海水を補給す
るか，海を水源として利用する。

対応手段等

水源を利用した対応手段

格納容器圧力逃がし装置を使用した時にフィルタ装置へ水の補給が必要な場合は，西側淡水貯水設備を水源として，可搬型代替注水中型ポンプにより補給する。

代替淡水貯槽（常設），サプレッション・チェンバ及び西側淡水貯水設
備を水源として利用できない場合は，代替淡水貯槽を水源として，以下

代替淡水貯槽を水源とした対応手段（可搬型）の手段により対応する。
・低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内へスプレイする。
・格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）
へ注水する。
・可搬型代替注水大型ポンプにより代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ，可搬型スプレイノズル）から使用済燃料
プールへ注水及びスプレイする。
なお，代替淡水貯槽に淡水を補給できない場合は，海水を補給するか，
海を水源として利用する。
格納容器圧力逃がし装置を使用した時にフィルタ装置へ水の補給が必要な場合は，代替淡水貯槽を水源として，可搬型代替注水大型ポンプにより補給する。

1.0－112

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等
サプレッション・チェンバ，代替淡水貯水槽及び西側淡水貯水設備を水源として利用できない場合は，海を水源として，以下の手段により対応する。
・低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器へ注水する。
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器内へスプレイする。
・格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）
へ注水する。
・可搬型代替注水大型ポンプにより代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ，可搬型スプレイノズル）から使用済
燃料プールへ注水及びスプレイする。
・残留熱除去系海水系により冷却水を確保する。
残留熱除去系海水系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送で海を水源とした対応手段

対応手段等

水源を利用した対応手順

きない場合は，緊急用海水系を使用し，残留熱除去系等の機器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送する。
本対応手段は，「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」の緊急用海水系による除熱と同様である。
炉心の著しい損傷が発生した場合においてあらゆる注水手段を講じても原子炉圧力容器への注水が確認できない場合，使用済燃料プールの水位が低下した場合においてあらゆる注水手段を講じても水位低下が継続する場合，又は大型航空機の衝突等，原子炉建屋の外観で大きな損傷を確認した場合は，海を水源として，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲により放水する。
本対応手段は，「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」の大気への放射性物質の拡散抑制と同様である。
原子炉建屋周辺における航空機衝突等による航空機燃料火災が発生した場合は，海を水源として，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤（大型ポンプ用）及び泡混合器により泡消火を実施する。
本対応手段は，「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」の航空機燃料火災への泡消火と同様である。

1.0－113

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手段

水源を利用した対応手順

ＡＴＷＳが発生した場合，又は重大事故等の進展抑制や溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）への落下遅延・防止が必要となる場合は，ほう酸水貯蔵タンクを水源として，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へほう酸水を注入する。

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手段

西側淡水貯水設備へ水を

水源へ水を補給するための対応手段

対応手段等補給するための対応手段

水源として代替淡水貯槽を使用する場合は，西側淡水貯水設備から可搬型代替注水中型ポンプにより代替淡水貯槽へ補給する。
また，海水を利用する場合は，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から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り代替淡水貯槽へ補給する。

水源として西側淡水貯水設備を使用する場合は，代替淡水貯槽から可搬型代替注水大型ポンプにより西側淡水貯水設備へ補給する。
また，海水を利用する場合は，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から可搬型代替注水大型ポンプにより西側淡水貯水設備へ補給する。

送水ルートの選択

接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，水源の蓋開放，ポンプ設置，ホース敷設，ホース接続及び送水準備）を考慮し，送水開始までの時間が最短となる組合せを優先して選択する。

配慮すべき事項

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの水源は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽（淡水）を優先して使用する。
淡水の供給が継続できないおそれがある場合は，海水の供給に切り替えるが，代切替え性

替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備から供給している場合は，供給を中断することなく淡水から海水への切替えが可能である。
サプレッション・チェンバ（内部水源）を水源として使用できない場合，代替淡水貯槽（外部水源）から注水するが，サプレッション・チェンバ（内部水源）が使用可能となった場合は，外部水源から切り替える。

1.0－114

1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等
海水取水時，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付属の作業性配慮すべき事項

成立性

水中ポンプユニット吸込み部には，ストレーナを設置しており，海面より低く着底しない位置に取水部分を固定することにより，異物の混入を防止する。

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯水槽への補給で使用する可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプのホース等の接続は，汎用の結合金具を使用し，容易に操作できるような十分な作業スペースを確保する。

1.0－115

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（14／19）

1.14 電源の確保に関する手順等
電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において，炉心の著しい損傷，原
子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中の発方針目的

電用原子炉内の燃料体の著しい損傷を防止するため，必要な電力を確保するために重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内常設直流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，代替所内電気設備を確保する手順等を整備する。
また，重大事故等の対処に必要な設備を継続運転させるため，燃料給油設備により給油する手順等を整備する。

設計基準事故対処設備

設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備が健全であれば，重大事故等対処設備と位置付け重大事故等の対処に用いる。

交流電源喪失時対応手段等

代替交流電源設備による給電

外部電源が喪失した場合，外部電源及び非常用高圧母線が喪失した場
合，以下の手段により非常用所内電気設備又は代替所内電気設備へ給電する。
・常設代替交流電源設備を用いて給電する。
・常設代替交流電源設備等を用いて給電できない場合は，可搬型代替交
流電源設備等を用いて給電する。

外部電源及び非常用高圧母線が喪失した場合において，充電器を経由し直流電源喪失時

代替直流電源設備による給電て直流電源設備へ給電できない場合は，以下の手段により直流電源設備へ給電する。
・代替交流電源設備等を用いて給電を開始するまでの間，所内常設直流電源設備を用いて給電する。
・所内常設直流電源設備を用いて給電できない場合は，可搬型代替直流電源設備等を用いて給電する。

1.0－116

1.14 電源の確保に関する手順等

代替所内電気設備による給電対応手段等

非常用所内電気設備機能喪失時

設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備が喪失した場合は，代替所内電気設備を用いて電路を確保し，代替交流電源設備等から必要な設備へ給電する。

負荷容量考慮すべき事項

重大事故等対策の有効性を確認する事故シーケンス等のうち必要な負荷が最大となる「全交流動力電源喪失」の対処のために必要な設備へ給電する。
重大事故等対処設備による代替手段を用いる場合，常設代替交流電源設
備等の負荷容量を確認し，代替手段が使用可能であることを確認する。

悪影響防止

代替交流電源設備等を用いて給電する場合は，受電前準備として非常用
高圧母線，パワーセンタ及びＭＣＣの負荷の遮断器を「切」とし，動的機器の自動起動防止のため，操作スイッチを「切」又は「切保持」とする。

成立性

常設代替直流電源設備から給電されている24時間以内に，代替交流電源
設備等を用いて非常用所内電気設備又は代替所内電気設備へ十分な余裕

作業性

配慮すべき事項を持って直流電源設備を給電する。
ヘッドライト及びＬＥＤライトの配備により，建屋内照明の消灯時における作業性を確保する。

重大事故等の対処で使用する設備を必要な期間継続して運転させるた
め，タンクローリ等の燃料給油設備を用いて各設備の燃料が枯渇するまで燃料給油に給油する。
タンクローリの給油は，可搬型設備用軽油タンクを使用する。
多くの給油対象設備が必要となる事象を想定し，重大事故等発生後7日間，それらの設備の運転継続に必要な燃料(軽油)を確保するため，可搬型
設備用軽油タンク1基当たり30kL以上を7基とし，管理する。

1.0－117

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（15／19）

1.15 事故時の計装に関する手順等

方針目的

重大事故等が発生し，計測機器の故障等により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメー
タを推定するために有効な情報を把握するため，計器故障時の対応，計器の計測範囲を超えた場合への対応，計器電源喪失時の対応，計測結果を記録する手順等を整備する。
重大事故等に対処するために監視することが必要となるパラメータを技術的能力に係る審査基準 1.1～1.15 の手順着手の判断基準及び操作手順に用い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から抽出し，これを抽出パラメータとする。
抽出パラメータのうち，炉心損傷防止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発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータを主要パラメータとする。
また，計器の故障，計器の計測範囲（把握能力）の超過及び計器電源の喪失により，主要パラメータを計測することが困難となった場合において，主要パラメータの推定に必要なパラメータを代替パラメータとする。
一方，抽出パラメータのうち，発電用原子炉施設の状態を直接監視することはできない
が，電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態にパラメータの選定及び分類

より発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータを補助パラメータとする。

主要パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要監視パラメータ
主要パラメータのうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも 1 つ以上有するパラメータをいう。
・有効監視パラメータ
主要パラメータのうち，自主対策設備の計器のみで計測されるが，計測することが困難となった場合にその代替パラメータが重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器で計測されるパラメータをいう。

代替パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要代替監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも 1 つ以上有するパラメータをいう。
・常用代替監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータが自主対策設備の計器のみで計測されるパラメータをいう。

1.0－118

他チャンネルによる計測

1.15 事故時の計装に関する手順等
主要パラメータを計測する多重化された重要計器が，計器の故障により計測することが困難となった場合において，他チャンネルの重要計器により計測できる場合は，当該計器を用いて計測を行う。
主要パラメータを計測する計器の故障により主要パラメータの監視機能が喪失した場合は，代替パラメータにより主要パラメータを推定する。
推定に当たり，使用する計器が複数ある場合は，代替パラメータと主要パラメータの関連性，検出器の種類，使用環境条件，計測される値の不確かさ等を考慮し，使用するパラメータの優先順位をあらかじめ定める。
代替パラメータによる主要パラメータの推定は，以下の方法で行う。
・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）により推定・水位を注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により推定代替パラメータによる推定

計器故障時監視機能喪失時

対応手段等

・流量を注水源又は注水先の水位変化を監視することにより推定
・除熱状態を温度，圧力，流量等の傾向監視により推定
・原子炉圧力容器破損後にペデスタル（ドライウェル部）に落下したデブリの冠水状態を温度により推定・圧力又は温度を水の飽和状態の関係から推定・注水量をポンプの注水特性の関係により推定
・原子炉格納容器内の水位をドライウェル圧力とサプレッショ
ン・チェンバ圧力の差圧により推定
・未臨界状態の維持を制御棒の挿入状態により推定
・酸素濃度をあらかじめ評価したパラメータの相関関係により推定
・水素濃度を装置の作動状況により推定
・エリア放射線モニタの傾向監視により格納容器バイパス事象が発生したことを推定
・原子炉格納容器への空気（酸素）の流入の有無を原子炉格納容
器内圧力により推定
・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の監視により，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
・原子炉圧力容器内の圧力と原子炉格納容器内の圧力（Ｓ／Ｃ）の差圧により原子炉圧力容器の満水状態を推定

1.0－119

1.15 事故時の計装に関する手順等
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。
これらのパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に発電用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のパラメータである原子炉圧力容器

計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合

対応手段等

監視機能喪失時

代替パラメータによる推定

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水位の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及び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（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推定可能である。

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

可搬型計測器による計測

及び原子炉格納容器への注水量を計測するパラメータ以外で計器の計測範囲を超えた場合は，可搬型計測器により計測することも可能である。

1.0－120

1.15 事故時の計装に関する手順等
全交流動力電源喪失及び直流電源喪失等が発生した場合は，以下の手段
により計器へ給電し，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視する。

対応手段等

計器電源喪失時・所内常設直流電源設備又は常設代替直流電源設備から給電する。
・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給電する。
・直流電源が枯渇するおそれがある場合は，可搬型代替直流電源設備から給電する。
代替電源（交流，直流）からの給電が困難となり，中央制御室でのパラメータ監視が不能となった場合は，重要監視パラメータ及び重要代替監視
パラメータのうち，手順着手の判断基準及び操作に必要なパラメータを可搬型計測器により計測又は監視する。

パラメータ記録

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータは，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）により計測結果を記録する。
ただし，複数の計測結果を使用し計算により推定する主要パラメータ（使用した計測結果を含む。）の値及び可搬型計測器で計測されるパラメータの状態把握

発電用原子炉施設の値は，記録用紙に記録する。
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，個数，耐震性及び非常用電源からの給電の有無を示し，設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握する能力を明確化する。

配慮すべき事項

確からしさの考慮

圧力のパラメータと温度のパラメータを水の飽和状態の関係から推定する場合は，水が飽和状態でないと不確かさが生じるため，計器が故障するまでの発電用原子炉施設の状況及び事象進展状況を踏まえ，複数の関連パ
ラメータを確認し，有効な情報を得た上で推定する。
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。

可搬型計測器による計測又は監視の留意事項

可搬型計測器による計測対象の選定を行う際，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合は，いずれか１つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視する。同一の物理量について複数のパラメータがある場合は，いず
れか 1 つの適切なパラメータを選定し計測又は監視する。

1.0－121

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（16／19）

1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等

方針目的

重大事故等が発生した場合において，運転員等が中央制御室にとどまるために必要な設備及び資機材を活用した居住性の確保，汚染の持ち込み防止に係る手順等を整備する。

中央制御室にとどまる運転員等の被ばく量を 7 日間で 100mSv を超えないようにするため，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室換気系フィルタ系
ファン及び中央制御室待避室空気ボンベユニット等により，中央制御室の空気を清浄に保ち，環境に放出された放射性物質による放射線被ばくから運転員等を防護するため中央制御室の居住性を確保する。
・中央制御室換気系は，原子炉冷却材圧力バウンダリからの１次冷却材の漏えい等により通常運転から閉回路循環運転に切り替わり，環境に放出された放射性物質による放射線被ばくから運転員等を防護する。
・炉心損傷時は，放射性物質が環境に放出されるおそれがある格納容器圧力逃がし装置を使用する前に，中央制御室換気系による閉回路循環運転を実施し，中央制御室待避室空気ボンベユニットにより中央制御室待避室の加圧を実施する。

居住性の確保対応手段等

・全交流動力電源喪失時は，常設代替交流電源設備等を用いて中央制御室換気系へ給電し，中央制御室換気系の閉回路循環運転を実施する。
・中央制御室換気系が閉回路循環運転で運転中等，中央制御室が隔離されている状態となった場合は，中央制御室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行い，酸素濃度の低下又は二酸化炭素濃度の上昇により許容濃度を満足できない
場合は，外気を取り入れる。中央制御室待避室における酸素濃度及び二酸化炭
素濃度の測定も中央制御室同様に行い，許容濃度を満足できない場合は，中央制御室待避室空気ボンベユニットの空気供給差圧調整弁により調整及び管理を行う。
・全交流動力電源喪失時に中央制御室の照明が使用できない場合は，可搬型照明（ＳＡ）により中央制御室の照明を確保し，チェンジングエリア設置場所の照明が使用できない場合も，可搬型照明（ＳＡ）により照明を確保する。

1.0－122

1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等

汚染の持ち込み防止

中央制御室へ汚染の持ち込みを防止するため，原子力災害対策特別措置法第 10条特定事象が発生した場合は，モニタリング及び作業服への着替え等を行うためのチェンジングエリアを設置する。

運転員等の被ばく低減

対応手段等

原子炉建屋ガス処理系により原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持することにより，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいしてくる放射性物質が，原子炉建屋原子炉棟から直接環境へ放出されることを防止し，被ばくから運転員等を防護する。
全交流動力電源の喪失により原子炉建屋ガス処理系が起動できない場合は，常設代替交流電源設備等を用いて原子炉建屋ガス処理系へ給電する。
原子炉建屋外側ブローアウトパネルが原子炉建屋ガス処理系起動時に開放状態となっている場合は，内部の負圧を確保するために閉止する。全交流動力電源が喪
失し，炉心が健全であることを確認した場合は，現場で閉止操作を行う。

場合は，チェンジングエリア内に設ける除染エリアにおいてウェットティッシュ等により除染を行う。除染による汚染水は，ウエスに染み込ませることで固体廃棄物として廃棄する。

電源確保

配慮すべき事項

放射線管理

チェンジングエリア内では運転員等がモニタリングを行い， 汚染が確認された

全交流動力電源喪失時は，常設代替交流電源設備等を用いて中央制御室換気系
給気隔離弁，排気隔離弁及び排煙装置隔離弁等へ給電する。

1.0－123

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（17／19）

1.17 監視測定等に関する手順等
重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）にお

方針目的

いて，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するため，放射性物質の濃度及び放射線量を測定する手順等を整備する。また，発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するため，風向，風速その他の気象条件を測定する手順等を整備する。
発電所及びその周辺における放射線量は，通常時からモニタリング・ポストを用いて連続測定しているが，放射線量の測定機能が喪失した場合は，可搬型モニタリ
ング・ポストを用いて監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。また，原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生した場合は，モニタリング・ポス

対応手段等

放射性物質の濃度及び放射線量の測定

トが設置されていない海側等に可搬型モニタリング・ポストを設置し，放射線量を測定する。さらに，緊急時対策所の正圧化の判断のため，緊急時対策所付近に可搬型モニタリング・ポストを設置し，放射線量を測定する。
発電所及びその周辺における空気中の放射性物質の濃度は，放射能観測車を用いて測定するが，空気中の放射性物質の濃度の測定機能が喪失した場合は，可搬型
放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベ
イ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）等を用いて監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。
重大事故等時に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）における放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量は，可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）及び電離箱サーベイ・メータを用いて監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。
発電所の周辺海域は，小型船舶を用いて海上モニタリングを行う。

風向，風速その他

発電所における風向，風速その他の気象条件は，通常時から気象観測設備を用いて連続測定しているが，それらの測定機能が喪失した場合は，可搬型気象観測設備を用いて測定し，及びその結果を記録する。

可搬型モニタリング・ポストを用いた放射線量の測定は，連続測定とする。

測定頻度

放射性物質濃度の測定（空気中，水中，土壌中）及び海上モニタリングは，1 回／日以上とするが，発電用原子炉施設の状態，放射性物質の放出状況及び海洋の状
況を考慮し，測定しない場合もある。
風向，風速その他の気象条件の測定は，連続測定とする。

1.0－124

1.17 監視測定等に関する手順等
周辺汚染によりモニタリング・ポストを用いて測定できなくなることを避けるため，モニタリング・ポストの検出器保護カバーを交換する等のバックグラウンド

バックグラウンド低減対策

低減対策を行う。同様に可搬型モニタリング・ポストを用いて測定できなくなることを避けるため，可搬型モニタリング・ポストの養生シートを交換する等のバックグラウンド低減対策を行う。また，必要に応じて除草，周辺の土壌撤去等により，周辺のバックグラウンドレベルを低減する。
周辺汚染により放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンドレベルが上昇
し，可搬型放射能測定装置が測定不能となるおそれがある場合は，可搬型放射能測搬型放射能測定装置の検出器を遮蔽材で囲んだ場合においても可搬型放射能測定
装置が測定不能となる場合は，バックグラウンドレベルが低い場所に移動して，放射性物質の濃度を測定する。

他の機関との連携配慮すべき事項

定装置の検出器を遮蔽材で囲む等のバックグラウンド低減対策を行う。ただし，可敷地外でのモニタリングは，国が地方公共団体と連携して策定するモニタリン
グ計画に従い，資機材，要員及び放出源情報を提供するとともにモニタリングに協力する。

非常用交流電源設備からの給電の喪失によりモニタリング・ポストの機能が喪

電源確保

失した場合は，自主対策設備である無停電電源装置が自動でモニタリング・ポストへ給電し，その間に常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備による給電の操作を実施する。モニタリング・ポストは，電源が喪失した状態で代替電源設
備から給電した場合，自動的に放射線量の連続測定を開始する。

1.0－125

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（18／19）

1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等
緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するため

方針目的に必要な指示を行う要員等が緊急時対策所にとどまり，重大事故等に対処するために必要な指示を行うとともに，発電所内外の通信連絡を行う必要のある場所と通信連絡し，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する等の発電所災害対策本部としての機能を維持するために必要な居住性の確保，必要な指示及び通信連絡，必要な数の要員の収容，代替交流電源設備からの給電に関する手順等を整備する。
緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策所加圧設備を用いた希ガス等の放射性物質の侵入防止等により，重大事故等時に対処するために必要な指示を行う要員等の被ばく線量を 7 日間で 100mSv を超えないようにする
ため，以下の手順等により緊急時対策所の居住性を確保する。
・緊急時対策所を立ち上げる場合は，緊急時対策所の非常用換気設備を起動するとともに，酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を開始する。

居住性の確保常用電源設備喪失時は，代替交流電源設備である緊急時対策所用発電機を用いて給電し，緊急時対策所用非常用換気設備を起動する。
・原子力災害特別措置法第10条事象が発生した場合，緊急時対策所に緊急時対策
所エリアモニタを設置し，放射線量の測定を実施する。
・格納容器ベント等により放射性物質の放出のおそれがある場合は，緊急時対策

対応手段等

所において，緊急時対策所加圧設備を用いて加圧を行うとともに，酸素濃度計
及び二酸化炭素濃度計を用いて緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を測定する。その後，発電所敷地内に設置する可搬型モニタリング・ポスト
等の指示値により周辺環境中の放射性物質が十分減少したと判断した場合
は，緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備へ切り替える。

必要な情報の把握及び通信連絡重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等は，緊急時対策所の安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）及び通信連絡設備を用いて必要なプラントパ
ラメータ等を監視又は収集し，重大事故等に対処するために必要な情報を把握するとともに重大事故等に対処するための対策の検討を行う。
重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料を緊急時対策所に整備する。当該資料は，常に最新となるよう通常時から維持，管理する。
緊急時対策所の通信連絡設備により，発電所内外の通信連絡をする必要のある
場所と通信連絡を行う。

1.0－126

1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等
緊急時対策所には，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含めた重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容する。これらの要員を収容するため，以下の手順等により必要な放射線管理を行うための資機材，飲料水，食料等を整備し，維持，管理するとともに，放射線管理等の運用を行う。

対応手段等

必要な数の要員の収容

・7 日間外部からの支援がなくとも災害対策要員が使用する十分な数量の装備（汚染防護服，個人線量計，全面マスク等）及びチェンジングエリア用資機材を配備するとともに，通常時から維持，管理し，重大事故等時には，防護具等の使用及び管理を適切に運用し，十分な放射線管理を行う。
・緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，原子力災害対策特別措置法第10 条特定事象が発生したと判断した後，事象進展の状況，参集済みの要員数
及び作業の優先順位を考慮して，上記資機材を用いて，モニタリング及び汚染防護服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設置する。
・少なくとも外部からの支援なしに 7 日間活動するために必要な飲料水及び食料等を備蓄するとともに，通常時から維持，管理し，重大事故等が発生した場
合は，緊急時対策所内の環境を確認した上で，飲食の管理を行う。

代替電源設備からの給電

緊急時対策所の必要な負荷は，常用電源設備より受電されるが，当該電源より受電できない場合は，代替交流電源設備である緊急時対策所用発電機を用いて給電する。

配置

配慮すべき事項

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員と現場作業を行う要員等との輻輳を避けるレイアウトとなるよう考慮する。また，要員の収容が適切に行えるようトイレや休憩スペース等を整備する。

1.0－127

1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等
除染は，ウェットティッシュでの拭き取りを基本とするが，拭き取りにて除染できない場合は，簡易シャワーにて水洗による除染を行う。簡易シャワーで発生した配慮すべき事項

放射線管理

汚染水は，必要に応じてウエスへ染み込ませる等により固体廃棄物として廃棄する。
運転中の緊急時対策所非常用換気設備が故障する等，切替えが必要となった場
合は，待機側への切替えを行う。
緊急時対策所非常用換気設備の緊急時対策所用フィルタ装置は使用することにより非常に高線量になるため，適切な遮蔽が設置されている緊急時対策所建屋内に設置する。

電源確保

常用電源設備喪失時は，代替電源設備からの給電により，緊急時対策所の安全パ
ラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）及び通信連絡設備へ給電する。

1.0－128

表 1.0.1

重大事故等対策における手順書の概要（19／19）

1.19 通信連絡に関する手順等

方針目的

重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うため，発電所内の通信連絡設備（発電所内），発電所外（社内外）との通信連絡設備（発電所外）により通信連絡を行う手順等を整備する。
災害対策要員が，中央制御室，屋内外の現場及び緊急時対策所との間で相互に通信連絡を行う場合は，衛星電話設備，無線連絡設備及び携行型有線通話装置等を使用する。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備（充電池及び乾電池を含む。
）を用いてこれらの設備へ給電する。
また，緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送し，パラメータを共有する場合は，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を使用する。
直流電源喪失時等は，可搬型の計測器を用いて炉心損傷防止及び格納容器破損対応手段等

発電所内の通信連絡防止に必要なパラメータ等の特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所内の必要な場所で共有する場合は，以下の手順により実施する。
・現場（屋内）と中央制御室との連絡には，携行型有線通話装置等を使用する。
・現場（屋外）と緊急時対策所との連絡には，衛星電話設備等を使用する。
・中央制御室と緊急時対策所との連絡には，衛星電話設備等を使用する。
・現場（屋外）間の連絡には，無線連絡設備等を使用する。
・緊急時対策所内での連絡には，携行型有線通話装置等を使用する。
・放射能観測車と緊急時対策所との連絡には，衛星電話設備等を使用する。

1.0－129

1.19 通信連絡に関する手順等
災害対策要員が，中央制御室及び緊急時対策所と本店（東京），国，地方公共団
体，その他関係機関等との間で通信連絡を行う場合は，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備等を使用する。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備（充電池及び乾電池を含む。
）を用いてこれらの設備へ給電する。

対応手段等

発電所外（社内外）との通信連絡

国の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送し，パラメータを共有する場合は，データ伝送設備を使用する。
直流電源喪失時等は，可搬型の計測器を用いて炉心損傷防止及び格納容器破損防止に必要なパラメータ等の特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所
外（社内外）の必要な場所で共有する場合は，以下の手順により実施する。
・中央制御室と本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等との連絡には，衛星電話設備等を使用する。
・緊急時対策所と本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等との連絡には，衛星電話設備等及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備等を使用する。

災害対策要員及び屋内外の災害対策要員が，中央制御室，屋内外の現場及び緊急時対策所との間で操作・作業等の通信連絡を行う場合は，通常，屋内外で使用が可能である送受話器（ページング）及び電力保安通信用電

発電所内の通信連絡

配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を使用するが，これらが使用できない場合は，衛星電話設備，無線連絡設備及び携行型有線通話装置を使用する。
なお，特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所内の必要な場所で共有する場合も同様である。

1.0－130

1.19 通信連絡に関する手順等
中央制御室の災害対策要員が，本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等との間で通信連絡を行う場合は，通常，加入電話設備（加入電
話及び加入ＦＡＸ）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端
末及びＦＡＸ）を使用するが，これらが使用できない場合は，衛星電話設
備を使用する。
緊急時対策所の災害対策要員が，本店（東京）との間で通信連絡を行う
場合は，通常，加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）及びテレビ会議システム（社内）を使用するが，これらが使用できない場合は，衛星電話設備又は発電所外（社内外）との通信連絡配慮すべき事項

重大事故等時の対応手段の選択

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備を使用する。
緊急時対策所の災害対策要員が，国との間で通信連絡を行う場合は，通常，加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び電力保安通信用電話設
備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を使用するが，これらが使用できない場合は，衛星電話設備又は統合原子力防災ネットワークに接続する
通信連絡設備を使用する。
緊急時対策所の災害対策要員が，地方公共団体との間で通信連絡を行う
場合は，通常，加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）及び専用電話設備（専用
電話（ホットライン）（地方公共団体向））を使用するが，これらが使用できない場合は，衛星電話設備又は統合原子力防災ネットワークに接続する
通信連絡設備を使用する。
緊急時対策所の災害対策要員が，その他関係機関等との間で通信連絡を行う場合は，通常，加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を使用するが，これらが使用できない場合は，衛星電話設備を使用する。
なお，特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所外（社内外）の必要な場所で共有する場合も同様である。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備を用いて，衛星電話設備（固定

電源確保

型）
，統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備，安全パラメー
タ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ伝送設備へ給電する。

1.0－131

表 1.0.2

重大事故等対策における操作の成立性

No.

対応手段

要 員

要員数

想定時間

1.1

－

－

－

－

5

58 分以内5

125 分以内

現場での手動操作による高圧代替注水系起動

運転員等（中央制御室，現場）

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動

運転員等（中央制御室，現場）

1.2

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への1.14 に記載の［常設代替交流電源設備による給電

非常用所内電気設備への給電］及び［可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備
への給電］と同様

代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への1.14 に記載の［可搬型代替直流電源設備によ給電

る非常用所内電気設備への給電］と同様

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁（自1.14 に記載の［可搬型代替直流電源設備によ動減圧機能）開放

る代替所内電気設備への給電］と同様

非常用窒素供給系による駆動源確保（非常用窒素
供給系高圧窒素ボンベ切替え）

運転員等
3

282 分以内2

120 分以内（中央制御室，現場）

非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし弁開放（非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ切替

運転員等（現場）

え）
1.3

代替直流電源設備による復旧

1.14 に記載の［可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電］と同様

代替交流電源設備による復旧

1.14 に記載の［常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電］と同様

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応
運転員等（中央制御室からの遠隔操作による漏えい箇所の隔離ができない場合）

1.4

6

300 分以内（中央制御室，現場）

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器

運転員等への注水（淡水／海水）（現場操作）（中央制御室，現場）

6
215 分以内（代替淡水貯槽から残留熱除去系 C 系配管を使用した高所東側接続口による原子炉注水の場合）

1.0－132

重大事故等対応要員

8

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器

運転員等への注水（淡水／海水）（現場操作）（中央制御室，現場）

要員数

想定時間

6

（西側淡水貯水設備から残留熱除去系 C 系配管を使用した高所西側接続口による原子炉注水の場

165 分以内
重大事故等対応要員

8

合）

1.4

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器

運転員等への注水（淡水／海水）（現場操作）（中央制御室，現場）

6（代替淡水貯槽から低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の535 分以内
重大事故等対応要員

8

場合）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）電源復旧後

運転員等の発電用原子炉からの除熱（中央制御室，現場）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉からの除熱

1.7 と同様の減圧及び除熱（現場操作）（格納容器ベント準備：
Ｓ／Ｃ側ベントの場合）
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内

1.7 と同様の減圧及び除熱（現場操作）（格納容器ベント開始
操作）
1.7 と同様

フィルタ装置スクラビング水補給（代替淡水貯槽からフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置スクラ
1.5

ビング水の補給の場合）

原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

1.7 と同様（格納容器窒素供給ライン西側接続口を使用した
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換の場
合）フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

1.7 と同様

フィルタ装置スクラビング水移送

1.7 と同様

1.0－133

147 分以内

6

147 分以内

運転員等（中央制御室，現場）

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内

6

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

要員数

想定時間

運転員等（現場）

3

125 分以内

運転員等（現場）

3

12 分以内

1.7 と同様

フィルタ装置スクラビング水移送（代替淡水貯槽からのフィルタ装置スクラビング
水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置水張
りの場合）
1.5

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）（格納容器ベント準備：Ｓ／
Ｃ側ベントの場合）
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）（格納容器ベント開始操作）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原

運転員等

子炉格納容器内へのスプレイ（淡水／海水）（現場（中央制御室，現場）

6
215 分以内

操作）（代替淡水貯槽から残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉格納容器

重大事故等対応要員

8

内へのスプレイの場合）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原

運転員等

子炉格納容器内へのスプレイ（淡水／海水）（現場（中央制御室，現場）

6

1.6

操作）
（西側淡水貯水設備から残留熱除去系Ｂ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉格納容

215 分以内
重大事故等対応要員

8

運転員等（現場）

6

器内へのスプレイの場合）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原
子炉格納容器内へのスプレイ（淡水／海水）（現場
操作）（代替淡水貯槽から残留熱除去系Ａ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉格納535 分以内
重大事故等対応要員

8

容器内へのスプレイの場合）
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び徐熱（現場操作）（格納容器ベント準備： 運転員等（現場）3125 分以内

重大事故等対応要員

3

30 分以内重大事故等対応要員

8

180 分以内

Ｓ／Ｃ側ベントの場合）
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内
1.7の減圧及び除熱（現場操作）（格納容器ベント開始
操作）
フィルタ装置スクラビング水補給（代替淡水貯槽からフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置スクラ
ビング水の補給の場合）

1.0－134

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

要員数

想定時間

重大事故等対応要員

6

135 分以内

フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

重大事故等対応要員

6

135 分以内

フィルタ装置スクラビング水移送

運転員等
3

54 分以内8

180 分以内

原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換（格納容器窒素供給ライン西側接続口を使用した
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換の場
合）1.7（中央制御室，現場）
フィルタ装置スクラビング水移送（代替淡水貯槽からのフィルタ装置スクラビング
重大事故等対応要員
水補給ライン接続口を使用したフィルタ装置水張りの場合）
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル

運転員等（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）（中央制御室）1
215 分以内（代替淡水貯槽から高所東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合）

重大事故等対応要員

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル

運転員等（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）（中央制御室）8

1
140 分以内（西側淡水貯水設備から高所西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合）
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）

重大事故等対応要員

8

運転員等
1
（中央制御室）535 分以内（代替淡水貯槽から原子炉建屋東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場
1.8

重大事故等対応要員

8合）低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器

運転員等への注水（淡水／海水）（中央制御室）1
215 分以内（代替淡水貯槽から残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器への注重大事故等対応要員

8

水の場合）
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器

運転員等への注水（淡水／海水）（中央制御室）1（西側淡水貯水設備から残留熱除去系Ｃ系配管を
140 分以内

使用した高所西側接続口による原子炉圧力容器へ重大事故等対応要員の注水の場合）1.0－1358

表 1.0.2
No.

1.8

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器

運転員等への注水（淡水／海水）（中央制御室）要員数
1（代替淡水貯槽から低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容

想定時間535 分以内
重大事故等対応要員

8

重大事故等対応要員

6器への注水の場合）
可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への窒素供給（格納容器窒素供給ライン西側接続口を使用した原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内へ窒素供135 分以内

給の場合）
代替電源設備により水素爆発による原子炉格納容1.14 に記載の［可搬型代替交流電源設備によ器の破損を防止するための設備への給電

る代替所内電気設備への給電］及び［可搬型1.9

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電］と同様。
代替電源による必要な設備への給電

1.14 に記載の［可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電］及び［可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電］と同様。

代替電源による必要な設備への給電

1.14 に記載の［可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電］及び［可搬型1.10
代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電］と同様。
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代替燃料プール注水系（注水ライ運転員等
3（中央制御室，現場）

ン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海215 分以内水）（現場操作）（代替淡水貯槽から高所東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）
1.11

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代替燃料プール注水系（注水ライ

重大事故等対応要員

運転員等

8

3

（中央制御室，現場）

ン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海140 分以内水）（現場操作）（西側淡水貯水設備から高所西側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）

1.0－136

重大事故等対応要員

8

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

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代替燃料プール注水系（注水ライ

要員数

想定時間

運転員等
3
（中央制御室，現場）

ン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海535 分以内水）（現場操作）（代替淡水貯槽から原子炉建屋東側接続口を使用

重大事故等対応要員

8

した使用済燃料プール注水の場合）
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代替燃料プール注水系（常設スプ

運転員等
1（中央制御室）レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレ

215 分以内イ（淡水／海水）（代替淡水貯槽から高所東側接続口を使用した使用済燃料プールスプレイの場合）

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代替燃料プール注水系（常設スプ

重大事故等対応要員

8

運転員等
1
（中央制御室）レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレ
140 分以内イ（淡水／海水）（西側淡水貯水設備から高所西側接続口を使用した使用済燃料プールスプレイの場

重大事故等対応要員

8

合）
1.11

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大

運転員等型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプ（中央制御室）1

レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレ
535 分以内イ（淡水／海水）（代替淡水貯槽から原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プールスプレイの重大事故等対応要員

8場合）
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール

運転員等

注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用（中央制御室）1

済燃料プールスプレイ（淡水／海水）（代替淡水貯槽から原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した

435 分以内
重大事故等対応要員

8

使用済燃料プールスプレイの場合）
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール

運転員等

注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用（中央制御室）1

済燃料プールスプレイ（淡水／海水）（代替淡水貯槽から原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した

370 分以内
重大事故等対応要員

8

使用済燃料プールスプレイの場合）
大気への放射性物質の拡散抑制

1.12 と同様代替電源による給電

1.14 と同様

1.0－137

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

要員数

想定時間

重大事故等対応要員

8145 分以内

重大事故等対応要員

9360 分以内

重大事故等対応要員

8145 分以内

重大事故等対応要員

8535 分以内

重大事故等対応要員

8320 分以内

重大事故等対応要員

8

370 分以内

重大事故等対応要員

8

310 分以内

重大事故等対応要員

8220 分以内

重大事故等対応要員

8225 分以内

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
1.12
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火
代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水（可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽から原子炉建屋東側接続口への送水）
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる送水（可搬型代替注水中型ポンプによる西側淡水貯水設備から原子炉建屋東側接続口への送水）
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水（可搬型代替注水大型ポンプによる海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から原子炉建屋東側接続口
への送水）
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる
1.13

送水（可搬型代替注水大型ポンプによる海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から原子炉建屋西側接続口
への送水）
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水（可搬型代替注水大型ポンプによる海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から高所東側接続口への送水）
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水（可搬型代替注水大型ポンプによる海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から高所西側接続口への送水）

1.0－138

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

要員数

想定時間

重大事故等対応要員

8

180 分以内

重大事故等対応要員

8

175 分以内

代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水（可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽からフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続
口への送水）
西側淡水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる送水（可搬型代替注水中型ポンプによる西側淡水貯水設備からフィルタ装置スクラビング水補給ライン
接続口への送水）西側淡水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポ

運転員等

ンプによる代替淡水貯槽への補給（中央制御室）1
160 分以内（可搬型代替注水中型ポンプによる西側淡水貯水重大事故等対応要員

設備から代替淡水貯槽への補給）
1.13

海を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可運転員等

搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への（中央制御室）81

補給160 分以内（可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水
大型ポンプによる海水取水箇所（ＳＡ用海水ピッ

重大事故等対応要員

8ト）から代替淡水貯槽への補給）
代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポ

運転員等

ンプによる西側淡水貯水設備への補給（中央制御室）1
165 分以内（可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽
重大事故等対応要員

から西側淡水貯水設備への補給）
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる運転員等

西側淡水貯水設備への補給（中央制御室）81（可搬型代替注水大型ポンプによる海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から西側淡水貯水設備への220 分以内
重大事故等対応要員

8

送水）

1.14

常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備

運転員等

への給電

（中央制御室，現場）

可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設

運転員等

備への給電

（中央制御室，現場）

3

92 分以内2

重大事故等対応要員

1.0－139250 分以内6表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備

運転員等

への給電

（中央制御室，現場）

要員数

想定時間

3
180 分以内
重大事故等対応要員

可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備

運転員等

への給電

（中央制御室，現場）

6

2250 分以内

1.14

重大事故等対応要員

6

重大事故等対応要員

2

90 分以内重大事故等対応要員

2

50 分以内重大事故等対応要員

2

30 分以内重大事故等対応要員

2

63 分以内重大事故等対応要員

2

170 分以内

重大事故等対応要員

2

可搬型設備用軽油タンクからのタンクローリへの給油（初回）
可搬型設備用軽油タンクからのタンクローリへの給油（２回目以降）
タンクローリから各機器への給油

可搬型計測器による計測
1.15
チェンジングエリアの設置及び運用手順

1.16

原子炉建屋ガス処理系による運転員等の被ばく防40 分以内止手順(現場での原子炉建屋外側ブローアウトパ(1 枚)
ネル部閉止手順)
可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測
重大事故等対応要員

2475 分以内

重大事故等対応要員

2

110 分以内

重大事故等対応要員

2

110 分以内

重大事故等対応要員

2

90 分以内重大事故等対応要員

2

100 分以内

重大事故等対応要員

4

290 分以内

重大事故等対応要員

2

185 分以内

定及び代替測定
可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定
可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定1.17

可搬型放射能測定装置による水中の放射性物質の濃度の測定
可搬型放射能測定装置による土壌中の放射性物質の濃度の測定海上モニタリング

モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策

1.0－140

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

要員数

想定時間

重大事故等対応要員

2

300 分以内

重大事故等対応要員

2

30 分以内重大事故等対応要員

2

80 分以内

災害対策要員1

5 分以内

重大事故等対応要員

1

10 分以内

可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低1.17
減対策
可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定
緊急時対策所立ち上げの手順（緊急時対策所非常用換気設備の運転）
緊急時対策所立ち上げの手順（緊急時対策所エリアモニタの設置）
可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測1.17 と同様
定
重大事故等が発生した場合の放射線防護等に関する手順等（緊急時対策所加圧設備による空気供給

災害対策要員2

65 分以内

災害対策要員1

重大事故等対応要員

1

災害対策要員1

5 分以内

災害対策要員1

67 分以内重大事故等対応要員

2

20 分以内

災害対策要員1

5 分以内

災害対策要員1

3 分以内

災害対策要員1

10 分以内準備手順）
重大事故等が発生した場合の放射線防護等に関す5 分以内る手順等（緊急時対策所加圧設備への切り替え準
備手順）
放射線防護に関する手順等（緊急時対策所非常用
換気設備から緊急時対策所加圧設備への切替え手
1.18順）
放射線防護に関する手順等（緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備への切替え手
順）
必要な数の要員の収容に係る手順等（チェンジングエリアの設置及び運用手順）
必要な数の要員の収容に係る手順等（緊急時対策所非常用換気設備の切替え手順）
代替電源設備からの給電手順（緊急時対策所用発電機による給電【常用電源設備又は自動起動する
緊急時対策所用発電機による給電を確認する手順の判断基準】）
代替電源設備からの給電手順（緊急時対策所用発電機による給電【緊急時対策所用発電機の手動起動手順の判断基準】）

1.0－141

表 1.0.2
No.

重大事故等対策における操作の成立性

対応手段

要 員

代替電源設備から給電する手順等

要員数

想定時間

1.14 に記載の［常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電］及び［可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備

1.19への給電］と同様。
1.18 に記載の［緊急時対策所用発電機による給電］と同様。

1.0－142

添付資料 1.0.1

東海第二発電所

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

目

次

1．

切り替えの容易性について

1.0.1−1

表1

本来の用途以外で使用する重大事故等対処設備

1.0.1−2

表2

本来の用途以外で使用する自主対策設備

1.0.1−3

表3

対応手順の抽出1.0.1−5

別紙1

重大事故等に対処するために，本来の用途以外の用途として使用する設備・系統の対応手順

1.0.1−141．

切り替えの容易性について
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備については，通常時に使用する系統から弁操作等により速やかに重大事故時に対処する系統に切り替えるために必要な手順を運転手順書に整備する。
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備
としては，ほう酸水注入系，補給水系，及び消火系がある。表 1 に本来の用途以外で使用する重大事故等対処設備，表 2 に本来の用途以外で使用する
自主対策設備を示し，表 3 に対応手順の抽出，別紙 1 に操作の概要を示す。
また，通常時に使用する系統から速やかに切り替えるための手順を整備するのみではなく，当該操作に係る訓練を継続的に実施することにより速やかに切り替えができるよう技能の維持・向上を図る。

1.0.1−1表1

本来の用途以外で使用する重大事故等対処設備

設備・系統

本来の用途

本来の用途以外の用途

技術的能力に係る審査基準の該当項目

ほう酸水注入系（ＳＬＣ）

万一制御棒を炉心に挿入できない状態が生じた際に，原子炉に中性子吸収材を注入することにより，原子炉を定格出力運転から安全に冷温停止させ，その状態を維持する。

高圧注水系及び高圧代替注水系が使用不能な場合に，純水貯蔵タ
ンクを水源として原子炉への注
水を行う。

1.2

1.0.1−2表 2（1／3）
設備・系統

補給水系

本来の用途以外で使用する自主対策設備

本来の用途

プラント起動・停止時及び通常運転時に，プラント構
成機器の中で，復水を必要とする機器へ復水を供給する。

本来の用途以外の用途

技術的能力に係る審査基準の該当項目

常設の原子炉注水設備，低圧代替
注水系（常設），代替循環冷却系及び消火系が使用不能な場合に，補給水系により復水貯蔵タンクを水源として原子炉へ注水する。

1.4
1.8

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）及び代替循環冷却系が使用不能な場合に，補給水系により復水貯蔵タンクを水源として格納容器スプレイを行う。

1.6

炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）及び消火系が使用不能な場合に，補給水系により復水貯蔵
タンクを水源として原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却を行う。

1.8

1.0.1−3表 2（2／3）
設備・系統

消火系

本来の用途以外で使用する自主対策設備

本来の用途

ろ過水貯蔵タンク等を水源とし，タービン建屋に設置される消火ポンプにより，原子炉建屋原子炉棟，原子炉建屋廃棄物処理棟，
原子炉建屋付属棟，サービ
ス建屋等の屋内消火栓，屋
外消火栓及び泡消火設備に消火用水を供給する。

本来の用途以外の用途

技術的能力に係る審査基準の該当項目

常設の原子炉注水設備，低圧代替
注水系（常設），代替循環冷却系が使用不能な場合に，消火系によりろ過水貯蔵タンク等を水源として原子炉へ注水する。

1.4
1.8

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），代替格納容器スプレイ
冷却系（常設），代替循環冷却系が使用不能な場合に，消火系によりろ過水貯蔵タンク等を水源として格納容器スプレイを行う。

1.6

炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）が使用不能な場合に，消火系によりろ過水貯蔵タンク等を水源として原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心の冷却
を行う。

1.8

常設の代替燃料プール注水系及び補給水系が使用不能な場合に，消火系によりろ過水貯蔵タンク
等を水源として使用済燃料貯蔵
プールへの注水を行う。

1.11

1.0.1−4表 2（3／3）

本来の用途以外で使用する自主対策設備

設備・系統

本来の用途

本来の用途以外の用途

技術的能力に係る審査基準の該当項目

電源系

事故隊対応の拠点となる
緊急時対策所建屋が使用できない場合の代わりとして使用する緊急時対策室建屋（旧緊急時対策所）の機能を維持するために必要な負荷へ電源を供給する。

全交流動力電源が喪失し，非常用
所内電気設備が使用できない場
合に，緊急時対策室建屋ガスター
ビン発電機を用いた非常用所内電気設備への給電を行う。

1.14

1.0.1−5

表3

対応手順の抽出（1／9）
No

項目

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順
等

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ
高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

︱
1.0.1

1.1

○：本来の用途
対応手順

6

原子炉手動スクラム
代替制御棒挿入機能による制御棒挿入
選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制
再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制
自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止
ほう酸水注入原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制
制御棒挿入
中央制御室からの高圧代替注水系起動
現場手動操作による高圧代替注水系起動
現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動
代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水
制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水
高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水
手動操作による減圧
可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放
非常用窒素供給系による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保
可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源確保
非常用逃がし安全弁駆動系による逃し安全弁（逃しが弁機能）開放
代替直流電源設備による復旧
代替交流電源設備による復旧
炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止する手順
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応

×：本来の用途以外―：該当なし

本来の用途
（常設）
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○ ×※１
×※２
○
○
○
―
―
○
―
―
○
○
○
○

※1 「ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水」については，高圧注水系及び高圧代替注水系が使用不能な場合に，純水貯蔵タンクを水源として原子炉への注水を行う。
※2 「制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水」については本来の用途ではないが，切り替え操作が不要なため対象外。

本来の用途
（可搬型）
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
○
○
―
―
―
―
―
○
○
―
○
○
○
○
―
―

表3

対応手順の抽出（2／9）
No

項目

原子炉冷却材圧力バウンダリ
低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

︱
1.0.1

1.4

○：本来の用途
対応手順

7

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
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）
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
消火系による原子炉圧力容器への注水
補給水系による原子炉圧力容器への注水
残留熱除去系（低圧注水系）電源復旧後の原子炉圧力容器への注水
低圧炉心スプレイ系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水
低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却
消火系による残存溶融炉心の冷却補給水系による残存溶融炉心の冷却
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）
原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）電源復旧後の発電用原子炉からの除熱
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水
低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉からの除熱
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
フィルタ装置スクラビング水補給
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置スクラビング水移送
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
フィルタ装置スクラビング水補給
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置スクラビング水移送
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
緊急用海水系による冷却水確保
代替残留熱除去系海水系による冷却水確保
残留熱除去系海水系による冷却水確保

×：本来の用途以外
本来の用途
（常設）
○
―
○
×
×
○
○
○
○
×
×
―
○
○
○
○
○
○
―
○
○
○
○
○
―
○
○
○
○
○
―
○

―：該当なし
本来の用途
（可搬型）
―
○
―
―
―
―
―
―
―
―
―
○
―
―
―
―
―
―
○
○
○
○
―
―
○
○
○
○
―
―
○
―

表3

対応手順の抽出（3／9）
No

項目

︱
1.0.1

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉
心を冷却するための手順等

8

1.6○：本来の用途
対応手順
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ
消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水／海水）
残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ
残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・プールの除熱
ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の代替除熱
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内へのスプレイ
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プールの除熱
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
第二弁操作室の正圧化フィルタ装置スクラビング水補給
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置スクラビング水移送
サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
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）
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
消火系による原子炉圧力容器への注水
補給水系による原子炉圧力容器への注水
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

×：本来の用途以外
本来の用途
（常設）
○
×
×
―
○
○
○
○
○
○
○
○
―
○
○
○
○
○
○
―
×
×
○
―
○
×
×
○
○

―：該当なし
本来の用途
（可搬型）
―
―
―
○
―
―
―
―
―
―
―
―
○
○
○
○
―
―
―
○
―
―
―
○
―
―
―
―
―

表3

対応手順の抽出（4／9）
No

1.9

1.10

項目

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手
順等

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順
等

︱
1.0.1
9
1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等○：本来の用途

×：本来の用途以外

対応手順
不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化
可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器への窒素供給
可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
格納容器雰囲気モニタによる原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水
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）
原子炉建屋ガス処理系による水素排出
原子炉建屋内の水素濃度監視
ブロ―アウトパネル強制開放装置による原子炉建屋外側ブロ―アウトパネル開放
ブロ―アウトパネル閉止装置のパネル部開放
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プ―ル注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した
使用済燃料プ―ルへの注水
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代替燃料プ―ル注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プ―ルへの注水(淡水／海水)
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ―ル注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料
プ―ルへの注水（淡水／海水）
消火系による使用済燃料プ―ルへの注水
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プ―ル注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プ―ルへのスプレイ
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代替燃料プ―ル注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プ―ルへのスプレイ(淡水／海水)
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ―ル注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料
プ―ルへのスプレイ(淡水／海水)
使用済燃料プ―ル漏えい緩和
使用済燃料プ―ル監視カメラ用空冷装置起動
代替燃料プ―ル冷却系による使用済燃料プ―ルの除熱
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保
代替燃料プ―ル冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保―：該当なし

本来の用途
（常設）
○
―
―
○
○

本来の用途
（可搬型）
―
○
○
―
―

○

―

○
○
―
○
○
○
○

―
―
○
―
―
―
―

○

―

―

○

―

○

×

―

○

―

―

○

―

○

―
○
○
○
―

―
―
―
―
○

表3

対応手順の抽出（5／9）
No

1.12

項目

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

︱
1.0.1
10
1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等○：本来の用途

×：本来の用途以外

対応手順
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制
ガンマカメラ又はサ―モカメラによる放射性物質漏えい個所の絞り込み
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による泡消火
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び泡混合器による航空機燃料火災への泡消火
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（常設低圧代替
注水系ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プ―ルへの注水／スプレイ（常設低圧代替注水系ポンプを使用する
場合）
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水
サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水
ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水
ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした使用済燃料プ―ルへの注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水
復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる送水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の西側淡水貯水設備を水源とした原子炉圧力容器への注水
西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器内の冷却西側淡水貯水設備を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給
西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器下部への注水
西側淡水貯水設備を水源とした原子炉ウェルへの注水
西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プ―ルへの注水―：該当なし

本来の用途
（常設）
―
―
―
―
―

本来の用途
（可搬型）
○
○
○
○
○

―

○

○

―

○
○
○

―
―
―

○

―

○
○
○
○

―
―
―
―

×

―

×
×
×
○
×
×
×
―
―
―
―
―
―
―

―
―
―
―
―
―
―
○
○
○
○
○
○
○

表3

対応手順の抽出（6／9）
No

︱
1.0.1

1.13

○：本来の用途

×：本来の用途以外

11

項目

対応手順

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水（可搬型代替注
水大型ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場
合）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プ―ルへの注水／スプレイ（可搬型代替注水大型ポンプを使用する
場合）
淡水タンクを水源とした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送水
淡水タンクを水源としたフィルタ装置スクラビング水補給
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の海を水源とした原子炉圧力容器への注水
海を水源とした原子炉格納容器内の冷却海を水源とした原子炉格納容器下部への注水
海を水源とした原子炉ウェルへの注水
海を水源とした使用済燃料プ―ルへの注水／スプレイ
海を水源とした残留熱除去系海水系による冷却水の確保
海を水源とした最終ヒ―トシンク（海）への代替熱輸送
海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制
海を水源とした航空機燃料火災への泡消火
海を水源とした２Ｃ・２Ｄ非常用ディ―ゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系ディ―ゼル発電機海水系による冷却水の確保
海を水源とした２Ｃ・２Ｄ非常用ディ―ゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系ディ―ゼル発電機海水系への代替送水
海を水源とした代替燃料プ―ル冷却系による使用済燃料プ―ルの除熱
ほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入
可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給（西側淡水貯水設備を水源とした場合）
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代替淡水貯槽への補給（淡水タンクを水源とした場合）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代替淡水貯槽への補給（海を水源とした
場合）―：該当なし

本来の用途
（常設）
―

本来の用途
（可搬型）
○

―

○

―

○

―

○

―
―

○
○

―

○

―
―
―
―
―
―
―
―
○
○
―
―

○
○
○
○
○
○
○
○
―
○
○
○

○

―

―

○

○
×
―

○
―
○

―

○

―

○

表3

対応手順の抽出（7／9）
No

項目

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14

電源の確保に関する手順等

︱
1.0.1

1.13

○：本来の用途

×：本来の用途以外

対応手順

12

可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（代替淡水貯槽を水源とした場合）
可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（淡水タンクを水源とした場合）
可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（海を水源とした場合）
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の水源の切替え
淡水から海水への切替え
外部水源から内部水源への切替え
代替交流電源設備による給電
緊急時対策室建屋ガスタ―ビン発電機による給電
所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
可搬型代替直流電源設備等による非常用所内電気設備への給電
常設直流電源喪失時の直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電
可搬型代替直流電源設備による代替所内電源設備への給電
常設代替交流電源設備による非常用高圧母線への給電
高圧炉心スプレイ系ディ―ゼル発電機による非常用高圧母線への給電
緊急時対策室建屋ガスタ―ビン発電機による非常用低圧母線への給電
可搬型代替交流電源設備による非常用低圧母線への給電
所内常設直流電源設備による直流 125V 主母線盤への給電
高圧炉心スプレイ系ディ―ゼル発電機による直流 125V 主母線盤への給電
可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤への給電
代替海水送水による電源給電機能の復旧
可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油
軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油
非常用交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
非常用直流電源設備による給電
軽油貯蔵タンクから２Ｃ・２Ｄ非常用ディ―ゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディ―ゼル発電機への給油―：該当なし

本来の用途
（常設）
―
―
―
○
―
○
○
×
○
―
―
○
○
―
○
○
×
―
○
○
―
―
―
○
○
○

本来の用途
（可搬型）
○
○
○
―
○
―
○
―
―
○
○
○
―
○
―
―
―
○
―
―
○
○
○
―
―
―

○

―

表3

対応手順の抽出（8／9）
No

項目

︱
1.0.1

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関
する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

13

1.15

○：本来の用途
対応手順
計器故障時の手順 他チャンネルによる計測
計器故障時の手順 代替パラメ―タによる推定
計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の手順 代替パラメ―タによる推定
計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の手順 可搬型計測器による計測又は監視
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の給電
可搬型代替直流電源設備からの給電
可搬型計測器によるパラメ―タ計測又は監視
重大事故等時のパラメ―タ記録
中央制御室換気系の運転手順
中央制御室待避室の準備手順
中央制御室の照明を確保する手順
中央制御室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順
中央制御室待避室の照明を確保する手順
中央制御室退避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順
デ―タ表示装置（待避室）によるプラントパラメ―タ等の監視手順
衛星電話設備（可搬型）（待避室）による通信連絡手順
その他の放射線防護措置等
チェンジングエリアの設置及び運用による汚染の持ち込みの防止
原子炉建屋ガス処理系による運転員等の被ばく防止手順
原子炉建屋外側ブロ―アウトパネル閉止による運転員等の被ばく防止手順
モニタリング・ポストによる放射線量の測定
可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定
放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定
可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定
可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定
モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策
敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制
気象観測設備による気象観測項目の測定
可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定
モニタリング・ポストの電源を代替交流電源設備から給電

×：本来の用途以外
本来の用途
（常設）
○
○
○
―
○
―
―
―
○
○
―
○
―
○
○
―
―
―
○
○
○
―
―
―
―
○
―
―
―
○
―
○

―：該当なし
本来の用途
（可搬型）
―
―
―
○
○
○
○
―
―
○
○
○
○
○
―
○
○
○
―
―
―
○
○
○
○
―
○
○
―
―
○
―

表3
No

対応手順の抽出（9／9）
項目

緊急時対策所の居住性等に関
する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等

︱
1.0.1

1.18

14

○：本来の用途

×：本来の用途以外

緊急時対策所非常用換気設備運転手順
緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順
緊急時対策所エリアモニタ設置手順
緊急時対策所にとどまる災害対策要員について
緊急時対策所での格納容器ベントを実施する場合の対応の手順
緊急時対策所加圧設備から緊急時対策所非常用換気設備への切替え手順
安全パラメ―タ表示システム（ＳＰＤＳ）によるプラントパラメ―タ等の監視手順
重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料の整備
通信連絡に関する手順
放射線管理用資機材（線量計及びマスク等）及びチェンジングエリア用資機材の維持管理
チェンジングエリアの設置及び運用手順
緊急時対策所非常用換気設備の切替え手順
飲料水，食料等の維持管理
緊急時対策所用発電機起動手順
可搬型代替交流電源設備による給電手順
発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信
計測等を行った特に重要なパラメ―タを発電所内の必要な場所での共有
発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡
計測等を行った特に重要なパラメ―タを発電所外（社内外）の必要な場所での共有代替電源設備から給電する対応手順

本来の用途
（常設）
○
―
―
―
○
○
○
―
○
―
―
○
―
○
―
○
○
○
○
○

対応手順

―：該当なし
本来の用途
（可搬型）
―
○
○
―
―
―
―
―
○
―
―
―
―
―
○
○
○
○
○
○

別紙 1

重大事故等に対処するために，本来の用途以外の用途として使用する設備・系
統の対応手順1．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水
2．補給水系による原子炉圧力容器への注水
3．補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ
4．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
5．消火系による原子炉圧力容器への注水
6．消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ
7．消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
8．消火系による使用済燃料プ―ル注水
9．緊急時対策室建屋ガスタ―ビン発電機による給電

1.0.1−15

1.
(1)

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水
操作概要
高圧注水系及び高圧代替注水系による原子炉への注水機能が喪失した場合，ほう酸水注入ポンプを使用し，純水貯蔵タンク
を水源として原子炉圧力容器への注水を実施する。
①ほう酸水注入ポンプ（図①）の起動操作を実施する。
②ほう酸水貯蔵タンク出口弁（図②）及びほう酸水注入系爆破弁（図③）が「開」となり，原子炉への注水が開始される。
③原子炉への注水が開始されたことを原子炉水位計，ほう酸水注入ポンプ吐出圧力計にて確認する。

︱
1.0.1

④ほう酸水貯蔵タンク純水補給ライン元弁（図④）を「開」とする。

16⑤ほう酸水注入ポンプによる継続注水のため，ほう酸水貯蔵タンク純水補給水弁（図⑤及び図⑥）を「開」とする。
(2)

操作の容易性
純水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水は，現場対応操作がほう酸水貯蔵タンク純水補
給ライン元弁（図④）及びほう酸水貯蔵タンク純水補給水弁（図⑤及び図⑥）の 3 弁「開」操作であり，その他の操作と監視計器の確認は中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。

︱
1.0.1
17
第1図

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水

概要図

2.
(1)

補給水系による原子炉圧力容器への注水
操作概要
原子炉冷却材喪失事象等において，給水系・非常用炉心冷却系による原子炉注水機能が喪失し，原子炉水位を維持できない
場合，補給水系を使用して原子炉圧力容器へ注水を実施する。
①連絡配管閉止フランジ（図①）の付け替えを実施する。
②補給水系から原子炉圧力容器までの系統構成として，補給水系―消火系連絡ライン止め弁（図②及び図③）を「開」し，補助ボイラ冷却水元弁（図④）を「閉」とする。

︱
1.0.1

③残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁（図⑤及び図⑥）を「開」し，復水移送ポンプ（図⑦）を起動する。

18④原子炉圧力容器を逃がし安全弁（図⑧）にて減圧し，残留熱除去系（Ｂ）注入弁（図⑨）を「開」とする。
⑤原子炉圧力が復水移送系統圧力以下にて，原子炉への注水が開始されることを原子炉水位計，原子炉圧力計，復水移送系
系統圧力計，残留熱除去系系統流量計にて確認する。
(2)

操作の容易性補給水系による原子炉圧力容器への注水における連絡配管閉止フランジ（図①）の切替操作は，単純作業であり容易に付け替えが可能である。また，現場対応操作は補給水系―消火系連絡ライン止め弁（図②及び図③）の 2 弁「開」操作，補助ボイラ
冷却水元弁（図④）の 1 弁「閉」操作であり，その他の操作と監視計器の確認は中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。

︱
1.0.1

19

第2図

補給水系による原子炉圧力容器への注水

1.0.1−20

概要図

3.
(1)

補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ
操作の概要
原子炉冷却材喪失事象等において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した場合，補給水系を使用した格納容器スプレイを実施する。
①連絡配管閉止フランジ（図①）の付け替えを実施する。
②補給水系から格納容器までの系統構成として，補給水系―消火系連絡ライン止め弁（図②及び図③）を「開」し，補助ボイ

︱
1.0.1

③残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁（図⑤及び図⑥）を「開」し，復水移送ポンプ（図⑦）を起動する。

21

ラ冷却水元弁（図④）を「閉」とする。

④残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁又は残留熱除去系（Ｂ）Ｓ／Ｃスプレイ弁（図⑧）を「開」とすることで，格納容器
スプレイを開始する。
⑤格納容器スプレイが開始されることをドライウェル圧力計，サプレッション・チェンバ圧力計，復水移送系系統圧力計，残留熱除去系系統流量計にて確認する。
(2)

操作の容易性補給水系による格納容器内へのスプレイにおける連絡配管閉止フランジ（図①）の切替操作は，単純作業であり容易に付け替えが可能である。また，現場対応操作は補給水系―消火系連絡ライン止め弁（図②及び図③）の 2 弁「開」操作，補助ボイラ

冷却水元弁（図④）の 1 弁「閉」操作であり，その他の操作と監視計器の確認は中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可
能である。

︱
1.0.1
22

第3図

補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ

1.0.1−23

概要図

4.
(1)

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
操作の概要
炉心損傷時，原子炉圧力容器が破損してペデスタル（ドライウェル部）に放出される溶融炉心を冷却するため，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）へ水張りを実施する。
①連絡配管閉止フランジ（図①）の付け替えを実施する。
②補給水系から格納容器までの系統構成として，補給水系―消火系連絡ライン止め弁（図②及び図③）を「開」し，補助ボ
イラ冷却水元弁（図④）を「閉」とする。

︱
1.0.1

③復水移送ポンプ（図⑤）を起動し，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁（図⑥）及び格納容器下部注水系ペデ24

スタル注入ライン流量調整弁（図⑦）を「開」とすることで，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を開始する。
④ペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量計，復水移送系系統圧力計にて確認する。
(2)

操作の容易性補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水における連絡配管閉止フランジ（図①）の切替操作は，単純作業であり容易に付け替えが可能である。また，現場対応操作は補給水系―消火系連絡ライン止め弁（図②及び図③）の 2 弁「開」

操作，補助ボイラ冷却水元弁（図④）の 1 弁「閉」操作であり，その他の操作と監視計器の確認は中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。

︱
1.0.1
25

︱
1.0.1
26
第4図

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

概要図

5.
(1)

消火系による原子炉圧力容器への注水
操作の概要
原子炉冷却材喪失事象等において，給水系・非常用炉心冷却系による原子炉注水機能が喪失し，原子炉水位を維持できない
場合，消火系を使用して原子炉圧力容器へ注水を実施する。
①消火系から原子炉圧力容器までの系統構成として，補助ボイラ冷却水元弁（図①）を「閉」とする。
②ディ―ゼル駆動消火ポンプ（図②）を起動し，残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁（図③及び図④）を「開」とする。
③原子炉圧力容器を逃がし安全弁（図⑤）にて減圧し，残留熱除去系（Ｂ）注入弁（図⑥）を「開」とする。

︱
1.0.1

④原子炉圧力が消火系統圧力以下にて，原子炉への注水が開始されることを原子炉水位計，原子炉圧力計，消火系系統圧力27計，残留熱除去系系統流量計にて確認する。
(2)

操作の容易性
消火系による原子炉圧力容器への注水は，現場対応操作が補助ボイラ冷却水元弁（図①）の 1 弁「閉」操作であり，その他の操作と監視計器の確認は中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。

第5図

消火系による原子炉圧力容器への注水

1.0.1−28

概要図

6.
(1)

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ
操作の概要
残留熱除去系が使用不能となり原子炉格納容器の除熱機能が喪失した場合，消火系を使用した格納容器スプレイを実施する。
①消火系から原子炉圧力容器までの系統構成として，補助ボイラ冷却水元弁（図①）を「閉」とする。
②ディ―ゼル駆動消火ポンプ（図②）を起動し，残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁（図③及び図④）を「開」とする。
③残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁又は残留熱除去系（Ｂ）Ｓ／Ｃスプレイ弁（図⑤）を「開」とすることで，格納容器
スプレイを開始する。

︱
1.0.1

④格納容器スプレイが開始されることをドライウェル圧力計，サプレッション・チェンバ圧力計，消火系系統圧力計，残留熱

29

除去系系統流量計にて確認する。
(2)

操作の容易性
消火系による原子炉格納容器内へのスプレイは，現場対応操作が補助ボイラ冷却水元弁（図①）の 1 弁「閉」操作であり，その他の操作と監視計器の確認は中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。

第6図

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

1.0.1−30

概要図

7.
(1)

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
操作の概要
炉心損傷時，原子炉圧力容器が破損してペデスタル（ドライウェル部）に放出される溶融炉心を冷却するため，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）へ水張りを実施する。
①消火系から原子炉圧力容器までの系統構成として，補助ボイラ冷却水元弁（図①）を「閉」とする。
②ディ―ゼル駆動消火ポンプ（図②）を起動する。
③格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁（図③）及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁（図

︱
1.0.1

④）を「開」しペデスタル（ドライウェル部）への注水を開始する。

31④ペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されることを低圧代替注水系格納容器下部注水流量計，消火系系統圧力計
にて確認する。
(2)

操作の容易性
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水は，現場対応操作が補助ボイラ冷却水元弁（図①）の 1 弁「閉」操作であり，その他の操作と監視計器の確認は中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。

︱
1.0.1
32
第7図

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

概要図

8.
(1)

消火系による使用済燃料プ―ル注水
操作の概要
使用済燃料プ―ル水位が低下し，使用済燃料プ―ルの補給が必要な状態にもかかわらず，残留熱除去系が使用不能で使用済
燃料プ―ルへの補給が出来ない場合において，消火系を使用した使用済燃料プ―ルへの注水を実施する。
①消火系から使用済燃料プ―ルまでの系統構成として，補助ボイラ冷却水元弁（図①）を「閉」とする。
②ディ―ゼル駆動消火ポンプ（図②）を起動し，残留熱除去系（Ｂ）消火系ライン弁（図③及び図④）を「開」とする。
③残留熱除去系（Ｂ）燃料プ―ル冷却浄化系ライン隔離弁（図⑤）及び残留熱除去系使用済燃料プ―ルリサイクル弁（図⑥）

︱
1.0.1

を「開」とする。

33④使用済燃料プ―ルへ注水されたことを使用済燃料プ―ル水位計，消火系系統圧力計にて確認する。
(2)

操作の容易性
消火系による使用済燃料プ―ル注水は，現場対応操作が補助ボイラ冷却水元弁（図①）の 1 弁「閉」操作，残留熱除去系（Ｂ）
燃料プ―ル冷却浄化系ライン隔離弁（図⑤）及び残留熱除去系使用済燃料プ―ルリサイクル弁（図⑥）の 2 弁「開」操作であり，その他の操作と監視計器の確認は中央制御室で対応が可能なため，容易に操作可能である。

︱
1.0.1
34
第8図

消火系による使用済燃料プールへの注水

概要図

9.

緊急時対策室建屋ガスタ―ビン発電機による給電

(1)

操作の概要
全交流動力電源が喪失し，非常用所内電気設備が使用できない場合において，緊急時対策室建屋（旧緊急時対策所）のガス
タ―ビン発電機を用いて非常用所内電気設備への給電を行うことにより，重大事故等の対処に必要な電源を確保する。
①原子炉建屋付属棟のパワ―センタ２Ｄの受電遮断機及び負荷遮断器を「切」とし，動的負荷の自動起動防止のための操作スイッチを隔離する（図①）。
②緊急時対策室建屋内にて電源切替盤の緊急時対策室建屋受電用ブレ―カを「ＯＦＦ」にする（図②）。

︱
1.0.1

③緊急時対策室建屋内にて電源切替盤の電磁接触器に動力仮設ケ―ブルを接続する（図②）。

35④緊急時対策室建屋内にて電源切替盤のパワ―センタ２Ｄ受電用ブレ―カを「ＯＮ」にする（図②）。
⑤緊急時対策室建屋のガスタ―ビン発電機を起動し，パワ―センタ２Ｄ間の電路への給電を実施する（図③）。
⑥原子炉建屋付属棟のパワ―センタ２Ｄの緊急時対策室建屋受電遮断器を「入」とし，必要な負荷へ給電する（図④）。
(2)操作の容易性
パワ―センタ２Ｄへの給電は，緊急時対策室建屋の電源切替盤にて電路構成のための動力仮設ケ―ブルの接続作業を行うが，敷設するケ―ブルも短く接続も容易に行える。また，その他の操作は緊急時対策室建屋ガスタ―ビン制御盤及び中央制御室で対応可能なため，容易に操作が可能である。

③

②

︱
1.0.1

①

①

36

①,④
①

第9図

①

①,④

緊急時対策室建屋ガスタービン発電機による給電

概要図

添付資料 1.0.2

東海第二発電所

可搬型重大事故等対処設備保管場所
及びアクセスルートについて

目

次

はじめに

1.0.2－1

1.

1.0.2－3

新規制基準への適合状況

1.1 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」第四十三条（重大事故等対処設備）
1.2 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第五十四条（重大事故等対処設備）
2.

3.

4.

5.

保管場所の設定及びアクセスルートの設定の考え方
2.1

概要

2.2

基本方針

2.3

東海第二発電所の特徴

2.4

保管場所の設定

2.5

屋外アクセスルートの設定

2.6

屋内アクセスルートの設定

2.7

東海発電所の廃止措置の影響

保管場所及びアクセスルートの自然現象等に対する影響評価
3.1

自然現象

3.2

外部人為事象

3.3

屋内外作業に係る成立性評価の概要

保管場所の影響評価
4.1

保管場所における主要可搬型設備等

4.2

地震，津波による保管場所への影響評価概要

4.3

地震による保管場所の影響評価

屋外アクセスルートの評価
5.1

アクセスルートの概要

1.0.2－7

1.0.2－24

1.0.2－40

1.0.2－77

5.2

地震及び津波時におけるアクセスルートの復旧時間評価5.3

地震による被害想定の方針，対応方針

5.4

地震時の被害想定

5.5

地震及び津波時におけるアクセスルートの復旧時間評価結果

5.6

屋外作業の成立性

6.

屋内アクセスルートの評価
6.1

影響評価対象

6.2

評価方法

6.3

現場確認による評価

6.4

屋内作業への影響について

6.5

作業の成立性

7.

発電所構外からの災害対策要員の参集
7.1

災害対策要員の参集の流れ

7.2

参集する災害対策要員

1.0.2－169

1.0.2－202

別紙(1)

外部事象の抽出について(2)

降水に対する影響評価について(3)

屋外アクセスルート 除雪時間評価について(4)

屋外アクセスルート 降灰除去時間評価について(5)

可搬型設備の小動物対策について(6)

森林火災時における保管場所及びアクセスルートへの影響について(7)

保管場所及びアクセスルートへの自然現象の重畳による影響について(8)

平成 23 年（2011 年）東北地方太平洋沖地震の被害状況について(9)

可搬型設備の接続口の配置及び仕様について(10)

淡水及び海水の取水場所について

(11)海水取水場所での取水が出来ない場合の代替手段について(12)

鉄塔基礎の安定性について(13)

崩壊土砂の到達距離について(14)

屋外アクセスルート 現場確認結果について(15)

屋外アクセスルート近傍の障害となり得る要因と影響評価について(16)

主要な変圧器等の火災について(17)

自衛消防隊による消火活動等について(18)

可搬型設備（車両）の走行について(19)

T.P.＋11m エリアの屋外タンク溢水時の影響等について(20)

屋外アクセスルート確保の検証について(21)

車両走行性能の検証について(22)

屋外アクセスルートにおける地震後の被害想定（一覧）について(23)

がれき及び土砂撤去時のホイールローダ作業量及び復旧時間について(24)

屋外アクセスルートの復旧計画について(25)

保管場所及び屋外アクセスルート等の点検について(26)

防潮堤内他施設等の同時被災時におけるアクセスルートへの影響につ
いて

(27)

資機材設置後の作業成立性について(28)

アクセスルート通行時における照明及び通信連絡手段について(29)

屋外での通信機器通話状況の確認について(30)

屋内アクセスルートの設定について(31)

地震随伴火災源の影響評価について(32)

地震随伴内部溢水の影響評価について(33)

屋内アクセスルート確認状況（地震時の影響）について(34)

発電所構外からの災害対策要員の参集について

(35)

基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する対応について(36)

薬品類の漏えい時に使用する防護具について(37)

使用済燃料乾式貯蔵建屋の西側斜面の安定性評価について(38)

敷地の地質・地質構造の特徴及び想定されるリスクについて(39)

有効応力解析について(40)

保管場所及びアクセスルートにおける相対密度の設定について(41)

敷地内の地下水位の設定について(42)

路盤補強（段差緩和対策）について

補足説明資料(1)

原子炉建屋内の可搬型重大事故等対処設備の配置について(2)

可搬型代替注水大型ポンプ等使用時におけるホースの配備長さ並びにホースコンテナ及びホース展張車の配備イメージについて(3)

アクセスルート復旧時間評価の妥当性について(4)

地震時における屋外アクセスルートへの放射線影響について(5)

竜巻対策固縛を解除する時間の考慮について(6)

重大事故等対応時の中央制御室から原子炉棟入口までの移動時間評価
について

(7)

路盤補強の対策箇所について

はじめに
実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準（平成 25
年 6 月 19 日 原規技発第 1306197 号 原子力規制委員会制定）では，可搬型重大事故等対処設備を使用する際のアクセスルートの確保に関し，以下のとおり要求している。

Ⅱ 要求事項1.

重大事故等対策における要求事項

1.0

共通事項

(1)

重大事故等対処設備に係る要求事項②

アクセスルートの確保
発電用原子炉設置者において、想定される重大事故等が発生した場合において、可搬型重大事故等対処設備を運搬し、又は他の設備の被害状況を把握するため、工場又は事業所（ 以下「工場等」という。）
内の道路及び通路が確保できるよう、実効性のある運用管理を行う方針であること。

本要求に対し東海第二発電所では，アクセスルートの確保に関し，以下のとおり対応することとしている。

1.0.2

共通事項

(1) 重大事故等対処設備に係る事項
ｂ．アクセスルートの確保

1.0.2－1

想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう以下の実効性のある運用管理を実施する。
（a） 屋外アクセスルートの確保
重大事故等が発生した場合，事故収束に迅速に対応するため，屋外の可搬型重大事故等対処設備の保管場所から目的地まで運搬するアクセスルートの状況確認，取水箇所の状況確認，ホース敷設ルートの状況確認を行い，併せて，軽油貯蔵タンク，可搬型設備用軽油タンク，常設代替高圧電源装置，その他屋外設
備の被害状況の把握を行う。
（b） 屋内アクセスルートの確保
重大事故等が発生した場合において，屋内の現場操作場所までのアクセスルートの状況確認を行い，併せて，その他屋内設
備の被害状況の把握を行う。

本資料では，重大事故等時の対応に必要となる可搬型重大事故等対処設備の保管場所，同設備の運搬のための屋外アクセスルート及び屋内現場操作場所までの重大事故等対応要員の移動のための屋内アクセスルートについて，基準への適合状況を確認することを目的とする。

1.0.2－2

1.

新規制基準への適合状況
可搬型重大事故等対処設備（以下「可搬型設備」という。）の保管場所から設置場所及び接続場所まで運搬するための経路，他の設備の被害状況を把握するための経路（以下，「アクセスルート」という。）に関する要求事項と，その適合状況は，以下のとおりである。

1.1「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」第四十三条（重大事故等対処設備）
新規制基準の項目
五

適合状況

地震、津波その他の自然現象又 可搬型設備は，地震，津波その他

は故意による大型航空機の衝突その の自然現象，設計基準事故対処設
他のテロリズムによる影響、設計基 備及び常設重大事故等対処設備
準事故対処設備及び重大事故等対処 の配置その他の条件を考慮した設備の配置その他の条件を考慮した 上で，設計基準事故対処設備及び上で常設重大事故等対処設備と異な 常設重大事故等対処設備に対しる保管場所に保管すること。

て，同時に必要な機能が失われないよう，100m 以上の離隔を確保

第３項

した高所かつ防火帯の内側の場所に保管する。また，2 セットを100m 以上の離隔距離を確保するとともに，分散して保管する。
六想定される重大事故等が発生し 地震，津波その他の自然現象を想た場合において、可搬型重大事故等 定し，迂回路も考慮して複数のル対処設備を運搬し、又は他の設備の ートを確保する。また，がれき等
被害状況を把握するため、工場等内 によってアクセスルートの確保の道路及び通路が確保できるよう、 が困難となった場合に備え，ホイ
適 切 な 措 置 を 講 じ た も の で あ る こ ールローダを配備し，がれき等の撤去を行えるようにしている。

と。

1.0.2－3

新規制基準の項目
七

適合状況

重大事故防止設備のうち可搬型 可搬型設備は，設計基準事故対処のものは、共通要因によって、設計 設備及び常設重大事故等対処設
基準事故対処設備の安全機能、使用 備と同時に必要な機能が失われ済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注 ないよう，100m 以上の離隔を確
第３項

水機能又は常設重大事故防止設備の 保するとともに，2 セットを分散
重大事故に至るおそれがある事故に して保管する。また，基準地震動
対処するために必要な機能と同時に Ｓ Ｓ で必要な機能が失われず，高その機能が損なわれるおそれがない 所かつ防火帯の内側に保管するよう、適切な措置を講じたものであ ことにより，共通要因によって必ること。

要な機能が失われないことを確認している。

1.0.2－41.2「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」
第五十四条（重大事故等対処設備）
新規制基準の項目
五

適合状況

地震、津波その他の自然現象又 可搬型設備は，地震，津波そのは故意による大型航空機の衝突そ

他の自然現象，設計基準事故対の他のテロリズムによる影響、設計 処設備及び常設重大事故等対処
基準事故対処設備及び重大事故等

設備の配置その他の条件を考慮

対処設備の配置その他の条件を考した上で，設計基準事故対処設

慮した上で常設重大事故等対処設

備及び常設重大事故等対処設備備と異なる保管場所に保管するこに対して，同時に必要な機能がと。

失われないよう，100m 以上の離【解釈】隔を確保した高所かつ防火帯の可搬型重大事故等対処設備の保管

内側の場所に保管する。また，2

第３項

場所は、故意による大型航空機の衝 セットを 100m 以上の離隔距離突も考慮すること。例えば原子炉建 を確保するとともに，分散して屋から 100m 以上離隔を取り、原子保管する。

炉建屋と同時に影響を受けないこと。又は、故意による大型航空機の衝突に対して頑健性を有すること。
想定される重大事故等が発生

地震，津波その他の自然現象をした場合において可搬型重大事故

想定し，迂回路も考慮して複数

六等対処設備を運搬し、又は他の設備 のルートを確保する。また，がの被害状況を把握するため、工場等 れき等によってアクセスルート
内の道路及び通路が確保できるよの確保が困難となった場合に備う、適切な措置を講ずること。

え，ホイールローダを配備し，がれき等の撤去を行えるようにしている。

1.0.2－5

新規制基準の項目
七

適合状況

重大事故防止設備のうち可搬

可搬型設備は，設計基準事故対型のものは、共通要因によって、設 処設備及び常設重大事故等対処
計基準事故対処設備の安全機能、使 設備と同時に必要な機能が失わ
第３項

用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくれないよう，100m 以上の離隔をは注水機能又は常設重大事故防止確保するとともに，2 セットを設備の重大事故に至るおそれがあ分散して保管する。また，基準る事故に対処するために必要な機地震動Ｓ Ｓ で必要な機能が失わ能と同時にその機能が損なわれるれず，高所かつ防火帯の内側に

おそれがないよう，適切な措置を講 保管することにより，共通要因
ずること。

によって必要な機能が失われないことを確認している。

1.0.2－6

2.

保管場所の設定及びアクセスルートの設定の考え方

2.1

概要
可搬型設備の保管場所及びアクセスルートを第 2.1－1 図，保管場所の標高，

離隔距離等を第 2.1－1 表に示す。
敷地の西側及び南側に可搬型重大事故等対処設備保管場所（以下「西側保管場所」及び「南側保管場所」という。）を設定しており，さらに防潮堤内の北側に可搬型設備予備機置場（以下「予備機置場」という。）を設定している。
重大事故等時には保管場所から複数設定したアクセスルートにて可搬型設
備の運搬，重大事故等対応要員の移動及び重大事故等に必要な設備の状況把握が可能である。
なお，予備機置場から可搬型設備の運搬等に使用するルートとして，自主整備ルートを設定する。

1.0.2－7

第 2.1－1 図

保管場所及びアクセスルート図

第 2.1－1 表 保管場所の標高，離隔距離，地盤の種類
保管場所

標高

常設代替高圧電源装置等からの離隔
距離

原子炉建屋からの離隔距離

西側保管場所

T.P.＋23m

約 195m

約 275m

南側保管場所

T.P.＋25m

約 120m

約 300m

T.P.＋8m

―

―

地盤の種類
砂質地盤
盛土・切土地盤
砂質地盤
盛土・切土地盤

（参考）
予備機置場

1.0.2－8

砂質地盤

2.2

基本方針
可搬型設備の保管場所設定及びアクセスルート設定の基本方針を以下に

示す。
(1)

保管場所
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮した上で，常設重大事故等対処設備及び設計
基準事故対処設備から十分な離隔を確保した保管場所を分散して設定する。

(2)

屋外アクセスルート
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮し，可搬型設備の保管場所から設置場所及び接続場所までのアクセスルートを複数設定する。また，アクセスルートは
緊急時対策所建屋又は待機所から原子炉建屋内へ入域するための経路を考慮し設定する。

(3)

屋内アクセスルート（可搬型設備の保管場所を含む。）
地震，津波その他の自然現象による影響及び人為事象による影響を考慮
し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋に，各設備の操作場所までのアクセスルートを複数設定する。

2.3

東海第二発電所の特徴
東海第二発電所を設置する敷地は，東京の北方約 130km，水戸市の東北約15km の地点で太平洋に面して位置する。敷地の形状はおおむね長方形で，植生に囲まれた平坦な台地である。敷地高さは主に T.P.＋8m であり，その1.0.2－9

他は T.P.＋3m，T.P.＋5m，T.P.＋10m～＋25m の高さに分かれている。
基本方針に従い，保管場所及び屋外アクセスルートを設定するに当たっては，東海第二発電所構内の地形や敷地の使用状況などの特徴を踏まえる必要がある。以下に東海第二発電所の特徴を示す。
・基準津波（T.P.＋17.1m：防潮堤位置）を超え敷地に遡上する津波（T.P.
＋24m：防潮堤位置）※（以下「敷地遡上津波」という。）を考慮する必要があること※ 基準津波を超え敷地に遡上する津波：「設置許可基準規則」第 37 条に基づき，重大事故等対処設備の有効性を確認するために選定した事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシン
ク喪失」において想定する津波・原子炉建屋周辺にアクセスするための既存道路周辺に低耐震建屋が多い
こと
保管場所及び屋外アクセスルートは，基本方針及び上記に示した特徴を踏まえた上で，必要な対応を実施し設定する。

2.4

保管場所の設定
基本方針に従い，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮した上で，原子炉建屋等から十分な離隔を確保した保管場所を分散して設定する。

2.4.1

保管場所設定の考え方

基本方針を受けた保管場所設定の考え方を以下に示す。
・地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮し，保管場所同士は 100m 以上の離隔を確
1.0.2－10

保する。
・敷地遡上津波の影響を受けない場所とする。
・大型航空機の衝突を考慮して，原子炉建屋，設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と 100m 以上の離隔を確保する。
・基準地震動Ｓ Ｓ による被害（周辺構造物の倒壊，周辺タンク等の損壊，周辺斜面の崩壊，敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下・傾斜，液状化に伴う浮き上がり，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊）の影響を受けない場所とする。
・可搬型設備のうち，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外
時のバックアップとする予備は，地震，津波以外の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮し，保管場
所及び原子炉建屋等から 100m 以上の離隔を確保する。

2.4.2

保管場所設定保管場所設定の考え方及び東海第二発電所の特徴を踏まえて保管場所を以下のとおり設定した。
また，保管場所の配置を第 2.4.2－1 図に示す。
・敷地西側の高所 2 箇所（T.P.＋23m 及び T.P.＋25m）に保管場所を設定（西側及び南側保管場所）
・西側保管場所近傍には 154kV 送電鉄塔が設置されているが，地震の影響を受けないよう 154kV 送電鉄塔の倒壊範囲及び送電線の垂れ下がり範囲を考慮して設定
・西側及び南側保管場所周辺は植生に囲まれることから，敷地外の森林火災に対しては，保管場所の外側に防火帯を設置するとともに森林からの離隔距離を確保する。また，敷地内植生火災に対しては，保管場所周辺
1.0.2－11

に防火エリア ※ を設ける。（別紙（6）参照）※ 防火エリア：樹木を伐採し植生の発生を防止する施工（モルタル吹付け等）を行うことにより，可搬型設備への植生火災の影響を防止するエリア

・防潮堤内の北側に予備機置場を設定

第 2.4.2－1 図

保管場所の配置

1.0.2－12

2.5

屋外アクセスルートの設定
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮し，可搬型設備の保管場所から設置場所及び接続場所までのアクセスルートを複数設定する。また，アクセスルートは緊急時対策所建屋又は待機所から原子炉建屋内へ入域するための経路を考慮し設定
する。

2.5.1

屋外アクセスルート設定の考え方(1)

地震及び津波の影響の考慮
ａ．複数設定するアクセスルートは以下の(a)，(b) 2 つの条件を満足するルートとする。
(a)

基準津波の影響を受けないルート(b)

基準地震動Ｓ Ｓ による被害（周辺構造物の倒壊，周辺タンク等の損
壊，周辺斜面の崩壊，道路面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，側方流動，液状化に伴う浮き上がり，地中埋設構造物の損壊）の影響を受けないルート，重機による復旧が可能なルート
又は人力によるホース若しくはケーブルの敷設が可能なルート

ｂ．上記ａ．のアクセスルートのうち，基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けない
アクセスルートを少なくとも 1 ルート設定する。
ｃ．上記ｂ．のアクセスルートのうち，敷地遡上津波の影響を受けないア
クセスルートを少なくとも 1 ルート設定する。
敷地遡上津波を起因とした重大事故等は，当該津波から防護する常設重大事故等対処設備（原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系，残留熱除去系，緊急用海水系，常設代替高圧電源装置等）により対応可能な設計とするが，これに加えて，全交流動力電源が喪失した場合の対
1.0.2－13

応手段を確保するため可搬型設備による原子炉等への注水に係る可搬型設備のアクセスルートを設定する。（別紙（35）参照）(2)

地震及び津波以外の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの影響の考慮
地震及び津波以外の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対し，同時に影響を受けない又は重機による復旧が可能な
アクセスルートを複数設定する。
また，予備機置場からアクセスルートまで自主整備ルートを設定する。

2.5.2

屋外アクセスルート設定

屋外アクセスルート設定の考え方及び東海第二発電所の特徴を踏まえて，
屋外アクセスルートを以下のとおり設定した。
第 2.5.2－1 図～第 2.5.2－4 図に屋外アクセスルート設定概要図を示す。
・西側及び南側保管場所から可搬型設備等を運搬する出口をそれぞれ 2 箇所確保し，T.P.＋8m の敷地へ接続するルートを 3 ルート設定した上で，原子炉建屋等へのアクセスルートを複数設定
・地震時に建屋，構築物のがれき撤去等を行うことにより，可搬型設備の保管場所から設置場所及び接続場所までのルートを設定（別紙（15）参照）
また，ルート設定に当たっては以下の対応を考慮
車両の通行性を確保することが困難と想定される箇所について，道
路幅の拡幅を実施し通行性を向上
接続口付近は重機によるがれき撤去は行わずに人力作業によりホース又はケーブルを敷設
・154kV 引留鉄構の移設及びサービス建屋～チェックポイント歩道上屋の1.0.2－14

形状変更により，可搬型設備の保管場所から設置場所及び接続場所まで
基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けないアクセスルートを設定
・緊急時対策所建屋又は待機所から原子炉建屋内へ直接入域するアクセス
ルート（徒歩ルート）は，地震に伴うサービス建屋の損壊影響を回避するよう設定するとともに，基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けないアクセスル
ートを少なくとも 1 ルート設定する。（別紙（30）参照）
・敷地遡上津波の影響を受けないアクセスルートを設定するため，以下の対策を実施（別紙（35）参照）「設置許可基準規則」第 56 条に基づく，代替淡水源を敷地遡上津波の影響を受けない高所（T.P.＋11m）に設置
原子炉等への注水に係る接続口を敷地遡上津波の影響を受けない高所（T.P.＋11m：常設代替高圧電源装置置場）に分散して設置
・西側及び南側保管場所周辺のアクセスルートは，植生火災の影響を考慮して，西側保管場所から南側保管場所を経由して T.P.＋8 m までのアクセスルート周辺に防火エリアを設定（別紙（6）参照）
・予備機置場からアクセスルートまで複数の自主整備ルートを設定

2.5.3

屋外アクセスルート選定

設定した屋外アクセスルートについて，地震，津波の影響を考慮し，以下の優先順位とする。
・重大事故等時は，基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けないルートを優先して使用する。
・上記のうち，大津波警報発報時は，基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波の影
響を受けないルートを優先して使用する。（第 2.5.2－4 図参照）
・地震，津波以外の自然現象等により，アクセスルートが阻害された場合は，
1.0.2－15

迂回路の使用，又は重機等によりアクセスルートを復旧を行いルートを使用する。

第 2.5.2－1 図

屋外アクセスルートの設定概要図①（アクセスルート全体）

1.0.2－16

第 2.5.2－2 図

屋外アクセスルートの設定概要図②（人力によるホース敷設，がれき撤去箇所等）

1.0.2－17

第 2.5.2－3 図

屋外アクセスルートの設定概要図③（基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けないルート）

1.0.2－18

第 2.5.2－4 図

屋外アクセスルートの設定概要図④（基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波の影響を受けないルート）

1.0.2－19

2.6

屋内アクセスルートの設定
基本方針に従い，地震，津波その他の自然現象による影響及び人為事象による影響を考慮し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋に，各設備の操作場所までのアクセスルートを複数設定する。

2.6.1

屋内アクセスルート設定の考え方(1)

地震及び津波の影響の考慮
ａ．屋外から直接原子炉建屋内に入域するための原子炉建屋の入口は，以下の条件を考慮し設定する。
(a)

原子炉建屋入口を複数設定(b)

上記(a)のうち，基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けない位置的分散を考慮した入口を少なくとも 2 箇所設定(c)

上記(b)のうち，敷地遡上津波の影響を受けない高さの異なる入口を少なくとも 2 箇所設定

ｂ．複数設定するアクセスルートは以下の条件を満足するルートとする。
(a)

基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けず，敷地遡上津波に対して影響を受けない高さ，又は水密化を図った原子炉建屋にアクセスルートを設定
また，ルート設定に当たっては以下を考慮
アクセスルート近傍の油内包機器及び水素内包機器について，地
震時に火災源とならないこと
地震に伴う溢水が発生した場合においても歩行可能な水深である
こと
アクセスルート近傍の資機材等について，地震による転倒等により通行を阻害しないように固縛等の転倒防止対策を実施すること(2)

地震及び津波以外の自然現象の考慮
1.0.2－20

地震及び津波以外の自然現象に対し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られたアクセスルートを設定する。
(3)

その他の考慮事項
アクセスルートの設定に当たっては，高線量区域を通行しないよう考慮
する。

2.6.2

屋内アクセスルート設定

屋内アクセスルート設定の考え方を踏まえて，屋内アクセスルートを以下のとおり設定した。（別紙（30）参照）
ａ．原子炉建屋入口
・重大事故等時に屋外から直接，原子炉建屋内に入域するための入口を原
子炉建屋の西側及び南側にそれぞれ 2 箇所，東側に 1 箇所設定
・原子炉建屋西側に基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波の影響を受けない入口を 2 箇所設定，このうち，1 箇所は高所に確保
・地震に対して多様性を確保するため，原子炉建屋南側に基準地震動Ｓ Ｓの影響を受けない入口を 1 箇所設定
ｂ．アクセスルート
・基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けず，敷地遡上津波に対して影響を受けない
高さ，又は水密化を図った原子炉建屋（別紙（35）参照）に，以下に示す各設備の操作場所へのアクセスルートを複数設定
中央制御室から原子炉棟及び付属棟（廃棄物処理棟）までのルート
原子炉棟及び付属棟（廃棄物処理棟）の各階層間を移動するためのルート

1.0.2－21

・中央制御室から原子炉棟及び付属棟（廃棄物処理棟）棟までのルートは，地震に伴い発生する火災の影響を受けないルートを確保するため，以下の対策を実施付属棟のケーブル処理室と電気室を経由せず，付属棟屋上を経由するルートを設定

2.6.3

屋内アクセスルート選定

設定した屋内アクセスルートについて，地震，津波及び地震随伴火災の影響を考慮し，以下の優先順位とする。
ａ．原子炉建屋入口
・重大事故等時は，原子炉建屋西側の高所に設定した入口を優先して使用
し，屋内へアクセスする。
b．アクセスルート・中央制御室から原子炉棟，付属棟（廃棄物処理棟）へ移動するルートは，付属棟屋上を経由するルートを優先して使用する。
・中央制御室から電気室へ移動するルートは，原子炉建屋内に設定される
アクセスルートを優先して使用する。
・火災発生時に優先ルートのアクセス性が阻害された場合は，迂回路を使用する。
・原子炉棟，付属棟（廃棄物処理棟）の各階層を移動するルートは，地震，
火災等の被害により，アクセス性が阻害された場合は，影響の小さいルートを使用し操作場所までアクセスする。

2.7

東海発電所の廃止措置の影響（1） 東海発電所の廃止措置の影響
1.0.2－22

廃止措置中である東海発電所の廃止措置関連工事の実施に当たっては，東海第二発電所の重大事故等対応に必要となる可搬型設備の保管場所及び屋外アクセスルートに影響を及ぼさないよう工事を実施
し，運用管理を原子炉施設保安規定に規定し，ＱＭＳ規程に基づき実施する。

1.0.2－23

3.

保管場所及びアクセスルートの自然現象等に対する影響評価
可搬型設備の保管場所及びアクセスルートに影響を及ぼす自然現象等について，抽出の考え方及び概略影響評価結果を以下に示す。詳細評価については 4 項～6 項に示す。

3.1

自然現象

(1)

自然現象抽出の考え方
自然現象抽出の考え方を以下に示す。
・東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき自然現象としては，国内で一般に発生し得る事象に加え，欧米の基準等で示されている事象を用い，網羅的に抽出した 55 事象を母集団とする。（別紙（1）参照）
・抽出した 55 事象について，第 3.1－1 表に示す「影響を与えるほど接近した場所に発生しない事象」等の除外基準を用いて，東海第二発電所において設計上想定すべき事象を抽出する。（別紙（1）参照）

1.0.2－24

第 3.1－1 表

保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価して除外した事象（自然現象）

評価の観点

保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価して除外した事象【42 事象】

影響を与えるほど接近し た場所に発生しない事象【12 事象】

砂嵐／土壌の収縮又は膨張／雪崩／草原火災／ハリケー
ン／氷壁／土砂崩れ（山崩れ，がけ崩れ）／地滑り／カル
スト／地下水による浸食／土石流／水蒸気

ハザード進展・襲来が遅く，事前にそのリスクを予知・検知することで 河川の迂回／海岸浸食／塩害，塩雲／高温水（海水温高）
ハザードを排除できる事象【4 事象】
考慮された事象と比較して設備等
干ばつ／濃霧／霧・白霜／極高温／湖又は河川の水位低下への影響度が同等若しくはそれ以下，又は安全性が損なわれることが ／もや／太陽フレア，磁気嵐／低温水（海水温低）ない事象【8 事象】
静振／波浪・高波／ひょう・あられ／満潮／氷結／氷晶／
湖又は河川の水位上昇／極限的な圧力（気圧高低）／動物
影響が他の事象に包絡さ れる事象
／海水面低／海水面高／地下水による地滑り／陥没・地盤【17 事象】
沈下・地割れ／地面の隆起／泥湧出（液状化）／水中の有機物／毒性ガス
発生頻度が他の事象と比 較して非隕石
常に低い事象【1 事象】(2)

自然現象の影響評価結果（概略）「（1）自然現象抽出の考え方」を踏まえ抽出した事象（13 事象）について，設計上想定する規模で発生した場合の影響について確認し，その結果を第 3.1－2 表に示す。ただし，津波については，敷地遡上津波を考慮した。

1.0.2－25

第 3.1－2 表
自然
現象

地震

津波

洪水

風
（台風）

自然現象により想定される影響概略評価結果（1／5）

保管場所
・周辺構造物等の損壊影
響がない場所に保管場所を設定している。
（詳細評価は 4 項に示す）
・基準津波に対し防潮堤を設置することから，
原子炉建屋等や保管場所へ遡上する浸水はない。したがって，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備は同時に機能喪失しない。
・敷地遡上津波に対しては，津波による遡上解析の結果，敷地は浸水するものの，保管場所
は敷地高さ T.P.＋23m以上に配置することから，敷地遡上津波による浸水の影響を受けない。

・敷地の地形及び表流水の状況から，洪水による被害は生じないことを，東海村発行の浸水ハザードマップ及び国
土交通省発行の浸水想定区域図から確認している。
・竜巻の評価に包含される。

概略評価結果
屋外アクセスルート
・基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けないルート等を設定している。
（詳細評価は 5 項に示す）
・基準津波に対し防潮堤を設置することから，
アクセスルートへ遡上する浸水はない。
・敷地遡上津波に対しては，津波による遡上解析の結果，敷地が浸水すること及び被害想定
やその後の復旧作業には不確かさがあることを考慮し，津波の影響を受けない高所に可搬型設備による対応が必
要な水源及び接続口を設置することから敷地遡上津波の影響を受けない。
（詳細評価は 5 項に示す）

屋内アクセスルート
・資機材等の転倒等による影響がないルートを設定している。
（詳細評価は 6 項に示す）
・基準津波に対し防潮堤を設置することから，
建屋近傍まで遡上する浸水はない。
・水密化された建屋内であることから敷地遡上
津波による浸水の影響は受けない。
・建屋屋上は敷地津波の影響を受けない

同左

同左

同左

同左

1.0.2－26

第 3.1－2 表
自然
現象

竜巻

自然現象により想定される影響概略評価結果（2／5）

保管場所
・設計基準事故対処設備
は竜巻に対して建屋内等の防護した場所に設置していることから，屋外に配備している可搬型設備と同時に機能喪失しない。
・重大事故等時に期待す
る可搬型設備は，西側と南側の 2 箇所の保管場所にそれぞれ離隔して分散配置していることから，原子炉建屋と同時に機能喪失しない。
・常設重大事故等対処設
備のうち常設代替高圧電源装置を屋外に設置
しているが，ディーゼ
ル発電機，可搬型代替
低圧電源車保管場所と離隔していることから，同時に機能喪失しない。
・保管場所に配備する可搬型設備は，設計基準
事故対処設備や同じ機能を有するほかの重大事故等対処設備に衝突し，損傷させないよう固縛を実施することか
ら，飛散して悪影響を与えることはない。
（補足説明資料（5）参照）

概略評価結果
屋外アクセスルート
・竜巻により飛散物が発生した場合も，ホイー
ルローダにより撤去することが可能である。
・送電線の垂れ下がりに伴う通行障害が発生した場合であっても，迂回路を選択することで目的地へのアクセスが可能である。
・竜巻により飛散し，ホイールローダで撤去できずアクセスを阻害すると想定される物品に対して固縛等の対策を実施することから，ア
クセスに悪影響を与える可能性は小さい。
また，複数のルートが確保されていることから，飛来物が発生した場合もアクセスルート
は確保可能である。

1.0.2－27

屋内アクセスルート
・屋上を通行する箇所以外は竜巻に対し頑健性を有する原子炉建屋内であり，影響は受けない。

第 3.1－2 表
自然
現象

凍結

降水

積雪

自然現象により想定される影響概略評価結果（3／5）
概略評価結果
屋外アクセスルート
屋内アクセスルート
・気象予報により事前の ・屋上を通行する箇所は，予測が十分可能であ
凍結状況を見計らいなり，アクセスルートへ
がら通行することで対の融雪剤散布等の事前処が可能である。
対応によりアクセス性 ・屋上を通行する箇所以を確保する。
外は建屋内であり，影・路面が凍結した場合に響は受けない。
も，走行可能なタイヤ等を装着していることから，アクセスに問題を生じる可能性は小さい。

保管場所
・設計基準事故対処設備
は建屋内等に設置されているため影響を受けず，保管場所に設置されている重大事故等対処設備と同時に機能喪失しない。
・凍結は，気象予報により事前の予測が十分可能であり，始動に影響が出ないよう，各設備の温度に関する仕様を下回るおそれがある場
合には，必要に応じて，あらかじめ可搬型設備の暖気運転等を行うこととしているため，影響を受けない。なお，
暖気運転は事前に実施することからアクセス
時間への影響はない。
・保管場所は高所に設置 ・排水路は滞留水を速や ・浸水防止対策を施されしていることや，排水かに海域に排水する設た建屋内であること，路で集水し，排水する計とすることから，ア
排水設備が設置されてことから，保管場所に
クセス性に支障はな
いることから影響は受滞留水が発生する可能い。（別紙（2）参照）
けない。
性は小さい。
・気象予報により事前の ・気象予報により事前の ・屋上を通行する箇所は，予測が十分可能であ
予測が十分可能であ
あらかじめ体制を強化
り，あらかじめ体制をり，あらかじめ体制をした上で，積雪状況を強化した上で，原子炉強化した上で，アクセ
見計らいながら除雪す
建屋等及び保管場所のスルートの積雪状況等ることで対処が可能で除雪は積雪状況を見計を見計らいながら除雪ある。
らいながら行うことですることで対処が可能 ・屋上を通行する箇所以対処が可能であることである。また，ホイー
外は，建屋内であり，から，設計基準事故対
ルローダにより約 30 分
影響は受けない。
処設備と重大事故等対で除雪も可能である。
処設備は同時に機能喪（別紙（3）参照）
失しない。
・積雪時においても，走・また，保管場所等の除行可能なタイヤ等を装
雪はホイールローダに着していることから，
よる実施も可能であ
アクセスに問題を生じる。
る可能性は小さい。

1.0.2－28

第 3.1－2 表
自然
現象

落雷

火山の
影響

自然現象により想定される影響概略評価結果（4／5）

保管場所
・設計基準事故対処設備
は避雷対策を施した建
屋内等に配備されており，かつ保管場所とは
位置的分散が図られていることから，同時に機能喪失しない。
・1 回の落雷により影響を受ける範囲は限定され，2 箇所の保管場所は離隔して位置的分散を図っているため，影響を受けない。
・噴火発生の情報を受けた際は，あらかじめ体
制を強化し，原子炉建屋等，保管場所及び可搬型設備の除灰を行う
ことにより対処が可能であることから，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備は同時に機能喪失しない。
・また，保管場所等の除灰はホイールローダによる実施も可能である。

概略評価結果
屋外アクセスルート・落雷によりアクセスル
ートが影響を受けることはない。
・落雷発生中は，屋内等に一時的に退避し，状況を見て屋外作業を実施する。

・噴火発生の情報を受けた際は，あらかじめ体
制を強化し，アクセス
ルートの除灰を行うことにより対処可能である。また，ホイールローダにより約 150 分で除灰も可能である。
（別紙（4）参照）

1.0.2－29

屋内アクセスルート
・原子炉建屋には避雷設備を設置しており影響は受けない。

・噴火発生の情報を受けた際は，あらかじめ体
制を強化し，屋上を通行する箇所の除灰を行うことにより対処が可能である。
・屋上を通行する箇所以
外は建屋内であり，影響は受けない。

第 3.1－2 表
自然
現象

生物学
的事象

森林
火災

高潮

自然現象により想定される影響概略評価結果（5／5）
概略評価結果
屋外アクセスルート
・影響なし

保管場所
屋内アクセスルート
・設計基準事故対処設備
・原子炉建屋は，浸水防
は，浸水防止対策によ
止対策により水密化さ
り水密化された建屋内
れた建屋内に設置され等に設置されているたているため，ネズミ等
め，ネズミ等の小動物の小動物の侵入によるの侵入による影響を受
影響を受けない。
けない。したがって，
屋外の保管場所にある
重大事故等対処設備と同時に機能喪失しない。
・保管場所は 2 箇所あり，
位置的に分散されている。また，複数の設備が同時に機能喪失する
可能性は小さい。
・可搬型設備は，ネズミ等の小動物の侵入により設備機能に影響がな
いよう，侵入できるような開口部は侵入防止対策を実施する。（別紙(5)参照）
・原子炉建屋と保管場所 ・アクセスルートは防火 ・屋内アクセスルートは
は防火帯の内側にある帯の内側であり，延焼
防火帯内側の原子炉建ため，延焼の影響を受の影響を受けない。ま屋であり，影響は受けけない。また，原子炉
た，熱影響を受けないない。
建屋及び保管場所は熱ルートにより通行が可
影響に対して離隔距離能であるため，アクセを確保しているため，ス性に支障はない。
設計基準事故対処設備 ・必要に応じて自衛消防と重大事故等対処設備
隊が消火活動を行うこは同時に機能喪失しなとで対処が可能であい。（別紙(6)参照）
る。
・保管場所周辺の植生火 ・保管場所周辺の植生火
災は，防火エリアを設
災は，防火エリアを設置するため，影響は受置するため，影響は受けない。
（別紙(6)参照） けない。
（別紙(6)参照）
・高潮の影響を受けない ・同左
・原子炉建屋は，高潮の敷地高さに設置するこ影響を受けない敷地高とから影響はない。
さに設置することから影響はない。

1.0.2－30

(3)自然現象の重畳事象評価
単独事象を組み合わせて，自然現象が重畳した場合の影響について確認した。各重畳事象の影響確認結果を別紙（7）に示す。また，重畳事象のうち，単独事象と比較して影響が増長される事象の組合せと影響評価結果
を以下に示す。
ａ．アクセスルートの復旧作業が追加される組合せ
単独事象でそれぞれアクセスルートの復旧が必要な事象については，重畳の影響としてそれぞれの事象で発生する作業を実施する必要がある。
具体的には，除雪と除灰の組合せ等が該当する。
アクセスルートの復旧においては，気象予報等を踏まえてアクセス性に支障が生じる前にあらかじめ除雪や除灰等の活動を開始する運用であることから，例えばアクセスルートの復旧に時間を要する除灰の場合でも，約 150 分程度でアクセスルートの機能を維持することが可能である。
（別紙（4）参照）
ｂ．可搬型設備の機能に影響がある組合せ
単独事象と比較して荷重が増長し，可搬型設備に影響を及ぼすおそれがある組合せは，積雪と風（台風），火山の影響と風（台風），降水と火山の影響，積雪と火山の影響，積雪と地震の 5 事象である。ただし，可搬型設備に堆積した雪及び降下火砕物を除雪，除灰することで，重畳による影響は緩和可能である。

(4)

まとめ
上記より，保管場所及びアクセスルートへ影響を及ぼす可能性のある自然現象は地震及び敷地遡上津波であることを確認した。それ以外の自然現象については，単独事象，重畳事象が発生した場合でも，取り得る手段が1.0.2－31

残っており，事故対応を行うことができることを確認した。地震及び敷地
遡上津波の詳細評価については 4 項～6 項に示す。
なお，設計上の想定を超える自然現象が発生した場合でも，可搬型設備の分散配置，アクセスルートの複数確保，各種運用（除雪等）により対応は可能である。

3.2

外部人為事象(1)

外部人為事象抽出の考え方
原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）（以下「外部人為事象」という。）の抽出の考え方は以下のとおりである。
・東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき外部人為事象
としては，国内で一般に発生し得る事象に加え，欧米の基準等で示されている事象を用い，網羅的に抽出した 23 事象を母集団とする。（別紙（1）参照）
・収集した 23 事象について，第 3.2－1 表に示す「影響を与えるほど接近した場所に発生しない事象」等の除外基準（別紙（1）参照）を用いて，東海第二発電所において設計上想定すべき事象を抽出する。

(2)

外部人為事象の影響評価結果（概略）「 (1)外部人為事象抽出の考え方」を踏まえ，抽出した事象（7 事象）のうち，ダムの崩壊，石油コンビナート等の施設及び発電所周辺を航行す
る船舶の爆発，船舶の衝突については，立地的要因により影響を受けることはない。近隣工場等の火災（発電所周辺を通行する燃料輸送車両による爆発，発電所敷地内に存在する危険物タンク等の火災及び航空機落下によ1.0.2－32

る火災），電磁的障害についても，位置的分散や複数のアクセスルート確
保により影響はない。また，ばい煙等の二次的影響及び有毒ガスについて
は，防護具等の装備により通行に影響はない。（第 3.2－2 表参照）
したがって，保管場所及びアクセスルートに影響を及ぼす可能性がある
外部人為事象はない。

第 3.2－1 表

保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価して除外した事象（外部人為事象）

評価の観点

保管場所及びアクセスルートに影響はないと評価して除外した事象【16 事象】

影響を与えるほど接近した場所に発生しない事象【4 事象】

工業施設又は軍事施設事故／軍事施設からのミサイ
ル／掘削工事／他のユニットからのミサイル

ハザード進展・襲来が遅く，事前にそのリスクを予知・検知することでハザードを排除できる事象【該当なし】－

考慮された事象と比較して設備等への影
響度が同等若しくはそれ以下，又は安全 内部溢水性が損なわれることがない事象【1 事象】

影響が他の事象に包絡される事象【9 事象】

パイプライン事故(ガスなど)，パイプライン事故によ る サ イ ト 内爆 発 等 ／ 交通 事 故 （ 化 学物 質 流 出 含む。）／自動車又は船舶の爆発／船舶から放出される固体液体不純物／水中の化学物質／プラント外での化学物質の流出／サイト貯蔵の化学物質の流出／
他のユニットからの火災／他のユニットからの内部溢水

発生頻度が他の事象と比較して非常に低い事象【2 事象】

衛星の落下／タービンミサイル

1.0.2－33

第 3.2－2 表
外部人為
事象

飛来物
（航空機
落下）

ダムの
崩壊

爆発

外部人為事象により想定される影響概略評価結果（1／2）

保管場所
・設計基準事故対処設備への航空機落下確率が防護設計の要否を判定する基準である 10-7／炉・年を超えないことから設計上考慮する必要はない。万一，航空機が落下した場
合でも，重大事故等時に期待する可搬型設備は西側及び南側保管場所に分散配置することから，同時に機能喪失することはない。
・ 発 電 所 か ら 北 西 約 30kmにある竜神ダムが崩壊した場合，流出水は，久慈川より太平洋へ流下するが，勾配により敷地まで遡上しないため，ダムの崩壊により被害が生じることはない。
・石油コンビナート，近隣
工場及び発電所周辺を航行する燃料輸送船の爆発による爆風圧及び飛来物に対して，離隔距離が確保されている。
・発電所周辺を通行する燃料輸送車両の爆発による飛来物が敷地内に到達した場合でも，可搬型設備
は西側及び南側保管場所に分散配置することから影響はない。

概略評価結果
屋外アクセスルート
・設計基準事故対処設備への航空機落下確率が防護設計の要否を判定する基準である 10-7／炉・年を超えないことから設計上考慮する必要はない。万一，航空機が落下し，通行障害が発生した場合でも，アクセスルートは複数ルート確保することか
ら影響はない。

屋内アクセスルート
・原子炉建屋への航空機落下確率は航空機落下確率が 10-7／炉・年未満であることから影響はない。

同左

同左

・石油コンビナート，近隣
工場及び発電所周辺を航行する燃料輸送船の爆発による爆風圧及び飛来物に対して，離隔距離が確保されている。
・発電所周辺を通行する燃料輸送車両の爆発による飛来物が敷地内に到達した場合でも，アクセスル
ートを複数ルート確保すること及び飛来物を重機等により撤去することか
ら影響はない。

・原子炉建屋は，石油コン
ビナート，近隣工場，発電所周辺を通行する燃料輸送車両及び発電所周辺を航行する燃料輸送船の爆発による爆風圧及び飛来物に対して，離隔距離が確保されている。

1.0.2－34

第 3.2－2 表
外部人為
事象

近隣工場
等の火災

外部人為事象により想定される影響概略評価結果（2／2）

保管場所
・石油コンビナート，近隣
工場，発電所周辺の道路を通行する燃料輸送車
両，発電所周辺を航行す
る燃料輸送船及び敷地内の危険物貯蔵施設の火災に対して，離隔距離が確保されている。
・航空機落下による火災に対して，可搬型設備は西側及び南側保管場所に分散配置することから，同時に機能喪失することは
ない。

船舶の
衝突

・石油コンビナート，近隣
工場，発電所周辺の道路を通行する輸送車両及び発電所周辺を航行する輸送船において流出する有毒ガスに対して，離隔距離が確保されている。
・発電所敷地内に貯蔵している化学物質の漏えいに対して，可搬型設備は西側及び南側保管場所にそれぞれ離隔して分散配置
し，防護具等を装備することから影響はない。
・船舶の衝突による影響を受けない敷地高さに設置
する。

電磁的
障害

・電磁波による影響を考慮した設計とする。

有毒ガス

概略評価結果
屋外アクセスルート
・石油コンビナート，近隣
工場，発電所周辺の道路を通行する燃料輸送車両
及び発電所周辺を航行す
る燃料輸送船の火災に対して，離隔距離が確保されている。
・敷地内の危険物貯蔵施設の火災及び航空機落下による火災に対して，アクセスルートの複数設定及び防火エリアを設置し，少なくとも 1 ルートは確保可能であることから影響はない。
・石油コンビナート，近隣
工場，発電所周辺の道路を通行する輸送車両及び発電所周辺を航行する輸送船において流出する有毒ガスに対して，離隔距離が確保されている。
・発電所敷地内に貯蔵している化学物質の漏えいに対して，アクセスルート
を複数ルート確保すること及び防護具等を装備することから影響はない。
・同左

・影響なし

1.0.2－35

屋内アクセスルート
・原子炉建屋は，石油コン
ビナート，近隣工場，発電所周辺の道路を通行す
る燃料輸送車両，発電所を航行する燃料輸送船，
敷地内の危険物貯蔵施設
及び航空機落下による火災に対して，離隔距離が確保されている。

・石油コンビナート，近隣
工場，発電所周辺の道路を通行する輸送車両及び発電所周辺を航行する輸送船において流出する有毒ガスに対して，離隔距離が確保されている。
・発電所敷地内に貯蔵している化学物質の漏えいに対して，屋内アクセスル
ートが設定される原子炉
建屋の空調を停止し，防護具等を装備することか
ら影響はない。
・原子炉建屋は，船舶の衝突による影響を受けない
敷地高さに設置されていることから影響はない。
・影響なし

3.3

屋内外作業に係る成立性評価の概要

3.3.1 概要
（1）評価の概要
保管場所及びアクセスルートに影響を及ぼす可能性がある自然現象
及び外部人為事象は，地震及び敷地遡上津波と考えられるため，地震，
敷地遡上津波時における以下の評価を実施し，有効性評価に対する作業の成立性について検討を実施した。
① 保管場所については，外部起因事象として地震及び敷地遡上津波被害を想定し，それらの影響を評価する。
② 屋外アクセスルートについては，地震及び敷地遡上津波被害を想定
し，それらの影響を評価する。
③ 屋内アクセスルートについては，地震及び地震によって発生する火災及び溢水を想定しそれらの影響を評価する。

（2）作業成立性の検討フロー
保管場所及びアクセスルートの有効性・成立性について，第 3.3.1－1
図の検討フローにて評価する。

1.0.2－36

保管場所及び屋外アクセスルートの評価

屋内アクセスルートの評価

地震・敷地遡上津波の被害想定
地震による被害を想定

地震随伴火災を想定

地震随伴溢水を想定

アクセスルート周辺機器の調査（プラントウォークダウンの実施）

アクセスルート近傍の機器を抽出（耐震Ｂ･Ｃ
クラス，油内包機器）

地震時の溢水源を抽出（内部溢水評価結果を利用）周辺機器が地震により転倒，落下しないことを確認

火災源としての耐震評
価（Ｓ Ｓ で評価し裕度を確認）又は火災対策を実施

フロアごとの溢水水位を開口部入口高さで評価

アクセスルート上に通行を阻害する機器等がないことを確認

火災源となる機器がア
クセスルート近傍にないことを確認アクセスルート上の各フロアが歩行可能であることを確認・保管場所の影響評価
・可搬型設備の損壊，通行障害

保管場所の適合性確認

アクセスルートの影響評価影響を受けない
アクセスルートの抽出復旧が可能な
アクセスルートの抽出

アクセスルートの復旧時間評価

屋外作業の所要時間評価

地震及び敷地遡上津波発生時の屋外アクセスルート所要時間の評価

地震発生時の屋内アクセスルート所要時間の評価

地震及び敷地遡上津波発生時の作業成立性の評価

第 3.3.1－1 図

保管場所及びアクセスルートの有効性・成立性検討フロー

1.0.2－37

3.3.2(1)

地震，津波による被害想定
地震による被害想定
地震による保管場所及び屋外アクセスルートへの被害要因・被害事象を 2011 年東北地方太平洋沖地震の被害状況（別紙（8））を踏まえた上で，第 3.3.2－1 表のとおり想定し，それぞれ 4 項～6 項にて影響を評価する。

第 3.3.2－1 表 保管場所及び屋外アクセスルートにおいて地震により想定される被害事象
自然
現象

地震

保管場所・屋外アクセスルー
トに影響を与えるおそれのある被害要因保管場所で懸念される
被害事象

屋外アクセスルートで懸念される被害事象（1）周辺構造物の倒壊（建屋，送電鉄塔等）

損壊物による可搬型設備の損壊，通行不能

損壊物によるアクセスル
ートの閉塞による通行不能（2）周辺タンク等の損壊

火災，溢水による可搬型設備の損壊，通行不能

タンク損壊に伴う火災・溢水による通行不能（3）周辺斜面の崩壊

土砂流入による可搬型設
備の損壊，通行不能（4）敷地下斜面・道路面のすべり（5）液状化及び揺すり込みによる不等沈下，液状化に伴う浮き上がり

敷地下斜面のすべりによる可搬型設備の損壊，通行不能
不等沈下・傾斜，浮き上がりによる可搬型設備の損壊，通行不能（6）地盤支持力の不足

可搬型設備の転倒，通行不能（7）地中埋設構造物の損壊

陥没による可搬型設備の損壊，通行不能

1.0.2－38

土砂流入，道路損壊による通行不能

アクセスルートの不等沈
下，浮き上がりによる通行不能―

陥没による通行不能

(2)津波による被害想定
敷地遡上津波の遡上解析の結果，第 3.3.2－2 図に示すとおり，保管場所及び高所のアクセスルートが敷地遡上津波により被害を受けることは想定されない。
また，屋外アクセスルートの周辺施設における最大浸水深は，防潮堤南側終端に近いＤ／Ｃ前面を除き，0.5m～1.0m である。（別紙（35）参照）
この結果をもとに，4 項～6 項にて敷地遡上津波の影響を評価する。

第 3.3.2－2 図

敷地遡上津波時の最大浸水深分布1.0.2－39

4.

保管場所の影響評価

4.1

保管場所における主要可搬型設備等保管場所の影響評価に当たって，保管場所等に配備する可搬型設備の配備

数及び分類について整理した。
可搬型設備の配備数については，「2N＋α」，「N＋α」，「N」の設備に分類し，重大事故等時に屋外で使用する設備であれば西側及び南側保管場所に，屋内で使用する設備であれば建屋内の複数箇所に分散配置することにより設備の多重化を図っている。また，常設及び可搬型設備を設置することで多様化を図っている。
なお，保管場所に配備する可搬型設備は，地震による転倒防止及び竜巻による飛散防止を考慮した固縛を実施していることから，隣接する可搬型設備及びアクセスルートに影響を与えることはない。
さらに，保管場所に配備する可搬型設備のうち，燃料を保有する設備は，
燃料タンクに燃料を規定油量以上の状態で保管する。ただし，タンクローリの背後搭載タンクは，空状態で保管する。
分類を第 4.1－1 表，配備数を第 4.1－2 表及び第 4.1－3 表に示す。
(1) 「2N＋α」の可搬型設備（「設置許可基準規則」解釈 第 43 条 5（a）対象設備）
原子炉建屋外から水・電力を供給する可搬型代替交流電源設備（可搬型
代替低圧電源車，ケーブル），可搬型代替直流電源設備（可搬型代替低圧
電源車，ケーブル，可搬型整流器）及び可搬型代替注水ポンプ（可搬型代
替注水大型ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ，ホース）は，必要となる
容量を有する設備を 2 セット，故障時のバックアップ並びに保守点検による待機除外時のバックアップとして予備を配備する。ただし，ホース及びケーブルについては，待機除外せずに目視確認等により保守点検を行うこ
1.0.2－40

とから，故障時のバックアップのみ予備を配備する。
必要となる容量を有する設備の 2 セットは西側及び南側保管場所にそれぞれ分散配置し，予備は予備機置場に配備する。ただし，ホース，ケーブ
ル，可搬型整流器の予備は西側及び南側保管場所に配備する。
なお，西側又は南側保管場所の必要となる容量を有する設備の点検を行う場合は，予備を西側又は南側保管場所に配備後に点検を行うことにより，西側及び南側保管場所に必要となる容量を有する設備は 2 セット確保される。
また，使用済燃料プールへのスプレイのために原子炉建屋内で使用する設備は，必要となる容量を有する設備を 2 セット及び予備を配備し，原子炉建屋内に分散配置する。

(2) 「N＋α」の可搬型設備（「設置許可基準規則」解釈 第 43 条 5（b）対
象設備）
負荷に直接接続する高圧窒素ボンベ及び逃がし安全弁用可搬型蓄電池については，必要となる容量を有する設備を 1 セット及び予備を保有し，原子炉建屋内に配置する。

(3) 「N」の可搬型設備（その他）
上記以外の可搬型設備は，必要となる容量を有する設備 1 セットに加え，プラントの安全性向上の観点から，設備の信頼度等を考慮し，必要となる
容量を有する設備 1 セット分及び必要に応じて故障時のバックアップ並びに保守点検による待機除外時のバックアップの予備を配備する。ただし，ホースについては，保守点検が目視確認等であり，保守点検時に待機除外とならないため，故障時のバックアップとして予備を配備する。
1.0.2－41

必要となる容量を有する設備は西側保管場所，予備は南側保管場所，
予備機置場に配備する。
また，「N」設備は，共通要因による機能喪失を考慮し，西側及び南側
保管場所に必要となる容量を有する設備 1 セットと予備 1 セットを分散配置し，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバック
アップの予備は西側保管場所，南側保管場所又は予備機置場に配備する。
なお，サポートに使用される可搬型設備（タンクローリ，ホイールローダ）については，サポートする対象となる設備と同じ保管場所への配備を基本とする。
可搬型設備の建屋接続箇所及び仕様については別紙（9），淡水及び海水取水場所については別紙（10），海水取水場所での取水が出来ない場
合の代替手段については別紙（11）に示す。

第 4.1－1 表 可搬型設備の分類
区分

設備
可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型代替低圧電源車

2N＋α
可搬型スプレイノズル

可搬型整流器

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

N＋αN

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ

その他

1.0.2－42

第 4.1－2 表 保管場所等に配備する可搬型設備の配備数（重大事故等時に期待する設備）（1／4）(1)
名「2N＋α」の屋外に保管する可搬型設備（1／2）
称

配備
数 ※１

必要数

予備

保管場所
西側
南側

予備機
置場

備考

・点検時の待機除外及び故障時バックアップ 1 台
1台
1台
1台
3台
1 台 ※2
・原子炉注水等及び水源補給用・点検時の待機除外及び故可搬型代替注水2台
障時バックアップ 1 台
5台
1台
2台
2台
1台
中型ポンプ
（2N=4）
・原子炉注水等及び水源補給用・必要数（1 組）は水源又
は，可搬型代替注水大型ポンプ設置箇所と送水先を結ぶ最大ホース敷
設長さを基に設定（補足説明資料（2）参照）
・原子炉注水等及び水源補
給用
2組
130m
ホース
1組
1組
1組
・1N 当たり専用コンテナ 3
＋
（65m
0組
3,000m：200A（1 組）（2N=2）＋65m＋65m
基（コンテナ 1 基当たり
130m
×2 組）
約 1,000m を収納）に保管・1 組ごとに 5m，10m，50mのホースを 1 本ずつ配備（上記コンテナ内に配備）・ホース人力敷設用カゴ台
車を 7 台配備
・必要数（1 組）は，可搬型代替注水大型ポンプ設置箇所と水源間の距離を基に設定
2組
10m
ホース
1組
1組
1組
・水中ポンプ用＋（5m
0組
30m：250A（1 組）（2N=2）＋5m＋5m
・200A ホースコンテナに 1
10m
×2 本）
組ずつ保管
・1 組ごとに 5m のホースを1 本ずつ配備（上記コンテナ内に配備）※1 各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。
※2 可搬型代替注水大型ポンプ（原子炉注水等及び水源補給用）・（放水用）は同型設備であり，原子炉注水等及び水源補給用の予備 1 台と，放水用の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。
可搬型代替注水大型ポンプ

1台（2N=2）

1.0.2－43

第 4.1－2 表 保管場所等に配備する可搬型設備の配備数（重大事故等時に期待する設備）（2／4）(1)
名「2N＋α」の屋外に保管する可搬型設備（2／2）
称

配備
数 ※１

必要数

予備

保管場所
西側
南側

予備機
置場

備考

・必要数（2 台）の 2 セットで 4 台・点検時の待機
5台
1台
2台
2台
1台
除外及び故障時バック
アップ 1 台・必要数（3 組）の 2 セットで 6 組・1 組あたり 30m の予備ケ
6組
180m
ーブルを 1 本，必要数と
ケーブル
3組
3組
3組
＋
（30m
0組
一緒に配備
1 組：360m（2N=6）
＋90m
＋90m
180m
×6 組）
・電源車設置箇所と接続箇
所を繋ぐケーブル敷設
長さよりケーブルの必要数を設定
・必要数（4 台）の 2 セッ
4台
トで 8 台
可搬型整流器
9台
1台
5台
4台
0台
（2N=8）
・点検時の待機除外及び故障時バックアップ 1 台※1 各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。
可搬型代替
低圧電源車

(2)

2台
（2N=4）「2N＋α」の屋内に保管する可搬型設備
名

称

配備
数 ※１

必要数

予備

原子炉建屋
西側
東側

備考

・必要数（3 個）の 2 セットで 6
個
可搬型
3個
7個
1個
3個
4個
・故障時バックアップ 1 個
スプレイノズル（2N=6）
・配備箇所は，補足説明資料（1）参照
・故障時バックアップ 2 本
1階
・西側及び東側保管場所に予備ホースを 1 本ずつ配備
・外部ホース接続箇所～（建屋18 本
9本
西側にホースを敷設）～放水箇所よりホースの必要数を設
定（27 本）63 本・外部ホース接続箇所～（建屋
ホース
5階
65 本
（27 本
2本
東側にホースを敷設）～放水
65A：20m／本＋36 本）
箇所よりホースの必要数を設
定（36 本）・1 階と 5 階のホースの分配量
は，建屋内のホースを敷設す
10 本
28 本
る階層ごとの距離を考慮して設定
・配備箇所は，補足説明資料（1）参照※1 各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

1.0.2－44

第 4.1－2 表 保管場所等に配備する可搬型設備の配備数（重大事故等時に期待する設備）（3／4）(3)

「N＋α」の可搬型設備
配備
数 ※１

必要数

予備

原子炉建屋

備考

非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ

20 本

10 本

10 本

20 本
（5 本ずつ分散）・点検時の待機除外及び故障時バッ
クアップ 10 本
・配備箇所は補足説明資料（1）参照

逃がし安全弁用
可搬型蓄電池

3個

2個

1個

3個

・故障時バックアップ 1 個・配備箇所は補足説明資料（1）参照

名

称

・点検時の待機除外及び故障時バッ
クアップ 6 本・配備箇所は補足説明資料（1）参照
各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

非常用逃がし安全弁
駆動系高圧窒素ボンベ
※1

(4)
名

12 本

6本

6本

12 本
（3 本ずつ分散）「N」の屋外に保管する可搬型設備（1／2）
称

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

配備
数 ※１

必要数

予備

保管場所
西側
南側

予備機
置場

備考

2台

1台

1 台 ※2

1台

0台

・各保管場所に必要数を配備

1台・必要数（1 組）は，可搬型代替注水大型
ポンプ設置箇所と送水先を結ぶ最大ホース敷設長さを基に設
2,510m定（補足説明資料（2）2組（2,400m
2,455m参照）
ホース（放水用）
1組
＋
1組
×1 組
（1 組
0組
・1N 当たり専用コンテ
2,400m：300A（1 組）
＋55m
110m
＋55m
＋55m）
ナ 4 基（コンテナ 1×2 組
基当たり約 600m を収納）に保管・1 組ごとに 5m，50mのホースを 1 本ずつ配備（上記コンテナ
内に配備）
・必要数（1 組）は，可搬型代替注水大型
ポンプ設置箇所と水源間の距離を基に設
80m
定
（30m
70m
ホース
4組
2組
・水中ポンプ用
2組
×2 組＋
（2 組
0組
30m：250A（1 組）
＋20m
＋10m
・300A ホースコンテナ
5m＋10m）に 1 組ずつ保管
×4 本）
・1 組ごとに 5m のホースを 1 本ずつ配備（上記コンテナ内に配備）※1 各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。
※2 可搬型代替注水大型ポンプ（原子炉注水等及び水源補給用）・（放水用）は同型設備であり，原子炉注水等及び水源補給用の予備 1 台と，放水用の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。

1.0.2－45

第 4.1－2 表 保管場所等に配備する可搬型設備の配備数（重大事故等時に期待する設備）（4／4）(4)

「N」の屋外に保管する可搬型設備（2／2）

名

称

放水砲

配備
数 ※１

必要数

予備

保管場所
西側
南側

予備機
置場

備考

2台

1台

1台

1台

0台

・各保管場所に必要数を配備

1台

・各保管場所に必要数を配備
・点検時の待機除外
及び故障時バックアップ 3 台・各保管場所に必要数を配備
・雨水排水路集水桝（9 箇所）用 18 個，放水路（3 箇所）用
6個

タンクローリ

5台

2台

3台

2台

2台

1台

汚濁防止膜

48 個

24 個

24 個

24 個

24 個

0個

小型船舶

2艇

1艇

1艇

1艇

1艇

0艇

・各保管場所に必要数を配備

ホイールローダ

5台

2台

3台

2台

2台

1台

・各保管場所に必要数を配備
・点検時の待機除外
及び故障時バックアップ 3 台窒素供給装置

4台

2台

2台

2台

2台

0台

・各保管場所に必要数を配備

窒素供給装置用電源車

2台

1台

1台

1台

1台

0台

・各保管場所に必要
数を配備

泡混合器

2個

1個

1個

1個

1個

0個

・各保管場所に必要数を配備

泡消火薬剤容器・各保管場所に必要
10 個
5個
5個
5個
5個
0個
（大型ポンプ用）
数を配備
1 個：約 1m３
※1 各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

第 4.1－3 表 保管場所等に配備する可搬型設備の配備数（自主的に所有している設備）（1／3）
(1)

重機
配備
数 ※１

保管場所

備考

油圧ショベル

1台

南側保管場所

―

ブルドーザ

1台

南側保管場所

―

名

※1

称

各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

1.0.2－46

第 4.1－3 表 保管場所等に配備する可搬型設備の配備数（自主的に所有している設備）（2／3）(2)

その他設備（1／2）
配備
数 ※１

保管場所

ホース展張車5台

西側及び南側保管場所，
予備機置場

ホース展張車5台

西側及び南側保管場所，
予備機置場

ホース
1,800m：300A（1 組）

2組
＋
110m

西側及び南側保管場所

ホース
30m：250A（1 組）

4組
＋
20m

西側及び南側保管場所

可搬型ケーブル運搬車

2台

西側及び南側保管場所

可搬型整流器運搬車

2台

予備機置場

放水砲／泡消火薬剤運搬車

2台

西側及び南側保管場所

各々1 台配備

汚濁防止膜運搬車

2台

西側及び南側保管場所

各々1 台配備

放射性物質吸着材

16,200 ㎏

西側及び南側保管場所

各々8,100 ㎏配備

小型船舶運搬車

2台

西側及び南側保管場所

各々1 台配備

多目的運搬車2台

西側及び南側保管場所

各々1 台配備

名

※1

称

備考
・西側及び南側保管場所：各々2 台配備
・原子炉注水等及び水源補給用・予備機置場：1 台配備
・西側及び南側保管場所：各々2 台配備
・代替ＲＨＲＳ及び放水砲用・予備機置場：1 台配備
・必要数（1 組）は，可搬型代
替注水大型ポンプ設置箇所と送水先を結ぶ最大ホース
敷設長さを基に設定（補足説
明資料（2）参照）
・代替ＲＨＲＳ等用
・1N 当たり専用コンテナ 3 基（コンテナ 1 基当たり約600m を収納）に保管
・1 組ごとに 5m，50m のホースを 1 本ずつ配備（上記コンテ
ナ内に配備）
・各保管場所に 1 組＋55m ずつ
配備
・必要数（1 組）は，可搬型代
替注水大型ポンプ設置箇所と水源間の距離を基に設定
・水中ポンプ用・300A ホースコンテナに 1 組
ずつ保管
・1 組ごとに 5m のホースを 1本ずつ配備（上記コンテナ内に配備）
・各保管場所に 2 組＋10m ずつ
配備
各々1 台配備
2 台配備

各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

1.0.2－47

第 4.1－3 表 保管場所等に配備する可搬型設備の配備数（自主的に所有している設備）（3／3）(2)

その他設備（2／2）
配備
数 ※１

保管場所

可搬型代替注水中型ポンプ

1台

西側保管場所

消火用

送水ホース
150A：2,000m（1 組）

1組

西側保管場所

消火用
補足説明資料（2）参照

ホース展張車（消火用）

1台

西側保管場所

消火用

放水銃

1台

西側保管場所

消火用

水槽付消防ポンプ自動車

2台

化学消防自動車

2台

泡消火薬剤容器（消防車用）
1 組：1,500L

2組

西側及び南側保管場所，
監視所付近

ＲＨＲＳポンプ用予備電動機

2台

南側保管場所

予備品

ＤＧＳＷポンプ用予備電動機

1台

南側保管場所

予備品

予備電動機運搬用トレーラー

1台

西側保管場所

予備品取扱設備

予備電動機交換用クレーン

1台

西側保管場所

予備品取扱設備

可搬型窒素供給装置（小型）

1台

予備機置場

SRV 用

放射能観測車

1台

予備機置場

名

※1

称

西側保管場所及び監視所付近
南側保管場所及び
監視所付近

備考

消火用
各々1 台配備
消火用
各々1 台配備
西側：0.5 組配備
南側：0.5 組配備監視所付近：1 組配備

各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

1.0.2－48―

4.2

地震，津波による保管場所への影響評価概要
地震に対する保管場所への影響について，2011 年東北地方太平洋沖地震の被害状況（別紙(8)参照）も踏まえた上で網羅的に(1)～(7)の被害要因について，第 4.2－1 表に示すとおり，影響のある被害要因はないことを確認した。
被害要因に対する詳細な確認内容については，「4.3

地震による保管場所の影響評価」に示す。
また，敷地遡上津波に対する保管場所への影響については，敷地西側の高所 2 箇所（T.P.＋23m 及び T.P.＋25m）に設定する保管場所が敷地遡上津波による影響を受けないことを津波遡上解析の結果により確認している。
第 4.2－1 図に敷地遡上津波時の最大浸水深分布を示す。

1.0.2－49

第 4.2－1 表 地震による保管場所への影響評価
被害要因(1)周辺構造物の倒壊（建屋，送電鉄塔等）

評価
西側保管場所・損壊により保管場所に影響を及ぼす建屋，送電鉄塔がないことを確認した。

南側保管場所
同左(2)周辺タンク等の損壊・損壊により保管場所に影響を及ぼすタンクがないことを確認した。

同左(3)周辺斜面の崩壊・保管場所周辺に斜面がないことを確認した。

・保管場所の周辺斜面が崩壊しないことを確認した。

(4)敷地下斜面のすべり・保管場所の敷地下斜面が崩壊しないことを確認した。

同左【液状化及び揺すり込みによる不等沈下】
・保管場所は，液状化及び揺すり込
みによる不等沈下，保管場所の傾
斜，浮き上がりの影響を受けないことを確認した。
【液状化及び揺すり込みによる傾斜】

同左

・保管場所の傾斜は，可搬型設備への影響がないことを確認した。

同左(5)液状化及び揺すり込みによる不等沈下・傾斜，液状化に伴う浮き上がり【液状化による浮き上がり】
・保管場所の地中埋設構造物は，浮き上がりが生じないことを確認した。

・保管場所に地中埋設構造物がない
ことを確認した(6)地盤支持力の不足

・地震時接地圧が地盤支持力を下回ることを確認した。

同左(7)地中埋設構造物の損壊・保管場所下部の地中埋設物は耐震性があるため，損壊による影響がないことを確認した。

・保管場所下部に地中埋設物がない
ことを確認した。

1.0.2－50

第 4.2－1 図

敷地遡上津波時の最大浸水深分布1.0.2－51

4.3

地震による保管場所の影響評価

4.3.1

周辺構造物損壊による影響評価【（1）周辺構造物の倒壊（建屋，送電鉄塔等），（2）周辺タンク等の損壊】影響評価及び周辺構造物の配置を第 4.3.1－1 表，第 4.3.1－1 図に示す。
西側保管場所の近傍には送電鉄塔が設置されているが，鉄塔基礎の安定性に影響を及ぼす要因について評価を行い，影響がないことを確認した。（別紙（12）参照）
同保管場所近傍の上空には送電線が架線されているが，送電鉄塔が倒壊した場合であっても，送電線による影響のない範囲を保管場所とする。
なお，送電鉄塔間の水平距離確保のために送電鉄塔を移設する際は，倒壊した送電鉄塔及び送電線が保管場所に干渉しない位置に移設する。
さらに，同保管場所近傍には緊急時対策所建屋が設置されるが，緊急時対策所建屋はＳ Ｓ 機能維持であることから，保管場所に影響がないことを確認した。
また，西側保管場所下部に埋設される可搬型設備用軽油タンク及び隣接する緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク，並びに南側保管場所近傍に埋設される可搬型設備用軽油タンクはＳ Ｓ 機能維持 ※ であることから，保管場所に影響がないことを確認した。
※

耐震Ｂ，Ｃクラスの機器又はＳＡ設備において，基準地震動Ｓ Ｓ で耐震評価を行い，耐震性が確認された機器を指す

第 4.3.1－1 表
被害要因（1）周辺構造物の倒壊（建屋，送電鉄塔等）（2）周辺タンク等の損壊

周辺構造物倒壊時の影響評価

評価
西側保管場所・損壊により保管場所に影響を及ぼす建屋，送電鉄塔がないことを確認した。
・損壊により保管場所に影響を及ぼすタンクがないことを確認した。

1.0.2－52

南側保管場所
同左

同左

第 4.3.1－1 図 周辺構造物の配置図

4.3.2

周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価【（3）周辺斜面の崩壊，（4）敷地下斜面のすべり】
(1)

評価方法
周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりによる影響については，以下の方法ですべり安定性評価を行い，評価基準と比較することにより評価を行う。影響評価においては，周辺斜面の崩壊により保管場所が土砂流入の影響を受けないこと，また，保管場所の敷地下斜面の安定性が確保されていることを確認する。
第 4.3.2－1 図に周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価フローを示す。
1.0.2－53

保管場所候補地の選定

周辺斜面の崩壊に対する影響評価フローYes

周辺斜面がない ※1

敷地下斜面のすべりに対する影響評価フロー敷地下斜面がない ※2
No

No
Yes

Yes

すべりのおそれがない ※3

崩壊のおそれがない ※3

Yes

No

No

すべり線からの影響範囲を考慮した
法肩からの離隔を計画

斜面が崩壊するものと仮定した場合の堆積土砂形状を予測

堆積土砂の影響範囲を考慮した法尻からの離隔距離を計画

Yes

離隔の確保が可能

離隔の確保が可能
No

Yes

No

対策検討及び実施が可能

No

保管場所候補地の選定に戻る

Yes
他の被害要因に対する条件を全て満たす場所を保管場所として利用

※1
※2
※3

周辺斜面とは，保管場所より高い位置の斜面で，法尻から保管場所までの距離が斜面高さの 2 倍以下の斜面をいう。
敷地下斜面とは，保管場所より低い位置の斜面で，法肩から保管場所までの距離が斜面
高さ以下の斜面をいう。
斜面の安定性について，斜面安定計算又は類似斜面との比較により判定する。

第 4.3.2－1 図

周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価フロー

ａ．評価断面の抽出
評価断面については，保管場所周辺における斜面の形状及び高さ等を考慮して抽出する。保管場所の周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価断面の位置図を第 4.3.2－2 図，断面図を第 4.3.2－3
図に示す。また，評価断面の具体的な抽出方法を以下に示す。
1.0.2－54

・西側保管場所の周辺斜面は，保管場所よりも高い位置に斜面はない。
敷地下斜面は保管場所の東側に斜面高さ約 9.0m の斜面があるが，保管場所は斜面高さに対して十分離れて（約 140m）いる（Ａ－Ａ断面）。
また，最大高さ約 4.5m の盛土で造成されていることから，当該箇所を
敷地下斜面として選定する（ｂ－ｂ断面）。
・南側保管場所は，周辺斜面として高さが最も高い南側の斜面（高さ約4.0m）を評価対象斜面として選定する（Ｄ－Ｄ断面）。敷地下斜面は保管場所の東側に斜面高さ約 13.0m の斜面があるが,保管場所は斜面
高さに対して十分離れて（約 100m）いる（Ｃ－Ｃ断面）。また，最大
高さ約 3.0m の盛土で造成されていることから，当該箇所を敷地下斜面として選定する（ｄ－ｄ断面）。

1.0.2－55

第 4.3.2－2 図 保管
管場所の周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面
面のすべ
べりに対する影響評価断面位置図

1.0.2－56

Ａ－Ａ断面Ｗ
T.P.(m)

西側保管場所
可搬型設備用軽油タンク

Ｅ
T.P.(m)

約 140m

斜面高さ約 9.0m

0

100ｍ

Ｂ－Ｂ断面

Ｓ
T.P.(m)50

緊急時対策所建屋

Ｎ

西側保管場所

T.P.(m)
盛土

50

0

100ｍ

Ｃ－Ｃ断面

Ｗ

南側保管場所

T.P.(m)Ｅ
T.P.(m)

約 100m

斜面高さ約 13.0ｍ

0

50

100ｍ

Ｄ－Ｄ断面

Ｓ
T.P.(m)Ｎ
T.P.(m)

南側保管場所
切土高さ約 4.0m

盛土

0

凡例

50

100ｍ

構造物
造成面

第 4.3.2－3 図 保管場所の周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価断面図（1／2）

1.0.2－57

西側保管場所 北側盛土断面（ｂ－ｂ断面）
Ｓ

西側保管場所
T.P.(m)
保管エリア

Ｎ

3.0ｍ

T.P.(m)
30

30

1:2.0

20

盛土高さ約 4.5ｍ

20

盛土(改良土)1010

鉄筋コンクリート床版
050m

南側保管場所 南側切土断面（Ｄ－Ｄ断面拡大）
ＳＮ

南側保管場所

3.0ｍ

T.P.(m)T.P.(m)
保管エリア
30

30

1:2.0

切土高さ約 4.0ｍ

20

20

鉄筋コンクリート床版
10

10
0

50m

南側保管場所 北側盛土断面（ｄ－ｄ断面）
Ｓ

南側保管場所

3.0ｍ

Ｎ

保管エリア

T.P.(m)
30

1:2.0

20

T.P.(m)
30

盛土高さ約 3.0ｍ

盛土（改良土）鉄筋コンクリート床版

10

0

凡例

20

10
50m

構造物
造成面

第 4.3.2－3 図 保管場所の周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価断面図（2／2）
1.0.2－58

ｂ．保管場所の安定性確認
抽出された評価断面について,別紙（37）にて基準地震動Ｓ Ｓ に耐性があることを確認したＤ／Ｃの西側斜面と地質・斜面形状の比較を実施し，基準地震動Ｓ Ｓ に対する安定性を確認する。

ｃ．評価基準の設定
保管場所の周辺斜面が，Ｄ／Ｃの西側斜面よりも斜面高さが低く緩斜面であり，かつ，すべりが想定される範囲で地質が同一であることを評価基準とする。

ｄ．周辺斜面の崩壊後及び敷地下斜面のすべり後の堆積形状
Ｄ／Ｃの西側斜面との比較・評価の結果,崩壊及びすべりのおそれがある断面については，当該斜面が崩壊し，土砂が流出するものと想定する。
崩壊土砂の到達距離については,斜面高さと到達距離などの関係が整理されている各種文献より，斜面高さの 2 倍を崩壊土砂の到達距離とし，堆積形状は崩壊前後の土砂量が等しくなるものとする。（別紙（13）参
照）

(2)

評価結果
保管場所の周辺斜面は，基準地震動Ｓ Ｓ に対して耐性のあるＤ／Ｃの西側斜面と比較すると第 4.3.2－1 表のとおりすべりが想定される範囲で地質は同一であり，緩斜面かつ斜面高さが低いことから基準地震動Ｓ Ｓ に対して裕度があり，崩壊及びすべりは発生しないことを確認した。
また，保管場所の敷地下斜面は，盛土の施工において，改良土等により，安定性が確認されている強度（地山（du 層）相当）を確保する。
1.0.2－59

なお，保管場所は周辺斜面の法尻及び敷地下斜面の法肩から 3m の離隔を確保して配置する。更に，可搬型設備を保管するエリア（以下「保管エリア」という。）は，周辺斜面から十分な離隔距離（南側保管場所 約 24m）を確保して，鉄筋コンクリート床版を設置することとしている。
評価結果を第 4.3.2－2 表に示す。

第 4.3.2－1 表

各保管場所及びＤ／Ｃの西側斜面の地質及び斜面形状

評価基準
Ｄ／Ｃの
西側斜面

周辺斜面
南側保管場所（南側切土）

地質

du 層

du 層

盛土 ※

盛土 ※

斜面勾配

1:1.9

1:2.0

1:2.0

1:2.0

斜面高さ

14m

最大約 4.0m

最大約 4.5m

最大約 3.0m※

敷地下斜面
西側保管場所
南側保管場所（北側盛土）（北側盛土）

盛土の施工において，改良土等により，安定性が確認されている強度（地山（du 層）相当）を確保する。

第 4.3.2－2 表

周辺斜面の崩壊及び敷地下斜面のすべりに対する影響評価結果
評価結果

被害要因

西側保管場所

南側保管場所(3)周辺斜面の崩壊・保管場所周辺に斜面がないことを確認した。

・保管場所の周辺斜面が崩壊しないことを確認した。

(4)敷地下斜面のすべり・保管場所の敷地下斜面が崩壊しないことを確認した。

同左

4.3.3

沈下に対する影響評価【(5)液状化及び揺すり込みによる不等沈下】
(1)

評価方法
第 4.3.3－1 図に飽和地盤及び不飽和地盤の沈下量算出フローを示す。
保管場所は，砂質地盤（盛土・埋戻土（fl），du 層，D2s－3 層，D2g－3 層及び D1g－1 層）等からなることから，不等沈下及び傾斜に対す
1.0.2－60

る評価を実施する。
沈下の影響因子としては，飽和砂質地盤の液状化によるものと，不飽和砂質地盤の揺すり込みによるものを想定する。
・飽和砂質地盤の液状化による沈下量は，一次元有効応力解析による残留変位（C）と，Ishihara et al.（1992） ※１ の体積ひずみと液状化抵抗の関係から沈下率（B）を設定し，飽和砂質土層の厚さ（h2）を乗じた沈下量を足し合わせて算出する。
・不飽和砂質地盤の揺すり込みによる沈下量は，鉄道構造物等設計標
準・同解説 耐震設計 ※２ に示されている方法に基づき算定した沈下量
から沈下率（A）を設定し，不飽和砂質土層の厚さ（h1）を乗じて算
出する。
※1

※2

Kenji Ishihara and Mitsutoshi Yoshimine（1992）:Evaluation Of Settlements In
Sand Deposits Following Liquefaction During Earthquakes;Solis And Foundations
Vol32,No.1,173-188
鉄道総合技術研究所編（1999）：鉄道構造物等設計標準・同解説 耐震設計，p.323

各保管場所における液状化及び揺すり込み沈下による不等沈下に対する影響評価断面の位置図及び断面図を第 4.3.3－2 図に示す。なお，保管エリアは，路面を補強するため鉄筋コンクリート床版を設置する計画である。
鉄筋コンクリート床版は，液状化等に伴う不等沈下や，地震時や竜巻時の可搬型設備の荷重に対し，可搬型設備の保管に十分耐え得る構造として，厚さ 1m 程度の床版とする。なお，別紙(38)を踏まえた，b.砂質地盤に液状化を仮定した噴砂による不陸については，鉄筋コンクリート床版による路面補強を行うため影響はない。
保管エリアの路面補強のイメージを第 4.3.3－3 図に示す。

1.0.2－61

第 4.3.3－1 図

飽
飽和地盤及び不飽和地盤の沈下量算出フロ
ロー

1.0.2－62

Ａ－Ａ断面Ｓ
T.P.(m)Ｓ
T.P.(m)

緊急時対策所建屋
屋

西側保管場所
保管エリア

Ｂ－Ｂ断面
南側保管場所
南
保管エリア

Ｎ

例
凡例

T.P.(m)Ｎ
T.P.(m)

構
構造物
造
造成面
評価地点

第 4.3.3－2 図 各保管場
場所における液状化及び揺すり込み沈下下による不等沈 下に対する影響評価断面の位置図及び断
断面図
1.0.2－63

鉄筋コンクリート床版
厚さ 1m 程度

第 4.3.3－3 図 保管エリアの路面補強のイメージ

ａ．液状化による沈下量及び揺すり込みによる沈下量の算出の考え方
・液状化については，地下水位以深の飽和砂質地盤を，全て液状化による沈下の対象層として沈下量を算出する。
・揺すり込みについては，地表～地下水位以浅の不飽和砂質地盤を，全て揺すり込みによる沈下の対象層として沈下量を算出する。
・液状化と揺すり込みによる沈下量の合計を総沈下量とする。

ｂ．液状化による沈下量の算出法
・液状化による沈下量は，液状化を含めた地震時の地盤の変形とその後の排水沈下を想定する。前者は有効応力解析による地震時の残留変位により算出し，後者は液状化後の排水に伴う沈下量を算出する。両者を合算して液状化による沈下量とする。
① 一次元有効応力解析による地震時の残留変位
保管場所の地震時の残留変位は，有効応力解析(FLIP)により算出する。西側及び南側保管場所直下の地質・地質構造はおおむね水平
成層になっていることから，一次元モデルにより検討を行う。西側
及び南側保管場所のそれぞれ１点を選定し，それぞれの地点での基準地震動Ｓ Ｓ による残留変位を算出する（第 4.3.3－2 図及び第 4.3.3－4 図）。（別紙（39）参照）

1.0.2－64

一次元有効応力解析に用いる解析用物性値は，地盤調査結果及び室内試験により得られた各地層の物性値を用いる。当該箇所に分布する飽和砂質地盤（盛土・埋戻土（fl），du 層，D2s－3 層，D2g－3
層及び D1g－1 層）の液状化パラメータについては，液状化現象を考慮できるよう室内試験で得られた液状化強度の平均と標準偏差を適切に考慮して設定する（第 4.3.3－5 図）。
一次元有効応力解析の解析モデルは，地表面から T.P.－100m とした。解析モデルの境界条件としては，静的解析においては底面は固定境界及び側方は水平変位拘束（鉛直ローラー境界と同等の条件）とし，動的解析においては底面は粘性境界及び側方は周期境界とする。また，解析要素分割における要素の最大高さは，考慮するせん
断波の波長を適切に分割できるよう設定する。なお，最小要素高さについては 1m 程度を目安とした。地震動は，解析モデル下端に入力
し，入力地震動は，解放基盤表面で定義された基準地震動Ｓ Ｓ をモ
デル下端位置まで一次元波動論により立ち上げたものを用いる（第4.3.3－6 図）。

（ａ）西側保管場所
第 4.3.3－4 図（ｂ）南側保管場所
一次元有効応力解析モデル
1.0.2－65

第 4.3.3－5 図

液状化強度特性

解析対象領域

平面ひず
ずみ要素
堆積層
一次元有効応力解析のモデル化範囲

km層
T.P.-100m

vA

vB

uA
pA 節点A

節点B pBuB

km層変
変位の拘束条件
解放基盤表
表面T.P.-100m

T.P.-370m

間隙水圧の
拘束条件

地震波（2E）

km層

km層

T.P.-1000m

粘性境
境界
地
地震波（2E）

解放基盤表面一次元有効応力解析

T.P.-370m

基準地震動（2E）
一次元波動論による入力地震動の算定

第 4.3.3－6 図

保管場所の解析モデルの概念図
1.0.2－66

② 液状化後の排水に伴う沈下量
第 4.3.3－7 図に体積ひずみと液状化抵抗の関係（Ishihara et al.
1992）及び想定する沈下率を示す。
・液状化後の排水に伴う沈下については, (Ishihara et al.1992）に示されている液状化の対象となる細粒分含有率が 35％以下（Cleansands）の体積ひずみと液状化抵抗の関係を用いて設定する。
・相対密度（Dr）は，保管場所周辺に分布する飽和砂質地盤の調査結果から，保守的に最も相対密度の小さい D2s－3 層の相対密度 71.7％
を全ての対象層に適用する。（別紙（40）参照）
・沈下率（B）は体積ひずみと液状化抵抗の関係と相対密度より，一次元有効応力解析の結果に依らず，保守的に最大せん断ひずみレベルの体積ひずみである 2.0％と設定し，飽和砂質地盤の地層厚（h2）を乗じて沈下量を算出する。

Dr=71.7％

2.0％（Ishihara et al.1992 に加筆）

液状化に伴う沈下：沈下率 2.0％

第 4.3.3－7 図

体積ひずみと液状化抵抗の関係及び想定する沈下率
1.0.2－67

ｃ．揺すり込みによる沈下量の算出法
地震時の地下水位以浅の不飽和地盤の揺すり込み沈下量の算定方法を下記に示す。

（出典：鉄道構造物等設計標準・同解説

耐震設計 p323，1999 年 10 月）

沈下量は,各検討箇所での基準地震動Ｓ Ｓ による一次元等価線形解析を実施し，地震前後のせん断弾性係数から算定した。一般的な弾性論でのせん断弾性係数と変形係数の関係は以下の式で示される。
=(

ここで， :せん断弾性係数（kN／m ２ ）Ｅ：変形係数（kN／m ２ ）ν：動ポアソン比である。
1.0.2－68)

第 4.3.3－2 図及び第 4.3.3－4 図に揺すり込み沈下量を算出した地点と解析モデルの概念図を示す。
第 4.3.3－1 表に各検討箇所の揺すり込み沈下率の算定結果を示す。
基準地震動Ｓ Ｓ による沈下率は極めて小さい値であるが，新潟県中越沖地震時における東京電力柏崎刈羽原子力発電所の沈下実績も考慮し，沈下率（不飽和地盤沈下量／不飽和地盤層厚）を保守的に 1％と設定する。

第 4.3.3－1 表

不飽和地盤の揺すり込み沈下率算定結果
Ss-11

Ss-12

Ss-13

標高
（T.P.）

Ss-D1

西側保管場所＋23.0m

南側保管場所＋25.0m

検討箇所

標高（T.P.）

NS

EW

NS

EW

NS

EW

西側保管場所＋23.0m

0.004％

0.004％

0.008％

0.006％

0.007％

0.005％

0.006％

南側保管場所＋25.0m0.010％

0.005％

0.012％

0.007％

0.012％

0.011％

0.018％

検討箇所

NS

EW

NS

EW

NS

EW

0.007％

0.005％

0.005％

0.004％

0.004％

0.004％

0.003％

0.013％

0.004％

0.005％

0.006％

0.006％

0.006％

0.006％

Ss-14

Ss-21

Ss-22
Ss-31

揺すり込みによる沈下率：1％ｄ．液状化に伴う浮き上がりの評価方法
液状化に伴う地中埋設構造物の浮き上がりについては，トンネル標準示方書（土木学会，2006）に基づき評価する。評価基準値としては，安
全率 1.0 とする。
・液状化については，地下水位以深の飽和砂質地盤を，全て液状化の対象層として想定した。
1.0.2－69

・浮き上がりの評価対象は，西側保管場所下部に埋設される可搬型設備
用軽油タンクとし，以下の条件に該当する場合は浮き上がりの評価を
実施する。
条件①

構造物下端よりも地下水位が高い
なお，南側保管場所下部には地中埋設構造物は設置されない
ため，浮き上がりの評価対象は存在しない。

ｅ．地下水位の設定
沈下量の算出における地下水位については，過去のボーリング等による地下水位観測記録などを基に，防潮堤の設置により地下水位が上昇する可能性を考慮し，保守的に設定する。（別紙（41）参照）

ｆ．評価基準値の設定
液状化及び揺すり込みによる沈下により，保管場所に発生する地表面の段差量及び縦横断勾配の評価基準値については，緊急車両が徐行により走行可能な段差量 15cm ※1 及び登坂可能な勾配 12％ ※2,3 とする。
※1
※2
※3

(2)

地震時の段差被害に対する補修と交通解放の管理・運用方法について（佐藤ら，2007[平成 19 年度 近畿地方整備局研究発表会]）
道路構造令 第 20 条及び林道規程 第 20 条より（可搬型設備の移動速度を 10km／h と想定していること，私有地内で交通量が少ないことから，縦断勾配は 12％を適用する。）
小規模道路の平面線形及び縦断勾配の必要水準に関する基礎的検討（濱本ら，2012[国土交通省 国土技術政策総合研究所 第 667 号]）では，積雪時における登坂可能な勾配を 15％としているが，車両の通行の確実性を考慮し，本評価における評価基準値としては保守的な 12％を適用する。

評価結果
ａ．不等沈下の評価
評価結果を第 4.3.3－2 表に示す。
液状化及び揺すり込みによる不等沈下については，西側及び南側保管
1.0.2－70

場所の保管エリアに鉄筋コンクリート床版を設置する予定としており，
床版と周辺の地盤の境界では最大 2cm（床版の厚さ 1m の場合）の段差と想定されることから，車両通行に影響はない。

第 4.3.3－2 表
被害要因(5)液状化及び揺すり込
みによる不等沈下

不等沈下に対する影響評価結果

評価結果
西側保管場所・保管場所の不等沈下は，可搬型設備への影響がないことを確認した。

南側保管場所同左

ｂ．傾斜の評価
第 4.3.3－8 図及び第 4.3.3－9 図に各保管場所の液状化及び揺すり込
みに対する影響評価断面の位置図及び断面図を示す。また，第 4.3.3－3
表及び第 4.3.3－4 表に各保管場所の液状化及び揺すり込みによる傾斜を示す。
液状化及び揺すり込みによる傾斜については，評価地点のうち,想定される最大沈下が発生した場合の傾斜（最大沈下量／保管場所の幅）を仮定した場合でも最大で 1.3％（西側保管場所（Ａ－Ａ断面）において，総沈下量が最大となる南側が沈下し，北側が沈下しなかった場合の保管場所の傾斜）であり，緊急車両が登坂可能な勾配 12％以下のため車両通行に影響はない。
評価結果を第 4.3.3－5 表に示す。

1.0.2－71

第 4.3.3－8 図

西側保管場所の液状化及び揺すり込みに対する影響評価断面の位置図及び断面図

第 4.3.3－3 表西側保管場所の液状化及び揺すり込みによる傾斜
南側

沈下対象層
盛土
地下水位以深

中央部

北側

対象厚さ

沈下量

対象厚さ

沈下量

対象厚さ

沈下量

（m）

（cm）

（m）

（cm）

（m）

（cm）

0.0

0.0

1.7

3.4

3.0

6.0

du 層

4.4

8.8

1.8

3.6

1.0

2.0

D2s － 3 層

9.4

18.8

4.2

8.4

1.3

2.6

D2g － 3 層

15.1

30.2

11.7

23.4

13.7

27.4

一次元有効応力解析の残留変位
総沈下量

0.4cm
58.2cm39.2cm

最大沈下量58.2cm

保管エリアの幅

48.0m

保管エリアの傾斜（θ）

1.3％（最大沈下量／保管エリアの幅）

1.0.2－72

38.4cm第 4.3.3－9 図南側保管場所の液状化及び揺すり込みに対する影響評価断面の位置図及び断面図

第 4.3.3－4 表南側保管場所の液状化及び揺すり込みによる傾斜
南側

沈下対象層

中央部

北側

対象厚さ

沈下量

対象厚さ

沈下量

対象厚さ

沈下量

（m）

（cm）

（m）

（cm）

（m）

（cm）

盛土

0.0

0.0

0.2

0.4

1.5

3.0

du 層

3.1

6.2

3.0

6.0

1.7

3.4

D1g － 1 層

10.5

21.0

10.4

20.8

10.3

20.6

地下水位以深

一次元有効応力解析の残留変位

0.5cm

総沈下量

27.7cm27.7cm

最大沈下量27.7cm

保管エリアの幅

23.1m

保管エリアの傾斜（θ）

1.2％（最大沈下量／保管エリアの幅）

第 4.3.3－5 表
被害要因(5)液 状 化 及 び 揺 す り 込 みによる傾斜

27.5cm

傾斜に対する影響評価結果
評価結果

西側保管場所

南側保管場所・保管場所の傾斜は，可搬型設備への影響がないことを確認した。

同左

1.0.2－73

ｃ．浮き上がりの評価
評価結果を第 4.3.3－6 表に示す。
西側保管場所下部に埋設される可搬型設備用軽油タンクは，基準地震
動Ｓ Ｓ 機能維持設備であることから，浮き上がりが生じない設計とし，以下の点を考慮して設計を行う。
・周辺地盤の基準地震動Ｓ Ｓ に対する有効応力の変化を考慮した地震時影響評価は，有効応力解析により部材の応力等を求め，Ｓ Ｓ 機能維持を確認する。
・有効応力解析に用いる解析用物性値は，地盤調査及び室内試験により得られた各地層の物性値を用いる。当該箇所に分布する飽和砂質地盤の解析用の液状化強度特性は，室内試験で得られた液状化強度の平均と標準偏差を適切に考慮して設定する。
・本施設は杭基礎構造であり，液状化を仮定した場合においても，杭基礎が支持性能を確保できることを確認する。

第 4.3.3－6 表
被害要因(5)液状化に伴う浮き上がり

4.3.4

浮き上がりに対する影響評価結果

評価結果
西側保管場所
南側保管場所・保管場所の地中埋設構造物
・保管場所に地中埋設構造物
は，浮き上がりが生じない
がないことを確認した。
設計とする。

地盤支持力に対する影響評価【(6)地盤支持力の不足】(1)

接地圧の評価方法
西側及び南側保管場所について，可搬型設備の総重量及び鉄筋コンク
リート床版の重量より，常時接地圧及び地震時接地圧を以下により算出
1.0.2－74

した。
・常時接地圧：可搬型設備の総重量及び鉄筋コンクリート床版（厚さ1m の場合）の重量の和を鉄筋コンクリート床版の面積で除して算出。
・地震時接地圧：常時接地圧×鉛直震度係数 ※※基準地震動Ｓ Ｓ による各保管場所の地表面での下向きの鉛直最大応答加速度から鉛直
震度係数を算出

算出結果を第 4.3.4－1 表に示す。

第 4.3.4－1 表(2)

保管場所における地表面での鉛直最大応答加速度
及び鉛直震度係数
西側保管場所

南側保管場所

地表面での鉛直最大応答加速度

511gal560gal

鉛直震度係数1.52

1.57

評価基準値の設定
西側及び南側保管場所は，主に砂質土で構成されていることから，
道路橋示方書 ※ を参考に砂地盤の最大地盤反力度(常時)の 400kN／m ２ を評価基準値とする。
※(3)

道路橋示方書・同解説 Ⅳ下部構造編（社団法人日本道路協会，2012）

評価結果
評価結果を第 4.3.4－2 表に示す。
西側及び南側保管場所は，地盤支持力について評価した結果，地震時接地圧は評価基準値内であり，影響がないことを確認した。

1.0.2－75

第 4.3.4－2 表
被害要因(6)地盤支持力の
不足

4.3.5

地盤支持力に対する影響評価結果
評価結果

評価項目

西側保管場所

南側保管場所

地震時
接地圧

39.5kN／m２

40.3kN／m２

評価基準値

400kN／m２

400kN／m２

評価結果

・地震時接地圧が地盤支持力を下回ることを確認した。

同左

地中埋設構造物の損壊に対する影響評価結果【(7)地中埋設構造物の損壊】評価結果を第 4.3.5－1 表に示す。
西側保管場所下部には可搬型設備用軽油タンクが埋設されるが，当該タンクはＳ Ｓ 機能維持設備のため，損壊が生じない設計とする。
南側保管場所下部には地中埋設構造物は設置されないため，損壊の評価
対象は存在しない。

第 4.3.5－1 表
被害要因(7)地中埋設構造物の損壊

地中埋設構造物の損壊に対する影響評価結果
評価結果
西側保管場所

南側保管場所・保管場所下部の地中埋設物は，損壊が生じない設計とする。

・保管場所に地中埋設構造物がない
ことを確認した。

1.0.2－76

5.

屋外アクセスルートの評価

5.1

アクセスルートの概要
アクセスルートは幅が約 5m～10m の道路であり，第 5.1－1 図に示すとおり

緊急時対策所建屋及び保管場所から重大事故等時の取水箇所（西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽）を経て，各接続箇所まで複数ルートでアクセスが可能
であり，可搬型設備の運搬，重大事故等対応要員の移動，取水場所，ホース又はケーブル敷設ルート，可搬型設備の接続口の状況把握，対応が可能である。
屋外アクセスルートの現場確認結果を別紙（14）に示す。
なお，重大事故等発生直後に使用する可搬型設備（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース展張車等）は，先行してがれき撤去を行うホイールローダを追従して取水箇所や接続箇所に向かうため，すれ違いは生じない。仮にすれ違いが生じた場合でも，敷地内の複数箇所に可搬型設備の待機・旋回が可能なスペースがあることから，影響はない。

1.0.2－77

第 5.1－1 図

保管場所～水源及び接続口までのアクセスルート概要

また，第 5.1－2 図に示すとおり，予備機置場から可搬型設備の運搬等に使用するルートとして，自主整備ルートを設定する。

1.0.2－78

第 5.1－2 図

保管場所からのアクセスルート概要（自主整備ルート含む。）

1.0.2－79

5.2

地震及び津波時におけるアクセスルートの復旧時間評価（1） 地震時
地震時におけるアクセスルートについては，地震時に想定される被害事象を考慮し，緊急時対策所建屋～保管場所～目的地までの復旧できるルートを選定し，復旧に要する時間の評価を行う。

（2） 津波時
敷地遡上津波時におけるアクセスルートについては，敷地西側に西側
淡水貯水設備，高所東側接続口及び高所西側接続口を設置し，敷地遡上
津波の影響を受けないルートを設定するため，復旧に要する時間の評価は不要である。

5.3

地震による被害想定の方針，対応方針
地震によるアクセスルートへの影響について，2011 年東北地方太平洋沖地

震の被害状況（別紙（8）参照）を踏まえ，第 5.3－1 表に示すとおり網羅的に（1）～（7）の被害要因を抽出し，評価を行う。

1.0.2－80

第 5.3－1 表

アクセスルートにおいて地震により懸念される被害事象

被害要因

懸念される
被害事象

被害想定の方針

対応方針（1）周辺構造物の倒壊（建屋，送電鉄塔等）

損壊物による
アクセスルー
トの閉塞による通行不能

Ｓクラス（Ｓ Ｓ 機能維持含む。）以外の構造物の損壊を想定し，アクセスルー
トへの影響を評価する。

火災，溢水等による通行不能Ｓクラス（Ｓ Ｓ 機能維持含む。）以外の可燃物，薬品及び水を内包するタンク等が損壊した場合を想定してアクセ
スルートへの影響を評価する。

・アクセスルートに影響がある場合は，ホイー
ルローダによる撤去，がれき上の通行及びホース等の敷設，又は迂回路を通行する。
・アクセスルートに影響がある場合は，迂回路を通行する。
・万一，影響を受けるア
クセスルートを通行する必要がある場合は，必要な対策（自衛消防隊による消火活動，ホイールローダによる撤去等）を実施する。

アクセスルー
トへの土砂流入，道路損壊による通行不能

斜面が急傾斜地崩
壊危険箇所に該当する場合は，斜面崩壊の影響を考慮することとし，アクセ
スルートへの影響を評価する。

・アクセスルートに影響がある場合は，事前対策（斜面の補強等）の実施又はホイールロー
ダによる崩壊土砂の撤去を行う。

アクセスルー
トの不等沈下による通行不能

地震時に発生する
段差の影響を評価する。

・アクセスルートに影響がある場合は，事前対策（路盤補強等）を実
施する。

－

－

－

陥没による通行不能

地震時に発生する
地中埋設構造物の損壊による段差の影響を評価する。

・アクセスルートに影響がある場合は，事前対策（路盤補強等）を実施する。

（2）周辺タンク等の損壊（3）周辺斜面の崩壊（4）道路面のすべり（5）液状化及び揺すり込みによる不等沈下，液状化に伴う浮き上がり（6）地盤支持力の不足（7）地中埋設構造物の損壊

1.0.2－81

地震時の被害想定

5.4
5.4.1

周辺構造物等の倒壊・損壊による影響評価【（1）周辺構造物の倒壊（建屋，送電鉄塔等）】
アクセスルート近傍にある周辺構造物について評価を実施した結果，第5.4.1－1 図及び第 5.4.1－1 表に示すとおり，構造物等の損壊によるがれきの影響は受ける（別紙（15）参照）ものの，アクセス性を確保することが可能であることを確認した。
・構造物等の損壊に伴うがれきの発生により，アクセスルートの必要な幅員が確保できない場合は，ホイールローダによる撤去又はがれき上へのホース，ケーブルの敷設によりアクセス性が確保可能である。
・西側保管場所近傍に設置されている送電鉄塔は，鉄塔敷地周辺の地盤変状の影響について評価を行い，影響がないことを確認している（別紙（12）参照）が，損壊するものとして評価を行った。なお，送電鉄塔間の水平距離確保のために送電鉄塔を移設する際は，倒壊した送電鉄塔がアクセスルートに干渉しない位置に移設する。
・西側保管場所近傍の上空には送電線が架線されているが，送電線の垂れ下がりにより通行支障が発生した場合は，迂回路を通行する。
・原子炉建屋付属棟及び廃棄物処理建屋の ALC ※ パネル部については，地震又は竜巻によって脱落又は損傷が考えられるが，地震及び竜巻によって脱落及び損傷しないこととすることから，アクセス性に影響はない。
（別紙（15）参照）※

ALC：“Autoclaved Lightweight aerated Concrete”（高温高圧蒸気養生された軽量気泡コンクリート）の頭文字をとって名付けられた建材で，板状に成形したもの

1.0.2－82

第 5.4.1－1 図 構造物配置図

1.0.2－83

第 5.4.1－1 表 損壊時にアクセスルートの閉塞が懸念される構造物の被害想定及び対応内容
名称

被害想定

屋内開閉所
サンプルタンク室（Ｒ／Ｗ）
へパフィルター室
・地震により構造物がモルタル混練建屋倒壊し，発生したが補修装置等保管倉庫
れきによりアクセス
プロパンガスボンベ庫
ルートを閉塞する。
機材倉庫
サイトバンカー建屋
廃棄物処理建屋 換気空調ダクト
サービス建屋
サービス建屋ボンベ室
固体廃棄物貯蔵庫 A 棟
・地震により構造物が固体廃棄物貯蔵庫 B 棟
倒壊し，発生したが固体廃棄物作業建屋
れきによりアクセス
緊急時対策室建屋
ルートを閉塞する。
事務本館
タービンホール（東海発電所）
主排気ダクトサ ー ビ ス 建 屋～ チェ ック ポ イ ン
・地震により構造物がト歩道上屋
倒壊し，発生したが154kV 引留鉄構
れきによりアクセス
原子炉建屋付属棟（ALC パネル部）
ルートを閉塞する。
廃棄物処理建屋（ALC パネル部）
サービス建屋（東海発電所）
275kV 送電鉄塔（No.1）
154kV 送電鉄塔（No.6）
154kV 送電鉄塔（No.7）
154kV 送電鉄塔（No.8）

・地震により送電線が断線し，アクセスルート上に垂れ下がり，アクセスルートを閉塞する。

対応内容
・構造物の損壊により発生したがれきがアクセスルー
トに干渉した場合は，ホイールローダにてがれき撤去を実施又はがれき上へのホース，ケーブルを敷設することで，アクセス性が確保可能である。

・構造物の損壊により発生したがれきがアクセスルー
トに干渉した場合は，迂回路を通行することで，アクセス性が確保可能である。

・事前対策を実施するため，アクセス性が確保可能である。
・アクセスルートに送電線が垂れ下がった場合は，迂回路を通行する。
・万一，復旧が必要な場合には油圧式ケーブルカッタ
ーにて切断する等により通行可能とする。

【（2）周辺タンク等の損壊】(1)

可燃物施設及び薬品タンクの配置
アクセスルートに影響を及ぼす可能性のある可燃物施設及び薬品タンクの構内配置を第 5.4.1－2 図に示す。

1.0.2－84

第 5.4.1－2 図

周辺タンク等の損壊によるアクセスルートへの影響

1.0.2－85

(2)可燃物施設の損壊
ａ．可燃物施設の損壊
可燃物施設で漏えいが発生した場合の被害想定判定フローを
第 5.4.1－3 図に示す。また，火災想定施設の配置を第 5.4.1－4 図に，火災想定施設の火災発生時における輻射強度を第 5.4.1－5 図に示す。
可燃物施設について評価を実施した結果，第 5.4.1－2 表に示すとおり
アクセスルートに影響がないことを確認した。また，可燃物施設の固縛状況を第 5.4.1－6 図に示す。
・アクセスルートが火災発生時の熱影響を受ける場合は，迂回路を通行する。
・主要な変圧器（主要変圧器，予備変圧器，所内変圧器，起動変圧器）
は，変圧器火災対策，事故拡大防止対策が図られていること，また，防油堤内に漏えいした絶縁油は防油堤地下の廃油槽に流下することか
ら火災発生の可能性は極めて低い（別紙(16)参照）と考えられるが，火災が発生するものとして評価を行った。
・万一，消火活動が必要となった場合においても，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である（別紙(17)参照）。なお，消火活動は火災
発生箇所近傍の使用可能な消火栓（原水タンク）又は防火水槽を用いる。

1.0.2－86

可燃物施設Yes①

耐震 S 設計又は耐震評価実施
No

Yes

Yes

防油堤の
耐震性の有無Yes

防油堤の設置の有無
NoNo

漏えい可燃物が全量収容可能かNo

No

アクセスルートから離隔距離を確保運用等による可燃物の漏えい防止 ※１

Yes※1

ボンベ口金の通常閉運用（口金を開としている期間は，作業員を配置し，ただちに閉止可能とする）
又は空運用

Yes
※2

No

専用のコンテナ・倉庫等に収容 ※２

保管可燃物は，ドラム缶等の容器に収納，固縛し転倒防止措置を行う。

②

No

火災を想定

③
④

自衛消防隊による消火活動
Yes

アクセスルートから離隔距離を確保
No

⑤ ※4

Yes

迂回路により離隔距離を確保⑥

No⑦
設計ベースにてアクセスルートへの影響を排除※3※4

運用ベースにてアクセスルートへの影響を排除 ※3

火災によるアクセスルートへの影響なし

迂回路の設定によりアクセスルートへの影響を排除

自衛消防隊による消火によりアクセス
ルートへの影響を排除

火災の発生は考えにくいが，万一火災が発生した場合は自衛消防隊による消火活動を実施する（別紙(17)参照）
地下埋設式の可燃物施設は，火災発生は想定しない

第 5.4.1－3 図

可燃物施設漏えい時被害想定
1.0.2－87

判定フロー

第 5.4.1－4 図

火災想定施設配置

1.0.2－88

第 5.4.1－5 図

火災時の輻射強度

1.0.2－89

第 5.4.1－2 表

可燃物施設漏えい時被害想定（1／4）

名称

内容物

容量

ディーゼル発電機用燃料タンク

軽油

970L

変圧器用屋外消火ポンプ用燃料
タンク

軽油

700L

軽油貯蔵タンク

軽油

400kL×2

軽油

995L×6

潤滑油

156L×6

可搬型設備用
軽油タンク

軽油

30kL×7

緊急時対策所用
発電機燃料油貯蔵タンク

軽油

75kL×2

常設代替高圧
電源装置

被害想定
対応内容 ※
基準地震動
Ｓ Ｓ によりタ ・火災が発生した場合でも，アクセ
ンク又は付
スルートからの離隔距離が確保
属配管が破されており，アクセスルートへの損し，漏えい影響はない。
⑤
した可燃物 ・万一，消火活動が必要となった場による火災
合でも，自衛消防隊による早期の発生のおそ消火活動が可能である。
れがある。
・当該タンクは移設予定であり，移設に伴い，耐震 S クラス設計とすることから，火災は発生しない。
なし①
・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。
・当該設備はＳ Ｓ 機能維持設計とすることから，火災は発生しない。
・万一，消火活動が必要となった場 ①
なし
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。
・当該タンクはＳ Ｓ 機能維持設計とすることから，火災は発生しない。
・万一，消火活動が必要となった場 ①
なし
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。
・当該タンクはＳ Ｓ 機能維持設計とすることから，火災は発生しない。
・万一，消火活動が必要となった場 ①
なし
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。
※

第 5.4.1－3 図の①～⑦の判定番号を記載

1.0.2－90

第 5.4.1－2 表

可燃物施設漏えい時被害想定（2／4）

名称

内容物

容量

主要変圧器

絶縁油

136kL

予備変圧器

絶縁油

35.9kL

所内変圧器

絶縁油

21kL×2起動変圧器

絶縁油45.95kL46.75kL

66kV 非常用
変電所
1 号エステート
変圧器
2 号エステート
変圧器

絶縁油

6.6kL

絶縁油

1.1kL

絶縁油

1.1kL

－

－

被害想定

対応内容 ※
・火災が発生した場合は迂回路を通行する。
・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。

基準地震動
Ｓ Ｓ によりタ
ンク又は付
属配管が破
・火災が発生した場合でも，アクセ
損し，漏えいスルートからの離隔距離が確保した可燃物されており，アクセスルートへのによる火災影響はない。
発生のおそ・万一，消火活動が必要となった場れがある。
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。

⑥

⑤

絶縁油
保管タンク
中央制御室
計器用エンジン
発電機
緊急用エンジン
発電機燃料タンク

・当該タンクは空運用であることから，火災は発生しない。

なし※

第 5.4.1－3 図の①～⑦の判定番号を記載

1.0.2－91③

第 5.4.1－2 表

可燃物施設漏えい時被害想定（3／4）

名称

内容物

容量

重油貯蔵タンク

重油

500kL

緊急時対策室
建屋地下タンク

重油

20kL

重油

5.76kLオイル
サービスタンク

重油

390L

構内服洗濯用タンク

重油

1.82kL

緊急時対策室
建屋

溶融炉灯油
タンク

油倉庫

No.1 保修用油倉庫
No.2 保修用
油倉庫

灯油

10kL

第 1 石油類

900L

第 2 石油類

2.2kL

第 3 石油類

18.2kL

第 4 石油類

21kL

アルコール類

200L

第 1 石油類

100L

第 2 石油類

4kL

第 4 石油類

90kL

第 4 石油類

100kL

対応内容 ※
・当該タンクは移設予定であり，移設に伴い，地下埋設式とすることから，火災は発生しない。
・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。
・地下埋設式のタンクであり火災は発生しない
基準地震動 ・万一，消火活動が必要となった場
Ｓ Ｓ によりタ合でも，自衛消防隊による早期のンク又は付消火活動が可能である。
属配管が破損し，漏えい ・火災が発生した場合でも，アクセした可燃物
スルートからの離隔距離が確保による火災されており，アクセスルートへの発生のおそ影響はない。
れがある。 ・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。
被害想定

なし

※

⑤

⑤

・火災が発生した場合は迂回路を通行する。
・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。

⑥

・倉庫そのものが危険物を保管するための専用の保管庫（壁，柱，床等を不燃材料で設置等）となっているため，火災の発生リスクは低い。
・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。

④

第 5.4.1－3 図の①～⑦の判定番号を記載

1.0.2－92⑤

第 5.4.1－2 表

可燃物施設漏えい時被害想定（4／4）

名称

内容物

容量

H2 ボンベ庫

水素

7m３ ×20

予備ボンベ庫①

水素

7m３ ×40

予備ボンベ庫②

水素

7m３ ×20プロパン

50kg×4プロパン

500kg×5

アセチレン

7kg×3

アセチレン

7kg×1

アルゴン＋
メタン

7m３ ×4プロパン

50kg×18

所内ボイラー
プロパン
ボンベ庫
焼却炉用
プロパン
ボンベ庫
サービス建屋
ボンベ庫
廃棄物処理建屋
化学分析用
ボンベ庫
食堂用プロパン
ボンベ庫

水素貯槽

水素

6.7m３

対応内容 ※

被害想定なし

・ボンベはチェーンにより固縛されており，転倒による損傷は考えにくく，また着火源とも成り難いため火災の発生リスクは低い。
・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。

④

なし

・基礎に固定して設置しており，転倒による損傷は考えにくく，また着火源とも成り難いため火災の発生リスクは低い。
・万一，消火活動が必要となった場
合でも，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。

④※

第 5.4.1－3 図の①～⑦の判定番号を記載【可燃物施設の固縛状況等】

プロパンボンベ庫
プロパンボンベの固縛状況

プロパンボンベ庫

第 5.4.1－6 図

可燃物施設の固縛状況

1.0.2－93

ｂ．可搬型設備の火災
保管場所に配備する可搬型設備の火災について評価を実施した結果，
第 5.4.1－3 表に示すとおり，被害想定への対応を実施することから，ア
クセスルート及び可搬型設備に影響はない。

第 5.4.1－3 表
対象設備
可搬型設備
【西側保管場所】【南側保管場所】

内容物

軽油

可搬型設備の被害想定

被害想定
・可搬型設備の車両火災による他の車両への影響
・可搬型設備のアクセ
スルートへの運搬不能

対応内容
・可搬型設備間の離隔距離を 2.5m 以上とることにより，周囲の車両に影響を及ぼさない。
・西側及び南側保管場所には，火災を感知するための感知設備を設置するため，早期に検知が可能である。
・万一，火災が発生した場合には，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。

ｃ．構内（防火帯内側）の植生火災
構内の植生火災について評価を実施した結果，第 5.4.1－4 表に示すとおり，被害想定への対応を実施することから，アクセスルート及び可搬型設備に影響がないことを確認した。また，第 5.4.1－7 図に感知設備の例を示す。

第 5.4.1－4 表
対象

構内の植生

構内植生による被害想定

被害想定
・可搬型設備保管場所近傍の植生火災による可搬型設備への影響
・アクセスルート近傍の
植生火災による可搬型
設備の運搬不能

対応内容
・西側及び南側保管場所には，火災を感知する
ための感知設備を設置するため，早期に検知が可能である。また，自衛消防隊による早期の消火活動が可能である。
・植生火災が発生した場合には，防火エリアを設定することから，西側及び南側保管場所の可搬型設備は影響を受けず，アクセスルート
は少なくとも 1 ルート確保されるため，アクセスルートは影響を受けない（別紙（6）参照）

1.0.2－94

炎感知器

熱感知カメラ

第 5.4.1－7 図(3)感知設備（例示）

薬品タンクの損壊
薬品タンク漏えい時について評価した結果，第 5.4.1－5 表に示すとおり，
アクセスルートへ影響がないことを確認した。
・薬品タンクが損壊した場合，薬品タンク周辺の路面勾配による路肩への流下が考えられることから，影響は小さいと考えられる。
漏えいした薬品は堰や建屋の周辺への滞留が想定されるが，薬品タンク
はアクセスルートから 10m 以上離れているため，漏えいによる影響は小さいと考えられる。
また，漏えい時にアクセスや送水ホースの敷設作業等が必要な場合は，防護具の着用及び送水ホースを薬品耐性のあるゴム等により防護する。
（別紙（36）参照）
・なお，薬品タンクは堰内又は建屋内に設置されているため，漏えいによる影響は限定的と考えられる。また，屋外に設置されている窒素ガス供給設備液体窒素貯蔵タンクは，漏えいした場合であっても大気中に拡散することから，漏えいによる影響が限定的と考えられる。

1.0.2－95

第 5.4.1－5 表 薬品タンク漏えい時被害想定（1／2）
名称

内容物

硫酸貯蔵タンク ※１
Ｒ／Ｗ中和硫酸供給
用硫酸タンク ※1
希硫酸槽 ※１
硫酸貯槽 ※１
カチオン塔用
硫酸希釈槽 ※３
カチオン塔用
硫酸計量槽 ※３
MB-P 塔用
硫酸計量槽 ※３
MB-P 塔用
硫酸希釈槽 ※３

硫酸

硫酸希釈槽 ※２
苛性ソーダ
貯蔵タンク ※２
溶融炉苛性
ソーダタンク ※４
苛性ソーダ貯槽 ※２

苛性
ソーダ

アニオン塔用苛性ソーダ計量槽 ※３
MB-P 塔用苛性
ソーダ計量槽 ※３

容量
（濃度）
50kL
（95％）
600L
（95％）
444L
（10％）
3kL
（95％）
880L
（20％）
160L
（95％）
155L
（95％）
155L
（20％）
1.19kL
（10％）
50kL
（25％）
3kL
（25％）
10kL
（25％）
540L
（25％）
155L
（25％）

硫酸第一鉄
薬注タンク

硫酸
第一鉄

7kL
（90％～
100％）

溶融炉アンモニア
タンク ※４

アンモ
ニア

1kL
（10％～
35％）

被害想定

対応内容

（漏えい）
・地震により貯槽が破損し，漏えいする。
（人体への影響）・腐食性，灼熱感，重度の皮膚熱傷等がある。
・路面勾配による路肩への流下，送水ホースを薬品防護するため，影響は小さい。
・薬品タンクは，アクセ ス ル ー ト か ら 10m
以上離れているため，漏えいした薬品がタンク周辺に滞留して（漏えい）いた場合でも，漏えい
・地震により貯槽が破損し， による影響は小さい。
漏えいする。
（人体への影響）
・保護具の着用，送水・皮膚表面の組織を侵す。 ホ ー ス 等 の 保 護 を 行うことから，人体への影響はない。
（漏えい）
・地震により貯槽が破損し，漏えいする。
（人体への影響）
・眼を刺激する。
（漏えい）
・地震により貯槽が破損し，漏えいする。
（人体への影響）・皮膚の薬傷，眼の損傷がある。

1.0.2－96

第 5.4.1－5 表 薬品タンク漏えい時被害想定（2／2）
名称
Ｓ／Ｂ用次亜塩素
溶解タンク ※３
構内用次亜塩素
溶解タンク ※３

次亜
塩素酸
ナト
リウム

ポリ
塩化
アルミ
ニウム

PAC 貯槽 ※２

アニオン塔

内容物

※３

アニ
オン
樹脂

カチオン塔 ※３

カチオン
樹脂

窒素ガス供給設備
液体窒素貯蔵
タンク

液化
窒素

※1
※2
※3
※4

容量
（濃度）
200L
（6％）
200L
（6％）

被害想定
（漏えい）
・地震により貯槽が破損し，漏えいする。
（人体への影響）・皮膚への付着により発赤，痛みがある（漏えい）
・地震により貯槽が破損し，漏えいする。
（人体への影響）
・眼を刺激する。
（漏えい）
・地震により貯槽が破損
5.4kL×2
し，漏えいする。
（35％～（人体への影響）60％）
・眼に強いかゆみを生じる
可能性がある。
（漏えい）
・地震により貯槽が破損
3.49kL×2
し，漏えいする。
（35％～（人体への影響）60％）
・眼に強いかゆみを生じる
可能性がある。
（漏えい）
・地震により貯槽が破損
し，液化窒素が漏えいす
55.6kLる。
（99.99％）（人体への影響）
・窒息や凍傷のおそれがあ
る。
6kL
（10％～
11％）

対応内容

・路面勾配による路
肩への流下，送水ホースを薬品防護するため，影響は小さい。
・薬品タンクは，アクセスルートから10m 以上離れてい るため，漏えいした薬品がタンク周辺に滞留していた場合でも，漏えいによる影
響は小さい。
・保護具の着用，送水ホース等の保護を行うことから，人体への影響はない。

・大気中に拡散することから，漏えいによる影響は小さい。

タンクが破損し，漏えいしても全容量を収容できる堰をタンクの周辺に設置している。
タンクの周辺に堰を設置している。
タンクは建屋内に設置している。
アクセスルートから十分な離隔を確保した箇所に移設する。

1.0.2－97

タンクからの溢水(4)

アクセスルート近傍にある溢水源となる可能性のあるタンクの配置を第5.4.1－8 図に示す。溢水源となる可能性のあるタンクについて基準地震動
Ｓ Ｓ によるタンク及び付属配管の破損による溢水を想定し，アクセスルー
トへの影響評価を実施した結果，第 5.5.1－6 表に示すとおりアクセスルー
トに影響がないことを確認した。また，この際の破損設定は，タンクの破損形状を保守的な設定とし，溢水影響の大きい方向に指向性を持たせて流出させるものとして評価を実施した。
屋外タンクからの溢水を考慮した場合においても，周辺の道路上及び排水設備を自然流下し比較的短時間で拡散することからアクセスルートにおける徒歩 ※ 及び可搬型設備の走行及び運搬に影響はない（別紙（18），
（19）
参照）。
※

建屋の浸水時における歩行可能な水深は，歩行困難水深及び水圧でドアが開かなくなる水深などから 30cm 以下と設定されており，屋外においても同様な値とする。
「地下空間における浸水対策ガイドライン」（平成 28 年 1 月現在 国
土交通省 HP）参照

1.0.2－98

第 5.4.1－8 図

周辺タンクの溢水によるアクセスルートへの影響

1.0.2－99

第 5.4.1－6 表

溢水タンク漏えい時被害想定

名称

容量

碍子洗浄タンク

100kL

HHOG 冷水塔

1.5kL

HHOG 補給水タンク

2.39kL

取水口ろ過水ヘッドタンク

20kL

ブローダウンタンク

1.67kLS/B 飲料水タンク

10kL

チェックポイント高置水槽

4kL

AD ビル飲料水タンク

22kL

構内服ランドリー受水槽

4kL

600 トン純水タンク

600kL

放管センター受水槽22kL

原子力館受水槽（濾過水）

12kL

原子力館受水槽（飲料水）

12kL

ろ過用水高築水槽

20kL

活性炭ろ過器

40kL×2

No.1pH 調整槽

2.7kL

No.2pH 調整槽

1.32kL

凝集沈殿槽

78kL

パルセーター200kL

第 1 ろ過水タンク

150kL

加圧水槽

1.1kL

薬品混合槽

8.4kL

加圧浮上分離槽

74.82kL

第 2 ろ過水タンク

150kL

濃縮槽

62kL

多目的タンク1,500kL

モノバルブフィルター

92.2kL×2

モノスコアフィルター

15.3kL

原水タンク

1,000kL

ろ過水貯蔵タンク1,500kL

純水貯蔵タンク

500kL

脱炭酸水槽

2kL×2

温水槽

14kL

中間槽

15kL

被害想定

対応内容

・地震によりタンク又は付属配管が破損した場
合でも，周辺の空地が平坦かつ広大であり，比較的短時間で拡散することから，アクセス性に影響はない。
・基準地震動Ｓ Ｓ・溢水が発生した場合でによるタンク
あっても，純水，ろ過及び付属配管水等であり，人体へのの破損による影響はない。
溢水・西側接続口は，津波や竜巻等の影響を考慮
し，止水処理を施した
地下格納槽内に設置することからタンク破損
による溢水の影響はない。

1.0.2－100

5.4.2

周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価【（3）周辺斜面の崩壊，（4）道路面のすべり】
(1)

評価方法
周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりによる影響については，以下の方法
ですべり安定性評価を行い，評価基準と比較することにより評価を行う。
影響評価においては，崩壊のおそれがある斜面がある場合は，崩壊時の堆積形状を予測し，必要な幅員が確保可能か確認する。なお，必要な幅員が確保できない場合は，事前対策（斜面の補強等）の実施又は別途復旧時間の評価を行う。
第 5.4.2－1 図に周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価
フローを示す。

1.0.2－101

周辺斜面の崩壊に対する影響評価フロー

アクセスルートの通行への
影響検討

Yes

周辺斜面がない ※１

Yes

道路面のすべりに対する影響評価フロー

対象となる道路面がない ※２

No

No
Yes

崩壊のおそれがない ※３

Yes

すべりのおそれがない ※３

No

No

斜面が崩壊するものと仮定した

全斜面が崩壊するものと仮定

N
場合の堆積土砂形状を予測

Yes
必要な幅員が確保可能

No
通行への影響なし

通行への影響あり

事前対策の実施 or 復旧計画の検討

※1
※2
※3

周辺斜面とは，アクセスルートより高い位置の斜面で，法尻からアクセスルートまでの距離が斜面高さの 2 倍以下の斜面をいう。
道路面とは，アクセスルートの道路面で，法肩からアクセスルートまでの距離が斜面高さ以下の道路面をいう。
斜面の安定性について，斜面安定計算又は類似斜面との比較により判定する。

第 5.4.2－1 図

周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価フロー

ａ．評価断面の抽出
評価断面については，アクセスルート周辺における斜面の形状及び高さ等を考慮して抽出する。アクセスルートの周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価断面位置図を第 5.4.2－2 図，影響評価断面図を第 5.4.2－3 図に示す。また，評価断面の具体的な抽出方法を以下に示す。
1.0.2－102ただし，鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁沿いのアクセスルートは防潮堤背面の地盤改良した地盤嵩上げ部に設置されることから，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりの影響評価対象から除外する。

・T.P.＋8m エリアのアクセスルート沿いの斜面は，T.P.＋8m 盤とその西側の T.P.＋11m 盤を区分ける擁壁及び T.P.＋8m 盤とその東側の T.P.
＋3m 盤を介する法面があることから，①－①断面及び②－②断面として選定する。
・保管場所から T.P.＋8m エリアへのアクセスルートに対しては，斜面
勾配が最も大きく斜面高さが最も高い③－③断面を選定した。また，
最大高さ約 3.5m の盛土で造成されている④－④断面を道路面のすべり評価対象斜面として選定する。

1.0.2－103

ＡＢ

高さ：約 3m※③及び④は，今後造成するエリアのため写真は掲載せず

第 5.4.2－2 図

アクセスルートの周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価断面位置図（1／2）

1.0.2－104

第 5.4.2－2 図

アククセスルートの周辺斜面の崩壊及び道路 面のすべ
べりに対する影響評価断面位置図（2／2 ）1.0.2－105

Ｗ

Ｅ

①－①断面

T.P.(m)T.P.(m)

20
10

20

擁壁

T.P.＋11m 盤

T.P.＋8m 盤 10

0

0

-10

-10

-20

0

100ｍ

50

②－②断面

Ｗ
T.P.(m)-20

Ｅ 凡例

T.P.＋8m 盤
1:1.5

T.P.＋3m 盤

0
-10
-20
0

50m

アクセスルート③－③断面

ＳＷ
T.P.(m)30

ＮＥ

T.P.＋29m
1:2.0

20

斜面高さ約 14m
T.P.＋15m

T.P.(m)
30
20

10

10

0

0

-10

-10

-20

ＳＷ

-20
100ｍ

50

0

ＮＥ

④－④断面

1:2.0 盛土高さ約 3.5m

0

第 5.4.2－3 図

50

100ｍ

アクセスルートの周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響評価断面図
1.0.2－106

ｂ．アクセスルートの安定性確認
基準地震動Ｓ Ｓ に耐性があることを確認したＤ／Ｃの西側斜面と地質・斜面形状等の比較を実施し，基準地震動Ｓ Ｓ に対する安定性を確認する。

ｃ．評価基準の設定
4.3.2(1)ｃ項と同様に，アクセスルート周辺の斜面が，Ｄ／Ｃの西側
斜面よりも斜面高さが低く緩斜面であり，かつ，すべりが想定される範囲で地質が同一であることを評価基準とする。

ｄ．周辺斜面の崩壊後及び道路面のすべり後の堆積形状
4.3.2(1)ｄ項と同様に，Ｄ／Ｃの西側斜面との比較・評価の結果，崩壊及びすべりのおそれがある断面については，当該斜面が崩壊し，土砂が流出するものと想定する。崩壊土砂の到達距離については，斜面高さと到達距離などの関係が整理されている各種文献より，斜面高さの 2 倍を崩壊土砂の到達距離とし，堆積形状は崩壊前後の土砂量が等しくなるものとする。（別紙（13）参照）

(2)

評価結果
アクセスルートの周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりの評価結果を第5.4.2－1 表に示す。
①－①断面については，基準地震動Ｓ Ｓ に対して耐性のあるＤ／Ｃの西側斜面と比較すると，急斜面であるため崩壊を想定し，ホース等を敷設する場合に,必要な道幅（5m）の確保が困難であることから，復旧時間の評価を行う。
1.0.2－107

②－②断面については，Ｄ／Ｃの西側斜面と比較すると，急斜面である
ため崩壊を想定し，復旧に時間を要することから，当該アクセスルートは
地震時には使用しないものとする。
③－③断面については，Ｄ／Ｃの西側斜面と比較すると，すべりが想定される範囲で地質は同一であり，緩斜面かつ斜面高さが同等であることか
ら基準地震動Ｓ Ｓ に対して裕度があり，崩壊及びすべりは発生しないことを確認した。
④－④断面については，盛土の施工において,改良土等により，安定性が確認されている強度（地山（du 層）相当）を確保するため，アクセスルー
トへの影響はない。

第 5.4.2－1 表
評価基準
Ｄ／Ｃの
西側斜面

アクセスルートの周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりの評価結果
周辺斜面

道路面

①－①断面

③－③断面

②－②断面

④－④断面

地質

du 層

擁壁，埋戻
土，du 層

du 層

du 層

盛土 ※１

斜面勾配

1:1.9

直（1:0）

最大 1:2.0※２

1:1.5

1:2.0

斜面高さ

14m

3m

最大約 14m※２5m

最大約 3.5m

すべり安定性
評価

－

崩壊を想定

問題なし

崩壊を想定

問題なし

アクセスルー
トへの影響

－

影響あり

影響なし

影響あり

影響なし

※1
※2

盛土の施工において，改良土等により，安定性が確認されている強度（地山（du 層）相当）を確保する。
アクセスルート沿いの切土部における最大斜面勾配は 1:2.0，最大斜面高さは 5m である。また，③－③断面は，斜面高さが最大約 14m であるが，平均勾配は 1:7.8 の緩い斜面である。

1.0.2－108

5.4.3

沈下等に対する影響評価【（5）液状化及び揺すり込みによる不等沈下，液状化に伴う浮き上がり】
別紙（8）のとおり，東北地方太平洋沖地震では，東海第二発電所の道路において，不等沈下に伴う段差等が以下の箇所に発生していることから，同様の箇所に段差発生を想定し，不等沈下による通行不能が発生しないか確認し，通行に支障がある段差が発生した場合は，事前対策（路盤補強等）の実施又は別途復旧時間の評価を行う。
・地中埋設構造物と埋戻部等との境界部（埋設物等境界部）
・地山と埋戻部等との境界部
なお，アクセスルート上の地中埋設構造物については，図面確認やプラ
ントウォークダウンにより確認した。
また，アクセスルート下の地中構造物の液状化に伴う浮き上がりについて評価を行い，浮き上がりが想定される場合には対策を行い，浮き上がりを防止する。
さらに，海岸付近のアクセスルートについては，液状化による側方流動を考慮した沈下の検討を行う。
ただし，鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁沿いのアクセスルートは防潮堤
背面の地盤改良した地盤嵩上げ部に設置されることから，液状化及び揺す
り込みによる不等沈下（地中埋設構造物と埋戻部等との境界部，地山と埋戻部等との境界部），液状化に伴う浮き上がり，側方流動の影響評価対象から除外する。

(1)

地中埋設構造物と埋戻部等との境界部（埋設物等境界部）の評価方法
第 5.4.3－1 図に示す地中埋設構造物と埋戻部等との境界部（埋設物等境界部）を段差発生の可能性がある箇所として抽出した。
1.0.2－109

この抽出箇所において，4.3.3(1)と同様に基準地震動Ｓ Ｓ に対する液状化及び揺すり込みによる沈下を考慮し，両沈下量の合計を総沈下量として沈下量の評価を行う。
液状化及び揺すり込みによる沈下によりアクセスルート上に発生する地表面の段差量及び縦横断勾配の評価基準値については，緊急車両が徐行により走行可能な段差量 15cm 及び登坂可能な勾配 12％とする。
また，液状化に伴う浮き上がりが生じる可能性がある箇所として，アクセスルート下の地中埋設構造物設置箇所を抽出した。

第 5.4.3－1 図 地中埋設構造物と埋戻部等との境界部の抽出結果（図中の番号は，第 5.4.3－1，2，3，7 表の構造物番号を示す）
1.0.2－110

ａ．液状化による沈下 量の算定方法
液状化による沈下 量は，地下水位以深の飽和砂質地盤（盛盛土・埋戻土（fl），du 層，Ag2 層，As層
層，Ag1 層，D2s－3 層，D2g－3 層及び層
D1g－
1 層）を，全て液状化化による沈下の対象層とする。また，相対対密度（Dr）
はこれらの地層の調 査結果から，保守的に最も相対密度の小 さい As 層の相対密度 67.5％を全全ての対象層に適用する。（別紙（40）参参照）
沈下率は体積ひず みと液状化抵抗の関係と相対密度より， 保守的に最大せん断ひずみレベ ルの体積ひずみである 2.3％と設定する 。
第 5.4.3－2 図に体体積ひずみと液状化抵抗の関係（Ishiharaa et al.1992）
及び想定する沈下率 を示す。

Dr=67.5％

2.3％（Ishihara et al.1992 に加筆）

液状化に伴う沈下：沈下率 2.3％

第 5.4.3－2 図

ひずみと液状化抵抗の関係及び想定する 沈下率
体積ひ1.0.2－111

ｂ．揺すり込みによる沈下量の算定方法
4.3.3(1)と同様に，揺すり込みによる沈下量は，地表～地下水位以浅の不飽和砂質地盤を揺すり込み沈下の対象層とし，その層厚の 1％とする。

ｃ．液状化に伴う浮き上がりの評価方法
第 5.4.3－1 表のうち，以下の条件に該当する場合は浮き上がりの評価を実施する。
条件①

構造物下端よりも地下水位が高い箇所（4.3.3(1)と同様）

ｄ．地下水位の設定
4.3.3(1)と同様に，沈下量の算出における地下水位については，過去のボーリング等による地下水位観測記録などを基に，防潮堤の設置により地下水位が上昇する可能性を考慮し，保守的に設定する。
（別紙（41）
参照）(2)

地中埋設構造物と埋戻部等との境界部（埋設物等境界部）の評価結果
ａ．不等沈下の評価結果
評価結果(相対沈下量算出結果)を第 5.4.3－1 表に示す。
15cm 以上の段差発生が想定される箇所（第 5.4.3－1 表中の No.118の構造物埋設部）については，段差緩和対策の対象として抽出する。

1.0.2－112

第 5.4.3－1 表

相対沈下量算出結果（1／2）：段差（相対沈下量が15㎝を超える箇所）

No.
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
37
38
39
40
41
42
43
44
45
46
47
48
49
50
51
52
53
54
55
56
57
58
59
60
61
62
63
64
65
66
67
68

名称
排油配管
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
浄化槽配管
浄化槽配管
消火配管
消火配管
消火配管
消火配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ストームドレン配管
ストームドレン配管
Ｄ／Ｙドレン配管
Ｄ／Ｙドレン配管
Ｄ／Ｙドレン配管
ＲＨＲＳ配管
ＯＧ配管
ＯＧ配管
ＭＵＷ配管
ＭＵＷ配管
ＭＵＷ配管
ＭＵＷ配管
ＤＧＳＷ配管ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路電気マンホール
消火系トレンチ
排水溝

基礎
下端
T.P.+（m） T.P.+（m）
8.0
5.4
8.0
7.2
8.0
5.7
8.0
5.7
8.0
5.7
8.0
5.7
8.0
6.6
8.0
6.7
8.0
6.8
8.0
6.6
8.0
6.5
8.0
6.5
10.0
8.5
8.0
7.1
8.0
6.5
8.0
6.6
8.0
6.8
8.0
6.8
8.0
7.3
8.0
6.9
8.0
6.9
8.0
6.9
8.0
6.6
8.0
6.6
8.0
7.4
8.0
7.4
8.0
7.4
8.0
7.6
8.0
7.2
8.0
6.3
8.0
6.3
8.0
6.3
8.0
6.6
8.0
6.7
8.0
6.9
8.0
6.6
8.0
6.6
8.0
6.5
8.0
6.9
8.0
6.8
8.0
6.2
8.0
6.8
8.0
6.8
8.0
6.6
8.0
6.6
8.0
6.6
8.0
5.4
8.0
3.7
8.0
4.4
8.0
6.2
8.0
5.8
8.0
6.6
8.0
5.8
8.0
4.3
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
10.0
8.4
8.0
7.4
8.0
7.4
路面高

1.0.2－113

構造物高
（m）
0.27
0.10
0.90
0.90
0.85
0.85
0.32
0.16
0.16
0.16
0.16
0.16
0.13
0.10
0.20
0.25
0.10
0.15
0.10
0.14
0.13
0.14
0.13
0.15
0.11
0.11
0.11
0.10
0.11
0.40
0.40
0.17
0.17
0.11
0.11
0.09
0.09
0.32
0.17
0.17
0.11
0.11
0.11
0.11
0.11
0.11
0.81
0.76
0.76
0.17
0.17
0.06
0.17
0.46
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
1.64
0.60
0.60

地下
水位
T.P.+（m）
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
10.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
10.0
8.0
8.0

相対
沈下量
（cm）
0.7
0.3
2.1
2.1
2.0
2.0
0.8
0.4
0.4
0.4
0.4
0.4
0.3
0.3
0.5
0.6
0.3
0.4
0.3
0.4
0.3
0.4
0.3
0.4
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
1.0
1.0
0.4
0.4
0.3
0.3
0.3
0.3
0.8
0.4
0.4
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
1.9
1.8
1.8
0.4
0.4
0.2
0.4
1.1
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3
3.8
1.4
1.4

第 5.4.3－1 表

相対沈下量算出結果（2／2）：段差（相対沈下量が15㎝を超える箇所）

No.

名称

69 原水系，消火系トレンチ
70 消火系トレンチ
71 電線管トレンチ
72 油系トレンチ
73 排水枡
74 電線管トレンチ
75 ろ過水系トレンチ
76 消火系トレンチ
77 海水系トレンチ
78 消火系トレンチ
79 消火系トレンチ
80 プロパン配管トレンチ
81 消火系トレンチ
82 排水溝83 排水溝84 補助蒸気系トレンチ
85 原水系トレンチ
86 排水溝
87 ろ過水系トレンチ
88 排水溝89 起動変圧器洞道
90 主変圧器洞道
91 ＲＨＲＳ配管
92 ＲＨＲＳ配管
93 ケーブル管路
94 ケーブル管路
95 ケーブル管路
96 取水配管
97 取水配管
98 取水配管
99 補機冷却水管路
100 放水路101 放水配管
102 放水配管
103 放水配管
104 補機冷却水管路
105 非常用冷却水路
106 非常用冷却水路
107 電力ケーブル暗渠
108 ＲＨＲＳ配管
109 ＲＨＲＳ配管
110 ケーブル管路
111 ケーブル管路
112 取水配管
113 取水配管
114 取水配管
115 ケーブル管路
116 補機冷却水管路
117 放水路118 復 水 器 冷 却 用 取 水 路 （ 東 海 発 電 所 ）119 一般排水配管
120 一般排水配管
121 一般排水配管
122 一般排水配管
123 一般排水配管
124 一般排水配管
125 予備変圧器洞道
126 蒸気系配管
127 電線管路
128 電線管路
129 ＲＨＲＳ配管
130 ＲＨＲＳ配管
131 ＯＧ配管
132 一般排水配管
133 一般排水配管
134 一般排水配管
135 ＯＧ配管
136 ＭＵＷ配管
137 ＤＧＳＷ配管

基礎
下端
T.P.+（m） T.P.+（m）
8.0
6.9
8.0
7.2
8.0
7.7
8.0
7.3
8.0
6.9
8.0
7.5
8.0
7.1
8.0
7.3
8.0
6.1
8.0
7.0
8.0
7.3
8.0
7.6
8.0
6.8
8.0
7.6
8.0
7.4
8.0
7.5
8.0
7.0
8.0
7.7
8.0
6.8
8.0
7.5
8.0
3.0
8.0
2.9
8.0
4.2
8.0
4.4
8.0
5.9
8.0
5.9
8.0
5.9
8.0
2.4
8.0
2.4
8.0
2.4
8.0
4.8
8.0
-3.1
8.0
1.4
8.0
1.4
8.0
1.4
8.0
4.8
8.0
5.2
8.0
5.2
8.0
4.6
8.0
2.0
8.0
2.2
8.0
5.9
8.0
6.2
8.0
2.4
8.0
2.4
8.0
2.4
8.0
5.1
8.0
1.1
8.0
-3.0
8.0
-7.7
8.0
6.3
8.0
6.4
8.0
6.3
8.0
2.2
8.0
5.3
8.0
3.7
8.0
6.1
8.0
5.3
8.0
6.9
8.0
6.2
8.0
5.5
8.0
5.7
8.0
3.8
8.0
6.7
8.0
6.9
8.0
6.9
8.0
3.7
8.0
6.7
8.0
4.3
路面高

1.0.2－114

構造物高
（m）
1.08
0.76
0.34
0.73
1.10
0.46
0.94
0.71
1.88
1.00
0.75
0.45
1.23
0.42
0.60
0.46
0.99
0.29
1.20
0.51
2.95
3.00
2.00
1.80
0.90
0.90
0.90
3.20
3.20
3.20
3.12
4.60
3.20
3.20
3.20
3.12
2.80
2.80
2.85
2.00
1.80
0.90
0.60
3.20
3.20
3.20
1.30
3.07
4.60
8.50
0.70
0.36
0.47
0.47
0.58
0.70
0.27
0.08
0.30
0.45
2.00
1.80
0.22
0.36
0.36
0.25
0.76
0.06
0.46

地下
水位
T.P.+（m）
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0

相対
沈下量
（cm）
2.5
1.8
0.8
1.7
2.6
1.1
2.2
1.7
4.4
2.3
1.8
1.1
2.9
1.0
1.4
1.1
2.3
0.7
2.8
1.2
6.8
6.9
4.6
4.2
2.1
2.1
2.1
7.4
7.4
7.4
7.2
10.6
7.4
7.4
7.4
7.2
6.5
6.5
6.6
4.6
4.2
2.1
1.4
7.4
7.4
7.4
3.0
7.1
10.6
19.6
1.7
0.9
1.1
1.1
1.4
1.7
0.7
0.2
0.7
1.1
4.6
4.2
0.5
0.9
0.9
0.6
1.8
0.2
1.1

ｂ．液状化に伴う浮き上がりの評価結果
地中埋設構造物について，液状化による浮き上がりの評価を行った結果，安全率が評価基準値の 1.0 を下回り，15 ㎝以上の浮き上がりが想定される箇所については，浮き上がり対策の対象として抽出する。
浮き上がり量については，保守的に浮き上がり抵抗力の不足分を構造
物周辺の地盤（埋戻土）の飽和単位体積重量及び構造物の幅で除して算出する。
浮き上がり評価結果を第 5.4.3－2 表に示す。

1.0.2－115

第 5.4.3－2 表

浮き上がり評価結果（1／2）：浮き上がり量が15㎝を超える箇所

No.

1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
37
38
39
40
41
42
43
44
45
46
47
48
49
50
51
52
53
54
55
56
57
58
59
60
61
62
63
64
65
66
67
68

名称

排油配管
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
浄化槽配管
浄化槽配管
消火配管
消火配管
消火配管
消火配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ストームドレン配管
ストームドレン配管
Ｄ／Ｙドレン配管
Ｄ／Ｙドレン配管
Ｄ／Ｙドレン配管
ＲＨＲＳ配管
ＯＧ配管
ＯＧ配管
ＭＵＷ配管
ＭＵＷ配管
ＭＵＷ配管
ＭＵＷ配管
ＤＧＳＷ配管ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路電気マンホール
消火系トレンチ
排水溝

路面高

基礎
下端

T.P.+（m） T.P.+（m）
8.000
5.410
8.000
7.230
8.000
5.740
8.000
5.740
8.000
5.660
8.000
5.660
8.000
6.580
8.000
6.720
8.000
6.840
8.000
6.640
8.000
6.540
8.000
6.540
10.000
8.450
8.000
7.140
8.000
6.480
8.000
6.590
8.000
6.780
8.000
6.830
8.000
7.340
8.000
6.920
8.000
6.870
8.000
6.920
8.000
6.610
8.000
6.570
8.000
7.440
8.000
7.440
8.000
7.440
8.000
7.580
8.000
7.190
8.000
6.294
8.000
6.294
8.000
6.335
8.000
6.635
8.000
6.686
8.000
6.886
8.000
6.611
8.000
6.611
8.000
6.482
8.000
6.935
8.000
6.835
8.000
6.186
8.000
6.786
8.000
6.786
8.000
6.586
8.000
6.586
8.000
6.586
8.000
5.387
8.000
3.738
8.000
4.438
8.000
6.235
8.000
5.835
8.000
6.640
8.000
5.835
8.000
4.343
8.000
6.680
8.000
6.680
8.000
6.680
8.000
6.680
8.000
6.680
8.000
6.680
8.000
6.680
8.000
6.680
8.000
6.680
8.000
6.680
8.000
6.680
10.000
8.360
8.000
7.400
8.000
7.400

構造物高

地下
水位

揚圧力

浮き上がり
抵抗力

安全率

浮き上がり
量

（m）
0.267
0.100
0.900
0.900
0.850
0.850
0.320
0.160
0.160
0.160
0.160
0.160
0.130
0.100
0.200
0.250
0.100
0.150
0.100
0.140
0.130
0.140
0.130
0.150
0.110
0.110
0.110
0.100
0.110
0.400
0.400
0.165
0.165
0.114
0.114
0.089
0.089
0.319
0.165
0.165
0.114
0.114
0.114
0.114
0.114
0.114
0.813
0.762
0.762
0.165
0.165
0.061
0.165
0.457
0.120
0.120
0.120
0.120
0.120
0.120
0.120
0.120
0.120
0.120
0.120
1.640
0.600
0.600

T.P.+（m）
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
10.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
10.0008.000
8.000(kN/m)
13.4
－
39.5
39.5
40.4
42.2
12.1
8.7
7.4
8.7
8.5
8.5
－
－
7.4
8.2
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
13.5
13.5
5.3
4.4
－
－
－
－
9.4
3.4
3.7
－
－
－
－
－
－
41.2
63.0
52.7
5.7
6.9
－
6.9
32.4
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
41.4
11.6
9.3

(kN/m)
12.9
－
27.8
27.8
29.7
30.9
20.2
11.9
10.5
11.7
11.3
11.3
－
－
10.3
12.5
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
12.1
12.1
5.4
4.4
－
－
－
－
9.3
3.4
3.8
－
－
－
－
－
－
39.2
57.3
47.0
5.7
7.0
－
7.0
32.2
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
6.8
3.6
3.1

0.96
－
0.71
0.71
0.73
0.73
1.67
1.37
1.41
1.35
1.33
1.33
－
－
1.39
1.53
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
0.90
0.90
1.01
1.01
－
－
－
－
0.99
1.01
1.01
－
－
－
－
－
－
0.95
0.91
0.89
1.01
1.00
－
1.00
0.99
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
0.16
0.31
0.34

（m）
0.10
－
0.67
0.67
0.62
0.63
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
0.17
0.17
－
－
－
－
－
－
0.02
－
－
－
－
－
－
－
－
0.13
0.39
0.39
－
－
－
－
0.03
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
1.37
0.41
0.40

1.0.2－116

第 5.4.3－2 表

浮き上がり評価結果（2／2）：浮き上がり量が15㎝を超える箇所

No.

名称

69 原水系，消火系トレンチ
70 消火系トレンチ
71 電線管トレンチ
72 油系トレンチ
73 排水枡
74 電線管トレンチ
75 ろ過水系トレンチ
76 消火系トレンチ
77 海水系トレンチ
78 消火系トレンチ
79 消火系トレンチ
80 プロパン配管トレンチ
81 消火系トレンチ
82 排水溝83 排水溝84 補助蒸気系トレンチ
85 原水系トレンチ
86 排水溝
87 ろ過水系トレンチ
88 排水溝89 起動変圧器洞道
90 主変圧器洞道
91 ＲＨＲＳ配管
92 ＲＨＲＳ配管
93 ケーブル管路
94 ケーブル管路
95 ケーブル管路
96 取水配管
97 取水配管
98 取水配管
99 補機冷却水管路
100 放水路101 放水配管
102 放水配管
103 放水配管
104 補機冷却水管路
105 非常用冷却水路
106 非常用冷却水路
107 電力ケーブル暗渠
108 ＲＨＲＳ配管
109 ＲＨＲＳ配管
110 ケーブル管路
111 ケーブル管路
112 取水配管
113 取水配管
114 取水配管
115 ケーブル管路
116 補機冷却水管路
117 放水路118 復水器冷却用取水路（東海発電所）
119 一般排水配管
120 一般排水配管
121 一般排水配管
122 一般排水配管
123 一般排水配管
124 一般排水配管
125 予備変圧器洞道
126 蒸気系配管
127 電線管路
128 電線管路
129 ＲＨＲＳ配管
130 ＲＨＲＳ配管
131 ＯＧ配管
132 一般排水配管
133 一般排水配管
134 一般排水配管
135 ＯＧ配管
136 ＭＵＷ配管
137 ＤＧＳＷ配管

路面高

基礎
下端

T.P.+（m） T.P.+（m）
8.000
6.920
8.000
7.240
8.000
7.660
8.000
7.270
8.000
6.900
8.000
7.540
8.000
7.060
8.000
7.290
8.000
6.120
8.000
7.000
8.000
7.250
8.000
7.550
8.000
6.770
8.000
7.580
8.000
7.400
8.000
7.540
8.000
7.010
8.000
7.710
8.000
6.800
8.000
7.490
8.000
2.950
8.000
2.900
8.000
4.200
8.000
4.400
8.000
5.900
8.000
5.900
8.000
5.900
8.000
2.400
8.000
2.400
8.000
2.400
8.000
4.780
8.000
-3.100
8.000
1.400
8.000
1.400
8.000
1.400
8.000
4.780
8.000
5.200
8.000
5.200
8.000
4.550
8.000
2.000
8.000
2.200
8.000
5.900
8.000
6.200
8.000
2.400
8.000
2.400
8.000
2.400
8.000
5.100
8.000
1.080
8.000
-3.0008.000-7.700
8.000
6.300
8.000
6.400
8.000
6.300
8.000
2.187
8.000
5.276
8.000
3.660
8.000
6.140
8.000
5.324
8.000
6.900
8.000
6.230
8.000
5.500
8.000
5.700
8.000
3.784
8.000
6.738
8.000
6.939
8.000
6.942
8.000
3.738
8.000
6.740
8.000
4.343

構造物高

地下
水位

揚圧力

浮き上がり
抵抗力

安全率

浮き上がり
量

（m）
1.080
0.760
0.340
0.730
1.100
0.460
0.940
0.710
1.880
1.000
0.750
0.450
1.230
0.420
0.600
0.460
0.990
0.290
1.200
0.510
2.950
3.000
2.000
1.800
0.900
0.900
0.900
3.200
3.200
3.200
3.120
4.600
3.200
3.200
3.200
3.120
2.800
2.800
2.850
2.000
1.800
0.900
0.600
3.200
3.200
3.200
1.300
3.070
4.600
8.500
0.700
0.360
0.470
0.470
0.584
0.700
0.265
0.076
0.300
0.450
2.000
1.800
0.216
0.360
0.360
0.254
0.762
0.061
0.457

T.P.+（m）
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000
8.000

(kN/m)
28.9
14.2
3.0
11.3
13.4
8.3
19.9
13.8
242.9
23.1
14.4
6.4
23.1
4.7
9.3
7.5
9.2
3.0
21.0
4.9
264.5
267.1
149.8
127.7
146.7
146.7
146.7
353.3
353.3
353.3
243.6
2648.7
416.4
416.4
416.4
243.6
363.9
363.9
220.9
193.6
170.8
146.7
41.9
353.3
353.3
353.3
202.5
510.1
2624.82984.9
23.1
11.2
15.5
53.0
30.9
58.9
14.1
4.0
16.0
27.5
97.0
80.3
17.7
8.8
7.4
5.2
63.0
－
32.4

(kN/m)
5.7
3.9
1.7
3.4
3.9
3.1
4.6
3.9
20.3
5.0
3.9
2.6
5.0
2.2
3.1
2.9
3.3
1.8
4.8
2.2
198.0
222.8
126.3
108.6
333.3
333.3
333.3
266.6
266.6
266.6
144.8
2283.7
329.7
329.7
329.7
75.0
97.4
97.4
141.1
210.2
184.1
333.3
83.4
266.6
266.6
266.6
472.1
409.0
2259.93128.3
18.1
9.9
13.3
50.8
27.4
53.9
13.4
4.0
29.0
48.2
74.4
61.9
17.4
7.6
6.2
4.7
57.3
－
32.2

0.20
0.27
0.55
0.30
0.29
0.37
0.23
0.28
0.08
0.22
0.27
0.41
0.22
0.46
0.34
0.38
0.36
0.58
0.23
0.44
0.75
0.83
0.84
0.85
2.27
2.27
2.27
0.75
0.75
0.75
0.59
0.86
0.79
0.79
0.79
0.31
0.27
0.27
0.64
1.09
1.08
2.27
1.99
0.75
0.75
0.75
2.33
0.80
0.86
1.05
0.78
0.89
0.86
0.96
0.89
0.91
0.95
1.00
1.81
1.75
0.77
0.77
0.98
0.86
0.83
0.90
0.91
－
0.99

（m）
0.87
0.55
0.15
0.51
0.78
0.29
0.72
0.51
1.72
0.78
0.55
0.27
0.96
0.23
0.40
0.28
0.64
0.12
0.93
0.28
1.27
0.85
0.60
0.54
－
－
－
1.37
1.37
1.37
1.31
1.53
1.37
1.37
1.37
2.23
2.05
2.05
1.25
－
－
－
－
1.37
1.37
1.37
－
1.37
1.53
－
0.37
0.18
0.24
0.24
0.31
0.37
0.09
－
－
－
0.58
0.53
0.07
0.18
0.18
0.11
0.39
－
0.03

1.0.2－117

(3)

地山と埋戻部との境界部の評価
地中埋設構造物の埋設箇所及び建屋周辺は，設置に伴う掘削により地山と埋戻部との境界が生じるが，この境界部が可搬型設備の通行に影響がな
いか評価する。
地山と埋戻部との境界の状況を第 5.4.3－3 図に示す。

道路面

埋戻土

道路面

地山（堆積層）第 5.4.3－3 図

地山
（堆積層）

土留め壁

埋戻土

地山と埋戻部との境界の状況

ａ．評価方針地山と埋戻部との境界部については，地山が岩盤の場合，埋戻土の地
震による揺すり込みや液状化による沈下により境界部での段差が想定されるが，東海第二発電所は，岩盤の出現深度が深く，アクセスルート下の構造物の設置においては地山は堆積層となり，両者とも揺すり込みや液状化による沈下を起こすことから地山と埋戻部との境界部の段差発生は小さいが，地山（堆積層）と埋戻土の沈下の特性を考慮し，保守的に埋戻部のみに揺すり込みや液状化による沈下が発生すると仮定し，可搬型設備の通行に影響がないか評価する。
揺すり込みや液状化による沈下のイメージ図を第 5.4.3－4 図に示す。

1.0.2－118

道路面

埋戻土

道路面

地山と埋戻土の両方が沈下する場合

第 5.4.3－4 図

埋戻土

地山（堆積層）地山（堆積層）保守的に埋戻土のみが沈下する場合（評価ケース）

揺すり込みや液状化による沈下のイメージ図

ｂ．評価方法
地中埋設構造物の埋設箇所については，埋戻部の沈下量が 15 ㎝以上（緊急車両が徐行により走行可能な段差量）発生すると想定される箇所を評価対象箇所として抽出する。また，建屋周辺については，建屋設置に伴う掘削範囲がアクセスルートと重なる箇所を抽出し，かつ，埋戻部の沈下量が 15 ㎝以上発生すると想定される箇所を評価対象箇所とする。
埋戻部の沈下量は，揺すり込みや液状化により沈下するものと仮定し，揺すり込みによる沈下率を 1.0％，液状化による沈下率を 2.3％と設定（5.4.3(1)による設定値）して沈下量を算出し，評価対象箇所を抽出する。
埋戻部の沈下量算出結果（地中埋設構造物）を第 5.4.3－3 表に，建屋と埋戻部等との境界部の抽出結果を第 5.4.3－5 図に，埋戻部の沈下量算出結果（建屋）を第 5.4.3－4 表に示す。

1.0.2－119

第 5.4.3－3 表

埋戻部の沈下量算出結果（地中埋設構造物）(1／2)：沈下量が15㎝を超える箇所

No.
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
37
38
39
40
41
42
43
44
45
46
47
48
49
50
51
52
53
54
55
56
57
58
59
60
61
62
63
64
65
66
67
68

名称
排油配管
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
浄化槽配管
浄化槽配管
消火配管
消火配管
消火配管
消火配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ストームドレン配管
ストームドレン配管
Ｄ／Ｙドレン配管
Ｄ／Ｙドレン配管
Ｄ／Ｙドレン配管
ＲＨＲＳ配管
ＯＧ配管
ＯＧ配管
ＭＵＷ配管
ＭＵＷ配管
ＭＵＷ配管
ＭＵＷ配管
ＤＧＳＷ配管ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路電気マンホール
消火系トレンチ
排水溝

基礎
路面高
下端
T.P.+（m） T.P.+（m）
8.0
5.4
8.0
7.2
8.0
5.7
8.0
5.7
8.0
5.7
8.0
5.7
8.0
6.6
8.0
6.7
8.0
6.8
8.0
6.6
8.0
6.5
8.0
6.5
10.0
8.5
8.0
7.1
8.0
6.5
8.0
6.6
8.0
6.8
8.0
6.8
8.0
7.3
8.0
6.9
8.0
6.9
8.0
6.9
8.0
6.6
8.0
6.6
8.0
7.4
8.0
7.4
8.0
7.4
8.0
7.6
8.0
7.2
8.0
6.3
8.0
6.3
8.0
6.3
8.0
6.6
8.0
6.7
8.0
6.9
8.0
6.6
8.0
6.6
8.0
6.5
8.0
6.9
8.0
6.8
8.0
6.2
8.0
6.8
8.0
6.8
8.0
6.6
8.0
6.6
8.0
6.6
8.0
5.4
8.0
3.7
8.0
4.4
8.0
6.2
8.0
5.8
8.0
6.6
8.0
5.8
8.0
4.3
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
8.0
6.7
10.0
8.4
8.0
7.4
8.0
7.4

1.0.2－120

構造物高
（m）
0.27
0.10
0.90
0.90
0.85
0.85
0.32
0.16
0.16
0.16
0.16
0.16
0.13
0.10
0.20
0.25
0.10
0.15
0.10
0.14
0.13
0.14
0.13
0.15
0.11
0.11
0.11
0.10
0.11
0.40
0.40
0.17
0.17
0.11
0.11
0.09
0.09
0.32
0.17
0.17
0.11
0.11
0.11
0.11
0.11
0.11
0.81
0.76
0.76
0.17
0.17
0.06
0.17
0.46
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
1.64
0.60
0.60

地下
水位
T.P.+（m）
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
10.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
10.0
8.0
8.0

埋戻部の
沈下量
（cm）
6.0
1.8
5.2
5.2
5.4
5.4
3.3
3.0
2.7
3.2
3.4
3.4
3.6
2.0
3.5
3.3
2.9
2.7
1.6
2.5
2.6
2.5
3.2
3.3
1.3
1.3
1.3
1.0
1.9
4.0
4.0
3.9
3.2
3.1
2.6
3.2
3.2
3.5
2.5
2.7
4.2
2.8
2.8
3.3
3.3
3.3
6.1
9.9
8.2
4.1
5.0
3.2
5.0
8.5
3.1
3.1
3.1
3.1
3.1
3.1
3.1
3.1
3.1
3.1
3.1
3.8
1.4
1.4

第 5.4.3－3 表

埋戻部の沈下量算出結果（地中埋設構造物）(2／2)：沈下量が15㎝を超える箇所

No.

名称

69 原水系，消火系トレンチ
70 消火系トレンチ
71 電線管トレンチ
72 油系トレンチ
73 排水枡
74 電線管トレンチ
75 ろ過水系トレンチ
76 消火系トレンチ
77 海水系トレンチ
78 消火系トレンチ
79 消火系トレンチ
80 プロパン配管トレンチ
81 消火系トレンチ
82 排水溝83 排水溝84 補助蒸気系トレンチ
85 原水系トレンチ
86 排水溝
87 ろ過水系トレンチ
88 排水溝89 起動変圧器洞道
90 主変圧器洞道
91 ＲＨＲＳ配管
92 ＲＨＲＳ配管
93 ケーブル管路
94 ケーブル管路
95 ケーブル管路
96 取水配管
97 取水配管
98 取水配管
99 補機冷却水管路
100 放水路101 放水配管
102 放水配管
103 放水配管
104 補機冷却水管路
105 非常用冷却水路
106 非常用冷却水路
107 電力ケーブル暗渠
108 ＲＨＲＳ配管
109 ＲＨＲＳ配管
110 ケーブル管路
111 ケーブル管路
112 取水配管
113 取水配管
114 取水配管
115 ケーブル管路
116 補機冷却水管路
117 放水路118 復 水 器 冷却 用 取 水 路 （ 東 海発 電 所 ）119 一般排水配管
120 一般排水配管
121 一般排水配管
122 一般排水配管
123 一般排水配管
124 一般排水配管
125 予備変圧器洞道
126 蒸気系配管
127 電線管路
128 電線管路
129 ＲＨＲＳ配管
130 ＲＨＲＳ配管
131 ＯＧ配管
132 一般排水配管
133 一般排水配管
134 一般排水配管
135 ＯＧ配管
136 ＭＵＷ配管
137 ＤＧＳＷ配管

基礎
路面高
下端
T.P.+（m） T.P.+（m）
8.0
6.9
8.0
7.2
8.0
7.7
8.0
7.3
8.0
6.9
8.0
7.5
8.0
7.1
8.0
7.3
8.0
6.1
8.0
7.0
8.0
7.3
8.0
7.6
8.0
6.8
8.0
7.6
8.0
7.4
8.0
7.5
8.0
7.0
8.0
7.7
8.0
6.8
8.0
7.5
8.0
3.0
8.0
2.9
8.0
4.2
8.0
4.4
8.0
5.9
8.0
5.9
8.0
5.9
8.0
2.4
8.0
2.4
8.0
2.4
8.0
4.8
8.0
-3.1
8.0
1.4
8.0
1.4
8.0
1.4
8.0
4.8
8.0
5.2
8.0
5.2
8.0
4.6
8.0
2.0
8.0
2.2
8.0
5.9
8.0
6.2
8.0
2.4
8.0
2.4
8.0
2.4
8.0
5.1
8.0
1.1
8.0
-3.0
8.0
-7.7
8.0
6.3
8.0
6.4
8.0
6.3
8.0
2.2
8.0
5.3
8.0
3.7
8.0
6.1
8.0
5.3
8.0
6.9
8.0
6.2
8.0
5.5
8.0
5.7
8.0
3.8
8.0
6.7
8.0
6.9
8.0
6.9
8.0
3.7
8.0
6.7
8.0
4.3

1.0.2－121

構造物高
（m）
1.08
0.76
0.34
0.73
1.10
0.46
0.94
0.71
1.88
1.00
0.75
0.45
1.23
0.42
0.60
0.46
0.99
0.29
1.20
0.51
2.95
3.00
2.00
1.80
0.90
0.90
0.90
3.20
3.20
3.20
3.12
4.60
3.20
3.20
3.20
3.12
2.80
2.80
2.85
2.00
1.80
0.90
0.60
3.20
3.20
3.20
1.30
3.07
4.60
8.50
0.70
0.36
0.47
0.47
0.58
0.70
0.27
0.08
0.30
0.45
2.00
1.80
0.22
0.36
0.36
0.25
0.76
0.06
0.46

地下
水位
T.P.+（m）
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0

埋戻部の
沈下量
（cm）
2.5
1.8
0.8
1.7
2.6
1.1
2.2
1.7
4.4
2.3
1.8
1.1
2.9
1.0
1.4
1.1
2.3
0.7
2.8
1.2
11.7
11.8
8.8
8.3
4.9
4.9
4.9
12.9
12.9
12.9
7.5
25.6
15.2
15.2
15.2
7.5
6.5
6.5
8.0
13.8
13.4
4.9
4.2
12.9
12.9
12.9
6.7
16.0
25.3
36.2
4.0
3.7
4.0
13.4
6.3
10.0
4.3
6.2
2.6
4.1
5.8
5.3
9.7
3.0
2.5
2.5
9.9
2.9
8.5

第 5.4.3－5 図

建屋と埋戻部等との境界部の抽出結果（図中の番号は，第 5.4.3－4 表の建屋番号を示す）

1.0.2－122

第 5.4.3－4 表

埋戻部の沈下量算出結果（建屋）(1／2)：沈下量が15㎝を超える箇所

No.
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
37
38
39
40
41
42
43
44
45
46
47
48
49
50
51
52
53
54
55
56
57
58
59
60
61
62
63
64
65
66
67
68

名称
機械工作室用ボンベ庫
監視所
消防自動車車庫
H2O2ボンベ庫
機械工作室
屋内開閉所
パトロール車車庫
H2CO2ガスボンベ貯蔵庫
主発電機用ガスボンベ庫
タービン建屋
原子炉建屋
サービス建屋
水電解装置建屋
ベーラー建屋
サンプルタンク室（R／W）
ヘパフィルター室
マイクロ無線機室
モルタル混練建屋
廃棄物処理建屋
排気筒モニター室
機器搬入口建屋
地下排水上屋（東西）CO2ボンベ室
チェックポイント
サービス建屋～チェックポイント歩道上屋

サービス建屋ボンベ室
所内ボイラー用ボンベ庫
擁壁①
別館
PR第二電気室
給水処理建屋
固体廃棄物貯蔵庫A棟
固体廃棄物貯蔵庫B棟
給水加熱器保管庫
取水口電気室
屋外第二電気室補修装置等保管倉庫
プロパンガスボンベ室
機材倉庫
No.1保修用油倉庫
No.2保修用油倉庫
固体廃棄物作業建屋
緊急時対策室建屋
事務本館
原子炉建屋（東海発電所）
タービンホール（東海発電所）
サービス建屋（東海発電所）
燃料倉庫
工具倉庫
固化処理建屋
サイトバンカー建屋
放射性廃液処理施設
地下タンク上屋（東）地下タンク上屋（西）使用済燃料貯蔵施設
Hバンカー
黒鉛スリーブ貯蔵庫
燃料スプリッタ貯蔵庫
低放射性固体廃棄物詰ドラム貯蔵庫
保修機材倉庫ボーリングコア倉庫
ランドリー建屋
再利用物品置場テントNo.4
再利用物品置場テントNo.5
再利用物品置場テントNo.6
ボイラー上屋
使用済燃料乾式貯蔵建屋
非常用ディーゼルポンプ室
※

アクセス
埋戻部の
ルートへの
沈下量
影響
T.P.+（m） T.P.+（m） T.P.+（m） 開削,土留 影響有：× （cm）
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
6.3
8.0
開削
○
－
8.0
6.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
-14.9
8.0
開削
×
52.7
8.0
-15.0
-15.0
開削
×
23.0
8.0
6.3
8.0
開削
○
－
8.0
6.9
8.0
開削
○
－
8.0
4.0
8.0
開削
○
－
8.0
6.9
8.0
開削
○
－
8.0
4.1
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
-13.2
-13.2
土留
×
21.2
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
11.0
9.0
11.0
開削
○
－
11.0
10.0
11.0
開削
○
－
11.0
10.0
11.0
開削
○
－
8.0
1.6
8.0
開削
×
14.8
8.0
2.5
8.0
開削
×
12.7
5.0
4.0
5.0
開削
○
－
3.0
2.0
3.0
開削
○
－
8.0
4.5
8.0
開削
×
8.1
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
5.3
8.0
土留
×
6.3
8.0
4.1
8.0
土留
×
9.0
8.0
5.7
8.0
開削
○
－
8.0
1.6
8.0
開削
○
－
8.0
0.9
8.0
開削
○
－
8.0
6.6
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
5.7
8.0
開削
○
－
8.0
1.9
8.0
開削
×
14.1
8.0
2.9
8.0
開削
○
－
8.0
－
－
－
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
6.1
8.0
開削
○
－
8.0
6.2
8.0
開削
○
－
8.0
6.2
8.0
開削
○
－
8.0
6.2
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
6.8
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
－
8.0
5.8
8.0
開削
○
－
8.0
－
－
－
○
－
路面高

※ 地下

基礎

下端

水位

掘削形式

基礎下端の標高については，基礎高さ1m未満の建屋は路面高から1m低い標高とする。また，基礎下に砕石等の施設が考えられるが，その厚さから沈下量への影響は小さく，沈下量の評価に当たっては，基礎下端までを掘削深さとする。
「－」は，他の建屋の付属物であり，基礎の評価が他の建屋に含まれるものを示す。

1.0.2－123

第 5.4.3－4 表

埋戻部の沈下量算出結果（建屋）(2／2)：沈下量が15㎝を超える箇所

No.
69
70
71
72
73
74
75
76
77
78
79
80
81
82
83
84
85
86
87
88
89
90
A
B
C
D
E
F
G
H
I
J
K
L
M
N
O
P
Q
R
S
T
U
V
W
X

名称
C.W.P制御盤室
油倉庫
配電設備室
水処理倉庫
資料2号倉庫資料5号倉庫資料4号倉庫擁壁②
常設代替高圧電源装置
排水処理建屋
送水ポンプ室
受水槽量水器小屋
加圧式空気圧縮機小屋
飲料水ポンプ室
空気圧縮機室ホットワークショップ
屋外タンク上屋
飲料水次亜鉛滅菌装置室
緊急時対策所建屋
原子力館
正門監視所
放管センター
275kV送電鉄塔（No.1）
154kV・66kV送電鉄塔（No.6）
154kV・66kV送電鉄塔（No.7）
154kV・66kV送電鉄塔（No.8）
多目的タンク
純水貯蔵タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
溶融炉苛性ソーダタンク
溶融炉アンモニアタンク
主要変圧器
所内変圧器
起動変圧器
予備変圧器
廃棄物処理建屋 換気空調ダクト
主排気ダクト排気筒
排気筒（東海発電所）
No.1所内トランスN2タンク
No.1主トランスN2タンク
No.2主トランスN2タンク
No.2所内トランスN2タンク
600t純水タンク
154kV引留鉄構
※

アクセス
ルートへの
下端
水位
影響
T.P.+（m） T.P.+（m） T.P.+（m） 開削,土留 影響有：×
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
11.0
-24.0
11.0
土留
－
11.0
8.4
11.0
開削
○
11.0
10.0
11.0
開削
○
11.0
6.4
11.0
開削
○
11.0
10.0
11.0
開削
○
11.0
10.0
11.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
4.5
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
23.0
20.8
23.0
開削
－
8.0
6.8
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
6.2
8.0
開削
○
8.0
2.7
8.0
開削
○
16.4
13.6
16.4
開削
○
18.6
14.3
18.6
開削
○
14.1
9.9
14.1
開削
○
11.0
10.0
11.0
開削
○
11.0
10.0
11.0
開削
○
11.0
10.0
11.0
開削
○
11.0
10.0
11.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
3.5
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
4.0
8.0
開削
○
8.0
4.0
8.0
開削
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
8.0
4.5
8.0
土留
○
－
－
－
－
－
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
8.0
7.0
8.0
開削
○
11.0
9.7
11.0
開削
○
路面高

基礎

※ 地下

掘削形式

埋戻部の
沈下量
（cm）
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－

基礎下端の標高については，基礎高さ1m未満の建屋は路面高から1m低い標高とする。また，基礎下に砕石等の施設が考えられるが，その厚さから沈下量への影響は小さく，沈下量の評価に当たっては，基礎下端までを掘削深さとする。
「－」は，他の建屋の付属物であり，基礎の評価が他の建屋に含まれるものを示す。

1.0.2－124

ｃ．評価結果
評価対象とする地 山と埋戻部との境界部の評価結果（地中中埋設構造物）を第 5.4.3－5 表に，建屋設置に伴う掘削範囲図を第 5.4.3－－6 図に，地山と埋戻部との境界部のの評価結果（建屋）を第 5.4.3－6 表に示示す。

第 5.4.3－5 表地山と埋戻戻部との境界部の評価結果（地中埋設構造
造物）
（1／2）

地中埋設
構造物

地山と埋戻部との境界部の評価結果

No.100,117 約 26 ㎝

No.100No.117

No.10011.1m
No.117
11.0m

放水路
評価結果

No.101
No.102
No.103・埋戻部
部のみ沈下すると仮定した場合，No.100 及び No.117
で約 26 ㎝の沈下が想定されるが，掘削ラインにに応じて沈下するため
め地山と埋戻部の境界に段差はなく，可搬搬型設備の通行に影響響はない。

約 15 ㎝6.6m

放水配管部のみ沈下すると仮定した場合，約 15 ㎝の沈下が想㎝
評 ・埋戻部るが，掘削ラインに応じて沈下するため地地山と埋戻部価 定されるに段差はなく，可搬型設備の通行に影響 はない。
結 の境界に
果・構造物と埋戻部との 境界については 5.4.3(2)の評価結果によよる。
・地中埋設構造物の損 壊については，第 5.4.3－7 表の評価結果
果による。
1.0.2－125

第 5.4.3－5 表地山と埋戻戻部との境界部の評価結果（地中埋設構造
造物）
（2／2）

地中埋設
構造物

地山と埋戻部との境界部の評価結果

約 16 ㎝

段差約 16 ㎝
6.9m

No.116

土留め
め壁

補器冷却
水管路

評価結果

・埋戻部
部のみ沈下すると仮定した場合，約 16 ㎝の沈下及び㎝
段差発 生が想定されるため，路盤補強の対象ととして抽出する。

約 36 ㎝

段差約 22 ㎝

No.118
復水器冷
却用取水
路(東海
発電所)

15.7m

土留め
め壁

評価結果

・埋戻部
部のみ沈下すると仮定した場合，約 36 ㎝の沈下が想㎝
定され ，掘削ラインに応じて沈下する範囲と， 土留め壁施工箇所 は約 22 ㎝の段差発生が想定されるため，路盤補強の対象と して抽出する。

・構造物と埋戻部との 境界については 5.4.3(2)の評価結果によよる。
・地中埋設構造物の損 壊については，第 5.4.3－7 表の評価結果
果による。

1.0.2－126

第 5.4.3－6 図

建屋設置に伴う掘削範囲図

1.0.2－127

第 5.4.3－6 表地山とと埋戻部との境界部の評価結果（建屋） （1／2）
地山と埋戻部との境界部の評価結果

建屋

約 53 ㎝

タービン建屋

22.9m

No.10
タービン
建屋

アクセスルート
ア
（横断図）

評価結果

・埋戻部
部のみ沈下すると仮定した場合，アクセス
スルート横断方向に約約 53 ㎝の沈下が想定されるが，掘削ライインに応じて沈下する
るため地山と埋戻部の境界に段差はなく ，横断勾配は2.0％以以下であり，可搬型設備の通行に影響はなない。また，
縦断方向
向の一部に 2.0％以下の勾配が発生するがが，可搬型設備の通行行に影響はない。

原子炉建屋
約 23 ㎝
23.0
0m

No.11
原子炉
建屋

アクセスルート
ア
（縦断図）

評価結果

・埋戻部
部のみ沈下すると仮定した場合，アクセス
スルート縦断方向に約約 23 ㎝の沈下が想定されるが，掘削ライインに応じて沈下する
るため地山と埋戻部の境界に段差はなく ，縦断勾配も1.0％以以下であり，可搬型設備の通行に影響はなない。

1.0.2－128

第 5.4.3－6 表地山とと埋戻部との境界部の評価結果（建屋） （2／2）
地山と埋戻部との境界部の評価結果

建屋

段差発生後 7.0m

9.0m
2.0m
約 21 ㎝

No.19

T.P.＋8.0m

段差約
約 21 ㎝

廃棄物
処理建
屋

21.2m
T.P.－13.2m
ア
アクセスルート
（横断図）

土留め
め壁

・埋戻部
部のみ沈下すると仮定した場合，土留め壁
壁施工箇所は
評 約 21 ㎝の段差発生が想定されるが，通行に必要㎝
要な道幅（7m）
価 は確保さされるため，可搬型設備の通行に影響は ない。
結果

1.0.2－129

(4)側方流動による沈下

ａ．評価方法
側方流動による影響は，道路橋示方書・同解説Ⅴ耐震設計編（平成 14
年 3 月）より，水際線からおおむね 100m の範囲とされていることから，海岸線よりおおむね 100m の範囲のアクセスルートを側方流動による影響の評価対象とする。
側方流動の評価範囲を第 5.4.3－7 図に示す。

1.0.2－130

第 5.4.3－7 図

側方流動の評価範囲（1／2）

1.0.2－131

Ａ－Ａ断面
Ｅ

Ｗ

0

50m

Ｂ－Ｂ断面
Ｗ

Ｃ

Ｃ

Ｅ

0

50m

Ｃ－Ｃ断面
Ｓ

Ｎ

0

第 5.4.3－7 図

50m

側方流動の評価範囲（2／2）

1.0.2－132

凡例ｂ．評価結果
評価範囲のアクセスルート（取水構造物西側のアクセスルート）の東側は，鉄筋コンクリート防潮壁，鋼製防護壁又は取水構造物が設置されており，護岸背面の地盤改良を行うことから，側方流動は発生しないと考えられるが，当該アクセスルートは T.P.＋8m エリアと T.P.＋3m エリ
アの境となる斜面の法肩付近に位置するため，地震時の地盤変状が想定され，復旧に時間を要することから，当該アクセスルートは地震時には使用しないものとする。
鉄筋コンクリート防潮壁は，水際線に並行する岩盤に支持された地中連続壁基礎が設置されることから，本防潮壁の西側は側方流動は発生しない。
万一，側方流動の影響が想定範囲外に及んだ場合でも，南側鉄筋コン
クリート防潮壁の南西側ルートについては，道幅が十分広い（約 11m）
ことから，可搬型設備の通行に影響はない。（別紙（15）参照）

1.0.2－133

【（7）地中埋設構造物の損壊】
地中埋設構造物の損壊による道路面への影響については，以下の条件に該当する地中埋設構造物を評価対象とする。
条件①：耐震性が十分ではない内空部が 15cm 以上のコンクリート構造物（鋼管は地震により潰れることは考え難いため，評価対象から除外する）
なお，アクセスルート上の地中埋設構造物については，図面確認やプラ
ントウォークダウンにより確認した。
評価結果を第 5.4.3－7 表に示す。
上記の条件に該当する地中埋設構造物については，段差緩和対策，又は，構造物内にあらかじめ土のうを敷き詰める等の対策の対象として抽出する。

1.0.2－134

第 5.4.3－7 表

構造物損壊の評価結果（1／2）：損壊時に段差が15cmを越える箇所

No.
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
37
38
39
40
41
42
43
44
45
46
47
48
49
50
51
52
53
54
55
56
57
58
59
60
61
62
63
64
65
66
67
68

名称
排油配管
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
電線管路
浄化槽配管
浄化槽配管
消火配管
消火配管
消火配管
消火配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ろ過水配管
ストームドレン配管
ストームドレン配管
Ｄ／Ｙドレン配管
Ｄ／Ｙドレン配管
Ｄ／Ｙドレン配管
ＲＨＲＳ配管
ＯＧ配管
ＯＧ配管
ＭＵＷ配管
ＭＵＷ配管
ＭＵＷ配管
ＭＵＷ配管
ＤＧＳＷ配管ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路
ケーブル管路電気マンホール
消火系トレンチ
排水溝

構造物の分類
鋼管
鋼管
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物

1.0.2－135

構造物高
（m）
0.27
0.10
0.90
0.90
0.85
0.85
0.32
0.16
0.16
0.16
0.16
0.16
0.13
0.10
0.20
0.25
0.10
0.15
0.10
0.14
0.13
0.14
0.13
0.15
0.11
0.11
0.11
0.10
0.11
0.41
0.41
0.17
0.17
0.11
0.11
0.09
0.09
0.32
0.17
0.17
0.11
0.11
0.11
0.11
0.11
0.11
0.81
0.76
0.76
0.17
0.17
0.06
0.17
0.46
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
0.12
1.64
0.60
0.60

条件①
コンクリート構造物
－
－
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
○
○
○

第 5.4.3－7 表

構造物損壊の評価結果（2／2）：損壊時に段差が15cmを越える箇所

No.

名称

69 原水系，消火系トレンチ
70 消火系トレンチ
71 電線管トレンチ
72 油系トレンチ
73 排水枡
74 電線管トレンチ
75 ろ過水系トレンチ
76 消火系トレンチ
77 海水系トレンチ
78 消火系トレンチ
79 消火系トレンチ
80 プロパン配管トレンチ
81 消火系トレンチ
82 排水溝83 排水溝84 補助蒸気系トレンチ
85 原水系トレンチ
86 排水溝
87 ろ過水系トレンチ
88 排水溝89 起動変圧器洞道
90 主変圧器洞道
91 ＲＨＲＳ配管
92 ＲＨＲＳ配管
93 ケーブル管路
94 ケーブル管路
95 ケーブル管路
96 取水配管
97 取水配管
98 取水配管
99 補機冷却水管路
100 放水路101 放水配管
102 放水配管
103 放水配管
104 補機冷却水管路
105 非常用冷却水路
106 非常用冷却水路
107 電力ケーブル暗渠
108 ＲＨＲＳ配管
109 ＲＨＲＳ配管
110 ケーブル管路
111 ケーブル管路
112 取水配管
113 取水配管
114 取水配管
115 ケーブル管路
116 補機冷却水管路
117 放水路118 復水器冷却用取水路（東海発電所）
119 一般排水配管
120 一般排水配管
121 一般排水配管
122 一般排水配管
123 一般排水配管
124 一般排水配管
125 予備変圧器洞道
126 蒸気系配管
127 電線管路
128 電線管路
129 ＲＨＲＳ配管
130 ＲＨＲＳ配管
131 ＯＧ配管
132 一般排水配管
133 一般排水配管
134 一般排水配管
135 ＯＧ配管
136 ＭＵＷ配管
137 ＤＧＳＷ配管

構造物の分類
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
コンクリート構造物
コンクリート構造物
鋼管
鋼管
鋼管
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
鋼管
コンクリート構造物
コンクリート構造物
コンクリート構造物
鋼管
鋼管
鋼管

1.0.2－136

構造物高
（m）
1.08
0.76
0.34
0.73
1.10
0.46
0.94
0.71
1.88
1.00
0.75
0.45
1.23
0.42
0.60
0.46
0.99
0.29
1.20
0.51
2.95
3.00
2.00
1.80
0.90
0.90
0.90
3.20
3.20
3.20
3.12
4.60
3.20
3.20
3.20
3.12
2.80
2.80
2.85
2.00
1.80
0.90
0.60
3.20
3.20
3.20
1.30
3.07
4.60
8.50
0.70
0.36
0.47
0.47
0.58
0.70
0.27
0.08
0.30
0.45
2.00
1.80
0.22
0.36
0.36
0.25
0.76
0.06
0.46

条件①
コンクリート構造物
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
○
○
－
－
－
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
○
○
○
－
－
－

アクセスルートの路盤補強等の実施対象は，以下の①～④のいずれかの条件に該当し，かつ，⑤の条件に該当する箇所とする。
整理結果を第 5.4.3－8 表，第 5.4.3－9 表に，路盤補強等の実施箇所
を第 5.4.3－8 図及び補足説明資料（7）に，路盤補強のイメージを
第 5.4.3－9 図に示す。（別紙（42）参照）
なお，地震時に通行を想定するルートについて，概略値による評価や保守的な評価を行っているものは，必要に応じ詳細設計段階で精緻化する。
条件①

不等沈下により 15cm 以上の段差発生が想定される埋設物（第 5.4.3－1 表より）

条件②

液状化により 15cm 以上の浮き上がりが想定される埋設物（第 5.4.3－2 表より）

条件③

地山と埋戻部との境界部において車両の通行に影響がある埋設物及び建屋周辺箇所（第 5.4.3－5 表，第 5.4.3－6 表より）

条件④

地中埋設物の損壊により 15cm 以上の段差発生が想定される埋設物（第 5.4.3－7 表より）

条件⑤

地震時に車両通行を想定するルート（緊急時対策所から保管場
所・取水箇所を経て接続口までのルート，第 5.5.1－1 図～
第 5.5.1－5 図参照）上の箇所

なお，地震時に通行を想定するルートのうち新規制基準対応工事範囲で15cm 以上の段差発生が想定される箇所については，路盤補強等の事前対策を行うものとする。

1.0.2－137

第 5.4.3－8 表

路盤補強等の対象構造物（1／2）：路盤補強等，事前対策の実施対象

No.

名称

1 排油配管
2 電線管路3 電線管路4 電線管路5 電線管路6 電線管路7 電線管路8 電線管路9 電線管路10 電線管路
11 電線管路
12 電線管路
13 電線管路
14 電線管路
15 電線管路
16 電線管路
17 電線管路
18 電線管路
19 電線管路
20 電線管路
21 電線管路
22 電線管路
23 電線管路
24 電線管路
25 電線管路
26 電線管路
27 電線管路
28 電線管路
29 電線管路
30 浄化槽配管
31 浄化槽配管
32 消火配管
33 消火配管
34 消火配管35 消火配管
36 ろ過水配管
37 ろ過水配管
38 ろ過水配管
39 ろ過水配管
40 ろ過水配管
41 ろ過水配管
42 ストームドレン配管
43 ストームドレン配管
44 Ｄ／Ｙドレン配管
45 Ｄ／Ｙドレン配管
46 Ｄ／Ｙドレン配管
47 ＲＨＲＳ配管
48 ＯＧ配管
49 ＯＧ配管
50 ＭＵＷ配管
51 ＭＵＷ配管
52 ＭＵＷ配管
53 ＭＵＷ配管
54 ＤＧＳＷ配管
55 ケーブル管路
56 ケーブル管路
57 ケーブル管路
58 ケーブル管路
59 ケーブル管路
60 ケーブル管路
61 ケーブル管路
62 ケーブル管路
63 ケーブル管路
64 ケーブル管路
65 ケーブル管路
66 電気マンホール
67 消火系トレンチ
68 排水溝○：条件に該当する場合

条件①
条件②
条件③
不等沈下
液状化により
地山と埋戻部により15cm以上の境界で15cm以上浮き上がり
通行影響あり
段差発生
発生
－
－
－
－
－
－
－
○
－
－
○
－
－
○
－
－
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
○
－
－
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
○
－
－
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
○
－
－
○
－
－
○
－
－：条件に該当しない場合

1.0.2－138

条件④
地中埋設物
損壊時に
15cm以上
段差発生
－
－
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
○
○
○

条件⑤
地震時に
車両通行を
想定する
ルート
－
○
－
－
○
○
○
○
○
－
－
○
－
○
○
○
○
○
○
－
－
－
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
－
－
－
○
○
○
－
○
○
－
○
○
○
○
○
－
○
○
○
○
○
－
－
○
－
－
－
○

路盤補強
等の実施
対象
－
－
－
－
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
○

第 5.4.3－8 表

路盤補強等の対象構造物（2／2）：路盤補強等，事前対策の実施対象
条件②
条件③
条件①
液状化により
不等沈下
地山と埋戻部
15cm以上
により
No.
名称
の境界で
浮き上がり
15cm以上通行影響あり発生
段差発生－
69 原水系，消火系トレンチ○－－
70 消火系トレンチ○－－
71 電線管トレンチ○－－
72 油系トレンチ○－－
73 排水枡
○－－74 電線管トレンチ○－－
75 ろ過水系トレンチ○－－
76 消火系トレンチ○－－
77 海水系トレンチ○－－
78 消火系トレンチ○－－
79 消火系トレンチ○－－
80 プロパン配管トレンチ○－－
81 消火系トレンチ○－－
82 排水溝○－－83 排水溝○－－84 補助蒸気系トレンチ○－－
85 原水系トレンチ○－－
86 排水溝
－－－87 ろ過水系トレンチ○－－
88 排水溝○－－89 起動変圧器洞道○－－
90 主変圧器洞道○－－
91 ＲＨＲＳ配管○－－
92 ＲＨＲＳ配管○－－
93 ケーブル管路－－－
94 ケーブル管路－－－
95 ケーブル管路－－－
96 取水配管○－－
97 取水配管○－－
98 取水配管○－－
99 補機冷却水管路○－－
100 放水路○－－101 放水配管○－－
102 放水配管○－－
103 放水配管○－－
104 補機冷却水管路○－－
105 非常用冷却水路○－－
106 非常用冷却水路○－－
107 電力ケーブル暗渠○－－
108 ＲＨＲＳ配管－－－
109 ＲＨＲＳ配管－－－
110 ケーブル管路－－－
111 ケーブル管路－－－
112 取水配管○－－
113 取水配管○－－
114 取水配管○－－
115 ケーブル管路－－－
116 補機冷却水管路○○－
117 放水路○－○－○118 復水器冷却用取水路（東海発電所）－
119 一般排水配管○－－
120 一般排水配管○－－
121 一般排水配管○－－
122 一般排水配管○－－
123 一般排水配管○－－
124 一般排水配管○－－
125 予備変圧器洞道－－－
126 蒸気系配管－－－
127 電線管路－－－
128 電線管路－－－
129 ＲＨＲＳ配管○－－
130 ＲＨＲＳ配管○－－
131 ＯＧ配管－－－
132 一般排水配管○－－
133 一般排水配管○－－
134 一般排水配管－－－
135 ＯＧ配管○－－
136 ＭＵＷ配管－－－
137 ＤＧＳＷ配管－－○：条件に該当する場合－：条件に該当しない場合

1.0.2－139

条件④
地中埋設物
損壊時に
15cm以上
段差発生
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
○
○
－
－
－
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
○
○
○
－
－
－

条件⑤
地震時に
車両通行を
想定する
ルート
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
○
○
－
○
○
○
－
○
○
○
－
－
○
○
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
○
－
－
－
－
○
－
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

路盤補強
等の実施
対象
○
○
○
－
－
－
－
－
－
－
○
○
－
○
○
○
－
○
○
○
－
－
○
○
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
○
－
－
－
－
○
－
○
－
－
－
○
○
－
○
○
○
○
－
－

第 5.4.3－9 表

路盤補強の対象建屋（1／2）：路盤補強等，事前対策の実施対象

No.

条件③

名称

地山と埋戻部の境界で通行影響あり
1 機械工作室用ボンベ庫
－
2 監視所
－
3 消防自動車車庫－
4 H2O2ボンベ庫－
5 機械工作室－
6 屋内開閉所－
7 パトロール車車庫－
8 H2CO2ガスボンベ貯蔵庫－
9 主発電機用ガスボンベ庫－
10 タービン建屋－
11 原子炉建屋－
12 サービス建屋－
13 水電解装置建屋－
14 ベーラー建屋－
15 サンプルタンク室（R／W）－
16 ヘパフィルター室－
17 マイクロ無線機室－
18 モルタル混練建屋－
19 廃棄物処理建屋－
20 排気筒モニター室－
21 機器搬入口建屋－
22 地下排水上屋（東西）－23 CO2ボンベ室－
24 チェックポイント－
25 サービス建屋～チェックポイント歩道上屋－
26 サービス建屋ボンベ室－
27 所内ボイラー用ボンベ庫－
28 擁壁①－
29 別館－
30 PR第二電気室－
31 給水処理建屋－
32 固体廃棄物貯蔵庫A棟－
33 固体廃棄物貯蔵庫B棟－
34 給水加熱器保管庫－
35 取水口電気室－
36 屋外第二電気室－
37 補修装置等保管倉庫－
38 プロパンガスボンベ室－
39 機材倉庫－40 No.1保修用油倉庫－
41 No.2保修用油倉庫－
42 固体廃棄物作業建屋－
43 緊急時対策室建屋－
44 事務本館－
45 原子炉建屋（東海発電所）－
46 タービンホール（東海発電所）－
47 サービス建屋（東海発電所）－
48 燃料倉庫－
49 工具倉庫－50 固化処理建屋－
51 サイトバンカー建屋－
52 放射性廃液処理施設－
53 地下タンク上屋（東）－54 地下タンク上屋（西）－55 使用済燃料貯蔵施設－
56 Hバンカー－
57 黒鉛スリーブ貯蔵庫－
58 燃料スプリッタ貯蔵庫－
59 低放射性固体廃棄物詰ドラム貯蔵庫－
60 保修機材倉庫－
61 ボーリングコア倉庫－
62 ランドリー建屋－
63 再利用物品置場テントNo.4－
64 再利用物品置場テントNo.5－
65 再利用物品置場テントNo.6－
66 ボイラー上屋－
67 使用済燃料乾式貯蔵建屋－
68 非常用ディーゼルポンプ室－○：条件に該当する場合－：条件に該当しない場合

1.0.2－140

第 5.4.3－9 表

路盤補強の対象建屋（2／2）：路盤補強等，事前対策の実施対象

No.

条件③

名称

地山と埋戻部の境界で通行影響あり
69 C.W.P制御盤室－
70 油倉庫－71 配電設備室－
72 水処理倉庫－
73 資料2号倉庫－
74 資料5号倉庫－
75 資料4号倉庫－
76 擁壁②－77 常設代替高圧電源装置－
78 排水処理建屋－
79 送水ポンプ室－
80 受水槽量水器小屋－
81 加圧式空気圧縮機小屋－
82 飲料水ポンプ室－
83 空気圧縮機室－
84 ホットワークショップ－
85 屋外タンク上屋－
86 飲料水次亜鉛滅菌装置室－
87 緊急時対策所建屋－
88 原子力館－
89 正門監視所－
90 放管センター－
A 275kV送電鉄塔（No.1）－
B 154kV・66kV送電鉄塔（No.6）－
C 154kV・66kV送電鉄塔（No.7）－
D 154kV・66kV送電鉄塔（No.8）－
E 多目的タンク－
F 純水貯蔵タンク－
G ろ過水貯蔵タンク－
H 原水タンク－I 溶融炉苛性ソーダタンク－
J 溶融炉アンモニアタンク－
K 主要変圧器－
L 所内変圧器－
M 起動変圧器－
N 予備変圧器－
O 廃棄物処理建屋 換気空調ダクト－
P 主排気ダクト－
Q 排気筒－
R 排気筒（東海発電所）－
S No.1所内トランスN2タンク－
T No.1主トランスN2タンク－
U No.2主トランスN2タンク－
V No.2所内トランスN2タンク－
W 600t純水タンク－
X 154kV引留鉄構－○：条件に該当する場合－：条件に該当しない場合

1.0.2－141

第 5.4.3－8 図

アクセスルート及び路盤補強等実施箇所

1.0.2－142

アスファルト舗装
補強材

鉄筋コンクリート
床板等

構造物
Ｈ鋼桁

鋼管杭
構造物

No.118 復水器冷却用取水路の路盤補強イメージ

第 5.4.3－9 図

路盤補強のイメージ

屋外アクセスルートの評価結果より，第 2.5.2－3 図に示した基準地震動
Ｓ Ｓ の影響を受けないルート並びに第 2.5.2－4 図に示した基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波の影響を受けないルートは，周辺構造物の倒壊・損壊による影響がないこと，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりに対する影響がないこと及び沈下等に対する影響については事前対策を実施することにより可搬型設備の通行性が確保できることを確認した。
別紙（38）を踏まえ，敷地の地質・地質構造に関する特徴から想定されるリスクについて検討した。
ａ．重要施設設置において大規模な掘削・埋戻による地山と埋戻部の不等沈下については，前述の(3)「地山と埋戻部との境界部の評価」にて個別箇
1.0.2－143

所の影響を評価した。
ｂ．砂質地盤に液状化を仮定すると噴砂によるアクセスルートの不陸が生じるが，避ける又は復旧作業を行うため，通行へのリスクは小さいと評価した。
ｃ．岩盤の傾斜に伴う堆積層厚の変化による沈下量の場所的な変化について
は，岩盤上限面の傾斜が 1:1 以下であり，堆積層全層が沈下したとしても地表面の傾斜は 2％未満となり，当該箇所のアクセスルートにこの傾斜を考慮しても勾配は登坂可能な勾配 12％を下回ることから，通行への影響はない。
ｄ．岩盤深度の急変部付近の第四系の地層構成の変化により沈下量が場所的に変化するものの，変化が比較的大きい取水構造物西側付近の領域においても想定される傾斜は 4％程度であることから，通行への影響はない。
また，堆積層厚の変化及び地層構成の変化を保守的に重ね合わせても6％程度であり，通行への影響はない。
さらに，事前対策として，使用するアクセスルートの確実性を高めるために，基準地震動Ｓ Ｓ の影響を受けないルート並びに基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波の影響を受けないルートに対して路盤補強を実施（保管場所内ルート含む。）する。
また，万一，想定を上回る沈下，浮き上がり，陥没が発生し，通行に支障のある段差が生じた場合に備えて，段差を応急的に復旧する作業ができるよう資材（土のう等）を保管場所又はアクセスルート近傍に配備する。なお，
土のうによる段差復旧の訓練を実施し，車両が通行できることを確認している。（別紙（20），（21）参照）

1.0.2－144

地震及び津波時におけるアクセスルートの復旧時間評価結果

5.5
5.5.1

地震時の復旧時間の評価結果

地震時におけるアクセスルートの選定は，西側及び南側保管場所のうち，要員の集合場所となる緊急時対策所から遠い南側保管場所，重大事故等時の取水箇所（西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽）を経て，各接続箇所までの以下の複数ルートを選定し，各ルートの時間評価を行う。
・地震の影響を受けないルート（第 5.5.1－1 図）・（1）～（7）の被害想定結果を踏まえ，地震時に発生するがれき等の復旧を行うルート（第 5.5.1－2 図～第 5.5.1－5 図）
また，地震時の被害想定の一覧を別紙（22）に示す。

第 5.5.1－1 図 緊急時対策所建屋～西側淡水貯水設備～
高所接続口（東側／西側）及び緊急時対策所建屋～
代替淡水貯槽～西側接続口までのアクセスルート概要

1.0.2－145

第 5.5.1－2 図

緊急時対策所建屋～代替淡水貯槽～東側接続口，西側接続口までのアクセスルート概要

第 5.5.1－3 図

緊急時対策所建屋～西側淡水貯水設備～
代替淡水貯槽までのアクセスルート概要
1.0.2－146

第 5.5.1－4 図

緊急時対策所建屋～西側接続口（可搬型窒素供給装置接続口）
までのアクセスルート概要

第 5.5.1－5 図

緊急時対策所建屋～東側接続口（可搬型窒素供給装置接続口）
までのアクセスルート概要
1.0.2－147

(1)

復旧方法
地震時に発生するがれきや崩壊土砂について，アクセスルートの復旧方法を以下に示す。また，第 5.5.1－6 図に崩壊土砂撤去の考え方を示す。
ａ．がれき撤去
アクセスルート上の構造物倒壊によるがれきが堆積している箇所については，ホイールローダを用いてがれきをルート外へ押出しすることによりルートを復旧する。（別紙（20），（23），補足説明資料（3）参照）

ｂ．崩壊土砂撤去
アクセスルート上の崩壊土砂が堆積している箇所については，ホイー
ルローダを用いて土砂をルート外へ押出しすることによりルートを復旧する。（別紙（20），（23），（24），補足説明資料（3）参照）
復旧道路の条件は以下のとおり。
・アクセスルートとして必要な幅員を確保する。（別紙（15）参照）
・切土法面勾配は文献を参考に 1：1.0 とする。（第 5.5.1－6 図，
第 5.5.1－7 図参照）

1.0.2－148

【凡例】
アクセスルート
復旧するアクセスルート
崩壊土砂到達範囲
T.P.＋11m エリア崩壊方向

Ａ’ Ａ

6.0m
T.P.＋11m
3.0m

撤去範囲

6.0m
2.0H

H
T.P.＋8m

Ａ－Ａ’ 断面

第 5.5.1－6 図

崩壊土砂撤去の考え方

崩壊後の土砂

復旧道路
3.0m

2.0m
1:1.0※
アクセスルート※

自然地山ではないものの，掘削規模（高さ約 1m）を考慮し，「平成 21 年 6 月 道路土工
切土工・斜面安定工指針（社団法人日本道路協会）」における法高 5m 以下の砂質土を参考に 1:1.0 とした。

第 5.5.1－7 図

復旧方法のイメージ（拡大図）

1.0.2－149

(2)復旧時間評価ａ．がれき撤去
アクセスルート上のがれき堆積箇所の復旧時間については，各建屋のがれき量を算出し，ホイールローダの標準仕様を参考に算出した。（別紙（23）参照）ｂ．崩壊土砂撤去
アクセスルート上の崩壊土砂堆積箇所の復旧時間については，崩壊形
状に応じて対象とする土砂を算出し，ホイールローダの作業量を参考に算出した。（別紙（23）参照）(3)

アクセスルートの復旧に要する時間の評価
ａ．がれき及び崩壊土砂撤去
アクセスルートの復旧に要する時間は，被害想定をもとに，構内の移動速度や倒壊した構造物のがれき撤去及び崩壊土砂の撤去に要する時間等を考慮し，設定した全てのアクセスルートについて算出する。

ｂ．条件
・ホイールローダ等の可搬型設備の移動速度は，通常走行時：10km／h，がれき撤去時：30 秒／12m（別紙（23）参照），人員（徒歩）の移動
速度は 4km／h とする。
・アクセスルート確保要員は，緊急時対策所に集合し，復旧作業を開始する。
・アクセスルート確保要員は，緊急時対策所から保管場所へ向かい，ホイールローダを操作しがれき撤去を実施する。
1.0.2－150

ｃ．評価
地震によるがれき等の影響を受けないアクセスルートは重機等による復旧を必要としない。（第 5.5.1－8 図，第 5.5.1－9 図，第 5.5.1－12
図，第 5.5.1－14 図）
また，地震時に発生するがれき等の復旧を行うルートについて，各ア
クセスルートの復旧時間を評価した。（第 5.5.1－10 図，第 5.5.1－11
図，第 5.5.1－13 図，第 5.5.1－15 図，第 5.5.1－16 図，第 5.5.1－17
図）
あわせて，除雪時間については別紙（3），降灰除去時間については別紙（4），崩壊土砂の復旧計画を別紙（24）に示す。

区間

項目

対象

距離
（約 m）

所要時間
（分）

がれき撤去なし

第 5.5.1－8 図

設定したＡルート及び復旧時間
1.0.2－151

累積
（分）

区間

項目

対象

距離
（約 m）

所要時間
（分）

がれき撤去なし

第 5.5.1－9 図

設定したＢルート及び復旧時間

1.0.2－152

累積
（分）

区間

項目

対象

①→②

徒歩移動
重機移動
がれき撤去（A）

緊急時対策所建屋→南側保管場所
南側保管場所→代替淡水貯槽
サイトバンカー建屋②→③

第 5.5.1－10 図

距離
（約 m）
216
1,008

所要時間
（分）
4
7
2

設定したＣルート及び復旧時間

1.0.2－153

累積
（分）
4
11
13

区間

項目

対象

①→②
②→③

徒歩移動
重機移動
重機移動
がれき撤去（A）
がれき撤去（B）
がれき撤去（C）
がれき撤去（D）

緊急時対策所建屋→南側保管場所
南側保管場所→代替淡水貯槽
代替淡水貯槽→東側接続口
サイトバンカー建屋
補修装置等保管倉庫
プロパンガスボンベ室
モルタル混練建屋③→④

第 5.5.1－11 図

距離
（約 m）
216
489

542

所要時間
（分）
4
3
4
2
3
2
1

設定したＤルート及び復旧時間

1.0.2－154

累積
（分）
4
7
11
13
16
18
19

区間

項目

対象

距離
（約 m）

所要時間
（分）

がれき撤去なし

第 5.5.1－12 図

設定したＥルート及び復旧時間

1.0.2－155

累積
（分）

区間

項目

対象

①→②

徒歩移動
重機移動
がれき撤去（A）

緊急時対策所建屋→南側保管場所
南側保管場所→代替淡水貯槽
サイトバンカー建屋②→③

第 5.5.1－13 図

距離
（約 m）
216
1,008

設定したＦルート及び復旧時間

1.0.2－156

所要時間
（分）
4
7
2

累積
（分）
4
11
13

区間

項目

対象

距離
（約 m）

所要時間
（分）

がれき撤去なし

第 5.5.1－14 図

設定したＧルート及び復旧時間

1.0.2－157

累積
（分）

区間

項目

対象

①→②

徒歩移動
重機移動
がれき撤去（A）

緊急時対策所建屋→南側保管場所
南側保管場所→西側接続口
サイトバンカー建屋②→③

第 5.5.1－15 図

距離
（約 m）
216
1,074

所要時間
（分）
4
7
2

設定したＨルート及び復旧時間

1.0.2－158

累積
（分）
4
11
13

区間

項目

対象

①→②

徒歩移動
重機移動
がれき撤去（A）
がれき撤去（B）

緊急時対策所建屋→南側保管場所
南側保管場所→東側接続口
サイトバンカー建屋
モルタル混練建屋②→③

第 5.5.1－16 図

距離
（約 m）
216
1,031

所要時間
（分）
4
7
2
1

設定したＩルート及び復旧時間

1.0.2－159

累積
（分）
4
11
13
14

区間

項目

対象

①→②

徒歩移動
重機移動
がれき撤去（A）

緊急時対策所建屋→南側保管場所
南側保管場所→東側接続口
モルタル混練建屋②→③

第 5.5.1－17 図

5.5.2

距離
（約 m）
216
1,092

所要時間
（分）
4
7
1

累積
（分）
4
11
12

設定した J ルート及び復旧時間

津波時の復旧時間の評価結果
敷地遡上津波時におけるアクセスルートについては，敷地西側に西側
淡水貯水設備，高所東側接続口及び高所西側接続口を設置し，敷地遡上
津波の影響を受けないルートが選定できることから，復旧に要する時間の評価は不要である。
第 5.5.2－1 図にアクセスルート概要図を示す。
また，敷地遡上津波時の重大事故等対応において選定するアクセスルート（緊急時対策所建屋～保管場所～西側淡水貯水設備～高所西側接続
1.0.2－160

口）が津波による影響を受けないことを津波遡上解析の結果により確認している。
第 5.5.2－2 図に敷地遡上津波時の最大浸水深分布を示す。

第 5.5.2－1 図

緊急時対策所建屋～西側淡水貯水設備～
高所接続口（東側／西側）アクセスルート概要

1.0.2－161

第 5.5.2－2 図

敷地遡上津波時の最大浸水深分布1.0.2－162

5.6

屋外作業の成立性「重大事故等対策の有効性評価」における重要事故シーケンスでの時間評

価を行う必要のある屋外作業について，外部起因事象に対する影響を評価した結果，以下のとおり作業は可能であることを確認した。
なお，可搬型設備の保管場所及び屋外アクセスルート等の点検状況について別紙(25)，敷地内の他設備との同時被災時におけるアクセスルートへの影
響を別紙(26)に示す。
(1)

屋外アクセスルートへの影響
ａ．屋外アクセスルートの確認
敷地内に配置している周辺監視カメラ等により，アクセスルート等の状況を確認した災害対策要員から報告を受けた災害対策本部の現場統括
待機者は，通行可能なアクセスルートの状況を災害対策本部内に周知する。
要員からの報告後，影響を受けない優先ルートの状況を踏まえて速やかにアクセスルート選択の判断を行うため，作業の成立性への影響はない。
地震発生時や津波発生時において，影響を受けないアクセスルート以
外に通行が困難となる箇所がある場合は，がれき等の撤去や応急復旧の優先順位を考慮の上，アクセスルート確保要員へ指示及び発電長へ連絡する。
ｂ．屋外アクセスルートの復旧
アクセスルートは幅員が約 5m～10m の道路であり，地震，敷地遡上津波の影響を受けないアクセスルートについては，復旧は不要である。
また，地震時におけるアクセスルートの被害想定の結果，地震に伴い発生するがれき等はホイールローダ等の重機により撤去を行うことで，
1.0.2－163

可搬型設備の運搬等，重大事故等対処が確実に実施できるアクセスルー
トを確保可能である。
なお，アクセスルート上に地震に伴い発生したがれきが堆積した場合でも，最大約 20 分で被害想定箇所の復旧は可能である。
ｃ．車両の通行性
アクセスルートは幅員が約 5m～10m の道路であり，地震，敷地遡上津波の影響を受けないアクセスルートについては，車両の通行性に影響はない。また，地震時におけるアクセスルートの被害想定の結果，地震に伴い発生するがれき等はホイールローダ等の重機により撤去を行うこと
で，可搬型設備の運搬等，重大事故等対処が確実に実施できるアクセス
ルートが確保可能であることから，車両の通行性に影響はない。
アクセスルートの復旧作業を実施した場合は，必要な幅員を復旧する
ため復旧箇所は片側通行となるが，可搬型設備は設置場所に移動する際の往路のみとなるため，車両の通行性に影響はない。
タンクローリは可搬型設備へ給油するために可搬型設備の設置場所と保管場所近傍の可搬型設備用軽油タンクを往復するが，アクセスルートの復旧後に移動することから，車両の通行性に影響はない。
なお，アクセスルート復旧後の道路の状況は，液状化による不等沈下等を考慮してあらかじめ路盤補強等の対策を実施することから，15cm を上回る段差の発生はないと想定しているが，万一，想定を上回る沈下量が発生したとしても土のう等による仮復旧を実施し，車両が徐行運転をすることでアクセスは可能である。（別紙（21）参照）
重大事故等対応のためのホース又はケーブルを敷設した場合でも，ホース又はケーブルを敷設していないルートを通行可能であることから，車両の通行性に影響はない。
1.0.2－164

なお，ホースブリッジを設置する場合は，ホース敷設完了後のアクセス性を考慮し，作業完了後の要員にて実施するため有効性評価上の作業時間に影響を与えるものではない。（別紙（27）参照）
ｄ．作業環境
現場での作業を安全に実施するため事故時の作業環境について，あらかじめ想定しておくことが重要である。災害対策要員は，アクセスルー
ト復旧後における可搬型設備の設置，ホース又はケーブルの敷設等の作業の実施に当たって，現場の安全確認を考慮し作業を実施する。また，現場の作業環境が悪化（照明の喪失，騒音，放射線量の上昇等）しても作業を可能とするための装備として，ヘッドライト，LED ライト，耳栓，
放射線防護具を携帯する。（補足説明資料（4）参照）
ｅ．現場における操作性
緊急時での対応作業を円滑に進めるため十分な作業スペースが確保されていることが重要である。作業スペース確保のため，操作場所近傍に不要な物品等を保管しないこととする。また，現場操作に対し工具を必要とするものは可搬型設備の保管場所に保管又は可搬型設備に車載する。
操作に対し知識・訓練を必要とするものについては，教育・訓練により必要な力量を確保する。
(2)

アクセスルート通行時における通信手段及び照明の確保
重大事故等対応要員から災害対策本部への報告，災害対策本部から重大事故等対応要員への指示は，通常の連絡手段（送受話器（ページング）及
び電力保安通信用電話設備）が使用できない場合でも，無線連絡設備，衛星電話設備等の通信手段にて実施することが可能であり，屋外作業への影
響はない。
夜間における屋外アクセスルート通行時には，ホイールローダ等の重1.0.2－165

機・車両に搭載されている照明，ヘッドライト，LED ライト等を使用することが可能であり，屋外作業への影響はない。（別紙（28），（29）参照）(3)

作業の成立性
地震，敷地遡上津波時に重大事故等対処を実施するための屋外アクセス
ルートは，地震及び敷地遡上津波の影響を受けないルートが確保でき，かつ，ホイールローダ等の重機によるがれき等の撤去を行うことでも確保可能であり，第 5.6－1 表に示すとおり，有効性評価の想定時間が最も厳しい
重要事故シーケンスの要求時間内での作業が可能である。
以下に重要事故シーケンスにおける可搬型設備を用いた屋外作業の成立性の評価条件を示す。
ａ．以下の屋外作業について成立すること。
(a)

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起
動準備操作

(b)

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作(c)

タンクローリによる燃料補給準備(d)

可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内窒素供給操作

ｂ．重要事故シーケンスにおける作業成立性を評価するルートは，屋外ア
クセスルート設定の方針，水源の優先度等を踏まえ，以下のとおりとする。
(a)

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
・西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる原子炉注水（第 5.5.1－9 図）(b)

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作
・西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる
1.0.2－166

代替淡水貯槽への水源補給（第 5.5.1－12 図）(c)

タンクローリによる燃料補給準備
・可搬型設備用軽油タンク（南側保管場所近傍）(d)

可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内窒素供給操作
・西側接続口への可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内窒素供給操作（第 5.5.1－14 図）

ｃ．作業の起点となる重大事故等対応要員の出発点は緊急時対策所とする。
なお，作業の起点前に必要となる以下の事項は成立性評価として作業時間に含める。
(a)

事務本館又は緊急時対策室建屋から緊急時対策所までの徒歩時間（15 分）(b)

状況把握（5 分）

ｄ．可搬型設備は，緊急時対策所から離れている南側保管場所から出動する。
ｅ．地震に伴い発生するがれき等の影響を受ける可能性があっても人力によるホース敷設が可能な以下の箇所について，人力によるホース敷設
時間を成立性評価として作業時間に含める。
・廃棄物処理建屋換気空調ダクト上（注水用ホース敷設作業時間：10 分，
窒素供給用ホース敷設作業時間：15 分）
ｆ．地震に伴い発生するがれき等の影響を受けるルートは，ホイールロー
ダ等の重機により車両通行やホース敷設等に必要な幅員を確保する。

1.0.2－167

第 5.6-1 表
作業名

評価
ルート ※１

屋外作業の成立性評価結果

アクセスルート
復旧時間①

作業時間
②

有効性評価
要求時間 ※４

評価結果①＋②

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
3 時間 ※５
160 分 ※６Ｂルート
0分
160 分 ※２（南側保管場所～西側淡水貯水設備～高所西側接続口）
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽へ－
180 分 ※７Ｅルート
0分
180 分 ※２の補給操作（南側保管場所～西側淡水貯水設備～代替
淡水貯槽）
タンクローリによる燃料給油操作（南側保管場所～可6.5 時間210 分 ※８－0分
90 分 ※３
搬型代替注水中型ポンプ設
置場所）
可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操
84 時間
155 分 ※９Ｇルート
0分
155 分 ※２作（南側保管場所～西側接続口）※1 第 5.5.1－8 図～第 5.5.1－17 図に示したルートから評価ルートを選定※2 評価ルートにおいて可搬型設備を使用する作業時間で考慮する項目は以下のとおり
・出動準備時間（防護具着用，保管場所までの移動，車両等出動前確認）
・保管場所から水源までの移動時間（アクセスルート復旧と並行にて実施）
・水中ポンプ設置時間
・ホース敷設及び接続時間
・事務本館又は緊急時対策室建屋から緊急時対策所までの徒歩時間及び状況把握時間※3 燃料給油準備で考慮する項目は以下のとおり
・防護具着用時間
・緊急時対策所から保管場所までの移動時間
・タンクローリ移動時間
・補給準備時間（可搬型設備用軽油タンク上蓋開放等）
・軽油タンクからタンクローリへの補給時間※4 重要事故シーケンスごとに有効性評価の要求時間が異なる場合には，最短の想定時間を記載※5 事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」における事故シーケンスのうち「最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗」について，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」との従属性を考慮し，「2.3.3 全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」での操作所要時間内に完了することを確認する。
※6 高所東側接続口を使用する場合の合計時間は 170 分※7 西側淡水貯水設備からの迂回路（第 5.5.1－13 図（Ｆルート））を使用する場合の合計時間は
190 分※8 外部参集要員の参集時間（120 分）を含む※9 南側保管場所からの迂回路を使用する場合の合計時間は以下のとおり。
・第 5.5.1－15 図（Ｈルート）：155 分
・第 5.5.1－16 図（Ｉルート）：180 分
・第 5.5.1－17 図（Ｊルート）：180 分

1.0.2－168

○

○

○

○

屋内アクセスルートの評価

6.

屋内アクセスルートについては，重大事故等時に必要となる屋内での現場
操作場所までのアクセス性について，地震，地震随伴火災及び地震による内部溢水を評価し，アクセス可能であることを確認する。
また，外部起因事象として想定される津波のうち基準津波については，防潮堤が設置されているため，屋内アクセスルートは影響を受けない。敷地遡上津波については，屋内アクセスルートが設定されている原子炉建屋が水密化され，影響を受けない。
なお，地震津波以外の自然現象については，屋内アクセスルートの一部のルートは建屋屋上を通行することから，建屋屋上にアクセスする際は気象状
況等をあらかじめ確認し必要な措置を講じる。例えば積雪時においては，必要に応じて除雪を実施することでアクセス性を確保する。
さらに，原子炉建屋付属棟の ALC パネル部等については，地震又は竜巻によって脱落又は損傷が考えられるが，地震及び竜巻によって脱落及び損傷しない外壁等に変更することから，アクセス性に影響はない。 （別紙（15），（30）参照）

6.1

影響評価対象評価する屋内現場操作及び操作場所については，技術的能力1.1～1.19 で整備する重大事故等時において，期待する手順の屋内現場操作について，屋内アクセスルートに影響のおそれがある地震，地震随伴火災及び地震による内部溢水について，現場操作ごとにその影響を評価する。
なお，機器等の起動失敗原因調査のためのアクセスルートについては，可能であれば，現場調査を実施する位置付けであることから，評価対象外とする。
1.0.2－169

技術的能力における対応手順で期待する屋内現場操作一覧を第6－1表に記す。また，屋内アクセスルートの設定について別紙（30）に記す。
また，重要事故シーケンスにおけるアクセスルートについて一覧を
第6－2表に，重要事故シーケンスごとのアクセスルート経路を第6－1図～
第6－7図，重要事故シーケンスにおける現場作業一覧について第6－3表，
屋内作業の成立性評価結果を第6－4表に示す。

6.2

評価方法
屋内アクセスルートに影響を与えるおそれがある以下の事項について評価

する。
(1)

地震時の影響評価
重大事故等時の現場操作対象場所までのアクセスルートにおける周辺

施設の損傷，転倒及び落下等によってアクセス性への影響がないことを確認する。
具体的には，以下の観点で確認を実施する。
ａ．現場操作対象機器との離隔距離をとる等により，アクセス性に影響を与えないことを確認する。
ｂ．周辺に作業用ホイスト，レール，グレーチング，手すり等がある場
合，落下防止措置等により，アクセス性に与える影響はないことを確認する。
ｃ．周辺に転倒する可能性のある常置品がある場合，固縛等転倒防止処置の実施により，アクセス性に与える影響はないことを確認する。
ｄ．上部に照明器具がある場合，蛍光灯等の落下を想定しても，アクセス性に与える影響はないことを確認する。
また，万一，周辺にある常置品が転倒した場合を考慮し，通行可能な
1.0.2－170

通路幅が確保できない常置品はあらかじめ移設・撤去等を行う。
なお，常置品，仮置き資機材の設置に対する運用，管理については，
社内規程に基づき実施する。
(2)

地震随伴火災の影響評価
屋内アクセスルート近傍の油内包又は水素内包機器について，地震により機器が転倒し，火災源とならないことを確認する。
影響評価の考え方等については，別紙（31）に示す。
また，アクセスルート近傍のケーブルトレイ及び電源盤は，「設置許可基準規則」第8条「火災による損傷の防止」における火災防護対策を適用し，火災発生時は自動起動又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設備を設置することから，消火は可能と考えられるが，速やかなアクセスが困難な場合は，迂回路を優先して使用する。
(3)

地震による内部溢水の影響評価
屋内アクセスルートがある建屋のフロアについて，地震により溢水源となるタンク等の損壊に伴い，各フロアにおける最大溢水水位で歩行可
能な溢水高さであることを確認する。
影響評価の考え方等については，別紙（32）に示す。

6.3

現場確認による評価
現場確認結果を別紙（33）に示す。現場ウォークダウンによる確認を実施し，地震発生時にアクセスルート周辺に転倒する可能性のある常置品がある場合，固縛等転倒防止処置により，アクセス性に与える影響がないことを確認した。また，万一，周辺にある常置品が転倒した場合であっても，通行可能な通路幅があるか，通路幅がない場合は移設・撤去を行うため，アクセス性に与える影響がないことを確認した。
1.0.2－171

なお，仮置資機材は通行可能な通路幅が確保できるような配置とする。

6.4

屋内作業への影響について
(1)

作業環境
通常運転時，作業に伴い一時的に足場を構築する場合があるが，その場合は社内マニュアルに定める運用（足場材が地震等により崩れた場合にも扉の開操作に支障となることがないように離隔距離をとる等考慮して設置する等）により管理するとともに，屋内作業に当たっては，溢水
状況，空間放射線量，環境温度，薬品漏えい等，現場の状況に応じて人身安全を最優先に適切な放射線防護具や薬品防護具を選定した上で，ア
クセスルートを通行する。（別紙（36）参照）(2)

アクセスルート通行時における通信手段及び照明の確保
現場要員から中央制御室への報告，中央制御室から現場要員への指示

は，通常の連絡手段（運転指令設備送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備）が使用できない場合でも，携行型有線通話装置，無線連絡設備等の通信手段にて実施することが可能であり，屋内作業への影響はない。
電源喪失等により建屋内の通常照明が使用できない場合，要員は中央制御室等に配備しているヘッドライト，LED ライト等を使用することで，操作場所へのアクセス，操作が可能である。（別紙（28）参照）

6.5

作業の成立性
有効性評価における重要事故シーケンスで評価している屋内の現場作業について第 6－3 表に示すとおり，有効性評価における想定時間内に作業が実施できることを確認した。経路上の溢水を考慮し，仮に移動時間を 1.5
1.0.2－172

倍とした場合であっても，有効性評価における事象発生からの作業開始想
定時間及びそれ以前の作業の状況を確認した結果，有効性評価想定時間内に作業が実施可能であることを確認した。
また，技術的能力1.1～1.19 の重大事故等時において期待する手順についても，地震随伴火災，地震随伴内部溢水を考慮しても屋内に設定したア
クセスルートを通行できることを確認した。その結果については，別紙（31），（32）に示す。

第 6－1 表技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（1／9）

対応手段
高圧代 替注 水系による原 子炉 圧力容器への注水（高圧 代替 注水系の現場 操作 による発電用 原子 炉の冷
却）

該当
条文

屋内現場操作

資機材の
転倒に
よる影響

1.2

（現場操作①）【中央制御室→ ※1 → (⑥階段Ｂ③)→[③－7]→（③階段Ｂ⑥）→（⑥
階段Ｅ⑦）→[⑦－7]】（現場操作②）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ⑧）→［⑧－5］→（⑧階段Ｆ⑦）→［⑦－7］→（⑦階段Ｇ⑧）→［⑧－6］】

無

火災源
の
有無 ※２

溢水源
の有無

有
無

全交流 動力 電源喪（現場操作①）
失及び 常設 直流電【中央制御室→ ※1 →(⑥階段Ｂ③)
源系統 喪失 時の原→[③－7]→（③階段Ｂ⑥）→（⑥階
子炉圧 力容 器への段Ｆ⑧）→［⑧－5］】
1.2
注水
無
無
無
（現場操作②）（原子 炉隔 離時冷【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ⑧）
却系の 現場 操作に→［⑧－5］】
よる発 電用 原子炉の冷却）
重大事 故等 の進展【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）抑制
有1.2→（⑤階段Ａ②）→［②－4］→［②無（ほう 酸水 注入系
有
③④
－5］】
による進展抑制（ほう酸水注入））※1 中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③
階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2－173

第 6－1 表

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（2／9）

対応手段
逃がし 安全 弁の作
動に必 要な 窒素喪
失時の減圧（非常 用窒 素供給系による窒素確
保）
逃がし 安全 弁の作
動に必 要な 窒素喪
失時の減圧（非常 用逃 がし安全弁駆 動系 による原子炉減圧）

インタ ーフ ェイス
システ ムＬ ＯＣＡ
発生時の対応手順

残留熱 除去 系（原子炉停止時冷却系）に よる 発電用原子炉からの除熱

該当条文

屋内現場操作

資機材の
転倒に
よる影響

火災源
の
有無 ※２

溢水源
の有無

1.3

【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ④）→［④－6]→［④－7］→［④－6]→［④－8］→［④－9］→［④－8］】

無

有
⑩⑪

有

（非常用逃がし安全弁駆動系 A 系の場合）
【中央制御室→ ※1 → ［⑥－24]→［⑥－25］→［⑥－24]】

無

無

無

（非常用逃がし安全弁駆動系 B 系の場合）
【中央制御室→ ※1 →［⑥－26］→［⑥－27］→［⑥－26］】

無

無

無

（残留熱除去系注入弁（Ａ）隔離の場
合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ④）→［④－4］】

無有⑪

無（残留熱除去系注入弁（Ｂ）隔離の場
合）【中央制御室→ ※1 →（⑥梯子Ａ④）→［④－2］】

無

有
⑩⑪

有

（原子炉保護系の復旧）【中央制御室→ ※1 →［⑥－20］→［⑥－1］→［⑥－5］→［⑥－4］→（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－4］→［⑦－5］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－2］→［⑥－3］→［⑥－1］→［⑥－20］→［⑥－5］→［⑥－4］→（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－4］→［⑦－5］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－2］→［⑥－1］→［⑥－2］→［⑥－3］→［⑥－20］→［⑥－3］】

無（残留熱除去系（Ａ）の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ⑧）→［⑧－4］】

無（残留熱除去系（Ｂ）の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｅ⑧）→［⑧－3］】

無

1.3

1.3

1.4

※1

有

無

有

無

無

無

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③
階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2－174

第 6－1 表

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（3／9）

対応手段
原子炉 運転 中におけるフ ロン トライ
ン系故 障時 の対応
手順（低圧 代替 注水系（可搬 型） による発電用 原子 炉の冷
却）

該当
条文

1.4

最終ヒ ート シンク（大気 ）へ の代替
熱輸送 （全 交流動
力電源 喪失 時の場
合）（格納 容器 圧力逃がし装 置に よる原子炉格 納容 器内の減圧及 び除 熱（現
場操作））

1.5

最終ヒ ート シンク（大気 ）へ の代替
熱輸送 （全 交流動
力電源 喪失 時の場
合）（耐圧 強化 ベント
系によ る原 子炉格
納容器 内の 減圧及び除熱（現場操作））

1.5

炉心の 著し い損傷及び原 子炉 格納容
器破損 防止 のための代替 格納 容器ス
プレイ（代替 格納 容器ス
プレイ 冷却 系（可搬型） によ る原子炉格納 容器 内の冷却）

1.6

屋内現場操作（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した
場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ④）→［④－1］→（④階段Ａ③）→［③－1］→［③－2］】（低圧炉心スプレイ系配 管を使用した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ④）→［④－5］→［④－3］】（Ｓ／Ｃ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 → [⑥－13]】（Ｄ／Ｗ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｑ⑤）→（⑤階段Ｐ④）→（④階段Ｏ③）→（③階段Ｊ②）→[②－6]】（第二弁及び第二弁バイ パス弁の場
合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→[④－10]】（Ｓ／Ｃ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →[⑥－13]】（Ｄ／Ｗ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｑ⑤）→（⑤階段Ｐ④）→（④階段Ｏ③）→（③階段Ｊ②）→[②－6]】（耐圧強化ベント系一次 隔離弁及び二次隔離弁の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ①）→（①階段Ｃ②）→[②－9]】

資機材の
転倒に
よる影響

火災源
の
有無 ※２

溢水源
の有無

無

有
⑪

無

無

有
⑩⑪

有

無

有
⑬⑭⑮
⑯⑰⑱
⑲⑳

有

無

有
⑤

有

（残留熱除去系（Ａ）を使用した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ④）→（④階段Ａ③）→［③－3］→［③－4］→［③－5］→［③－6］】

無有⑩

無（残留熱除去系（Ｂ）を使用した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ⑤）→［⑤－2］→［⑤－1］→（⑤階段Ｂ⑥）→［⑥－11］→［⑥－10］】

無

無

無

※1

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③
階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2－175

第 6－1 表

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（4／9）

対応手段
格納容 器圧 力逃がし装置 によ る原子炉格納 容器 内の減圧及び除熱（交流 動力 電源が健全で ある 場合の格納容 器圧 力逃がし装置 によ る原子炉格納 容器 内の減圧及び除熱）

該当条文

1.7

屋内現場操作【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→（④－10）】

資機材の
転倒に
よる影響

無

格納容 器圧 力逃がし装置 によ る原子炉格納 容器 内の減圧及び除熱（第二 弁操 作室の
正圧化）

1.7

【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→（④－10）】

無格納容 器圧 力逃がし装置 によ る原子炉格納 容器 内の減
圧及び除熱（フィ ルタ 装置ス
クラビング水移送）1.7【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑦）→[⑦－8]】

無1.7（Ｓ／Ｃ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →[⑥－13]】（Ｄ／Ｗ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｑ⑤）→（⑤階段Ｐ④）→（④階段Ｏ③）→（③階段Ｊ②）→[②－6]】（第二弁及び第二弁バイ パス弁の場
合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→（④－10）】

格納容 器圧 力逃がし装置 によ る原子炉格納 容器 内の減圧及び 除熱 （全交
流動力 電源 喪失時の格納 容器 圧力逃がし装 置に よる原子炉格 納容 器内の減圧及 び除 熱（現
場操作））
※1

火災源
の
有無 ※２

有
⑬⑭⑮
⑯⑰⑱
⑲⑳

有
⑬⑭⑮
⑯⑰⑱
⑲⑳

溢水源
の有無

有

有

有

無

⑳

有
⑬⑭⑮
⑯⑰⑱
⑲⑳

有

有

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③
階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2－176

第 6－1 表

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（5／9）

対応手段

原子炉 圧力 容器への注水（低圧 代替 注水系（可搬 型） による
原子炉 圧力 容器への注水）

使用済 燃料 プール
代替注水（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 る代替
燃料プ ール 注水系（注水 ライ ン／常設スプレイヘッダ）を 使用 した使用済燃 料プ ールへの注水）

使用済 燃料 プール
スプレイ（可搬 型代 替注水
大型ポ ンプ による代替燃 料プ ール注水系（ 可搬 型スプ
レイノ ズル ）を使用した 使用 済燃料
プール への スプレ
イ）

該当
条文

1.8

屋内現場操作

資機材の
転倒に
よる影響

火災源
の
有無 ※２

溢水源
の有無

（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した
場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ④）→［④－1］→（④階段Ａ③）→［③－1］→［③－2］】

無

有
⑩

無

（低圧炉心スプレイ系配 管を使用した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ④）→［④－5］→［④－3］】

無

有
⑩⑪

有

（西側接続口による使用 済燃料プー
ル注水の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ③）→［③－1］→（③階段Ａ①）→［①－1］】

無

無

有

（東側接続口による使用 済燃料プー
ル注水の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ①）→（①階段Ｃ②）→［②－8］→（②階段Ｃ①）→［①－2］】

無

無

有

（Ｒ／Ｗコントロール室 脇入口扉を使用した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥－17 扉開放）→（⑥－15）→（⑥－14）→（⑥
階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ②）→（②－1）→（②階段Ａ①）→[①－1]→[①－2]→[①－3]→（①階段Ａ⑤）→（⑤
階段Ｄ⑥）→（⑥－17）】

無

有
③④⑥
⑩⑳

有

（原子炉建屋大物搬入口 扉を使用した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥－19 扉開放）→（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ①）→（①階段Ｃ②）→[②－3] →[②－2]→[②－7]→（②階段Ｃ①）→[①－
1]→[①－2]→[①－3]→（①階段Ａ⑤）→（⑤階段Ｄ⑥）→（⑥－19）】

無

1.11

1.11

※1

有
③④⑤
⑥⑩

有

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③
階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2－177

第 6－1 表

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（6／9）

対応手段

代替交 流電 源設備
による給電（常設 代替 電源装
置の起 動及 びＭ／
Ｃ ２Ｃ又はＭ／
Ｃ ２Ｄ受電）

該当
条文

1.14

代替交 流電 源設備による給電（可搬 型代 替交流
電源設 備（ 可搬型
代替低 圧電 源車接続盤（ 西側 ）又は（東側 ）接 続）の起動並 びに Ｐ／Ｃ
２Ｃ及びＰ／Ｃ
２Ｄ受電）

1.14

代替直 流電 源設備
による給電（所内 常設 直流電
源設備 によ る非常用所内 電気 設備へ
の給電）

1.14

代替直 流電 源設備による給電（可搬 型代 替直流電源設 備に よる非常用所 内電 気設備
への給電）

屋内現場操作（２Ｃ系受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－1］→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－2］→（⑦階段Ｉ⑧）→[⑧－1]→[⑧－2] →（⑧階段Ｉ⑦）→[⑦－2]】（２Ｄ系受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－1］→［⑦－2］→（⑦階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→[⑦－1]→[⑦－2] →（⑦階段Ｉ⑧）→[⑧
－2]】

資機材の
転倒に
よる影響

火災源
の
有無 ※２

溢水源
の有無

無

無

無

【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－2］】（原子炉建屋東側接続口使用の場合）【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）→[⑥－21]】【中央制御室→ ※1 →[⑥－7]→[⑥－8]→ [⑥－6]→[⑥－9]】

有
無

⑳

無

有

無

無

（ 直 流 125V 主母 線 盤２Ａ 受 電 の 場
合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－10］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－7］→[⑥－6]】

1.14（ 直 流 125V 主母 線 盤２Ｂ 受 電 の 場
合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－10］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－8］→[⑥－9]】

有
無

⑳

有

（原子炉建屋東側接続口使用の場合）【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）→[⑥－21]】※1 中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③
階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2－178

第 6－1 表

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（7／9）

対応手段

該当
条文

常設直 流電 源喪失
時の直流 125V 主母
線盤２ Ａ及 び２Ｂ
受電（ 常設 代替高 1.14
圧電源 装置 の起動
及びＭ／Ｃ ２Ｃ
（又は２Ｄ）受電）

常設直 流電 源喪失
時の直流 125V 主母
線盤２ Ａ及 び２Ｂ
受電（ 可搬 型代替
交流電 源設 備（可搬型代 替低 圧電源 1.14
車接続 盤（ 西側）
又は（東側）接続）の起動 並び にＰ／
Ｃ ２Ｃ及びＰ／Ｃ ２Ｄ受電））
代替交 流電 源設備
による 代替 所内電気設備への給電（可搬 型代 替交流
電源設 備（ 可搬型
1.14
代替低 圧電 源車接続盤（ 西側 ）又は（東側 ）接 続）の起動及 び緊 急用Ｐ／Ｃ受電））

代替直 流電 源設備
による 代替 所内電気設備への給電（可搬 型代 替直流電源設 備に よる代
替所内 電気 設備へ
の給電）

1.14

屋内現場操作（２Ｃ系受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－1］→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－2］→（⑦階段Ｉ⑧）→[⑧－1]→[⑧－2] →（⑧階段Ｉ⑦）→[⑦－2]】（２Ｄ系受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－1］→［⑦－2］→（⑦
階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→[⑦－1]→[⑦－2] →（⑦階段Ｉ⑧）→[⑧－2]】

資機材の
転倒に
よる影響

火災源
の
有無 ※２

溢水源
の有無

無

無

無

【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－2］】（原子炉建屋東側接続口使用の場
合）【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）→[⑥
－21]】

有
無

⑳

（原子炉建屋東側接続口使用の場
合）【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）→[⑥
－21]】

無

⑳

【中央制御室→ ※1 →[⑥－23］→（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－10］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－23］→（⑥
階段Ｈ⑤）→［⑤－3］→（⑤階段Ｈ⑥）→［⑥－22］】（原子炉建屋東側接続口使用の場
合）【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）→[⑥
－21]】

無

⑳

※1

有

有
有

有
有

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③
階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2－179

第 6－1 表

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（8／9）

対応手段

非常用 ディ ーゼル
発電機 機能 喪失時の代替 交流 電源による給 電（ 常設代
替交流 電源 設備による非 常用 高圧母線への給電）

該当
条文

1.14

（２Ｃ系受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－1］→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－2］→（⑦階段Ｉ⑧）→[⑧－1]→[⑧－2] →（⑧階段Ｉ⑦）→[⑦－2]】（２Ｄ系受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－1］→［⑦－2］→（⑦
階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→[⑦－1]→[⑦－2] →（⑦階段Ｉ⑧）→[⑧－2]】

資機材の
転倒に
よる影響

火災源
の
有無 ※２

溢水源
の有無

無

無

無

【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－2］】

非常用 ディ ーゼル
発電機 機能 喪失時の代替 交流 電源による給 電（ 可搬型
代替交 流電 源設備
による 非常 用低圧
母線への給電）

1.14

非常用 ディ ーゼル
発電機 機能 喪失時の代替 直流 電源による給電（所内 常設 直流電
源設備 によ る直流
125V 主母線盤への
給電）

1.14

非常用 ディ ーゼル
発電機 機能 喪失時の代替 直流 電源による給電（可搬 型代 替直流電源設 備に よる直流 125V 主母線盤への給電）

屋内現場操作（原子炉建屋東側接続口使用の場
合）【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）→[⑥－21]】【中央制御室→ ※1 →[⑥－7]→[⑥－8]→ [⑥－6]→[⑥－9]】

有
無

⑳

無

有

無

無

（直流 125V 主母線盤２Ａ受電の場
合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－10］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－7］→[⑥－6]】1.14（直流 125V 主母線盤２Ｂ受電の場
合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－10］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－8］→[⑥－9]】

有
無

⑳

有

（原子炉建屋東側接続口使用の場
合）【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）→[⑥－21]】※1 中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③
階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2－180

第 6－1 表

技術的能力における対応手段で期待する屋内現場操作一覧（9／9）

対応手段

該当
条文

屋内現場操作

資機材の
転倒に
よる影響

火災源
の
有無 ※２

溢水源
の有無

計器の計測範囲（把握 能力 ）を超えた場 合に 状態を把握す るた めの手段（可 搬型 計測器による パラ メータ
計測又は監視）1.15【（③－9）→（③階段Ｎ④）→中
央制御室】

無

無

無

全交流 動力 電源喪
失及び 直流 電源喪失した 場合 の手段（可搬 型計 測器によるパ ラメ ータ計
測又は監視）

1.15【（③－9）→（③階段Ｎ④）→中
央制御室】

無

無

無

全交流 動力 電源喪
失及び 直流 電源喪失した 場合 の手段（重大 事故 等時のパラメ ータ を記録
する手 順（ 可搬型
計測器の記録））1.15【（③－9）→（③階段Ｎ④）→中
央制御室】

無

無

無

汚染の 持ち 込みの防止（ チェ ンジン
グエリ アの 設置及び運用手順）

1.16【（③－9）→［③－8］】

無

無

無

※1

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③
階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝※2 対応手段として期待する設備は火災源としない

1.0.2－181

第 6－2 表「重大事故等対策の有効性評価」屋内アクセスルート整理表「重大事故等対策の有効性評価」事故シーケンスグループ

ルート図
現場操作なし（図面なし）
現場操作なし（図面なし）①

高圧・低圧注水機能喪失②

高圧注水・減圧機能喪失③

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

第 6－1 図④

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

第 6－2 図⑤

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

③で包括

⑥

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

第 6－3 図⑦

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）⑧

原子炉停止機能喪失⑨

ＬＯＣＡ時注水機能喪失⑩

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

第 6－4 図⑪

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

③で包括

⑫
⑬

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）

現場操作なし（図面なし）
現場操作なし（図面なし）
現場操作なし（図面なし）⑥で包括
第 6－5 図⑭

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

⑥で包括

⑮

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用

⑥で包括

⑯

水素燃焼

⑥で包括

⑰

溶融炉心・コンクリート相互作用

⑥で包括

⑱

想定事故 1⑲想定事故 2⑳

崩壊熱除去機能喪失（停止時）

第 6－6 図全交流動力電源喪失（停止時）

第 6－7 図現場操作なし（図面なし）
現場操作なし（図面なし）

現場操作なし（図面なし）
現場操作なし（図面なし）

原子炉冷却材の流出（停止時）
反応度の誤投入（停止時）

1.0.2－182

1.0.2－183
第 6－1 図事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」の屋内アクセスルート

1.0.2－184
第 6－2 図事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」の屋内アクセスルート

1.0.2－185
第 6－3 図事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」の屋内アクセスルート

1.0.2－186
第 6－4 図事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」の屋内アクセスルート

1.0.2－187
第 6－5 図事故シーケンスグループ「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）」の屋内アクセスルート

1.0.2－188
第 6－6 図事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（停止時）」の屋内アクセスルート

1.0.2－189
第 6－7 図事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（停止時）」の屋内アクセスルート

第 6－3 表
重要事故シーケンス

高圧・低圧注水機能喪失1.0.2－190

炉心の 著 しい損 傷の 防止

高圧注水・減圧機能喪
失作業内容

作業時間 ※ １

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作【可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作】

180 分

タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの給油操作】－

有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２ 作業完了時間 ※ ３

有効性評価
要求時間 ※ ４－

屋内

有効性評価想定時間に対する成立性
前作業である可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作終了後である事象発生 3 時間後からの作業を想定しているが，水源が枯渇までは 1 日以上の余裕があるた
め成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料が消費され始める事象発生 6 時間後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間後からの作業が可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

180 分

6.0 時間（360 分）

－

90 分

90 分

7.5 時間（450 分）

－

－

－

－

－

－

－

8 時間

事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 8 時間 1 分後に行う逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉
急速減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。

－

屋外

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成操作】

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

※1
※2
※3
※4

作業
場所

重要事故シーケンスごとの現場作業（1／11）

121 分

125 分

2.2 時間（135 分）所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電操作（不要負荷の切離操作）【不要負荷の切離操作（現場）】

49 分

50 分

8.8 時間（530 分）

9 時間

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作【非常用母線の受電準 備操作(現
場）】

75 分

75 分

10.0 時間（605 分）

10 時間

作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの
有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）
事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）
有効性評価解析等から作業完了が要求される時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

本事故シーケンスの前提条件として事象発生 8 時
間後からの不要負荷の切離操作を想定しているが，本作業は前段の可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注
水の系統構成操作が完了次第着手可能であるため成立性がある。
本作業は前作業からの継続作業 を想 定しており，前作業である不要負荷の切離操 作の 完了後から着手できる。事象発生 10 時間 5 分後に操作を行う可
搬型代替注水中型ポンプを用い た代 替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）による 格納 容器冷却の系
統構成操作のための系統構成開 始ま でに作業を完了させれば良いため成立性がある。

可搬型代替注水
中型ポンプ

タンクローリ－－

第 6－3 表
重要事故シーケンス

作業
場所

屋内

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

作業内容

1.0.2－191

炉心の 著 しい損 傷の 防止

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却操作【可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による格納容器冷却の系統構成操作】
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作】

作業時間 ※ １

有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

有効性評価
要求時間 ※ ４

173 分

175 分

13 時間

13 時間

170 分

170 分

3.0 時間（180 分）

8 時間

90 分

90 分

9.5 時間（570 分）11.5 時間

屋外
タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの給油操作】

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成操
作】

121 分

125 分

2.2 時間（135 分）

185 分

185 分

作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの
有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）
事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）
有効性評価解析等から作業完了が要求される時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

10.0 時間（605 分）有効性評価想定時間に対する成立性
本作業は前作業からの継続作業を想定しており，前作業である非常用母線の受電準備操作の完了後から着手する。格納容器圧力 0.279MPa[gage]到達時に行う可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容
器冷却の系統構成操作の判断基準到達点を作業完了時刻としているが，前作業の開始時期に時間余裕があるため成立性がある。
事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 8 時間 1 分後に行う逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉
急速減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料が消費され始める事象発生 8 時間後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間後からの作業が可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備－

可搬型代替注水
中型ポンプ

タンクローリ8 時間

事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 8 時間 1 分後に行う逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉
急速減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。

－

10 時間

本作業は前作業からの継続作業を想定しており，前作業である可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系
統構成操作の完了後から着手できる。事象発生 10
時間 5 分後に行う可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の系統構成操作開始までに作業を完了させれば良いため成立性がある。

－

屋内
常設代 替交 流 電源 設 備に よ る非常用母線の受電準備操作【非常用母線の受電準備操作
(現場）】

※1
※2
※3
※4

重要事故シーケンスごとの現場作業（2／11）

第 6－3 表
重要事故シーケンス

作業
場所

屋内

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

重要事故シーケンスごとの現場作業（3／11）

作業内容

1.0.2－192

炉心の 著 しい損 傷の 防止

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却操作【可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による格納容器冷却の系統構成操作】
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作】

有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

有効性評価
要求時間 ※ ４

173 分

175 分

13 時間

13 時間

170 分

170 分

3.0 時間（180 分）

8 時間

90 分

90 分

9.5 時間（570 分）11.5 時間

屋外
タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの給油操作】

全交流動力電源喪失
（ＴＢＰ）

屋内

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成操作】
所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電操作（不要負荷の切離操作）【不要負荷の切離操作（現場）】

※1
※2
※3
※4

作業時間 ※ １

121 分

49 分

125 分

50 分

作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの
有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）
事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）
有効性評価解析等から作業完了が要求される時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

2.2 時間（135 分）8.8 時間（530 分）有効性評価想定時間に対する成立性
本作業は前作業からの継続作業を想定しており，前作業である非常用母線の受電準備操作の完了後から着手する。格納容器圧力 0.279MPa[gage]到達時に行う可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作の判断基準到達点を作業完了時刻としているが，前作業の開始時期に時間余裕があるた
め成立性がある。
事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 8 時間 1 分後に行う逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉
急速減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料が消費され始める事象発生 8 時間後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間後からの作業が可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備－

可搬型代替注水
中型ポンプ

タンクローリ

3 時間

事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 3 時間 1 分後に行う逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉
急速減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。

－

9 時間

本事故シーケンスの前提条件として事象発生 8 時
間後からの不要負荷の切離操作を想定しているが，本作業は前段の可搬型代替 注水 中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型 ）に よる原子炉注
水の系統構成操作が完了次第着 手可 能であるため成立性がある。

－

第 6－3 表
重要事故シーケンス

作業
場所

作業内容

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作【非常用母線の受電準備操作(現場）】
屋内

1.0.2－193

炉心の 著 しい損 傷の 防止

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

作業時間 ※ １

有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

有効性評価
要求時間 ※ ４

75 分

75 分

10.0 時間（605 分）

10 時間

173 分

175 分

14 時間

14 時間

170 分

170 分

3 時間
（180 分）

3 時間

タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの給油操作】

90 分

90 分

4.5 時間（270 分）6.5 時間

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作【非常用母線の受電準備操作(現
場）】

75 分

75 分

1.5 時間（91 分）

13 時間

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却操作【可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による格納容器冷却の系統構成操作】
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作】

屋外

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失し
た場合）

※1
※2
※3
※4

重要事故シーケンスごとの現場作業（4／11）

屋内

作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの
有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）
事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）
有効性評価解析等から作業完了が要求される時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

有効性評価想定時間に対する成立性
本作業は前作業からの継続作業を想定しており，前作業である不要負荷の切離操作完了後から着手する。事象発生 10 時間 5 分後に操作を行う可搬型
代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の系統構成操作開始までに作業を完了させれば良いため成立性がある。
本作業は前作業からの継続作業を想定しており，前作業である非常用母線の受電準備操作の完了後から着手する。格納容器圧力 0.279MPa[gage]到達時に行う可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作の判断基準到達点を作業完了時刻としているが，前作業の開始時期に時間余裕があるた
め成立性がある。
事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 3 時間 1 分後に行う逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉
急速減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料が消費され始める事象発生 3 時間後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間後からの作業が可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。
事象発生 16 分後からの作業を想定しているが，後作業である緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱操作又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プー
ル冷却操作と合わせて開始時期である事象発生
13 時間後に対して余裕があるため成立性がある。

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備－－

可搬型代替注水
中型ポンプ

タンクローリ－

第 6－3 表
重要事故シーケンス

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

炉心の 著 しい損 傷の 防止

1.0.2－194

原子炉停止機能喪失

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシス
テムＬＯＣＡ）
※1
※2
※3
※4

作業
場所

重要事故シーケンスごとの現場作業（5／11）

作業内容

作業時間 ※ １

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作【可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作】

180 分

有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

180 分

5.0 時間（300 分）

有効性評価
要求時間 ※ ４

有効性評価想定時間に対する成立性

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備－

事象発生 2 時間後からの作業を想定しているが，水源が枯渇までは 1 日以上の余裕があるため成立性がある。

可搬型代替注水
中型ポンプ

タンクローリ－

タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの給油操作】

90 分

90 分

6.5 時間（390 分）－可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費が開始される事象発生 5 時間後からの作業を想定しているが，本作業は西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作の作業開始と同時に着手可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性
がある。

－

－

－

－

－

－

屋外

－

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作【可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作】

180 分

180 分

6.0 時間（360 分）－タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの給油操作】

90 分

90 分

7.5 時間（450 分）－現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作

115 分

115 分

5 時間
（300 分）

5 時間

屋外

屋内

作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの
有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）
事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）
有効性評価解析等から作業完了が要求される時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

前作業である可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作終了後である事象発生 3 時間後からの作業を想定しているが，水源が枯渇までは 1 日以上の余裕があるた
め成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料が消費され始める事象発生 6 時間後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間後からの作業が可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。
本事故シーケンスの前提条件として事象発生 5 時
間後を作業完了時刻としているが，前作業が無く直ちに作業開始ができることから成立性がある。

可搬型代替注水
中型ポンプ

タンクローリ－

第 6－3 表
重要事故シーケンス

作業
場所

重要事故シーケンスごとの現場作業（6／11）

作業内容
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成操作】

1.0.2－195

炉心の 著 しい損 傷の 防止

屋内

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

作業時間 ※ １

121 分

有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

125 分

2.2 時間（135 分）

有効性評価
要求時間 ※ ４

有効性評価想定時間に対する成立性

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

3 時間

事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 8 時間 1 分後に行う逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉
急速減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。

－

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電操作（不要負荷の切離操作）【不要負荷の切離操作（現場）】

49 分

50 分

8.8 時間（530 分）

9 時間

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作【非常用母 線の受電 準備操作(現
場）】

75 分

75 分

10.0 時間（605 分）

10 時間

173 分

175 分

13 時間

13 時間

170 分

170 分

3 時間
（180 分）

3 時間

90 分

90 分

9.5 時間（570 分）11.5 時間

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操
作【可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の系統構成操作】
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作】
屋外
タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクからタ
ンクローリへの給油操作】

※1
※2
※3
※4

作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの
有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）
事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）
有効性評価解析等から作業完了が要求される時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

本事故シーケンスの前提条件として事象発生 8 時
間後からの不要負荷の切離操作を想定しているが，本作業は前段の可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注
水の系統構成操作が完了次第着手可能であるため成立性がある。
本作業は前作業からの継続作業を想定しており，前作業である不要負荷の切離操作の完了後から着手できる。事象発生 10 時間 5 分後に操作を行う可
搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の系
統構成操作開始までに作業を完了させれば良いた
め成立性がある。
本作業は前作業からの継続作業を想定しており，前作業である非常用母線の受電準備操作の完了後から着手する。格納容器圧力 0.279MPa[gage]到達時に行う可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作の判断基準到達点を作業完了時刻としているが，前作業の開始時期に時間余裕があるた
め成立性がある。
事象発生 10 分間の状況判断後に作業を開始することを想定しているが，事象発生 8 時間 1 分後に行う逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉
急速減圧の開始まで作業完了させれば良いため成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料が消費され始める事象発生 8 時間後からの作業を想定しているが，本作業は事象発生 2 時間後からの作業が可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。

－

－

－

可搬型代替注水
中型ポンプ

タンクローリ

第 6－3 表
重要事故シーケンス

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却系を使用する場合））

重要事故シーケンスごとの現場作業（7／11）
有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

有効性評価
要求時間 ※ ４

原子炉格納容器の破損の防止

1.0.2－196

作業内容

作業時間 ※ １

屋内

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作【非常用母線の受電準備操作(現
場）】

75 分

75 分

1.5 時間（91 分）

1.5 時間（91 分）

可搬型窒素供給装置による格納
容器内への窒素注入操作

180 分

180 分

65 時間

84 時間

タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの給油操作】

90 分

90 分

85.5 時間

86 時間

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作【非常用母線の受電準備操作(現
場）】

75 分

75 分

1.5 時間（91 分）

1.5 時間（91 分）

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の準備操作【第二弁現場操作場所への移動】

42 分

45 分

16.7 時間

19 時間

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作【可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作】

180 分

180 分

45.6 時間－

事象発生 42.5 時間後からの作業を想定しているが，それ以前の作業は無く，45.6 時間時点でも水源枯渇のおそれがないため，十分な余裕時間がある。

可搬型代替注水中型ポンプ－

可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費が開始される事象発生 45.6 時間後からの作業を想定しているが，本作業は可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作の作業開始と同時に着手可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕がある
ため成立性がある。

タンクローリ

屋外

屋内

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却系を使用できない場
合））屋外

タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの給油操作】
※1
※2
※3
※4

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

作業
場所

90 分

90 分

作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの
有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）
事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）
有効性評価解析等から作業完了が要求される時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

47.1 時間

有効性評価想定時間に対する成立性
事象発生 16 分後からの作業を想定しているが，後作業の原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気
系の起動操作と合わせて事象発生 2 時間後までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 62 時間後からの作業を想定しているが，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に
到達時に行う可搬型窒素供給装置による格納容器
内への窒素供給操作開始時刻までに 10 時間以上あり，十分な余裕時間があるため成立性がある。
可搬型窒素供給装置の燃料消費が開 始される事象
発生 84 時間後からの作業を想定しているが，本作
業は可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作の作業開始と同時に着手可能であり，また，可搬型窒素供給装置の燃料枯 渇までには 2
時間程度の余裕があるため成立性がある。
事象発生 16 分後からの作業を想定しているが，後作業の原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気
系の起動操作と合わせて事象発生 2 時間後までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 16 時間後からの作業を想定しているが，サプレッション・プール水位が通常 水位＋6.5m 到
達から 5 分後に行う格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作開始までに作業を完了することができるため成立性がある。

－

可搬型窒素供給装置

タンクローリ－－

第 6－3 表
重要事故シーケンス

1.0.2－197

原
子
炉
格
納
容
器
の
破
損
の
防
止

重要事故シーケンスごとの現場作業（8／11）

作業
場所

作業内容

作業時間 ※ １

屋内

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作【非常用母線の受電準備操作(現
場）】

75 分

75 分

1.5 時間（91 分）

1.5 時間（91 分）

可搬型窒素供給装置による格納
容器内への窒素注入操作

180 分

180 分

127 時間167 時間

タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの給油操作】

90 分

90 分

168.5 時間

169 時間

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作【非常用母線の受電準備操作(現
場）】

75 分

75 分

1.5 時間（91 分）

1.5 時間（91 分）

可搬型窒素供給装置による格納
容器内への窒素注入操作

180 分

180 分

127 時間167 時間

タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの給油操作】

90 分

90 分

168.5 時間

169 時間高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

有効性評価
要求時間 ※ ４

屋外

屋内

原子炉圧力容器外の溶融燃料－
冷却材相互作用
屋外

※1
※2
※3
※4

作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの
有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）
事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）
有効性評価解析等から作業完了が要求される時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

有効性評価想定時間に対する成立性
事象発生 16 分後からの作業を想定しているが，後作業の原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気
系の起動操作と合わせて事象発生 2 時間後までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 124 時間後からの作業を想定しているが，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達時に行う可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素供給操作開始時刻までに 10 時間以上あり，十分な余裕時間があるため成立性がある。
可搬型窒素供給装置の燃料消費が開 始される事象
発生 167 時間後からの作業を想定しているが，本作業は可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作の作業開始と同時に着手可能であり，また，可搬型窒素供給装置の燃 料枯渇までには 2 時間程度の余裕があるため成立性がある。
事象発生 16 分後からの作業を想定しているが，後作業の原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気
系の起動操作と合わせて事象発生 2 時間後までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 124 時間後からの作業を想定しているが，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達時に行う可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素供給操作開始時刻までに 10 時間以上あり，十分な余裕時間があるため成立性がある。
可搬型窒素供給装置の燃料消費が開 始される事象
発生 167 時間後からの作業を想定しているが，本作業は可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作の作業開始と同時に着手可能であり，また，可搬型窒素供給装置の燃 料枯渇までには 2 時間程度の余裕があるため成立性がある。

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備－

可搬型窒素供給装置

タンクローリ－

可搬型窒素供給装置

タンクローリ

第 6－3 表
重要事故シーケンス

重要事故シーケンスごとの現場作業（9／11）

作業
場所

作業内容

作業時間 ※ １

屋内

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作【非常用母線の受電準備操作(現
場）】

75 分

75 分

1.5 時間（91 分）

1.5 時間（91 分）

可搬型窒素供給装置による格納
容器内への窒素注入操作

180 分

180 分

65 時間

84 時間

タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの給油操作】

90 分

90 分

85.5 時間

86 時間

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作【非常用母線の受電準備操作(現
場）】

75 分

75 分

1.5 時間（91 分）

1.5 時間（91 分）

可搬型窒素供給装置による格納
容器内への窒素注入操作

180 分

180 分

127 時間167 時間

タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの給油操作】

90 分

90 分

168.5 時間

169 時間水素燃焼

有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

有効性評価
要求時間 ※ ４

1.0.2－198

原子炉格納容器の破損の防止

屋外

屋内

溶融炉心・
コンクリート相互作
用
屋外

※1
※2
※3
※4

作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの
有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）
事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）
有効性評価解析等から作業完了が要求される時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

有効性評価想定時間に対する成立性
事象発生 16 分後からの作業を想定しているが，後作業の原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気
系の起動操作と合わせて事象発生 2 時間後までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 62 時間後からの作業を想定しているが，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に
到達時に行う可搬型窒素供給装置による格納容器
内への窒素供給操作開始時刻までに 10 時間以上あり，十分な余裕時間があるため成立性がある。
可搬型窒素供給装置の燃料消費が開 始される事象
発生 84 時間後からの作業を想定しているが，本作
業は可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作の作業開始と同時に着手可能であり，また，可搬型窒素供給装置の燃料枯 渇までには 2
時間程度の余裕があるため成立性がある。
事象発生 16 分後からの作業を想定しているが，後作業の原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気
系の起動操作と合わせて事象発生 2 時間後までに作業を完了することができるため成立性がある。
事象発生 124 時間後からの作業を想定しているが，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達時に行う可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素供給操作開始時刻までに 10 時間以上あり，十分な余裕時間があるため成立性がある。
可搬型窒素供給装置の燃料消費が開 始される事象
発生 167 時間後からの作業を想定しているが，本作業は可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作の作業開始と同時に着手可能であり，また，可搬型窒素供給装置の燃 料枯渇までには 2 時間程度の余裕があるため成立性がある。

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備－

可搬型窒素供給装置

タンクローリ－

可搬型窒素供給装置

タンクローリ

第 6－3 表
重要事故シーケンス

1.0.2－199

使 用済 燃料 プール 内の 燃料破 損の 防 止

想定事故１

想定事故２

※1
※2
※3
※4

作業
場所

重要事故シーケンスごとの現場作業（10／11）

作業内容

作業時間 ※ １

有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

有効性評価
要求時間 ※ ４

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水操作【可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作】

170 分

170 分

8 時間

8 時間

タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの給油操作】

90 分

90 分

9.5 時間（570 分）11.5 時間

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水操作【可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作】

170 分

170 分

8 時間

8 時間

タンクローリによる燃料給油操作【可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリへの給油操作】

90 分

90 分

9.5 時間（570 分）11.5 時間

屋外

屋外

作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの
有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）
事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）
有効性評価解析等から作業完了が要求される時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

有効性評価想定時間に対する成立性
事象発生 8 時間後を作業完了時刻としているが，本作業は前作業である可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作が完了次第着手可能であるため，成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費が開始される事象発生 8 時間後からの作業を想定しているが，本作業は可搬型代替注水中型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の作業開始と同時に着手可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。
事象発生 8 時間後を作業完了時刻としているが，本作業は前作業である可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作が完了次第着手可能であるため，成立性がある。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費が開始される事象発生 8 時間後からの作業を想定しているが，本作業は可搬型代替注水中型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の作業開始と同時に着手可能であり，また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費開始から枯渇までには 3.5 時間程度の余裕があるため成立性がある。

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

可搬型代替注水
中型ポンプ

タンクローリ

可搬型代替注水
中型ポンプ

タンクローリ

第 6－3 表
重要事故シーケンス

運 転停 止中 原子 炉内の 燃料破損の 防止

1.0.2－200

※1
※2
※3
※4

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

全交流動力電源喪失

作業
場所

屋内

屋内

重要事故シーケンスごとの現場作業（11／11）
有効性評価上の 有効性評価での作業時間 ※ ２
作業完了時間 ※ ３

有効性評価
要求時間 ※ ４

作業内容

作業時間 ※ １

原子炉保護系母線の受電操作【原子炉保護系母線の復旧操作
（現場）】

101 分

105 分

3.0 時間（180 分）

－

44 分

45 分

2.0 時間（120 分）

－

75 分

75 分

1.5 時間（92 分）－

原子炉保護系母線の受電操作【原子炉保護系母線の復旧操作
（現場）】

101 分

105 分

3.5 時間（210 分）－残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作【残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の系統構成操作（現場）】
常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作【非常用母線の受電準備操作(現場）】

有効性評価想定時間に対する成立性
事象発生 2 時間後から残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水操作を行うことで燃料損傷の防止が図られているため，本作業に対する完了要求
時間はなく，余裕を持って対応可能である。
事象発生 2 時間後から残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水操作を行うことで燃料損傷の防止が図られているため，本作業に対する完了要求
時間はなく，余裕を持って対応可能である。
事象発生 1 時間後から低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作を行うことで燃料損傷の防止が図られているため，本作業に対する完了要求時
間はなく，余裕を持って対応可能である。
事象発生 1 時間後から低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作を行うことで燃料損傷の防止が図られているため，本作業に対する完了要求時
間はなく，余裕を持って対応可能である。

保管場所から
作業現場に運搬する可搬型設備

－

－

－

－

原子炉冷却材の流出

－

－

－

－

－

－

－

－

反応度の誤投入

－

－

－

－

－

－

－

－

作業ごとに訓練及び実機（類似機器）操作等により採取した時間を足し合わせたもの
有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）
事象発生から当該作業完了までの時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）
有効性評価解析等から作業完了が要求される時間（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）

第 6－4 表
作業名

運
転
時

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作【可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成操作】
所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電操作（不要
負荷の切離操作）【不要負荷の切離操作（現場）】
常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作【非常用母線の受電準備操作(現場）】※５
常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作【非常用母線の受電準備操作(現場）】※６
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作【可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の系
統構成操作】
現場における残留熱除去系の注入
弁の閉止操作※７

停止時

格納容器圧力逃がし装置による格
納容器除熱の準備操作【第二弁現場操作場所への移動】
原子炉保護系母線の受電操作【原子炉保護系母線の復旧操作（現場）】
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作【残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の系統構成操作（現場）】
常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作【非常用母線の受電準備操作(現場）】

屋内作業の成立性評価結果

作業時間※１

有効性評価上の作業時間※２

有効性評価での作業完了時間※３

有効性評価
要求時間※４

評価結果

121 分

125 分

2.2 時間（135 分）

3 時間

○

49 分

50 分

8.8 時間（530 分）

9 時間

○

75 分

75 分

1.5 時間（91 分）

1.5 時間（91 分）

○

185 分

185 分

10.0 時間（605 分）

10 時間

○

173 分

175 分

13 時間

13 時間

○

115 分

115 分

5 時間
（300 分）

5 時間

○

42 分

45 分

16.7 時間

19 時間

○

101 分

105 分

3.0 時間（180 分）

―

○

44 分

45 分

2.0 時間（120 分）

―

○

75 分

75 分

1.5 時間（92 分）―○※1 作業時間で考慮する項目は以下のとおり
・防護具着用時間
・操作場所までの移動時間：通常の移動時間（想定）を 1.5 倍した時間＋扉等操作時間
・系統構成（電源盤及び弁等操作）※2 有効性評価で，当該作業に要する時間として想定している時間（作業時間を 5 分単位で丸めて設定）※3 事象発生から当該作業完了までの最短時間を記載（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）※4 有効性評価解析等から作業完了が要求される最短時間を記載（（）内は当該作業時間を分単位で表記したもの）※5 格納容器破損防止対策の有効性評価対応における作業時間※6 事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」対応における作業時間※7 原子炉建屋原子炉棟入口で装備を変更する時間（17 分）を含む

1.0.2－201

7.

発電所構外からの災害対策要員の参集
発電所構外から発電所構内への災害対策要員の参集に対して，以下の考え方に基づき，複数の参集ルートを設定する。
・発電所構内への参集に当たっては，必ず国道 245 号線を通過することから，同国道の交通状態及び道路状態によるアクセス性の影響を受けないよう複数の参集ルートを設定する。
・敷地入口近傍に設置される 154kV 及び 275kV の送電鉄塔の倒壊による参集ルートへの障害を想定し，鉄塔が倒壊した場合でも影響を受けない参集ルートを設定する。
・参集場所である緊急時対策所への参集ルートは，敷地高さを踏まえ敷地を遡上する津波の影響を受けない参集ルートを設定する。
発電所構外からの災害対策要員の参集方法，参集ルートについて，別紙（34）に示す。災害対策要員の大多数は東海村及び東海村周辺のひたちなか市，那珂市に居住しており，災害対策要員の参集手段を徒歩移動と想定した場合であっても，重大事故等時に災害対策本部の体制が機能するために必要な要員（72 名※）は発災後 2 時間以内に参集可能と考えられる。
発電所構外から発電所までの参集ルートは複数あり，かつ比較的平坦な土地であることからアクセス性に支障を来す可能性は低い。
発電所構外の広域において，津波による影響が考えられる場合，被害・影響を受けると想定されるエリアを避けた参集ルートにて参集することとしている。
また，敷地遡上津波を想定しても，参集ルートはその影響を受けない。
※

ただし，この要員数は今後の関連する検討により変更となる可能性がある。

1.0.2－202

7.1

災害対策要員の参集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合に，発電所及び待機所以外にいる災害対策要員をすみやかに非常招集するため，「一斉通報システム」，「通信連絡手段」等を活用し災害対策要員の非常招集を行う。
東海村周辺地域で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，非常招集の連絡がなくても支障がない限り発電所緊急時対策所又は発電所外集合場所（第三滝坂寮）に参集する。
なお，地震等により家族，自宅等が被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
招集する災害対策要員のうち，あらかじめ指名されている発電所参集要員（拘束当番）である災害対策要員は，直接発電所緊急時対策所に参集する。あらかじめ指名された発電所参集要員以外の要員は発電所外の集合場所に参集し，災害対策本部の指示に従い対応する。発電所外の集合場所に参集した要員は，災害対策
本部と非常招集に係る以下の確認，調整を行い，発電所に集団で移動する。
①発電所の状況（設備及び所員の被災等）②参集した要員の確認（人数，体調等）③重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤気象及び災害情報等

7.2

参集する災害対策要員
発電所員の約 7 割が東海村及び東海村周辺のひたちなか市，那珂市などに居住（平成 28 年 7 月現在）しており，数時間で相当数の災害対策要員の参集が可能である。

1.0.2－203

別紙（1）
外部事象の抽出について

1.

設計上考慮する外部事象の抽出
東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき外部事象の抽出に当たっては，国内で一般に発生しうる事象に加え，欧米の基準等で示されている事象を用い網羅的に収集し，類似性，随伴性から整理を行い，地震，津波を含めた 78 事象（自然現象 55 事象，外部人為事象 23 事象）を抽出した。
その結果及び海外文献を参考に策定した評価基準に基づき，より詳細に検討すべき外部事象について評価及び選定を実施した。

1.1

外部事象の収集「設置許可基準規則」の解釈第六条 2 項及び 8 項において，「想定される自然現象（地震及び津波を除く。）」と「安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象」として，以下のとおり例示されている。

第六条（外部からの衝撃による損傷の防止）（中略）
２

第 1 項に想定する「想定される自然現象」とは、敷地の自然環境を基に、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象又は森林火災等から適用されるものをいう。

（中略）
８

第 3 項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となる
おそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）」

1.0.2－別紙 1－1

とは、敷地及び敷地周辺の状況をもとに選択されるものであり、飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガス、船舶の衝突又は電磁的障害等をいう。

想定される自然現象及び想定される外部人為事象について網羅的に抽出す
る た め の 基 準 等 に つ い て は ， 国 外 の 基 準 と し て 「 Development andApplication of Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear
Power Plants （IAEA,April 2010）」を，また外部人為事象を選定する観点から「DIVERSE AND FLEXIBLE COPING STRATEGIES（FLEX） IMPLEMENTATIONGUIDE（NEI-12-06 August 2012）」，日本の自然現象を網羅する観点から「日本の自然災害（国会資料編纂会 1998 年）」を参考にした。これらの基準等に基づき抽出した想定される自然現象を第 1 表に，想定される外部人為事象を
第 2 表に示す。
なお，その他に NRC の｢NUREG/CR-2300 PRA Procedures Guide （NRC,
January 1983）｣等の基準も事象収集の対象としたが，これら追加した基準の事象により，「（3） 設計上考慮すべき想定される自然現象及び外部人為事象の選定結果」において選定される事象が増加することはなかった。

1.0.2－別紙 1－2

第1表

考慮する外部ハザードの抽出（想定される自然現象）（1／2）（丸数字は，次頁に記載した外部ハザードを抽出した文献を示す。）
No

外部ハザード①

外部ハザードを抽出した文献等
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧

⑨

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

1-1

極低温（凍結）

○

○

○

1-2

隕石

○

1-3

降水（豪雨（降雨））

○

○

1-4

河川の迂回

○

○

1-5

砂嵐

○

1-6

静振

○

1-7

地震活動

○

○

○

○

○

○

○

○

1-8

積雪（暴風雪）

○

○

○

○

○

○

○

○

1-9

土壌の収縮又は膨張

○

○

○

○

○

1-10

高潮

○

○

○

○

○

1-11

津波

○

○

○

○

○

○

○

○

1-12

火山（火山活動・降灰）

○

○

○

○

○

○

○

○

1-13

波浪・高波

○

○

○

○

○

1-14

雪崩

○

○

○

○

○

1-15

生物学的事象

○

○

○

1-16

海岸浸食

○

1-17

干ばつ

○

1-18

洪水（外部洪水）

1-19

○
○

○

○

○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

風（台風）

○

○

○

○

○

○

○

○

1-20

竜巻

○

○

○

○

○

○

○

○

1-21

濃霧

○

○

○

1-22

森林火災

○

○

○

○

○

1-23

霜・白霜

○

○

○

○

○

1-24

草原火災

○

1-25

ひょう・あられ

○

○

○

○

○

○

1-26

極高温

○

○

○

○

○

○

1-27

満潮

○

○

○

○

1-28

ハリケーン

○

○

○

1-29

氷結

○

○

○

1-30

氷晶

○

○

1-31

氷壁

○

○

1-32

土砂崩れ（山崩れ，がけ崩れ）

1-33

落雷

○

1-34

湖又は河川の水位低下

○

○
○

○

○

○

○

○

○

○
○

1.0.2－別紙 1－3

○
○

○

○
○

○

○

○

○

○

第1表

考慮する外部ハザードの抽出（想定される自然現象）（2／2）（丸数字は，次頁に記載した外部ハザードを抽出した文献を示す。）
No

外部ハザード①

外部ハザードを抽出した文献等
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧
○

⑨

1-35

湖又は河川の水位上昇

1-36

陥没・地盤沈下・地割れ

1-37

極限的な圧力（気圧高低）

○

1-38

もや

○

1-39

塩害，塩雲

○

○

1-40

地面の隆起

○

○

1-41

動物

○

○

1-42

地滑り

1-43

カルスト

○

1-44

地下水による浸食

○

1-45

海水面低

○

○

1-46

海水面高

○

○

1-47

地下水による地滑り○

1-48

水中の有機物○1-49

太陽フレア，磁気嵐

1-50

高温水（海水温高）

1-51

低温水（海水温低）○1-52

泥湧出（液状化）

○

1-53

土石流

○

○

1-54

水蒸気

○

○

1-55

毒性ガス

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

①DIVERSE AND FLEXIBLE COPING STRATEGIES （FLEX） IMPLEMENTATION GUIDE （NEI-12-06
August 2012）②「日本の自然災害」国会資料編纂会 1998 年③ Specific Safety Guide （ SSG-3 ） “Development and Application of Level 1
Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants”, IAEA, April 2010
④ 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」（制定：平成 25
年 6 月 19 日）⑤ NUREG/CR-2300“PRA PROCEDURES GUIDE”,NRC, January 1983
⑥ 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（制定：平成 25 年 6 月 19 日）⑦ ASME/ANS RA-Sa-2009 “Addenda to ASME/ANS RA-S-2008 Standard for Level 1/Large
Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant
Applications”⑧ B.5.b Phase2&3 Submittal Guideline （NEI-06-12 December 2006） -2011.5 NRC 公表⑨「外部ハザードに対するリスク評価方法の選定に関する実施基準：2014」一般社団法人 日本原子力学会1.0.2－別紙 1－4

第2表

外部ハザードの抽出（外部人為事象）（丸数字は，外部ハザードを抽出した文献を示す。）

No

外部ハザード2-1

衛星の落下
パイプライン事故（ガスなど），
パイプライン事故によるサイト内
爆発等
交通事故（化学物質流出含む。）

2-2
2-3

①

外部ハザードを抽出した文献等
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

⑨
○

○

2-4
有毒ガス
○
○
○
○
○
2-5
タービンミサイル
○
○
○
○
○
2-6
飛来物（航空機落下）
○
○
○
○
○
○
○
○
2-7
工業施設又は軍事施設事故
○
○
○
○
2-8
船舶の衝突（船舶事故）
○
○
○
○
○
2-9
自動車又は船舶の爆発○○○
2-10 船舶から放出される固体液体不純物○○
2-11 水中の化学物質○
2-12 プラント外での爆発○○○○
2-13 プラント外での化学物質の流出○○
2-14 サイト貯蔵の化学物質の流出○○○○
2-15 軍事施設からのミサイル○
2-16 掘削工事○○
2-17 他のユニットからの火災○
2-18 他のユニットからのミサイル○
2-19 他のユニットからの内部溢水○
2-20 電磁的障害○○○○
2-21 ダムの崩壊○○○○
2-22 内部溢水○○○○
2-23 火災（近隣工場等の火災）
○
○
○
○
○
①DIVERSE AND FLEXIBLE COPING STRATEGIES （FLEX） IMPLEMENTATION GUIDE （NEI-12-06
August 2012）②「日本の自然災害」国会資料編纂会 1998 年③ Specific Safety Guide （ SSG-3 ） “Development and Application of Level 1
Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants”, IAEA, April 2010
④ 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」（制定：平成 25
年 6 月 19 日）⑤ NUREG/CR-2300“PRA PROCEDURES GUIDE”,NRC, January 1983
⑥ 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（制定：平成 25 年 6 月 19 日）⑦ ASME/ANS RA-Sa-2009 “Addenda to ASME/ANS RA-S-2008 Standard for Level 1/Large
Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant
Applications”⑧ B.5.b Phase2&3 Submittal Guideline （NEI-06-12 December 2006） -2011.5 NRC 公表⑨「外部ハザードに対するリスク評価方法の選定に関する実施基準：2014」一般社団法人 日本原子力学会1.0.2－別紙 1－5

1.2

外部事象の選定

1.2.1

除外基準

1.1 で網羅的に抽出した事象について，東海第二発電所において設計上考慮すべき事象を選定するため，海外での評価手法 ※ を参考とした第 3 表の除外基準のいずれかに該当するものは除外して事象の選定を行った。

第3表
基準Ａ
基準Ｂ
基準Ｃ
基準Ｄ

考慮すべき事象の除外基準影響を与えるほど接近した場所に発生しない。（例：No.1-5 砂嵐）ハザード進展・襲来が遅く，事前にそのリスクを予知・検知することでハザードを排除できる。（例：No.1-16 海岸浸食）
プラント設計上，考慮された事象と比較して設備等への影響度が同等若しくはそれ以下，又はプラントの安全性が損なわれることがない（例：No.1-21 濃霧）
影響が他の事象に包絡される。（例：No.1-27 満潮）

発 生 頻 度 が 他 の 事 象 と 比 較 し て 非 常 に 低 い 。（ 例 ： No.1-2 隕石）※ ASME/ANS RA-Sa-2009 “ Addenda to ASME/ANS RA-S-2008 Standard forLevel 1/Large Early Release Frequency Probabilistic Risk
Assessment for Nuclear Power Plant Applications”
基準Ｅ

1.0.2－別紙 1－6

別紙（2）
降水に対する影響評価について

1.

概要
東海第二発電所において，降雨が継続した場合の屋外アクセスルートへの影響について，評価を実施する。

2.

評価方法
東海第二発電所における雨水流出量と流末排水路の排水量を比較し，降水の影響について評価を行う。集水流域，幹線排水路及び流末排水路位置を第1 図に示す。

2.1

降雨強度
降雨強度は，設計基準としての降水量である 127.5mm／h を用いて評価する。なお，気象庁の気象統計情報における降水量の観測記録によれば，東海
第二発電所の最寄りの気象官署である水戸地方気象台（水戸市）で観測された観測史上 1 位の降水量は 81.7mm／h である。

2.2

雨水流出量の算出
雨水流出量は，集水流域ごとに設計基準としての降水量 127.5mm／h を用いて算出する。
雨水流出量Ｑ １ の算出には，「森林法に基づく林地開発許可申請の手びき」（平成 28 年 4 月茨城県）を参照し，以下の合理式（ラショナル式）を用いる。

1.0.2－別紙 2－1

Ｑ 1 ＝1／360・ｆ・ｒ・Ａ
Ｑ 1：雨水流出量（m３ ／s）
ｆ：流出係数（開発部：0.9，林地：0.5）
ｒ：設計基準としての降水量（127.5mm／h）
Ａ：集水区域面積（ha）

また，集水区域面積は，第 1 表のとおり。

第1表
流域面積

開発部面積

林地面積

（ha）

（ha）

（ha）

①

14.5

13.6

0.9

②

18.7

16.6

5.2

③

8.56

8.56

0.0

④

0.92

0.92

0.0

⑤

2.81

2.81

0.0

流域

2.3

集水区域面積内訳

流末排水路排水量
流末排水路における流末排水路排水量Ｑ ２ は，「開発行為の技術基準」（平成 10 年 10 月茨城県）を参照し，以下のマニング式を用いる。

Ｖ＝1／ｎ・Ｒ ２／３ ・Ｉ １／２
Ｑ 2 ＝Ｖ・Ａ
Ｑ 2 ：流末排水路排水量（m３ ／s）
Ｖ：平均流速（m／s）
ｎ：マニングの粗度係数
Ｒ：径深＝Ａ／Ｓ（m）（Ｓ：潤辺（m））
Ａ：流末排水路流水断面積（m２ ）Ｉ：勾配

1.0.2－別紙 2－2

第1図

集水流域，幹線排水路及び流末排水路位置

1.0.2－別紙 2－3

2.4

判定基準
「2.3

流末排 水 路 排 水 量の 算 出 」 に お い て 算出 し た 流 末 排 水 路 排水 量

Ｑ ２ が，「2.2

雨水流出量の算出」において算出した雨水流出量Ｑ １ を上回ることを確認することにより，雨水を遅滞なく海域に排水することが可能であること及び敷地内が降水によって浸水しないことを判定基準とする。

3.

評価結果
雨水流出量と流末排水路の排水量の比較結果を第 2 表，敷地高さ及び地表水流下想定を第 2 図に示す。流末排水路の排水量が雨水流出量を上回る設計とすること及び敷地勾配を考慮した設計とすることで，雨水を遅滞なく海域に排水することが可能である。
なお，地表を流下する雨水についても，敷地傾斜に従い流下し，流末排水路より速やかに排水されること，屋外アクセスルート及びその周辺には雨水が滞留するようなくぼ地はないことから，屋外アクセスルートのアクセス性に支障はない。

1.0.2－別紙 2－4

第2表
流域

①

②

③

集水区域面
積Ａ（ha）

14.5

18.7

8.56

雨水流出量と流末排水路の排水量の比較結果

雨水流出量
Ｑ１
（m３ ／h）

流末

流末排水路
排水量 ※ Ｑ ２
（m３ ／h）①-1

約 20,700①-2

約 8,760②

約 21,800③-1

約 3,900③-2

約 11,600

約 16,200

約 18,900

約 9,900

判定（Ｑ１＜Ｑ２）

備考○

流末①-２で排水できない雨水は地表を流下し，流末①-１で排
水される

○

○

④

0.92

約 1,060④

約 1,100

○

⑤

2.81

約 3,230⑤

約 12,000○※

今後の詳細設計により，変更の可能性がある。

1.0.2－別紙 2－5

流末③-１で排水できない雨水は地表を流下し，流末③-２で排
水される

第2図

敷地高さ及び地表水流下想定

1.0.2－別紙 2－6

別紙（3）
屋外アクセスルート

1.

除雪時間評価について

ホイールローダ仕様○最大けん引力：7t（けん引力 8.8t×アスファルト摩擦係数 0.8）
○バケット全幅：2.5m○走行速度(1 速の走行速度の 1／2）：前進 1.1m／s（4.0km／h）
後進 1.1m／s（4.0km／h）

2.

降雪除去速度の算出(1) 降雪条件○積雪量：30cm（安全施設において考慮する積雪量を準拠する）○密度：200kg／m３(0.2t／m３)(2) 除去方法○アクセスルート上に降り積もった雪を，ホイールローダで道路脇へ 1m 押し出し除去する。
○1 回の押出し可能量を 7t とし，7t の雪を集積し，道路脇へ押し出す作業を
1 サイクルとして繰り返す。
○バケット幅が 2.5m であることから，5.0m の道幅を確保するために，2 台のホイールローダで作業を行う。なお，車両による速度の差はないため，1 台分の時間を評価の対象とする。（第 1 図参照）

1.0.2－別紙 3－1

1.0m
1.0m

2.5m

2.5m

5.0m
（アクセスルート）

第1図

除去イメージ図・1 サイクルで重機にて除去可能な降雪面積7t（けん引力）÷（0.2t／m３（密度）×30cm（降雪量））＝116.66m２
・各区間での除去面積と走行距離（第 2 図参照）①～②の撤去範囲（前サイクルの取残し部の面積，距離）：1.35m２，2.5m②～③の撤去範囲（直進部の面積，距離）：107.9m２，43.1m③～④の撤去範囲（旋回部の面積，距離）：4.91m２，2.0m④～⑤の撤去範囲（押出部の面積，距離）：2.5m２，1.0m(3)

1 サイクル当りの作業時間
走行速度（前進 1.1m／s，後進 1.1m／s）で作業すると仮定して，・A：押出し（①→②→③→④→⑤）：48.6m÷1.1m／s≒45 秒
・B：ギア切替え：6 秒
・C：後進：（⑤→④→③）：3.0m÷1.1m／s＝2.73 秒≒3 秒
・D：ギア切替え：6 秒

1.0.2－別紙 3－2

1 サイクル当たりの作業時間（A＋B＋C＋D）＝45 秒＋6 秒＋3 秒＋6 秒＝60 秒

①

②

2.5m

2.5m

③

43.1m
2.0m

1.0m

④

⑤

＜各区間での除去面積の算出＞
・①～②の除去面積（前サイクルでの取残し部の面積）＝2.5m×2.5m－2.5m×2.5m×π×90／360≒1.35m２
・③～④の除去面積（旋回部の面積）＝2.5m×2.5m×π×90／360≒4.91 m２
・④～⑤の除去面積（押出し部の面積）＝1.0m×2.5m＝2.5m２
・②～③の除去面積（直進部の面積）＝1回の除去可能面積m２－取残し部面積m２－旋回部面積m２－押出部面積m２＝116.66 m２－1.35m２－4.91m２－2.5m２＝107.9m２＜各区間での除去距離の算出＞
・①～②の除去距離（バケット幅の長さと同等）＝2.5m
・②～③の除去距離（直進部の距離m）＝直進部の面積m２／バケット幅m＝107.9 m２／2.5m＝43.16m≒43.1m
・③～④の除去距離（旋回部の距離m）＝バケット幅m／2×2×π×90／360≒2.0m
・④～⑤の除去距離（押出し部の距離）＝1.0m
・①～⑤の合計距離＝2.5m＋43.1m＋2.0m＋1.0m＝48.6m

第2図

(4)

降雪除去のサイクル図

1 サイクル当りの除去延長
取残し部①～②の距離＋直進部②～③の距離＝2.5m＋43.1m＝45.6m(5) 除雪速度
1 サイクル当たりの除去延長÷1 サイクル当りの作業時間
45.6m÷60 秒＝0.76m／s＝2.736km／h≒2.73km／h

1.0.2－別紙 3－3

3.

まとめ
除雪速度は 2.73km／h とする。南側保管場所から可搬型設備が通行する水源（西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽），接続先，送水先までのルートの除雪に要する時間評価を第 3 図～第 12 図に示す。

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
489
66

第3図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73
2.73

所要時間
（分）
4
11
2

設定したＡルートの除雪に要する時間

1.0.2－別紙 3－4

累積
（分）
4
15
17

区間
①→②
②→③
（②→④）

距離
（約 m）
216
250
（301）

第4図

時間評価
項目
徒歩移動

速度
（km／h）
4

降雪除去

2.73

所要時間
（分）
4
6
（7）

設定したＢルートの除雪に要する時間

1.0.2－別紙 3－5

累積
（分）
4
10
（11）

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
1,008
66

第5図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73
2.73

所要時間
（分）
4
23
2

設定したＣルートの除雪に要する時間

1.0.2－別紙 3－6

累積
（分）
4
27
29

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
489
540

第6図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73
2.73

所要時間
（分）
4
11
12

設定したＤルートの除雪に要する時間

1.0.2－別紙 3－7

累積
（分）
4
15
27

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
250
239

第7図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73
2.73

所要時間
（分）
4
6
6

設定したＥルートの除雪に要する時間

1.0.2－別紙 3－8

累積
（分）
4
10
16

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
250
880

第8図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73
2.73

所要時間
（分）
4
6
20

設定したＦルートの除雪に要する時間

1.0.2－別紙 3－9

累積
（分）
4
10
30

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
453

第9図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73

所要時間
（分）
4
10

設定したＧルートの除雪に要する時間

1.0.2－別紙 3－10

累積
（分）
4
14

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
1,074

第 10 図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73

所要時間
（分）
4
24

設定したＨルートの除雪に要する時間

1.0.2－別紙 3－11

累積
（分）
4
28

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
1,031

第 11 図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73

所要時間
（分）
4
23

設定したＩルートの除雪に要する時間

1.0.2－別紙 3－12

累積
（分）
4
27

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
1,092

第 12 図

時間評価
項目
徒歩移動
降雪除去

速度
（km／h）
4
2.73

所要時間
（分）
4
24

設定したＪルートの除雪に要する時間

1.0.2－別紙 3－13

累積
（分）
4
28

別紙（4）
屋外アクセスルート

1.

降灰除去時間評価について

ホイールローダ仕様○最大けん引力：7t（けん引力8.8t×アスファルト摩擦係数 0.8）
○バケット全幅：2.5m○走行速度（1速の走行速度の1／2）：前進1.1m／s（4.0km／h）
後進1.1m／s（4.0km／h）

2.

降灰除去速度の算出(1) 降灰条件○降灰量：50cm（降下火砕物シミュレーション等から設定した降灰量）○密度：湿潤状態 1.5g／cm３（1.5t／m３）(2) 除去方法○アクセスルート上の降灰を，ホイールローダで道路脇へ1m 押し出し除去する。
○1回の押出し可能量を7tとし，7tの降灰を集積し，道路脇へ押し出す作業を1サイクルとして繰り返す。
○バケット幅が 2.5m であることから，5.0m の道幅を確保するために，2 台のホイールローダで作業を行う。なお，車両による速度の差はないため，1 台分の時間を評価対象とする。（第 1 図参照）

1.0.2－別紙 4－1

1.0m
1.0m

2.5m

2.5m

5.0m
（アクセスルート）

第1図

除去イメージ図・1サイクルで重機にて降灰除去可能な面積7t（けん引力）÷（1.5t／m３（密度）×50cm（降灰量））＝9.33m２
・各区間での除去面積と走行距離（第2図参照）①～②の撤去範囲（前サイクルの取残し部の面積，距離）：1.35m２，2.5m②～③の撤去範囲（直進部の面積，距離）：0.57m２，0.2m③～④の撤去範囲（旋回部の面積，距離）：4.91m２，2.0m④～⑤の撤去範囲（押出し部の面積，距離）：2.5m２，1.0m(3)1サイクル当りの作業時間
走行速度（前進1.1m／s，後進1.1m／s）で作業すると仮定して，・A：押出し（①→②→③→④→⑤）：5.7m÷1.1m／s＝6秒
・B：ギア切替え：6秒
・C：後進：（⑤→④→③）：3.0m÷1.1m／s＝2.73 秒≒3秒
・D：ギア切替え：6秒

1.0.2－別紙 4－2

1 サイクル当たりの作業時間（A＋B＋C＋D）＝6 秒＋6 秒＋3 秒＋6 秒＝21 秒

①

②

2.5m

2.5m

③

0.2m
2.0m

1.0m

④

⑤

＜各区間での除去面積の算出＞
・①～②の除去面積（前サイクルでの取残し部の面積）＝2.5m×2.5m－2.5m×2.5m×π×90／360≒1.35m２
・③～④の除去面積（旋回部の面積）＝2.5m×2.5m×π×90／360≒4.91m２
・④～⑤の除去面積（押出し部の面積）＝1.0m×2.5m＝2.5m２
・②～③の除去面積（直進部の面積）＝1回の除去可能面積m２－取残し部面積m２－旋回部面積m２－押出部面積m２＝9.33m２－1.35m２－4.91m２－2.5m２＝0.57m２＜各区間での除去距離の算出＞
・①～②の除去距離（バケット幅の長さと同等）＝2.5m
・②～③の除去距離（直進部の距離m）＝直進部の面積m２／バケット幅m＝0.57m２／2.5m＝0.228m≒0.2m
・③～④の除去距離（旋回部の距離m）＝バケット幅m／2×2×π×90／360≒2.0m
・④～⑤の除去距離（押出し部の距離）＝1.0m
・①～⑤の合計距離＝2.5m＋0.2m＋2.0m＋1.0m＝5.7m

第2図

(4)

降灰除去のサイクル図

1サイクル当りの除去延長
取残し部①～②の距離＋直進部②～③の距離＝2.5m＋0.2m＝2.7m(5)

降灰除去速度
1 サイクル当たりの除去延長÷1 サイクル当りの作業時間
2.7m÷21 秒＝0.128m／s＝0.462km／h≒0.46km／h

1.0.2－別紙 4－3

3.

まとめ
降灰の除去速度は 0.46km／h とする。南側保管場所からの可搬型設備が通行する水源（西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽），接続先，送水先までのルートの除灰に要する時間評価を第 3 図～第 12 図に示す。

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
489
66

第3図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46
0.46

所要時間
（分）
4
64
9

設定したＡルートの除灰に要する時間

1.0.2－別紙 4－4

累積
（分）
4
68
77

区間
①→②
②→③
（②→④）

距離
（約 m）
216
250
（301）

第4図

時間評価
項目
徒歩移動

速度
（km／h）
4

降灰除去

0.46

所要時間
（分）
4
33
（40）

設定したＢルートの除灰に要する時間

1.0.2－別紙 4－5

累積
（分）
4
37
（44）

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
1,008
66

第5図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46
0.46

所要時間
（分）
4
132
9

設定したＣルートの除灰に要する時間

1.0.2－別紙 4－6

累積
（分）
4
136
145

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
489
540

第6図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46
0.46

所要時間
（分）
4
64
71

設定したＤルートの除灰に要する時間

1.0.2－別紙 4－7

累積
（分）
4
69
140

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
250
239

第7図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46
0.46

所要時間
（分）
4
33
32

設定したＥルートの除灰に要する時間

1.0.2－別紙 4－8

累積
（分）
4
37
69

区間
①→②
②→③
③→④

距離
（約 m）
216
250
880

第8図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46
0.46

所要時間
（分）
4
33
115

設定したＦルートの除灰に要する時間

1.0.2－別紙 4－9

累積
（分）
4
37
152

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
453

第9図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46

所要時間
（分）
4
60

設定したＧルートの除灰に要する時間

1.0.2－別紙 4－10

累積
（分）
4
64

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
1,074

第 10 図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46

所要時間
（分）
4
141

設定したＨルートの除灰に要する時間

1.0.2－別紙 4－11

累積
（分）
4
145

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
1,031

第 11 図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46

所要時間
（分）
4
135

設定したＩルートの除灰に要する時間

1.0.2－別紙 4－12

累積
（分）
4
139

区間
①→②
②→③

距離
（約 m）
216
1,092

第 12 図

時間評価
項目
徒歩移動
降灰除去

速度
（km／h）
4
0.46

所要時間
（分）
4
143

設定したＪルートの除灰に要する時間

1.0.2－別紙 4－13

累積
（分）
4
147

別紙（5）
可搬型設備の小動物対策について

可搬型設備は小動物が開口部等から設備内部に侵入し，設備の機能に影響を及ぼす可能性があることから，可搬型設備に開口部がある場合には，侵入防止対策を実施する。今後配備予定の車両についても同様な対策を実施する。
また，発電所における小動物の生息状況について構内従事者への聞き取り，モグ
ラ塚の有無等から確認した結果，ねずみ，モグラ等の一般的な小動物が確認されている。ただし，設備の機能に影響を及ぼすほど大量に発生した実績はなく，開口部への侵入防止対策を行うことで，可搬型設備の機能に影響を及ぼすおそれはないと判断した。
第 1 表及び第 1 図に配備済みの可搬型設備の開口部有無と対策内容を示す。

第1表

可搬型設備の開口部確認結果

設備名称

開口部有無

対策内容

①

可搬型代替注水中型ポンプ

無※

－

②

ホース展張車有貫通部シール処理③

可搬型代替低圧電源車

有

貫通部シール処理④

可搬型ケーブル運搬車

有貫通部シール処理⑤

タンクローリ

無－⑥

可搬型窒素供給装置（小型）有貫通部シール処理
防虫網設置⑦

放射能観測車有貫通部シール処理
金網設置⑧

ホイールローダ

有貫通部シール処理※ 小動物侵入により機能影響を及ぼす閉鎖的空間無し

1.0.2－別紙 5－1

①可搬型代替注水中型ポンプ②ホース展張車

シール処理③可搬型代替低圧電源車
シール処理④可搬型ケーブル運搬車
シール処理

第1図

可搬型設備

小動物対策例（1／2）

1.0.2－別紙 5－2

⑤タンクローリ⑥可搬型窒素供給装置（小型）シール処理⑦放射能観測車

シール処理⑧ホイールローダ
シール処理

第1図

可搬型設備

小動物対策例（2／2）

1.0.2－別紙 5－3

金網設置別紙（6）
森林火災時における保管場所及びアクセスルートへの影響について

防火帯に近接する保管場所及びアクセスルートについて，森林火災及び防火帯内
植生の火災による影響を評価した。

1. 森林火災による影響
保管場所に近接した場所で森林火災が発生し，火炎が防火帯外縁まで到達した
場合，輻射強度が 1.6kW／m２※以下となる森林からの離隔距離は約 53m となるが，西側及び南側保管場所の可搬型設備の保管エリアは，森林から約 53m 以上の離隔を確保しているため，熱影響を受けない。また，各保管場所から熱影響を受けないアクセスルートを確保していることから，可搬型設備の走行及び運搬に影響はない。
さらに，西側保管場所に埋設及び南側保管場所近傍に設置されている可搬型設
備用軽油タンクは，地下式のため熱影響は受けない。
保管場所及びアクセスルートの位置関係を第 1 図に示す。
なお，飛び火の影響については，防火帯を設置することで森林火災による飛び
火が保管場所へ延焼するおそれはないが，森林火災の状況に応じて防火帯付近に予防散水を行い，万一の飛び火による影響を防止する。予防散水は，消火栓及び防火水槽等から水槽付消防ポンプ自動車等を用いて実施する。
第 2 図に敷地内の屋外消火栓及び防火水槽の配置を示す。保管場所及びアクセ
スルートの設置に伴って高所に設置する消火栓は，保管場所やアクセスルートの消火活動が行えるような位置に設置し，数量を確保する。
※ 人が長時間さらされても苦痛を感じない強度（出典：石油コンビナートの防災アセスメント指針）

1.0.2－別紙 6－1

第1図

防火帯と保管場所及び屋外アクセスルートの位置

1.0.2－別紙 6－2

第2図

屋外消火栓及び防火水槽の配置図

1.0.2－別紙 6－3

2．

防火帯内における保管場所等周辺の植生火災による影響

2.1

防火エリアによる可搬型設備，アクセスルート及び緊急時対策所建屋の機能確保
防火帯内に，保管場所，アクセスルート及び緊急時対策所建屋を設置する。

これらの設置場所は植生（飛砂防備保安林含む。
）に囲まれているため，防火エリア※（第 3 図，補足－1 参照）を設けることにより，植生火災発生時において，可搬型設備及びアクセスルート（西側保管場所～南側保管場所～常設代替高圧電源装置付近），緊急時対策所建屋の機能を確保する。

※

防火エリア：樹木を伐採し，植生の発生を防止する施工（モルタル吹付け等）を行うことにより，可搬型設備，アクセスルート及び緊急時対策所建屋への植生火災の影響を防止するエリア

1.0.2－別紙 6－4

第3図

保管場所及びアクセスルート，緊急時対策所建屋周辺防火エリア設置状況

1.0.2－別紙 6－5

2.2 火災の覚知
防火帯内保管場所等周辺植生火災時における火災については，以下の方法で早期覚知が可能である。
(1)

発電所構内で作業を行う者に対し，火災を発見した場合，当直守衛員に速やかに通報することを，社内規程で定めている。通報を受けた者は所内関係者に連絡するとともに，消防機関（119 番）に連絡を行う。

(2)

想定される自然現象等の影響について，昼夜にわたり発電所周辺の状況を把握する目的で設置する構内監視カメラを使用して防火帯内保管場所等周辺
植生火災に対する監視を行う。構内監視カメラは，24 時間要員が常駐する
中央制御室及び守衛所からの監視が可能な設計とする。

2.3 消火活動
保管場所等周辺の植生火災が発生した場合，可搬型設備及び緊急時対策所建屋への延焼を防止するため，消防車等を用いた消火活動を行う。
これらの消火活動については，発電所に 24 時間常駐している初期消火活動要員により対応する。
（別紙（17）参照）

1.0.2－別紙 6－6

補足－1
防火帯内における保管場所等周辺の植生火災による影響

1.

防火エリアの設定について

1.1

防火エリア設定の考え方について防火帯内に設置する保管場所，アクセスルート及び緊急時対策所建屋は，植生に囲まれているため，防火エリアを設けることにより，植生火災発生時において，可搬型設備，アクセスルート及び緊急時対策所建屋の機能を確保する。防火エリ
ア設定の考え方は以下のとおり。

(1) 保管場所
西側保管場所及び南側保管場所の 2 箇所が同時に植生火災の影響を受けないようにするため，それぞれの保管場所について，以下の措置を実施する。
ａ．可搬型設備への植生火災の延焼を防止するために必要な離隔距離を確保するように，防火エリアを設置
ｂ．可搬型設備への植生火災からの熱影響を防止するために必要な離隔距離を確保するように，防火エリアを設置(2) アクセスルート
重大事故等時において，少なくとも 1 つのアクセスルートを確保するため，以下の措置を実施する。
ａ．アクセスルート上の可搬型設備への植生火災の延焼を防止するために必要な離隔距離を確保するように，アクセスルート（西側保管場所～南側保管場
所～常設代替高圧電源装置付近）周囲に防火エリアを設置

1.0.2－別紙 6－7

ｂ．アクセスルート上の可搬型設備及び災害対策要員への植生火災からの熱影響を防止するために必要な離隔距離を確保するように，アクセスルート（西側保管場所～南側保管場所～常設代替高圧電源装置付近）周囲に防火エリア
を設置

(3)

緊急時対策所建屋
植生火災の影響を受けないようにするため，緊急時対策所建屋について，以下の措置を実施する。
ａ．緊急時対策所建屋への植生火災の延焼を防止するために必要な離隔距離を確保するように，防火エリアを設置
ｂ．緊急時対策所建屋への植生火災からの熱影響を防止するために必要な離隔距離を確保するように，防火エリアを設置
ｃ．緊急時対策所建屋へ出入りする災害対策要員への植生火災からの熱影響を防止するために必要な離隔距離を確保するように，防火エリアを設置

1.0.2－別紙 6－8

1.2 延焼防止，熱影響防止に必要な離隔距離延焼防止，熱影響防止に必要な離隔距離は，「設置許可基準規則」第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止」において実施する森林火災影響評価から得られる火線強度及び火炎輻射発散度を用いて算出する。

1.2.1

森林火災影響評価の火線強度及び火炎輻射発散度を用いることについて

森林火災影響評価は，森林火災シミュレーション解析コード（以下「ＦＡＲＳ
ＩＴＥ」という。
）を用いて評価する。
ＦＡＲＳＩＴＥ植生データとして防火帯外縁 100m の範囲は，落葉広葉樹，マツ，スギ，Brush（茂み），Short Grass（短い草）を入力している。このうち最大火線強度は Brush，最大火炎輻射発散度は，マツを入力したメッシュで発生している。
一方，保管場所等周辺の植生は，落葉広葉樹，マツであり，森林火災影響評
価で入力している植生に包絡されることから，森林火災影響評価で得られた防火帯外縁 100m の範囲の最大火線強度及び最大火炎輻射発散度を用いて算出する。

1.2.2

延焼を防止するために必要な離隔距離

防火帯外の森林火災影響評価から得られる最大火線強度から算出される防火帯幅 23m を延焼を防止するために必要な離隔距離とする。

1.2.3

可搬型設備及び災害対策要員に対する熱影響を防止するために必要な離隔距離
防火帯外の森林火災影響評価結果を基に，最も高い火炎輻射発散度が，一様に保管場所周辺の植生に存在すると仮定し，ある離隔距離において物体が受ける輻

1.0.2－別紙 6－9

射強度を算出した。離隔距離と輻射強度の関係を第 1 図に示す。
熱影響を防止するために必要な離隔距離は，第 1 表に示す「人が長時間さらされても苦痛を感じない輻射強度」とされる 1.6kW／m２以下となる距離として設定する。
第 1 図より，輻射強度が 1.6kW／m２以下となる距離約 53m を熱影響を防止するために必要な離隔距離とする。
5.0

輻射強度（kW/m２）

4.5
4.0
3.5
3.0
2.5
2.0
1.5
1.0
0.5
0.0
30

35

40

45

50

55

離隔距離（m）

第1図

離隔距離と輻射強度の相関図

第1表

輻射強度の影響（石油コンビナートの防災アセスメント指針より抜粋）

1.0.2－別紙 6－10

60

1.2.4

緊急時対策所建屋への熱影響を防止するために必要な離隔距離

防火帯外の森林火災影響評価結果をもとに，以下のとおり植生火災による建屋
外壁に対する熱影響評価を行い，緊急時対策所建屋への熱影響を防止するために必要な離隔距離を約 18m とする。
(1) 許容温度
火災時における短期温度上昇を考慮した場合において，コンクリート圧縮強度が維持される保守的な温度 200℃を許容温度とする。
(2) 評価結果
火災が発生した時間から燃え尽きるまでの間，一定の輻射強度で外壁が昇温されるものとして，1 次元非定常熱伝導方程式を差分法より解くことで建屋外壁が許容温度となる輻射強度を求め，植生から建屋外壁までがこの輻射強度となる離隔距離（危険距離）を求め，危険距離約 18m を算出。

1.3

防火エリアの設定
延焼を防止するために必要な離隔距離約 23m，可搬型設備及び災害対策要員への熱影響を防止するために必要な離隔距離約 53m 及び緊急時対策所建屋への熱影響を防止するために必要な離隔距離約 18m を考慮し，保管場所，アクセスルー
ト（西側保管場所～南側保管場所～常設代替高圧電源装置付近）及び緊急時対策
所建屋の周囲に防火エリアを設定する（第 2 図参照）。

1.0.2－別紙 6－11

第2図

防火エリアの設定

1.0.2－別紙 6－12

2.

保管場所等周辺の防火帯内植生火災時における発火の想定(1) 発火の想定
自然現象にて抽出した自然現象 13 事象及び外部人為事象にて抽出した外部人為事象 7 事象（別紙（1）参照），故意による大型航空機の衝突を考慮し，保管場所等周辺の防火帯内植生の発火又は植生への延焼の有無を評価した上で発火の想定を行う。
(2)

立地条件を考慮した発火箇所の設定（1）の方針に基づき，発火箇所を以下のとおり設定した。発火箇所の設定に係る評価結果を第 2 表，第 3 表に示す。
ａ．予備変圧器
耐震性が低い予備変圧器の損傷による発火を想定。植生までは一定の離隔距離があることや自衛消防隊による消火活動を行うことにより植生への延焼の可能性は低いと考えられるが，万一，植生に延焼することを想定し，予備変圧器を発火箇所として設定
ｂ．保管場所等周辺植生の任意の場所
竜巻による危険物（公道を走行する車両等）の飛来による発火や落雷，爆発物の飛来，近隣工場の火災（構内作業等）による発火を想定。保管場所等
周辺植生全域で発生する可能性があるため，植生上の任意の点を発火箇所として設定
ｃ．原子炉建屋へ衝突した大型航空機
原子炉建屋への大型航空機衝突による航空機火災の植生への延焼を想定。
原子炉建屋と植生までの距離は 100m 以上あるが，万一，火災が植生に延焼する場合を想定し，原子炉建屋に衝突した大型航空機を発火箇所として設定

1.0.2－別紙 6－13

第2表
自然現象
地震
津波
洪水
風（台風）
竜巻

発火箇所の設定に係る評価結果（自然現象）
植生の発火又は植生への延焼の想定

発火箇所の想定

耐震性が低い可燃物を内包する施設（予備変圧器）の火
災の植生への延焼（第 3 図参照）
保管場所等周辺植生への浸水はないため，漂流物等による発火は発生しない。
敷地の地形及び表流水の状況から，洪水による被害は生
じない。

予備変圧器
設置箇所
―
―

保管場所等周辺
植生全域
危険物の飛来（公道を走行する油を内包する車両等）に 保管場所等周辺
よる植生の発火（第 4 図参照）
植生全域

竜巻の評価に包含

凍結

植生の発火は発生しない。

―

降水

植生の発火は発生しない。

―

積雪

植生の発火は発生しない。

―

落雷

落雷による発火（第 4 図参照）。

保管場所等周辺
植生全域

火山の影響

降下火砕物による植生の発火は発生しない。

―

生物学的事象植生の発火は発生しない。

―

森林火災
高潮

防火帯設置，消火活動により，防火帯内側の植生火災は発生しない。
保管場所周辺植生は，高潮の影響を受けない敷地高さにあるため，影響を受けない。

1.0.2－別紙 6－14

―
―

第3表
外部人為事象発火箇所の設定に係る評価結果（外部人為事象）
植生の発火又は植生への延焼の想定

発火箇所の想定―（防護設計の要否判断の基準を超えないことから設計
飛来物―（航空機落下） 上考慮不要。航空機落下による発火は，近隣工場の火災
にて評価）
ダムの崩壊による流出水は敷地勾配により発電所敷地―
ダムの崩壊まで遡上しないため，影響を受けない。
公道上での燃料輸送車両の爆発物の飛来による植生の 保管場所等周辺
爆発
発火（第 4 図参照）
植生全域
近隣工場等の （1）構内作業による発火（第 4 図参照）
保管場所等周辺
火災（2）航空機墜落による植生の発火（第 4 図参照）
植生全域
有毒ガス

植生の発火は発生しない。

―

船舶の衝突

―
（船舶の衝突による影響は，取水機能への評価であり，船舶の衝突による発火は，近隣工場等の火災にて評価）

―

電磁的障害

植生の発火は発生しない。

―

大型航空機衝突

原子炉建屋への大型航空機の衝突による火災の植生へ 原子炉建屋へ衝突の延焼（第 5 図参照）
した大型航空機

1.0.2－別紙 6－15

第 3 図 耐震性が低い可燃物を内包する施設（予備変圧器）の発火

1.0.2－別紙 6－16

第 4 図 風（台風），竜巻による危険物の飛来，落雷，爆発物の飛来，近隣工場の火災による発火1.0.2－別紙 6－17

第5図

原子炉建屋への大型航空機の衝突による発火3. 影響評価3.1

予備変圧器の発火に対する影響評価
予備変圧器の火災が保管場所等周辺植生に延焼した場合でも，2 箇所の保管場

所，アクセスルート（西側保管場所～南側保管場所～常設代替高圧電源装置付近）
及び緊急時対策所建屋は，防火エリアの設定により，延焼の防止及び熱影響の防止が可能であり，可搬型設備，アクセスルート及び緊急時対策所建屋の機能は確保できる。

1.0.2－別紙 6－18

3.2

保管場所等周辺植生の任意の場所の発火に対する影響評価
竜巻による危険物（公道を走行する車両等）の飛来，落雷，爆発物の飛来，
近隣工場の火災（構内作業等）により保管場所等周辺植生が発火した場合でも，2 箇所の保管場所，アクセスルート（西側保管場所～南側保管場所～常設代替
高圧電源装置付近）及び緊急時対策所建屋は，防火エリアの設定により，延焼の防止及び熱影響の防止が可能であり，可搬型設備，アクセスルート及び緊急時対策所建屋の機能は確保できる。

3.3

原子炉建屋へ衝突した大型航空機の発火に対する影響評価
原子炉建屋への大型航空機衝突による火災が保管場所等周辺植生に延焼した場合でも，2 箇所の保管場所及びアクセスルート（西側保管場所～南側保管場所～常設代替高圧電源装置付近），緊急時対策所建屋は，防火エリアの設定
により，延焼の防止及び熱影響の防止が可能であり，可搬型設備，アクセスル
ート及び緊急時対策所建屋の機能は確保できる。

1.0.2－別紙 6－19

別紙（7）
保管場所及びアクセスルートへの自然現象の重畳による影響について

自然現象の重畳として，発電所敷地で想定される自然現象（地震，津波を除く）として抽出した 11 事象（洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，
落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災，高潮）から，敷地に影響を及ぼすことがないと判断した，洪水及び高潮を除いた 9 事象に，地震及び津波を加えた 11 事象について影響を評価した。
自然現象の組合せを第 1 表に示す。
事象 1 を先発事象，事象 2 を後発事象とする。

第1表

自然現象の組合せ

事象 1

凍結

降水

地震

積雪

津波

火山の
影響

生物学
的事象

風
(台風)

竜巻

森林
火災

落雷

(1b)

(2b)

(3b)

(4b)

(5b)

(6b)

(7b)

(8b)

(9b)

(10b)

(11b)

(12b)

(13b)

(14b)

(15b)

(16b)

(17b)

(18b)

(19b)

(20b)

(21b)

(22b)

(23b)

(24b)

(25b)

(26b)

(27b)

(28b)

(29b)

(30b)

(31b)

(32b)

(33b)

(34b)

(35b)

(36b)

(37b)

(38b)

(39b)

(40b)

(41b)

(42b)

(43b)

(44b)

(45b)

(46b)

(47b)

(48b)

(49b)

(50b)

(51b)

(52b)

(53b)

(54b)

事象 2

凍結
降水

(1a)

地震

(2a)

(11a)

積雪

(3a)

(12a)

(20a)

津波

(4a)

(13a)

(21a)

(28a)

火山の
影響

(5a)

(14a)

(22a)

(29a)

(35a)

生物学
的事象

(6a)

(15a)

(23a)

(30a)

(36a)

(41a)

風
(台風)

(7a)

(16a)

(24a)

(31a)

(37a)

(42a)

(46a)

竜巻

(8a)

(17a)

(25a)

(32a)

(38a)

(43a)

(47a)

(50a)

森林火
災

(9a)

(18a)

(26a)

(33a)

(39a)

(44a)

(48a)

(51a)

(53a)

落雷

(10a)

(19a)

(27a)

(34a)

(40a)

(45a)

(49a)

(52a)

(54a)

1.0.2－別紙 7－1

(55b)
(55a)

各自然現象がもたらす影響モードを第 2 表に示す。

第2表

各自然現象がもたらす影響モード
影響モード

荷重

温度

閉塞
（吸気等）

閉塞
（海水系）

浸水

電気的影響

腐食

凍結

―

○

―

―

―

○

―

降水

○

―

―

―

○

―

―

地震

○

―

―

―

―

―

―

積雪

○

―

○

―

―

○

―

津波

○

―

―

○

○

―

―

火山の影響

○

―

○

○

―

○

○

生物学的
事象

―

―

―

○

―

○

―

風(台風)

○

―

―

―

―

―

―

竜巻

○

―

―

―

―

―

―

森林火災

―

○

○

―

―

―

―

落雷

―

―

―

―

―

○

―

自然現象の組合せについて，設備の耐性，作業環境，屋外ルート，屋内ルートに対して，以下に基づき評価を実施した。

1.

評価方針
第 1 表に示す自然現象の組合せに対し，第 2 表の影響モードを網羅的に組み合わせ確認する。確認の結果，影響モードが単独の自然現象に比べ増長する可能性が高まる場合，以下項目についてその内容を記載する。

1.0.2－別紙 7－2

2.

評価対象及び内容

（1）

設備の耐性
保管場所にある重大事故等対処設備が重畳荷重等により機能喪失する可能性について記載する。

（2）

作業環境
保管場所での各種作業や，除雪・除灰等の屋外作業を行う場合の環境について記載する。

（3）

屋外ルート
屋外アクセスルートについてがれき撤去，除雪・除灰等の屋外作業を行う場合の環境について記載する。

（4）

屋内ルート
屋内アクセスルートへの荷重等による影響について記載する。

1.0.2－別紙 7－3

3.

評価結果

（1a）凍結×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（1b）降水×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（2a）凍結×地震
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（2b）地震×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－4

（3a）凍結×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（3b）積雪×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（4a）凍結×津波
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（4b）津波×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－5

（5a）凍結×火山の影響
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（5b）火山の影響×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（6a）凍結×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（6b）生物学的事象×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－6

（7a）凍結×風（台風）
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（7b）風（台風）×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（8a）凍結×竜巻
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（8b）竜巻×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－7

（9a）凍結×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（9b）森林火災×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（10a）凍結×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（10b）落雷×凍結
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－8

（11a）降水×地震
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（11b）地震×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（12a）降水×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（12b）積雪×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－9

（13a）降水×津波
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作 業 環境：同上

屋外ルート：増長する影響モードなし

屋内ルート：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，水密化された建屋内に設置していることから，影響なし（13b）津波×降水
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作 業 環境：同上

屋外ルート：増長する影響モードなし

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－10

（14a）降水×火山の影響
設備の耐性：降下火砕物が湿分を吸収することによる荷重増加が考えられるが，除灰することで影響を緩和可能

作 業 環境：降下火砕物が湿分を吸収することによって，除灰の作業量が増加するが，対応は可能

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：降下火砕物が湿分を吸収することによる荷重増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として湿分を含んだ降下火
砕物の堆積荷重を考慮していることから，影響なし（14b）火山の影響×降水
設備の耐性：降下火砕物が湿分を吸収することによる荷重増加が考えられるが，除灰することで影響を緩和可能

作 業 環境：降下火砕物が湿分を吸収することによって，除灰の作業量が増加するが，対応は可能

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：降下火砕物が湿分を吸収することによる荷重増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として湿分を含んだ降下火
砕物の堆積荷重を考慮していることから，影響なし

1.0.2－別紙 7－11

（15a）降水×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（15b）生物学的事象×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（16a) 降水×風（台風）
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（16b) 風（台風）×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－12

（17a）降水×竜巻
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（17b）竜巻×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（18a）降水×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（18b）森林火災×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－13

（19a）降水×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（19b）落雷×降水
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（20a）地震×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－14

（20b）積雪×地震
設備の耐性：積雪荷重に地震荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，除雪することで影響を緩和可能

作 業 環境：増長する影響モードなし

屋外ルート：除雪作業に加え，がれき撤去作業が追加になり作業量は増加するが，対応は可能

屋内ルート：積雪荷重に地震荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として積雪荷重と地震荷重の組合せを考慮していることから，影響なし（21a）地震×津波
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作 業 環境：同上

屋外ルート：がれき撤去作業に加え，基準津波を超え敷地に遡上する津波による漂流物撤去作業が追加になり作業量は増加する
が，対応は可能屋内ルート：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，水密化された建屋内に設置していることから，影響なし

1.0.2－別紙 7－15

（21b）津波×地震
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作 業 環境：同上

屋外ルート：がれき撤去作業に加え，基準津波を超え敷地に遡上する津波による漂流物撤去作業が追加になり作業量は増加する
が，対応は可能屋内ルート：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，水密化された建屋内に設置していることから，影響なし（22a）地震×火山の影響
設備の耐性：地震と火山の影響は独立事象であり，各々の発生頻度が小
さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を考慮しない

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－16

（22b）火山の影響×地震
設備の耐性：地震と火山の影響は独立事象であり，各々の発生頻度が小
さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を考慮しない

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（23a）地震×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（23b）生物学的事象×地震
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－17

（24a）地震×風（台風）
設備の耐性：地震荷重に風荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，作用する力の方向も考慮に入れると瞬時であり，同方向に荷重が加わる頻度は極めて低い

作 業 環境：増長する影響モードなし

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：地震荷重に風荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として地震荷重と風荷重を考慮していることから，影響なし（24b）風（台風）×地震
設備の耐性：風荷重に地震荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，作用する力の方向も考慮に入れると瞬時であり，同方向に荷重が加わる頻度は極めて低い

作 業 環境：増長する影響モードなし

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：風荷重に地震荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として地震荷重と風荷重を考慮していることから，影響なし

1.0.2－別紙 7－18

（25a）地震×竜巻
設備の耐性：地震と竜巻は独立事象であり，各々の発生頻度が小さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を考慮しない

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（25b）竜巻×地震
設備の耐性：地震と竜巻は独立事象であり，各々の発生頻度が小さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を考慮しない

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（26a）地震×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－19

（26b）森林火災×地震
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（27a）地震×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（27b）落雷×地震
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－20

（28a）積雪×津波
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作 業 環境：同上

屋外ルート：除雪作業に加え，基準津波を超え敷地に遡上する津波による漂流物撤去作業が追加になり作業量は増加するが，対
応は可能

屋内ルート

：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，水密化された建屋内に設置していることから，影響なし（28b）津波×積雪
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作 業 環境：同上

屋外ルート：基準津波を超え敷地に遡上する津波による漂流物撤去作業に加え，除雪作業が追加になり作業量は増加するが，対
応は可能

屋内ルート

：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，水密化された建屋内に設置していることから，影響なし

1.0.2－別紙 7－21

（29a）積雪×火山の影響
設備の耐性：積雪荷重に降下火砕物の堆積荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，除雪及び除灰することで影響を緩
和可能

作 業 環境：除雪作業に加え，除灰作業が追加になり作業量は増加す
るが，対応は可能

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：積雪荷重と降下火砕物の堆積荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として積雪荷重と降下火砕物の堆積荷重を考慮していることから，影
響なし（29b）火山の影響×積雪
設備の耐性：降下火砕物の堆積荷重に積雪荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，除灰及び除雪することで影響を緩
和可能

作 業 環境：除灰作業に加え，除雪作業が追加になり作業量が増加す
るが，対応は可能

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：降下火砕物の堆積荷重に積雪荷重が加わることによる荷重増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として降下火砕物の堆積荷重と積雪荷重を考慮していることから，影響なし

1.0.2－別紙 7－22

（30a）積雪×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（30b）生物学的事象×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（31a）積雪×風（台風）
設備の耐性：積雪荷重に風荷重が加わることによる荷重の増加が考えられるが，除雪することで影響を緩和可能

作 業 環境：増長する影響モードなし

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：積雪荷重と風荷重が加わることによる荷重の増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として積雪荷重と風荷重を考慮していることから，影響なし

1.0.2－別紙 7－23

（31b）風（台風）×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（32a）積雪×竜巻
設備の耐性：竜巻の風荷重により積雪荷重が緩和されることから，荷重の組合せは考慮しない

作 業 環境：除雪作業に加え，竜巻飛来物の撤去作業が追加になり作業量が増加するが，対応は可能

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：竜巻の風荷重により積雪荷重が緩和されることから，荷重の組合せは考慮しない（32b）竜巻×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－24

（33a）積雪×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（33b）森林火災×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（34a）積雪×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（34b）落雷×積雪
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－25

（35a）津波×火山の影響
設備の耐性：津波と火山の影響は独立事象であり，各々の発生頻度が小
さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を考慮しない

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（35b）火山の影響×津波
設備の耐性：火山の影響と津波は独立事象であり，各々の発生頻度が小
さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を考慮しない

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（36a）津波×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－26

（36b）生物学的事象×津波
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（37a）津波×風（台風）
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作 業 環境：同上

屋外ルート：増長する影響モードなし

屋内ルート：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，水密化された建屋内に設置していることから，影響なし（37b）風（台風）×津波
設備の耐性：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，保管場所は高さT.P.＋23m以上に配置しており，浸水の影響を受けないことから，増長する影響モードなし

作 業 環境：同上

屋外ルート：増長する影響モードなし

屋内ルート：基準津波を超え敷地に遡上する津波に対して，水密化された建屋内に設置していることから，影響なし

1.0.2－別紙 7－27

（38a）津波×竜巻
設備の耐性：津波と竜巻は独立事象であり，各々の発生頻度が小さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を考慮しない

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（38b）竜巻×津波
設備の耐性：竜巻と津波は独立事象であり，各々の発生頻度が小さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を考慮しない

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（39a）津波×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－28

（39b）森林火災×津波
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（40a）津波×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（40b）落雷×津波
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（41a）火山の影響×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－29

（41b）生物学的事象×火山の影響
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（42a）火山の影響×風（台風）
設備の耐性：降下火砕物の堆積荷重に風荷重が加わることによる荷重の増加が考えられるが，除灰することで影響を緩和可能

作 業 環境：増長する影響モードなし

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：降下火砕物の堆積荷重に風荷重が加わることによる荷重の増加が考えられるが，設計上考慮する荷重として降下火砕物の荷重と風荷重を考慮していることから，影響なし（42b）風（台風）×火山の影響
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－30

（43a）火山の影響×竜巻
設備の耐性：火山の影響と竜巻は独立事象であり，各々の発生頻度が小
さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を考慮しない

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（43b）竜巻×火山の影響
設備の耐性：竜巻と火山の影響は独立事象であり，各々の発生頻度が小
さく同時に発生する確率は極めて低いことから，重畳を考慮しない

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（44a）火山の影響×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－31

（44b）森林火災×火山の影響
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（45a）火山の影響×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（45b）落雷×火山の影響
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（46a）生物学的事象×風（台風）
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－32

（46b）風（台風）×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（47a）生物学的事象×竜巻
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（47b）竜巻×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（48a）生物学的事象×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－33

（48b）森林火災×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（49a）生物学的事象×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（49b）落雷×生物学的事象
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（50a）風（台風）×竜巻
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－34

（50b）竜巻×風（台風）
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（51a）風（台風）×森林火災
設備の耐性：風（台風）により，輻射熱が大きくなることが想定されるが，保守的な条件で評価した森林火災影響評価に基づいた離隔距離を確保している。

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：増長する影響モードなし（51b）森林火災×風（台風）
設備の耐性：風（台風）により，輻射熱が大きくなることが想定されるが，保守的な条件で評価した森林火災影響評価に基づいた離隔距離を確保している。

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：増長する影響モードなし

1.0.2－別紙 7－35

（52a）風（台風）×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（52b）落雷×風（台風）
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（53a）竜巻×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－36

（53b）森林火災×竜巻
設備の耐性：竜巻により，森林火災の輻射熱が大きくなることが想定されるが，竜巻の継続時間は短く，風向は一定でないことから，輻射熱による影響は限定的である。また，予防散水を行うことで影響を緩和可能である。（竜巻襲来が予測される場合は，予防散水を一時的に中止する。）

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：増長する影響モードなし（54a）竜巻×落雷
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（54b）落雷×竜巻
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－37

（55a）森林火災×落雷設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

（55b）落雷×森林火災
設備の耐性：増長する影響モードなし

作 業 環境

：同上

屋外ルート

：同上

屋内ルート

：同上

1.0.2－別紙 7－38

別紙（8）
平成 23 年（2011 年）東北地方太平洋沖地震の被害状況について1.

東北地方太平洋沖地震の概要
平成 23 年 3 月 11 日 14 時 46 分頃，宮城県沖において，大きな地震が発生し，宮城県で最大震度 7（茨城県東海村での観測震度「6 弱」）を観測したほか，東北地方を中心に関東地方にかけて広い範囲で地震動が観測された。気象庁発表によれば，マグニチュードは 9.0，震源深さは 24 ㎞である。

2.

東北地方太平洋沖地震時の被害状況
東北地方太平洋沖地震時に東海第二発電所構内で確認された被害のうち，屋外
アクセスルートに関る傾斜地及び構内道路の被害状況について以降に示す。

2.1 傾斜地の被害状況
東海第二発電所構内の傾斜地について，被害は確認されなかった。

2.2

構内道路の被害状況
構内道路と地下埋設物（放水路カルバート）が交差する箇所に一部段差（約10cm～約 20cm）や亀裂が認められたが，通行不能となった箇所はなかった。
なお，今回の被災状況を鑑み，地盤液状化による段差発生等により通行に支障が生じる可能性がある箇所については，路盤補強を実施することから，車両のア
クセス性に支障はない。
被害を受けた箇所で最も被害の大きな箇所（タービン建屋北側道路）の被災状
況を第 1 図に示す。

1.0.2－別紙 8－1

第1図

構内道路の被害箇所及びその状況

1.0.2－別紙 8－2

別紙（9）
可搬型設備の接続口の配置及び仕様について

1.

可搬型設備の接続口の考え方
可搬型設備のうち原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものの接続口については，「設置許可基準規則」第 43 条第 3 項第 3 号の要求より，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，接続口を複数箇所に設ける。
その他の可搬型設備の接続口については，必要な容量を確保することのできる数を設けた上で，設備の信頼性等を考慮し，必要に応じて自主的に予備を確保する。
可搬型設備の接続口一覧を第 1 表及び第 2 表，接続口の写真を第 1 図，可搬型設備の配置図を第 2 図，接続場所を第 3 図に示す。

第1表

可搬型設備のうち原子炉建屋の外から水又は電力を供給する接続口一覧

接続口に接続する可搬型設備名称
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ
・低圧代替注水系※１，※２
・代替格納容器スプレイ冷却系※１，※２
・格納容器下部注水系※１，※２
・代替燃料プール注水系※１，※２
・格納容器頂部注水系※１
可搬型代替低圧電源車
可搬型整流器
可搬型代替注水大型ポンプ
・代替残留熱除去系海水系
可搬型代替注水大型ポンプ
・代替燃料プール冷却系（海水系）

接続口配置箇所

接続方法

仕様

2 箇所※１（東側，西側）2 箇所※２（高所東側，
高所西側）

フランジ

200A

コネクタ

φ80

ボルト・
ネジ

－

フランジ

300A

フランジ

300A

2 箇所
（東側，西側）2 箇所（東側，西側）2 箇所（東側，西側）2 箇所（東側，西側）1.0.2－別紙 9－1

第2表

その他の可搬型設備の接続口一覧

接続口に接続する可搬型設備名称
可搬型窒素供給装置
・格納容器窒素ガス供給系（D／W）※１
・格納容器窒素ガス供給系（S／C）※１
・格納容器窒素ガス供給系（FCVS）※２

接続口配置箇所
2 箇所※１（東側，西側）1 箇所※２（西側）

フランジ接続

接続方法

仕様

フランジ

50A

コネクタ接続第1図

接続口の写真（例示）

1.0.2－別紙 9－2

第2図

可搬型設備

1.0.2－別紙 9－3

配置図

第3図

可搬型設備

接続口の配置図

1.0.2－別紙 9－4

2.

可搬型設備の接続口の構造
東側接続口は屋外に設置した上で防護柵を設置，西側接続口は地下格納槽内に設置，高所東側接続口及び高所西側接続口は常設代替高圧電源装置置場に設置する。接続口の構造を第 4 図～第 6 図に示す。
重大事故等時に残留熱除去系海水系の機能が喪失した場合の対策として常設設備である緊急用海水系を設置することを考慮し，可搬型設備である代替残留熱除去系海水系を東側接続口で使用する場合には，ホースをがれき上に敷設，接続
口近傍構造物（サンプルタンク室）のがれきの影響がある場合には，必要に応じて人力でがれき撤去を行うことで，ホースの接続作業を行う。
なお，代替残留熱除去系海水系の接続口は，建屋がれき等の影響を考慮した防護柵を設置することで，接続口が損壊しない設計とする。
また，高所東側接続口及び高所西側接続口の注水配管は，常設代替高圧電源装置用の地下トンネル内に設置する。

1.0.2－別紙 9－5

【凡例】
・代替残留熱除去系海水系（接続機器：可搬型代替注水大型ポンプ）

原子炉建屋
付属棟

構造物倒壊範囲

Ａ

サンプル
タンク室

1,000mm

Ａ－Ａ矢視
Ａ

へパ
フィルター室・格納容器窒素ガス供給系（D／W）
・格納容器窒素ガス供給系（S／C）（接続機器：窒素供給装置）

東側接続口は屋外に設置することから，全ての接続口に対して，防護柵を設置する。
防護柵 イメージ図
・代替燃料プール冷却系（海水系）（接続機器：可搬型代替注水大型ポンプ）
・低圧代替注水系
・代替格納容器スプレイ冷却系
・格納容器下部注水系
・代替燃料プール注水系
・格納容器頂部注水系（接続機器：可搬型代替注水大型ポンプ）

・可搬型代替低圧電源車接続盤（接続機器：可搬型代替低圧電源車，可搬型整流器）

今後の検討結果等により変更となる可能性がある

接続口 上面図

第4図

東側接続口の構造

1.0.2－別紙 9－6

・可搬型代替低圧電源車接続盤（接続機器：可搬型代替低圧電源車，可搬型整流器）
・低圧代替注水系
・代替格納容器スプレイ冷却系
・格納容器下部注水系
・代替燃料プール注水系
・格納容器頂部注水系（接続機器：可搬型代替注水大型ポンプ）
・格納容器窒素ガス供給系（D／W）
・格納容器窒素ガス供給系（S／C）（接続機器：窒素供給装置）
・格納容器窒素ガス供給系（FCVS）（接続機器：窒素供給装置）

・代替残留熱除去系海水系（接続機器：可搬型代替注水大型ポンプ）

排水管に向かって
傾斜がある

・代替燃料プール冷却系（海水系）（接続機器：可搬型代替注水大型ポンプ）

Ａ

Ａ

昇降用梯子

排水管

水密扉
地下格納槽 上面図

可搬型代替低圧電源車

可搬型代替注水大型ポンプ

水密扉
（開状態）

可搬型代替低圧
電源車接続盤側

上蓋

高所東側接続口及び高所西側接続口からの注水配管
水密扉のシール部があるため，扉の開放時でも溢水が流入することはない。

地下格納槽 断面図（Ａ－Ａ矢視）
今後の検討結果等により変更となる可能性がある

第5図

西側接続口の構造

可搬型代替低圧電源車接続盤が設置されているエリアは，水密扉や壁，水密扉のシール部により注水配管等が設置されるエリアと区別されており，注水配管等が設

1.0.2－別紙 9－7

置されるエリアにおいて溢水が発生した場合，あるいは当該エリア上蓋部を通じて浸水が発生した場合でも，その影響を受けることはない。また，可搬型代替低圧電
源車接続盤が設置されているエリアは，排水のために床面に傾斜をつけることにより，水が滞留しないよう設計する。
さらに，可搬型代替注水大型ポンプ等の運転時は，ホースから漏えいがないことを監視しながら作業を行うことや，万一漏えいが発生した場合は，速やかに送水を停止する手順を定めておくことから，可搬型代替注水大型ポンプ等の運転時においても，可搬型代替低圧電源車等の運転には影響はない。
なお，ポンプやホースの取扱いについては，定期的な訓練を通じて習熟度や正しい扱い方の理解を深めるとともに，点検計画を定め，外観や性能試験，耐用年数を考慮した取替えなどを通じ，使用上のリスクを低減させる。

1.0.2－別紙 9－8

詳細図①参照

T.P.＋11m
詳細図②参照

シャフト部
・水配管
・油配管
・電気ケーブル
軽油貯蔵タンク（地下）地下トンネル（岩盤内）（T.P.－20m 程度）
俯瞰図

上面図

防護壁

防護壁
水密扉

接続口

接続口

高所東側接続口は，自然現象の影響を踏まえ，東側接続口と同様な防護柵を設置予定。

詳細図①（高所西側接続口）

詳細図②（高所東側接続口）

西側接続口
斜面崩壊時の影響は（地下格納槽）（2／2）を参照
接続口
T.P.＋11m
原子炉建屋
T.P.＋8m

常設代替高圧電源装置置場

地下トンネル（岩盤内）（T.P.－20m 程度）

注水配管
断面図

第6図

・トンネル内にはケーブル接続部を設けない。
・軽油配管にはフランジ部を設けない。
・水配管，軽油配管はケーブル類より下位置に配置する。
・ケーブル敷設部と水配管敷設部の間には点検通路スペースを設ける。

今後の検討結果等により変更となる可能性がある

高所東側接続口及び高所西側接続口の構造（1／2）

1.0.2－別紙 9－9

常設代替高圧
電源装置

7m（常設代替高圧電源装置
から擁壁端部までの距離）

T.P.＋11m

高所東側接続口T.P.＋8m

3m（地盤改良範囲）
擁壁

アクセスルート

常設代替高圧電源装置から約 3m の範囲は地盤改良を行うことから，高所東側接続口は斜面崩壊の影響を受けない。
また，高所東側接続口へのホース接続は，地盤改良範囲（約 3m）で作業が可能である。
地盤改良範囲等は今後の検討結果等により変更となる可能性がある

第6図

高所東側接続口及び高所西側接続口の構造（2／2）

1.0.2－別紙 9－10

3.

可搬型設備の接続口近傍の状況
東側及び西側接続口近傍の状況を第 7 図に示す。

第7図

東側及び西側接続口近傍の状況

1.0.2－別紙 9－11

別紙（10）
淡水及び海水の取水場所について

1.

可搬型設備の取水場所
屋外アクセスルートに近接し，利用可能な淡水取水場所を以下に示す。

・代替淡水貯槽・西側淡水貯水設備

淡水取水場所の配置を第 1 図に示す。
なお，参考として敷地内で利用可能な淡水及び海水取水場所を第 2 図に示す。

1.0.2－別紙 10－1

第1図

淡水取水場所

1.0.2－別紙 10－2

水
水源

凡例

～ 放水路
SA用海水ピット ～ 放水ピット～ 淡水タンク～ 放水ピット放水路～ 淡水タンク
放水ピット～ 淡水タンク

第2図

水源間の
距離（m）
405
300
290
170
465
260

その他の淡水及び海水取水場所

1.0.2－別紙 10－3

2.

可搬型設備の配置
淡水及び海水取水時の可淡水及び海水取水時の可可搬型設備の配置イメージ図を第 3 図～第第 9 図に示す。
可搬型設備は基準地震動Ｓ
ＳＳの影響を受けない箇所に配置が可能であ
ある。

第3図

淡水及び海水取水場所

1.0.2－別紙 10－4

一覧

西側接続口口【凡例】
アクセスルート

代替淡水貯槽※２
可搬型代替注水大型ポンプ※１※

チェックポイント
倒壊範囲
ポンプ投入箇所

事務本館
倒壊範囲

サービス建屋（東海発電所）
倒壊範囲※1 淡水の注水用として可搬搬型代替注水大型ポンプ 1 台の使用を想定※2 配置場所は今後の検討結結果等により変更の可能性有槽から取水する時の可搬型設備の配置イメ
メージ
第 4 図 代替淡水貯槽

代替淡水貯槽の周辺は，地
地震時の被害事象（周辺構造物等の倒壊，周周辺タンク等の損壊，周辺斜面の崩壊，道路
路面のすべり，液状化及び揺すり込みによるる不等沈下，
液状化に伴う浮き上がり，地地中埋設構造物の損壊）の評価により，影響響を受けないエリアが確保可能であるため
め，任意の場所に可搬型設備を配置することとが可能である。

1.0.2－別紙 10－5

【凡例】
アクセスルート
可搬型設備が配置可能なエリア

154kV 送電鉄塔（No.8）
倒壊範囲
引留鉄構
倒壊範囲

予備変圧器
倒壊範囲

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ※１※２※1 淡水の注水用又は補給用として可搬型代替注水中型ポンプ 2 台の使用を想定※2 配置場所は今後の検討結果等により変更の可能性有

第 5 図 西側淡水貯水設備から取水する時の可搬型設備の配置イメージ

西側淡水貯水設備は，自然現象に対する頑健性を高めた高所の常設代替高圧電源
装置置場内の地下に設置することから，取水時に必要となる可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）は，常設代替高圧電源装置置場近傍のアクセスルート上に配置する。
当該ルートは基準地震動ＳＳの影響を受けないルートであり，アクセスルート上の任意の場所に可搬型設備を配置することが可能である。

1.0.2－別紙 10－6

【凡例】
アクセスルート
可搬型設備が配置可能なエリア

廃棄物処理建屋
倒壊範囲

ポンプ投入箇所SA 用海水ピット

可搬型代替注水中型ポンプ
プ※２※３
可搬型代替注水大型ポンプ※１※３※1 海水の注水用又は補給用用として可搬型代替注水大型ポンプ 1 台，原子炉建屋への放水用ととして可搬型代替注水大型ポンプ 1 台の計 2 台の使用を想定※2 海水の補給用として可搬搬型代替注水中型ポンプ 2 台の使用を想定※3 配置場所は今後の検討結結果等により変更の可能性有ットから取水する時の可搬型設備の配置イメ
メージ
第 6 図 SA用海水ピッ

SA用海水ピットの周辺は，地震時の被害事象（周辺構造物等の倒壊，周辺タンク等の損壊，周辺斜面の崩壊，道路面のすべり，液状化及び揺すり込みにによる不等沈下，液状化に伴う浮き上がり
り，地中埋設構造物の損壊）の評価により，影響を受けないエリアが確保可能であるるため，任意の場所に可搬型設備を配置するることが可能である。

1.0.2－別紙 10－7

【凡例】
アクセスルート
可能なエリア
可搬型設備が配置可

地下埋設構造物の影響により不等沈下が想定されるエリア

固体廃棄物貯
貯蔵庫Ｂ棟
倒壊範
範囲

ポンプ投入箇所
放水ピット
可搬型代替注水大型型ポンプ※１※３

パトロール車車庫
倒壊範囲

可搬型代
代替注水中型ポンプ※２※３※1 海水の注水用又は補給用として可搬型代替注水大型ポンプ 1 台，想定
原子炉建屋への放水用として可搬型代替注水大型ポンプ 1 台の計 2 台の使用を想
搬型代替注水中型ポンプ 2 台の使用を想定※2 海水の補給用として可搬※3 配置場所は今後の検討結結果等により変更の可能性有

第 7 図 放水ピット
トから取水する時の可搬型設備の配置イメー
ージ

1.0.2－別紙 10－8

【凡例】
アクセスルート
なエリア
可搬型設備が配置可能な

可搬型代替注水大型型ポンプ※１※３

２※３
可搬型代替注水中型ポンプ※２

放水路
ポンプ投入箇所※1 海水の注水用又は補給給用として可搬型代替注水大型ポンプ 1 台，原子炉建屋への放水用用として可搬型代替注水大型ポンプ 1 台の計 2 台の使用を想定※2 海水の補給用として可可搬型代替注水中型ポンプ 2 台の使用を想定※3 配置場所は今後の検討
討結果等により変更の可能性有

第8図から取水する時の可搬型設備の配置イメージ
ジ
放水路か

1.0.2－別紙 10－9

【凡例】
トアクセスルート

淡水タンク
蔵タンク，
（原水タンク，ろ過水貯蔵
純水貯蔵タンク，多目的
的タンク）

可搬型代替注水大型ポンプ（赤）※※１※２※３※４
可搬型代替注水中型ポンプ（緑）チェックポイイント
倒壊範囲

緊急時対策室建屋
倒壊範囲
事務本館
範囲
倒壊範

※1
※2
※3
※4

淡水の注水用又は補給用用として可搬型代替注水大型ポンプ 1 台の使用を想定
淡水タンクから取水する
る場合は，水中ポンプを投入せずにフランジ接続により取水する。
淡水の補給用として可搬搬型代替注水中型ポンプ 2 台の使用を想定
配置場所は今後の検討結結果等により変更の可能性有

第9図

クから取水する時の可搬型設備の配置イメー
ージ
淡水タンク

1.0.2－別紙 10－10

参考資料－1
放水砲の設置位置

放射性物質拡散抑制及び泡消火放水（航空機燃料火災）のために設置する放水砲について，設置及び運搬が可能な範囲を第 1 図及び第 2 図に示す。

第1図

放射性物質拡散抑制時の放水砲が設置可能な範囲

1.0.2－別紙 10－11

第 2 図 泡消火放水時（航空機燃料火災）の放水砲が設置可能な範囲

放水砲は現場状況に応じて，第 1 図及び第 2 図に示す円の内側の任意の範囲に設置する。

1.0.2－別紙 10－12

参考資料－2
タンクローリの設置位置及び燃料補給作業について

重大事故等対応で必要となるタンクローリは，西側保管場所下部及び南側保管場
所近傍に埋設される可搬型設備用軽油タンクより，可搬型設備に給油するための燃料を補給する。第 1 図及び第 2 図にタンクローリの設置が可能な範囲を，第 3 図に燃料補給作業のイメージ図を示す。
可搬型設備軽油タンクは，杭を介して岩盤に支持される構造とすることから，地震時の液状化及び揺すり込みによる不等沈下により保管場所との段差が発生する
が,可搬型設備軽油タンク上を車両は通行しないことから影響はない。
また，タンクローリは可搬型設備用軽油タンクの近傍にアクセス可能であり，段差が発生した場合でも，燃料補給作業に影響はない。
なお，タンクローリ補給後のホース内残存油については，軽油吸入口からホースを取り外した後にホースを持ち上げ，可搬型設備用軽油タンクに残存油を戻すことで処理が可能である。

1.0.2－別紙 10－13

第1図

可搬型
型設備用軽油タンク（西側保管場所）から給油す
する時のタンクローリの配置イメージ

1.0.2－別紙 10－14

第2図

可搬型
型設備用軽油タンク（南側保管場所）から給油す
する時のタンクローリの配置イメージ

可搬型設備用
軽油タンク

第3図

段差発
発生時のタンクローリ給油イメージ
1.0.2－別紙 10－15

別紙（11）
海水取水場所での取水が出来ない場合の代替手段について

海水取水については，T.P.＋8mに位置するSA用海水ピットから取水することとしているが，当該取水場所で海水取水ができない場合を想定し検討を行った。

海水取水の成立性として，大型航空機落下の影響を受けた場合を想定した代替残留熱除去系への送水（可搬型代替注水大型ポンプの設置）及び使用の成立性について評価を行った。
① SA用海水ピットに影響のある場合（第 1 図）①のケースについては，その他の海水取水場所としている放水ピット又は放水路が十分に離れた箇所に設置されているため，当該箇所から海水を取水する。

1.0.2－別紙 11－1

第1図

SA用海水ピットに影響のある場合

1.0.2－別紙 11－2

別紙（12）鉄塔基礎の安定性について

1.

送電鉄塔基礎の安定性評価について

1.1 概要経済産業省原子力安全・保安院指示文書「原子力発電所の外部電源の信頼性確保について（指示）」（平成 23・04・15 原院第 3 号）に基づき鉄塔敷地周辺の地
盤変状の影響による二次的被害の要因である盛土崩壊や地滑り，急傾斜地の土砂
崩壊の影響を評価し，抽出した鉄塔について，地質専門家による現地踏査結果を踏まえ，基礎の安定性に影響がないことを確認した。
鉄塔基礎の安定性評価項目を第 1 図に示す。

「原子力発電所及び再処理施設の外部電源における送電鉄塔基礎の安定性評価について」（平成 24 年 2 月 17 日報告）より抜粋
第1図

鉄塔基礎の安定性評価項目

1.0.2－別紙 12－1

1.2

現地踏査基数と対策必要箇所
東海第二発電所の外部電源線において，鉄塔敷地周辺の地盤変状の影響による二次的被害の影響を評価し，抽出した鉄塔について現地踏査結果を踏まえ，基礎の安定性に影響がないことを確認した。
現地踏査結果を第 1 表に示す。

第1表

送電鉄塔の現地踏査結果
現地踏査基数

線路名

鉄塔基数

対策必要基数
盛土

地滑り

急傾斜地

275kV 東海原子力線

44 基

2基

0基

3基

0基

154kV 原子力線

8基

0基

0基

0基

0基

合計

52 基

2基

0基

3基

0基

「原子力発電所及び再処理施設の外部電源における送電鉄塔基礎の安定性評価について」（平成 24 年 2 月 17 日報告）より抜粋

1.0.2－別紙 12－2

2.

送電鉄塔倒壊時の影響について
各保管場所及びアクセスルートの近傍には 154kV 原子力線の送電鉄塔が設置されており，1 項で示したとおり，鉄塔基礎の安定性に影響がないことを確認しているが，万一，倒壊した場合の影響を確認した。

(1)

保管場所への影響
第 2 図及び第 3 図に示すとおり，各保管場所近傍に設置されている送電鉄塔
は，保管場所よりも低い位置に設置されていることから，倒壊によって斜面を滑動した場合でも影響を受けることはない。なお，保管場所は送電鉄塔及び送電線の影響範囲外に設置しており，送電鉄塔間の水平距離確保のために送電鉄塔を移設する際は，倒壊した送電鉄塔及び送電線が保管場所に干渉しない位置に移設する。

(2)

アクセスルートへの影響
第 2 図及び第 3 図に示すとおり，西側保管場所周辺のアクセスルートは送電鉄塔倒壊時の送電線の影響を受ける区間が一部あるが，南側保管場所周辺の送電鉄塔は，設置地盤が崩壊しないような設計とするため，送電鉄塔の滑動の影響を受けることはない。なお，アクセスルートは送電鉄塔の倒壊範囲外に設置しており，送電鉄塔間の水平距離確保のために送電鉄塔を移設する際は，倒壊した送電鉄塔がアクセスルートに干渉しない位置に移設する。

1.0.2－別紙 12－3

第2図

西側保管場所周辺の標高及び造成計画

1.0.2－別紙 12－4

第3図

南側保管場所周辺の標高及び造成計画

1.0.2－別紙 12－5

別紙（13）
崩壊土砂の到達距離について

1.

崩壊土砂の到達距離に関する各種文献
崩壊土砂の到達距離についての各種文献の記載を第 1 表に示す。

第1表
文献名

各種文献における土砂到達距離の考え方
記載内容①原子力発電所の基礎地盤及2004 年新潟県中越地震
び周辺斜面の安定性評価技による斜面崩壊事例か術（社団法人土木学会，2009） らの分析結果
1972 年～1982 年に発生
②土質工学ハンドブック（社団
した急傾斜地 3500 地区
法人土質工学会，1990）の調査結果③土木工学ハンドブック（社団 昭和 44 年～49 年の崖崩
法人土木学会，1989）
れの事例収集

根拠

到達距離

対象
斜面

1.4H
（斜面高×1.4 倍）
実績

1.4H（斜面高×1.4 倍）

自然
0.55H～0.79H
斜面（斜面高×0.55 倍～0.79 倍）
2.0H④土砂災害防止法
土砂災害警戒区域（斜面高×2.0 倍）
警戒区域※⑤宅地防災マニュアルの解説
急傾斜地崩壊危険箇所
2.0H（宅地防災研究会，2007）の考え方（斜面高×2.0 倍）※ 警戒区域：建築物に損壊が生じ，住民等の生命又は身体に著しい危害が生じるおそれがある区域。危険の周知，警戒避難体制の整備等が図られる。

1.1

実績に基づいて整理された文献等：①～③①原子力発電所の基礎地盤及び周辺斜面の安定性評価技術
JEAG4601 1987 で規定した「堆積長 50m」「斜面高さの 1.4 倍」の分析データは地震時だけのデータではない（降雨など）ため，地震のみの崩壊事例として，2004
年新潟県中越地震による斜面崩壊事例について分析を行った。
その結果，「堆積長 50m」及び「斜面高さの 1.4 倍」を超えるのは 2.2％であり，JEAG4601 1987 で示されている基準は十分保守的な値である。文献からの引用を
第 1 図に示す。

1.0.2－別紙 13－1

第 1 図 周辺斜面の離間距離に関する JEAG4601 1987 目安値との比較②土質工学ハンドブック
文献からの引用を第 2 図に示す。

第2図

崩土の到達距離と斜面の高さ頻度分布
1.0.2－別紙 13－2

③土木工学ハンドブック
文献からの引用を第 3 図に示す。

第3図

斜面構成土質ごとの崩壊規模（平均値）

1.0.2－別紙 13－3

1.2

警戒区域を示した文献等：④，⑤④土砂災害防止法
文献からの引用を第 4 図に示す。

第4図

各種警戒区域の説明

1.0.2－別紙 13－4

⑤宅地防災マニュアルの解説
文献からの引用を第 5 図に示す。

第5図

2.

急傾斜地崩壊危険箇所の要件

考え方・①，②より，JEAG4601 1987 で示されている基準（1.4H）以内での崩壊事例が9割以上を占めており，③では，土質により更に到達距離が小さくなる（0.79H以下）ことが示されている。
・一方，④，⑤で示された到達距離2.0Hについては，警戒範囲を示したものであり，裕度を持たせて設定されたものと考えられる。
・今回行う法面の崩壊想定は，道路の通行への影響を考慮するものであることか
ら保守的に「2.0H」を用いることで問題ないと考える。

1.0.2－別紙 13－5

別紙（14）
屋外アクセスルート

現場確認結果について

屋外アクセスルートの現場確認結果を第 1 図に示す。

第1図

屋外アクセスルート

現場確認結果1.0.2－別紙 14－1

別紙（15）
屋外アクセスルート近傍の障害となり得る要因と影響評価について

屋外アクセスルート近傍の障害となり得る構造物等を抽出し，抽出した構造物等に対しアクセスルートへの影響評価を実施した。また，建物の損壊による影響範囲については，過去の地震時の建屋被害事例から損傷モードを想定し，影響範囲を設定した。
屋外アクセスルートに影響する構造物等の抽出及び影響評価は以下の手順で行った。
手順①：防潮堤内側の構造物等を抽出（1 項）
防潮堤内側の構造物等を全て抽出する。
手順②：構造物等の損壊による屋外アクセスルートへの影響範囲の評価（2 項）
構造物等が損壊した場合の影響範囲をもとに，アクセスルートへの干渉の有無を確認の上，以下の点を評価する。
・アクセスルートに干渉する全ての構造物等について，単独で損壊した場合に必要な幅員が確保可能か・損壊時にアクセスルートに干渉する全ての構造物等について，アクセ
スルートを挟んだ向かい側にアクセスルートに干渉する構造物の有無，ある場合は必要な幅員が確保可能か
手順③：アクセスルートに影響がある構造物の詳細確認（3 項）
手順②の評価結果のうち，がれき撤去によりアクセスルートの確保，又は人力にて送水ホースを敷設することで対応するとした構造物等の対応の成立性ついて，詳細に確認する。

1.0.2－別紙 15－1

1.

屋外アクセスルート近傍の構造物等の抽出
図面確認並びに現場調査により，屋外アクセスルート近傍の障害となり得る構
造物等を抽出した。抽出した構造物等を第 1 表及び第 2 表に示す。また，構造物等の配置を第 1 図～第 4 図に示す。

第1表
No

アクセスルートの周辺構造物（建屋）
参照
図面

構造物名称

1 機械工作室用ボンベ庫
2 監視所
3 消防自動車車庫
4 H2O2ボンベ庫
5 機械工作室
6 屋内開閉所
7 パトロール車車庫
8 H2CO2ガスボンベ貯蔵庫
9 主発電機用ガスボンベ庫
10 タービン建屋
11 原子炉建屋
12 サービス建屋
13 水電解装置建屋
14 ベーラー建屋
15 サンプルタンク室（R／W）
16 ヘパフィルター室
17 マイクロ無線機室
18 モルタル混練建屋
19 廃棄物処理建屋
20 排気塔モニター室
21 機器搬入口建屋
22 地下排水上屋（東西）23 CO2ボンベ室
24 チェックポイント
25 サービス建屋～チェックポイント歩道上屋
26 サービス建屋ボンベ室
27 所内ボイラー用ボンベ庫
28 擁壁①
29 別館
30 PR第二電気室
31 給水処理建屋
32 固体廃棄物貯蔵庫A棟
33 固体廃棄物貯蔵庫B棟
34 給水加熱器保管庫
35 取水口電気室
36 屋外第二電気室
37 補修装置等保管倉庫
38 プロパンガスボンベ室
39 機材倉庫40 No.1保修用油倉庫
41 No.2保修用油倉庫
42 固体廃棄物作業建屋
43 緊急時対策室建屋
44 事務本館
45 原子炉建屋（東海発電所）

第2,5図

第3,6図

第4,7図

No

構造物名称

46 タービンホール（東海発電所）
47 サービス建屋（東海発電所）
48 燃料倉庫
49 工具倉庫50 固化処理建屋
51 サイトバンカー建屋
52 放射性廃液処理施設
53 地下タンク上屋（東）54 地下タンク上屋（西）55 使用済燃料貯蔵施設
56 Hバンカー
57 黒鉛スリーブ貯蔵庫
58 燃料スプリッタ貯蔵庫
59 低放射性固体廃棄物詰ドラム貯蔵庫
60 保修機材倉庫
61 ボーリングコア倉庫
62 ランドリー建屋
63 再利用物品置場テントNo.4
64 再利用物品置場テントNo.5
65 再利用物品置場テントNo.6
66 ボイラー上屋
67 使用済燃料乾式貯蔵建屋
68 非常用ディーゼルポンプ室
69 C.W.P制御盤室
70 油倉庫71 配電設備室
72 水処理倉庫
73 資料2号倉庫
74 資料5号倉庫
75 資料4号倉庫
76 擁壁②77 常設代替高圧電源装置
78 排水処理建屋
79 送水ポンプ室
80 受水槽量水器小屋
81 加圧式空気圧縮機小屋
82 飲料水ポンプ室
83 空気圧縮機室
84 ホットワークショップ
85 屋外タンク上屋
86 飲料水次亜鉛滅菌装置室
87 緊急時対策所建屋
88 原子力館
89 正門監視所
90 放管センター

1.0.2－別紙 15－2

参照
図面

第4,7図

第2,5図

第4,7図

第1図

第2表

アクセスルートの周辺構造物等（建屋以外）
No

構造物名称

A 275kV送電鉄塔（No.1）
B 154kV・66kV送電鉄塔（No.6）
C 154kV・66kV送電鉄塔（No.7）
D 154kV・66kV送電鉄塔（No.8）
E 多目的タンク
F 純水貯蔵タンク
G ろ過水貯蔵タンク
H 原水タンクI 溶融炉苛性ソーダタンク
J 溶融炉アンモニアタンク
K 主要変圧器
L 所内変圧器
M 起動変圧器
N 予備変圧器
O 廃棄物処理建屋 換気空調ダクト
P 主排気ダクト
Q 排気筒
R 排気筒（東海発電所）
S No.1所内トランスN2タンク
T No.1主トランスN2タンク
U No.2主トランスN2タンク
V No.2所内トランスN2タンク
W 600t純水タンク
X 154kV引留鉄構
Y 崩壊土砂①
Z 崩壊土砂②
AA 側方流動

第1図

参照
図面
第1図

第2,5図

第4,7図

第2,5図
第4,7図
第3,6図

アクセスルートの周辺構造物等（発電所全体）

1.0.2－別紙 15－3

第 2 図 アクセスルートの周辺構造物等（東海第二発電所側詳細図）

1.0.2－別紙 15－4

第3図

アクセスルートの周辺構造物等（海側詳細図）

1.0.2－別紙 15－5

第 4 図 アクセスルートの周辺構造物等（東海発電所側詳細図）

1.0.2－別紙 15－6

2.

構造物等の損壊による屋外アクセスルートへの影響範囲の評価
アクセスルート近傍の障害となり得るとして抽出した構造物のうち，耐震Ｓクラス（ＳＳ機能維持含む。
）以外の構造物については，基準地震動ＳＳによりがれきが発生するものとしてアクセスルートへの影響評価を実施した。
建屋構造物の影響範囲は第 3 表に示すとおり，建屋の損傷モードを層崩壊，転倒崩壊とし，影響範囲は全層崩壊，又は建屋の根元から転倒するものとして建屋高さ分を設定した。なお，鉄骨造建屋については，過去の被害調査から層崩壊や転倒崩壊は確認されていない（補足説明資料（3）参照）が，影響範囲を建屋高さ分と設定した。
建屋以外の構造物のうち機器類の損壊による影響範囲は，構造物が根元からア
クセスルート側に影響するものとして設定し評価した。
建屋以外の構造物のうち斜面の崩壊による影響範囲は，斜面高さの 2 倍を崩壊
土砂の到達距離として評価した。
（別紙（13）参照）
構造物（建屋，機器類）の損壊によるアクセスルートへの影響評価方法を第 4表，影響評価結果を第 5 表～第 6 表，損壊により影響を与える構造物等の位置を
第 5 図～第 7 図に示す。損壊時にアクセスルートに干渉する全ての構造物等のう
ち，必要な幅員※を確保できないと想定される場合は損壊の影響を受けると評価した。
また，損壊時にアクセスルートに干渉する全ての構造物等について，アクセス
ルートを挟んだ向かい側にアクセスルートに干渉する構造物の有無，ある場合は必要な幅員が確保可能か確認し，確保できないと想定される場合は損壊の影響を受けると評価した。
なお，以下の箇所は重機によるがれき撤去は行わずに人力でホース又はケーブルを敷設するものとする。

1.0.2－別紙 15－7

・接続口付近
がれき等の有無にかかわらず，車両通行せずに人力でホースを敷設する箇所であり，また，がれき上からホース又はケーブルを敷設することが可能である。
なお，東側接続口付近に設置されている廃棄物処理建屋換気空調ダクトは地震時の損壊を想定した場合にダクト上を人力でホース又はケーブル敷設
することが可能である。
あらかじめ形状変更・移設等の事前対策を行う構造物を第 8 図から第 10図に示す。
※

必要な幅員（5m）は，重大事故等対応において早急に確保すべきアクセスルート
幅として，車両通行幅 3m（重大事故等発生直後にアクセスルートの通行を想定している可搬型設備のうち，車幅が最大となる「可搬型代替注水大型ポンプ（車幅：2.49m）」に余裕を考慮）及び，ホース敷設幅 2m（原子炉注水等用の 200A ホース 3
本＋水源補給用の 200A ホース 1 本＋放水用の 300A ホース 2 本の計 6 本を敷設した場合の占有幅（1.4m）に余裕を考慮）から設定

1.0.2－別紙 15－8

第3表
損傷モード

阪神・淡路
大震災時の
被害の特徴※

建屋の損傷モード及び損壊による影響範囲

層崩壊○崩壊形状としては，1 階層崩壊・中間層崩壊・全層崩壊がある。
○柱の耐力不足・剛性の偏在や層間での急な剛性・耐力の違い・重量偏在が崩壊の主な要因に挙げられる。
○1 階層崩壊の被害事例はピロティ構
造物の被害率が著しく高い。
○中間層崩壊は，6 階～12 階建ての建築物に確認されている。
隣接するアクセスルートへの影響範囲
が大きくなると想定される全層崩壊を損傷モードに選定した。

転倒崩壊○1 階層崩壊後に建築物が大きく傾き，
転倒に至ったケースが多く確認されている。

1 階層崩壊後に転倒に至る崩壊を想定
した。
Ｈ
損壊

損壊

想定される
損傷モード

Ｗ
1 階層崩壊により建屋が崩壊し，転倒

Ｈ

Ｈ

Ｗ
損壊
Ｗ

Ｈ

想定する建屋の損壊範囲

全層崩壊は地震時に構造物が受けるエネルギを各層で分配するため，各層の損傷は小さく，建屋全体の傾斜は過去の被害事例からも小さいといえるが，各層が各層高さ分，アクセスルート側へ大きく傾斜するものとして設定した。

上述の損傷モードに基づき，建屋高さＨ分には到達しないものの，Ｈとして
設定した。

Ｈ

Ｈ

Ｈ
損壊
Ｈ

Ｗ

Ｗ

建屋の損壊による影響範囲Ｈ（建屋高さ分を設定）※「阪神・淡路大震災調査報告 共通編-1

総集編，阪神・淡路大震災調査報告編集委員会」参照

1.0.2－別紙 15－9

第4表

構造物（建屋，機器類）損壊時の影響評価方法

構造物高さ
Ｈ（m）

構造物とアクセスルートの位置関係
構造物

アクセスルート

アクセス
ルート幅
Ｗ（m）

アクセスルート
対象距離 Ｌ（m）

Ｌ－Ｈ が負の値の場合

Ｈ

Ｈ

Ｌ－Ｈ が正の値の場合

Ｈ

Ｈ
Ｌ

Ｌ

構造物が損壊してもがれきがアクセスルートに届かないため，通行性に影響なし→判定「Ａ」

構造物が損壊するとがれきがアクセスルートに干渉するため，詳細評価が必要となる

Ｌ＋Ｗ－Ｈ が 5m 未満の場合

Ｈ

Ｈ

Ｌ＋Ｗ－Ｈ が 5m 以上の場合

5m 未満

5m 以上
Ｈ
Ｈ

Ｌ

Ｌ

がれきがアクセスルートに干渉するが，道幅 5m を確保可能なため，通行性に影響なし→判定「Ａ」

道幅 5m が確保困難なため，がれき撤去，人力によるホース等の敷設，迂回路の通行のいずれかの対応が必要→判定「Ｂ」，「Ｃ」【判定】「Ａ」:通行性に影響がない構造物（耐震性があるため損壊しない，がれきがルートに干渉しない，がれきがルートに干渉するがルートの必要幅が確保
可能，設備の移設等の対策を実施）「Ｂ」：がれき撤去によりアクセスルートを確保する構造物（車両通行のみの場合はがれき撤去不要な構造物も含む。
）「Ｃ」：がれき発生時は迂回路を通行する構造物

アクセスルート対象距離：Ｌの設定にあたり，全ての構造物の影響範囲を確認（参考資料－1）した上で，アクセスルートに干渉する可能性のある面との距離を算出する。

1.0.2－別紙 15－10

第5表

構造物諸元

参照
図面

アクセスルート周辺構造物

No

建物
構造
S
RC
S
S
S
S
S
S
S
RC

高さ
（m）Ｈ
2.5
4.6
5.0
4.4
10.3
16.8
6.0
5.5
4.5
32.5

アクセスルート
対象距離（m）Ｌ
29.7
2.2
7.9
24.6
33.2
8.3
3.0
14.3
26.1
39.2

RC

-

S

-

12 サービス建屋

RC

14.7

13 水電解装置建屋
14 ベーラー建屋
15 サンプルタンク室（R／W）

RC
RC
S

8.2
6.0
9.9

16 ヘパフィルター室

RC

5.7

17 マイクロ無線機室
18 モルタル混練建屋

S
S

1
2
3
4
5
6
7
8
9
10

機械工作室用ボンベ庫
監視所
消防自動車車庫
H2O2ボンベ庫
機械工作室
屋内開閉所
パトロール車車庫
H2CO2ガスボンベ貯蔵庫
主発電機用ガスボンベ庫
タービン建屋

1.0.2－別紙 15－11

11 原子炉建屋

第2,5図

19 廃棄物処理建屋
20
21
22
23
24
25
26

排気塔モニター室
機器搬入口建屋
地下排水上屋（東西）CO2ボンベ室
チェックポイント
サービス建屋～チェックポイント歩道上屋
サービス建屋ボンベ室

【判定】

※1
※2
※3
※4

屋外アクセスルートの影響評価結果（建屋）（1／3）
アクセスルート
幅（m）Ｗ

影響評価
評価方法

判定値:Ｌ－Ｈ
正の数:干渉なし
27.2
-2.4
2.9
20.2
22.9
-8.5
-3.0
8.8
21.6
6.8

判定値:Ｌ＋Ｗ－Ｈ
5m以上:影響なし
34.7
5.1
12.9
27.7
30.4
1.5
7.0
18.8
31.6
16.8

判定

7.5
7.5
10.0
7.5
7.5
10.0
10.0
10.0
10.0
10.0

損壊による影響範囲
をＨとして評価--

耐震評価により損壊しないことを確認

-

-

Ａ

7.5
5.0
10.2
5.0
5.0
6.2
5.0
5.5
5.5

損壊による影響範囲
をＨとして評価

3.6
14.9

31.4（東側）
0.0（南側）8.2
6.0
0.0
1.4（東側）3.2（南側）
3.6
12.4

16.7
-14.7
0.0
0.0
-9.9
-4.3
-2.5
0.0
-2.5

24.2
-9.7
10.2
5.0
-4.9
1.9
2.5
5.5
3.0

Ａ ※1
Ａ
Ｃ ※2
Ａ
Ａ
－
Ａ ※3
Ａ ※3
Ａ
Ｂ

RC

-

-

-

耐震評価により損壊しないことを確認

-

-

Ａ

S
RC
S
RC
S
RC
S
S

4.0
8.4
2.9
4.9
11.4
2.0
3.2

11.7
7.5
4.0
5.9
11.4
0.0
2.3

10.2
10.0
10.0
10.0
10.0
10.0
5.0

損壊による影響範囲
をＨとして評価

7.8
-0.9
1.1
1.1
0.0
-0.9

18.0
9.1
11.1
11.1
10.0
4.2

Ａ ※1
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ ※4
Ｃ ※2

：
「Ａ」通行性に影響がない構造物（耐震性があるため損壊しない，がれきがルートに干渉しない，がれきがルートに干渉するがルートの必要幅が確保可能，設備の移設等の対策を実施）：「Ｂ」がれき撤去によりアクセスルートを確保する構造物（車両通行のみの場合はがれき撤去不要な構造物も含む。
）：「Ｃ」がれき発生時は迂回路を通行する構造物：がれき発生時は重機によるがれき撤去は行わずに人力でがれき上にホース等を敷設する構造物

脱落及び損傷しないこととすることにより，通行性を確保（参考資料-2 参照）
当該構造物近傍のルートは，放水砲設置時にだけ使用するルートであるため，がれき影響がある場合は，他のルートによりがれき影響がない箇所に放水砲を設置する
当該箇所は人力でホースを敷設する範囲のため，1.4m 以上のルート幅が確保できればホース敷設作業に影響はない対策を実施することで通行性を確保（第 8 図参照）

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ｂ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ

第5表
参照
図面

第2,5図

第3,6図

1.0.2－別紙 15－12
第4,7図

屋外アクセスルートの影響評価結果（建屋）
（2／3）
構造物諸元

No

アクセスルート周辺構造物

27 所内ボイラー用ボンベ庫
28 擁壁①

建物
構造
S
RC

高さ
（m）Ｈ
2.5
3.6

アクセスルート
対象距離（m）Ｌ
33.1
1.5

29 別館
30 PR第二電気室

RC
RC

9.4
4.3

19.5
18.5

アクセスルート幅
（m）Ｗ

影響評価
評価方法

7.5
7.5

判定値:Ｌ－Ｈ
正の数:干渉なし
30.6-2.1

判定値:Ｌ＋Ｗ－Ｈ
5m以上:影響なし
38.1
5.4

7.5
7.5

10.1
14.2

17.6
21.7

判定
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ

31 給水処理建屋

S

9.0

35.1

7.5

26.2

33.7

Ａ

32
33
34
35
36
37
38
39
40
41

RC
RC
RC
RC
S
S
S
S
S
S

5.9
10.6
9.4
4.0
5.5
10.0
7.3
9.8
4.9
4.9

2.5
3.6
6.2
18.3
3.1
2.9
1.5
2.7
20.2
20.2
0（東側）
0（南側）
0.9
20.5
80.3
20.9
1.9
11.2
11.2
10.8
6.3（北側）7.0（東側）
20.7
20.7
20.7
45.1
44.0
28.7
22.3
42.1

7.5
10.5
15.0
7.5
7.5
10.2
10.0
10.2
10.2
10.2
9.0
9.0
7.5
7.5
5.0
7.5
9.0
10.0
10.0
8.7
9.0
6.7
10.0
10.0
10.0
10.0
10.0
10.0
10.0
8.0

-3.4
-7.0
-3.2
14.3
-2.4
-7.1
-5.8
-7.1
15.3
15.3
-20.7
-20.7
-12.9
-7.7
19.3
-3.0
-8.0
-1.2
8.3
1.8
-3.6
-2.9
11.3
16.7
14.0
23.4
27.4
13.6
7.2
36.6

4.1
3.5
11.8
21.8
5.1
3.1
4.2
3.1
25.5
25.5
-11.7
-11.7
-5.4
-0.2
24.3
4.6
1.0
8.8
18.3
10.5
5.4
3.8
21.3
26.7
24.0
33.4
37.4
23.6
17.2
44.6

Ｃ
Ｃ
Ａ
Ａ
Ａ
Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ａ
Ａ
Ｃ
Ｃ
Ｃ
Ｃ
Ａ
Ｃ

固体廃棄物貯蔵庫A棟
固体廃棄物貯蔵庫B棟
給水加熱器保管庫
取水口電気室
屋外第二電気室補修装置等保管倉庫
プロパンガスボンベ室
機材倉庫
No.1保修用油倉庫
No.2保修用油倉庫

42 固体廃棄物作業建屋

RC

20.7

43
44
45
46
47
48
49
50

RC
RC
RC
S
RC+S
S
S
RC

13.8
28.2
61.0
23.8
9.9
12.4
2.9
9.0

51 サイトバンカー建屋

S

9.9

52
53
54
55
56
57
58
59

S
S
S
S
S
S
S
S

9.4
4.0
6.7
21.7
16.6
15.1
15.1
5.5

緊急時対策室建屋
事務本館
原子炉建屋（東海発電所）
タービンホール（東海発電所）
サービス建屋（東海発電所）
燃料倉庫
工具倉庫
固化処理建屋放射性廃液処理施設
地下タンク上屋（東）地下タンク上屋（西）使用済燃料貯蔵施設
Hバンカー
黒鉛スリーブ貯蔵庫
燃料スプリッタ貯蔵庫
低放射性固体廃棄物詰ドラム貯蔵庫【判定】

損壊による影響範囲をＨとして評価

※1

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ

※2

Ｂ
Ｂ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ

：
「Ａ」通行性に影響がない構造物（耐震性があるため損壊しない，がれきがルートに干渉しない，がれきがルートに干渉するがルートの必要幅が確保可能，設備の移設等の対策を実施）：「Ｂ」がれき撤去によりアクセスルートを確保する構造物（車両通行のみの場合はがれき撤去不要な構造物も含む。
）：「Ｃ」がれき発生時は迂回路を通行する構造物：がれき発生時は重機によるがれき撤去は行わずに人力でがれき上にホース等を敷設する構造物※1 対策を実施することで通行性を確保（第 9 図参照）
※2 廃棄物処理建屋の地山と埋め戻し部との境界部の段差発生のため，ルート幅をがれき撤去により確保

第5表
参照
図面

第4,7図

1.0.2－別紙 15－13

第2,5図

第4,7図

第1図

アクセスルート周辺構造物

No
60
61
62
63
64
65
66
67
68
69
70
71
72
73
74
75
76

保修機材倉庫ボーリングコア倉庫
ランドリー建屋
再利用物品置場テントNo.4
再利用物品置場テントNo.5
再利用物品置場テントNo.6
ボイラー上屋
使用済燃料乾式貯蔵建屋
非常用ディーゼルポンプ室
C.W.P制御盤室
油倉庫
配電設備室
水処理倉庫
資料2号倉庫資料5号倉庫資料4号倉庫擁壁②

屋外アクセスルートの影響評価結果（建屋）
（3／3）
建物
構造
S
S
RC
S
RC
RC
S
S
RC
S
S
S
S
RC

構造物諸元
高さ
アクセスルート（m）Ｈ
対象距離（m）Ｌ
5.5
31.1
3.3
72.3
4.1
14.7
6.4
8.1
6.2
15.3
6.3
22.6
6.9
37.4
22.0
23.0
5.2
4.8
4.0
33.1
7.0
16.9
3.2
39.2
2.8
40.8
5.6
18.0
5.5
16.8
7.2
5.6
3.0
1.5

アクセスルート幅
（m）Ｗ

評価方法

判定値:Ｌ－Ｈ
正の数:干渉なし
25.6
69.0
10.6
1.7
9.1
16.3
30.5
1.0
-0.4
29.1
9.9
36.0
38.0
12.4
11.3
-1.6
-1.5

影響評価
判定値:Ｌ＋Ｗ－Ｈ
5m以上:影響なし
33.6
79.0
18.6
9.7
17.1
24.3
38.5
11.0
7.1
36.6
14.9
41.0
45.5
17.4
19.3
6.4
6.0

判定

8.0
10.0
8.0
8.0
8.0
8.0
8.0
10.0
7.5
7.5
5.0
5.0
7.5
5.0
8.0
8.0
7.5

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ

損壊による影響範囲をＨとして評価

耐震評価により損壊しないことを確認

-

-

Ａ

43.1
25.2
37.6
54.0
40.3
51.9
29.0
32.5
52.3

50.6
32.2
45.1
61.0
47.3
59.9
37.0
40.5
59.8

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ

77 常設代替高圧電源装置

RC

-

-

-

78
79
80
81
82
83
84
85
86

RC
RC
S
S
S
S
S
S
RC

9.5
2.8
2.5
3.5
2.5
6.0
12.5
6.5
3.3

52.6
28.0
40.1
57.5
42.8
57.9
41.5
39.0
55.6

7.5
7.0
7.5
7.0
7.0
8.0
8.0
8.0
7.5

損壊による影響範囲をＨとして評価87 緊急時対策所建屋

RC

-

-

-

耐震評価により損壊しないことを確認--Ａ

88 原子力館
89 正門監視所
90 放管センター

RC
RC
S

16.2
4.0
8.1

91.7
60.3
83.3

10.0
10.0
10.0

損壊による影響範囲をＨとして評価

75.5
56.3
75.2

85.5
66.3
85.2

Ａ
Ａ
Ａ

排水処理建屋
送水ポンプ室
受水槽量水器小屋
加圧式空気圧縮機小屋
飲料水ポンプ室
空気圧縮機室ホットワークショップ
屋外タンク上屋
飲料水次亜鉛滅菌装置室【判定】：「Ａ」通行性に影響がない構造物（耐震性があるため損壊しない，がれきがルートに干渉しない，がれきがルートに干渉するがルートの必要幅が確保可能，設備の移設等の対策を実施）：「Ｂ」がれき撤去によりアクセスルートを確保する構造物（車両通行のみの場合はがれき撤去不要な構造物も含む。
）：「Ｃ」がれき発生時は迂回路を通行する構造物：がれき発生時は重機によるがれき撤去は行わずに人力でがれき上にホース等を敷設する構造物

第6表
参照
図面

第1図

第2,5図

1.0.2－別紙 15－14

第4,7図

第2,5図
第4,7図
第3,6図

屋外アクセスルートの影響評価結果（建屋以外）
構造物諸元

No

アクセスルート周辺構造物

高さ
（m）Ｈ

アクセスルート
対象距離（m）Ｌ

アクセスルート幅（m）ＷA

275kV送電鉄塔（No.1）

57.5

57.5

10.0

B
C
D
E
F
G
H
I

154kV・66kV送電鉄塔（No.6）
154kV・66kV送電鉄塔（No.7）
154kV・66kV送電鉄塔（No.8）
多目的タンク
純水貯蔵タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
溶融炉苛性ソーダタンク

42.9
42.9
32.6
13.3
10.0
13.3
10.7
2.1

32.3
10.8
19.1
25.6
30.9
0.0

7.0
7.5
7.0
7.0
7.0
9.0

J
K
L
M
N
O
P

溶融炉アンモニアタンク
主要変圧器
所内変圧器
起動変圧器
予備変圧器
廃棄物処理建屋 換気空調ダクト
主排気ダクト

1.4
10.0
5.4
7.4
6.0
7.6
26.4

0.0
12.3
25.3
28.9
7.4
0.0
0.0

9.0
10.0
10.0
7.5
7.0
5.5
5.0

Q

排気筒

-

-

-

R
S
T
U
V
W

排気筒（東海発電所）
No.1所内トランスN2タンク
No.1主トランスN2タンク
No.2主トランスN2タンク
No.2所内トランスN2タンク
600t純水タンク

89.7
2.7
4.5
4.5
2.7
9.0

99.6
12.5
11.9
11.9
12.5
27.5

5.0
7.5
7.5
7.5
7.5
7.5

X

154kV引留鉄構

16.50

2.3

7.0

損壊による影響範囲をＨとして評価送電線の影響を別途評
価

損壊による影響範囲をＨとして評価

耐震評価により損壊しないことを確認

損壊による影響範囲をＨとして評価

Y

崩壊土砂①

3.00

1.50

7.50

Z

崩壊土砂②

3.00

1.50

7.50

91.0

7.50（西側）

91.0

20.0（南西側 ）AA 側方流動

斜面高さの2倍を影響範囲として評価

-

【判定】

影響評価
評価方法

※4

水際線から100mの範囲
を影響範囲として評価

判定値:Ｌ－Ｈ
正の数:干渉なし

判定値:Ｌ＋Ｗ－Ｈ
5m以上:影響なし

判定

0.0

10.0

Ａ

-0.3
-2.5
9.1
12.4
20.3
-2.1

6.7
5.0
16.1
19.4
27.3
6.9

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ

-1.4
2.3
19.9
21.5
1.5
-

7.6
12.3
29.9
29.0
8.5
-

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
－

-

-

Ａ

9.9
9.8
7.4
7.4
9.8
18.5

14.9
17.3
14.9
14.9
17.3
26.0

Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ
Ａ

-14.2

-7.2

Ａ

※2

Ａ

※2

Ｃ

※1

※2

※3

Ｂ

※3

-4.5

3.00

-4.5

3.00

Ｃ

-9.0

-1.5

Ｃ

-9.0

11.0

Ａ

：
「Ａ」通行性に影響がない構造物（耐震性があるため損壊しない，がれきがルートに干渉しない，がれきがルートに干渉するがルートの必要幅が確保可能，設備の移設等の対策を実施）：「Ｂ」がれき撤去によりアクセスルートを確保する構造物（車両通行のみの場合はがれき撤去不要な構造物も含む。
）：「Ｃ」がれき発生時は迂回路を通行する構造物：がれき発生時は重機によるがれき撤去は行わずに人力でがれき上にホース等を敷設する構造物※1 当該構造物近傍のルートは，放水砲設置時にだけ使用するルートであるため，がれき影響がある場合はがれき影響がない箇所に放水砲を設置する※2 対策を実施することで通行性を確保（第 9,10 図参照） ※3：Ｌ＋Ｗ－２Ｈ（斜面高さの 2 倍）で計算 ※4：側方流動の影響評価範囲外（道路交差部）

第 5 図 アクセスルートの周辺構造物（東海第二発電所側詳細図）

1.0.2－別紙 15－15

第6図

アクセスルートの周辺構造物（海側詳細図）

1.0.2－別紙 15－16

第7図

アクセスルートの周辺構造物（東海発電所側詳細図）

1.0.2－別紙 15－17

第8図

サービス建屋～チェックポイント歩道上屋並びに原子炉建屋付属棟及び廃棄物処理建屋に対する事前対策（形状変更，ALC パネル部変更）

1.0.2－別紙 15－18

第 9 図 サービス建屋（東海発電所），溶融炉苛性ソーダタンク，
溶融炉アンモニアタンクに対する事前対策（構造変更，移設）
1.0.2－別紙 15－19

第 10 図154kV 引留鉄構に対する事前対策（移設）

第 5 表及び第 6 表において，損壊時にアクセスルートに干渉する構造物等（Ｌ（アクセスルート対象距離）－Ｈ（構造物高さ）の値が負の数の構造物等）について，構造物の影響範囲を確認（参考資料-1）した上で，確保可能なアクセスル

1.0.2－別紙 15－20

ートの幅員が構造物の単独損壊評価よりも狭くなるおそれがある構造物等について，損壊時に確保可能なアクセスルートの幅員を確認した。評価結果を第 7
表，詳細確認結果を第 12 図, 第 13 図，第 15 図，第 16 図及び第 17 図に示す。

第 7 表 損壊時にアクセスルートに干渉する構造物等の評価結果
損壊時に単独損壊評価よりも幅員が狭くなるおそれのある構造物等の組合せ

No

損壊時に確保
可能な道幅

対応方針

参照
図面

0m

がれき撤去は行わずに，人力でがれき上にホース等
を敷設する

第12図

11m

車両の通行に影響がないことを確認した

第13図

3.8m

がれきの影響を受けないように，アクセスルートを拡幅することで，車両の通行に必要なアクセスルー
トの幅を確保する

第15図0m

当該ルートは使用せず，迂回路を使用する

第16図

0m

当該ルートは使用せず，迂回路を使用する

第17図

16 へパフィルター室
O

廃棄物処理建屋換気空調ダクト

37 補修装置等保管倉庫
AA 側方流動42 固体廃棄物作業建屋
51 サイトバンカー建屋
43 緊急時対策室建屋
44 事務本館
46 タービンホール（東海発電所）
76 擁壁②Z

崩壊土砂②32 固体廃棄物貯蔵庫A棟
AA 側方流動3.

アクセスルートに影響がある構造物の詳細確認
損壊時にアクセスルートに影響がある構造物等のうち，第 5 表及び第 6 表の対応方針にて，がれき撤去によりアクセスルートの確保，又は人力にて送水ホースを敷設することで対応するとした構造物等の対応の成立性について，アクセスル
ート及び近傍構造物等との位置関係及び構造物等の外観を第 11 図～第 17 図に示す。

1.0.2－別紙 15－21

第 11 図 屋内開閉所等の構造物とアクセスルートの位置関係及び構造物外観

1.0.2－別紙 15－22

第 12 図原子炉建屋東側の構造物とアクセスルートの位置関係及び構造物外観並びに人力によるホース敷設の想定範囲
1.0.2－別紙 15－23

第 13 図補修装置等保管倉庫，プロパンガスボンベ室等の構造物及び側方流動とアクセスルートの位置関係及び構造物外観
1.0.2－別紙 15－24

第 14 図 機材倉庫等の構造物とアクセスルートの位置関係及び構造物外観

1.0.2－別紙 15－25

第 15 図 サイトバンカー建屋，サービス建屋（東海発電所）等の構造物とアクセ
スルートの位置関係及び構造物外観並びに人力によるホース敷設の想定範囲
1.0.2－別紙 15－26

第 16 図擁壁①，崩壊土砂①等の構造物とアクセスルートの位置関係及び構造物外観
1.0.2－別紙 15－27

第 17 図 固体廃棄物貯蔵庫 A 棟，側方流動等の構造物とアクセスルートの位置関係及び構造物外観

1.0.2－別紙 15－28

参考資料－1
敷地内構造物等の損壊時の影響範囲

敷地内構造物等の損壊時の影響範囲を第 1 図～第 4 図に示す。

第1図

アクセスルートの周辺構造物等（発電所全体）

1.0.2－別紙 15－29

第 2 図 構造物等の損壊時の影響範囲（東海第二発電所側詳細図）

1.0.2－別紙 15－30

第3図

構造物等の損壊時の影響範囲（海側詳細図）

1.0.2－別紙 15－31

第4図

構造物等の損壊時の影響範囲（東海発電所側詳細図）

1.0.2－別紙 15－32

参考資料－2
屋外アクセスルートに波及的影響を与えるおそれがあるものについて

屋内外アクセスルートに影響のある施設として ALC※パネル部，原子炉建屋付属棟外壁の開口閉鎖部及び原子炉建屋付属棟内の間仕切壁（フレキシブルボード）を
確認した。
※

ALC：
“Autoclaved Lightweight aerated Concrete”（高温高圧蒸気養生された軽量気泡コン
クリート）の頭文字をとって名付けられた建材で，板状に成形したもの

屋外アクセスルートに関して，原子炉建屋付属棟の ALC パネルの位置を第 1 図，原子炉建屋付属棟の ALC パネルの脱落・損傷により影響を受ける可能性のあるアクセスルートを第 2 図，廃棄物処理建屋の ALC パネル及びアクセスルートの位置を第3 図に示す。また，関係する各条文の基準適合のための必要事項及び基準適合への対応方針を第 1 表，基準適合への対応方針を踏まえた設計方針を第 2 表に示す。
抽出したパネル部については，基準地震動ＳＳ及び設計竜巻によって脱落及び損
傷しない外壁等に変更することから，屋外アクセスルートに影響はない。
（屋内ア
クセスルートへの影響評価及び ALC パネル等の配置については別紙（30）参照）

1.0.2－別紙 15－33

第1表
条文

条文要求設備等基準適合のための必要事項及び対応方針
基準適合のための必要事項
S クラス施設への波及的影
響を防止

ALC パネル部
等の番号※
③,④,⑤

基準適合への対応方針
基準地震動Ｓ Ｓ によって脱落及び損傷しない外壁
等に変更

4条

耐震重要施設6条

安全施設

屋内の安全施設に対して外殻となる外壁で防護安
全施設への波及的影響を防止③,④,⑤,⑧

設計竜巻によって脱落及
び損傷しない外壁等に変更39 条

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備及び常設重大事故
緩和設備への波及的影響を防止①

基準地震動Ｓ Ｓ によって脱落及び損傷しない外壁等に変更①～⑤,⑦,⑧基準地震動Ｓ Ｓ 及び設計
竜巻によって脱落及び損
傷しない外壁等に変更

常設重大事故緩和
設備
43 条
1項1号

環境条件及び荷重条件

想定される環境条件に変化を生じさせないこと

①～⑤,⑧

43 条
3項3号

可搬型重大事故等対処設備の接続口

波及的影響を起因とする接続口の損傷防止

①,②,⑥

43 条
3項6号

アクセスルート

波及的影響を起因とする
アクセス性の阻害防止①,②,⑤,⑥
⑦,⑧,⑨

※

⑥,⑨
連絡通路及びフレキシブ
ルボードは撤去

パネル部等の番号①～⑦の配置は第 1，2，3 図参照，⑧及び⑨の配置は別紙（30）参照

1.0.2－別紙 15－34

第2表
ALC
パネル
部等の
番号※１

①～⑤

基準適合への対応方針を踏まえた設計方針

基準適合への対応方針（部位ごとへの具体的な要求）

設計方針

成立性
①～④，⑦，⑧
取付ボルトの本数等を調整する
ことで，脱落及び損傷しない

竜巻の風荷重，設計飛来
物の衝撃荷重及び基準
地震動ＳＳによって脱落及び損傷しない外壁等に変更①～④：鋼板壁⑤：コンクリート壁⑤
建屋と一体の構造とすること等
により，断面強度を確保可能であり，脱落及び損傷しない⑥
他の移動手段が確保できること
から連絡通路を撤去可能

⑥

⑦

⑧

⑨

当該部の撤去基準地震動ＳＳ及び竜巻の風荷重，設計飛来物の衝撃荷重によって脱落及び損傷しない外壁等に変更（鋼板壁）

基準地震動ＳＳ及び竜巻の風荷重，設計飛来物の衝撃荷重によって脱落及び損傷しない外壁等に変更（内壁側への防護
鋼板追設）

【地震】
・基準地震動ＳＳ【竜巻】
・風荷重（最大風速 100m/s）
・設計飛来物※２の
衝撃荷重

壁板及び
取付部の
強度確保

⑨
間仕切壁（フレキシブルボード）
は以下目的で設置されたものであり，撤去が可能。なお，間仕切壁の奥に，アクセスルートへの波及的影響を与えるものはな
いことを確認済
・西側：スパージング送風機の防音（送風機は低騒音型へ取替）
・南側：単なる間仕切り＜竜巻飛来物による貫通の考慮＞
エリア①～⑤，⑧では飛来物による貫通の阻止について考慮する。
下記の厚さにて設計飛来物の貫通は防止可能・鋼板：16mm 程度
・コンクリート：26cm 程度＜竜巻飛来物によるコンクリー
ト壁裏面剥離の考慮＞
コンクリートの裏面剥離により，内部の防護対象設備に影響が考えられる箇所については，
裏 面 剥離 を生 じな い厚 さの 確
保，剥離発生の防止措置，又は剥離片に対する防護措置を講ずる。
下記の厚さにて設計飛来物による裏面剥離は防止可能
・コンクリート：45cm 程度

当該部の撤去1.0.2－別紙 15－35

※1

パネル部等の番号①～⑦の配置は第 1,2,3 図参照、⑧及び⑨の配置は別紙(30)参照※2

以下，仕様の鋼製材
・寸法0.2m×0.3m×4.2m
・質量 135 ㎏
・衝突速度
水平 51m／s
鉛直 34m／s

1.0.2－別紙 15－36

1.0.2－別紙 15－37
第1図

原子炉建屋付属棟における ALC パネルの位置

1.0.2－別紙 15－38
第2図

原子炉建屋付属棟の ALC パネルの損傷・脱落により，影響を受ける可能性のあるアクセスルート

ドラムヤードのドラム缶等を仕分けるために廃棄物処理建屋3階（仕分けエリア）まで移動させる必要があることから，搬出入専用の昇降装置を設置しており，当該部にＡＬＣパネルを使用

1.0.2－別紙 15－39

廃棄物処理建屋⑦ALCパネル部（幅：2.3m，奥行：2.4m，高さ：23.8m）

アクセス
ルート

廃棄物処理建屋1階（EL.+8.3m）

第3図

廃棄物処理建屋における ALC パネル及びアクセスルートの位置

1.0.2－別紙 15－40

鋼板壁の強度等
第4図別紙（16）主要な変圧器等の火災について

1.

主要な変圧器他可燃物施設漏えいによる火災について

1.1

変圧器の絶縁油の漏えいについて
地震により主要な変圧器が損傷，変圧器内の絶縁油が漏えいした場合，第1

図に示すとおり，防油堤内に漏えいした絶縁油は防油堤内の油水分離槽を介して地下の廃油槽に流下する。また，廃油槽は，予備変圧器の保有油量の全量並びに起動変圧器，所内変圧器及び主要変圧器計5台のうち4台分の保有油量を貯留するだけの容量を確保しており，漏えい油が地表面に滞留することはないため，地震により主要な変圧器が損傷した場合においても火災が発生する可能性は少ない。
ブッシング

放圧管
マンホール

コンサベータ
防油堤

油水分離槽
変圧器

基礎

砂利

廃油槽

第1図

1.2

変圧器下部構造（防油堤及び廃油槽）

変圧器火災の事故拡大防止対策について
新潟県中越沖地震において，柏崎刈羽原子力発電所の所内変圧器での火災は，地盤の沈下による相対変位が主な原因であった。
1.0.2－別紙 16－1

一方，東海第二発電所の主要な変圧器のうち，二次側接続母線部ダクトのある変圧器については，参考資料－1に示すとおり変圧器と二次側接続母線部
ダクトの基礎を建屋と同じ地盤にて支持している。
また，各主要な変圧器は参考資料－2に示すとおり，保護継電器にて保護されており，電気回路故障時の事故拡大防止対策を実施している。

1.3

変圧器等可燃物施設火災の評価方法について
変圧器等可燃物施設火災の評価は，第 2 図に示すフローに従い行う。
可燃物施設の火災評価

Yes

輻射強度が 1.6kW／m２
以下となる離隔距離が
確保可能か
No

影響なし
（評価終了）

第2図

火災対策・運用を検討

変圧器の火災評価フロー

1.0.2－別紙 16－2

2.

アクセスルート周辺における可燃物施設の火災評価

2.1

各主要な変圧器及び可燃物設備の保有油量及び廃油槽受入量
アクセスルート周辺の各主要な変圧器の保有量及び廃油槽受入量を第 1 表，

アクセスルート周辺の可燃物設備の保有油量を第 2 表に示す。

第1表

各主要な変圧器保有油量及び廃油槽受入量

変圧器

本体油量
（kL）

主要変圧器

136

所内変圧器

21×2

漏えいが想定される油量 ※１ （kL）

受入量（kL）

約 135

250※2

約 18

50

45.95
起動変圧器
46.75
予備変圧器 ※２
※1
※2

35.9

JEAG5002「変電所等における防火対策指針」では，事故時の油の漏えい量は 50％としている。
設備改造・移設等により変更の可能性がある。

第2表※

可燃物施設の保有油量

可燃物施設

保有油量（kL）

内容物

ディーゼル発電機用燃料タンク

0.97

軽油

変圧器用屋外消火ポンプ用燃料タンク

0.70

軽油

溶融炉灯油タンク10

灯油

構内服洗濯用タンク

1.82

重油

オイルサービスタンク

0.39

重油

緊急時対策室建屋

0.49※

重油

1 号エステート変圧器

1.1

絶縁油

2 号エステート変圧器

1.1

絶縁油

66kV 非常用変電所

6.6

絶縁油

緊急時対策室建屋の保有油量（5.76kL）のうち，屋外に設置している燃料小出槽の保有油量で評価を実施

1.0.2－別紙 16－3

2.2

火災源からの輻射強度の算出
各可燃物施設について，火災が発生した場合のアクセスルートの成立性を確認するため「石油コンビナートの防災アセスメント指針」を基に火災の影
響範囲を算出した。
算出方法及び算定結果は以下のとおり。
(1)

形態係数の算出
火災源を円筒モデルと仮定し，火災源から受熱面が受ける輻射熱の割合に関連する形態係数φを算出する。

Φ＝

1
tan－１
πn

ただし

m
n2 －1

＋

m
π

A－2n
n AB

H

L

R

R

m＝ ≒3 , n＝

A n－1

tan １

, A＝ 1＋n

B n＋ 1
２

1－ tan－１n＋m２ , B＝ 1－ n

２

n－1
n＋1

＋m２

Φ:形態係数，L:離隔距離（m），H:炎の高さ（m），R:燃焼半径（m）

油火災において任意の位置における輻射熱（強度）を計算により求めるには，囲いと同面積の底面をもち，高さが底面半径の 3 倍（m＝H／R＝3）の円筒モデル（第 3 図）を採用する。
なお，燃焼半径は以下の式から算出する。

R＝

S
π

R：燃焼半径（m），S：防油堤面積（＝燃焼面積）（m ２ ）1.0.2－別紙 16－4

出典：石油コンビナートの防災アセスメント指針

第3図
(2)

火炎モデルと受熱面

輻射強度の算出
火災源の輻射発散度 Rf と形態係数により，受熱面の輻射強度 E を算出する。
第 3 表に主な可燃物の輻射発散度を示す。
E＝Rf･Φ
E：輻射強度（W／m２ ），Rf：輻射発散度（W／m２ ），Φ：形態係数
液面火災では，火災面積の直径が 10m を超えると空気供給不足により大量の黒煙が発生し輻射強度は低減する。
輻射強度の低減率 r と燃焼直径 D の関係は次式で算出する。
r＝exp（－0.06D）
ただし，r＝0.3 程度を下限とする。

第3表

主な可燃物施設の輻射発散度

出典：石油コンビナートの防災アセスメント指針

1.0.2－別紙 16－5

(3)離隔距離と輻射強度 との関係
石油コンビナートの 防災アセスメント指針に記載の輻射強度
度とその影響を第 4 表に示す。
第4表

輻射強度の影響出典：石油コンビナートの防災ア セスメント指針「長時間さらされて も苦痛を感じない強度」の 1.6kW／m２ を採用する。
を可燃物施設火災時の 影響評価方法を第 5 図，各可燃物施設かからの輻射強度を第 6 表に示す。

1.0.2－別紙 16－6

第5表

可燃物施設火災時の影響評価方法

可燃物施設とアクセスルートの位置関係
輻射強度 1.6kW／m２ の範囲

アクセスルート

火災源

火炎の中心から輻射強度
1.6kW／m２ となる距離 Ａ（m）

アクセス
ルート幅
Ｃ（m）

火炎の中心からアクセス
ルートまでの距離 Ｂ（m）

Ｂ＋Ｃ－Ａ が 5m 以上の場合

Ｌ＋Ｗ－Ｈ が 5m 未満の場合

5m 以下

5m 以上

Ａ

Ａ

Ｂ

Ｂ

輻射強度 1.6kW／m２ の範囲がアクセスルートに干渉しない， 輻射強度 1.6kW／m２ の範囲がアクセスルートに干渉し，道幅
又は道幅 5m が確保可能なため，通行性に影響なし
5m が確保困難なため，迂回路を通行する

1.0.2－別紙 16－7

第6表

各可燃物施設からの輻射強度

火炎の中心から
輻射強度
1.6kW／m２ となる
距離（m）：Ａ

火炎の中心からアクセスルート
までの距離
（m）：Ｂ

アクセス
ルート幅
（m）：Ｃ

10

60.5

7

8

10.2

5

溶融炉灯油タンク ※１

20

7.2

5

構内服洗濯用タンク ※１

6

18.3

8

オイルサービスタンク ※１

5

33.0

7

緊急時対策室建屋 ※２

3

9.8

7

1 号エステート変圧器 ※２

6

15.4

7

2 号エステート変圧器 ※２

6

15.4

7

66kV 非常用変電所 ※２

8

31.4

7

主要変圧器 ※２

28

17.1

10

所内変圧器 ※２

14

31.3

10

起動変圧器 ※２

22

31.4

7

予備変圧器 ※２

18

18.0

7

可燃物施設
ディーゼル発電機用
燃料タンク ※1
変圧器用屋外消火
ポンプ用燃料タンク ※1

※1
※2

判定値：
Ｂ＋Ｃ－Ａ
5m 以上：影響なし
57.5（影響なし）
7.2（影響なし）－7.8（迂回路を使用）20.3（影響なし）
35.0（影響なし）
13.8（影響なし）
16.4（影響なし）
16.4（影響なし）
30.4（影響なし）－0.9（迂回路を使用）27.3（影響なし）
16.4（影響なし）
7.0（影響なし）

可燃物の滞留範囲を可燃物施設の堰内と想定
可燃物の滞留範囲を可燃物施設の投影面積と想定

可燃物施設のうち，溶融炉灯油タンク又は主要変圧器から火災が発生した
場合は，火炎中心から輻射強度 1.6kW／m ２ となる離隔距離の確保が困難であることから，迂回路を使用することとする。

1.0.2－別紙 16－8

2.3

可燃物施設火災発生時の消火活動について
各可燃物施設における火災発生時には，初期消火活動用として配備・保有している水槽付消防ポンプ自動車，化学消防自動車及び泡消火薬剤を用いた消火活動を実施し，被害の拡大を防止する。なお，溶融炉灯油タンク又は主要変圧器から火災が発生した場合でも，消火に必要な容量は確保している。
（別紙（17）参照）
また，万一同時発災した場合は，アクセスルートへの影響が大きい箇所から消火活動を実施する。

1.0.2－別紙 16－9

参考資料－1
変圧器等の沈下量の差の発生防止について

変圧器と二次側接続母線部ダクトの基礎は，建屋と同じ地盤にて支持されており，沈下量の差の発生を防止する構造となっている。
第 1 図に変圧器の基礎構造例を示す。

二次側接続母線部

NGR
盤

基礎

基礎

建屋と同じ地盤に支持

第1図

変圧器の基礎構造（例）1.0.2－別紙 16－10

タービン建屋

起動変圧器

参考資料－2
主要な変圧器内部故障及び電気回路故障時の事故拡大防止対策

変圧器内部の巻線及び電気回路に地震等により短絡が発生すると，主要変圧器一次側と二次側の電流の比率が変化することから，比率差動継電器により電流値の比率を監視している。
故障を検知した場合は発電機を停止するため，瞬時に発電機遮断器及び界磁遮断器を開放することにより，事故点を隔離し，電気的に遮断するため，万一，絶縁油が漏えいした場合でも，火災発生のリスクは低減されると考える。
比率作動継電器の回路図の例を第 1 図，インターロック図の例を第 2 図に示す。
275kV母線

発電機遮断器

87MT
主要変圧器
主変圧器

87Ga1
87Ga2

87GMT

Ｇ
界磁遮断器

所内変圧器A

受電遮断器

6.9kV所内母線

中性点接地変圧器

第1図

比率作動継電器

回路図（例）

1.0.2－別紙 16－11

所内変圧器B

発電機・主要変圧器比率作動継電器
87GMT 発電機・主変圧器比率差動継電器

87MT

OR

主要変圧器比率作動継電器
主変圧器比率差動継電器

①

87Ga1
発電機比率差動継電器
87Ga2
原子炉スクラム

タービン手動トリップ
OR

タービン故障（軸振動大他）

タービン自動トリップ①②

発電機トリップ①

タービントリップ

第2図②

発電機遮断器

切

界磁遮断器

切

原子炉スクラム

主要変圧器故障及びプラントトリップ時の主なインターロック図（例）1.0.2－別紙 16－12

別紙（17）
自衛消防隊による消火活動等について

1.

自衛消防隊の出動の可否について
東海第二発電所内の初期消火活動のため，発電所内の監視所に消火要員が常駐している。地震発生後の火災に対しても，消火活動が可能であることを以下のとおり確認した。

1.1

自衛消防隊のアクセスルートについて
火災が発生した場合のアクセスルートについては，第 1 図に示すとおり，

監視所周辺，西側及び南側保管場所から消火活動実施場所へのアクセスルー
トを確保している。

1.0.2－別紙 17－1

第1図

1.2

自衛消防隊のアクセスルート

自衛消防隊による消火活動について火災が発生した場合の初期消火活動用として，第 1 表に示すとおり，監視所付近に水槽付消防ポンプ自動車，化学消防自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用），西側保管場所に水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用），南側保管場所に化学消防自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）を配置，保有している。
通常は自衛消防隊が滞在している監視所付近の消防車が先行して出動し初期消火活動を実施するが，万一，地震等の影響により監視所付近の消防車が1.0.2－別紙 17－2

使用不能の場合には，保管場所に配備している消防車を用いて消火活動を実施する。
また，初期消火活動において消火が困難な場合は，継続して周辺施設への延焼防止に努め，被害の拡大防止を図る。

第1表
配備場所

消防車両等の保管場所・数量
配備設備

西側保管場所・水槽付消防ポンプ自動車：1 台
・泡消火薬剤容器（消防車用）：750L

南側保管場所

・化学消防自動車：1 台
・泡消火薬剤容器（消防車用）：750L

監視所付近

・水槽付消防ポンプ自動車：1 台
・化学消防自動車：1 台
・泡消火薬剤容器（消防車用）：1,500L

なお，化学消防自動車及び泡消火薬剤はJEAC4626-2010「原子力発電所の火災防護規程」 ※ に基いた容量を配備・保有しており，東海第二発電所における最も保有油量が多い主要変圧器の火災にも対応可能である。
※

JEAC4626-2010 では，一般的な化学消防自動車の泡放射性能及び原子力発電所の変圧器等の規模等を考慮すると，一つの変圧器等の火災に対す
る泡放射時間として 30 分程度が妥当であると考えられ，かつ大規模な地震等により二箇所で火災が発生した場合を考慮し，おおむね 1 時間程度
泡放射を継続できる泡消火薬剤の量を 1,500Lとしている。

1.0.2－別紙 17－3

2.

タンクローリによる燃料給油時の火災防止策について
タンクローリによる燃料給油時の火災防止策として，以下のとおり対応する。
・静電気放電による火災防止策として，タンクローリは接地する。
・万一油が漏えいした場合に備えて，吸着剤及び消火器等を作業場所周囲に配備する。

1.0.2－別紙 17－4

別紙（18）可搬型設備（車両）の走行について

1.

浸水時の可搬型設備の走行性
屋外タンクの溢水又は降水が継続した場合には，可搬型設備のアクセスルート
走行に影響を及ぼす可能性が考えられる。
具体的な影響としては，水が可搬型設備の機関に浸入し，機関が停止する可能性が考えられるが，以下の理由から可搬型設備の走行・アクセス性に支障はないと考える。なお，可搬型設備は，万一機関吸気口が浸水するような状況では使用しない。

・屋外タンクからの溢水は，周辺の道路上及び排水設備を自然流下し，比較的短時間で拡散すると考えられること。（仮に，屋外タンクからの溢水が敷地内に滞留するとした場合の浸水深は，約 5cm）
・可搬型設備を建屋近傍の配置場所に配備するまでの時間に十分余裕があることから，アクセスルートの状況を確認しつつ，走行が可能であること。
可搬型設備の許容水深（最低地上高）を第 1 表に示す。

第1表

可搬型設備の許容水深（最低地上高）

可搬型設備名
許容水深（最低地上高）
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用も含む。
）
約 60cm※
可搬型代替注水中型ポンプ
約 60cm※
可搬型代替低圧電源車
約 60cm※
タンクローリ
約 18cm
窒素供給装置約 60cm※
ホイールローダ
約 40cmブルドーザ
約 45cm油圧ショベル
約 29cm※ 時速 10 ㎞／h 以下での走行時における許容水深を記載。

1.0.2－別紙 18－1

2.

可搬型設備の登坂能力
敷地内には高所 2 箇所（T.P.＋23m 及び T.P.＋25m）に設定する西側及び南側
保管場所からのアクセスルートや鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁沿いに勾配が付いたアクセスルートが設置される。
さらに，地震に伴う液状化及び揺すり込みによる沈下により，保管場所の地表面には傾斜の発生が想定される。
上記のアクセスルートの勾配や地震後の保管場所の傾斜は，道路構造令や林道規程より 12％（約 6.9°）を下回るような設計を行う※ことから，公道の走行が可能なことが確認されている可搬型設備を配備することから走行性は確保される。
※

アクセスルートの勾配は最大で約 9％（約 5.2°）で設計を実施，地震後の保管場所の傾斜は評価により最大で約 1.1％（約 0.6°）となる。

また，環境条件（積雪，降灰，凍結，降水等）を考慮しても，重大事故等対応
で使用する重量が最大の可搬型設備（可搬型代替注水大型ポンプ）の登坂能力が
約 27°であり，アクセスルートの勾配や地震後の保管場所の傾斜に対して十分に余裕があることから，可搬型設備の走行性に影響はない。
万一，局所的な段差や勾配が発生した場合でも，段差の乗越え検証や，土のうによる段差復旧前後の走行性の検証（別紙（21）参照）を実施し，走行性に影響がないことを確認している。

1.0.2－別紙 18－2

別紙（19）T.P.＋11m エリアの屋外タンク溢水時の影響等について

1. 溢水伝播挙動評価について
地震によりタンクに大開口が生じ，短時間で大量の水が指向性をもって流出することはないと考えられるが，溢水防護対象設備への影響を評価するため，タンクの損傷形態及び流出水の伝播に係わる評価条件を保守的な設定を行った上で溢水伝播挙動評価を実施している。
評価の結果，可搬型設備の接続口付近の原子炉建屋（西側）（第 1 図 地点）

では，タンクからの溢水後，過渡的に約 160cmの浸水深となるが，数分後には 10cm
程度の浸水深となること，また，可搬型設備の接続口付近の原子炉建屋（東側）（第 1 図 地点 ）は浸水深が数cmであることが確認されている。
（評価概要は，下記の「参考：内部溢水審査資料記載内容の抜粋」に記載）

2. 作業の成立性
タンクから溢水が発生した場合には，タンク周辺の空地が平坦かつ広大であり周辺道路等を自然流下し拡散するものと考えられるが，アクセスルートが過渡的に約 50cmの浸水深となる多目的タンク前（第 1 図 地点

）であっても数分程度で可搬型設備がアクセス可能な浸水深となること，その他の箇所はさらに浸水深が低く，アクセス可能であることから，事故対応のためのアクセスルート確保及び作業実施に影響はないと考える。
また，溢水流路上の設備等が損壊し，がれきの発生を想定した場合でも，重機にて撤去することにより，アクセスルート確保への影響はないと考える。
なお，溢水流路に人員がいる場合を想定しても，安全を最優先し，溢水流路か

1.0.2－別紙 19－1

ら退避することにより，人身への影響はないと考えられる。
＜参考：内部溢水審査資料記載内容の抜粋＞■溢水伝播挙動評価条件○T.P.＋11mの屋外タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，純水貯蔵タンク）を代表水位及び合算体積を持った一つの円筒タンクとして表現し，
地震による損傷をタンク下端から 1m かつ円弧 180 度分の側板が瞬時に消失するとして模擬する○溢水防護対象設備を内包する建屋に指向性を持って流出するように，消失する側
板を建屋側の側板とする○流路抵抗となる道路及び水路等は考慮せず，敷地を平坦面で表現するとともに，その上に流路に影響を与える主要な構造物を配置する○構内排水路による排水機能や地盤への浸透は考慮しない

1.0.2－別紙 19－2

(1) 評価結果
評価結果として得られれた代表箇所における溢水深の時刻歴を第 1 図に示す。

地点

地点

地点

地点

地点

地点

第1図

代表箇所における浸水深時刻歴
1.0.2－別紙 19－3

3.

溢水による接続口へのホース等接続作業への影響について

3.1

接続口に対する溢水の影響
有効性評価における屋外の現場操作として，接続口への可搬型設備の接続操作がある。
東側及び西側接続口周辺は，屋外タンク等の溢水評価を行っており（第 1 図 地
点 及び が該当），東側接続口近傍の地点

ではほとんど水位が上昇せず，接続口まで至らないため屋外タンク等の溢水の影響を受けない。また，西側接続口
近傍の地点

では過渡的に水位が上昇するが，上蓋に止水処置を施すため，屋外タンク等の溢水の影響を受けない。高所東側接続口及び高所西側接続口は，高所に設置することから屋外タンク等の溢水の影響を受けない。（別紙（9）参照）

1.0.2－別紙 19－4

別紙（20）
屋外アクセスルート確保の検証について

1.

内容
がれき撤去，土砂撤去，道路段差復旧に要する時間の検証

2.

日時
がれき撤去①②：平成 26 年 10 月 1 日(水)3.

がれき撤去③：平成 29 年 1 月 27 日(金)

土砂撤去

：平成 29 年 1 月 20(金)，25 日(水)段差復旧

：平成 27 年 4 月 9 日(木)場所
がれき撤去①②：第三倉庫前（東海発電所敷地内）
がれき撤去③：工作建屋予定地（東海発電所敷地内）

土砂撤去：北地区浚渫土置き場（東海発電所敷地内）

段差復旧：構内グラウンド（東海発電所敷地内）

4. 作業員経歴
作業員 A：勤続 22 年 免許取得後 1 年 2 ヶ月※１
作業員 B：勤続 35 年 免許取得後 2 年 11 ヶ月※１
作業員 C：勤続 20 年 免許取得後7 ヶ月※１

作業員 D：勤続 39 年 免許取得後 2 年 11 ヶ月※１
作業員 E：勤続 16 年 免許取得後 5 年 1 ヶ月※２
1.0.2－別紙 20－1

作業員 F：勤続 26 年 免許取得後 8 年 3 ヶ月※２
作業員 G：勤続 23 年 免許取得後 1 年 10 ヶ月※２
※1 平成 26 年 10 月時点※2 平成 29 年 1 月時点

5.

測定結果

5.1

がれき撤去①（模擬がれき：土のう）(1)

概要
第 1 図のとおり，大型土のうをがれきに見立て，アクセスルートを確保するための時間を作業員 A，B，C それぞれ 1 回計測した。がれき撤去検証試験の写真を
第 2 図に示す。
50ｍ
10ｍ

3ｍ

開始

終了

約 1t 土のう
第1図

がれき撤去検証の概念図

1.0.2－別紙 20－2

第2図

がれき撤去検証の写真≪ホイールローダの仕様≫
ホイールローダ①
全長：6,895mm

全幅：2,550mm

高さ：3,110mm

機械質量：9.74t

最大けん引力：8.8t

バケット容量：2.0m３

ホイールローダ②
全長：6,190mm

全幅：2,340mm

高さ：3,035mm

機械質量：7.23t

最大けん引力：5.74t

バケット容量：1.3m３

(2)

測定結果
ホイールローダ①による訓練の結果を以下に示す。

・作業員 A1 分 17 秒（2.3km／h）

・作業員 B

46 秒（3.9km／h）

・作業員 C1 分 15 秒（2.4km／h）

1.0.2－別紙 20－3

5.2

がれき撤去②（模擬がれき：土のう）(1)

概要
第 3 図のとおり，大型土のうをがれきに見立て，アクセスルートを確保するための時間を作業員 D が異なる規格のホイールローダ 2 台にてそれぞれ 1 回ずつ計測した。がれき撤去検証試験の写真を第 4 図に示す。

50ｍ

10ｍ

3.5ｍ

終了

開始

約 1t 土のう

第3図がれき撤去検証の概念図

第4図

がれき撤去検証の写真

1.0.2－別紙 20－4

(2) 測定結果
ホイールローダによる訓練の結果を以下に示す。
・ホイールローダ①（1 回目）

48.02 秒（3.75km／h）

・ホイールローダ②（2 回目）

48.46 秒（3.71km／h）

5.3

がれき撤去③（模擬がれき：鋼材）(1)

概要
第 5 図のとおり，約 7t の鋼材をがれきに見立て，作業員 E がホイールローダの評価上の最大けん引力（7t）を発揮し，がれきをアクセスルート外へ押し出す動作ができるかを検証した。検証試験の写真を第 6 図に示す。
約 5ｍ

約 3ｍ

開始

約 7t 鋼材
第5図

がれき撤去検証の概念図

1.0.2－別紙 20－5

終了

第6図

(2)

がれき撤去検証の写真

結果
ホイールローダ①により 7t がれきを問題なく撤去できることを確認した。

5.4 土砂撤去(1)

概要
東海第二発電所の T.P.＋11m エリアの崩壊土砂を模擬し（第 7 図），作業員 F，G がホイールローダ①により第 8 図のとおり，車両通行とホース等敷設に必要なアクセスルートの幅員 5.0m 以上を確保するための土砂撤去を行った際の作業時間と撤去土量を計測した。この結果より時間当たりの作業量を算出し，文献に基づき算定した土砂撤去作業量（66m３／h）（別紙（23）参照）が確保されていることを検証した。

1.0.2－別紙 20－6

土砂撤去範囲

1.25m 以上

15m 以上
撤去範囲

崩壊土
15°

約 15°
5m 以上

復旧幅 2.0m 以上

撤去幅 2.5m 以上

第7図

(2)

模擬崩壊土砂検証結果

上記条件に基づき，崩壊土砂の撤去作業の検証結果は以下のとおりである。
作業員

撤去土量

作業時間

F

22.49m３

4 分 51 秒

作業能力
３（m ／h）

目標値

278.22

復旧
道路幅

評価

（参考）
撤去延長

3.65m

○

15.3m

2.90m

○

15.6m

66m３／hG

16.84m３

10 分 11 秒

78.18(3) 検証状況写真
ホイールローダ①において，崩壊土の撤去状況は次のとおりである。

1.0.2－別紙 20－7

撤去作業開始

撤去幅 2.5m 以上

作業完了
第8図

(4)

土砂撤去検証の写真

崩壊土砂撤去作業後の法面勾配の検証

復旧後の切取斜面勾配は，撤去部における崩壊土砂堆積厚さが最大でも 70cm 程度であることから，労働安全衛生規則を参考に 60 度※としている。
復旧法面のイメージを第 9 図に示す。
※ 「労働安全衛生規則」第 356 条において，2m 未満の地山（岩盤，固い粘土以外）の掘削法面勾配は（90 度）であるが，崩壊土砂の撤去は自然地山の掘削ではないため，同規則における 5mの地山（岩盤，固い粘土以外）の掘削面勾配である 60 度とした。
法面勾配
土砂撤去範囲崩壊土15°
復旧幅 2.0m 以上

第9図

復旧法面のイメージ

1.0.2－別紙 20－8

(5)

検証結果

復旧作業の検証試験において復旧後の切取斜面勾配を確認した結果，60 度以上においても形状が保持されていることを確認している。万一，切土法面が崩落しても高さは 70cm 程度であり，2 次的被害は極めて軽微であると予想される。また，ホイールローダによる撤去幅は 2.5m 以上であり，アクセスルート確保のために撤去が必要な幅である 2.0m よりも広く撤去するため問題はないと考える。検証結果を第10 図に示す。

作業員

切取斜面勾配
（°）

F

74.05

G

54.46

平均

64.26

第 10 図検証結果

5.5 道路段差復旧(1)

概要
東海第二発電所に「段差復旧」用として配備している土のうを，第 11 図のように配置して，1 箇所 20 ㎝の段差を復旧する。段差復旧は，作業員 H，I，J より
2 人 1 組で 3 回実施した。段差復旧前後の写真を第 12 図に示す。

1.0.2－別紙 20－9

模擬段差
土のう
段差20cm

第 11 図段差復旧検証の概念図【模擬段差】【段差解消後】第 12 図(2)

段差復旧前後の写真

測定結果
土のうによる段差復旧の検証結果を第 1 表に示す。

第1表
作業員
H 及び I
H 及び J
I 及び J

段差解消検証結果

所要時間
198 秒（3 分 18 秒）
257 秒（4 分 17 秒）
198 秒（3 分 18 秒）

1.0.2－別紙 20－10

土のう使用数
27 袋
24 袋
24 袋

6.

検証結果（補足説明資料（4）参照）(1)

ホイールローダによるがれき撤去は，別紙 23 のサイクルタイム算出より 12m／30 秒（約 1.44km／h）で評価しているが，それ以上の速度で実施できることを確認した。また，アクセスルート上にがれきが堆積した場合においても，ホイー
ルローダが最大けん引力を発揮してがれき撤去作業を実施できることを確認した。

(2)

不等沈下については事前対策を行うものの，万一，段差が発生した場合においても，5 分以内で作業を実施できることを確認した。

1.0.2－別紙 20－11

別紙（21）
車両走行性能の検証について

1.

概要
可搬型設備のうち大型車両を対象として，段差復旧前及び復旧後の走行性能について検証を行った。

2.

検証結果

ａ．段差復旧前・段差復旧前の走行性能については，配備済み車両のうち重量が最も大きい中型ポンプ用送水ホース展張車を代表として検証する。
・検証の結果，中型ポンプ用送水ホース展張車は約 16cm の段差の走行が可能であることを確認した。

ｂ．段差復旧後・段差復旧後の走行性能については，配備済み車両のうち重量が最も大きい中型ポンプ用送水ホース展張車を代表として検証する。
・検証の結果，中型ポンプ用送水ホース展張車は約 20cm の段差を土のうにて復旧した箇所の走行が可能であることを確認した。

1.0.2－別紙 21－1

3. 検証状況写真
段差復旧前後の走行性の検証状況写真を第 1 図に示す。

○段差【乗越え検証用段差】

16cm【段差復旧検証用段差】

20cm

段差復旧後

段差復旧前

第1図

乗越え検証試験状況（1／2）

1.0.2－別紙 21－2

●段差復旧前（16cm の段差乗越え）

第1図●段差復旧後（20cm の段差を土のうにて解消後の乗越え）】

乗越え検証試験状況（2／2）

1.0.2－別紙 21－3

別紙（22）
屋外アクセスルートにおける地震後の被害想定（一覧）について

第 1 図に地震後の屋外アクセスルートの被害想定（一覧）を示す。

第 1 図 屋外アクセスルートにおける地震後の被害想定（一覧）

1.0.2－別紙 22－1

別紙（23）
がれき及び土砂撤去時のホイールローダ作業量及び復旧時間について

1.

作業体制
作業要員 2 名（アクセスルート確保要員）

2.

ホイールローダ仕様○最大けん引力：7t（けん引力 8.8t×アスファルト摩擦係数 0.8）
○バケット全幅：2.5m○走行速度（1 速の走行速度の 1／2）：前進 1.1m／s（4.0km／h）
後進 1.1m／s（4.0km／h）

3.
(1)

がれき撤去速度の算出
がれき条件
建屋倒壊がれきの中で最もがれき総量が多い「屋内開閉所（想定がれき
量：215kg／m２ ）」の条件を基準として評価を実施する。

(2)

撤去方法（第 1 図参照）
・アクセスルート上に堆積したがれきをホイールローダで道路脇へ 1m
押し出し撤去する。
・1 回の押出し可能量を 7t とし，7t のがれきを集積し，道路脇へ押し出す作業を 1 サイクルとして繰り返す。
・バケット幅が 2.5m であることから，5.0m の道幅を確保するために，2台のホイールローダで作業を行う。なお，車両による速度の差はないため，1 台分の時間を評価の対象とする。
1.0.2－別紙 23－1

2.5m

2.5m

5.0m
（アクセスルート）

1.0m

1.0m

第1図

撤去方法イメージ図・1 サイクルで重機にて撤去可能ながれき面積7t（けん引力）÷215kg／m２ （想定がれき量）≒32.55m２
・各区画での撤去面積と走行距離（第 2 図参照）
① →②の撤去範囲（前サイクルの取残し部の面積，距離）：1.35m２ ，2.5m② →③の撤去範囲（直進部の面積，距離）：23.79m ２ ，9.5m③ →④の撤去範囲（旋回部の面積，距離）：4.91m ２ ，2.0m④ →⑤の撤去範囲（押出し部の面積，距離）：2.5m２ ，1.0m①～⑤の面積合計 32.55 m２ ＝撤去可能面積 32.55 m２

1.0.2－別紙 23－2

(3)1 サイクル当りの作業時間
走行速度前進（1.1m／s，後進 1.1m／s）で作業すると仮定して，・A：押出し（①→②→③→④→⑤）：15.0m÷1.1m／s≒14 秒
・B：ギア切替え：6 秒
・C：後進：（⑤→④→③）：3.0m÷1.1m／s＝2.73 秒≒3 秒
・D：ギア切替え：6 秒
1 サイクル当たりの作業時間（A＋B＋C＋D）＝14 秒＋6 秒＋3 秒＋6 秒＝29 秒≒30 秒

①

②

2.5m

2.5m

③

9.5m
2.0m

1.0m

④

⑤

＜各区間での撤去面積の算出＞
・①～②の撤去面積（前サイクルでの取残し部の面積）＝2.5m×2.5m－2.5m×2.5m×π×90／360≒1.35m２
・③～④の撤去面積（旋回部の面積）＝2.5m×2.5m×π×90／360≒4.91m２
・④～⑤の撤去面積（押出し部の面積）＝1.0m×2.5m＝2.5m２
・②～③の撤去面積（直進部の面積）＝1回の撤去可能面積m２ －取残し部面積m２ －旋回部面積m２ －押出部面積m２＝32.55 m２ －1.35m２ －4.91m２ －2.5m２ ＝23.79m２＜各区間での撤去距離の算出＞
・①～②の撤去距離（バケット幅の長さと同等）＝2.5m
・②～③の撤去距離（直進部の距離m）＝直進部の面積m２ ／バケット幅m＝23.79 m２ ／2.5m＝9.516m≒9.5m
・③～④の撤去距離（旋回部の距離m）＝バケット幅2.5m／2×2×π×90／360≒2.0m
・④～⑤の撤去距離（押出し部の距離）＝1.0m
・①～⑤の合計距離＝2.5m＋9.5m＋2.0m＋1.0m＝15.0m

第2図がれき撤去のサイクル図

1.0.2－別紙 23－3

(4)1 サイクル当りの撤去延長
取残し部①～②の距離＋直進部②～③の距離＝2.5m＋9.5m＝12.0m(5)

がれき撤去速度
1 サイクル（前進距離：2.5＋9.5＝12.0m）の所要時間が約 30 秒である
ため，がれき撤去のサイクルタイムを 30 秒／12m（約 1.44km／h）と設定
する。

4.
(1)

土砂撤去の作業量の算出
撤去方法（第 3 図参照）
・アクセスルート上に流入した土砂を押土，集積し，道路脇に撤去する。
・1 サイクルの作業は，道路上①と②の区間の土砂を押土，集積し，③の区間を走行しアクセスルート外へ土砂を撤去する。
・１回の押出し可能量をバケット容量の 2m３ とし，2m３ の土砂を集積し，道路脇へ押し出す作業を 1 サイクルとして繰り返す。

(2)

各区間での撤去土量と走行距離（第 3 図参照）
・区間①（前サイクルの取残し部の土量，距離）：0.42m ３ ，2.5m
・区間②（旋回部の土量，距離）：1.53m３ ，2.0m
・区間③（押出し部の距離）：4.0m①＋②の土量合計 1.95 m３ ＜ バケット容量 2m３

1.0.2－別紙 23－4

2.0m

2.0m

③

4.0m

③

第3図

土砂撤去のサイクル図

・1 サイクル当りの移動距離は，(3)

押出し（①→②→③）

：

8.5m

後進（③→②）：6.0m

作業量算出のための撤去想定（第 4 図参照）
第 4 図に，崩壊土砂の撤去想定範囲と撤去土量等を示す。

1.0.2－別紙 23－5

2.5m

②

4.0m

5.0m
（アクセスルート）

2.5m

2.0m

① 2.5m

②

1.0m

3.0m

① 2.5m

撤去断面積撤去長（奥行）162m

ルート外押し出し・撤去断面積の平均高さ
0.78125m２ ÷2.5m＝0.3125m

5m（アクセスルート）
0.625m3.0m

2.5m

・撤去断面積（黄色部）の算出
底辺 2.5m×高さ 0.625m÷2＝0.78125m２

1.0m＜各区間での除去面積の算出＞
・区間①の撤去面積（前サイクルでの取残し部の面積）＝2.5m×2.5m－2.5m×2.5m×π×90／360≒1.35m２
区間①の撤去土量（前サイクルでの取残し部の土量）＝1.35m２ ×0.3125m≒0.42m３
・区間②の撤去面積（旋回部の面積）＝2.5m×2.5m×π×90／360≒4.91m２
区間②の撤去土量（旋回部の土量）＝4.91m２ ×0.3125m≒1.53m３＜各区間での撤去距離の算出＞
・区間①の撤去距離（バケット幅の長さと同等）＝2.5m
・区間②の撤去距離（旋回部の距離）＝バケット幅2.5m／2×2×π×90／360≒2.0m
・区間③の撤去距離（押出し部の距離）＝3.0m（ルート内押出し）＋1.0m（ルート外押出し）＝4.0m

第4図

5.

崩壊土砂の撤去想定断面図

土砂撤去作業量算定結果
当該作業におけるホイールローダの作業量を決定するに当たり，第 1 表に示す 3 つの図書を参考に作業量を算定し，そのうち，作業量が保守的である「土木工事積算基準」の作業量を採用した。
作業量及びサイクルタイム算定におけるパラメータの考え方を第 2 表及び第 3 表に示す

第1表

各参考図書におけるホイールローダの作業量

参考図書

ダム工事積算の解説
編纂／財団法人ダム技術センター
平成 12 年度版

土木工事積算基準
国土交通省監修
平成 28 年度版

道路土工 施工指針
社団法人日本道路協会
昭和 61 年 11 月改定版
（平成 12 年第 19 刷発行）

図書に提示されている重機の規格（バケッ
ト容量）

3.1m３ ～10.3m ３ 級

1.9m３ ～2.1m ３ 級

1.0m３ ～2.1m ３ 級

作業量67m３ ／h66m３ ／h

72m３ ／h1.0.2－別紙 23－6

第2表
項目

作業量Ｑ
算定式

ダム工事積算の解説

1.0.2－別紙 23－7

バケット係数K

土木工事積算基準

Q＝3,600×q×f×E／Cm
ここに Q：運転時間当たり作業量（m３／h）
q：１サイクル当たりの積込量（m３）f：土量換算係数
E：作業効率
Cm：サイクルタイム（sec）
67m３／h

作業量Ｑ
バケット容量qo

作業量算定におけるパラメータの考え方

66m３／h

道路土工 施工指針
Q＝3,600×qo×K×f×E／Cm
ここに Q：運転時間当たり作業量（m３／h）
qo：バケット容量（m３）K：バケット係数f：土量換算係数
E：作業効率
Cm：サイクルタイム（sec）
72m３／hカタログ値から設定【採用値：2.0m３】
文献の表を参考に算出

一度切り崩された崩壊土であり，不規則な空げきを生じにくくバケットに入りやすいものであることから，土質（普通土・砂質土）に応じた上限値を採用【採用値：0.900】―【採用値：0.829】―

１サイクル当たりの作積込量 qq=qo×K

土量換算係数f

崩壊土砂（ほぐした土量）を作業の対象としており，土量変化率は L／L=1.0

作業効率
E
サイクルタイム
Cm

q=0.84×qo－0.03
３【採用値：1.658m 】―
３【採用値：1.65m 】―【採用値：1.0m３】
不等沈下による路盤状況を勘案し，土質（普通土・砂質土）に応じた最も保守的な値を採用【採用値：0.45】【採用値：0.45】

ホイール型の値を採用【採用値：40sec】【採用値：0.4】
文献の算定式より算出【採用値：40sec】【採用値：36sec】

第3表
項目

ダム工事積算の解説

サイクルタイム算定におけるパラメータの考え方
土木工事積算基準

道路土工 施工指針

1.0.2－別紙 23－8

サイクルタイム
Cm 算定式

所要時間は，土質にかかわらずクローラ型とホイール型により決定

Cm＝mL＋t１＋t２
ここに Cm：トラクタショベルのサイクルタイム（sec）
m：トラクタショベルの足回りによる係数（m／sec）
L： 片道運搬距離（m）
t１：すくい上げ時間（sec）
t２：積込み，ギヤの入換え，段取りなどに要する時間（sec）
Cm：サイクルタイム（sec）

サイクルタイム
Cm

40sec

36sec

運搬距離
L

－

足回り係数
m

－

すくい上げ時間t１－

積込み他時間t２

片道運搬距離 L：第 3 図 土砂撤去のサイクル図の押出し距離より【採用値：8.5m】
ホイール型を採用【採用値：1.8m／sec】
東海第二発電所の土砂撤去作業において，すくい上げ動作は想定されないため，t１のすくい上げ時間は考慮しない【採用値：0sec】－

運搬重機への積込みはないが，土砂をアクセスルート外へ押出し後，撤去操作が必要なため，保守的に最大値を採用【採用値：20sec】

別紙（24）
屋外アクセスルートの復旧計画について

1.

土砂の流出箇所について・アクセスルートの土砂流出による被害想定について，崩壊土砂の堆積形状を推定した上で，車両の通行及びホース等敷設に必要な幅員（5.0m）を確保可能か評価した。
・地震時の復旧により通路が確保可能なアクセスルートとして選定されたルート上の堆積土砂については，土砂を撤去するために必要な要員を確保することとして，復旧に要する時間を評価した。
・溢水範囲は崩壊土砂の影響範囲にも及んでいるが，アクセスルートが過渡的に約50cmの浸水深となる多目的タンク前であっても数分程度で可搬型設
備がアクセス可能であることから，事故対応のためのアクセスルート確保
及び作業実施に影響はない（別紙（19）参照）。
崩壊土砂の復旧箇所を第1図，土砂撤去に要する時間を第1表に示す。

1.0.2－別紙 24－1

第1図

崩壊土砂の復旧箇所

1.0.2－別紙 24－2

第1表

土砂撤去に要する時間

平面図

断面図

6.0m
T.P.＋11m
3.0m

撤去範囲
H
T.P.＋8m

1.0.2－別紙 24－3

6.0m
2.0H

0.67m

Ａ―Ａ’ 断面図

2.0m

撤去範囲拡大図

土量算定
３

土量（m ）＝復旧延長×撤去断面積＝162m×0.67m２＝109m３

崩壊土砂撤去に要する時間
時間（分）＝土量÷ホイールローダ作業量＝109m３÷（66m３／h×2 台※）×60＝49.6 ≒ 50 分
※ 当該箇所はホイールローダ 2 台で復旧を行う

A＝0.67m２

別紙（25）
保管場所及び屋外アクセスルート等の点検について

保管場所，屋外アクセスルート及びそれらの周辺斜面並びに排水路等について，以下に示すように定期的に土木及び建築専門技術者による点検を行い，健全性を確認する。また，台風，地震，大雨，強風，津波等が発生した場合には，
土木及び建築専門技術者による臨時点検を行い，必要に応じて補修工事を実施する。
屋外アクセスルートについては，復旧が可能な重機や土のう等の資機材をあらかじめ備えており（別紙（20）），屋外アクセスルートの性能が維持できる運用を整えている。また，排水路については，設計基準としての降水量（127.5mm／h）に対し，降水が敷地内に滞留しないような設計としていることから，屋外アクセスルートのアクセス性に支障がないことを確認した（別紙（2））。
第 1 図に保管場所及びアクセスルートの配置を示す。

○保管場所：外観目視点検を 1 回／年○アクセスルート：外観目視点検を 1 回／年○保管場所及びアクセスルート周辺斜面：外観目視点検を 1 回／年○排水路：外観目視点検を 1 回／年

1.0.2－別紙 25－1

第1図

保管場所及びアクセスルート

1.0.2－別紙 25－2

別紙（26）
防潮堤内他施設等の同時被災時におけるアクセスルートへの影響について

1.

はじめに
東海第二発電所（以下「東二」という。）の原子炉及び使用済燃料プール（以下「原子炉等」という。）において重大事故等が発生した場合に，東二と一部敷地を共有し同じ防潮堤内の敷地に設置している東海発電所（廃止措置
中，核燃料搬出済み。）においても建屋損壊，機器損傷，火災等が発生すると想定し，これらの事象が発生した場合でも東二重大事故等対応が成立する
ことを確認する。防潮堤内施設の概略配置図を第1図に示す。
また，東二敷地内に設置している使用済燃料乾式貯蔵設備 ※ （以下「貯蔵設備」という。）についても，東二の原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等による使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「貯蔵建屋」という。）への影響及び貯蔵設備が東二の原子炉等の重大事故等対応に与える影響を検討する。
※

貯蔵設備は，貯蔵建屋，貯蔵建屋に付随する設備（天井クレーン等），使用済燃料乾式貯蔵容器（以下「貯蔵容器」という。），貯蔵容器支持構造
物及び監視装置で構成される。

2.

東海発電所からの影響

2.1

想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東海発電所は全ての核燃料を搬出済みであり，重大事故等が発生する可能性はないが，東二で重大事故等が発生した場合に，東二の重大事故等対応に影響を与える可能性のある東海発電所で同時に発生する事象としては，基準地震動
Ｓ Ｓ 又は基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地遡上津波」という。）
1.0.2－別紙 26－1

による建屋倒壊，建屋内機器の損壊，屋外施設の損壊，建屋内機器及び屋外施設の火災等が考えられる。
東海発電所において発生が想定される事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性を検討した結果を第1表に示す。

2.2

作業環境による影響評価
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋及びその他各建屋が設置されている

敷地は東二敷地に隣接しており，また，東二重大事故等対応を行うためのアクセスルートの一部は，東海発電所の敷地周辺に設定されている。これらの位置関係を第1図に示す。
東海発電所については，全ての核燃料を搬出済みで廃止措置工事中であるが，2018年3月現在，原子炉構造物の解体は未着手であり，原子炉圧力容器内には黒鉛（総数：30,000本，総重量：約1,600t）が保管されている。また，一部の黒鉛スリーブは燃料取扱建屋（黒鉛スリーブ貯蔵庫（C1バンカ）内，総重量：約530t）及び使用済燃料取扱建屋（黒鉛スリーブ貯蔵庫（C2バンカ）内，総重量：約280t）に保管されている。これらの位置関係を第2図に示す。
原子炉と4基の蒸気発生器を接続するガスダクト（一次系配管）は，高温側及び低温側の両ガスダクトともに蒸気発生器の手前（8箇所）にて閉止されており，原子炉内は隔離された状態にある。
第1表のとおり，東海発電所の建屋倒壊による，東二の原子炉建屋構造への影響及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートへの影響について以下に確認した。

(1)

基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波による影響に関する評価
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋及びその他各建屋は，東二原子炉

1.0.2－別紙 26－2

建屋及びその他重大事故等に係る設備から約100m以上離れている。このため，
仮に建屋が損壊しても東二原子炉建屋の構造に影響しない。
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋，その他の各建屋及び固化処理建屋並びに幾つかの屋外施設（変圧器等）は，東二重大事故等対処設備へのア
クセスルート（最も近い場所）に近い場所に位置している。仮にこれらの建屋及び機器が損壊した場合には発生したがれきや機器等によりアクセスル
ートへの限定的な影響が考えられるため，保有している重機（ホイールロー
ダ）を用いてがれきを撤去するなどの対応により，アクセスルートを確保する。
なお，東海発電所の原子炉建屋頂部に設置している排気筒については，仮に損壊しても，東二の原子炉建屋への構造に影響しないように，短尺化する。

(2)

放射線環境に関する評価(1)において東二原子炉建屋への離隔距離が近い東海発電所の各建屋が仮に倒壊した場合，及び東海発電所の建屋内機器の損壊による東二重大事故等対応への影響を，放射線環境の観点から検討した。
なお，本項にて評価した事象のうち，黒鉛の流出，黒鉛の火災及び高性能粒子フィルタの破損の各事故の発生時における検討においては，東海発電所
廃止措置計画認可申請書（平成23年度申請）に記載されている敷地境界の線
量場に影響する可能性のある事故の選定の考え方を参考に，さらに保守的な条件を設定してアクセスルートへの線量影響を評価した。
(ⅰ)

建屋の損壊による線量影響
東海発電所の各建屋の線量率分布については，燃料取扱建屋，使用済燃料冷却池建屋，放射性廃液処理建屋，固化処理建屋及びチェックポイント
建屋の一部に高線量率の範囲があるが，最高でも約0.15mSv／hであり，仮1.0.2－別紙 26－3

に，建屋が損壊して放射線影響を与える建屋構造物や物品が流出しても，
東二重大事故等対応及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートに対する放射線環境による影響はない。
(ⅱ)

原子炉容器内に貯蔵されている黒鉛による線量影響
東海発電所の建屋内の各機器（原子炉内の保管物，原子炉内構造物を含む。）のうち，放射能量が多く，放射性物質の飛散による線量場への影響が想定されるものとして，建屋の損壊による黒鉛及び原子炉容器内
構造物の露出，黒鉛の流出及び燃焼が考えられる。
原子炉容器内に貯蔵されている黒鉛は，原子炉容器内において拘束シリ
ンダー及びカバープレートで固定されており，原子炉容器で密閉化されている。さらに，一次生体遮蔽壁，二次生体遮蔽壁及び原子炉建屋にて覆われている。このように黒鉛は多数の容器及び壁等によって覆われていることから，基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波によっても原子炉建屋外に流出することはない。
また，重大事故等時における東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の影響について(1.0.16)に示すように，黒鉛は着火しないことから黒鉛の火災は発生しない。仮に，黒鉛の火災が発生しても，黒鉛は燃焼の持続性がないことから，大量の放射能が建屋外に飛散することはない。
仮に，原子炉容器，一次生体遮蔽壁，二次生体遮蔽壁及び原子炉建屋が全て損壊した場合には，アクセスルートに対して線量影響を生じることが考えられる。この場合においても，アクセスルートの線量率は，建屋が全て倒壊すると保守的に評価しても，直接ガンマ線による線量率は0.02mSv／h，スカイシャインによる線量率は0.005mSv／hと評価される。いずれの線量率においても，東二の重大事故等対応に影響を及ぼすものではない。
(ⅲ)

各建屋に保管されている黒鉛及び放射性廃棄物による線量影響

1.0.2－別紙 26－4

破砕した黒鉛は，燃料取扱建屋（黒鉛スリーブ貯蔵庫（C1バンカ））
及び使用済燃料貯蔵池建屋（黒鉛スリーブ貯蔵庫（C2バンカ））に保管されている。C1バンカ及びC2バンカは1200mm以上の厚さの密閉型鉄筋コンクリートピットである。また，C1バンカの一部は燃料取扱建屋の地面
高さ（T.P.＋8m）より低く設置されている。これより，これらのバンカが基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地に遡上する津波により大規模に損壊することなく，放射性物質が流出した場合でもその範囲は限定的であることから，
ホイールローダ等を用いた放射性物質の除去や別のアクセスルートの通行により，東二重大事故等対応は影響を受けない。
燃料付属品等の放射性廃棄物は，燃料取扱建屋（燃料スワラー貯蔵庫（Dバンカ），固体廃棄物貯蔵庫（Eバンカ））及び使用済燃料貯蔵池建屋（黒鉛スリーブ貯蔵庫（C2バンカ），燃料スプリッタ貯蔵庫（H1バン
カ，H2バンカ，H3バンカ））に保管されている。これらのバンカは屋外とは750mm厚さ以上の密閉型鉄筋コンクリートピットである。また，Dバ
ンカ及びEバンカの一部は燃料取扱建屋の地面高さ（T.P.＋8m）より低く設置されている。これより，これらのバンカが基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地に遡上する津波により大規模に損壊することはなく，放射性物質が流出した場合でもその範囲は限定的であることから，ホイールローダ等を用いた放射性物質の除去や別のアクセスルートの通行により，東二重大事
故等対応は影響を受けない。
建屋の全てのバンカが大規模に損壊することを想定した保守的な条件においても，最も近いアクセスルートの線量率は直接ガンマ線による線量率で，燃料取扱建屋あるいは使用済燃料取扱建屋の損壊時において，各々0.003mSv／h及び0.01mSv／h，スカイシャインによる線量率は各々0.01mSv／h及び0.008mSv／hと評価される。いずれの線量率においても，

1.0.2－別紙 26－5

東二の重大事故等対応に影響を及ぼすものではない。
(ⅳ)

原子炉建屋内の高性能粒子フィルタの損壊による線量影響
高性能粒子フィルタを有する生体遮蔽冷却空気系は，原子炉容器内及びこれに接続する系統の差圧を管理しながら同系統の冷却及び排出空気の浄化を行う。抽出した空気を高性能粒子フィルタにより浄化した後に排気筒から放出する。
仮に，多量の放射性物質（粉じん）を捕捉した高性能粒子フィルタが破損した場合には，放射性物質が飛散することが想定されるため，災害対策要員の被ばくに伴う東二重大事故等対応に及ぼす影響を以下に評価する。
放射性物質の飛散の計算にあたっては，最も保守的な条件として，廃止措置工事において最も放射能量の高い原子炉内構造物を切断処理する
際に発生する放射性物質（粉じん）を最大量捕捉した高性能粒子フィル
タが，何らかの原因で破損して原子炉建屋から放射性物質（粉じん）が飛散し，アクセスルート上の災害対策要員が放射性物質（粉じん）を取り込むことを想定する。
この保守的な条件においても災害対策要員の被ばく量は約2.8mSvと算出されるため，本事象が発生しても東二重大事故等対応は影響を受けない。
以上より，東二重大事故等と本事象が同時発生した場合には，東二重大事故等の対応を優先する。その後，東二重大事故等の対応状況に応じて，東二の災害対策要員と兼務である東海発電所の災害対策要員が本事象の対応を行う。
なお，東海発電所の廃止措置工事によるアクセスルートの線量率への影響の可能性がある事象として，解体廃棄物の保管場所（固体廃棄物貯蔵庫）へ

1.0.2－別紙 26－6

の搬送中に，容器不具合等による非管理区域での放射性物質の流出によりア
クセスルートの線量率が上昇することが考えられる。しかし，この事象においては，放射性物質の流出範囲が限定的であることから，ホイールローダ等を用いた放射性物質の除去や別のアクセスルートの通行により，この事象が発生しても東二重大事故等対応は影響を受けない。
（1）及び（2）の検討結果より，基準地震動Ｓ Ｓ により東海発電所の建屋が仮に損壊しても，離隔距離の観点から，東二原子炉建屋の構造に影響を及ぼすことはなく，また，東二の重大事故等対応に支障を来すことはない。
また，敷地遡上津波により東海発電所の屋外施設が流出しても，東二重大事故等対処対応に係るアクセスルートに対する影響も限定的であり，保有している重機を用いてがれき等を撤去することにより，東二重大事故等対応に支障を来すことはない。
更に，基準地震動Ｓ Ｓ や敷地遡上津波により東海発電所の炉内構造物や建屋が仮に損壊しても，原子炉圧力容器内に貯蔵されている黒鉛及び各建屋に保管されている黒鉛及び放射性廃棄物による線量影響，また,高性能粒子フィルタの破損による放射性物質（粉じん）の飛散による東二災害対策要員の被ばく量は，東二重大事故等対応に影響を及ぼさない。

3.

使用済燃料乾式貯蔵設備からの影響

3.1

東二原子炉等との同時被災時の貯蔵設備への影響
原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等により，貯蔵設備が同時に被災するような場合の影響として，貯蔵容器の安全機能（除熱機能，密封機能，遮蔽機能及び臨界防止機能）の喪失が考えられる。そこで，原子炉等との同時被災により貯蔵容器に影響を与えると考えられる自然現象
等と，それらによる貯蔵容器への影響を以下のとおり検討した。

1.0.2－別紙 26－7

地震については，基準地震動Ｓ Ｓ による貯蔵建屋の損壊や貯蔵容器の転倒は発生せず，貯蔵容器の安全機能への影響はないことを確認している。また，その他の自然現象（地震及び津波を除く），外部人為事象，内部火災及び内部溢水が発生しても貯蔵容器の安全機能に影響はない。
以上から，貯蔵容器に影響を与えると考えられる事象として，敷地遡上津波を想定した。
敷地に遡上する津波による，浸水量評価の解析結果に余裕を考慮しても，給気口がある貯蔵建屋長壁面の最大浸水深は4mであり，地上4.6mの高さに設けられた給気口からは浸入しないものの，大物搬入口扉と床面の隙間等から貯蔵建
屋内に浸入する可能性がある。また，貯蔵建屋への津波波力の作用，貯蔵建屋
への漂流物の衝突の可能性はあるが，貯蔵建屋が損壊することはない。貯蔵建
屋内への津波による浸水により，貯蔵建屋内の部材が漂流物となる可能性はあるが漂流物が貯蔵容器に衝突しても密封機能に影響はない。さらに，保守的に貯蔵容器の水没を仮定しても密封機能への影響はない。
貯蔵建屋が健全で給排気口による空気の自然対流が確保されるため，貯蔵容器の安全機能のうち，除熱機能は確保される。貯蔵容器の形状が維持されるため，密封境界も遮蔽材も健全であり，密封機能及び遮蔽機能は確保される。貯蔵容器内部のバスケット（仕切板）の形状が維持されるため，臨界防止機能は確保される。
以上から，原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現
象等によって貯蔵設備が同時に被災する場合においても，貯蔵容器の安全機能に影響を与えないことを確認した。
さらに，敷地遡上津波によって貯蔵設備が原子炉建屋に与える影響を評価した結果，敷地遡上津波によって貯蔵建屋部材が損壊し，外部への流出物が生じた場合でも，発生した流出物による影響はないことを確認した。

1.0.2－別紙 26－8

3.2

貯蔵設備が東二重大事故等対応に影響を与える影響と影響評価
3.1より，東海発電所及び貯蔵設備が東二原子炉等と同時に被災しても，東二重大事故等の対応について影響を与えないことを確認した。

4.

東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等による影響評価

4.1

想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東二と同じ敷地内において，東海発電所では廃止措置作業を行っている。

東海発電所の廃止措置作業が東二重大事故等対応に影響を与える可能性を検討した結果を第2表に示す。

4.2

作業環境による影響評価
東海発電所の廃止措置作業に用いる資機材（クレーン，ユニック車，トラック等）は，基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波により容易に転倒しないように設置し，また，資機材及び廃材（鉄骨等）等が荷崩れしないように固縛する。仮に，基準地震動Ｓ Ｓ により資機材及び廃材等が転倒又は荷崩れした場
合でも，屋外の重大事故等対処設備を損壊させない位置及びアクセスルートに必要な通行幅5mを確保できる位置に配置する。特に，クレーンについては，作業により一時的にアームを伸ばした状態で転倒した場合にアクセスルート
として必要な通行幅5mを確保できない場合は，複数のアクセスルートのうち通行可能なルートを使用する。
また，東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等は，敷地に遡上する津波によるアクセスルートへの影響を回避するため，資機材について
は，使用時以外はアクセスルートからできるだけ離れた場所に保管し，廃材もアクセスルートからできるだけ離れた場所に保管する。仮に，資機材及び廃材が流出してアクセスルートへの影響が確認された場合には，保有してい1.0.2－別紙 26－9

る重機（ホイールローダ）を用いて資機材及び廃材等を撤去することでアクセスルートを確保する。
さらに，東海発電所の廃止措置作業に用いる資機材は，竜巻により容易に転倒しないように設置し，また，資機材及び廃材等が荷崩れしないように固縛する。あるいは建屋内に収納又は敷地外から搬出する。仮に，竜巻により資機材及び廃材等が転倒又は荷崩れした場合は，発生したがれき等によりア
クセスルートへの限定的な影響が考えられるため，保有している重機（ホイールローダ）を用いてがれき等を撤去することで，アクセスルートを確保する。
さらに，竜巻の襲来が予想される場合には，速やかに作業を中断するとともに，建屋搬入口の閉止，クレーンのアームを降ろす，資機材及び廃材については想定（設計）竜巻飛来物以外の物が飛来物とならないように固縛，ネット敷設等，車両については退避，固縛等の必要な措置を講じる。

4.3

運用対策の実施
東二重大事故等対応に影響を与えないためには，上記4.2に記載した東海発電所の廃止措置作業で使用する資機材又は発生する廃材に対する運用管理が必要である。これらの運用管理については，確実に実施するために手順として原子炉施設保安規定に規定し，ＱＭＳ規程に基づき実施する。

5.

評価結果
上記2～4の評価及び対策により，東海発電所及び貯蔵設備が東二原子炉等と同時に被災しても，東二重大事故等の対応については影響を与えないことを確認した。

1.0.2－別紙 26－10

第1表

東海発電所における想定事象と可能性のある影響

作業 環境

影響評価項目
物的
損壊
影響
流出物

間接的
影響

資源
※

想定事象
可能性のある影響
・基準地震動Ｓ Ｓ 等による東 ・東海発電所建屋の損壊により東二原子炉建屋の海発電所の建屋損壊
構造に影響を及ぼす。
・敷地に遡上する津波による
東海発電所の屋外施設の流 ・東海発電所の建屋の損壊及び原子炉圧力容器内
出及び各建屋に保管して損壊
・基準地震動Ｓ Ｓ 等による東いる黒鉛の流出により，
海発電所建屋内機器の損壊
屋外の東二重大事故等
火災
・地震等による東海発電所の対処設備が損傷又はア
屋外可燃物施設の損壊によ
クセスルートが通行不り発生する火災
可となる。
溢水， ・地震等による東海発電所の漏えい
屋外タンク（水系，薬品系， ・損壊した建屋（がれき）及び原子炉圧力容器内油系）の損傷により発生すの黒鉛の流出により，線る溢水，漏えい量場が増加し，東二重大事故等対処作業に影響を及ぼす。
・高性能粒子フィルタの破損により捕捉された放射性物質（粉じん）の飛散によって，災害対策要員の被ばく量が著しく上昇し，東二重大事項等
対応に影響を及ぼす。
・東海発電所で発生する火災 ・原子炉内の黒鉛の燃焼及※びその他施設の火災により，東二重大事故等対応に必要な資源（要員，
資機材，水源，電源）が確保不可となる。

東海発電所は核燃料が全て搬出済みであるため，全交流動力電源喪失，使用済燃料冷却池
スロッシング，使用済燃料冷却池崩壊熱除去機能喪失，使用済燃料冷却池漏えい，核燃料
露出（高線量場発生）は想定事象に含めない。

1.0.2－別紙 26－11

第2表

東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等に関する想定事象と可能性のある影響

作業 環境

影響評価項目
想定事象
可能性のある影響
物的損壊・基準地震動Ｓ Ｓ 等による東 ・屋外の東二重大事故等
影響流出物
海発電所廃止措置作業に対処設備が損傷又は用いる機材（クレーン等） ア ク セ ス ル ー ト が 通の転倒又は資材・廃材（鉄行不可となる。
骨等）の荷崩れ・敷地に遡上する津波による東海発電所廃止措置作業に用いる機材（クレーン・廃材（鉄骨等）の流出
・竜巻による東海発電所廃止措置作業で使用する資機材及び発生する廃材等の転倒，荷崩れ，飛来1.0.2－別紙 26－12

第1図

東二原子炉建屋と重大事故等対応に必要な屋外の重大事故等対処設備，
アクセスルート，東海発電所及び貯蔵設備との位置関係

1.0.2－別紙 26－13

第2図

東海発電所

各建屋とバンカの位置関係

1.0.2－別紙 26－14

別紙（27）
資機材設置後の作業成立性について

重大事故等対処設備である可搬型代替注水大型ポンプ等を用いて，原子炉への注水や使用済燃料プールへの注水等を行う。
可搬型代替注水大型ポンプは，水源である代替淡水貯槽やＳＡ用海水ピットの近傍に設置し，接続先までアクセスルート上にホース等を敷設する。
そのため，敷設したホースが可搬型設備のアクセス性に支障が出ないように，ホースブリッジ等の資機材を確保・設置する。
今後，配備予定のホースブリッジ及び車両通行概要図を第 1 図に示す。

ホース

第1図

ホースブリッジ

ホースブリッジ及び車両通行概要図

1.0.2－別紙 27－1

別紙（28）
アクセスルート通行時における照明及び通信連絡手段について

アクセスルート通行時における照明及び通信連絡手段については，第 1 図～第 3
図に示すような設備を確保する。

ランタン

LED ライト
第1図

ヘッドライト

可搬型照明

また，耐震性はないが停電時に使用可能な蓄電池内蔵型照明を建屋内に設置している。
（別紙（30）参照）

第2図

蓄電池内蔵型の照明

1.0.2－別紙 28－1

運転指令設備
送受話器（ページング）

携行型有線通話装置（電話機型）

電力保安通信用電話設備（携帯型）

衛星電話設備（携帯型）
第3図

通信連絡設備

1.0.2－別紙 28－2

無線連絡設備（携帯型）

別紙（29）
屋外での通信機器通話状況の確認について

東海第二発電所構内における屋外での作業や移動中及び発電所構外における要員招集の途中において，通信機器が確実に機能することを以下の方法により確認した。なお，高所に新設するアクセスルートは，通信機器が確実に機能するような対応をとる。

方法：無線連絡設備（可搬型）での通話確認
アクセスルートにおいて，通話が可能であることを確認する。

結果：通信状況は良好であること（不感地帯がないこと）を確認した。

第 1 図に無線連絡設備（可搬型）における通信状況の確認範囲を示す。

1.0.2－別紙 29－1

第1図

無線連絡設備（可搬型）における通信状況の確認範囲

1.0.2－別紙 29－2

別紙（30）
屋内アクセスルートの設定について

屋内アクセスルートは，重大事故等時において必要となる現場活動場所まで
外部事象を想定しても移動が可能であり，また，移動時間を考慮しても要求される時間までに必要な措置を完了させることが重要である。外部事象のうち一番厳しい事象は地震であり，地震起因による火災，溢水，全交流動力電源の喪失を考慮してもアクセスに与える影響がないことを確認し設定する。

1.

屋内アクセスルート設定における考慮事項
屋内での各階層におけるアクセスルートを選定する場合，地震随伴火災のおそれがある油内包機器又は水素内包機器 ※１ ，地震随伴内部溢水 ※２ を考慮しても移動可能なアクセスルートをあらかじめ設定する。
また，建屋屋上にアクセスする際は，地震津波以外の自然現象を考慮し，気象状況をあらかじめ確認し必要な措置を講じる。例えば積雪時においては，
事前に除雪を実施し，アクセス性を確保する。
以下に屋内アクセスルートの選定の考え方を示す。
・中央制御室から原子炉棟，付属棟（廃棄物処理棟）へ移動するルートは，
原子炉建屋内に設定されるアクセスルートを優先して使用することを基本とする。
・火災発生時に優先ルートのアクセス性が阻害された場合は，迂回路を使用する。
・原子炉棟，付属棟（廃棄物処理棟）の各階層を移動するルートは，地震，
火災等の被害により，アクセス性が阻害された場合は，影響の小さいルートを使用し操作場所までアクセスする。
1.0.2－別紙 30－1

・地震随伴内部溢水については，アクセスルートの最大溢水水位を評価した
上で影響を受ける可能性があることを想定し，必要な措置を講じる。
※1

火災源となる機器については，別紙（31）「地震随伴火災源の影響評価について」
参照

※2

2.

内部溢水については，別紙（32）「地震随伴内部溢水の影響評価について」参照

屋内アクセスルートの成立性
技術的能力 1.1～1.19 で整備した重大事故等時において期待する手順について，外部事象による影響を考慮しても屋内に設定したアクセスルートを通行できることを確認した。その結果を第 1 表に整理する。
また，移動経路は第 1 図に示す。また，第 1 図に記した「①～⑧」は第 1
表の屋内アクセスルートに記載のある数字と関連づけがなされている。なお，
第 2 表に，第 1 図中の操作対象箇所における操作対象機器及び操作項目等を示す。

3.

屋外アクセスルートとの関係
重大事故等時は屋内での活動はもとより，可搬型重大事故等対処設備の屋

外での設置作業との連携が重要である。そこで，重大事故等時の屋内現場操作においては，災害対策本部（初動体制）の重大事故等対応要員（運転操作対応）が速やかに屋内へアクセスし，中央制御室に常駐する運転員とともに現場活動を行う必要がある。
上記の重大事故等対応要員（運転操作対応）は，確実かつ速やかに屋内へアクセスする必要があることから，原子炉建屋入口への入域方法等について以下に示す。
また，屋外から直接原子炉建屋入口へ入域するためのアクセスルートを第1.0.2－別紙 30－2

2 図に示す。
運転操作要員は，平日，夜間及び休日（平日の勤務時間帯外）での重大事
故等時において，執務室（事務本館）又は緊急時対策室建屋から速やかに屋内へアクセスする。
停電時においても入域可能な原子炉建屋への入口を 4 箇所設定し，地震発
生時は原子炉建屋西側の 2 箇所から入域する。また，地震に対して多様性を確保するために設定する原子炉建屋南側から入域することも可能である。（第 3 表参照）
原子炉建屋西側からの入域時は，高所に設定する入口を優先して使用する。
原子炉建屋西側に設定される残りの入口を使用する場合は，電源盤が設置される電気室を通過する必要があるため，電気室での火災発生に伴う影響により，アクセスが困難と想定される場合は迂回路にて屋内へ入域する。
（第 3 表参照）
屋内への入域後，事故時の現場作業に備え敷地遡上津波の影響を受けない
中央制御室へ参集又は操作場所へ移動する。（第 3 表参照）
なお，夜間及び休日（平日の勤務時間帯外）において，発電所外から発電所に参集する災害対策要員は，参集先となる緊急時対策所から原子炉建屋内へアクセスする。
その他，重大事故等対処設備を使用する場合には，重大事故等対応要員が緊急時対策所建屋近隣の可搬型設備の保管場所に移動し，可搬型代替注水大型ポンプやタンクローリを準備し各水源や接続口周りでの現場活動に当たることとなる。

1.0.2－別紙 30－3

第1表
条文

1.2
原子炉冷却材圧 力バウ ンダリ高圧時 に発電用 原子炉を冷却するための手 順等※1

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（1／14）対応手段

緊 急 停 止 失 敗時 に発 電 用 原 子 炉 を
未 臨界 にす るた め の手 順等

1.1

東海第二発電所

中央

代替制御棒挿入機能による制御棒
緊急挿入○

再循環系ポンプ停止による原子炉
出力抑制○

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止○

ほう酸水注入○原子炉隔離時冷却系による発電用
原子炉の冷却○

高圧炉心スプレイ系による発電用
原子炉の冷却○

高圧代替注水系の中央制御室からの発電用原子炉の冷却○

高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却○

原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却○代替交流電源設備による原子炉隔
離時冷却系への給電○

代替直流電源設備による原子炉隔
離時冷却系への給電○

ほう酸水注入系による進展抑制（ほう酸水注入）○操作・作業場所
屋内アクセスルート（現場操作①）【中 央 制御 室 → ※1 →(⑥階 段 Ｂ ③)→[③－7]→（③階段Ｂ⑥）→（⑥階段Ｅ⑦）→[⑦－7]】（現場操作②）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ⑧）→［ ⑧ －5］ → （ ⑧ 階 段 Ｆ ⑦） → ［ ⑦ －7］→（⑦階段Ｇ⑧）→［⑧－6］】（現場操作①）【中 央 制御 室 → ※1 →(⑥階 段 Ｂ ③)→[③－7]→（③階段Ｂ⑥）→（⑥階段Ｆ⑧）→[⑧－5]】（現場操作②）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ⑧）→［⑧－5］】【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ②）→［②－4］→［②－5］】

屋外アクセスルート

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4 階
空調機械室入口扉（③－9）

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4 階
空調機械室入口扉（③－9）

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4 階
空調機械室入口扉（③－9）

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2－別紙 30－4

第1表

東海第二発電所

条文

対応手段

1.3

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート

屋外アクセスルート

減圧の自動化

原子炉冷却材圧 力バウ ンダリを減圧 するための手順等

手動操作による減圧○

可搬 型代替直 流 電源 設備 によ る 逃がし安全弁機能回復○

逃が し安全弁 用 可搬 型蓄 電池 に よる逃がし安全弁機能回復○

非常用窒素供給系による窒素確保○

非常 用逃がし 安 全弁 駆動 系に よ る
原子炉減圧

◯

【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ④）→［④－6]→［④－7］→［④－6]→［④－8］→［④－9］→［④－8］】（非常用逃がし安全弁駆動系 A 系の場合）【中央制御室→ ※1 →［⑥－24]→［⑥－25］→［⑥－24]】（非常用逃がし安全弁駆動系 B 系の場合）【中央制御室→ ※1 →［⑥－26］→［⑥－27］→［⑥－26］】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4 階
空調機械室入口扉（③－9）

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4 階
空調機械室入口扉（③－9）

逃がし安全弁の背圧対策

代替直流電源設備による復旧○

代替交流電源設備による復旧◯

炉心 損傷時に お ける 高圧 溶融 物 放出／ 格納容器 雰 囲気 直接 加熱 の 防
止○インターフェイスシステ ム
Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 発 生時 の 対 応※1

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（2／14）

中央制御室からの隔
離操作

○

○

（残留熱除去系注入弁（Ａ）隔離の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ④）→［④－4］】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4 階
空調機械室入口扉（③－9）○（残留熱除去系注入弁（Ｂ）隔離の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥梯子Ａ④）→［④－2］】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4 階
空調機械室入口扉（③－9）

現場での隔離操作

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2－別紙 30－5

第1表
条文

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（3／14）

対応手段

1.4

原子炉冷却材圧 力バウ ンダリ低圧時 に発電用 原子炉を冷却するための手 順等※1

東海第二発電所

中央

残留熱除去系（低 圧注水 系）による発電用原子炉の冷却○

低圧炉心スプレイ 系によ る発電用
原子炉の冷却○

屋外アクセスルート○（原子炉保護系の復旧）【中央制御室→ ※1 →［⑥－20］→［⑥－ 1］ → ［ ⑥ － 5］ → ［ ⑥ － 4］ → （ ⑥ 階段Ｉ⑦）→［⑦－4］→［⑦－5］→（⑦
階段Ｉ⑥）→［⑥－2］→［⑥－3］→［⑥－1］→［⑥－20］→［⑥－5］→［⑥－4］→（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－4］→［⑦－5］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－2］→［⑥－ 1］ → ［ ⑥ － 2］ → ［ ⑥ － 3］ → ［ ⑥ －20］→［⑥－3］】

緊 急 時 対策 所 → Ｃ ／ Ｓ 4 階
空調機械室入口扉（③－9）○（残留熱除去系（Ａ）の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ⑧）→［⑧－4］】

緊 急 時 対策 所 → Ｃ ／ Ｓ 4 階
空調機械室入口扉（③－9）○（残留熱除去系（Ｂ）の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｅ⑧）→［⑧－3］】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4 階空調機械室入口
扉（③－9）○（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した場
合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→ （ ⑤ 階 段 Ａ ④ ） → ［ ④ － 1］ → （ ④ 階段Ａ③）→［③－1］→［③－2］】

・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階 空 調 機械 室 入 口 扉 （ ③ －9）・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○（低圧炉心スプレイ系配管を使用した
場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ④）→［④－5］→［④－3］】

・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階 空 調 機械 室 入 口 扉 （ ③ －9）・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

残留熱除去系（原 子炉停 止時冷却系）による発電用 原子炉 からの除熱

低圧代替注水系（ 常設） による発電用原子炉の冷却操作・作業場所
屋内アクセスルート○

低圧代替注水系（ 可搬型 ）による発電用原子炉の冷却代替交流電源設備 による 残留熱除去系（低圧注水系）の復旧○

代替交流電源設備 による 低圧炉心
スプレイ系の復旧○

低圧代替注水系（ 常設） による残存溶融炉心の冷却◯

低圧代替注水系（ 可搬型 ）による残存溶融炉心の冷却◯

代替循環冷却系に よる残 存溶融炉
心の冷却○

代替交流電源設備 による 残留熱除去系（原子炉停止 時冷却 系）の復
旧○緊 急 時 対策 所 → 西 側 保 管 場
所又は南側保管場所

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2－別紙 30－6

第1表
条文

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（4／14）

対応手段

1.5

最終ヒートシンク へ熱を輸送するための手 順等

1.6

原子炉格納容器内 の冷却等のための手 順等※1

東海第二発電所

中央

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉からの除熱○

残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）による原子炉格納容器内の除熱○残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系）による原子炉格納容器内の除熱○

残留熱除去系海水系による除熱○

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱○

耐圧強化ベント系による原子炉格
納容器内の減圧及び除熱○

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

屋外アクセスルート「1.7 原子炉格納容器の加圧破損を防止するための手順等」による耐圧強化ベント系による原子炉格
納容器内の減圧及び除熱（現場操作）○

緊急用海水系による除熱○

残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系）による原子炉格納容器内の除熱
残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）によるサプレッション・プールの除熱
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却操作・作業場所
屋内アクセスルート（Ｓ／Ｃ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →[⑥－13]】（Ｄ／Ｗ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｑ⑤）→（⑤階段Ｐ④）→（④階段Ｏ③）→（③
階段Ｊ②）→[②－6]】（耐圧強化ベント系一次隔離弁及び二次隔離弁の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ①）→（①階段Ｃ②）→[②－
9]】

○

○

○

○

・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4 階（残留熱除去系（Ａ）を使用した場合）
空調機械室入口扉（③－9）
【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤ 階 段Ａ ④） → （④ 階 段Ａ ③） → ［ ③ ・緊急時対策所→西側保管場－3］→［③－4］→［③－5］→［③－6］】 所又は南側保管場所○（残留熱除去系（Ｂ）を使用した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ⑤）→［⑤ －2］→ ［⑤ －1］→ （⑤ 階 段Ｂ ⑥ ）→［⑥－11］→［⑥－10］】

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却

代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復旧○

代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧○・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4 階
空調機械室入口扉（③－9）
・緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2－別紙 30－7

第1表

東海第二発電所

条文

対応手段

1.7

中央

代替 循 環冷 却 系に よ る原 子 炉格 納
容器内の減圧及び除熱○

交流動力電源が健全である
場合の格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱○格 納容 器 圧 力逃 が し 装置 に よ る 原 子 炉 格 納容 器 内の 減 圧 及 び 除熱

原 子 炉 格 納容器 の過 圧 破 損 を 防 止 す る た め の 手 順等

※1

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（5／14）

第二弁操作室の正圧化操作・作業場所
屋内アクセスルート

屋外アクセスルート【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→（④－10）】

緊急時 対策 所→ Ｃ ／Ｓ 4 階
空調機械室入口扉（③－9）

【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→（④－10）】

緊急時 対策 所→ Ｃ ／Ｓ 4 階
空調機械室入口扉（③－9）

フィルタ装置スクラビング
水補給◯

緊急時 対策 所→ 西 側保 管 場
所又は南側保管場所

原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換◯

緊急時 対策 所→ 西 側保 管 場
所又は南側保管場所

フィルタ装置内の不活性ガ
ス（窒素）置換◯

緊急時 対策 所→ 西 側保 管 場
所又は南側保管場所○【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑦）→[⑦－8]】

・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調 機械 室入 口 扉（ ③ －9）・緊 急時対 策所 → 西側 保 管
場所又は南側保管場所

全交流動力電源喪失時の格
納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）○（Ｓ／Ｃ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →[⑥－13]】（Ｄ／Ｗ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｑ⑤）→（⑤階段Ｐ④）→（④階段Ｏ③）→（③
階段Ｊ②）→[②－6]】（第二弁及び第二弁バイパス弁の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→[④－10]】

緊急時 対策 所→ Ｃ ／Ｓ 4 階
空調機械室入口扉（③－9）

不活 性 ガス （ 窒素 ） によ る 系統 内の置換○

緊急時 対策 所→ 西 側保 管 場
所又は南側保管場所

原子炉格納容器負圧破損の防止○

緊急時 対策 所→ 西 側保 管 場
所又は南側保管場所

フィルタ装置スクラビング
水移送

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2－別紙 30－8

第1表
条文

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
水素爆発 による原子炉建屋等の破損を防止するための手順等※1

水素爆発 による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.10

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（6／14）

対応手段

1.8

1.9

東海第二発電所

格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）
への注水
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）
への注水

中央

低圧代替注水系（常設）による原
子炉圧力容器への注水○○（残留熱除去系（Ｃ）配管を使用した場
合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ④）→［④－1］→（④階段Ａ③）→［③－1］→［③－2］】

・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4 階
空調機械室入口扉（③－9）
・緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所○（低圧炉心スプレイ系配管を使用した場
合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ④）→［④－5］→［④－3］】

・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4 階
空調機械室入口扉（③－9）
・緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水○ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入○

可搬型窒素供給装置による原子炉
格納容器水素爆発防止○

代替電源設備による必要な設備への給電
原子炉建屋ガス処理系による水素排出

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所○○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視屋外アクセスルート○

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出操作・作業場所
屋内アクセスルート

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所「1.7 原子炉格納容器の加圧破損を防止するための手順等」による○「1.14 電源の確保に関する手順等」による◯

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制

原子炉建屋内の水素濃度監視

代替電源設備による必要な設備への給電○「1.14 電源の確保に関する手順等」による

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2－別紙 30－9

第1表

東海第二発電所

条文

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（7／14）

対応手段

1.11

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注
水

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代替燃料プール注水系（注水ライン／常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート○○（西側接続口による使用済燃料プール
注水の場合）【中 央制 御室 → ※ 1 → （⑥ 階段 Ｄ ⑤）→（ ⑤階 段Ａ ③） →［ ③－1］→ （ ③階段Ａ①）→［①－1］】

・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○（東側接続口による使用済燃料プール
注水の場合）【中 央制 御室 → ※ 1 → （⑥ 階段 Ｄ ⑤）→（⑤階段Ａ①）→（①階段Ｃ②）→［②－8］→（②階段Ｃ①）→［①－2］】

・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③－9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

使用済燃料貯蔵槽 の冷却等のための手順等

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済
燃料プールへのスプレイ○

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代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済
燃料プールへのスプレイ○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○（Ｒ／Ｗコントロール室脇入口扉を使用した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥－17 扉開放）→（⑥－15）→（⑥－14）→（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ②）→（②－1）→（②
階段Ａ ①） →[① －1]→[① －2]→[①－3]→（①階段Ａ⑤）→（⑤階段Ｄ⑥）→（⑥－17）】

・緊急時対策所→Ｒ／Ｗコ
ントロール室脇入口扉（⑥－17）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○（原子炉建屋大物搬入口扉を使用した
場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥－19 扉開放）→（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ①）→（①
階段Ｃ②）→[②－3] →[②－2]→[②－7]→（②階段Ｃ①）→[①－1]→[①－2]→[① －3]→（ ①階 段Ａ ⑤） →（ ⑤ 階段
Ｄ⑥）→（⑥－19）】

・緊急時対策所→原子炉建屋大物搬入口扉（⑥－19）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

大気への放射性物質の拡散抑制※1

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

1.12

屋外アクセスルート

使用済燃料プールの監視○代替電源による給電「1.14 電源の確保に関する手順等」による代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱○

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用 ）， 泡 消 火 薬 剤 容 器 （ 大 型 ポ ンプ用）及び泡混合器による航空機
燃料火災への泡消火

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2－別紙 30－10

第1表

東海第二発電所

条文

対応手段
代替淡水貯槽を水源とした対応（常設）1.13

サプレ ッシ ョン・チ ェンバ を
水 源 と し た 対応

重 大 事 故 等 の収 束 に必要 と な る水 の供 給手 順等

西側淡水貯水設備を水源とした対応※1

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（8／14）
中央操作・作業場所
屋内アクセスルート

屋外アクセスルート

原子炉冷却材圧力バウンダ
リ低圧時の原子炉圧力容器への注水「1.4 原子炉冷 却材圧力 バウンダ リ 低圧時に発 電用原子 炉を冷却 するた めの手順等」及び「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」による

原子炉格納容器内の冷却「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」による

原子炉格納容器下部への注
水「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」による

使用済燃料プールへの注水／スプレイ「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」による

原子炉冷却材圧力バウンダ
リ高圧時の原子炉圧力容器への注水「1.2 原子炉冷 却材圧力 バウンダ リ 高圧時に発 電用原子 炉を冷却 するた めの手順等」及び「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」による

原子炉冷却材圧力バウンダ
リ低圧時の原子炉圧力容器への注水「1.4 原子炉冷 却材圧力 バウンダ リ 低圧時に発 電用原子 炉を冷却 するた めの手順
等」による

原子炉格納容器内の除熱「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」による

原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱「1.4 原子炉冷 却材圧力 バウンダ リ 低圧時に発 電用原子 炉を冷却 するた めの手順
等」，「1.7 原子炉格 納容器の 過圧破 損を防止す るための 手順等」 及び「 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」による可搬型代替注水中型ポンプによる送水緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→西側
淡水貯水設備→各接続口

原子炉冷却材圧力バウンダ
リ低圧時の原子炉圧力容器への注水「1.4 原子炉冷 却材圧力 バウンダ リ 低圧時に発 電用原子 炉を冷却 するた めの手順等」及び「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」による

原子炉格納容器内の冷却「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」によるフィルタ装置スクラビング
水補給「1.5 最終ヒ ートシン クへ熱を 輸送 するための 手順等」 及び「1.7 原子 炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」による

原子炉格納容器下部への注
水「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」による

使用済燃料プールへの注水／スプレイ「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」による

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2－別紙 30－11

第1表

東海第二発電所

条文

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（9／14）

対応手段

1.13

操作・作業場所
屋内アクセスルート

屋外アクセスルート

代替淡水貯槽を水源とした対応（可搬型）

可搬型代替注水大型ポンプによる送水緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→代替
淡水貯槽→各接続口

原子炉冷却材圧力バウンダ
リ低圧時の原子炉圧力容器への注水「1.4 原子炉 冷却材圧 力バウン ダリ 低圧時に発 電用原子 炉を冷却 するた めの手順等」及び「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」による

原子炉格納容器内の冷却「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」によるフィルタ装置スクラビング
水補給「1.5 最終ヒ ートシン クへ熱 を輸送 するための 手順等」 及び「1.7 原子 炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」による

原子炉格納容器下部への注
水「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」による

使用済燃料プールへの注水／スプレイ「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」による

海を水源とした対応

重 大 事 故 等 の収 束 に必要 と な る水 の供 給手 順等

可搬型代替注水大型ポンプによる送水緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→ＳＡ用海水ピット→各接続口

原子炉冷却材圧力バウンダ
リ低圧時の原子炉圧力容器への注水「1.4 原子炉 冷却材圧 力バウン ダリ 低圧時に発 電用原子 炉を冷却 するた めの手順等」及び「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」による

原子炉格納容器内の冷却「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」による

原子炉格納容器下部への注
水「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」による

使用済燃料プールへの注水／スプレイ「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」による残留熱除去系海水系による冷却水の確保「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」による最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」による

大気への放射性物質の拡散抑制「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」による

航空機燃料火災への泡消火「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」による

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保「1.14 電源の確保に関する手順等」による代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」による

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした
原子炉圧力容器へのほう酸水注入※1

中央「1.1 緊急停 止失敗時 に発電用 原子 炉を未臨界 にするた めの手順 等」，「 1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」及び「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」による

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2－別紙 30－12

第1表
条文

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（10／14）

対応手段

1.13

重 大 事 故 等 の収 束 に必要 と な る水 の供 給手 順等※1

東海第二発電所

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート

屋外アクセスルート

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給◯

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→西側
淡水貯水設備→代替淡水貯槽

海を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型
ポンプによる代替淡水貯槽への補給◯

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→ＳＡ用海水ピット→代替淡水貯槽

代替淡水貯槽を水源とした可搬型
代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給◯

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→代替
淡水貯槽→西側淡水貯水設
備

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給◯

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→ＳＡ用海水ピット→西側淡水貯水設備

淡水から海水への切替え（代替淡水貯槽へ補給する水源の切替え）◯

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→ＳＡ用海水ピット→代替淡水貯槽

淡水から海水への切替え（西側淡
水貯水設備へ補給する水源の切替え）◯

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→ＳＡ用海水ピット→西側淡水貯水設備

外部水源から内部水源への切替え（代替淡水貯槽からサプレッショ
ン・チェンバへの切替え）◯

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2－別紙 30－13

第1表

東海第二発電所

条文

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（11／14）

対応手段

1.14

中央

非常用交流電源設備による非常用
所内電気設備への給電操作・作業場所
屋内アクセスルート

屋外アクセスルート◯

非常用直流電源設備による給電
軽油貯蔵タンクから２C・２D 非常用
ディーゼル発電機及び高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機への給油代替交流電源設備による給電

常設 代替 電源 装置 の起 動 及びＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ
２Ｄ受電（２Ｃ系受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－1］→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－2］→（⑦階段Ｉ⑧）→[⑧－1]→[⑧－2] →（⑧階段Ｉ⑦）→[⑦－2]】○（２Ｄ系受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－1］→［⑦－2］→（⑦階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→[⑦－1]→[⑦－2] →（⑦階段Ｉ⑧）→[⑧－2]】【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦ －2］

代替直流電源設備による給電

電 源 の 確 保 に関 す る 手 順 等

可搬型代替交流電源設備（可 搬型 代替 低圧 電源 車 接
続盤 （西 側） 又は （東 側 ）接続 ）の 起動 並び にＰ ／ Ｃ
２Ｃ及びＰ／Ｃ ２Ｄ受電○

所内 常設 直流 電源 設備 に よる非 常用 所内 電気 設備 へ の給電○（原子炉建屋東側接続口使用の場合）【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）→[⑥－21]】○

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→原子炉建屋西側接続口又はＣ／Ｓ4 階空調機械室入口扉（③－9）

【 中 央 制 御 室 → ※ 1 → [⑥ － 7]→ [⑥ －8]→[⑥－6]→[⑥－9]】（直流 125V 主母線盤２Ａ受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－10］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－7］→[⑥－6]】

可搬 型代 替直 流電 源設 備 による 非常 用所 内電 気設 備 への給電

緊急時対策所→常設代替高圧電源装置置場（直流 125V 主母線盤２Ｂ受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－10］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－8］→[⑥－9]】

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→原子炉建屋西側接続口又はＣ／Ｓ4 階空調機械室入口扉（③－9）（原子炉建屋東側接続口使用の場合）【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）→[⑥－21]】
常設直流電源喪失時の直流及び２Ｂ受電V
52
1

主母線盤２Ａ※1

常設 代替 高圧 電源 装置 の 起
動及びＭ／Ｃ ２Ｃ（又は２Ｄ）受電

可搬型代替交流電源設備（可 搬型 代替 低圧 電源 車 接
続盤 （西 側） 又は （東 側 ）接続 ）の 起動 並び にＰ ／ Ｃ
２Ｃ及びＰ／Ｃ ２Ｄ受電）（２Ｃ系受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－1］→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－2］→（⑦階段Ｉ⑧）→[⑧－1]→[⑧－2] →（⑧階段Ｉ⑦）→[⑦－2]】○（２Ｄ系受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－1］→［⑦－2］→（⑦階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→[⑦－1]→[⑦－2] →（⑦階段Ｉ⑧）→[⑧－2]】【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－2］】○（原子炉建屋東側接続口使用の場合）【（③－9）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）→[⑥－21]】

緊急時対策所→常設代替高圧電源装置置場

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→原子炉建屋西側接続口又はＣ／Ｓ4 階空調機械室入口扉（③－9）

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2－別紙 30－14

第1表

東海第二発電所

条文

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（12／14）

対応手段

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート

屋外アクセスルート

1.14
代替交流電源設備による代 替 所内 電 気設 備 へ の給電

常設代替高圧電源装置の起動及び緊急用Ｍ／Ｃ受電

代替直流電源設備による代 替 所内 電 気設 備 へ の給電

常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

可搬型代替交流電源設備（可搬型代替低圧電源車
接続盤（西側）又は（東側）接続）の起動及び緊急用Ｐ
／Ｃ受電）

○

（原子炉建屋東側接続口使用の場合）【（ ③ － 9） →（ ③ 階 段 Ｏ ④ ） → （ ④ 階 段
Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）→[⑥－21]】【 中 央 制 御 室→ ※1 →[⑥ －23］ → （ ⑥
階段Ｉ⑦）→［⑦－10］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－23］→（⑥階段Ｈ⑤）→［⑤－3］→（⑤階段Ｈ⑥）→［⑥－22］】

可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備
への給電

非常用 ディーゼル発電機機能喪失時 の代替交流電源による給電

電 源 の 確 保 に関 す る 手 順 等

常設代替交流電源設備による非常用高圧母線への給電

緊急時対策所→常設代替高圧電源装置置場○（原子炉建屋東側接続口使用の場合）【（ ③ － 9） →（ ③ 階 段 Ｏ ④ ） → （ ④ 階 段
Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）→[⑥－21]】（２Ｃ系受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［ ⑧ －1］ → ［ ⑧ －2］ → （ ⑧ 階 段 Ｉ ⑦ ）→ ［ ⑦ －2］ → （ ⑦ 階 段 Ｉ⑧ ） → [⑧ －1]→[⑧－2] →（⑧階段Ｉ⑦）→[⑦－2]】○（２Ｄ系受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑦）→［ ⑦ －1］ → ［ ⑦ －2］ → （ ⑦ 階 段 Ｉ ⑧ ）→ ［ ⑧ －2］ → （ ⑧ 階 段 Ｉ⑦ ） → [⑦ －1]→[⑦－2] →（⑦階段Ｉ⑧）→[⑧－2]】【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧－2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦－2］】

非常用 ディーゼル発電機機能喪失時 の代替直流電源による給電

可搬型交流電源設備による非常用低圧母線への給電○

所内常設直流電源設備による直流 125V 主母線盤への給電○（原子炉建屋東側接続口使用の場合）【（ ③ － 9） →（ ③ 階 段 Ｏ ④ ） → （ ④ 階 段
Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）→[⑥－21]】○（直流 125V 主母線盤２Ｂ受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－10］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－8］→[⑥－9]】※1

緊急時対策所→常設代替高圧電源装置置場

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→原子炉建屋西側接続口又はＣ／Ｓ4 階空調機械室入口扉（③－9）

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→原子炉建屋西側接続口又はＣ／Ｓ4 階空調機械室入口扉（③－9）（原子炉建屋東側接続口使用の場合）【（ ③ － 9） →（ ③ 階 段 Ｏ ④ ） → （ ④ 階 段
Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）→[⑥－21]】
緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→給油
対象設備配置場所

可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油
軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→原子炉建屋西側接続口又はＣ／Ｓ4 階空調機械室入口扉（③－9）

【 中 央 制 御 室 → ※ 1 → [ ⑥ － 7] → [ ⑥ －8]→[⑥－6]→[⑥－9]】（直流 125V 主母線盤２Ａ受電の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦－10］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥－7］→[⑥－6]】

可搬型代替直流電源設備
による直流 125V 主母線盤への給電

緊急時対策所→西側保管場
所又は南側保管場所→原子炉建屋西側接続口又はＣ／Ｓ4 階空調機械室入口扉（③－9）◯

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2－別紙 30－15

第1表

東海第二発電所

条文

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（13／14）

対応手段

1.15

事故時の計装に関する手順等

計器の故障時に状態を把握するための手段（他チャンネルによる計測）計器の故障時に状態を把握するための手段（代替パラメータによる推定）計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合に状態を把握するための手段（代替パラメータによる推定）
計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合に状態を把握するための手段（可搬型計測器によるパラメータ
計測又は監視）○○○【（ ③ － 9） → （ ③ 階 段 Ｎ ④ ） → 中 央 制御室】

代替電源（直流）からの給電「1.14 電源の確保に関する手順等」による

可搬型計測器によるパラメータ計
測又は監視

○

緊 急時 対 策 所 → Ｃ ／ Ｓ4 階 空
調機械室入口扉（③－9）

原子炉制御室の居住 性等に関する手 順等◯○

中央制御室換気系の運転手順等（交流動力電源が喪失した場合）○

中央制御室待避室の準備手順○

中央制御室の照明を確保する手順○

中央制御室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順○

中央制御室待避室の照明を確保す
る手順○

中央制御室待避室の酸素及び二酸
化炭素の濃度測定と濃度管理手順○

データ表示装置（待避室）によるプ
ラントパラメータの監視手順○

衛 星 電 話 設 備 （ 可 搬 型 ）（ 待 避 室 ）による通信連絡手順○

その他の放射線防護措置等に関する手順◯

チェンジングエリアの設置及び運用手順
原子炉建屋 ガス処理系による運 転員 等 の被ばく防 止手 順【（ ③ － 9） → （ ③ 階 段 Ｎ ④ ） → 中 央 制御室】

緊 急時 対 策 所 → Ｃ ／ Ｓ4 階 空
調機械室入口扉（③－9）

【（ ③ － 9） → （ ③ 階 段 Ｎ ④ ） → 中 央 制御室】

緊 急時 対 策 所 → Ｃ ／ Ｓ4 階 空
調機械室入口扉（③－9）

【（③－9）→［③－8］】

緊 急時 対 策 所 → Ｃ ／ Ｓ4 階 空
調機械室入口扉（③－9）

【（③－9）→ [閉止装置操作場所]】

緊 急時 対 策 所 → Ｃ ／ Ｓ4 階 空
調機械室入口扉（③－9）

【（ ③ － 9 ） → [ 強 制 開 放 装 置 操 作 場
所]】

緊 急時 対 策 所 → Ｃ ／ Ｓ4 階 空
調機械室入口扉（③－9）○

中央制御室換気系の運転手順等（交流動力電源が正常な場合）

原子炉建屋ガス処理系起動手順○

原子炉建屋ガス処理系停止手順○

原子炉建屋外側ブローアウト
パネル部の閉止手順（中央制
御室からの操作）
原子炉建屋外側ブローアウト
パネル部の閉止手順（現場操作）

屋外アクセスルート○「1.14 電源の確保に関する手順等」による

原子炉建屋外側ブローアウト
パネルの強制開放手順※1

操作・作業場所
屋内アクセスルート

代替電源（交流）からの給電重大事故等時のパラメータを記録する手順
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）による記録
重大事故等時のパラメータを記録する手順
可搬型計測器の記録
1.16

中央

○

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2－別紙 30－16

第1表
条文

東海第二発電所

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（14／14）

対応手段

1.17

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート

屋外アクセスルート

可 搬 型 モニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト に よ る
放射線量の測定及び代替測定
可 搬 型 放射 能 測 定 装 置 に よ る 空 気 中の放射性物質の濃度の測定
可 搬 型 放射 能 測 定 装 置 等 に よ る 空 気
中の放射性物質の濃度の測定
監 視 測 定 等 に関 す る 手 順 等

可 搬 型 放射 能 測 定 装 置 等 に よ る 水 中の放射性物質の濃度の測定
可 搬 型 放射 能 測 定 装 置 等 に よ る 土 壌
中の放射性物質の濃度の測定
緊 急時 対 策 所 → 西 側 保 管 場 所
又は南側保管場所

海上モニタリングモ ニ タ リン グ ・ ポ ス ト の バ ッ ク グ ラ
ウンド低減対策
可 搬 型 モニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト の バ ッ
クグラウンド低減対策
放 射 性 物質 の 濃 度 の 測 定 時 の バ ッ ク
グラウンド低減対策
可 搬 型 気象 観 測 設 備 に よ る 気 象 観 測
項目の代替測定モ ニ タ リン グ ・ ポ ス ト の 電 源 を 代 替
交流電源設備から給電する手順

1.18「1.14 電源の確保に関する手順等」による

緊 急 時 対策 所 非 常 用 換 気 設 備 運 転 手
順
緊 急 時 対策 所 内 の 酸 素 濃 度 及 び 二 酸
化炭素濃度の測定手順
緊急時 対策所の居住 性等に関する手 順等

緊 急 時 対策 所 エ リ ア モ ニ タ の 設 置 手
順
緊 急 時 対策 所 で の 格 納 容 器 ベ ン ト を実施する場合の対応の手順
緊 急 時 対策 所 加 圧 設 備 か ら 緊 急 時 対策所非常用換気設備への切替え手順
安 全 パ ラメ ー タ 表 示 シ ス テ ム に よ る
プラントパラメータ等の監視手順
重 大 事 故等 に 対 処 す る た め の 対 策 の検討に必要な資料の整備
通信連絡に関する手順「1.19 通信連絡に関する手順等」による

放 射 線 管理 用 資 機 材 （ 線 量 計 及 び マスク等）の維持管理等
チ ェ ン ジン グ エ リ ア の 設 置 及 び 運 用
手順
緊 急 時 対策 所 非 常 用 換 気 設 備 の 切 替
え手順
緊 急 時 対策 所 用 代 替 電 源 設 備 に よ る
給電

1.19
通 信 連 絡等 に関 す る 手 順 等

発 電 所 内の 通 信 連 絡 を す る 必 要 の ある場所との通信連絡○（携行型有線通話装置の場合）
専用接続箱→各操作場所

計 測 等 を行 っ た 特 に 重 要 な パ ラ メ ー
タを発電所内の必要な場所での共有○（携行型有線通話装置の場合）
専用接続箱→各操作場所

発 電 所 外（ 社 内 外 ） の 通 信 連 絡 を す
る必要のある場所との通信連絡
計 測 等 を行 っ た 特 に 重 要 な パ ラ メ ー
タ を 発 電所 外 （ 社 内 外 ） の 必 要 な 場
所での共有
代替電源設備から給電する対応手順※1「1.14 電源の確保に関する手順等」による

中央制御室から原子炉建屋付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2－別紙 30－17

第1図①東海第二発電所

重大事故等時屋内アクセスルート（1／8）

1.0.2－別紙 30－18

第1図②東海第二発電所

重大事故等時屋内アクセスルート（2／8）

1.0.2－別紙 30－19

第1図③東海第二発電所

重大事故等時屋内アクセスルート（3／8）

1.0.2－別紙 30－20

第1図④東海第二発電所

重大事故等時屋内アクセスルート（4／8）

1.0.2－別紙 30－21

第1図⑤東海第二発電所

重大事故等時屋内アクセスルート（5／8）

1.0.2－別紙 30－22

第1図⑥東海第二発電所

重大事故等時屋内アクセスルート（6／8）

1.0.2－別紙 30－23

第1図⑦東海第二発電所

重大事故等時屋内アクセスルート（7／8）

1.0.2－別紙 30－24

第1図⑧東海第二発電所

重大事故等時屋内アクセスルート（8／8）

1.0.2－別紙 30－25

第2表
①－1

SFP 注水・スプレイ銃設置①①－3

SFP 注水・スプレイ銃設置③

②－1
②－3

操作対象機器一覧①－2

SFP 注水・スプレイ銃設置②

SFP 注水・スプレイ装置保管箱③②－2

SFP 注水・スプレイ装置保管箱①

SFP 注水・スプレイ装置保管箱②②－4

ほう酸水注入ポンプ②－5

ほう酸水注入ポンプ②－6

格納容器ベント弁（D/W 側）②－7

SFP 注水・スプレイ用ホース敷設②－8

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁②－9

耐圧強化ベント系一次隔離弁及び二次隔離弁③－1

低圧代替注水系注水弁①③－2

低圧代替注水系注水弁②③－3

残留熱除去系（A）スプレイ弁③－4

残留熱除去系（A）スプレイ弁③－5

代替格納容器スプレイ注水弁③－6

代替格納容器スプレイ流量調整弁③－7

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁③－8

チェンジングエリア③－9

Ｃ／Ｓ4 階空調機械室入口扉④－1

残留熱除去系(C)注入弁④－2

残留熱除去系（B）注入弁④－3

低圧炉心スプレイ系注入弁④－4

残留熱除去系（A）注入弁④－5

低圧代替注水系注水弁④－6

非常用窒素供給系 B 系高圧窒素ボンベ④－7

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ（予備）④－8

非常用窒素供給系 A 系高圧窒素ボンベ④－9

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ（予備）④－10

格納容器ベント弁（第 2 弁）操作④－11

ＳＡ変換器盤④－12

高圧炉心スプレイ系注入弁⑤－1

残留熱除去系（B）スプレイ弁⑤－2

残留熱除去系（B）スプレイ弁⑤－3

緊急用直流 125VＭＣＣ⑥－1

原子炉保護系（A）分電盤⑥－2

原子炉保護系（A）ＭＧセット制御盤⑥－3

原子炉保護系（B）ＭＧセット制御盤⑥－4

ＭＣＣ ２Ｄ－６⑥－5

ＭＣＣ ２Ｃ－６⑥－6

直流 125V 分電盤２Ａ－1⑥－7

直流 125V 充電器Ａ及び直流 125V 主母線盤２Ａ⑥－8

直流 125V 充電器Ｂ及び直流 125V 主母線盤２Ｂ⑥－9

直流 125V 分電盤２Ｂ－1⑥－10

代替格納容器スプレイ流量調整弁⑥－11

代替格納容器スプレイ注水弁⑥－12

緊急用直流 125V 充電器⑥－13

格納容器ベント弁（S／P 側）⑥－14

SFP 注水・スプレイ装置保管箱④⑥－15

SFP 注水・スプレイ装置保管箱⑤⑥－16Ｃ／Ｓ電気室入口扉⑥－17

Ｒ／Ｗコントロール室脇入口扉⑥－18

直流 ±24V 充電器Ａ・Ｂ⑥－19

原子炉建屋大物搬入口扉⑥－20

原子炉保護系（B）分電盤⑥－21

可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）⑥－22

緊急用直流 125V 計装分電盤⑥－23

緊急用直流 125V 主母線盤⑥－24

非常用逃がし安全弁駆動系 A 系高圧窒素ボンベ⑥－25

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ（予
備）

⑥－26

非常用逃がし安全弁駆動系 B 系高圧窒素ボンベ⑥－27

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ（予備）⑦－1

Ｍ／Ｃ ２Ｄ⑦－2

Ｐ／Ｃ ２Ｄ⑦－3

ＲＳＳ制御盤⑦－4

ＭＣＣ ２Ｄ－４⑦－5

ＭＣＣ ２Ｃ－４⑦－6

原子炉隔離時冷却系計装パネル⑦－7

高圧代替注水系タービン止め弁及び原子炉隔離
時冷却系ＳＡ蒸気止め弁⑦－8

フィルタ装置スクラビング水移送弁⑦－9

復水移送配管閉止フランジ⑦－10

可搬型代替直流電源設備用電源切替盤⑧－1

Ｍ／Ｃ ２Ｃ⑧－2

Ｐ／Ｃ ２Ｃ⑧－3

残留熱除去系（B）系弁⑧－4

残留熱除去系（A）系弁⑧－5

原子炉隔離時冷却系ポンプ ※⑧－6

高圧代替注水系注入弁※

原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉隔離時冷却系ポンプ室内に設置する以下のものを総じて示す。
原子炉隔離時冷却系潤滑油クーラ冷却水供給弁，原子炉隔離時冷却系トリップ・スロットル弁，原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁，原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁

1.0.2－別紙 30－26

第2図

緊急時対策所建屋，事務本館，緊急時対策室建屋から原子炉建屋への徒歩によるアクセスルート（1／2）

1.0.2－別紙 30－27

第2図

緊急時対策所建屋，事務本館，緊急時対策室建屋から原子炉建屋への徒歩によるアクセスルート（2／2）
1.0.2－別紙 30－28

第3表

重大事故等対応要員（運転操作対応要員）の屋外から原子炉建屋入口へのアクセスルート影響評価

原子炉建屋西側①
項

目

地震時

津波時

その他

原子炉建屋西側②

原子炉建屋南側

・地震による構造物 ・地震による構造物の損壊影響を受けの損壊影響を受けない
ない
・入域先のエリアが ・入域先のエリアは地震による火災の地震による火災の影響を受けない
影響を受ける可能性があることから，屋内への速やかなアクセスが困難な場合は迂回路を使用する
・重大事故等発生後， ・重大事故等発生後，速やかに原子炉建速やかに水密化さ屋入口にアクセス
れた原子炉建屋入可能であることか
口にアクセス可能ら影響を受ける可であることから影能性は小さい響を受ける可能性
同 左・敷地遡上津波に対は小さい
して影響を受けない高所から原子炉
建屋入口に入域することから影響を受けない
・停電時でも入域可能であることから同 左
同 左
影響を受けない
・地震による構造物の損壊影響を受けない
・入域先のエリアは地震による火災の影響を受けない

1.0.2－別紙 30－29

原子炉建屋東側

・地震時は構造物の損壊による影響を受ける可能性があることから，屋内への速やかなアクセスが困難な場合
は迂回路を使用する。
・地震による火災の影響を受けない

原子炉建屋南側

同

左

同

左

同

左

同

左

同

左

参考資料－1
屋内アクセスルートにおける狭隘な箇所

アクセスルートの通行幅は，原則 80 ㎝と設定しているが，原子炉建屋付属棟内のケーブル処理室は平常時における通行路ではなく，一部，60 ㎝未満となり通行姿勢の制限を受ける区域となる。
そのため，現場の状況確認を行い，通行が不可能となるような箇所がないことを確認した。

1.0.2－別紙 30－30

第1図

屋内アクセスルートにおける通行時に通行姿勢が制限される箇所(1／3)
1.0.2－別紙 30－31

第1図

屋内アクセスルートにおける通行時に通行姿勢が制限される箇所（2／3）

1.0.2－別紙 30－32

第1図

屋内アクセスルートにおける通行時に通行姿勢が制限される箇所（3／3）

1.0.2－別紙 30－33

参考資料－2
原子炉建屋付属棟内新設ルートについて

原子炉建屋付属棟における中央制御室を基点とした，上下階の行き来を可能とする新設アクセスルートを設定する。
なお，当該ルートの設定は，昇降設備として階段を設置すること，火災区域のバウンダリを確保すること，また，重大事故等時に空調機械室に設営するチェンジングエリアとの干渉等を念頭に実施する。
当該アクセスルートの概要を第 1 図に示す。

1.0.2－別紙 30－34

新設ルートの概要

各新設階段のイメージ①②

既設の梯子は撤去④③

中央制御室への気密扉

第1図

原子炉建屋付属棟内新設アクセスルート概要図（1／3）
1.0.2－別紙 30－35

※ ３階ケーブルラックと新設壁の貫通部はシール施工し，気密性を確保する。

中央制御室へ向かう動線（同一フロア内移動）
中央制御室へ向かう動線（階段移動）

第1図

原子炉建屋付属棟内新設アクセスルート概要図（2／3）

1.0.2－別紙 30－36

中央制御室へ向かう動線（同一フロア内移動）
中央制御室へ向かう動線（階段移動）

第1図

原子炉建屋付属棟内新設アクセスルート概要図（3／3）
1.0.2－別紙 30－37

参考資料－3
原子炉建屋付属棟 1 階電気室の耐火壁設置による通行性及び作業性について

原子炉建屋付属棟 1 階電気室における，電気盤等の系統分離のための 1 時間
耐火隔壁設置による，アクセスルートの通行性及び電気盤類の操作性等について，影響確認を行った。
第 1 図に当該電気室内の機器，耐火壁の配置及び影響確認結果を示す。

1.0.2－別紙 30－38

1.0.2－別紙 30－39
第1図

原子炉建屋付属棟電気室 1 階 耐火壁設置による系統分離図

参考資料－4
原子炉建屋付属棟ケーブル処理室内に設置する階段室について

1.

階段室の概要
原子炉建屋付属棟内アクセスルートにおいて，火災区域のバウンダリを確保するために，火災区域境界として 3 時間耐火壁及び耐火扉により構成する階段室をケーブル処理室（EL.＋13.7m）及びバッテリー排気ファン室（EL.＋18.0m）に設置する。
ケーブル処理室内階段室は，第 1 表及び第 2 図に示すとおり若干天井高が低めであるが，第 3 図に示すとおり通行性に影響はない。
なお，第 1 図に階段室の設置イメージを示す。
第1表
名

称

性

能

ケーブル
処理室内
階段室

3 時間耐火

耐火扉

同上

第1図

ケーブル処理室内階段室の概要
備考・階段が設置される開口部を，設置許可基準規則第 8 条「火災による損傷の防止」審査資料に示す 3 時間耐火壁で覆う構造とする。
・階段室外形寸法：Ｗ1,000mm×Ｈ1,705mm※（開口部寸法：Ｗ800mm×Ｌ1,478mm）※ 階段室設置箇所上方には既設のケーブルトレイがあり，設置可
能空間の制約から，階段室の高さは 1,705mm となる。
・設置許可基準規則第 8 条「火災による損傷の防止」審査資料に示す
防火扉と同じ構造とする。
・扉寸法：Ｗ800mm×Ｈ1,545mm

ケーブル処理室内階段室の設置イメージ
1.0.2－別紙 30－40

800mm600mm

1,820mm

142mm

第2図

第3図

1,478m

ケーブル処理室内階段室概要図

ケーブル処理室内階段室アクセスイメージ

1.0.2－別紙 30－41

1,705mm

1,545mm

1,545mm

800mm

参考資料－5
屋内アクセスルートに波及的影響を与えるおそれがあるものについて

屋内外アクセスルートに影響のある施設として ALC※ パネル部，原子炉建屋付
属棟外壁の開口閉鎖部及び原子炉建屋付属棟内の間仕切壁（フレキシブルボード）を確認した。
※

ALC：“Autoclaved Lightweight aerated Concrete”（高温高圧蒸気養生された軽量気泡
コンクリート）の頭文字をとって名付けられた建材で，板状に成形したもの

屋内アクセスルートに関して，開口閉鎖部の損傷・落下により影響を受ける可能性のあるアクセスルートを第 1 図，間仕切壁（フレキシブルボード）の損傷・落下により影響を受ける可能性のあるアクセスルートを第 2 図に示す。また，関係する各条文の基準適合のための必要事項及び基準適合への対応方針を第 1 表，
基準適合への対応方針を踏まえた設計方針を第 2 表に示す。
抽出したパネル部等については，基準地震動Ｓ Ｓ 及び設計竜巻によって脱落及
び損傷しない外壁等に変更することから，屋内アクセスルートに影響はない。
（屋外アクセスルートへの影響評価及び ALC パネル部の配置については別紙（15）参照）

1.0.2－別紙 30－42

第1表

基準適合のための必要事項

ALC パネル部等の番号 ※基準適合への対応方針

耐震重要施設S クラス施設への波及的
影響を防止

③,④,⑤

基 準 地震 動 Ｓ Ｓ に よ って脱落及び損傷しない
外壁等に変更安全施設

屋内の安全施設に対して外殻となる外壁で防護安
全施設への波及的影響を防止③,④,⑤,⑧

設計竜巻によって脱落及び損傷しない外壁等に変更

常設耐震重要重大事故防止設備及び常設重大事故
緩和設備への波及的影響を防止①

基 準 地震 動 Ｓ Ｓ に よ って脱落及び損傷しない
外壁等に変更条文

条文要求設備等4条

6条

基準適合のための必要事項及び対応方針

常設耐震重要重大事故防止設備
39 条
常設重大事故緩
和設備
43 条
1項1号

環境条件及び荷重条件

想定される環境条件に変化を生じさせないこと

①～⑤,⑧

43 条
3項3号

可搬型重大事故等対処設備の接続口波及的影響を起因とする接続口の損傷防止

①,②,⑥

43 条
3項6号

※

アクセスルート

波及的影響を起因とする
アクセス性の阻害防止①,②,⑤,⑥⑦,⑧,⑨①～⑤,⑦,⑧
基 準 地震 動 Ｓ Ｓ 及 び 設
計竜巻によって脱落及
び損傷しない外壁等に変更⑥,⑨
連絡通路及びフレキシ
ブルボードは撤去

パネル部等の番号①～⑦の配置は別紙（15）参照，⑧及び⑨の配置は第 1 図，第 2 図参照

1.0.2－別紙 30－43

第2表
ALC
パネル
部等の
番号 ※１

①～⑤

基準適合への対応方針を踏まえた設計方針

基準適合への対応方針（部位ごとへの具体的な要
求）

設計方針

成立性
①～④，⑦，⑧
取付ボルトの本数等を調 整することで，脱落及び損傷しない

竜巻の風荷重，設計飛来物の衝撃荷重及び基準地震動Ｓ Ｓ によって脱落及び損傷しない外壁等に変更①～④：鋼板壁⑤：コンクリート壁⑤
建屋と一体の構造とする こと等により，断面強度を確保可能であり，脱落及び損傷しない⑥
他の移動手段が確保でき ることから連絡通路を撤去可能

⑥

⑦

⑧

⑨

当該部の撤去基準地震動Ｓ Ｓ 及び竜巻の風荷重，設計飛来
物の衝撃荷重によって脱落及び損傷しない外壁等に変更（鋼板壁）

基準地震動Ｓ Ｓ 及び竜巻の風荷重，設計飛来
物の衝撃荷重によって脱落及び損傷しない外壁等に変更（内壁側への防護鋼板追設）【地震】
・基準地震動Ｓ Ｓ
【竜巻】
壁板及び
・風荷重
取付部の
（最大風速 100m/s）
強度確保・設計飛来物 ※２ の衝撃荷重⑨
間仕切壁（フレキシブル ボード）は以下目的で設置されたものであり，撤去が可能。なお，間仕切壁の奥に，アクセスルー
トへの波及的影響を与え るものはないことを確認済
・西側：スパージング送風機の防音（送風機は低騒音型 へ取替）
・南側：単なる間仕切り＜竜巻飛来物による貫通 の考慮＞
エリア①～⑤，⑧では飛来物による貫通の阻止について 考慮する。
下記の厚さにて設計飛来 物の貫通は防止可能・鋼板：16mm 程度
・コンクリート：26cm 程度＜竜巻飛来物によるコン クリート壁裏面剥離の考慮＞
コンクリートの裏面剥 離により，内部の防護対象設備に影響が考えられる箇所につ いては，裏面剥離を生じない厚さの確保，剥離発生の防止措置，又は剥離片に対する防護措 置を講ずる。
下記の厚さにて設計飛来 物による裏面剥離は防止可能
・コンクリート：45cm 程度

当該部の撤去1.0.2－別紙 30－44

※1

パネル等の番号①～⑦の配置は別紙（15）参照，⑧及び⑨の配置は第 1 図，第 2 図参照※2以下，仕様の鋼製材
・寸法0.2m×0.3m×4.2m
・質量 135 ㎏
・衝突速度
水平 51m／s
鉛直 34m／s

1.0.2－別紙 30－45

1.0.2－別紙 30－46
第1図

開口閉鎖部の損傷・落下により影響を受ける可能性のあるアクセスルート

1.0.2－別紙 30－47（注）スパージング送風機，廃液濃縮器補助循環タンク，廃液濃縮器真空ポンプに関する濃縮廃液処理系の概略系統図を第 3 図に示す。

第2図

間仕切壁（フレキシブルボード）の損傷・落下により影響を受ける可能性のあるアクセスルート

1.0.2－別紙 30－48
第3図

再生廃液処理系（廃液濃縮器）の概略系統図

別紙（31）
地震随伴火災源の影響評価について

屋内アクセスルート近傍の地震随伴火災の発生の可能性がある機器について，以下のとおり抽出・評価を実施した。抽出フローを第 1 図，抽出した火災源となる機器のリストを第 1 表，抽出した機器の配置を第 2 図に示す。
事故シーケンスごとに必要な対応処置のためのアクセスルートをルート図上に描画し，ルート近傍の回転機器 ※ を抽出する。
耐震Ｓクラス機器，又は基準地震動Ｓ Ｓ にて耐震性があると確認された機器は地震により損壊しないものとし，内包油による地震随伴火災は発生しないものと考える。
耐震Ｓクラス機器ではない，かつ基準地震動Ｓ Ｓ にて耐震性がない機器のうち，油を内包する機器については地震により支持構造物が損壊し，漏えいした油又は水素ガス（4vol％以上）に着火する可能性があるため，火災源として耐震評価を実施する。
耐震評価はＳクラスの機器と同様に基準地震動Ｓ Ｓ で評価し，JEAG4601 に従った評価を実施する。
・ 耐震裕度を有するものについては地震により損壊しないものと考え，火災源としての想定は不要とする。
※

アクセスルート近傍のケーブルトレイ及び電源盤は，「設置許可基準規則」第八条「火災による損傷の防止」において得られた火災防護を適用し，火災の火炎，
熱による直接的な影響のみならず，煙，流出流体，断線及び爆発等の二次的影響が考えにくいことから除外する。
なお，火災時に煙充満による影響については，煙が滞留するような箇所は自動起動又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設備を設置することからア
クセス性に影響はないと考えられるが，速やかなアクセスが困難な場合は迂回路を使用する。

1.0.2－別紙 31－1

アクセスルート上の地震随伴火災の評価

アクセスルート近傍の回転機器を抽出

耐震Ｓクラス又は基準地
震動Ｓ Ｓ にて耐震性があると確認された機器か

Yes

No

油内包回転機器か
水素内包機器かNo

Yes
火災源の耐震評価

耐震裕度なしNo

Yes
地震随伴火災の発生を想定

第1図

地震随伴火災は想定不要

想定火災源の熱影響評価対象抽出フロー

1.0.2－別紙 31－2

第1表
No

①

機器名称

原子炉冷却材浄化系
プリコートポンプ

地震随伴火災源

損傷
モード
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷

一覧表（1／5）
発生値

許容
基準値

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

MPa
12
7
2
4
9
6
12
7
2
4
9
6

MPa
220
169
186
143
186
143
220
169
186
143
186
143

引張

98

154

せん断

67

143

ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

15
9
1
3
9
6

186
143
186
143
186
143

評価部位

基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト

応力
分類

設備区分

BC クラス
（耐震裕度有）②

燃料プール冷却浄化
系プリコートポンプ③

ドライウェル除湿系
冷凍機 ※ １

機能損傷④

ドライウェル除湿系
冷水ポンプ

機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷

⑤

非常用ガス再循環系
排風機(A),(B)

－

－

－

－

－

S クラス

⑥

ほう酸水注入ポンプ(A),(B)

－

－

－

－

－

S クラス

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

12
11
3
11
13
8
8
4
1
4
7
5

198
152
186
143
186
143
186
143
186
143
186
143

⑦

⑧

燃料プール冷却浄化
系循環ポンプ(A),(B)

燃料プール冷却浄化
系逆洗水移送ポンプ

※1

機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷

ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト
基礎ボルト

基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト

スクリュー式冷凍機であることから基礎ボルトにて評価

1.0.2－別紙 31－3

BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）

第1表
No

機器名称

⑨

原子炉冷却材浄化系
逆洗水移送ポンプ⑩

原子炉再循環流量
制御系ユニット（A）,（B）

地震随伴火災源

損傷
モード
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷

一覧表（2／5）
発生値

許容
基準値

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

MPa
9
4
1
4
9
5
31
51

MPa
186
143
186
143
186
143
180
143

（耐震裕度有）

引張

29

186

（耐震裕度有）

せん断

16

143

ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

29
16
15
5
5
3
15
12
2
6
11
6
17
13
2
6
13
9

200
154
186
143
186
143
200
154
186
143
186
143
200
154
186
143
186
143

評価部位

基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト
原動機（ポンプ含む）取付
ボルト
基礎ボルト

応力
分類

設備区分

BC クラスBC クラス⑪

主蒸気隔離弁漏えい抑制系ブロワ（A）,（B）⑫｜
1

原子炉冷却材浄化系
循環ポンプ（A） ※ ２⑫｜2

原子炉冷却材浄化系
循環ポンプ（B） ※ ２⑬

クラリ苛性ポンプ

－

－

－

－

－

休止設備

⑭

クラリ凝集剤ポンプ

－

－

－

－

－

休止設備

⑮

クラリ高分子凝集剤
ポンプ

－

－

－

－

－

休止設備

※2

ブロワ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト

原動機の重量が（A），（B）で異なる

1.0.2－別紙 31－4

BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）

第1表
No

⑯

⑰

⑱

機器名称

クラリファイアー
供給ポンプ

凝縮水収集ポンプ

廃液濃縮器循環ポン
プ（A）,（B）

地震随伴火災源

損傷
モード
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷

一覧表（3／5）
発生値

許容
基準値

ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

MPa
10
6
1
3
6
3
11
8
1
5
9
5
33
20
2
8
12
8
7
4
1
5
3
2

MPa
200
154
186
143
186
143
200
154
186
143
186
143
200
154
186
143
186
143
200
154
186
143
186
143

評価部位

基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト

応力
分類

設備区分

BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）⑲

廃液濃縮器補助循環ポンプ⑳

床ドレンフィルタ
保持ポンプ

－

－

－

－

－

休止設備

廃液フィルタ保持ポンプ（A）,（B）

－

－

－

－

－

休止設備

プリコートポンプ（A）,（B）

－

－

－

－

－

休止設備

機能
損傷

基礎ボルト

引張
せん断

81
20

200
154

機能
損傷

駆動部（ポンプ,原動機）
取付ボルト

引張

47

186

せん断

19

143

機能
損傷

基礎ボルト

引張
せん断

22
7

200
154

機能
損傷

駆動部（ポンプ,原動機）
取付ボルト

引張

11

186

せん断

6

143

りん酸ソーダポンプ

中和硫酸ポンプ

1.0.2－別紙 31－5

BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）

第1表
No

機器名称

中和苛性ポンプ

地震随伴火災源

損傷
モード

機能
損傷

一覧表（4／5）
発生値

許容
基準値

評価部位

応力
分類

基礎ボルト

引張
せん断

MPa
22
7

MPa
200
154

駆動部（ポンプ,原動機）
取付ボルト

引張

11

186

せん断

6

143

設備区分

BC クラス
（耐震裕度有）非常用ディーゼル
発電機（2C）

－

－

－

－

－

S クラス

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機

－

－

－

－

－

S クラス

非常用ディーゼル
発電機（2D）

－

－

－

－

－

S クラス

ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト

引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断
引張
せん断

20
14
18
13
8
4
12
8
20
14
3
2
15
2
1
2
2
1
3
2

200
154
186
143
186
143
186
143
200
154
186
143
186
143
186
143
186
143
186
143

制御棒駆動水ポンプ（A）,（B）

制御棒駆動水ポンプ
補助油ポンプ（A）,（B）

原子炉隔離時冷却系
レグシールポンプ

機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷
機能
損傷

基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
増速機取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト
ポンプ取付
ボルト
原動機取付
ボルト
基礎ボルト

BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス
（耐震裕度有）BC クラス

残留熱除去系
レグシールポンプ

－

－

－

－

－

（波及的影響
確認機器）

低圧炉心スプレイ系
レグシールポンプ

－

－

－

－

－

（波及的影響
確認機器）

BC クラス

1.0.2－別紙 31－6

第1表
No

地震随伴火災源

応力
分類

発生値

許容
基準値

MPa

MPa

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

－

－

－

－

－

S クラス

損傷
モード

評価部位

残留熱除去系ポンプ（A）,（B）,（C）－

原子炉隔離時冷却系
ポンプ
低圧炉心スプレイ系
ポンプ

機器名称

一覧表（5／5）

1.0.2－別紙 31－7

設備区分

第2図

地震随伴火災源の抽出（1／8）

1.0.2－別紙 31－8

第2図

地震随伴火災源の抽出（2／8）

1.0.2－別紙 31－9

第2図

地震随伴火災源の抽出（3／8）

1.0.2－別紙 31－10

第2図

地震随伴火災源の抽出（4／8）

1.0.2－別紙 31－11

第2図

地震随伴火災源の抽出（5／8）

1.0.2－別紙 31－12

第2図

地震随伴火災源の抽出（6／8）

1.0.2－別紙 31－13

第2図

地震随伴火災源の抽出（7／8）

1.0.2－別紙 31－14

第2図

地震随伴火災源の抽出（8／8）

1.0.2－別紙 31－15

別紙（32）
地震随伴内部溢水の影響評価について

地震発生による内部溢水時のアクセスルートの評価について，「設置許可基準規則」第 9 条溢水による損傷の防止等の評価を踏まえ，以下のとおり実施する。評価フローを第 1 図，評価概要図を第 2 図に示す。

(1)

アクセスルートとして使用するエリアの抽出
アクセスルートとして使用するエリアを抽出する。

(2)

地震時の溢水源の抽出
地震時の溢水源として，使用済燃料プールのスロッシング等を想定する。
また，操作場所へのアクセスルートが成立することを評価する上で，耐震Ｂ,Ｃクラスのうち，基準地震動Ｓ Ｓ に対する耐震性が確保されていない機器も抽出する。

(3)

アクセスルートエリアの溢水水位
アクセスルートの溢水水位は内部溢水対策（堰高さ 10cm 等）により，最終滞留区画である原子炉棟地下 2 階の西側区画を除き，歩行可能な水深20cm 以下に抑えられる。
最終滞留区画については，アクセスに必要で滞留水位が 20 ㎝より高くなる場合は，想定される水位に応じて必要な高さの歩廊（第 3 図参照）を設置し，アクセスに影響のないよう措置を講じる。

1.0.2－別紙 32－1

有効性評価及び技術的能力手順で期待している操作において，アクセ
スルートとなるエリアを第 1 表，各エリアの溢水水位を第 2 表に示す。

アクセスルートとして使用するエリアの抽出【抽出されたエリア】
・原子炉建屋原子炉棟
・原子炉建屋付属棟
・原子炉建屋付属棟（廃棄物処理棟）

地震時の溢水源の抽出【溢水源となる設備】
・ほう酸水注入系
・使用済燃料プール
・給水系 他

アクセスルートエリアの溢水水位
・下階の伝搬経路の有無により，伝搬経路となる開口部入口高さ若しくは溢水源からの溢水量により水位を評価

アクセスルートエリアの溢水水位はアクセス可能な
水位か ※ １

No

Yes

アクセス可 ※ ２
※1

※2

対応策検討

建屋の浸水時における歩行可能な水深は，歩行困難水深及び水圧でドアが開かなくなる水深などから30cm 以下と設定している。水位20cm以下であればアクセス可能と判断する。
「地下空間における浸水対策ガイドライン」（平成28年1月現在 国土交通省ＨＰ）参照
溢水水位によりアクセス可能と判断しても，放射性物質による被ばく防護及び感電防止のため，適切な装備を装着する。

第1図

地震随伴の内部溢水評価フロー図

1.0.2－別紙 32－2

発生した溢水量が堰の高さ以上の場合は開口部より下階へ排水される防護すべき設備は水密扉により溢水は流入しない第2図最地下階には上層階からの排水が集まる

水位評価概要図

1.0.2－別紙 32－3

第1表

有効性評価及び技術的能力手順におけるアクセスエリア

EL.（m） 原子炉建屋原子炉棟

原子炉建屋 付 属棟

原 子 炉 建 屋 付 属棟 （ 廃 棄 物 処 理 棟 ）＋46.50＋38.80＋30.50＋29.00③ ④ ⑤ ⑪――＋27.00＋25.30③ ④ ⑤ ⑥ ⑩ ⑪ ⑫ ⑬⑭ ⑮ ⑯ ⑰ ⑳

＋23.00⑬＋22.00＋20.30③ ④ ⑤ ⑩ ⑪
③ ④ ⑤ ⑥ ⑩ ⑪ ⑫ ⑬⑭ ⑮ ⑯ ⑰ ⑳

＋18.00＋14.00③ ④ ⑤ ⑩ ⑪

＋10.50③ ④ ⑤ ⑩ ⑪ ⑳―③ ④ ⑤ ⑥ ⑦ ⑨ ⑩ ⑪⑫ ⑬ ⑭ ⑮ ⑯ ⑰ ⑳③ ④ ⑤ ⑩ ⑪ ⑬ ⑳③ ④ ⑤ ⑥ ⑪ ⑫ ⑬⑭ ⑮ ⑯ ⑰ ⑳

＋2.56
＋2.00

⑬
③ ④ ⑤ ⑥ ⑩ ⑪ ⑫ ⑬⑭ ⑮ ⑯ ⑰ ⑳

＋13.70

＋8.20

―

⑳

－0.50
－4.00

③ ④ ⑤ ⑥ ⑪ ⑫ ⑬⑭ ⑮ ⑯ ⑰⑳―

【凡例（1／2）】
黒丸数字 ※ ：有効性評価でアクセスするフロア
白抜き丸数字 ※ ：技術的能力手順でアクセスするフロア（有効性評価外）※ 次頁に黒・白抜き丸数字の対応表を掲載― ：アクセスしないフロア：対象フロアなし

1.0.2－別紙 32－4

【凡例（2／2）】「重大事故等対策の有効性評価」事故シーケンス対応表
No

事故シーケンス

No

事故シーケンス①

高圧・低圧注水機能喪失②

高圧注水・減圧機能喪失③

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）④⑤

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）⑥

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）
崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）⑦

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）⑧⑨

ＬＯＣＡ時注水機能喪失⑩⑪

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

⑫

⑬
⑮
⑰
⑲

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）
原子炉圧力容器外の溶融燃料－
冷却材相互作用
溶融炉心・コンクリート相互作用
想定事故２
全交流動力電源喪失（停止時）

原子炉停止機能喪失
格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）⑭

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

⑯

水素燃焼

⑱

想定事故１

⑳

崩壊熱除去機能喪失（停止時）
原子炉冷却材の流出（停止時）

反応度の誤投入（停止時）

原子炉建屋へのアクセスがある技術的能力手順（有効性評価外）対応表
No

技術的能力手順【技術的能力 1.2】
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等【技術的能力 1.3】
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等【技術的能力 1.5】
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等【技術的能力 1.7】
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等【技術的能力 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【技術的能力 1.11】
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等【技術的能力 1.13】
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等【技術的能力 1.14】
電源の確保に関する手順等【技術的能力 1.16】
原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.0.2－別紙 32－5

第2表
EL（m）
＋46.50＋38.80＋30.50＋29.00＋27.00＋25.30＋23.00＋22.00＋20.30＋18.00＋14.00＋13.70＋10.50
＋8.20
＋2.56
＋2.00
－0.50
－4.00

有効性評価及び技術的能力手順におけるアクセスエリア溢水水位
原子炉建屋原子炉棟
堰高さ以下
堰高さ以下

原子炉建屋付属棟

原 子 炉 建 屋 付 属 棟 （廃 棄 物 処 理 棟 ）

滞留水なし
堰高さ以下
―
―
滞留水なし
滞留水なし
―

堰高さ以下
滞留水なし
堰高さ以下

堰高さ以下

滞留水なし
滞留水なし
―
滞留水なし
滞留水なし

滞留水なし

堰高さ以下
最大 64 ㎝

滞留水なし

滞留水なし
―

【凡例】
―

：アクセスしないフロア：対象フロアなし「堰高さ」：下層階へ排水する開口部高さ「滞留水なし」：溢水源がない又は下層階への排水により当該エリアでの滞留水なし

地震時に最終滞留区画となる原子炉棟地下 2 階の西側エリアを除く，
アクセスルートにおける最大溢水水位は，20cm 以下であることから，胴長靴を装備することで，地震により溢水が発生してもアクセスルートの通行は可能である。
なお，最終滞留区画については，最大 64 ㎝の溢水水位となる。このため，現場へのアクセス及び操作が可能となるよう必要な高さの歩廊を設置する。
有効性評価及び技術的能力手順におけるアクセスルートの溢水源となる系統を第 3 表～第 5 表に示す。また，アクセスルートと溢水防護区画の関係及び薬品タンクの配置を第 3 図に示す。

1.0.2－別紙 32－6

第3表
フロア

アクセスエリアの溢水源（原子炉建屋原子炉棟）（1／2）

区画番号 ※ １

溢水源

ＥＬ．＋４６．５０ｍ（地上６階）

溢水量（m ３ ）

温度
（℃）

溢水水位
（cm）

溢水源への
添加薬品

放射能の
有無

Ｅ Ｌ ．＋ ３ ８ ．８ ０ ｍ（地上５階）
Ｅ Ｌ ．＋ ２ ９ ．０ ０ ｍ（地上４階）

SFP スロッシング

81.49

65

12

無

有

RB－5－1

無し

0.00

―

0

―

―

RB－5－2

無し

0.00

―

10 ※ ２――RB－5－3

ほう酸水注入系

0.80

30

4

有

無

RB－5－14

無し

0.00

―

0

―

―

RB－4－1

無し

0.00

―

0

―

―

RB－4－2

無し

0.00

―

10 ※ ２――RB－4－3

無し

0.00

―

0

―

―

RB－4－22

無し

0.00

―

0

―

―

RB－3－1

原子炉再循環系

0.07

52

1

無

有

RB－3－2

無し

0.00

52

10 ※ ２

―

―

※２

―

―

Ｅ Ｌ ．＋ ２ ０ ．３ ０ ｍ（地上３階）

RB－6－1Ｅ Ｌ ．＋ １ ４ ．０ ０ ｍ（地上２階）※1※2

RB－3－4

無し

0.00

52

10

RB－3－6

原子炉再循環系

0.38

60

7

無

有

RB－3－8

無し

0.00

―

0

―

―

RB－3－9

無し

0.00

―

10 ※ ２――RB－2－3

無し

0.00

―

0

―

―

RB－2－9

無し

0.00

52

10 ※ ２――

内部溢水にて影響評価を行っている区画番号
他区画からの流入による

1.0.2－別紙 32－7

第3表
フロア

アクセスエリアの溢水源（原子炉建屋原子炉棟）（2／2）

区画番号 ※ １

溢水源

Ｅ Ｌ ．＋ ８ ．２ ０ ｍ（地上１階）

溢水量（m ３ ）

温度
（℃）

溢水水位
（cm）

溢水源への
添加薬品

放射能の
有無

Ｅ Ｌ ．＋ ２ ．２ ０ ｍ（地下１階）
ＥＬ．―４．００ｍ（地下２階）

RB－1－1

無し

0.00

―

1※ ２

―

―

RB－1－2

無し

0.00

52

10 ※ ２――

RB－B1－1

無し

0.00

―

1※ ２

―

―

RB－B1－2

無し

0.00

―

10 ※ ２――

RB－B1－9

無し

0.00

―

0※ ２ ※ ３――

RB－B2－3

無し

0.00

―

64 ※ ２――

RB－B2－5

無し

0.00

―

64 ※ ２

―

―

※２

―

―

RB－B2－6

無し

0.00

―

64

RB－B2－7

無し

0.00

―

0

―

―

RB－B2－8

無し

0.00

―

0

―

―

RB－B2－10

無し

0.00

―

0

―

―

RB－B2－11

無し

0.00

―

1※ ２

―

―

※２

―

―

RB－B2－12

無し

0.00

―

1

RB－B2－13

無し

0.00

―

1※ ２

―

―

※２

―

―

RB－B2－14

無し

0.00

―

64

RB－B2－15

無し

0.00

―

0

―

―

RB－B2－17

無し

0.00

―

0

―

―

※1
※2
※3

内部溢水にて影響評価を行っている区画番号
他区画からの流入による開口部から下層へ落水するため

1.0.2－別紙 32－8

第4表
区画番号 ※ １

フロア

ＥＬ．＋２３．００ｍ（地上３階）
Ｅ Ｌ ．＋ １ ８ ．０ ０ ｍ（地上２階）
Ｅ Ｌ ．＋ １ ３ ．７ ０ ｍ（地上中２階）Ｅ Ｌ ．＋ ８ ．２ ０ ｍ（地上１階）
Ｅ Ｌ ．＋ ２ ．５ ６ ｍ（地下１階）
ＥＬ．―４．００ｍ（地下２階）※1

アクセスエリアの溢水源（原子炉建屋付属棟）
溢水源

溢水量
（ ）

温度
（℃）

溢水水位
（cm）

溢水源への
添加薬品

放射能の
有無

CS－3－1

無し

0.00

―

0

―

―

CS－2－1

無し

0.00

―

0

―

―

CS－2－2

無し

0.00

―

0

―

―

CS－M2－1

無し

0.00

―

0

―

―

CS－1－3

無し

0.00

―

0

―

―

CS－1－4

無し

0.00

―

0

―

―

CS－1－5

無し

0.00

―

0

―

―

CS－B1－1

無し

0.00

―

0

―

―

CS－B1－2

無し

0.00

―

0

―

―

CS－B1－3

無し

0.00

―

0

―

―

CS－B1－4

無し

0.00

―

0

―

―

CS－B1－5

無し

0.00

―

0

―

―

CS－B2－1

無し

0.00

―

0

―

―

内部溢水にて影響評価を行っている区画番号

1.0.2－別紙 32－9

第5表
フロア

アクセスエリアの溢水源（原子炉建屋付属棟（廃棄物処理棟））

ＥＬ．＋２２．００ｍ（地上３階）

溢水量
（ ）

温度
（℃）

ＥＬ．＋１４．００ｍ（地上２階）

溢水源への
添加薬品

放射能の
有無

原子炉補機冷却水系 ※ ２

1.95

27

防食剤

無

復水・純水系 ※ ２

0.18

35

無

無

消火系 ※ ２

0.04

40

無

無

加熱蒸気系 ※ ２

0.00

◆※４

0

―

―

RW－3－2

原子炉補機冷却水系 ※ ２

0.02

27

1

防食剤

無

RW－3－3

原子炉補機冷却水系 ※ ２

0.02

27

1

防食剤

無

原子炉補機冷却水系 ※ ２

1.53

27

防食剤

無

復水・純水系 ※ ２

0.18

35

無

無

区画番号 ※ １

溢水源

溢水水位
（cm）

0※ ３

RW－3－10※ ３

ＥＬ．＋８．２０ｍ（地上１階）

消火系 ※ ２

0.23

40

無

無

タービン補機冷却水系 ※ ２

0.08

36

防食剤

無

加熱蒸気系 ※ ２

0.00

◆※４

0

―

―

RW－2－4

無し

0.00

―

0

―

―

RW－1－1

無し

0.00

―

0

―

―

RW－1－2

無し

0.00

―

0

―

―

RW－1－3

無し

0.00

―

0

―

―

原子炉補機冷却水系 ※ ２

1.28

27

防食剤

無

気体廃棄物処理系 ※ ２

1.02

7

無

無

機器ドレン系 ※ ２

16.40

50

無

無

凝縮水処理系 ※ ２

1.25

50

無

無

※２

2.32

30

無

無

復水・純水系 ※ ２

2.24

35

無

無

消火系 ※ ２

0.24

40

無

無

加熱蒸気系 ※ ２

0.00

◆※４

0

―

―

機器ドレン系 ※ ２

132.60

30

0※ ３

無

無

RW－2－3RW－1－4RW－1－5

※1
※2
※3
※4

濃縮廃液・廃液中和スラッジ系

内部溢水にて影響評価を行っている区画番号
系統名「放射性廃棄物処理系」を省略
開口部から下層へ落水するため
高エネルギ配管

1.0.2－別紙 32－100※ ３

1.0.2－別紙 32－11
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（1／8）

1.0.2－別紙 32－12
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（2／8）

1.0.2－別紙 32－13
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（3／8）

1.0.2－別紙 32－14
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（4／8）

1.0.2－別紙 32－15
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（5／8）

1.0.2－別紙 32－16
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（6／8）

1.0.2－別紙 32－17
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（7／8）

1.0.2－別紙 32－18
第3図

東海第二発電所

溢水防護区画図（8／8）

(4)アクセスルートエリアの溢水による温度の影響
地震による溢水源の中で，高温の流体を内包する系統は「放射性廃棄物
処理系加熱蒸気系」が考えられる。放射性廃棄物処理系加熱蒸気系は，アクセスルート上の配管の耐震性を確保するため，蒸気の漏えいは発生しない。
したがって，有効性評価における原子炉建屋内での作業における高温状態による影響はないと考えられる。
なお，「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」は，
このインターロックによる自動隔離対象外の事象であり，原子炉建屋内が高温環境になることが考えられるが，漏えい箇所の隔離作業に係る区画の雰囲気温度は，作業開始を想定する原子炉減圧操作後に原子炉建屋内環境が静定する事象発生 2 時間から，現場隔離操作が完了する 5 時間までの最大で 41℃程度（ブローアウトパネルに期待しない場合でも約 44℃程度）であることから，屋内現場作業における高温状態による影響はないと考えら
れる。

(5)

アクセスルートエリアの溢水による線量の影響
放射性物質を内包する溢水源の中で，漏えい時に環境線量率が最も厳しくなる系統は「使用済燃料プールのスロッシング」である。
使用済燃料プールのスロッシングによる被ばく線量は数 mSv 程度となり，緊急時の被ばく線量制限値 100mSv と比較して十分小さく抑えられるため，被ばく防護の適切な装備を実施した上で作業は可能であると考えられる。

(6)

アクセスルートエリアの化学薬品を含む溢水の影響
化学薬品を含む溢水源の中には「ほう酸水溶液」，「補機冷却水系に含ま1.0.2－別紙 32－19

れる防食剤」が存在し，溢水源の周辺の堰内や近傍のエリアに滞留が想定されるが，ガスの発生が想定されないことから，炉心損傷のおそれがある
場合は溢水を考慮した放射線防護具（アノラック等），炉心損傷のおそれがない場合は通常の装備を着用する。
原子炉建屋付属棟（廃棄物処理棟）の溢水源には苛性ソーダ，硫酸及びりん酸ソーダが存在する。当該タンクの周辺には堰が設置されているため，薬品の漏えい時には堰内に薬品が滞留し，ガスの発生が想定される。そのため，原子炉建屋付属棟（廃棄物処理棟）内の作業時は，炉心損傷のおそれがある場合は放射線防護具のうち自給式呼吸用保護具，炉心損傷のおそれがない場合は薬品防護具を着用する。また，当該薬品タンクの設置場所を迂回することが可能である。
第 3 図に薬品タンクの配置を示す。

(7)

照明への影響
照明設備については，常用電源若しくは非常用電源から受電しており，建屋全体に設置されている。溢水の影響により照明設備が喪失しても可搬型照明により対応可能である。（別紙（27）参照)

(8)

感電の影響
電気設備が溢水の影響を受けた場合は，保護回路が動作し電気回路をトリップすることで電源供給が遮断されると考えられる。また，地絡等の警報が発生した場合は負荷の切り離し等の対応を行う。
なお，第 4 図に示す保護具を着用することによりアクセス時の安全性を確保する。

1.0.2－別紙 32－20

(9)漂流物の影響屋内に設置された棚やラック等の設備は，固縛処置がされており，溢水が発生した場合においても漂流物になることはない。よって，アクセス性に対して影響はない。

(10)

内部溢水に対する対応方針
地震による内部溢水の発生により，建屋内の床面が没水した場合を考慮しても対応作業が可能なよう，必要となる防護具を配備する。
内部溢水が発生していると考えられる場合には，中央制御室や緊急時対策所で必要な防護具を着用し，対応操作現場に向かう手順としており，訓練等を通じて，防護具の着用時間は約 12 分で実施できることを確認した。
第 4 図に防護具の着用例を示す。

1.0.2－別紙 32－21

配 備 場 所：中央制御室，緊急時対策所建屋
防護具：「マスク」 …全面マスク，ガスマスク「服装」…タイベック，アノラック，綿手袋，ゴム手袋，
長靴，胴長靴，消防服

薬品類の漏えい時に着用する防護具は別紙（36）参照。
※

今後の検討により，変更・追加となる可能性がある。

胴長靴

タイベック＋全面マスク

長靴

全面マスク

第4図

防護具の着用例

1.0.2－別紙 32－22

アノラック＋全面マスク

別紙（33）
屋内アクセスルート確認状況（地震時の影響）について

東海第二発電所における屋内アクセスルートのプラントウォークダウン確認結果
を第 1 図及び第 1 表に示す。

1.0.2－別紙 33－1

第 1 図 東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2－別紙 33－2

現場確認結果（1／8）

第 1 図 東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2－別紙 33－3

現場確認結果（2／8）

第 1 図 東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2－別紙 33－4

現場確認結果（3／8）

第 1 図 東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2－別紙 33－5

現場確認結果（4／8）

第 1 図 東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2－別紙 33－6

現場確認結果（5／8）

第1図

東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2－別紙 33－7

現場確認結果（6／8）

第 1 図 東海第二発電所

屋内アクセスルート
1.0.2－別紙 33－8

現場確認結果（7／8）

第 1 図 東海第二発電所

屋内アクセスルート

1.0.2－別紙 33－9

現場確認結果（8／8）

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（1／11）
項目

設置場所

分解用治具（ＲＣＩＣポンプ用）

工具箱

ＬＰＣＳポンプベントライン
仮設ホース

資材保管ハウス

資材保管ハウスR／B B2FL
EL.－4.00m

踏み台

資材保管ハウス

踏み台

踏み台

手摺り
（機器ハッチ用／ＬＰＣＳ・ＨＰＣＳ）

収納箱（定検試験機材保管箱）

ＲＨＲポンプ分解治具

Ｓ／Ｐ点検用資材

日点工具保管庫 №１

R／B B1FL
EL.＋2.00m

評価・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）

1.0.2－別紙 33－10

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（2／11）
項目

設置場所

日常点検工具保管庫

ＲＨＲポンプ部品収納箱（Ｂ－１，２，３）

ＲＨＲポンプ部品収納箱（Ｃ－１）

ＲＨＲポンプ部品収納箱（Ｄ－２）

取外し式梯子

取外し式梯子踏み台

取外し式梯子

収納箱 ＲＨＲポンプ部品収納箱

制御棒位置検出器(PIP)収納箱

ボンベ運搬用台車

ボンベ運搬用台車

工具箱

RHR ポンプ用シャフト

R／B B1FL
EL.＋2.00m

評価・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）

1.0.2－別紙 33－11

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（3／11）
項目

設置場所

手摺り

ダストサンプリング用架台

移動式足場

手摺

清掃用具

清掃用具

担架収納用キャビネット
R／B 1FL
EL.＋8.20m
緊急時用防護具

緊急時用防護具

緊急時用ウェス

汚染検査 BOX

工具箱

カラーコーン・コーンバー

手摺

評価・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真③参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）

1.0.2－別紙 33－12

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（4／11）
項目

設置場所

RB 集中清掃系中間集塵機

ダストサンプリング用架台

CRD 交換用装置収納箱

R／B 2FL
EL.＋14.00m

LPRM シャッター

踏み台

緊急用資機材 ケーブル

超音波洗浄機及び工具一式

超音波洗浄機及び工具一式

試験関連保管箱

取外し式梯子MSIV 自動ﾗｯﾋﾟﾝｸﾞ装置

MSIV 点検専用工具箱

チャージングポンプ

HCU ベントホース収納用
プラスチックコンテナ

R／B 3FL
EL.＋20.30m

評価・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）

1.0.2－別紙 33－13

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（5／11）
項目

設置場所

キャビネット

収納庫（HCU 点検用工具一式）
データ処理装置
中継器
収納庫（HCU 点検用工具一式）（HCU 性能試験装置）

取外し式梯子

収納庫（HCU 性能試験装置）

収納庫（HCU 点検用工具一式）
収納庫

弁操作用架台工具箱

MSIV 仮組 L／T 用フランジ
MSIV 摺合せ治具

工具箱

工具箱

MSIV 点検用吊具

R／B 3FL
EL.＋20.30m

評価・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真③参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真③参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真③参照）
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真③参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真③参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）

1.0.2－別紙 33－14

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（6／11）
項目

設置場所

遮蔽用鉛毛マット

取外し式梯子遮蔽用 2 次容器

FPC ポンプ定検用倉庫
R／B 4FL
EL.＋29.00m
取外し式梯子
収納庫 ＣＲＤ交換装置点検工具（着脱ヘッド試験治具）
収納箱 ＳＬＣ系ホース収納箱
弁操作用架台
取外し式梯子

取外し式梯子FHM ケーブルベア用ブリッジ
バイオトイレ
キャビネット
活性炭吸引機DHC 治具
放管資材保管用ロッカー
ポンプアウトユニット
SLC 点検用治具
作業台
汚染検査 BOX
活性炭充填機
燃料貯蔵プール排気ダクト隔離弁操作
架台用昇降はしご（東側）

R／B 5FL
EL.＋38.80m

評価・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛を実施している（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛を実施している（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）

1.0.2－別紙 33－15

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（7／11）
項目

設置場所

金属製物置
燃料貯蔵プール排気ダクト隔離弁操作
架台用昇降はしご（西側）
取外し式梯子R／B 5FL
EL.＋38.80m

取外し式梯子架台
ダストサンプリング用架台
垂直吊具
ラック
道工具棚

R／B 6FL
EL.＋46.50m

キャビネットキャビネット
燃料取扱機材

踏み台

リフター

リフター
C／S 1FL
EL.＋8.20m
踏み台

踏み台

予備品収納箱踏み台

C／S 2FL
EL.＋18.00m

評価・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真③参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真②参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし

1.0.2－別紙 33－16

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（8／11）
項目

設置場所

光ファイバー温度監視装置
原子炉格納容器
漏えい率試験装置
使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ機器収納盤
PC ラック
オフガス高感度モニタ監視装置

C／S 3FL
EL.＋23.00m

工具箱（換気空調設備定検工事用）

取外し式手摺り

RPS-MG 模擬負荷抵抗

リフター

リフター

C／S B1FL
EL.＋2.56m

リフター

脚立

脚立
C／S B1FL
EL.＋2.56m
脚立

評価
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真③参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真③参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真③参照）

1.0.2－別紙 33－17

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（9／11）
項目

設置場所

リフター

リフター

C／S B2FL
EL.－4.00m

リフター

油圧防振器用点検資機材
収納箱 工具収納箱
ダストサンプラー置き場

綿手・ゴム手袋用ラック

消耗品ラックTOC 計

再利用ポリビン保管ラック
測定機器用机踏み台

No.1 倉庫

タンク遠隔点検用資材
油圧防振器予備品

工具箱

工具箱

緊急時対応用ウェス

Rw／B 1FL
EL.＋8.20m

評価・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なた
め，移設を行うことから問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし

1.0.2－別紙 33－18

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（類似処置は代表例の写真を示す）（10／11）
項目
バッテリー式リフト

設置場所
Rw／B 1FL
EL.＋8.20m

R／W 開口部用柵

SRV 定検資材
SRV 定検資材
SRV 定検資材
SRV 定検資材
新樹脂保管用ラック
ラック（ISI 試験片用）
バイオトイレSRV 取外・取付用資材

Rw／B 2FL
EL.＋14.00m

SRV 取外・取付用資材

SRV 定検資機材

踏台・脚立ＯＧハッチ用梯子

ハッチ用手摺SRV
SRV
SRV 定検資材
踏み台

Rw／B 3FL
EL.＋22.00m

評価
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題ない・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なため，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真①参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している（転倒防止処置例は写真④参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・固縛，転倒防止策を実施している
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なため，移設を行うことから問題なし（転倒防止処置例は写真④参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真②参照）
・転倒防止策を実施している
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合でも通行可能な通路幅が確保可能なためアクセス性の問題なし
・転倒した場合に通行可能な通路幅の確保が困難なため，移設を行うことから問題なし

1.0.2－別紙 33－19

第 1 表 機器等の転倒防止処置等確認結果（代表例の写真を示す）（11／11）
各項目の転倒防止処置
設置物の外観転倒防止対策写 真①
例：試験関連保管箱

写 真②
例：予備品収納箱

写 真③
例：脚立

写 真④
例：リフター

写真①：スリング，ワイヤー，チェーンを用いた固縛
写真②：壁面からのアンカーを用いた固縛
写真③：サポートを用いた固縛
写真④：床面からのアンカーを用いた固縛

1.0.2－別紙 33－20

東海第二発電所の屋内設置物（常置品，仮置資機材）については，地震等による転倒によって，重大事故等対応の障害になることを防止するため，常置品，仮置き
資機材の設置に対する運用，管理を社内規程に基づき実施する。

1.0.2－別紙 33－21

別紙（34）
発電所構外からの災害対策要員の参集について

1.

要員の参集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合，発電所構外にいる災害対策要員への情報提供及び非常招集を速やかにするために，「一斉通報システム」を活用する。（第 1 図）
○一斉通報システムによる災害対策要員の招集
通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報システムに事故故障の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。

一斉通報システム

通報連絡要員（当直発電長）

各災害対策
要員

事故事象，緊急招集等の
音声情報
携帯電話

音声入力

第1図

一斉通報システムの概要

また，発電所周辺地域（東海村）で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。
地震等により家族，自宅等が被災した場合や地方公共団体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
発電所参集要員（拘束当番）である災害対策要員は，直接発電所へ参集する。発電所参集要員（拘束当番）以外の参集要員は，発電所外参集場所となる第三滝坂寮に集合し，発電所外参集場所で災害対策本部と参集に係る以下①～⑤の情報確認及び調整を行い，災害対策本部からの要員派遣の要請に従い，集団で発電所に移動する。（第 2 図）

1.0.2－別紙 34－1

①発電所の状況（設備及び所員の被災等）②参集した要員の確認（人数，体調等）③重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤気象及び災害情報等

2.

災害対策要員の所在について
東海村の大半は東海第二発電所から半径 5km 圏内であり，発電所員の約 5割が居住している。更に，東海村周辺のひたちなか市，那珂市など東海第二発電所から半径 5km～10km 圏内には，発電所員の約 2 割が居住しており，おおむね東海第二発電所から半径 10km 圏内に発電所員の約 7 割が居住している。
（第 2 図）（第 1 表）

1.0.2－別紙 34－2

第2図

第1表
居住地
居住者数

東海第二発電所とその周辺

居住地別の発電所員数（平成 28 年 7 月時点）

東海村
（半径 5km 圏内）

133 名
（52％）

東海村周辺地域
ひたちなか市など（半径 5km～10km 圏内）

58 名
（23％）

3.

発電所構外からの災害対策要員の参集ルート

3.1

概要

その他の地域（半径 10km 圏外）

64 名
（25％）

発電所構外から参集する災害対策要員の主要な参集ルートについては，第3 図に示すとおりである。
1.0.2－別紙 34－3

第3図

主要な参集ルート

東海第二発電所が立地する東海村は比較的平坦な土地であり，発電所構外の拠点となる要員の集合場所（第三滝坂寮）から発電所までの参集ルートは，通行に支障となる地形的な要因の影響が少ない。また，木造建物の密集地域
はなくアクセスに支障はない。このため，参集要員は通行可能な道路等を状
況に応じて選択して参集できる。
この他の参集に係る障害要因としては，地震による橋梁の崩壊，津波による参集ルートの浸水が考えられる。
地震による橋梁の崩壊については，参集ルート上の橋梁が崩壊等により通1.0.2－別紙 34－4

行ができなくなった場合でも，迂回ルートが複数存在することから，参集は可能である。なお，地震による参集ルート上の主要な橋梁への影響について
は，平成 23 年の東北地方太平洋沖地震においても，実際に徒歩による通行に支障はなかった。
参集ルートが津波により浸水した場合には，アクセス性への影響を未然に回避するため，大津波警報発令時には，基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（第 3 図に示す，ひたちなか市（那珂湊方面）及び日立市の比較的海に近いルート）は使用せず，これ以外の参集ルートを使用して参集する。
大規模な地震が発生し，発電所で重大事故等が発生した場合には，住民避難の交通渋滞が発生すると考えられるため，交通集中によるアクセス性への影響回避のため，参集ルートとしては可能な限り住民避難の渋滞を避けることとし，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。

3.2

津波による影響が考えられる場合の参集ルート
東海村津波ハザードマップ（第 4 図）によると，東海村中心部から東海第二発電所までの参集ルートへの影響はほとんど見られない（川岸で数 10cm程度）が，大津波警報発令時は，津波による影響を想定し，海側や新川の河口付近を避けたルートにより参集する。

1.0.2－別紙 34－5

第4図

茨城県（東海村）の津波浸水想定図（抜粋）

また，東海第二発電所では，津波ＰＲＡの結果を踏まえ，基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地遡上津波」という。）に対して影響を考慮する必要がある。敷地遡上津波の遡上範囲の解析結果（第 5 図）から，発電所周辺に浸水する範囲が認められるが，東海村中心部から東海第二発電所の1.0.2－別紙 34－6

敷地までの参集ルートに津波の影響がない範囲が確認できることから，津波の影響を避けたルートを選択することにより参集することは可能である。

第5図

3.3

敷地に遡上する津波の遡上範囲想定図

住民避難がなされている場合の参集について
全面緊急事態に該当する事象が発生し，住民避難が開始されている場合には，住民の避難方向と逆方向に移動することが想定される。
発電所へ参集する要員は，原則，住民避難に影響のないよう行動し，自動
1.0.2－別紙 34－7

車による参集ができないような場合は，自動車を避難に支障のない場所に停止した上で，徒歩等により参集する。

3.4

発電所構内への参集ルート
東海第二発電所の敷地周辺の参集ルートについては，以下に示す敷地の特徴を踏まえて，複数の参集ルートを設定している。
・東海第二発電所への参集に当たっては必ず国道 245 号線を通過することから，同国道の交通状態及び道路状態によるアクセス性への影響を受けないように，同国道を通行する距離を短くするとともに，できるだけ多くの参集ルートを設定し，更に各参集ルートの構内への進入場所をできるだけ離す
・敷地入口近傍にある 275kV 及び 154kV の送電鉄塔の倒壊による障害を想定し，鉄塔が倒壊しても影響を受けない参集ルートを設定する
・敷地高さを踏まえ，敷地を遡上する津波によっても影響を受けずに緊急時対策所に到達できる参集ルートを設定する

この考え方に基づき，発電所構外から発電所構内への参集ルートとして，
正門ルート（通常時のルート）の他に，南側ルート，南西側ルート，西側ルート及び北側ルートを設定する。（第 6 図，第 7 図）各参集ルートの考慮すべき外的事象を第 2 表に示す。また，送電鉄塔の倒壊時における通行の考え方を，別紙補足 1 に示す。
災害対策要員が参集する際は，各参集ルートの状況を踏まえて安全に通行できるルートを選定する。
なお，正門ルート及び代替正門ルートを通行できない場合は，隣接する他機関の敷地内を通行する南側ルート，南西側ルート，西側ルート及び北側ル
1.0.2－別紙 34－8

ートを介して災害対策要員が発電所に参集する。このため，他機関とは，通行に係る運用及び参集ルートに影響する障害物の撤去等に係る運用について，
あらかじめ取り決めることとしている。

3.5

緊急時対策所への参集ルート
平日の勤務時間帯においては，災害対策要員の多くは事務本館で執務しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に参集する。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においては，災害対策要員（初動）が事務本館等での執務若しくは発電所構内に設けた待機場所に待機しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に参集する。
事務本館及び発電所構内に設けた待機場所から緊急時対策所までの参集ルートを，第 8 図に示す。

1.0.2－別紙 34－9

第6図

発電所構内への参集ルート

1.0.2－別紙 34－10

第7図

発電所周辺の送電線路と発電所への参集ルート

1.0.2－別紙 34－11

第8図

緊急時対策所までの参集ルート

1.0.2－別紙 34－12

1.0.2－別紙 34－13

第 2 表 各参集ルートの特徴を踏まえた要員参集の適合性考慮すべき外的事象による要員参集の適合性（対応）
参集ルート
参集ルートへの影響の可能性
送電鉄塔（国道 245 号線からの進入ﾙｰﾄ
津波浸水※２
災害発生後 1 日程度以内
災害発生後 1 週間程度
※１の倒壊
→構内への進入ﾙｰﾄ）
正門ルート
△
△
・送電鉄塔が倒壊した場合は，安 ・倒壊した送電鉄塔の撤去及び遡全性（停電）を確認できた場合の 上津波による影響（がれき除去）
み離隔を維持して通行する。
を行うことで通行可能。
△△→正門ルート・遡上津波の影響によっては通行
代替正門ルート
できない可能性あり。
→西側ルート△○・送電鉄塔が倒壊した場合は，安 ・倒壊した送電鉄塔を撤去するこ
全性（停電）を確認できた場合の とで通行可能。
み離隔を維持して通行する。
南側ルート
○
△
・遡上津波の影響によっては通行 ・遡上津波による影響（がれき除できない可能性あり。
去）を行うことで通行可能。
○△→正門ルート南西側ルート→西側ルート○○（通行の支障なし）（通行の支障なし）
西側ルート△○
・送電鉄塔が倒壊した場合は，安 ・倒壊した送電鉄塔を撤去するこ
全性（停電）を確認できた場合の とで通行可能。
み離隔を維持して通行する。
北側ルート
○
△
・遡上津波の影響によっては通行 ・遡上津波による影響（がれき除できない可能性あり。
去）を行うことで通行可能。
<凡例> ○：影響の可能性なし（通行可能），△：影響の可能性あり（状況に応じて通行可否を判断する）※1 参集ルートの幅の一部あるいは全幅が，送電鉄塔の倒壊範囲と重複すると評価される場合は△とした。
※2 参集ルートの一部が，敷地を遡上する津波により浸水する範囲の評価結果（T.P.＋8m）と重複する場合は△とした。

4.

夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の要員参集条件及び参集時間について実際に実施した参集訓練等で得られた結果及び各種のハザードを考慮した参集条件を保守的に設定し，これを用いて災害対策要員の参集時間を以下に
評価した。

4.1

評価条件

(1)

自宅等を出発するまでの時間
事象発生後に，あらかじめ拘束当番に指名されており発電所に参集する
災害対策要員は，災対本部からの招集連絡を受けて，発災 30 分後に自宅を出発するものとする。（第 7 図）
（約 10 分）

（発災 30 分後）

自宅出発

※

災

要員受信

招集連絡

発

※ 出発の支度は，招集連絡を受けてから約 20 分を要すると保守的に想定

第7図

(2)

要員の招集から自宅出発までの概要

移動手段・移動速度
徒歩による移動とする。参集訓練実績をもとに移動速度を 4.0km／h（67m／min）※とする。なお，参考として，自転車で参集する場合を想定し，同様の考え方で移動速度を 12km／h（200m／min）とする。（別紙補足 2）※

参集訓練の実績 5.0km／h（80m／min）に対して保守的に 4.0km／h（67m／min）とする。自転車は，訓練実績を踏まえて保守的に「12km／h（200m／min）」とする。

1.0.2－別紙 34－14

(3)

参集ルート
参集する災害対策要員は，津波による浸水を受ける発電所周辺の浸水エリアを迂回したルートで参集する設定とした。

4.2

参集に要する時間と災害対策要員数
事象発生時には，発電所敷地内に既に待機している災害対策要員（初動）（39 名）を除く，あらかじめ拘束当番に指名されている災害対策要員（72名）を含む全ての災害対策要員 ※ が発電所に参集する。
※

発電所に参集する要員数は，全ての災害対策要員（255 名，平成 28 年 7 月時点，第 1
表参照）から災害対策要員（初動）39 名を差し引いた 216 名となる。拘束当番である
災害対策要員（72 名）は，216 名の内数である。

参集する災害対策要員が，東海第二発電所の敷地に参集する（発電所構外の拠点となる集合場所を経由しない）までの所要時間と参集する災害対策要員数の関係を第 3 表に示す。

第3表

参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係（平成 28 年 7 月時点）

参集に係る所要時間

参集する災害対策要員数
参 考
徒 歩
徒 歩
自転車
（4.0km／h）（5.0km／h） （12km／h）

60 分以内

4名

12 名

126 名

90 分以内

100 名

112 名

176 名

120 分以内

128 名

132 名

200 名

第 3 表より，あらかじめ拘束当番に指名されており発電所に参集する災害対策要員（72 名）は，事象発生後 120 分には参集していると考えられる。また，参集ルートの状況により自転車で参集できる場合には，更に短時間での1.0.2－別紙 34－15

参集が可能となる。
上記の参集に係る所要時間は，事象発生時に，構外から参集する災害対策要員に求められる参集時間（最短で約 3 時間，可搬型代替注水中型ポンプへの燃料補給）と比較して十分に早い。（別紙補足 3，別紙補足 4）
参集する災害対策要員は，参集ルート上に建物等の倒壊他により通行が困難な状態を確認した場合には，それを避けた別の参集ルートを通行する。この場合，参集時間に影響すると考えられるが，第 3 表の評価結果は，以下に示す保守的な条件設定に基づく評価結果であるため，実際の参集性には影響はない。
・災害対策要員は発災 30 分後（招集連絡を受信してから 20 分後）に出発することとしているが，実態は数分で出発可能である。
・移動手段は，発電所周辺の道路の通行に支障があることを想定し，道路の状況に応じて参集ルートを選べる徒歩による移動とした。
・移動速度は参集訓練の実績（5.0km／h）に対し，保守的に 4.0km／h とした。
・参集ルートは，発電所周辺には複数の道路があることから，主要な幹線道路を用いた主要参集ルートが通行できない場合でも比較的近い場所を
迂回参集ルートとして通行することが可能である。このため，迂回参集
ルートは主要参集ルートと比較して移動距離及び移動時間はあまり変わらない。（別紙補足 5）

1.0.2－別紙 34－16

別紙補足1
鉄塔倒壊時のアクセスについて

1.

鉄塔の倒壊とアクセスルートについて発電所周囲には 275kV 及び 154kV の送電線鉄塔が設置されており，送電線及び送電鉄塔は参集ルート上を横断又は参集ルートに近接している。
送電線の脱落及び断線，あるいは送電線鉄塔が倒壊した場合においても，垂れ下がった送電線又は倒壊した送電線鉄塔に対して十分な離隔距離を保って通行すること，又は複数の参集ルートからその他の適切な参集ルートを選択することで，発電所へ参集することは可能である。

2.

送電鉄塔の倒壊時に通行する参集ルート
送電鉄塔の倒壊等が発生した際に通行する参集ルートについては，倒壊した送電鉄塔の場所及び損壊状況に応じて，その他の複数の参集ルートから，
以下の事項を考慮して，確実に安全を確保できる適切な参集ルートを選定し通行する。
・大津波警報発生の有無
・倒壊した送電鉄塔及び送電線の損壊状態及び送電線の停電状況
・上記以外の倒壊物による参集ルートへの影響状況

1.0.2－別紙 34－17

2.1

壊した場合
275kV No.2 鉄塔が倒壊
発電所進入道路を阻害 することになる，275kV No.2 鉄塔の南側側への倒壊又は 154kV No.5 鉄塔の北側側への倒壊が起きても，275kV No.2 鉄塔
塔を迂回する
ことでアクセスすること は可能である。（第 1 図）

第1図

壊時のアクセスルート（代替正門ルート））
鉄塔倒壊

1.0.2－別紙 34－18

2.2

壊した場合
154kV No.3 鉄塔が倒壊
西側ルートは，国道 24
45 号から 2 箇所の入口があるため，154k
kV No.3 送電鉄塔が倒壊しても，影響をを受けない入口からアクセスすることは可可能。また，
154kV No.3 送電鉄塔を迂 回した場合は，JAEA 敷地内を通行して南
南西側ルートよりアクセスすることも 可能である。（第 2 図）

第2図

鉄塔倒
倒壊時のアクセスルート（西側ルート）

1.0.2－別紙 34－192.3が倒壊した場合
154kV No.2～4 鉄塔が154kV No.1～4 鉄塔が全全て西側へ倒壊して国道 245 号の通行を阻阻害しても，

発電所周囲の別の道に迂 回することで 154kV 鉄塔の倒壊の影響をを避けて発電所進入道路へアクセスす ることは可能。（第 3 図）

第3図のアクセスルート（迂回路(国道 245 号迂
迂回)）
鉄塔倒壊時の1.0.2－別紙 34－20

2.4が倒壊した場合
154kV No.2～4 鉄塔が275kV No.2 鉄塔の南側側への倒壊又は 154kV No.5 鉄塔の北側へへの倒壊が発生し，かつ 154kV No.1～～4 送電鉄塔が全て西側へ倒壊して国道 245
2 号の通行を阻害している場合，津 波警報が発生していない状況であれば， 標高の低い箇所を辿る北側及び南側 ルートを用いてアクセスすることが可能
能である。
（第
4 図）

第4図

鉄塔倒壊 時のアクセスルート（北側，南側ルート
ト）
1.0.2－別紙 34－21

3.

倒壊した送電鉄塔の影響について
自然災害により送電鉄塔が倒壊した事例を第 5 図に示す。

強風による鉄塔の倒壊事例① ※１

強風による鉄塔の倒壊事例② ※１

地震による斜面の崩落に伴う鉄塔の倒壊事例 ※２

津波による隣接鉄塔の倒壊に伴う鉄塔の倒壊事例 ※２【出典】※1 電力安全小委員会送電線鉄塔倒壊事故調査ワーキンググループ報告書(H14.11.28)※2 原子力安全・保安部会・電力安全小委員会電気設備地震対策ワーキンググループ報告書(H24.3 月)

第5図

自然災害による送電鉄塔の倒壊事例

いずれの自然災害においても，送電鉄塔は鉄骨間の間隙を保って倒壊し1.0.2－別紙 34－22

ていることが確認できることから，災害対策要員は，送電線の停電など安全を確認した上で倒壊した送電鉄塔の影響を受けていない箇所を離隔を保って迂回するルートで鉄塔の近傍を通過することが可能である。

1.0.2－別紙 34－23

別紙補足2
参集訓練の実施結果

1.

概要
重大事故等時において，発電所外から参集する災害対策要員の参集性を評価するため参集訓練を実施した。参集する要員は，居住地及び年齢など種々の組み合わせを考慮して選定し，発電所まで参集する時間を実際に計測して，移動速度を算出した。
この結果から，発電所外から参集する災害対策要員の参集するための保守的な移動速度を設定した。

2.

参集訓練の実施
参集訓練の実施に当たっての条件と実施結果を以下に示す。

2.1

参集訓練の実施概要
・移動経路は発電所の東側を除いた，北側，西側及び南側で 2 ルートの合
計 4 ルートを設定して実施。
・移動速度の計測は，移動手段を徒歩として実施。ただし，南側のルートの計測では，自転車での速度の計測も実施。
・各コースとも 2 名／組で実施し，年齢層によるバラツキをなくすため，各組の合計年齢が同じようになるように設定（各組で 80 歳～100 歳）。

1.0.2－別紙 34－24

2.2

参集訓練の実施結果

第1表
No.
1
2
3
4
5

対象者

実際の
移動距離

移動手段

参集
時間 ※1

実際の
移動速度

A,B

16.4km

徒歩

200 分

C,D

11.5km

徒歩

122 分

E,F

11.8km

徒歩

146 分

4.9km／h(82m／min)4.6km／h(76m／min)4.9km／h(81m／min)G,H

12.3km

徒歩

125 分

I,J

12.3km(往路)
12.3km
(復路)

自転車

I,J

6

参集訓練の実施結果（平成 27 年 9 月 29 日実施）

平均移動速度
※１

3.

自転車

備

考

主に発電所の北側から参集するルート
主に発電所の西側から参集するルート
主に発電所の南側のうち内陸側から参集するルート
主に発電所の南側のうち海側から参集するルート

5.9km／h(98m／min)58 分
12.7km／h 主に発電所の南側のうち海側から参集するルート(212m／min)
60 分
12.3km／h 主に発電所の南側のうち海側から参集するルート(205m／min)
徒 歩：5.0km／h(83m／min)
自転車：12.5km／h(208m／min)

休憩等を含む時間

参集訓練の評価
第 1 表参集訓練の結果より，徒歩での移動速度は 83m／min（5.0km／h）と算出され，本訓練の評価用歩行速度を 67m／min（4.0km／h）で設定した。
また，上記の参集性の評価に当たっては，測定結果に交通事情や道路条件
及び道路上に発生した障害によって発生する迂回に要する時間を考慮し，保守的に参集に係る移動速度を 67m／min（4.0km／h）とした。
なお，自転車を用いた移動速度は 208m／min（12.5km／h）と評価でき，参集に自転車を用いれば参集に係る所要時間は更に短縮できることを確認した。

1.0.2－別紙 34－25

4.

参集訓練の様子
参集訓練の様子を第 1 図に示す。

南側(内陸側)ルート

北側ルート

南側(海側)ルート（徒歩）南側(海側)ルート（自転車）第1図

参集訓練の様子

1.0.2－別紙 34－26

別紙補足 3

第1図

各事故シナリオにおける参集要員に求める主な対応と参集時間

1.0.2－別紙 34－27

1.0.2－別紙 34－28
全交流電源喪失（ＴＢＰ）の作業と所要時間

別紙補足 4

第1表

別紙補足 5

参集ルートに対する迂回参集ルートの移動距離及び移動時間の影響

東海第二発電所の構外の拠点（第三滝坂寮）から東海第二発電所の敷地までの参集ルートを広範囲に複数設定した場合に，各参集ルートの移動距離と所要時間を第1 図及び第 1 表に比較した。

第1図

発電所の構外拠点から発電所敷地までの参集ルート及び迂回参集ルート

第1表

第 1 図における参集ルート及び迂回参集ルートの移動距離及び所要時間

ルート
参集ルート①
参集ルート②
迂回参集ルート①
迂回参集ルート②
迂回参集ルート③
迂回参集ルート④

所要時間

距離
（ｍ）

移動速度：4.0km／h（参考）
移動速度：5.0km／h

3,180
3,630
3,150
2,980
3,215
3,230

47 分 28 秒
54 分 11 秒
47 分 1 秒
44 分 29 秒
47 分 59 秒
48 分 13 秒

38 分 10 秒
43 分 34 秒
37 分 48 秒
35 分 46 秒
38 分 35 秒
38 分 46 秒

1.0.2－別紙 34－29

参集ルートと迂回参集ルートについて，距離の差は最大で 650m，所要時間の差は最大で 9 分 42 秒である。参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係の結果（4.2
項 第 3 表）を踏まえると，迂回参集ルート所要時間の増加による要員参集結果への影響は少ない。

1.0.2－別紙 34－30

別紙（35）基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する対応について

1.

基準津波を超え敷地に遡上する津波の想定「設置許可基準規則」第 37 条の重要事故シーケンスの選定において，津波起因の事故シーケンスについて，「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」を新
たな事故シーケンスグループとして追加し，「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失（最終ヒートシンク喪失）」を重要事故シーケンスとして選定している。
この事故シーケンスグループでは，基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地遡上津波」という。
）として T.P.＋24m（防潮堤位置）※までの津波高さを想定している。
このため，ここでは T.P.＋24m までの津波高さに係る対応について整理を行う。

※

津波高さ（T.P.＋24m）は，仮想的に防潮堤位置に無限鉛直壁を設定した場合の防潮堤
位置の最高水位を示す。

1.0.2－別紙 35－1

2.

敷地遡上津波時の影響評価(1) 敷地浸水評価
敷地遡上津波時の最大浸水深分布を第 1 図に示す。
敷地浸水評価の結果，敷地遡上津波時の影響としては以下の特徴がある。
・敷地内への流入は防潮堤南側終端からの回り込みが支配的であり，T.P.
＋8m に設定するアクセスルートはおおむね浸水する。
（第 1 図）・防潮堤前面からの越流による敷地内への流入は限定的である。（第 2 図）・アクセスルートの周辺施設における最大浸水深は，防潮堤南側終端に近い使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「Ｄ／Ｃ」という。
）前面を除き，0.5m～1.0m である。
（第 3 図）（2） 漂流物の影響
敷地浸水評価で抽出した特徴を踏まえ，敷地遡上津波時において想定される漂流物の影響を以下に示す。
・ 発電所付近で操業する漁船（約 5t 未満）が防潮堤前面を乗り越え敷地内に侵入する可能性があるが，防潮堤東側付近の最大浸水深は 0.5m～1.0mと浅いため，仮に敷地内に入ったとしても敷地内を漂流することはない。
・ 防潮堤南側終端からの流入が想定される漂流物については，浸水深が比較的深い南側の敷地内を漂流する可能性があるが，防潮堤南側終端付近
以外は最大浸水深が 0.5m～1.0m であることから，接続口等が設置される原子炉建屋周辺へのアクセス性に影響を及ぼす大きな漂流物はないものと考える。
・ 以上より，アクセスルートの復旧を想定する場所において，重機による撤去が困難となるような漂流物が漂着することはないものと考える。

1.0.2－別紙 35－2

水位（T.P.m）

第1図

敷地遡上津波時の最大浸水深分布

24ｍ津波 防潮堤前面最大 最大 T.P.＋23.41m(36.7 分)

25
20
15
10
5
0

防潮堤高さ【T.P.＋20m】

0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

※ 防潮堤ルート変更前の時刻歴波形である。

第2図

防潮堤前面における津波高さの時刻歴波形

1.0.2－別紙 35－3240

浸水深（m）②緊急用海水ポン
プピット上部

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

24ｍ津波 原子炉建屋（最大） 最大浸水深＋0.39m(40.5 分)

0

30

30

③排気筒南東⑤代替淡水貯槽上部

浸水深(.m）
浸水深（m）④原子炉建屋東

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

30

120
時間（分）

⑥ＳＡ用
海水ピット
⑦Ｄ／Ｃ前面

150

180

210

240

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

150

180

210

240

150

180

210

240

150

180

210

240

150

180

210

240

24ｍ津波 建屋東 最大浸水深＋0.17m(49.8 分)

0

30

60

90

120
時間（分）

24ｍ津波 淡水貯水槽 最大浸水深＋0.41m(40.2 分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0

浸水深（m）

90

24ｍ津波 H4a 最大浸水深＋0.21m(48.8 分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

30

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

60

90

120
時間（分）

24ｍ津波 取水ピット（陸） 最大浸水深＋0.29m(36.8 分)

0

浸水深（m）

60

24ｍ津波 ポンプピット 最大浸水深＋0.21m(48.7 分)

0

浸水深（m）①原子炉建屋

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

浸水深（m）

浸水深

30

60

90

120
時間（分）

24ｍ津波 キャスク建屋_E 最大浸水深＋1.08m(37.8 分)

0

30

60

90

120
時間（分）

※ 防潮堤ルート変更前の時刻歴波形である。

第3図

各施設の浸水深の時刻歴波形（1／2）

1.0.2－別紙 35－4

24ｍ津波 H6b 最大浸水深＋0.52m(38.3 分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0

⑨原子炉建屋西

浸水深（m）⑧緊急時対策室
建屋西

浸水深（m）

浸水深

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

150

180

210

240

24ｍ津波 H4b 最大浸水深＋0.29m(45.3 分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0

30

60

90

120
時間（分）

※ 防潮堤ルート変更前の時刻歴波形である。

第3図

各施設の浸水深の時刻歴波形（2／2）

1.0.2－別紙 35－5

3.

津波影響の不確かさを考慮した対応策
2.の評価結果より，敷地遡上津波に伴う漂流物の影響は少ないと考えるが，被害やその後の復旧作業には不確かさがあることを考慮し，敷地遡上津波の影
響を受けない敷地高さに以下の対応策を講ずることとする。
＜対応策＞①

淡水源の設置位置
代替淡水源を敷地遡上津波の影響を受けない発電所西側の常設代替高圧電源装置置場（T.P.＋11m）の地下に設置②

淡水系接続口の設置
可搬型代替注水中型ポンプを用いた原子炉等への注水用の接続口を，敷地遡上津波の影響を受けない常設代替高圧電源装置置場（T.P.＋11m）に 2
箇所設置

以上に示す対応策の概要を第 4 図に示す。

敷地遡上津波を起因とした重大事故等は，当該津波から防護する常設重大事故
等対処設備（原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系，残留熱除去系，緊急用海水系（参考資料－1），常設代替高圧電源装置等）により対応可能な設計とするが，これに加えて，全交流動力電源が喪失した場合の対応手段を確保するため可搬型設備による原子炉等への注水に係る可搬型設備のアクセスルートを設定する。

1.0.2－別紙 35－6

第4図

敷地遡上津波に対する対応概要図

1.0.2－別紙 35－7

4.

敷地遡上津波に対する建屋の水密化について
敷地遡上津波発生時は，浸水評価の結果から T.P.＋8m に設置する原子炉建屋
が 0.5m～1.0m 浸水する。原子炉建屋の防護対象範囲への浸水を防止するため，貫通部に対して止水処理を実施する。また，扉等開口部については，水密扉を設置することで，津波の浸水を防止する。
貫通部止水対策の施工例を第 5 図に，貫通部止水処理及び水密扉設置箇所の配置を第 6 図に示す。

第5図

貫通部止水対策（施工例）

1.0.2－別紙 35－8

1.0.2－別紙 35－9
第6図

貫通部止水処理及び水密扉設置箇所配置図（原子炉建屋 1FL T.P.＋8.2m）

1.0.2－別紙 35－10

参考資料－1

1.0.2－別紙 35－11

別紙（36）
薬品類の漏えい時に使用する防護具について

1.

防護具について東海第二発電所の屋内にはりん酸ソーダや硫酸等，屋外には硫酸や苛性ソーダ，アンモニア等の各種の薬品タンクが設置されている。
第 1 表に示す防護具の選定表に基づき，必要な防護具を着用する。

第1表
薬品の影響あり（原子炉建屋付属棟（廃棄物処理棟）内の作業）
薬品の影響なし（原子炉建屋付属棟（廃棄物処理棟）以外の作業）

1.1

地震時の防護具の選定表
炉心損傷のおそれあり

炉心損傷のおそれなし

放射線防護具（自給式呼吸用保護具）

薬品防護具

放射線防護具通常の装備

屋内作業
原子炉建屋付属棟（廃棄物処理棟）にはりん酸ソーダタンク，中和苛性タンク，中和硫酸タンクが設置されている。これらの薬品タンクは，地震により薬品が漏えいし，薬品タンク周辺に設置されている堰内に薬品が滞留し，ガスの発生が想定される。
そのため，原子炉建屋付属棟（廃棄物処理棟）内の作業時は，炉心損傷のおそれがある場合は放射線防護具のうち自給式呼吸用保護具，炉心損傷のおそれがない場合は薬品防護具を着用する。
また，当該薬品タンクの設置場所は迂回することが可能である。（参考資料－1）。
なお，有効性評価において原子炉建屋付属棟（廃棄物処理棟）内で行う作

1.0.2－別紙 36－1

業（格納容器ベント準備操作（現場移動（第二弁）））は，想定時間（19 時間）に対して作業時間は事象発生 16 時間後から 41 分であり，自給式呼吸用
保護具の着用時間（21 分）を考慮しても余裕があるため，影響はない。
原子炉棟にはほう酸水注入系テストタンクが設置されている。この薬品タ
ンクは，地震により薬品が漏えいし，薬品タンク周辺の堰及び近傍のエリアに滞留が想定されるが，ガスの発生が想定されない。
そのため，原子炉棟内の作業時は，炉心損傷のおそれがある場合は溢水を考慮した放射線防護具（アノラック等），炉心損傷のおそれがない場合は通常の装備を着用する。

1.2

屋外作業
屋外において薬品が漏えいした場合，薬品タンク周辺の路面勾配による路

肩への流下が考えられる。また，薬品タンクはアクセスルートから 10m 以上
離れているため，漏えいした薬品がタンク周辺に滞留していた場合でも，漏えいによる影響は小さいと考えられる。
なお，アクセスルートの近傍に設置している溶融炉苛性ソーダタンクや溶融炉アンモニアタンクは，アクセスルートから十分な離隔を確保した箇所に移設する。
そのため，屋外の作業時は，炉心損傷のおそれがある場合は放射線防護具，
炉心損傷のおそれがない場合は通常の装備を着用する。

上記のとおり，薬品防護具の着用は不要であるが，万一，薬品が滞留している箇所周辺へのアクセスや作業を行う場合を想定し，中央制御室及び緊急時対策所建屋に，現場で作業に当たる要員の人数を踏まえた数量の薬品防護具を配備する。
1.0.2－別紙 36－2

薬品防護具の一覧を第 2 表，薬品防護具を第 1 図に示す。

第2表
装備品
化学防護服
化学防護手袋
化学防護長靴
防毒マスク
吸収缶（塩素，塩化水
素，アンモニア等）
自給式呼吸用保護具 ※５
※1
※2
※3
※4
※5

薬品防護具一覧
耐薬品性

薬品全般
飛沫からの防護，揮発性の薬品に対応
揮発性の薬品に対応

保管場所 ※１
中央制御室：（9 セット） ※２，※３
緊急時対策所建屋：（30 セット） ※２，※４
中央制御室：（9 セット）

上記の表の装備品一式をセットして保管場所に配備する。
装備品はクリーンウェスで洗浄することにより再使用する。洗浄用のウェスを中央制御室に 2 缶，緊急時対策所建屋に 4 缶配備する。
（3 名（運転員（現場））＋3 名（重大事故等対応要員（運転操作）））×1.5 倍≒9 セット（18 名（保修班）＋2 名（放射線管理班））×1.5 倍＝30 セット
放射線防護資器材として配備している装備品

化学防護服

化学防護手袋

防毒マスク

保護メガネ

自給式呼吸用保護具

第1図

薬品防護具

1.0.2－別紙 36－3

化学防護長靴吸収缶

参考資料－1
屋内及び屋外において薬品漏えい時に使用するルート

原子炉建屋付属棟（廃棄物処理棟）の薬品タンク（りん酸ソーダタンク，中和苛性タンク，中和硫酸タンク）を迂回するためのルートを第 1 図に示す。

1.0.2－別紙 36－4

原子 炉建 屋付属 棟（ 廃 棄物 処理 棟 ）の 薬品 タ ンク の設 置 場所 を通 行でき ない 場 合でも，階段①（赤丸部）より上階の迂回ルート（緑色破線）を通行し，階段②（青丸部）
より下階に降りることで，薬品タンクの設置場所を迂回することが可能。

第1図

薬品滞留時に使用するルート（屋内）1.0.2－別紙 36－5

別紙（37）
使用済燃料乾式貯蔵建屋の西側斜面の安定性評価について

東海第二発電所において最も急峻な使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「Ｄ／Ｃ」という。）の西側斜面の安定性評価を以下のとおり実施する。

1.

評価方法
斜面形状，斜面高さ等を考慮して検討断面を選定し，基準地震動Ｓ Ｓ に対する地震応答解析を二次元動的有限要素法により行う。地震応答解析は周波数応答解析手法を用い，等価線形化法によりせん断弾性係数及び減衰定数のひずみ依存性を考慮する。地震時の応力は，静的解析による常時応力と地震応答解析による動的応力を重ね合わせることにより算出する。
なお，常時応力解析には解析コード「Abaqus 6.11－1」を，地震応答解析には解析コード「Super FLUSH／2D ver6.1」を，すべり計算には「SFCALC
ver5.2.0」を使用する。

2.

評価断面の抽出
Ｄ／Ｃの西側斜面の影響評価断面の位置図を第 1 図，断面図を第 2 図に示す。また，評価断面の具体的な抽出方法を以下に示す。
・西側斜面のうち，斜面高さが最も高くなる①－①断面を選定した。

1.0.2－別紙 37－1

第1図

Ｄ／
／Ｃの西側斜面の影響評価断面位置図

①－①断面

ｄｕ層
ｌｍ層
D1g－1 層
Ｋｍ層

T.P.(m)Ｅ

Ｗ
T.P.＋22m
1:1.9

第2図

3.

Ｄ／
／Ｃ

T.P.＋8m

Ｄ
Ｄ／Ｃの西側斜面の影響評価断面図

安定性確認
抽出された評価断面に ついて，二次元動的有限要素法により基基準地震動Ｓ Ｓ
による地震応答解析を行行い，Ｄ／Ｃの西側斜面の最小すべり安全
全率を算出し，評価基準値以上であるこ とを確認する。
最小すべり安全率の検 索条件を第 3 図に示す。
1.0.2－別紙 37－2

T.P.

Ｄ／Ｃ

※

解放 基 盤表 面は ，T.P.－370m※

地下 水 位は 地表 面 に設 定

ｄｕ層
ｌｍ層
D1g－1 層Ｋｍ層要素分割図

すべり面の検索方針

すべり面の検索例（斜面小段を起点としたすべり面

凡例

Ｓ Ｓ －31）

計算すべり面
すべり安全率が最少となるすべり面

第3図

4.

最小すべり安全率の検索条件

評価基準値の設定
基準地震動Ｓ Ｓ による地震応答解析により求めたすべり安全率は，参考資料－1 に示すとおり，動的解析によるすべり安全率が 1.0 以上であればすべ
り破壊は生じないものと考えられること，また，今回実施する安定性評価は二次元断面による保守的な評価であることから，1.0 を評価基準値とした。

5.

評価結果
Ｄ／Ｃの西側斜面について，基準地震動Ｓ Ｓ による地震応答解析により斜面の安定性評価を実施した結果，すべり安全率は最小で 5.1（基準地震動Ｓ Ｓ
1.0.2－別紙 37－3

－31 の場合）であり，基基準地震動Ｓ Ｓ に対して十分な裕度を確保保していることを確認した。また，du 層のみのすべり安全率は最小で 9.2（基基準地震動ＳＳ－31 の場合）であるこ とを確認した。なお，安定性評価においいては，モビている。
ライズド面等を踏まえて すべり易いすべり面形状を全て抽出して各地震動ごとのすべり 面形状とすべり安全率を第 4 図に示す。 また，du 層
のみのすべり面形状とす べり安全率を第 5 図に示す。

基準地震動Ｓ Ｓ

すべり面形状す
すべり安全率Ｓ Ｓ －D1

5.6（逆,正）[53.87]

Ｓ Ｓ －11

9.5[25.65]

Ｓ Ｓ －129.1[27.99]※※[ ]は，発生時刻 （秒）を示す。
鉛直反転を考慮し，（正，正），（正，逆），（逆， 正），（逆，逆）Ｓ Ｓ －D1 は水平・鉛の組合せのうち最小小となるすべり安全率を記載。

第4図

各地震動ご
ごとのすべり面形状とすべり安全率（1／／2）

1.0.2－別紙 37－4

基準地震動Ｓ Ｓ

すべり面形状す
すべり安全率Ｓ Ｓ －13

9.7[25.22]Ｓ Ｓ －1413.4[31.51]Ｓ Ｓ －219.6[69.16]

Ｓ Ｓ －228.9[83.77]

Ｓ Ｓ －315.1（正,正）[8.66]※※※

は，最小すべ り安全率を示す。
[ ]は，発生時刻 （秒）を示す。
転を考慮し，（正，正）,（逆，正）の組合せのう
うち最小となるＳ Ｓ －31 は水平反転
すべり安全率を記載
載。

第4図

各地震動ご
ごとのすべり面形状とすべり安全率（2／／2）

1.0.2－別紙 37－5

【du 層のみのすべり安
安全率】
基準地震動Ｓ Ｓ

Ｓ Ｓ －31

すべり面形状すべり面の検索結果

す
すべり安全率9.2（正,正）[8.65]

計算すべり面
すべり安全率が最少となるすべり面※

全ての基準地震動Ｓｓｓのうち，すべり安全率が最も小さい結果を示す
す。

第5図

du 層のみのすべり面形状とすべり安全率
層

1.0.2－別紙 37－6

参考資料－1
斜面のすべり安定性評価における評価基準値の設定根拠について

斜面のすべり安定性評価における評価基準値は，1.0 をしきい値としていることから，以下にその設定根拠を整理した。

1.

評価方法
斜面の安定性評価においては,二次元動的有限要素法解析（等価線形解析）を用いた基準地震動Ｓ Ｓ による地震応答解析を行い，想定したすべり線上の応力状態をもとに，すべり線上のせん断抵抗力の和をすべり線上のせん断力の和で除して求めたすべり安全率の最小値が評価基準値（1.0）以上である
ことを確認することとしている。

すべり安全率＝2.

Σ（すべり線上のせん断抵抗力）
Σ（すべり線上のせん断力）

評価基準値
すべり安全率の評価基準値（1.0）については，以下の理由から二次元動的有限要素法解析におけるすべり安全率が1.0以上であれば，斜面の安定性は確保できると考えている。
・「斜面安定解析入門（社団法人地盤工学会）」 ※１ において，「有限要素法を用いた動的解析ですべり安全率が1.0以上であれば，局所安全率が1.0 を下回る所があっても，全体的なすべり破壊は生じないものと考えられる。さらに，このすべり安全率が1.0を下回っても，それが時間的に短い区間であれば，やはり必ずしも全体的すべりに至らないであろう。」と示されている。
1.0.2－別紙 37－7

・「大規模地震に対するダム耐震性能照査指針（案）・同解説（国土交通省河川局）」 ※２ において，等価線形化法による動的解析を用いたすべり安定性の検討において，すべり安全率が1.0を下回る場合にはすべり破壊が発生する可能性があるとされている。
・「道路土工盛土工指針（社団法人日本道路協会）」 ※３ において，「レベル２地震動に対する設計水平震度に対して，円弧すべり面を仮定した安定解析法によって算定した地震時安全率の値が1.0以上であれば，盛土の変形量は限定的なものにとどまると考えられるため，レベル２地震動の作用に対して性能２を満足するとみなしてよい。」と示されている。
注） レベル２地震動：供用期間中に発生する確率は低いが大きな強度を持つ地震動。
注） 性能２：想定する作用による損傷が限定的なものにとどまり，盛土としての機能の回復
がすみやかに行い得る性能

また，解析に当たっては，以下に示す保守的な評価を行っているため，すべり安全率1.0は評価基準値として妥当であると考えている。
・２次元断面による評価であり，現実のすべりブロック（３次元形状）が持つ側方抵抗を考慮していないため，保守的な評価となっている。
・各要素の応力状態より，「引張応力が発生した要素」，「せん断強度に達した要素」については，せん断抵抗力の算定に用いる強度に残留強度を採用し，健全強度より低下させることで安全側の評価を実施している。
※1
※2
※3

社団法人地盤工学会,斜面安定解析入門，P81
国土交通省河川局，平成 17 年 3 月，大規模地震に対するダム耐震性能照査指針（案）・
同解説，P132
社団法人日本道路協会，平成22年4月，道路土工盛土工指針（平成22年度版），P123

1.0.2－別紙 37－8

別紙（38）
敷地の地質・地質構造の特徴及び想定されるリスクについて

１．敷地の地質・地質構造の特徴
敷地の地質・地質構造として，敷地内の地質構成を第 1 表に,第四系基底の標高分布及び段丘面区分を第 1 図に示す。敷地の南部には，主に砂礫,砂及びシルトからなる段丘堆積物（D1 層，D2 層）が分布し，その上位には砂礫からなる沖積層（Ag2 層）が分布する。D1 層の分布標高は約 21m～約 5m
であり，上部には厚さ 2.5m～3.0m 程度の風化火山灰層を伴う。D2 層の分布
標高は約 0～約－14m であり，沖積層下の埋没段丘となっている。敷地北部
は久慈川の侵食により形成された凹状の谷となっている。この谷底の標高は約－60m であり，ほぼ平坦な面である。第四系の基底部付近に主として砂礫層（Ag1 層）が分布し，その上位には粘土層（Ac 層），砂層（As 層）及び礫
混じり砂層（Ag2 層）が互層状を呈して分布している。最上位には，敷地全体にわたり細粒～中粒の均一な砂からなる砂丘砂層（du 層）が分布している。
液状化に伴う不等沈下等を考慮する上で，地質・地質構造の特徴を整理す
ると，以下の点となる。
①敷地の第四系は，砂層，砂礫層，粘土層からなり，おおむね水平に分布している。
②敷地の北部と南部には，北西－南東方向に延びる岩盤の深度の急変部（領域Ａ及び領域Ｂ）が認められ，これに伴う第四系の層厚及び地層構成の変化が認められる。（第 2 図）

1.0.2－別紙 38－1

第1表
地質時代

完新世
第四紀
更新世

新代三紀

鮮新世

敷地内の地質構成
地層名
du 層
Ag2 層
Ac 層
As 層
Ag1 層
D2c－3 層D2s－3 層D2g－3 層D2c－2 層D1g－1 層
久米層
※

第1図

岩層
砂
砂礫
粘土
砂
砂礫
シルト
砂
砂礫
シルト
砂礫
砂質泥岩

ハッチング部が液状化評価の対象

第四系基底の標高分布及び段丘面区分図
1.0.2－別紙 38－2

SW←

領域Ｂ

領域Ａ

→NE

凡例

第2図

地質断面図（①－①'断面）
1.0.2－別紙 38－3

２．敷地の地質・地質構造の特徴から保管場所・アクセスルートに想定される
リスク
敷地の地質・地質構造の特徴に対し，保管場所・アクセスルートにて想定されるリスクを抽出する。
①敷地の第四系は，砂層，砂礫層，粘土層からなり，おおむね水平に分布している。
a.重要施設設置において大規模な掘削・埋戻が行われるため，地山と埋戻部の不等沈下が想定される。
b.砂質地盤に液状化を仮定すると噴砂による不陸が想定される。
②敷地の北部と南部には，北西－南東方向に延びる岩盤の深度の急変部（領域Ａ及び領域Ｂ）が認められ，これに伴う第四系の層厚及び地層構成の変化が認められる。
c.岩盤の傾斜に伴う堆積層厚の変化により，沈下量が場所的に変化することが想定される。
d.岩盤の傾斜部の地層構成の変化により，沈下量が場所的に変化することが想定される。

保管場所については，b 項が該当することから，その影響を評価する。
アクセスルートについては，全ての項目が該当することから，その影響を評価する。

1.0.2－別紙 38－4

３．岩盤の傾斜に伴う堆積層厚の変化及び岩盤の傾斜部の地層構成の変化の程度の確認
岩盤の傾斜に伴う堆積層厚の変化及び岩盤の傾斜部の地層構成の変化の程度が比較的大きい領域Ａの東側（取水構造物西側付近：Ⅰ部）について，堆積層厚及び地層構成（砂質地盤の厚さ）を確認する。第 3 図に確認箇所位置図を，第 4 図に堆積層厚及び砂質地盤厚さの分布を示す。
岩盤の傾斜に伴う堆積層厚の変化については，層厚変化が大きい場所で約58％（層厚の変化量÷距離）であった。また，砂質地盤の厚さの変化については，層厚変化が大きい場所で約 169％（層厚の変化量÷距離）であった。

1.0.2－別紙 38－5

Ⅰ部

領域
域Ａ

第3図

第4図

確認箇所位置図

堆積
積層厚及び砂質地盤厚さの分布（Ｉ部）

1.0.2－別紙 38－6

別紙（39）有効応力解析について

液状化による沈下量の算出のうち，地震時の残留変位の算出に用いた有効応
力解析の概要を以下に示す。

1.

有効応力解析
地震時の地盤の液状化による残留変位の算出に当たっては，地盤の液状化の程度やそれに基づく地盤の変形を有効応力解析法により，算出している。
有効応力解析法とは，地盤内の応力を有効応力及び間隙水圧に分けて評価する手法である。有効応力解析では，地震時の地盤内の間隙水圧の上昇及びそれに伴う有効応力の低下による地盤挙動の変化を適切に考慮できるため，液状化を含めた地盤の地震時応答を評価することができる。

２．有効応力解析の計算プログラム（FLIP）
本評価における地震時の残留変位は，解析コード FLIP（ver.7.3.0_2）を用 い て 算 出 し て い る 。 FLIP （ Finite element analysis of Liquefaction
Program）は，1988 年に運輸省港湾技術研究所において開発された平面ひずみ状態を対象とする有効応力解析法に基づく二次元地震応答解析プログラムである。
FLIP の主な特徴としては,以下の点を挙げることができる。
・有限要素法に基づくプログラムである。
・平面ひずみ状態を解析対象とする。
・地盤の有効応力の変化を考慮した地震応答解析を行い，部材断面力や残留変形等を計算する。
1.0.2－別紙 39－1

・土のせん断応力－せん断ひずみ関係のモデルとして，マルチスプリングモデルを採用している。
・液状化現象は有効応力法により考慮する。そのために必要な過剰間隙水圧発生モデルとして井合モデルを用いている。
本評価の類似性の高い被災事例（1995 年兵庫県南部地震の際に被災した
淀川堤防の被災事例）について，本解析コードによる再現解析が行われており,解析結果が被災事例をよく再現できていること ※ を確認している。
また，FLIP は,港湾施設の設計に用いられる「港湾の施設の技術上の基準・同解説（2007）（社団法人日本港湾協会）」において，港湾の施設に対しての適用性が確認されている解析コードとして取り扱われており，本評価に使用することは妥当である。

※

FLIP 研究会 14 年間の検討成果のまとめ，FLIP 研究会 14 年間の検討成果のまとめ WG

1.0.2－別紙 39－2

別紙（40）
保管場所及びアクセスルートにおける相対密度の設定について

液状化による不等沈下の評価に必要となる保管場所及びアクセスルートの相対密度は，以下のとおり設定する。

1.

敷地の地質・地質構造
敷地の地質・地質構造として，敷地内の地質構成を第 1 表に，第四系基底の標高分布及び段丘面区分を第 1 図に示す。敷地の南部には，主に砂礫，砂及びシルトからなる段丘堆積物（D1 層，D2 層）が分布し，その上位には砂礫からなる沖積層（Ag2 層）が分布する。D1 層の分布標高は約 21m～約 5m
であり，上部には厚さ 2.5m～3.0m 程度の風化火山灰層を伴う。D2 層の分布
標高は約 0～約－14m であり，沖積層下の埋没段丘となっている。敷地北部
は久慈川の侵食により形成された凹状の谷となっている。この谷底の標高は約－60m であり，ほぼ平坦な面である。第四系の基底部付近に主として砂礫層（Ag1 層）が分布し，その上位には粘土層（Ac 層），砂層（As 層）及び礫
混じり砂層（Ag2 層）が互層状を呈して分布している。最上位には，敷地全体にわたり細粒～中粒の均一な砂からなる砂丘砂層（du 層）が分布している。（第 2 図）
西側保管場所は，段丘堆積物（D2 層）及びそれを覆う砂丘砂層上に，南側保管場所は，段丘堆積物（D1 層）とそれを覆う風化火山灰層及び砂丘砂層上に設置する。このため，液状化に伴う沈下を検討するため，各地層の相対密度を検討した。

1.0.2－別紙 40－1

第1表

敷地内の地質構成

地質時代

地層名
du 層
Ag2 層
Ac 層
As 層
Ag1 層
D2c－3 層D2s－3 層D2g－3 層D2c－2 層D1g－1 層
久米層

完
完新世
第四紀
更
更新世

新代三紀

鮮
鮮新世

※

凡

岩層
砂
砂礫
粘土
砂
砂礫
シルト
砂
砂礫
シルト
砂礫
砂質泥岩

ハッチング部が液状化評価のの 対象

例

第四系基底面等高線
段丘堆積物(D1層)段丘堆積物(D2層)①’

EL.-50mEL.-40mEL.-30mEL.-20m

段丘堆積物
物（D2層）②’②

EL.-10m
EL.0m

①
段丘堆
堆積物
（D1層）

第1図

第 四系基底の標高分布及び段丘面区分図

1.0.2－別紙 40－2

砂丘層（du層）
沖積低地堆積物（Ag2層）
沖積低地堆積物（Ac層，As層，Ag1層）

低位段丘Ⅰ堆積物（D2c-3層，D2g-3層）

低位段丘Ⅰ堆積物（D2s-3層）

中位段丘堆積層（lm層，D1c-1層，D1g-1層）第2図

敷敷地に分布する各地層の地質エリア

1.0.2－別紙 40－3

２.

保管場所及びアクセスルートの相対密度の設定
敷地内の各地層の相対密度を第 2 表，各地層の相対密度を第 3 図～第 8 図に示す。
相対密度は，Tokimatsu et al.（1983） ※ １ で提案されたＮ値及び細粒分）と相対密度に関する以下の関係式により求めの影響を考慮した定数（る。また，細粒分の影響を考慮した定数（）は，建築基礎構造設計指針（2001） ※２ に示される関係式を用いる（第 3 図）。

Dr = 16+,

ここに，Dr は相対密度，
したＮ値， はＮ値，=.
.

は有効上載圧 1kgf／cm２ （98kPa）相当に換算は有効上載圧（kgf／cm２ ），：細粒分の影響を考慮した定数である。

第3図
※1

※2

細粒分含有率とＮ値の補正係数

Kohji Tokimatsu,Yoshiaki Yoshimi （ 1983 ）： Empirical correlation of soilliquefaction based on SPT N-Value and fines content,Soils andfoundations Vol.23,No,4,Dec.1983
日本建築学会：建築基礎構造設計指針（2001 改定）

1.0.2－別紙 40－4

【du 層（砂層）の相対密密度】
du 層の相対密度は，平
平均 76.9％である。
地層

相対密
密度[％]
平
平均

du 層

76
6.9

第3図

du 層（砂層）の相対密度【Ag2 層（砂礫層）の相対密度度】
Ag2 層の相対密度は，平均 79.5％である。
地層
Ag2 層

相対密度[％
％]
平均
79.5

第4図

Ag2 層（砂礫層）の相対密度
1.0.2－別紙 40－5

【As 層（砂層）の相対密度】
As 層の相対密度は，平均 67.5％である。
6
地層
As 層

相対密度[％
％]
平均
67.5

第5図

As 層（砂層）の相対密度【Ag1 層（砂礫層）の相対密度度】
Ag1 層の相対密度は，平均 81.6％である。
地層
Ag1 層

相対密度 [％]
平均
81.6

第6図

Ag1 層（砂礫層）の相対密度
1.0.2－別紙 40－6

【D2s-3 層（砂層）の相対密度度】
D2s-3 層の相対密度は，平均
均 74.7％である。
地層
D2s-3 層相対密度[％]
平均
74.7

第7図

D2s－3 層（砂層）の相対密度【D2g－3 層（砂礫層）の相対対密度】
D2g－3 層の相対密度は，平平均 89.2％である。
地層
D2g-3 層

相対密度[
[％]
平均
89.2

第8図

D2g－3 層（砂礫層）の相対密度
1.0.2－別紙 40－7

以上より，保管場所の評価においては，保管場所周辺に分布する対象の地層（du 層，D2s－3 層，D2g－3 層及び D1g－1 層）のうち，保守的に最も相対密度が小さい D2s－3 層の相対密度である 74.7％と設定する。また，アクセスル
ートの評価においては，保守的に敷地に分布する全ての対象の地層（du 層，
Ag2 層，As 層，Ag1 層，D2s－3 層,D2g－3 層及び D1g－1 層）のうち，最も相対密度が小さい As 層の相対密度である 67.5％と設定する。
保管場所及びアクセスルートの相対密度（Dr）を第 2 表に示す。

第2表
地質時
代

完新世

第四紀

更新世
※

保管場所及びアクセスルートの相対密度（Dr）
平均相
対密度
Dr(％)

保管場所
設定相
分布地
対密度
層
(％)

アクセスルート
設定相
分布地
対密度
層
(％)

地層名

層相

細粒分含
有率(fc)

du 層

砂

5.2％

76.9

○

74.7

○

67.5

Ag2 層

砂礫

5.2％

79.5

－

－

○

67.5

As 層

砂

27.2％

67.5

－

－

○

67.5

Ag1 層

砂礫

12.3％

81.6

－

－

○

67.5

D2s－3 層

砂

26.5％

74.7

○

74.7

○

67.5

D2g－3 層

砂礫

8.1％

89.2

○

74.7

○

67.5

D1g－1 層

砂礫

－

79.5※

○

74.7

○

67.5

Ag2 層の相対密度を代用する。

1.0.2－別紙 40－8

３．相対密度の場所的変化の確認
各地層の相対密度について，場所的変化の可能性について検討を行う。場
所的変化の検討は，敷地全体の相対密度の分布に対し，評価対象である保管場所が設置される高台の相対密度の分布について，同付近に分布する du 層，
D2s－3 層及び D2g－3 層について検討を行った。なお，相対密度は前述の式のとおり，各Ｎ値について取得した深度の有効上載圧を考慮し，1kgf／cm ２相当に換算したＮ値（Ｎ １ ）と細粒分含有率から算出した。
第 9 図に相対密度の比較結果を示す。
各地層とも平均値及び標準偏差は，両者でおおむね同等の値となっている
ものの，高台の相対密度の分布が若干敷地全体よりも小さいことから，デー
タ数が多い D2s－3 層及び D2g－3 層のうち，保守的に低下の大きい D2g－3
層の低下率（96％ ）を高台の設定相対密度（74.7％ ）に乗じた Dr＝71.7％ を高台の評価において考慮する。

凡
○
●
●
●

相対密度 Dr(%)

相対密度 Dr(%)
0

20

40

60

80

100

0

120

0

0

2

5

4

10

6

15

20

40

60

80

例

敷地調査孔
高台調査孔
敷地内調査孔平均値,1σ
高台調査孔平均値、1σ相対密度 Dr(%)
100

120

0

20

40

60

80

100

0

5

10

8

深度（GL－m）

深度（GL－m）

深度（GL－m）

15

20

20

25

25

10

30

30

12

14

fc（全体 ）： 5.2％
fc（高台 ）： 3.5％
Dr（全体 ）： 76.9％
Dr（高台 ）； 69.5％

35

35

fc（ 全体 ）： 26.5％fc（ 高台 ）： 23.8％
Dr（ 全体 ）： 74.7％
Dr（ 高台 ）： 72.1％【du 層】【D2s－3 層】
第9図fc（ 全体 ）： 8.1％
fc（ 高台 ）： 10.0％
Dr（ 全体 ）： 89.3％
Dr（ 高台 ）； 85.7％

45

40

16

40

相対密度の比較結果

1.0.2－別紙 40－9

【D2g－3 層】

120

別紙（41）
敷地内の地下水位の設定について

1.

敷地内の地下水位観測データ
過去の地下水位観測データを第 1 表,観測最高地下水位コンター図を第 1
図に示す。

第1表

過去の地下水位観測データ（1／2）

観測孔名

計測期間
（年）

最高水位
（T.P.＋m）

最高水位
計測時期

a

1995～1999

3.49

1998 年 10 月 8 日b1995～1999

2.52

1998 年 9 月 25 日c1995～1999

2.53

1998 年 9 月 22 日d1995～1999

2.28

1998 年 9 月 22 日

a－1

1995～1999, 2004～2009

15.42

2006 年 8 月 7 日

a－2

2004～2009

13.60

2006 年 7 月 28 日

b－2

2004～2009

9.06

2006 年 7 月 30 日

c－0

1995～1999, 2004～2009

2.05

1998 年 9 月 19 日

c－2

1995～1999, 2004～2017

2.58

2012 年 7 月 7 日

c－3

2004～2017

2.49

2012 年 7 月 7 日

c－4

2004～2017

2.00

2012 年 6 月 25 日

d－1

1995～1999, 2004～2009

1.50

1998 年 9 月 18 日

d－3

2004～2017

1.44

2013 年 10 月 27 日

d－6

2004～2017

1.58

2013 年 10 月 28 日

e－2

2004～2017

1.38

2006 年 10 月 8 日

e－3

2004～2017

1.50

2013 年 10 月 16 日

e－5

2004～20171.30

2013 年 10 月 21 日

e－6

2004～20171.26

2013 年 10 月 21 日

1.0.2－別紙 41－1

第1表

過去の地下水位観測データ（2／2）

観測孔名

計測期間
（年）

最高水位
（T.P.＋m）

最高水位
計測時期

B－1

2005～2017

2.90

2006 年 7 月 30 日

B－2

2005～2017

3.09

2006 年 7 月 30 日

B－4

2005～2017

3.56

2006 年 7 月 31 日

B－6

2005～2017

5.51

2006 年 8 月 17 日

C－4

2005～2017

3.17

2012 年 6 月 27 日

C－7

2005～2017

4.99

2006 年 8 月 18 日

D－0

2006～2017

2.37

2012 年 6 月 22 日

D－3

2005～2017

2.88

2006 年 10 月 7 日

D－4

2006～2017

2.76

2012 年 6 月 25 日

D－5

2006～2017

2.54

2012 年 7 月 16 日

E－4

2006～2017

2.26

2012 年 6 月 25 日

F－2

2005～2015

1.74

2013 年 10 月 30 日

F－4

2005～2017

1.55

2013 年 10 月 27 日

F－6

2005～2017

1.77

2012 年 6 月 24 日

G－5

2005～2017

1.53

2013 年 10 月 27 日

H－4

2006～20172.13

2013 年 10 月 16 日

H－7

2005～2017

1.33

2013 年 10 月 27 日

1.0.2－別紙 41－2

第1図

観測最高地下水位コンター図1.0.2－別紙 41－3

2.

防潮堤を考慮した地下水位の設定
防潮堤の設置により地下水位が上昇する可能性を考慮し，地下水位の設定について以下の検討を行った。
(1)敷地近傍陸域の地形
第 2 図に敷地近傍陸域の地形図を示す。
敷地近傍陸域の地形は，台地，低地及び海岸砂丘からなる。敷地の南西方の高台エリアは台地東方部に位置し，海岸砂丘との境界に当たる。高台
エリアの北方には海岸砂丘と低地の境界が分布しており，その西方には台地と低地（T.P.＋5m 以下）の境界が分布している。このような地形的状
況から，高台エリアへの流入地下水は，高台エリアから西方に続く台地より流入しているものと考えられる。なお，高台エリアの西端の標高とその西方の台地の標高に大きな差はない。

第2図

敷地近傍陸域の地形図

1.0.2－別紙 41－4

(2)防潮堤に囲われた範囲
囲の地下水位の検討
防潮堤の設置に伴い 地下水位の上昇の可能性を踏まえ，施設
設設計の保守性を考慮し，防潮堤に 囲われた第 3 図に示す範囲については， 地下水位を地表面に設定すること を基本とする。

第3図

地下水位設定1.0.2－別紙 41－5

(3)地下水位の上昇によるその他の影響
防潮堤で囲われた範囲について地下水位の上昇を考慮した際の，周辺領域の地下水の流速の変化及びそれに伴う影響（地盤中の砂の流出）の有無
について検討する。地盤への影響の検討は，設定した地下水位から想定される地下水の流速と，現地の土質材料から想定される多粒子限界流速を比較することにより行う。
検討は，地下水位の高低差が大きくなる敷地南側の境界部を対象とした。
敷地南側の防潮堤で境される敷地南側の高台については，T.P.＋18m まで
は防潮堤が設置されるため，防潮堤を境に北側，南側で水位差が発生することになるが，防潮堤の南西終端部より以西は地下水位を区分けする構造
物がないことから，北側（敷地側）の地下水位上昇により相対的に地下水
位が低くなる南側に地下水が流れることが想定される。この流れについて，設計で考慮する条件（地下水位を地表面とする）における防潮堤の外側の地下水の流れについて検討を行う。
第 4 図に検討位置を，第 5 図に検討イメージ図を，第 2 表に各地層の透水係数を示す。

1.0.2－別紙 41－6

第4図

第5図

検討位置図

検討イメージ図ことから，地
防潮堤に囲われた範 囲の地下水位は地表面に設定しているこ
下水位の最高点として 地表の最も高い位置 h1（T.P.＋29.0m） を，また，下流側は既往の観測記 録のコンターに地下水位が摺りつくと仮仮定し，保守的に地下水位がなだら かになる手前の点 h2（地下水位 T.P.＋＋2.5m）を選
1.0.2－別紙 41－7

定し，両者の水位差と水平距離及び透水係数から，地盤中に流れる地下水の流速をダルシー則で求めた。なお，透水係数は当該箇所に分布する地層で最も大きい透水係数である du 層の透水係数を採用した。
△h＝h1－h2＝T.P.＋29.0m－T.P.＋2.5m＝26.5m△L＝150m
k＝3.23×10－２ cm／s
ｖ＝ｋ×ｉ＝3.23×10－２ cm／s×26.5m／150m＝5.71×10－３ cm／s

第2表
地層

各地層の透水係数
透水係数

du 層

3.23×10－２ cm／s

D2g－3 層1.87×10 －２ cm／s

D2s－3 層(細砂)6.31×10－３ cm／s

D2s－3 層(粗砂)3.16×10－２ cm／s

備考
採用

一方，多粒子限界流速 ※ により，du 層の平均粒径 D50 及び 20％粒径 D20に対する限界流速を求めた。多粒子限界流速の算定フローを第 6 図に，計算に用いたパラメータを第 3 表に示す。

1.0.2－別紙 41－8

d :土粒子の径（cm）
Gs：土粒子の比重
n ：間隙率η：流体の動粘性係数
s ：s＝Gs－1
g ：重力加速度（cm2/s）

Re：粒子レイノルズ数
1/m：レイノルズ数によって決まる
パラメータ
Re＜0.2のとき 1/m＝4.65
0.2≦Re＜1.0のとき 1/m＝4.66Re-0.03
1.0≦Re＜500のとき 1/m＝4.65Re-0.1
500≦Re＜7000のとき1/m＝2.39
νn：多粒子限界流速（cm/s）

第6図

第3表

多粒子限界流速の算定フロー

多粒子限界流速の算出に用いた計算パラメータ（du 層）
項目

Gs

土粒子の比重

ｎ

間隙率

設定値
2.71
42.86％

流体の動粘性係数（地下水温 15℃
0.011cm ２ ／sη
～20℃を想定し設定）
ｓ

Gs－1

1.71

土粒子径（平均粒径 D50 検討時）

0.0384cm

土粒子径（20％粒径 D20 検討時）

0.01cmd

1.0.2－別紙 41－9

du 層の平均粒径 D50 に対する多粒子限界流速は 2.99×10 － １ cm／s ，20％粒径に対する多粒子限界流速は 1.63×10 － ２ cm／s であり，前述の地
盤中に流れる地下水の流速 5.71×10 － ３ cm／s は多粒子限界流速を下回っていることから，粒子の移動は発生せず，これらの地下水の流れが地盤に影響を及ぼすものではない。

※

浸透破壊における粒子群を考慮した限界流速（1997，杉井，宇野，山田ら，地下水技術 Vol.39，No.8，p28～35）

1.0.2－別紙 41－10

別紙（42）
路盤補強（段差緩和対策）について

路盤補強（段差緩和対策）の例として，Ｈ鋼を主桁とした路盤補強を代表として以下に示す。

１．評価方針地中埋設構造物が損壊した状態を想定し，大型緊急車両の通行時に主桁であるＨ鋼に作用する曲げ応力，せん断力及びその合力が評価基準値を下回ることを確認する。

２．評価箇所の抽出
路盤補強（段差緩和対策）を実施する地点のうち，桁長が最も長くなる
復水器冷却用取水路（東海発電所）部を代表箇所として選択する。

３．評価方法
ａ．構造評価箇所（No.118 復水器冷却用取水路（東海発電所））の断面図を第1 図に示す。

1.0.2－別紙 42－1

第1図
主動崩壊角
（石原

評価箇所断面図

α f＝ 45゜＋ φ／2 ＝ 45゜＋ 35.7゜／2 ＝ 62.8゜
第２版

土質力学）

ｂ．評価条件
・鋼材

SS400

・主桁寸法
・径間

H－300×300×10×12

L＝16.120m（桁長

腐食しろ 1mm 考慮

17.120m）ｃ．荷重の設定①死荷重（ｑ1）
アスファルト舗装(t＝5cm)
鉄筋コンクリート床板（t＝20cm）
Ｈ鋼（300×300×10×12）
計

9.07kN／m２

今後の設計等により変更となる可能性がある

1.0.2－別紙 42－2

②活荷重 p1,p2
可搬型代替注水大型ポンプ
車両寸法

全長
全幅
全高
車両総重量

11,920 mm
2,490 mm3,470 mm
23,395 kg

1,850

4,020

1,200

5,545

第２図

可搬型代替注水大型ポンプ

前輪荷重＝45.9kN／片輪
後輪荷重＝68.8kN／片輪
衝撃係数ｉ＝20／（50＋径間）＝20／（50＋16.12）＝0.302（道路橋示方書Ⅰ共通編）

ｄ．評価基準値
Ｈ鋼（SS400）に関する評価基準値は，「道路橋示方書

Ⅳ下部構造編」に基づき設定する短期許容応力度とする。
SS400

短期許容応力度

曲げ圧縮応力度

210N／mm ２ （140N／mm ２ ×1.5）

せん断応力度

120N／mm ２ （80N／mm ２ ×1.5）

４．評価結果Ｈ鋼に対する評価結果を以下に示す。Ｈ鋼に作用する応力が基準値以下で1.0.2－別紙 42－3

あることを確認した。
なお，活荷重について はスパンが車両より大きいため，連行荷荷重として断面力が最も大きくなる値 をもって評価した。

第３図

荷重図

・曲げ圧縮応力
曲げモーメントＭ max＝294.61kN･m＋357.16kN･m＝651.77k
kN･m

断面係数

Ｚ ＝1165cm３ ×3.33 本

曲げ応力度

σ ＝Ｍ／Ｚ＝168.0N／mm２＜

210N／mm２・せん断応力度
せん断力

Ｓ max＝73.10kN＋72.36kN＝145.46kN

断面積

Ａ ＝21.8cm ２ ×3.33 本

せん断応力度τ ＝Ｓ／Ａ＝20.2N／mm ２＜120N／mm２

・合成応力度Σcw＝（σ／σa） ２ ＋（τ／τa） ２＝（168.0／210） ２ ＋（20.2／120） ２ ＝0.67＜

1.2

以上より，事前対策を行 うことで大型緊急車両の通行に影響がなないことを確認した。
1.0.2－別紙 42－4

補足説明資料（1）
原子炉建屋内の可搬型重大事故等対処設備の配置について

第 1 図に原子炉建屋内の可搬型重大事故等対処設備の配置を示す。

第1図

原子炉建屋内の可搬型重大事故等対処設備の配置（1／3）
1.0.2－補足 1－1

第1図

原子炉建屋内の可搬型重大事故等対処設備の配置（2／3）

1.0.2－補足 1－2

第1図

原子炉建屋内の可搬型重大事故等対処設備の配置（3／3）

1.0.2－補足 1－3

補足説明資料（2）可搬型代替注水大型ポンプ等使用時におけるホースの配備長さ並びにホースコンテナ及び展張車の配備イメージについて

東海第二発電所における可搬型代替注水中型ポンプや可搬型代替注水大型ポンプとともに使用するホースの配備長さ，並びにホースコンテナ及び展張車等の配備イメージについて，以下に示す。

1．ホースの配備長さ
ホースの配備長さは，以下の考え方で設定した。
① 用途ごとに算出したホース敷設距離（自主設備の使用を含む。）をもとに，並列敷設数及び同時使用を考慮して必要長さを設定② ホースコンテナに搭載可能なホース長さをもとに，ホース必要長さを満足するコンテナ数を設定③ ホースコンテナ数とホースコンテナに搭載可能なホース長さからホースの配備
長さを設定④ 有効性評価上の作業において必要となるホース長さをもとに，上記ホース設定とは別に，ホース人力敷設用カゴ台車数を設定
また，ホース展張車数は用途ごとの同時使用を考慮して設定した。
用途ごとのホース配備長さ，ホース展張車配備数及びカゴ台車配備数を第 1 表及び第 2 表に示す。また，用途ごとのホース敷設ルートを第 1 図～第 8 図に，用途ごとのホース必要長さを第 3 表～第 10 表に示す。
2．ホースコンテナ及び展張車の配備イメージ
ホースコンテナ及び展張車の配備イメージについて，第 11 表に示す。
1.0.2－補足 2－1

第1表
ホース
径

用途ごとのホース配備長さ及びホース展張車配備数（1／2）

用 途

配備するホース
コンテナ数及びホース長さ※

必要長さ配備するホース
展張車数※

補 足

コンテナ 3 基
ホース 3,000m（1,000m／1 基）

2台

・低圧代替注水と水源補給は，同時敷設となるため，合算する。
・左記の 3 ケースは同時に行われる作業ではなく，それぞれ状況に応じて対応が選択されるものであるため，配備するホースは 3,000m と設定する。

――

・ＤＧＳＷ系代替冷却（自主）は余剰設備にて対応＜代替淡水貯槽を水源とした低圧代替注水作業＞
低圧代替注水（淡水）1,650m（第 1 図 ルート①）

水源補給（淡水）1,050m（第 3 図 ルート②）

2,700m＜西側淡水貯水設備を水源とした低圧代替注水作業＞

1.0.2－補足 2－2

低圧代替注水（淡水）1,050m（第 1 図 ルート⑥）

水源補給（海水）1,200m（第 4 図 ルート③）200A

2,250m＜海を水源とした低圧代替注水作業＞※

低圧代替注水（海水）2,400m（第 2 図 ルート③）

ＤＧＳＷ系代替冷却（海水）950m（第 5 図 ルート②）

１セット分の配備数

第1表
ホース
径

用途ごとのホース配備長さ及びホース展張車配備数（2／2）
必要長さ配備するホース
コンテナ数及びホース長さ※

配備するホース
展張車数※

補 足

放射性物質拡散抑制

1,900m（第 6 図 ルート②）

コンテナ 4 基
ホース 2,400m（600m／1 基）

1台―

代替ＲＨＲＳ及び代替ＳＦＰ冷却1,600m（第 7 図 ルート④）

コンテナ 3 基
ホース 1,800m（600m／1 基）

1台―

2,000mコンテナ 1 基
ホース 2,000m（2,000m／1 基）1台

・ 防 潮 堤内 敷 地 の 対 角 距 離 約800m に余裕を考慮した長さを配備することで，各水源を起点とした消火活動が可能

用 途

300A

1.0.2－補足 2－3

150A

※

可搬型代替注水中型ポンプを使用した消火活動
１セット分の配備数

第２表 有効性評価の作業において敷設するホース長さと人力敷設用カゴ台配備数数
ホース
径

用 途

配備するカゴ台車数※

必要長さ

配備するホース
展張車数

補 足

―

・有効性評価においては，低圧
代替注水と水源補給作業は同時に行わないため，ホース敷設の長さは，長い方の 350m と設定する。
・カゴ台車は，コンテナに保管＜有効性評価の作業において敷設するホース長さ（人力での敷設を想定）＞

200A

低圧代替注水（淡水）250m（第 8 図 ルート②）
350m

水源補給（淡水）※１セット分の配備数

350m（第 8 図 ルート③）

カゴ台車 7 個（50m／1 個）

1.0.2－補足 2－4

凡例

ルート

第1図

ホース敷設ルート（低圧代替注水時淡水使用）

第3表

ホース敷設距離（低圧代替注水時淡水使用）
使用ホースサイズ：200A
送水先

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

東側接続口

542m

550m

3

1,650m

代替淡水貯槽

西側接続口

66m

100m

3

300m

307m

350m

1

350m

70m

100m

1

100m

西側淡水貯水
設備

高所東側
接続口
高所西側
接続口
高所東側
接続口

223m

250m

1

250m

1,014m

1,050m1

1,050m

水源

ルート①
ルート②
ルート③
ルート④
ルート⑤
ルート⑥

東側接続口

（注）西側淡水貯水設備を水源とするホース敷設距離には，地下貯水エリアまでの距離も考慮（以降同じ）

1.0.2－補足 2－5

凡例

第2図

ホース敷設ルート（低圧代替注水時海水使用）

第4表

ホース敷設距離（低圧代替注水時海水使用）
使用ホースサイズ：200A
送水先

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

東側接続口

355m

400m

3

1,200m

ルート②

西側接続口

253m

300m

3

900m

ルート③

西側接続口

798m

800m

3

2,400m

高所東側
接続口

1,168m

1,200m1

1,200m

ルート

水源

ルート①
SA 用海水ピット

放水路
ルート④

1.0.2－補足 2－6

凡例

ルート
ルート①
ルート②

第3図

ホース敷設ルート（水源（淡水）補給時）

第5表

ホース敷設距離（水源（淡水）補給時）
使用ホースサイズ：200A

水源

送水先

西側淡水貯水設備

代替淡水貯槽

ルート③
淡水タンク
ルート④

西側淡水貯水
設備

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

339m

350m

1

350m

1,004m

1,050m1

1,050m

114m

150m

1

150m

225m

250m

1

250m

代替淡水貯槽を水源とし，西側淡水貯水設備へ送水するルートは，①及び②に同じ。

1.0.2－補足 2－7

凡例

第4図

ホース敷設ルート（水源（海水）補給時）

第6表

ホース敷設距離（水源（海水）補給時）
使用ホースサイズ：200A

ルート

水源

ルート①

SA 用海水ピット

送水先

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

932m

950m

1

950m

834m

850m

1

850m

1,200m

1,200m1

1,200m

代替淡水貯槽
ルート②
放水路
ルート③

西側淡水貯水設備

1.0.2－補足 2－8

凡例

ルート

第5図

ホース敷設ルート（ＤＧＳＷ系代替冷却）

第7表

ホース敷設距離（ＤＧＳＷ系代替冷却）使用ホースサイズ：200A

水源

送水先

SA 用海水ピット

R/B 南側壁面(D/G 室南側)

ルート①
ルート②

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

210m

250m

1

250m

944m

950m

1

950m

1.0.2－補足 2－9

凡例

ルート

第6図

ホース敷設ルート（放射性物質拡散抑制）

第8表

ホース敷設距離（放射性物質拡散抑制）
使用ホースサイズ：300A

水源

送水先

ルート①

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

180m

200m

2

400m

932m

950m

2

1,900m

853m

900m

2

1,800m

636m

650m

2

1,300m

SA 用海水ピット
ルート②
R/B 南側エリア
ルート③
放水路
ルート④

1.0.2－補足 2－10

第 7 図 ホース敷設ルート（代替ＲＨＲＳ及び代替ＳＦＰ冷却）第 9 表 ホース敷設距離（代替ＲＨＲＳ及び代替ＳＦＰ冷却）使用ホースサイズ：300A
凡例

送水先

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

東側接続口

355m

400m

2

800m

ルート②

西側接続口

253m

300m

2

600m

ルート③

東側接続口

499m

500m

2

1,000m

西側接続口

798m

800m

2

1,600m

ルート

水源

ルート①
SA 用海水ピット

放水路
ルート④

1.0.2－補足 2－11

第8図

ホース敷設ルート（有効性評価で期待するルート）
第 10 表 ホース敷設距離
使用ホースサイズ：200A

凡例

ルート

水源

送水先

西側淡水貯水
設備

高所西側
接続口
高所東側
接続口

ルート①
ルート②
ルート③

代替淡水貯槽

敷設距離

評価用距離
(A)

並列数
(B)

必要長さ
(C)=(A)×(B)

70m

100m

1

100m

223m

250m

1

250m

339m

350m

1

350m

1.0.2－補足 2－12

第 11 表用途
低圧代替注水及び水源補給（有効性評価）（200A）

ホース長さ

ホース
コンテナ数

ホースコンテナ及び展張車の配備イメージ

展張車数

配備イメージ（西側及び南側保管場所に同数配備）（350m）（カゴ台車）
7個―（カゴ台車 1 個の内数）（200A）50m 分

×７

保管場所に配備される運搬車両にて運搬可能（西側及び南側保管場所に同数配備）

1.0.2－補足 2－13

低圧代替注水及び水源補給（各種手順）（200A）

3,000m3基

2台（コンテナ 1 基の内数）（200A）1,000m 分＋（250A）30m 分（西側及び南側保管場所に同数配備）
放射性物質拡散抑制（300A）

代替 RHRS 及び代替 SFP 冷却（300A）

2,400m4基

1台（コンテナ 1 基の内数）（300A）600m 分＋（250A）30m 分

1,800m

3基

1台（西側保管場所に配備）
消火活動（150A）

2,000m1基

1台（コンテナ 1 基の内数）（150A）2,000m 分

展張車に
互換性あり

補足説明資料（3）
アクセスルート復旧時間評価の妥当性について

1.

考慮する被害事象
地震によるアクセスルートへの影響を評価した結果，復旧時間評価に考慮する事象は，「周辺構造物の倒壊」と「周辺斜面の崩壊」である。
（本文 5.4 項参照）

2.

想定被害とアクセスルート確保方針
1 項に示した事象が発生した場合の想定被害と撤去方針を以下に示す。
被害事象

対象設備

想定被害

周辺構造物の損壊

鉄骨造建屋 ※１

建屋損壊

鉄筋コンクリート造建屋 ※２

建屋損壊

重機による撤去（接続口付近は人力作業
によるホース敷設）重機による撤去は行
わないが，人力作業
によるホース敷設が可能な箇所はルートとして使用

T.P.＋8m 西側擁壁 ※３

土砂崩壊

重機による撤去

周辺斜面の崩壊

※1
※2
※3

3.

撤去方針

アクセスルート確保時にがれき撤去が必要となる建屋は別紙（15）第 5 表参照
鉄筋コンクリート造建屋については，過去の被害状況から重機による撤去が困難な場合もあると想定
擁壁の外観は本文 第 5.4.2－2 図Ａ，擁壁の場所は別紙（15）第 2 図 参照

評価条件設定の考え方と妥当性
2 項に従い，復旧時間評価条件の設定及び人力作業によるホース敷設の作業時間に係る考え方と妥当性を以下に示す。

(1)

被害想定

ａ．鉄骨造建屋の損壊
平成 23 年（2011 年）東北地方太平洋沖地震時の宮城県，福島県，茨城県
1.0.2－補足 3－1

等の広範囲の地域の一般的な鉄骨造建築物の外観による被害調査結果によると，屋外への影響としては，ALC パネル等の外装材の脱落といった非構造部材の被害が各地で散見されているものの，柱，梁等の主要な構造部材に座屈や破断等の大きな被害は観察されていなかった。（過去の被害事例は 4 項に記載）
以上より，鉄骨造建屋の損壊によるアクセスルートへの影響は小さいものと考えるが，評価においては保守的に以下の条件を設定する。
・影響範囲としては，建屋設置位置から建屋高さ分の影響範囲を設定（別紙（15）第 11 図～第 17 図参照）
・がれき重量としては，建屋全体重量を想定し，上記の影響範囲に堆積するものと仮定・がれき撤去時間の評価には，損壊を想定する建屋の中で最もがれき総重量が大きい屋内開閉所の単位重量（215kg／m2 ）を使用

ｂ．鉄筋コンクリート造建屋の損壊
鉄筋コンクリート造建屋の損壊を想定した場合については，鉄骨造建屋と同様に建屋設置位置から建屋高さ分の影響範囲を設定し，アクセスルートへの影響評価にて車両通行に必要な幅員（3m）を確保できない場合でも，人力作業によるホース敷設が可能な箇所はがれき撤去を行わずホース敷設ルートとして使用する。

ｃ．T.P.＋8m 西側擁壁の土砂崩壊
擁壁が損壊することを想定した場合の崩壊土砂の到達距離は，各種文献の記載を踏まえ，保守的に「2.0H（斜面高さの 2 倍）」と設定する。
（別紙（13）参照）
1.0.2－補足 3－2

(2)復旧時間評価条件の設定
ａ．建屋がれき撤去
アクセスルート上に堆積したがれきをホイールローダで道路脇に押し出し撤去する場合の撤去速度を評価した。
評価に当たっては以下の保守性を考慮し，復旧時間評価条件として妥当な設定であることを検証試験結果との比較により確認した。
＜机上評価で考慮した保守性＞
・走行速度は 1 速の 1／2 に設定
・がれき撤去幅がアクセスルートに必要な幅員（5m）より小さい場合にも，5m 幅でがれき撤去すると仮定
・上記を考慮して評価したがれき撤去速度（30 秒／12m（1.44km／h））を復旧時間評価条件として設定＜復旧時間評価条件の妥当性＞
・検証試験結果（別紙（20）5.1（2））の中で最も遅いがれき撤去速度（2.3km／h）と比較 ※ し，復旧時間評価条件として妥当であることを確認※

以下の検証試験を実施し，撤去区間あたりの撤去速度が最も遅い検証試験 1 の結果を比較対象として選定【検証試験 1】
重機の押し出し動作が多く，撤去に要する時間が長くなることが想定されるケースとして，ルートの左右に模擬がれきを押し出す場合の撤去速度を確認（別紙（20）
5.1 参照）【検証試験 2】重機に加わる荷重を徐々に増加させ，重機の撤去速度が徐々に低下することが想定されるケースとして，模擬がれきを徐々に増加させた場合の撤去速度を確認（別紙（20）5.2 参照）【検証試験 3】
重機が評価上の最大けん引力（7t）で押し出しが可能であることを確認（別紙（20）
5.3 参照）

1.0.2－補足 3－3

ｂ．人力作業によるホース敷設
アクセスルート上の人力作業によるホース敷設時間は，訓練実績をもとに設定している。
【訓練実績（第 1 図）】
実施日時：平成 26 年 8 月 27 日
人

数：8 人

訓練概要：緊急時接続用配管への海水送水模擬訓練にて，50m ホース
3 本を 150m にわたり人力にて敷設
作業内容：ホース展張車からの 50m ホースの引出し（5 分×ホース 3 本）
ホースの切り離し・接続（1 分×ホース 3 本）

第1図

ホース人力敷設訓練の状況

上記に示す訓練結果をもとに，人力によるホース敷設が可能となる以下の箇所についてホース敷設時間を評価した。
作業時間は訓練実績をもとに以下のとおり設定

1.0.2－補足 3－4

作業目的

時間

敷設ホース
人力敷設時間

車両移動時間

合計時間

原子炉注水

50m：3 本18 分（21.6 分） ※１

11 分

35 分 ※２

水源補給50m：1 本

6 分（7.2 分） ※１

11 分

20 分 ※２※1※2（ ）内は作業時間を 1.2 倍し，保守性を考慮した時間
作業の合計時間については 5 分単位で切り上げを実施＜机上評価で考慮した保守性＞
・訓練実績をもとに評価した作業時間に保守性を考慮し 1.2 倍として設定
・作業の合計時間は，5 分単位で切上げし余裕を考慮した時間で設定＜復旧時間評価条件の妥当性＞
・訓練実績に余裕を考慮した作業時間で評価している。

ｃ．崩壊土砂撤去
アクセスルート上に流入した土砂をホイールローダで道路脇に押し出し
撤去する場合の作業量を評価した。
評価に当たっては以下の保守性を考慮し，復旧時間評価条件として妥当な設定であることをを検証試験結果との比較により確認した。

＜机上評価で考慮した保守性＞
・土砂撤去に関連する各種文献の作業量を比較し，最も小さい作業量（66m３ ／h）を復旧時間評価条件として設定（別紙（23）参照）＜復旧時間評価条件の妥当性＞
・検証試験結果（別紙（20）5.4（2））の中で最も小さい作業量（78m３ ／h）と比較し，復旧時間評価条件として妥当であることを確認
1.0.2－補足 3－5

以上より，ホイールローダによるアクセスルート復旧時間の評価条件が妥当であることを確認した。

4.

過去の被害事例
東北地方太平洋沖地震時の鉄骨造建築物の被害状況について文献 ※ １ ※ ２ で確認した。宮城県，福島県，茨城県等の広範囲の地域の一般的な鉄骨造建築物の外観による被害調査を実施した結果，屋外への影響としては，ALC パネル等の外装材の脱落といった非構造部材の被害が各地で散見されているものの，柱，梁等の主要な構造部材に座屈や破断等の大きな被害は観察されていなかった。
（第 2 図）外装材の脱落，ガラス破損

第2図

ALC パネルの脱落

東北地方太平洋沖地震時の被害状況

1.0.2－補足 3－6

国内においては，東北地方太平洋沖地震以外の震災についても鉄骨造建築物の被害調査が実施されている。他の震災における鉄骨造建築物の被害状況を文献 ※３※４※５※６ にて確認した結果，新潟県中越地震（第 3 図），新潟県中越沖地震（第 4 図），熊本地震（第 5－1 図，第 5－2 図）において，一部の建築物等に筋かい材の座屈・破断及び柱脚部の被害が確認されていたが，倒壊に至るような大きな被害を受けた鉄骨造建築物は見られなかった。

内観

筋かい材ボルト破断

間柱脚部アンカーボルト破断

ブレース材の座屈

第3図新潟県中越地震時の被害状況

1.0.2－補足 3－7

外観

筋かい材プレート破断

アンカーボルト引き抜け

柱脚部コンクリート破壊

筋かい材の座屈（刈羽村）

第4図

柱脚部コンクリートの割れ・剥落（長岡市）

新潟県中越沖地震時の被害状況

1.0.2－補足 3－8

第 5－1 図

熊本地震時の被害状況

1.0.2－補足 3－9

外観

筋かい材の座屈・落下

筋かい材の変形

ブレース孔欠損部の破断

柱脚部コンクリートのひび割れ

支承部コンクリート側方破壊

第 5－2 図熊本地震時の被害状況

参考文献※1 平成 23 年（2011 年）東北地方太平洋沖地震調査研究（速報）（東日本大震災），平成 23 年 5 月国土交通
省国土技術政策総合研究所，独立行政法人建築研究所※2 平成 23 年（2011 年）東北地方太平洋沖地震調査報告，平成 24 年 3 月国土交通省国土技術政策総合研究所，独立行政法人建築研究所※3 平成 16 年（2004 年）新潟県中越地震被害に係わる現地調査概要，国土交通省国土技術政策総合研究所※4 平成 19 年（2007 年）新潟県中越沖地震建築物被害調査報告，国土交通省国土技術政策総合研究所，独立行政法人建築研究所※5 平成 28 年（2016 年）熊本地震による建築物等被害第八次調査報告（上益城郡益城町における鉄骨造建築物の調査速報），国土交通省国土技術政策総合研究所，国立研究開発法人建築研究所※6 平成 28 年（2016 年）熊本地震による建築物等被害第 13 次調査報告（学校体育館等の被害調査速報），
国土交通省国土技術政策総合研究所，国立研究開発法人建築研究所

1.0.2－補足 3－10

補足説明資料（4）
地震時における屋外アクセスルートへの放射線影響について

発電所内の構造物が地震により損壊することを想定した場合の屋外アクセス
ルートへの放射線影響について検討した。

1.

損壊を想定する構造物
防潮堤内側に設置される構造物のうち，耐震Ｓクラス（Ｓ Ｓ 機能維持含む。）の構造物 ※ を除く全ての構造物が地震により損壊することを想定する。
※

2.

原子炉建屋，廃棄物処理建屋，常設代替高圧電源装置，緊急時対策所建屋，排気筒

構造物損壊時の放射線影響
1.において損壊を想定する構造物のうち，放射性物質を内包する設備等を含む構造物（以下「構造物」という。）を以下に示す。構造物の配置を第 1 図に，構造物が地震により損壊した場合の放射線影響を第 1 表に示す。
・サンプルタンク室（R／W）
・ヘパフィルタ―室・給水加熱器保管庫
・固体廃棄物貯蔵庫 A 棟
・固体廃棄物貯蔵庫 B 棟
・東海発電所の各建屋
なお，上記に示す構造物の他に，タービン建屋，サービス建屋，チェックポ
イント建屋に線源となる設備があるが，各建屋内にある線源から屋外アクセス
ルートまでは十分に離れていることから，重大事故等対応に影響を及ぼすものではないと考えている。
1.0.2－補足 4－1

3.

屋外アクセスルートへの放射線影響2.に示した構造物が地震により損壊した場合の屋外アクセスルートに対す
る放射線影響について検討した結果，重大事故等対応に影響を及ぼすものはな
いと考える。
（1）重大事故等対応において，ポンプ設置作業を実施することにより，作業時間が比較的長くなる場所となる水源（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設
備）付近に構造物が設置されていない（2）東側接続口に近い場所に構造物（サンプルタンク室（R／W），へパフィル
ター室）が設置されているが，当該構造物が損壊した場合の放射線影響は小さい（3）比較的線量率の高い構造物（固体廃棄物貯蔵庫）の周辺に屋外アクセス
ルートが設定されているが，可搬型設備の通行又はホース敷設作業時に一時的に通過する場所であり，長期間滞在することはないため，放射線影響は小さい1.0.2－補足 4－2

第1図

地震による損壊を想定する放射性物質を内包する構造物

第1表

構造物損壊時の放射線影響

構造物名称

放射性物質を内包する設備等

放射線影響（構造物損壊時）

サンプルタンク室（R／W）

サンプルタンク

0.1mSv／h 以下 ※２

ヘパフィルター室

ヘパフィルター

0.1mSv／h 以下 ※３

給水加熱器保管庫

保管容器

0.1mSv／h 以下 ※４

固体廃棄物貯蔵庫 A 棟

ドラム缶 ※１

約 2mSv／h※５

固体廃棄物貯蔵庫 B 棟

ドラム缶 ※１

約 2mSv／h※５

東海発電所の各建屋－

約 0.15mSv／h※６※１ 雑固体廃棄物（管理区域内の作業によって生じた金属や養生シート等の可燃雑物），
セメントや溶融体等の固化された物，焼却炉で可燃を燃やした後の灰等を保管※２ サンプルタンク表面※３ へパフィルター表面※４ 保管容器表面※５ ドラム缶表面※６ 屋外アクセスルー ト沿いには東海発電所の 各建屋があるが，最高で も約0.15mSv／h であり屋外アクセスルートに対する影響はない（別紙 26 参照）

1.0.2－補足 4－3

補足説明資料（5）
竜巻対策固縛を解除する時間の考慮について

1.

竜巻対策固縛の概要
可搬型設備は，竜巻防護施設及び竜巻防護施設に波及的影響を及ぼす施設に悪影響を及ぼす可能性のある飛来物源として，飛来物発生防止対策の選定フローに従い選定した対策手法により固縛を実施する。
第1図に東海第二発電所の飛来物発生防止対策の選定フロー，第2図に飛来物発生防止対策の例を示す。
可搬型設備は，上記の選定フローに従い，緊張固縛又は余長付き固縛のいずれかの対策手法により保管場所に固縛することとしている。

2.

固縛解除作業の想定時間
第1表に可搬型設備の出動準備に係る作業内容と作業時間を示す。
竜巻対策固縛の解除は，重大事故等時における可搬型設備の出動準備30分のうち，車両等出動前確認の約10分で行うことを想定する。

第1表 可搬型設備の出動準備作業時間と固縛解除作業の想定時間
作業内容

作業時間 合計時間

防護具着用

約15分

緊急時対策所建屋から保管場所までの移動

約5分

車両等出動前確認（可搬型設備の固縛解除を含む。）

約10分

1.0.2－補足 5－1

約30分

1.0.2－補足 5－2
第1図

東海第第二発電所の飛来物発生防止対策の選定フロー第2図

飛来物発生防止対策の例

1.0.2－補足 5－3

3.

固縛解除作業の想定時間の妥当性
車両等出動前確認の作業内容と固縛解除作業の想定時間の妥当性について以下

に示す。
(1)

車両等出動前確認の作業内容等
重大事故等時の初動対応として出動が想定される可搬型設備は，アクセスルー
ト確保に使用するホイールローダ，給水確保に使用する可搬型代替注水大型ポン
プ又は可搬型代替注水中型ポンプ並びにそのホース展張車である。車両等出動前確認においては，これらの可搬型設備について以下の作業を実施する。
ａ．可搬型設備の固縛解除及び車輪止め取り外し
第3図に可搬型設備の固縛解除の概要，第2表に重大事故等時の初動対応において固縛解除する箇所数を示す。
第2表に示す固縛箇所数に対して，固縛解除は2名1組で対応することとし，
固縛箇所1箇所当たりの作業時間については，模擬訓練の結果を踏まえ，約1分と設定する。また，固縛解除に合わせて車輪止めの取り外しを行う。

第2表

重大事故等時の初動対応において固縛解除する箇所数※
台数
（台）

対象設備

固縛箇所数（箇所）
1台あたり合計

ホイールローダ

2

48

可搬型代替注水大型ポンプ

1

5

5

（2）

（5）

（10）

3

4

12

（可搬型代替注水中型ポンプ）
ホース展張車25
初動対応で固縛解除する箇所数（30）※ 西側（又は南側）保管場所において，初動対応として出動が想定される可搬型設備を対象とする

1.0.2－補足 5－4

第3図

可搬型設備の固縛解除の概要

ｂ．外観点検及びエンジン始動
外観点検及びエンジン始動は2名1組で対応することとし，徒歩による移動速度（4km／h）に余裕を考慮した時間として，可搬型設備1台当たり約1分と設定する。
1.0.2－補足 5－5

(2)固縛解除作業の想定時間の妥当性
重大事故等時の初動対応において，可搬型設備の出動準備は保修班要員12名で実施する。想定時間の妥当性確認に当たっては，保守的に以下の事項を考慮する。
・ホイールローダの車両等出動前確認は，2名で実施
・可搬型代替注水大型ポンプ（又は可搬型代替注水中型ポンプ）及びホース展張車の車両等出動前確認は，10名で実施

上記を踏まえ，固縛解除を含む車両等出動前確認に要する時間について検討した結果，約10分で対応が可能であることより，固縛解除作業の想定時間は妥当であることを確認した。（第3表）
現実的には，可搬型代替注水大型ポンプ等の車両等出動前確認を実施した要員
は，ホイールローダ側の作業に移行できることから，ホイールローダの車両等出
動前確認時間は短縮するものと考える。

1.0.2－補足 5－6

第3表
対象設備

車両等出動前確認に係る想定時間の妥当性
作業
内容

対象数※３

単位
作業時間

固縛
解除※１

8箇所

1分／
箇所※４

ホイールローダ

作業時間
作業
合計
8分
10分※６

1組
外観
点検※２

可搬型代替注水大 固縛型ポンプ（可搬型代 解除※１
替注水中型ポンプ）及び外観
ホース展張車
点検※２
※1
※2
※3
※4
※5
※6
※7

対応
要員※５

2台

1分／台

2分

17箇所
（22箇所）

1分／
箇所※４

4組

4台
（5台）

1分／台

1組

5分
（6分）
4分
（5分）

5分※７
（6分）※７

可搬型設備の固縛解除及び車輪止め取り外し
外観点検及びエンジン始動
各設備の固縛箇所数及び台数は第2表参照
緊張固縛又は余長付き固縛を解除する時間
対応要員1組は2名で構成
1組（2名）で対応するため，固縛解除後に外観点検を実施する場合の作業時間を記載
4組（8名）による固縛解除と1組（2名）による外観点検を並行して実施するため，所要時間が長い固縛解除の作業時間を記載

1.0.2－補足 5－7

補足説明資料（6）
重大事故等対応時の中央制御室から原子炉棟入口までの移動時間評価について

重大事故等対応における中央制御室から原子炉建屋原子炉棟入口（エアロック）
前までの移動時間について評価を行った。

1．評価対象ルート
中央制御室を起点とする以下の 2 ルートを設定する。
A ルート：原子炉建屋付属棟 1FL を経由して，原子炉建屋付属棟（廃棄物処理棟）
1FL に入域するルート
B ルート：原子炉建屋付属棟 4FL から屋上及び原子炉建屋付属棟（廃棄物処理棟）
屋上を経由して，原子炉建屋付属棟（廃棄物処理棟）屋上から建屋内に入域するルート

2．作業の成立性に係る時間評価方法
移動時間の算出方法は以下のとおり• 移動時間：距離をもとにした移動時間（想定）※１を 1.5 倍した時間＋扉操
作時間※２※1 通常の移動時間とは，下記の合計時間① 徒歩での移動時間：一般的な歩行速度をもとに設定
歩行による移動距離（m）÷4（km／h）② 階段部の移動時間：一般的な歩行速度をもとに設定
階段部の距離（m）÷4（km／h）（傾斜が急な階段は，類似階段での実測時間をもとに設定
段数×2（秒／段））
1.0.2－補足 6－1

③ 弁操作のための垂直梯子の昇降時間：
既存設備での実測時間をもとに設定

段数×2（秒／段）※2 扉操作時間① 遮蔽扉，耐火扉，水密扉の操作時間：既存扉の実操作時間をもとに設
定

1 箇所あたり 1 分（60 秒）② 入域扉，R／B 外壁扉操作時間：既存扉の実操作時間をもとに設定
1 箇所あたり 1 分 30 秒（90 秒）• その他，現場作業に当たっては放射線防護具の着用が必須となる。着用時間
は訓練実績から 12 分を付与する。

3．移動時間算出結果
A ルート：第 1 図参照 青色ルート（緑ルートを含む）（中央制御室→遮蔽扉①→
階段Ｎ→入域扉操作→階段Ｏ→耐火扉①→階段Ｐ→耐火扉④→階段Ｑ→耐火扉②→耐火扉③→水密扉①→原子炉棟入口前）① 歩行による移動時間：約 160m÷4,000m／h＝144 秒② 階段部の移動時間：階段Ｎ，Ｏ，Ｐ，Ｑはいずれも傾斜が急なものであり，段数×2 秒で算出
総段数 80 段（現設計での想定）×2 秒＝160 秒
また，3 人が同時に現場に向かうケースで 1 人ずつの階段
移動として積算しており，
160 秒×3（人）＝480 秒※※ 傾斜が急な階段は，安全上，複数人が同時に使用しないこととする。
③ 扉等操作時間：入域扉，R／B 外壁扉

90 秒×1 箇所＝90 秒

遮蔽扉①，耐火扉①～④及び水密扉①
60 秒×6 箇所＝360 秒
1.0.2－補足 6－2

④ 放射線防護具着用時間：12 分（訓練実績による）合計時間は，（①＋②）×1.5＋③＋④となるため，（144 秒＋480 秒）×1.5＋90 秒＋360 秒＋720 秒
（①＋②）

（③）

④

＝ 624 秒×1.5 ＋ 450 秒 ＋ 720 秒＝ 2,106 秒（35 分 6 秒） ⇒約 36 分（Aルート）

B ルート：第 1 図参照 桃色ルート（緑色ルートを含む）（中央制御室→遮蔽扉①→階段Ｎ→入域扉操作→R／B 外壁扉①→階段Ｊ→R／B 外壁扉②→階段
Ｌ→原子炉棟入口前）① 歩行による移動時間：約 267.3m÷4,000m／h＝241 秒※② 階段部の移動時間：階段Ｎは傾斜が急なものであり，段数×2 秒で算出
段数 20 段（現設計での想定）×2 秒＝40 秒
また，3 人が同時に現場に向かうケースで積算しており，
40 秒×3（人）＝120 秒※

階段Ｊ及び階段Ｌは，通常の階段であるため，上記①歩行による移動
距離にて積算③ 扉操作時間：入域扉及び R／B 外壁扉①，②
遮蔽扉①

90 秒×3 箇所＝270 秒

60 秒×1 箇所＝60 秒④ 放射線防護具着用時間：12 分（訓練実績による）合計時間は，（①＋②）×1.5＋③＋④となるため，（241 秒＋120 秒）×1.5＋270 秒＋60 秒＋720 秒
（①＋②）

（③）

④

＝ 361 秒×1.5 ＋ 330 秒 ＋ 720 秒＝ 1,592 秒（26 分 32 秒） ⇒約 27 分（Bルート）

1.0.2－補足 6－3

第1図

中央制御室から原子炉建屋原子炉棟入口までのアクセスルート（1／5）

1.0.2－補足 6－4

第1図

中央制御室から原子炉建屋原子炉棟入口までのアクセスルート（2／5）

1.0.2－補足 6－5

第1図

中央制御室から原子炉建屋原子炉棟入口までのアクセスルート（3／5）

1.0.2－補足 6－6

第1図

中央制御室から原子炉建屋原子炉棟入口までのアクセスルート（4／5）

1.0.2－補足 6－7

第1図

中央制御室から原子炉建屋原子炉棟入口までのアクセスルート（5／5）

1.0.2－補足 6－8

補足説明資料（7）
路盤補強の対策箇所について

屋外アクセスルートにおいて，地震による不等沈下，浮き上がり，構造物の損壊により通行影響が想定される箇所を第 1 図，路盤補強の段差緩和対策を実施する箇所を第 2 図に示す。

第 1 図 地震時に通行影響が想定される箇所（図中の番号は，本文 第 5.4.3－1－1,2,3,7 表の構造物番号を示す）

1.0.2－補足 7－1

第 2 図 路盤補強等の段差緩和対策を実施する箇所（図中の番号は，本文 第 5.4.3－1－1,2,3,7 表の構造物番号を示す）

1.0.2－補足 7－2

添付資料 1.0.3

東海第二発電所

予備品等の確保及び保管場所について

＜目

次＞

１．重要安全施設

1.0.3−1

２．予備品等の確保

1.0.3−1

３．予備品等の保管場所

1.0.3−3

第 1.0.3−1 表

重要安全施設一覧

第 1.0.3−2 表

予備品及び予備品への取替えのために

1.0.3−4

必要な機材
第 1.0.3−1 図

補足１

予備品等の保管場所

予備品の確保等の考え方

1.0.3−6
1.0.3−7

1.0.3−8

「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」のうち，「1.0 共通事項（2）復旧作業に係る要求事項 ①予備品等の確保」において，重要安全施設の適切な予備品等を確保することが規定されている。
「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」（以下「設置許可基準規則」という。）第二条において，「重要安全施設とは，安全施設のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものをいう。」とされている。
また，設置許可基準規則第十二条の解釈において「安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの」の機能が示されている。
ここでは，これら重要安全施設のうち，重要安全施設の取替え可能な機器及び部品等に対する予備品及び予備品への取替のために必要な機材等の選定及び保管場所について記載する。

１．重要安全施設
上記の設置許可基準規則第十二条の解釈の表に規定された安全機能の重要度が特に高い安全機能に対応する具体的な系統・設備を第 1.0.3−1 表に示す。

２．予備品等の確保
重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処設備にて実施す
ることにより，事故収束を行う。
事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に基づき重要安全施設の取替
1.0.3−1え可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品をあらかじめ確保する。
・短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
・単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，復旧するための対策を検討し実施することとするが，放射線の影響，その他の作業環境条件を踏まえ，復旧作業の成立性が高い設備を復旧する。
上記の方針に適合する系統として海水ポンプ室に設置している設備である
残留熱除去系海水系，ディーゼル発電機海水系は自然災害の影響を受ける可能性があるため対象機器として選定し，予備品として保有することで復旧までの時間が短縮でき，成立性の高い作業で機能回復できる機器であり，機械的故障と電気的故障の要因が考えられる残留熱除去系海水系ポンプ電動機，ディーゼル発電機海水系ポンプ電動機を予備品として確保する。確保する予備品については，保全計画に基づく定期的な機能確認を行う。
なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器の拡大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行うとともに，そのために必要な予備品の確保を行う。
また，予備品の取替作業に必要な資機材として，がれき撤去のためのホイールローダ等，予備品取替時に使用する重機としてクレーン等，夜間の対応を想定した照明機器等及びその他作業環境を想定した資機材をあらかじめ確保する。（第 1.0.3−2 表）

1.0.3−2

３．予備品等の保管場所
予備品等については，地震による周辺斜面の崩落，敷地下斜面のすべり，
津波（敷地に遡上する津波を含む。）による浸水等の外部事象の影響を受けにくい場所に当該重要安全施設との位置的分散を考慮した場所に保管する。
保管場所については，可搬型重大事故等対処設備と同じであり，保管場所
及び屋外アクセスルートの対策概要については，添付 1.0.2 可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについての「2.概要 2.1 保管場所及びアクセスルート」に記載する。
なお，予備品復旧場所へのアクセスルートについては，第 1.0.3−1 図に示すアクセスルートから複数のルートを確保してアクセスし，予備品の保管場所から復旧作業場所へ予備品を移動させて復旧する。
また，保管場所及びアクセスルートの点検管理については，「添付 1.0.2
可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて」で記載している「保管場所及びアクセスルート等の点検について」と同じ点検管理を実施する。

1.0.3−3

第 1.0.3−1 表
安全機能（設置許可基準規則第12条）
原子炉の緊急停止機能
未臨界維持機能

重要安全施設一覧
系統・設備

原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
原子炉停止後における除熱のため崩壊熱除去機能原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機能
原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能

事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内低圧時における注水機能
事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における減圧系を作動させる機能
格納容器内又は放射線物質が格納容
器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能
格納容器の冷却機能
格納容器内の可燃性ガス制御機能
非常用交流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用直流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用の交流電源機能

制御棒及び制御棒駆動系
制御棒及び制御棒駆動系
ほう酸水注入系
逃がし安全弁（安全弁としての開機能）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機能）
残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機能）
高圧炉心スプレイ系
自動減圧系（逃がし安全弁）により原子炉を減圧し，低圧炉心スプレイ
系，残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉へ注水を行う
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水系）
高圧炉心スプレイ系
自動減圧系（逃がし安全弁）

原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス
再循環系，非常用ガス処理系）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
可燃性ガス濃度制御系
非常用電源系（交流）
非常用所内電源系（直流電源系統）
ディーゼル発電機設備

1.0.3−4

安全機能（設置許可基準規則第12条）
非常用の直流電源機能
非常用の計測制御用直流電源機能
補機冷却機能系統・設備

冷却用海水供給機能
原子炉制御室非常用換気空調機能
圧縮空気供給機能

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の隔離機能
原子炉格納容器バウンダリを構成す
る配管の隔離機能
原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動させるものを除く）の発生機能
工学的安全施設に分類される機器若
しくは系統に対する作動信号の発生
機能
事故時の原子炉の停止状態の把握機
能
事故時の炉心冷却状態の把握機能
事故時の放射能閉じ込め状態の把握
機能

事故時のプラント操作のための情報
の把握機能

※

直流電源設備
計測制御用電源設備
残留熱除去系海水系 ※ 及びディーゼル発電機海水系 ※残留熱除去系海水系 ※ 及びディーゼル発電機海水系 ※中央制御室換気系
逃がし安全弁及び自動減圧機能のア
キュムレータ並びに主蒸気隔離弁のアキュムレータ
原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁
原子炉格納容器バウンダリ隔離弁
安全保護系（スクラム機能）

安全保護系（非常用炉心冷却系作動，
主蒸気隔離，原子炉格納容器隔離，
原子炉建屋ガス処理系作動）
起動領域計装原子炉スクラム用電磁接触器の状態
監視設備及び制御棒位置監視設備
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
原子炉圧力計装
原子炉格納容器圧力計装
サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器エリア放射線量率計
装
原子炉圧力計装
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
原子炉格納容器圧力計装
サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器水素濃度計装
原子炉格納容器酸素濃度計装
主排気筒放射線モニタ計装

予備品（第1.0.3−2表 １．予備品）を保管する系統

1.0.3−5

第1.0.3−2表

予備品及び予備品への取替えのために必要な機材

１．予備品
名称
残留熱除去系海水系ポンプ用電動機
非常用ディーゼル
発電機海水系
ポンプ用電動機仕様

数量 ※保管場所 ※

三相誘導電動機2台

南側保管場所（T.P.＋25m）

三相誘導電動機1台

南側保管場所（T.P.＋25m）

仕様

数量 ※

保管場所 ※

２．がれき撤去用重機
名称

ホイールローダ

バケット容量2.0ｍ ３

2台

ブルドーザ

けん引力
23t

1台

油圧ショベル

バケット容量0.16ｍ ３1台

南側保管場所（T.P.＋25m）
西側保管場所（T.P.＋23m）
南側保管場所（T.P.＋25m）
西側保管場所（T.P.＋23m）
南側保管場所（T.P.＋25m）

３．予備品取替時に使用する重機
数量 ※

名称

仕様

予備電動機交換用
クレーン
予備電動機運搬用
トレーラー

最大吊り上げ荷重
220t
積載荷重
20t

1台
1台

保管場所 ※
南側保管場所（T.P.＋25m）
南側保管場所（T.P.＋25m）

４．作業用照明名称

ヘッドライト
充電式ＬＥＤ
スティックライト
バッテリーライト（床置きタイプ）
※

仕

様

数

量※

乾電池式

10 個

充電式

4個

充電式

4個

保管場所 ※
緊急時対策所建屋（T.P.＋23m）
緊急時対策所建屋（T.P.＋23m）
緊急時対策所建屋（T.P.＋23m）

数量，保管場所については，今後の検討により変更となる可能性がある。

1.0.3−6

第 1.0.3−1 図

予備品等の保管場所

1.0.3−7

補足１

予備品の確保等の考え方

１．残留熱除去系及びディーゼル発電機の復旧に関する予備品の確保等について

東海第二発電所では，アクシデントマネジメント活動の一環として行われる復旧活動に際して，プラントの安全性確保に必要な機能を持つ系統・機器を復旧させる手順を「アクシデントマネジメント故障機器復旧手順ガイドラ
イン」にて整備している。本ガイドラインには，事故収束を安定的に継続するために有効である残留熱除去系（以下「ＲＨＲ系」という。）及びディー
ゼル発電機（以下「ＤＧ」という。）の復旧手順も盛り込まれており，ＲＨ
Ｒ

Ａ系，Ｂ系の全ての除熱能力が喪失あるいは低下したとき，またはＤＧ

全台の発電能力が喪失あるいは低下したとき，「ＲＨＲ系基本復旧手順フロ
ーチャート」及び「ＤＧ基本復旧手順フローチャート」により異常のある系統を判断し，「機器別故障原因特定マトリクス」にて故障個所の特定を行い，故障個所に応じた「復旧手順」にて復旧を行う構成としている。しかしながら，すべての系統・機器の故障モードを網羅して予備品を確保することは効率的ではないので，以下の方針に基づき重要安全施設の取替え可能な機器，
部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品を確保する。

・短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
1.0.3−8・単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，復旧するための対策を検討し実施することとするが，放射線の影響，その他の作業環境条件の観点を踏まえ，復旧作業の成立性が高い設備を復旧する。

上記の方針に適合する系統としてＲＨＲ系海水系及びＤＧ海水系を選定し，予備品を保有することで復旧までの時間が短縮でき成立性の高い作業で機能回復できる機器として，ＲＨＲ系海水ポンプ電動機及びＤＧ海水系ポンプ電動機を予備品として確保する。
確保する予備品については，保全計画に基づく定期的な機能確認を行う。

なお，ＲＨＲ系については，防潮堤等の津波対策及び原子炉建屋内の内部
溢水対策により区分分離されていること，更にＲＨＲ系は３系統あることから，東日本大震災のように複数のＲＨＲ系が同時浸水により機能喪失することはないと考えられるが，ある１系統のＲＨＲ系の電動機が浸水し，当該のＲＨＲ系が機能喪失に至った場合においても，他系統のＲＨＲ系の電動機を接続することにより復旧する手順を準備する。

２．予備品を用いた復旧作業について
重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処設備にて対応することにより事故収束を行うことから，必要な作業については当社のみで実施できるようにしている。
一方，予備品を用いたＲＨＲ系海水ポンプ電動機及びＤＧ海水系ポンプ電1.0.3−9

動機の復旧作業は上記に該当せず，協力企業の支援による実施を考えている。
しかしながら，本復旧作業は事故収束後のプラントの安定状態を継続する上で有効であることから，当社社員のみで対応できるように訓練等を通じて復旧手順の整備や作業内容把握，総合研修センターにおいて予備品の類似機器を用いた分解点検や組立作業訓練等を通じて現場技能向上への取り組みを継続的に実施していく。

1.0.3−10

添付資料 1.0.4

東海第二発電所

復旧作業に必要な資機材及び外部からの支援について

＜目

次＞

１．事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材

1.0.4−1(1)

重大事故発生後 7 日間の対応

1.0.4−1(2)

重大事故等発生後 7 日間以降の対応

1.0.4−2

２．プラントメーカ及び協力会社による支援

1.0.4−2(1)(2)

プラントメーカによる支援

1.0.4−3ａ．支援体制

1.0.4−3

協力会社による支援

1.0.4−4ａ．放射線測定，管理業務等の支援体制

1.0.4−4

ｂ．緊急時に係る設備の修理・復旧等の支援体制

1.0.4−4ｃ．要員等の輸送に係る支援体制

1.0.4−5ｄ．燃料調達に係る支援体制

1.0.4−5ｅ．消火活動に係る支援体制

1.0.4−6

ｆ．注水活動に係る支援体制

1.0.4−6

３．原子力事業者による支援

1.0.4−6

４．その他組織による支援

1.0.4−8

５．原子力事業所災害対策支援拠点

1.0.4−10

第 1.0.4−1 表

発電所構内に確保している燃料（事象発生後７日間の対応）

1.0.4−13

第 1.0.4−2 表

放射線防護資機材等（緊急時対策所建屋）

1.0.4−14

第 1.0.4−3 表

チェンジングエリア用資機材（緊急時対策所建屋）1.0.4−17

第 1.0.4−4 表

その他資機材等（緊急時対策所建屋）

1.0.4−18

第 1.0.4−5 表

原子力災害対策活動で使用する資料（緊急時対策所建屋）

1.0.4−19

第 1.0.4−6 表

放射線防護資機材等（中央制御室）

1.0.4−20

第 1.0.4−7 表

チェンジングエリア用資機材（中央制御室）

1.0.4−23

第 1.0.4−8 表

事業者間協力協定に基づき貸与される
原子力防災資機材

第 1.0.4−9 表

1.0.4−25

原子力事業所災害対策支援拠点における必要な資機材，
通信機器の整備状況等 1.0.4−26
1.0.4−27

第 1.0.4−1 図飛行場外離着陸場の位置

第 1.0.4−2 図

原子力災害発生時における発電所外からの支援体制1.0.4−28

第 1.0.4−3 図

防災組織全体図

第 1.0.4−4 図

原子力事業所災害対策支援拠点

別紙 1

原子力事業所災害対策支援拠点について

1.0.4−29
体制図

1.0.4−30
1.0.4−31

１．事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材(1)

重大事故発生後 7 日間の対応
東海第二発電所では，重大事故等が発生した場合において，当該事故等に対処するためにあらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備，予備品，燃料等）により，事故発生後7日間における事故収束対応を実施する。あらかじめ用意された手段のうち，重大事故等対処設備については，技術的能力1.1「緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手段等」から1.19「通信連絡に関する手順等」にて示す。
発電所内に保有する燃料量については，第1.0.4−1表に示すとおり，
保守的に事故発生後7日間連続して運用する条件で算出した重大事故等に対処するために必要となる燃料量を上回る。
放射線管理用資機材及びチェンジングエリア用資機材，その他資機材，原子力災害対策活動で使用する資料の数量とその考え方については，第1.0.4−2表〜第1.0.4−7表に示すとおり，外部からの支援なしに
事故発生後7日間の活動に必要な資機材等を緊急時対策所建屋等に配備している。重大事故等時，現場作業では作業環境が悪化していることが予想され，災害対策要員は環境に応じた放射線防護具を着用する必要がある。災害対策要員は，添付資料1.0.13「東海第二発電所災害対策要員の作業時における装備について」に示す着用基準に従い，これらの資機材の中から必要なものを装備し，作業を実施する。東海第二発電所では，第1.0.4−2表〜第1.0.4−7表に示す資機材を，緊急時対策所建屋，中央制御室に常時配備する。
重大事故等の対応に必要な水源については，代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備等の淡水源に加え，最終的に海水に切り替えることにより水源が枯渇することがないよう手順を整備することとしている。具体的に
1.0.4−1

は，技術的能力1.13「重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」
にて示す。

(2)

重大事故等発生後 7 日間以降の対応
重大事故等発生後 7 日間以降の事故収束対応を維持するため，重大事故等発生後 6 日間後までに，あらかじめ選定している候補施設の中から原子力事業所災害対策支援拠点（以下「支援拠点」という。）を選定し，発電所の事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材等を支援できる体制を整備している。また，発電所内に配備している重大事故等対処設備に不具合があった場合の代替手段，資機材及び燃料を支援できるよう，社内
で発電所外に保有している重大事故等対処設備と同種の設備（通信連絡設
備，放射線測定装置等），食糧，その他の消耗品，汚染防護服等及びその他の放射線管理に使用する資機材，予備品及び燃料等について，継続的な重大事故等対策を実施できるよう事象発生後 6 日後までに支援できる体制を整備している。
さらに現在，他の電力事業者と，原子力災害発生時における設備及び資機材の融通に向けた検討を進めており，各社が保有する主な設備及び資機
材のデータベースを整備中である。

２．プラントメーカ及び協力会社による支援
重大事故等時における外部からの支援については，プラントメーカ，協力
会社及び燃料供給会社等からの重大事故等発生後に現場操作対応等を実施す
る要員の派遣や事故収束に向けた対策立案等の技術支援や要員の派遣等について，協議・合意の上，支援計画を定め，東海第二発電所の技術支援に関するプラントメーカ，協力会社及び燃料供給会社等との覚書を締結することで，1.0.4−2

重大事故等発生後に必要な支援が受けられる体制を整備している。
また，プラントメーカ，協力会社及び燃料供給会社等からの支援について
は，作業現場の放射線量を考慮して支援を受けることとする。
なお，プラントメーカ，協力会社及び燃料供給会社等から支援を受ける場
合に必要となる資機材については，あらかじめ緊急時対策所建屋に確保している資機材の余裕分を活用するのと合わせ，必要に応じて資機材の追加調達を本店総合災害対策本部に要請して調達する。

(1)

プラントメーカによる支援
重大事故等時に当社が実施する事態収拾活動を円滑に実施するため，プラントの状況に応じた事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援を迅速に得られるよう，プラントメーカ（日立ＧＥニュークリア・エナジ
ー株式会社）との間で支援体制を整備するとともに，平常時より必要な連絡体制を整備している。

ａ．支援体制（平時体制）
・緊急時の技術支援のため，本店（東京）とプラントメーカ社員（部長クラス）と平時より連絡体制を構築。
（緊急時体制）・原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）10条第1項又は15条第1項に定める事象（おそれとなる事象が発生した場合も含む）が発生した場合に技術支援を要請。適宜，通報訓練を実施しいく。
・緊急時に状況評価及び復旧対策に関する助言，電気・機械・計装設
1.0.4−3

備，その他の技術的情報の提供等により当社を支援。
・技術支援については，本店総合災害対策本部のみならず，必要に応じて発電所災害対策本部でも実施可能。
・中長期対応として，事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援体
制の更なる拡充をメーカと協議する。

(2)

協力会社による支援
重大事故等時に当社が実施する事態収拾活動を円滑に実施するため，
事故収束及び復旧対策活動の協力が得られるよう，協力会社と支援内容
に関する覚書等を締結し，支援体制を整備するとともに，平常時より必要な連絡体制を整備している。
協力会社の支援については，重大事故等時においても要請できる体制であり，協力会社要員の人命及び身体の安全を最優先にした放射線管理を行う。また，事故対応が長期に及んだ場合においても交代要員等の継続的な派遣を得られる体制とする。

ａ．放射線測定，管理業務等の支援体制
原子力災害発生時における放射線測定，管理業務の実施について，
協力会社と覚書を締結している。

ｂ．緊急時に係る設備の修理・復旧等の支援体制
原子力災害発生時における，以下に示す設備の修理・復旧等の作業に関する支援協力について協力会社と覚書を締結している。
（Ⅰ）電気設備，機械設備及び計装設備の応急復旧に関する事項（Ⅱ）事態収拾現場の照明等の作業環境確保に関する事項
1.0.4−4

（Ⅲ）放射線測定，放射線作業管理に関する事項（Ⅳ）水質分析に関する事項（Ⅴ）建物，構築物等の応急復旧に関する事項（Ⅵ）通信設備等の応急復旧に関する事項（Ⅶ）その他受託業務全般に関する事態収拾に必要な事項

ｃ．要員等の輸送に係る支援体制
東海第二発電所で原子力災害が発生した場合又は，発生のおそれがある場合，要員の運搬及び資機材の輸送について支援を迅速に得られるよう，協力会社と協定等を結んでいる。
支援拠点に集まった発電所の事故収束対応を維持するために必要な燃料，食糧，その他の消耗品，汚染防護服等及びその他の放射線管理に使用する資機材，予備品について，継続的な重大事故等対策の実施を妨げないよう発電所に適宜輸送する。
ヘリコプターによる空輸を実施する場合には，東京ヘリポート（東京都江東区）（所要時間：約1時間）及びつくば市内のヘリポート（茨城県つくば市）（所要時間：約30分）に常駐のヘリコプターを優先して使用する契約を締結しており，発電所構内の飛行場外離着陸場
間を往復する。災害時における発電所近隣の飛行場外離着陸場として東海村内の1か所（当社敷地内）と，発電所構内の飛行場外離着陸場の1か所について，協力会社から東京航空局へ飛行場外離着陸許可申請書を提出し，許可を得ている。第1.0.4−1図に飛行場外離着陸場の位置を示す。

ｄ．燃料調達に係る支援体制
1.0.4−5

東海第二発電所に重大な災害が発生した場合又は発生のおそれがある場合における燃料調達手段として，当社と取引のある燃料供給会社の油槽所等と燃料の優先調達の契約を締結する。
また，東海第二発電所の備蓄及び近隣からの調達を強化している。

ｅ．消火活動に係る支援体制
東海第二発電所の構内（建物内含む）で火災が発生した場合の消火活動に関する支援について協力会社と契約を結んでいる。
なお，消火活動としては平時より，東海第二発電所で訓練を実施す
るとともに，24時間交代勤務体制が取られているため，迅速な初動活動が可能である。

ｆ．注水活動に係る支援体制
東海第二発電所に重大な災害が発生した場合に，原子炉や使用済燃料プール注水活動の支援について協力会社と契約を結んでいる。
なお，可搬型代替注水ポンプ等の取扱いについては平時より，東海
第二発電所で訓練を実施するとともに，24時間交代勤務体制が取られているため，迅速な初動活動が可能である。

３．原子力事業者による支援
上記のプラントメーカや協力会社等からの支援のほか，原子力事業者で「原子力災害時における原子力事業者間協力協定」を締結し，他の原子力事業者による支援を受けられる体制を整備している。第 1.0.4−2 図に原子力災害発生時における発電所外からの支援体制を示す。

1.0.4−6

（目的）国内原子力事業所（事業所外運搬を含む。）において，原子力災害が発生した場合，協力事業者が発災事業者に対し，協力要員の派遣，資機材の貸与その他当該緊急事態応急対策の実施に必要な協力を円滑に実施
し，原子力災害の拡大防止及び復旧対策に努める。

（発災事業者による協力要請）
・各社の原子力事業者防災業務計画に定める警戒事象が発生した場合，発災事業者は速やかにその情報を他の原子力事業者に連絡する。
・発災事業者は，原災法10条に基づく通報を実施した場合，ただちに他の協定事業者に対し，協力要員の派遣及び資機材の貸与に係る協力要請を行う。
（協力の内容）協力事業者は，発災事業者からの協力要請に基づき，原子力事業所災害対策が的確かつ円滑に行われるようにするため，以下の措置を講ずる。
・環境放射線モニタリングに関する協力要員の派遣
・周辺地域の汚染検査及び汚染除去に関する協力要員の派遣
・第1.0.4−8表に示す資機材の貸与

他（支援本部の活動）
・幹事事業者
発災事業所の場所ごとに，あらかじめ支援本部幹事事業者，支援本
部副幹事事業者を設定している（当社東海第二発電所が発災した場合は，それぞれ東京電力ホールディングス株式会社，中部電力株式会社
1.0.4−7としている）。
幹事事業者は副幹事事業者と協力し，協力要員及び貸与された資機材の受入と協力に係る業務の基地となる原子力事業所支援本部（以下「支援本部」という。）を設置し，運営する。なお，幹事事業者が被災するなど業務の遂行が困難な場合は，副幹事事業者が幹事事業者の任に当たり，幹事事業者以外の事業者の中から副幹事事業者を選出することとしている。また支援期間が長期化する場合は，幹事事業者，副
幹事事業者を交代することができる。

・支援本部の運営について
発災事業者は，協力を要請する際に，候補地の中から支援本部の設
置場所を決定し伝える。当社は，あらかじめ支援本部候補地を6箇所程度設定している。
支援本部設置後は，緊急事態応急対策等拠点施設（オフサイトセン
ター）に設置される原子力災害合同対策協議会と連携を取りながら，
発災事業者との協議の上，協力事業者に対して具体的な業務の依頼を実施する。

４．その他組織による支援
原子力事業者は，福島第一原子力発電所の事故対応の教訓を踏まえ，原子力災害が発生した場合に多様かつ高度な災害対応を可能とする原子力緊急事
態支援組織を設立することとし，平成 25 年 1 月に，原子力緊急事態支援センター（以下「支援センター」という。）を共同で設置した。
支援センターは，平成 28 年 3 月に体制の強化及び資機材の更なる充実化を図り，平成 28 年 12 月より美浜原子力緊急事態支援センター（以下「美浜1.0.4−8

支援センター」という。）として本格的に運用を開始した。
美浜支援センターは，発災事業者からの原子力災害対策活動に係る要請を受けて以下の内容について支援する。
なお，美浜支援センターにおいて平時から実施している，遠隔操作による災害対策活動を行うロボット操作技術等の訓練には当社の災害対策要員も参加し，ロボット操作技術の習得による原子力災害対策活動能力の向上を図っている。

（発災事業者からの支援要請）
発災事業者は，原災法10条に基づく通報後，原子力緊急事態支援組織の支援を必要とするときは，美浜支援センターに原子力災害対策活動に係る支援を要請する。

（美浜支援センターによる支援の内容）
美浜支援センターは，発災事業者からの支援要請に基づき，美浜支援センター要員の安全が確保される範囲において以下の業務を実施することで，発災事業者の事故収束活動を積極的に支援する。
・美浜支援センターから原子力事業所災害対策支援拠点（以下「後方支援拠点」という。）までの，美浜支援センター要員の派遣や資機材の搬送。
・後方支援拠点から発災事業所の災害現場までの資機材の搬送。
・発災事業者の災害現場における放射線量をはじめとする環境情報収集の支援活動。
・発災事業者の災害現場における作業を行う上で必要となるアクセスル
ートの確保作業の支援活動。
1.0.4−9

・支援組織の活動に必要な範囲での，放射性物質の除去等の除染作業の支援活動。

美浜支援センターの支援体制は以下のとおり。
（事故時）
・原子力災害発生時，事故が発生した事業者からの出動要請を受け，要員及び資機材を美浜支援センターから迅速に搬送する。
・事故が発生した事業者の指揮の下，協働で遠隔操作可能なロボット等を用いて現場状況の偵察，空間線量率の測定，がれき等屋外障害物の除去によるアクセスルートの確保，屋内障害物の除去や機材の運搬等
を行う。
（平常時）
・緊急時の連絡体制（24時間体制）を確保し，出動計画を整備する。
・ロボット等の操作訓練や必要な資機材の調達・維持管理を行う。
・訓練等で得られたノウハウや経験に基づく改良を行う。
（要員）
・21名
（資機材）
・遠隔操作資機材（小型・中型ロボット，無線重機，無線ヘリコプタ
ー）・現地活動用資機材（放射線防護用資機材，放射線管理・除染用資機材，作業用資機材，一般資機材）
・搬送用車両（ワゴン車，大型トラック，（重機搬送車両），中型トラッ
ク）

1.0.4−10５．原子力事業所災害対策支援拠点
福島第一原子力発電所事故において，発電所外からの支援に係る対応拠点としてＪヴィレッジを活用したことを踏まえ，東海第二発電所においても同様な機能を配置する候補地点をあらかじめ選定し，必要な要員及び資機材を確保する。
候補地点の選定に当たっては，原子力災害発生時における風向及び放射性物質の放出範囲等を考慮し，東海第二発電所からの方位，距離（約 20ｋｍ圏内外）が異なる地点を複数選定する。
別紙 1 に，支援拠点の候補地を記した地図を示す。東海第二発電所原子力
事業者防災業務計画においては，日本原子力発電株式会社地域共生部（茨城事務所）（茨城県水戸市），東京電力パワーグリッド株式会社 茨城総支社日立事務所別館（茨城県日立市），東京電力パワーグリッド株式会社 茨城総支
社別館（茨城県水戸市），東京電力パワーグリッド株式会社 常陸大宮事務所（茨城県常陸大宮市），株式会社日立製作所

電力システム社日立事業所（茨城県日立市），株式会社日立パワーソリューションズ

勝田事業所（茨城県

ひたちなか市）を支援拠点の候補地として定めている。
原災法 10 条に基づく通報の判断基準に該当する事象が発生した場合，本店対策本部長は，原子力事業所災害対策の実施を支援するための発電所周辺の拠点として支援拠点の設置を指示し，支援拠点の適任者を指名する。また，
本店対策本部長は，外部支援計画を策定して支援拠点の責任者に実行を指示するとともに，発電所の災害対応状況，要員及び資機材の確保状況等を踏まえて，効果的な支援ができるように適宜見直しを行う。
支援拠点の責任者は，外部支援計画に基づき，また，災害対応状況等を踏まえながら，支援拠点の設置場所及び活動場所を，放射性物質が放出された
場合の影響，周囲の道路状況等を踏まえた上で決定し，発電所，本店（東京）
1.0.4−11及び関係機関と連携をして，発電所における災害対策活動の支援を実施する。
第 1.0.4−3 図に防災組織全体図を，第 1.0.4−4 図に支援拠点の体制図を示す。
また，支援拠点で使用する主な原子力関連資機材は地域共生部 茨城事務所
等にて確保しており，定期的に保守点検を行い，常に使用可能な状態に整備している。第 1.0.4−9 表に原子力事業所災害対策支援拠点における必要な資機材，通信機器の整備状況等を示す。
なお，資機材の消耗については，発電所内であらかじめ用意された資機材により，事故発生後 7 日間は事故収束対応が維持でき，また，事象発生後 6日間までに外部から支援を受けられる計画としている。

1.0.4−12

第 1.0.4−1 表
燃料タンク

軽油貯蔵
タンク

︱
1.0.4

可搬型設備用
軽油タンク

発電所構内に保有する燃料（事象発生後 7 日間の対応）
必要量※1

13

約 755.5kL（以下の合計）
・非常用ディーゼル発電機（2 台）
1,440.4L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0 kL・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（1 台）775.6 L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3 kL
・常設代替高圧電源装置（2 台）
420.0 L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2 kL
約 168.6kL（以下の合計）
・可搬型代替注水中型ポンプ(注水／補給用)
35.7 L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0 kL・可搬型代替注水大型ポンプ（注水／補給用）
200 L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 33.6 kL・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
200 L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 33.6 kL・可搬型代替低圧電源車（電源用）
110 L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 37.0 kL・可搬型代替低圧電源車（窒素供給装置用電源）
110 L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 18.5 kL
・その他
約 33.9 kL

緊急時対策所用 発 電 機 燃 料 0.411 kL／h（燃料消費率）×168h＝約 70kL
油貯蔵タンク※1 重大事故等の対応において，保守的に 7 日間運転した場合の燃料消費量

容

量

備

考

・重大事故等対策の有効性
約 800kL
評価で，最大の燃料消費量（約 400kL／基・記載の燃料消費率は定格×2 基）
出力での消費率

・重大事故等対処時に，可搬型代替低圧電源車，可搬型
代替注水大型ポンプ，可搬型窒素供給装置，重機，消約 210kL
防設備等を全て使用した（約 30kL／基
場合の燃料消費量×7 基※2） ・重大事故等対策の有効性評価で期待する設備を含めた必要量
・記載の燃料消費率は定格出力での消費率
約 150kL・記載の燃料消費率は定格（約 75kL／基
出力での消費率
×2 基）※2 可搬設備用軽油タンクは西側保管場所及び南側保管場所に 4 基ずつ配置し，計 8 基を設置する。8 基のうち 1 基は予備とする。

第 1.0.4−2 表

放射線防護資機材等（緊急時対策所建屋）○放射線防護具類品

配備数 ※１

名
緊急時対策所 建屋

中央制御室 ※2

タイベック

1,166着 ※３

17 着 ※１５

靴下2,332足 ※４

34 足 ※１６帽子

1,166個 ※５

17 個 ※１７

綿手袋

1,166双 ※６

17 双 ※１８

ゴム手袋2,332双 ※７

34 双 ※１９

全面マスク

333個 ※８

17 個 ※１７

チャコールフィルタ

2,332個 ※９34 個 ※２０

アノラック

462着 ※１ ０

17 着 ※１５

長靴

132足 ※１ １

9 足 ※２１

胴長靴

12足 ※１ ２

9 足 ※２１

高線量対応防護具服（遮蔽ベスト）

15着 ※１ ３―

自給式呼吸用保護具―

9 式 ※２２

バックパック

66個 ※１ ４

17個 ※１７※1※2

今後，訓練等で見直しを行う。
当直（運転員）等は交替のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所建屋より防護具類を持参する。
※3 111名（要員数）×7日×1.5倍＝1,165.5着→1,166着※4 111名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,331足→2,332足※5 111名（要員数）×7日×1.5倍＝1,165.5個→1,166個※6 111名（要員数）×7日×1.5倍＝1,165.5双→1,166双※7 111名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,331双→2,332双※8 111名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝333個※9 111名（要員数）×7日×2倍(2個を1セットで使用)×1.5倍＝2,331個→2,332個※10 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日×1.5倍＝462着※11 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2倍（現場での交替を考慮）
×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※12 4名（重大事故等対応要員4名：放水砲対応）×2倍（現場での交替を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=12足※13 10名（重大事故等対応要員10名：放水砲，アクセスルート確保，電源確保，水源確保対応））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15着※14 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×1.5倍＝66個

1.0.4−14

※15
※16
※17
※18
※19
※20
※21
※22

11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17着
11名(中央制御室要員数)×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍=33足→34足
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17個
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17双11名(中央制御室要員数)×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍=33双→34双
11名(中央制御室要員数)×2倍（2個を1セットで使用）×1.5倍=33個→34個
6名（当直（運転員）（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9足6名（当直（運転員）（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9式

・放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【緊急時対策所建屋】
全体体制（1日目），東海第二発電所の緊急時対策要員数は111名であり，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班要員48名，現場要員55名（うち自衛消防隊11名を含む。）
及び発電所外での活動を行うオフサイトセンターへの派遣要員8名で構成されている。このう
ち，現場要員から自衛消防隊員を除いた44名は，1日に4回現場に行くことを想定する。また，全要員は，12時間に1回交替することを想定する。
プルーム通過以降（2日目以降）について，現場要員から自衛消防隊員を除いた44名は，1日に2回現場に行くことを想定する。なお，交替時の放射線防護具類については，交替要員が発電所外から発電所に向かう際（往路）に，発電所外へ移動する（復路）分の防護具類を持参し，原則緊急時対策所建屋内の防護具類は使用しないため考慮しない。
タイベック等（帽子，綿手袋）の配備数は，以下のとおり，上記を踏まえ算出した必要数を上回っており妥当である。
44名×4回＋111名×2交替＋44名×2回×6日＝926 ＜ 1,166
靴下及びゴム手袋は二重にして使用し，チャコールフィルタは2個装着して使用する。靴下等の配備数は，以下のとおり，必要数を上回っており妥当である。
(44名×4回＋111名×2交替＋44名×2回×6日)×2＝1,852 ＜ 2,332
全面マスクは，再使用するため，必要数は交替を考慮して222個（要員数分×2倍）であり，配備数（333個）は必要数を上回っており妥当である。
アノラック，長靴，胴長靴，高線量対応防護具服（遮蔽ベスト），自給式呼吸用保護具及びバックパックの配備数は，それぞれ想定する使用者数を上回るよう設定しており妥当である（※10〜14参照）。

○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）品

名

配備数 ※１
緊急時対策所建屋

中央制御室

個人線量計

333台 ※３33 台 ※８

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※４

3 台 ※９

電離箱サーベイメータ

5台 ※５

3 台 ※１０

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※６

―

可搬型モニタリング・ポスト ※２

2台 ※６

―

ダストサンプラ2台 ※７

2 台 ※７※1※2

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所建屋の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。

1.0.4−15

※3
※4
※5

111名（要員数）×2台（交替時用）×1.5倍＝333台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）＝5台
現場作業等用に4台＋1台（予備）＝5台※6

加圧判断用に1台＋１台（予備）＝2台※7

室内のモニタリング用に1台＋1台（予備）＝2台※8 11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交替時用）×1.5 倍＝33 台※9 身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）＝3台※10 現場作業等用に2台＋1台（予備 ） ＝3台○薬品防護具類品

名

配備数 ※１※２

緊急時対策所建屋

中央制御室

30セット ※２， ３

9 セット ※２， ４

化学防護服
化学防護手袋
化学防護長靴
防毒マスク
吸収缶（塩素，塩化水素，アンモニア等）※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 装備品一式を1セットとして配備する。
※3 （18名（保修班）＋2名（放射線管理班））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）＝30セット※4 （3名（ 当直（運転員）（現場））＋3名（重大事故等対応要員（運転操作）））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=9セット

1.0.4−16

第1.0.4−3表

チェンジングエリア用資機材（緊急時対策所）○チェンジングエリア用資機材
数量 ※１

名称
エ リ ア設
営用

消耗品

バリア

8個 ※２

簡易シャワー

1式 ※３

簡易水槽

1個 ※３

バケツ

1個 ※３

水タンク

1式 ※３

可搬型空気浄化装置

3台 ※４

はさみ，カッター

各3本 ※５

筆記用具

2式 ※６

養生シート

4巻 ※７

粘着マット

3枚 ※８

脱衣収納袋

9個 ※９

難燃袋

525枚 ※１０

難燃テープ

12巻 ※１１

クリーンウェス

32缶 ※12吸水シート

933枚 ※１３※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 各エリア間の5個×1.5倍＝7.5個→8個※3 エリアの設営に必要な数量※4 2台×1.5倍＝3台※5 設置作業用，脱衣用，除染用の3本※6 サーベイエリア用，除染エリア用の2式※7 105.5 ｍ 2（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90 ｍ 2／巻×1.5倍≒4巻※8 2枚(設置箇所数)×1.5倍＝3枚※9 9個(設置箇所数 修繕しながら使用)※10 50枚／日×7日×1.5倍＝525枚※11 57.54 ｍ（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）
÷30ｍ／巻×1.5倍＝11.5→12巻※12 111名（要員数）×7日×8枚（マスク，長靴，両手，身体の拭き取りに各2枚）÷300（枚／缶）×1.5倍＝31.08→32缶※13 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
111名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍＝932.4枚→933枚

1.0.4−17

第 1.0.4−4 表○緊急時対策所
名 称
酸素濃度計

二酸化炭素濃度計

大型モニタ
一般テレビ（回線，機器）
社内パソコン

その他資機材等（緊急時対策所）

仕様等
仕様等
・検知範囲：0.0〜40.0vol％・表示精度：±0.1vol％・電源：乾電池（単四：2本）
測定可能時間：約3,000時間 ※2・検知原理：ガルバニ電池式
・管理目標：19vol%以上（鉱山保安法施行規則を準拠）
仕様等
・検知範囲：0.0〜5.0vol％・表示精度：±3.0％F.S
・電源：乾電池（単三：4本）
測定可能時間：約12時間 ※2・検知原理：NDIR（非分散型赤外線）・管理目標：1.0vol%以下（鉱山保安法施行規則を準拠）
要員が必要な情報を共有するため報道や気象情報を入手するため

保管数
2台 ※1

2台 ※1

1式
1式

社内情報共有に必要な資料・書類を作成す
1式
るため。
飲食料
プルーム通過中に災害対策本部から退出す
2,331食る必要がないよう，災対要員の1日分以上の 1,554本
食料及び飲料水を災害対策本部内に保管する。
・111名（災対要員数）×7日×3食・111名（災対要員数）×7日×2本（1.5 /本） ※3
簡易トイレ
プルーム通過中に災害対策本部から退出す一式る必要がないように，連続使用可能な簡易トイレを配備する。
安定ヨウ素剤交替要員考慮し要員数の約2倍
1,776錠・111名（災対要員数）×（（初日：2錠＋2日目以降：1錠×6日）×2交替※1 故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備1個も含め，2台を保有する。
※2 乾電池切れの場合，予備を稼働させ，乾電池交換を実施する。
※3 飲料水1.5 容器での保管の場合（要員1名当たり1日3 を目安に配備）

1.0.4−18

第 1.0.4−5 表

原子力災害対策活動で使用する資料（緊急時対策所）

１．組織及び体制に関する資料

資

料

名

（１）原子力発電所施設を含む防災業務関係機関の緊急時対応
組織資料① 東海第二発電所原子力事業者防災業務計画② 東海第二発電所原子炉施設保安規定③ 災害対策規程④ 東海第二発電所災害対策要領⑤ 東海発電所・東海第二発電所防火管理要領⑥ 東海第二発電所非常時運転手順書（２）緊急時通信連絡体制資料① 東海第二発電所災害対策要領② 東海・東海第二発電所災害・事故・故障・トラブル時の通報連絡要領２．放射能影響推定に関する資料
３．事業所外運搬に関する資料（１）気象観測関係資料①気象観測データ（２）環境モニタリング資料① 空間線量モニタリング配置図② 環境試料サンプリング位置図③ 環境モニタリング測定データ（３）発電所設備資料① 主要系統模式図② 原子炉設置（変更）許可申請書③ 系統図④ 施設配置図⑤ プラント関連プロセス及び放射線計測配置図⑥ 主要設備概要⑦ 原子炉安全保護系ロジック一覧表（４）周辺人口関連データ① 方位別人口分布図② 集落別人口分布図③ 周辺市町村人口表（５）周辺環境資料① 周辺航空写真② 周辺地図（2万5千分の１）③ 周辺地図（5万分の１）④ 市町村市街図（１）全国道路地図（２）海図（日本領海部分）（３）ＮＦＴ−３２Ｂ型核燃料輸送物設計承認書

1.0.4−19

第 1.0.4−6 表

放射線防護資機材等（中央制御室）○放射線防護具類品

配備数 ※１

名
緊急時対策所建屋

中央制御室 ※２

タイベック

1,166着 ※３

17 着 ※１５

靴下2,332足 ※４

34 足 ※１６帽子

1,166個 ※５

17 個 ※１７

綿手袋

1,166双 ※６

17 双 ※１８

ゴム手袋2,332双 ※７

34 双 ※１９

全面マスク

333個 ※８

17 個 ※１７

チャコールフィルタ

2,332個 ※９34 個 ※２０

アノラック

462着 ※１ ０

17 着 ※１５

長靴

132足 ※１ １

9 足 ※２１

胴長靴

12足 ※１ ２

9 足 ※２１

高線量対応防護具服（遮蔽ベスト）

15着 ※１ ３―

自給式呼吸用保護具―

9 式 ※２２66個 ※１ ４

17個 ※１７

バックパック※1※2

今後，訓練等で見直しを行う。
当直（運転員）等は交替のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所建屋より防護具類を持参する。
※3 111名（要員数）×7日×1.5倍＝1,165.5着→1,166着※4 111名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,331足→2,332足※5 111名（要員数）×7日×1.5倍＝1,165.5個→1,166個※6 111名（要員数）×7日×1.5倍＝1,165.5双→1,166双※7 111名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,331双→2,332双※8 111名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝333個※9 111名（要員数）×7日×2倍(2個を1セットで使用)×1.5倍＝2,331個→2,332個※10 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日×1.5倍＝462着※11 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2倍（現場での交替を考慮）
×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※12 4名（重大事故等対応要員4名：放水砲対応）×2倍（現場での交替を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=12足※13 10名（重大事故等対応要員10名：放水砲，アクセスルート確保，電源確保，水源確保対応））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15着※14 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×1.5倍＝66個

1.0.4−20

※15
※16
※17
※18
※19
※20
※21
※22

11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17着
11名(中央制御室要員数)×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍=33足→34足
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17個
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17双11名(中央制御室要員数)×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍=33双→34双
11名(中央制御室要員数)×2倍（2個を1セットで使用）×1.5倍=33個→34個
6名（当直（運転員）（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9足6名（当直（運転員）（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9式

・放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【中央制御室】
中央制御室には初動対応に必要な数量を配備することとし，初動対応以降は交替要員
が中央制御室に向かう際に，緊急時対策所建屋より防護具類を持参することで対応する。
中央制御室の要員数は11名であり，当直（運転員）等（中央制御室）4名と当直（運転員）（現場）3名，情報班員1名，重大事故等対対応要員3名で構成されている。このう
ち，当直（運転員）等（現場）は，1回現場に行くことを想定する。また，全要員の交替時の防護具類を考慮する。
タイベック等（帽子，綿手袋）の配備数は，以下のとおり，上記を踏まえ算出した必要数を上回っており妥当である。
11名×1回（交替時）＋3名×1回（現場）＝14 ＜ 17
靴下及びゴム手袋は二重にして使用し，チャコールフィルタは2個装着して使用する。
靴下等の配備数は，以下のとおり，必要数を上回っており妥当である。
（11名×1回（交替時）＋3名×1回（現場））×2倍＝28 ＜ 34
全面マスク及びバックパックは，再使用するため，必要数は11個であり，配備数（17個）は必要数を上回っており妥当である。
長靴，胴長靴及び自給式呼吸用保護具は，それぞれ想定する使用者数を上回るよう設定しており妥当である（※23，24参照）。

○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）
配備数 ※1
品

名

緊急時対策所建屋

中央制御室

個人線量計

333台 ※３33 台 ※８

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※４

3 台 ※９

電離箱サーベイメータ

5台 ※５

3 台 ※１０

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※６

―

可搬型モニタリング・ポスト ※２

2台 ※６

―

ダストサンプラ2台 ※７

2 台 ※７

※1
※2
※3
※4

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所建屋の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
111名（要員数）×2台（交替時用）×1.5倍=333台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）1.0.4−21

※5

現場作業等用に4台＋1台（予備）=5台※6

加圧判断用に1台+１台（予備）＝2台※7

室内のモニタリング用に1台+1台（予備）=2台※8 11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交替時用）×1.5 倍=33 台※9 身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）=3台※10 現場作業等用に2台＋1台（予備 ） =3台○薬品防護具類品

名

配備数 ※１※２

緊急時対策所建屋

中央制御室

30セット ※２， ３

9 セット ※２， ４

化学防護服
化学防護手袋
化学防護長靴
防毒マスク
吸収缶（塩素，塩化水素，アンモニア等）※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 装備品一式を1セットとして配備する。
※3 （18名（保修班）＋2名（放射線管理班））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）＝30セット※4 （3名（ 当直（運転員）（現場））＋3名（重大事故等対応要員（運転操作）））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=9セット

○飲食料等
品

配備数 ※１

名

飲食料等
・食料

231 食 ※２

・飲料水（1.5 リットル）

154 本 ※３

簡易トイレ

１式

安定ヨウ素剤

176 錠 ※４※1
※2

今後，訓練等で見直しを行う。
11 名（当直（運転員）7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日×3 食＝231 食※3 11 名（当直（運転員）7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日×2 本＝154 本
※4 11 名（当直（運転員）7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×（初日 2 錠＋2 日
目以降 1 錠／1 日×2 交替）＝176 錠

1.0.4−22

第 1.0.4−7 表

チェンジングエリア用資機材（中央制御室）○チェンジングエリア用資機材
名
エリア設
営用

消耗品

称

数

量 ※１

テントハウス

7 張 ※２バリア

6 個 ※３

簡易シャワー

1 式 ※２簡易水槽

1 個 ※２バケツ

1 個 ※２水タンク

1 式 ※２

可搬型空気浄化装置

2 台 ※４

はさみ，カッター

各 3 本 ※５

筆記用具

2 式 ※６

養生シート

2 巻 ※７粘着マット

2 枚 ※８脱衣収納袋

8 個 ※９難燃袋

84 枚 ※１ ０

難燃テープ

12 巻 ※１ １

クリーンウェス

5 缶 ※１ ２

吸水シート

93 枚 ※１ ３※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 エリアの設営に必要な数量※3 各エリア間の4個×1.5倍＝6個※4 1台×1.5倍＝1.5→2台※5 設置作業用，脱衣用，除染用の3本※6 サーベイエリア用，除染エリア用の2式※7 44.0 ｍ 2（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90ｍ 2／巻×1.5倍＝1.5→2巻※8 1枚（設置箇所数）×1.5倍＝1.5→2枚※9 8個（設置箇所数，修繕しながら使用）※10 8枚／日×7日×1.5倍＝84枚※11 58.4 ｍ（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）
÷30ｍ／巻×1.5倍＝11.7→12巻※12 11名（中央制御室要員数 ） ×7日×2交替×8枚（マスク，長靴，両手，身体の拭き取りに各2枚）÷300枚／缶＝4.1→5缶※13 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
11名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍＝92.4→93枚

1.0.4−23

○その他
名称
可搬型照明（ＳＡ）

数量 ※

根拠

4台（予備1台含む）

チェンジングエリアの運用に必要な数量※今後，訓練等で見直しを行う

1.0.4−24

第 1.0.4−8 表

事業者間協力協定に基づき貸与される原子力防災資機材項

目

汚染密度測定用サーベイメータ
ＮａＩシンチレーションサーベイメータ
電離箱サーベイメータ
ダストサンプラー
個人線量計（ポケット線量計）
高線量対応防護服
全面マスク
タイベックスーツ
ゴム手袋
遮へい材
放射能測定用車両
Ｇｅ半導体式試料放射能測定装置
ホールボディカウンタ
全α測定装置可搬型モニタリングポスト
原子力災害が発生した場合，又は発生するおそれがある場合には，発災事業者からの要請に基づき，必要数量が貸与される。

1.0.4−25

第 1.0.4−9 表

原子力事業所災害対策支援拠点における必要な資機
材，通信機器の整備状況等

原子力事業所災害対策支援拠点に配備する 原子力防災関連資機材は以下のとおり。
通常は，保管場所に記載されている箇所で保管しているが，原子力事業所災害対策支援拠点を開設する際，搬入することとしている 。
○非常用通信機器
資機材
数量
保管場所
携帯電話
5台
地域共生部（茨城事務所）
携帯電話（災害優先）5台
地域共生部（茨城事務所）
衛星携帯電話1台地域共生部（茨城事務所）
衛星ファクシミリ
1台
地域共生部（茨城事務所）
○計測器類
資機材
汚染密度測定用（β線）サーベイメータ
バックグラウンド線量当量率サーベイ
メータ
線量当量率サーベイメータ
電子式個人線量計

数量
5台
1台

保管場所
地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）

1台
126台

地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）

資機材
入構管理証発行機
放射線防護教育資料

数量
1式
100部

保管場所
地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）○放射線障害防護用器具
資機材
汚染防護服（タイベック等）
ダスト・マスクチャコールフィルタ

数量
756組
189個
1,512個

保管場所
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）

数量
1台

保管場所
地域共生部（茨城事務所）○出入管理○非常用電源資機材
移動式発電機○その他資機材
資機材

数量
保管場所
安定ヨウ素剤
1,512錠
地域共生部（茨城事務所）
除染用機材（シャワー設備等） ※１
1式/数量2
地域共生部（茨城事務所）
養生シート
1式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
※２
非常用食料
−
−
資機材輸送用車両
1台
地域共生部（茨城事務所）
燃料（軽油） ※２
−
−
テント類
１式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
作業服
１式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
照明器具
１式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫※１：原子力緊急事態支援組織による集中管理資機材として必要時に提供を受ける。
※２：最寄りの小売店より調達する。

1.0.4−26

︱
1.0.4
27
第 1.0.4−1 図飛行場外離着陸場の位置

東海第二発電所
災害対策本部本店
総合災害対策本部要員が移動し，拠点を設置

原子力事業所
協定，覚書に基づき速やかに要請

災害対策支援拠点
・出入り管理・放射線管理（個人線量管理，汚染管理・除染）等

協力会社による支援「環境モニタリング，要員輸送，燃料調達，復旧工事の実施」
プラントメーカーによる支援「機器の詳細情報の提供，復旧対策案の提供」

美浜原子力緊急事態支援センターによる支援「遠隔操作可能な資機材の搬送，要員の派遣
及びアクセスルート確保作業の支援等」

本図で示した組織以外の原子力関連の機関やその他の産業などにも支援要請を行い，支援を受ける。

他の原子力事業者による支援「原子力災害合同対策協議会と連携し発災事業者へ協力」

・空路（ヘリコプター）による要員輸送等の実施
・なお，事象発生後7日間は発電所構内に配備している資機材，
燃料等による事故対応が可能

第 1.0.4−2 図

原子力災害発生時における発電所外からの支援体制

1.0.4−28

本店

総合災害対策本部
報告
指示・支援

支援

原子力事業所
災害対策支援拠点

要請

資機材，要員等の支援
東海第二発電所

災害対策本部

第 1.0.4−3 図

防災組織全体図

1.0.4−29

本店対策本部長
（社長）

後方支援班
班長

統括管理

原子力事業所災害対策支援拠点の運営

後方支援班
副班長

後方支援班班長の補佐

後方支援班

後方支援業務1．状況把握・拠点選定・運営
2．資機材調達・受入
3．輸送計画の作成
4．調達資機材の作成
5．要員の入退管理
6．要員・資機材の放射線管理
7．住民避難行動等状況把握
8．スクリーニング計画の作成
9．避難住居要請対応計画作成
10．国、自治体と連携した汚染検査，除染計画作成

第 1.0.4−4 図

原子力事業所災害対策支援拠点

1.0.4−30

体制図別紙１
原子力事業所災害対策支援拠点について
１．日本原子力発電（株）地域共生部
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城事務所

茨城県水戸市笠原978−25
南西 約20ｋｍ
商業ビル（鉄骨鉄筋コンクリート造7階建5階 執務室床面積
約350ｍ 2）
非常用ディーゼル発電機（3.1kVA） 1台
・電話（携帯電話，衛星系）
・ＦＡＸ（衛星系）
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

２．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器
その他

３．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器
その他

非常用電源
非常用通信機器
その他

５．（株）日立製作所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器
その他

別館

別館

茨城県水戸市南町2−6−2
南西 約15ｋｍ
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース等，総床面積約2,400ｍ 2），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

４．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成

日立事務所

茨城県日立市神峰町2−8−4
北北東 約15ｋｍ
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース等，総床面積約1,300ｍ 2），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

常陸大宮事務所

茨城県常陸大宮市下町1456
西北西 約20ｋｍ
事務所建屋（鉄筋コンクリート造3階建 執務室，会議スペース等，総床面積約2,900ｍ 2），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，達可能な小売店等から調達。

電力システム社日立事業所
茨城県日立市会瀬町4丁目2
北北東 約15ｋｍ
体育館（約4,900ｍ 2），グランド施設（2面，約28,000ｍ 2），
駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

1.0.4−31

６．（株）日立パワーソリューションズ
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

勝田事業所

茨城県ひたちなか市堀口832−2
南西 約10ｋｍ
工場施設（上屋あり，約2,700ｍ 2），グランド施設（約16,000ｍ 2）・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

東京電力パワーグリット(株)茨城総支社 日立事務所別館

地図は国土地理院地図より引用(株)日立製作所
電力システム社日立事業所

東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 常陸大宮事務所

東海第二発電所

20km

10km

東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 別館(株)日立パワーソリューションズ
勝田事業所

日本原子力発電(株)地域共生部 茨城事務所

図

原子力事業所及び原子力事業所災害対策支援拠点の位置

1.0.4−32

添付資料 1.0.5

東海第二発電所
重大事故等への対応に係る文書体系

＜目

次＞

1.0.5−1

１．重大事故等への対応に係る文書体系

第 1.0.5−1 表

実用炉規則各条文と保安規定各条文に対する手順の関係

第 1.0.5−1 図

1.0.5−4

品質マネジメントシステム文書体系図（重大事故等発生時等に係る文書）

1.0.5−5１．重大事故等への対応に係る文書体系
実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（以下「実用炉規則」という。）第９２条（保安規定）において，重大事故等発生時及び大規模損壊発生時（以下「重大事故等発生時等」という。）における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備について保安規定に定めることを要求されていることから，東海第二発電所原子炉施設保安規定（以下「保安規定」という。）
第１７条の５（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を行う体制の整備）及び第１７条の６（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を行う体制の整備）に，以下の内容を新たに規定することとしている。

・重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な要員の配置
・重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な要員に対する毎年 1 回以上の教育及び訓練
・重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な資機材の配備
・重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な事項（炉心の著しい損傷を防止するための対策に関すること，
原子炉格納容器の破損を防止するための対策に関すること，使用済燃料貯蔵設備に貯蔵する燃料体の損傷を防止するための対策に関すること，
原子炉停止時における燃料体の損傷を防止するための対策に関すること，
大規模な火災が発生した場合における消火活動に関すること，炉心の損傷を緩和するための対策に関すること，原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること，使用済燃料プールの水位を確保するための1.0.5−1

対策及び燃料の損傷を緩和するための対策に関すること，放射性物質の放出を低減するための対策に関すること）

当該条文に対する具体的な規定内容については，下部規程（二次文書，三次文書）に以下のとおり展開し，実効的な手順構成となるよう整備している。
手順書は，通常時からプラントを運転監視している当直（運転員）が事故収束のために用いる手順書と，災害対策本部が使用する手順書の二種類に整理している。

当直（運転員）が使用する手順書は，保安規定第１４条(手順の作成)に基
づき「警報処置手順書」，「非常時運転手順書（事象ベース）」，「非常時運転手
順書Ⅱ（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）」及び「ＡＭ設備別操作手順書」，保安規定第１１０条（原子力防災資機材等）に基づき「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」を作成し，それぞれ具体的な対応を定めている。これらは，第 1.0.5−1 図に示すとおり二次文書である「運転管理業務要項」に繋がる三次文書として整理している。
また，災害対策本部が使用する手順書は，保安規定第９章非常時の措置（第１０８条〜第ｌｌ７条）に基づく二次文書「原子力災害対策業務要項」に繋がる三次文書として，「災害対策要領」，「アクシデントマネジメントガイド」
及び「重大事故等対策要領」を定める。
なお，当直（運転員）が使用する手順書と災害対策本部が使用する手順書
は，使用目的によっては，相互の手順の完遂により機能を達成する場合があり，相互の手順書は関連付けされる。

上記，当直（運転員）及び災害対策本部の要員が必要な力量を確保するた
1.0.5−2

めに，二次文書「力量設定管理要項」及び三次文書「教育・訓練計画手順書」，「原子炉施設保安教育手順書」に必要な措置を定める。

実用炉規則各条文と保安規定各条文に対する手順の関係を第 1.0.5-1 表に示す。また，第 1.0.5−1 表に示す重大事故等発生時等に係る社内規程類に関する二次文書及び三次文書の体系を第 1.0.5−1 図に示す。

1.0.5−3

第 1.0.5−1 表

実用炉規則

実用炉規則各条文と保安規定各条文に対する手順の関係

実用炉規則に規定する内容

保安規定

保安規定に規定する内容

社内規程（二次文書）

発電用原子炉施設の運転に関すること

第１４条

手順の作成

「運転管理業務要項」

非常の場合に講ずべき処置に関すること

重大事故等発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整
備に関すること
大規模損壊発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整
備に関すること

原子力防災組織
原子力防災組織の要員
原子力防災資機材等
通報経路
原子力防災訓練
通報
非常事態の宣言
応急措置
非常時における活動
非常事態の解除
重大事故等発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備
大規模損壊時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整
備「運転管理業務要項」「原子力災害対策業務要項」「力量設定管理要項」

第九十二条第１項
第二十二号

第１０８条
第１０９条
第１１０条
第１１１条
第１１２条
第１１３条
第１１４条
第１１５条
第１１６条
第１１７条
第１７条の５

1.0.5−4

第九十二条第１項
第九号
第九十二条第１項
第十九号

第九十二条第１項
第二十三号

第１７条の６「運転管理業務要項」「原子力災害対策業務要項」「力量設定管理要項」

二次文書

三次文書

運転管理業務要項，ｋ
東海第二発電所
原子炉施設保安規定

品質保証規程防災業務計画

保安規定及び品質保証規程に基づき，発電用原子炉施設の運転管理業務の基本的事項について定める。

原子力災害対策業務要項
保安規定及び品質保証規程に基づき，本店及び東海第二発
電所において，原子力災害に係る非常事態が発生した場合
で，原子力災害対策特別措置法に基づく措置が必要な場合に関する基本的事項について定める。

警報処置手順書
非常時運転手順書（事象ベース）
・原子炉スクラム事故，タービン発電機トリップ事故，
給復水系故障による原子炉スクラム事故等
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
・「原子炉制御」…反応度制御（ＲＣ／Ｑ），水位確保（ＲＣ／Ｌ）等
・「格納容器制御」…ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ），Ｄ／Ｗ温度制御，（ＤＷ／Ｔ）等
・「原子炉建屋制御」，「使用済燃料プール制御」，「不測事態」，「電源供給回復」
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）
・停止時崩壊熱除去制御，停止時原子炉水位制御等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

1.0.5−5

・注水−１〜４，除熱−１〜３等
ＡＭ設備別操作手順書
・電源確保，反応度制御，原子炉注水等
力量設定管理要項
保安規定及び品質保証規程に基づき，原子力安全の達成に影響がある業務に従事する要員の力量管理に係る事項並びに具体的な保安教育の内容及びその見直し頻度について定める。

災害対策要領アクシデントマネジメントガイド
重大事故等対策要領

教育･訓練計画手順書

原子炉施設保安教育手順書

第 1.0.5−1 図

品質マネジメントシステム文書体系図（重大事故等発生時等に係る文書）

添付資料1.0.6

東海第二発電所

重大事故等対策に係る手順書の構成と概要について

目

次

1.

手順書の体系について.....................................1.0.6−1

2.

手順書の概要について.....................................1.0.6−1

2.1

運転手順書..............................................1.0.6−2(1)

警報処置手順書.........................................1.0.6−2(2)

非常時運転手順書（事象ベ−ス）.........................1.0.6−2(3)非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベ−ス）.......................1.0.6−3(4)

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベ−ス）.................1.0.6−5(5)非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）...............1.0.6−6(6)ＡＭ設備別操作手順書...................................1.0.6−8

2.2

災害対策本部手順書......................................1.0.6−8(1)

災害対策要領...........................................1.0.6−8(2)

アクシデントマネジメントガイド.........................1.0.6−8(3)

重大事故等対策要領.....................................1.0.6−9

2.3

運転手順書の判断者・操作者の明確化.....................1.0.6−10(1)

判断者の明確化........................................1.0.6−10(2)

操作者の明確化........................................1.0.6−10

3.

運転手順書間のつながり，移行基準について................1.0.6−10(1)

警報処置手順書から他の運転手順書への移行..............1.0.6−11(2)

非常時運転手順書（事象ベ−ス）から他の運転手順書への移行....1.0.6−11(3)非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベ−ス）から他の運転手順書への移行....1.0.6−12(4)

災害対策要領の導入....................................1.0.6−12

4.

当直（運転員）の対応操作の原則と流れについて.............1.0.6−12

4.1

対応操作の原則..........................................1.0.6−12(1)「止める」の対応.......................................1.0.6−12(2)「冷やす」の対応.......................................1.0.6−13(3)「閉じ込める」の対応...................................1.0.6−13

4.2

対応操作の流れ..........................................1.0.6−13

5．

重大事故等時の対応及び手順書の内容について..............1.0.6−14

添付１

炉心損傷開始の判断基準について......................1.0.6−16

別紙１

ＡＯＰ フロ−チャート

別紙２

ＡＯＰ 操作等判断基準一覧

別紙３

ＥＯＰ フロ−チャ−ト

別紙４

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方

別紙５

ＥＯＰ 操作等判断基準一覧

別紙６

停止時ＥＯＰ フロ−チャ−ト

別紙７

停止時ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方

別紙８

停止時ＥＯＰ 操作等判断基準一覧

別紙９

ＳＯＰ フロ−チャ−ト

別紙１０ ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方
別紙１１ ＳＯＰ 操作等判断基準一覧
別紙１２ ＡＭ設備別操作手順書一覧
別紙１３ 重大事故等対策要領概要
別紙１４ ＥＯＰ／ＳＯＰ フロ−チャ−ト凡例
別紙１５ 重大事故等対策における作業ごとの想定時間の設定について

1.

手順書の体系について
東海第二発電所では，プラントに異常が発生した場合等において，重大事故への進展を防止するため，「警報処置手順書」，「非常時運転手順書（事象ベ−ス）」，「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベ−ス）」，「非常時運転手順
書Ⅱ（停止時徴候ベ−ス）」及び「ＡＭ設備別操作手順書」を整備している。
また，重大事故に至る可能性が高い場合あるいは重大事故に進展した場合に備えて「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」，「災害対策要領」，「アクシデントマネジメントガイド」及び「重大事故等対策要領」を整備する。
事故発生時における手順書の機能体系は以下のとおり。

2.

手順書の概要について
手順書は使用主体に応じて，中央制御室及び現場で当直（運転員）及び重1.0.6−1

大事故等対応要員（運転操作対応）が使用する手順書（以下「運転手順書」という。）及び緊急時対策所及び現場で災害対策要員（当直（運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）を除く）が使用する手順書（以下「災害対策本部手順書」という。）に分類して整備する。
以下，運転手順書及び災害対策本部手順書の概要を示す。

2.1

運転手順書

(1)

警報処置手順書
中央制御室及び現場制御盤に警報が発生した際に，警報発生原因の除去
あるいはプラントを安全な状態に維持するために必要な対応操作を定めた手順書。
警報ごとに対応手順を定めており，手順書に記載しているパラメ−タの確認や対応処置等を実施することで，故障・事故の徴候の把握及び事故の収束・拡大防止を図る。

(2)

非常時運転手順書（事象ベ−ス）
単一の故障等で発生する可能性のあるあらかじめ想定された異常又は事故が発生した際に，事故の進展を防止するために必要な対応操作を定めた手順書。
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故発生時等の主な事象ごとに対応操作をあらかじめ手順化しており，当該手順で対応できると判断した場合に使用し，発生事象が収束するまでの間に適用する。
非常時運転手順書（事象ベ−ス）（以下「ＡＯＰ」という。）は，事象ごとに事故の想定，操作のポイント，対応フロ−図，対応手順等で構成される，ＡＯＰには「原子炉スクラム事故」，「タ−ビン発電機トリップ事
1.0.6−2

故」，「再循環系ポンプトリップ事故」，「冷却材喪失事故」，「ＭＳＩ
Ｖ閉による原子炉隔離事故」，「給復水系故障による原子炉スクラム事故」，「復水器循環水喪失事故」，「275kV電源喪失事故」等がある。
ＡＯＰにて事故対応中，多重事故へと進展し想定したＡＯＰ手順から逸脱する場合には非常時手順書Ⅱ（徴候ベ−ス）にて対応する。
ＡＯＰの一例として，「給復水系故障による原子炉スクラム事故」のフロ−チャ−ト及び操作等判断基準一覧を別紙１，２に示す。
（別紙１，２）(3)非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベ−ス）
事故の起因事象を問わず，ＡＯＰでは対処できない複数の設備の故障等
による異常又は事故が発生した際に，重大事故への進展を防止するために必要な対応操作を定めた手順書。
ＡＯＰが設計基準事故の範囲内の特定された事故ごとの対応操作を定めた手順書であるのに対して，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベ−ス）（以下「ＥＯＰ」という。）は，プラントの徴候（パラメ−タの変化）に応じた対応操作を定めた手順書であり，設計基準事故に加え設計基準を超えるよ
うな設備の多重事故時等に適用する。
ＥＯＰは目的に応じて「原子炉制御」，「格納容器制御」，「原子炉建屋制御」，「使用済燃料プ−ル制御」，「不測事態」，「ＡＭ初期対応」
及び「電源供給回復」に分類した各手順を視覚的に認識できるようにした「フロ−チャ−ト」，フロ−チャ−ト中の操作を実施する際に使用する「ＡＭ設備別操作手順書」により構成される。事故時には，発電用原子炉（以下「原子炉」という。）の未臨界維持，炉心損傷防止，原子炉格納容器の健全性確保等に関するパラメ−タを確認し，各手順の導入条件が成立
1.0.6−3

した場合には，その手順に移行し対応処置を実施する。
ＥＯＰによる対応においては，原子炉制御，格納容器制御，原子炉建屋制御，使用済燃料プ−ル制御等の対応が同時進行する状況を想定して，対応の優先順位をあらかじめ定め，原子炉格納容器が破損するおそれがある場合を除き，原則として原子炉側から要求される操作を優先する。
各手順のフロ−チャ−ト，目的及び基本的な考え方，操作等判断基準一
覧を別紙３，４，５に示す。
なお，各手順，フロ−チャ−ト及び操作等判断基準において，原子炉圧力容器を「ＲＰＶ」，原子炉格納容器を「ＰＣＶ」，原子炉建屋原子炉棟
を「Ｒ／Ｂ」という。その他の略語については使用箇所に示す。
（別紙３，４，５）
ａ．ＥＯＰフロ−チャ−ト
(a)
ⅰ)

原子炉制御
目的：スクラム確認，原子炉未臨界，炉心損傷防止
ＥＯＰ各制御への導入判断

ⅱ)

手順書：スクラム（ＲＣ），反応度制御（ＲＣ／Ｑ），水位確
保（ＲＣ／Ｌ），減圧冷却（ＣＤ）(b)

格納容器制御ⅰ)

目的：原子炉格納容器の健全性確保

ⅱ)

手順書：ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ），Ｄ／Ｗ温度制御（ＤＷ／Ｔ），Ｓ／Ｐ温度制御（ＳＰ／Ｔ），Ｓ／Ｐ水位制御（ＳＰ／Ｌ），ＰＣＶ水素濃度制御（ＰＣ／Ｈ）(c)ⅰ)

原子炉建屋制御
目的：原子炉建屋原子炉棟への漏えい拡大防止，原子炉建屋原子炉棟の健全性確保
1.0.6−4

ⅱ)(d)

手順書：原子炉建屋制御（ＳＣ／Ｃ）
使用済燃料プ−ル制御

ⅰ)

目的：使用済燃料プ−ル内の燃料損傷防止・緩和ⅱ)

手順書：使用済燃料プ−ル制御（ＳＦ／Ｃ）

(e)

不測事態

ⅰ)

目的：予期せぬ事象により特殊操作が必要となった場合の対応

ⅱ)

手順書：水位回復（Ｃ１），急速減圧（Ｃ２），水位不明（Ｃ
３）

(f)
ⅰ)

ＡＭ初期対応目的：非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）への移行判
断及び非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）への
円滑な移行

ⅱ)
(g)

(4)

手順書：ＡＭ初期対応（Ｃ４）
電源供給回復ⅰ)

目的：交流動力電源喪失，直流電源喪失時の電源復旧

ⅱ)

手順書：電源供給回復（ＰＳ／Ｒ）

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベ−ス）
原子炉が停止中の場合において，プラントに異常事象が発生した際の対応操作に関する事項を非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベ−ス）（以下「停止時ＥＯＰ」という。）に定めている。
プラント停止中に発生する可能性のある事故に対し，ＥＯＰと同様に，観測されるプラントの徴候（パラメ−タ変化）に応じた対応操作を示した手順であり，設計基準事故を越えるような多重故障にも適用する。
停止時ＥＯＰは目的に応じて「停止時反応度制御」，「停止時崩壊熱除1.0.6−5

去制御」，「停止時原子炉水位制御」及び「停止時電源復旧」の各手順をＥＯＰと同様に，視覚的に認識できるようにした「フロ−チャ−ト」，フロ−チャ−ト中の操作を実施する際に使用する「ＡＭ設備別操作手順書」
により構成される。
異常事象発生時には，原子炉の未臨界維持，炉心冷却状況等に関するパラメ−タを確認し，各手順の導入条件が成立した場合には，その手順の対応操作を開始する。
各手順のフロ−チャ−ト，目的及び基本的な考え方，操作等判断基準一
覧を別紙６，７，８に示す（別紙６，７，８）
ａ．停止時ＥＯＰフロ−チャ−ト(a)ⅰ)

目的：意図せぬ制御棒引き抜け時の対応

ⅱ)

手順書：停止時反応度制御（ＳＤ／ＲＣ）(b)

停止時崩壊熱除去制御ⅰ)

目的：原子炉の状態に応じた崩壊熱の除去

ⅱ)

手順書：停止時崩壊熱除去制御（ＳＤ／ＲＬ）(c)

停止時原子炉水位制御ⅰ)

目的：原子炉の状態に応じた原子炉水位確保

ⅱ)

手順書：停止時原子炉水位制御（ＳＤ／ＬＣ）

(d)

(5)

停止時反応度制御

停止時電源復旧ⅰ)

目的：外部電源喪失時の交流及び直流電源の供給

ⅱ)

手順書：停止時電源復旧（ＳＤ／ＰＳ）

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
1.0.6−6

ＥＯＰで対応する状態から更に事象が進展し炉心損傷に至った際に，事故の拡大を防止し影響を緩和するために必要な対応操作を定めた手順書。
炉心が損傷し，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の健全性を脅かす可能性のあるシビアアクシデントに適用する。
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）（以下「ＳＯＰ」という。）は，炉心損傷後に実施すべき対応操作の内容を視覚的に認識できるようにした「フロ−チャ−ト」，フロ−チャ−ト中の対応操作を実施する際に使用する「ＡＭ設備別操作手順書」にて構成される。
各手順のフロ−チャ−ト，目的及び基本的な考え方並びに操作等判断基
準一覧を別紙９，１０，１１に示す。
（別紙９，１０，１１）
ａ．ＳＯＰフロ−チャ−ト(a)ＡＭ操作方針の全体流れ図

(b)

注水−１

「損傷炉心への注水」

(c)

注水−２

「長期の原子炉水位の確保」(d)

注水−３ａ「ＲＰＶ破損前のペデスタル（ドライウェル部）
水位確保」

(e)

注水−３ｂ「ＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェル部）注
水」

(f)

注水−４

「長期のＲＰＶ破損後の注水」

(g)

除熱−１

「損傷炉心冷却後の除熱」

(h)

除熱−２

「ＲＰＶ破損後の初期ＰＣＶスプレイ」

(i)

除熱−３

「ＲＰＶ破損後の除熱」

(j)

放出

「ＰＣＶ破損防止」(k)

水素「Ｒ／Ｂ水素爆発防止」
1.0.6−7(6)ＡＭ設備別操作手順書
ＡＭ設備別操作手順書には，重大事故等時において恒設の電源設備，注水設備が使用できない場合に，災害対策本部の実施組織による支援を受けて行う事故対応操作のうち，当直（運転員）が行う対応操作及び事故時において当直（運転員）が行う主要な設備の対応操作を定めた手順書である。
ＡＭ設備別操作手順書では，電源確保，反応度制御，原子炉注水，原子炉減圧，原子炉格納容器冷却，原子炉格納容器減圧，原子炉格納容器下部
注水，水素対策，使用済燃料プ−ル注水，使用済燃料プ−ル冷却，除熱，冷却水確保，中央制御室居住性確保の項目ごとに手順を定め，その手順を使用するタイミングを対応操作のフロ−チャ−トに明示する。
ＡＭ設備別操作手順書の一覧を別紙１２に示す。
（別紙１２）

2.2

災害対策本部手順書(1)

災害対策要領
重大事故，大規模損壊等が発生した場合又はそのおそれがある場合に，緊急事態に関する災害対策本部の責任と権限及び実施事項を定めた要領。
災害対策本部は所長が本部長となり，重大事故等時対策を実施する実施
組織及びその支援組織を構成し，それぞれの機能ごとに責任者を定め，役割分担を明確にし，効果的な重大事故対策を実施しえる体制としている。
詳細は，添付資料1.0.10に示す。

(2)

アクシデントマネジメントガイド
1.0.6−8

プラントで発生した事故・故障等が拡大した際の，炉心損傷の防止ある
いは炉心が損傷に至った場合における影響緩和のために実施すべき措置を判断，選択するための情報を定めたガイドで，技術支援組織が使用する。
アクシデントマネジメントガイド（以下「ＡＭＧ」という。）は，プラント状態（炉心損傷の有無，炉心冷却の成否，原子炉圧力容器破損の有無等）に応じた操作の全体像を示した「ＡＭストラテジ」に基づき注水スト
ラテジ及び除熱ストラテジ等が選択され，個別のストラテジに従って，「確認ガイド」及び「操作ガイド」を参照して，事故収束へ移行させる構成となっている。
技術支援組織は，確認ガイドを用いてプラント状態を可能な限り正確に把握し，操作ガイドに記載された各操作の有効性についてプラントへの影
響を含めて判断し，当直（運転員）に対する支援活動を実施する。また，
ＳＯＰで判断しえる事象進展を超えた場合についても，確認ガイド，操作ガイドを用いて事故収束に有効なプラント操作を検討し，当直（運転員）に操作内容を指示，助言する。この場合，当直（運転員）は，その指示，助言に従って操作を実施する。
プラントへの影響に配慮するため，操作実施時のパラメ−タ挙動予測，
影響評価するべき項目，監視パラメ−タ等を操作ガイドに整備する。

(3)

重大事故等対策要領
自然現象や大規模損壊等により，多数の恒設の電源設備，注水設備等が使用できない場合に，当直（運転員）が行うプラント対応に必要な支援を行うため，可搬型設備等によるプラント対応操作を定めた要領で災害対策要員が使用する。
また，残留熱除去系，非常用ディ−ゼル発電機２Ｃ及び２Ｄの復旧作業
1.0.6−9

が難行する場合に応急的に実施する「アクシデントマネジメント故障機器復旧手順ガイドライン」を整備する。重大事故等対策要領の概要を別紙１
３に示す。
（別紙１３）

2.3

運転手順書の判断者・操作者の明確化(1)

判断者の明確化
運転手順書に従い実施される事故時のプラント対応の判断は，当直発電長が行う。
一方，災害対策本部で実施される事故時のプラント対応の判断は，災害対策本部長代理が行う。
なお，当直（運転員）が行う運転操作や復旧操作において，あらかじめ定めた手順によらない操作及び対応については，災害対策本部長代理が最終的に判断する。

(2)

操作者の明確化
手順書は，当直（運転員）が使用するものと災害対策要員（当直（運転員）及び運転操作対応を除く）が使用するものと，使用主体によって整備している。
ただし，使用目的によっては，相互の手順の完遂により機能を達成する
場合があることから，重大事故等対処設備の操作にあたっては，中央制御室と災害対策本部の間で緊密な情報共有を図りながら行うこととする。

3.

運転手順書間のつながり，移行基準について
運転手順書を事故の進展状況に応じて適切に使用可能とするため，運転手
1.0.6−10

順書間の移行基準を示す。
また，事故対応中は複数の運転手順書を並行して使用することを考慮して，手順書間で対応の優先順位が存在する場合は併せて示す。

(1)

警報処置手順書から他の運転手順書への移行
警報処置手順書で対応中にスクラム等のＥＯＰ導入条件が成立した場合
は，ＥＯＰへ移行する。
警報処置手順書に基づく対応において，ＥＯＰ導入条件に至らないＡＯ
Ｐ事象に進展した場合は，ＡＯＰへ移行する。

(2)

非常時運転手順書（事象ベ−ス）から他の運転手順書への移行
ＡＯＰ対応中に以下のＥＯＰ導入条件が成立した場合は，ＥＯＰへ移行する。
ａ．ＥＯＰ導入条件（いずれかに該当した場合）(a)

原子炉を手動スクラム若しくは自動スクラムが発生（スクラム失敗を含む）した場合(b)

ＥＯＰにおける格納容器制御導入条件が成立した場合(c)

ＥＯＰにおける原子炉建屋制御導入条件が成立した場合(d)

ＥＯＰにおける使用済燃料プ−ル制御導入条件が成立した場合(e)

外部電源が喪失し，全交流動力電源喪失が発生した場合

ｂ．ＥＯＰ移行後のＡＯＰの使用について
ＥＯＰ導入条件が成立した場合はＡＯＰからＥＯＰへ移行するが，原
子炉スクラム時の確認事項，タ−ビン・発電機側の対応操作等，ＡＯＰに具体的内容を定めている初動対応についてはＡＯＰを参照する。

1.0.6−11(3)非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベ−ス）から他の運転手順書への移行
ＥＯＰ対応中に以下のＳＯＰ導入条件が成立した場合，炉心損傷と判断
し，ＳＯＰに移行する。
ａ．ＳＯＰ導入条件(a)

原子炉停止後の経過時間と格納容器雰囲気放射線モニタ（以下「ＣＡＭＳ」という。）によるドライウェル又はサプレッション・チェン
バ内のガンマ線線量率の関係から炉心損傷と判断された場合(b)

ＣＡＭＳによる原子炉格納容器内ガンマ線線量率監視が不可能の場合に，原子炉圧力容器温度から炉心損傷と判断された場合(4)

災害対策要領の導入
発電所において災害対策本部が設置される際に災害対策要領が導入される。詳細は，添付資料1.0.10に示す。

4.

当直（運転員）の対応操作の原則と流れについて

4.1

対応操作の原則
運転中の異常な過渡変化及び事故が発生した場合，当直（運転員）は「止める」，「冷やす」，「閉じ込める」の原則に基づきプラント対応操作を実
施する。

(1)

「止める」の対応
異常な過渡変化や事故発生時に作動する原子炉スクラム信号を確認し，原子炉の停止を確認する。自動で原子炉スクラムしない場合には，手動によるスクラム操作を実施し，原子炉の停止を確認する。
制御棒の挿入と中性子束の低下状況を確認することにより，原子炉の停1.0.6−12

止を判断する。

(2)「冷やす」の対応
原子炉停止後も炉心では崩壊熱が発生していることから，この熱を除去するため，給水・復水系又は非常用炉心冷却系により原子炉への注水手段を確保する。
原子炉水位を所定の水位（原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８））に維持することにより，炉心が冷却されていることを判断
する。

(3)

「閉じ込める」の対応
放射性物質が環境へ放出されていないことを確認する。また，原子炉格
納容器が隔離されていることを確認することにより，閉じ込めが機能していることを判断する。

4.2

対応操作の流れ
当直（運転員）は前述のプラント対応操作の原則をベ−スに，運転手順書を用いて炉心の損傷防止，原子炉格納容器破損防止等を目的とした対応操作の判断を以下の流れで行う。

異常な過渡変化の発生時，警報処置手順書により初期対応を行う。
警報処置手順書に基づく対応において，ＥＯＰ導入条件に至らないＡＯＰ
事象に進展した場合は，ＡＯＰに移行し対応を行う。警報処置手順書又はＡＯＰで対応中に，スクラム等のＥＯＰ導入条件が成立した場合には，ＥＯＰに移行し対応を行う。
1.0.6−13

原子炉スクラムに至る事故が発生した場合，ＥＯＰでは事故直後の操作として原子炉自動スクラムを確認する。自動スクラムしていない場合には，手動により原子炉をスクラムする。
その後は，原子炉水位，原子炉圧力，タ−ビン・電源の各制御を並行して行うとともに，原子炉の未臨界維持，炉心の冷却確保・損傷防止，原子炉格
納容器の健全性確保等の対応を行うため，パラメ−タ（未臨界性，炉心の冷却機能，原子炉格納容器の健全性等）を常に監視し，個別の導入条件が成立すれば，徴候ごとに用意した手順に移行する。

ＥＯＰによる対応で事故収束せず炉心損傷に至った場合は，ＳＯＰに移行
し，炉心損傷後の原子炉圧力容器破損防止及び原子炉格納容器破損防止のための対応を行う。

運転手順書に基づく安全確保が困難な場合又はそのおそれがある場合，当直発電長は事故収束のために災害対策本部に支援を要請し，災害対策本部長
代理は災害対策要員による可搬型設備等も含めた使用可能な設備を最大限活用した対応処置を実施する。

5.

重大事故等時の対応及び手順書の内容について①

海水を炉心へ注水する事態等においても，財産保護より安全を最優先するという方針の下，当直発電長が迷うことなく判断できるよう，あらかじめ原子炉施設保安運営委員会で判断基準を審議・確認し，運転手順書に定める。

1.0.6−14

②

有効性評価で示した重要事故シ−ケンス等は，全て本手順書体系にて対応できるように整備する。併せて，有効性評価で示した判断基準や監視パ
ラメ−タについても本手順書体系の中で整備する。
詳細は添付資料1.0.7及び添付資料1.0.14に示す。

③

重大事故等時に対処するために把握することが必要なパラメ−タのうち，原子炉施設の状態を直接監視するパラメ−タ（以下「主要なパラメ−タ」という。）を整理するとともに，主要なパラメ−タが故障等により計測不能な場合に，当該パラメ−タを推定する手順及び可搬型計測器により計測する手順を運転手順書及び災害対策本部で使用する手順書に整備する。
なお，審査基準1.1〜1.15の具体的なパラメ−タ，監視計器，手順等については，「1.15

事故時の計装に関する手順等」で整備する。審査基準

1.16〜1.19については，各々の手順で整備する④

これらの手順を有効かつ適切に使用し，プラントの状態に応じた対応を行うために，当直（運転員）及び災害対策要員は，常日頃から対応操作について教育・訓練等を実施し，手順の把握，機器の取扱い，系統特性の理
解及び原子炉の運転に必要な知識等の習得，習熟を図る。

1.0.6−15

添付１
炉心損傷開始の判断基準について

炉心損傷に至るケ−スとしては，注水機能喪失により原子炉水位が燃料有効
長頂部（以下「ＴＡＦ」という。）以上に維持できない場合において，原子炉水位が低下し，炉心が露出し冷却不全となる場合が考えられる。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベ−ス）では，原子炉への注水系統を十分に確保できず原子炉水位がＴＡＦ未満となった際，ＣＡＭＳを用いて，ドライウェル
又はサプレッション・チェンバ内のガンマ線線量率の状況を確認し，図１に示す設計基準事故相当のガンマ線線量率の10倍以上となった場合を，炉心損傷の判断としている。
炉心損傷により燃料被覆管から原子炉内に放出される希ガス等の核分裂生成物が逃がし安全弁等を介して原子炉格納容器内に流入する事象進展を踏まえて，ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガンマ線線量率の値の上昇を，運転操作における炉心損傷の判断及び炉心損傷の進展割合の推定に用いているものである。
また，福島第一原子力発電所の事故時に原子炉水位計，ＣＡＭＳ等の計器が使用不能となり，炉心損傷を迅速に判断できなかったことに鑑み，ＣＡＭＳに頼らない炉心損傷の判断基準について検討し，その結果，ＣＡＭＳ使用不能の場合は，「原子炉圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合」を炉心損傷の判断基準として手順に追加する。
原子炉圧力容器温度は，炉心が冠水している場合には，逃がし安全弁動作圧
力（安全弁機能の最大約8.31MPa[gage]）における飽和温度約299℃を超えることなく，300℃以上にはならない。一方，原子炉水位の低下により炉心が露出した場合には過熱蒸気雰囲気となり，温度は飽和温度を超えて上昇するため，
1.0.6−16

300℃以上になると考えられる。上記より，炉心損傷の判断基準を300℃以上としている。
なお，炉心損傷判断においてＣＡＭＳが使用可能な場合には，ＣＡＭＳにて判断を行う。

1.0.6−17

（1） ドライウェルのガンマ線線量率（2） ウェットウェルのガンマ線線量率

図１

炉心損傷判定図
1.0.6−18

別紙１（1/1）
ＡＯＰ フロ−チャート「給復水系故障による原子炉スクラム事故」対応フローチャート

赤数字：操作内容の判断は別紙２参照

1.0.6−別紙 1−1

別紙２（1/1）

ＡＯＰ「給復水系故障による原子炉スクラム事故」操作等判断基準一覧
制御項目

給水喪失

対応時の判断項目

1−1

ＬＰＣＰ使用可1.0.6−別紙 2−1【略語】
LPCP ：低圧復水ポンプ
HPCP ：高圧復水ポンプ
MDRFP：電動駆動給水ポンプ
MSIV ：主蒸気隔離弁
RCIC ：原子炉隔離時冷却系
HPCS ：高圧炉心スプレイ系
SRV ：逃がし安全弁判断のための確認項目

・LPCP トリップ要因
・主復水器状態
・給水・復水系 弁表示灯

操作手順

別紙３（1/17）

1.0.6−別紙 3−1

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（2/17）

1.0.6−別紙 3−2

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（3/17）

1.0.6−別紙 3−3

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（4/17）

1.0.6−別紙 3−4

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（5/17）

1.0.6−別紙 3−5

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（6/17）

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

1.0.6−別紙 3−6

別紙３（7/17）

1.0.6−別紙 3−7

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（8/17）

1.0.6−別紙 3−8

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（9/17）

1.0.6−別紙 3−9

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（10/17）

1.0.6−別紙 3−10

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（11/17）

1.0.6−別紙 3−11

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（12/17）

1.0.6−別紙 3−12

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（13/17）

1.0.6−別紙 3−13

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（14/17）

1.0.6−別紙 3−14

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（15/17）

1.0.6−別紙 3−15

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（16/17）

1.0.6−別紙 3−16

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙３（17/17）

1.0.6−別紙 3−17

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照別紙４（1/14）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「スクラム」
（ＲＣ）

目的

導入条件

・原子炉スクラムを確認する。
・原子炉を停止する。
・十分な炉心冷却状態を維持する。
・原子炉を冷温停止状態まで冷却する。
・格納容器制御・原子炉建屋制御・使用済燃料プ−

原子炉制御

ル制御への導入条件を監視し，導入条件が成立した場合には各制御へ移行する。
（原子炉がスクラムしない場合を含む。）

1.0.6−別紙 4−1

脱出条件

基本的な考え方別紙４（2/14）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「反応度制御」・スクラム不能異常過渡事（ＲＣ／Ｑ）

象発生時に，原子炉を安

導入条件

原子炉制御

全に停止させる。

【略語】
SLC ：ほう酸水注入系
CR ：制御棒
ECCS：非常用炉心冷却系
S/C ：サプレッション・チェンバ1.0.6−別紙 4−2

脱出条件

基本的な考え方別紙４（3/14）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「水位確保」

・原子炉水位を L−1 以上に（ＲＣ／Ｌ）

回復させ，安定に維持す

導入条件

る。

原子炉制御
【略語】
L−8：原子炉水位高（レベル８）
L−3：原子炉水位低（レベル３）
L−2：原子炉水位異常低下（レベル２）
L−1：原子炉水位異常低下（レベル１）
TAF ：燃料有効長頂部

1.0.6−別紙 4−3

脱出条件

基本的な考え方別紙４（4/14）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「減圧冷却」
（ＣＤ）

目的

導入条件

・原子炉水位を L−1 以上に維持しつつ，原子炉を減圧し，冷温停止状態へ移
行させる。

原子炉制御
【略語】
MSIV：主蒸気隔離弁
SRV ：逃がし安全弁（逃がし弁機能）
RHR ：残留熱除去系
S/P ：サプレッション・プール

1.0.6−別紙 4−4

脱出条件

基本的な考え方別紙４（5/14）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「ＰＣＶ圧力制御」

・PCV 圧力を監視し，制御す（ＰＣ／Ｐ）

導入条件

る。

格納容器制御【略語】
D/W ：ＰＣＶドライウェル部
D/W HVH：ドライウェル内ガス冷却装置「Ｄ／Ｗ温度制御」（ＤＷ／Ｔ）

・D/W の空間温度を監視し，制御する。

1.0.6−別紙 4−5

脱出条件

基本的な考え方別紙４（6/14）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「Ｓ／Ｐ温度制御」

・S/P 水温度及び S/C 空間部（ＳＰ／Ｔ）

導入条件

温度を監視し，制御する。

格納容器制御「Ｓ／Ｐ水位制御」（ＳＰ／Ｌ）

・S/P 水位を監視し，制御する。

1.0.6−別紙 4−6

脱出条件

基本的な考え方別紙４（7/14）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的

導入条件

「Ｓ／Ｐ水位制御」（ＳＰ／Ｌ）（続き）「ＰＣＶ水素濃度制御」

・PCV 内の水素及び酸素濃度を監視し，制御する。

（ＰＣ／Ｈ）
格納容器制御【略語】
FCS ：可燃性ガス濃度制御系
CAMS：格納容器雰囲気モニタ

1.0.6−別紙 4−7

脱出条件

基本的な考え方別紙４（8/14）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「原子炉建屋施設

・原子炉建屋内での原子炉

原子炉建屋制御

制御」

冷却材圧力バウンダリ漏（ＳＣ／Ｃ）

えいの拡大防止，原子炉導入条件

建屋の健全性確保。
・原子炉建屋内外部への放射能放出の制限

使用済燃料プ䢣ル制御「使用済燃料プ−ル
制御」

・使用済燃料プ−ル内燃料の損傷防止・緩和（ＳＦ／Ｃ）【略語】
NWL ：通常水位

1.0.6−別紙 4−8

脱出条件

基本的な考え方別紙４（9/14）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「水位回復」

目的

導入条件

・原子炉水位を回復する。

（Ｃ１）

不測事態
【略語】
RCIC：原子炉隔離時冷却系

1.0.6−別紙 4−9

脱出条件

基本的な考え方別紙４（10/14）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「急速減圧」
（Ｃ２）

目的

導入条件

・原子炉を速やかに減圧す
る。

不測事態
【略語】
ADS ：逃がし安全弁（自動減圧機能）

1.0.6−別紙 4−10

脱出条件

基本的な考え方別紙４（11/14）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「急速減圧」
（Ｃ２）

目的

導入条件

・原子炉を速やかに減圧す
る。

（続き）

不測事態
1.0.6−別紙 4−11

脱出条件

基本的な考え方別紙４（12/14）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「水位不明」
（Ｃ３）

目的

導入条件

・原子炉水位が不明な場合に原子炉の冷却を確保する。

不測事態
1.0.6−別紙 4−12

脱出条件

基本的な考え方別紙４（13/14）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「ＡＭ初期対応」

・ＳＯＰへの移行を円滑に

（Ｃ４）

導入条件

するために初期対応操作
を行う。

不測事態
【略語】
SOP ：非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

1.0.6−別紙 4−13

脱出条件

基本的な考え方別紙４（14/14）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「電源供給回復」

・全交流動力電源喪失，全（ＰＳ／Ｒ）

導入条件

直流電源喪失が発生した
場合においても，常設代
替交流電源設備及び可搬

電源型代替交流電源設備により非常用電源設備への電源供給を回復する。

【略語】
D/G 又は非常用 D/G ：非常用ディーゼル発電機
M/C ：メタルクラッド開閉装置
P/C ：パワーセンタ

1.0.6−別紙 4−14

脱出条件

基本的な考え方別紙５−１（1/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目RC
1−1

1.0.6−別紙 5−1−1

原子炉
出力

RC
1−2

RC
1−3

判断のための確認項目

自動スクラム成功

・スクラム警報
・全制御棒挿入状態
・中性子束「減少」

全制御棒全挿入・全制御棒位置・全制御棒炉心状態表示ユニッ
ト・4ROD 表示・CRT 表示・プロコン（制御棒位置表示）

1 本の制御棒が未挿
入・全制御棒位置・全制御棒炉心状態表示ユニッ
ト・4ROD 表示・CRT 表示・プロコン（制御棒位置表示）

操作手順

別紙５−１（2/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−1−2

RC
2−1

原子炉水位

・原子炉水位RC
2−2

給水・復水系（H/W含む）正常・給水・復水系の運転正常・H/W 水位正常・給水制御系正常

原子炉
水位

操作手順

別紙５−１（3/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

原子炉
水位

1.0.6−別紙 5−1−3
原子炉
圧力対応時の判断項目

判断のための確認項目

RC
2−3

原子炉水位連続監視，調整 L−3〜L−8 ・原子炉水位
に維持

RC
3−1

MSIV 開・MSIV 開閉表示灯

RC
3−2

EHC 圧力制御正常・タ−ビンバイパス弁の追従状
況

主復水器使用可能

・LPCP 正常・CWP 正常・O/G 系正常・グランドシ−ル（HS 含む）正
常

RC
3−3

操作手順

別紙５−１（4/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−1−4RC
3−4

SRV 開固着なし

・原子炉圧力・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度

RC
3−5

SRV による原子炉圧
力調整

・原子炉圧力・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度

原子炉
圧力

操作手順

別紙５−１（5/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−1−5

タ−ビン
・電源

対応時の判断項目

判断のための確認項目

RC
4−1

所内電源有

・常用 6.9kV 母線電圧RC4−2MSIV 開・MSIV 開閉表示灯

RC
4−3

EHC 圧力制御正常・タ−ビンバイパス弁の追従状
況

主復水器使用可能

・LPCP 正常・CWP 正常・O/G 系正常・グランドシ−ル（HS 含む）正
常

RC
4−4

操作手順

別紙５−１（6/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

モニタ
確認

対応時の判断項目

RC
5−1

モニタ確認

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−1−6・MS モニタ・スタックモニタ・SGTS モニタ
・O/G モニタ・LDS モニタ
・モニタリングポスト
・その他放射線モニタ

操作手順

別紙５−１（7/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−1−7

格納容器
制御への
導入

対応時の判断項目

判断のための確認項目

RC
6−1

D/W 圧力13.7kPa[gage]以上RC
6−2

D/W HVH 戻り温度
・D/W HVH 戻り温度
65℃（局所 66℃）以・D/W 局所温度
上

RC
6−3

S/P 水温度（バルク）32.0℃以上

・S/P 水温度（バルク）RC
6−4

S/P 空間部温度（局所）82.0℃以上

・S/P 空間部（局所）温度RC
6−5S/P 水位＋16.7 ㎝以上・S/P 水位RC
6−6

S/P 水位−4.7 ㎝以下・S/P 水位RC
6−7MSIV 全閉後 12 時間以内に冷温停止できない場合

・MSIV 閉時刻
・原子炉冷却材温度

・D/W 圧力操作手順

別紙５−１（8/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

原子炉建
屋制御へ
の導入
1.0.6−別紙 5−1−8

使用済燃
料プ−ル
制御への
導入

対応時の判断項目

判断のための確認項目

RC
7−1

・ECCS 等吐出圧力・ECCS 等機器室周囲温度・換気差
原子炉冷却材圧力バ
温度
ウンダリ漏えい警報
・LDS 論理作動状況
発生・放射線モニタ指示
・火災報知設備RC
8−1

使用済燃料プ−ル
・使用済燃料プ−ル温度
温度高警報 50℃以上

RC
8−2

使用済燃料プ−ル水位低警報 NWL −142 ・使用済燃料プ−ル水位
㎜以下

操作手順

別紙５−１（9/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−1−9

復旧対応時の判断項目

判断のための確認項目

RC
9−1

MSIV 開・MSIV 開閉表示灯

RC
9−2

MSIV 開可能

・主復水器使用可能
・隔離信号の有無

RC
9−3

PLR ポンプ運転中・PLR ポンプ運転状態
・炉心流量

操作手順

別紙５−２（1/5）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

反応度
制御
ＲＣ／Ｑ
1.0.6−別紙 5−2−1

対応時の判断項目

判断のための確認項目

RCQ
1−1

タ−ビン運転中・タ−ビン主要弁の開閉状態
・タ−ビントリップ警報
・タ−ビンの回転速度

RCQ
2−1

原子炉出力

・原子炉出力

RCQ
2−2

原子炉隔離

・MSIV 開閉状態
・タ−ビンバイパス弁開閉状態

水位

操作手順

別紙５−２（2/5）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−2−2

水位
（続き）

対応時の判断項目

RCQ2−3

水位 L−3〜L−8 に維持判断のための確認項目

・原子炉水位

操作手順

別紙５−２（3/5）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

圧力

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−2−3

RCQ
3−1

主復水器使用可能

・LPCP 正常・CWP 正常・O/G 系正常・グランドシ−ル（HS 含む）正
常

RCQ
4−1

給水を絞り，原子炉
出力 3％未満を維持する（下限 L−2 まで）・原子炉出力・原子炉水位・給水制御系

RCQ
4−2

水位 L−1＋500 ㎜〜＋1500 ㎜に維持

・原子炉水位水位低下

操作手順

別紙５−２（4/5）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−2−4

RCQ
5−1

SRV（ADS）2 弁開にして減圧し，水位L−1＋500 ㎜〜＋1500 ㎜に維持

・原子炉圧力・原子炉水位

RCQ
5−2

SRV（ADS）1 弁ずつ順次開放し，水位L−1＋500 ㎜〜＋1500 ㎜に維持

・原子炉圧力・原子炉水位減圧

操作手順

別紙５−２（5/5）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−2−5

ＲＣ／Ｑ
水位不明

対応時の判断項目

RCQ
6−1

SRV（ADS）2 弁開にして炉心冠水最低圧
力まで注水維持判断のための確認項目

・原子炉圧力・原子炉水位

操作手順

別紙５−３（1/2）

ＥＯＰ「水位確保（ＲＣ／Ｌ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−3−1

RCL
1−1

水位 L−3〜L−8 に維・原子炉水位
持

RCL
1−2

水位下降中

水位

・原子炉水位

操作手順

別紙５−３（2/2）

ＥＯＰ「水位確保（ＲＣ／Ｌ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−3−2

RCL
1−3

ECCS 及び給水・復水 ・ECCS の作動状況
系作動せず
・給水・復水系の作動状況

RCL
1−4

水位 L−1 以上維持可能

水位

・原子炉水位

操作手順

別紙５−４（1/2）

ＥＯＰ「減圧冷却（ＣＤ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−4−1CD
1−1

主復水器使用可能

・LPCP 正常・CWP 正常・O/G 系正常・グランドシ−ル（HS 含む）正
常

CD
1−2

減圧手段選択・原子炉圧力・S/P 水温度

減圧

操作手順

別紙５−４（2/2）

ＥＯＰ「減圧冷却（ＣＤ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

CD
1−3

RHR（原子炉停止時
冷却系）起動・原子炉水位
・原子炉圧力・RHR の状態

水位

CD
2−1

水位 L−1〜L−8 に維持・原子炉水位

1.0.6−別紙 5−4−2

減圧
（続き）

操作手順

別紙５−５（1/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

PCP
1−1

N2 又は空気漏えいによるか判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−5−1

・D/W 圧力・D/W 温度
・D/W 酸素濃度
・N2 使用量

ＰＣＶ
圧力制御

PCP
1−2

水位 L−1 未満経験

・原子炉水位記録計・警報記録（アラ−ムタイパ）

操作手順別紙５−５（2/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

1.0.6−別紙 5−5−2

PCP
1−3

判断のための確認項目

水位 L−0 以上維持

・原子炉水位

炉心損傷の有無・SOP 対象領域判定図
・CAMS によるガンマ線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・CAMS 使用不能時は RPV 温度
300℃以上を確認した場合，炉心損傷を判断する。

ＰＣＶ
圧力制御
（続き）

PCP
1−4

操作手順

別紙５−５（3/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−5−3

ＰＣＶ
圧力制御
（続き）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

S/C 圧力13.7kPa[gage]〜
98.0kPa[gage]

・S/C 圧力

S/C 圧力98.0kPa[gage]〜
245kPa[gage]

・S/C 圧力

S/C 圧力245kPa[gage]〜
279kPa[gage]

・S/C 圧力

S/C 圧力279kPa[gage]〜
310kPa[gage]

・S/C 圧力

PCP
2−1

操作手順

別紙５−５（4/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

PCP
2−2

24 時間以内に S/C 圧
力 13.7kPa[gage]未・S/C 圧力満

1.0.6−別紙 5−5−4

ＰＣＶ
圧力制御
（続き）
PCP
2−3

判断のための確認項目

炉心損傷の有無・SOP 対象領域判定図
・CAMS によるガンマ線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・RPV 温度操作手順

別紙５−５（5/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−5−5

原子炉
満水

ＰＣＶ
ベント

対応時の判断項目

PCP
3−1

PCP
4−1

判断のための確認項目

S/C 圧力279kPa[gage]以下維持可能・S/C 圧力炉心損傷の有無

・ＳＯＰ対象領域判定図
・CAMS によるガンマ線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・RPV 温度操作手順

別紙５−５（6/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

ＰＣＶ
ベント

対応時の判断項目

PCP
4−2

炉心損傷していない
場合のＰＣＶベント
判断

判断のための確認項目

・S/C 圧力・S/P 水位操作手順

1.0.6−別紙 5−5−6

別紙５−６（1/1）

ＥＯＰ「Ｄ／Ｗ温度制御（ＤＷ／Ｔ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−6−1

D/W 局所温度 66℃
未満・D/W 局所温度
・D/W HVH 戻り温度

D/W 局所温度 90℃
到達・D/W 局所温度

D/W 局所温度 171℃
到達・D/W 局所温度

D/W 局所温度 171℃
以上

・D/W 局所温度

DWT
1−2

D/W 空間部温度制限

・原子炉圧力・D/W 空間部温度

DWT
1−3

D/W スプレイ起動

・D/W 局所温度
・D/W HVH 戻り温度

DWT
1−1

Ｄ／Ｗ
温度制御

操作手順

別紙５−７（1/3）

ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ温度制御（ＳＰ／Ｔ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

1.0.6−別紙 5−7−1

SPT
1−1
Ｓ／Ｐ
温度制御
（水温）

SPT
1−2

判断のための確認項目

S/P 水温度 32℃以上

・S/P 水温度

S/P 水温度 49℃到達・S/P 水温度

S/P 水温度 100℃近接・S/P 水温度
・原子炉水位
・原子炉圧力S/P 水温度 106℃到達・S/P 水温度
・原子炉水位
・原子炉圧力

24 時間以内に 32℃
未満に冷却可能・S/P 水温度

操作手順

別紙５−７（2/3）

ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ温度制御（ＳＰ／Ｔ）」操作等判断基準一覧
制御項目

Ｓ／Ｐ
温度制御
（水温）
（続き）

対応時の判断項目

SPT
1−3

S/P 熱容量制限

判断のための確認項目

・原子炉圧力・S/P 水温度

操作手順

1.0.6−別紙 5−7−2

別紙５−７（3/3）

ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ温度制御（ＳＰ／Ｔ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目
S/C 空間部温度
82℃未満

・S/C 空間部温度

S/C 空間部温度
82℃以上

・S/C 空間部温度

SPT
2−2

S/P 水温度 49℃以上

・S/P 水温度

SPT
2−3

S/P 熱容量制限

・原子炉圧力・S/P 水温度

SPT
2−1
1.0.6−別紙 5−7−3

Ｓ／Ｐ
温度制御
（空間
部）

判断のための確認項目

操作手順

別紙５−８（1/2）

ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ水位制御（ＳＰ／Ｌ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−8−1

Ｓ／Ｐ
水位制御
（高）

対応時の判断項目

SPL
1−1

判断のための確認項目

S/P 水位＋16.7 ㎝
以上

・S/P 水位

S/P 水位＋26.7 ㎝
到達・S/P 水位

S/P 水位＋5.5m
到達・S/P 水位

S/P 水位＋6.0m
到達・S/P 水位

S/P 水位＋6.5m
到達・S/P 水位

S/P 水位 EL 32.4m
到達・S/P 水位操作手順

別紙５−８（2/2）

ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ水位制御（ＳＰ／Ｌ）」操作等判断基準一覧
制御項目

Ｓ／Ｐ
水位制御
（高）

対応時の判断項目

SPL
1−2

1.0.6−別紙 5−8−2

SPL
2−1
Ｓ／Ｐ
水位制御
（低）

SPL
2−2

判断のための確認項目

24 時間以内に＋16.7
・S/P 水位㎝未満

S/P 水位−4.7 ㎝以下・S/P 水位

S/P 水位−14.7 ㎝
到達・S/P 水位

S/P 水位−50 ㎝以下

・S/P 水位24 時間以内に−4.7㎝超過

・S/P 水位操作手順

別紙５−９（1/1）

ＥＯＰ「ＰＣＶ水素濃度制御（ＰＣ／Ｈ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−9−1

ＰＣＶ
水素濃度
制御
ＰＣ／Ｈ

対応時の判断項目

判断のための確認項目

PCH
1−1

CAMS の起動確認

PCH
1−2

水素濃度 3.4vol％以・PCV 水素濃度
上・CAMS の運転状態

操作手順

別紙５−１０（1/3）

ＥＯＰ「原子炉建屋制御（ＳＣ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−10−1

SCC
1−1

漏えい箇所自動隔離
失敗

・漏えい箇所の隔離・表示灯・漏えい判断時のパラメ−タ指
示

SCC
1−2

漏えい箇所遠隔手動
隔離失敗

・漏えい箇所の隔離・漏えい判断時のパラメ−タ指
示

原子炉建
屋制御

操作手順

別紙５−１０（2/3）

ＥＯＰ「原子炉建屋制御（ＳＣ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−10−2

原子炉建
屋制御
（続き）

対応時の判断項目

SCC
1−3

低圧で原子炉へ注水可能な系統 1 系統以上起動判断のための確認項目

・給水・復水系の状態
・ECCS の起動状態

操作手順

別紙５−１０（3/3）

ＥＯＰ「原子炉建屋制御（ＳＣ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

SCC
2−1
1.0.6−別紙 5−10−3

漏えい箇所隔離成功

・漏えい箇所の隔離

炉心損傷の有無・SOP 対象領域判定図
・CAMS によるガンマ線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・RPV 温度

原子炉建
屋制御
（急速減
圧より）
SCC
2−2

判断のための確認項目

操作手順

別紙５−１１（1/4）

ＥＯＰ「使用済燃料プ−ル制御（ＳＦ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

使用済燃料プ−ルO/F 水位付近
維持可能

・使用済燃料プ−ル水位
・使用済燃料プ−ルスキマ−サ−ジタンク水位・使用済燃料プ−ル冷却系統運
転状態

SFC
1−2

使用済燃料プ−ル冷
却系統の起動・使用済燃料プ−ル冷却系の状
態
・RHR 系統の状態
・使用済燃料プ−ル水位

SFC
1−3

代替燃料プ−ル冷却
系起動・代替燃料プ−ル冷却系の状態
・使用済燃料プ−ル水位

SFC
1−1
1.0.6−別紙 5−11−1

使用済燃
料プ−ル
制御
（水温）

判断のための確認項目【略語】O/F 水位：オーバーフロー水位
NWL：通常時水位

操作手順

別紙５−１１（2/4）

ＥＯＰ「使用済燃料プ−ル制御（ＳＦ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−11−2

使用済燃
料プ−ル
制御
（水温）
（続き）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

SFC
1−4

使用済燃料プ−ル水
温 50℃未満・使用済燃料プ−ル水温度

SFC
1−5

使用済燃料プ−ル水
温 65℃以上

・使用済燃料プ−ル水温度

操作手順

別紙５−１１（3/4）

ＥＯＰ「使用済燃料プ−ル制御（ＳＦ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

1.0.6−別紙 5−11−3

SFC
2−1
使用済燃
料プ−ル
制御
（水位）

SFC
2−2

判断のための確認項目

使用済燃料プ−ル水
位戻り配管下端（NWL−230mm）以上
維持可能

・使用済燃料プ−ル水位
・使用済燃料プ−ル水温度

ＳＦＰ水位上昇・使用済燃料プ−ル水位
・使用済燃料プ−ル水温度
・燃料プ−ル注水系運転状態

操作手順

別紙５−１１（4/4）

ＥＯＰ「使用済燃料プ−ル制御（ＳＦ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−11−4

使用済燃
料プ−ル
制御
（水位）

対応時の判断項目

SFC
2−3

使用済燃料プ−ル水位低警報（NWL−142
㎜）以上
水位回復

判断のための確認項目

・使用済燃料プ−ル水位
・使用済燃料プ−ル水温度

操作手順

別紙５−１２（1/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−12−1C1
1−1

低圧で原子炉へ注水可能な系統 2 系統以
上起動・給水・復水系の状態
・ECCS の起動状態
・低圧代替注水系（常設）の
起動状態

C1
1−2

水位下降中 or 上昇
中・原子炉水位

水位回復
Ｃ１

操作手順

別紙５−１２（2/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−12−2

C1
2−1

炉圧 1.04MPa[gage]
以上

・原子炉圧力

C1
2−2

水位上昇中

・原子炉水位

水位
下降中

操作手順

別紙５−１２（3/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−12−3

水位
下降中
（続き）

対応時の判断項目

C1
2−3

低圧で原子炉へ注水可能な系統又は低圧
代替注水系 1 系統以上起動判断のための確認項目

・給水・復水系の状態
・ECCS の起動状態
・低圧代替注水系（常設）の起動状態
・代替循環冷却系の起動状態
・消火系の起動状態
・補給水系の起動状態
・低圧代替注水系（可搬型）の
起動状態

操作手順

別紙５−１２（4/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

C1
3−1

1.0.6−別紙 5−12−4

水位上昇中判断のための確認項目

・原子炉水位RCIC 又は高圧代替注・RCIC の運転状態
水系作動中
・高圧代替注水系の運転状態

C1
3−2

TAF 継続時間の確認

・原子炉水位・最長許容炉心露出時間
・原子炉停止後の時間
・TAF 継続時間

C1
3−3

TAF 到達・原子炉水位

操作手順

別紙５−１２（5/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−12−5

水位
上昇中
（続き）

対応時の判断項目

C1
3−4

低圧で原子炉へ注水可能な系統又は低圧
代替注水系 1 系統以上起動判断のための確認項目

・ECCS の起動状態
・低圧代替注水系（常設）の起動状態
・代替循環冷却系の起動状態
・消火系の起動状態
・補給水系の起動状態
・低圧代替注水系（可搬型）の
起動状態

操作手順

別紙５−１２（6/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−12−6

（急速減
圧より）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

C1
4−1

原子炉水位 L−0 以
下・原子炉水位

C1
4−2

再冠水維持
低圧注水系 1 系統
以上運転

・低圧注水系の運転状態

C1
4−3

スプレイ冷却維持
HPCS 又は LPCS 運転

・HPCS の運転状態
・LPCS の運転状態

操作手順

別紙５−１３（1/3）

ＥＯＰ「急速減圧（Ｃ２）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−13−1

急速減圧
Ｃ２

対応時の判断項目

C2
1−1

ADS 全弁順次開放（ADS 7 弁開放）判断のための確認項目

・原子炉圧力・給水・復水系の状態
・低圧注水系の状態
・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度

操作手順

別紙５−１３（2/3）

ＥＯＰ「急速減圧（Ｃ２）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−13−2

急速減圧
Ｃ２
（続き）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

C2
1−2

ADS＋SRV の合計 7
弁まで追加開放・原子炉圧力・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度

C2
1−3

ADS 又は SRV 1 弁以上開放・原子炉圧力・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度

C2
1−4

タ−ビンバイパス弁による減圧・原子炉圧力・主復水器真空度

操作手順

別紙５−１３（3/3）

ＥＯＰ「急速減圧（Ｃ２）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

C2
1−5

1.0.6−別紙 5−13−3

水位判明

・原子炉水位D/W 空間部温度制限

・水位不明判断曲線
・原子炉圧力・D/W 空間部温度

急速減圧
Ｃ２
（続き）
C2
1−6

判断のための確認項目

操作手順

別紙５−１４（1/8）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−14−1

注水確保

対応時の判断項目

C3
1−1

低圧で原子炉へ注水可能な系統又は低圧
代替注水系 1 系統以上起動判断のための確認項目

・給水・復水系の状態
・ECCS の起動状態
・低圧代替注水系（常設）の起動状態
・代替循環冷却系の起動状態
・消火系の起動状態
・補給水系の起動状態
・低圧代替注水系（可搬型）の
起動状態

操作手順

別紙５−１４（2/8）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−14−2

注水確保

対応時の判断項目

C3
1−2

低圧で原子炉へ注水可能な系統又は低圧
代替注水系 1 系統以上復旧判断のための確認項目

・給水・復水系の復旧
・ECCS の復旧
・低圧代替注水系（常設）の復
旧・代替循環冷却系の復旧
・消火系の復旧
・補給水系の復旧
・低圧代替注水系（可搬型）の
復旧

操作手順

別紙５−１４（3/8）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

C3
2−1
1.0.6−別紙 5−14−3

対応時の判断項目

判断のための確認項目

炉心損傷の有無・SOP 対象領域判定図
・CAMS によるガンマ線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・RPV 温度

SRV 1 弁以上開・原子炉圧力・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度

満水注入

C3
2−2

操作手順

別紙５−１４（4/8）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−14−4

満水注入
（続き）

対応時の判断項目

C3
2−3

給水系又は HPCS 注
入不能

判断のための確認項目

・給水・復水系の運転状態
・HPCS の運転状態

操作手順

別紙５−１４（5/8）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−14−5

満水注入
（続き）

対応時の判断項目

C3
2−4

減圧注水維持判断のための確認項目

・原子炉圧力・原子炉水位

操作手順

別紙５−１４（6/8）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

C3
2−5

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−14−6低圧で原子炉へ注水可能な系統又は低圧
代替注水系 1 系統以上を起動し，満水を差圧にて確認・ECCS の状態
・低圧代替注水系の状態
・SRV 開閉表示灯
・原子炉圧力・S/C 圧力SRV 開個数を減らし（最低 1 弁開）満水・ECCS の状態
・低圧代替注水系の状態
・SRV 表示灯
・原子炉圧力・S/C 圧力

満水注入
（続き）

C3
2−6

操作手順

別紙５−１４（7/8）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

1.0.6−別紙 5−14−7

C3
2−7
満水注入
（注水）

C3
2−8

判断のための確認項目

原子炉満水，代替確認SRV 排気温度と炉水温度に有意な差が無
いこと・原子炉圧力・SRV 排気管温度

ADS 弁を 7 弁開とし，原子炉水位を上
昇・原子炉圧力・原子炉水位・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度
・代替注水系の起動状況

操作手順

別紙５−１４（8/8）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

水位計
復旧

対応時の判断項目

C3
3−1

最長許容炉心露出時
間内に水位判明

判断のための確認項目

・原子炉水位・最長許容炉心露出時間
・原子炉停止後の時間

操作手順

1.0.6−別紙 5−14−8

別紙５−１５（1/3）

ＥＯＰ「ＡＭ初期対応（Ｃ４）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−15−1

ＡＭ初期
対応
Ｃ４

C4
1−1

対応時の判断項目

判断のための確認項目

注水系統を起動・原子炉への注水系統の状態

操作手順

別紙５−１５（2/3）

ＥＯＰ「ＡＭ初期対応（Ｃ４）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−15−2

ＡＭ初期
対応
Ｃ４
（続き）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

C4
1−2

原子炉水位 L−1 未満・原子炉水位

C4
1−3

原子炉水位
BAF＋20％到達

・原子炉水位

炉心損傷開始確認

・CAMS によるガンマ線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・RPV 温度

C4
1−4

操作手順

別紙５−１５（3/3）

ＥＯＰ「ＡＭ初期対応（Ｃ４）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−15−3

ＡＭ初期
対応
Ｃ４
（続き）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

C4
2−1

RHR 系が PCV スプレ
イに使用できない場
合は代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）起動

・S/C 圧力・RHR の運転状態
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の状態C4
3−1

代替循環冷却系原子
炉注水流量・100m3 /h

・代替循環冷却系の運転状態
・代替循環冷却系原子炉注水流量

操作手順

別紙５−１６（1/6）

ＥＯＰ「電源供給回復」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 5−16−1

275kV 系
電源喪失

PSR
154kV 系使用可能
1−1・275kV 系電圧・154kV 系電圧・非常用 6.9kV 母線電圧154kV 系
電源喪失

PSR 非常用 D/G 1 台以上
2−1 起動，電圧確立

・非常用 D/G 運転状態
・非常用 D/G 電圧
・非常用 6.9kV 母線電圧

操作手順

別紙５−１６（2/6）

ＥＯＰ「電源供給回復」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−16−2

154kV 系
電源喪失

対応時の判断項目

判断のための確認項目

非常用 D/G 1 台以上
PSR
復旧，非常用母線へ2−2給電・非常用 D/G 現場状態
（本体及び補機類）
・非常用 D/G 制御盤及び電源状態

非常用 D/G 2C，2D
PSR 1 台以上非常用母線
2−3 へ給電中又は給電可
能・非常用 D/G 2C，2D 電圧・非常用 6.9kV 母線電圧
・非常用 D/G 2C，2D 運転状態

HPCS D/G 起動
PSR
M/C 2C 又は 2D へ
2−4
給電可能

・非常用 HPCS D/G 電圧
・非常用 6.9kV 母線電圧
・非常用 HPCS D/G 運転状態

操作手順

別紙５−１６（3/6）

ＥＯＰ「電源供給回復」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−16−3

全交流動力
電源喪失
（外部電源
喪失かつ非
常用 D/G 全
台給電失敗）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

PSR 所内常設直流電源設
3−1 備使用可能

・所内常設直流電源設備の状態
・緊急用直流 125V 主母線盤の状態

緊急用 M/C より
PSR
M/C 2C 又は 2D へ
3−2
給電可能

・常設代替交流電源設備の状態
・緊急用 M/C 電圧

操作手順

別紙５−１６（4/6）

ＥＯＰ「電源供給回復」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−16−4

全交流動力
電源喪失
（外部電源
喪失かつ非
常用 D/G 全
台給電失敗）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

可搬型代替交流電源
PSR 設備 可搬型代替低3−3 圧電源車（２台）起動・緊急用 P/C の状態
・可搬型代替交流電源設備の状態

PSR P/C 2C，2D 受電及び3−4 復旧対象 MCC 受電

・P/C 2C の状態
・P/C 2D の状態
・各 MCC の状態
・常設代替交流電源設備の状態

PSR
緊急用 P/C，MCC 受電
3−5・緊急用 P/C の状態
・緊急用 MCC の状態
・常設代替交流電源設備の状態

操作手順

別紙５−１６（5/6）

ＥＯＰ「電源供給回復」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−16−5

非常用交流
6.9kV 母線
復旧

対応時の判断項目

M/C 2C 又は２D 受電
PSR及び各設備への給電
3−6開始

判断のための確認項目

・275kV 系電圧・154kV 系電圧・非常用 6.9kV 母線電圧
・非常用 D/G の状態
・常設代替交流電源設備の状態

操作手順

別紙５−１６（6/6）

ＥＯＰ「電源供給回復」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 5−16−6

直流動力電
源喪失

対応時の判断項目

判断のための確認項目

PSR 125V 蓄電池 2A，2B
4−1 枯渇のおそれ・直流 125V 主母線盤 2A，2Bの状態
・直流 125V 系電圧PSR 直流 125V 主母線盤
4−2 2A 又は 2B 受電・直流 125V 主母線盤 2A 又は 2Bの状態
・直流 125V 系電圧PSR 緊急用直流 125V 主母
4−3 線盤受電・緊急用直流 125V 主母線盤の状態

操作手順

別紙６（1/4）

1.0.6−別紙 6−1

赤数字：操作内容の判断は別紙８参照別紙６（2/4）

1.0.6−別紙 6−2

赤数字：操作内容の判断は別紙８参照別紙６（3/4）

1.0.6−別紙 6−3

赤数字：操作内容の判断は別紙８参照別紙６（4/4）

1.0.6−別紙 6−4

赤数字：操作内容の判断は別紙８参照別紙７（1/4）

停止時ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「停止時反応度制
御」」・冷温停止状態での臨界事（ＳＤ／ＲＣ）

象発生時に，反応度上昇

導入条件を最大限抑制する。

停止時原子炉臨界事象【略語】
SLC：ほう酸水注入系
D/W：原子炉格納容器ドライウェル部

1.0.6−別紙 7−1

脱出条件

基本的な考え方別紙７（2/4）

停止時ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的

導入条件

「停止時崩壊熱・原子炉冷温停止中に崩壊除去制御」（ＳＤ／ＲＬ）

熱除去機能が喪失した場
合，崩壊熱による原子炉
冷却材の温度上昇，水位低下を抑制し燃料が露出することを防止する。

停止時崩壊熱除去制御【略語】
RHR：残留熱除去系
CUW：原子炉冷却材浄化系
FPC：燃料プール冷却浄化系

1.0.6−別紙 7−2

脱出条件

基本的な考え方別紙７（3/4）

停止時ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的

導入条件

「停止時原子炉・原子炉停止中に冷却材喪
水位制御」（ＳＤ／ＬＣ）

失事象が発生した場合でも，原子炉の水位低下を抑制することで燃料冷却ができるようにする。

停止時原子炉水位制御【略語】
ECCS：非常用炉心冷却系

1.0.6−別紙 7−3

脱出条件

基本的な考え方別紙７（4/4）

停止時ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「停止時電源復旧」

目的

導入条件

・原子炉冷温停止中に受電（ＳＤ／ＰＳ）
中の外部電源喪失又は全交流動力電源喪失が発生した場合，プラントへの影響を緩和する。

停止時電源喪失制御
1.0.6−別紙 7−4

脱出条件

基本的な考え方別紙８−１（1/2）

停止時ＥＯＰ「停止時反応度制御（ＳＤ／ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

原子炉自動スクラム・スクラム警報
・全制御棒挿入状態
・中性子束指示SRC
1−2

燃料装荷セルの制御棒全挿入・全制御棒全挿入位置
・全制御棒炉心状態表示ユニット
・4ROD 表示・CRT 表示・プロコン（制御棒位置表示）

SRC
1−3

中性子束指示SRNM レンジ０以下(計数率領域)・SRNM 指示，SRNM レンジ

SRC
1−1

1.0.6−別紙 8−1−1

原子炉
出力

【略語】
SRNM：起動領域計装系

操作手順

別紙８−１（2/2）

停止時ＥＯＰ「停止時反応度制御（ＳＤ／ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

原子炉
出力

SRC
1−4

対応時の判断項目

判断のための確認項目

燃料装荷セルの制御棒全挿入又は未臨界達成

・全制御棒全挿入位置
・全制御棒炉心状態表示ユニット
・4ROD 表示・CRT 表示・プロコン（制御棒位置表示）
・SRNM 指示，SRNM レンジ

操作手順

1.0.6−別紙 8−1−2

別紙８−２（1/2）

停止時ＥＯＰ「停止時崩壊熱除去制御（ＳＤ／ＲＬ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 8−2−1

SRL
1−1

・RHR の状態
RHR（原子炉停止時冷・代替除熱系の状態
却系）又は，代替除熱・原子炉水温度系 1 系統以上起動
・原子炉水位SRL
1−2

・RHR の状態
RHR（原子炉停止時冷・原子炉水温度
却系）起動
・原子炉水位

原子炉
除熱

操作手順

別紙８−２（2/2）

停止時ＥＯＰ「停止時崩壊熱除去制御（ＳＤ／ＲＬ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

SRL
1−3

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 8−2−2

炉水温度低下・除熱系統運転状態
・CUW，FPC，ASW，RCW
・原子炉水温度・原子炉水位RPV ヘッド ON 中・RPV ヘッド状態
・定期事業者検査作業工程
・原子炉水温度・原子炉圧力

原子炉
除熱
SRL
2−1

【略語】
CUW：原子炉冷却材浄化系
FPC：燃料プール冷却浄化系
ASW：補機冷却系海水系
RCW：原子炉補機冷却系

操作手順

別紙８−３（1/1）

停止時ＥＯＰ「停止時原子炉水位制御（ＳＤ／ＬＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

SLC
1−1
1.0.6−別紙 8−3−1

燃料プ−ルゲ−ト「閉」

・原子炉水位
・ウェルレベル・燃料プ−ル水位・定期事業者検査作業工程

原子炉水位低 L−3
経験なし

・原子炉水位・放射線モニタ・FRVS/SGTS 状態
・R/B 換気系状態
・RHR（原子炉停止時冷却系）状態
・CUW 系状態

原子炉
水位

SLC
1−2

判断のための確認項目【略語】
L−3：原子炉水位低（レベル３）
FRVS/SGTS：原子炉建屋ガス処理系

操作手順

別紙８−４（1/6）

停止時ＥＯＰ「停止時電源喪失（ＳＤ／ＰＳ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

SPS
1−1

275kV 系
又は154kV 系
使用可能判断のための確認項目

・275kV 系電圧・154kV 系電圧・開閉所機器状態

1.0.6−別紙 8−4−1

外部電源喪
失

SPS
2−1

非常用 D/G 1 台以上 ・非常用 D/G 運転状態
起動・非常用 D/G 電圧計
非常用母 線 M/C 2C ・M/C 2C，M/C 2D，M/C HPCS
又は 2D へ給電
電圧計

【略語】
D/G 又は非常用 D/G ：非常用ディーゼル発電機

操作手順別紙８−４（2/6）

停止時ＥＯＰ「停止時電源喪失（ＳＤ／ＰＳ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 8−4−2

全交流動力
電源喪失
（外部電源
喪失かつ
D/G 全台起動失敗）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

SPS 所内常設直流電源設
3−1 備使用可能

・所内常設直流電源設備の状態

緊急用 M/C より
SPS
M/C 2C 又は 2D へ
3−2
給電可能

・常設代替交流電源設備の状態
・緊急用 M/C 電圧

操作手順

別紙８−４（3/6）

停止時ＥＯＰ「停止時電源喪失（ＳＤ／ＰＳ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

可搬型代替交流電源
・緊急用 P/C の状態
SPS
設備 可搬型代替低・可搬型代替交流電源設備の状態
3−3
圧電源車（２台）起動

1.0.6−別紙 8−4−3

全交流電源
喪失（外部
電源喪失か
つ非常用
D/G 全台起動失敗）

・P/C 2C の状態
SPS P/C 2C，2D 受電及び ・P/C 2D の状態
3−4 復旧対象 MCC 受電
・各 MCC の状態
・可搬型代替交流電源設備の状態

・緊急用 P/C の状態
SPS
緊急用 P/C，MCC 受電 ・緊急用 MCC の状態
3−5・可搬型代替交流電源設備の状態

操作手順

別紙８−４（4/6）

停止時ＥＯＰ「停止時電源喪失（ＳＤ／ＰＳ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 8−4−4

対応時の判断項目

判断のための確認項目

SPS 125V 蓄電池 A 系，B
4−1 系枯渇のおそれ・直流 125V 主母線盤 2A 又は 2Bの状態
・直流 125V 系電圧SPS 直流 125V 主母線 盤
4−2 2A 又は 2B 受電・直流 125V 主母線盤 2A 又は 2Bの状態
・直流 125V 系電圧

直流電源喪
失

操作手順

別紙８−４（5/6）

停止時ＥＯＰ「停止時電源喪失（ＳＤ／ＰＳ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

直 流 電 源 喪 SPS 緊急用直流 125V 主母
・緊急用直流 125V 主母線盤
失4−3 線盤受電

操作手順

1.0.6−別紙 8−4−5

別紙８−４（6/6）

停止時ＥＯＰ「停止時電源喪失（ＳＤ／ＰＳ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

・RHR（原子炉停止時冷却系）の運SPS RHR（原子炉停止時冷転状態
5−1 却系）起動
・炉水温度
・原子炉ウェル温度
1.0.6−別紙 8−4−6

電源供給回
復確認
SPS 使用済燃料プ−ル冷
5−2 却系再起動

・使用済燃料プ−ル冷却系の運転状態
・使用済燃料プ−ル温度

操作手順

別紙９（1/11）

1.0.6−別紙 9−1

別紙９（2/11）

1.0.6−別紙 9−2

赤数字：操作内容の判断は別紙１１参照別紙９（3/11）

1.0.6−別紙 9−3

赤数字：操作内容の判断は別紙１１参照別紙９（4/11）

1.0.6−別紙 9−4

赤数字：操作内容の判断は別紙１１参照別紙９（5/11）

赤数字：操作内容の判断は別紙１１参照

1.0.6−別紙 9−5

別紙９（6/11）

1.0.6−別紙 9−6

赤数字：操作内容の判断は別紙１１参照別紙９（7/11）

1.0.6−別紙 9−7

赤数字：操作内容の判断は別紙１１参照別紙９（8/11）

1.0.6−別紙 9−8

赤数字：操作内容の判断は別紙１１参照別紙９（9/11）

1.0.6−別紙 9−9

赤数字：操作内容の判断は別紙１１参照別紙９（10/11）

1.0.6−別紙 9−10

赤数字：操作内容の判断は別紙１１参照別紙９（11/11）

1.0.6−別紙 9−11

赤数字：操作内容の判断は別紙１１参照

別紙１０（1/4）

ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方
ストラテジ名称目的

注水−１「損傷炉心への注水」

・炉心損傷後，最初に実施されるストラテジであり，損傷炉心へ注水することによって損傷炉心の冷却を行い，RPVの破損を回避する。

移行条件

注水−２
・原 子 炉の 水 位を 長 期的 に 確「長期の原子炉水位の確保する。
保」

1.0.6−別紙 10−1

基本的な考え方別紙１０（2/4）

ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方
ストラテジ名称

目的

移行条件

注水−３ａ
・注 水 −１ 「損 傷 炉 心へ の 注「ＲＰＶ破損前のペデス水」導入と同時に導入される
タル（ドライウェル部）水
ストラテジであり，炉心損傷
位確保」
後，あらかじめペデスタル（ドライウェル部）に水を注水することで，放出されるデブリの冷却性向上及びペデスタル（ドライウェル部）の床面コンクリ−トの侵食抑
制を図る。
注水−３ｂ
・注 水 −１ 「損 傷 炉 心へ の 注「ＲＰＶ破損後のペデス
水」又は注水−２「長期の原タル（ドライウェル部）注
子炉水位の確保」において
水」
RPV が破損し，ペデスタル（ドライウェル部）にデブリが流出した可能性のある場合，デブリの冷却を行うためペデスタル（ドライウェル部）へ
注水する。
注水−４
・注水−３ｂ「ＲＰＶ破損後の「長期のＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェル
注水」
部）注水」から，RPV 破損後の原子炉への注水を継続することで格納容器への放熱を抑制するとともに，デブリの冷却を行うためペデスタ
ル（ドライウェル部）注水を継続する。

1.0.6−別紙 10−2

基本的な考え方別紙１０（3/4）

ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方
ストラテジ名称

目的

移行条件

除熱−１
・注 水 − １「 損 傷炉 心へ の 注「損傷炉心冷却後の除水」で原子炉水位が確保でき熱」
た場合に，注水−２「長期の原子炉水位の確保」と並行して格納容器の除熱を行い,格納容器の健全性を維持する。

除熱−２
・注 水 − １「 損 傷炉 心へ の 注「ＲＰＶ破損後の初期格
水」又は注水−２「長期の原納容器スプレイ」
子炉水位の確保」において
RPV が破損し，格納容器温度が 171℃以上となり，過温破損するおそれがあるため，格納容器スプレイを実施する。
除熱−３
・注水−３ｂ「ＲＰＶ破損後の「ＲＰＶ 破損後の除熱」
ペデスタル（ドライウェル部）注水」及び除熱−２「ＲＰＶ破損後の初期格納容器
スプレイ」において，RPV 破
損後のペデスタル（ドライウェル部）注水及び格納容器ス
プレイを行い，PCV 圧力の低下を確認した場合は，注水−
４「長期のＲＰＶ破損後の注水」と並行して格納容器の除熱を行い，格納容器の健全性を維持する。

1.0.6−別紙 10−3

基本的な考え方別紙１０（4/4）

ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方
ストラテジ名称

目的

放出「ＰＣＶ 破損防止」

・ 注 水− １ 「 損 傷 炉 心 へ の注水」導入と同時に導入される
ストラテジであり，格納容器の健全性を確認する。
・除熱−１「損傷炉心冷却後の除熱」，除熱−３「ＲＰＶ破損後の除熱」において，S/P 水
位が＋6.5m に到達した場合，
PCV 圧力が上昇し PCV 破損に至る可能性がある場合，PCV
ベントを行う。また，PCV からの異常な漏えいを認知した場合，PCV からの漏えい影
響を抑制するため，PCV ベントを行う。
・PCV 水素濃度及び酸素濃度を監 視 し ， PCV 酸 素 濃 度 が4.0vol ％ 以 上 に 上 昇 し て き
た場合は PCV への窒素注入，
PCV ベントを行い，水素及び酸素を放出することにより
PCV 破損を防止する。

水素「Ｒ/Ｂ 水素爆発防止」

・ 注 水− １ 「 損 傷 炉 心 へ の注水」導入と同時に導入される
ストラテジであり，R/B の水
素濃度を監視するとともに，
R/B 水素排出を行い，R/B の水素爆発を防止する。

移行条件

1.0.6−別紙 10−4

基本的な考え方別紙１１−１（1/5）

ＳＯＰ「注水−１：損傷炉心への注水」操作等判断基準一覧

1.0.6−別紙 11−1−1

制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

原子炉水
位確認

注水 1
原子炉水位確認可能
1−1

・原子炉水位

初期注水

注水 1 原子炉圧力 0.69MPa
1−2 [gage]未満

・原子炉圧力

操作手順

別紙１１−１（2/5）

ＳＯＰ「注水−１：損傷炉心への注水」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 11−1−2

初期注水
（続き）

対応時の判断項目

注水 1 高圧注水系統使用
1−3 可能判断のための確認項目

・高圧注水系統の状態

操作手順

別紙１１−１（3/5）

ＳＯＰ「注水−１：損傷炉心への注水」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 11−1−3

注水 1 低圧注水系統使用
1−4 可能・低圧注水系統の状態

原子炉水位
注水 1
BAF＋20％到達
1−5又は水位不明・原子炉水位

初期注水
（続き）

操作手順

別紙１１−１（4/5）

ＳＯＰ「注水−１：損傷炉心への注水」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

D/W 雰囲気温度上昇
・D/W 雰囲気温度
注水 1
継続・除熱設備の状態
2−1
除熱設備なし1.0.6−別紙 11−1−4

ウェル
注水

注水 1 D/W雰囲気温度
2−2 171℃以上

・D/W 雰囲気温度

注水 1 D/W雰囲気温度
2−3 171℃未満

・D/W 雰囲気温度

操作手順

別紙１１−１（5/5）

ＳＯＰ「注水−１：損傷炉心への注水」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 11−1−5

RPV 破損の判定

対応時の判断項目

注水 1
RPV 健全3−1

判断のための確認項目
・原子炉圧力・原子炉水位・制御棒位置指示
・制御棒駆動機構温度指示値
・原子炉格納容器下鏡部温度指示値
・格納容器下部水温・ドライウェル圧力・ドライウェル雰囲気温度
・ペデスタル（ドライウェル部）
雰囲気温度
・S/P 水温・D/W 水素濃度

操作手順

別紙１１−２（1/3）

ＳＯＰ「注水−２：長期の原子炉水位の確保」操作等判断基準一覧

1.0.6−別紙 11−2−1

制御項目

対応時の判断項目

長期の原
子炉水位
の確保

注水 2
原子炉水位確認可能
1−1

判断のための確認項目

・原子炉水位

操作手順

別紙１１−２（2/3）

ＳＯＰ「注水−２：長期の原子炉水位の確保」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 11−2−2

注水 2 原子炉水位確認可能
1−1 （続き）

・原子炉水位

注水 2
RHR 使用不可
1−2

・RHR の状態

長期の原
子炉水位
の確保

操作手順

別紙１１−２（3/3）

ＳＯＰ「注水−２：長期の原子炉水位の確保」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

1.0.6−別紙 11−2−3

注水 2
RPV 健全
2−1
原子炉圧
力容器破
損の判定

判断のための確認項目
・原子炉圧力・原子炉水位・制御棒位置指示
・制御棒駆動機構温度指示値
・RPV 温度指示値
・格納容器下部水温・D/W 圧力・雰囲気温度・ペデスタル（ドライウェル部）
雰囲気温度
・S/P 水温・D/W 水素濃度

注水 2 代替循環冷却系使用
・代替循環冷却系の状態
2−2 不可操作手順

別紙１１−３（1/1）

ＳＯＰ「注水−３ｂ：ＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェル部）注水」操作等判断基準一覧

1.0.6−別紙 11−3−1

制御項目

対応時の判断項目

ペデスタ
ル（ドラ
イウェル
部）注水

注水 3 デブリ堆積高さ
1−1 0.2m 以上判断のための確認項目

・デブリ堆積高さ
・格納容器下部水温操作手順

別紙１１−４（1/3）

ＳＯＰ「注水−４：長期のＲＰＶ破損後の注水」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 11−4−1

原子炉
注水

対応時の判断項目

判断のための確認項目

注水 4 RPV ヘッドスプレイ
・RHR（A）系の状態
1−1 使用可能

操作手順

別紙１１−４（2/3）

ＳＯＰ「注水−４：長期のＲＰＶ破損後の注水」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

D/W 雰囲気温度上昇
・D/W 雰囲気温度
注水 4
継続・除熱設備の状態
2−1
除熱設備なし1.0.6−別紙 11−4−2

ウェル
注水

注水 4 D/W雰囲気温度
2−2 171℃以上

・D/W 雰囲気温度

注水 4 D/W雰囲気温度
2−3 171℃未満

・D/W 雰囲気温度

操作手順

別紙１１−４（3/3）

ＳＯＰ「注水−４：長期のＲＰＶ破損後の注水」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

注水 4
RHR 使用不可
3−1

判断のための確認項目

・RHR の状態

1.0.6−別紙 11−4−3−

注水 4 代替循環冷却系使用
・代替循環冷却系の状態
3−2 不可操作手順

別紙１１−５（1/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 11−5−1

損傷炉心
冷却後の
除熱

対応時の判断項目

判断のための確認項目

除熱 1
RHR 使用不可
1−1

・RHR の状態

除熱 1 代替循環冷却系
1−2 運転中・代替循環冷却系運転状態

操作手順

別紙１１−５（2/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 11−5−2

損傷炉心
冷却後の
除熱
（続き）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

PCV 圧力 465kPa[gage
除熱 1・PCV 圧力]以上又は PCV 温度
1−3
・PCV 温度
171℃以上

操作手順

別紙１１−５（3/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 11−5−3

損傷炉心
冷却後の
除熱
（続き）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

除熱 1
代替循環冷却系起動
1−4・代替循環冷却系運転状態

除熱 1
PCV 温度 171℃未満
1−5

・PCV 温度操作手順

別紙１１−５（4/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 11−5−4

損傷炉心
冷却後の
除熱
（続き）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

PCV 圧力 465kPa[gage ・PCV 圧力
除熱 1]以上又は PCV 温度 ・PCV 温度
2−1
171℃以上

操作手順

別紙１１−５（5/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

除熱 1
PCV 温度 171℃未満
2−2

判断のための確認項目

・PCV 温度

1.0.6−別紙 11−5−5

損傷炉心
冷却後の
除熱
（続き）
除熱 1 PCV 圧力 400kPa[gage・PCV 圧力2−3 ]まで低下

操作手順

別紙１１−５（6/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

除熱 1
FCS 起動可能
3−1

1.0.6−別紙 11−5−6

損傷炉心
冷却後の
除熱
（続き）

判断のための確認項目

・FCS の状態

・RHR 系の運転状態
除熱 1 RHR 又は代替循環冷・PCV 圧力4−1 却系による除熱達成
・PCV 温度

除熱 1
S/P 水位＋5.5m 到達
4−2

・S/P 水位操作手順

別紙１１−５（7/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 11−5−7

除熱 1
S/P 水位＋6.4m 到達
4−3・S/P 水位

除熱 1
S/P 水位＋6.5m 到達
4−4・S/P 水位

損傷炉心
冷却後の
除熱
（続き）

操作手順

別紙１１−６（1/1）

ＳＯＰ「除熱−２：ＲＰＶ破損後の初期格納容器スプレイ」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 11−6−1

ＲＰＶ破
損後の初
期格納容
器スプレ
イ

対応時の判断項目

判断のための確認項目

除熱 2 PCV 圧力及び温度低 ・PCV 圧力
1−1 下継続
・PCV 温度操作手順

別紙１１−７（1/7）

ＳＯＰ「除熱−３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 11−7−1

ＲＰＶ破
損後の除
熱

対応時の判断項目

判断のための確認項目

除熱 3
RHR 使用不可
1−1

・RHR の状態

除熱 3 代替循環冷却系
1−2 運転中・代替循環冷却系運転状態

操作手順

別紙１１−７（2/7）

ＳＯＰ「除熱−３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 11−7−2

損傷炉心
冷却後の
除熱
（続き）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

PCV 圧力 465kPa[gage
除熱 3・PCV 圧力]以上又は PCV 温度
1−3
・PCV 温度
171℃以上

操作手順

別紙１１−７（3/7）

ＳＯＰ「除熱−３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 11−7−3

除熱 3
代替循環冷却系起動
1−4・代替循環冷却系運転状態

除熱 3
PCV 温度 171℃未満
1−5

・PCV 温度

ＲＰＶ破
損後の除
熱

操作手順

別紙１１−７（4/7）

ＳＯＰ「除熱−３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 11−7−4

ＲＰＶ破
損後の除
熱
（続き）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

PCV 圧力 465kPa[gage
除熱 3・PCV 圧力]以上又は PCV 温度
2−1
・PCV 温度
171℃以上

操作手順

別紙１１−７（5/7）

ＳＯＰ「除熱−３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

除熱 3
PCV 温度 171℃未満
2−2

判断のための確認項目

・PCV 温度

1.0.6−別紙 11−7−5

ＲＰＶ破
損後の除
熱
（続き）
除熱 3 PCV 圧力 400kPa[gage・PCV 圧力2−3 ]まで低下

操作手順

別紙１１−７（6/7）

ＳＯＰ「除熱−３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

除熱 3
FCS 起動可能
3−1

1.0.6−別紙 11−7−6

ＲＰＶ破
損後の除
熱
（続き）

判断のための確認項目

・FCS の状態

・RHR 系の運転状態
除熱 3 RHR 又は代替循環冷・PCV 圧力4−1 却系による除熱達成
・PCV 温度

除熱 3
S/P 水位＋5.5m 到達
4−2

・S/P 水位操作手順

別紙１１−７（7/7）

ＳＯＰ「除熱−３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6−別紙 11−7−7

除熱 3
S/P 水位＋6.4m 到達
4−3・S/P 水位

除熱 3
S/P 水位＋6.5m 到達
4−4・S/P 水位

ＲＰＶ破
損後の除
熱
（続き）

操作手順

別紙１１−８（1/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

1.0.6−別紙 11−8−1

放出
1−1

判断のための確認項目

S/P 水位＋6.5m 到達

・S/P 水位

PCV ベント停止可能

・格納容器スプレイの状態
・格納容器内水素，酸素濃度
・格納容器圧力，温度

ＰＣＶ
ベント

放出
1−2

操作手順

別紙１１−８（2/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目
ＰＣＶ
ベント
（続き）

1.0.6−別紙 11−8−2

ＰＣＶ
水素・酸
素濃度制
御

対応時の判断項目

判断のための確認項目

放出
1−3

PCV スプレイ停止条
・PCV 圧力
件到達

放出
2−1

FCS 起動可能

・FCS の状態

放出
2−2

FCS 運転制限圧力
以下・PCV 圧力放出
2−3

PCV 内酸素濃度
3.5vol％以上

・PCV 内酸素濃度

操作手順

別紙１１−８（3/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 11−8−3

ＰＣＶ
水素・酸
素濃度制
御
（続き）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

放出2−4

PCV 内酸素濃度
4.0vol％以上

放出
2−5

PCV 内酸素濃度上昇
・PCV 内酸素濃度
傾向

放出
2−6

PCV 内酸素濃度
4.0vol％到達時点で事故後 7 日経過・PCV 内酸素濃度

・PCV 内酸素濃度
・事故後の日数

操作手順

別紙１１−８（4/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6−別紙 11−8−4

ＰＣＶ
水素・酸
素濃度制
御
（続き）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

放出2−7

PCV 内酸素濃度上昇
・PCV 内酸素濃度
傾向

放出
2−8

S/P 水温 100℃未満

放出
2−9

可搬型窒素供給装置 ・可搬型窒素供給装置停止前の使
停止前使用台数 1 台
用台数

・S/P 水温操作手順

別紙１１−８（5/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

1.0.6−別紙 11−8−5

放出
PCV ベント停止可能
2−10
ＰＣＶ
水素・酸
素濃度制
御
（続き）

判断のための確認項目

・格納容器内水素，酸素濃度
・格納容器スプレイの状態
・格納容器圧力，温度

放出 可搬型窒素供給装置 ・可搬型窒素供給装置停止前の使
2−11 停止前使用台数 1 台
用台数

操作手順

別紙１１−９（1/1）

ＳＯＰ「水素：Ｒ／Ｂ水素爆発防止」操作等判断基準一覧
制御項目

Ｒ／Ｂ水
素爆発防
止

対応時の判断項目

水素
1−1

判断のための確認項目

R/B 水素濃度 2vol％
・R/B 水素濃度
到達

操作手順

1.0.6−別紙 11−9−1

別紙１２（1/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目
常設代替交流電源設備起動

項目概要
中央制御室にて，常設代替交流電源設備を起動する。

常設代替交流電源設備による常設代替交流電源設備の起動を確認し，緊急用 M/C を受電する。
緊急用 M/C 受電

電 源 確 保 ※①

1.0.6−別紙 12−1

常設代替交流電源設備による交流電源負荷抑制のため，非常用母線負荷の遮断器「切」，動的負荷の自動起動防止
緊急用 M/C から M/C 2C 又はのため CS を「切」又は「切保持」とし，緊急用 M/C から M/C 2C 又は 2D を受電する。
2D 受電
交流電源負荷抑制のため，非常用母線負荷の遮断器「切」，動的負荷の自動起動防止
HPCS D/G による M/C 2C 又はのため CS を「切」又は「切保持」とし，HPCS D/G から M/C 2E を経由して M/C 2C 又
2D 受電
は 2D を受電する。
交流電源負荷抑制のため非常用母線負荷の遮断器「切」，動的負荷の自動起動防止の可搬型代替交流電源設備によため CS を「切」又は「切保持」とし，可搬型代替交流電源設備が P/C 2C 及び 2D 連
る P/C 2C 及び 2D 受電
絡母線に受電されていることを確認後，P/C 2C 及び 2D を受電する。
交流電源負荷抑制のため非常用母線負荷の遮断器「切」，動的負荷の自動起動防止の
緊急時対策室建屋ガスタービ
ため CS を「切」又は「切保持」とし，緊急時対策室建屋ガスタービン発電機が P/C
ン発電機による P/C 2D 受電
2D 連絡母線に受電されていることを確認後，P/C 2D を受電する。
125V A 系及び B 系蓄電池によ
自動受電開始から 8 時間以降に直流電源負荷抑制のため，電源負荷の遮断器「切」とる直流 125V 主母線盤 2A 及びし，交流電源復旧までの延命処置をする。
2B 受電※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（2/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 に 負荷の MCCB を「切」とし，可搬型代替直流電源設備の起動を確認後，可搬型代替直よる直流 125V 主母線盤 2A 又 流電源設備用電源切替盤及び直流 125V 主母線盤 2A 又は 2B の MCCB を「入」とし，直は 2B 受電
流 125V 主母線盤 2A 及び 2B を受電する。

電 源 確 保 ※①

1.0.6−別紙 12−2

常設代替交流電源設備によ常設代替交流電源設備により非常用母線を受電し，直流 125V 充電器 A 及び B を受電る直流 125V 主母線盤 2A 及び
する。
2B 受電
常設代替交流電源設備によ常設代替交流電源設備により緊急用 M/C，P/C，MCC を受電する。
る緊急用 M/C，P/C，MCC 受電
可搬型代替交流電源設備に可搬型代替交流電源設備により緊急用 P/C，MCC を受電する。
よる緊急用 P/C，MCC 受電
緊急時対策室建屋ガスター
ビ ン 発 電 機 に よ る 緊 急 用 緊急時対策室建屋ガスタービン発電機により緊急用 P/C，MCC を受電する。
P/C，MCC 受電
常設代替直流電源設備によ常設代替直流電源設備の起動を確認後，常設代替直流電源設備用電源切替盤及び緊急る緊急用直流 125V 主母線盤
用直流 125V 主母線盤の MCCB を「入」とし，緊急用直流 125V 主母線盤を受電する。
受電※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（3/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

高圧炉心スプレイ系ディーゼ
MCC HPCSから直流125V予備充電器を受電し，直流125V主母線盤2A又は2Bを受電す
ル発電機による直流 125V 主る。
母線盤への給電

電 源 確 保 ※①

1.0.6−別紙 12−3

可搬型代替直流電源設備の起動を確認後，可搬型代替直流電源設備用電源切替盤及び可搬型代替直流電源設備によ緊急用直流 125V 主母線盤の MCCB を「入」とし，緊急用直流 125V 主母線盤を受電する代替所内電気設備への給電る。
可搬型代替直流電源設備によ 負荷の MCCB を「切」とし，可搬型代替直流電源設備の起動を確認後，可搬型代替直る直流 125V 主母線盤 2A 及び 流電源設備用電源切替盤，直流 125V 主母線盤 2A 又は 2B の MCCB を「入」とし，直流又は 2B 受電
125V 主母線盤 2A 及び 2B を受電する。
代替海水送水による給電機能 D/G 2C，2D 及び HPCS D/G 海水系への代替送水により，非常用 D/G の機能を回復すの復旧る。
軽油貯蔵タンクから常設代替
軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプにより自動で給油する。
高圧電源設備への給油手順
非常用交流電源設備による非 D/G 2C，2D 及び HPCS D/G が健な場合は，自動起動信号による起動，又は中央制御室
常用所内電源設備への給電から手動起動し，非常用所内電源設備に給電する。

※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（4/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
反 応 度 制 御 ※②

手順項目

項目概要

ほう酸水注入系による反応度 ほう酸水注入ポンプを起動し，ほう酸水注入により反応度を制御する。
損傷炉心へのほう酸水注入についても同手順にて含む。
制御
手動スクラムスイッチ，原子炉モ−ドスイッチ，代替制御棒挿入機能（自動・手制御棒挿入による反応度制御 動），選択制御棒挿入機構（自動・手動）及び中央制御室操作等による制御棒挿入により反応度を制御する。

原 子 炉 注 水 ※③

1.0.6−別紙 12−4

原子炉隔離時冷却系を起動し，原子炉圧力容器へ注水する。
原子炉隔離時冷却系による原復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水及び注水時の水源の切替えに
子炉圧力容器への注水ついても同手順に含む。
高圧炉心スプレイ系を起動し，原子炉圧力容器へ注水する。
高圧炉心スプレイ系による原復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水及び注水時の水源の切替えに
子炉圧力容器への注水ついても同手順に含む。
高圧代替注水系による原子炉
高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器へ注水する。
圧力容器への注水
低圧炉心スプレイ系による原低圧炉心スプレイ系を起動し，原子炉圧力容器へ注水する。
子炉圧力容器への注水※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（5/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器
への注水

項目概要

残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉圧力容器へ注水する。

制御棒駆動水圧系による原制御棒駆動系ポンプを起動し，原子炉圧力容器へ注水する。
子炉圧力容器への注水
原 子 炉 注 水 ※③

1.0.6−別紙 12−5

ほう酸水注入系による原子
ほう酸水注入系ポンプを起動し，原子炉圧力容器へ注水する。
炉圧力容器への注水
原子炉隔離時冷却系現場起
原子炉隔離時冷却系を現場で起動し，原子炉圧力容器へ注水する。
動による原子炉圧力容器へ
可搬型計測器に関する取扱いの手順についても同手順に含む。
の注水
高圧代替注水系現場起動に高圧代替注水系を現場で起動し，原子炉圧力容器へ注水する。
よる原子炉圧力容器への注
可搬型計測器に関する取扱いの手順についても同手順に含む。
水
低圧代替注水系（常設）によ 低圧代替注水系（常設）を起動し，原子炉圧力容器へ注水する。
る原子炉圧力容器への注水
残存溶融炉心への注水についても同手順に含む。
低圧代替注水系（可搬型）に 系統構成を行い，低圧代替注水系（可搬型）の起動を確認し，原子炉圧力容器への注
よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水を確認する。
水
残存溶融炉心への注水についても同手順に含む。

※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（6/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

原 子 炉 注 水 ※③
原 子 炉 減 圧 ※④

1.0.6−別紙 12−6

代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 代替循環冷却系を起動し，原子炉圧力容器へ注水する。
圧力容器への注水
残存溶融炉心への注水についても同手順に含む。

常設代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代替交流電源設備，可搬型
逃がし安全弁による原子炉減代替直流電源設備のいずれかにより，弁の駆動電源を確保し，SRV を操作し原子炉圧（電源確保）を減圧する。

消 火 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 消火系を起動し，原子炉圧力容器へ注水する。
への注水
残存溶融炉心への注水についても同手順に含む。
補 給 水 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 補給水系を起動し，原子炉圧力容器へ注水する。
器への注水
残存溶融炉心への注水についても同手順に含む。

逃 が し 安 全 弁 に よ る 原 子 炉 減 代替逃がし安全弁駆動装置，窒素発生装置，予備の高圧窒素ガスボンベのいずれか
圧（駆動源確保）により，弁の駆動源を確保し，SRV を操作し原子炉を減圧する。
原子炉建屋制御

漏えい個所の隔離，保有水を確保するため原子炉圧力容器への注水を行う。

※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（7/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

代替格納容器スプレイ冷却系
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器へスプレイし，原子炉（常設）による原子炉格納容器
格納容器を冷却する。
内へのスプレイ

原 子 炉 格 納 容 器 冷 却 ※⑤

1.0.6−別紙 12−7

代替格納容器スプレイ冷却系
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により原子炉格納容器へスプレイし，原子（可搬型）による原子炉格納容
炉格納容器を冷却する。
器内へのスプレイ
残留熱除去系（格納容器スプレ
RHR（格納容器スプレイ冷却系）により原子炉格納容器へスプレイし，原子炉格納イ冷却系）による原子炉格納容
容器を冷却する。
器内へのスプレイ
代替循環冷却系による原子炉
代替循環冷却系により原子炉格納容器へスプレイし，原子炉格納容器を冷却する。
格納容器内の減圧及び除熱
消火系による原子炉格納容器
消火系により原子炉格納容器へスプレイし，原子炉格納容器を冷却する。
内へのスプレイ
補給水系による原子炉格納容
補給水系により原子炉格納容器へスプレイし，原子炉格納容器を冷却する。
器内へのスプレイ
ドライウェル内ガス冷却装置に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 の 代 替 ドライウェル内ガス冷却装置の起動により原子炉格納容器内を冷却する。
除熱※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（8/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）によ 格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェンバ側）により原子炉格納容器をる 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 減圧及び除熱する。
び除熱
原 子 炉 格 納 容 器 減 圧 ※⑥

1.0.6−別紙 12−8

格納容器圧力逃がし装置（ドラ
格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）により原子炉格納容器を減圧及び除熱
イウェル側）による原子炉格納する。
容器内の減圧及び除熱
格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）の現 格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェンバ側）の遠隔人力操作機構を現
場 操 作 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 場で手動操作し，原子炉格納容器を減圧及び除熱する。
内の減圧及び除熱
格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による 格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の遠隔人力操作機構を現場で手動操作
原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 圧 及 び し，原子炉格納容器を減圧及び除熱する。
除熱
耐圧強化ベント系（サプレッシ
耐圧強化ベント系（サプレッション・チェンバ側）により原子炉格納容器を減圧及ョン・チェンバ側）による原子び除熱する。
炉格納容器内の減圧及び除熱※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（9/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

耐圧強化ベント系（ドライウェ
ル側）による原子炉格納容器内 耐圧強化ベント系（ドライウェル側）により原子炉格納容器を減圧及び除熱する。
の減圧及び除熱
原 子 炉 格 納 容 器 減 圧 ※⑥

1.0.6−別紙 12−9

耐圧強化ベント系（サプレッション・チェンバ側）の現場操作 耐圧強化ベント系（サプレッション・チェンバ側）の遠隔人力操作機構及び電動弁に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 減 を現場で手動操作し，原子炉格納容器を減圧及び除熱する。
圧及び除熱
耐圧強化ベント系（ドライウェ
耐圧強化ベント系（ドライウェル側）の遠隔人力操作機構及び電動弁を現場で手動ル側）の現場操作による原子炉
操作し，原子炉格納容器を減圧及び除熱する。
格納容器内の減圧及び除熱
フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ ビ ン グ 水 フィルタ装置水位が通常水位を下回り,下限水位に到達する前に，フィルタ装置へ
水張りを実施する。
補給
格納容器圧力逃がし装置を使用する際，サプレッション・プ−ル水ｐＨ制御装置にサプレッション・プ−ル水ｐＨ
よる薬液注入により原子炉格納容器内が酸性化することを防止し，サプレッショ
制御装置による薬液注入
ン・プ−ル水中によう素を捕捉することで，よう素の放出量を低減する。

※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（10/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

原 子 炉 格 納 容 器 下 部 注 水 ※⑦

1.0.6−別紙 12−10

原 子 炉 格 納 容 器 減 圧 ※⑥

フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ ビ ン グ 水 フィルタ装置の水の放射線分解により発生する水素の蓄積を防止するため，フィル
移送
タ装置のスクラビング水をサプレッション・チェンバへ移送を実施する。
中央制御室退避室正圧化

炉心損傷後において格納容器圧力逃がし装置を使用する際に，退避する中央制御室
退避室を空気ボンベユニットにより加圧し，中央制御室退避室の居住性を確保する。

第二弁操作室空気ボンベユニ
炉心損傷後において格納容器圧力逃がし装置を使用する際に，弁操作員が退避する
ットによる第二弁操作室の正第二弁操作室を空気ボンベユニットにより加圧し，居住性を確保する。
圧化
格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル 格納容器下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
部）への注水
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェ 格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
ル部）への注水
消火系によるペデスタル（ドラ
消火系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
イウェル部）への注水
補給水系によるペデスタル（ド補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
ライウェル部）への注水※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（11/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

格納容器圧力逃がし装置によ
格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内の水素ガス・酸素ガスを排出し，る原子炉格納容器内の減圧及格納容器内の水素濃度を制御する。
び除熱

水 素 対 策 ※⑧

1.0.6−別紙 12−11

可燃性ガス濃度制御系による
原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 可燃性ガス濃度制御系により原子炉格納容器内の水素濃度を制御する。
制御
格納容器内雰囲気モニタによ
格納容器内雰囲気モニタにより原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を計測
る原子炉格納容器内の水素濃する。
度及び酸素濃度計測
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ） 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）により原子炉格納容に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 器内の水素濃度及び酸素濃度を計測する。
素濃度及び酸素濃度計測
格納容器頂部注水系（常設）に格納容器頂部注水系（常設）により原子炉ウェルへ注水する。
よる原子炉ウェルへの注水
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 格納容器頂部注水系（可搬型）により原子炉ウェルへ注水（淡水／海水）する。
（淡水／海水）※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（12/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

水 素 対 策 ※⑧

原子炉建屋ガス処理系による原子炉建屋ガス処理系により原子炉建屋内の水素を排出する。
水素排出
原子炉建屋外側ブローアウト
原子炉建屋外側ブローアウトパネル開放により原子炉建屋内の水素を排出する。
パネル開放
原子炉建屋水素濃度計測

原子炉建屋水素濃度計測により原子炉建屋内の水素濃度を監視する。

1.0.6−別紙 12−12※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（13/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目
使用済燃料プ−ル監視

項目概要
使用済燃料プ−ル監視カメラ用空冷装置を起動する。

使 用 済 燃 料 プ ー ル 注 水 ※⑨

1.0.6−別紙 12−13

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プ−ル注水系（注低圧代替注水系（常設）により代替燃料プ−ル注水系（注水ライン／常設スプレイ
水ライン／常設スプレイヘッ
ヘッダ）を使用して使用済燃料プ−ルへ注水する。
ダ）を使用した使用済燃料プ−
ルへの注水
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 代 替 燃 料 プ − ル 注 水 系 可搬型代替注水中型ポンプ又は大型ポンプにより代替燃料プ−ル注水系（注水ライ（ 注 水 ラ イ ン ／ 常 設 ス プ レ イ ン／常設スプレイヘッダ）を使用して使用済燃料プ−ルへ注水する。
ヘッダ）を使用した使用済燃料
プ−ルへの注水
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ−ル注水系（可 可搬型代替注水大型ポンプにより代替燃料プ−ル注水系（可搬型スプレイノズル）
搬型スプレイノズル）を使用し を使用して使用済燃料プ−ルへ注水する。
た使用済燃料プ−ルへの注水
消火系による使用済燃料プ−
消火系（消火栓又は残留熱除去系ライン）により使用済燃料プ−ルへ注水する。
ルへの注水※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（14/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プ−ル注水系（常 低圧代替注水系（常設）により代替燃料プ−ル注水系（常設スプレイヘッダ）を使
設スプレイヘッダ）を使用した 用して使用済燃料プ−ルへ注水する。
使用済燃料プ−ルスプレイ
使 用 済 燃 料 プ ー ル 冷 却 ※⑩

1.0.6−別紙 12−14

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
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り代替燃料プ−ルによる代替燃料プ−ル注水系
注水系（常設スプレイヘッダ）を使用して使用済燃料プ−ルへ注水（淡水／海水）（常設スプレイヘッダ）を使用する。
した使用済燃料プ−ルへのス
プレイ
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ−ル注水系（可可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ−ル注水系（可搬型スプレイノズル）
搬型スプレイノズル）を使用しを使用して使用済燃料プ−ルへ注水（淡水／海水）する。
た使用済燃料プ−ルへのスプ
レイ
代替燃料プ−ル冷却系による代替燃料プ−ル冷却系により使用済燃料プ−ルを冷却する。
使用済燃料プ−ルの除熱※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（15/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

残留熱除去系（原子炉停止時冷残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉を除熱する。
却系）による原子炉除熱
除 熱 ※⑪

原子炉冷却材浄化系による原原子炉冷却材浄化系により原子炉冷却材を除熱する。
子炉冷却材の除熱

代 替 循 環 冷 却 系 に よ る サ プ レ 逃がし安全弁による原子炉減圧等により，温度が上昇するサプレッション・プ−ルッション・プ−ル冷却
水を代替循環冷却系にて冷却する。
冷 却 水 確 保 ※⑫

1.0.6−別紙 12−15

残留熱除去系（サプレッショ
逃がし安全弁による原子炉減圧等により，温度が上昇するサプレッション・プ−ル
ン・プ−ル冷却系）によるサプ
水を残留熱除去系で冷却する。
レッション・プ−ルの除熱

残 留 熱 除 去 系 海 水 系 冷 却 水 確 残留熱除去系海水系により，残留熱除去系又は代替燃料プール冷却系の冷却水を確保保する。
緊 急 用 海 水 系 に よ る 冷 却 水 確 緊急用海水系により，残留熱除去系又は代替燃料プール冷却系の冷却水を確保す
保る。
代 替 残 留 熱 除 去 系 海 水 系 に よ 代替残留熱除去系海水系により，残留熱除去系又は代替燃料プール冷却系の冷却水
る冷却水確保を確保する。

※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１２（16/16）

ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

中央制御室換気系起動（閉回路 通常換気系隔離を確認し，中央制御室換気系（閉回路循環運転）を起動（自動・手
循環運転）
動）する。

1.0.6−別紙 12−16

中 央 制 御 室 居 住 性 確 保 ※⑬

非常用ガス処理系及び非常用ガ 通常換気系隔離を確認し，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系を起動（自動・ス再循環系起動手動）する。
中央制御室酸素及び二酸化炭
中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度を測定する。
素測定
中央制御室換気系起動（外気取 中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度測定から中央制御室換気系起動（外気取入れ
入れ運転）運転）を行う。
中央制御室用可搬型照明設置

中央制御室に可搬型照明を設置する。

中央制御室退避室用可搬型照
中央制御室退避室に可搬型照明を設置する。
明設置
デ−タ表示装置（退避室）設置 中央制御室退避室にデ−タ表示装置（退避室）を設置する。
中央制御室退避室酸素及び二中央制御室退避室の酸素及び二酸化炭素濃度測定を測定し，濃度を管理する。
酸化炭素測定及び管理
衛星電話設備（可搬型）（退避
中央制御室退避室に衛星電話設備（可搬型）（退避室）を設置する。
室）設置
放射線防護具着用

中央制御室運転員等の放射線防護具装備について定める。

※：手順項目番号はフロ−チャ−トにて使用

別紙１３
重大事故等対策要領概要

分編①
重大事故等対策要領

重大事故編【重大事故等対策要領（重大事故編）】
重大事故発生時の体制
重大事故発生時の対応○事前対策○重大事故等発生時の活動○個別手順
・常設代替高圧電源装置起動・可搬型代替注水大型ポンプによる送水
・大気への放射性物質の拡散抑制
・チェンジングエリア設営
・その他

分編②
大規模損壊編【重大事故等対策要領（大規模損壊編）】
大規模損壊対応の適用条件
大規模損壊発生時の体制
大規模損壊発生時の対応○予兆情報による事前対応（プラント停止，ＲＣＩＣ起動など）○事象発生直後の対応，達成すべき目標設定○個別戦略フローへの展開○個別手順による対応操作
・炉心損傷緩和・原子炉格納容器破損緩和
・使用済燃料プール水位確保，燃料損傷緩和・放射性物質放出低減
・大規模損壊に伴う火災への対応
・その他（アクセスルート確保）

1.0.6−別紙 13−1

別紙１４（1/3）
ＥＯＰ／ＳＯＰ フロ−チャ−ト凡例

1.0.6−別紙 14−1

別紙１４（2/3）
ＥＯＰ／ＳＯＰ フロ−チャ−ト凡例

1.0.6−別紙 14−2

別紙１４（3/3）
ＥＯＰ／ＳＯＰ フロ−チャ−ト凡例

1.0.6−別紙 14−3

別紙１５（1/4）

重大事故等対策における作業ごとの想定時間の設定について

1．想定時間の設定における基本事項(1)

体制
重大事故等対策における作業ごとの想定時間は，重大事故等対策の有効性評価を考慮し，中央制御室の当直（運転員）2 名及び現場運転員 6 名（当直（運転員）3 名及び重大事故等対応要員のうち運転操作対応 3 名）にて行うものとする。また，中央制御室の当直（運転員）2 名は各々に運転操作を実施するが，現場運転員は，2 名／1 組×3 チームを構成し，現場対応を行うこととしている。

2．運転員等における移動時間
運転員等の移動時間を想定するに当たり，考慮した事項は以下のとおり。
(1)

放射線防護具着用時間
重大事故等時を考慮した現場環境を仮定し，放射線防護具類の着用時間
を作業ごとの想定時間に加味した。なお，着用時間は訓練にて計測した時間であり，移動時間に考慮した放射線防護具の着用時間を第 1 表に示す。

第1表
項目

装備

初動対応時における装備（湿潤状況下の作業）

全面マスク，綿手袋，ゴム手袋，
タイベック，アノラック，胴長靴
自給式呼吸用保護具，綿手袋，
ゴム手袋，タイベック，
アノラック，胴長靴

初動対応時における装備（高湿度環境下の作業）(2)

移動時間に考慮した放射線防護具の着用時間
設定時間

備考

12 分
17 分

インターフェイスシス
テムＬＯＣＡの移動時
間で想定

移動時間
当直（運転員）は中央制御室，重大事故等対応要員（運転操作対応）は緊急時対策所又は待機所を移動開始起点とし，建屋内は一般的な普通歩行の約 4km／h により算定している。また，経路上の溢水を考慮し，移動時間を 1.5 倍としており，更に扉の開閉等を考慮し，移動時間を設定してい1.0.6−別紙 15−1

別紙１５（2/4）
る。なお，普通歩行の約 4km／h は，訓練により確認し歩行速度に問題がないことを確認した。また，移動時間において考慮した現場環境を第 2 表に，移動時間において考慮した事項を第 3 表に示す。

第2表

移動時間において考慮した現場環境について

項目
照明

地震
湿潤状況下
の作業
溢水
高湿度環境
下の作業

第3表

算定の考え方考慮有無

可搬型照明（ヘッドライト）等を使用することにより，個別操作時間に有意な影響がないことを訓練により確認した。
常置品は固縛・転倒防止措置を実施することにより，影響がない。また，常置品が転倒した場合であっても，通行可能な通路幅を確保する。
一般的な普通歩行の約 4km／h に 1.5 倍した時間とし，溢水の中を歩行する場合でも，この想定時間を上回ることがないことを確認した。
一般的な普通歩行の約 4km／h に 1.5 倍した時間とし，溢水の中を歩行する場合でも，この想定時間を上回ることがないことを確認した。

移動時間への考慮不要

移動時間において考慮した事項について

項目

通信

携行型有線
通話装置

防火扉，水密扉等

移動時間への考慮不要

算定の考え方考慮有無

運転員等は 2 人以上で 1 組のチームを組み，作業を実施するため，移動時において 1 名が通信設備の準備を実施することが可能。また，中継用ケーブルドラムの敷設による移動時間への影響は訓練により問題がない
ことを確認した。
訓練により計測した時間を切り上げた時間，又は設備設計により設定した時間に保守性を加えた時間とした。

移動時間への考慮不要

最短：30 秒
最長：90 秒3．運転員等における作業時間
運転員等の作業時間を想定するに当たり，考慮した事項は以下のとおり。
(1)

中央制御室内における盤配置
常設重大事故等対処設備の運転操作のため，中央制御室に常設代替高圧
電源装置遠隔操作盤，高圧代替注水系制御盤，ＳＡ監視操作盤及びブロー
アウトパネル開閉状態表示が設置される。これらの設置される制御盤の配置を考慮し，重大事故等対策における作業ごとの想定時間を設定する。また，ブローアウトパネル開閉状態表示は，タービン・発電機及び所内電源系制御盤側の補助制御盤に設置される。なお，中央制御室における制御盤の配置を第 1 図に示す。

1.0.6−別紙 15−2

別紙１５（3/4）

第1図

(2)

中央制御室における制御盤の配置図

中央制御室操作訓練にて計測した時間により設定した。また，新規に設置される設備については類似機器等により訓練を行い計測した時間にて設定した。なお，
中央制御室における運転員等の作業に関し考慮した事項を第 4 表に，タッ
チパネル式であるＳＡ監視操作盤の監視操作画面（イメージ図）を第 2 図
に示す。

第4表
項目
移動

操作スイッチ（確認含む）

計器等の確認
電動弁等
その他

中央制御室における運転員等の作業に関し考慮した事項
算定の考え方

時間

訓練により計測した時間を切り上げた時間とし，主制御盤から補機監視盤への移動は一律 60 秒に設定した。
訓練により計測した時間を切り上げた時間，又は設備設計により類似した機器を選定し，その選定した類似機器による訓練にて計測した時間を切り上げた時間とした。また，タッチパネル画面は複数画面を選択することが想定されることから，1 画面の選択を 1 操作とし，想定時間を算定した。

最短：10 秒
最長：60 秒訓練により計測した時間を切り上げた時間

5 秒／操作

設備設計から要求される動作時間に，操作スイッチ及び表示灯等の確認時間を加算した時間にて算定した。
鍵を必要とする操作については，鍵の準備時間を考慮
したうえで，盤扉等の操作時間を訓練により計測し，その時間を切り上げた時間で想定時間を算定した。

1.0.6−別紙 15−3

5 秒／操作――

別紙１５（4/4）

第2図

(3)

監視操作画面（イメージ図）

現場操作
訓練にて計測した時間により設定した。また，新規に設置される設備については類似機器等により訓練を行い計測した時間にて設定した。なお，現場における運転員等の作業に関し考慮した事項を第 5 表に示す。

第5表

現場における運転員等の作業に関し考慮した事項

項目

算定の考え方電動弁（現場操作）

電動弁の手動ハンドルの回転数と訓練により計測した時間から算定した時間を切り上げた時間に設定した。
なお，計算により算定した時間は，訓練により計測した時間に対し，十分な余裕があることを確認したため，現場環境等を考慮した 1.5 倍の安全率は付与して
いない。

手動弁

訓練により計測した時間に 1.5 倍した時間。

―

電源関係（Ｍ／Ｃ，Ｐ／Ｃ等）訓練により計測した時間に 1.5 倍した時間。

―

その他

盤扉等の操作時間を訓練により計測し，その時間を切り上げた時間で想定時間を算定した。

―

1.0.6−別紙 15−4

時間

最短：5 秒／回転
最長：10 秒／回転