1.8－205
第2図

ペデスタル内の計器設置図

添付資料1.8.9
手順のリンク先について

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ついて，手順のリンク先を以下に取りまとめる。
1．1.8.2.1(1)ｂ．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）・水源から接続口までの格納容器下部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順＜リンク先＞

1.13.2.1(2)ａ．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
1.13.2.1(4)ａ．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

2．1.8.2.1(1)ｄ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）・水源から接続口までの低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型
代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順＜リンク先＞

1.13.2.1(2)ａ．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
1.13.2.1(4)ａ．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

3．1.8.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

・逃がし安全弁による減圧手順＜リンク先＞

1.3.2.1(1)ａ．手動による原子炉減圧・残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による
1.8－206

冷却水確保手順＜リンク先＞

1.5.2.1(1)

残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

1.5.2.3(1)ａ．緊急用海水系による冷却水（海水）の確保
1.5.2.3(1)ｂ．代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保
・サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順＜リンク先＞

1.13.2.3(1)ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉注水時の水源の切替え・水源から接続口までの可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順＜リンク先＞

1.13.2.1(2)ａ．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
1.13.2.1(4)ａ．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・西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽に補給する手順＜リンク先＞

1.13.2.2(1)ａ．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／海水）1.13.2.2(2)ａ．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／海水）・常設低圧代替注水系ポンプ，復水移送ポンプ，原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系，代替循環冷却系ポンプ，ほう酸水注入ポンプ，電動弁及び監視計器への電源供給手順＜リンク先＞

1.14.2.2(1)ａ．常設代替交流電源設備による非常用所内電1.8－207

気設備への給電
1.14.2.2(1)ｂ．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
1.14.2.3(1)ｂ．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
1.14.2.4(1)ａ．常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電1.14.2.4(1)ｂ．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
1.14.2.4(2)ａ．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1.14.2.4(2)ｂ．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
・常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代
替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替
低圧電源車，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプへの燃料給油手順＜リンク先＞

1.14.2.5(1)ａ．可搬型設備用軽油貯蔵タンクから各機器への給油
1.14.2.5(1)ｂ．軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置
への給油

・操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順＜リンク先＞

1.15.2.1

監視機能喪失時の手順

1.15.2.2

計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順

1.8－208

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
＜

目

1.9.1

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果

次＞ａ．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対応手段及び設備(a)

原子炉格納容器内の不活性化による水素爆発防止(b)

炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止(c)

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視(d)

代替電源設備により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設備への給電(e)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．手順等
1.9.2

重大事故等時の手順

1.9.2.1(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対応手順

原子炉格納容器内の不活性化による水素爆発防止
ａ．不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化
ｂ．可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化(2)

炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止ｂ．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(3)

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
ａ．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
目－1

ｂ．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(4)

重大事故等時の対応手段の選択

1.9.2.2

代替電源設備により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設備への給電手順

1.9.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

添付資料1.9.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.9.2

自主対策設備仕様

添付資料1.9.3

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料1.9.4

重大事故対策の成立性
1．原子炉格納容器内の不活性化による水素爆発防止(1)

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化

添付資料 1.9.5

炉心損傷及び原子炉圧力容器破損後の注水及び除熱の考え方について

添付資料 1.9.6

手順のリンク先について

目－2

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【要求事項】
発電用原子炉設置者において、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内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には、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。

【解釈】
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に必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）BWRａ）原子炉格納容器内の不活性化により、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に必要な手順等を整備すること。
（２）PWRのうち必要な原子炉ａ）水素濃度制御設備により、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に必要な手順等を整備すること。
（３）BWR及びPWR共通ａ）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に必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

1.9－1

ｂ）炉心の著しい損傷後、水－ジルコニウム反応及び水の放射線分解による水素及び酸素の水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備すること。

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対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.9.1

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方
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－水反応により発生する水素，水の放射線分解により発生する水素と酸素の反応による水素爆発により原子炉格納容器が破損することを防止するための対応手段
及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備 ※１ を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難である
が，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第五十二条及び技術基準
規則第六十七条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備

1.9－2

が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確
にする。
(2)

対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する
手順についての関係を第1.9－1表に整理する。
ａ．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対応手段及び
設備
(a)
ⅰ)

原子炉格納容器内の不活性化による水素爆発防止
不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化
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，原子炉運転中の原子炉格納容器内は，不活性ガス（窒素）により不活性化した状態としている。
不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化で使用する設備
は以下のとおり。
・不活性ガス系

ⅱ)

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系又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時に，原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素の反応による水素爆発を防止するため，可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器内を不活性化する手段がある。

1.9－3

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型窒素供給装置(b)ⅰ)

炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止
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
応により発生する水素，水の放射線分解により発生する水素と酸素を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り，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手段がある。
この対応手段及び設備は，「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」における「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」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器圧力逃がし装置
ⅱ)

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
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
応により発生する水素，水の放射線分解により発生する水素と酸素を可燃性ガス濃度制御系にて再結合することにより水素及び酸素濃度を制御し，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手段がある。
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で使用する設備は以下のとおり。
・可燃性ガス濃度制御系ブロワ
1.9－4

・可燃性ガス濃度制御系加熱器
・可燃性ガス濃度制御系再結合器
・可燃性ガス濃度制御系冷却器(c)

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
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－水反応により発生する水素，水の放射線分解により発生する水素と酸素が変動する可能性のある範囲にわたって水素濃度及び酸素濃度監視設備にて原子炉格納容器内の雰囲気ガスをサンプリングし，水素及び酸素濃度を測定する手段がある。

ⅰ)

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で使用する設備
は以下のとおり。
・格納容器内水素濃度（ＳＡ）
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

ⅱ)

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
素濃度監視で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器内水素濃度
・格納容器内酸素濃度・緊急用海水ポンプ
・残留熱除去系海水ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使
1.9－5

用）
(d)

代替電源設備により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設備への給電
上記「1.9.1(2)ａ．(b)

炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止」及び「1.9.1(2)ａ．(c)原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視」で使用する設備について，全交流
動力電源喪失時に代替電源設備から給電する手段がある。
代替電源設備により給電する設備は以下のとおり。
・格納容器圧力逃がし装置
・格納容器内水素濃度（ＳＡ）
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）(e)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.9.1(2)ａ．(a)ⅱ)

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器

内の不活性化」で使用する設備のうち，可搬型窒素供給装置は重大事
故等対処設備として位置づける。
「1.9.1(2)ａ．(b)ⅰ)

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止」で使用する設備のうち，格納容器圧力逃がし装置
は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.9.1(2)ａ．(c)ⅰ)

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」で使用する設備のうち，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納
容器内酸素濃度（ＳＡ）は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.9.1(2)ａ．(c)ⅱ)

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」で使用する設備のうち，残留熱除去系海水ポンプ及び緊急用海水ポンプは重大事故等対処設備として位1.9－6

置づける。
「1.9.1(2)ａ．(d)代替電源設備により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設備への給電」で使用する設備のう
ち，格納容器圧力逃がし装置，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納
容器内酸素濃度（ＳＡ）は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.9.1）
以上の重大事故等対処設備により，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可燃性ガス濃度制御系ブロワ，可燃性ガス濃度制御系加熱器，可燃性ガス濃度制御系再結合器及び可燃性ガス濃度制御系冷却器
炉心損傷により大量の水素が発生するような状況下では，可燃性ガス濃度制御系の処理能力を超える水素が発生することから，
可燃性ガス濃度制御系による水素の処理に期待できず，また原子炉格納容器内の圧力の上昇に伴い可燃性ガス濃度制御系の使用に制限がかかるが，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），代
替循環冷却系，代替格納容器スプレイ冷却系又は格納容器ベント
により原子炉格納容器内の圧力を可燃性ガス濃度制御系運転可能
圧力まで低下し，かつ電源等が復旧し，可燃性ガス濃度制御系の

1.9－7

運転が可能となれば，中長期的な原子炉格納容器内水素対策として有効である。
・格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度
重大事故等時における原子炉格納容器内の圧力では格納容器内
水素濃度及び格納容器内酸素濃度を使用できない場合があるが，原子炉格納容器内の圧力が最高使用圧力以下の状態においては，
水素及び酸素濃度を監視する手段として有効である。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）
車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故
シーケンスに対して有効性を確認できないが，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度が使用可能であれば，水素及び酸素濃度を監視する手段として有効である。
なお，「1.9.1(2)ａ．(a)ⅰ)

不活性ガス系による原子炉格納容器

内の不活性化」として使用する設備である不活性ガス系は，原子炉運転中に原子炉格納容器内雰囲気を常時不活性化する手段として使用する設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
（添付資料1.9.2）
ｂ．手順等
上記「ａ．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対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
この手順は，運転員等 ※２ 及び重大事故等対応要員の対応として，「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビア

1.9－8

アクシデント）」及び「重大事故等対策要領」に定める（第1.9－1表）。
また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する（第1.9－2表，第1.9－3表）。
※2

運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。
（添付資料1.9.3）

1.9.2

重大事故等時の手順

1.9.2.1(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対応手順

原子炉格納容器内の不活性化による水素爆発防止
ａ．不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化
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－水反応により発生する水素，水の放射線分解により発生する水素と酸素の反応による水素爆発により原子炉格納容器が破損することを防止するため，原子炉格納容器内を不活性ガス系にて不活性化する。
なお，原子炉起動時に原子炉格納容器内を不活性ガス（窒素）で置換
し，原子炉運転中は原子炉格納容器内を常時不活性化した状態としている。この操作は，重大事故等時に対応するものではなく通常の運転操作により対応する。
概要図を第1.9－1図に示す。
ｂ．可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系又は代替循
環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱時に，原子炉格納容器内で発生する水素と酸素の反応による水素爆発により原子炉格納容器が1.9－9破損することを防止するため，原子炉格納容器内を可搬型窒素供給装置
により不活性化する。
(a)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※１ において，残留熱除去系又は代替循環
冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱時に，可燃性ガス濃度制御系による水素濃度制御ができず，原子炉格納容器内の酸素濃度が3.5vol％に到達した場合。
※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場
合。

(b)

操作手順
可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化手順の概要
は以下のとおり。
概要図を第 1.9－2 図に，タイムチャートを第 1.9－3 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内へ不活性ガス（窒素）を注入するための準備を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格
納容器内（Ｓ／Ｃ側）への不活性ガス（窒素）注入をするための接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内へ不活性ガス（窒素）を注入するための準備を指示する。
1.9－10④重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋東側屋外に配備し，窒素供給用ホースを接続口に取り付ける。また，可搬型窒素供給装置を原子炉建屋西側屋外に配備した場合は，接続口の蓋を開放した後，窒素供給用ホースを接続口に取り付ける。
⑤重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内へ不活性ガス（窒素）を注入するための準備が完了したことを報告する。
⑥災害対策本部長は，発電長に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内に不活性ガス（窒素）を注入するための準備が完了したことを連絡する。
⑦発電長は，格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内酸素濃度が，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入基準である4.0vol％に到達したことを確認し，災害対策本部長に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入を依頼する。
⑧災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入
開始を指示する。
⑨重大事故等対応要員は，原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側
屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）を開とし，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入を開始したことを，災害対策本部長に報告する。なお，原子炉格納容器内の酸素濃度を低下させることを目的として，水の放射線分解によって発生する酸素量の多い原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）から窒素を注入する。また，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒1.9－11

素）注入により原子炉格納容器内の酸素濃度の上昇を抑制できない場合は，可搬型窒素供給装置を1個追加し，原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入を開始することで原
子炉格納容器内の酸素濃度上昇を抑制する。
⑩災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格
納容器（Ｓ／Ｃ側）内へ不活性ガス（窒素）の注入を開始したことを連絡する。
⑪発電長は，運転員等に原子炉格納容器内の酸素濃度及び原子炉格
納容器内の圧力の確認を指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器内の酸素濃度上昇が抑制され格納容器内酸素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度指示値が4.3vol％未満であること，及びドライウェル圧力又はサプ
レッション・チェンバ圧力指示値が310kPa［gage］（1Pd）に到達したことを確認し，発電長に報告する。なお，原子炉格納容器
内の酸素濃度が4.3vol％に到達した場合は，⑲から実施する。
⑬発電長は，災害対策本部長に原子炉格納容器内の圧力が310kPa［gage］（1Pd）に到達したことを連絡する。
⑭災害対策本部長は，重大事故等対応要員に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入停止を指示する。
⑮重大事故等対応要員は，原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側
屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）を閉とし，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入を停止する。
⑯重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入を停止したことを報告する。
1.9－12

⑰災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格
納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入の停止を連絡する。
⑱発電長は，運転員等に原子炉格納容器内の酸素濃度の確認を指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格
納容器内酸素濃度指示値が4.3vol％に到達したことを確認し，発電長に報告する。
⑳発電長は，運転員等にサプレッション・プール水温度の確認を指示する。
運転員等は中央制御室にて，サプレッション・プール水温度指示
値が100℃未満であることを確認し，発電長に報告する。
発電長は，サプレッション・プール水温度が100℃未満であることを確認し，災害対策本部長に原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）による注入を依頼する。なお，サプレッション・プール水温度指示値が100℃以上の場合は，格納容器ベン
ト時にサプレッション・プール水が減圧沸騰する恐れがあるた
め，運転員等に外部水源である低圧代替注水系（常設）等の起動及び内部水源である残留熱除去系又は代替循環冷却系の停止を指示し，災害対策本部長に原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）による注入を依頼する。
災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入
開始を指示する。
重大事故等対応要員は，原子炉建屋東側屋外又は原子炉建屋西側
1.9－13

屋外にて，窒素ガス補給弁（Ｄ／Ｗ側）を開とし，原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入を開始したことを災害対策本部長に報告する。
災害対策本部長は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格
納容器（Ｄ／Ｗ側）内へ不活性ガス（窒素）の注入を開始したことを連絡する。
(c)

操作の成立性
上記の操作において，作業開始を判断してから原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【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）内への不活性ガス（窒素）注入の場合】・現場対応を重大事故等対応要員 6 名にて実施した場合，135 分以内と想定する。
【格納容器窒素供給ライン東側接続口を使用した原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入の場合】・現場対応を重大事故等対応要員 6 名にて実施した場合，115 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型窒素供給装置の保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いること
で，暗闇における作業性についても確保する。
（添付資料1.9.4）
1.9－14

(2)炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を監視し，原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3vol％に到達した場合に，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り，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。
中央制御室から格納容器圧力逃がし装置の遠隔操作ができない場合
は，遠隔人力操作機構を使用した現場（二次格納施設外）での操作を実施する。また，第二弁及び第二弁バイパス弁を操作す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，第二弁操作室空気ボ
ンベユニットにて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，格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプルームの影響による操作員の被ばくを低減する。また，格納容器ベントを実施した際の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及び第二弁操作室にて待機する。なお，プラントパラメータについては，
中央制御室待避室内でデータ表示装置（待避室）により継続して監視する。
(a)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，可燃性ガス濃度制御系による水素濃度制御ができず，原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3vol％に到達した場合で，原子炉格納容器内へ不活性ガス（窒素）が注入された場
合。

(b)

操作手順
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止手順の
1.9－15

概要は以下のとおり。
概要図を第1.9－4図に，タイムチャートを第1.9－5図に示す（Ｓ／Ｃ側ベント及びＤ／Ｗ側ベントの手順は，手順⑫以外は同様。）。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備を依頼する。
②災害対策本部長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベン
トのため，第二弁操作室に重大事故等対応要員を派遣し，発電長に連絡する。
③発電長は，運転員等に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，換気空調系一次隔離弁及び換気空調
系二次隔離弁の閉を確認する。
⑦運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋ガス処理系一次隔離弁及び原子炉建屋ガス処理系二次隔離弁の閉を確認する。
⑧運転員等は中央制御室にて，耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁の閉を確認する。
⑨運転員等は中央制御室にて，不活性ガス系の隔離信号が発生している場合には，不活性ガス系の隔離信号の除外操作を実施する。
⑩運転員等は，発電長に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの系統構成が完了したことを報告する。
1.9－16

⑪発電長は，運転員等に第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）の電源の供給状態に応じて，Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側を選択し，Ｓ／Ｃ側による格納容器ベント又はＤ／Ｗ側による格納容器ベントを指示する。
⑫ ａ Ｓ／Ｃ側ベントの場合
運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止のため，第一弁（Ｓ／Ｃ側）を開とし，発電長に報告する。
⑫ ｂ Ｄ／Ｗ側ベントの場合第一弁（Ｓ／Ｃ側）が開できない場合，運転員等は中央制御室にて，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止のため，第一弁（Ｄ／Ｗ側）を開とし，発電長に報告する。
⑬発電長は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの準備が完了したことを災害対策本部長に連絡する。
⑭発電長は，運転員等に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの開始を指示する。
⑮運転員等は中央制御室にて，第二弁を開とする。第二弁が開できない場合は，第二弁バイパス弁を開とする。格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントが開始されたことを格納容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内酸素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度指示値の低下，並びにフィルタ装置入口水素濃度及びフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）指示値の上昇により確認し，発電長に報告する。
⑯発電長は，災害対策本部長に格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント開始を連絡する。
1.9－17

⑰発電長は，運転員等に原子炉格納容器内の水素濃度が格納容器内
水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度にて可燃限界未満になったこと，及び可燃性ガス濃度制御系による水素濃度制御が可能となったことを確認し，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）を閉にするように指示する。
⑱運転員等は中央制御室にて，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）を閉とし，発電長に報告する。
⑲発電長は，第一弁（Ｓ／Ｃ側又はＤ／Ｗ側）を閉としたことを災害対策本部長に連絡する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，格納容器ベント準備については，作業開始を判断してから格納
容器ベント準備完了までＳ／Ｃ側は5分以内，Ｄ／Ｗ側は5分以内と想定する。
格納容器ベント開始については，格納容器ベント準備完了から格納
容器圧力逃がし装置による格納容器ベント開始まで5分以内と想定する。中央制御室に設置されている制御盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

ｂ．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
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を監視し，可燃性ガス濃度制御系により原子炉格納容
器内の水素濃度を抑制する。
なお，可燃性ガス濃度制御系の運転に際しては，原子炉格納容器内の圧力を可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力（147kPa［gage］未満）に維持する。
1.9－18(a)手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，以下のいずれかの状況に至った場合。
①残留熱除去系又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時に，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が上昇した場合。
②可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器内に不活性ガス（窒素）の注入を実施しており，格納容器圧力逃がし装置を使用した
格納容器ベントを実施した場合。

(b)

操作手順
可燃性ガス濃度制御系Ａ系による原子炉格納容器内の水素濃度制御
手順の概要は以下のとおり（可燃性ガス濃度制御系Ｂ系による原子炉
格納容器内の水素濃度制御手順の概要も同様）。
概要図を第1.9－6図に，タイムチャートを第1.9－7図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に可燃性ガス
濃度制御系Ａ系による原子炉格納容器内の水素濃度制御のための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系Ａ系による原子炉格納容器内の水素濃度制御に必要なブロワ，加熱器，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に可燃性ガス濃度制御系Ａ系のウォームアッ
プ運転を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系Ａ系の起動操
1.9－19

作を実施し，可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量，可燃性
ガス濃度制御系再循環ガス流量及び可燃性ガス濃度制御系ブロワ
吸込ガス圧力の上昇を確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系ヒータが正常に作動していることを可燃性ガス濃度制御系加熱器入口温度，可燃性ガス濃度制御系加熱器表面温度，可燃性ガス濃度制御系再結合器内ガス温度，可燃性ガス濃度制御系再結合器出口ガス温度及び可燃性ガス濃度制御系再結合器表面温度指示値の上昇により確認し，ウォームアップ運転が開始したことを確認する。
⑥運転員等は，発電長に可燃性ガス濃度制御系Ａ系のウォームアッ
プ運転を開始したことを報告する。
⑦運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系Ａ系起動後約180分で可燃性ガス濃度制御系再結合器内ガス温度指示値が649℃に温度制御されることを確認し，可燃性ガス濃度制御系Ａ系のウォームアップ運転が完了したことを確認する。
⑧運転員等は，発電長に可燃性ガス濃度制御系Ａ系のウォームアッ
プ運転が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に可燃性ガス濃度制御系Ａ系による原子炉格
納容器内の水素濃度制御の開始を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度で確認
し，可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量と可燃性ガス濃度
制御系再循環ガス流量を調整する。
⑪運転員等は中央制御室にて，可燃性ガス濃度制御系Ａ系による原1.9－20子炉格納容器内の水素濃度制御が行われていることを原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の低下により確認する。
⑫運転員等は，発電長に可燃性ガス濃度制御系Ａ系による原子炉格
納容器内の水素濃度制御を開始したことを報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断してから可燃性ガス濃度制御系起動まで6分以内と想定する。中央制御室に設置されている制御盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
また，可燃性ガス濃度制御系起動から約180分でウォームアップ運転が完了し，再結合運転が可能である。

(3)

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視
ａ．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
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－水反応により発生する水素，水の放射線分解により発生する水素と酸素を格納容
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
納容器内の雰囲気ガスをサンプリングし，水素濃度及び酸素濃度を測定，及び監視する。
(a)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合。

(b)

操作手順
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手順の概要は以下のとおり。
1.9－21

概要図を第1.9－8図に，タイムチャートを第1.9－9図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に格納容器内
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のための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，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に必要な圧縮機，電動弁及び監視計器の電源が確保されていること，並びに格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納
容器内酸素濃度（ＳＡ）の暖気が開始 ※２ 又は完了していること
を状態表示等により確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器
内酸素濃度（ＳＡ）の起動を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格
納容器内酸素濃度（ＳＡ）の暖気完了を確認した後，格納容器内
水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の起動操作を行い，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器内の水素濃度及び酸素濃度の測定 ※３が開始されたことを確認し，発電長に報告する。
※2：通常時から緊急用モータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセンタ」を「ＭＣＣ」という。）は外部電源
系にて受電され暖気しており，交流電源の喪失時は代替交
流電源設備により緊急用ＭＣＣを受電した後，暖気が自動的に開始される。
※3：格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（Ｓ1.9－22

Ａ）によるＤ／Ｗ側，Ｓ／Ｃ側の雰囲気ガスのサンプリン
グは自動で切り替わる。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断した後，交流電源を確保してから格納容器内水
素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による測定開始まで38分以内と想定する。
なお，交流電源の喪失時には代替交流電源設備により緊急用ＭＣＣを受電した後，暖気が自動的に開始され，最長38分で計測が可能である。また，中央制御室に設置されている制御盤からの遠隔操作である
ため，速やかに対応できる。

ｂ．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
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－水反応により発生する水素，水の放射線分解により発生する水素と酸素を格納容器雰囲気モニタにより監視する。
(a)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合。

(b)

操作手順
格納容器雰囲気モニタ（Ａ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視手順の概要は以下のとおり（格納容器雰囲気モニタ（Ｂ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視手順も同様）。
概要図を第1.9－10図に，タイムチャートを第1.9－11図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に格納容器雰
1.9－23

囲気モニタ（Ａ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視のための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，格納容器雰囲気モニタ（Ａ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視に必要なポンプ，
電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認し，発電長に報告する。
③発電長は，運転員等に格納容器雰囲気モニタ（Ａ）の起動を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，格納容器雰囲気モニタ（Ａ）の起動操作を実施後，格納容器雰囲気モニタ（Ａ）による原子炉格納容
器内の水素濃度及び酸素濃度の測定が開始されたことを確認し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから格納容器雰囲気
モニタの起動まで5分以内と想定する。中央制御室に設置されている制御盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
なお，格納容器雰囲気モニタの起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ使用の場合：4分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24分以内
・代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代替注水大型ポン
プ使用の場合：370分以内(4)

重大事故等時の対応手段の選択
1.9－24

重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フ
ローチャートを第1.9－12図に示す。
原子炉起動時に，原子炉格納容器内を不活性ガス（窒素）により置換
し，原子炉運転中の原子炉格納容器内を不活性化した状態とすることで，原子炉格納容器内の気体の組成が可燃限界に至ることを防ぎ，原子炉格納容器内における水素爆発の発生を防止している。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度にて監視する。
残留熱除去系又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時において，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が上昇した場合に，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及び酸素濃度制御を実施する。また，可燃性ガス濃度制御系が使用できない場合で，原子炉格納容器内の酸素濃度が格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器
内酸素濃度にて3.5vol％に到達した場合は，原子炉格納容器内で発生する
水素及び酸素の反応による水素爆発を防止するため，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準備をする。原
子炉格納容器内の酸素濃度が格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内
酸素濃度にて4.0vol％に到達した場合は，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。
原子炉格納容器内の酸素濃度が格納容器内酸素濃度（ＳＡ）又は格納容器内酸素濃度にて4.3vol％に到達した場合は，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り，原子炉格納容器水素爆発の発生を防止する。
なお，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントをする際には，ス
1.9－25クラビングによる放射性物質の排出抑制を期待できるＳ／Ｃ側の第一弁開操作を第一優先とする。Ｓ／Ｃ側の第一弁開操作が実施できない場合には，Ｄ／Ｗ側の第一弁開操作を実施する。その後，第二弁を開操作し，格納容器ベントを実施する。第二弁開操作が実施できない場合には，第二弁
バイパス弁を開操作し，格納容器ベントを実施する。
（添付資料1.9.5）
1.9.2.2

代替電源設備により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設備への給電手順

炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源が喪失した場合に，水素爆発
による原子炉格納容器破損を防止するために使用する設備へ代替電源設備により給電する手順を整備する。
なお，代替電源設備により給電する手順については，「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。
1.9.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷却水確保の手順については，「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送する手順等」にて整備する。
第二弁操作室の正圧化手順については，「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」にて整備する。
可燃性ガス濃度制御系ブロワ，可燃性ガス濃度制御系加熱器，電動弁及び監視計器への電源供給の手順については，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。
窒素供給装置用電源車，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，非常用交流電源設備及び可搬型代替注水大型
1.9－26

ポンプへの燃料給油手順については，「1.14電源の確保に関する手順等」

にて整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.9－27

事故

第1.9－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／9）
分類

整備する手順書 ※１

対応設備

主要設備

不活性ガス系 ※２

原子炉格納容器－ ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

水素爆発に よる原 子炉格納 容器 の破損防止

－

対応
手段

不活性ガス 系によ る原子炉 格納 容器内の不 活性化

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備－ ※２※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「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」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.9－28

対応手段，対応設備，手順書一覧 （ 2／ 9 ）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型窒素供給装置
・窒素供給装置
・窒素供給装置用電源車

重大事故等 対処設 備

関連設備

不活性ガス系配管・弁
原子炉格納容器
燃料給油設備 ※６・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

可搬型窒素 供給装 置による 原子 炉格納容器 内の不 活性化

水 素 爆 発 に よる 原 子炉 格 納 容 器 の 破 損 防 止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「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」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.9－29

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

格納容器圧力逃がし装置 ※５

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

関連設備

フィルタ装置入口水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※６・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※６・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※６・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

格納容器圧 力逃が し装置に よる 原子炉格納 容器水 素爆発防 止

水素爆発に よる原 子炉格納 容器 の破損防止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「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」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.9－30対応手段，対応設備，手順書一覧（4／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

可燃性ガス濃度制御系ブロワ
可燃性ガス濃度制御系加熱器
可燃性ガス濃度制御系再結合器
可燃性ガス濃度制御系冷却器

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領

自主対策設 備

可燃性ガス濃度制御系配管・弁重大事故等 対処設 備

関連設備

非常用交流電源設備 ※６・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ

自主対策設 備主要設備
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 御水素爆発に よる原 子炉格納 容器 の破損防止－

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「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」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.9－31

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

重大事故等 対処設 備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※６・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

格納容器内 水素濃 度（ＳＡ ）及 び格納容器 内酸素 濃度（Ｓ Ａ）
による 原 子 炉 格納 容器 内の 水素 濃度及び酸 素 濃度 監視

水 素 爆 発 に よる 原 子炉 格 納 容 器 の 破 損 防 止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「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」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.9－32

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／9）
分類

整備する手順書 ※１

対応設備

残留熱除去系海水ポンプ ※４
残留熱除去系海水ストレーナ ※４

主要設備
格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度

自主対策設 備

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①

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

非常用交流電源設備 ※６・２Ｃ 非常用ディーゼル
非常時運転手順書Ⅲ
発電機（シビアアクシデント）
・２Ｄ 非常用ディーゼル「放出」
発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
重大事故等対策要領
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要

関連設備

水素爆発に よる原 子炉格納 容器 の破損防止

－

対応
手段

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「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」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.9－33

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／9）
分類

整備する手順書 ※１

対応設備

緊急用海水ポンプ ※４
緊急用海水ストレーナ ※４

主要設備
格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度

自主対策設 備

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②

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

非常用交流電源設備 ※６・２Ｃ 非常用ディーゼル
非常時運転手順書Ⅲ
発電機（シビアアクシデント）
・２Ｄ 非常用ディーゼル「放出」
発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
重大事故等対策要領
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要

関連設備

水素爆発に よる原 子炉格納 容器 の破損防止

－

対応
手段

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「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」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.9－34

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度
可搬型代替注水大型ポンプ ※４

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

関連設備

非常用交流電源設備 ※６・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ

自主対策設 備主要設備

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③

水素爆発に よる原 子炉格納 容器 の破損防止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「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」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.9－35

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

格納容器圧力逃がし装置 ※５
格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

重大事故等 対処設 備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※６・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

代 替 電 源 設 備に よ り水 素爆 発 に よ る 原 子 炉 格納 容 器 の 破 損 を防止するた めの設 備への給 電

水素爆発に よる原 子炉格納 容器 の破損防止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「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」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.9－36

第 1.9－2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.9.2.1 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対応手順(1) 原子炉格納容器内の不活性化による水素爆発防止

判断基準

ｂ．可搬型窒素供給装置
による原子炉格納容
器内の不活性化

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※１

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器内酸素濃度 ※２

原子炉格納容器への注水量

残留熱除去系系統流量 ※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量 ※１

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度

補機監視機能残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス圧力

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※１

原子炉格納容器内の温度

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

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器内酸素濃度 ※２

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用） ※１
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可原子炉格納容器への注水量
搬ライン用） ※１
残留熱除去系系統流量 ※１
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量 ※１
残留熱除去系熱交換器入口温度 ※１
最終ヒートシンクの確保
残留熱除去系熱交換器出口温度 ※１
代替淡水貯槽水位 ※１
サプレッション・プール水位 ※１
水源の確保
ろ過水貯蔵タンク水位
復水貯蔵タンク水位
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
操作

1.9－37

監視計器一覧（2／5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.9.2.1 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対応手順(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止

判断基準

ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格
納容器水素爆発防止

操作

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器内水素濃度 ※２

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器内酸素濃度 ※２

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※１

補機監視機能可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス圧力

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※１

原子炉格納容器内の温度

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

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器内水素濃度 ※２

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器内酸素濃度 ※２

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置圧力 ※１
フィルタ装置水位 ※１
フィルタ装置スクラビング水温度 ※１
フィルタ装置入口水素濃度 ※１
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１

補機監視機能モニタリング・ポスト※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

1.9－38

監視計器一覧（3／5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.9.2.1 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対応手順(2) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止

判断基準

ｂ．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
御原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器内水素濃度 ※２

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器内酸素濃度 ※２

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※１

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器内水素濃度 ※２

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１
格納容器内酸素濃度 ※２

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※１

補機監視機能可燃性ガス濃度制御系再循環ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス圧力
可燃性ガス濃度制御系加熱器入口温度
可燃性ガス濃度制御系加熱器表面温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器内ガス温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器出口ガス温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器表面温度

操
作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

1.9－39

監視計器一覧（4／5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.9.2.1 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対応手順(3) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

判断基準

ａ．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

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ） ※１

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１

操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

1.9－40

監視計器一覧（5／5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.9.2.1 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対応手順(3) 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

判断基準

ｂ．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操
作

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度 ※２

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度 ※２

補機監視機能残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

1.9－41

第1.9－3表

審査基準における要求事項毎の給電対象設備

対象条文

【1.9】
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

供給対象設備

給電元
給電母線

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

第二弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

第二弁バイパス弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

フィルタ装置出口放射線モニタ(高レンジ・
低レンジ)

常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流125V主母線盤

1.9－42

1.9－43

第 1.9－1 図

不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化

概要図

空気駆動
AO

設計基準対象施設から追加した箇所

逆止弁

弁

電動駆動

ポンプ

MO

凡例

1.9－44

記載例

窒素ガス補給弁（Ｄ／Ｗ側）

窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）

弁名称

第 1.9－2 図○：操作手順番号を示す。

⑨，⑮

操作手順

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化

概要図

空気駆動

AO

設計基準対象施設から追加した箇所

ホース

逆止弁

弁

電動駆動

ポンプ

MO

凡例

第 1.9－3 図

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化
ムチャート

1.9－45タイ

1.9－46

記載例

※１

⑧ ※２

⑧

⑦

※２

操作手順

耐圧強化ベント系二次隔離弁

耐圧強化ベント系一次隔離弁

原子炉建屋ガス処理系二次隔離弁

弁名称

⑮

⑫ ，⑱

ｂ

⑫ ，⑱

ａ

操作手順

第1.9－4図

概要図

第二弁，第二弁バイパス弁

第一弁（Ｄ／Ｗ側）

第一弁（Ｓ／Ｃ側）

弁名称

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止○：操作手順番号を示す。
○ ａ～ ：同一操作手順番号内で選択して実施する操作がある場合の操作手順の優先番号を示す。
○ ※１～ ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

原子炉建屋ガス処理系一次隔離弁

換気空調系二次隔離弁

⑥

⑦ ※１

換気空調系一次隔離弁

※２

⑥

弁名称

※１

操作手順

空気駆動

AO

設計基準対象施設から追加した箇所

逆止弁

弁

電動駆動

ポンプ

MO

凡例

第 1.9－5 図

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止
タイムチャート

1.9－47

1.9－48

第1.9－6図

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

概要図

MO

凡例

冷却水

弁

電動駆動

ブロワ

※1：可燃性ガス濃度制御系Ａ系による原子炉格納容器内の水素濃度制御を示す。また，可燃性ガス濃度制御系Ｂ系については，可燃性ガス濃度制御系ブロワ起動まで 6 分以内，起動後水素濃度制御開始まで約 180 分以内と想定する。

第1.9－7図

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
タイムチャート

1.9－491.9－50

第1.9－8図

空気駆動

電磁駆動

AO

SV

水素検出器

酸素検出器

H2E
O2E

度監視

概要図

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設計基準対象施設から追加した箇所

キャビネットヒータ範囲

トレースヒータ

湿度検出器

ME

逆止弁

弁

電動駆動

圧縮機

MO

凡例

※1：通常時から緊急用ＭＣＣは外部電源系にて受電され暖気しており，交流電源の喪失時は代替交流電源設備により緊急用ＭＣＣを受電した後，暖気が自動的に開始される。

第1.9－9図

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ート

1.9－51タイムチャ

1.9－52

第1.9－10図

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

概要図

空気駆動

AO

冷却水

弁

電動駆動

ポンプ
MO

凡例

※1：格納容器雰囲気モニタ（Ａ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視を示す。また，格納容器雰囲
気モニタ（Ｂ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視については，起動まで 5 分以内と想定する。

第1.9－11図

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

タイムチャート

1.9－53

第 1.9－12 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1／2）
1.9－54

（凡例）

不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化 ※ １

：プラント状態：操作・確認

炉心の著しい損傷の発生：判断：重大事故等対処設備

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

残留熱除去系又は代替循環冷却系
による原子炉格納容器内の除熱

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度指示値の上昇確認

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

可燃性ガス
濃度制御系による水素濃度制御成功

サプレッション・
プール水温度100℃未満原子炉格納容器内の酸素濃度
指示値 3.5vol％到達

低圧代替注水系（常設）等
起動（外部水源）Yes

可搬型窒素供給装置
準備

No

No

残留熱除去系又は代替循環冷却系
停止

原子炉格納容器内の酸素濃度
指示値 4.0vol％到達

Yes
可搬型窒素供給装置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（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内への不活性ガ
ス（窒素）注入（Ｓ／Ｃ側）

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止

原子炉格納容器
内酸素濃度上昇抑制 ※ ２

No

第一弁（Ｓ／Ｃ側）
開操作可能

No
第一弁（Ｄ／Ｗ側）
開操作

Yes

Yes
原子炉格納容器内圧力310kPa［gage］（1Pd）到達

第二弁

No

開操作可能
可搬型窒素供給装置による原子炉
格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入停止

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

第二弁バイパス弁
開操作

Yes
原子炉格納容器内の水素濃度指示値可燃限界未満原子炉格納容器内酸素濃度
4.3vol％到達※1：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性化した状態としている。
※2：原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入により，原子炉格納容器内の酸素濃度の上昇を抑制できない場合は，可搬型窒素供給装置を 1 個追加し，原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入を開始することにより，原子炉格納容器内の酸素濃度上昇を抑制する。

第1.9－12図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2／2）
1.9－55

添 付 資 料 1.9.1
審 査 基 準 ， 基 準 規 則 と 対 処 設 備 と の 対 応 表 （ 1／ 5）
技 術 的 能 力 審 査 基 準 （ 1.9）

番号

設 置 許 可 基 準 規 則 （ 第 52条 ）技 術 基 準 規 則 （ 第 67条 ）

番号

①

【本文】
発電用原子炉施設には、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内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には、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設備を設けなければ
ならない。

【本文】
発電用原子炉施設には、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内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には、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設備を施設しなければならない。

⑤【解釈】
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に必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

－【解釈】
1 第 52 条 に 規 定 す 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に必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

【解釈】
1 第 67 条 に 規 定 す 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に必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

－(1)BWRa)原 子 炉 格 納 容 器 内 の 不 活性化により、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に必要な手順等を整備すること。

②＜ BWR＞a)原 子 炉 格 納 容 器 内 を 不 活
性化すること。

＜ BWR＞a)原 子 炉 格 納 容 器 内 を 不 活
性化すること。

⑥－＜ PWRの う ち 必 要 な 原 子 炉 ＞b)水 素 濃 度 制 御 設 備 を 設 置すること。

＜ PWRの う ち 必 要 な 原 子 炉 ＞b)水 素 濃 度 制 御 設 備 を 設 置
すること。

－

③

＜ BWR及 び PWR共 通 ＞
c)水 素 ガ ス を 原 子 炉 格 納 容
器外に排出する場合には、排出経路での水素爆発を防止すること、放射性物質の低減設備、水素及び放射性物質濃度測定装置を設けること。

＜ BWR及 び PWR共 通 ＞
c)水 素 ガ ス を 原 子 炉 格 納 容
器外に排出する場合には、排出経路での水素爆発を防止すること、放射性物質の低減設備、水素及び放射性物質濃度測定装置を設けること。

⑦

d)炉 心 の 著 し い 損 傷 時 に 水
素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる監視設備を設置すること。

d)炉 心 の 著 し い 損 傷 時 に 水
素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる監視設備を設置すること。

⑧

e)こ れ ら の 設 備 は 、 交 流 又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

e)こ れ ら の 設 備 は 、 交 流 又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

⑨【本文】
発電用原子炉設置者において、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内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による損傷を防止する必要がある場合には、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)PWR の う ち 必 要 な 原 子 炉a)水 素 濃 度 制 御 設 備 に より、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に必要な手順等を整備すること。
( 3 ) B W R 及 び P WR 共 通a)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に必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。
b)炉 心 の 著 し い 損 傷 後 、 水－ジルコニウム反応及び水の放射線分解による水素及び酸素の水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備すること。

④※ 1： 原 子 炉 運 転 中 は 原 子 炉 格 納 容 器 内 を 不 活 性 ガ ス 系 に よ り 常 時 不 活 性 化 さ れ て い る 。
不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。

1.9－56

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／5）
重大 事故 等 対処 設備

不活性ガ ス系による原子 炉格納 容器内の 不活性 化

不活 性ガ ス系 ※ １

既設
新設

解釈
対応 番号

既設

原子 炉格 納容器

既設

可搬 型窒 素供給 装置

新設

不活 性ガ ス系配 管・ 弁

既設

燃料 給油 設備新設

格納 容器 圧力逃 がし 装 置

新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

可搬 型代 替交流 電源 設 備

新設

常設 代替 直流電 源設 備

新設

可搬 型代 替直流 電源 設 備

新設

燃料 給油 設備

新設

－

－

手段

機器 名称

－

－

－

－

－

－

－

－

－

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

－

備考

－

既設

①④⑤⑦

格納 容器圧 力逃 がし 装 置に よ る
原子 炉格納 容器 水素 爆 発防 止原子 炉格 納容器①②⑤⑥

可搬型窒 素供給装置による原子 炉格納 容器内の 不活性 化

－

機器 名称

①②⑤⑥

手段

自主 対策設 備

可燃 性ガ ス濃度 制御 系 ブロ ワ

可燃 性ガ ス濃度 制御 系 加熱 器

可燃 性ガ ス濃度 制御 系 再結 合 器

可燃 性ガ ス濃度 制御 系 冷却 器

非常 用交 流電源 設備

常設 代替 交流電 源設 備

可燃 性ガ ス濃度 制御 系 配管 ・ 弁

燃料 給油 設備

※1：原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化されている。
不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。

1.9－57

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／5）
重大 事故 等 対処 設備
既設新設

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
格納 容器 内 の水 素濃 度 及び 酸素濃 度監 視

格納 容器 内水素 濃度 （ ＳＡ ）新設

格納 容器 内酸素 濃度 （ ＳＡ ）新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

可搬 型代 替交流 電源 設 備

新設

燃料給油 設 備

－

新
設

解釈
対応番号

備考

－

－

手段
格納 容器 雰 囲気 モニ タ によ る
格納 容器 内 の水 素濃 度 及び 酸 素濃 度監 視 ①

機器 名称

①③⑤⑧⑨

手段

自主 対策設 備
機器 名称
残留 熱除 去系海 水ポ ン プ
残留 熱除 去系海 水ス ト レー ナ
格納 容器 内水素 濃度
格納 容器 内酸素 濃度
非常 用交 流電源 設備
常設 代替 交流電 源設 備
燃料 給油 設備

－

－

－

－

格納 容器 雰 囲気 モニ タ によ る
格納 容器 内 の水 素濃 度 及び 酸 素濃 度監 視 ②－

緊急 用海 水ポン プ
緊急 用海 水スト レー ナ
格納 容器 内水素 濃度
格納 容器 内酸素 濃度
非常 用交 流電源 設備
常設 代替 交流電 源設 備
燃料 給油 設備－－新設

格納 容器 内水素 濃度 （ ＳＡ ）新設

格納 容器 内酸素 濃度 （ ＳＡ ）新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

可搬 型代 替交流 電源 設 備

新設

燃料 給油 設備

新設

－

①③⑤⑨

代替 電源設 備に より 水 素爆発 によ る原子 炉
格納 容器 の 破損 を防 止する ための設備 へ の給電

格納 容器 圧力逃 がし 装 置－－

格納 容器 雰 囲気 モニ タ によ る
格納 容器 内 の水 素濃 度 及び 酸 素濃 度監 視 ③－－

可搬 型代 替注水 大型 ポ ンプ

格納 容器 内水素 濃度

格納 容器 内酸素 濃度

非常 用交 流電源 設備

常設 代替 交流電 源設 備

燃料 給油 設備－

※1：原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化されている。
不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。

1.9－58

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／5）
技術的能力審査基準（1.9）

適合方針【要求事項】
発電用原子炉設置者において、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内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には、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。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格
納容器の破損を防止する手段として，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納
容器内酸素濃度（ＳＡ）により水素濃度及び酸素濃度が変動する可能性のある範囲を監視し，可搬型窒素供給装置
による原子炉格納容器内の不活性化に必要な手順等を整備する。また，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止を実施するために必要な手順等を整備する。

【解釈】
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に必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）BWRａ）原子炉格納容器内の不活性化により、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に必要な手順等を整備すること。

－

原子炉運転中の原子炉格納容器内を不活性ガス系により原子炉格納容器内
雰囲気の不活性化及び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手段として可搬型窒素供給装置により原子炉格
納容器内を不活性化し，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に必要な手順等を整備する。

（２）PWRのうち必要な原子炉ａ）水素濃度制御設備により、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に必要な手順等を整備すること。

対象外※1：原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化されている。
不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。

1.9－59

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／5）
技術的能力審査基準（1.9）

適合方針（３）BWR及びPWR共通ａ）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に必要な設備
が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

炉心の著しい損傷が発生し，全交流
動力電源が喪失した場合においても，
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に必要な設備（格納容器圧力逃がし装置，格納容器内水素濃度（ＳＡ）
及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ））へ
代替電源設備（常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置
及び可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車）により給電する手順を整備する。
なお，電源の供給に関する手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
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手段として，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）により水素濃度及び酸素濃度が変動する可能性のある範囲を監視し，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素爆発防止を実施するために必要な手順等を整備する。

ｂ）炉心の著しい損傷後、水－ジル
コニウム反応及び水の放射線分解による水素及び酸素の水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備すること。

※1：原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化されている。
不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。

1.9－60添付資料 1.9.2
自主対策設備仕様
常設
／可搬

耐震性

容量

揚程

個数

可燃性ガス濃度制御系ブロワ

常設

Ｓクラス

340m３ ［N］／h／個－

2個

可燃性ガス濃度制御系加熱器

常設

Ｓクラス

100kW／個－

2個

可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系とし
て使用）

可搬

Ｓクラス ※１

約 1,320m３ ／h／個

約 140m2個（予備 2 個）

常設／
可搬

耐震性

検出方法

計測範囲

個数

機器名称

※1：Ｓクラスの機能維持

機器名称

格納容器内水素濃度

常設

Ｓクラス

イオンチェンバ

10－２ ～10５
Sv／h

格納容器内酸素濃度

常設

Ｓクラス

イオンチェンバ

10－２ ～10５
Sv／h

1.9－612個（検出器個数：Ｄ／Ｗ1 個，Ｓ／Ｃ1 個）
2個（検出器個数：Ｄ／Ｗ1 個，Ｓ／Ｃ1 個）

1.9－62

第1図

対応手段として選定した設備の電源構成図（交流電源）

添付資料 1.9.3

第2図

対応手段として選定した設備の電源構成図（交流電源）

1.9－63

1.9－64

第3図

対応手段として選定した設備の電源構成図（直流電源）

添付資料 1.9.4
重大事故対策の成立性

1．原子炉格納容器内の不活性化による水素爆発防止(1)

可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化
ａ．操作概要原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換が必要な状況において，原子炉建屋東側屋外に可搬型窒素供給装置を配備し，窒素供給用ホースを接続口に接続して可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器内へ窒素を供給する。また，原子炉建屋西側屋外に可搬型窒素供給装置を配備した場合，接続口の蓋を開放した後，窒素供給用ホースを接続口に接続して可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器内へ窒素を供給する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋東側屋外（非管理区域）又は原子炉建屋西側屋外（非管理区域）
ｃ．必要要員数及び操作時間
可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換として，最長時間を要する格納容器窒素供給ライン西側接続口を使用した窒素供給に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：4名（重大事故等対応要員4名）
所要時間目安 ※ ：135分以内※：所要時間目安は，模擬により算定した時間
所要時間内訳
準備：30分（放射線防護具着用を含む）

1.9－65

移動：10分（移動経路：南側保管場所から格納容器窒素供給ライン
西側接続口）
系統構成：85分（対象作業：ホース接続，可搬型窒素供給装置起動等）
窒素供給開始操作：10分
ｄ．操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。また，格納容器
ベント操作後の汚染を考慮し放射線防護具（全面マスク，
個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：ホースの接続は汎用の結合金具であり，容易に操作可能とする。作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保する。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，Ｐ
ＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

1.9－66

添付資料 1.9.5
炉心損傷及び原子炉圧力容器破損後の注水及び除熱の考え方について

炉心損傷後における重大事故等対処設備による注水や除熱の考え方を以下に示す。
1．期待する重大事故等対処設備について
非常用炉心冷却系等の注水機能が喪失し炉心損傷に至った場合，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），格納容器下部注水系（常設）及び代替循環冷却系の機能に期待し，炉心損傷の進展防止及び格納容器破損防止を図る手順としている。これらの系統の主な特徴を第 1 表に示す。

第1表

注水及び除熱手段の特徴（重大事故等対処設備）系統
低圧代替注水系（常設）
代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）
格納容器下部注水系（常設）

注水先

ドライウェルペデスタル（ドライウェ
ル部）
原子炉圧力容器

代替循環冷却系

ポンプ

水源

原子炉圧力容器

ドライウェルサプレッション・プール

常設低圧代替
注水系ポンプ

代替淡水貯槽

代替循環冷却系ポンプ

サプレッショ
ン・プール

常設低圧代替注水系ポンプを用いた系統は，補機系を持たない独立した系
統であり事故後早期に使用可能であるが，代替淡水貯槽を水源としており格納容器内へ外部から水を持ち込むため，継続して使用するとサプレッション・プール水位が上昇し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の実
施時期を早めることとなる ※ 。
一方，代替循環冷却系は補機系の起動を要するため，常設低圧代替注水系

1.9－67

ポンプを用いた系統に比べて起動に時間を要するが，サプレッション・プー
ルを水源としており外部からの水の持ち込みは生じない。
上記の特徴を踏まえ，事象発生初期の原子炉への注水は常設低圧代替注水系ポンプを用いた系統を使用することとし ， その後，外部からの水の持ち込みを抑制し，サプレッション・プール水位の上昇抑制による格納容器ベントの遅延を図り，可能な限り外部への影響を軽減するため，代替循環冷却系が使用可能となった段階で代替循環冷却系に切り替える手順とする。ただし，代替循環冷却系の運転時において，格納容器圧力・温度の上昇により追加の格納容器の冷却が必要な場合には，一時的に常設低圧代替注水系ポンプを用いた系統を使用する手順とする。
※：格納容器圧力逃がし装置におけるサプレッション・チェンバ側のベント配管の水没を防止する観点から，サプレッション・プール水位が通常水
位＋6.5m に到達した時点で，外部水源による水の持ち込みを制限した上で，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施する手順としている。

2．炉心損傷及び原子炉圧力容器破損前後の注水及び除熱の考え方(1)

常設低圧代替注水系ポンプを用いた系統
ａ．炉心損傷後の対応について
炉心損傷を判断した後は，補機系が不要であり短時間で注水が可能な
低圧代替注水系（常設）により原子炉へ注水する手順としている。また，原子炉注水ができない場合においても，注水手段の確保に努めることとしている。したがって，炉心損傷前後ともに原子炉注水を実施する
対応方針に違いはないが，事象進展の違いによって以下の異なる手順となる。
1.9－68

①ＬＯＣＡ時に炉心が損傷した場合は，ヒートアップした炉心へ原子炉注水を実施することにより，炉内で発生する過熱蒸気がドライウェルに直接放出されドライウェル圧力及び雰囲気温度が急上昇する。そこ
で，格納容器の健全性を確保するために，ＬＯＣＡの判断（ドライウェル圧力 13.7kPa［gage］以上）及び炉心損傷の判断（格納容器雰囲
気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）又は（Ｓ／Ｃ）の指示値が設計基準事故相
当のガンマ線線量率の 10 倍以上）により，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作と代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を同時に実施する。この場合，原子炉注水により過熱蒸気が発生することから，先行して常設
低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を実施し，その後
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水操作を実施することで，ドライウェルスプレイを実施している状態で原子炉へ注水する手順とする。
②ＬＯＣＡ時に炉心が損傷して原子炉注水が実施できない場合は，いず
れは溶融炉心の炉心下部プレナムへの移行に伴う原子炉圧力容器下部
プレナム水との接触による発生蒸気がドライウェルに放出され，ドラ
イウェル圧力及び雰囲気温度が急上昇することを踏まえて，常設低圧
代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を実施する手順とする。ただし，実際の操作としては，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を実施後に常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作を実施することから，
1.9－69炉心損傷の判断後にドライウェルスプレイをする手順は①と同様である。
ｂ．原子炉圧力容器破損前の対応について③通常運転時からペデスタル（ドライウェル部）水位を約 1m に維持する構造としているが，炉心損傷判断後は，原子炉圧力容器破損時の溶
融炉心の冷却を考慮し，格納容器下部水位を確実に約 1m 確保するた
めに常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保操作を実施する手順とする。
ｃ．原子炉圧力容器破損後短期の対応について④原子炉圧力容器破損を検知した後は，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）に存在する水との相互作用により，ドライウェル圧力及び雰囲気温度が急上昇するため，原子炉圧力容器破損を判断した場合は，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を実施す
る手順とする。
⑤ドライウェルスプレイを開始した後は，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却維持のため，常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）注水操作を実施する手順とする。
ｄ．本系統の停止及び一時的な運転について⑥本系統は外部水源を用いた手段であり，本系統の運転継続によりサプ
レッション・プール水位が上昇する。そこで，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作を遅延させる観点から，本系統による原子炉注水操作や格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を停止し，代替循環冷却系による原子炉注水操作や格納容器除熱操作（ドライウ
1.9－70ェルスプレイ）を実施する。
⑦ただし，代替循環冷却系による原子炉注水操作や格納容器除熱操作（ドライウェルスプレイ）を実施する状態において格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する場合には，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を一時的に実施する手順とする。
(2)

代替循環冷却系⑧代替循環冷却系は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系等の補機系の起動後に期待できる系統であり運転開始までに一定の時間を要するが，内部水源であるため本系統の運転継続によりサプレッション・プ
ール水位は上昇しない。したがって，起動が可能となった時点で本系
統を運転開始する手順とし，サプレッション・プール水位の上昇を抑制しつつ，原子炉注水操作や格納容器除熱操作（ドライウェルスプレ
イ）を実施することで，損傷炉心の冷却や格納容器の冷却及び除熱を実施することとする。

3．各事象の対応の流れについて
炉心損傷に至る事象としては，起因事象がＬＯＣＡの場合と過渡事象の場
合で事象進展が異なることが考えられる。また，初期に原子炉注水に成功する場合と成功しない場合においても，事象進展が異なることが考えられる。
以上の事象進展の違いを踏まえ，事故対応の流れを第 1 図に示す。

1.9－71

事象発生

ＬＯＣＡ

格納容器圧力が 13.7kPa[gage]に到達

格納容器圧力が 13.7kPa[gage]未満

過渡事象

成功

無

原子炉注水

炉心損傷
有

失敗

炉心損傷判断後
常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ・ＲＰＶ注水2.(1)ａ．①
2.(1)ａ．②

炉心損傷防止対策の

炉心損傷防止対策の有効性評価にて確認

有効性評価にて確認【中小ＬＯＣＡ】【中小ＬＯＣＡ以外】

炉心損傷

失敗
評価対象となる格納容器破損モード
3.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷

成功（格納容器過圧・過温破損）
3.4

水素燃焼

評価対象となる格納容器破損モード

原子炉注水

代替循環冷却系の運転可能時
代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ・ＲＰＶ注水常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ停止
・ＲＰＶ注水停止

2.(2)⑧2.(1)ｄ．⑥2.(2)⑧2.(1)ｄ．⑥

代替循環冷却系の

運転可能時

運転可能時

代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ
常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ停止

上記操作完了後

上記操作完了後
常設低圧による・ペデスタル（ドライウェル部）への注水

代替循環冷却系の2.(1)ｂ．③

常設低圧による
2.(1)ｂ．③ ・ペデスタル（ドライウェル部）への注水

代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ

2.(2)

3.2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用⑧

上記操作完了後
常設低圧による・ペデスタル（ドライウェル部）への注水

2.(1)ｂ．③

リロケーション時

格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇時
常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ（一時的)

2.(1)ｄ．⑦

2.(1)ｄ．⑦

常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ（一時的）

ＲＰＶ破損

ＲＰＶ破損

ＲＰＶ破損判断後

2.(1)ｃ．④
2.(1)ｃ．⑤

ＲＰＶ破損判断後

常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ・ペデスタル（ドライウェル部）への注水

常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ・ペデスタル（ドライウェル部）への注水

2.(1)ｃ．④
2.(1)ｃ．⑤

ドライウェル圧力及び雰囲気温度
ドライウェル圧力及び雰囲気温度が下降傾向に転じた場合が下降傾向に転じた場合

2.(2)

⑧

2.(1)ｄ．⑥

代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ・ＲＰＶ注水※常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ停止

代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ・ＲＰＶ注水※常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ停止

2.(2)

⑧

2.(1)ｄ．⑥※
原子炉注水に失敗するシーケンスであるが，ＲＰＶ破損後に原子炉注水が可能な【凡例】

格納容器圧力及び格納容器圧力及び状態であれば，ＲＰＶ内の放射性物質に

常設低圧：常設低圧代替注水系ポンプ

雰囲気温度の上昇時

雰囲気温度の上昇時よる加熱等を防止する観点から原子炉注

代替循環：代替循環冷却系ポンプ「2.(1)ａ．①」等は，前頁までの章番号に対応

2.(1)ｄ．⑦

常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ（一時的）

第 1 図 事故対応の流れ
1.9－72常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ（一時的）

2.(1)ｄ．⑦

水を行う4．長期安定停止に向けた対応について
長期安定停止に向けて格納容器圧力及び温度を低下させることを目的として，残留熱除去系，代替循環冷却系による格納容器除熱を実施し，格納容器の健全性を維持する。
また，炉心損傷後は水の放射線分解により格納容器内で酸素が発生するため，水素燃焼を防止する観点から，格納容器圧力逃がし装置による格納容器
除熱操作（以下「格納容器ベント」という。）を実施する。

(1)

事故後長期にわたる格納容器の健全性について
有効性評価における格納容器温度・圧力の判断基準（評価項目）は200℃，2Pdと設定しており，200℃，2Pdの状態が継続することを考慮した評価が必要な部位はシール部である。このため，シール部については，
200℃，2Pdの状態が7日間（168時間）継続した場合でもシール機能に影響がないことを確認することで，限界温度・圧力における格納容器閉じ込め機能の健全性を示している。
ここでは，200℃，2Pdを適用可能な7日間（168時間）以降においても，有効性評価で得られている厳しい条件を考慮し，格納容器の閉じ込め機能を示す。
また，上記に加えて，7日間（168時間）以降の累積放射線照射量についても，格納容器の閉じ込め機能に影響がないことを確認する。

(2)7日間（168時間）以降の圧力，温度の条件
7日間（168時間）以降において，格納容器圧力が最も高くなるのは，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」において代替循環冷却系を使用する場合のシーケンス及び「高圧溶融物放出／格1.9－73

納容器雰囲気直接加熱」で想定されるシーケンスである。これらのシーケ
ンスは，格納容器内酸素濃度が4.0vol％（ドライ条件）に到達した時点
で，格納容器内酸素濃度上昇による格納容器ベントを遅延するため，
310kPa[gage]までサプレッション・チェンバへの窒素注入を行う手順としており，第1表で示すとおり，7日間（168時間）以降の格納容器圧力は最大で310kPa[gage]となる。代表的に，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」において代替循環冷却系を使用する場合のシーケンスにおける格納容器圧力の推移を第1図に示す。

0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

0.62MPa[gage]
0.6
格
納
容
器
圧
力

格 納 容 器 圧 力 310kPa[gage]到 達 に て
窒素供給停止（約 163 時間）

0.4(MPa[gage])
格 納 容 器 酸 素 濃 度 （ ド ラ イ 条 件 ） 4.0%到 達 に て
サプレッション・チェンバへの窒素供給開始（約 84 時間）

0.2

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)第 1 図 格納容器圧力（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」において代替循環冷却系を使用する場合）7日間（168時間）以降の格納容器雰囲気温度が最も高くなるのは，「雰囲
気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」において代替循
環冷却系を使用できない場合のシーケンスである。このシーケンスの格納容
1.9－74

器雰囲気温度の推移を第2図に示すが，7日間（168時間）時点で150℃未満であり，その後の格納容器雰囲気温度は崩壊熱の減衰によって低下傾向となる
ため，第1表で示すとおり7日間（168時間）以降は150℃を下回る。また，格納容器バウンダリにかかる温度（壁面温度 ※ ）についても，事象発生後3.9時間後に生じる最高値は157℃であるが，7日間以降は150℃を下回る。
※：評価に用いているＭＡＡＰコードは，FP沈着に伴う発熱を考慮したものとなっている。格納容器内のFP挙動については，原子力安全基盤機構（JNES）の「シビアアク
シデント時格納容器内多次元熱流動及びFP挙動解析」において，FPのほとんどが原
子炉キャビティ内の床や壁表面にとどまり，格納容器全体に飛散することがないことが確認されており，健全性が維持されたシール部等の貫通部への局所的なFP沈着は発生しにくく，ＭＡＡＰコードによる壁面温度の結果は妥当と考える。

300
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格
納
容
器
温
度

200

（℃）

100

200℃

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（約 19 時間）
その後，崩壊熱の低下とともに徐々に格納容器雰囲気温度低下

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)第2図

格納容器雰囲気温度（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器
過圧・過温破損）」において代替循環冷却系を使用できない場合）

1.9－75

第1表

事故発生後の経過時間と格納容器圧力・温度，累積放射線照射量の関係

事故発生後の経過時間

格納容器圧力

格納容器温度

0～168 時間
評価項目として2Pd(620kPa[gage])を設定
評価項目として200℃を設定

1.9－76168 時間以降
有効性評価シナリオで最大310kPa[gage]となる（ＭＡＡＰ解析結果）
有効性評価シナリオで150℃を下回る（ＭＡＡＰ解析結果）

(3)7日間（168時間）以降の格納容器圧力と閉じ込め機能の関係について
時間経過により，格納容器の健全性に影響を及ぼす部位はシール部のシール材である。シール部の機能維持は，第3図の模式図に示すとおり，格
納容器内圧力の上昇に伴うフランジ部の過渡的な開口挙動に対し，シール
材料の復元量が十分に確保されていることをもって確認している。つまり，格納容器温度によるシール材の熱劣化を考慮しても，圧縮永久ひずみ
試験結果によりシール材の復元量が十分であれば，シール部の機能は健全である。長期のケースとして，有効性評価シナリオにおいて168時間時の格納容器圧力が高い代替循環冷却系運転ケースを評価しても，格納容器圧
力は約0.31MPaであり開口量は小さい（第2表参照）。なお，復元量の具体的な評価は，格納容器温度に関係することから3.2で示す。

シール材

第3図

シール部の機能維持確認の模式図

1.9－77

第2表
フランジ部位
トップヘッドフランジ

格納容器圧力と開口量の関係
溝

168時間時1Pd(0.31MPa)

2Pd(0.62MPa)

内側
外側
内側

機器搬入用ハッチ
外側
サプレッション・
チェンバアクセス
ハッチ

(4)

内側
外側

7日間（168時間）以降な格納容器温度と閉じ込め機能の関係について
格納容器温度の上昇に伴う，時間経過によるシール材の長期的（格納容
器温度が150℃を下回る状況）な影響を調査する。ここでは，トップヘッ
ドフランジや機器搬入用ハッチ等に使用されている改良ＥＰＤＭ製シール材を用いて，168時間以降の温度・時間とシール材料の劣化挙動を確認するため，シール材の基礎特性試験を実施した。試験結果を第3表に示す。

1.9－78

第3表

改良ＥＰＤＭ製シール材の基礎特性データの経時変化

試験時間

0～7 日

7 日～14 日

14 日～30 日

試験温度

200℃

150℃

150℃

圧縮永久ひずみ率[％]

硬さ

質量変化率[％]

注記：γ線 1.0MGy 照射済の試験体を用い，飽和蒸気環境下に暴露した後の測定値第3表に示すように，168時間以降，150℃の環境下においては，改良Ｅ
ＰＤＭ製シール材の基礎特性データにはほとんど変化はなく，経時劣化の兆候は見られない。したがって，重大事故後168時間以降における格納容器の温度を150℃と設定した場合でも，シール部の機能は十分維持される。なお，ＥＰＤＭ材は一般特性としての耐温度性は150℃であり，第3表の結果は改良ＥＰＤＭ製シール材が200℃条件を7日間経験しても，一般特性としての耐熱温度まで低下すれば，それ以降は有意な劣化傾向は見られないことを示していると考える。また，第3表の結果から圧縮永久ひずみ時の改良ＥＰＤＭ製シール材復元量とフランジ開口量のイメージを第4図に示しており，第2表で示す168時間以降の格納容器圧力に対しても十分追従可能な復元量を維持していることも確認できる。
1.9－79

第4図(5)

圧縮永久ひずみ

時のシール材復元量とフランジ開口量

7日間（168時間）以降の格納容器の閉じ込め機能について(2)で示したように有効性評価結果からも，7日間（168時間）以降は格
納容器温度が改良ＥＰＤＭ製シール材の一般特性としての耐熱温度である
150℃を下回ることが判っている。また，格納容器圧力についてもベント操作の有無に関わらず圧力は低下しており，開口量は2Pd時と比較しても小さいことが確認できている。なお，代替循環冷却系を使用するシーケン
スの場合，中長期的には，水の放射線分解によって生じる水素と酸素が格
納容器圧力の上昇に寄与するが，酸素濃度がドライ条件で4.3vol％に到達した場合にはベントを実施することとしていることから，格納容器圧力は1Pdから数十kPaまでの上昇にとどまる。
よって，格納容器温度・圧力が評価項目（200℃・2Pd）にて7日間経験してもシール材が問題ないことを確認することで，長期の格納容器閉じ込め機能を確保できる。
7日間（168時間）以降の格納容器の閉じ込め機能については，格納容器
圧力・温度は低下していること，及び代替循環冷却系を使用するシーケンスにおける中長期的な水の放射線分解に伴う水素と酸素の発生の寄与も大
1.9－80きくないことから，最初の7日間（168時間）に対して200℃・2Pdを超えないよう管理することで，長期的な格納容器閉じ込め機能は維持される。ただし，事故環境が継続することにより，熱劣化等の閉じ込め機能低下要因が存在することも踏まえ，長期的なプラントマネジメントの目安として，7日間（168時間）以降の領域においては，格納容器温度が150℃を超えな
い範囲で，また，格納容器圧力は1Pd程度（1Pd＋数十kPa※ ）以下でプラント状態を運用する。
※：酸素濃度をドライ換算で4.3vol％以下とする運用の範囲

2Pd（620kPa[gage]）

1Pd 程度（1Pd ＋ 数十 kPa）以下を 1 つの目
安として収束に向けてマネジメントを実施

第5図

格納容器圧力の 168 時間以降の考え方

2Pd（620kPa[gage]）
150℃を超えないことを 1 つの目安として収束に向けてマネジメントを実施

第6図

格納容器温度の 168 時間以降の考え方

1.9－81

(6)7 日間（168 時間）以降な放射線照射量と閉じ込め機能の関係について
時間経過によるシール材の長期的な影響を調査する。ここでは，トップ
ヘッドフランジや機器搬入用ハッチ等に使用されている改良ＥＰＤＭ製シール材を用いて，168 時間以降の累積放射線照射量・時間とシール材料の劣化挙動を確認するため，シール材の基礎特性試験を実施した。試験結果
を第 4 表に示す。累積放射線照射量による影響は，試験結果より，有意な変化がないことから，7 日間以降のシール機能は，維持できる。

第4表

改良ＥＰＤＭ製シール材の累積放射線照射量とひずみ率の関係
累積放射線照射量

ひずみ率

試験条件
雰囲気：蒸気環境
温度・劣化時間：200℃・168 時間＋150℃・168 時間

1.9－82

(7)格納容器内の酸素濃度上昇抑制のための対応
炉心損傷後は水の放射線分解により格納容器内で酸素が発生するため，水素燃焼を防止する観点から,酸素濃度4.3vol％（ドライ条件）到達で格
納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（以下「格納容器ベント」という。）を実施することで，可燃性ガスを排出する手順としている。一方で，環境への影響を考慮すると，格納容器ベントを可能な限り遅延する必要があるため，格納容器ベントの実施基準である酸素濃度4.3vol％の到達時間を遅らせる目的から，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素供給（以下「窒素供給」という。）を実施することにしている。ここでは，有効性評価の事象進展を参照し，窒素供給操作及び格納容器ベントに係る判断基準の妥当性について示す。
ａ．窒素供給操作の判断基準と作業時間について
窒素供給操作に係る判断基準は以下のとおり設定している。
(a)(b)

可搬窒素供給装置の起動準備操作の開始基準：酸素濃度 3.5vol％
窒素供給操作の開始基準

有効性評価「3.4：酸素濃度 4.0vol％

水素燃焼」において，水の放射線分解における水素及び酸素のＧ値を設計基準事故対処設備である可燃性ガス濃度制御系の性能を評価する際に用いている値により感度解析を実施しており，水素及び酸素濃度の上昇が早い感度解析においても，第 5 表のとおり，可
搬型窒素供給装置の起動準備時間が 6 時間確保できるため，起動準備時
間の 115 分（約 2 時間）に対して十分余裕があることが確認できる。

1.9－83

第5表

設計基準事故のＧ値を用いた場合の評価結果

酸素濃度

到達時間

3.5vol％約15時間

4.0vol％

約21時間

窒素供給準備の余裕時間

約6時間

ｂ．窒素供給操作及び格納容器除熱操作の実施基準について
窒素供給操作及び格納容器ベント操作に係る実施基準，実施基準の設定根拠を第6表に示す。操作時間や水素濃度及び酸素濃度監視設備の計
装誤差（約 0.6vol％ ）を考慮しても，可燃限界領域（酸素濃度5.0vol％以上）に到達することなく，窒素供給操作及び格納容器ベント操作が実施可能である。

第6表

窒素供給操作及び格納容器除熱操作の実施基準について

操作
可搬型窒素供給装置の起動準備の開始基準
窒素供給開始基準

格納容器ベント開始基準

実施基準：計装の読み取り値

酸素濃度3.5vol％（2.9vol％～
4.1vol％） ※酸素濃度4.0vol％（3.4vol％～
4.6vol％） ※酸素濃度4.3vol％（3.7vol％～
4.9vol％） ※実施基準の設定根拠
可搬型窒素供給装置の起動準備時間を考慮して設定
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作の開始基準の到達前を設定
計装誤差を踏まえても可燃限界領域到達前に格納容器ベントが可能な基準を設定※括弧内は，計装の読み取り値に対して計装誤差を考慮した範囲であり，実機の酸素濃度として想定される範囲

1.9－84

添付資料 1.9.6
手順のリンク先について

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について，手順のリンク先を以下に取りまとめる。
1．1.9.2.2

代替電源設備により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設備への給電手順

・代替電源設備により給電する手順＜リンク先＞

1.14.2.2(1)ａ．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
1.14.2.2(1)ｂ．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
1.14.2.3(1)ｂ．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
1.14.2.4(1)ａ．常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電1.14.2.4(1)ｂ．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
1.14.2.4(2)ａ．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1.14.2.4(2)ｂ．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

2．1.9.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

・残留熱除去系海水系，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系による冷却水確保の手順
1.9－85

＜リンク先＞

1.5.2.1(1)

残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

1.5.2.3(1)ａ．緊急用海水系による冷却水（海水）の確保
1.5.2.3(1)ｂ．代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保
・第二弁操作室の正圧化手順＜リンク先＞

1.7.2.1(1)ｂ．第二弁操作室の正圧化・可燃性ガス濃度制御系ブロワ，可燃性ガス濃度制御系加熱器，電動弁及び監視計器への電源供給の手順＜リンク先＞

1.14.2.1(1)

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

1.14.2.2(1)ａ．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
1.14.2.2(1)ｂ．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
1.14.2.3(1)ｂ．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
1.14.2.4(1)ａ．常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電1.14.2.4(1)ｂ．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
1.14.2.4(2)ａ．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1.14.2.4(2)ｂ．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
1.9－86

・窒素供給装置用電源車，常設代替交流電源設備として使用する常設代替
高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，非常用交流電源設備及び可搬型代
替注水大型ポンプへの燃料給油手順＜リンク先＞

1.14.2.5(1)ａ．可搬型設備用軽油貯蔵タンクから各機器への給油
1.14.2.5(1)ｂ．軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置
への給油
1.14.2.5(1)ｃ．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・操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順＜リンク先＞

1.15.2.1

監視機能喪失時の手順

1.15.2.2

計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順

1.9－87

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＜

1.10.1目

次＞

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設
備(a)

水素排出による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止(b)

水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止(c)

代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備へ
の給電

(d)

重大事故等対処設備

ｂ．手順等
1.10.2

重大事故等時の手順

1.10.2.1(1)

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手順

原子炉建屋ガス処理系による水素排出ａ．交流動力電源が健全である場合の操作手順
ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の操作手順(2)

水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止
ａ．原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視(3)

重大事故等時の対応手段の選択

1.10.2.2

代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への給電手順

1.10.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

目－1

添付資料1.10.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.10.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料1.10.3

手順のリンク先について

目－2

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【要求事項】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原
子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止す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。
【解釈】
１「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するため、水素濃度制御設備又は水素排出設備により、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）水素爆発による損傷を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とする手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内に水素が放出され，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の対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.10－1

1.10.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
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場合に，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び重大事
故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備 ※１ を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難である
が，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第五十三条及び技術基準
規則第六十八条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確
にする。
(2)

対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する
手順についての関係を第1.10－1表に整理する。
ａ．水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手段及び設
備(a)

水素排出による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止
1.10－2

ⅰ)

原子炉建屋ガス処理系による水素排出
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，原子炉建屋ガス処理系により水素を排出し，原子炉建屋原子炉棟内での水素の滞留を防止する手段がある。
原子炉建屋ガス処理系による水素排出で使用する設備は以下のとおり。
・非常用ガス処理系排風機
・非常用ガス再循環系排風機
・非常用ガス処理系フィルタユニット
・非常用ガス再循環系フィルタユニット(b)ⅰ)

水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止
静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制
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場合に，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を抑制し，水素爆発を防止するため，静的触媒式水素再結合器により漏えいした
水素と酸素を触媒反応によって再結合させる手段がある。
なお，静的触媒式水素再結合器は運転員等による起動操作を必要とせず，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と酸素を触媒反応により再結合させる設備である。
静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制で使用する設備は以下のとおり。
・静的触媒式水素再結合器
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

ⅱ)

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視
1.10－3

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟
内の水素濃度が変動する可能性のある範囲で，水素濃度を測定し，監視する手段がある。
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋水素濃度
上記設備は原子炉建屋原子炉棟内に5個（そのうち，原子炉建屋
原子炉棟の最上階である地上6階に2個）設置する。
(c)

代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への給電
原子炉建屋ガス処理系による水素排

上記「1.10.1(2)ａ．(a)ⅰ)
出」，「1.10.1(2)ａ．(b)ⅰ)

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制」及び「1.10.1(2)ａ．(b)ⅱ)

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視」で使用する設備について，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合に代替電源設備から給電する手段がある。
代替電源設備により給電する設備は以下のとおり。
・非常用ガス処理系排風機
・非常用ガス再循環系排風機
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・原子炉建屋水素濃度(d)

重大事故等対処設備「1.10.1(2)ａ．(a)ⅰ)

原子炉建屋ガス処理系による水素排出」で使用する設備のうち，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系フィルタユニット及び非常用ガス再循環系フィルタユニットは重大事故等対処設備として位置づける。
1.10－4

「1.10.1(2)ａ．(b)ⅰ)

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制」で使用する設備のうち，静的触媒式水素再結合器及び静的触媒
式水素再結合器動作監視装置は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.10.1(2)ａ．(b)ⅱ)

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視」

で使用する設備のうち，原子炉建屋水素濃度は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.10.1(2)ａ．(c)

代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への給電」で使用する設備のうち，非常用ガス処理
系排風機，非常用ガス再循環系排風機，静的触媒式水素再結合器動作
監視装置及び原子炉建屋水素濃度は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの設備は，審査基準及び基準規則に要求されている設備が全て網羅されている。
（添付資料1.10.1）以上の重大事故等対処設備により，炉心の著しい損傷が発生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ことが
できる。
ｂ．手順等
上記「ａ．水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応
手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
この手順は，運転員等 ※２ 及び重大事故等対応要員の対応として，「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」及び「重大事故等対策要領」に定める（第1.10－1表）。

1.10－5

また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する（第1.10－2表，第1.10－3表）。
※2

運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。
（添付資料1.10.2）

1.10.2

重大事故等時の手順

1.10.2.1(1)

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手順

原子炉建屋ガス処理系による水素排出
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした場合に，原子炉建屋ガス処理
系により水素を排出し，原子炉建屋原子炉棟内での水素の滞留を防止する。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機を起動し，原子
炉建屋原子炉棟内の水素等を含む気体について放射線物質低減機能を有す
るよう素用チャコールフィルタを通して排気する。
なお，常設低圧代替注水系ポンプと使用する系統を共有しない代替循環
冷却系Ａ系へ電源を給電することが可能となるメタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。）
し，緊急用Ｍ／Ｃから受電するため，Ｍ／Ｃ

２Ｃを優先

２Ｃの供給対象である原子炉建屋ガス処理系Ａ系を優先して使用する。
ａ．交流動力電源が健全である場合の操作手順(a)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※ １ において，外部電源又は非常用ディー
ゼル発電機により給電が可能な場合。
1.10－6

※1：格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認
した場合。
(b)

操作手順
原子炉建屋ガス処理系による水素の排出手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.10－1図に，タイムチャートを第1.10－2図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉建屋
ガス処理系Ａ系及び原子炉建屋ガス処理系Ｂ系の自動起動の確認を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，自動起動信号（原子炉水位低（レベル３），ドライウェル圧力高，原子炉建屋換気系排気ダクトモニ
タ放射能高又は原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトモニタ放射能高信号）により非常用ガス処理系排風機（Ａ）及び非常用ガ
ス処理系排風機（Ｂ）並びに非常用ガス再循環系排風機（Ａ）及び非常用ガス再循環系排風機（Ｂ）が起動したことを確認するとともに，非常用ガス再循環系空気流量及び非常用ガス処理系空気流量の上昇を確認する。
③運転員等は中央制御室にて，非常用ガス再循環系原子炉建屋通常
排気系隔離弁の閉を確認するとともに，非常用ガス再循環系系統
入口弁，非常用ガス再循環系トレイン入口弁，非常用ガス再循環
系トレイン出口弁，非常用ガス処理系トレイン入口弁，非常用ガ

1.10－7

ス処理系トレイン出口弁及び非常用ガス再循環系系統再循環弁の開を確認する。
④運転員等は，発電長に原子炉建屋ガス処理系Ａ系及び原子炉建屋
ガス処理系Ｂ系が自動起動したことを報告する。
⑤発電長は，環境へのガス放出量の増大，フィルタトレインに湿分を含んだ空気が流入すること等を考慮し，運転員等に原子炉建屋
ガス処理系Ａ系又は原子炉建屋ガス処理系Ｂ系の停止を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，非常用ガス処理系排風機（Ａ）及び非常用ガス再循環系排風機（Ａ）又は非常用ガス処理系排風機（Ｂ）及び非常用ガス再循環系排風機（Ｂ）を停止し，発電長に報告する。
⑦発電長は，運転員等に原子炉建屋換気系が隔離していることを確認するように指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋換気系が隔離されていることを確認し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断してから原子炉建屋ガス処理系による水素排出開始まで6分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の操作手順(a)

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合において，常設代
替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により緊急用Ｍ
1.10－8

／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／Ｃからモータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセンタ」を「ＭＣＣ」という。）
ＣＣ
(b)

２Ｃ又はＭ

２Ｄの受電が完了した場合。

操作手順
原子炉建屋ガス処理系Ａ系による水素の排出手順の概要は以下のとおり（原子炉建屋ガス処理系Ｂ系による水素の排出手順も同様。）。
概要図を第1.10－1図に，タイムチャートを第1.10－2図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉建屋
ガス処理系Ａ系による水素排出の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋ガス処理系Ａ系による水素排出に必要な排風機及び監視計器の電源が確保されていること
を状態表示等により確認する。
③運転員等は中央制御室にて，非常用ガス再循環系原子炉建屋通常
排気系隔離弁の閉を確認するとともに，非常用ガス再循環系系統
入口弁，非常用ガス再循環系トレイン入口弁，非常用ガス再循環
系トレイン出口弁，非常用ガス処理系トレイン入口弁，非常用ガス処理系トレイン出口弁及び非常用ガス再循環系系統再循環弁の開を確認する。なお，非常用ガス再循環系原子炉建屋通常排気系
隔離弁が閉でない場合，又は非常用ガス再循環系系統入口弁，非常用ガス再循環系トレイン入口弁，非常用ガス再循環系トレイン
出口弁，非常用ガス処理系トレイン入口弁，非常用ガス処理系ト
レイン出口弁及び非常用ガス再循環系系統再循環弁が開でない場
合は，中央制御室にて系統構成を実施する。
④運転員等は，発電長に原子炉建屋ガス処理系による水素排出の準備が完了したことを報告する。
1.10－9⑤発電長は，運転員等に原子炉建屋ガス処理系の起動を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，非常用ガス処理系排風機（Ａ）及び非常用ガス再循環系排風機（Ａ）を起動し，非常用ガス再循環系
空気流量及び非常用ガス処理系空気流量の上昇を確認した後，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断してから原子炉建屋ガス処理系による水素排出開始まで5分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

(2)

水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止
ａ．原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした場合に，原子炉建屋水素濃度にて原子炉建屋原子炉棟地上6階，原子炉建屋原子炉棟地上2階及び原子炉建屋原子炉棟地下1階の水素濃度を監視する。また，静的触媒式
水素再結合器の作動状況を確認するため，静的触媒式水素再結合器動作監視装置にて静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度を監視する。
また，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に，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
ガス処理系を停止する。
全交流動力電源喪失時においては，代替電源設備から原子炉建屋水素濃度及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置に給電することにより，
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度及び静的触媒式水素再結合器の作動状
1.10－10況を監視する。
(a)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合。

(b)

操作手順
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.10－3図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉建屋
水素濃度による原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の監視及び静的
触媒式水素再結合器動作監視装置による静的触媒式水素再結合器の作動状況の監視を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋水素濃度による原子炉建
屋原子炉棟内の水素濃度の監視及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置による静的触媒式水素再結合器の作動状況を監視し，発電長に報告する。なお，全交流動力電源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した後，原子炉建屋水素濃度による原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の監視
及び静的触媒式水素再結合器の作動状況を監視する。
③発電長は，運転員等に原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が上昇
し，原子炉建屋水素濃度指示値が2.0vol％以上の場合に，原子炉建屋ガス処理系の停止を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が上昇し，原子炉建屋水素濃度指示値が2.0vol％以上を確認した
後，非常用ガス処理系排風機（Ａ）及び非常用ガス再循環系排風機（Ａ）並びに非常用ガス処理系排風機（Ｂ）及び非常用ガス再循環系排風機（Ｂ）を停止し，発電長に報告する。
1.10－11

(c)操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，原子炉建屋水素濃度指示値が2.0vol％以上であることを確認してから原子炉建屋ガス処理系の停止まで6分以内と想定する。中央制
御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対
応できる。

(3)

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フ
ローチャートを第1.10－4図に示す。
ａ．原子炉建屋ガス処理系による水素排出
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発を防止するため，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を原子炉建屋水素濃度により監視し，原子炉建屋ガス処理系による水素排出を実施する。なお，全交流動力電源喪失により原子炉建屋ガス処理系が使用できない場
合は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置により交流電源を確保し，原子炉建屋ガス処理系による水素排出を実施する。
ｂ．原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を原子炉建屋水素濃度により監視
し，静的触媒式水素再結合器の作動状況を静的触媒式水素再結合器動作監視装置により監視する。また，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が上昇し，原子炉建屋水素濃度指示値が2.0vol％以上となった場合に，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，原子炉建屋ガス処理系を停止する。

1.10.2.2

代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への
1.10－12給電手順
炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合に，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するために使用する設備へ代替電源設備により給電する手順を整備する。
なお，代替電源設備により給電する手順については，「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。
1.10.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機及び監視計器への電源供給手順については，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。
常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替
交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電
源車及び非常用交流電源設備への燃料給油手順については，「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.10－13事故

第1.10－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／4）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

非常用ガス処理系排風機
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系フィルタユニット
非常用ガス再循環系フィルタユニッ
ト

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

関連設備

非常用ガス処理系排気筒
非常用ガス処理系配管・弁
非常用ガス再循環系配管・弁
非常用交流電源設備 ※３・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※３・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※３・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備
原子炉建屋 ガス処 理系によ る水 素排出

水素爆発に よる原 子炉建屋 等の 損傷防止－

整備する手順書 ※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度制御設備である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.10－14

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／4）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

静的触媒式水素再結合器 ※２静的触媒式水素再結合器動作監視装
置

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

関連設備

原子炉建屋原子炉棟
常設代替交流電源設備 ※３・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※３・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※３・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※３・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※３・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源設備燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

静的触媒式 水素再 結合器に よる 水素濃度抑 制

水 素爆 発 に よる 原 子炉 建 屋 等 の 損 傷防 止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.10－15

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／4）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

原子炉建屋水素濃度

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※３・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※３・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※３・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※３・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※３・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備
原子炉建屋 原子炉 棟内の水 素濃 度監視

水 素爆 発 に よる 原 子炉 建 屋 等 の 損 傷防 止－整備する手順書 ※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.10－16

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／4）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

非常用ガス処理系排風機
非常用ガス再循環系排風機
静的触媒式水素再結合器動作監視装
置
原子炉建屋水素濃度

重大事故等 対処設 備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※３・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※３・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※３・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※３・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※３・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替電源設 備によ り水素爆 発に よる 損傷を 防止
す る ため の 設備 へ の給 電

水 素爆 発 に よる 原 子炉 建 屋 等 の 損 傷防 止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.10－17

第1.10－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手順(1) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出判断基準

ａ．交流動力電源が健全である場合の操
作手順

操作

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

電源

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

補機監視機能非常用ガス再循環系空気流量
非常用ガス処理系空気流量※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.10－18

監視計器一覧（2／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.10.2.1 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための対応手順(1) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出判断基準

ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の操
作手順

操作

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

電源

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

補機監視機能非常用ガス再循環系空気流量
非常用ガス処理系空気流量※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.10－19

監視計器一覧（3／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

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

判断基準

ａ．原子炉建屋原子炉
棟内の水素濃度監
視

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度 ※１

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度 ※１
静的触媒式水素再結合器動作監視装置 ※１

補機監視機能非常用ガス再循環系空気流量
非常用ガス処理系空気流量

操作

原子炉格納容器内の放射線量率※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.10－20

第1.10－3表
対象条文【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審査基準における要求事項毎の給電対象設備
供給対象設備

給電元
給電母線

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流 125V 主母線盤

原子炉建屋水素濃度

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用ＭＣＣ
緊急用直流 125V 主母線盤

非常用ガス処理系排風機

常設代替交流電源設備
ＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

非常用ガス処理系

常設代替交流電源設備
直流125V主母線盤 ２Ａ
直流125V主母線盤 ２Ｂ

弁

非常用ガス再循環系排風機

常設代替交流電源設備
ＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

非常用ガス再循環系

常設代替交流電源設備
直流125V主母線盤 ２Ａ
直流125V主母線盤 ２Ｂ

弁

1.10－21

1.10－22

非常用ガス再循環系トレイン出口弁

記載例

操作手順

③

※１３

，③

※１４

③ ※１１ ，③ ※１２③ ※９ ，③ ※１０

第1.10－1図弁名称

原子炉建屋ガス処理系による水素排出概要図

非常用ガス再循環系系統再循環弁

非常用ガス処理系トレイン出口弁

非常用ガス処理系トレイン入口弁○：操作手順番号を示す。
○ ※１～ ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合は，その実施順を示す。

非常用ガス再循環系トレイン入口弁，③③ ※７ ，③ ※８

③

※６

※５

非常用ガス再循環系系統入口弁③ ※３ ，③ ※４

弁名称

非常用ガス再循環系原子炉建屋通常排気系隔離弁

操作手順③ ※１ ，③ ※２

AO

凡例バタフライ弁空気駆動

排風機

【交流動力電源が健全である場合】※1：原子炉建屋ガス処理系Ａ系による水素排出を示す。また，原子炉建屋ガス処理系Ｂ系による水素排出については，水素排出開始まで5分以内と想定する。

【全交流動力電源が喪失した場合】

第1.10－2図原子炉建屋ガス処理系による水素排出1.10－23

タイムチャート原子炉建屋原子炉棟
TETE

中央制御室へ
静的触媒式水素再結合器

TETE

中央制御室へ

原子 炉圧 力容器

中央制御室

指

示

記

録

ドライウェル凡例
静的触媒式水素再結合器
サプレッション・プール
TE

温度検出器
設計基準対象施設から追加した箇所

第1.10-3図原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視手順

1.10－24

概要図

（凡例）：プラント状態：判断：操作・確認：重大事故等対処設備

炉心の著しい損傷の発生

原子炉建屋ガス処理系による水素排出

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視No
全交流動力電源喪失

Yes
常設代替交流電源設備
による電源確保

原子炉建屋ガス処理系起動

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制No

原子炉建屋水素濃度
2.0vol％以上

Yes
静的触媒式水素再結合器動作監視装置による静的触媒式水素再結合器の作動状況確認

原子炉建屋ガス処理系停止

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇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
ズムへの対応について

2.0 の範囲

第1.10－4図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート
1.10－25

添付資料 1.10.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／5）
技術 的能 力 審査 基準 (1.10）【本文】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えい
する気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当
該原子炉建屋等の損傷を防止す
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。

【解釈】
1 「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

a)炉心の著しい損傷が発生した
場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止す
るため、水素濃度制御設備又は水素排出設備により、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等を整備すること。

b)水素爆発による損傷を防止す
るために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とする手順等を整備すること。

番号

設置 許可 基 準規 則（ 第 53 条）

技術 基準 規則（ 第 68 条 ）

番号

①

【本文】
発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体
状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備を設けなければなら
ない。

【本文】
発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体
状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備を施設しなければな
らない。

④

－

【解釈】
1 第 53 条に規定する「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備」とは、以下に掲げる措
置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

【解釈】
1 第 68 条に規定する「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備」とは、以下に掲げる措
置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

－②

a)水素濃度制御設備（制御により原子炉建屋等で水素爆発のおそれがないことを示すこと。）又は水素排出設備（動的機器等に水素爆発を防止する機能を付けること。放射性物質低減機能を付けること。）を設置すること。

a)水素濃度制御設備（制御により原子炉建屋等で水素爆発のおそれがないことを示すこと。）又は水素排出設備（動的機器等に水素爆発を防止する機能を付けること。放射性物質低減機能を付けること。）を設置すること。

⑤

b)想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で推定できる監視設備を設置すること。

b)想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で推定できる監視設備を設置
すること。

⑥

c)これらの設備は、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

c)これらの設備は、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とす
ること。

⑦

③

1.10－26

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／5）
重大 事故 等 対処 設備

手段

機器 名称

既設
新設

既設

非常 用ガ ス処理 系フ ィ ルタ ユ
ニッ ト

既設

非常 用ガ ス再循 環系 フ ィル タ
ユニ ット

既設

非常 用ガ ス処理 系排 気 筒

既設

非常 用ガ ス処理 系配 管 ・弁

既設

非常 用ガ ス再循 環系 配 管・ 弁

既設

非常 用交 流電源 設備

既設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

燃料 給油 設備

既設新設

静的 触媒 式水素 再結 合 器

新設

静的 触媒 式水素 再結 合 器動 作
監視 装置

新設

原子 炉建 屋原子 炉棟

既設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

可搬 型代 替交流 電源 設 備

新設

常設 代替 直流電 源設 備

新設

可搬 型代 替直流 電源 設 備

新設

燃料 給油 設備新設

原子 炉建 屋水素 濃度

新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

可搬 型代 替交流 電源 設 備

新設

常設 代替 直流電 源設 備

新設

可搬 型代 替直流 電源 設 備

新設

燃料 給油 設備新設①②③④⑥⑦

原子 炉建 屋 原子 炉棟内 の水 素 濃度 監視

非常 用ガ ス再循 環系 排 風機①②③④⑤⑦静的 触媒 式 水素 再結 合器に よ る水素濃 度 抑制

既設

解釈
対応 番号

①②③④⑤⑦

原子 炉建 屋ガス処理 系 によ る 水素排出

非常 用ガ ス処理 系排 風 機

自主 対策設 備

1.10－27

備考

手段

機器 名称

－

－

－

－

－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／5）
重大 事故 等 対処 設備

手段

機器 名称

既設
新設
既設

非常 用ガ ス再循 環系 排 風機

既設

静的触媒式水素再結合器動作
監視 装置

新設

原子 炉建 屋水素 濃度

新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

可搬 型代 替交流 電源 設 備

新設

常設 代替 直流電 源設 備

新設

可搬 型代 替直流 電源 設 備

新設

燃料 給油 設備

新設

解釈
対応 番号

①③④⑦

代替 電源 設 備に より 水 素爆 発 によ る損 傷 を防 止するため の設備への 給電

非常 用ガ ス処理 系排 風 機

自主 対策設 備

1.10－28

備考

手段

機器 名称

－

－

－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／5）
技術的能力審査基準（1.10）

適合方針【要求事項】
発電用原子炉設置者において、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆
発による損傷を防止する必要がある
場合には、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止す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。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止する手段として，原子炉建屋水素濃度により水素濃度が変動する可能性のある範囲を監視し，非常用ガス処理系
排風機及び非常用ガス再循環系排風機による水素排出に必要な手順等を整備する。また，静的触媒式
水素再結合器による水素濃度制御に必要な手順等を整備する。

【解釈】
１ 「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するため、水素濃度制御設備又は水素排出設備により、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な手順等を整備すること。

－

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止する手段として，原子炉建屋水素濃度により水素濃度が変動する可能性のある範囲を監視し，非常用ガス処理系
排風機及び非常用ガス再循環系排風機により水素を排出し，水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器により水素濃度の上昇を抑制するために必要な手順等を整備する。

1.10－29

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／5）
技術的能力審査基準（1.10）

適合方針ｂ）水素爆発による損傷を防止するために必要な設備が、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とする手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生し，全交流動力電源又は直流電源が喪失した場合においても，原子炉建屋
原子炉棟の水素爆発による損傷を防止するために必要な設備（非常用ガス処理系排風機，非常用ガス
再循環系排風機，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉
建屋水素濃度）へ代替電源設備（常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車，常設
代替直流電源設備として使用する
緊急用125V系蓄電池及び可搬型代
替直流電源として使用する可搬型
代替低圧電源車及び可搬型整流器）により給電する手順を整備する。
なお，電源の供給に関する手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.10－30

1.10－31

第1図

対応手段として選定した設備の電源構成図（交流電源）

添付資料 1.10.2

第2図

対応手段として選定した設備の電源構成図（交流電源）

1.10－32

1.10－33

第3図

対応手段として選定した設備の電源構成図（直流電源）

添付資料 1.10.3
手順のリンク先について

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について，手順のリンク先を以下に取りまとめる。
1．1.10.2.2

代替電源設備により水素爆発による損傷を防止するための設備への給電手順・代替電源設備により給電する手順＜リンク先＞

1.14.2.2(1)ａ．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
1.14.2.2(1)ｂ．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
1.14.2.3(1)ｂ．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
1.14.2.4(1)ａ．常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電1.14.2.4(1)ｂ．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
1.14.2.4(2)ａ．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1.14.2.4(2)ｂ．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

2．1.10.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

・非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機及び監視計器への電源供給手順1.10－34

＜リンク先＞

1.14.2.1(1)

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

1.14.2.2(1)ａ．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
1.14.2.2(1)ｂ．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
1.14.2.3(1)ｂ．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
1.14.2.4(1)ａ．常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電1.14.2.4(1)ｂ．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
1.14.2.4(2)ａ．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1.14.2.4(2)ｂ．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
・常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代
替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替
低圧電源車及び非常用交流電源設備への燃料給油手順＜リンク先＞

1.14.2.5(1)ａ．可搬型設備用軽油貯蔵タンクから各機器への給油
1.14.2.5(1)ｂ．軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置
への給油
1.14.2.5(1)ｃ．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
1.10－35

ィーゼル発電機への給油・操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順＜リンク先＞

1.15.2.1

監視機能喪失時の手順

1.15.2.2

計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順

1.10－36

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等＜

1.11.1目

次＞

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a)

使用済燃料プール代替注水(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a)

使用済燃料プールスプレイ

(b)

漏えい緩和

(c)

大気への拡散抑制(d)

重大事故等対処設備

ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備(a)

使用済燃料プールの監視(b)

代替電源による給電(c)

重大事故等対処設備

ｄ．重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手段及び設備(a)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｅ．手順等
1.11.2

重大事故等時の手順
目－1

1.11.2.1

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順(1)

使用済燃料プール代替注水
ａ．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）を使用した使用済燃料プール注水
ｂ．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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）ｃ．補給水系による使用済燃料プール注水
ｄ．消火系による使用済燃料プール注水(2)

重大事故等時の対処手段の選択

1.11.2.2(1)

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順

使用済燃料プールスプレイ
ａ．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スプレイ
ｂ．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スプレイ（淡水／海水）
ｃ．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（淡水／海水）

(2)

漏えい緩和
ａ．使用済燃料プール漏えい緩和(3)

大気への拡散抑制
ａ．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(4)

重大事故等時の対処手段の選択
目－2

1.11.2.3(1)

重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

使用済燃料プールの状態監視
ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動
ｂ．代替電源による給電

1.11.2.4(1)

重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順

使用済燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却(a)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却(b)

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保(c)

代替燃料プー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(2)

重大事故等時の対処手段の選択

1.11.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

添付資料1.11.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.11.2

自主対策設備仕様

添付資料1.11.3

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料1.11.4

重大事故対策の成立性
1．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）を使用した
使用済燃料プール注水（淡水／海水）(1)

代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）

(2)

系統構成

2．補給水系による使用済燃料プール注水目－3

3．消火系（消火栓）による使用済燃料プール注水
4．消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注
水5．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ス
プレイ（淡水／海水）
6．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（淡水／海水）
7．使用済燃料プール漏えい緩和
8．代替燃料プー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
添付資料1.11.5

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について(1)

添付資料1.11.6

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について(2)添付資料1.11.7

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（淡水／海水）におけるホース敷設について添付資料 1.11.8

手順のリンク先について

目－4

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等【要求事項】
１

発電用原子炉設置者において、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」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

発電用原子炉設置者は、使用済燃料貯蔵槽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貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止す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。

【解釈】
１

第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」とは、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（原規技発第1306193号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））第３７条３－１(a)及び(b)で定義する想定事故１及び想定事故２において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低下をいう。

２

第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
1.11－1ａ）想定事故１及び想定事故２が発生した場合において、代替注水設備により、使用済燃料貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。
３

第２項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合において、スプレイ設備
により、燃料損傷を緩和し、臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）燃料損傷時に、できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための手順等を整備すること。

４

第１項及び第２項の手順等として、使用済燃料貯蔵槽の監視は、以下によること。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位、水温及び上部の空間線量率について、燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定できること。
ｂ）使用済燃料貯蔵槽の計測設備が、交流又は直流電源が必要な場合には、代替電源設備からの給電を可能とすること。

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
水機能が喪失し，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の対処設備を整備する。
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
1.11－2

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の対処設備を整備する。
ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

1.11.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能を有する設計基準対象施設として，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）を設置している。
また，使用済燃料プールの注水機能を有する設備として，補給水系を設置している。
これらの冷却機能又は注水機能が故障等により機能喪失した場合，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プールの小規
模な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合は，その機能を代替するために，設計基準対象施設が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対
応手段及び重大事故等対処設備を選定する（第1.11－1図）。
使用済燃料プールから大量の水が漏えいし，使用済燃料プールの水位が維持できない場合を想定し，使用済燃料プールへのスプレイにより使用済
燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和するための対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。なお，使用済燃料プール内の燃料体等をボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵することにより，臨界未満に維持される。
使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能喪失時，又は使用済燃料
1.11－3

プールからの小規模な水の漏えい若しくは使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時において，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定するための対応
手段及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備 ※１ を選定する。
また，資機材 ※２ による使用済燃料プール水の漏えいを緩和する対応手段を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難である
が，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

※2

資機材：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるシール材，接着剤，ステンレス鋼板及び吊り降ろしロープを示す。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第五十四条及び技術基準
規則第六十九条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確
にする。
(2)

対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）が故障等により機能喪失した場
合，使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プールの
小規模な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合，又は使用済燃料プールからの大量の水が漏えいし，使用済燃料プールの水位が維持できない
1.11－4

場合を想定する。
設計基準対象施設に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準対象施設，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する手順についての関係を第1.11－1
表に整理する。
ａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a)

使用済燃料プール代替注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時に，使用済燃料プールへの注水により使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段がある。なお，使用済燃料プールに接続する配管の破断等により，燃料プール水戻り配管からサイフォン現象
による使用済燃料プール水の漏えいが発生した場合に，使用済燃料プールのサイフォン防止機能を有するサイフォンブレーク用配管によりサイフォン現象の継続を停止する。また，サイフォンブレーク用配管
は作動機構を有さない設備であり，電源及び操作を必要としない。

ⅰ)

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）を使用した使用済燃料プール注水
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）を使用した使用済燃料プール注水で使用する設備は以下のとおり。
・常設低圧代替注水系ポンプ
1.11－5

・代替淡水貯槽ⅱ)

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）を使用した使用済燃料
プール注水
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）を使用した使用済燃料プール
注水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水中型ポンプ（代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用）・可搬型代替注水大型ポンプ（代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用）・西側淡水貯水設備
・代替淡水貯槽
なお，注水ラインを使用した使用済燃料プールへの注水は，西側
淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。

ⅲ)

補給水系による使用済燃料プール注水
補給水系による使用済燃料プール注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンクⅳ)

消火系による使用済燃料プール注水
消火系による使用済燃料プール注水で使用する設備は以下のとおり。
・電動駆動消火ポンプ
1.11－6

・ディーゼル駆動消火ポンプ
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.11.1(2)ａ．(a)ⅰ)

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）を使用した使用済燃料プール注水」で使用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ａ．(a)ⅱ)

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）を使用
した使用済燃料プール注水」で使用する設備のうち，代替燃料プール
注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ，代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽は重大事故等対処設備
として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.11.1）
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・復水移送ポンプ及び復水貯蔵タンク
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可
1.11－7

能であれば，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段として有効である。
・電動駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タ
ンク及び多目的タンク
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段として有効である。
（添付資料1.11.2）
ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段及び設備(a)

使用済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，使用済燃料プー
ルへのスプレイにより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手段がある。

ⅰ)

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スプレイ
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スプレイで使用する設備は以下のとおり。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽・常設スプレイヘッダ

ⅱ)

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（常設ス1.11－8

プレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイで使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）として使用）・代替淡水貯槽・常設スプレイヘッダ
なお，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
レイは，代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。
ⅲ)

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
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で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替燃料プール注水系（可搬型ス
プレイノズル）として使用）・代替淡水貯槽・可搬型スプレイノズル
なお，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
プレイは，代替淡水貯槽の淡水だけでなく，海水も利用できる。

(b)

漏えい緩和
使用済燃料プール内側から漏えいしている場合に，シール材を接着したステンレス鋼板に吊り降ろしロープを取り付け，漏えい箇所まで吊り下げることにより，使用済燃料プール水の漏えいを緩和するとともに，使用済燃料プールの水位低下を緩和する手段がある。
この手段では漏えいを緩和できない場合があること，重いステンレ
1.11－9

ス鋼板を使用するため作業効率が悪いことから，今後得られた知見を参考に，より効果的な漏えい緩和策を取り入れていく。
漏えい緩和で使用する資機材は以下のとおり。
・シール材
・接着剤
・ステンレス鋼板
・吊り降ろしロープ(c)

大気への拡散抑制
重大事故等により，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，大気へ放射性物質が拡散するおそれがある場合に，放水設備により大気への拡散を抑制する手段がある。
大気への拡散抑制で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）（大気への拡散抑制として使用）
・放水砲
なお，大気への拡散抑制の対応手段及び設備は，「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整理する。
(d)

重大事故等対処設備「1.11.1(2)ｂ．(a)ⅰ)

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
スプレイ」で使用する設備のうち，常設低圧代替注水系ポンプ，代替
淡水貯槽及び常設スプレイヘッダは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ｂ．(a)ⅱ)

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
1.11－10

スプレイ」で使用する設備のうち，代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプ，代替淡水貯槽及び常設スプレイヘッダは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ｂ．(a)ⅲ)

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」で使用する設備のうち，代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプ，代替淡水貯槽及び可搬型スプレイノズルは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ｂ．(c)大気への拡散抑制」で使用する設備のうち，

大気への拡散抑制として使用する可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.11.1）
以上の重大事故等対処設備により，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，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減することができる。
ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備(a)

使用済燃料プールの監視
重大事故等時において，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定するための手段がある。
使用済燃料プールの監視で使用する設備（監視計器）は以下のとお
1.11－11

り。
・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）(b)

代替電源による給電
上記「1.11.1(2)ｃ．(a)

使用済燃料プールの監視」で使用する設

備について，交流又は直流電源の喪失時に代替電源設備から給電する手段がある。
代替電源設備により給電する設備は以下のとおり。
・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）(c)

重大事故等対処設備「1.11.1(2)ｃ．(a)

使用済燃料プールの監視」で使用する設備のうち，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（使用済燃料プール監視カ
メラ用空冷装置を含む）は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.11.1(2)ｃ．(b)代替電源による給電」で使用する設備のう

ち，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
1.11－12ンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメ
ラ用空冷装置を含む）は重大事故等対処設備として位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.11.1）
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定することができる。
ｄ．重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手段及び設備(a)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却
使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合に，緊急用海水ポンプ
又は代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプ
で冷却水を確保することにより，代替燃料プール冷却系にて使用済燃料プールを冷却する手段がある。
代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却で使用する設備
は以下のとおり。
・代替燃料プール冷却系ポンプ
・代替燃料プール冷却系熱交換器
・緊急用海水ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替燃料プール冷却系として使用）(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.11.1(2)ｄ．(a)代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却」で使用する設備のうち，代替燃料プール冷却系ポンプ，代替
燃料プール冷却系熱交換器及び緊急用海水ポンプは重大事故等対処設
1.11－13備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.11.1）
以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合においても，使用済燃料プールを冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替燃料プール冷却系として使用）
車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故
シーケンスに対して有効性を確認できないが，代替燃料プール冷
却系が使用可能であれば，使用済燃料プールを冷却する手段として有効である。
（添付資料1.11.2）
ｅ．手順等
上記「ａ．使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手段及び設備」，「ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手段
及び設備」，「ｃ．重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手段及び設備」及び「ｄ．重大事故等時における使用済燃料プー
ルの冷却のための対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員等 ※３ 及び重大事故等対応要員の対応とし
1.11－14

て，「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」及び「重大事故等対策要領」に定める（第1.11－1表）。
また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する（第1.11－2表，第1.11－3表）。
※3

運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。
（添付資料1.11.3）

1.11.2

重大事故等時の手順

1.11.2.1

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順(1)

使用済燃料プール代替注水
ａ．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）を使用した使用済燃料プール注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プール水の小規模な水の漏えいが発生した場合に，代替淡水貯槽を水源として常設低圧代替注水系ポンプで使用済燃料プールへ注水することにより使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
また，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（淡水／海水）は，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設，原子炉建屋原子炉棟地上6階での可搬型スプレイ
ノズル設置，可搬型スプレイノズルとのホース接続等の準備を常設低圧
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）を使用し1.11－15

た使用済燃料プール注水と同時並行で実施する。なお，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場合は，原子炉建屋原子炉棟大物搬入口
から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設を実施する。
(a)

手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合で，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
①使用済燃料プール注水機能の喪失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が低下していることを確認した場合。
②使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度が上昇していることを確認した場合において，緊急用海水系による冷却水確保ができない場合，又は使用済燃料プールの水位がオーバーフロー水位付近に維持ができない場合。

(b)

操作手順
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）を使用した使用済燃料プール注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11－2図に，タイムチャートを第1.11－3図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設低圧代
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）を使用した使用済燃料プール注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること ※１ ，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，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）を使用した使用済燃料プール
1.11－16

注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
④運転員等は，発電長に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）を使用した使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプの起動を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを起動し，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.40MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑦発電長は，運転員等に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）を使用した使用済燃料プール注水の開始を指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系系統分離弁及び使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開とし，使用済燃料プール注水が開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位の上昇及び使用済燃料プール温度の低下により確認した後，発電長に報告する。
⑨発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持するように指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁により使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報
設定点（通常水位－142mm）以上に維持し，発電長に報告する。
※1：「1.11.2.3(1)ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
1.11－17

起動」手順による。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断してから常設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）を使用した使用済燃料プール注水開始まで15分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
（添付資料1.11.5，添付資料1.11.6）

ｂ．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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいが発生した場合に，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源とし，代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプで使用済燃料プールへ注水することにより使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
(a)

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料
プール水の漏えいが発生し，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），補給水系及び消火系にて使用済燃料
プールに注水ができない場合において，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

(b)

操作手順
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
1.11－18

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注水（淡水／海水）手順の概要は以下のとおり。なお，水源から接続口までの代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替
注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順については，「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
概要図を第1.11－4図に，タイムチャートを第1.11－5図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に低圧代替注水系配管・弁の接続口への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）の接続を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（注水ライン）で使用する低圧代替注水系配管・弁の接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に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）を使用した使用済燃料プール注水の準備を指示する。
④発電長は，運転員等に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）を使用した使用済燃料プール注水の準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，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る代替燃料プール注水系（注水ライ
1.11－19ン）を使用した使用済燃料プール注水に必要な電動弁及び監視計
器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
⑦運転員等は，発電長に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）を使用した使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に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）を使用した使用済燃料プール注水の系統構成を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開にする。なお，電源が確保できない場合，運転員等は原
子炉建屋原子炉棟にて，現場手動操作により使用済燃料プール注
水ライン流量調整弁を開にする。
⑩運転員等は，発電長に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）を使用した使用済燃料プール注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑪発電長は，災害対策本部長に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）を使用した使用済燃料プール注水の原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑫重大事故等対応要員は，災害対策本部長に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）を使用した使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑬災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（注水ライ
1.11－20ン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注
水大型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑭災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
⑮重大事故等対応要員は，代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，原子炉建屋西側接続口，原子炉建屋東側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口の弁を開とし，送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑯災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注
水大型ポンプにより送水を開始したことを連絡する。
⑰発電長は，運転員等に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）を使用した使用済燃料プール注水が開始されたことの確認を指示する。
⑱運転員等は中央制御室にて，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注水が開始されたことを使用済
燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位の上昇及び使用済
燃料プール温度の低下により確認し，発電長に報告する。
⑲発電長は，災害対策本部長に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）を使用した使用済燃料プール注水が開始されたことを連絡す
1.11－21

る。
⑳発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持するように指示する。
運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁により使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報
設定点（通常水位－142mm）以上に維持し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（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）】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，215分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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）】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，140分以内と想定する。
【現場操作（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）】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転
員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員8名にて実施した
場合，215分以内と想定する。
1.11－22

【現場操作（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）】（水源：西側淡水貯水設備）
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転
員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員8名にて実施した
場合，140分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，535分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】（水源：西側淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，195分以内と想定する。
【現場操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転
員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員8名にて実施した
場合，535分以内と想定する。
【現場操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場合）】（水源：西側淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転
員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員8名にて実施した
場合，195分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業
1.11－23

ができるように，代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの保管場
所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いること
で，暗闇における作業性についても確保する。
（添付資料1.11.4，添付資料1.11.5，添付資料1.11.6）
ｃ．補給水系による使用済燃料プール注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいが発生した場合に，復水貯蔵タンクを水源として復水移送ポンプで使用済燃料プールへ注水することにより使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
(a)

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料
プール水の漏えいが発生し，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端未満でない場合において，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）にて使用済燃料プールに注水ができず，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。ただし，原子炉建屋原子炉棟地上6階にアクセス可能な場合。

(b)

操作手順
補給水系による使用済燃料プール注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11－6図に，タイムチャートを第1.11－7図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系による使用済燃料プール注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷
1.11－24

装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，補給水系による使用済燃料プール注
水に必要なポンプ及び監視計器の電源が確保されていることを状
態表示等により確認する。
④運転員等は，発電長に補給水系による使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に復水移送ポンプの起動を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，復水移送ポンプを起動し，復水移送
ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑦発電長は，運転員等に補給水系による使用済燃料プール注水の開始を指示する。
⑧運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上6階にて，燃料プール周り補給水元弁を開とし，使用済燃料プールへの注水を開始する。
⑨運転員等は中央制御室にて，補給水系により使用済燃料プール注
水が開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料
プール水位の上昇及び使用済燃料プール温度の低下により確認
し，発電長に報告する。
⑩発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持するように指示する。
⑪運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上6階にて，燃料プール周り補給水元弁により使用済燃料プール水位を使用済燃料プール水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持し，発電長に報告す1.11－25

る。
(c)操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場合，作業開始を判断してから補給水系による使用済燃料プール注水開始まで55分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料1.11.4，添付資料1.11.5，添付資料1.11.6）

ｄ．消火系による使用済燃料プール注水
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料プール水からの小規模な水の漏えいが発生した場合に，ろ過水貯蔵タンク
又は多目的タンクを水源とし，電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動
消火ポンプにより消火栓ホース又は残留熱除去系Ｂ系ラインを経由して，使用済燃料プールへ注水することで使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
(a)

手順着手の判断基準【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料
プール水の漏えいが発生し，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端未満でない場合において，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）及び補給水系にて使用済燃料プールに注水ができず，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの水位が確保されている場合。ただし，重大事故等対処設備によるプラ
ントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合，
1.11－26

及び原子炉建屋原子炉棟地上6階にアクセス可能な場合。
【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料
プール水の漏えいが発生し，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端未満でない場合において，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）及び補給水系にて使用済燃料プールに注水ができず，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクの水位が確保されている場合。ただし，重大事故等対処設備によるプラ
ントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合，及び原子炉建屋原子炉棟地上6階にアクセスができない場合。
(b)

操作手順
消火系による使用済燃料プール注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11－8図に，タイムチャートを第1.11－9図に示す。
【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プール注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プール注水に必要なポンプ及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
④運転員等は，発電長に消火系（消火栓からのホース接続）による
使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
1.11－27

⑤発電長は，運転員等に消火系（消火栓からのホース接続）による
使用済燃料プール注水の系統構成を指示する。
⑥運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上5階又は原子炉建屋原子炉棟
地上6階の消火栓から使用済燃料プールまでホースの敷設を行い，手すり等に固縛・固定する。
⑦運転員等は，発電長に消火系（消火栓からのホース接続）による
使用済燃料プールへ注水するための系統構成が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に電動駆動消火ポンプ ※２ 又はディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動消火ポンプを起動し，消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑩発電長は，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料
プールへの注水の開始を指示する。
⑪運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上5階又は原子炉建屋原子炉棟
地上6階にて，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済
燃料プールへの注水を開始する。
⑫運転員等は中央制御室にて，消火系（消火栓からのホース接続）による使用済燃料プール注水が開始されたことを使用済燃料プー
ル監視カメラ，使用済燃料プール水位の上昇及び使用済燃料プー
ル温度の低下により確認し，発電長に報告する。
⑬発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持するように指1.11－28

示する。
⑭運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上5階又は原子炉建屋原子炉棟
地上6階にて，消火栓により使用済燃料プール水位を使用済燃料
プール水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持し，発電長に報告する。
【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プールへの注水に必要なポンプ，電動弁及び監視計
器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
④運転員等は，発電長に消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プー
ル注水の系統構成を指示する。
⑥運転員等はタービン建屋にて，補助ボイラ冷却水元弁を閉にする。
⑦運転員等は，発電長に消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
1.11－29

⑨運転員等は中央制御室にて，電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動消火ポンプを起動し，消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力指示値が0.78MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑩発電長は，運転員等に消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プールへの注水の開始を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁を開にする。
⑫運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上3階にて，残留熱除去系Ｂ系
燃料プール冷却浄化系ライン隔離弁を開にする。
⑬運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上4階にて，残留熱除去系使用済燃料プールリサイクル弁を開とし，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水を開始する。
⑭運転員等は中央制御室にて，消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水が開始されたことを使用済燃料プール監
視カメラ，使用済燃料プール水位の上昇及び使用済燃料プール温度の低下により確認し，発電長に報告する。
⑮発電長は，運転員等に使用済燃料プール水位を使用済燃料プール
水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持するように指示する。
⑯運転員等は原子炉建屋原子炉棟地上4階にて，残留熱除去系使用済燃料プールリサイクル弁により使用済燃料プール水位を使用済
燃料プール水位低警報設定点（通常水位－142mm）以上に維持し，発電長に報告する。
※2：常用電源が使用できる場合に，電動駆動消火ポンプを使用
1.11－30

する。
(c)操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，消火系による使用済燃料
プール注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転
員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）4名にて実施した場
合，60分以内と想定する。
【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転
員等（当直運転員）2名にて実施した場合，105分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
（添付資料1.11.4，添付資料1.11.5，添付資料1.11.6）(2)

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フ
ローチャートを第1.11－25図に示す。
使用済燃料プール冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プー
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）又は使用済燃料プール水位低警報により使用済燃料プールの水位低下を確認した場合は，事象を把握し使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を起動するとともに，使用済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料プール
エリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて状態の監視を行う。
使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プール水の漏えいが発1.11－31

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
燃料プール注水を実施する。
なお，使用済燃料プール水位が遮蔽維持水位の判断基準とする線量率（10mSv／h）によりアクセス可否を判断し，可搬型代替注水中型ポンプ若
しく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）を使用した使用済燃料プール注水又は可搬型代替注水中型ポンプ若し
く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（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を常設低圧代替
注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水と同時並行で実施する。
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）
にて使用済燃料プールへ注水ができず，使用済燃料プール水位が燃料プー
ル水戻り配管水平部下端未満でない場合，補給水系，消火系，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）を使用した使用済燃料プール注水を実施する。
また，消火系による使用済燃料プール注水は，重大事故等対処設備によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場合に実施する。
1.11.2.2(1)

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順

使用済燃料プールスプレイ
ａ．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スプレイ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，常設低圧代替注水系ポンプによる代替
1.11－32

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
スプレイを実施することにより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，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低減する。
また，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（淡水／海水）は，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設，原子炉建屋原子炉棟地上6階での可搬型スプレイ
ノズル設置及び可搬型スプレイノズルとのホース接続等の準備を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を使用した使用済燃料
プール注水又は使用済燃料プールスプレイと同時並行で実施する。なお，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場合は，原子炉建屋
原子炉棟大物搬入口から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設を実施する。
(a)

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料
プール水の漏えいが発生した場合で，以下のいずれかの状況に至った
場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
①使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上に維持できない場合。
②使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上の場合で，「1.11.2.1(1)

使用済燃料プール代替注水」による注水ができない場合。
(b)

操作手順
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1.11－33

レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11－10図に，タイムチャートを第1.11－11図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設低圧代
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スプレイの準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，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スプレイに必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
④運転員等は，発電長に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
ルスプレイの準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に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
ルスプレイの系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，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）を使用した使用済燃料プール
注水又は可搬型代替注水中型ポンプ若しく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）を使用した使用済燃料プール注水を実施している場合は，使用済燃料プール注
水ライン流量調整弁及び使用済燃料プール注水ライン元弁を閉と
1.11－34

する。
⑦運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを起動し，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が1.40MPa［gage］以上であることを確認する。
⑧運転員等は中央制御室にて，常設低圧代替注水系系統分離弁及び使用済燃料プールスプレイライン元弁を開にする。
⑨運転員等は，発電長に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
ルスプレイの系統構成が完了したことを報告する。
⑩発電長は，運転員等に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
ルスプレイの開始を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開とし，使用済燃料プールスプレイが開始されたことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認した後，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断してから常設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
ルスプレイ開始まで15分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

ｂ．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スプレイ（淡水／海水）
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プール
1.11－35

の水位が異常に低下した場合に，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
スプレイを実施することにより，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，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低
減する。
(a)

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料
プール水の漏えいが発生し，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
スプレイが実施できず，以下のいずれかの状況に至った場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。ただし，原子炉建屋
原子炉棟地上6階にアクセスができない場合。
①使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上に維持ができない場合②使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上の場合で，「1.11.2.1(1)

使用済燃料プール代替注水」による注水ができない場合(b)

操作手順
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スプレイ（淡水／海水）手
順の概要は以下のとおり。
なお，水源から接続口までの代替燃料プール注水系（常設スプレイ
ヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順については，「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」

にて整備する。
1.11－36

概要図を第1.11－12図に，タイムチャートを第1.11－13図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に低圧代替注水系配管・弁の接続口への代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプの接続を依頼する。
②災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（常設スプレ
イヘッダ）で使用する低圧代替注水系配管・弁の接続口を連絡する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に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スプレイの準備を指示する。
④発電長は，運転員等に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
ルスプレイの準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，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スプレイに必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
⑦運転員等は，発電長に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
ルスプレイの準備が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
1.11－37

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
ルスプレイの系統構成を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，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）を使用した使用済燃料プール
注水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）を使用した使用済燃料プール注水を実施している
場合は，使用済燃料プール注水ライン元弁を閉とする。
⑩運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールスプレイライン元
弁及び使用済燃料プール注水ライン流量調整弁を開にする。
⑪運転員等は，発電長に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
ルスプレイの系統構成が完了したことを報告する。
⑫発電長は，災害対策本部長に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スプレイの原子炉建屋原子炉棟内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑬重大事故等対応要員は，災害対策本部長に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スプレイの準備が完了したことを報告する。
⑭災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（常設スプレ
イヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑮災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポン
1.11－38

プの起動を指示する。
⑯重大事故等対応要員は，代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプを起動した後，原子炉建屋西側接続口又は原子炉建屋東側接続口の弁を開とし，送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑰災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（常設スプレ
イヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを連絡する。
⑱発電長は，運転員等に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
ルスプレイが開始されたことの確認を指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，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スプレイが開始されたことを使用済燃料プール監視カメ
ラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認
し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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スプレイ開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【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】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，215分以内と想定する。
1.11－39

【原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プールスプレイの場
合】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，165分以内と想定する。
【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場
合】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，535分以内と想定する。
【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場
合】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，205分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いること
で，暗闇における作業性についても確保する。
（添付資料1.11.4）
ｃ．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（淡水／海水）
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，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
1.11－40

ルスプレイを実施することにより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，臨界を防止すること及び放射性物質の放出を低
減する。
(a)

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失，又は使用済燃料
プール水の漏えいが発生し，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
スプレイが実施できず，以下のいずれかの状況に至った場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。ただし，原子炉建屋
原子炉棟地上6階にアクセス可能な場合。
①使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上に維持ができない場合。
②使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上の場合で，「1.11.2.1(1)

使用済燃料プール代替注水」による注水ができない場合。
(b)

操作手順
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（淡水／海水）
手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11－14図に，タイムチャートを第1.11－15図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型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を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に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
1.11－41

用した使用済燃料プールスプレイの準備として，可搬型代替注水
大型ポンプの配置，及び原子炉建屋原子炉棟地上6階に可搬型ス
プレイノズルの設置を指示する。
③発電長は，運転員等に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を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，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に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
⑥運転員等は，発電長に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が完了したことを報告する。
⑦発電長は，災害対策本部長に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が完了したことを連絡する。
⑧重大事故等対応要員は，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（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として，可搬型代替注水大型ポンプを配置
するとともに，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉から原子炉建屋原
子炉棟地上6階までホースの敷設を行い，原子炉建屋原子炉棟地
上6階にて可搬型スプレイノズルを設置しホースと接続する。原
子炉建屋廃棄物処理棟東側扉が使用できない場合は，原子炉建屋
1.11－42

原子炉棟大物搬入口から原子炉建屋原子炉棟地上6階までのホース敷設を実施する。
⑨重大事故等対応要員は，災害対策本部長に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が完了したことを報告する。
⑩災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑪災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
⑫重大事故等対応要員は，代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプを起動し，ホース内の水張りを実施した後，代替燃料プール注水系（可搬型ス
プレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプより送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑬災害対策本部長は，発電長に代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより送水を開始したことを連絡する。
⑭発電長は，運転員等に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が開始されたことの確認を指示する。
⑮運転員等は中央制御室にて，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が開始された
1.11－43

ことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度により確認し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，435分以内と想定する。
【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】（水源：代替淡水貯槽）・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，370分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，速やかに作業が開始できるように，原子炉建屋内で使用する資機材は作業場所近傍に配備する。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，代替燃料プール
注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型
ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いる
ことで，暗闇における作業性についても確保する。
（添付資料1.11.4，添付資料1.11.7）

(2)

漏えい緩和
1.11－44

ａ．使用済燃料プール漏えい緩和
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合において，
あらかじめ準備している漏えい緩和のための資機材を用いて，使用済燃料プール内側からの漏えいを緩和するとともに，使用済燃料プールの水位低下を緩和する。
(a)

手順着手の判断基準
使用済燃料プール水の漏えいが発生した場合において，以下のいず
れかの状況に至った場合。ただし，原子炉建屋原子炉棟地上6階にアクセス可能な場合。
①使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上に維持できない場合。
②使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上の場合で，「1.11.2.1(1)

使用済燃料プール代替注水」による注水ができない場合。
(b)

操作手順
使用済燃料プール漏えい緩和手順の概要は以下のとおり。
タイムチャートを第1.11－16図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に資機材（シール材，接着剤，ステンレス鋼板及び吊り降ろしロープ）を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に資機材を用いた使用済
燃料プールからの漏えい緩和措置を指示する。
③発電長は，運転員等に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置のための準備を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷
1.11－45

装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
⑤運転員等は中央制御室にて，資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
⑥運転員等は，発電長に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置のための準備が完了したことを報告する。
⑦重大事故等対応要員は原子炉建屋原子炉棟地上6階にて，ステン
レス鋼板にシール材を接着させ，吊り降ろしロープを取り付けた
後，貫通穴付近まで吊り下げ，手すり等に固縛・固定する。
⑧重大事故等対応要員は，災害対策本部長に資機材を用いた使用済
燃料プールからの漏えい緩和措置が完了したことを報告する。
⑨災害対策本部長は，発電長に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置が完了したことを連絡する。
⑩発電長は，運転員等に資機材を用いた使用済燃料プールからの漏えい緩和措置が完了したことの確認を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プールからの漏えい量が減少したことを使用済燃料プール監視カメラ，使用済燃料プール
水位にて確認し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を
重大事故等対応要員4名にて実施した場合，作業開始を判断してから使用済燃料プール漏えい緩和措置完了まで150分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
1.11－46

（添付資料1.11.4）(3)

大気への拡散抑制
ａ．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
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより，使用済燃料プールの水位が異常に低下し，「1.11.2.2(1)

使用済燃料プールスプレイ」によるスプレイを実施しても使用済燃料プールの水位が上昇しない場合，
又は「1.11.2.2(1)

使用済燃料プールスプレイ」によるスプレイが実施できない場合に，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に海水を放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制する。なお，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に関する手順については，「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
(4)

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フ
ローチャートを第1.11－25図に示す。
使用済燃料プール注水機能の喪失又は使用済燃料プールからの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において，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上で，「1.11.1(2)ａ．(a)

使用済燃料プール代替注水」による注水ができない

場合，又は「1.11.1(2)ａ．(a)

使用済燃料プール代替注水」による注水を実施している場合で，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上に維持ができない場合に，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
ルスプレイを実施するとともに資機材を用いた使用済燃料プール漏えい緩1.11－47

和を行う。
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スプレイにて使用済燃料プールへスプレイができない場合は，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スプレイ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（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を実施する。
なお，「1.11.1(2)ｂ．(a)

使用済燃料プールスプレイ」によるスプレイを実施しても使用済燃料プールの水位が上昇しない場合，又は「1.11.1(2)ｂ．(a)

使用済燃料プールスプレイ」によるスプレイが実施

できない場合に，大気への拡散抑制を実施する。
1.11.2.3

重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順

使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時若しくは使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合，使用済燃料プール監視設備の環境条件は，使用済燃料プール水の沸騰による蒸散が継続し，高温（大気圧下のため100℃
を超えることはない。），高湿度の環境が考えられるが，使用済燃料プール監
視設備の構造及び設置位置により，事故時環境下においても使用できる。
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使用済燃料プ
ール監視カメラ用空冷装置にて空気を供給する設計とする。
使用済燃料プール監視設備は，重大事故等時に変動する可能性のある範囲にわたり監視することが可能であり，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）及び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）の計測範囲を把握した上で使用済燃料プールの水位，水温及び上部空間線量率の監視を行う。
1.11－48

また，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は常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から給電され，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置及び可搬型代替交流電源設備として使用する可搬型代替低圧電源車から給電することにより，使用済燃料プールの監視を実施する。
(1)

使用済燃料プールの状態監視
通常時は，設計基準対象施設である使用済燃料プール水位，燃料プール
冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，燃料取替フロア燃料
プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ及び原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタにより状態監視を実施する。
重大事故等時においては，重大事故等対処設備である使用済燃料プール
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（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置含む）により，使用済燃料プールの水位，水温及び上部空間線量率の状態監視を行う。上記の重大事故等対処設備である監視設備は，常設設備であり可搬型設備を必要としない。また，通常時より常時監視が可能な設備であり，継続的に監視を実施する。
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ及び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）の機能が喪失している場合は，あらかじめ評価（使用済燃料配置変更ごとに行う空間線量率評価）し把握
1.11－49した水位と放射線線量率の相関（減衰率）関係により使用済燃料プールの空間線量率を推定する。
ａ．使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動(a)

手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。
①使用済燃料プール注水機能の喪失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が低下していることを確認した場合②使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度が上昇していることを確認した場合

(b)

操作手順
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11－17図に，タイムチャートを第1.11－18図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に使用済燃料
プール監視カメラ用空冷装置の起動を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラにより使用済燃料プール水位が視認できること，及び使用済燃料プール
監視カメラ用空冷装置起動に必要なコンプレッサ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
③運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置出口弁を開とし，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を起動する。
④運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラの状態
1.11－50

に異常がないことを確認する。
⑤運転員等は，発電長に使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動が完了したことを報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した
場合，作業開始を判断してから使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動まで7分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

ｂ．代替電源による給電
交流又は直流電源が喪失した場合，使用済燃料プールの状態を監視するため，代替電源により使用済燃料プール監視設備へ給電する手順を整備する。
なお，代替電源により使用済燃料プール監視設備へ給電する手順については，「1.14
1.11.2.4(1)電源の確保に関する手順等」にて整備する。

重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順

使用済燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却
設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）による使用済燃料プール冷却機能が喪失した場合は，緊急用海水系又は代替燃料プー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り冷却水を確保し，代替燃料プール冷
却系により使用済燃料プール冷却を実施する。なお，使用済燃料プールの水位がオーバーフロー水位付近でない場合は，「1.11.2.1(1)済燃料プール代替注水」又は「1.11.2.2(1)使用

使用済燃料プールスプレ

イ」により使用済燃料プール水位をオーバーフロー水位付近とし，代替
1.11－51

燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却を実施する。
(a)ⅰ)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度が上昇していることを確認した場合で，代替燃料プール冷却系に必要な冷却水が確保されている場合において，使用済燃料プールの水
位がオーバーフロー水位付近に維持可能な場合。

ⅱ)

操作手順
代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11－19図に，タイムチャートを第1.11－20図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替燃料
プール冷却系による使用済燃料プール冷却の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置が起動していること，及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位が視認できることを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認するとともに，冷却水が確保されていることを確認する。
④運転員等は，発電長に代替燃料プール冷却系による使用済燃料
プール冷却の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系による使用済燃料
プール冷却の系統構成を指示する。
1.11－52

⑥運転員等は中央制御室にて，燃料プール冷却浄化系入口隔離弁を閉とする。
⑦運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系ポンプ入口
弁及び代替燃料プール冷却系熱交換器出口弁を開とする。
⑧運転員等は，発電長に代替燃料プール冷却系による使用済燃料
プール冷却の系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に代替燃料プール冷却系による使用済燃料
プール冷却を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系ポンプ ※３を起動し，使用済燃料プール冷却が開始されたことを使用済燃料プール温度の低下により確認した後，発電長に報告する。
※3：代替燃料プール冷却系は，燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）が復旧した場合に，代替燃料プール冷却系を停止し，燃料プ
ール冷却浄化系又は残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）により使用済燃料プールの冷却を実施する。なお，使用済燃料プール内の燃料体等から発生する崩壊熱により，燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去
系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）を選択し，使用済燃料プールの冷却を実施する。ただし，燃料プール
冷却浄化系は非常用電源設備が復旧した場合に，使用済
燃料プールの冷却に使用する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替燃料プ
1.11－53

ール冷却系による使用済燃料プール冷却開始まで15分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
（添付資料1.11.5，添付資料1.11.6）(b)ⅰ)

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保
手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度上昇が確認された場合。

ⅱ)

操作手順
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.11－21図に，タイムチャートを第1.11－22図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に緊急用海水系による冷却水確保の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，緊急用海水系による冷却水の確保に必要なポンプ，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
③運転員等は中央制御室にて，緊急用海水ポンプ室空調機を起動する。
④運転員等は，発電長に緊急用海水系による冷却水確保の準備が完了したことを報告する。
⑤発電長は，運転員等に緊急用海水系による冷却水確保の系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷
1.11－54

却水出口ライン切替え弁（Ａ）又は代替燃料プール冷却系熱交
換器冷却水出口ライン切替え弁（Ｂ）を開にする。
⑦運転員等は，発電長に緊急用海水系による冷却水確保の系統構成が完了したことを報告する。
⑧発電長は，運転員等に緊急用海水ポンプ（Ａ）又は緊急用海水ポンプ（Ｂ）の起動を指示する。
⑨運転員等は中央制御室にて，緊急用海水ポンプ（Ａ）又は緊急用海水ポンプ（Ｂ）を起動し，発電長に報告する。
⑩発電長は，運転員等に緊急用海水系による冷却水の供給を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷
却水供給流量調節弁を調整開とし，緊急用海水系流量（代替燃
料プール冷却系熱交換器）の流量上昇を確認した後，発電長に
報告する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断してから緊急用海水系による冷却水の供給開始まで20分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

(c)

代替燃料プー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

ⅰ)

手順着手の判断基準
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プールの温度が上昇していることを確認した場合で，緊急用海水系が使用できない場合。
1.11－55

ⅱ)

操作手順
代替燃料プー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）の確保手順の概要は以下のとおり（代替燃料
プール冷却系東側接続口，代替燃料プール冷却系西側接続口，代替
残留熱除去系海水系西側接続口を使用した手順は，手順⑨以外は同様。）。
概要図を第1.11－23図に，タイムチャートを第1.11－24図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に代替燃料プー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確保の準備を依頼する。
②災害対策本部長は，プラントの被災状況に応じて代替燃料プー
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確保のため，水源からの接続口を決定し，発電長に使用する代替燃料プール冷却系の接続口を連絡する。なお，代替燃料プール冷却系の接続口は，各作業時間（出動準備，移動，代替淡水貯槽蓋開放，ポンプ設置，ホース敷設，西側接続口蓋開放，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代替燃料プール冷却系東側接続口を優先する。
③災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替燃料プー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確保のため，使用する水源から代替燃料プール冷却系の接続口を指示する。

1.11－56

④重大事故等対応要員は，代替燃料プール冷却系として使用する
可搬型代替注水大型ポンプを海に配置し，可搬型代替注水大型
ポンプ付属の水中ポンプユニットを設置する。
⑤重大事故等対応要員は，海から代替燃料プール冷却系の接続口までホースの敷設を実施する。
⑥発電長は，運転員等に代替燃料プー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確保の準備を指示する。
⑦運転員等は中央制御室にて，代替燃料プー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確保に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認し，発電長に報告する。
⑧発電長は，運転員等に代替燃料プー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確保の系統構成を指示する。
⑨ ａ 代替燃料プール冷却系東側接続口又は代替燃料プール冷却系
西側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合
運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷
却水供給流量調節弁が閉していることを確認する。
⑨ ｂ 代替残留熱除去系海水系西側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合
運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷
却水供給流量調節弁を開とする。
⑩運転員等は中央制御室にて，代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ａ）又は代替燃料プール冷却系熱交
換器冷却水出口ライン切替え弁（Ｂ）を開にする。
1.11－57

⑪運転員等は，発電長に代替燃料プー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確保の系統構成が完了したことを報告する。
⑫重大事故等対応要員は，災害対策本部長に代替燃料プー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確保の準備が完了したことを報告する。
⑬災害対策本部長は，発電長に代替燃料プー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の送水開始を連絡する。
⑭災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替燃料プー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の送水開始を指示する。
⑮重大事故等対応要員は，代替燃料プール冷却系西側接続口，代替燃料プール冷却系東側接続口又は代替残留熱除去系海水系西側接続口の弁が閉していることを確認した後，代替燃料プール
冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプを起動し，ホース内の水張り及び空気抜きを実施する。
⑯重大事故等対応要員は，ホース内の水張り及び空気抜きが完了
した後，代替燃料プール冷却系西側接続口，代替燃料プール冷
却系東側接続口又は代替残留熱除去系海水系西側接続口の弁を開とし，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水
大型ポンプにより送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑰災害対策本部長は，発電長に代替燃料プー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り冷却水の送水を開始した
1.11－58

ことを連絡する。
⑱発電長は，運転員等に代替燃料プー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り冷却水の供給が開始されたことを確認するように指示する。
⑲運転員等は中央制御室にて，代替燃料プー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り冷却水の供給が開始されたことを緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却系熱交換器）の流量上昇により確認し，発電長に報告する。
⑳発電長は，災害対策本部長に代替燃料プー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り冷却水の供給が開始されたことを連絡する。
災害対策本部長は，重大事故等対応要員に代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの回転数を制御するように指示する。
重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ付きの圧力計にて圧力指示値を確認し，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの回転数を制御し，災害対策本部長に報告する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，代替燃料プー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の供給開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【代替燃料プール冷却系東側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重
1.11－59

大事故等対応要員8名にて実施した場合，370分以内と想定する。
【代替燃料プール冷却系東側接続口を使用した冷却水（海水）確保の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて実施した場合，135分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。また，ホース等の接続は速やかに作業できるように，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代
替注水大型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。
車両の作業照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いること
で，暗闇における作業性についても確保する。
（添付資料1.11.4）(2)

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フ
ローチャートを第1.11－25図に示す。
使用済燃料プール冷却機能の喪失が発生し，使用済燃料プールの温度上昇が確認された場合に，緊急用海水系による冷却水の確保を実施し，代替
燃料プール冷却系により使用済燃料プールを冷却する。
緊急用海水系が使用できない場合は，代替燃料プー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の確保を実施し，代替燃料プール冷却系により使用済燃料プールを冷却するが，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプの運転開始までに使用済燃料プ
ールの水位低下が確認された場合，又は冷却水を確保した後に使用済燃料
1.11－60

プール水位をオーバーフロー水位付近に維持できない場合は，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）等により使用済燃料プールへ注水を実施する。
1.11.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

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
質の拡散抑制手順については，「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
水源から接続口までの可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる送水手順については，「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽に補給する手順については，「1.13
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
常設低圧代替注水系ポンプ，代替燃料プール冷却系ポンプ，復水移送ポン
プ，緊急用海水ポンプ，電動弁及び監視計器への電源供給手順については，「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替
交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替低圧電
源車，非常用交流電源設備，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水
大型ポンプへの燃料給油手順については，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順については，「1.15時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.11－61

事故

第1.11－1表

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領

サイフォン防止機能 ※５
代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

関連設備

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 ） を 使 用 し た使 用 済 燃 料 プ ー ル 注 水

使用済燃料 プール の冷却機 能又 は注水機能 の喪失 時，又は 使用 済燃料プー ルから の小規模 な水 の漏えい発 生 時

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11－62

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型代替注水中型ポンプ ※３
可搬型代替注水大型ポンプ ※３

重大事故等対処設 備

主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
サイフォン防止機能 ※５
西側淡水貯水設備※３
代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁ホース
使用済燃料プール
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

関連設備

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）を 使用した 使用 済燃料プー ル注水使 用 済 燃 料 プ ー ル の 冷 却機 能 又 は 注水 機 能 の喪 失 時，又 は 使 用 済 燃 料 プ ー ルか ら の 小 規 模 な 水 の 漏え い 発 生 時

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11－63対応手段，対応設備，手順書一覧（3／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

復水移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領

自主対策設 備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁重大事故等 対処設 備

関連設備

サイフォン防止機能 ※５
使用済燃料プール
非常用交流電源設備 ※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電
機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電
機 燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

補給水系に よる使 用済燃料 プー ル注水

使用済燃料 プール の冷却機 能又 は注水機能 の喪失 時，又は 使用 済燃料プー ルから の小規模 な水 の漏えい発 生 時

燃料プール冷却浄化系

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11－64

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等

自主対策設 備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁・ホース

重大事故等 対処設 備

サイフォン防止機能 ※５
使用済燃料プール

自主対策設 備主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

消火系による使用 済燃料プ ール 注水（ 消 火 栓を 使 用 し た使 用 済 燃 料 プ ー ル 注 水 の 場 合 ）

使用済燃料 プール の冷 却機 能又 は注水機能 の喪失 時，又は使用済 燃 料プ ールから の小 規模な水 の 漏え い 発生 時

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11－65

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領

自主対策設 備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備

関連設備

サイフォン防止機能 ※５
残留熱除去系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁使用済燃料プール
非常用交流電源設備 ※４・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｄ 非常用ディーゼル発電
機 燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

消火系によ る使用 済燃料プ ール 注水（残留 熱除去 系ラ イン を使 用した使用 済燃料 プール注 水の 場合）

使用済燃料 プール の冷 却機 能又 は注水機能 の喪失 時，又は 使用 済燃料プー ルから の小規模 な水 の漏え い発 生 時

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11－66

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
常設スプレイヘッダ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等

重大事故等 対処設 備

関連設備

サイフォン防止機能 ※５
代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備

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

－

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11－67

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※３
常設スプレイヘッダ

重大事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等※５

サイフォン防止機能
代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁ホース
使用済燃料プール
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

関連設備

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

－

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11－68対応手段，対応設備，手順書一覧（8／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※３
可搬型スプレイノズル

重大事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等

サイフォン防止機能
代替淡水貯槽 ※３
ホース
使用済燃料プール
燃料給油設備 ※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

※５

関連設備

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

使用済燃料 プール からの大 量の 水の漏えい 発生 時

－

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11－69

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

主要設備

漏えい緩和

使 用 済 燃 料 プ ー ル か ら の大 量 の 水 の 漏え い 発 生 時

－

対応
手段

シール材
接着剤
ステンレス鋼板
吊り降ろしロープ－ ※６

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11－70

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

重大事故等 対処設 備

主要設備

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用） ※２
放水砲 ※２大気への拡 散抑制

重大事故等対策要領

ホース
燃料給油設備 ※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

関連設備

使 用 済 燃 料 プ ー ル か ら の大 量 の 水 の 漏え い 発 生 時－

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11－71

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

使用済燃料プール温度

原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

関連設備

原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ

常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※４・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

燃料取替フロア燃料プ
ールエリア放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

重大事故等 対処設 備

主要設備

燃料プール冷却浄化系
ポンプ入口温度

使用済燃料 プール の監視

重大 事故等 時にお ける使用 済燃 料プールの 監視

使用済燃料プール水位

整備する手順書 ※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11－72

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

重大 事故等 対処設 備

主要設備
代替電源に よる給 電

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※４・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

関連設備

重大事故等 時にお ける使用 済燃 料プールの 監視－

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11－73

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／14）
分類

整備する手順書 ※１

対応設備

主要設備

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器
使用済燃料プール
緊急用海水ポンプ

緊急用海水ストレーナ
代替燃料プール冷却系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁スキマサージタンク
緊急用海水系配管・弁残留熱除去系海水系配管・弁
非常用取水設備
・ＳＡ用海水ピット
・海水引込み管・ＳＡ用海水ピット取水塔
・緊急用海水ポンプピット
・緊急用海水取水管
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

代替燃料プ ール冷 却系によ る使 用済燃料プ ール冷 却①

重 大 事 故 等 時に お け る 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 冷 却

燃料プール冷却浄化系

対応
手段

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11－74

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／14）
分類

対応
手段

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器
使用済燃料プール

主要設備
可搬型代替注水大型ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替燃料プール冷却系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁スキマサージタンク
緊急用海水系配管・弁残留熱除去系海水系配管・弁ホース
非常用取水設備
・ＳＡ用海水ピット
・海水引込み管・ＳＡ用海水ピット取水塔
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対 策設 備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

代替燃料プ ール冷 却系によ る使 用済燃料プ ール冷 却②

重大 事故等 時にお ける使用 済燃 料プールの 冷却

燃料プール冷却浄化系

整備する手順書 ※１

対応設備

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する
設計基準対象施設※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.11－75

第1.11－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.1(1)

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順
使用済燃料プール代替注水

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

ａ．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）を使用した使用済燃料プール
注水操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

1.11－76

監視計器一覧（2／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.1(1)

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順
使用済燃料プール代替注水

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１
代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１
代替淡水貯槽水位 ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

ｂ．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）を使用した使用済燃料
プール注水（淡水／海水）操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

1.11－77

監視計器一覧（3／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.1(1)

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順
使用済燃料プール代替注水

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

ｃ．補給水系による使用済燃料プール注水操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
。

1.11－78

監視計器一覧（4／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.1(1)

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時の対応手順
使用済燃料プール代替注水

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタｄ．消火系による使用済
燃料プール注水操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

1.11－79

監視計器一覧（5／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

ａ．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スプレイ操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

1.11－80

監視計器一覧（6／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プールスプレイ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

ｂ．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スプレイ（淡水／海水）操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

1.11－81

監視計器一覧（7／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(1) 使用済燃料プールスプレイ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

ｃ．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（淡水／海水）操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

1.11－82

監視計器一覧（8／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.2 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順(2) 漏えい緩和

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
スキマサージタンク水位
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧代替注水系系統流量（使用済燃料
プール）
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタａ．使用済燃料プール漏
えい緩和

操作

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

1.11－83

監視計器一覧（9／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.3 重大事故等時における使用済燃料プールの監視のための対応手順(1) 使用済燃料プールの状態監視

補機監視機能

使用済燃料プール水位低 警報
使用済燃料プール温度高 警報
スキマサージタンク水位
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系海水系系統流量

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール監視カメラ ※１

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１

ａ．使用済燃料プール監
視カメラ用空冷装置
起動

操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

1.11－84

監視計器一覧（10／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順(1) 使用済燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

補機監視機能

使用済燃料プール温度高 警報
スキマサージタンク水位
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系海水系系統流量

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プール温度
使用済燃料プール監視カメラ ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダク
ト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モ
ニタ

補機監視機能

使用済燃料プール温度高 警報
使用済燃料プール水位低 警報

判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１(a)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料
プール冷却

操作

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

1.11－85

監視計器一覧（11／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順(1) 使用済燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

補機監視機能

使用済燃料プール温度高 警報
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系海水系系統流量

補機監視機能緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却系熱交換器）判断基準

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１(b)

緊急用海水系による冷却水（海水）の確
保操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

1.11－86

監視計器一覧（12／12）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.11.2.4 重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための対応手順(1) 使用済燃料プール冷却
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

代替燃料プー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）の確保補機監視機能

使用済燃料プール温度高 警報
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却系熱交換器）補機監視機能代替燃料プール冷却系熱交換器出口温
度

判断基 準

(c)

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１

操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

1.11－87

第1.11－3表

審査基準における要求事項毎の給電対象設備

対象条文

供給対象設備

常設低圧代替注水系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。）

低圧代替注水系

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用モータコントロールセンタ（以下「モータコントロールセン
タ」を「ＭＣＣ」という。）

弁

代替燃料プール注水系【 1.11】
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

給電元
給電母線

弁

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

代替燃料プール冷却系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

代替燃料プール冷却系

常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

弁

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流125V主母線盤
直流125V主母線盤 ２Ｂ

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流125V主母線盤

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）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流125V主母線盤

使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プ
ール監視カメラ用空冷装置を含む）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用ＭＣＣ
緊急用直流125V主母線盤

1.11－88

① 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）を使用した使用済燃料プール注水・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（凡例）：AND 条件：フロントライン系の代替設備・手段による対応：OR 条件：サポート系の代替設備・手段による対応② 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）を使用した使用済燃料
プール注水
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・西側淡水貯水設備
・代替淡水貯槽：フロントライン系：サポート系

③ 補給水系による使用済燃料プール注水・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンク④②①

使用 済燃 料 プー ル
注水 機能 喪 失⑪ 使用済燃料プールの監視・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置含む）⑫ 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却・代替燃料プール冷却系ポンプ
・代替燃料プール冷却系熱交換器
・緊急用海水ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

使用 済燃 料 プー ル水 位 低下⑪

④ 消火系による使用済燃料プール注水・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク

使用 済燃 料 プー ル
冷却 機能 喪 失使用 済燃 料 プー ル漏 え い

⑫

配管 破損

補給 水系
機能 喪失

残留 熱除 去 系
機能 喪失

燃料 プー ル 冷却 浄化 系
機能 喪失

残留 熱除 去 系
機能 喪失

※1

③

ポン プ周 り故障

弁故 障

駆動 源喪 失(交 流電 源)燃料 プー ル 冷却 浄化 系
Ａ系 機能 喪 失

※2

配管 破損

復水貯蔵
タンク故 障※3

ポン プ周 り故障

弁故 障

燃料 プー ル 冷却 浄化 系
Ｂ系 機能 喪 失

残留 熱除 去 系
Ａ系 機能 喪 失※3※5

原子 炉補 機
冷却 系機 能 喪失

駆動 源喪 失(交 流電 源)※4

※2

残留 熱除 去 系
Ｂ系 機能 喪 失※5

ポン プ周 り故障

弁故 障

残留 熱除 去 系
海水 系機 能 喪失

起動 操作 失 敗

※6

⑤

熱交 換器
破損

熱交 換器
破損

配管 破損

第1.11－1図

機能喪失原因対策分析（1／3）
1.11－89

駆動 源喪 失（交 流電 源 ）電源 喪失
（直 流電 源 ）

※2

※7

配管 破損

（凡例）
：AND 条件：フロントライン系の代替設備・手段による対応：OR 条件：サポート系の代替設備・手段による対応⑧ 使用済燃料プール漏えい緩和
・シール材
・接着剤
・ステンレス鋼板
・吊り降ろしロープ⑤ 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スプレイ
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽・常設スプレイヘッダ：フロントライン系：サポート系⑨ 大気への拡散抑制
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
・放水砲⑥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スプレイ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽・常設スプレイヘッダ⑩⑨⑦ 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
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽・可搬型スプレイノズル

使用 済燃 料 プー ル水 位 維持 不 可⑦⑥⑩ 使用済燃料プールの監視・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置含む）⑤⑧

使用 済燃 料 プー ル
冷却 機能 喪 失使用 済燃 料 プー ル
注水 機能 喪 失使用 済燃 料 プー ル
損傷

補給 水系
機能 喪失

燃料 プー ル 冷却 浄化 系
機能 喪失

残留 熱除 去 系
機能 喪失

残留 熱除 去 系
機能 喪失

※1

ポン プ周 り故障

弁故 障

燃料 プー ル 冷却 浄化 系
Ａ系 機能 喪 失駆動 源喪 失(交 流電 源)※3

燃料 プー ル 冷却 浄化 系
Ｂ系 機能 喪 失

残留 熱除 去 系
Ａ系 機能 喪 失※3

※5

残留 熱除 去 系
Ｂ系 機能 喪 失

※5

※2

配管 破損

復水貯蔵
タンク

ポン プ周 り
故障

熱交 換器
破損

弁故 障

原子 炉補 機
冷却 系機 能 喪失

駆動 源喪 失(交 流電 源)※4

※2

ポン プ周 り
故障

弁故 障

※6

熱交 換器
破損

配管 破損

第1.11－1図

残留 熱除 去 系
海水 系機 能 喪失

起動 操作 失 敗

機能喪失原因対策分析（2／3）

1.11－90

駆動 源喪 失（交 流電 源 ）電源 喪失
（直 流電 源 ）

※2

※7

配管 破損

（略語）

（凡例）
：AND 条件：フロントライン系の代替設備・手段による対応

Ｍ／Ｃ：メタルクラッド開閉装置：OR 条件：サポート系の代替設備・手段による対応

Ｐ／Ｃ：パワーセンタ：フロントライン系⑬-1 代替電源による給電【交流】・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置含む）⑬-2 代替電源による給電【直流】・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ：サポート系※4

原子 炉補 機
冷却 系機 能 喪失

残留 熱除 去 系
機能 喪失

※1

残留 熱除 去 系
Ａ系 機能 喪 失

残留 熱除 去 系
Ｂ系 機能 喪 失※8

ポン プ周 り
故障

起動 操作
失敗

弁故 障

補機 海水 系
故障

※8

ポン プ周 り
故障

弁故 障

熱交 換器
破損

残留 熱除 去 系
海水 系機 能 喪失

起動 操作 失 敗

配管 破損

駆動 源喪 失(交 流電 源)

電源 喪失
(直 流電 源)

※2

※7

※6
配管 破損
駆動 源喪 失（交 流電 源 ）電源 喪失
（直 流電 源 ）※2

※7

サプ レッ シ ョン・プ ール

スト レー ナ
詰ま り

ポン プ周 り故障

弁故 障

スト レー ナ
詰ま り

配 管破損

起動操作
失敗

駆動 源喪 失(交 流電 源)

電源 喪失
(直 流電 源)※2

※7

残留 熱除 去 系
海水 系機 能 喪失

駆動 源喪 失(交 流電 源)※2

電源喪失
(直 流電 源)

※6
⑬-1
※7
Ｍ／Ｃ
機能喪失

Ｐ／ Ｃ
機能 喪失

ポン プ周 り
故障

⑬-2

配管 破損

外部 電源 系
故障

起動 操作 失 敗

弁故 障

スト レー ナ
詰ま り
自動 起動
信号 故障

非常 用デ ィ ーゼ ル
発電 機故 障駆動 源喪 失(交 流電 源)

電源 喪失
(直 流電 源)

※2

※7

配電 盤
機能 喪失

蓄電 池
機能喪失
手動

交流 電源 喪 失第1.11－1図

機能喪失原因対策分析（3／3）

1.11－91※2

充電 装置 故 障

1.11－92

弁名称

操作手順⑧ ※２ ，⑩

弁名称
使用済燃料プール注水ライン流量調整弁

要図

概設 計基 準 対 象 施 設 か ら追加した箇所ホース

逆止弁

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）を使用した使用済燃料プール注水○：操作手順番号を示す。
○ ※１～ ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

常設低圧代替注水系系統分離弁第1.11－2図

記載例

⑧ ※１

操作手順

空気駆動

AO

弁

電動駆動

ポンプ
MO

凡例

第1.11－3図

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）を使用した使用済燃料プール注水

1.11－93

タイムチャート1.11－94
弁名称

設 計基 準 対 象 施 設 か ら追加した箇所

ホース

逆止弁

した使用済燃料プール注水（淡水／海水）

概要図

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）を使用○：操作手順番号を示す。

原子炉建屋西側接続口の弁，原子炉建屋東側接続口の弁，高所東側接続口の弁，高所西側接続口の弁

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁

第1.11－4図

記載例

⑮

⑨，

操作手順

空気駆動

AO

弁

電動駆動

ポンプ
MO

凡例

第1.11－5図

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）タイムチャート（1／4）

1.11－95

第1.11－5図

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）タイムチャート（2／4）

1.11－96

第1.11－5図

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）タイムチャート（3／4）

1.11－97

第1.11－5図

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）タイムチャート（4／4）

1.11－98

1.11－99

記載例⑧，⑪

燃料プール周り補給水元弁

弁名称○ ：操作手順番号を示す。

操作手順

第1.11－6図

補給水系による使用済燃料プール注水

概要図

MO

凡例

設 計 基 準 対 象施 設 か ら追加した箇所

逆止弁

弁

電動駆動

ポンプ

第1.11－7図

補給水系による使用済燃料プール注水

1.11－100

タイムチャート1.11－101

第 1.11－8 図

消火系による使用済燃料プール注水（1／2）

【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】

概要図

凡例

ホース

逆止弁

弁

ポンプ

1.11－102

⑪

記載例

※１

※２

補助ボイラ冷却水元弁

弁名称
⑫

操作手順

第1.11－8図設 計 基 準 対 象施 設 か ら追加した箇所

逆止弁

弁

電動駆動

ポンプ

残留熱除去系Ｂ系燃料プール冷却浄化系ライン隔離弁

弁名称

消火系による使用済燃料プール注水（2／2）

概要図

⑬，⑯
残留熱除去系使用済燃料プールリサイクル弁
残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁○：操作手順番号を示す。
○ ※１～ ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

，⑪

⑥

操作手順

【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】MO

凡例

【消火栓を使用した使用済燃料プール注水の場合】【残留熱除去系ラインを使用した使用済燃料プール注水の場合】

第1.11－9図

消火系による使用済燃料プール注水

1.11－103

タイムチャート1.11－104⑥，⑪

使用済燃料プール注水ライン元弁

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁

弁名称

⑧

⑧
※２

※１

操作手順

使用済燃料プールスプレイライン元弁

常設低圧代替注水系系統分離弁

弁名称

設 計基 準 対 象 施 設 か ら追加した箇所

ホース

逆止弁

ルスプレイ

概要図

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○：操作手順番号を示す。
○ ※１～ ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

※２

第1.11－10図

記載例

⑥

※１

操作手順

空気駆動

AO

弁

電動駆動

ポンプ

MO

凡例

第1.11－11図

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スプレイ
ムチャート

1.11－105タイ

1.11－106

⑩

弁名称

⑯

⑩

※２

操作手順

弁名称

原子炉建屋西側接続口の弁，原子炉建屋東側接続口の弁

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁設 計基 準 対 象 施 設 か ら追加した箇所ホース

逆止弁

ルスプレイ（淡水／海水）

概要図

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○：操作手順番号を示す。
○ ※１～ ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

使用済燃料プールスプレイライン元弁

使用済燃料プール注水ライン元弁

第1.11－12図

記載例

※１

⑨

操作手順

空気駆動

AO

弁

電動駆動

ポンプ
MO

凡例

第1.11－13図

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スプレイ（淡水／海水）

タイムチャート（1／2）

1.11－107

第1.11－13図

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スプレイ（淡水／海水）

タイムチャート（2／2）

1.11－1081.11－109

第1.11－14図

設 計基 準 対 象 施 設 か ら追加した箇所

ホースールスプレイ（淡水／海水）

概要図

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

凡例

【原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合】

第1.11－15図

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（淡水／海水）

タイムチャート（1／2）

1.11－110

【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】

第1.11－15図

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（淡水／海水）

タイムチャート（2／2）

1.11－111

第1.11－16図

使用済燃料プール漏えい緩和

1.11－112

タイムチャート

凡例
電動駆動
操作手順

弁名称

③

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置出口弁

記載例○：操作手順番号を示す。

第1.11－17図弁MO

設 計 基 準 対 象施 設 か ら追加した箇所

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動

1.11－113

概要図第1.11－18図

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動

1.11－114

タイムチャート

凡例
ポンプ
MO

電動駆動

弁

逆止弁

ストレーナ
操作手順

弁名称

冷却水

⑥

燃料プール冷却浄化系入口隔離弁⑦ ※１

代替燃料プール冷却系ポンプ入口弁

⑦
記載例

※２

代替燃料プール冷却系熱交換器出口弁

設計基準対象施設から追加した箇所○：操作手順番号を示す。
○ ※１～ ：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第1.11－19図

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却1.11－115

概要図第1.11－20図

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却ャート

1.11－116タイムチ

1.11－117

記載例

⑥

弁名称

第1.11－21図

⑪

操作手順

弁名称

設計基準対象施設から追加した箇所

ストレーナ

逆止弁

弁

電動駆動

ポンプ

概要図

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水供給流量調節弁

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ａ），
代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ｂ）○：操作手順番号を示す。

操作手順

MO

凡例

※1：緊急用海水系Ａ系による冷却水の確保を示す。また，緊急用海水系Ｂ系による冷却水の確保については，冷却水の供給開始まで 20 分以内と想定する。

第1.11－22図

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

1.11－118

タイムチャート1.11－119
弁名称

⑮，⑯

操作手順

概要図

代替燃料プール冷却系西側接続口の弁，代替燃料プール冷却系東側
接続口の弁，代替残留熱除去系海水系西側接続口

弁名称

設計基準対象施設から追加した箇所

ホース

ストレーナ

逆止弁

弁

電動駆動

ポンプ

代替燃料プー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○：操作手順番号を示す。

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ａ），
代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水出口ライン切替え弁（Ｂ）

代替燃料プール冷却系熱交換器冷却水供給流量調節弁

第1.11－23図記載例⑩⑨ ａ ，⑨ ｂ

操作手順

MO

凡例

第1.11－24図

代替燃料プー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

1.11－120

タイムチャート

（凡例）

使用済燃料プール注水機能喪失，使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい，使用済燃料プールからの大量の水の漏えい①（2／2）から：プラント状態：操作・確認：判断

使用済燃料プール水位低下確認：重大事故等対処設備

サイフォン防止機能による
使用済燃料プール漏えい抑制

使用済燃料プールの監視（使用済燃料プール状態監視及び使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動）

補給水系による
使用済燃料プール注水

原子炉建屋原子炉棟
地上 6 階アクセス不可 ※ １

②

No

使用済燃料
プール注水成功

Yes

重大事故等対処設備
によるプラントの安全性に関する機能が損なわれる
火災の発生なし

Yes
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）を使用した使用済燃料プール注水

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準備 ※ ２No

可搬型スプレイノズル準備
ホース敷設，ノズル設置及び可搬型
代替注水大型ポンプ接続準備

No

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）を使用した
使用済燃料プール注水

Yes

使用済燃料
プール注水成功③

消火系による使用済
燃料プール注水

No

Yes
使用済燃料
プール注水成功※1：遮蔽維持水位の判断基準とする線量率（10mSv／h）によりアクセス
可否を判断する。
※2：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準備を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）を使用した使用済燃料プール注水と同時並行で準備を開始し，重大事故等時の対応手段選択フローチャートの優先順に従い，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）を使用した使用済燃料プール注水時に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を使用する。
※3：使用済燃料プール水位と原子炉建屋原子炉棟地上 6 階の環境条件を考慮して総合的にアクセス可否を判断する。

使用済燃料
プール注水成功

No

No

⑤
Yes

使用済燃料プール水位
燃料プール水戻り配管水平部
下端以上維持可能

使用済燃料プール水位
燃料プール水戻り配管水平部
下端未満

No

Yes

No

③

Yes
④

使用済燃料
プール
漏えい緩和

Yes

使用済燃料プール水位「使用済燃料プール水位低」警報設定点以上
維持可能

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スプレイNo⑤
原子炉建屋原子炉棟
地上 6 階アクセス不可 ※ ３

No②
使用済燃料プール
スプレイ成功

Yes

No

Yes
⑦
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スプレイ

Yes

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

使用済燃料プール
水位上昇

No

Yes

⑥
（2／2）へ
使用済燃料プール
スプレイ成功使用済燃料プール水位監視
水位維持

Yes

第1.11－25図No

使用済燃料プール
スプレイ成功⑦

Yes

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1／2）
1.11－121

1.12 の範囲

No

⑦

④

大気への
拡散抑制

（凡例）
：プラント状態

使用済燃料プール
冷却機能喪失：操作・確認（1／2）から⑥：判断：重大事故等対処設備
使用済燃料プール温度上昇確認

使用済燃料プールの監視（使用済燃料プール状態監視及び使用済燃料プール監視カ
メラ用空冷装置起動）

常設代替交流電源設備
による電源確保

緊急用海水系
による冷却水確保
可能

No

Yes

使用済燃料プール水位
オーバーフロー水位
付近維持可能①（1／2）へ可搬型代替注水大型
ポンプによる冷却水確保

No

使用済燃料プール
注水機能使用可能

Yes

No

①
（1／2）へYes

使用済燃料プール水位
オーバーフロー水位
付近維持可能No

Yes

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

使用済燃料プール温度監視

燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去系（使用済燃料プー
ル水の冷却及び補給）復旧

第1.11－25図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2／2）

1.11－122

添付資料1.11.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／11）
技術 的能 力 審査 基準 （1.11）

番号

設置 許可 基 準規 則（ 第54条 ）技術 基準 規 則（ 第69条 ）

番号

①

【本文】
１ 発電用 原子炉施 設には、 使用済 燃料貯蔵 槽の 冷却機能又は 注水機能 が喪失 し、又は 使用済 燃料貯蔵槽から の水の漏 えいそ の他の要 因によ り当該使用済燃 料貯蔵槽 の水位 か低下し た場合 において貯蔵槽 内燃料体 等を冷 却し、放 射線を 遮蔽
し、及び臨 界を防止 するた めに必要 な設備 を設けなければ ならない 。
２ 発電用 原子炉施 設には、 使用済 燃料貯蔵 槽か らの大量の水 の漏えい その他 の要因に より当 該使
用済燃料貯 蔵槽の水 位が異 常に低下 した場 合において貯蔵 槽内燃料 体等の 著しい損 傷の進 行を緩和し、及 び臨界を 防止す るために 必要な 設備を設けなけ ればなら ない。

【本文】
１ 発電用 原子炉施 設には、 使用済 燃料貯蔵 槽の 冷却機能又は 注水機能 が喪失 し、又は 使用済 燃料貯蔵槽から の水の漏 えいそ の他の要 因によ り当該使用済燃 料貯蔵槽 の水位 か低下し た場合 において使用済 燃料貯蔵 槽内の 燃料体又 は使用 済燃料（以下「 貯蔵槽内 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
めに必要な 設備を施 設しな けなけれ ばなら ない。
２ 発電用 原子炉施 設には、 使用済 燃料貯蔵 槽か らの大量の水 の漏えい その他 の要因に より当 該使
用済燃料貯 蔵槽の水 位が異 常に低下 した場 合において貯蔵 槽内燃料 体等の 著しい損 傷の進 行を緩和し、及 び臨界を 防止す るために 必要な 設備を施設しな ければな らない 。

⑦

－

【解釈】
１ 第１項 に規定す る「使用 済燃料 貯蔵槽の 冷却 機
能又は注水 機能が喪 失し、 又は使用 済燃料 貯蔵
槽からの水 の漏えい その他 の要因に より当 該使
用済燃料貯 蔵槽の水 位が低 下した場 合」と は、
本規程第３ ７条３－ １(a)及 び(b)で 定義す る想定事故１及 び想定事 故２に おいて想 定する 使用済燃料貯蔵 槽の水位 の低下 をいう。

【解釈】
１ 第１項 に規定す る「使用 済燃料 貯蔵槽の 冷却 機
能又は注水 機能が喪 失し、 又は使用 済燃料 貯蔵
槽からの水 の漏えい その他 の要因に より当 該使
用済燃料貯 蔵槽の水 位が低 下した場 合」と は、設置許可基 準規則解 釈第３ ７条３－ １(a)及 び(b)で定義 する想定 事故１及 び想定 事故２に おいて想定す る使用済 燃料貯 蔵槽の水 位の低 下をいう。

－

２ 第１項 に規定す る「貯蔵 槽内燃 料体等を 冷却し、放射線 を遮蔽し 、及び 臨界を防 止する ために必要な手 順等」と は、以 下に掲げ る措置 又はこれと同等 以上の効 果を有 する措置 を行う ための手順等を いう。
ａ）想定事 故１及び 想定事 故２が発 生した 場合において、代 替注水設 備によ り、使用 済燃料 貯蔵
槽内燃料体 等を冷却 し、放 射線を遮 蔽し、 及び臨界を防止 するため に必要 な手順等 を整備 すること。

②

２ 第１項 に規定す る「貯蔵 槽内燃 料体等を 冷却し、放射線 を遮蔽し 、及び 臨界を防 止する ために必要な設 備」とは 、以下 に掲げる 措置又 はこ
れらと同等 以上の効 果を有 する措置 を行う ための設備をい う。
ａ）代替注 水設備と して、 可搬型代 替注水 設備（注水ライ ン及びポ ンプ車 等）を配 備する こと。

２ 第１項 に規定す る「貯蔵 槽内燃 料体等を 冷却し、放射線 を遮蔽し 、及び 臨界を防 止する ために必要な設 備」とは 、以下 に掲げる 措置又 はこ
れらと同等 以上の効 果を有 する措置 を行う ための設備をい う。
ａ）代替注 水設備と して、 可搬型代 替注水 設備（注水ライ ン及びポ ンプ車 等）を配 備する こと。

⑧

３ 第２項 に規定す る「貯蔵 槽内燃 料体等の 著し い
損傷の進行 を緩和し 、及び 臨界を防 止する ために必要な手 順等」と は、以 下に掲げ る措置 又はこれらと同 等以上の 効果を 有する措 置を行 うた
めの手順等 をいう。
ａ）使用済 燃料貯蔵 槽の水 位が維持 できな い場合において、 スプレイ 設備に より、燃 料損傷 を緩和し、臨界 を防止す るため に必要な 手順等 を整備すること 。

③

ｂ）代替注 水設備は 、設計 基準対象 施設の 冷却設
備及び注水 設備が機 能喪失 し、又は 小規模 な漏
えいがあっ た場合で も、使 用済燃料 貯蔵槽 の水位を維持で きるもの である こと。

ｂ）代替注 水設備は 、設計 基準対象 施設の 冷却設
備及び注水 設備が機 能喪失 し、又は 小規模 な漏
えいがあっ た場合で も、使 用済燃料 貯蔵槽 の水位を維持で きるもの である こと。

⑨④

３ 第２項 に規定す る「貯蔵 槽内燃 料体等の 著し い
損傷の進行 を緩和し 、及び 臨界を防 止する ために必要な設 備」とは 、以下 に掲げる 措置又 はこ
れらと同等 以上の効 果を有 する措置 を行う ための設備をい う。
ａ）スプレ イ設備と して、 可搬型ス プレイ 設備（スプレイ ヘッダ、 スプレ イライン 及びポ ンプ車等）を配 備するこ と。

３ 第２項 に規定す る「貯蔵 槽内燃 料体等の 著し い
損傷の進行 を緩和し 、及び 臨界を防 止する ために必要な設 備」とは 、以下 に掲げる 措置又 はこ
れらと同等 以上の効 果を有 する措置 を行う ための設備をい う。
ａ）スプレ イ設備と して、 可搬型ス プレイ 設備（スプレイ ヘッダ、 スプレ イライン 及びポ ンプ車等）を配 備するこ と。

⑩⑤

ｂ）スプレ イ設備は 、代替 注水設備 によっ て使用
済燃料貯蔵 槽の水位 が維持 できない 場合で も、燃料損傷を 緩和でき るもの であるこ と。

ｂ）スプレ イ設備は 、代替 注水設備 によっ て使用
済燃料貯蔵 槽の水位 が維持 できない 場合で も、燃料損傷を 緩和でき るもの であるこ と。

⑪

ｃ）燃料損 傷時に、 できる 限り環境 への放 射性物
質の放出を 低減する ための 設備を整 備する こと。

ｃ）燃料損 傷時に、 できる 限り環境 への放 射性物
質の放出を 低減する ための 設備を整 備する こと。

⑫

４ 第１項 及び第２ 項の設備 として 、使用済 燃料 貯蔵槽の監視 は、以下 による こと。
ａ）使用済 燃料貯蔵 槽の水 位、水温 及び上 部の空間線量率に ついて、 燃料貯 蔵設備に 係る重 大事
故等により 変動する 可能性 のある範 囲にわ たり測定可能で あること 。

４ 第１項 及び第２ 項の設備 として 、使用済 燃料 貯蔵槽の監視 は、以下 による こと。
ａ）使用済 燃料貯蔵 槽の水 位、水温 及び上 部の空間線量率に ついて、 燃料貯 蔵設備に 係る重 大事
故等により 変動する 可能性 のある範 囲にわ たり測定可能で あること 。

⑬

ｂ）これら の計測設 備は、 交流又は 直流電 源が必要な場合に は、代替 電源設 備からの 給電を 可能とすること 。

ｂ）これら の計測設 備は、 交流又は 直流電 源が必要な場合に は、代替 電源設 備からの 給電を 可能とすること 。

⑭

ｃ）使用済 燃料貯蔵 槽の状 態をカメ ラによ り監視できること 。

ｃ）使用済 燃料貯蔵 槽の状 態をカメ ラによ り監視できること 。

⑮

【本文】
１ 発電用 原子炉設 置者にお いて、 使用済燃 料貯 蔵
槽の冷却機 能又は注 水機能 が喪失し 、又は 使用済燃料貯蔵 槽からの 水の漏 えいその 他の要 因により当該使 用済燃料 貯蔵槽 の水位が 低下し た場
合において 使用済燃 料貯蔵 槽内の燃 料体又 は使用済燃料（ 以下「貯 蔵槽内 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 発電用 原子炉設 置者は、 使用済 燃料貯蔵 槽か らの大量の水 が漏えい その他 の要因に より当 該使
用済燃料貯 蔵槽の水 位が異 常に低下 した場 合において貯蔵 槽内燃料 体等の 著しい損 傷の進 行を緩和し、及 び臨界を 防止す 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。
【解釈】
１ 第１項 に規定す る「使用 済燃料 貯蔵槽の 冷却 機
能又は注水 機能が喪 失し、 又は使用 済燃料 貯蔵
槽からの水 の漏えい その他 の要因に より当 該使
用済燃料貯 蔵槽の水 位が低 下した場 合」と は、
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（原 規技発第1306193 号（平 成２５ 年６月１ ９日原 子力
規制委員会 決定）） 第３７ 条３－１ (a)及び (b)で定義する 想定事故 １及び 想定事故 ２にお いて想定する使 用済燃料 貯蔵槽 の水位の 低下を いう。

ｂ）燃料損 傷時に、 できる 限り環境 への放 射性物
質の放出を 低減する ための 手順等を 整備す ること。

４ 第１項 及び第２ 項の手順 等とし て、使用 済燃 料
貯蔵槽の監 視は、以 下によ ること。
ａ）使用済 燃料貯蔵 槽の水 位、水温 及び上 部の空間線量率に ついて、 燃料貯 蔵設備に 係る重 大事
故等により 変動する 可能性 のある範 囲にわ たり測定できる こと。

ｂ）使用済 燃料貯蔵 槽の計 測設備が 、交流 又は直流電源が必 要な場合 には、 代替電源 設備か らの給電を可能 とするこ と。

⑥※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11－123

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／11）
重大 事故 等 対処 設備

手段

機器 名称

既設
新設

自主 対策設 備
解釈
対応 番号

備考

手段

機器 名称

復水 移送 ポンプ

サイ フォ ン防止 機能新設

サイ フォ ン防止 機能

代替 淡水 貯槽新設

低圧 代替 注水系 配管 ・ 弁

新設－

補給 水系 に よる 使用 済 燃料 プ ール 注水

新設

①②⑦⑧⑨

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） を使 用 した 使 用済 燃料 プ ール 注水

常設 低圧 代替注 水系 ポ ンプ

使用 済燃 料プー ル

非常 用交 流電源 設備

使用 済燃 料プー ル

既設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

燃料 給油 設備

燃料 給油 設備新設

復水 貯蔵 タンク

可搬型代替注水中型ポンプ新設

補給 水系 配管・ 弁

可搬 型代 替注水 大型 ポ ンプ

新設

電動 駆動 消火ポ ンプ

サイ フォ ン防止 機能新設

西側淡水貯水設備新設

代替 淡水 貯槽新設

低圧 代替 注水系 配管 ・ 弁

新設

代替 燃料 プール 注水 系 配管 ・ 弁

新設

ホー ス

新設

使用 済燃 料プー ル

既設

常設 代替 交流電 源設 備

新設－

消火 系に よ る使 用済 燃 料プ ー ル注 水
（消 火栓を使用した使 用済燃料プ ール 注水の場合）

新設

①②⑦⑧⑨

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） を使 用 した 使 用済 燃料 プ ール 注水

代替 燃料 プール 注水 系 配管 ・ 弁

新設

燃料 給油 設備新設

可搬 型代 替交流 電源 設 備

ディ ーゼ ル駆動 消火 ポ ンプ

サイ フォ ン防止 機能

使用 済燃 料プー ル

ろ過 水貯 蔵タン ク

多目 的タ ンク

消火 系配 管・弁 ・ホ ー ス－
可搬 型代 替交流 電源 設 備

常設 代替 交流電 源設 備

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11－124－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／11）
重大 事故 等 対処 設備

手段

機器 名称

既設
新設

自主 対策設 備
解釈
対応 番号

備考

手段

機器 名称

電動 駆動 消火ポ ンプ

ディ ーゼ ル駆動 消火 ポ ンプ

－

－

－

－

消火 系に よ る使 用済 燃 料プ ー ル 注 水（ 残 留熱 除去 系 ラ イ ンを 使 用し た 使 用 済燃 料 プー ル 注 水 の場 合）－

サイ フォ ン防止 機能

残留 熱除 去系配 管・ 弁

残留 熱除 去系Ｂ 系配 管 ・弁

燃料 プー ル冷却 浄化 系 配管 ・ 弁

使用 済燃 料プー ル

非常 用交 流電源 設備

常設 代替 交流電 源設 備

可搬 型代 替交流 電源 設 備

燃料 給油 設備

ろ過 水貯 蔵タン ク

多目 的タ ンク

消火 系配 管・弁

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11－125

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／11）
重大 事故 等 対処 設備

手段

機器 名称

既設
新設

常設 スプ レイヘ ッダ

新設

サイ フォ ン防止 機能新設

代替 淡水 貯槽新設

低圧 代替 注水系 配管 ・ 弁

新設

代替 燃料 プール 注水 系 配管 ・ 弁

新設

使用 済燃 料プー ル

既設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

燃料 給油 設備新設

可搬 型代 替注水 中型 ポ ンプ

新設

可搬 型代 替注水 大型 ポ ンプ

新設

常設 スプ レイヘ ッダ

新設

サイ フォ ン防止 機能新設

西側淡水貯水設備新設

代替 淡水 貯槽新設

低圧 代替 注水系 配管 ・ 弁

新設

代替 燃料 プール 注水 系 配管 ・ 弁

新設

ホー ス

新設

使用 済燃 料プー ル

既設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

可搬 型代 替交流 電源 設 備

新設

燃料 給油 設備新設①③④⑦⑩⑪⑫

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 ルスプレ イ

新設

解釈
対応 番号

①③④⑦⑩⑪⑫

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 ルス プレ イ

常設 低圧 代替注 水系 ポ ンプ

自主 対策設 備

備考

機器 名称

－

－

－

－

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11－126

手段

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／11）
重大 事故 等 対処 設備

手段

機器 名称

既設
新設

新設

可搬 型ス プレイ ノズ ル

新設

サイ フォ ン防止 機能新設

代替 淡水 貯槽

新設

ホー ス

新設

使用 済燃 料プー ル

既設

燃料 給油 設備

新設

解釈
対応 番号

①③④⑦⑩⑪⑫

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

可搬 型代 替注水 大型 ポ ンプ

自主 対策設 備

備考

手段

機器 名称

－

－

－

シー ル材

－

－

－

－

漏え い緩 和－接着 剤

ステ ンレ ス鋼板
※１

吊り 降ろ しロー プ

新設

放水 砲

新設

燃料 給油 設備新設①④⑦⑫

大気への拡散抑制

可搬 型代 替注水 大型 ポ ンプ （ 放水用 ）－※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11－127－－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（6／11）
重大 事故 等 対処 設備

手段

既設
新設

使用 済燃 料プー ル水 位 ・温 度
（Ｓ Ａ広 域）

新設

使用 済燃 料プー ル温 度 （Ｓ Ａ ）新設

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 ）新設

使用 済燃 料プー ル監 視 カメ ラ
（使 用済 燃料プ ール 監 視カ メ ラ
用空 冷装 置を含 む）

新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

可搬 型代 替交流 電源 設 備

新設

常設 代替 直流電 源設 備

新設

可搬 型代 替直流 電源 設 備

新設

燃料 給油 設備

新設

新設

使用 済燃 料プー ル温 度 （Ｓ Ａ ）新設

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 ）新設

使用 済燃 料プー ル監 視 カメ ラ
（使 用済 燃料プ ール 監 視カ メ ラ
用空 冷装 置を含 む）

新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

可搬 型代 替交流 電源 設 備

新設

常設 代替 直流電 源設 備

新設

可搬 型代 替直流 電源 設 備

新設

燃料 給油 設備新設①⑥⑦⑭

代替 電源に よる 給電

使用 済燃 料プー ル水 位 ・温 度
（Ｓ Ａ広 域）解釈
対応 番号①⑤⑥⑦⑬⑭⑮

使用済燃料プールの監視機器 名称

自主 対策設 備

備考

機器 名称

－

－

－

－

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11－128

手段

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（7／11）
重大 事故 等 対処 設備

手段

機器 名称

既設
新設

代替 燃料 プール 冷却 系 ポン プ

新設

代替 燃料 プール 冷却 系 ポン プ

代替 燃料 プール 冷却 系 熱交 換器

新設

代替 燃料 プール 冷却 系 熱交 換器

使用 済燃 料プー ル

既設

使用 済燃 料プー ル

緊急 用海 水ポン プ

新設

可搬 型代 替注水 大型 ポ ンプ

緊急 用海 水スト レー ナ

新設

代替 燃料 プール 冷却 系 配管 ・弁

新設

燃料 プー ル冷却 浄化 系 配管 ・弁

既設

スキ マサ ージタ ンク

既設

緊急 用海 水系配 管・ 弁

新設

残留 熱除 去系海 水系 配 管・ 弁

既設

非常 用取 水設備新設

非常 用取 水設備

常設 代替 交流電 源設 備

新設

常設 代替 交流電 源設 備

燃料 給油 設備新設

可搬 型代 替交流 電源 設 備

－

－

備考

－

－

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11－129

手段

代替 燃料 プ ール 冷却 系 によ る使用 済燃 料 プー ル冷却 ②

－

解釈
対応 番号

①⑦

代替 燃料 プ ール 冷却 系 によ る使用 済燃 料 プー ル冷却 ①－

自主 対策設 備

機器 名称

代替 燃料 プール 冷却 系 配管 ・弁

燃料 プー ル冷却 浄化 系 配管 ・弁

スキ マサ ージタ ンク

緊急 用海 水系配 管・ 弁

残留 熱除 去系海 水系 配 管・ 弁

ホー ス

燃料 給油 設備

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（8／11）
技術的能力審査基準（1.11）

適合方針【要求事項】
１ 発電用原子炉設置者において、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えい
その他の要因により当該使用済
燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」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。

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，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
プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段として，常設低圧代替注水系ポン
プ，代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注
水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプ並びに代替燃料プール冷却系ポンプによる使用済燃料プール内の燃料体等を冷却するために必要な手順等を整備する。

２

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，及び臨界を防止する手段として，常設低圧代替注水系ポンプ，代替燃料プール注水系（常設スプレイ
ヘッダ）として使用する可搬型代替
注水中型ポンプ及び可搬型代替注水
大型ポンプ並びに代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポン
プによる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するために必要な手順等を整備する。

発電用原子炉設置者は、使用済
燃料貯蔵槽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貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内
燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止す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。

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11－130

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（9／11）
技術的能力審査基準（1.11）

適合方針

【解釈】
１

２

第１項に規定する「使用済燃料
貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵
槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」とは、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（原規技発第1306193号（平成２５年６月
１９日原子力規制委員会決定））第３７条３－１(a)及び(b)で定義する想定事故１及び想定事故２において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低下をいう。

－

第１項に規定する「貯蔵槽内燃
料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

ａ）想定事故１及び想定事故２が発生した場合において、代替注水
設備により、使用済燃料貯蔵槽
内燃料体等を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。

－

想定事故１及び想定事故２が発生した場合において，使用済燃料プー
ル内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する手段として，代替注水設備である常設低圧
代替注水系ポンプ，代替燃料プール
注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる使用済燃料プール内の燃料体等を冷却するために必要な手順等を整備する。

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11－131

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（10／11）
技術的能力審査基準（1.11）

適合方針

３

第２項に規定する「貯蔵槽内燃
料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨界を防止するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合において、スプレ
イ設備により、燃料損傷を緩和
し、臨界を防止するために必要な手順等を整備すること。

ｂ）燃料損傷時に、できる限り環境への放射性物質の放出を低減す
るための手順等を整備すること。

－

使用済燃料プールの水位が維持できない場合において，燃料損傷を緩和し，臨界を防止する手段として，スプレイ設備である常設低圧代替注
水系ポンプ，代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプ並びに代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代
替注水大型ポンプによる燃料損傷を緩和するために必要な手順等を整備する。
燃料損傷時に，できる限り環境への放射性物質の放出を低減する手段
として，常設低圧代替注水系ポン
プ，代替燃料プール注水系）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ
及び可搬型代替注水大型ポンプ並びに代替燃料プール注水系（可搬型ス
プレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる放射性物質の放出を低減するために必要な手順等及び可搬型代替注水大型ポン
プ（放水用）による大気への拡散を抑制するために必要な手順等を整備する。
なお，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）による大気への拡散抑制に関する手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11－132

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（11／11）
技術的能力審査基準（1.11）
４

適合方針

第１項及び第２項の手順等として、使用済燃料貯蔵槽の監視は、以下によること。

ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位、水温
及び上部の空間線量率について、燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定できること。

ｂ）使用済燃料貯蔵槽の計測設備
が、交流又は直流電源が必要な場合には、代替電源設備からの給電を可能とすること。

－

重大事故等時において，使用済燃料プールの水位，水温及び上部の空間線量率について変動する可能性のある範囲にわたり測定する手段として，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（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）による使用済燃料プ
ールの水位，水温及び上部の空間線量率を監視するために必要な手順等を整備する。
交流又は直流電源が喪失した場合において，使用済燃料プールの計測に必要な設備（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（使用済燃料プール監視カメ
ラ用空冷装置を含む））へ代替電源設
備（常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備として使用する
可搬型代替低圧電源車，常設代替直流電源設備として使用する緊急用
125V系蓄電池及び可搬型代替直流電源として使用する可搬型代替低圧電
源車及び可搬型整流器）により給電する手順等を整備する。
なお，電源の供給に関する手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※1：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。

1.11－133

添付資料 1.11.2
自主対策設備仕様
常設
／可搬

耐震性

容量

揚程

個数

復水移送ポンプ

常設

Ｂクラス

145.4m３ ／h／個

85.4m

2個

復水貯蔵タンク

常設

Ｂクラス

2,000m ３ ／個－

2個

電動駆動消火ポンプ

常設

Ｃクラス

約 3.7m３ ／min

89m

1個

ディーゼル駆動消火ポンプ

常設

Ｃクラス

約 4.3m３ ／min

90m

1個

ろ過水貯蔵タンク

常設

Ｃクラス

1,500m３－

1個

多目的タンク

常設

Ｃクラス

1,500m３－

1個

可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系とし
て使用）

可搬

Ｓクラス ※１

約 1,320m３ ／h／個

約 140m2個（予備 2 個）機器名称

※1：Ｓクラスの機能維持

1.11－1341.11－135

第1図

対応手段として選定した設備の電源構成図（交流電源）

添付資料 1.11.3

第2図

対応手段として選定した設備の電源構成図（交流電源）

1.11－1361.11－137

第3図

対応手段として選定した設備の電源構成図（直流電源）

添付資料 1.11.4
重大事故対策の成立性

1．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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）(1)

代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）
ａ．操作概要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）を使用した使用済燃料プール注水が必要な状況において，外部接続口及び水源を選定し，取水箇所まで移動するとともに，送水ルートを確保した後，代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより使用済燃料プールに送水を実施する。
ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋東側周辺，原子炉建屋西側周辺，常設代替高圧電源
装置置場東側周辺，常設代替高圧電源装置置場西側周辺，取水箇所（西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽）周辺）
ｃ．必要要員数及び操作時間
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）を使用した使用済燃料プール注水として，最長時間を要する代替淡水貯槽から原子炉建屋東側接続口を使用した送水に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8名（重大事故等対応要員8名）
1.11－138

所要時間目安 ※１ ：535分以内※1：所要時間目安は，模擬により算定した時間
所要時間内訳
準備：30分（放射線防護具着用を含む）
移動：30分 ※２ （移動経路：南側保管場所から代替淡水貯槽周辺（ホース積込み及び荷卸しを含む））
系統構成：475分 ※２ （対象作業：ポンプ設置，ホース敷設等）
送水準備：20分※2：移動及び系統構成は並行して行う。
ｄ．操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。また，放射性物質の放出が予想されることから，放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に操作可能である。また，作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，Ｐ
1.11－139

ＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

可搬型代替注水大型ポンプ車両の作業用照明

ホース接続訓練

車両操作訓練（ポンプ起動）

1.11－140可搬型代替注水中型ポンプ

ホース敷設訓練

夜間での送水訓練（ポンプ設置）

放射線防護具着用による送水訓練（交代要員参集）

放射線防護具着用による送水訓練（水中ポンプユニット設置）

1.11－141

(2)

系統構成
ａ．操作概要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）を使用した使用済燃料プール注水が必要な状況で，中央制御室からの操作により電動弁が操作できない場合において，原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口又は高所東側接続口による使用済燃料プール注水の場合は，原子炉建屋原子炉棟地上4階まで移動するとともに，現場での人力による操作により系統構成を実施した
後，使用済燃料プールに注水を実施する。原子炉建屋東側接続口による使用済燃料プール注水の場合は，原子炉建屋原子炉棟地上5階まで移動するとともに，現場での人力による操作により系統構成を実施した後，使用済燃料プールに送水を実施する。
ｂ．作業場所【原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口又は高所東側接続口による使用済燃料プール注水の場合】
原子炉建屋原子炉棟地上4階（管理区域）【原子炉建屋東側接続口による使用済燃料プール注水の場合】
原子炉建屋原子炉棟地上5階（管理区域）
ｃ．必要要員数及び操作時間
代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水
中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより使用済燃料プールに送水として，最長時間を要する代替淡水貯槽から原子炉建屋東側接続口を使用した送水での現場の系統構成に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：2名（運転員等（当直運転員）2名）
1.11－142

所要時間目安 ※ ：50分以内※：所要時間目安は，模擬により算定した時間
所要時間内訳
移動：47分（移動経路：中央制御室から原子炉建屋原子炉棟地上5階（放射線防護具着用を含む））
系統構成：3分（操作対象1弁：原子炉建屋原子炉棟地上5階）
ｄ．操作の成立性について
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行しており近接可能である。
操作性：手動ハンドルにて操作を実施する。なお，設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である。

1.11－143

添付資料 1.11.4
2．補給水系による使用済燃料プール注水
(1)

操作概要
補給水系による使用済燃料プール注水が必要な状況において，原子炉建
屋原子炉棟地上 6 階まで移動するとともに，系統構成を実施し，使用済燃料プールに注水を実施する。

(2)

操作場所
原子炉建屋原子炉棟地上 6 階（管理区域）(3)

必要要員数及び操作時間
補給水系による使用済燃料プール注水における，現場での系統構成に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：2名（運転員等（当直運転員）2名）
所要時間目安：55分以内
所要時間内訳
移動：45分（移動経路：中央制御室から原子炉建屋原子炉棟地上6階（放射線防護具着用を含む））
系統構成：7分（操作対象1弁：原子炉建屋原子炉棟地上6階）
注水開始操作：3分（操作対象1弁：原子炉建屋原子炉棟地上6階）(4)

操作の成立性について
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行しており近接可能である。
1.11－144

操作性：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である。

1.11－145

添付資料 1.11.4
3．消火系（消火栓）による使用済燃料プール注水
(1)

操作概要
消火系（消火栓）による使用済燃料プール注水が必要な状況において，原子炉建屋原子炉棟地上 5 階及び原子炉建屋原子炉棟地上 6 階まで移動するとともに，ホースを敷設及び接続し使用済燃料プールへの注水を実施する。

(2)

操作場所
原子炉建屋原子炉棟地上 5 階（管理区域）及び原子炉建屋原子炉棟地上
6 階（管理区域）(3)

必要要員数及び操作時間
消火系（消火栓）による使用済燃料プール注水における，現場での系統構成に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：4名（運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）4名）
所要時間目安：60分以内
所要時間内訳【原子炉建屋原子炉棟地上5階消火栓の場合】
移動：45分（移動経路：中央制御室から原子炉建屋原子炉棟地上6階（放射線防護具着用を含む））
系統構成：11分（対象作業：ホース敷設）
注水開始操作：4分（操作対象1弁：原子炉建屋原子炉棟地上5階）【原子炉建屋原子炉棟地上6階消火栓の場合】
移動：45分（移動経路：中央制御室から原子炉建屋原子炉棟地上6階（放射線防護具着用を含む））
1.11－146

系統構成：11分（対象作業：ホース敷設）
注水開始操作：4分（操作対象1弁：原子炉建屋原子炉棟地上6階）(4)

操作の成立性について
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行しており近接可能である。
操作性：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である。

1.11－147

添付資料 1.11.4
4．消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水
(1)

操作概要
消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プール注水として，タービン建屋地上 1 階，原子炉建屋原子炉棟地上 3 階及び原子炉建屋原子炉棟地上 4 階まで移動するとともに，系統構成を実施し，使用済燃料プールに注水を実施する。

(2)

操作場所
タービン建屋地上 1 階（管理区域），原子炉建屋原子炉棟地上 3 階（管理区域）及び原子炉建屋原子炉棟地上 4 階（管理区域）(3)

必要要員数及び操作時間
消火系（残留熱除去系ライン）による使用済燃料プールへの注水における，現場での系統構成に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：2名（運転員等（当直運転員）2名）
所要時間目安：105分以内
所要時間内訳
移動：40分（移動経路：中央制御室からタービン建屋地上1階（放射線防護具着用を含む））
系統構成：45分（操作対象2弁：タービン建屋地上1階及び原子炉建屋
原子炉棟地上3階）
注水開始操作：20分（操作対象1弁：原子炉建屋原子炉棟地上4階）(4)操作の成立性について
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用して1.11－148

作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携帯していることから，ア
クセスは可能である。
操作性：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である。

1.11－149

添付資料1.11.4
5．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スプレイ（淡水／海水）(1)

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代
替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）
ａ．操作概要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スプレイが必要な状況において，外部接続口及び水源を選定し，取水箇所まで移動するとともに，送水ルートを確保した後，代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより使用済燃料プールに送水を実施する。
ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋東側周辺，原子炉建屋西側周辺，常設代替高圧電源
装置置場東側周辺，常設代替高圧電源装置置場西側周辺，取水箇所（代替淡水貯槽）周辺）
ｃ．必要要員数及び操作時間
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スプレイとして，最長時間を要する代替淡水貯槽から原子炉建屋東側接続口を使用した送水に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8名（重大事故等対応要員8名）
所要時間目安 ※１ ：535分以内※1：所要時間目安は，模擬により算定した時間
所要時間内訳
1.11－150

準備：30分（放射線防護具着用を含む）
移動：30分 ※２ （移動経路：南側保管場所から代替淡水貯槽周辺（ホース積込み及び荷卸しを含む））
系統構成：475分 ※２ （対象作業：ポンプ設置，ホース敷設等）
送水準備：20分※2：移動及び系統構成は並行して行う。
ｄ．操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。また，放射性物質の放出が予想されることから，放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に操作可能である。また，作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，Ｐ
ＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

1.11－151

可搬型代替注水大型ポンプ車両の作業用照明

ホース接続訓練

車両操作訓練（ポンプ起動）

ホース敷設訓練

夜間での送水訓練（ポンプ設置）

1.11－152

放射線防護具着用による送水訓練（交代要員参集）

放射線防護具着用による送水訓練（水中ポンプユニット設置）

1.11－153

添付資料1.11.4
6．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（淡水／海水）
(1)

操作概要
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として，原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉又は原子炉建屋原子炉棟大物搬入口からホースを敷設するとともに，可搬型スプレイノズルを所定の場所へ運搬，設置及び接続し，使用済燃料プールにスプレイを実施する。

(2)

作業場所
原子炉建屋内，屋外（原子炉建屋東側周辺，原子炉建屋南側周辺，取水箇所（代替淡水貯槽）周辺）(3)

必要要員数及び操作時間
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として，最長時間を要する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場合のホース敷設に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8名（重大事故等対応要員8名）
所要時間目安 ※１ ：435分以内※1：所要時間目安は，模擬により算定した時間
所要時間内訳
移動：40分（移動経路：災害対策本部から原子炉建屋原子炉棟（放射線防護具着用を含む））
30分（移動経路：原子炉建屋原子炉棟から南側保管場所）
30分 ※２ （移動経路：南側保管場所から代替淡水貯槽周辺（ホ1.11－154

ース積込み及び荷卸しを含む））
準備：115分（対象作業：ホース敷設，可搬型スプレイノズル設置）
10分（対象作業：可搬型代替注水大型ポンプ準備）
系統構成：180分 ※２ （対象作業：ポンプ設置，ホース敷設等）
送水準備：50分（移動経路：原子炉建屋原子炉棟内（ホース接続を含
む））※2：移動及び系統構成は並行して行う。
(4)

操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。また，放射性物質の放出が予想されることから，放射線防護具（全面マスク，個人
線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に操作可能である。また，作業エリ
ア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

1.11－155

添付資料1.11.4
7．使用済燃料プール漏えい緩和
(1)

操作概要
使用済燃料プール漏えい緩和が必要な状況において，原子炉建屋原子炉棟地上6階まで移動し，シール材を接着したステンレス鋼板に吊り降ろし
ロープを取り付け，使用済燃料プールに吊り下ろすことにより，使用済燃料プールの漏えいを緩和する。

(2)

作業場所
原子炉建屋原子炉棟地上6階（管理区域）(3)

必要要員数及び操作時間
使用済燃料プール漏えい緩和における，現場での使用済燃料プールの漏えい緩和措置に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：4名（重大事故等対応要員4名）
所要時間目安 ※ ：150分以内（放射線防護具着用及び移動：85分）※：所要時間目安は，模擬により算定した時間(4)操作の成立性について
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携帯していることから，ア
クセスは可能である。
操作性：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。

連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話
1.11－156

機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である。

ステンレス鋼板模擬装置による吊り下ろし訓練

1.11－157

添付資料1.11.4
8．代替燃料プー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(1)

操作概要
代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの冷却が必要な状況において，外部接続口を選定し，取水箇所まで移動するとともに，送水ルートを確保した後，代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型
ポンプにより代替燃料プール冷却系に冷却水を送水する。

(2)

作業場所
屋外（原子炉建屋東側周辺，原子炉建屋西側周辺，取水箇所（ＳＡ用海
水ピット）周辺）(3)

必要要員数及び操作時間
代替燃料プー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）の確保として，最長時間を要する代替燃料プール冷却系東側接続口を使用した送水に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8名（重大事故等対応要員8名）
所要時間目安 ※１ ：370分以内※1：所要時間目安は，模擬により算定した時間
所要時間内訳
準備：30分（放射線防護具着用を含む）
移動：30分 ※２ （移動経路：南側保管場所からＳＡ用海水ピット周辺（ホース積込み及び荷卸しを含む））
系統構成：310分 ※２ （対象作業：ポンプ設置，ホース敷設等）
送水準備：20分※2：移動及び系統構成は並行して行う。
1.11－158

(4)操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に操作可能である。作業エリア周辺には，支障となる設備はな
く，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

可搬型代替注水大型ポンプ車両の作業用照明

1.11－159

ホース接続訓練

東海港での送水訓練（ホース敷設）東海港での送水訓練（水中ポンプユニット設置）

車両操作訓練（ポンプ起動）

ホース敷設訓練

夜間での送水訓練（ポンプ設置）

1.11－160

放射線防護具着用による送水訓練（交代要員参集）

放射線防護具着用による送水訓練（水中ポンプユニット設置）

1.11－161

添付資料 1.11.5
使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について(1)1.

使用済燃料プールの概要
使用済燃料プール周辺の概要図を第 1 図に示す。
施設定期検査時において，多くの場合はプールゲートが開放され，使用済
燃料プールは原子炉ウェル，ドライヤ気水分離器貯蔵プール，キャスクピッ
トとつながっているが，有効性評価においてはプールゲートを閉鎖している場合を想定し，原子炉ウェル，ドライヤ気水分離機器貯蔵プール及びキャスクピットの保有水量は考慮しない。

第1図

2.

使用済燃料プール周辺の概要図

放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位について第 2 図に放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位について示す。
1.11－162

放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位は，その状況（必要となる現場及び操作する時間）によって異なる。重大事故であることを考慮し，例えば原子炉建屋最上階において 10mSv／h の場合は，通常水位から約 0.86m 下の位置より高い遮蔽水位が必要となる。

通常水位
約 0.86m
放射線の遮蔽が維持される最低水位（10mSv／h の場合）
約 6.40m
制御棒貯蔵ハンガ

約 7.26m

燃料有効長頂部
燃料集合体

約 4.25m

制御棒貯蔵ラック

第2図

3.

放射線の遮蔽に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位

使用済燃料プールの高さと断面積について
使用済燃料プールの高さを第 3 図に，使用済燃料プールの断面積及び保有
水の容積を第 1 表に示す。

通常水位①約 0.86m
放射線の遮蔽が維持される最低水位（10mSv／h の場合）

約 7.26m②約 6.40m
制御棒貯蔵ハンガ

燃料有効長頂部
燃料集合体③約 4.25m

制御棒貯蔵ラック

第3図

東海第二発電所

使用済燃料プールの構造高さ

1.11－163

第1表

使用済燃料プールの断面積及び保有水の容積

項目

断面積（m２ ）保有水の容積（m３ ）

①

約 116

約 100

②

約 115

約 737

③

約 83

約 352

合計

約 1,189

第 3 図に示す各領域①～③の保有水の容積は，使用済燃料プール容積から機器の容積を除くことで算出し，各領域の断面積については，①の領域では
使用済燃料プールの寸法より求めた断面積を使用し，②，③の領域では求めた各領域の容積から高さを除して求めた。なお，断面積については各領域での平均的な値を示しているが，プール内に設置されている機器の多くは②，③の底部又は壁面下部にあるため，平均化によって上部の断面積が実際より狭く評価される。保有水量に対する水位の低下という観点では断面積が小さいほど水位低下速度は速くなることから，保守的な評価となっている。

4.

想定事故１における時間余裕
使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能の喪失時における，崩壊熱による使用済燃料プール水の沸騰までの時間，沸騰開始後の水位低下時間及び沸騰による水位低下平均速度について，以下の式を用いて算定した。事象を厳しく評価するため，使用済燃料プールの初期水温は，保安規定の運転上の制限における上限値である 65℃とする。また，発生する崩壊熱は全て水温上
昇及び蒸発に寄与するものとし，使用済燃料プールの水面及び壁面等からの放熱を考慮しない。さらに，注水時においては顕熱を考慮せず注水流量から崩壊熱相当の蒸発量を差し引いた分の水が注水されることを想定した。

(1)

算定方法，算定条件
ａ．冷却機能停止から沸騰までの時間
1.11－164沸騰までの時間 (h )＝100(℃)－40(℃)

水の比熱 (kJ／kg／℃) 使用済燃料プールの水 量(m３) 水の密度 (kg／m３)
燃料の崩壊熱 ( MW ) 10３ 3600

ｂ．沸騰開始からの水位低下時間
1 時間当たりの沸騰による蒸発量(m３／h)＝

水位低下時間 ( h )＝燃料の崩壊熱( MW ) 10３ 3600
水の密度(kg／m３) 蒸発潜熱(kJ／kg )通常水位から燃料有効 長頂部までの水量 ( m３ ) 水の密度 ( kg／m３ ) ※２ 蒸発潜熱 (kJ／kg ) ※３
燃料の崩壊熱 ( MW ) 10３ 3600

ｃ．沸騰による水位低下平均速度
水位低下速度(m／h)＝

通常水位から燃料有効長頂部までの高低差(m)
通常水位から燃料有効長頂部まで水位低下にかかる時間(h)

使用済燃料プールの下部は機器等が設置されており，保有水が少ないため，
使用済燃料プールの下部では水位低下速度は早く，使用済燃料プール上部では水位低下速度は遅い。ここでは，上記３．のとおり，下部から上部までの
平均的な断面積により水位低下速度の平均値を求め，一律適用する。これは，遮蔽が維持されるまでの水位の評価において保守的な想定である。
上記計算式を用いて，以下の条件にて算定した。
水の比熱※１（kJ／kg／℃）
4.185
蒸発潜熱※３（kJ／kg）
2,256.47※1

使用済燃料プールの水量（m３）
1,189.9

水の密度※２（kg／m３）958

通常水位から燃料有効長頂 通常水位から燃料有効長頂部までの水量（m３）部までの高低差（m）
837.6
7.26

燃料の崩壊熱（MW）
9.058
通常水位から約0.86m までの水量（m３）
100

65℃から 100℃までの飽和水の比熱のうち，最小となる 65℃の値を使用（1999 年
蒸気表より）※265℃から 100℃までの飽和水の密度のうち，最小となる 100℃の値を使用（1999
年蒸気表より）※3

100℃の飽和水のエンタルピと 100℃飽和蒸気のエンタルピの差より算出（1999
年蒸気表より）

なお，ａ．～ｃ．の算出においては以下の保守的な仮定と非保守的な仮定

1.11－165

があるが，使用済燃料プールの水面や壁面からの放熱を考慮していないことの影響が大きいと考えられ，総合的に保守的な評価になっていると考えられる。
【保守的な仮定】
・温度変化に対する比熱及び密度の計算にて最も厳しくなる値を想定している。
・使用済燃料プールの水面や壁面からの放熱を考慮していない。
【非保守的な仮定】
・簡易的な評価とするため，プール水は全て均一の温度と仮定し，プール
全体が 100℃に到達した時間を沸騰開始としている。
なお，注水等の操作時間余裕は十分に大きいことからこれらの評価の仮定による影響は無視できる程度だと考える。
(2)

算定結果

項目
使用済燃料プール水温100℃到達までの時間（h）
燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸発量（m３／h）
使用済燃料プール水位が通常水位から約0.86m 低下するまでの時間※４（h）
燃料有効長頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでの時間※４（h）
使用済燃料プール水位の低下速度（m／h）

※4

算定結果
約 5.1
約 15.1
約 11.7
約 60.6
約 0.13

事象発生から沸騰開始までの時間を含む

使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合，燃料の崩壊熱により使用済
燃料プール温度が上昇し，約 5.1 時間後に沸騰開始となり，蒸発により水位低下が始まる。この時の蒸発量は約 15.1m３ ／h である。
よって，使用済燃料プールの水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（通常水位より約 0.86m 下）まで低下するのは約 11.7 時間後であり，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）を使用した注水操作の時間余裕は十分にある。

1.11－166

添付資料 1.11.6
使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について(2)1.

使用済燃料プールの概要
添付資料 1.11.5 と同様である。

2.

放射線の遮蔽の維持に必要な水位
添付資料 1.11.5 と同様である。

3.

想定事故２における時間余裕
第 1 図に示すように，想定事故２では使用済燃料プールに入る配管に設置されている真空破壊弁については閉固着を仮定する。サイフォンブレーク用
配管により，サイフォン現象による流出を防止するため，使用済燃料プール
水位は燃料プール浄化冷却系のプール内設置配管のうち最も高所に設置されている水平配管の配管下端部（通常水位から約 0.23m 下）までの低下にとどまり，保守的にこの水位まで瞬時に低下するものとする。

1.11－167

真空破壊弁の閉固着を想定
水平配管下端まで水位低下

サイフォンブレーク用配管
使用済燃料プール

燃料集合体

燃料プール冷却浄化系ポンプ

配管破断

燃料プール冷却浄化系
熱交換器

Ｍ

残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系熱交換器

第1図

想定事故２の想定

配管破断により保有水が漏えいし，水平配管の配管下端部（通常水位から
約 0.23m 下）まで水位が低下した場合，崩壊熱除去機能喪失に伴い，事象発生から約 5.0 時間後に沸騰の開始により水位が低下する。
プールの水位が放射線の遮蔽維持水位（通常水位より約 0.86m 下）まで低下するのは事象発生から約 9.8 時間後であり，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）による注水操作の時間余裕はある。
項目

算出結果

使用済燃料プール水温100℃到達までの時間(h）約 5.0

燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸散量(m３／h）

約 15.1※

使用済燃料プール水位が通常水位から約0.86m 低下するまでの時間 （h）
※

約 9.8

燃料有効長頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでの時間 （h）

約 58.7

使用済燃料プール水位の低下速度（m／h）

約 0.13※

事象発生から沸騰開始までの時間を含む

1.11－168添付資料 1.11.7

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（淡水／海水）におけるホース
凡例

敷設について：ホースルート（原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉）：ホースルート（原子炉建屋原子炉棟大物搬入口）：ホースルート（垂直）：可搬型スプレイノズル設置場所
：通過扉
：垂直梯子
：防火壁（
：耐火扉）

1.11－169

凡例：ホースルート（原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉）：ホースルート（原子炉建屋原子炉棟大物搬入口）：ホースルート（垂直）：可搬型スプレイノズル設置場所
：通過扉
：垂直梯子
：防火壁（
：耐火扉）

1.11－170

凡例：ホースルート（原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉）：ホースルート（原子炉建屋原子炉棟大物搬入口）：ホースルート（垂直）：可搬型スプレイノズル設置場所
：通過扉
：垂直梯子
：防火壁（
：耐火扉）

1.11－171

凡例：ホースルート（原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉）：ホースルート（原子炉建屋原子炉棟大物搬入口）：ホースルート（垂直）：可搬型スプレイノズル設置場所
：通過扉
：垂直梯子
：防火壁（
：耐火扉）

1.11－172

凡例：ホースルート（原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉）：ホースルート（原子炉建屋原子炉棟大物搬入口）：ホースルート（垂直）：可搬型スプレイノズル設置場所
：通過扉
：垂直梯子
：防火壁（
：耐火扉）

1.11－173

凡例：ホースルート（原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉）：ホースルート（原子炉建屋原子炉棟大物搬入口）：ホースルート（垂直）：可搬型スプレイノズル設置場所
：通過扉
：垂直梯子
：防火壁（
：耐火扉）

1.11－174添付資料 1.11.8
手順のリンク先について

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等について，手順のリンク先を以下に取りまとめる。
1．1.11.2.1(1)ｂ．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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）・水源から接続口までの代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順＜リンク先＞

1.13.2.1(2)ａ．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
1.13.2.1(4)ａ．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

2．1.11.2.2(1)ｂ．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スプ
レイ（淡水／海水）・水源から接続口までの代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）として使用する可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順＜リンク先＞

1.13.2.1(2)ａ．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

3．1.11.2.2(3)ａ．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
1.11－175

・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に関する手順＜リンク先＞

1.12.2.1(1)ａ．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4．1.11.2.3(1)ｂ．代替電源による給電・代替電源により使用済燃料プール監視設備へ給電する手順＜リンク先＞

1.14.2.2(1)ａ．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
1.14.2.2(1)ｂ．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
1.14.2.3(1)ｂ．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
1.14.2.4(1)ａ．常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電1.14.2.4(1)ｂ．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
1.14.2.4(2)ａ．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1.14.2.4(2)ｂ．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

5．1.11.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

・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拡散抑制手順

1.11－176

＜リンク先＞

1.12.2.1(1)ａ．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・水源から接続口までの可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順＜リンク先＞

1.13.2.1(2)ａ．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
1.13.2.1(4)ａ．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
1.13.2.1(8)ａ．海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水・西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽に補給する手順＜リンク先＞

1.13.2.2(1)ａ．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／海水）1.13.2.2(2)ａ．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／海水）・常設低圧代替注水系ポンプ，代替燃料プール冷却系ポンプ，復水移送ポンプ，緊急用海水ポンプ，電動弁及び監視計器への電源供給手順＜リンク先＞

1.14.2.1(1)

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

1.14.2.2(1)ａ．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
1.14.2.2(1)ｂ．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
1.11－177

1.14.2.3(1)ｂ．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
1.14.2.4(1)ａ．常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電1.14.2.4(1)ｂ．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
1.14.2.4(2)ａ．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1.14.2.4(2)ｂ．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
・常設代替交流電源設備として使用する常設代替高圧電源装置，可搬型代
替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備として使用する可搬型代替
低圧電源車，非常用交流電源設備，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプへの燃料給油手順＜リンク先＞

1.14.2.5(1)ａ．可搬型設備用軽油貯蔵タンクから各機器への給油
1.14.2.5(1)ｂ．軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置
への給油
1.14.2.5(1)ｃ．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・操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順＜リンク先＞

1.15.2.1

監視機能喪失時の手順

1.15.2.2

計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順

1.11－178

1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等＜目次＞

1.12.1

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール
内の燃料体等の著しい損傷時の対応手段及び設備(a)

大気への放射性物質の拡散抑制(b)

海洋への放射性物質の拡散抑制(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．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時の対応手
段及び設備
(a)

初期対応における延焼防止処置(b)

航空機燃料火災への泡消火(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｃ．手順等
1.12.2

重大事故等発生時の手順

1.12.2.1

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プー
ル内の燃料体等の著しい損傷時の手順等(1)

大気への放射性物質の拡散抑制
ａ．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
ｂ．ガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制
目－1

効果の確認(2)

海洋への放射性物質の拡散抑制
ａ．汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
ｂ．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(3)

重大事故等発生時の対応手段の選択

1.12.2.2(1)

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時の手順

初期対応における延焼防止処置
ａ．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）による延焼防止処置(2)

航空機燃料火災への対応
ａ．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(3)

重大事故等発生時の対応手段の選択

1.12.2.3

その他の手順項目にて考慮する手順

添付資料1.12.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.12.2

自主対策設備仕様

添付資料1.12.3

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

添付資料1.12.4

放射性物質拡散抑制手順の作業時間について

添付資料1.12.5放水砲の設置位置及び使用方法等について

添付資料1.12.6

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による放水開始の判断基準のうち「プラントの異常によるモニタリン
グ・ポスト等の指示値の有意な変動の確認により，原子炉格
納容器及び原子炉建屋の破損があると判断した場合」につい目－2

て
添付資料1.12.7

ガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制効果の確認

添付資料1.12.8

汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制

添付資料1.12.9

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

添付資料1.12.10

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）による延焼防止処置

添付資料1.12.11

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

添付資料1.12.12放水設備における泡消火薬剤の設定根拠について

添付資料1.12.13

消火設備の消火性能について

添付資料1.12.14

手順のリンク先について

目－3

1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等【要求事項】
１

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又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制す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。

【解釈】
１「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等」とは、以下に規定する措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行う
ための手順等をいう。
ａ）炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において、放水設備により、工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順等を整備すること。

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しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備を整備しており，ここでは，この設備を活用した手順等について説明する。

1.12－1

1.12.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
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しい損傷に至った場合において，原子炉建屋から発電所外へ
放射性物質が拡散するおそれがある。原子炉建屋から発電所外へ放射性物
質の拡散を抑制するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。
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，消火対応するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。

重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備 ※１ を選定する。

※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難である
が，プラント状況によっては事故対応に有効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，「技術的能力審査基準」（以下「審査基準」という。）だけでなく，「設置許可基準規則」第五十五条及び「技術基準規則」第七十条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，重大事故等対処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。

(2)

対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段とその対応に
1.12－2

使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と整備する
手順についての関係を第1.12－1表に整理する。

ａ．炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール
内の燃料体等の著しい損傷時の対応手段及び設備
重大事故等により，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれがある場合，又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷のおそれがある場合は，大気への放射性物質の拡散抑制，放射性物質を含む
汚染水が発生する場合は，海洋への放射性物質の拡散抑制を図る。

(a)

大気への放射性物質の拡散抑制
重大事故等により，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれがある場合，又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷のおそれがある場合は，原子炉建屋放水設備により，大気への放射性物質の拡散抑制を行う手段がある。
大気への放射性物質の拡散抑制に使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
・放水砲
・ガンマカメラ・サーモカメラ(b)

海洋への放射性物質の拡散抑制
重大事故等により，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合，又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至っ
1.12－3

た場合において，原子炉建屋への放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場合は，海洋への放射性物質の拡散抑制を行う手段がある。
海洋への放射性物質の拡散抑制に使用する設備は以下のとおり。
・汚濁防止膜・放射性物質吸着材(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備「(a)

大気への放射性物質の拡散抑制」に使用する設備のうち，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，重大事故等対処
設備と位置づける。
「(b)

海洋への放射性物質の拡散抑制」に使用する設備のうち，汚濁防止膜は重大事故等対処設備と位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.12.1）

以上の重大事故等対処設備により発電所外への放射性物質の拡散抑制が可能である。
また，ガンマカメラ，サーモカメラ及び放射性物質吸着材は，プラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。以下にその理由を示す。
・ガンマカメラ，サーモカメラ
これらの設備は，大気への放射性物質の拡散を直接抑制する
手段ではなく，ガンマカメラにおいては測定結果の可視化処理に時間を要し，測定と同時に放射性物質の放出状況を視認する
1.12－4

ことはできないが，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に海水を放水する際に，原子炉建屋か
ら放射性物質が漏えいする箇所を絞り込み，大気への放射性物
質の拡散抑制効果を確認する手段としては有効である。
なお，サーモカメラについては，測定と同時に結果を視認することが可能である。
・放射性物質吸着材
放射性物質吸着材を設置するためには，地震発生後のアクセ
スルートの液状化による影響（一部のアクセスルートで車両通行不可）を踏まえると最短でも，作業開始を判断してから15時間程度要することになるが，放射性物質の吸着効果が期待され，海洋への放射性物質の拡散抑制及び放出量の低減を図る手段として有効である。
なお，アクセスルートに液状化の影響が無い場合は，作業開始を判断してから約6.5時間と想定する。

ｂ．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時の対応手
段及び設備
(a)

初期対応における延焼防止処置
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，初期対応における延焼防止処置により火災に対応する手段がある。
初期対応における延焼防止処置に使用する設備は以下のとおり。
・化学消防自動車
・水槽付消防ポンプ自動車
1.12－5

・泡消火薬剤容器（消防車用）
・消火栓（原水タンク）
・防火水槽

(b)

航空機燃料火災への泡消火
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，航空機燃料火災への泡消火により火災に対応する手段がある。
航空機燃料火災への泡消火に使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
・放水砲
・泡混合器
・泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備
航空機燃料火災への泡消火に使用する設備のうち，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）は，重大事故等対処設備と位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.12.1）

以上の重大事故等対処設備により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時の対応が可能である。
また，化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車，泡消火薬剤容器（消防車用），消火栓（原水タンク）及び防火水槽は，プラント状況
1.12－6

によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。以下にその理由を示す。
・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）
航空機燃料火災への対応手段として放水量が少ない ※１ ため，十分な放水効果は得られにくいが，早期に消火活動が可能となる化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による初期対応を，航空機燃料の飛散によるア
クセスルート及び建屋への延焼防止に使用する手段としては有効である。
・消火栓（原水タンク），防火水槽
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，初期対応における延焼防止処置の水源として使用する手段としては有
効である。

※1

空港に配備されるべき防災レベル等について記載されている，国際民間航空機関（ＩＣＡＯ）発行の空港業務マニュ
アル（第1部）（以下，「空港業務マニュアル」という。）では，離発着機の大きさにより空港カテゴリーが定められている。航空機燃料火災への対応としては，空港業務マニュアルで最大となるカテゴリー10を適用する。また，使用する泡消火薬剤が性能レベルＢであることから，必要放水流量は672m３ ／hである。これに対し，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）による初期対応での放水流量は40.2m ３ ／hである。
1.12－7

ｃ．手順等
上記の「ａ．炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の対応手段及び設備」及び「ｂ．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時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，重大事故等対応要員の対応として，「重大事故等対策要領」及び自衛消防隊の対応として，「防火管理要領」に定める（第1.12－1表）。
また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整理する（第1.12－2表，第1.12－3表）。

1.12－8

1.12.2

重大事故等発生時の手順

1.12.2.1

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プー
ル内の燃料体等の著しい損傷時の手順等(1)

大気への放射性物質の拡散抑制
ａ．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
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，格納容器スプレイによる原子炉格納容器内の除熱や格納
容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却による原子炉格納容器内の減圧及び除熱させる手段がある。
また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プ
ールの水位が異常に低下し，使用済燃料プールの水位が維持できない場
合は，可搬型又は常設スプレイヘッダから使用済燃料プールにスプレイすることで燃料損傷を緩和する手段がある。
しかし，これらの機能が喪失し，原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合を想定し，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に海水を放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。

(a)

判断基準

ⅰ）手順着手の判断基準
以下のいずれかが該当する場合
・炉心損傷を判断 ※１ した場合において，原子炉注水を高圧代替注
水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量等により確認できない場合
1.12－9

・使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プールスプレイが実施できない場合，又は使用済燃料プールスプ
レイを実施しても水位が維持できない場合
・大型航空機の衝突等により，原子炉建屋の放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可能性があるような建屋損壊を確認した場合※1

格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

ⅱ）放水開始の判断基準
以下のいずれかが該当する場合
・原子炉格納容器への注水及びスプレイが低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量，低圧代替注水系格納容器下部注水流量により確認できず，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力の上昇が確認され，原子炉格納容器の破損のおそれがあると判断した場合
・原子炉建屋水素濃度が2vol％に到達した場合，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を開放する場合
・代替燃料プール注水系による使用済燃料プールスプレイが実施できない場合，又は使用済燃料プールスプレイを実施しても水位
1.12－10が維持できない場合・プラントの異常によるモニタリング・ポスト等の指示値の有意な変動の確認により，原子炉格納容器及び原子炉建屋の破損があると判断した場合(b)

操作手順
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を行う手順の概要は以下のとおり。手順の概要図を第1.12－1図に，タイムチャートを第1.12－2図に，ホース敷設ルー
ト及び放水砲の設置位置を第1.12－3図に示す。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，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の準備を災害対策本部長に依頼する。
② 災害対策本部長は，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の準備開始を重大事故等対応要員に指示する。
③ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
を海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）周辺に設置する。
④ 重大事故等対応要員は，ホースを水中ポンプに接続後，水中ポンプを海水取水箇所へ設置し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）吸込口にホースを接続する。
⑤ 重大事故等対応要員は，放水砲を設置し，ホースの運搬，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）から放水砲までのホース敷設を行い，放水砲にホースを接続する。
⑥ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
1.12－11

を起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行った後に，可搬型
代替注水大型ポンプ（放水用）を待機状態（アイドリング状態）にする。
⑦ 重大事故等対応要員は，放水砲の噴射ノズルを原子炉建屋破損
口等の放射性物質放出箇所に向けて調整し，準備完了を災害対策本部長に報告する。
⑧ 災害対策本部長は，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の準備完了について発電長に報告する。
⑨ 発電長は，放水開始の判断基準に基づき，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の開始を災害対策本部長に依頼する。
⑩ 災害対策本部長は，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の開始を重大事故等対応要員に指示する。
⑪ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
を操作（昇圧）し，放水砲により原子炉建屋破損口等の放射性物質放出箇所へ海水の放水を開始し，災害対策本部長に報告する。
⑫ 災害対策本部長は，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開始について発電長に報告する。
⑬ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の運転状態を継続監視し，定格負荷運転時における給油間隔を目安に燃料の給油を実施する。（燃料を給油しない場合，可搬型
1.12－12

代替注水大型ポンプ（放水用）は約3.5時間の運転が可能）(c)

操作の成立性上記の現場対応は準備段階では重大事故等対応要員8名（可搬型代
替注水大型ポンプ（放水用）の起動，ホースの水張り及び空気抜きは4名）にて実施する。
作業は災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，作業開始を判断してから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の準備完了まで210分以内（ホース敷設距離が最長となるルートでホースを敷設した場合）と想定する。
円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。作業環境の周囲温度は外気温と同程度である。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。
大気への放射性物質の拡散抑制は，災害対策本部長からの指示を受けた，重大事故等対応要員4名にて実施し，作業開始を判断してから210分以内（ホース敷設距離が最長となるルートでホースを敷設した場合）に放水可能と想定する。
放水砲は可搬型設備のため任意に設置場所を設定することが可能であり，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破損口等の放射性物質放出箇所に向けて放水を実施する。原子炉建屋破損口等の放射性物質放出箇所が確認できない場
合は，原子炉建屋の中心に向けて放水する。
1.12－13放水砲の放射方法としては，噴射ノズルを調整することで直状放射と噴霧放射の切替えが可能であり，直状放射はより遠くまで放水できるが，噴霧放射は直状放射よりも，より細かい水滴径が期待できる。
微粒子状の放射性物質の粒子径は，0.1μm～0.5μmと考えられ，この粒子径の微粒子の水滴による除去機構は，水滴と微粒子の慣性衝突作用（水滴径0.3mmφ前後で最も衝突作用が大きくなる）によるものであり，噴霧放射を活用することで，その衝突作用に期待できることから，直状放射よりも噴霧放射のほうが放射性物質の抑制効果がある。
従って，なるべく噴霧放射を使用する。
ただし，直状放射の場合も，到達点では霧状になっているため放射性物質の抑制効果はある。
また，水滴と微粒子の相対速度を大きくし，水の流量を大きくすることでも，除去効果の増大が期待できる。
なお，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲の準備にあたり，プラント状況や周辺の現場状況，ホースの敷設時間などを考慮
し，複数あるホース敷設ルートから全対応の作業時間が短くなるよう
適切なルートを選択する。
また，大気への放射性物質の拡散抑制手順着手は，炉心損傷又は使用済燃料プールの水位低下の兆候を確認した場合としている。重大事
故等対応要員は，過剰被ばく防止の観点から現場環境を考慮し，適切な放射線防護具を装備する。
（添付資料1.12.3，1.12.4，1.12.5，1.12.6）

ｂ．ガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制
効果の確認
1.12－14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にて原子炉建屋に海水を放水するが，原子炉建屋から放出される放射性物質の漏えい程度を把握することにより，大気への放射性物質の拡散抑制効果を確認するため，ガンマカメラ又はサーモカメ
ラにより放射性物質を検出し，大気への放射性物質の拡散抑制効果を確認する手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
重大事故等が発生し，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を行う手順の着手を判断した場合（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を開始した後に実施する）

(b)

操作手順
ガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制効果を確認する手順の概要は以下の通り。また、手順の概要図を第1.12－4図に，タイムチャートを第1.12－2図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員へガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制効果を確認する作業の開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，ガンマカメラ又はサーモカメラを原子
炉建屋が視認できる場所に設置する。
③ 重大事故等対応要員は，ガンマカメラ又はサーモカメラにより放射性物質の漏えい程度を確認する。
④ 重大事故等対応要員は，放射性物質の漏えい対して有効な放水1.12－15

箇所を特定し，放水砲の噴射ノズルの向きを調整する。
⑤ 重大事故等対応要員は，大気への放射性物質の拡散抑制効果を災害対策本部長に報告する。

(c)

操作の成立性上記の現場対応は，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にて放水作業に対応している
重大事故等対応要員2名にて実施する。
作業は，災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，作業開始を判断してからガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制効果を確認する準備完了まで225分以内（大気への放射性物質の拡散抑制開始から15分以内）と想定する。
円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。
（添付資料1.12.7）(2)海洋への放射性物質の拡散抑制
ａ．汚濁防止膜による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に至った場合，又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合は，原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合を想定し，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に海水を放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制するが，放水することで放射性物質を含む汚染水が発生する。
放射性物質を含む汚染水は原子炉建屋周辺を取り囲む地上部の一般排
1.12－16

水路で集水され，地下埋設の一般排水路を通って雨水排水路集水桝又は放水路から海へ流れ込むため，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手順を整備する。
汚濁防止膜は，雨水排水路集水桝－１～９及び放水路－Ａ～Ｃの計12箇所に設置するが，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箇所を優先的に設置し，その後，残り8箇所の雨水排水路集水桝に設置する。

(a)

手順着手の判断基準
重大事故等が発生し，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を行う手順の着手を判断し
た場合

(b)

操作手順
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制を行う手順の概要
は以下のとおり。また，汚濁防止膜の設置位置図を第1.12－5図に，タイムチャートを第1.12－2図に，汚濁防止膜設置手順の概要図を第1.12－6図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員へ汚濁防止膜設置開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜を設置箇所付近へ運搬する。
③ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜の両端部に固定用ロープを取り付け，他端を所定の箇所に固定する。合わせて，汚濁防止
膜のフロート部を設置位置上部のグレーチング等にロープで固縛し，雨水排水路集水桝等内に吊り下げる。
1.12－17

④ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜のカーテン部を結束していたロープを外し，カーテン部を開放する。
⑤ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜両端部の固定用ロープを保持しながらフロート部を固縛していたロープを解き，その後，
固定用ロープを繰り出すことにより雨水排水路集水桝等の所定の箇所へ設置する。
⑥ 重大事故等対応要員は，同作業完了後，引き続き，同様の手順
により2重目の汚濁防止膜を設置する。
⑦ 重大事故等対応要員は，次の設置箇所付近へ汚濁防止膜を運搬し，上記②～⑥の作業を繰り返すことにより，雨水排水路集水
桝－１～９及び放水路－Ａ～Ｃの計12箇所について，汚濁防止
膜を2重に設置する。
（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箇所を優先的に設置する。）⑧ 重大事故等対応要員は，汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制開始について，災害対策本部長に報告する。

(c)

操作の成立性上記の12箇所における現場対応のうち，優先的に設置する4箇所については，最初の1箇所（雨水排水路集水桝－８）を重大事故等対応
要員5名にて実施し，残りの3箇所（放水路－Ａ～Ｃ）については，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の現場対応にて，放水砲設置，ホース敷設準備作業完了後に重大事故等対応要員2名が合流し，重大事故等対応要員7名にて実施する。
1.12－18

また，現場対応のうち残る8箇所（雨水排水路集水桝－１～７，９）については，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の現場対応にて，ホース敷設作業完了
後に重大事故等対応要員2名が合流し，重大事故等対応要員9名にて実施する。
作業は災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，優先的に設置する4箇所の汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制は，作業開始を判断してから190分以内に開始されると想定する。
また，優先的に設置する4箇所を含む12箇所の汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制は，作業開始を判断してから6時間以内に開始されると想定する。
円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。作業環境の周囲温度は外気温と同程度である。
更に，運搬に車両を使用することで，複数の汚濁防止膜を効率的に運搬できる。
（添付資料1.12.8）ｂ．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
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合，又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合は，原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合を想定し，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に海水を放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制するが，放水することで放射性物質を含む汚染水が発生する。
1.12－19放射性物質を含む汚染水は原子炉建屋周辺を取り囲む地上部の一般排水路で集水され，地下埋設の一般排水路を通って雨水排水路集水桝から海へ流れ込むため，放射性物質吸着材を設置することで，海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順を整備する。
放射性物質吸着材は，雨水排水路集水桝－１～１０の計10箇所に設置
する。

(a)

手順着手の判断基準
重大事故等が発生し，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を行う手順の着手を判断した場合（汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制を開始した
後に実施する。）(b)

操作手順
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を行う手順の概要は以下のとおり。また，放射性物質吸着材の設置位置図を第1.12－7図に，タイムチャートを第1.12－2図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員へ放射性物質吸着材の設置開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，放射性物質吸着材を車両に積載し，設
置箇所付近へ運搬する。
③ 重大事故等対応要員は，放射性物質吸着材を所定の箇所に設置する。
④ 重大事故等対応要員は，次の設置箇所付近へ放射性物質吸着材を運搬し，同様の手順にて放射性物質吸着材を設置する。（雨水1.12－20

排水路集水桝－１～１０の計10箇所に設置する。）⑤ 重大事故等対応要員は，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開始について，災害対策本部長に報告する。

(c)

操作の成立性上記の現場対応は，重大事故等対応要員9名にて実施する。
作業は災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，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は，作業開始を判断してから21時間以内に開始されると想定する。
円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。作業環境の周囲温度は外気温と同程度である。
更に，運搬に車両を使用することで，重量物である放射性物質吸着材を効率的に運搬できる。
（添付資料1.12.9）(3)

重大事故等発生時の対応手段の選択
発電所外への放射性物質の拡散抑制の対応では，大気への放射性物質の拡散を抑制するために，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放水することにより，放射性物質を含む汚染水が発生するため，放水が必要と判断すれば，汚濁防止膜及び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を開始する。
海洋への放射性物質の拡散抑制の手順の流れを第1.12－8図に示す。
汚濁防止膜は原子炉建屋に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箇所を優先的に設置するが，最終的に合1.12－21

計12箇所に設置することで，海洋への放射性物質の拡散抑制を行う。
その後，放射性物質吸着材を設置することで，更なる海洋への放射性物
質の拡散抑制を行う。

1.12.2.2(1)

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時の手順

初期対応における延焼防止処置
ａ．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）による延焼防止処置
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，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）により初期対応における延焼防止処置を行う手順を整備する。水源は，消火栓（原水タンク）又は防火水槽を使用する。

(a)

手順着手の判断基準
航空機燃料火災が発生した場合

(b)

操作手順
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）による延焼防止処置を行う手順の概要は以下のとおり。また，
初期対応における延焼防止処置の概要図を第1.12－9図に，タイムチ
ャートを第1.12－10図に，水利の配置図を第1.12－11図に示す。
① 自衛消防隊の現場指揮者は，手順着手の判断基準に基づき，自衛消防隊員へ化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置の開始を指示する。
② 自衛消防隊は，放射線管理要員によるサーベイ結果，けが人の1.12－22

有無，水源の水量が確保され使用できることを確認し，現場火
災状況を災害対策本部長へ報告する。
③ 自衛消防隊は，水源近傍に水槽付消防ポンプ自動車を設置し，吸管を消火栓（原水タンク）に接続又は防火水槽に投入し，吸水する。
④ 自衛消防隊は，初期消火（延焼防止）活動場所へ化学消防自動車を設置し，水槽付消防ポンプ自動車から化学消防自動車へのホース敷設，接続及び準備作業を行う。
⑤ 自衛消防隊は，化学消防自動車にて延焼防止処置を実施する。
⑥ 自衛消防隊は，適宜，泡消火薬剤容器（消防車用）を運搬して泡消火薬剤の補給を実施するとともに延焼防止処置の実施状況
を災害対策本部長へ報告する。
（添付資料1.12.10，1.12.13）(c)操作の成立性上記の現場対応は，自衛消防隊9名で実施する。
作業は，現場指揮者の指示に従い対応することとしており，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）
による延焼防止処置は，作業開始を判断してから20分以内に開始されると想定する。
円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。

(2)

航空機燃料火災への対応
ａ．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
1.12－23

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
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，海水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を行う手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
航空機燃料火災が発生した場合

(b)

操作手順
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）による泡消火手順の概要は以下のとおり。
航空機燃料火災への泡消火の概要図を第1.12－12図に，タイムチャー
トを第1.12－10図に，水利の配置及び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）による泡消火に関するホース敷設ルートの例を第1.12－13図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員へ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）による泡消火の開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
を海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）周辺に設置する。
③ 重大事故等対応要員は，ホースを水中ポンプに接続後，水中ポンプを海水取水箇所へ設置し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の吸込口にホースを接続する。
1.12－24

④ 重大事故等対応要員は，放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）を設置し，ホースの運搬，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）から泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び放水砲までのホース敷設を行い，放水砲にホースを接続する。
⑤ 重大事故等対応要員は，放水砲にホースを接続後，放水砲の噴射ノズルを火災発生箇所に向けて調整する。
⑥ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
を起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行った後に泡混合器を起動し，放水砲による泡消火を開始し，災害対策本部長に報告する。
⑦ 重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の運転状態を継続監視し，定格負荷運転時における給油間隔を目安に燃料の給油（燃料を給油しない場合，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は約3.5時間の運転が可能）を実施する。

(c)

操作の成立性上記の現場対応は，準備段階では重大事故等対応要員8名にて実施する。
作業は，災害対策本部長の指示に従い対応することとしており，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）による泡消火は，作業開始を判断してから210分以内（ホース敷設距離が最長となるルートでホースを敷設した場合）に開始されると想定する。
泡消火段階では，重大事故等対応要員5名にて実施する。
1.12－25

1％濃縮用泡消火薬剤を5m３ 配備し，泡消火開始から約20分の泡消火が可能である。
泡消火薬剤は，放水流量（1,338m３ ／h）に対して1％濃度で自動注入となる。
円滑に作業できるようにアクセスルート及び作業エリアを確保し，防護具，可搬型照明，通信設備等を整備する。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。
（添付資料1.12.11，1.12.12，1.12.13）(3)

重大事故等発生時の対応手段の選択
航空機燃料火災への対応は，初期対応における延焼防止処置は自衛消防
隊員，航空機燃料火災への泡消火は重大事故等対応要員と，異なる要員が対応することから，準備完了したものから泡消火を開始する。
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）による延焼防止処置は，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）による泡消火を開始す
るまでのアクセスルートを確保するための泡消火，要員の安全確保のための泡消火，航空機燃料の飛散による延焼拡大防止のための広範囲の泡消火を行う。
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）による泡消火は，航空機燃料火災を約1,338m３ ／hの流量で消火する。
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）による延焼防止処置は，作業開始を判断してから約20分で開始できる
1.12－26

と想定しており，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）による泡消火を開始するまでのア
クセスルートを確保するための泡消火を最初に実施することにより，お互いの作業が干渉することはない。
使用する水源について，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車は，消火栓（原水タンク）又は防火水槽のうち，準備時間が短い消火栓（原水タンク）を優先する。
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）による泡消火の水源は，大流量の放水であるため海水を使用する。

1.12.2.3

その他の手順項目にて考慮する手順

原子炉建屋からの水素の排出に関する手順は，「2.0

大規模損壊

別冊Ⅰ」

にて整備する。
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順は，「1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）等の車両への燃料補給に関する手順は，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順は，「1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
原子炉建屋周辺の線量を確認する手順は，「1.17
順等」にて整備する。

1.12－27

監視測定等に関する手

第1.12－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順
（1／2）

分類

機能喪失を想定する
設計基準対処設備

対応
手段

可搬型代替注水大型ポンプ（放水
用）
放水砲

ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管
ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※２

重大事故等 対処設 備

汚濁防止膜

重大事故等対策要領

自主対策設 備主要設備

ガンマカメラサーモカメラ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

海洋への放 射性物 質の拡散抑制 ①

重大事故等対策要領

放射性物質吸着材

整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項
る手順書の構成と概要について」にて整備する。
手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
自主的に整備する対応手段を示す。

1.12－28

自主対策設 備主要設備

海洋への放 射性物 質の拡散抑制 ②※2

関連設備

大気への放 射性物 質の拡散抑制効 果の確 認

※1

主要設備

大 気 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
使用済燃料 プール 内の燃料 体等 の著しい損 傷－

整備する
手順書 ※１

対応設備

重大事故等対応に係

第1.12－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順
（2／2）

分類

機能喪失を想定する
設計基準対処設備

対応
手段

重大事故等 対処設 備

関連設備

燃料給油設備 ※２

自主対策設 備化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車
泡消火薬剤容器（消防車用）
消火栓（原水タンク）

防火管理要領 ※３

化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車
泡消火薬剤容器（消防車用）
防火水槽

関連設備

ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管
ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※２

整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項
る手順書の構成と概要について」にて整備する。
手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
消防法に基づく社内規程
自主的に整備する対応手段を示す。

1.12－29

重大事故等 対処設 備

主要設備

航空機燃料火災へ の泡消火

可搬型代替注水大型ポンプ（放水
用）
放水砲
泡混合器
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

関連設備

燃料給油設備 ※２

自主対策設 備主要設備－

初期対応に おける 延焼防止 処置 ②

※2
※3

主要設備

初 期対応に おける 延焼防止 処置 ①

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

※1

整備する
手順書 ※１

対応設備

重大事故等対策要領

重大事故等対応に係

第 1.12－2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.12.2.1(1)

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手
順等
大気への放射性物質の拡散抑制

手順着手の 判断基 準
ａ．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

スプレイ開 始の判断基準※1

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器温度 ※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域） ※１
原子炉水位（燃料域） ※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域） ※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域） ※１

原子炉圧力容器への注水量

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

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
使用済燃料プール監視カメラ ※１

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 ※１
低圧代替注水系格納容器下部注水流量 ※１

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力 ※１
サプレッション・チェンバ圧力 ※１

原子炉格納容器内の温度

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

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度 ※１

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
使用済燃料プール監視カメラ ※１

原子炉建屋周辺の放射線量率モニタリング・ポスト
可搬型モニタリング・ポスト ※１

重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

1.12－30

監視計器一覧（2／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.12.2.1(1)

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手
順等
大気への放射性物質の拡散抑制

手順着手の 判断基 準

ｂ．ガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制効果の確認

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器温度 ※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域） ※１
原子炉水位（燃料域） ※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域） ※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域） ※１

原子炉圧力容器への注水量

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

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
使用済燃料プール監視カメラ ※１

1.12.2.1(2)

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手
順等
海洋への放射性物質の拡散抑制※1

手順着手の 判断基 準

ａ．汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制

原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器温度 ※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域） ※１
原子炉水位（燃料域） ※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域） ※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域） ※１

原子炉圧力容器への注水量

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

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
使用済燃料プール監視カメラ ※１

重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

1.12－31

監視計器一覧（3／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.12.2.1(2)

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時の手
順等
海洋への放射性物質の拡散抑制

手順着手の 判断基 準ｂ．放射性物質吸着材による海洋への放射性物
質の拡散抑制原子炉格納容器内の放射線量率

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

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器温度 ※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域） ※１
原子炉水位（燃料域） ※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域） ※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域） ※１

原子炉圧力容器への注水量

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

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ※１
使用済燃料プール温度（ＳＡ） ※１
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※１
使用済燃料プール監視カメラ ※１

1.12.2.2 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時の手順(1) 初期対応における延焼防止処置

手順着手の 判断基 準

ａ．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）による延
焼防止処置

－

－

1.12.2.2 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時の手順(2)
航空機燃料火災への対応※1

手順着手の 判断基 準

ａ．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－－

重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。

1.12－32

第 1.12－3 表
対象条文

審査基準における要求事項毎の給電対象設備
供給元
給電母線

供給対象設備【1.12】
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

常設代替交流電源設備
中央制御室監視計器類

使用済燃料プール監視計
器類

直流 125V 蓄電池２Ａ
直流 125V 蓄電池２Ｂ
緊急用直流 125V 蓄電池

常設代替交流電源設備
緊急用直流 125V 蓄電池

常設代替交流電源設備
屋外放射線監視計器類
バイタルＣＶＣＦ

1.12－33

第1.12－1図

大気への放射性物質の拡散抑制手順の概要図

1.12－34

30

60

経過時間（ 分）
90
120
150

180

210

240

6

9

手順着手判 断・指 示

要員（数）
汚濁防止膜 による 海洋への 放射性 物質の拡 散抑制（優先 設置 4 箇所，2 重） 開始
190 分

21

24

備考

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 （10 箇所） 開始
21 時間

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 抑制開始
210 分
手順の項目

経過時間（ 時間）
12
15
18

ガンマカメ ラ又は サーモカ メラに よる大気への放射性 物質の 拡散抑制 効果の 確認開始
225 分
汚濁防止膜 による 海洋への 放射性 物質の拡散抑制（ 12 箇所，2 重） 開始
6 時間※1 防護具 着用， 保
管場所への 移動，使用す る設
備の準備

出動準備(南側保管 場所へ の移動を 含む)(※1)
8

移動(南側 保管場所 →ＳＡ 用海水ピ ット)
6

水中ポンプ 設置

移動(南側 保管場所 →放水 砲設置位 置)
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

重大事故等
対応要員

2

※2 当該作 業終了
後，汚濁防 止膜設置作業に 合流する。

放水砲設置 ，ホー ス敷設準 備(※2)

ホース敷設 (※3， ※4)※3 ホース 敷設距 離により作業 時間が異なる。
【廃棄物処 理建屋 南側を経由す るルー
トでホース 敷設が200m以内】・ホース敷 設：10分
・放水開始 ：145分【敷地南側 を経由 するルートで ホース
敷設が1,000m以内】
・ホース敷 設：75分(コンテナ 積替えの25分を含 む)
・放水開始 ：210分

6

ホース接続
送水準備
4
放水開始

カメラ設置 (※5)
ガンマカメ ラ又は サーモカメラ による 大気への放射 性物質 の拡散抑制効 果の確 認

重大事故等
対応要員

2

大気への放 射性物 質の拡散 抑制効 果確認(※5)※4 当該作 業終了
後，放水作 業を行わない2名は汚濁防止膜設 置作業に合流す る。

出動準備(南側保管 場所へ の移動を 含む)(※1)
移動(※6)
5※5 放水作 業を実 施している4名の要員の内，2名が対応する。

汚濁防止膜 2 重設 置(雨水 排水路集 水桝－ ８)
浮き上がり 部への 足場台設 置

移動(ＳＡ 用海水ピ ット→ タービン 建屋東 側)※6 南側保 管場所 から設置箇所 ，設置箇所から 次の設置箇所へ の移動。

2汚濁防止膜 による 海
洋への放射 性物質 の
拡散抑制

重大事故等
対応要員

汚濁防止膜 運搬(人 力,6 本)
7

汚濁防止膜 2 重設 置(放水 路－Ａ～ Ｃ)

移動(放水 砲設置位 置→タ ービン建 屋東側)
2

汚濁防止膜 2 重設 置(※7)
9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

重大事故等
対応要員

第1.12－2図

放射性物質 吸着剤 設置(雨 水排水路 集水桝 －１～ １０,10 箇所)
9

発電所外への放射性物質の拡散抑制タイムチャート

1.12－35※7 雨水排 水路集 水
桝－１～７ ,９への設置。

第 1.12－3 図

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ホース敷設ルート及び放水砲の設置位
置図（例）1.12－36

第 1.12－4 図

大気への放射性物質の拡散抑制効果を確認する手順の概要図

第 1.12－5 図

汚濁防止膜の設置位置図
1.12－37

Ⅰ

Ⅴ

汚濁防止膜のカーテン部を固縛していたロープを外し，カーテンを開放する。（④ ※ ）Ⅱ

Ⅵ

汚濁防止膜を設置する箇所のグレーチングを外し，脇に汚濁防止膜を置く。（② ※ ）Ⅲ

汚濁防止膜のフロート部とグレーチングを固縛していたロープを外し，フロート両端部のロープで保持する。（⑤ ※ ）Ⅶ

汚濁防止膜のフロート部とグレーチング，フロ
ート両端部と固定金具をロープで固縛する。
（③ ※ ）

汚濁防止膜のフロート両端部に取り付けたロープを徐々に繰り出し，カーテン部のおもりを着底させ，汚濁防止膜を設置する。（⑤ ※ ）Ⅷ以降，同様の手順にて 2 重目の汚濁防止膜を設置する。（⑥ ※ ）Ⅳ※
汚濁防止膜を転がして，雨水排水路集水桝等内
に吊り下げる。（③ ※ ）第 1.12－6 図

括弧内の丸数字は，本文記載の操作手順における番号を示す。

汚濁防止膜設置手順の概要図
1.12－38

第 1.12－7 図

放射性物質吸着材の設置位置図

1.12－39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を行うと判断した場合①汚濁防止膜設置作業（重大事故等対応要員

5 名）【操作概要】
・雨水排水路集水桝－８への汚濁防止膜（2 重）の設置②汚濁防止膜設置作業（重大事故等対応要員

7 名）【操作概要】
・放水路－Ａ～Ｃへの汚濁防止膜（2 重）の設置

放水砲による放水開始までに実施する手順③汚濁防止膜設置作業（重大事故等対応要員

9 名）【操作概要】
・雨水排水路集水桝－１～７，９への汚濁防止膜（2 重）の設置④放射性物質吸着材設置作業（重大事故等対応要員 9 名）

【操作概要】
・雨水排水路集水桝－１～１０への放射性物質吸着材の設置

第 1.12－8 図

海洋への放射性物質の拡散抑制手順の流れ

1.12－40

第1.12－9図

15

初期対応における延焼防止処置概要図

30

45

60

75

90

経過時間（ 分）
105
120
135

150

165

180

195

210

225

備考

手順着手判 断・指 示

手順の項目

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）による泡消火 開始
210 分

要員（数）
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） による延焼防止処置 開始
20 分

消防服着用 ，出動 準備
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 延焼防止処置

移動，消火 準備
自衛消防隊

9
延焼防止処 置※1 防護具 着用， 保
管場所への 移動，使用す る設
備の準備等

出動準備(南側保管 場所へ の移動を 含む)(※1)
8

移動(南側 保管場所 →ＳＡ 用海水ピ ット)※2 ホース 敷設距 離により作業 時間が異なる。
【廃棄物処 理建屋 南側を経由す るルー
トでホース 敷設が200m以内】・ホース敷 設：10分
・放水開始 ：145分【敷地南側 を経由 するルートで ホース
敷設が1,000m以内】
・ホース敷 設：75分(コンテナ 積替えの25分を含 む)
・放水開始 ：210分

水中ポンプ 設置

6

移動(南側 保管場所 →放水 砲設置箇 所)
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） による泡消火

放水砲設置 ，ホー ス敷設準 備
重大事故等
対応要員

2
泡混合器， 泡消火 薬剤設置

ホース敷設 (※2)
6

ホース接続
送水準備
5
泡消火開始

第1.12－10図

初期対応における延焼防止処置及び航空機燃料火災への泡消火
タイムチャート

1.12－41

第1.12－11図

水利の配置図（初期対応における延焼防止処置）

1.12－42

第1.12－12図

第 1.12－13 図

航空機燃料火災への泡消火概要図

航空機燃料火災への泡消火に関するホース敷設ルート図(例)1.12－43

添付資料 1.12.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／4）
技術的能力審査基準(1.12)【本文】
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又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制す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。
【解釈】
1 「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等」とは、以下に規定する措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等
をいう。

番号

①

―

a) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において、放水設備により、工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等を整備すること。
②

b) 海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順等を整備すること。

③

設置許可基準規則(55 条)

技術基準規則(70 条)【本文】
発電用原子炉施設には、
炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備を設けなければならない。

【本文】
発電用原子炉施設には、
炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備を施設しなければならない。

【解釈】
1 第５５条に規定する「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
a）原子炉建屋に放水できる設備を配備すること。

【解釈】
1 第７０条に規定する「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
a）原子炉建屋に放水できる設備を配備すること。

b）放水設備は、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に対応できること。
c）放水設備は、移動等により、複数の方向から原子炉建屋に向けて放水することが可能なこと。
d）放水設備は、複数の発電用原子炉施設の同時使用を想定し、工場等内発
電用原子炉施設基数の半数以上を配備すること。
e）海洋へ放射性物質の拡散を抑制する設備を整備すること。

b）放水設備は、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に対応できること。
c）放水設備は、移動等により、複数の方向から原子炉建屋に向けて放水することが可能なこと。
d）放水設備は、複数の発電用原子炉施設の同時使用を想定し、工場等内発
電用原子炉施設基数の半数以上を配備すること。
e）海洋へ放射性物質の拡散を抑制する設備を整備すること。

1.12－44

番号

④

―

⑤

⑥

⑦

⑧

⑨

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／4）：重大事故等対処設備

重大事故等対処設備

手段

機器名称

新設

ホース

新設

放水砲

新設

ＳＡ用海水ピット取水塔

新設

海水引込み管

新設

ＳＡ用海水ピット新設

燃料給油設備

新設

新設

－

手段

機器名称

－

－

－

－

－

－

－

－

海洋への放 射性物 質の拡散抑制 ②

－

－

①③④⑨

海洋への放 射性物 質の拡散抑制 ①

汚濁防止膜

－

備考

大気への放 射性物 質の拡散抑制 の監視

－

解釈
対応番号

①②④⑤⑦ ⑧大気への放 射性物 質の拡散抑制

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

－

－

既設
新設

自主対策

ガンマカメラサーモカメラ－

放射性物質吸着材

化学消防自動車

－

－

－

－

初 期対応に おける
延焼防止処 置①－水槽付消防ポンプ自動車
泡消火薬剤容器（消防車用）
消火栓（原水タンク）
燃料給油設備

1.12－45

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／4）：重大事故等対処設備

重大事故等対処設備

手段

機器名称

既設
新設

自主対策

解釈
対応番号

備考

手段

機器名称

化学消防自動車

－

－

－

－

初 期対応に おける
延焼防止処 置②－水槽付消防ポンプ自動車
泡消火薬剤容器（消防車用）
防火水槽
燃料給油設備

新設

ホース

新設

放水砲

新設

泡混合器

新設

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

新設

ＳＡ用海水ピット取水塔

新設

海水引込み管

新設

ＳＡ用海水ピット新設

燃料給油設備新設①④⑥⑦⑧

航空機燃料火災へ の泡消火

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

1.12－46－－－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／4）
技術的能力審査基準(1.12)

適合方針

【本文】
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又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制す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。
【解釈】
1 「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等」とは、以下に規定する措置
又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行う
ための手順等をいう。
a) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損
又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において、放水設備により、工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な手順等を整備すること。
b) 海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順等を整備すること。

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しい損傷に至った場合において，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，汚濁防止膜及び放射性物質
吸着材により，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。

－

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しい損傷に至った場合において，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に海水を放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制する手順等を整備する。
原子炉建屋に海水を放水することにより発生す
る放射性物質を含む汚染水を，汚濁防止膜を設置することにより，海洋への放射性物質の拡散を抑制する手順等を整備する。

1.12－47

可搬

可搬

可搬

可搬

可搬

可搬

常設

常設

サーモカメラ

放射性物質吸着材

化学消防自動車

水槽付消防ポンプ自動車

泡消火薬剤容器（消防車用）

消火栓（原水タンク）

防火水槽

常設／可搬

ガンマカメラ

機器名称

1.12－48
－

Ｃ

－

－

－

－

－

－

耐震性

－

－

40m ３

85m

168m ３ ／h

372m ３ （原水タンク）

85m

168m ３ ／h

－

－

－

－

揚程

－

－

－

容量

20L

自主対策設備仕様

5個

1個

60 個

2台

2台

1式

1台

1台

台数

添付資料 1.12.2

添付資料 1.12.3
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

1.

操作概要
放射性物質放出箇所（原子炉建屋の破損口）付近に放水砲を配置するとともに，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）周辺に配備し，水中ポンプにホースを取り付け海水取水箇所へ設置する。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）から放水砲まで送水するためのホース等を設置し，接続する。放水砲の噴射ノズルを放射性物質放出箇所に向けて調整した後，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行った後に，放水操作により放射性物質放出箇所へ海水をスプレイする。

2.

作業場所
屋外（原子炉建屋周辺，取水箇所（ＳＡ用海水ピット）周辺）

3.

必要要員数及び操作時間
必要要員数：準備 8 名（重大事故等対応要員），
拡散抑制時 4 名（重大事故等対応要員）

有効性評価で想定する時間：要求はない
所要時間目安 ※：210 分（ホース約 1,000m を敷設した場合の時間であり，敷設長さにより変わる）※所要時間目安は，模擬により算定した時間
1.12－494.

操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
作 業 性：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）からのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。
作業エリア周辺には，作業に支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
水中ポンプの設置は，クレーン装置により吊り降ろすため容易に設置可能である。
連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，緊急時対策所及び中央制御室との連絡が可能である。

1.12－50可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

車両の作業用照明拡大

水中ポンプ

ホース

ホースの敷設状況

水中ポンプの設置状況

1.12－51

放水砲による放水（直状放射）

放水砲による放水（噴霧放射）

仰角 60°での放水状況（直状放射、ジブクレーン高さ：約 30m）

直状放射した際の到達点での状態

1.12－52

添付資料 1.12.4
放射性物質拡散抑制手順の作業時間について

1.

はじめに
「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」のうち，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手順については，ホース敷設時間により，短いケースで 145 分，
長いケースで 210 分での対応を想定している。
以下にその詳細を説明する。

(1)

全体の作業時間について
図 1 に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のタイムチャートを示す。

1.12－53

15

30

45

60

75

90

経過時間（ 分）
105
120
135

150

165

180

195

210

225

備考

手順着手判 断・指 示

手順の項目

要員（数）
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 抑制開始
145 分

①

※1 防護具 着用， 保
管場所への 移動，使用す る設
備の準備等

出動準備(※1)8② 移動(南側 保管場所 →ＳＡ 用海水ピ ット)
6③※2 ホース 敷設距 離により作業 時間が異なる。
【廃棄物処 理建屋 南側を経由す るルー
トでホース 敷設が200m以内】・ホース敷 設：10分
・放水開始 ：145分【敷地南側 を経由 するルートで ホース
敷設が1,000m以内】
・ホース敷 設：75分(コンテナ 積替えの25分を含む )・放水開始 ：210分

水中ポンプ 設置

④ 移動(南側 保管場所 →放水 砲設置箇 所)
可搬型代替 注水大 型
2ポンプ（放 水用） 及重大事故等
び放水砲に よる大 気
対応要員
への放射性 物質の 拡⑤放水砲設置 ，ホー ス敷設準 備

散抑制
ホース敷設 (※2) ⑥
6

⑦

ホース接続

送水準備

⑧

4
放水開始

図1

大気への放射性物質の拡散抑制

タイムチャート（145 分ケース）

図 1 に示す作業の想定時間は表 1 のとおりである。

1.12－54表1

個別作業の概要及び想定時間（ホース敷設距離を最短ルートである 200m※ とした場合）
作業名

想定時間

①

出動準備

30 分

②

移動

5分

③

水中ポンプ設置

60 分
(6 名)

④

移動

5分

⑤

放水砲設置，
ホース敷設準備

25 分
(2 名)

⑥

ホース敷設

10 分
(6 名)
[200m 分]

⑦

ホース接続

20 分
(4 名)

⑧

送水準備

20 分
(4 名)

備考
a.防護具着用：13 分（訓練実績）
b.緊急時対策所から南側保管場所までの移動距離は約 300m
で，徒歩での移動速度を 4km／h と想定している。
0.3km÷4km／h＝4.5 分≒5 分c.車両使用前点検：10 分（想定）
a＋b＋c＝28 分≒30 分
南側保管場所から廃棄物処理建屋南側を経由して取水箇所（ＳＡ用海水ピット）までの移動距離は約 700m で，車両の移動速度は 10km／h と想定している。
0.7km÷10km／h＝4.2 分≒5 分
移動する車両は 2 台
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）：1 台・ホース展張車（放水用）：1 台
6 名の作業内容
図 2 水中ポンプ設置のタイムチャート参照
南側保管場所から放水砲設置位置（原子炉建屋南側）までの移動距離は約 600m で，車両の移動速度は 10km／h と想定している。
0.6km÷10km／h＝3.6 分≒5 分
移動する車両は 1 台・放水砲／泡消火薬剤運搬車：1 台
a.放水砲設置：5 分（訓練実績）
b.放水砲設置位置から取水箇所までの移動距離は約 200m
で，車両の移動速度は 10km／h と想定している。
0.2km÷10km／h＝1.2 分≒5 分
c.ホース敷設準備：5 分（訓練実績）
a＋b＋c＝15 分
a，c の作業については過度な気象条件下での作業効率低下（20%）をそれぞれ考慮しa'：5 分×1.2＝6 分≒10 分
c'：5 分×1.2＝6 分≒10 分
よって，a'＋b＋c’＝25 分
6 名の内訳
・指揮者：1 名・ホース展張車（放水用）運転：1 名・ホース敷設：4 名（ホースの敷設状況（ねじれ等のないこと等）の確認・調整）
ホース敷設の訓練実績：100m／5 分
身体的に負担の掛かる作業ではないため，過度な気象条件下での作業効率低下（20%）は考慮しない。
200m÷(100m／5 分)＝10 分
ホース接続の訓練実績：15 分
過度な気象条件下での作業効率低下（20%）を考慮し，
15 分×1.2＝18 分≒20 分
訓練実績よりa.ホース接続確認：10 分
b.ホース水張り：10 分
身体的に負担の掛かる作業ではないため，過度な気象条件下での作業効率低下（20%）は考慮しない。
a＋b＝20 分※ 最短ルート（200ｍ）は，水源をＳＡ用海水ピット，放水砲設置位置を原子炉建屋南側エリアとし，廃棄物処理建屋南側を経由した場合の敷設距離

1.12－55

項目

対応要員

10

20

経過時間（分）
30
40

50

60

水中ポンプ 設置

ポンプ車の準備（取水ホース用意，吸込側ホ
A,B,C,D,E,F
ース架台設置，クレーン準備等）(※1)
水中ポンプ引出（1 個目）(※2)
A,B,C
ＳＡ用海水ピット蓋開放（1 個目）
D,E,F
水中ポンプ投入（1 個目）(※3)
A,B,C,D,E,F
水中ポンプ引出（2 個目）(※2)
A,B,C
ＳＡ用海水ピット蓋開放（2 個目）
D,E,F
水中ポンプ投入（2 個目）(※3)
A,B,C,D,E,F※1 ポンプ車の準備：5 分（訓練実績）
過度な気象条件下での作業効率低下（20%）を考慮し，5 分×1.2＝6 分≒10 分※2 水中ポンプ引出：10 分（訓練実績）
過度な気象条件下での作業効率低下（20%）を考慮し，10 分×1.2＝12 分≒15 分※3 水中ポンプ投入：5 分（訓練実績）
過度な気象条件下での作業効率低下（20%）を考慮し，5 分×1.2＝6 分≒10 分
よって，水中ポンプ設置作業は，訓練実績では 5 分＋10 分＋5 分＋10 分＋5 分＝35 分で実施可能であるが，過度な気象条件下での作業効率低下を考慮し，保守的に，60 分と想定している。

図2

水中ポンプ設置のタイムチャート

以上のとおり作業時間を想定しており，表 1 に示す①～⑧作業（④，⑤は除く ※ ）の合計 145 分と想定している。
※④と⑤の作業は，図 1 のとおり，②と③の作業と並行で実施するため合計時間に影響しない。

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
質の拡散抑制手順については，敷設するホースの長さにより作業時間が 145
分～210 分となる。
この点について以下に説明する。
ホースはホース展張車（放水用）1 台につき，600m 分積載することができる。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では，このホースを 2 条引きにして敷設することから，ホース展張車（放水用）1 台分で 300m のホース敷設ができる。

1.12－56

ホース展張車（放水用）は 2 台使用できるため，ホース敷設距離が 600m以内の場合はホース敷設のみで作業を完了させることができるが，ホース敷設距離が 600m を超える場合は，保管場所でホースコンテナを積替える作業が発生する。ホースコンテナ積替えに要する時間は，25 分と想定している。
ホース敷設に要する時間は，今までの訓練実績より，100m 分の敷設に 5分の作業時間を想定している。
防潮堤内の海水取水箇所から原子炉建屋周辺の放水砲設置位置までのホース敷設距離は，複数ルートを想定（図 3 参照）すると約 200m～約 1,000m であり，ホース敷設に要する時間は 10 分（200m 以内）から 50 分＋25 分＝75
分（1,000m 以内）となる。
ホース敷設ルートは，そのときの現場の状況で敷設に支障がない場合は，敷設時間が短くなるルートを選択することとしており，実際に要する時間としては 145 分が基本ケースとなる。

1.12－57図3

海水取水箇所と放水砲設置位置間のホース敷設ルート

1.12－58

ホース敷設距離が長い場合（約 1,000m の場合），全体の作業時間は 210 分となる。（図 4）
15

30

45

60

75

90

経過時間（ 分）
105
120
135

150

165

180

195

210

225

備考

手順着手判 断・指 示
手順の項目

要員（数）
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 散抑制開 始
210 分

8

※1 防護具 着用， 保
管場所への 移動，使用す る設
備の準備

出動準備(南側保管 場所へ の移動を 含む)(※1)

移動(南側 保管場所 →ＳＡ 用海水ピ ット)
水中ポンプ 設置

6

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

移動(南側 保管場所 →放水 砲設置位 置)
重大事故等
対応要員

2

放水砲設置 ，ホー ス敷設準 備

ホース敷設 (※2)
6

ホース接続
送水準備

4

放水開始

図4

※2 ホース敷設距離により作業時間が異なる。
【廃棄物処理建屋南側を経由するルー
トでホース敷設が200m以内】・ホース敷 設：10分
・放水開始 ：145分【敷地南側を経由するルートでホース
敷 設 が 1,000m 以内】
・ ホ ー ス 敷 設 ： 75 分
(コ ンテ ナ 積替 えの25分を含む )・放水開始 ：210分

タイムチャート（ホース敷設距離が約 1,000m のケース）

1.12－59

(2)今後の作業時間短縮に向けた取り組みについて
現在は本作業にかかる時間を 145 分としているが，今後も・実設備での訓練の習熟による作業時間の短縮
・水中ポンプの現場での実証。（東海港で類似のポンプを利用した訓練を繰り返しているが，ＳＡ用海水ピットへの設置を想定した場合，水中ポンプ投入箇所の全周に要員を配置できることから，作業効率が上がり，
時間短縮が期待できる。）
・ホース接続工具の見直し（汎用工具から専用工具へ見直し）によるホース接続時間の短縮。
など，訓練や運用の改善を今後も行うことで作業時間全体の短縮に向けた取り組みを行っていく。

(3)

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の作業時間と成立性について
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拡散抑制の手順は，有効性評価で想定する作業がないことから有効性
評価への影響はない。
また、「技術的能力 1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順」の準備手順着手の判断基準として，「炉心損傷を判断 ※１ した場
合において，原子炉注水を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等により確認できない場合。」としていることから，放射性物
質拡散抑制開始に余裕をもって準備に着手する手順としている。

※1

格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上とな
1.12－60

った場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認した場合。

1.12－61

添付資料 1.12.5放水砲の設置位置及び使用方法等について

1.
(1)

放水砲による具体的なプラント事故対応
放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への消
火活動の具体的な対応例
ａ．放水砲の使用の判断
次のいずれかに該当する場合又はそのおそれがある場合は，放水砲を使用する。
・原子炉格納容器への注水及びスプレイが低圧代替注水系格納容器ス
プレイ流量，低圧代替注水系格納容器下部注水流量により確認で
きず，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力の上昇が確認され，原子炉格納容器の破損のおそれがあると判断した場
合・原子炉建屋水素濃度が 2vol％に到達した場合，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を開放する場合
・代替燃料プール注水系による使用済燃料プールスプレイが実施できない場合，又は使用済燃料プールスプレイを実施しても水位が維持できない場合・プラントの異常によるモニタリング・ポスト等の指示値の有意な変動の確認により，原子炉格納容器及び原子炉建屋の破損があると判断した場合・航空機燃料火災が発生した場合
1.12－62

ｂ．放水砲の設置位置の判断
放水砲の設置位置として，大気への放射性物質の拡散抑制の場合はあらかじめ設置位置候補を複数想定しているが，現場からの情報（風向き，
損傷位置（高さ，方位））等を勘案し，災害対策本部長が総合的に判断して，適切な位置からの放水を重大事故等対応要員へ指示する。
また，消火活動の場合は，火災の状況（アクセスルート含む）等を勘案し，設置位置を確保したうえで，適切な位置から放水する。

ｃ．放水砲の設置位置と原子炉建屋（原子炉格納容器又は使用済燃料プール）への放水可能性
前述のとおり，放水砲は状況に応じて適切な場所に設置する。原子炉
建屋中心から約 80m の範囲内に放水砲を仰角 65°（泡消火放水の場合
は，原子炉建屋中心から約 50m の範囲内に放水砲を仰角 75°）で設置
すれば，原子炉建屋トップ（屋根トラス）まで放水することができることから，原子炉格納容器又は使用済燃料プールへの放水は十分に可能である。
また，海水取水箇所については複数箇所を想定するとともに，ホースの敷設ルートについても，その時の被害状況や火災の状況を勘案して柔軟な対応ができるよう複数の敷設ルートを確保し，複数のアクセスルー
トを想定した手順及び設備構成とする。
なお，大気への放射性物質の拡散抑制の場合は，放射性物質を含む汚染水が一般排水路を通って雨水排水路集水桝から海へ流れることを想定し，汚濁防止膜を設置することにより海洋への放射性物質の拡散抑制を行う。

1.12－63

2.
(1)

放水砲の設置位置について
海水放水（放射性物質拡散抑制）の場合

図1

放水砲設置位置（海水放水の場合）

1.12－64図2

射程と射高の関係（海水放水，放水砲設置位置Ａからの場合）

1.12－65図3

射程と射高の関係（海水放水，放水砲設置位置Ｂからの場合）

1.12－66図4

射程と射高の関係（海水放水，放水砲設置位置Ｃからの場合）

1.12－67図5

射程と射高の関係（海水放水，放水砲設置位置Ｄからの場合）

1.12－68

(2)泡消火放水（航空機燃料火災）の場合

図6

放水砲設置位置（泡消火放水の場合）

1.12－69図7

射程と射高の関係（泡消火放水，放水砲設置位置Ｅからの場合）

1.12－70図8

射程と射高の関係（泡消火放水，放水砲設置位置Ｆからの場合）

1.12－71図9

射程と射高の関係（泡消火放水，放水砲設置位置Ｇからの場合）

1.12－72

3.

放水砲の放射方法について
放水砲の放射方法としては，噴射ノズルを調整することで直状放射と噴霧
放射の切替えが可能であり，直状放射はより遠くまで放水できるが，噴霧放
射は直状放射よりも，より細かい水滴径が期待できる。
放射性プルーム放出時には，放水砲により放水した水により，放射性プルームに含まれる微粒子状の放射性物質が除去されることが期待できるが，微粒子状の放射性物質の粒子径は，0.1μm～0.5μm と考えられ，この粒子径の微粒子の水滴による除去機構は，水滴と微粒子の慣性衝突作用（水滴径0.3mmφ 前後で最も衝突作用が大きくなる）によるものであり，噴霧放射を活用することで，その衝突作用に期待できる。また，水滴と微粒子の相対速度を大きくし，水の流量を大きくすることで，除去効果の増大が期待できる。
従って，プルーム放出時の放水砲の放射方法としては，以下のとおりとする。

(1)

原子炉建屋（原子炉格納容器又は使用済燃料プール）の破損箇所が確認できる場合原子炉建屋損壊部に向けて放水し，噴射ノズルを調整することにより噴霧放射で損壊箇所を最大限覆うことができるように放射する。

(2)

原子炉建屋（原子炉格納容器又は使用済燃料プール）の破損箇所が不明な場合
原子炉建屋の中央に向けて放水する。

なお，直状放射でしか届かない場合においても，到達点では霧状になっていることから（図 10 参照），放射性物質の除去に期待できる。

1.12－73

全景
図 10

到達点での状態
直状放射による放水（放水訓練）

1.12－74

添付資料 1.12.6
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による放水開始の判断基準のうち「プラントの異常によるモニタリング・ポスト等の指示値の有意な変動の確認により，原子炉格納容器及び原子炉建屋の破損があると判断した場合」について

1.

放水開始の判断基準
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
質の拡散抑制手順において，放水開始の判断基準の一つとして，以下を挙げている。
・プラントの異常によるモニタリング・ポスト等の指示値の有意な変動の確認により，原子炉格納容器及び原子炉建屋の破損があると判断した場合
以下に，この判断基準の補足説明を示す。

2.

「モニタリング・ポスト等の指示値の有意な変動」の考え方
技術的能力 1.18（緊急時対策所の居住性等に関する手順等）における緊急時対策所の加圧操作着手の判断基準のうち，「緊急時対策所付近に設置する可搬型モニタリング・ポストが重大事故により指示値が 20mSv／h となった場合」と同等又はそれを上回る状況を想定する。

1.12－75

添付資料 1.12.7
ガンマカメラ又はサーモカメラによる大気への放射性物質の拡散抑制効果の確認

1.

操作概要
重大事故等により，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った
場合，又は使用済燃料プール内の燃料体等の著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を行う際，ガンマカメラ又はサーモカメ
ラにより放射性物質を検出し，大気への放射性物質の拡散抑制効果を確認す
る。

2.

作業場所
屋外（原子炉建屋周辺）

3.

必要要員数及び操作時間
必要要員数：2 名（重大事故等対応要員）

有効性評価で想定する時間：要求はない
所要時間目安 ※：15 分（手順着手から 225 分）※所要時間目安は，模擬により算定した時間

4.

操作の成立性について
作業環境：ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は1.12－76

放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
作 業 性：ガンマカメラ又はサーモカメラの設置は，市販の三脚を利用して原子炉建屋が見通せる箇所に設置するだけの作業であり，容易に実施可能である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，緊急時対策所及び中央制御室との連絡が可能である。

1.12－77

添付資料 1.12.8
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制

1.

操作概要
重大事故等により，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った
場合，又は使用済燃料プール内の燃料体等の著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を行う際，放射性物質を含む汚染水が流出する雨水排水路集水桝－１～９及び放水路－Ａ～Ｃ（計 12 箇所）に，汚濁防止膜を 2 重に設置する。（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 箇所を優先的に設置する）

2.

作業場所
屋外（汚濁防止膜保管場所，雨水排水路集水桝－１～９及び放水路－Ａ～Ｃ）

3.

必要要員数及び操作時間(1)

雨水排水路集水桝－８

必要要員数：5 名（重大事故等対応要員）

有効性評価で想定する時間：要求はない
所要時間目安 ※：55 分※所要時間目安は，模擬により算定した時間(2)

放水路－Ａ～Ｃ

必要要員数：7 名（重大事故等対応要員）

有効性評価で想定する時間：要求はない

1.12－78

所要時間目安 ※：135 分（手順着手から 190 分）※所要時間目安は，模擬により算定した時間(3)

雨水排水路集水桝－１～７,９：9 名（重大事故等対応要員）

必要要員数

有効性評価で想定する時間：要求はない
所要時間目安 ※：170 分（手順着手から 360 分（6 時間））
※所要時間目安は，模擬により算定した時間

4.

操作の成立性について
作業環境：ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
万一，地震発生後に地下埋設構造物の浮き上がり等により，車両による運搬が困難となる場合は，構造物を乗り越えるための作業台を設置することで人力による運搬が可能である。
作 業 性：汚濁防止膜の積込み，運搬等には汚濁防止膜運搬車を使用する
ことで，複数の汚濁防止膜を効率的に運搬できる。
汚濁防止膜の設置準備は，カーテン部を結束しているロープを外し，両端に固定用ロープを接続するだけの作業であり，容易に準備可能である。また，汚濁防止膜設置も陸上から人力によ1.12－79

る作業で展開する容易な作業である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，緊急時対策所及び中央制御室との連絡が可能である。

汚濁防止膜

梱包状態（例）

1.12－80

汚濁防止膜

展開状態（例）

添付資料 1.12.9
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

1.

操作概要
重大事故等により，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った
場合，又は使用済燃料プール内の燃料体等の著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を行う際，放射性物質を含む汚染水が流出する雨水排水路集水桝－１～１０（計 10 箇所）に，放射性物質吸着材を
設置する。

2.

作業場所
屋外（放射性物質吸着材保管場所及び雨水排水路集水桝－１～１０）

3.

必要要員数及び操作時間：9 名（重大事故等対応要員）

必要要員数

有効性評価で想定する時間：要求はない
所要時間目安 ※：15 時間（手順着手から 21 時間）※所要時間目安は，模擬により算定した時間

4.

操作の成立性について
作業環境：ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
1.12－81

移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
万一，地震発生後に地下埋設構造物の浮き上がり等により，車両による運搬が困難となる場合は，構造物を乗り越えるための作業台を設置することで人力による運搬が可能である。
作 業 性：放射性物質吸着材の運搬，積み降ろし作業には汚濁防止膜運搬車を使用することで，重量物である放射性物質吸着材を効率的に運搬できる。
放射性物質吸着材の設置は，20kg 程度の放射性物質吸着材を網目状の袋に詰めたものを，人力で雨水排水路集水桝に投入するため容易に設置可能。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，緊急時対策所及び中央制御室との連絡が可能である。

放射性物質吸着材
1.12－82

添付 1.12.10
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）による延焼防止処置

1.

操作概要
航空機燃料火災状況を確認し，安全距離を確保した場所に化学消防自動車，
水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）を配置し，取水箇所（消火栓（原水タンク）又は防火水槽）から吸水する。続いて化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を起動し，初期対応における延焼防止処置を実施する。

2.

作業場所
屋外（原子炉建屋周辺，取水箇所（消火栓（原水タンク）又は防火水槽）
周辺）

3.

4.

必要要員数及び操作時間
必要要員数：9 名（自衛消防隊）

所要時間目安：20 分操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
1.12－83

作 業 性：消防車からのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）
であり，容易に操作可能である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，緊急時対策所及び中央制御室との連絡が可能である。

化学消防自動車射程と射高の関係

1.12－84

添付資料 1.12.11
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

1.

操作概要
航空機燃料火災に対する泡消火を行える場所に放水砲を配置するとともに，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）
周辺に配備し，水中ポンプにホースを取り付け海水取水箇所へ設置する。
放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）を設置し，可搬型
代替注水大型ポンプ（放水用）から泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び放水砲まで送水するためのホース等を設置，接続する。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）を起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行った後に泡混合器を起動し，放水砲操作により火災発生場所へ向けて泡消火を開始する。

2.

作業場所
屋外（原子炉建屋周辺，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）周辺）

3.

必要要員数及び操作時間
必要要員数：8 名（重大事故等対応要員）

有効性評価で想定する時間：要求はない
所要時間目安 ※：210 分（ホース約 1,000m を敷設した場合の時間であり，敷設長さによって変わる）※所要時間目安は，模擬により算定した時間

1.12－85

4.

操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
作 業 性：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）からのホースの接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。
作業エリア周辺には，作業に支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。
連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，緊急時対策所及び中央制御室との連絡が可能である。

1.12－86

添付資料 1.12.12放水設備における泡消火薬剤の設定根拠について

泡消火薬剤の容量については，空港に配備されるべき防災レベル等について記載されている国際民間航空機関（ＩＣＡＯ）発行の空港業務マニュアル（第1 部）（以下，「空港業務マニュアル」という。）を基に設定する。
空港業務マニュアルでは離発着機の大きさにより空港カテゴリーが定められており，航空機燃料火災への対応としては，空港業務マニュアルで最大となる
カテゴリー10 を適用する。また，使用する泡消火薬剤は 1％水成膜泡消火薬剤
であり，空港業務マニュアルでは性能レベルＢに該当する。
空港カテゴリー10 かつ性能レベルＢの泡消火薬剤に要求される混合泡溶液の放射量は 11,200L／min（672m３ ／h）であり，発泡のために必要な水の量は32,300L（32.3m ３ ）と定められている。
以上より，必要な泡消火薬剤の量は 32,300L × 1％ ＝ 323L（0.323m３ ）である。消火活動時間としては，（32,300＋323）L ÷ 11,200L／min ≒ 3min となる。
また，空港業務マニュアルでは 2 倍の泡消火薬剤の量 323L × 2 ＝ 646L
（0.646m３ ）を保有することが規定されている。
なお，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においては，
燃料の漏えいが拡大する可能性があることから，泡消火薬剤の保有量は上記の規定量に余裕を考慮し，放射量 11,200L／min（672m３ ／h）を上回る 22,300L／min（1,338m ３ ／h）で約 20 分間放射できる量（5m３ ）を保有している。
以下に，空港業務マニュアルの規定に対する放水設備の仕様を示す。

1.12－87

空港業務マニュアルの規定

放水設備の仕様32,300L
水の量

海を水源とする（0.323m３ ）
1,380m ３ ／h
11,200L／min

混合泡溶液の放射量（可搬型代替注水大型ポ
３（673m ／h）
ンプ（放水用）：公称値）
泡消火薬剤の保有量

0.646m ３

5m３

約 3 分×2

約 20 分（673m ３ ／h において）（1,338m３ ／h において）

消火活動時間1.12－88

添付資料 1.12.13
消火設備の消火性能について1.

化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車(1)

消火設備概要
化学消防自動車は，消防法に基づく動力消防ポンプ（Ａ－１級）であり，水源から消火用水を吸い込み，消火用水を放水する消火設備である。車両
に水槽及び泡消火薬剤槽を有しており，泡消火が可能である。また，車両として移動できることから機動性が高い。図 1 に化学消防自動車の外観を示す。
射程距離は，約 42m（1.0MPa－670L／min（1.0MPa－40.2m３ ／h）；放水銃使用時）の能力を有しており，火災に対して離れた位置から消火活動が可能である。図 2 に射程と射高の関係，図 3 に射程と圧力及び流量の関係を示す。
化学消防自動車から水源までのホース展張距離が長くなり，筒先からの放水圧力の確保が困難な場合（消防ホース 15 本を超える場合 ※１ ）には，水源付近に水槽付消防ポンプ自動車を配置し，化学消防自動車へ送水する。
※1

T.P.＋8m と敷地内で最も高い T.P.＋25m との高低差を考慮しても化学消防自動車 1 台で消防ホース 15 本までの放水が可能

図1

化学消防自動車
1.12－89図2

図3

射程と射高の関係

射程と圧力及び流量の関係

1.12－90

(2)消火性能
消火用水を放出する際に消火用水と泡消火薬剤を混合することにより，

泡消火用水として放水することが可能であり，油火災に対応することができる。
化学消防自動車は，大型航空機衝突時に想定される航空機燃料の飛散による路面火災に加え，衝突時に想定される飛散物による一定の範囲内にある油タンク，変圧器，車両等の火災についても消火活動を実施することができる。
なお，化学消防自動車によって約 1 時間（1.0MPa－670L／min（1.0MPa－40.2m３ ／h）；放水銃使用時）の消火活動を実施する場合，泡消火薬剤は約 1.2m ３ ※２ 必要となる。
化学消防自動車（Ａ－１級）は泡消火薬剤を貯蔵するタンクの容量が0.3m３ あるが，これとは別に 1.2m３ を泡消火薬剤容器（消防車用）60 個 ※３
にて保管し，化学消防自動車使用時に適宜タンク内へ泡消火薬剤容器（消防車用）の泡消火薬剤を補給することによって，約 1 時間の消火活動が可
能となる。

2.

※2

化学消防自動車で使用する泡消火薬剤は 3％たん白泡消火薬剤※3

泡消火薬剤容器（消防車用）１個の容量は 20L（0.02m３ ）

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲(1)

消火設備概要可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，大容量の動力ポンプであり，車両に搭載された水中ポンプを水源に投入し，消火用水を消火活動場所に設置された放水砲まで送水する消火設備である。放水砲は，可搬型代替注
水大型ポンプ（放水用）の送水先のホース先端に設置し，高所かつ数十メ
1.12－91

ートル離れた地点へ放水可能な消火設備である。可搬型代替注水大型ポン
プ（放水用）へ泡消火薬剤を接続することにより泡消火が可能である。また，車両として移動できることから機動性が高い。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲について，外観図を図 4に，射程と射高の関係を図 5 に示す。射程及び射高距離は，敷地内で最も高い原子炉建屋（トップ T.P.－グランド T.P.（放水砲設置位置）＝T.P.
＋63.855m－T.P.＋8.0m＝55.855m）に対して，射程約 50m，射高（原子炉
建屋トップ）約 56m 以上（1.0MPa－1,338m３ ／h）の能力を有しており，火災に対して高所かつ離れた距離からの消火活動が可能である。放水砲は任意に設置場所を設定することが可能であり，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放水を実施する。
水源は，海水取水箇所となるが，車両が直接水源に寄り付かなくとも車両搭載の水中ポンプのみを水源場所まで移動することが可能である。

図4

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲

1.12－92図5※4

射程と射高の関係 ※４ （泡消火放水（航空機燃料火災）の場合）

本曲線は，実放射計測のデータから割り出した理論値（平均値）であり，射程は無風時を想定している。

(2)

消火性能
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，消火用水を放水砲へ送水する
際，泡混合器を介して泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）を接続することにより，泡消火用水として放水することが可能であり，油火災に対応することができる。泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は泡消火薬剤運搬車にて泡混合器へ供給する。
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）1 個で 1％水成膜泡消火薬剤を 1m３ 貯蔵することができ，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）5 個を使用することにより，約 20 分間の消火活動が可能である。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲を用いた消火活動は，大型航空機衝突時に想定される航空機燃料の飛散による建屋火災等について，
1.12－93

射程，射高の能力が高いことから原子炉建屋トップへの消火活動を実施することができる。

1.12－94

添付資料 1.12.14
手順のリンク先について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ついて，手順のリンク先を以下に取りまとめる。

1.

1.12.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

・原子炉建屋からの水素の排出に関する手順＜リンク先＞大規模損壊

別冊Ⅰ

5.(4)

原子炉建屋からの水素の排出
手順

2.

1.12.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

・使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時の対応手順＜リンク先＞1.11.2.2(1)3.

1.12.2.3

使用済燃料プールスプレイ

その他の手順項目について考慮する手順

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）等の車両への燃料補給に関する手順＜リンク先＞1.14.2.4(2)4.

1.12.2.3

タンクローリから各機器への給油

その他の手順項目について考慮する手順

・操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順＜リンク先＞1.15.2.1(1)1.15.2.1(2)

計器故障時の手順
計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の手順
1.12－95

1.15.2.2(1)a．所内常設直流電源設備又は常設代替直流電源設備からの給電
1.15.2.2(1)b．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
1.15.2.2(1)c．可搬型代替直流電源設備からの給電
1.15.2.2(1)d．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監
視

5.

1.12.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

・原子炉建屋周辺の線量を確認する手順＜リンク先＞1.17.2.1(1)モニタリング・ポストによる放射線量の測定

1.17.2.1(2)

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

1.17.2.1(3)

放射能観測車による放射性物質の濃度の測定

1.17.2.1(4)可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の代替測定1.17.2.1(5)a．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

1.12－961.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順＜

1.13.1目

次＞

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．水源を利用した対応手段と設備(a)

代替淡水貯槽を水源とした対応手段と設備(b)

サプレッション・プールを水源とした対応手段と設備(c)

西側淡水貯水設備を水源とした対応手段と設備(d)

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応手段と設備(e)

復水貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備(f)

淡水タンクを水源とした対応手段と設備(g)

海を水源とした対応手段と設備(h)

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備(i)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．水源へ水を補給するための対応手段と設備(a)

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手段と設備(b)

西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手段と設備(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｃ．水源の切替え(a)

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(b)

淡水から海水への切替え(c)

外部水源から内部水源への切替え(d)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｄ．手順等
目－1

1.13.2
1.13.2.1(1)

重大事故等時の手順
水源を利用した対応手順

代替淡水貯槽を水源とした対応手順（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）
ａ．代替淡水貯槽を水源とした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
ｂ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却
ｃ．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
ｄ．代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ(2)

代替淡水貯槽を水源とした対応手順（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
ａ．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
ｂ．代替淡水貯槽を水源とした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
ｃ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却
ｄ．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
ｅ．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
ｆ．代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ(3)

サプレッション・プールを水源とした対応手順
ａ．サプレッション・プールを水源とした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
ｂ．サプレッション・プールを水源とした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
ｃ．サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱
ｄ．サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原目－2

子炉格納容器内の除熱(4)

西側淡水貯水設備を水源とした対応手順
ａ．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
ｂ．西側淡水貯水設備を水源とした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
ｃ．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
ｄ．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
ｅ．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
ｆ．西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへの注水(5)

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応手順
ａ．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
ｂ．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
ｃ．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
ｄ．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ールへ
の注水

(6)

復水貯蔵タンクを水源とした対応手順
ａ．復水貯蔵タンクを水源とした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
ｂ．復水貯蔵タンクを水源とした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
ｃ．復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却
ｄ．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
目－3

ｅ．復水貯蔵タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水(7)

淡水タンクを水源とした対応手順
ａ．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
ｂ．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(8)

海を水源とした対応手順
ａ．海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
ｂ．海を水源とした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
ｃ．海を水源とした原子炉格納容器内の冷却
ｄ．海を水源とした原子炉格納容器下部への注水
ｅ．海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイｆ．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
ｇ．海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送
ｈ．海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制
ｉ．海を水源とした航空機燃料火災への泡消火
ｊ．海を水源とした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
ｋ．海を水源とした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への代替送水
ｌ．海を水源とした代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却(9)

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手順
ａ．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

1.13.2.2(1)

水源へ水を補給するための対応手順

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手順
目－4

ａ．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／海水）(2)

西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手順
ａ．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／海水）1.13.2.3(1)

水源を切り替えるための対応手順

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
ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉注水時の水源の切替え
ｂ．高圧炉心スプレイ系による原子炉注水時の水源の切替え(2)

淡水から海水への切替え
ａ．代替淡水貯槽へ補給する水源の切替え
ｂ．西側淡水貯水設備へ補給する水源の切替え(3)

外部水源から内部水源への切替え
ａ．外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・プール）への切替え

1.13.2.4(1)

重大事故等時の対応手段の選択

水源を利用した対応手段
ａ．送水に利用する水源の優先順位(2)

水源へ水を補給するための対応手段
ａ．補給に利用する水源の優先順位

1.13.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

添付資料 1.13.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料 1.13.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料 1.13.3

自主対策設備仕様

添付資料 1.13.4

重大事故対策の成立性
目－5

1．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
2．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3．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
4．海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
5．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
6．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
7．水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業における放射線量等の影響について
8．取水源からの取水時の異物管理について
添付資料 1.13.5

水源から必要な箇所への給水経路

添付資料 1.13.6

手順のリンク先について

目－6

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて、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。

【解釈】
１ 「設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて、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に必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ）想定される重大事故等の収束までの間、十分な量の水を供給できる手順等を整備すること。
ｂ）複数の代替淡水源（貯水槽、ダム又は貯水池等）が確保されていること。
ｃ）海を水源として利用できること。
ｄ）各水源からの移送ルートが確保されていること。
ｅ）代替水源からの移送ホース及びポンプを準備しておくこと。
ｆ）水の供給が中断することがないよう、水源の切替え手順等を定めること。

設計基準事故の収束に必要な水源は，サプレッション・プールである。重大1.13－1

事故等時において，設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，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に必要な対処設備を整備する。ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

1.13.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
原子炉圧力容器への注水が必要な場合に，設計基準事故の収束に必要な水源として，サプレッション・プールを設置する。
原子炉格納容器内の冷却が必要な場合に，設計基準事故の収束に必要な水源として，サプレッション・プールを設置する。
設計基準事故の収束に必要な水源が枯渇又は破損した場合は，その機能を代替するために，各水源が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる手段と重大事故等対処設備を選定する（第 1.13－1 図）。
また，原子炉圧力容器へのほう酸水注入，フィルタ装置スクラビング水補給，代替循環冷却系による除熱，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイが必要な場合の対応手段と重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段と自主対策設備 ※１ を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難である
が，プラント状況によっては，事故対応に有効な設
1.13－2

備。
選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第五十六条及び技術基準
規則第七十一条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。
（添付資料 1.13.1，1.13.2，1.13.3）(2)対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，サプレッション・プールの故障を想定する。
設計基準事故の収束に必要な水源に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段と，審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手
段並びにその対応に使用する重大事故等対処設備と自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備，自主対策設備及び整備する手順についての関係を第
1.13－1 表に整理する。
ａ．水源を利用した対応手段と設備(a)

代替淡水貯槽を水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源として代替淡水貯槽を利用する。
重大事故等時において，サプレッション・プール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常設低圧代替注水系ポン
プ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いた原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の冷却を行う手段がある。
1.13－3

また，代替淡水貯槽を水源として常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いた原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを行う手段がある。
その他に，代替淡水貯槽を水源として可搬型代替注水大型ポンプを用いたフィルタ装置スクラビング水補給を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダ

リ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5ートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6内の冷却等のための手順等」，「1.7防止するための手順等」，「1.8最終ヒ

原子炉格納容器

原子炉格納容器の過圧破損を

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」及び「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
代替淡水貯槽を水源とした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で使用する設備は以下のとおり。
ⅰ)

低圧代替注水系（常設）・代替淡水貯槽・常設低圧代替注水系ポンプⅱ)

低圧代替注水系（可搬型）・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備

は以下のとおり。
ⅰ)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替淡水貯槽・常設低圧代替注水系ポンプ
1.13－4

ⅱ)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
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で使用する設備は以下のとおり。
・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・フィルタ装置
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で使用する設備は以下のとおり。
ⅰ)

格納容器下部注水系（常設）・代替淡水貯槽・常設低圧代替注水系ポンプ
・コリウムシールドⅱ)

格納容器下部注水系（可搬型）・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・コリウムシールド
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイで使用する設備は以下のとおり。
ⅰ)

代替燃料プール注水系（常設）・代替淡水貯槽・常設低圧代替注水系ポンプ
・常設スプレイヘッダ

ⅱ)

代替燃料プール注水系（可搬型）
1.13－5

・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・常設スプレイヘッダ
・可搬型スプレイノズル
なお，上記代替淡水貯槽を水源とした対応手段は，淡水だけでなく海水を代替淡水貯槽へ供給することにより，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を補給することが可能である。ただし，代替淡水
貯槽を水源としたフィルタ装置へのスクラビング水の補給は，原則淡水のみを利用する。
(b)

サプレッション・プールを水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源としてサプレッション・プール
を利用する。
重大事故等時において，サプレッション・プール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を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「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」，「1.4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」，「1.6

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」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」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
サプレッション・プールを水源とした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で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッション・プール
・常設高圧代替注水系ポンプ
1.13－6

・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・高圧炉心スプレイ系ポンプ
サプレッション・プールを水源とした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で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッション・プール
・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系ポンプ（海水冷却）・残留熱除去系熱交換器
・低圧炉心スプレイ系ポンプ
・低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系海水ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）
サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッション・プール
・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系ポンプ（海水冷却）・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系海水ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
1.13－7

・緊急用海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）
サプレッション・プール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で使用する設備は以下のとおり。
・サプレッション・プール
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系海水ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）(c)

西側淡水貯水設備を水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源として西側淡水貯水設備を利用する。
重大事故等時において，サプレッション・プール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可搬型代替注水中型
ポンプを用いた原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の冷却を行う手段がある。
また，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を用いた原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を行う手段がある。
その他に，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
1.13－8プを用いたフィルタ装置スクラビング水補給を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダ

リ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5ートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6内の冷却等のための手順等」，「1.7防止するための手順等」，「1.8最終ヒ

原子炉格納容器

原子炉格納容器の過圧破損を

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」及び「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
西側淡水貯水設備を水源とした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で使用する設備は以下のとおり。
・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水中型ポンプ
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で使用する設備は以下のとおり。
・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水中型ポンプ
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で使用する設備は以下のとおり。
・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水中型ポンプ
・フィルタ装置
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で使用する設備は以下のとおり。
・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水中型ポンプ
1.13－9・コリウムシールド
西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水中型ポンプ
なお，上記西側淡水貯水設備を水源とした対応手段は，淡水だけでなく海水を西側淡水貯水設備へ供給することにより，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を補給することが可能である。ただし，
西側淡水貯水設備を水源としたフィルタ装置へのスクラビング水の補給は，原則淡水のみを利用する。
(d)

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源としてろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを利用する。
重大事故等時において，サプレッション・プールを水源として利用できない場合は，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及び原子炉格納容器内の冷却を行う手段がある。
また，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及び使用済燃料プールへの注水を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダ

リ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.6
格納容器内の冷却等のための手順等」，「1.8原子炉

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」及び「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
1.13－10

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で使用する設備は以下のとおり。
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク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で使用する設備は以下のとおり。
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク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で使用する設備は以下のとおり。
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク・ディーゼル駆動消火ポンプ
・コリウムシールド
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ールへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ
1.13－11(e)復水貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源として復水貯蔵タンクを利用する。
重大事故等時において，サプレッション・プールを水源として利用できない場合は，復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注
水及び原子炉格納容器内の冷却を行う手段がある。
また，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及び使用済燃料プールへの注水を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「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」，「1.4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」，「1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「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」及び「1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
復水貯蔵タンクを水源とした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で使用する設備は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・高圧炉心スプレイ系ポンプ
・制御棒駆動水ポンプ
復水貯蔵タンクを水源とした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で使用する設備は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ
1.13－12

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ
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で使用する設備は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ・コリウムシールド
復水貯蔵タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ(f)

淡水タンクを水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源として淡水タンクを利用する。
重大事故等時において，淡水タンク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を用いたフィルタ装置へのス
クラビング水の補給を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.5送するための手順等」及び「1.7

最終ヒートシンクへ熱を輸

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
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で使用する設備は以下のとおり。
・淡水タンク ※２・可搬型代替注水大型ポンプ
1.13－13

・可搬型代替注水中型ポンプ
・フィルタ装置※2

淡水タンク：多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク
及び純水貯蔵タンクを示す。

(g)

海を水源とした対応手段と設備
重大事故等の収束に必要となる水源として海を利用する。
重大事故等時において，サプレッション・プールを水源として利用できない場合は，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海水を取水することで，海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冷却を行う手段がある。
また，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から可搬型代替注水大型
ポンプにより海水を取水することで，海を水源とした原子炉格納容器
下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを行う手段がある。
その他に，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，最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送，大気への放射物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火，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，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への代替送水及び代替燃料
プール冷却系による使用済燃料プール冷却を行う手段がある。
これらの対応手段及び設備は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダ

リ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5ートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6内の冷却等のための手順等」，「1.8
1.13－14

最終ヒ

原子炉格納容器

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」，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」，「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」及び「1.14電源の確保に関する手順等」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
海を水源とした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で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
海を水源とした原子炉格納容器内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
海を水源とした原子炉格納容器下部への注水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・コリウムシールド
海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイで使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・常設スプレイヘッダ
・可搬型スプレイノズル
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で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水ストレーナ
海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送で使用す
1.13－15

る設備は以下のとおり。
ⅰ)

緊急用海水系・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ

ⅱ)

代替残留熱除去系海水系
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ
海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
・放水砲
海を水源とした航空機燃料火災への泡消火で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
・放水砲
・泡混合器
・泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
1.13－16海を水源とした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で使用する設備は以下のとおり。
・２Ｃ

非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ

・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｃ

非常用ディーゼル発電機（以下「２Ｃ発電機」を「２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ」という。）

非常用ディーゼル発電機（以下「２Ｄ発電機」を「２Ｄ

非常用ディーゼル

非常用ディーゼル

Ｄ／Ｇ」という。）

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（以下「高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機」を「ＨＰＣＳ
・メタルクラッド開閉装置
装置

ＨＰＣＳ（以下「メタルクラッド開閉

ＨＰＣＳ」を「Ｍ／Ｃ・メタルクラッド開閉装置
２Ｅ」を「Ｍ／Ｃ

Ｄ／Ｇ」という。）

ＨＰＣＳ」という。）

２Ｅ（以下「メタルクラッド開閉装置

２Ｅ」という。）

海を水源とした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への代替送水で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル

発電機海水系又は代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系として使用）
・２Ｃ

Ｄ／Ｇ

・２Ｄ

Ｄ／Ｇ

・ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ
1.13－17海を水源とした代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却で使用する設備は以下のとおり。
・代替燃料プール冷却系ポンプ
・代替燃料プール冷却系熱交換器
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替燃料プール冷却系として使用）(h)

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手段と設備
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を利用する。
重大事故等時において，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を行う手段がある。
対応手段及び設備は，「1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」，「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」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
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で使用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水貯蔵タンク
・ほう酸水注入ポンプ(i)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.13.1(2)ａ．(a)～1.13.1(2)ａ．(h)」で述べた水源のうち，代替淡水貯槽，サプレッション・プール，西側淡水貯水設備及びほう酸
水貯蔵タンクは，重大事故等対処設備として位置づける。
1.13－18

「1.13.1(2)ａ．(a)～1.13.1(2)ａ．(h)」で述べた水を送水する設備のうち，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
は，重大事故等対処設備として位置づける。
「1.13.1(2)ａ．(e)」で述べた復水貯蔵タンクを水源とした原子炉
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で使用する設備のうち，原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプ
は重大事故等対処設備として位置づける。
また，上記以外の水源を利用した対応手段で使用する設備の整理については，「1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」，「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」，「1.4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
ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6器内の冷却等のための手順等」，「1.7

最終

原子炉格納容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」，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」，「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」及び「1.14電源の確保に関する手順等」の整理と同様である。
これらの機能喪失原因対策分析の結果から選定した設備は，審査基
準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料 1.13.1）
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備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ことができる。
1.13－19

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・ろ過水貯蔵タンク及び多目的タンク
水を送水する設備である消火系を含め耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，重大事故等対処設備によるプラ
ントの安全性に関する機能が損なわれる火災が発生していない場
合において，重大事故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。
・復水貯蔵タンク
水を送水する設備である補給水系を含め耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，重大事故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。
・淡水タンク（多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンク）
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，重大事
故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。
ｂ．水源へ水を補給するための対応手段と設備(a)

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手段と設備
重大事故等の収束のために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，淡水を補給する手段と淡水タンク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，淡水を補給する手段がある。また，水源の枯渇等により淡水の補給が継続できない場合においても，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1.13－20

型ポンプにより，海水を補給する手段がある。
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で使用する設備は以下のとおり。
・西側淡水貯水設備
・代替淡水貯槽・可搬型代替注水中型ポンプ
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代替淡水貯槽への補給で使用する設備は以下のとおり。
・淡水タンク・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・可搬型代替注水中型ポンプ
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で使用する設備は以下のとおり。
・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・可搬型代替注水中型ポンプ(b)

西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手段と設備
重大事故等の収束のために西側淡水貯水設備を使用する場合は，代替淡水貯槽又は淡水タンクから可搬型代替注水大型ポンプにより，淡水を補給する手段がある。また，水源の枯渇等により淡水の補給が継続できない場合においても，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，海水を補給する手段がある。
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1.13－21

水貯水設備への補給で使用する設備は以下のとおり。
・代替淡水貯槽・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水大型ポンプ
淡水タンク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で使用する設備は以下のとおり。
・淡水タンク・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水大型ポンプ
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で使用する設備は以下のとおり。
・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水大型ポンプ(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備
代替淡水貯槽への補給で使用する設備のうち，西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，重大事故等対処設備として位置づける。
西側淡水貯水設備への補給で使用する設備のうち，代替淡水貯槽，
西側淡水貯水設備及び可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等対処
設備として位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料 1.13.1）
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備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
1.13－22を確保することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・淡水タンク（多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンク）
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できず，補給に必要な水量が確保できない場合があるが，重大事故等の収束に必要となる水を代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ補給する手段として有効である。
ｃ．水源の切替え
重大事故等の収束に必要な水の供給が中断することがないように，各水源への補給手段を整備しているが，補給が不可能な場合は水源を切り替える手段がある。
(a)

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
重大事故等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
イ系の第一水源は，サプレッション・プールであるが，サプレッション・プールの枯渇，破損又は水温上昇等により使用できない場合において，復水貯蔵タンク（自主対策設備）の水位計が健全であり，水位が確保されている場合は，水源をサプレッション・プールから復水貯蔵タンクへ切り替える手段がある。
なお，水源の切替えにおいては，運転中の原子炉隔離時冷却系ポン
プ及び高圧炉心スプレイ系ポンプを停止することなく水源を切替えることが可能である。
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で使用
1.13－23

する設備は以下のとおり。
・復水貯蔵タンク・サプレッション・プールb)

淡水から海水への切替え
重大事故等の収束に必要な水の供給には淡水を優先して使用する。
代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備の枯渇等により，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手段がある。
代替淡水貯槽を水源とした低圧代替注水系（常設）による重大事故等の収束に必要な水の供給を行っている場合は，水の供給が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。
また，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備を水源とした低圧代替注
水系（可搬型）による重大事故等の収束に必要な水の供給を行っている場合は，あらかじめ可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水
大型ポンプによる水源切替え準備をすることにより，速やかに淡水から海水への切替えが可能である。
代替淡水貯槽へ補給する水源の切替えで使用する設備は以下のとおり。
・代替淡水貯槽・西側淡水貯水設備
・淡水タンク・可搬型代替注水大型ポンプ
・可搬型代替注水中型ポンプ
西側淡水貯水設備へ補給する水源の切替えで使用する設備は以下のとおり。
1.13－24

・西側淡水貯水設備
・代替淡水貯槽・淡水タンク・可搬型代替注水大型ポンプ(c)

外部水源から内部水源への切替え
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）で想定される事故の収束に必要な対応には，外部水源（代替淡水貯槽）か
ら内部水源（サプレッション・プール）への供給に切り替えて，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱を行う手段がある。
外部水源から内部水源への切替えで使用する設備は以下のとおり。
・代替淡水貯槽・サプレッション・プール
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水ポンプ
・残留熱除去系海水ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）(d)

重大事故等対処設備と自主対策設備
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で使用する設備のうち，サプレッション・プールは重大事故等対処設備として位置づける。
1.13－25

淡水から海水への切替えで使用する設備のうち，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプは，重大事故等対処設備として位置づける。
外部水源から内部水源への切替えで使用する設備のうち，代替淡水貯槽，サプレッション・プール，常設低圧代替注水系ポンプ，代替循
環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海水ポンプ，
残留熱除去系海水ストレーナ，緊急用海水ポンプ及び緊急用海水スト
レーナは重大事故等対処設備として位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料 1.13.1）
以上の重大事故等対処設備により，設計基準事故対処設備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確保することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・復水貯蔵タンク
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，重大事
故等の収束に必要となる水を確保する手段として有効である。
・淡水タンク（多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，原水タンク及び純水貯蔵タンク）
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できず，補給に必要な水量が確保できない場合があるが，重大事故等の収束に必要となる水を代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ補給する手段とし
1.13－26

て有効である。
・可搬型代替注水大型ポンプ（代替残留熱除去系海水系として使用）
車両の移動，設置，ホース接続等に時間を要し，想定する事故
シーケンスに対して有効性を確認できないが，代替循環冷却系が使用可能であれば，原子炉圧力容器への注水又は原子炉格納容器内を除熱する手段として有効である。
ｄ．手順等
上記「ａ．水源を利用した対応手段と設備」，「ｂ．水源へ水を補給するための対応手段と設備」及び「ｃ．水源の切替え」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，運転員等 ※３ 及び重大事故等対応要員の対応として「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」及び「重大事故等対策要領」に定める（第 1.13－1表）。
また，重大事故等時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設
備についても整理する（第 1.13－2 表，第 1.13－3 表）。
※3運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。
（添付資料 1.13.2）

1.13.2

重大事故等時の手順

1.13.2.1(1)

水源を利用した対応手順

代替淡水貯槽を水源とした対応手順（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）
1.13－27

重大事故等時，代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原
子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プー
ルへの注水／スプレイを行う手順を整備する。
ａ．代替淡水貯槽を水源とした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
代替淡水貯槽を水源とした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手段としては，低圧代替注水系（常設）がある。
なお，低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉への注水手段は，低圧代替注
水系（常設）による原子炉への注水手段と同時並行で準備を開始する。
(a)

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(1)ａ．(a)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(1)ａ．(a)低圧代

替注水系（常設）による原子炉注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(1)ａ．(a)低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.2(1)ａ．(a)低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」にて整備する。
(b)

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原
1.13－28

子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(3)ａ．(a)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(3)ａ．(a)低圧代

替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(3)ａ．(a)低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.2(3)ａ．(a)低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。
(c)

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉
心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.2(1)ｃ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.2(1)ｃ．

低圧代替注

水系（常設）による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.2(1)ｃ．

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ｃ．

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
1.13－29

ｂ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）がある。
なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水
中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉格納容器内の冷却手段は，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
内の冷却手段と同時並行で準備を開始する。
(a)

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（炉心損傷前）
本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.2(1)ｂ．(a)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.2(1)ｂ．(a)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」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.2(1)ｂ．(a)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」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.2(1)ｂ．(a)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」にて整備する。
(b)

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1.13－30

却（炉心損傷後）本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.3(1)ｂ．(a)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.3(1)ｂ．(a)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」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.3(1)ｂ．(a)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」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.3(1)ｂ．(a)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」にて整備する。
ｃ．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
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手段としては，格納容器下部注水系（常設）がある。
なお，格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポン
プによるペデスタル（ドライウェル部）への注水手段は，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）への注水手段と同時並行で準備を開始する。
(a)

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1.13－31本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.1(1)ａ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.1(1)ａ．

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」
にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.1(1)ａ．

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」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.1(1)ａ．

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」にて整備する。
ｄ．代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ手段
としては，代替燃料プール注水系（常設）がある。
なお，代替燃料プール注水系（可搬型）である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／スプレイ手段及び可搬型代替注
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手段は，代替燃料プール注水系（常設）による使用済燃料プール
への注水／スプレイ手段と同時並行で準備を開始する。
(a)

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）を使用した使用済燃料プール注水
1.13－32本対応は，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.11.2.1(1)ａ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.11.2.1(1)ａ．

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）を使用した使用済燃料プール注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.11.2.1(1)ａ．

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）を使用した使用済燃料プール注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.11.2.1(1)ａ．

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）を使用した
使用済燃料プール注水」にて整備する。
(b)

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スプレイ
本対応は，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.11.2.2(1)ａ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.11.2.2(1)ａ．

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スプレイ」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
1.13－33

操作手順については，「1.11.2.2(1)ａ．

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スプレイ」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.11.2.2(1)ａ．

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スプレイ」にて整備する。
(2)

代替淡水貯槽を水源とした対応手順（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
重大事故等時，代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原
子炉格納容器内の冷却，フィルタ装置スクラビング水補給，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを行う手順を整備する。
ａ．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
本手順では，災害対策本部による水源の確保，可搬型代替注水大型ポンプの配置，接続口までのホース接続及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水までの手順を整備し，接続口から注水等が必要な個所までの操作手順については，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5輸送するための手順等」，「1.6
手順等」，「1.7
等」，「1.8

最終ヒートシンクへ熱を原子炉格納容器内の冷却等のための原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順

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」及び「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて，それぞれ整備する。（対応手順については，1.13.2.1(2)ｂ．～
1.13.2.1(2)ｆ．に示す。）
1.13－34

原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器
下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイに用いる常設の設備が使用できない場合に，代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水
大型ポンプによる原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口への送水を行う。
また，フィルタ装置スクラビング水の水位が低下した場合に，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を行う。
原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口への送水に使用する水源は，西側淡水貯水設備（淡水）を優先して使用するが，西側淡水貯水設備を水源として使用できない場
合は，代替淡水貯槽（淡水）を水源とした注水等を行う。また，代替淡水貯槽への補給において，淡水の補給が枯渇等により継続できないおそれがある場合は，海水を水源とした代替淡水貯槽への補給に切り替える
が，海水を直接代替淡水貯槽へ補給することにより，重大事故等の収束に必要となる水の供給を継続しながら淡水から海水への水源の切替えが可能である。ただし，可搬型代替注水大型ポンプによるフィルタ装置ス
クラビング水補給は，原則淡水のみとする。なお，代替淡水貯槽への淡水及び海水の補給は，「1.13.2.2(1)ａ．

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／海水）」の手順にて実施する。
水源の確保，可搬型代替注水大型ポンプの配置，接続口までのホース接続及び可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口への送水の一連の流れはどの対応においても同じであり，水源から接続口までの距離及
1.13－35

び選択する接続口（送水能力）によりホース数量が決定する。
また，接続口の選択は，送水能力がある原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口を優先する。原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋
西側接続口が使用できない場合は，高所東側接続口又は高所西側接続口を使用する。
原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，代替淡水貯槽の蓋開放，ポンプ設置，ホース敷設，原子炉建屋西側接続口の蓋開放，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み合わせを優先して選択する。
代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／
スプレイを実施する場合は，送水開始までの時間が最短となる原子炉建屋西側接続口を優先して使用する。
高所東側接続口又は高所西側接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，代替淡水貯槽の蓋開放，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み合わせを優先して選択する。代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを実施する場合は，送水開始までの時間が最短となる高所西側接続口を優先して使用する。
なお，代替淡水貯槽から各接続口までのホース敷設図は第 1.13－18
図及び第 1.13－21 図参照。
(a)

手順着手の判断基準
給水系，復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水機能が喪失し，低圧代替注水系（常設）による注水等の準備を開始
1.13－36

した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
また，フィルタ装置スクラビング水の水位が 1,500 ㎜以下の場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
(b)

操作手順
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手
順の概要は以下のとおり。
概要図を第 1.13－2 図に，タイムチャートを第 1.13－3 図に示す。
【可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口への送水を行う場合】①発電長は，手順着手の判断に基づき，災害対策本部長に可搬型代
替注水大型ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長は，プラントの被災状況に応じて代替淡水貯槽を水源とした送水のための接続口の場所を決定する。
③災害対策本部長は，発電長に送水のための接続口の場所を連絡する。
④災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽を水源とした送水準備のため，接続口の場所を指示する。
⑤重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを代替淡水貯槽に配置し，代替淡水貯槽の蓋を開放後，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを代替淡水貯槽へ設置する。
⑥重大事故等対応要員は，代替淡水貯槽から指示された接続口までのホース敷設を行う。
⑦ ａ 原子炉建屋東側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口を
1.13－37

選択する場合
重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
⑦ ｂ 原子炉建屋西側接続口を選択する場合重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口の蓋を開放し，接続口へホースの接続を行う。
⑧発電長は，災害対策本部長に建屋内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑨重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の準備完了したことを報告する。
⑩災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑪災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を指示する。
⑫重大事故等対応要員は，接続口の弁の全閉を確認後，可搬型代替
注水大型ポンプを起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行う。
⑬重大事故等対応要員は，空気抜き完了後，接続口の弁を開とし，送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑭災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水を開始したことを連絡する。
⑮重大事故等対応要員は，送水中は可搬型代替注水大型ポンプ付きの圧力計で圧力を確認しながら可搬型代替注水大型ポンプの回転数を操作する。
【可搬型代替注水大型ポンプによる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を行う場合】①発電長は，手順着手の判断に基づき，災害対策本部長に可搬型代
1.13－38替注水大型ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポ
ンプよる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準備のため，接続口の場所を指示する。
③重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを代替淡水貯槽に配置し，代替淡水貯槽の蓋を開放後，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを代替淡水貯槽へ設置する。
④重大事故等対応要員は，代替淡水貯槽から接続口までのホースを敷設し，フィルタ装置スクラビング水補給用の蓋を開放する。
⑤重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
⑥発電長は，災害対策本部長にフィルタ装置スクラビング水補給の系統構成が完了したことを連絡する。
⑦重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の準備完了したことを報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑨災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を指示する。
⑩重大事故等対応要員は，接続口の弁の全閉を確認後，可搬型代替
注水大型ポンプを起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行う。
⑪重大事故等対応要員は，空気抜き完了後，接続口の弁を開とし，送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑫災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水を開始したことを連絡する。
(c)

操作の成立性1.13－39

上記の現場操作は，重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場
合，作業開始を判断してから，代替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開始まで，原子炉建屋東側接続口に接続した場合において 535 分以内，原子炉建屋西側接続口に接続した場合において 170 分以内，高所東側接続口に接続した場合において 215 分以
内，高所西側接続口に接続した場合において 175 分以内，フィルタ装
置スクラビング水補給ライン接続口に接続した場合において 180 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
送水ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型代替注
水大型ポンプの保管場所に使用工具及び送水ホースを配備する。
構内のアクセスルートの状況を考慮して代替淡水貯槽から各接続口
へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いる
ことで，暗闇における作業性についても確保する。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。
（添付資料 1.13.4）
ｂ．代替淡水貯槽を水源とした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
代替淡水貯槽を水源とした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手段としては，低圧代替注水系（可搬型）がある。
(a)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原
1.13－40

子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(1)ａ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(1)ａ．(b)低圧代

替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）」にて整備す
る。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(1)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉注水の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の場合）】
1.13－41

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【現場操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉注水の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉注水の場合）】
1.13－42

・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.4.2.2(1)ａ．(b)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）」にて整
備する。
(b)

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(3)ａ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(3)ａ．(b)低圧代

替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(3)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器内への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉圧力容器内への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重
1.13－43

大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器内への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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圧力容器内への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器内への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.4.2.2(3)ａ．(b)

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
(c)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉
心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.2(1)ｄ．】
1.13－44

ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.2(1)ｄ．

低圧代替注

水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.2(1)ｄ．

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水開始までの必要な要員数及び所
要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，170 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，535 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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圧力容器への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重
1.13－45

大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，175 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ｄ．

低圧代

替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）」にて整備する。
ｃ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手段としては，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）がある。
(a)

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（炉心損傷前）
本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.2(1)ｂ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.2(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.2(1)ｂ．(b)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（淡水／海1.13－46

水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，195 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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容器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【現場操作（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容器内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，535 分以内と想定する。
1.13－47

【中央制御室からの操作（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器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【現場操作（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器内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，195 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
【現場操作（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内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.6.2.2(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）」にて整備する。
(b)

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（炉心損傷後）
1.13－48本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.3(1)ｂ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.3(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.3(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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容器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，535 分以内と想定する。
1.13－49

【中央制御室からの操作（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器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.6.2.3(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）」にて整備する。
ｄ．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
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手段としては，可搬型代替注水大型ポンプによるフィルタ装置水位調整がある。
(a)

フィルタ装置スクラビング水補給
本対応は，「1.5等」及び「1.7

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順

等」にて整備する。
リンク先【1.5.2.2(1)ａ．(b)】，【1.7.2.1(1)ｃ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
フィルタ装置スクラビング水補給の判断基準に達した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
フィルタ装置スクラビング水補給の判断基準については，
1.13－50

「1.5.2.2(1)ａ．(b)「1.7.2.1(1)ｃ．

フィルタ装置スクラビング水補給」及びフィルタ装置スクラビング水補給」にて整備す

る。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.5.2.2(1)ａ．(b)ラビング水補給」及び「1.7.2.1(1)ｃ．

フィルタ装置スク

フィルタ装置スクラビン

グ水補給」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性上記の現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，作業開始を判断してから，フィルタ装置スクラビング水の補給開始まで 180 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.5.2.2(1)ａ．(b)ィルタ装置スクラビング水補給」及び「1.7.2.1(1)ｃ．

フ

フィルタ

装置スクラビング水補給」にて整備する。
ｅ．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
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手段としては，格納容器下部注水系（可搬型）がある。
(a)

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）への注水本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.1(1)ｂ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.1(1)ｂ．

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
1.13－51（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.1(1)ｂ．

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）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用したペデス
タル（ドライウェル部）への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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）への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用したペデスタル
1.13－52（ドライウェル部）への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.8.2.1(1)ｂ．

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）」にて整備する。
ｆ．代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ手段
としては，代替燃料プール注水系（可搬型）がある。
(a)

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）を使用した使用済燃料プール注水
本対応は，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.11.2.1(1)ｂ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.11.2.1(1)ｂ．

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.11.2.1(1)ｂ．

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）」にて整備する。
1.13－53

ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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）を使用した使用済
燃料プール注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済
燃料プール注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【現場操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プール注
水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運
転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済
燃料プール注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【現場操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プール注
水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運
転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，535 分以内と想定する。
1.13－54

【中央制御室からの操作（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）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【現場操作（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）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運
転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
【現場操作（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）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運
転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.11.2.1(1)ｂ．

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）」にて整備する。
(b)

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1.13－55

プレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ
本対応は，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.11.2.2(1)ｂ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.11.2.2(1)ｂ．

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ス
プレイ（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.11.2.2(1)ｂ．

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スプレイ（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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スプレイ開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済
燃料プールスプレイの場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，170 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済
1.13－56

燃料プールスプレイの場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，535 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，175 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.11.2.2(1)ｂ．

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
ルスプレイ（淡水／海水）」にて整備する。
(c)

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
本対応は，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.11.2.2(1)ｃ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.11.2.2(1)ｃ．
1.13－57

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（淡水／海水）」にて
整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.11.2.2(1)ｃ．

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（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.11.2.2(1)ｃ．

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（淡水／海水）」にて整備する。
(3)

サプレッション・プールを水源とした対応手順
重大事故等時，サプレッション・プール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を行う手順を整備する。
ａ．サプレッション・プールを水源とした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
サプレッション・プールを水源とした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手段としては，高圧代替注水系，原子炉
隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系がある。
(a)

高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉
注水（中央制御室からの高圧代替注水系起動）
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.2.2.2(1)ａ．】，【1.2.2.3(1)ａ．】
1.13－58

ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.2.2.2(1)ａ．
からの高圧代替注水系起動」及び「1.2.2.3(1)ａ．

中央制御室
中央制御室からの高圧代替注水系起動」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.2.2.2(1)ａ．
代替注水系起動」及び「1.2.2.3(1)ａ．

中央制御室からの高圧
中央制御室からの高圧代替注水系起動」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.2.2.2(1)ａ．
高圧代替注水系起動」及び「1.2.2.3(1)ａ．

中央制御室からの
中央制御室からの高圧代替注水系起動」にて整備する。
(b)

高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注水（現場での人力操作による高圧代替注水系起動）
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.2.2.3(1)ｂ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.2.2.3(1)ｂ．

現場での人

力操作による高圧代替注水系起動」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.2.2.3(1)ｂ．

現場での人力操作による高圧代替注水系起動」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.2.2.3(1)ｂ．
1.13－59

現場での人力操作

による高圧代替注水系起動」にて整備する。
(c)

原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・プールを水源とした
原子炉注水
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.2.2.1(1)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.2.2.1(1)原子炉隔離時冷

却系による原子炉注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.2.2.1(1)原子炉隔離時冷却系による原子炉注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.2.2.1(1)原子炉隔離時冷却系による原子炉注水」にて整備する。
(d)

高圧炉心スプレイ系によるサプレッション・プールを水源とした
原子炉注水
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.2.2.1(2)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.2.2.1(2)高圧炉心スプレイ系による原子炉注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.2.2.1(2)1.13－60

高圧炉心スプレイ系による

原子炉注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.2.2.1(2)高圧炉心スプレイ系による原子炉注水」にて整備する。
(e)

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.2(1)ａ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.2(1)ａ．

原子炉隔離

時冷却系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.2(1)ａ．

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ａ．

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
(f)

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.2(1)ｂ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.2(1)ｂ．
1.13－61

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.2(1)ｂ．

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ｂ．

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ｂ．サプレッション・プールを水源とした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
サプレッション・プールを水源とした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手段としては，残留熱除去系及び低圧炉
心スプレイ系がある。
(a)

残留熱除去系による原子炉注水
本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.1(1)】，【1.4.2.2(2)ａ．(a)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.1(1)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水」及び「1.4.2.2(2)ａ．(a)残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.1(1)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水」及び「1.4.2.2(2)ａ．(a)残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性1.13－62

操作の成立性については，「1.4.2.1(1)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水」及び「1.4.2.2(2)ａ．(a)残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水」にて整備する。
(b)

低圧炉心スプレイ系による原子炉注水
本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.1(2)】，【1.4.2.2(2)ａ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.1(2)低圧炉心スプレイ系による原子炉注水」及び「1.4.2.2(2)ａ．(b)低圧炉心スプ

レイ系復旧後の原子炉注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.1(2)低圧炉心スプレイ系による原子炉注水」及び「1.4.2.2(2)ａ．(b)低圧炉心スプレイ系復旧

後の原子炉注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.1(2)低圧炉心スプレイ系による原子炉注水」及び「1.4.2.2(2)ａ．(b)低圧炉心スプレイ系

復旧後の原子炉注水」にて整備する。
ｃ．サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱手段としては，残留熱除去系がある。
(a)

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本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」に
1.13－63

て整備する。
リンク先【1.6.2.1(1)】，【1.6.2.2(2)ａ．(a)】，【1.6.2.3(2)ａ．(a)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.1(1)

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」，「1.6.2.2(2)ａ．(a)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

復旧後の原子炉格納容器内の除熱」及び「1.6.2.3(2)ａ．(a)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.1(1)

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」，「1.6.2.2(2)ａ．(a)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱」及び「1.6.2.3(2)ａ．(a)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.1(1)

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」，「1.6.2.2(2)ａ．(a)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

復旧後の原子炉格納容器内の除熱」及び「1.6.2.3(2)ａ．(a)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。
(b)

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
1.13－64ョン・プール水の除熱
本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.1(2)】，【1.6.2.2(2)ａ．(b)】，【1.6.2.3(2)ａ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.1(2)

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
水の除熱」，「1.6.2.2(2)ａ．(b)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」及
び「1.6.2.3(2)ａ．(b)

残留熱除去系（サプレッション・プール

冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」にて整備す
る。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.1(2)

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・プール水の除熱」，「1.6.2.2(2)ａ．(b)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」及び「1.6.2.3(2)ａ．(b)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.1(2)

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・プール水の除熱」，「1.6.2.2(2)ａ．(b)

残留熱除去系（サプレッション・プ

ール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」及び
1.13－65

「1.6.2.3(2)ａ．(b)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」にて整備する。
ｄ．サプレッション・プール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サプレッション・プール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手段としては，代替循環冷却系がある。
(a)

代替循環冷却系による原子炉注水
本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(1)ａ．(c)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(1)ａ．(c)代替循

環冷却系による原子炉注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(1)ａ．(c)

代替循環冷却系による原子炉注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.2(1)ａ．(c)

代替循環冷却系による原子炉注水」にて整備する。
(b)

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(3)ａ．(c)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(3)ａ．(c)1.13－66代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(3)ａ．(c)

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.2(3)ａ．(c)

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。
(c)

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱(炉心損傷
前)本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.2(1)ａ．(a)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.2(1)ａ．(a)代替循

環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.2(1)ａ．(a)代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.2(1)ａ．(a)代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱」にて整備する。
(d)

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱(炉心損傷
後)本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
1.13－67

リンク先【1.6.2.3(1)ａ．(a)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.3(1)ａ．(a)代替循

環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.3(1)ａ．(a)代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.3(1)ａ．(a)代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱」にて整備する。
(e)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱(炉心損傷前)
本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.2(1)ａ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.2(1)ａ．(b)代替循

環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.2(1)ａ．(b)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.2(1)ａ．(b)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。
(f)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱(炉心損傷後)本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」に
1.13－68

て整備する。
リンク先【1.6.2.3(1)ａ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.3(1)ａ．(b)代替循

環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.3(1)ａ．(b)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.3(1)ａ．(b)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」にて整備する。
(g)

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
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.7.2.1(2)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.7.2.1(2)

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」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.7.2.1(2)

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」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.7.2.1(2)

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」にて整備する。
(h)

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水(溶融炉心のペデス
1.13－69タル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止)
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.2(1)ｅ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.2(1)ｅ．

代替循環冷

却系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.2(1)ｅ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ｅ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

(4)

西側淡水貯水設備を水源とした対応手順
重大事故等時，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，原子炉格納容器内の冷却，フィルタ装置スクラビング水補給，原子炉
格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を行う手順を整備する。
ａ．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
本手順では，災害対策本部による水源の確保，可搬型代替注水中型ポンプの配置，接続口までのホース接続及び可搬型代替注水中型ポンプによる送水までの手順を整備し，接続口から注水等が必要な個所までの操作手順については，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5輸送するための手順等」，「1.6

最終ヒートシンクへ熱を原子炉格納容器内の冷却等のための

1.13－70

手順等」，「1.7等」，「1.8

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順

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」及び「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて，それぞれ整備する。（対応手順については，1.13.2.1(4)ｂ．～
1.13.2.1(4)ｅ．に示す。）
原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器
下部への注水及び使用済燃料プールへの注水に用いる常設の設備が使用できない場合に，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高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口への送水を行う。
また，フィルタ装置スクラビング水の水位が低下した場合に，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を行う。
高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口への送水に使用する水源は，西側淡水貯水設備（淡水）を優先して使用する。また，西側淡水貯水設備への補給において，淡水の補給が枯渇等により継続できないおそれがある場合は，海水を水源とした西側淡水貯水設備への補給に切り替えるが，海水を直接西側淡水貯水設備へ補給することにより，重大事故等の収束に必要となる水の供給を継続しながら淡水から海水への水源の切替えが可能である。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによるフィルタ装置スクラビング水補給は，
原則淡水のみとする。なお，西側淡水貯水設備への淡水及び海水の補給は，「1.13.2.2(2)ａ．

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／海水）」の手順にて実施する。
水源の確保，可搬型代替注水中型ポンプの配置，接続口までのホース
1.13－71接続及び可搬型代替注水中型ポンプによる高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口への送水の一連の流れはどの対応においても同じであり，水源から接続口までの距離によりホース数量が決定する。
また，接続口の選択は，大津波警報発表時の対応能力がある高所東側
接続口又は高所西側接続口を優先する。高所東側接続口又は高所西側接続口が使用できない場合は，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側
接続口を使用する。
高所東側接続口又は高所西側接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，西側淡水貯水設備の蓋開放，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み合わせを優先して選択する。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，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を実施する場合は，送水開始までの時間が最短となる高所西側接続口を優先して使用する。
原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，西側淡水貯水設備の蓋開放，ポンプ設置，ホース
敷設，原子炉建屋西側接続口の蓋開放，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み合わせを優先して選択する。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，原子炉格
納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を実施する場合は，送水開始までの時間が最短となる原子炉建屋
西側接続口を優先して使用する。
なお，西側淡水貯水設備から各接続口までのホース敷設図は第 1.13－19 図，第 1.13－22 図参照。
1.13－72

(a)手順着手の判断基準
給水系，復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注水機能が喪失し，低圧代替注水系（常設）による注水等の準備を開始した場合において，西側淡水貯水設備の水位が確保されている場合。
また，フィルタ装置スクラビング水の水位が 1,500 ㎜以下の場合において，西側淡水貯水設備の水位が確保されている場合。

(b)

操作手順
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手順の概要は以下のとおり。
概要図を第 1.13－2 図に，タイムチャートを第 1.13－3 図に示す。
【可搬型代替注水中型ポンプ 2 台による高所東側接続口，高所西側
接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口への送水を行う場合】①発電長は，手順着手の判断に基づき，災害対策本部長に可搬型代
替注水中型ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長は，プラントの被災状況に応じて西側淡水貯水設
備を水源とした送水のための接続口の場所を決定する。
③災害対策本部長は，発電長に送水のための接続口の場所を連絡する。
④災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水中型ポンプによる西側淡水貯水設備を水源とした送水準備のため，接続口の場所を指示する。
⑤重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を西側淡水貯水設備に配置し，西側淡水貯水設備の蓋を開放後，可搬型代
替注水中型ポンプ付属の水中ポンプユニット 1 台目を西側淡水貯1.13－73

水設備へ設置する。
⑥重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプ付属の水中ポンプユニット 1 台目の吐出側ホースを可搬型代替注水中型ポンプ
付属の水中ポンプユニット 2 台目の吸込口に接続する。
⑦重大事故等対応要員は，西側淡水貯水設備から指示された接続口までのホース敷設を行う。
⑧ ａ 高所東側接続口，高所西側接続口又は原子炉建屋東側接続口を選択する場合
重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
⑧ ｂ 原子炉建屋西側接続口を選択する場合重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口の蓋を開放し，接続口へホースの接続を行う。
⑨発電長は，災害対策本部長に建屋内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑩重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型代替注水中型ポンプによる送水の準備完了したことを報告する。
⑪災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水中型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑫災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水中型ポンプによる送水開始を指示する。
⑬重大事故等対応要員は，接続口の弁の全閉を確認後，可搬型代替
注水中型ポンプ 1 台目を起動し，可搬型代替注水中型ポンプ付属の水中ポンプユニット 2 台目吸込口までのホースの水張り及び空
気抜きを行う。
⑭重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプ 2 台目を起動
1.13－74

し，接続口までのホースの水張り及び空気抜きを行う。
⑮重大事故等対応要員は，空気抜き完了後，接続口の弁を開とし，送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑯災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水中型ポンプによる送水を開始したことを連絡する。
⑰重大事故等対応要員は，送水中はホースの結合金具付きの可搬型
圧力計で圧力を確認しながら可搬型代替注水中型ポンプの回転数を操作する。
【可搬型代替注水中型ポンプによる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を行う場合】①発電長は，手順着手の判断に基づき，災害対策本部長に可搬型代
替注水中型ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水中型ポンプよる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
グ水補給準備のため，接続口の場所を指示する。
③重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプを西側淡水貯水設備に配置し，可搬型代替注水中型ポンプ付属の水中ポンプユ
ニットを西側淡水貯水設備へ設置する。
④重大事故等対応要員は，西側淡水貯水設備から接続口までのホースを敷設し，フィルタ装置スクラビング水補給用の蓋を開放する。
⑤重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
⑥発電長は，災害対策本部長にフィルタ装置スクラビング水補給の系統構成が完了したことを連絡する。
⑦重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型代替注水中型ポ
1.13－75

ンプによる送水の準備完了したことを報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水中型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑨災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水中型ポンプによる送水開始を指示する。
⑩重大事故等対応要員は，接続口の弁の全閉を確認後，可搬型代替
注水中型ポンプを起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行う。
⑪重大事故等対応要員は，空気抜き完了後，接続口の弁を開とし，送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑫災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水中型ポンプによる送水を開始したことを連絡する。
(c)

操作の成立性上記の現場操作は，重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場
合，作業開始を判断してから，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開始まで，高所東側接続口に接続した
場合において 150 分以内，高所西側接続口に接続した場合において140 分以内，原子炉建屋東側接続口に接続した場合において 320 分以
内，原子炉建屋西側接続口に接続した場合において 205 分以内，フィルタ装置スクラビング水補給ラインの接続口に接続した場合において175 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
送水ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型代替注
水中型ポンプの保管場所に使用工具及び送水ホースを配備する。
構内のアクセスルートの状況を考慮して西側淡水貯水設備から各接1.13－76

続口へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いる
ことで，暗闇における作業性についても確保する。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。
（添付資料 1.13.4）
ｂ．西側淡水貯水設備を水源とした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
西側淡水貯水設備を水源とした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手段としては，低圧代替注水系（可搬型）がある。
(a)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(1)ａ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(1)ａ．(b)低圧代

替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）」にて整備す
る。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(1)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下
1.13－77

のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，140 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉注水の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，165 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，150 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉注水の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，165 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，205 分以内と想定す
1.13－78

る。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉注水の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，205 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，320 分以内と想定する。
【現場操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，320 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.4.2.2(1)ａ．(b)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）」にて整
備する。
(b)

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(3)ａ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(3)ａ．(b)1.13－79

低圧代

替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(3)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器内への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，140 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，150 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉圧力容器内への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，205 分以内と想定する。
1.13－80

【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器内への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，320 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.4.2.2(3)ａ．(b)

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
(c)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉
心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.2(1)ｄ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.2(1)ｄ．

低圧代替注

水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.2(1)ｄ．

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水開始までの必要な要員数及び所
要時間は以下のとおり。
1.13－81

【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，140 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，150 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，205 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，320 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ｄ．

低圧代

替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）」にて整備する。
ｃ．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原子炉格納容器内の冷却手段として
1.13－82は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）がある。
(a)

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（炉心損傷前）
本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.2(1)ｂ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.2(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.2(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系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器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，140 分以内と想定する。
【現場操作（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器内の冷却の場合）】
1.13－83

・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系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内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，150 分以内と想定する。
【現場操作（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内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，205 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，215 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系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容器内の冷却の場合）】
1.13－84

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，320 分以内と想定する。
【現場操作（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容器内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，320 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.6.2.2(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）」にて整備する。
(b)

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（炉心損傷後）本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.3(1)ｂ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.3(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.3(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性1.13－85上記の操作は，作業開始を判断してから，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開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系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器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，140 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，150 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，205 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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容器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，320 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.6.2.3(1)ｂ．(b)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1.13－86却（淡水／海水）」にて整備する。
ｄ．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フィルタ装置スクラビング水補給手段
としては，可搬型代替注水中型ポンプによるフィルタ装置水位調整がある。
(a)

フィルタ装置スクラビング水補給
本対応は，「1.5等」及び「1.7

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順

等」にて整備する。
リンク先【1.5.2.2(1)ａ．(b)】，【1.7.2.1(1)ｃ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
フィルタ装置スクラビング水補給の判断基準に達した場合において，西側淡水貯水設備の水位が確保されている場合。
フィルタ装置スクラビング水補給の判断基準については，「1.5.2.2(1)ａ．(b)「1.7.2.1(1)ｃ．

フィルタ装置スクラビング水補給」及びフィルタ装置スクラビング水補給」にて整備す

る。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.5.2.2(1)ａ．(b)ラビング水補給」及び「1.7.2.1(1)ｃ．

フィルタ装置スク

フィルタ装置スクラビン

グ水補給」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性上記の現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，作業開始を判断してから，フィルタ装置スクラビング水の補給開始まで 175 分以内と想定する。
1.13－87上記以外の操作の成立性については，「1.5.2.2(1)ａ．(b)ィルタ装置スクラビング水補給」及び「1.7.2.1(1)ｃ．

フ

フィルタ

装置スクラビング水補給」にて整備する。
ｅ．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格納容器下部への注水手段としては，格納容器下部注水系（可搬型）がある。
(a)

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）への注水本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.1(1)ｂ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.1(1)ｂ．

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）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.1(1)ｂ．

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）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合）】
1.13－88

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，140 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，150 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用したペデス
タル（ドライウェル部）への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，205 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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）への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，320 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.8.2.1(1)ｂ．

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）」にて整備する。
ｆ．西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへの注水
西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへの注水手段としては，代替燃料プール注水系（可搬型）がある。
(a)

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
1.13－89ン）を使用した使用済燃料プール注水
本対応は，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.11.2.1(1)ｂ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.11.2.1(1)ｂ．

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.11.2.1(1)ｂ．

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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
燃料プール注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（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）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，140 分以内と想定する。
【現場操作（高所西側接続口を使用した使用済燃料プール注水の場
1.13－90

合）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運
転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，140 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，150 分以内と想定する。
【現場操作（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）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運
転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，150 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済
燃料プール注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，205 分以内と想定する。
【現場操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プール注
水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運
転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，205 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済
1.13－91

燃料プール注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，320 分以内と想定する。
【現場操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プール注
水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運
転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，320 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.11.2.1(1)ｂ．

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）」にて整備する。
(5)

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応手順
重大事故等時，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，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を行う手順を整備する。
ａ．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
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手段としては，消火系がある。
(a)

消火系による原子炉注水
本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
1.13－92

リンク先【1.4.2.2(1)ａ．(d)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(1)ａ．(d)消火系による原子炉注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(1)ａ．(d)消火系による原子炉注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.2(1)ａ．(d)消火系による

原子炉注水」にて整備する。
(b)

消火系による残存溶融炉心の冷却本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(3)ａ．(d)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(3)ａ．(d)消火系による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(3)ａ．(d)消火系による残存

溶融炉心の冷却」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.2(3)ａ．(d)消火系による

残存溶融炉心の冷却」にて整備する。
(c)

消火系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）
1.13－93本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.2(1)ｆ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.2(1)ｆ．

消火系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.2(1)ｆ．

消火系による原子炉圧

力容器への注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ｆ．

消火系による原子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ｂ．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内の冷却手段としては，消火系がある。
(a)

消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）
本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.2(1)ｂ．(c)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.2(1)ｂ．(c)消火系による原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.2(1)ｂ．(c)1.13－94

消火系による原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.2(1)ｂ．(c)

消火系による

原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。
(b)

消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.3(1)ｂ．(c)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.3(1)ｂ．(c)消火系による原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.3(1)ｂ．(c)

消火系による原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.3(1)ｂ．(c)

消火系による

原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。
ｃ．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原子炉格納容器下部への注水手段としては，消火系がある。
(a)

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.1(1)ｃ．】
1.13－95

ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.1(1)ｃ．

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.1(1)ｃ．

消火系によるペデスタ

ル（ドライウェル部）への注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.1(1)ｃ．

消火系によるペデ

スタル（ドライウェル部）への注水」にて整備する。
ｄ．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ールへの注水
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ールへの注水手段としては，消火系がある。
(a)

消火系による使用済燃料プール注水
本対応は，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.11.2.1(1)ｄ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.11.2.1(1)ｄ．

消火系による使用済燃料プール注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.11.2.1(1)ｄ．

消火系による使用済

燃料プール注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.11.2.1(1)ｄ．
1.13－96

消火系による使用済燃料プール注水」にて整備する。
(6)

復水貯蔵タンクを水源とした対応手順
重大事故等時，復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を行う手順を整備する。
ａ．復水貯蔵タンクを水源とした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
復水貯蔵タンクを水源とした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手段としては，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心ス
プレイ系及び制御棒駆動水圧系がある。
(a)

原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉注水
原子炉隔離時冷却系が健全な場合は，中央制御室からの手動操作に
より原子炉隔離時冷却系を起動し，復水貯蔵タンクを水源とした原子炉への注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
給水系による原子炉注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原
子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。

ⅱ)

操作手順
復水貯蔵タンクを水源とした原子炉隔離時冷却系による原子炉注
水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第 1.13－8 図に，タイムチャートを第 1.13－9 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に復水貯蔵
タンクを水源とした原子炉隔離時冷却系ポンプの手動起動を指1.13－97

示する。
②運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タ
ンク水供給弁を開にする。
③運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タ
ンク水供給弁が開になったことを確認後，原子炉隔離時冷却系
サプレッション・プール水供給弁を閉にする。運転員等は，中央制御室にて，手動起動操作により，原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁及び原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁が開し，原子炉隔離時冷却系ポンプが起動したことを確認した後，発電長に報告する。
④運転員等は，中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを原子炉隔離時冷却系系統流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように，指示する。
⑥運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系原子炉注入
弁の開閉操作により原子炉隔離時冷却系系統流量を調整することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設
定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持し，発電長に報告する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名にて実施した場合，作業開始を判断してから，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水開始まで 8 分以内と想定する。中央制御室に設置されている
1.13－98

操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(b)

高圧炉心スプレイ系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉注水
高圧炉心スプレイ系が健全な場合は，中央制御室からの手動操作により高圧炉心スプレイ系を起動し，復水貯蔵タンクを水源とした原子炉への注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
給水系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。

ⅱ)

操作手順
復水貯蔵タンクを水源とした高圧炉心スプレイ系による原子炉注
水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第 1.13－10 図に，タイムチャートを第 1.13－11 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に復水貯蔵
タンクを水源とした高圧炉心スプレイ系ポンプの手動起動を指示する。
②運転員等は，中央制御室にて，高圧炉心スプレイ系ポンプ入口
弁（復水貯蔵タンク）を開にする。
③運転員等は，中央制御室にて，高圧炉心スプレイ系ポンプ入口
弁（復水貯蔵タンク）が開になったことを確認後，高圧炉心ス
プレイ系ポンプ入口弁（サプレッション・プール）を閉にする。
1.13－99④運転員等は，中央制御室にて，手動起動操作により高圧炉心ス
プレイ系ポンプが起動したことを確認し，高圧炉心スプレイ系
原子炉注入弁を開として原子炉注水を開始する。
⑤運転員等は，中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを高圧炉心スプレイ系系統流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑥発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持するように，指示する。
⑦運転員等は，中央制御室にて，高圧炉心スプレイ系原子炉注入
弁の開閉操作により高圧炉心スプレイ系系統流量を調整することで，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設
定点以上から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持し，発電長に報告する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名にて実施した場合，作業開始を判断してから，高圧炉心スプレイ系による原子炉注水開始まで 8 分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

(c)

制御棒駆動水圧系による原子炉注水
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.2.2.5(1)ｂ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
1.13－100

手順着手の判断基準については，「1.2.2.5(1)ｂ．

制御棒駆動

水圧系による原子炉注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.2.2.5(1)ｂ．

制御棒駆動水圧系による原子炉注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.2.2.5(1)ｂ．

制御棒駆動水圧系

による原子炉注水」にて整備する。
(d)

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉圧力容器への注水ができない場合は，原子炉隔離時
冷却系により原子炉圧力容器への注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，原子炉圧力容器への注水ができない場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。

ⅱ)

操作手順
復水貯蔵タンクを水源とした原子炉隔離時冷却系による原子炉圧
力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）手順の概要は以下のとおり。
概要図を第 1.13－12 図に，タイムチャートを第 1.13－13 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
1.13－101②運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水に必要な電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認する。
③運転員等は，発電長に原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水の準備が完了したことを報告する。
④発電長は，運転員等に原子炉隔離時冷却系タービンがトリップしている場合は，リセット操作を実施するように，指示する。
⑤運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系タービンがトリップしている場合は，原子炉隔離時冷却系蒸気止め弁を閉にした後に開とし，原子炉隔離時冷却系タービンをリセットした後，発電長に報告する。
⑥発電長は，運転員等に原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑦運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タ
ンク水供給弁を開にする。
⑧運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タ
ンク水供給弁が開になったことを確認後，原子炉隔離時冷却系
サプレッション・プール水供給弁を閉にする。運転員等は，中央制御室にて，手動起動操作により，原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁及び原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁が開し，原子炉隔離時冷却系ポンプが起動したことを確認した後，発電長に報告する。
⑨運転員等は，中央制御室にて，原子炉への注水が開始されたことを原子炉隔離時冷却系系統流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
1.13－102

⑩発電長は，運転員等に原子炉圧力容器内の水位をジェットポン
プ上端（以下「原子炉水位Ｌ０」という。）以上に維持するよ
うに，指示する。
⑪運転員等は，中央制御室にて，原子炉圧力容器内の水位を原子
炉水位Ｌ０以上に維持し，発電長に報告する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名にて実施した場合，作業開始を判断してから，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで 8 分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

ｂ．復水貯蔵タンクを水源とした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
復水貯蔵タンクを水源とした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手段としては，補給水系がある。
(a)

補給水系による原子炉注水
本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(1)ａ．(e)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(1)ａ．(e)補給水系による原子炉注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(1)ａ．(e)
子炉注水」にて整備する。
1.13－103

補給水系による原

ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.2(1)ａ．(e)補給水系による原子炉注水」にて整備する。
(b)

補給水系による残存溶融炉心の冷却本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(3)ａ．(e)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.4.2.2(3)ａ．(e)

補給水系による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(3)ａ．(e)補給水系による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.4.2.2(3)ａ．(e)補給水系による残存溶融炉心の冷却」にて整備する。
(c)

補給水系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.2(1)ｇ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.2(1)ｇ．
よる原子炉圧力容器への注水」にて整備する。

ⅱ)

操作手順
1.13－104

補給水系に操作手順については，「1.8.2.2(1)ｇ．

補給水系による原子炉

圧力容器への注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ｇ．

補給水系による原

子炉圧力容器への注水」にて整備する。
ｃ．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内の冷却手段としては，補給水系がある。
(a)

補給水系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）
本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.2(1)ｂ．(d)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.2(1)ｂ．(d)補給水系による原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.2(1)ｂ．(d)補給水系による原

子炉格納容器内の冷却」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.2(1)ｂ．(d)補給水系による原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。
(b)

補給水系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.3(1)ｂ．(d)】1.13－105

ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.6.2.3(1)ｂ．(d)補給水系による原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.3(1)ｂ．(d)補給水系による原

子炉格納容器内の冷却」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.6.2.3(1)ｂ．(d)補給水系による原子炉格納容器内の冷却」にて整備する。
ｄ．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
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手段として
は，補給水系がある。
(a)

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.1(1)ｄ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.1(1)ｄ．

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.1(1)ｄ．

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.1(1)ｄ．

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水」にて整備する。
1.13－106

ｅ．復水貯蔵タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水
復水貯蔵タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水手段として
は，補給水系がある。
(a)

補給水系による使用済燃料プールへの注水
本対応は，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.11.2.1(1)ｃ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.11.2.1(1)ｃ．

補給水系による使用済燃料プール注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.11.2.1(1)ｃ．

補給水系による使用済燃料プール注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.11.2.1(1)ｃ．

補給水系による

使用済燃料プール注水」にて整備する。
(7)

淡水タンクを水源とした対応手順
重大事故等時，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を行う手順を整備する。なお，フィルタ装置スクラビング水補給に使用する淡水タンクは，通常連絡弁を開としている多目的タンク及びろ過水貯蔵タンクを優先し，水位を監視しながら原水タンク及び純水貯蔵タンクの連絡弁を開にする。
ａ．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
本手順では，災害対策本部による水源の確保，可搬型代替注水中型ポ
1.13－107ンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの配置，接続口までのホース接続及び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までの手順を整備し，接続口から補給が必要な個所までの操作手順については，「1.5「1.7

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」及び原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて，それぞれ整備する。（対応手順については，1.13.2.1(7)ｂ．に示す。）
フィルタ装置スクラビング水の水位が低下した場合に，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を行う。
なお，淡水タンクからフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口
までのホース敷設図は第 1.13－23 図参照。
(a)

手順着手の判断基準
フィルタ装置スクラビング水の水位が 1,500 ㎜以下の場合において，淡水タンクの水位が確保されている場合｡

(b)

操作手順
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手順の概要は以下のとおり。
概要図を第 1.13－2 図に，タイムチャートを第 1.13－3 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断に基づき，災害対策本部長に可搬型代
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を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に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準備のため，接続口の場所を指示する。
1.13－108

③重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代
替注水大型ポンプを淡水タンクに配置し，多目的タンク配管・弁の予備ノズルと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水中ポンプユニット吸込口をホースで接続する。
④重大事故等対応要員は，淡水タンクから接続口までのホースを敷設し，フィルタ装置スクラビング水補給用の蓋を開放する。
⑤重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
⑥発電長は，災害対策本部長にフィルタ装置スクラビング水補給の系統構成が完了したことを連絡する。
⑦重大事故等対応要員は，災害対策本部長に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の準備完了したことを報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に可搬型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の開始を連絡する。
⑨災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型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開始を指示する。
⑩重大事故等対応要員は，多目的タンク配管・弁の予備ノズル弁を全開にし，接続口の弁の全閉を確認後，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を起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行う。
⑪重大事故等対応要員は，空気抜き完了後，接続口の弁を開とし，送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑫災害対策本部長は，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を開始したことを連絡する。
(c)

操作の成立性1.13－109

上記の現場操作は，重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場
合，作業開始を判断してから，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フィルタ装置スク
ラビング水補給ライン接続口に接続した場合において 165 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
送水ホース等の接続は速やかに作業ができるように，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保管場所に使用工具及び送水ホースを配備する。
構内のアクセスルートの状況を考慮して淡水タンクから各接続口へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いる
ことで，暗闇における作業性についても確保する。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。
（添付資料 1.13.4）
ｂ．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
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手段としては，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フィルタ装置水位調整がある。
(a)

フィルタ装置スクラビング水補給
本対応は，「1.5等」及び「1.7

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順

等」にて整備する。
1.13－110リンク先【1.5.2.2(1)ａ．(b)】，【1.7.2.1(1)ｃ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
フィルタ装置スクラビング水補給の判断基準に達した場合において，淡水タンクの水位が確保されている場合。
フィルタ装置スクラビング水補給の判断基準については，「1.5.2.2(1)ａ．(b)「1.7.2.1(1)ｃ．

フィルタ装置スクラビング水補給」及びフィルタ装置スクラビング水補給」にて整備す

る。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.5.2.2(1)ａ．(b)ラビング水補給」及び「1.7.2.1(1)ｃ．

フィルタ装置スク

フィルタ装置スクラビン

グ水補給」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性上記の現場対応は，重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，作業開始を判断してから，フィルタ装置スクラビング水の補給開始まで 130 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.5.2.2(1)ａ．(b)ィルタ装置スクラビング水補給」及び「1.7.2.1(1)ｃ．

フ

フィルタ

装置スクラビング水補給」にて整備する。
(8)

海を水源とした対応手順
重大事故等時，海を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容
器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水，使用済燃料プールへの注水／
スプレイ，残留熱除去系海水系による冷却水の確保，最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送，大気への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火，２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心1.13－111

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，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
水系への代替送水及び代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却を行う手順を整備する。
ａ．海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
本手順では，災害対策本部による水源の確保，可搬型代替注水大型ポンプの配置，接続口までのホース接続及び可搬型代替注水大型ポンプによる送水までの手順を整備し，接続口から注水等が必要な個所までの操作手順については，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5輸送するための手順等」，「1.6

最終ヒートシンクへ熱を原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」，「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」，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」，「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」及び「1.14電源の確保に関する手順等」にて，それぞれ整備する。（対応手順については，1.13.2.1(8)ｂ．～1.13.2.1(8)ｌ．に示す。）
原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器
下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイに用いる常設の設備が使用できない場合に，海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプ
による原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口
又は高所西側接続口への送水を行う。
水源の確保，可搬型代替注水大型ポンプの配置，接続口までのホース接続及び可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口への送水の一連の流れはどの対応においても同じであり，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピ
1.13－112

ット）から接続口までの距離及び選択する接続口（送水能力）によりホース数量が決定する。
また，接続口の選択は，送水能力がある原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口を優先する。原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋
西側接続口が使用できない場合は，高所東側接続口又は高所西側接続口を使用する。
原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，ＳＡ用海水ピットの蓋開放，ポンプ設置，ホース
敷設，原子炉建屋西側接続口の蓋開放，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み合わせを優先して選択する。海を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを実施する場合は，送水開始までの時間が最短となる原子炉建屋西側接続口を優先して使用する。
高所東側接続口又は高所西側接続口の選択は，各作業時間（出動準備，移動，ＳＡ用海水ピットの蓋開放，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み合わせを優先して選択する。海を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料
プールへの注水／スプレイを実施する場合は，送水開始までの時間が最短となる高所東側接続口を優先して使用する。
なお，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から各接続口までのホース
敷設図は第 1.13－20 図参照。
(a)

手順着手の判断基準
給水系，復水系及び非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器への注1.13－113

水機能が喪失し，低圧代替注水系（常設）による注水等の準備を開始した場合において，淡水を水源とした送水ができない場合。
(b)

操作手順
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第 1.13－2 図に，タイムチャートを第 1.13－3 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断に基づき，災害対策本部長に可搬型代
替注水大型ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長は，プラントの被災状況に応じて海を水源とした送水のための接続口の場所を決定する。
③災害対策本部長は，発電長に送水のための接続口の場所を連絡する。
④災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる海を水源とした送水のため接続口の場所を指示する。
⑤重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）に配置し，ＳＡ用海水ピットの蓋を開放し，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）へ設置する。
⑥重大事故等対応要員は，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から指示された接続口までのホース敷設を行う。
⑦ ａ 原子炉建屋東側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口を選択する場合
重大事故等対応要員は，接続口へホースの接続を行う。
⑦ ｂ 原子炉建屋西側接続口を選択する場合重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口の蓋を開放し，接1.13－114

続口へホースの接続を行う。
⑧発電長は，災害対策本部長に建屋内の系統構成が完了したことを連絡する。
⑨重大事故等対応要員は，災害対策本部長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の準備完了したことを報告する。
⑩災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の開始を連絡する。
⑪災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を指示する。
⑫重大事故等対応要員は，接続口の弁の全閉を確認後，可搬型代替
注水大型ポンプを起動し，ホースの水張り及び空気抜きを行う。
⑬重大事故等対応要員は，空気抜き完了後，接続口の弁を開とし，送水を開始したことを災害対策本部長に報告する。
⑭災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる送水を開始したことを連絡する。
⑮重大事故等対応要員は，送水中は可搬型代替注水大型ポンプ付きの圧力計で圧力を確認しながら可搬型代替注水大型ポンプの回転数を操作する。
(c)

操作の成立性上記の現場操作は，重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場
合，作業開始を判断してから，海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始まで，原子炉建屋東側接続口に接続した場合において 370 分以内，原子炉建屋西側接続口に接続した場合において 310
分以内，高所東側接続口に接続した場合において 220 分以内，高所西側接続口に接続した場合において 225 分以内と想定する。
1.13－115

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
送水ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型代替注
水大型ポンプの保管場所に使用工具及び送水ホースを配備する。
構内のアクセスルートの状況を考慮して海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から各接続口へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いる
ことで，暗闇における作業性についても確保する。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。
（添付資料 1.13.4）
ｂ．海を水源とした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
海を水源とした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手段としては，低圧代替注水系（可搬型）がある。
(a)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(1)ａ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の判断基準に達した
場合において，淡水を水源とした送水ができない場合。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の判断基準について
は，「1.4.2.2(1)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）」にて整備する。
1.13－116

ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(1)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，310 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉注水の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，310 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，370 分以内と想定する。
【現場操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉注水の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
1.13－117

名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，370 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，225 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉注水の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，225 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，220 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉注水の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，220 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.4.2.2(1)ａ．(b)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）」にて整備する。
1.13－118

(b)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却本対応は，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.4.2.2(3)ａ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却を行う判断
基準に達した場合において，淡水を水源とした送水ができない場合。
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却を行う判断
基準については，「1.4.2.2(3)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.4.2.2(3)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器内への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉圧力容器内への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，310 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子1.13－119炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器内への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，370 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉圧力容器内への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，225 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器内への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，220 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.4.2.2(3)ａ．(b)

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）」にて整備する。
(c)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉
心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.2(1)ｄ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融
炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）
1.13－120

の判断基準に達した場合において，淡水を水源とした送水ができない場合。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融
炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）の判断基準については，「1.8.2.2(1)ｄ．

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）」にて整備す
る。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.2(1)ｄ．

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水開始までの必要な要員数及び所
要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，310 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（低圧炉心スプレイ系配管を使用した原子炉建屋東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，370 分以内と想定する。
1.13－121

【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所西側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，225 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｃ系配管を使用した高所東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，220 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ｄ．

低圧代

替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）」にて整備する。
ｃ．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内の冷却手段としては，代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）がある。
(a)

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（炉心損傷前）
本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.2(1)ｂ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
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（炉心損傷前）を行う判断基準に達した場合において，淡水を水源とした送水ができない場合。
1.13－122

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（炉心損傷前）を行う判断基準については，「1.6.2.2(1)ｂ．(b)

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（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.2(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，310 分以内と想定する。
【現場操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，310 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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容器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重
1.13－123大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，370 分以内と想定する。
【現場操作（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容器内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，370 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，225 分以内と想定する。
【現場操作（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器内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，225 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，220 分以内と想定する。
【現場操作（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内の冷却の場合）】・現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）6
1.13－124

名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，220 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.6.2.2(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）」にて整備する。
(b)

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（炉心損傷後）本対応は，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.6.2.3(1)ｂ．(b)】ⅰ)

手順着手の判断基準
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（炉心損傷後）を行う判断基準に達した場合において，淡水を水源とした送水ができない場合。
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の冷却（炉心損傷後）を行う判断基準については，「1.6.2.3(1)ｂ．(b)

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（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.6.2.3(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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開始までの必要な
1.13－125

要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（残留熱除去系Ｂ系配管を使用した原子炉建屋西側接続口による原子炉格納容器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，310 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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容器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，370 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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器内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，225 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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内の冷却の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，220 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.6.2.3(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）」にて整備する。
ｄ．海を水源とした原子炉格納容器下部への注水
1.13－126

海を水源とした原子炉格納容器下部への注水手段としては，格納容器
下部注水系（可搬型）がある。
(a)

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）への注水本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.1(1)ｂ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
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）への注水を行う判断基準に達した場合において，淡水を水源とした送水ができない場合。
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）への注水を行う判断基準については，「1.8.2.1(1)ｂ．

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）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.1(1)ｂ．

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）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用したペデス
タル（ドライウェル部）への注水の場合）】
1.13－127

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，310 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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）への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，370 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，225 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（高所東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）への注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，220 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.8.2.1(1)ｂ．

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）」にて整備する。
ｅ．海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ
海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ手段としては，代替燃料プール注水系（可搬型）がある。
(a)

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1.13－128イン）を使用した使用済燃料プール注水
本対応は，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.11.2.1(1)ｂ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
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）を使用した使用済燃料プール注水の判断基準に達した場合において，淡水を水源とした送水ができない場合。
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）を使用した使用済燃料プール注水の判断基準については，「1.11.2.1(1)ｂ．

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.11.2.1(1)ｂ．

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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）を使用した使用済
燃料プール注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済
燃料プール注水の場合）】
1.13－129

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，310 分以内と想定する。
【現場操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済燃料プール注
水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運
転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，310 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済
燃料プール注水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，370 分以内と想定する。
【現場操作（原子炉建屋東側接続口を使用した使用済燃料プール注
水の場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運
転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，370 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，225 分以内と想定する。
【現場操作（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）】1.13－130

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運
転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，225 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，220 分以内と想定する。
【現場操作（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）】・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運
転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，220 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.11.2.1(1)ｂ．

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）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）」にて整備する。
(b)

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スプレイ
本対応は，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.11.2.2(1)ｂ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
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スプレイの判断基準に
1.13－131

達した場合において，淡水を水源とした送水ができない場合。
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スプレイの判断基準については，「1.11.2.2(1)ｂ．

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スプレイ（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.11.2.2(1)ｂ．

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スプレイ（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，作業開始を判断してから，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スプレイ開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【中央制御室からの操作（原子炉建屋西側接続口を使用した使用済
燃料プールスプレイの場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，310 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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場合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重
1.13－132

大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，370 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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合）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，225 分以内と想定する。
【中央制御室からの操作（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）】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を重大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，220 分以内と想定する。
上記以外の操作の成立性については，「1.11.2.2(1)ｂ．

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
ルスプレイ（淡水／海水）」にて整備する。
(c)

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
本対応は，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
リンク先【1.11.2.2(1)ｃ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
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判断基準に達した場合において，淡水を水源とした送水ができない場合。
1.13－133

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判断基準
については，「1.11.2.2(1)ｃ．

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（淡水／海水）」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.11.2.2(1)ｃ．

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（淡水／海水）」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.11.2.2(1)ｃ．

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（淡水／海水）」にて整備する。
ｆ．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
海を水源とした残留熱除去系海水系への冷却水を確保する手段としては，残留熱除去系海水系がある。
(a)

残留熱除去系海水系による冷却水の確保
本対応は，「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順

等」にて整備する。
リンク先【1.5.2.1(1)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.5.2.1(1)
水系による冷却水（海水）の確保」にて整備する。

ⅱ)

操作手順
1.13－134

残留熱除去系海操作手順については，「1.5.2.1(1)

残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.5.2.1(1)

残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保」にて整備する。
ｇ．海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送
海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送手段としては，緊急用海水系及び代替残留熱除去系海水系がある。
(a)

緊急用海水系による冷却水の確保
本対応は，「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順

等」にて整備する。
リンク先【1.5.2.3(1)ａ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.5.2.3(1)ａ．

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.5.2.3(1)ａ．

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.5.2.3(1)ａ．

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保」にて整備する。
(b)

代替残留熱除去系海水系による冷却水の確保
本対応は，「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順

等」にて整備する。
リンク先【1.5.2.3(1)ｂ．】
1.13－135

ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.5.2.3(1)ｂ．

代替残留熱

除去系海水系による冷却水（海水）の確保」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.5.2.3(1)ｂ．

代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.5.2.3(1)ｂ．

代替残留熱除去系

海水系による冷却水（海水）の確保」にて整備する。
ｈ．海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制
海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制手段としては，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がある。
(a)

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
本対応は，「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.12.2.1(1)ａ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.12.2.1(1)ａ．

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」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.12.2.1(1)ａ．

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1.13－136

制」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.12.2.1(1)ａ．

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」にて整備する。
ｉ．海を水源とした航空機燃料火災への泡消火
海を水源とした航空機燃料火災への泡消火手段としては，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がある。
(a)

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
本対応は，「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
リンク先【1.12.2.2(2)ａ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.12.2.2(2)ａ．

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」にて整備す
る。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.12.2.2(2)ａ．

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」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.12.2.2(2)ａ．
1.13－137

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」にて整備する。
ｊ．海を水源とした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
海を水源とした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への冷却水を確保する手段としては，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がある。
(a)

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（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）本対応は，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。
リンク先【1.14.2.1(1)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.14.2.1(1)

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」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.14.2.1(1)

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」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.14.2.1(1)

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」にて整備する。
(b)

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（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設
備への給電）
1.13－138本対応は，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。
リンク先【1.14.2.2(2)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.14.2.2(2)高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電」にて
整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.14.2.2(2)高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.14.2.2(2)高圧炉心スプレイ系

ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電」にて整備する。
ｋ．海を水源とした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への代替送水
海を水源とした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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧手段としては，可搬型代替注水大型ポンプによる２
Ｃ・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への代替送水がある。
(a)

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧
1.13－139本対応は，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。
リンク先【1.14.2.2(3)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.14.2.2(3)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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発

電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.14.2.2(3)

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.14.2.2(3)

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
海水系への代替送水による２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧」にて整備する。
ｌ．海を水源とした代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却
海を水源とした使用済燃料プール冷却手段としては，代替燃料プール
冷却系がある。
(a)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却本対応は，「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」に
1.13－140

て整備する。
リンク先【1.11.2.4(1)ａ．(a)】，【1.11.2.4(1)ａ．(b)】，【1.11.2.4(1)ａ．(c)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.11.2.4(1)ａ．(a)代替燃

料プール冷却系による使用済燃料プール冷却」，「1.11.2.4(1)ａ．(b)

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保」及び「1.11.2.4(1)ａ．(c)

代替燃料プー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」にて整備す
る。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.11.2.4(1)ａ．(a)代替燃料プール冷

却系による使用済燃料プール冷却」，「1.11.2.4(1)ａ．(b)

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保」及び「1.11.2.4(1)ａ．(c)
代替燃料プー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」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.11.2.4(1)ａ．(a)代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却」，「1.11.2.4(1)ａ．(b)
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保」及び「1.11.2.4(1)ａ．(c)

代替燃料プー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」にて整備する。
(9)

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手順
重大事故等時，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手順を整備する。
1.13－141

ａ．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
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手段としては，ほう酸水注入系がある。
(a)

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」本対応は，「1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等」にて整備する。
リンク先【1.1.2.1(2)】ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.1.2.1(2)

非常時運転手順

書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.1.2.1(2)

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.1.2.1(2)

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」」にて整備する。
(b)

ほう酸水注入系による原子炉注水
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.2.2.5(1)ａ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.2.2.5(1)ａ．

ほう酸水注

入系による原子炉注水」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.2.2.5(1)ａ．
1.13－142

ほう酸水注入系による原子炉注水」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.2.2.5(1)ａ．

ほう酸水注入系による原子炉注水」にて整備する。
(c)

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（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）
本対応は，「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」にて整備する。
リンク先【1.8.2.2(1)ｈ．】
ⅰ)

手順着手の判断基準
手順着手の判断基準については，「1.8.2.2(1)ｈ．

ほう酸水注

入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入」にて整備する。
ⅱ)

操作手順
操作手順については，「1.8.2.2(1)ｈ．

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
操作の成立性については，「1.8.2.2(1)ｈ．

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入」にて整備する。
1.13.2.2(1)

水源へ水を補給するための対応手順

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手順
ａ．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／海水）
代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替
注水大型ポンプによる注水等の対応を実施している場合に，代替淡水貯槽への補給手段がないと代替淡水貯槽水位は低下し，水源が枯渇するた
1.13－143

め，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を実施する。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替
淡水貯槽への補給に使用する水源は，西側淡水貯水設備を優先して使用する。西側淡水貯水設備を水源として利用できない場合は，淡水タンクを使用する。
淡水による代替淡水貯槽への補給が枯渇等により継続できないおそれがある場合は，海水による代替淡水貯槽への補給に切り替えるが，海水を直接代替淡水貯槽へ補給することにより，重大事故等の収束に必要な水の供給を継続しながら淡水から海水への水源の切替えが可能である。
なお，西側淡水貯水設備，淡水タンク及び海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から代替淡水貯槽までのホース敷設図は第 1.13－24 図，第1.13－25 図及び第 1.13－26 図参照。
(a)

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

ⅰ)

手順着手の判断基準
代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プール
への注水／スプレイが開始され，淡水の消費が開始された場合において，西側淡水貯水設備の水位が確保されている場合。

ⅱ)

操作手順
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手順の概要は以下のとおり。
概要図を第 1.13－4 図に，タイムチャートを第 1.13－5 図に示す。
1.13－144

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に可搬型代
替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給の準備開始を指示する。
②発電長は，災害対策本部長に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の準備のため，可搬型代替注水中型ポンプの配備及びホース接続を依頼する。
③災害対策本部長は，プラントの被災状況の結果から水源を西側
淡水貯水設備に決定し，重大事故等対応要員に可搬型代替注水
中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給の準備を指示する。
④重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプを西側淡水貯水設備に配置し，西側淡水貯水設備の蓋を開放後，可搬型代
替注水中型ポンプ付属の水中ポンプユニットを西側淡水貯水設
備へ設置する。
⑤重大事故等対応要員は，西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽までのホース敷設を行う。
⑥運転員等は，中央制御室にて，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に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑦重大事故等対応要員は，代替淡水貯槽の蓋を開放し，ホースの挿入を行い，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の準備完了を災害対策本部長へ報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に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の準備完了を連絡する。
⑨発電長は，災害対策本部長に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開始を依頼する。
1.13－145

⑩発電長は，運転員等に代替淡水貯槽水位の監視を指示する。
⑪災害対策本部長は，重大事故等対応要員に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開始を指示する。
⑫重大事故等対応要員は，可搬型代替注水中型ポンプを起動する。起動後，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開始を災害対策本部長に報告する。
⑬災害対策本部長は，発電長に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開始を連絡する。
⑭運転員等は，中央制御室にて，代替淡水貯槽への補給が開始されたことを水位指示上昇により確認し，発電長に報告する。
⑮運転員等は，中央制御室にて，代替淡水貯槽の水位が規定水位に到達したことを発電長に報告する。
⑯発電長は，代替淡水貯槽への補給停止を災害対策本部長に依頼する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから，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代替淡水貯槽への補給開始まで 160 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型代替注水中型ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
1.13－146

また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。また，有効性評価において想定する事故シーケンスである格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」発生時は，炉心損傷が早く，被ばく線量の観点で最も厳しくなるが，代替淡水貯槽への補給作業が問題なくできることを確認している。
（添付資料 1.13.4）(b)

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代替淡水貯槽への補給

ⅰ)

手順着手の判断基準
代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プール
への注水／スプレイが開始され，淡水の消費が開始された場合において，淡水タンクの水位が確保されている場合。

ⅱ)

操作手順
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代替淡水貯槽への補給手順の概要は以下のとおり。
概要図を第 1.13－4 図に，タイムチャートを第 1.13－5 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に可搬型代
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
水貯槽への補給の準備開始を指示する。
1.13－147

②発電長は，災害対策本部長に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の準備のため，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
プの配備及びホース接続を依頼する。
③災害対策本部長は，プラントの被災状況の結果から水源を淡水タンクに決定し，重大事故等対応要員に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の準備を指示する。
④重大事故等対応要員は，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を淡水タンクに配置し，多目的タンク配
管・弁の予備ノズルと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水中ポンプユニット吸込口をホースで接続する。
⑤重大事故等対応要員は，淡水タンクから代替淡水貯槽までのホース敷設を行う。
⑥運転員等は，中央制御室にて，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る代替淡水貯槽への補給に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑦重大事故等対応要員は，代替淡水貯槽の蓋を開放し，ホースの挿入を行い，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の準備完了を災害対策本部長へ報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に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の準備完
1.13－148

了を連絡する。
⑨発電長は，災害対策本部長に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開始を依頼する。
⑩発電長は，運転員等に代替淡水貯槽水位の監視を指示する。
⑪災害対策本部長は，重大事故等対応要員に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開始を指示する。
⑫重大事故等対応要員は，多目的タンク配管・弁の予備ノズル弁を全開後，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を起動する。起動後，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開始を災
害対策本部長に報告する。
⑬災害対策本部長は，発電長に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開始を連絡する。
⑭運転員等は，中央制御室にて，代替淡水貯槽への補給が開始されたことを水位指示上昇により確認し，発電長に報告する。
⑮運転員等は，中央制御室にて，代替淡水貯槽の水位が規定水位に到達したことを発電長に報告する。
⑯発電長は，代替淡水貯槽への補給停止を災害対策本部長に依頼する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判
1.13－149

断してから，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る淡水タンクから代替淡水貯槽への補給開始まで 165 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型
ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。屋内作業の室
温は通常状態と同程度である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して淡水タンクから代替淡水貯槽へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。
（添付資料 1.13.4）(c)

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

ⅰ)

手順着手の判断基準
代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プール
への注水／スプレイが開始され，淡水の消費が開始された場合において，淡水を水源とした補給ができない場合。

ⅱ)

操作手順
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手順の概要は以下のとおり。
1.13－150

概要図を第 1.13－4 図に，タイムチャートを第 1.13－5 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に可搬型代
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
水貯槽への補給の準備開始を指示する。
②発電長は，災害対策本部長に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の準備のため，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
プの配備及びホース接続を依頼する。
③災害対策本部長は，プラントの被災状況の結果から水源を海に決定し，重大事故等対応要員に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の準備を指示する。
④重大事故等対応要員は，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を海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）に配置し，ＳＡ用海水ピットの蓋を開放後，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水中ポンプユニット
を海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）へ設置する。
⑤重大事故等対応要員は，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から代替淡水貯槽までのホース敷設を行う。
⑥運転員等は，中央制御室にて，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る代替淡水貯槽への補給に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑦重大事故等対応要員は，代替淡水貯槽の蓋を開放し，ホースの1.13－151

挿入を行い，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の準備完了を災害対策本部長へ報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に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の準備完了を連絡する。
⑨発電長は，災害対策本部長に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開始を依頼する。
⑩発電長は，運転員等に代替淡水貯槽水位の監視を指示する。
⑪災害対策本部長は，重大事故等対応要員に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開始を指示する。
⑫重大事故等対応要員は，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を起動する。起動後，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開始を災害対策本部長に報告する。
⑬災害対策本部長は，発電長に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開始を連絡する。
⑭運転員等は，中央制御室にて，代替淡水貯槽への補給が開始されたことを水位指示上昇により確認し，発電長に報告する。
⑮運転員等は，中央制御室にて，代替淡水貯槽の水位が規定水位に到達したことを発電長に報告する。
⑯発電長は，代替淡水貯槽への補給停止を災害対策本部長に依頼
1.13－152

する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから，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る海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から代替淡水貯槽への補給開始まで 160 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続は速やかに作業ができるように，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型
ポンプの保管場所に使用工具及びホースを配備する。屋内作業の室
温は通常状態と同程度である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して海水取水箇所（ＳＡ用海
水ピット）から代替淡水貯槽へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。
（添付資料 1.13.4）(2)

西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手順
ａ．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／海水）
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注水等の対応を実施している場合に，西側淡水貯水設備への補給手段がない
1.13－153

と西側淡水貯水設備の水位は低下し，水源が枯渇するため，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を実施する。
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に使用する水源は，代替淡水貯槽を優先して使用する。代替淡水貯槽を水源として利用できない場合は，淡水タンクを使用する。
淡水による西側淡水貯水設備への補給が枯渇等により継続できないおそれがある場合は，海水による西側淡水貯水設備への補給に切り替える
が，海水を直接西側淡水貯水設備へ補給することにより，重大事故等の収束に必要な水の供給を継続しながら淡水から海水への水源の切替えが可能である。
なお，代替淡水貯槽，淡水タンク及び海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から西側淡水貯水設備までのホース敷設図は第 1.13－27 図，第1.13－28 図及び第 1.13－29 図参照。
(a)

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

ⅰ)

手順着手の判断基準
西側淡水貯水設備を水源として原子炉圧力容器への注水，原子炉
格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水が開始され，淡水の消費が開始された場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

ⅱ)

操作手順
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手順の概要は以下のとおり。
概要図を第 1.13－6 図に，タイムチャートを第 1.13－7 図に示す。
1.13－154

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に可搬型代
替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給の準備開始を指示する。
②発電長は，災害対策本部長に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の準備のため，可搬型代替注水大型
ポンプの配置及びホース接続を依頼する。
③災害対策本部長は，プラントの被災状況の結果から水源を代替
淡水貯槽に決定し，重大事故等対応要員に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の準備を指示する。
④重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを代替淡水貯槽に配置し，代替淡水貯槽の蓋を開放後，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニットを代替淡水貯槽へ設置する。
⑤重大事故等対応要員は，代替淡水貯槽から西側淡水貯水設備までのホース敷設を行う。
⑥運転員等は，中央制御室にて，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に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑦重大事故等対応要員は，西側淡水貯水設備の蓋を開放し，ホースの挿入を行い，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の準備完了を災害対策本部長へ報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に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の準備完了を連絡する。
⑨発電長は，災害対策本部長に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開始を依頼する。
1.13－155

⑩発電長は，運転員等に西側淡水貯水設備水位の監視を指示する。
⑪災害対策本部長は，重大事故等対応要員に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開始を指示する。
⑫重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを起動する。起動後，可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設
備への補給開始を災害対策本部長に報告する。
⑬災害対策本部長は，発電長に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開始を連絡する。
⑭運転員等は，中央制御室にて，西側淡水貯水設備への補給が開始されたことを水位指示上昇により確認し，発電長に報告する。
⑮運転員等は，中央制御室にて，西側淡水貯水設備の水位が規定水位に到達したことを発電長に報告する。
⑯発電長は，西側淡水貯水設備への補給停止を災害対策本部長に
依頼する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから，可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽から西側淡水貯水設備への補給開始まで 165 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続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の保管場所に使用工具及びホースを配備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
1.13－156

構内のアクセスルートの状況を考慮して代替淡水貯槽から西側淡水貯水設備へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。
（添付資料 1.13.4）(b)

淡水タンク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

ⅰ)

手順着手の判断基準
西側淡水貯水設備を水源として原子炉圧力容器への注水，原子炉
格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水が開始され，淡水の消費が開始された場合において，淡水タンクの水位が確保されている場合。

ⅱ)

操作手順
淡水タンク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手順の概要は以下のとおり。
概要図を第 1.13－6 図に，タイムチャートを第 1.13－7 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に可搬型代
替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給の準備開始を指示する。
②発電長は，災害対策本部長に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の準備のため，可搬型代替注水大型
ポンプの配置及びホース接続を依頼する。
1.13－157

③災害対策本部長は，プラントの被災状況の結果から水源を淡水タンクに決定し，重大事故等対応要員に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の準備を指示する。
④重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを淡水タンクに配置し，多目的タンク配管・弁の予備ノズルと可搬型代替
注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニット吸込口をホースで接続する。
⑤重大事故等対応要員は，淡水タンクから西側淡水貯水設備までのホース敷設を行う。
⑥運転員等は，中央制御室にて，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に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑦重大事故等対応要員は，西側淡水貯水設備の蓋を開放し，ホースの挿入を行い，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の準備完了を災害対策本部長へ報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に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の準備完了を連絡する。
⑨発電長は，災害対策本部長に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開始を依頼する。
⑩発電長は，運転員等に西側淡水貯水設備水位の監視を指示する。
⑪災害対策本部長は，重大事故等対応要員に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開始を指示する。
⑫重大事故等対応要員は，多目的タンク配管・弁の予備ノズル弁を全開後，可搬型代替注水大型ポンプを起動する。起動後，可1.13－158

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開始
を災害対策本部長に報告する。
⑬災害対策本部長は，発電長に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開始を連絡する。
⑭運転員等は，中央制御室にて，西側淡水貯水設備への補給が開始されたことを水位指示上昇により確認し，発電長に報告する。
⑮運転員等は，中央制御室にて，西側淡水貯水設備の水位が規定水位に到達したことを発電長に報告する。
⑯発電長は，西側淡水貯水設備への補給停止を災害対策本部長に
依頼する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから，可搬型代替注水大型ポンプによる淡水タンクから西側
淡水貯水設備への補給開始まで 150 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続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の保管場所に使用工具及びホースを配備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して淡水タンクから西側淡水貯水設備へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，
1.13－159

モニタ指示を確認しながら作業を実施する。
（添付資料 1.13.4）(c)

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

ⅰ)

手順着手の判断基準
西側淡水貯水設備を水源として原子炉圧力容器への注水，原子炉
格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水が開始され，淡水の消費が開始された場合において，淡水を水源とした補給ができない場合。

ⅱ)

操作手順
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
備への補給手順の概要は以下のとおり。
概要図を第 1.13－6 図に，タイムチャートを第 1.13－7 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に可搬型代
替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給の準備開始を指示する。
②発電長は，災害対策本部長に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の準備のため，可搬型代替注水大型
ポンプの配置及びホース接続を依頼する。
③災害対策本部長は，プラントの被災状況の結果から水源を海に決定し，重大事故等対応要員に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の準備を指示する。
④重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）に配置し，ＳＡ用海水ピットの蓋を
1.13－160

開放後，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプユニット
を海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）に設置する。
⑤重大事故等対応要員は，海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から西側淡水貯水設備までのホース敷設を行う。
⑥運転員等は，中央制御室にて，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に必要な監視計器の電源が確保されていることを状態表示にて確認する。
⑦重大事故等対応要員は，西側淡水貯水設備の蓋を開放し，ホースの挿入を行い，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の準備完了を災害対策本部長へ報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に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の準備完了を連絡する。
⑨発電長は，災害対策本部長に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開始を依頼する。
⑩発電長は，運転員等に西側淡水貯水設備水位の監視を指示する。
⑪災害対策本部長は，重大事故等対応要員に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開始を指示する。
⑫重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを起動する。起動後，可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設
備への補給開始を災害対策本部長に報告する。
⑬災害対策本部長は，発電長に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開始を連絡する。
⑭運転員等は，中央制御室にて，西側淡水貯水設備への補給が開始されたことを水位指示上昇により確認し，発電長に報告す1.13－161

る。
⑮運転員等は，中央制御室にて，西側淡水貯水設備の水位が規定水位に到達したことを発電長に報告する。
⑯発電長は，西側淡水貯水設備への補給停止を災害対策本部長に
依頼する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 8 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから，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補給開始まで 220 分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。ホース等の接続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の保管場所に使用工具及びホースを配備する。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
構内のアクセスルートの状況を考慮して海水取水箇所（ＳＡ用海
水ピット）から西側淡水貯水設備へホースを敷設し，移送ルートを確保する。
また，車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトを用いることで，暗闇における作業性についても確保する。
なお，炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。
（添付資料 1.13.4）

1.13.2.3(1)

水源を切り替えるための対応手順

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
1.13－162

サプレッション・プールが枯渇，破損又は水温上昇等により使用できな
い場合において，復水貯蔵タンクの水位計が健全であり，水位が確保されている場合は，重大事故等の収束に必要な水の供給が中断することがない
ように，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の水源をサプレッション・プールから復水貯蔵タンクへ切り替える。
なお，水源の切替えにおいては，運転中の原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプを停止することなく水源を切替えることが可能である。
ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉注水時の水源の切替え
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水時において，復水貯蔵タンクが使用可能な場合は，サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへ水源を切り替える。
(a)

手順着手の判断基準
サプレッション・プールが以下のいずれかの状態となり，復水貯蔵
タンクの水位が確保されている場合。
・サプレッション・プール水位計の指示値が，－50cm 以下となった場合。
・サプレッション・プールの破損等により，サプレッション・プー
ルの水位が確認できない場合。
・サプレッション・プール水温度計の指示値が，原子炉隔離時冷却系の設計温度を超えるおそれがある場合。

(b)

操作手順
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水時の水源の切替え手順の概要
は以下のとおり。
概要図を第 1.13－14 図に，タイムチャートを第 1.13－15 図に示
1.13－163

す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にサプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源の切替えを指示する。
②運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タン
ク水供給弁を開にする。
③運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タン
ク水供給弁が開になったことを確認後，原子炉隔離時冷却系サプ
レッション・プール水供給弁を閉にする。
④運転員等は，中央制御室にて，水源の切替え後，原子炉隔離時冷却系の運転状態に異常がないことを確認し，発電長に水源の切替えが完了したことを報告する。
(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名にて実施した
場合，作業開始を判断してから，水源をサプレッション・プールから
復水貯蔵タンクへ切り替えるまで 3 分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

ｂ．高圧炉心スプレイ系による原子炉注水時の水源の切替え
高圧炉心スプレイ系による原子炉注水時において，復水貯蔵タンクが使用可能な場合は，サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへ水源を切り替える。
(a)

手順着手の判断基準
サプレッション・プールが以下のいずれかの状態となり，復水貯蔵
タンクの水位が確保されている場合。
・サプレッション・プール水位計の指示値が，－50cm 以下となっ
1.13－164

た場合。
・サプレッション・プールの破損等により，サプレッション・プー
ルの水位が確認できない場合。
・サプレッション・プール水温度計の指示値が，高圧炉心スプレイ
系の設計温度を超えるおそれがある場合。
(b)

操作手順
高圧炉心スプレイ系による原子炉注水時の水源の切替え手順の概要
は以下のとおり。
概要図を第 1.13－16 図に，タイムチャートを第 1.13－17 図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にサプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源の切替えを指示する。
②運転員等は，中央制御室にて，高圧炉心スプレイ系ポンプ入口弁（復水貯蔵タンク）を開にする。
③運転員等は，中央制御室にて，高圧炉心スプレイ系ポンプ入口弁（復水貯蔵タンク）が開になったことを確認後，高圧炉心スプレ
イ系ポンプ入口弁（サプレッション・プール）を閉にする。
④運転員等は，中央制御室にて，水源の切替え後，高圧炉心スプレ
イ系の運転状態に異常がないことを確認し，発電長に水源の切替えが完了したことを報告する。

(c)

操作の成立性
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名にて実施した
場合，作業開始を判断してから，水源をサプレッション・プールから
復水貯蔵タンクへ切り替えるまで 4 分以内と想定する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応でき
1.13－165

る。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(2)

淡水から海水への切替え
ａ．代替淡水貯槽へ補給する水源の切替え
重大事故等の収束に必要な水の供給が中断することがないように，代替淡水貯槽への淡水の補給が継続できないおそれがある場合は，淡水補給から海水補給へ切り替える。
代替淡水貯槽への可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型
ポンプによる淡水補給から海水補給への水源の切替えは，「1.13.2.2(1)ａ．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／海水）」の手順にて整備する。
ｂ．西側淡水貯水設備へ補給する水源の切替え
重大事故等の収束に必要な水の供給が中断することがないように，西側淡水貯水設備への淡水の補給が継続できないおそれがある場合は，淡水補給から海水補給へ切り替える。
西側淡水貯水設備への可搬型代替注水大型ポンプによる淡水補給から海水補給への水源の切替えは，「1.13.2.2(2)ａ．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／海水）」の手順にて整
備する。

(3)

外部水源から内部水源への切替え
ａ．外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・プール）への切替え
有効性評価において想定する事故シーケンスである格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」発
生時の事故の収束に必要な対応として，外部水源（代替淡水貯槽）から
1.13－166内部水源（サプレッション・プール）へ水源を切り替える。
(a)

手順着手の判断基準
炉心損傷時，外部水源（代替淡水貯槽）を使用した低圧代替注水系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）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冷却を実施している状態にて，
原子炉水位がＬ０以上と判断され，かつ代替循環冷却系が使用可能な場合において，内部水源（サプレッション・プール）の水位が確保されている場合。

(b)

操作手順
外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・プール）への切替え手順の概要は以下のとおり。
なお，内部水源（サプレッション・プール）を使用した代替循環冷却系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手順については，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.6のための手順等」及び「1.8

原子炉格納容器内の冷却等

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」にて整備する。また，外部水源（代替淡水貯槽）を使用した代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容
器内の冷却手順については，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に外部水源（代替淡水貯槽）を使用した低圧代替注水系（常設）及び代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）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冷却手段から，内部水源（サプレッション・プール）を使用した代替循環冷却系による原子炉圧力容器へ
1.13－167

の注水及び原子炉格納容器内の除熱手段へ切り替えるため，代替
循環冷却系ポンプの起動を指示する。
②運転員等は，中央制御室にて，内部水源（サプレッション・プー
ル）を使用した代替循環冷却系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が開始されたことを確認し，発電長に報告する。
③発電長は，内部水源（サプレッション・プール）を使用した代替
循環冷却系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開始を確認後，運転員等に外部水源（代替淡水貯槽）を使用した低圧代替注水系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の停止操作を行うため，常設低圧代替注水系ポンプ停止を指示する。
④運転員等は，中央制御室にて，常設低圧代替注水系ポンプを停止する。
⑤運転員等は，発電長に常設低圧代替注水系ポンプが停止したことを報告する。
⑥発電長は，内部水源（サプレッション・プール）を使用した代替
循環冷却系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を開始後，原子炉格納容器内の圧力及び温度が上昇することを確認した場合は，外部水源（代替淡水貯槽）を使用した代替
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を行うため，運転員等に常設低圧代替注水系ポンプの起動を指示する。
(c)

操作の成立性内部水源（サプレッション・プール）を使用した代替循環冷却系に
1.13－168

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操作の成立性については，「1.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用

原子炉を冷却するための手順等」，「1.6等のための手順等」及び「1.8

原子炉格納容器内の冷却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」にて整備する。
外部水源（代替淡水貯槽）を使用した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の成立性については，「1.6
1.13.2.4

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

重大事故等時の対応手段の選択

重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第 1.13－30 図に示す。
(1)

水源を利用した対応手段
重大事故等時には，サプレッション・プール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を行うため，必要となる十分な量の水をサプレッション・プールに確保する。
サプレッション・プールを水源とした注水等ができない場合は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ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冷却を実施するため，必要となる十分な量の水を代替淡水貯槽に確保する。また，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及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを実施する手段がある。なお，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプによる注水等の手段は，西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽又は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注水等の手段と同時並行で準備を開始する。
また，重大事故等時には，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器
1.13－169

ベントにてスクラビング水が低下した場合に，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，フィルタ装置へスクラビング水の補給を実施する。
ａ．送水に利用する水源の優先順位(a)

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（注水等）に利用する水源の優先順位
重大事故等時，常設設備による注水等ができない場合は，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注水等を実施する。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水には，複数の水源から選択する必要があることから，送水に利用する水源の優先順位の考え方を以下に示す。
水源の優先順位を決定するにあたっては，注水継続性（可搬設備による送水時の有効水源容量），大津波警報発表時の対応能力及び水質による機器への影響（淡水／海水）を考慮する。なお，淡水タンクは給水処理設備からの補給以外に現実的な水源補給の手段がなく，継続的な注水確保の観点からは有効な注水源でないことから，補給用水源と位置づける。
西側淡水貯水設備は代替淡水貯槽より注水継続性があり，大津波警報発表時の対応能力があることから，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圧力容器への注水，原子炉格
納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水を実施するため，必要となる十分な量の水を西側淡水貯水設
備に確保する。
西側淡水貯水設備を水源として利用できない場合は，淡水（代替淡1.13－170

水貯槽）又は海水の選択となることから，水質による機器への影響を考慮し，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原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器
下部への注水及び使用済燃料プール／スプレイを実施するため，必要となる十分な量の水を代替淡水貯槽に確保する。
代替淡水貯槽を水源として利用できない場合は，最終的な水源である海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイを実施する。
(b)

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（フィルタ装置スクラビング水補給）に利用する水源の優先順位
重大事故等時，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベント
にてスクラビング水が低下した場合は，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フィルタ装置へのスクラビング水の補給を実施する。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水には，複数の水源から選択する必要があることから，送水に利用する水源の優先順位の考え方を以下に示す。
水源の優先順位を決定するにあたっては，注水等に使用する水源の優先度及び水質による機器への影響（淡水／海水）を考慮する。また，淡水タンクは消火系の水源であることを考慮する。なお，スクラ
ビング水は上下限水位差で 45m３ 未満であること，スクラビング水は
実質 7 日間以上補給不要であることから，補給継続性（水源容量）及
びホース敷設距離（準備作業時間，漏えいリスク,アクセス性阻害）1.13－171については，優先的に考慮すべき事項とはしない。また，フィルタ装
置スクラビング水補給は，原則淡水のみを利用する。
フィルタ装置スクラビング水補給において，代替淡水貯槽は注水等に使用する常設の低圧代替注水系の第一水源であるため，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を実施する。
西側淡水貯水設備から送水ができない場合は，淡水タンクは消火系の水源として確保する必要があることから，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を実施する。
代替淡水貯槽から送水ができない場合は，淡水（淡水タンク）又は海水の選択となるが，水質による機器への影響を考慮し，原則淡水のみを利用することから，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を実施する。
(2)

水源へ水を補給するための対応手段
重大事故等時には，注水等に使用している水源が枯渇しないように，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，注水等に使用している水源への補給を実施する。
ａ．補給に利用する水源の優先順位
重大事故等時，注水等に使用している水源への補給には，複数の水源から選択する必要があることから，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る補給に利用する水源の優先順位の考え方を以下に示す。
水源の優先順位を決定するにあたっては，信頼性（耐震性）及び水質による機器への影響（淡水／海水）を考慮する。また，淡水タンクにおいては，消火系の水源であることを考慮する。
1.13－172(a)

代替淡水貯槽への補給に利用する水源の優先順位
代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代
替注水大型ポンプによる原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイにおいて，代替淡水貯槽が枯渇しないように，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，各水源からの補給を実施する。
代替淡水貯槽への補給において，淡水タンクは消火系の水源として確保する必要があり，信頼性が淡水タンクより高い西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽へ補給するため，必要となる十分な量の水を西側淡水貯水設備に確保する。
西側淡水貯水設備から補給ができない場合は，淡水（淡水タンク）
又は海水の選択となることから，水質による機器への影響を考慮し，淡水タンクより代替淡水貯槽へ補給するため，必要となる十分な量の水を淡水タンクに確保する。
淡水タンクから補給ができない場合は，最終的な水源である海を水源とした海水の補給を実施する。

(b)

西側淡水貯水設備への補給に利用する水源の優先順位
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圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水において，西側淡水貯水設
備が枯渇しないように，可搬型代替注水大型ポンプにより，各水源からの補給を実施する。
西側淡水貯水設備への補給において，淡水タンクは消火系の水源として確保する必要があり，耐震性が淡水タンクより高い代替淡水貯槽
1.13－173

から西側淡水貯水設備へ補給するため，必要となる十分な量の水を代替淡水貯槽に確保する。
代替淡水貯槽から補給ができない場合は，淡水（淡水タンク）又は海水の選択となることから，水質による機器への影響を考慮し，淡水
タンクより西側淡水貯水設備へ補給するため，必要となる十分な量の水を淡水タンクに確保する。
淡水タンクから補給ができない場合は，最終的な水源である海を水源とした海水の補給を実施する。
1.13.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

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各接続口
から注水等が必要な箇所までの送水手順については，「1.4原子炉冷却材

圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「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内の冷却等のための手順等」，「1.7るための手順等」，「1.8の手順等」及び「1.11原子炉格納容器

原子炉格納容器の過圧破損を防止す

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するため使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて，

それぞれ整備する。
海を水源とした設備への送水手順については，「1.4原子炉冷却材圧力

バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」，「1.5
ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」，「1.6
冷却等のための手順等」，「1.8るための手順等」，「1.11

最終

原子炉格納容器内の原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却す

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」，「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」及び「1.14

電源の確保に関する手順等」にて，それぞれ整備する。

監視計器への電源給電手順については，「1.14
1.13－174

電源の確保に関する手順

等」にて整備する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設
備及び可搬型代替注水大型ポンプへの燃料給油手順については，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順は「1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
なお，重大事故等対処設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代
替注水大型ポンプを使用した送水（注水等）手順において，可搬型代替注水
大型ポンプ付きの圧力計又はホースの結合金具付きの可搬型圧力計で圧力を確認しなが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の回転数を操作し，送水圧力の調整を実施するため，可搬型代替注水大型ポンプ付きの圧力計及びホースの結合金具付きの可搬型圧力計については，健全性が確認されたものを使用する。

1.13－175

第 1.13－1 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関連設備

低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）による原子 炉注水

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

整備する手順書 ※ １

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発 電 用原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発 電 用原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領

サプレッション・プール

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」

関連設備

低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注水
（溶融炉心 のペデ スタル（ ドラ イウ ェル部 ）の床面への 落下遅 延・防止 ）代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （常設）
（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）

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領
関連設備は「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 」
にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－176

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

重大事故等
対処設備

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

整備する手順書 ※ １

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等

関連設備

重大事故等対策要領
関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

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（ 炉心 損傷後）関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ
コリウムシールド

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

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

代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （常設）
（原子炉格 納容器 下部への 注水 ）

－

主要設備

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（ 炉心 損傷前）

代替淡水貯 槽を水 源とした 対応 （常設）
（原子炉格 納容器 内の冷却）

サプレッション・プール

対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」

関連設備は「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 」
にて整備する。

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－177

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

関 連 設 備 は 「 1.11 使 用 済 燃 料 貯 蔵 槽の 冷 却 等 の た め の 手 順 等」 にて 整 備 する。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等－

重大事故等対策要領

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ
常設スプレイヘッダ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

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 ールスプ レイ

代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （常設）（使用済燃 料プー ルへの注 水／スプレイ）

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）を 使用した 使用 済燃料プー ル注水代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

整備する手順書 ※ １

関 連 設 備 は 「 1.11 使 用 済 燃 料 貯 蔵 槽の 冷 却 等 の た め の 手 順 等」 にて 整 備 する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－178

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

整備する手順書 ※ １

主要設備
関 連設備

重大事故等対策要領

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
フィルタ装置
格納容器圧力逃がし装置配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

関連設備

主要設備

低圧代替注 水系（ 可搬型） による残存溶融炉 心の冷 却

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等 重大事故等
対処設備
対処設備

関連設備
低圧代替注 水系（ 可搬型） によ る
原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷
却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原
子 炉 を 冷 却 す る た め の 手 順 等」 に て 整備する。

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

関連設備

代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （可搬型）（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）

サプレッション・プール

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

可搬型代替注水大型ポンプによるフィルタ装置
スクラビング水補給ライン接続口への送水時

主要設備

－

可搬型代替 注水大 型ポンプ によ る 送水代替淡水貯 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）

サプレッション・プール

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大 事故等 重大 事故等
対処設備
対処設備

可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口への送水時

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷
却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原
子 炉 を 冷 却 す る た め の 手 順 等」 に て 整備する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－179

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大 事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「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」にて整備する。

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替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（炉心損傷前）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納 容 器 内 の 冷 却 等 の た め の 手順 等 」 にて整備する。

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替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（炉心損傷後）代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （可搬型）（原子炉格 納容器 内の冷却）

サプレッション・プール

対処設備

主要設備

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （可搬型）（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）

サプレッション・プール

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納 容 器 内 の 冷 却 等 の た め の 手順 等 」 にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－180対応手段，対処設備，手順書一覧（6／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

重大事故等対策要領

格納容器圧力逃がし装置配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
コリウムシールド

重大事故等
対処設備

関連設備
関連設備

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

代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （可搬型）（原子炉格 納容器 下部への 注水 ）－代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
フィルタ装置整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

フ ィ ルタ装 置スク ラ ビン グ 水 補 給

代替淡水貯槽を水源とした対応（可搬型）（フィルタ装置スクラビング水補給）

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「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」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－181

対応手段，対処設備，手順書一覧（7／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大 事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

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 ）を使用した 使用済 燃料プー ル注 水

上 記 以 外 の 関 連 設 備 は 「 1.11 使 用 済
燃 料 貯 蔵 槽 の 冷 却等 の た め の手 順 等 」
にて整備する。

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
常設スプレイヘッダ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等
重大事故等対策要領

上 記 以 外 の 関 連 設 備 は 「 1.11 使 用 済
燃 料 貯 蔵 槽 の 冷 却等 の た め の手 順 等 」
にて整備する。

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型スプレイノズル

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

可搬型代替注水大型ポンプによ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（常設スプレイヘッダ） 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を使用した使用済燃料プールスプレイ

代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （可搬型）（使用済燃 料プー ルへの注 水／スプレイ）

－

対処設備

関 連 設 備 は 「 1.11 使 用 済 燃 料 貯 蔵 槽の 冷 却 等 の た め の手 順 等 」 にて 整 備 する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－182

対応手段，対処設備，手順書一覧（8／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
常設高圧代替注水系ポンプ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注水（中央制御室からの高圧代替注水系起動）関連設備は「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」にて整備する。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
常設高圧代替注水系ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注水（現場での人力操作による高圧代替注水系起動）

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（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）

－

対処設備

関連設備は「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」にて整備する。

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関連設備

原子炉隔離 時冷却 系による
サプレッシ ョン・ プールを水源とした 原子炉 注水

サプレッション・プール
原子炉隔離時冷却系ポンプ

関連設備は「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」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－183

対応手段，対処設備，手順書一覧（9／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
高圧炉心スプレイ系ポンプ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関連設備

高圧炉心ス プレイ 系による
サプレッシ ョン・ プールを
水 源 と し た 原 子 炉 注水

関連設備は「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」にて整備する。

サプレッション・プール
原子炉隔離時冷却系ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

関連設備は「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 」
にて整備する。

サプレッション・プール
常設高圧代替注水系ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（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）

－

対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

関連設備は「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 」
にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－184

対応手段，対処設備，手順書一覧（10／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

残留熱除去 系によ る
原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

残留熱除去 系によ る原子炉 注水（復旧後の 原子炉 注水①）

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

残留熱除去 系によ る原子炉 注水（復旧後の 原子炉 注水②）

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（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）

－

対処設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設 備残 留 熱 除 去 系に よ る 原 子 炉 注水
（復旧後の 原子炉 注水③）

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－185

対応手段，対処設備，手順書一覧（11／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

低圧炉心ス プレイ 系による
原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

低圧炉心スプレイ系による原子炉注水 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水（復旧後の原子炉注水②）（復旧後の原子炉注水①）

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（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）

－

対処設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設 備

低圧炉心スプレイ系による原子炉注水（復旧後の原子炉注水③）

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－186

対応手段，対処設備，手順書一覧（12／48）
分類

対処設備

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設 備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

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（復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）①）

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

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（復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）②）

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉格 納容器 内の除熱 ）

－

対応
手段

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機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対策要領

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－187

対応手段，対処設備，手順書一覧（13／48）
分類

対処設備

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

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（復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）①）

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉格 納容器 内の除熱 ）

－

対応
手段

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（復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）③）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備す
る。

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設備

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（復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）②）

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－188

対応手段，対処設備，手順書一覧（14／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

主要設備

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

関連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

－

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」等

関連設備

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・プール水の除熱

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（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（復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）③）

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

整備する手順書 ※ １

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－189

対応手段，対処設備，手順書一覧（15／48）
分類

対処設備

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」等
重大事故等対策要領

関連設備

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉格 納容器 内の除熱 ）

－

対応
手段

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設備

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
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・プール水の除熱（復旧後の によるサプレッション・プール水の除熱（復旧後のによるサプレッション・プール水の除熱（復旧後のサプレッション・プール水の除熱（炉心損傷前）①） サプレッション・プール水の除熱（炉心損傷前）②） サプレッション・プール水の除熱（炉心損傷前）③）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－190

対応手段，対処設備，手順書一覧（16／48）
分類

対処設備

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」

関連設備

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉格 納容器 内の除熱 ）

－

対応
手段

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設備

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
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・プール水の除熱（復旧後の によるサプレッション・プール水の除熱（復旧後のによるサプレッション・プール水の除熱（復旧後のサプレッション・プール水の除熱（炉心損傷後）①） サプレッション・プール水の除熱（炉心損傷後）②） サプレッション・プール水の除熱（炉心損傷後）③）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－191

対応手段，対処設備，手順書一覧（17／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

自主対策
設備

代替循環冷却系ポンプ整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷 却系に よる原子 炉注 水①

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

自主対策
設備

代替循環冷却系ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷 却系に よる原子 炉注 水②

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）

－

対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

自主対策
設備

代替循環冷却系ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設 備代替循環冷 却系に よる原子 炉注 水③

サプレッション・プール
残留熱除去系熱交換器

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－192対応手段，対処設備，手順書一覧（18／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷 却系に よる
残存溶融炉 心の冷 却①

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷 却系に よる
残存溶融炉 心の冷 却②

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

主要設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等対策要領

自主対策
設備

代替循環冷 却系に よる
残存溶融炉 心の冷 却③

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」

重大事故等
対処設備

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）

－

対処設備

関 連設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－193

対応手段，対処設備，手順書一覧（19／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

主要設備

代替循環冷 却系に よるサプレッ ション・
プール水の除熱 炉心損傷前 ①

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

(

関連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備す
る。

重大事故等
対処設備

主要設備

)

代替循環冷 却系に よるサプ レッ ション・
プール水の除熱 炉心損 傷前 ②

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」等

(

関連設備

)

－

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備

代 替 循 環 冷 却系に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル水 の除熱 炉心損傷 前 ③

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

(

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

)

関 連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－194対応手段，対処設備，手順書一覧（20／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

主要設備

代替循環冷 却系に よるサプレッ ション・
プール水の 除熱 炉心損傷後 ①

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

(

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備

)

代替循環冷 却系に よるサプ レッ ション・
プール水の 除熱 炉心損 傷後 ②()

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

重大事故等対策要領

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

重大事故等
対処設備

主要設備

代 替 循 環 冷 却系に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル水 の除熱 炉心損傷後 ③

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）－

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備す
る。

(

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

)

関 連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－195

対応手段，対処設備，手順書一覧（21／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷 却系に よる
原子炉格納 容器内 の除熱 炉心 損傷前 ①

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備す
る。

(
)

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷 却系に よる
原子炉格納 容器内 の除熱 炉心 損傷前 ②

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

重大事故等対策要領()

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替循環冷 却系に よる
原子炉格納 容器内 の除熱 炉心 損傷前 ③

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）－

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

(

関 連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

)※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－196

対応手段，対処設備，手順書一覧（22／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱 炉心損傷後 ①

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備す
る。

(
)

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱 炉心損傷後 ②

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」()

重大事故等対策要領

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替循環冷 却系に よる
原子炉格納 容器内 の除熱 炉心 損傷後 ③

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）－

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

(

関 連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

)※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－197

対応手段，対処設備，手順書一覧（23／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

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①

関連設備は「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 て整備する。

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

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②

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

関連設備は「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 て整備する。

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

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③

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）

－

対処設備

関連設備は「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 て整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－198

対応手段，対処設備，手順書一覧（24／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

(

主要設備
関連設備

関連設備は「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 」
にて整備する。

)

(

主要設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止 ②

関連設備

関連設備は「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 」
にて整備する。

)

(

主要設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順
書」

重大事故等
対処設備

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止 ③

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）

－

重大事故等
対処設備

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止 ①

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

関連設備

関連設備は「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 」
にて整備する。

)※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－199

対応手段，対処設備，手順書一覧（25／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

整備する手順書 ※ １

主要設備

重大事故等対策要領

主要設備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ
フィルタ装置

重大事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷
却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 低 圧時 に発 電 用 原
子 炉 を 冷 却 す る た め の 手順 等」 に て 整備する。

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

関連設備

主要設備

低圧代替注 水系（ 可搬型） によ る
残存溶融炉 心の冷 却

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

格納容器圧力逃がし装置配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水中型ポンプによるフィルタ装置
スクラビング水補給ライン接続口への送水時低圧代替注 水系（ 可搬型） によ る
原子炉注水

西側淡水貯 水設備 を水源と した 対応（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）

サプレッション・プール

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大 事故等
対処設備

関 連設備

－

可搬型代替 注水中 型ポンプ によ る 送水

西 側 淡 水 貯 水 設 備 を水源とした対応（可搬型代替注水中型ポンプによる送水）

サプレッション・プール

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水中型ポンプによる高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続
口又は原子炉建屋西側接続口への送水時

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷
却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 低 圧時 に発 電 用 原
子 炉 を 冷 却 す る た め の 手順 等」 に て 整備する。

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－200

対応手段，対処設備，手順書一覧（26／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ

重大 事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

関連設備

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「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」にて整備する。

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替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（炉心損傷前）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納 容 器 内 の 冷 却 等 の た め の 手順 等 」 にて整備する。

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替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（炉心損傷後）

西側淡水貯 水設備 を水源と した 対応（原子炉格 納容器 内の冷却）

サプレッション・プール

対処設備

主要設備

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

西側淡水貯 水設備 を水源と した 対応（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）

サプレッション・プール

対応
手段

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納 容 器 内 の 冷 却 等 の た め の 手順 等 」 にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－201

対応手段，対処設備，手順書一覧（27／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ
フィルタ装置整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

重大事故等対策要領
格納容器圧力逃がし装置配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ
コリウムシールド

重大 事故等対処設備

関連設備

上記以外の関連設備は「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」にて整備する。

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備

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注水西側淡水貯 水設備 を水源と した 対応（使用済燃 料プー ルへの注水）－

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

西側淡水貯 水設備 を水源と した 対応（原子炉格 納容器 下部への 注水 ）－フィルタ装 置スク ラビング 水補 給

西 側 淡 水 貯 水 設 備 を水源とした対応（フィルタ装置スクラビング水補給）

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.11 使用済
燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」
にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－202

対応手段，対処設備，手順書一覧（28／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

整備する手順書 ※ １

自主対策
設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備

消火系による原子炉注水

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

自主対策
設備

主要設備
関連設備

消火系による残存溶融炉心 の冷 却

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンクディーゼル駆動消火ポンプ

自主対策
設備

主要設備

重大事故等対策要領

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」

関連設備

消火系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

ろ過水貯蔵 タンク 又は多目 的タ ンクを水源 とした 対応（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）

サプレッション・プール

対処設備

関連設備は「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 」
にて整備する。

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－203

対応手段，対処設備，手順書一覧（29／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

自主対策
設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等

関連設備

重大事故等対策要領
関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

自主対策
設備

関連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

コリウムシールド

自主対策
設備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンクディーゼル駆動消火ポンプ

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）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対応（原子炉格納容器下部への注水）

－

主要設備

消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応（原子炉格納容器内の冷却）

消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

整備する手順書 ※ １

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」

関連設備は「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 」
にて整備する。

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－204対応手段，対処設備，手順書一覧（30／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

関連設備

関 連 設 備 は 「 1.11 使 用 済 燃 料 貯 蔵 槽の 冷 却 等 の た め の 手 順 等 」 にて 整 備 す
る。

原子炉隔離時冷却系ポンプ

高圧炉心スプレイ系ポンプ

重大事故等対策要領

自主対 策
設備

補給水系配管・弁

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等
対処設備

関連設備

原子炉圧力容器
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
非常用交流電源設備 ※５・高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機
・高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機 燃料移送ポンプ

自主対策 自主対策 重大事故等
設備
設備
対処設備

主要設備

復水貯蔵タンク

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

関連設備

原子炉圧力容器
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁・ストレーナ
所内常設直流電源設備 ※５・125V系蓄電池 Ａ系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等

自主対策 重大事故等
設備
対処設備

主要設備

高圧炉心ス プレイ 系による復水貯蔵タ ンクを 水源とし た原 子炉注水

復水貯蔵タ ンクを 水源とし た対 応
（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）

原子炉隔離 時冷却 系による復水貯蔵タ ンクを 水源とし た原 子炉注水

復水貯蔵タンク

補給水系配管・弁

サプレッション・プール

整備する手順書 ※ １

自主対策
設備

主要設備

消火系による
使用済燃料 プール 注水

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応（使用済燃料プールへの注水）

－

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－205

対応手段，対処設備，手順書一覧（31／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

復水貯蔵タンク
制御棒駆動水ポンプ

関連設備

関連設備は「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」にて整備する。

原子炉隔離時冷却系ポンプ

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

自主対策
設備
自主対策
設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関 連設備

補給水系に よる原 子炉注水

復水貯蔵タンクを水源とした対応（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）

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順
書」

重大事故等
対処設備

関連設備

原子炉圧力容器
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁・ストレーナ
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※５・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策 重大事故等
設備
対処設備

主要設備

復水貯蔵タンク

補給水系配管・弁

サプレッション・プール

整備する手順書 ※ １

自主対策
設備

主要設備

原 子炉 隔 離 時冷 却 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 溶 融 炉 心 の ペ デ ス タ ル（ドライウ ェル部 ）の床面 への 落 下遅 延・ 防止）

復水貯蔵タンクを水源とした対応（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）

サプレッション・プール

制御棒駆動 水圧系
による原子 炉注水

－

対応
手段

重大事故等対策要領
関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－206

対応手段，対処設備，手順書一覧（32／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

整備する手順書 ※ １

自主対策
設備

関連設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

自主対策
設備

主要設備
関連設備

補給水系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」

関連設備は「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 」
にて整備する。

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

自主対策
設備

主要設備
関連設備

補給水系による
原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

自主対策
設備

主要設備
関 連設備

補給水系による
原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）復水貯蔵タ ンクを 水源とし た対 応
（原子炉格 納容器 内の冷却）

サプレッション・プール

主要設備

補給水系による
残存溶融炉心の冷却復水貯蔵タ ンクを 水源とし た対 応
（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）

サプレッション・プール

対処設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－207

対応手段，対処設備，手順書一覧（33／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

コリウムシールド

自主対策
設備

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

関連設備は「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」
にて整備する。

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

自主対策
設備

主要設備
関連設備

関 連 設 備 は 「 1.11 使 用 済 燃 料 貯 蔵 槽の 冷 却 等 の た め の 手 順 等」 にて 整 備 する。

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等
重大事故等対策要領

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
フィルタ装置

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順
書」

自主対策
設備

主要設備

重大事故等対策要領
格納容器圧力逃がし装置配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策
設備

多目的タンク配管・弁

重大事故等
対処設備

関連設備

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 とした対 応（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 ）－補給水系に よる
使用済燃料 プール 注水

復水貯蔵タンクを水源とした対応（使用済燃料プールへの注水）－

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

復水貯蔵タ ンクを 水源とし た対 応
（原子炉格 納容器 下部への 注水 ）

－

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－208対応手段，対処設備，手順書一覧（34／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備
多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

低圧代替注 水系（ 可搬型） によ る原子炉注水

海を水源と した対 応（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）

サプレッション・プール

可搬型代替 注水大 型ポンプによる送水

海を水源と した対 応（可搬型代 替注水 大型ポン プ
による送水 ）

サプレッション・プール

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等対策要領

自主対策
設備

多目的タンク配管・弁

重大事故等
対処設備

関連設備

格納容器圧力逃がし装置配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ
フィルタ装置整備する手順書 ※ １

自主対策
設備

主要設備

フィルタ装 置スク ラビング 水補 給淡水タンク を水源とした対 応（フィルタ 装置ス クラビン グ水 補給）

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷
却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原
子 炉 を 冷 却 す る た め の 手 順 等」 に て 整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－209対応手段，対処設備，手順書一覧（35／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

可搬型代替注水大型ポンプ

重大 事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

関連設備

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「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」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替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（炉心損傷前）

海を水源と した対 応（原子炉格 納容器 内の冷却）

サプレッション・プール

主要設備

低圧代替注 水 系（ 可搬型） によ る
残 存溶融炉 心の冷 却

海を水源と した対 応（ 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 ）サプレッション・プール

対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納 容 器 内 の 冷 却 等 のた め の 手順 等 」 にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－210

対応手段，対処設備，手順書一覧（36／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

重大事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ

主要設備
関連設備

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ
コリウムシールド

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「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」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

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 ）を 使用した
使用済燃料 プール 注水

海を水源と した対 応（ 使 用 済燃 料プ ー ル へ の 注 水 ／ ス プ レ イ）－

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

海を水源と した対 応（原子炉格 納容器 下部への 注水 ）－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（炉心損傷後）

海を 水源 と し た対 応
（ 原 子炉 格 納容 器 内の冷 却 ）サプレッション・プール

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等
重大事故等対策要領

上 記 以 外 の 関 連設 備 は 「 1.11 使 用済
燃 料 貯蔵 槽 の冷 却等 のた め の手 順 等」
にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－211

対応手段，対処設備，手順書一覧（37／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

可搬型代替注水大型ポンプ
常設スプレイヘッダ

重大 事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

関連設備

上 記 以 外 の 関 連 設 備 は 「 1.11 使 用 済
燃 料 貯 蔵 槽 の 冷 却 等 の た め の手 順 等 」
にて整備する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等
重大事故等対策要領

可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型スプレイノズル

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

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

関 連 設 備 は 「 1.11 使 用 済 燃 料 貯 蔵 槽の 冷 却 等 の た め の 手 順 等 」 にて 整 備 する。

残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「Ｓ／Ｐ温度制御」等

関連設備

残留熱除去 系海水 系による 冷却 水の確保

海を水源と した対 応（残留熱除 去系海 水 系によ る冷 却水の確保 ）

－

主要設備

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
使用済燃料プールスプレイ

海を水源と した対 応（使用済燃 料プー ルへの注 水／ スプレイ）

－

対処設備

関連設備は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－212

対応手段，対処設備，手順書一覧（38／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

緊急用海水ポンプ
緊急用海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系）ポンプ ※２
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ ※４
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）ポンプ ※４

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

関 連設備

関連設備は「1.5 最終ヒートシンクへ
熱 を 輸 送 す る た め の 手 順等 」に て 整 備する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「Ｓ／Ｐ温度制御」等
重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

関連設備

残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系）ポンプ ※２
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ ※４
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）ポンプ ※４

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

主要設備

関連設備は「1.5 最終ヒートシンクへ
熱 を 輸 送 す る た め の 手 順等 」に て 整 備する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放
水用）
放水砲

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

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

重大事故等対策要領「大気への放射性物
質の拡散抑制」
関 連 設 備 は 「 1.12 工 場 等 外 へ の 放 射性物質の拡散を抑制するための手順
等」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放
水用）
放水砲
泡混合器
泡消火 薬剤容 器（大 型ポ ンプ
用）

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

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

海を水源と した対 応（航空機燃 料火災 への泡消 火）－

代替残留熱 除去系 海水系に よる
冷却水の確 保海を水源とした対応（大気への放射性物質の拡散抑制）

－

主要設備

緊急用海水 系によ る
冷却水の確 保海を水源と した対 応（ 最終ヒー トシン ク（ 海洋 ）へ の代替熱輸 送）

－

対処設備

重大事故等対策要領「航空機燃料火災への泡消火」
関 連 設 備 は 「 1.12 工 場 等 外 へ の 放 射性物質の拡散を抑制するための手順
等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－213

対応手段，対処設備，手順書一覧（39／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機用海水ポンプ
２Ｃ Ｄ／Ｇ
２Ｄ Ｄ／ＧＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」等
重大事故等対策要領

関連設備

関連設備は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機用海水ポンプ
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ

２Ｅ

自主対策
設備

Ｍ／Ｃ

重大事故等
対処設備

主要設備

重大事故等対策要領

関連設備

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
（高圧炉心 スプレ イ系ディ ーゼ ル発電機に よる
非常用所内 電気設 備への給 電）－

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（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 ）海を水源と した対 応（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）

－

対応
手段

関連設備は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－214対応手段，対処設備，手順書一覧（40／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

整備する手順書 ※ １

主要設備
重大事故等
対処設備

２Ｃ Ｄ／Ｇ
２Ｄ Ｄ／ＧＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ

関連設備

重大事故等対策要領

関連設備は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器
使用済燃料プール
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等
重大事故等対策要領

関 連設 備

代替燃料プ ール冷 却系によ る
使用済燃料 プール冷却①

海を水源と した対 応（代替燃料 プール 冷却系に よる
使用済燃料 プール 冷却）－

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧

海を水源と した対 応（ ２Ｃ・ ２ Ｄ 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 系へ の 代 替 送水 ）

－

対応
手段

関 連 設 備 は 「 1.11 使 用 済 燃 料 貯 蔵 槽の 冷 却 等 の た め の 手順 等 」 にて 整 備 する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－215

対応手段，対処設備，手順書一覧（41／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器
使用済燃料プール非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等
重大事故等対策要領

関連設備

関 連 設 備 は 「 1.11 使 用 済 燃 料 貯 蔵 槽の 冷 却 等 の た め の 手順 等 」 にて 整 備 する。

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
原子炉制御「反応度制御」

関連設備は「1.1 緊急停止失敗時に発電 用 原 子 炉 を 未 臨 界に す る ため の 手 順等」にて整備する。

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

ほう酸水注 入系に よる
原子炉注水 （ほう 酸水注入 ）関連設備は「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」にて整備する。

主要設備
関 連設備

ほう酸水注 入系に よる
原子炉注水 （継続 注水）

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入ポンプ

重大事故等
対処設備

ほう酸水貯蔵タン クを水源 とし た対応（原子炉圧 力容器 へのほう 酸水 注入）

－

対処設備

主要設備

代 替 燃 料 プ ー ル 冷 却 系に よ る
使用済燃料 プール 冷却②

海を水源と した対応
（ 代 替 燃 料 プ ー ル 冷 却 系に よ る
使用済燃料 プール 冷却）

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備は「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」にて整備する。
なお，当該対応手段には，「純水系（ 自 主 対 策 設 備 ） 」を 使 用 する た め ，
自主的に整備する対応手段とする。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－216

対応手段，対処設備，手順書一覧（42／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入ポンプ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

関連設備

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」

関連設備は「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 」
にて整備する。

西側淡水貯水設備
代替淡水貯槽
可搬型代替注水中型ポンプ

自主対策
設備

多目的タンク配管・弁

重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ

自主対策
設備

主要設備

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代替淡水貯 槽への 補給

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備

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

代替淡水貯 槽へ水 を 補給す るた めの対応
（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 ／ 海水））

－

対処設備

主要設備

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（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

ほう酸水貯 蔵タン クを水源 とし た対応（ 原 子炉圧 力容器 へのほう 酸水 注入）

－

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－217

対応手段，対処設備，手順書一覧（43／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

重大事故等対策要領

ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替淡水貯槽西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

重大事故等対策要領

ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

関連設備

代替淡水貯 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

西側淡水貯 水設備 へ水を補 給す るための対 応（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／ 海水））－

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

代替淡水貯 槽へ水 を 補給す る た めの対応
（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 ／ 海水））

－

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－218

対応手段，対処設備，手順書一覧（44／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大 事故等
対処設備
重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策
設備

主要設備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ

自主対策
設備

多目的タンク配管・弁－重大事故等対策要領

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

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

西側淡水貯 水設備 へ水を補 給す るための対 応（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／海 水））

淡水タンク 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

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

整備する手順書 ※ １※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－219

対応手段，対処設備，手順書一覧（45／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備
自主対策
設備

補給水系配管・弁重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

関連設備

高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ
非常用交流電源設備 ※５・高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機
・高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機 燃料移送ポン
プ

自主対策
設備

主要設備
サプレッション・プール

自主対策
設備

復水貯蔵タンク

重大事故等
対処設備

補給水系配管・弁

重大事故等
対処設備

関連設備

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
所内常設直流電源設備 ※５・125V系蓄電池 Ａ系

自主対策
設備

主要設備
サプレッション・プール－

高圧炉心ス プレイ 系による 原子 炉注水時の 水源の 切替え

水源を切り替える ための対 応（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 ）原 子炉 隔 離 時冷 却 系に よる 原 子 炉 注水 時の 水源 の 切 替 え

復水貯蔵タンク

整備する手順書 ※ １※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－220対応手段，対処設備，手順書一覧（46／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

西側淡水貯水設備
代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ

重大事故等
対処設備
自主対策
設備

多目的タンク配管・弁重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策
設備

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ

関連設備

代替淡水貯 槽へ補給する水 源の 切替え（淡水タン クから 補給して いる 場合）

主要設備

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

代 替 淡 水 貯 槽へ 補 給す る 水 源 の 切 替 え（ 西 側 淡 水 貯水 設 備 から 補 給 し て い る 場 合 ）水源を切り替える ための対 応（淡水から 海水へ の切替え ）

－

対処設備

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－221

対応手段，対処設備，手順書一覧（47／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

代替淡水貯槽西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備
自主対策
設備

多目的タンク配管・弁重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策
設備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ

関連設備

西側淡水貯 水設備 へ補給す る水 源の切替え（淡水タン クから 補給して いる 場合）

主要設備

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

西 側淡 水 貯 水 設 備 へ 補給 す る 水 源 の 切 替 え（代替淡水 貯槽か ら補給し てい る場合）

水源を切り替える ための対 応（淡水から 海水へ の切替え ）

－

対処設備

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－222

対応手段，対処設備，手順書一覧（48／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
代替淡水貯槽
代替循環冷却系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

外部水源（ 代替淡 水貯槽） から 内部水源
（サプレッ ション ・プール）へ の切替え①

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」，「1.6 原子炉格
納 容 器 内 の 冷 却 等 の 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 て 整 備する。

サプレッション・プール
代替淡水貯槽
代替循環冷却系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

外部水源（ 代替淡 水貯槽） から 内部水源
（サプレッ ション ・プール ）へ の切替え②

水源を切り替える ための対 応（外部水源 から内部水源へ の切 替え）

－

対処設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」，「1.6 原子炉格
納 容 器 内 の 冷 却 等 の 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 て 整 備
する。

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設備

外部水源（ 代替淡 水貯槽） から 内部水源
（サプレッ ション ・プール ）へ の切替え③

サプレッション・プール
代替淡水貯槽
代替循環冷却系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」，「注水－４」，「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」，「1.6 原子炉格
納 容 器 内 の 冷 却 等 の 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 て 整 備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.13－223

第 1.13－2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(1) 代替淡水貯槽を水源とした対応手順（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）
ａ．代替淡水貯槽を水源とした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

判断基準

(b)

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却(c)

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

判断基準

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

操作

(a)

操作

「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

判断基準
操作

「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」にて整備する。

ｂ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

「1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

判断基準
操作

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（炉心損傷
後）

「1.6

操作

(b)

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（炉心損傷
前）

判断基準

(a)

ｃ．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

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

判断基準

(a)

「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」にて整備する。

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－224

監視計器一覧（2／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(1) 代替淡水貯槽を水源とした対応手順（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）
ｄ．代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ

判断基準

(a)

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）を使用 した使用済燃料プール注水

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

操作

「1.11

判断基準

(b)

操作

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
ルスプレイ

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(2) 代替淡水貯槽を水源とした対応手順（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側
接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口への送水時

判断基準
操作
ａ．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

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

可搬型代替注水大型ポンプによるフィルタ装置スクラビング水補給ライン接
続口への送水時

判断基準
操作

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１
フィルタ装置水位 ※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１
フィルタ装置水位 ※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－225

監視計器一覧（3／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(2) 代替淡水貯槽を水源とした対応手順（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
ｂ．代替淡水貯槽を水源とした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

判断基準

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
(a)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

操作
上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

判断基準

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
(b)

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

操作
上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

判断基準

(c)

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「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」にて整備する。

低圧代替注水系（可搬型）による 原子炉圧力容器へ の注水（ 溶融炉心のペデス タル（ド ライウェル部）の 床面への落下遅延・防止）

操作

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「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」にて整備する。
※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－226

監視計器一覧（4／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(2) 代替淡水貯槽を水源とした対応手順（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
ｃ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却

判断基準
操作

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（炉心 損
傷後）

操作

(b)

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（炉心 損
傷前）

判断基準

(a)

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

ｄ．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

判断基準

(a)

操作

フィルタ装置スクラビング
水補給

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１
フィルタ装置水位 ※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１
フィルタ装置水位 ※１

ｅ．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

判断基準

(a)

操作

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

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「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」にて整備する。
水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「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」にて整備する。

ｆ．代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ

操作

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）を使用 した使用済燃料プール注水

判断基準

(a)

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－227

監視計器一覧（5／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(2) 代替淡水貯槽を水源とした対応手順（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
ｆ．代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ

判断基準

(b)

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
ルスプレイ

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

操作
上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

判断基準(c)

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

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

操作
上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
1.13.2.1 水源を利用した対応手順(3) サプレッション・プールを水源とした対応手順
ａ．サプレッション・プールを水源とした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

判断基準「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」にて整備する。

操作

高圧代替注水系によるサプ
レッシ ョン・プールを水 源とした 原子炉注水（現場 での人力 操作による高圧代 替
注水系起動）「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」にて整備する。

操作

(b)

高圧代替注水系によるサプ
レッシ ョン・プールを水 源とした 原子炉注水（中央 制
御室か らの高圧代替注水 系
起動）

判断基準

(a)

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－228

監視計器一覧（6／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(3) サプレッション・プールを水源とした対応手順
ａ．サプレッション・プールを水源とした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操作

高圧代替注水系による原子炉圧力 容器への注水（溶 融
炉心の ペデスタル（ドラ イ
ウェル 部）の床面への落 下
遅延・防止）「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」にて整備する。

判断基準

(f)

操作

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドラ イウェル部）の床 面への落下遅延・防止）「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」にて整備する。

判断基準

(e)

操作

高圧炉心スプレイ系によるサプレ ッション・プール を水源とした原子炉注水「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」にて整備する。

判断基準

(d)

操作

原子炉隔離時冷却系による
サプレ ッション・プール を水源とした原子炉注水

判断基準

(c)

「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」にて整備する。

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(3) サプレッション・プールを水源とした対応手順
ｂ．サプレッション・プールを水源とした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

判断基準

(b)

低圧炉心スプレイ系による
原子炉注水「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」にて整備する。

判断基準

残留熱除去系による原子炉
注水

操作

(a)

操作

「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－229

監視計器一覧（7／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(3) サプレッション・プールを水源とした対応手順
ｃ．サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱

判断基準

(a)

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

「1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

判断基準
操作

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
水の除熱

「1.6

操作

(b)

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

ｄ．サプレッション・プール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

判断基準

(b)

代替循環冷却系による残存
溶融炉心の冷却(c)

代替循環冷却系によるサプ
レッション・プール水の除熱(炉心損傷前)「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

判断基準

代替循環冷却系による原子
炉注水

操作

(a)

判断基準
「1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

「1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

操作
判断基準
操作

代替循環冷却系によるサプ
レッシ ョン・プール水の 除熱(炉心損傷後)操作(d)「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－230

監視計器一覧（8／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(3) サプレッション・プールを水源とした対応手順
ｄ．サプレッション・プール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「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」にて整
備する。

判断基準
操作

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水(溶融
炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止)

操作(h)

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

判断基準

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

「1.6

操作

(g)

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

判断基準

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱(炉心
損傷後)

「1.6

操作

(f)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱(炉心
損傷前)

判断基準

(e)

「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」にて整備する。

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(4) 西側淡水貯水設備を水源とした対応手順

判断基準

可搬型代替注水中型ポンプによる高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口への送水時

操作
ａ．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

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

判断基準

可搬型代替注水中型ポンプによるフィルタ装置スクラビング水補給ライン接
続口への送水時操作

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１
フィルタ装置水位 ※１

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１
フィルタ装置水位 ※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－231

監視計器一覧（9／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(4) 西側淡水貯水設備を水源とした対応手順
ｂ．西側淡水貯水設備を水源とした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

判断基準

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
(a)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

操作
上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

判断基準

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
(b)

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

操作
上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

判断基準

(c)

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「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」にて整備する。

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタ
ル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

操作
上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「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」にて整備する。
※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－232

監視計器一覧（10／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(4) 西側淡水貯水設備を水源とした対応手順
ｃ．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

判断基準

(a)

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（炉心 損
傷前）

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

操作

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

判断基準(b)

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（炉心 損
傷後）

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

操作

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
ｄ．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

判断基準

(a)

操作

フィルタ装置スクラビング
水補給

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１
フィルタ装置水位 ※１

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１
フィルタ装置水位 ※１

ｅ．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

判断基準

(a)

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

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「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」にて整備する。

操作

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「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」にて整備する。
※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－233

監視計器一覧（11／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）ｆ．西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへの注水

判断基準

(a)

操作

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注水

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

上記以外の重大事故等の対応に必要となる監視項目及び監視パラメー
タ（計器）は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

判断基準

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(5) ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応手順
ａ．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(b)

消火系による残存溶融炉心
の冷却

(c)

消火系による原子炉圧力容器への 注水（溶融炉心の ペデスタル（ドライウェル部）の 床面への落下遅延 ・防止）「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

判断基準

消火系による原子炉注水

操作

(a)

操作

「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

判断基準
操作

「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」にて整備する。

判断基準

ｂ．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(b)

消火系による原子炉格納容
器内の冷却（炉心損傷後）「1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

「1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

判断基準

消火系による原子炉格納容
器内の冷却（炉心損傷前）

操作

(a)

操作

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－234

監視計器一覧（12／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(5) ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応手順
ｃ．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「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」にて整備する。

操作

消火系によるペデスタル（ドライウ ェル部）への注
水

判断基準

(a)

ｄ．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ールへの注水

判断基準

(a)

消火系による使用済燃料プ
ール注水

「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

操作
1.13.2.1 水源を利用した対応手順(6) 復水貯蔵タンクを水源とした対応手順
ａ．復水貯蔵タンクを水源とした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

判断基準

(a)

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域） ※１
原子炉水位（燃料域） ※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域） ※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域） ※１

原子炉圧力容器への注水量

給水流量

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域） ※１
原子炉水位（燃料域） ※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域） ※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域） ※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※１
原子炉圧力（ＳＡ） ※１

原子炉圧力容器内への注水量

原子炉隔離時冷却系系統流量 ※１

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵タ ンクを水源とした原子炉注水操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－235

監視計器一覧（13／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(6) 復水貯蔵タンクを水源とした対応手順
ａ．復水貯蔵タンクを水源とした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

判断基準

(b)

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域） ※１
原子炉水位（燃料域） ※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域） ※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域） ※１

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量 ※１

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域） ※１
原子炉水位（燃料域） ※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域） ※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域） ※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力 ※１
原子炉圧力（ＳＡ） ※１

原子炉圧力容器内への注水量

高圧炉心スプレイ系系統流量 ※１

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

高圧炉心スプレイ系による復水貯蔵タ ンクを水源とした原子炉注水

操作
判断基準

(c)

制御棒駆動水圧系による原子炉注水「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」にて整備する。

操作※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－236

監視計器一覧（14／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(6) 復水貯蔵タンクを水源とした対応手順
ａ．復水貯蔵タンクを水源とした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

判断基準

(d)

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部 ）の床面への落下遅延・防止）

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

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度※１

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

高圧炉心スプレイ系系統流量※１
給水流量

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
メタルクラッド開閉装置 ２Ｃ電圧※２
パワーセンタ ２Ｃ電圧※２
メタルクラッド開閉装置 ２Ｄ電圧※２
パワーセンタ ２Ｄ電圧※２

補機監視機能高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

原子炉圧力容器への注水量

原子炉隔離時冷却系系統流量※１

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

操作

原子炉格納容器内の放射線量率※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－237

監視計器一覧（15／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(6) 復水貯蔵タンクを水源とした対応手順
ｂ．復水貯蔵タンクを水源とした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

判断基準

補給水系による原子炉注水(b)

補給水系による残存溶融炉
心の冷却

(c)

補給水系による原子炉圧力容器への注 水（溶融炉心のペデスタル （ドライウェル部）の床面 への落下遅延・防止）「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

操作

(a)

判断基準
「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

操作
判断基準「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」にて整備する。

操作

ｃ．復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

判断基準

(a)

「1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

「1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

操作

補給水系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷
前）

判断基準

(b)

操作

補給水系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷
後）※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－238

監視計器一覧（16／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(6) 復水貯蔵タンクを水源とした対応手順
ｄ．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

操作

補給水系によるペデスタル（ドラ イウェル部）への 注
水

判断基準

(a)

「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」にて整備する。

ｅ．復水貯蔵タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水

判断基準

(a)

「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

操作

補給水系による使用済燃料
プールへの注水

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(7) 淡水タンクを水源とした対応手順

判断基準
操作

ａ．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

水源の確保

多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位
フィルタ装置水位 ※１

水源の確保

多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位
フィルタ装置水位 ※１

ｂ．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

判断基準

(a)

水源の確保

多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位
フィルタ装置水位 ※１

水源の確保

多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位
フィルタ装置水位 ※１

水源の確保

－

水源の確保

－

フィルタ装置スクラビング
水補給

操作
操作

ａ．海を水源とした可搬型代替
注水大型ポンプによる送水判断基準

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(8) 海を水源とした対応手順※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－239

監視計器一覧（17／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(8) 海を水源とした対応手順
ｂ．海を水源とした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操作

低圧代替注水系（可搬型）による 原子炉圧力容器へ の注水（ 溶融炉心のペデス タル（ド ライウェル部）の 床面への落下遅延・防止）

判断基準

(c)

操作

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却

判断基準

(b)

操作

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

判断基準

(a)

「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

「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」にて整備する。

ｃ．海を水源とした原子炉格納容器内の冷却原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

「1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

判断基準
操作

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（炉心 損
傷後）

「1.6

操作

(b)

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（炉心 損
傷前）

判断基準

(a)

ｄ．海を水源とした原子炉格納容器下部への注水

操作

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

判断基準

(a)

「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」にて整備する。

ｅ．海を水源とした使用済燃料プールへの注水／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（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水

判断基 準 操 作

(a)

「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－240

監視計器一覧（18／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(8) 海を水源とした対応手順

(b)

(c)

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
プールスプレイ

判断基 準 操 作 判断基 準 操 作

ｅ．海を水源とした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」にて整備する。

「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

(a)

残留熱除去系海水系による冷却水の確保判断基準 操作ｆ．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

「1.5
る。

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備す(a)

緊急用海水系による冷却水
の確保

(b)

代替残留熱除去系海水系による冷却水の確保判断基準 操作 判断基準 操作

ｇ．海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送

「1.5
る。

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備す

「1.5
る。

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備す(a)

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 拡散抑制判断基準 操作ｈ．海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

(a)

操作

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

判断基準

ｉ．海を水源とした航空機燃料火災への泡消火「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－241監視計器一覧（19／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）(b)

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（高圧炉心ス プ
レイ系 ディーゼル発電機 による非 常用所内電気設備 への給電）

ｋ．海を水源とした２Ｃ・２Ｄへの代替送水「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

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「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

操作

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 海水系への代替送 水に よ る ２Ｃ・２Ｄ 非 常 用
ディー ゼル発電機又は高 圧
炉心ス プレイ系ディーゼ ル
発電機 の電源給電機能の 復
旧

判断基準

(a)

判断基 準 操 作 判断基 準 操 作

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(8) 海を水源とした対応手順
ｊ．海を水源とした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(a) 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「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
の確保 （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）(a)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却判断基準 操作ｌ．海を水源とした代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

1.13.2.1 水源を利用した対応手順(9) ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手順

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース ）原子炉制御「反 応
度制御」

(b)

ほう酸水注入系による原子
炉注水

(c)

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（溶 融炉心のペデスタ ル（ドラ イウェル部）の床 面への落下遅延・防止）

操作

(a)

判断基 準 操 作 判断基 準 操 作 判断基 準

ａ．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「 1.1 緊 急 停 止 失 敗 時 に 発 電 用 原 子 炉 を 未 臨 界 にす る た め の 手 順等」にて整備する。

「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」にて整備する。

「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」にて整備する。

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－242

監視計器一覧（20／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(1) 代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手順
ａ．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／海水）

操作
判断基準
操作

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

判断基準

(c)

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 る代替淡水貯槽へ の
補給

操作

(b)

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

判断基準

(a)

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１
代替淡水貯槽水位 ※１

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１
代替淡水貯槽水位 ※１

水源の確保

多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位
代替淡水貯槽水位 ※１

水源の確保

多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位
代替淡水貯槽水位 ※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

1.13.2.2 水源へ水を補給するための対応手順(2) 西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手順
ａ．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／海水）

操作
判断基準
操作

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

判断基準

(c)

淡水タンク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

操作

(b)

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

判断基準

(a)

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１
西側淡水貯水設備水位 ※１

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１
西側淡水貯水設備水位 ※１

水源の確保

多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位
西側淡水貯水設備水位 ※１

水源の確保

多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位
西側淡水貯水設備水位 ※１

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－243

監視計器一覧（21／21）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順(1) 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

判断基準

ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉注水時の水源の切替
え

操作
判断基準

ｂ．高圧炉心スプレイ系による原子炉注水時の水源の切替
え

操作

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度 ※１

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度 ※１

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順(2) 淡水から海水への切替え

判断基準

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１
西側淡水貯水設備水位 ※１
多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位

水源の確保

代替淡水貯槽水位 ※１

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１
代替淡水貯槽水位 ※１
多目的タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位
原水タンク水位
純水貯蔵タンク水位

水源の確保

西側淡水貯水設備水位 ※１

ａ．代替淡水貯槽へ補給する水
源の切替え

操作
判断基準
ｂ．西側淡水貯水設備へ補給す
る水源の切替え操作

1.13.2.3 水源を切り替えるための対応手順(3) 外部水源から内部水源への切替え

判断基準
操作

ａ．外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・プール）への切替え「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」，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」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」にて整備する。

※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.13－244

第 1.13－3 表

審査基準における要求事項毎の給電対象設備

対象条文【1.13】
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

供給対象設備

給電元
給電母線

代替淡水貯槽水位（計器）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流 125V 主母線盤

サプレッション・プール水位（計器）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流 125V 主母線盤

西側淡水貯水設備水位（計器）

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
緊急用直流 125V 主母線盤

1.13－245

1.13－246：代替設備・手段による対応：OR 条件：AND 条件（凡例）

サプレッション・プール
破損

サプレッション・プール
水温上昇

第 1.13－1 図

機能喪失原因対策分析（1／3）

・復水貯蔵タンク
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・高圧炉心スプレイ系ポンプ①復水貯蔵タンクを水源とした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

サプレッション・プール
枯渇

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による
サプレッション・プールを水源とした
原子炉内高圧時の冷却機能喪失①

原子炉内高圧時の冷却機能喪失

1.13－247

・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ③①

サプレッション・プール
破損

機能喪失原因対策分析（2／3）

・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ⑧ろ過水貯蔵タンク及び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
・多目的タンク・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ⑦ろ過水貯蔵タンク及び多目的タンクを水源とした原子炉冷却材
圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水中型ポンプ⑥西側淡水貯水設備とした原子炉格納容器内の冷却・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水中型ポンプ⑤西側淡水貯水設備を水源とした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

サプレッション・プール
枯渇

残留熱除去系，低圧炉心スプレイ系による
サプレッション・プールを水源とした
原子炉内低圧時の冷却機能喪失，原子炉格納容器内の冷却機能喪失

④

⑥⑧⑩⑫

②

⑤⑦⑨⑪

原子炉内低圧時の冷却機能喪失，原子炉格納容器内の冷却機能喪失

第 1.13－1 図④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）・代替淡水貯槽・常設低圧代替注水系ポンプ③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）・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ②代替淡水貯槽を水源とした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（可搬型）・代替淡水貯槽・常設低圧代替注水系ポンプ①代替淡水貯槽を水源とした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（常設）：代替設備・手段による対応：OR 条件：AND 条件（凡例）

・可搬型代替注水大型ポンプ⑫海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⑪海を水源とした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・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ⑩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・復水移送ポンプ⑨復水貯蔵タンクを水源とした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

1.13－248

・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク・電動駆動消火ポンプ
・ディーゼル駆動消火ポンプ④ろ過水貯蔵タンク及び多目的タンクを水源とした
使用済燃料プールへの注水・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水中型ポンプ③西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへの注水（可搬型）

・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ②代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水（可搬型）・代替淡水貯槽・常設低圧代替注水系ポンプ⑤復水貯蔵タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水

第 1.13－1 図

・可搬型代替注水大型ポンプ
・可搬型スプレイノズル⑪海を水源とした使用済燃料プールへのスプレイ（可搬型）（可搬型スプレイノズルを使用）

・可搬型代替注水大型ポンプ
・常設スプレイヘッダ⑩海を水源とした使用済燃料プールへのスプレイ（可搬型）（常設スプレイヘッダを使用）

・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・可搬型スプレイノズル⑨代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへのスプレイ（可搬型）（可搬型スプレイノズルを使用）

機能喪失原因対策分析（3／3）

・代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプ
・常設スプレイヘッダ⑧代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへのスプレイ（可搬型）（常設スプレイヘッダを使用）

・代替淡水貯槽・常設低圧代替注水系ポンプ
・常設スプレイヘッダ⑦代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへのスプレイ（常設）

・可搬型代替注水大型ポンプ⑥海を水源とした使用済燃料プールへの注水（可搬型）

・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ⑦⑧⑨⑩⑪

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい

使用済燃料プールへの冷却・注水機能喪失
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい

使用済燃料プールの冷却機能喪失又は注水機能喪失①②③④⑤⑥①代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水（常設）：代替設備・手段による対応：OR 条件：AND 条件（凡例）

1.13－249

凡例MO

多目的タンク1500m3※３

第 1.13－2 図※1：海水のみ送水※2：淡水のみ送水※3：公称値を示す。

：配管

：手動弁

：電動弁

：ポンプ

：ホース

：設計基準対象施設から追加した箇所

純水貯蔵タンク
500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク1500m3※３

原水タンク
1000m3※３

淡水タンク

原子炉建屋

タービン建屋代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口※２⑫⑬

可搬型代替注水大型ポンプ○：操作手順番号を示す。

接続口の弁

弁名称

ＳＡ用海水ピット取水塔

海

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／海水）概要図（1／11）

記載例

⑫，⑬

操作手順

ＳＡ用海水ピット【代替淡水貯槽又は海から原子炉建屋東側接続口へ送水する場合】

代替高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系
接続口※１

代替２Ｃ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

原子炉建屋東側接続口
原子炉建屋西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ａ系西側接続口※１
代替燃料プール冷却系西側接続口※１

代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口※１

代替燃料プール冷却系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口※１

高所東側接続口

代替２Ｄ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

西側淡水貯水設備
約 5000m3※３

高所西側接続口

常設代替高圧電源装置置場

MO1.13－250

凡例MO

多目的タンク1500m3※３

第 1.13－2 図※1：海水のみ送水※2：淡水のみ送水※3：公称値を示す。

：配管

：手動弁

：電動弁

：ポンプ

：ホース

：設計基準対象施設から追加した箇所

純水貯蔵タンク
500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク1500m3※３

原水タンク
1000m3※３

淡水タンク

⑫⑬

代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口※２

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／海水）概要図（2／11）○：操作手順番号を示す。

弁名称
接続口の弁

⑫，⑬

記載例

海
ＳＡ用海水ピット取水塔

操作手順

ＳＡ用海水ピット【代替淡水貯槽又は海から原子炉建屋西側接続口へ送水する場合】

代替２Ｃ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

原子炉建屋東側接続口
原子炉建屋西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ａ系西側接続口※１
代替燃料プール冷却系西側接続口※１

代替高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系
接続口※１

可搬型代替注水大型ポンプ

原子炉建屋

タービン建屋代替燃料プール冷却系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口※１

高所東側接続口

代替２Ｄ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

西側淡水貯水設備
約 5000m3※３

高所西側接続口

常設代替高圧電源装置置場

MO1.13－251

凡例MO

多目的タンク1500m3※３

第 1.13－2 図※1：海水のみ送水※2：淡水のみ送水※3：公称値を示す。

：配管

：手動弁

：電動弁

：ポンプ

：ホース

：設計基準対象施設から追加した箇所

純水貯蔵タンク
500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク1500m3※３

原水タンク
1000m3※３

淡水タンク

⑫⑬

代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口※２○：操作手順番号を示す。

弁名称
接続口の弁

⑫，⑬

記載例

海
ＳＡ用海水ピット取水塔

操作手順

ＳＡ用海水ピット

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／海水）概要図（3／11）【代替淡水貯槽又は海から高所東側接続口へ送水する場合】

代替２Ｃ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

原子炉建屋東側接続口
原子炉建屋西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ａ系西側接続口※１
代替燃料プール冷却系西側接続口※１

代替高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系
接続口※１

可搬型代替注水大型ポンプ

原子炉建屋

タービン建屋代替燃料プール冷却系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口※１

高所東側接続口

代替２Ｄ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

西側淡水貯水設備
約 5000m3※３

高所西側接続口

常設代替高圧電源装置置場

MO1.13－252

凡例MO

多目的タンク1500m3※３

第 1.13－2 図※1：海水のみ送水※2：淡水のみ送水※3：公称値を示す。

：配管

：手動弁

：電動弁

：ポンプ

：ホース

：設計基準対象施設から追加した箇所

純水貯蔵タンク
500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク1500m3※３

原水タンク
1000m3※３

淡水タンク

代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口※２○：操作手順番号を示す。

弁名称
接続口の弁

⑫，⑬

記載例

海
ＳＡ用海水ピット取水塔

操作手順

ＳＡ用海水ピット

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／海水）概要図（4／11）【代替淡水貯槽又は海から高所西側接続口へ送水する場合】

代替２Ｃ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

原子炉建屋東側接続口
原子炉建屋西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ａ系西側接続口※１
代替燃料プール冷却系西側接続口※１

代替高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系
接続口※１

可搬型代替注水大型ポンプ

原子炉建屋

タービン建屋代替燃料プール冷却系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口※１

高所東側接続口

代替２Ｄ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

西側淡水貯水設備
約 5000m3※３⑫⑬

高所西側接続口

常設代替高圧電源装置置場

MO1.13－253

凡例MO

多目的タンク1500m3※３

第 1.13－2 図※1：海水のみ送水※2：淡水のみ送水※3：公称値を示す。

：配管

：手動弁

：電動弁

：ポンプ

：ホース

：設計基準対象施設から追加した箇所

純水貯蔵タンク
500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク1500m3※３

原水タンク
1000m3※３

淡水タンク

⑬⑮

原子炉建屋

タービン建屋代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口※２○：操作手順番号を示す。

⑬，⑮

記載例

弁名称
接続口の弁

操作手順

ＳＡ用海水ピット

海
ＳＡ用海水ピット取水塔

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／海水）概要図（5／11）【西側淡水貯水設備から高所東側接続口へ送水する場合】

代替高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系
接続口※１

代替２Ｃ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

原子炉建屋東側接続口
原子炉建屋西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ａ系西側接続口※１
代替燃料プール冷却系西側接続口※１

代替燃料プール冷却系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口※１

高所東側接続口

代替２Ｄ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型代替注水
中型ポンプ

西側淡水貯水設備
約 5000m3※３

高所西側接続口

常設代替高圧電源装置置場

MO1.13－254

凡例MO

多目的タンク1500m3※３

第 1.13－2 図※1：海水のみ送水※2：淡水のみ送水※3：公称値を示す。

：配管

：手動弁

：電動弁

：ポンプ

：ホース

：設計基準対象施設から追加した箇所

純水貯蔵タンク
500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク1500m3※３

原水タンク
1000m3※３

淡水タンク

原子炉建屋

タービン建屋代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口※２○：操作手順番号を示す。

⑬，⑮

記載例

弁名称
接続口の弁

操作手順

ＳＡ用海水ピット

海
ＳＡ用海水ピット取水塔

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／海水）概要図（6／11）【西側淡水貯水設備から高所西側接続口へ送水する場合】

代替高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系
接続口※１

代替２Ｃ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

原子炉建屋東側接続口
原子炉建屋西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ａ系西側接続口※１
代替燃料プール冷却系西側接続口※１

代替燃料プール冷却系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口※１

高所東側接続口

代替２Ｄ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型代替注水
中型ポンプ

西側淡水貯水設備
約 5000m3※３⑬⑮

高所西側接続口

常設代替高圧電源装置置場

MO1.13－255

凡例MO

多目的タンク1500m3※３

第 1.13－2 図※1：海水のみ送水※2：淡水のみ送水※3：公称値を示す。

：配管

：手動弁

：電動弁

：ポンプ

：ホース

：設計基準対象施設から追加した箇所

純水貯蔵タンク
500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク1500m3※３

原水タンク
1000m3※３

淡水タンク

原子炉建屋

タービン建屋代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口※２⑬⑮

海○：操作手順番号を示す。

接続口の弁

弁名称

ＳＡ用海水ピット取水塔

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／海水）概要図（7／11）

記載例

⑬，⑮

操作手順

ＳＡ用海水ピット【西側淡水貯水設備から原子炉建屋東側接続口へ送水する場合】

代替高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系
接続口※１

代替２Ｃ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

原子炉建屋東側接続口
原子炉建屋西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ａ系西側接続口※１
代替燃料プール冷却系西側接続口※１

代替燃料プール冷却系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口※１

高所東側接続口

代替２Ｄ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型代替注水
中型ポンプ

西側淡水貯水設備
約 5000m3※３

高所西側接続口

常設代替高圧電源装置置場

MO1.13－256

凡例MO

多目的タンク1500m3※３

第 1.13－2 図※1：海水のみ送水※2：淡水のみ送水※3：公称値を示す。

：配管

：手動弁

：電動弁

：ポンプ

：ホース

：設計基準対象施設から追加した箇所

純水貯蔵タンク
500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク1500m3※３

原水タンク
1000m3※３

淡水タンク

⑬⑮

原子炉建屋

タービン建屋代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口※２

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／海水）概要図（8／11）○：操作手順番号を示す。

弁名称
接続口の弁

⑬，⑮

記載例

海
ＳＡ用海水ピット取水塔

操作手順

ＳＡ用海水ピット【西側淡水貯水設備から原子炉建屋西側接続口へ送水する場合】

代替高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系
接続口※１

代替２Ｃ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

原子炉建屋東側接続口
原子炉建屋西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ａ系西側接続口※１
代替燃料プール冷却系西側接続口※１

代替燃料プール冷却系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口※１

高所東側接続口

代替２Ｄ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型代替注水
中型ポンプ

西側淡水貯水設備
約 5000m3※３

高所西側接続口

常設代替高圧電源装置置場

MO1.13－257

凡例MO

多目的タンク1500m3※３

第 1.13－2 図※1：海水のみ送水※2：淡水のみ送水※3：公称値を示す。

：配管

：手動弁

：電動弁

：ポンプ

：ホース

：設計基準対象施設から追加した箇所

純水貯蔵タンク
500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク1500m3※３

原水タンク
1000m3※３

淡水タンク

代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ○：操作手順番号を示す。

弁名称
接続口の弁

⑩，⑪

記載例

海
ＳＡ用海水ピット取水塔

操作手順

ＳＡ用海水ピット

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／海水）概要図（9／11）【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送水する場合】

代替２Ｃ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

フィルタ装置スクラビング水⑩⑪ 補給ライン接続口※２

原子炉建屋東側接続口
原子炉建屋西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ａ系西側接続口※１
代替燃料プール冷却系西側接続口※１

代替高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系
接続口※１

可搬型代替注水大型ポンプ

原子炉建屋

タービン建屋代替燃料プール冷却系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口※１

高所東側接続口

代替２Ｄ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

西側淡水貯水設備
約 5000m3※３

高所西側接続口

常設代替高圧電源装置置場

MO1.13－258

凡例MO

多目的タンク1500m3※３

第 1.13－2 図※1：海水のみ送水※2：淡水のみ送水※3：公称値を示す。

：配管

：手動弁

：電動弁

：ポンプ

：ホース

：設計基準対象施設から追加した箇所

純水貯蔵タンク
500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク1500m3※３

原水タンク
1000m3※３

淡水タンク

代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ○：操作手順番号を示す。

弁名称
接続口の弁

⑩，⑪

記載例

海
ＳＡ用海水ピット取水塔

操作手順

ＳＡ用海水ピット

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／海水）概要図（10／11）【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送水する場合】

代替２Ｃ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

フィルタ装置スクラビング水⑩⑪ 補給ライン接続口※２

原子炉建屋東側接続口
原子炉建屋西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ａ系西側接続口※１
代替燃料プール冷却系西側接続口※１

代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口※１

代替高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系
接続口※１

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋

タービン建屋代替燃料プール冷却系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口※１

高所東側接続口

代替２Ｄ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

西側淡水貯水設備
約 5000m3※３

高所西側接続口

常設代替高圧電源装置置場

MO1.13－259

凡例MO

多目的タンク1500m3※３

第 1.13－2 図※1：海水のみ送水※2：淡水のみ送水※3：公称値を示す。

：配管

：手動弁

：電動弁

：ポンプ

：ホース

：設計基準対象施設から追加した箇所

純水貯蔵タンク
500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク1500m3※３

原水タンク
1000m3※３

淡水タンク

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

代替２Ｃ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ

フィルタ装置スクラビング水⑩*２⑪ 補給ライン接続口※２

原子炉建屋東側接続口
原子炉建屋西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ａ系西側接続口※１
代替燃料プール冷却系西側接続口※１

代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口※１

代替高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系
接続口※１

代替２Ｄ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

原子炉建屋

タービン建屋代替燃料プール冷却系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口※１

高所東側接続口

海

接続口の弁

○
：操作手順番号を示す。
○ *１～：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する
対象弁がある場合，その実施順を示す。

⑩*２，⑪

記載例

弁名称
予備ノズル弁⑩*１

ＳＡ用海水ピット取水塔

操作手順

ＳＡ用海水ピット

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／海水）概要図（11／11）【淡水タンクからフィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口へ送水する場合】⑩*1

西側淡水貯水設備
約 5000m3※３

高所西側接続口

常設代替高圧電源装置置場

MO

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
110
480

490

500

510

520

530

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

540

535 分
代替淡水貯槽から原子炉建屋東側接続口への送水出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～代替淡水貯槽周辺），
ホース荷卸し※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

代替淡水貯槽蓋開放，ポンプ設置
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

重大事故等
対応要員

備考

8

ホース敷設
ホース接続

送水準備
送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，原子炉建屋東側接続口への送水開始まで 205 分以内と想定する。】

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
110

120

130

140

150

160

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

170 分
代替淡水貯槽から原子炉建屋西側接続口への送水出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～代替淡水貯槽周辺），
ホース荷卸し※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

代替淡水貯槽蓋開放，ポンプ設置
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

重大事故等
対応要員

備考

170

ホース敷設

8
原子炉建屋西側接続口蓋開放，
ホース接続

送水準備

送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，原子炉建屋西側接続口への送水開始まで 165 分以内と想定する。】

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
110
120

170

180

190

200

210

220

215 分

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

代替淡水貯槽から高所
東側接続口への送水

出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～代替淡水貯槽周辺），
ホース荷卸し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

備考※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

代替淡水貯槽蓋開放，ポンプ設置
重大事故等
対応要員

ホース敷設

8

ホース接続

送水準備
送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，高所東側接続口への送水開始まで 170 分以内と想定する。】

第 1.13－3 図 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／海水）タイムチャート（1／6）
1.13－260

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
110
120

130

140

150

160

170

175 分

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

代替淡水貯槽から高所
西側接続口への送水

出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～代替淡水貯槽周辺），
ホース荷卸し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

備考

180

※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

代替淡水貯槽蓋開放，ポンプ設置
重大事故等
対応要員

ホース敷設

8

ホース接続

送水準備
送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，高所西側接続口への送水開始まで 165 分以内と想定する。】

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
90
100
260

270

280

290

300

310

320 分

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

西側淡水貯水設備から
原子炉建屋東側接続口への送水出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～西側淡水貯水設備周辺），
ホース荷卸し※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

西側淡水貯水設備蓋開放，ポンプ設置（※2）
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

重大事故等
対応要員

備考

320

8

※2：可搬型代替注水中型ポンプ 2 台（直列）

ホース敷設

ホース接続
送水準備

送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，原子炉建屋東側接続口への送水開始まで 195 分以内と想定する。】

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
90
110
120

140

150

160

170

200

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

205 分
西側淡水貯水設備から
原子炉建屋西側接続口への送水出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～西側淡水貯水設備周辺），
ホース荷卸し西側淡水貯水設備蓋開放，ポンプ設置（※2）
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8※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備※2：可搬型代替注水中型ポンプ 2 台（直列）

ホース敷設
重大事故等
対応要員

備考

210

移動（西側淡水貯水設備周辺～原子炉建屋西側接続口），原子炉建屋西側接続口蓋開放
ホース接続
送水準備
送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，原子炉建屋西側接続口への送水開始まで 165 分以内と想定する。】

第 1.13－3 図 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／海水）タイムチャート（2／6）

1.13－261

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

100

110

120

130

140

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

150 分
西側淡水貯水設備から高所東側接続口への送水

出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～西側淡水貯水設備周辺），
ホース荷卸し西側淡水貯水設
備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる送水※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

西側淡水貯水設備蓋開放，ポンプ設置（※2）
重大事故等
対応要員

備考

150

8

※2：可搬型代替注水中型ポンプ 2 台（直列）

ホース敷設
ホース接続

送水準備
送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，高所東側接続口への送水開始まで 160 分以内と想定する。】

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

100

110

120

130

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

140

150

140 分
西側淡水貯水設備から
高所西側接続口への送水

出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～西側淡水貯水設備周辺），
ホース荷卸し西側淡水貯水設
備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによ
る送水

重大事故等
対応要員

備考

※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

西側淡水貯水設備蓋開放，ポンプ設置，ホース敷設
8※2：可搬型代替注水中型ポンプ 2 台（直列）

ホース接続

送水準備

送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，高所西側接続口への送水開始まで 140 分以内と想定する。】

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

100

330

340

350

360

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

370 分

出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～ＳＡ用海水ピット周辺），
ホース荷卸し

重大事故等
対応要員

8

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※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

ＳＡ用海水ピット蓋開放，ポンプ設置
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

備考

370

ホース敷設

ホース接続

送水準備
送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，原子炉建屋東側接続口への送水開始まで 135 分以内と想定する。】

第 1.13－3 図 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／海水）タイムチャート（3／6）
1.13－262

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

240

250

260

290

300

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

310 分
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出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～ＳＡ用海水ピット周辺），
ホース荷卸し※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

ＳＡ用海水ピット蓋開放，ポンプ設置
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

重大事故等
対応要員

備考

310

ホース敷設

8
原子炉建屋西側接続口蓋開放，
ホース接続

送水準備
送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，原子炉建屋西側接続口への送水開始まで 150 分以内と想定する。】

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

170

180

190

200

210

220

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

220 分
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

出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～ＳＡ用海水ピット周辺），
ホース荷卸し※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

ＳＡ用海水ピット蓋開放，ポンプ設置
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

重大事故等
対応要員

備考

ホース敷設

8

ホース接続
送水準備

送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，高所東側接続口への送水開始まで 155 分以内と想定する。】

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
170

180

190

200

210

220

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

230

225 分

出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～ＳＡ用海水ピット周辺），
ホース荷卸しＳＡ用海水ピット蓋開放，ポンプ設置
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

重大事故等
対応要員

備考

8

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：防護具着用，保管場所への移動，使用する
設備の準備

ホース敷設
ホース接続
送水準備
送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，高所西側接続口への送水開始まで 150 分以内と想定する。】

第 1.13－3 図 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／海水）タイムチャート（4／6）
1.13－263

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
100
110
120

130

140

150

160

170

180
180 分

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

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出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～代替淡水貯槽周辺），
ホース荷卸し※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

代替淡水貯槽蓋開放，ポンプ設置
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

備考

ホース敷設
重大事故等
対応要員

8
フィルタ装置スクラビング水補給用蓋開放
ホース接続
送水準備

送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，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開始まで 180 分以内と想定する。】

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
120

130

140

150

160

170

180

備考

175 分

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

出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～西側淡水貯水設備周辺），
ホース荷卸し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※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

西側淡水貯水設備蓋開放，ポンプ設置
ホース敷設
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

重大事故等
対応要員

8

移動（西側淡水貯水設備周辺～フィルタ装置
格納槽周辺）
フィルタ装置スクラビング水補給用蓋開放

ホース接続
送水準備

送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，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開始まで 165 分以内と想定する。】

第 1.13－3 図 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／海水）タイムチャート（5／6）

1.13－264

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

120

130

140

150

160

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

備考

165 分
淡水タンク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出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～淡水タンク周辺），
ホース荷卸し※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する
設備の準備

ポンプ設置

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

170

ホース敷設
重大事故等
対応要員

移動（淡水タンク周辺～フィルタ装置
格納槽周辺）

8

フィルタ装置スクラビング水補給用蓋開放
ホース接続
送水準備

送水開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，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開始まで 165 分以内と想定する。】

第 1.13－3 図 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／海水）タイムチャート（6／6）

1.13－2651.13－266

凡例MO

多目的タンク1500m3※３※1：海水のみ送水※2：淡水のみ送水※3：公称値を示す。

：配管

：手動弁

：電動弁

：ポンプ

：ホース

：設計基準対象施設から追加した箇所

純水貯蔵タンク
500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク1500m3※３

原水タンク
1000m3※３

淡水タンク

⑫

原子炉建屋

タービン建屋代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口※２

第 1.13－4 図

記載例○：操作手順番号を示す。

弁名称
予備ノズル弁⑫

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／海水）概要図（1／2）

海
ＳＡ用海水ピット取水塔

操作手順

淡水タンクを水源とした場合

ＳＡ用海水ピット【可搬型代替注水中型ポンプにて代替淡水貯槽へ補給する場合】

代替高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系
接続口※１

代替２Ｃ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

原子炉建屋東側接続口
原子炉建屋西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ａ系西側接続口※１
代替燃料プール冷却系西側接続口※１

代替燃料プール冷却系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口※１

高所東側接続口

代替２Ｄ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

可搬型代替注水
中型ポンプ

西側淡水貯水設備
約 5000m3※３

高所西側接続口

常設代替高圧電源装置置場

MO1.13－267

凡例MO

多目的タンク1500m3※３※1：海水のみ送水※2：淡水のみ送水※3：公称値を示す。

：配管

：手動弁

：電動弁

：ポンプ

：ホース

：設計基準対象施設から追加した箇所

純水貯蔵タンク
500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク1500m3※３

原水タンク
1000m3※３

淡水タンク

⑫

原子炉建屋

タービン建屋代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口※２

第 1.13－4 図

記載例○：操作手順番号を示す。

弁名称
予備ノズル弁⑫

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／海水）概要図（2／2）

海
ＳＡ用海水ピット取水塔

操作手順

淡水タンクを水源とした場合

ＳＡ用海水ピット【可搬型代替注水大型ポンプにて代替淡水貯槽へ補給する場合】

代替高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系
接続口※１

代替２Ｃ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

原子炉建屋東側接続口
原子炉建屋西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ａ系西側接続口※１
代替燃料プール冷却系西側接続口※１

代替燃料プール冷却系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口※１

高所東側接続口

代替２Ｄ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

可搬型代替注水大型ポンプ

西側淡水貯水設備
約 5000m3※３

高所西側接続口

常設代替高圧電源装置置場

MO

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数
運転員等(当直運転員)(中央制御室)

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

110

120

130

140

150

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

160

備考

160 分

代替淡水貯槽水位確認

2

西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～西側淡水貯水設備周辺），
ホース荷卸し西側淡水貯水設備蓋開放，ポンプ設置
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

ホース敷設
重大事故等
対応要員

移動（西側淡水貯水設備周辺～代替淡水貯槽周辺）

8代替淡水貯槽蓋開放
ホース接続
補給準備
補給開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，補給開始まで 160 分以内と想定する。】

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数
運転員等(当直運転員)(中央制御室)

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

120

130

140

150

160

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代替淡水貯槽への補給

170

165 分

2

代替淡水貯槽水位確認

淡水タンクから代替淡水貯槽への補給※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～淡水タンク周辺），
ホース荷卸し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代替
淡水貯槽への
補給

備考

ポンプ設置

ホース敷設
重大事故等
対応要員

8

移動（淡水タンク周辺～代替淡水貯槽周辺）
代替淡水貯槽蓋開放

ホース接続
補給準備

補給開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，補給開始まで 165 分以内と想定する。】

第 1.13－5 図 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／海水）タイムチャート(1／2)

1.13－268

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数
運転員等(当直運転員)(中央制御室)

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

110

120

130

140

150

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

2

160

備考

160 分

代替淡水貯槽水位確認
出動準備（※1）

海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から代替淡水貯槽への補給※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

ホース積込み，移動（南側保管場所～ＳＡ用海水ピット周辺），
ホース荷卸しＳＡ用海水ピット蓋開放，ポンプ設置
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

ホース敷設
重大事故等
対応要員

8

移動（ＳＡ用海水ピット周辺～代替淡水貯槽周辺）

代替淡水貯槽蓋開放

ホース接続
補給準備
補給開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，補給開始まで 160 分以内と想定する。】

第 1.13－5 図 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／海水）タイムチャート(2／2)

1.13－269

1.13－270

凡例

MO

多目的タンク1500m3※３⑫

第 1.13－6 図※1：海水のみ送水※2：淡水のみ送水※3：公称値を示す。

：配管

：手動弁

：電動弁

：ポンプ

：ホース

：設計基準対象施設から追加した箇所

純水貯蔵タンク
500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク1500m3※３

原水タンク
1000m3※３

淡水タンク

代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口※２

海記載例○：操作手順番号を示す。

弁名称
予備ノズル弁

⑫

ＳＡ用海水ピット取水塔

操作手順

淡水タンクを水源とした場合

ＳＡ用海水ピット

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／海水）概要図

代替２Ｃ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

原子炉建屋東側接続口
原子炉建屋西側接続口
代替残留熱除去系海水系Ａ系西側接続口※１
代替燃料プール冷却系西側接続口※１

代替高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系
接続口※１

可搬型代替注水大型ポンプ

原子炉建屋

タービン建屋代替燃料プール冷却系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口※１
代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口※１

高所東側接続口

代替２Ｄ 非常用
ディーゼル発電機
海水系接続口※１

西側淡水貯水設備
約 5000m3※３

高所西側接続口

常設代替高圧電源装置置場

MO

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数
運転員等(当直運転員)(中央制御室)

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
100
110

120

130

140

150

160

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

2

170

備考

165 分
代替淡水貯槽から西側
淡水貯水設備への補給

西側淡水貯水設備水位確認※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備

出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～代替淡水貯槽周辺），
ホース荷卸し代替淡水貯槽蓋開放，ポンプ設置
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

ホース敷設
重大事故等
対応要員

移動（代替淡水貯槽周辺～西側淡水貯水設備周辺）8西側淡水貯水設備蓋開放
ホース接続

補給準備
補給開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，補給開始まで 155 分以内と想定する。】

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数
運転員等(当直運転員)(中央制御室)

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

100

110

120

130

140

淡水タンク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

2

150

備考

150 分

西側淡水貯水設備水位確認

淡水タンクから西側淡水貯水設備への補給※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設備の準備出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～淡水タンク周辺），
ホース荷卸しポンプ設置
淡水タンク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

ホース敷設
重大事故等
対応要員

移動（淡水タンク周辺～西側淡水貯水
設備周辺）

8

西側淡水貯水設備蓋開放
ホース接続

補給準備
補給開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，補給開始まで 140 分以内と想定する。】

第 1.13－7 図

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／海水）タイムチャート（1／2）

1.13－271

10

手順の項目

実施箇所・必要要員数
運転員等(当直運転員)(中央制御室)

20

30

40

50

60

経過時間（分）
70
80
90

100

180

190

200

210

備考

220 分

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

2220

西側淡水貯水設備水位確認

海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）から西側
淡水貯水設備への補給

出動準備（※1）
ホース積込み，移動（南側保管場所～ＳＡ用海水ピット周辺），
ホース荷卸し※1：防護具着用，保管場所への移動，使用する設
備の準備

ＳＡ用海水ピット蓋開放，ポンプ設置
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

ホース敷設
重大事故等
対応要員

移動（ＳＡ用海水ピット周辺～西側淡水貯水
設備周辺）

8

西側淡水貯水設備蓋開放
ホース接続
補給準備
補給開始

【ホース敷設にホース運搬車を使用する場合，補給開始まで 130 分以内と想定する。】

第 1.13－7 図

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／海水）タイムチャート（2／2）

1.13－272

AO

AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルMO

MO

サプレッション・プール

MO

③※１

MO

MO

サプレッション・
プールへ

高圧代替注水系
タービン止め弁

②

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

MO

③※３
⑥

タービン

MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO

③※２
MO

MO

MO

（凡例）
：設計基準対象施設から追加した箇所

：ポンプ
操作手順

弁名称

②

原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タンク水供給弁※１③

原子炉隔離時冷却系サプレッション・プール
水供給弁

③※２

原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁③※３，⑥

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁

AO：空気作動弁

MO

：電動弁

HO

：油圧調整弁
：逆止弁
：手動弁

記載例 ○
：操作手順番号を示す。
○※１～：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第 1.13－8 図

原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵タンクを水源とした
原子炉注水概要図

1.13－273

1

手順の項目

原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉注水（手動起動）

実施箇所・必要要員数

運転員等（当直運転員）（中央制御室）第 1.13－9 図

23

経過時間（分）45

67

原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉注水

8

9

備考

8分
注水開始
操作

1

原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵タンクを水源とした
原子炉注水タイムチャート

1.13－274

AO

AO

原子炉圧力容器

④，⑦

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルMO

MO

サプレッション・プール

MO
MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

MO

MO

高圧代替注水系
タービン止め弁

サプレッション・
プールへ

②

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

③

タービン

MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO
MO

MO

MO

（凡例）
：設計基準対象施設から追加した箇所

：ポンプ
操作手順

弁名称

AO

：空気作動弁②

高圧炉心スプレイ系ポンプ入口弁（復水貯蔵
タンク）

MO

：電動弁

HO

：油圧調整弁③

高圧炉心スプレイ系ポンプ入口弁（サプレッション・プール）

④，⑦
記載例 ○

高圧炉心スプレイ系原子炉注入弁

：逆止弁
：手動弁

：操作手順番号を示す。

第 1.13－10 図

高圧炉心スプレイ系による復水貯蔵タンクを水源とした
原子炉注水概要図

1.13－275

1

手順の項目

高圧炉心スプレイ系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉注水（手動起動）

実施箇所・必要要員数

運転員等（当直運転員）（中央制御室）第 1.13－11 図

23

経過時間（分）4567

高圧炉心スプレイ系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉注水

8

9

備考

8分
注水開始
操作

1

高圧炉心スプレイ系による復水貯蔵タンクを水源とした
原子炉注水タイムチャート

1.13－276

AO

AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルMO

MO

サプレッション・プール

MO

⑧※３

⑧※１

MO

MO

サプレッション・
プールへ

高圧代替注水系
タービン止め弁

⑦

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

タービン

MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO

⑤

⑧※２

MO

MO

MO

（凡例）
：設計基準対象施設から追加した箇所

操作手順

弁名称

：ポンプ

⑤

原子炉隔離時冷却系蒸気止め弁⑦

原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タンク水供給弁※１⑧

原子炉隔離時冷却系サプレッション・プール
水供給弁

⑧※２

原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁⑧※３

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁

AO：空気作動弁

MO

：電動弁

HO

：油圧調整弁
：逆止弁
：手動弁

記載例 ○
：操作手順番号を示す。
○※１～：同一操作手順番号内に複数の操作又は確認を実施する対象弁がある場合，その実施順を示す。

第 1.13－12 図

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）概要図

1.13－277

1

手順の項目
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）（手動起動）

実施箇所・必要要員数

運転員等（当直運転員）（中央制御室）第 1.13－13 図

23

経過時間（分）45

67

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

8

9

備考

8分
注水開始
操作

1

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）タイムチャート

1.13－278

AO

AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルMO

MO

サプレッション・プール

MO

③

MO

MO

サプレッション・
プールへ

高圧代替注水系
タービン止め弁

②

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

タービン

MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO
MO

MO

MO

（凡例）
：設計基準対象施設から追加した箇所

：ポンプ

操作手順

弁名称

②

原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タンク水供給弁

③
記載例 ○

原子炉隔離時冷却系サプレッション・プール
水供給弁：操作手順番号を示す。

第 1.13－14 図

AO：空気作動弁

MO

：電動弁

HO

：油圧調整弁：逆止弁：手動弁

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水時の水源の切替え
概要図

1.13－2791

2

3

経過時間（分）
4
5

6

7

8

9

備考

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水時の水源の切替え
手順の項目

実施箇所・必要要員数

3分
水源切替え操作原子炉隔離時冷却系
による原子炉注水時の水源の切替え

運転員等（当直運転員）（中央制御室）第 1.13－15 図

1

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水時の水源の切替え
タイムチャート

1.13－280

AO

AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルMO

MO

サプレッション・プール

MO
MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

MO

MO

高圧代替注水系
タービン止め弁

サプレッション・
プールへ

②

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

③

タービン

MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO
MO

MO

MO

（凡例）
：設計基準対象施設から追加した箇所：ポンプ
AO：空気作動弁

操作手順

弁名称

MO

：電動弁

②

高圧炉心スプレイ系ポンプ入口弁（復水貯蔵
タンク）

HO

：油圧調整弁③
記載例 ○高圧炉心スプレイ系ポンプ入口弁（サプレッション・プール）：操作手順番号を示す。

第 1.13－16 図

：逆止弁
：手動弁

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水時の水源の切替え
概要図

1.13－281

1

手順の項目

実施箇所・必要要員数

2

3

経過時間（分）
4
5

6

7

8

9

備考

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水時の水源の切替え
4分
水源切替え操作

高圧炉心スプレイ系
による原子炉注水時の水源の切替え

運転員等（当直運転員）（中央制御室）第 1.13－17 図1

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水時の水源の切替え
タイムチャート

1.13－282（原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口への送水）

第 1.13－18 図

ホース敷設図（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）（1／2）
1.13－283

（高所東側接続口又は高所西側接続口への送水）

第 1.13－18 図

ホース敷設図（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）（2／2）
1.13－284

（高所東側接続口又は高所西側接続口への送水）

第 1.13－19 図

ホース敷設図（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）（1／2）
1.13－285（原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口への送水）

第 1.13－19 図

ホース敷設図（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）（2／2）
1.13－286（原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口への送水）

第 1.13－20 図

ホース敷設図（海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水）（1／2）
1.13－287

（高所東側接続口又は高所西側接続口への送水）

第 1.13－20 図

ホース敷設図（海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水）（2／2）
1.13－288

（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）

第 1.13－21 図

ホース敷設図（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）1.13－289

（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）

第 1.13－22 図

ホース敷設図（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）
1.13－290

（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）

第 1.13－23 図

ホース敷設図（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）
1.13－291

第 1.13－24 図

ホース敷設図（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）
1.13－292

第 1.13－25 図

ホース敷設図（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代替淡水貯槽への補給）
1.13－293

第 1.13－26 図 ホース敷設図（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）
1.13－294

第 1.13－27 図

ホース敷設図（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）
1.13－295

第 1.13－28 図

ホース敷設図（淡水タンク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）
1.13－296

第 1.13－29 図

ホース敷設図（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）
1.13－297

水源を利用した対応手順及び水源へ水を補給するための対応手順(1)

常設設備を使用して注水等を行う場合の対応手段の選択
重大事故等の発生

サプレッション・
プールを水源とした
注水等可能

Yes

サプレッション・
プールを水源とした
注水等の実施（凡例）

No：プラント状態：判断：操作・確認：重大事故等対処設備※1：補給条件として水源が使用可能な状態に復旧していること。
※2：炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。
代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替
注水系ポンプによる
注水等可能

No

（並行操作）Yes

Ａ

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準備※２

代替淡水貯槽を水源とした
常設低圧代替注水系ポンプによる注水等の実施（2／3 へ）代替淡水貯槽への補給

大津波警報が発表されてない又は大津波警報が解除
されている

No

Yes

西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給可能

Yes

No

淡水タンク
から代替淡水貯槽への補給可能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※２

NoYes
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代替淡水貯槽への補給※２

海を利用した可搬型代替
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※２

代替淡水貯槽への補給

第 1.13－30 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（1／3）

1.13－298

水源を利用した対応手順及び水源へ水を補給するための対応手順(2)

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を使用して注水等を行う場合の対応手段の選択
Ａ（1／3 より）（凡例）

可搬型代替注水中型ポンプ
又は可搬型代替注水大型
ポンプによる送水西側淡水貯水設備
から送水可能：プラント状態：判断：操作・確認：重大事故等対処設備※1：補給条件として水源が使用可能な状態に復旧していること。
※2：炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。
No

Yes

代替淡水貯槽から送水可能西側淡水貯水設備
を水源とした可搬型代替
注水中型ポンプによる注水等の実施※２

NoYes
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
注水等の実施※２

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
注水等の実施※２

代替淡水貯槽への補給
大津波警報が発表されてない又は大津波警報が解除されている

No
西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給可能※１

No

Yes
Yes
代替淡水貯槽から
西側淡水貯水設備への補給可能Yes
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※２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※２

No

淡水タンクから
西側淡水貯水設備への補給可能淡水タンク
から代替淡水貯槽への補給可能Yes
淡水タンク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※２

NoYes
淡水タンク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※２

海を利用した
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※２

海を利用した
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※２西側淡水貯水設備への補給

第 1.13－30 図

代替淡水貯槽への補給

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（2／3）

1.13－299No水源を利用した対応手順及び水源へ水を補給するための対応手順(3)

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を使用してフィルタ装置スクラビング水を補給する場合の対応手段の選択（凡例）
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スクラビング水低下：プラント状態：判断：操作・確認：重大事故等対処設備※1：補給条件として水源が使用可能な状態に復旧していること。
※2：炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を実施する。
西側淡水貯水設備から送水（補給）
可能

No

Yes

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
によるフィルタ装置
スクラビング水補給※２

代替淡水貯槽から送水（補給）
可能

No

Yes

代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプ
によるフィルタ装置
スクラビング水補給※２
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
によるフィルタ装置
スクラビング水補給※２

フィルタ装置スクラビング水補給

第 1.13－30 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート（3／3）

1.13－300

添付資料 1.13.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表
技術的能力審査基準(1.13)【本文】
発電用原子炉設置者において、設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて、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。
【解釈】
１ 「設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて、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に必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行う
ための手順等をいう。

ａ）想定される重大事故等の収束までの間、十分な量の水を供給できる手順等を整備すること。
ｂ）複数の代替淡水源（貯水槽、ダム又は貯水池等）が確保されていること。

番号

①

－

②

③

(1／10)

設置許可基準規則(56 条)

技術基準規則(71 条)【本文】
設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて、発電用原子炉施設には、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 めに 必要 な設備を設けなければならない。

【本文】
設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて、発電用原子炉施設には、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に必要な設備を施設しなければならない。

【解釈】
１ 第 56 条に規定する「設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて、発電用原子炉施設には、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に必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

【解釈】
１ 第 71 条に規定する「設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて、発電用原子炉施設には、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に必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

ａ）想定される重大事故等の収束までの間、十分な量の水を供給できること。

ａ）想定される重大事故等の収束までの間、十分な量の水を供給できること。

ｂ）複数の代替淡水源（貯水槽、ダム又は貯水池等）が確保されていること。

ｂ）複数の代替淡水源（貯水槽、ダム又は貯水池等）が確保されていること。

番号

⑧

－

⑨

⑩

ｃ）海を水源として利用できること。

④

ｃ）海を水源として利用できること。

ｃ）海を水源として利用できること。

⑪

ｄ）各水源からの移送ルートが確保されていること。

⑤

ｄ）各水源からの移送ルートが確保されていること。

ｄ）各水源からの移送ルートが確保されていること。

⑫⑥

ｅ）代替水源からの移送ホース
及びポンプを準備しておくこと。

ｅ）代替水源からの移送ホース
及びポンプを準備しておくこ
と。

⑬

⑦

ｆ）原子炉格納容器を水源とす
る再循環設備は、代替再循環設
備等により、多重性又は多様性を確保すること。(PWR)

ｆ）原子炉格納容器を水源とす
る再循環設備は、代替再循環設
備等により、多重性又は多様性を確保すること。(PWR)－ｅ）代替水源からの移送ホース
及びポンプを準備しておくこと。
ｆ）水の供給が中断することがないよう、水源の切替え手順等を定めること。

1.13－301

審査基準，基準規則と対処設備との対応表
重大事故等対処設備
手段

機器名称

自主対策設備

既設
新設
新設

常設低圧代替注水系ポンプ

新設

コリウムシールド

新設

常設スプレイヘッダ

新設

－

新設

可搬型代替注水大型ポンプ新設

フィルタ装置新設

コリウムシールド

新設

常設スプレイヘッダ

新設

可搬型スプレイノズル新設

低圧代替注水系配管・弁新設

格納容器圧力逃がし装置配管・弁

新設

ホース

新設

燃料給油設備

新設

－

－

備考

手段

機器名称

－

－

－

－

－

－

①② ③⑤ ⑥ ⑦⑧ ⑨ ⑩⑫ ⑬

代替淡水貯槽を水源とした対応（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

解釈
対応番号

①②③⑤
⑥⑦⑧⑨
⑩⑫⑬

代替淡水貯槽を水源と した対応
（ 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－(2／10)－

1.13－302－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表
重大事故等対処設備
手段

自主対策設備

既設
新設

解釈
対応番号

備考

手段

機器名称

サプレッション・プール

既設

サプレッション・プール

常設高圧代替注水系ポンプ新設

残留熱除去ポンプ（海水冷却）

原子炉隔離時冷却系ポンプ

既設

低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）

高圧炉心スプレイ系ポンプ

既設

可搬型代替注水大型ポンプ

残留熱除去系ポンプ

既設

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）既設

低圧炉心スプレイ系ポンプ

既設

低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）

既設

残留熱除去系海水ポンプ

既設

緊急用海水ポンプ新設

代替循環冷却系ポンプ新設

残留熱除去系海水ストレーナ

既設

緊急用海水ストレーナ新設

残留熱除去系熱交換器

既設－

西側淡水貯水設備新設

可搬型代替注水中型ポンプ

新設

フィルタ装置新設

コリウムシールド

新設

低圧代替注水系配管・弁新設

格納容器圧力逃がし装置配管・弁

新設

ホース

新設

①② ③⑤ ⑥ ⑦⑧ ⑨ ⑩⑫ ⑬

西側淡水貯水設備を水源とした対応－

燃料給油設備新設

緊急用海水ポンプ
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系海水ストレーナ
緊急用海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器－

1.13－303

－

－

－

－

ろ 過 水 貯 蔵 タ ン ク又 は 多 目 的 タ ン ク
を水源とした対応－

残留熱除去系海水ポンプ

－

－

－

サプレッション・プールを水源とした対応①② ③⑤ ⑥ ⑦⑧ ⑨ ⑩⑫ ⑬

サプレッション・プールを水源とした対応

－

機器名称

(3／10)

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ
コリウムシールド－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表
重大事故等対処設備
手段

機器名称(4／10)
自主対策設備

既設
新設

解釈
対応番号

備考

手段

機器名称
復水貯蔵タンク
原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ
制御棒駆動水ポンプ
復水移送ポンプ
原子炉圧力容器

－

－

－

－

復 水 貯 蔵 タ ン ク を水 源 と した 対応－

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
トレーナ・スパージャ
補給水系配管・弁所内常設直流電源設備
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
コリウムシールド－

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク

－

－

－

－

淡水タンクを水源と した 対応－

純水貯蔵タンク
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ
フィルタ装置
格納容器圧力逃がし装置配管・弁多目的タンク配管・弁ホース
燃料給油設備－1.13－304

審査基準，基準規則と対処設備との対応表(5／10)

重大事故等対処設備
手段

機器名称

自主対策設備既設新設

可搬型代替注水大型ポンプ新設

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

新設

緊急用海水ポンプ新設

残留熱除去系海水ポンプ

既設

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ
残留熱除去系（サプレション・プ
ール冷却系）ポンプ
残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系）ポンプ
代替燃料プール冷却系ポンプ

機器名称
可搬型代替注水大型ポンプ
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ
残留熱除去系（サプレション・プ
ール冷却系）ポンプ
残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系）ポンプ
代替燃料プール冷却系ポンプ

既設

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機用海水ポンプ

既設

２Ｃ

Ｄ／Ｇ

新設

２Ｄ

Ｄ／Ｇ

既設

ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ

既設

Ｍ／Ｃ

ＨＰＣＳ

既設

Ｍ／Ｃ

２Ｅ

Ｄ／Ｇ

既設

２Ｄ

Ｄ／Ｇ

既設
既設

コリウムシールド

新設

常設スプレイヘッダ

新設

可搬型スプレイノズル

新設

緊急用海水ストレーナ新設

残留熱除去系海水ストレーナ

既設

放水砲

新設

泡混合器

新設

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

新設

使用済燃料プール

既設

残留熱除去系熱交換器

既設代替燃料プール冷却系熱交換器

新設

低圧代替注水系配管・弁

新設

ホース

新設

非常用取水設備新設

燃料給油設備新設－

使用済燃料プール
残留熱除去系熱交換器
代替燃料プール冷却系熱交換器
海 を水 源 と した 対応

海 を水 源 と した 対応

Ｄ／Ｇ

－

手段

既設

２Ｃ

ＨＰＣＳ

備考

①② ④⑤ ⑥ ⑦⑧ ⑨ ⑪⑫ ⑬

２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機用海水ポンプ

解釈
対応番号

－

－

1.13－305－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表
重大事故等対処設備

自主対策設備

既設
新設

解釈
対応番号

ほう 酸水貯蔵タンクを水源と した対応

ほう酸水貯蔵タンク

既設

①②
⑧⑨

ほう酸水注入ポンプ

既設

－

－

西側淡水貯水設備新設

代替淡水貯槽新設

可搬型代替注水中型ポンプ

新設

ホース

新設

燃料給油設備

新設

－

－

－

手段

機器名称
ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入ポンプ－

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク－

代替淡水貯槽へ水を補給す るための対応（淡水タンクから代替淡水 貯槽への 補給）

代替淡水貯槽へ水を補給す るための対応（ 西 側 淡 水 貯水 設備 か ら 代 替 淡 水 貯 槽 への 補 給 ）－備考

ほう 酸水貯蔵タンクを水源と した対応

機器名称①②③⑤⑥⑦⑧
⑨⑩⑫⑬

手段

－

(6／10)

原水タンク
純水貯蔵タンク
代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ
多目的タンク配管・弁ホース
燃料給油設備－

可搬型代替注水大型ポンプ新設

可搬型代替注水中型ポンプ

新設

ホース

新設

非常用取水設備新設

燃料給油設備

新設

⑨⑪ ⑫⑬

新設

①② ④⑤ ⑥ ⑦⑧

代替淡水貯槽へ水を補給す るための対応（海から代替淡水貯槽への補給）

代替淡水貯槽－－－－1.13－306－－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表
重大事故等対処設備

自主対策設備解釈
対応番号

代替淡水貯槽新設

西側淡水貯水設備新設

可搬型代替注水大型ポンプ

新設

ホース

新設

①②③⑤⑥⑦⑧⑨⑩⑫⑬

燃料給油設備新設

西側淡水貯水設備へ水を補給す るための対応（代 替 淡水 貯 槽から 西側淡水 貯水 設備 への 補給 ）

－

－

－

備考

手段

機器名称
多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク－

西側淡水貯水設備へ水を補給す るための対応（淡水タンクから西側淡水貯水設備への補給）

既設
新設

機器名称

手段

(7／10)

純水貯蔵タンク
西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ
多目的タンク配管・弁ホース
燃料給油設備－新設

可搬型代替注水大型ポンプ

新設

ホース

新設

非常用取水設備新設

燃料給油設備新設①② ④⑤ ⑥ ⑦⑧⑨⑪ ⑫⑬

西側淡水貯水設備へ水を補給す るための対応（海から西側淡水貯水設備への補給）

西側淡水貯水設備

－

－

－

－

1.13－307－－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表(8／10)

重大事故等対処設備
機器名称

手段

－

既設
新設

－

解釈
対応番号

－

備考

－

手段
水 源 を切り 替 え るた め の 対応
（ 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 ）－自主対策設備
機器名称
復水貯蔵タンク
サプレッション・プール
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
トレーナ
補給水配管・弁所内常設直流電源設備
非常用交流電源設備－

多目的タンク

代替淡水貯槽新設

ろ過水貯蔵タンク

可搬型代替注水大型ポンプ新設

可搬型代替注水中型ポンプ

新設

ホース

新設

非常用取水設備新設

燃料給油設備

新設

－

－

－

1.13－308－

水 源 を 切り 替 え るた め の 対応 （ 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 淡水タンクから補給 している場合）

新設

①⑦ ⑧

水 源 を 切り 替 え るた め の 対応 （ 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 西 側 淡 水 貯水 設 備 か ら 補 給 して い る 場 合 ）西側淡水貯水設備

原水タンク
純水貯蔵タンク
代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ
多目的タンク配管・弁ホース
非常用取水設備
燃料給油設備－

新設
燃料給油設備新設

既設

緊急用海水ポンプ新設

残留熱除去系海水ストレーナ

既設

緊急用海水ストレーナ新設

残留熱除去系熱交換器

既設

1.13－309

－

－

－

－

自主対策設備
重大事故等対処設備－

水 源 を 切り 替 え るた め の 対応 （ 外部 水 源 か ら 内 部 水 源への 切替 え ）（ 外部 水 源 （ 代 替淡 水 貯 槽 ） か ら 内 部 水 源 （ サ プ レ ッシ ョ ン ・プ ー ル ） へ の 切 替 え ）残留熱除去系海水ポンプ

－
－
－
－

①⑦ ⑧

新設

水 源 を 切り 替 え るた め の 対応 （ 外部 水 源 か ら 内 部 水 源への 切替 え ）（ 外部 水 源 （ 代 替淡 水 貯 槽 ） か ら 内 部 水 源 （ サ プ レ ッシ ョ ン ・プ ー ル ） へ の 切 替 え ）常設低圧代替注水系ポンプ

多目的タンク配管・弁ホース

非常用取水設備
燃料給油設備－水 源 を 切り 替え るた め の 対応 （ 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 淡 水 タン ク か ら 補 給 して い る 場 合 ）

非常用取水設備①⑦ ⑧新設

水 源 を 切り 替え るた め の 対応 （ 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 代 替 淡水 貯 槽 か ら 補 給 して い る 場 合）

ホース

残留熱除去系熱交換器
新設

可搬型代替注水大型ポンプ新設

可搬型代替注水大型ポンプ
代替循環冷却系ポンプ

西側淡水貯水設備

可搬型代替注水大型ポンプ

常設低圧代替注水系ポンプ
既設

純水貯蔵タンク

新設

代替循環冷却系ポンプ
代替淡水貯槽

原水タンク

西側淡水貯水設備

代替淡水貯槽新設

ろ過水貯蔵タンク新設

サプレッション・プール
サプレッション・プール

多目的タンク
代替淡水貯槽

機器名称
手段
備考
解釈
対応番号
既設
新設
機器名称
手段

(9／10)
審査基準，基準規則と対処設備との対応表

審査基準，基準規則と対処設備との対応表(10／10)

技術的能力審査基準(1.13)

適合方針

【本文】
発電用原子炉設置者において、設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて、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。

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・
プール及びほう酸水貯蔵タンクとは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を代替淡水源である代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備に確保することに加えて，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代替水源である代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備及び海水による十分な量の水を供給するために必要な手順等を整備する。

【解釈】
１ 「設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する
水源を確保することに加えて、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に必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

－

ａ）想定される重大事故等の収束までの間、十分な量の水を供給できる手順等を整備すること。

想定される重大事故等の収束までの間，重大事故等の収束に必要な水源であるサプレッション・プール，ほう酸水貯蔵
タンク，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備及び海水による十分な量の水を供給できる手順等を整備する。

ｂ）複数の代替淡水源（貯水槽、ダム又は貯水池等）が確保されていること。

複数の代替淡水源として，代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備を確保する。

ｃ）海を水源として利用できること。

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を用いて海水を取水することにより，海を水源として利用する。

ｄ）各水源からの移送ルートが確保されていること。

構内のアクセスルートの状況を考慮してホースを敷設することで，代替水源である代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備及び海（海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット））からの移送ルートを確保する。

ｅ）代替水源からの移送ホース及びポンプを準備しておくこと。

代替水源である代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備及び海からの水の移送に使用するホース，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は，南側保管場所及び西側保管場所にホース接続に必要な使用工具と共に準備する。

ｆ）水の供給が中断することがないよう、水源の切替え手順等を定めること。

水の供給が中断することがないように，淡水から海水へ水源を切り替える手順等及び外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・プール）への供給に切り替える手順等を整備する。

1.13－310

添付資料 1.13.2

G

G

G

G

G
予備

G

【略語】
ＨＰＣＳ

：高圧炉心スプレイ系

Ｍ／Ｃ：メタルクラッド開閉装置

Ｐ／Ｃ：パワーセンタ

ＭＣＣ：モータコントロールセンタ

緊急用断路器

緊急用Ｍ／Ｃ

常用所内
電気設備よりD/G

常用所内
電気設備よりD/GM

154kV系
予備変圧器より常用所内
電気設備よりD/G（ＨＰＣＳ）

（２Ｄ）

（２Ｃ）
東側接続口
Ｍ／Ｃ ２Ｃ

※1

緊急用
動力
変圧器

動力
変圧器
２Ｃ

M

★

Ｍ／Ｃ ２Ｄ

★

動力
変圧器
２Ｄ

Ｍ／Ｃ ２Ｅ

※1

M

西側接続口
Ｐ／Ｃ ２Ｃ

緊急用Ｐ／Ｃ★

Ｐ／Ｃ ２Ｄ

Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ

動力変圧器
ＨＰＣＳ

M

可搬型代替低圧電源車
接続盤（位置的分散を図った
東西２箇所に設置）

緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系

M

ＭＣＣ ２Ｄ系

M

緊急用
電源切替盤

ＭＣＣ ＨＰＣＳ

M

緊急用直流
125V充電器

緊急用
電源切替盤
M

M

電源車

M

電源車

M

M

【凡例】

第1図

D/G

：ディーゼル発電機：遮断器：配線用遮断器

G：常設代替高圧電源装置

：断路器

：切替装置

実線

電源車

：可搬型代替低圧電源車：変圧器：モータ(電動弁等)

点線

M

：接続口
：常設設備・電路：可搬型設備・電路

対応手段として選定した設備の電源構成図（交流電源)

1.13－311

1.13－312

ー

ル
水
位

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

代
替
淡
水
貯
槽
水
位

計
器

緊急用直流125V ＭＣＣ

計
器

西
側
淡
水
貯
水
設
備
水
位

第2図

緊急用
電源切替盤

緊急用直流125V計装分電盤

（

（

計
器

緊急用125V系蓄電池

緊急用直流125V主母線盤

緊急用直流125V
充電器

緊急用
ＭＣＣ

（

）

）

）

直流125V
充電器２A

直流125V分電盤 ２Ａ系

緊急用
電源切替盤

直流125V ＭＣＣ ２Ａ系

125V系
蓄電池 Ａ系

ＭＣＣ ２Ｃ系
【区分Ⅰ】

緊急用
電源切替盤

直流125V主母線盤 ２Ａ

★

★

東側接続口

可搬型代替
直流電源設備
用電源切替盤

直流125V
充電器２B

ＭＣＣ ２Ｄ系【区分Ⅱ】

直流125V分電盤 ２Ｂ系

ＭＣＣ ＨＰＣＳ【区
分Ⅲ】

西側接続口

直流125V
予備充電器

ＭＣＣ ２Ｃ系 ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅰ】
【区分Ⅱ】

D/G

【凡例】

無停電
電源装置B

：パワーセンタ：モータコントロールセンタ

Ｐ／Ｃ
ＭＣＣ

【略語】

可搬型
整流器用
変圧器

点線
：蓄電池

：可搬型設備・電路：常設設備・電路：可搬型代替低圧電源車
実線

：切替装置

：接続口
：配線用遮断器

電源車：変圧器：ディーゼル発電機（位置的分散を図った
東西２箇所に設置）

：遮断器

電源車

可搬型代替低圧電源車
接続盤

P/C2C・2D及び緊急用P/Cへ

可搬型整流器★

直流125V主母線盤 ２Ｂ

125V系
蓄電池 Ｂ系

ＭＣＣ ２Ｄ系【区分Ⅱ】

対応手段として選定した設備の電源構成図（直流電源）

無停電
電源装置A

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

添付資料 1.13.3
自主対策設備仕様
常設
／可搬

耐震性

ろ過水貯蔵タンク

常設

Ｃクラス

1500

多目的タンク

常設

Ｃクラス

1500

復水貯蔵タンク

常設

Ｂクラス

純水貯蔵タンク

常設

Ｃクラス

原水タンク

常設

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬

機器名称

容量

揚程

台数

※２

－

1個

※２

－

1個

／個 ※２

－

2個

500

※２

－

1個

Ｃクラス

1000

※２

－

1個

Ｓクラス ※1

約 1320約 140m2（予備 2）個2000※1:Ｓクラスの機能維持※2:公称値を示す。

1.13－313／h／個添付資料 1.13.4
重大事故対策の成立性

1．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(1)

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
ａ．操作概要災害対策本部長は，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が必要な状況において，水源の確保（代替淡水貯槽への可搬型代替注水大型ポンプ設置）及び接続口（ホース接続箇所）を選定
し，送水ルートを決定する。
現場では，指示された送水ルートを確保した上で，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送水する。

ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋東側周辺，原子炉建屋西側周辺，常設代替高圧電源
装置置場東側周辺，常設代替高圧電源装置置場西側周辺，フィルタ装置格納槽周辺，取水箇所（代替淡水貯槽）周辺）

ｃ．必要要員数及び操作時間(a)

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原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口を使用した送水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（原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイ）として，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口を使用した送水に必
1.13－314要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：「原子炉建屋東側接続口を使用した場合」8 名（重大事故等対応要員 8 名）
「原子炉建屋西側接続口を使用した場合」8 名（重大事故等対応要員 8 名）

所要時間目安 ※ ：「原子炉建屋東側接続口を使用した場合」535 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）「原子炉建屋西側接続口を使用した場合」170 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）※：所要時間目安は，模擬により算定した時間(b)

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高所
東側接続口又は高所西側接続口を使用した送水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（原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水）として，高所東側接続口又は高所西側接続口を使用した送水に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：「高所東側接続口を使用した場合」8 名（重大事
故等対応要員 8 名）
「高所西側接続口を使用した場合」8 名（重大事
故等対応要員 8 名）

所要時間目安 ※ ：「高所東側接続口を使用した場合」215 分以内
1.13－315（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）「高所西側接続口を使用した場合」175 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）※：所要時間目安は，模擬により算定した時間(c)

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送水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（フィルタ装置スクラビング水補給）として，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送水に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8 名（重大事故等対応要員 8 名）

所要時間目安 ※ ：180 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）※：所要時間目安は，模擬により算定した時間

ｄ．操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用
又は携行して作業を行う。温度についても，作業は屋外のため支障はない。
1.13－316

移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。また，作業エリ
ア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，Ｐ
ＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.13－317

添付資料 1.13.4
2．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(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送水
ａ．操作概要災害対策本部長は，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送水が必要な状況において，水源の確保（西側淡水貯水設備への可搬型代替注水中型ポンプ設置）及び接続口（ホース接続箇所）を選定し，送水ルートを決定する。
現場では，指示された送水ルートを確保した上で，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送水する。

ｂ．作業場所
屋外（常設代替高圧電源装置置場東側周辺，常設代替高圧電源装置置場西側周辺，原子炉建屋東側周辺，原子炉建屋西側周辺，フィルタ装置格納槽周辺，取水箇所（西側淡水貯水設備）周辺）

ｃ．必要要員数及び操作時間(a)

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高所東側接続口又は高所西側接続口を使用した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（原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水）として，高所東側
接続口又は高所西側接続口を使用した送水に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：「高所東側接続口を使用した場合」8 名（重大事1.13－318故等対応要員 8 名）
「高所西側接続口を使用した場合」8 名（重大事
故等対応要員 8 名）
所要時間目安 ※ ：「高所東側接続口を使用した場合」150 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）「高所西側接続口を使用した場合」140 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）※：所要時間目安は，模擬により算定した時間(b)

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建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口を使用した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（原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水）として，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口を使用した送水に必要な要員
数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：「原子炉建屋東側接続口を使用した場合」8 名（重大事故等対応要員 8 名）
「原子炉建屋西側接続口を使用した場合」8 名（重大事故等対応要員 8 名）

所要時間目安 ※ ：「原子炉建屋東側接続口を使用した場合」320 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）
1.13－319

「原子炉建屋西側接続口を使用した場合」205 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）※：所要時間目安は，模擬により算定した時間(c)

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（フィルタ装置スクラビング水補給）として，最長時間を要する送水ルートにおける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送水に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8 名（重大事故等対応要員 8 名）

所要時間目安 ※ ：175 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）※：所要時間目安は，模擬により算定した時間

ｄ．操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用
又は携行して作業を行う。温度についても，作業は屋外のため支障はない。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，
1.13－320アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：可搬型代替注水中型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。また，作業エリ
ア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，Ｐ
ＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.13－321

添付資料 1.13.4
3．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(1)

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
ａ．操作概要災害対策本部長は，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が必要な状況において，水源の確保（淡水タンクへの可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注
水大型ポンプ設置）及び接続口（ホース接続箇所）を選定し，送水ルー
トを決定する。
現場では，指示された送水ルートを確保した上で，淡水タンク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送水する。

ｂ．作業場所
屋外（フィルタ装置格納槽周辺，取水箇所（淡水タンク）周辺）

ｃ．必要要員数及び操作時間
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（フィルタ装置スクラビング水補給）として，
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送水に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8 名（重大事故等対応要員 8 名）

所要時間目安 ※ ：165 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷
1.13－322

設を含む）※：所要時間目安は，模擬により算定した時間

ｄ．操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用
又は携行して作業を行う。温度についても，作業は屋外のため支障はない。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：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
からのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。また，作業エリア周辺には，支障となる設
備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，Ｐ
ＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.13－323

添付資料 1.13.4
4．海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水(1)

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
ａ．操作概要災害対策本部長は，海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水が必要な状況において，水源の確保（海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット）への可搬型代替注水大型ポンプ設置）及び接続口（ホース接続箇所）を選定し，送水ルートを決定する。
現場では，指示された送水ルートを確保した上で，海を水源として可搬型代替注水大型ポンプにより送水する。

ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋東側周辺，原子炉建屋西側周辺，常設代替高圧電源
装置置場東側周辺，常設代替高圧電源装置置場西側周辺，取水箇所（ＳＡ用海水ピット）周辺）

ｃ．必要要員数及び操作時間(a)

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉建屋東側
接続口又は原子炉建屋西側接続口を使用した送水
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水（原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水／スプレイ）として，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口を使用した送水に必要な要員数，
所要時間は以下のとおり。
必要要員数：「原子炉建屋東側接続口を使用した場合」8 名
1.13－324

（重大事故等対応要員 8 名）
「原子炉建屋西側接続口を使用した場合」8 名（重大事故等対応要員 8 名）
所要時間目安 ※ ：「原子炉建屋東側接続口を使用した場合」370 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）「原子炉建屋西側接続口を使用した場合」310 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）※：所要時間目安は，模擬により算定した時間(b)

海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる高所東側接続口
又は高所西側接続口を使用した送水
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水（原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの注水）として，高所東側接続口又は高所
西側接続口を使用した送水に必要な要員数，所要時間は以下のとお
り。
必要要員数

：「高所東側接続口を使用した場合」8 名（重大事
故等対応要員 8 名）
「高所西側接続口を使用した場合」8 名（重大事
故等対応要員 8 名）

所要時間目安 ※ ：「高所東側接続口を使用した場合」220 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）
1.13－325

「高所西側接続口を使用した場合」225 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）※：所要時間目安は，模擬により算定した時間

ｄ．操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用
又は携行して作業を行う。温度についても，作業は屋外のため支障はない。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。また，作業エリ
ア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，Ｐ
ＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.13－326

添付資料 1.13.4
5．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(1)

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
ａ．操作概要災害対策本部長は，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が必要な状況において，水源を選定し，補給ルートを決定する。
現場では，指示された補給ルートを確保した上で，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補給する。

ｂ．作業場所
屋外（代替淡水貯槽周辺，取水箇所（西側淡水貯水設備，淡水タン
ク，ＳＡ用海水ピット）周辺）

ｃ．必要要員数及び操作時間
西側淡水貯水設備，淡水タンク及び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として，水源毎の最長時間を要する補給ルートにおける補給に必要な要員
数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：「西側淡水貯水設備を水源とした場合」10 名（重大事故等対応要員 8 名，運転員等 2 名）
「淡水タンクを水源とした場合」10 名（重大事故等対応要員 8 名，運転員等 2 名）
1.13－327

「海を水源とした場合」10 名（重大事故等対応要
員 8 名，運転員等 2 名）
所要時間目安 ※ ：「西側淡水貯水設備を水源とした場合」160 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）「淡水タンクを水源とした場合」165 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）「海を水源とした場合」160 分以内（放射線防護具
着用，移動及びホース敷設を含む）※：所要時間目安は，模擬により算定した時間

ｄ．操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用
又は携行して作業を行う。温度についても，作業は屋外のため支障はない。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：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
からのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。また，作業エリア周辺には，支障となる設
備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定1.13－328

型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，Ｐ
ＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

1.13－329

添付資料 1.13.4
6．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(1)

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
ａ．操作概要災害対策本部長は，可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設
備への補給が必要な状況において，水源を選定し，補給ルートを決定する。
現場では，指示された補給ルートを確保した上で，可搬型代替注水大型ポンプにより補給する。

ｂ．作業場所
屋外（常設代替高圧電源装置置場周辺，取水箇所（代替淡水貯槽，淡水タンク，ＳＡ用海水ピット）周辺）

ｃ．必要要員数及び操作時間
代替淡水貯槽，淡水タンク及び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として，水源毎の最長時間を要す
る補給ルートにおける補給に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
必要要員数：「代替淡水貯槽を水源とした場合」10 名（重大事
故等対応要員 8 名，運転員等 2 名）
「淡水タンクを水源とした場合」10 名（重大事故等対応要員 8 名，運転員等 2 名）「海を水源とした場合」10 名（重大事故等対応要
員 8 名，運転員等 2 名）

所要時間目安 ※ ：「代替淡水貯槽を水源とした場合」165 分以内（放1.13－330

射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）「淡水タンクを水源とした場合」150 分以内（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）「海を水源とした場合」220 分以内（放射線防護具
着用，移動及びホース敷設を含む）※：所要時間目安は，模擬により算定した時間

ｄ．操作の成立性について
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を着用
又は携行して作業を行う。温度についても，作業は屋外のため支障はない。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：可搬型代替注水大型ポンプからのホース接続は，専用の結合金具を使用して容易に接続可能である。また，作業エリ
ア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：衛星電話設備（固定型，携帯型），無線連絡設備（固定型，携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，Ｐ
ＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。
1.13－331

可搬型代替注水大型ポンプ車両の作業用照明

ホース接続訓練

東海港での送水訓練（ホース敷設）東海港での送水訓練（水中ポンプユニット設置）

車両操作訓練（ポンプ起動）

1.13－332

可搬型代替注水中型ポンプ

ホース敷設訓練

夜間での送水訓練（ポンプ設置）

夜間での送水訓練（放水）放射線防護具着用による送水訓練（交代要員参集）

放射線防護具着用による送水訓練（水中ポンプユニット設置）

1.13－333

添付資料 1.13.4
7．水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業における放射線量等の影響について

重大事故等対策の有効性評価における水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業の成立性を確認するため，作業員の実効線量評価を行う。

ａ．想定シナリオ
被ばく線量の観点で最も厳しくなる格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」で想定される事
故シーケンスのうち，代替循環冷却系を使用できない場合を想定した事
故シナリオを選定する。

ｂ．作業時間帯
屋外の放射線量が高い場合は緊急時対策所にて待機し，事象進展の状況や屋外の放射線量等から，作業員の被ばく低減と，屋外作業早期開始による正と負の影響を考慮した上で，総合的に判断する。実効線量評価
においては，保守的な評価とする観点から，格納容器ベント後，屋外作業実施が可能と考えられる線量率に低減する格納容器ベント実施 3 時間後とする。

ｃ．被ばく経路
水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業における評価対象とする被ばく経路を第 1 表に示す。
1.13－334

ｄ．その他（温度及び湿度）「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）」発生時に必要な水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業は屋外作業であることから，温度，湿度の観点で作業環境は問題とならない。

第1表

評価対象とする被ばく経路（格納容器ベント実施後の屋外作業）
評価経路

評価内容

原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいする
放射性物質

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）

大気中へ放出される
放射性物質

大気中へ放出された放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

地表に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（グランドシャインによる外部被ばく）

フィルタ装置内の放射性物質 ※

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（直接ガンマ線による外部被ばく）※西側淡水貯水設備付近の作業はフィルタ装置から距離が離れているため考慮しない。

ｅ．主な評価条件及び評価結果
主な評価条件及び被ばく線量の確認結果を第 2 表，可搬型代替注水中型ポンプによる水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作
業のタイムチャートを第 1 図に示す。水源の補給準備・補給作業における作業員の実効線量は約 60mSv，燃料の給油準備・給油作業における作業員の実効線量は約 22mSv となり，作業可能である。
1.13－335

1.13－336※1

代替淡水貯槽への補給時間は約 21 時間であるが，対応要員は 2 時間毎に交代する（評価時間は対応要員のうち最も作業時間が長くなる 360 分とする）。

・フィルタ装置内に取り込まれた放射性物質からの直接ガンマ線による被ばくは，フィルタ装置の位置，形状等を考慮して作業員の実効線量を評価
評価に当たっては，ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードを用いた。

フィルタ装置内の放射性物質

約 22mSv

約 5.8mSv／h

140 分（20 分×7 回）（約 2.4 時間）

・大気中へ放出された放射性物質による被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果を考慮して作業員の実効線量を評価90 分（1.5 時間）

大気中へ放出される放射性物
質約 60mSv

約 5.8mSv／h

20 分（約 0.4 時間）

格納容器ベント実施 3 時間後以降

西側淡水貯水設備付近

給油作業

・原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばくは，建屋の形状等を考慮し，直接ガンマ線については，ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒコードを用い，スカイシャインガンマ線については，ＡＮＩＳＮコード及びＧ３３-ＧＰ２Ｒコードを用いて作業員の実効線量を評価

約 14mSv／h

65 分（約 1.1 時間）

360 分（6.0 時間） ※１

西側淡水貯水設備付近

給油準備作業

燃料の給油準備・給油作業

原子炉格納容器から原子炉建
屋内に漏えいする放射性物質

実効線量（マスク考慮）

約 5.8mSv／h

線量率（格納容器ベント実施 3 時間後）代替淡水貯槽付近

西側淡水貯水設備
付近

補給監視作業

補給作業
補給準備作業

格納容器ベント実施 3 時間後以降

ホース敷設等作業

ポンプ設置等作業

補給準備作業

75 分（約 1.3 時間）

作業時間帯

線量評価点

屋外作業

主な評価条件及び被ばく線量の確認結果

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準備・補給作業

第2表

作業時間（移動時間含む）

主な評価条 件

1.13－337

第1図

2名

120分

ポンプ等設置作業

75分

120分

燃料の給油作業

120分

10時間

65分

1260分（最大1名：360分）

120分

補給準備作業
20分

補給準備

120 分

20時間
120分

補給開始

120分
60 分

25時間

（西側淡水貯水設備周辺作業）

ホース接続

3時間

90分（西側淡水貯水設備周辺）（代替淡水貯槽周辺作業）

ホース敷設等作業

代替淡水貯槽蓋開放

燃料の給油準備作業

120分

移動

ホース敷設

2時間

【水の補給監視作業時間のうち 140 分（20 分／回×７回）】

補給監視作業

120分

120分

ホース積込み，移動，ホース荷卸し西側淡水貯水設備蓋開放，
ポンプ設置

1時間

（西側淡水貯水設備周辺作業）

出動準備

可搬型代替注水中型ポンプによる水源の補給準備・補給作業及び燃料の給油準備・給油作業のタイムチャート

燃料の給油作業

計8名

2名

2名

2名

2名

対応要員数

作業内容

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監視作業2名

8名

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準備作業

燃料の給油準備作業

対応要員数

作業内容

添付資料 1.13.4
8．取水源からの取水時の異物管理について

重大事故等時には，常設設備の水源より原子炉圧力容器への注水，原子炉
格納容器内の冷却，原子炉格納容器下部への注水及び使用済燃料プールへの
注水／スプレイを実施するが，常設設備の水源は水量が有限であるため，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，西側淡水貯水設備，淡水タンク及び海（海水取水箇所（ＳＡ用海水ピット））を水源とした接続口への直接送水又は注水等で使用している水源への補給を実施する。
常設設備へ送水する際は，津波等の自然災害の影響により，取水箇所に瓦礫等の漂流物が浮遊，又は水底に堆積していることが懸念されるが，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水中ポンプユニッ
トについては，吸込み部を水面より低く着底しない位置に固定して設置するため，漂流物の影響を受けにくい。また，水中ポンプユニットの吸込み部にはストレーナを設置しているため，異物の吸込み防止を図ることが可能であ
る。

ストレーナ

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
付属の水中ポンプユニット

1.13－338

添付資料 1.13.5

水源から必要な箇所への給水経路

1.13－339

1.13－340

手順等【1.8.2.2(1)ｃ．】

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉
心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

1.13.2.1(1)ａ．(c)1.13.2.1(1)ｃ．(a)

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【1.8.2.1(1)ａ．】【1.6.2.3(1)ｂ．(a)】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（炉心損傷後）

1.13.2.1(1)ｂ．(b)1.13.2.1(1)ｃ．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【1.6.2.2(1)ｂ．(a)】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（炉心損傷前）

1.13.2.1(1)ｂ．(a)1.13.2.1(1)ｂ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却【1.4.2.2(3)ａ．(a)】低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

1.13.2.1(1)ａ．(b)【1.4.2.2(1)ａ．(a)】低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

1.13.2.1(1)ａ．(a)1.13.2.1(1)ａ．代替淡水貯槽を水源とした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

代替淡水貯槽を水源とした対応手順（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）

水源を利用した対応手順

1.13.2.1(1)1.13.2.1

リンク先一覧（1／11）

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

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

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

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（常設）による残存溶融炉心の冷却

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

リンク先

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等について，手順のリンク先を以下に取りまとめる。

手順のリンク先について添付資料 1.13.6

1.13－341

手順等【1.8.2.2(1)ｄ．】

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉
心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

1.13.2.1(2)ｂ．(c)1.13.2.1(2)ｄ．(a)フィルタ装置スクラビング水補給【1.5.2.2(1)ａ．(b)】【1.7.2.1(1)ｃ．】【1.6.2.3(1)ｂ．(b)】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（炉心損傷後）

1.13.2.1(2)ｃ．(b)1.13.2.1(2)ｄ．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【1.6.2.2(1)ｂ．(b)】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（炉心損傷前）1.13.2.1(2)ｃ．(a)1.13.2.1(2)ｃ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却【1.4.2.2(3)ａ．(b)】低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却

1.13.2.1(2)ｂ．(b)【1.4.2.2(1)ａ．(b)】低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

1.13.2.1(2)ｂ．(a)1.13.2.1(2)ｂ．代替淡水貯槽を水源とした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

1.13.2.1(2)ａ．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

代替淡水貯槽を水源とした対応手順（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）【1.11.2.2(1)ａ．】

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スプレイ

1.13.2.1(1)ｄ．(b)1.13.2.1(2)【1.11.2.1(1)ａ．】

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）を使用した使用済燃料プール注水

1.13.2.1(1)ｄ．(a)1.13.2.1(1)ｄ．代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ

リンク先一覧（2／11）

フィルタ装置スクラビング水補給

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（淡水／海水）

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（淡水／海水）

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）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）

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）

本資料に記載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スプレイ

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）を使用した使用済燃料プール注水

リンク先

1.13－342

手順等

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）への注水サプレッション・プールを水源とした対応手順【1.11.2.2(1)ｃ．】【1.2.2.2(1)ａ．】【1.2.2.3(1)ａ．】【1.2.2.3(1)ｂ．】【1.2.2.1(1)】【1.2.2.1(2)】【1.8.2.2(1)ａ．】

高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注
水（中央制御室からの高圧代替注水系起動）

高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注水（現場での人力操作による高圧代替注水系起動）

原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・プールを水源とした
原子炉注水

高圧炉心スプレイ系によるサプレッション・プールを水源とした
原子炉注水

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

1.13.2.1(3)ａ．(a)1.13.2.1(3)ａ．(b)1.13.2.1(3)ａ．(c)1.13.2.1(3)ａ．(d)1.13.2.1(3)ａ．(e)

リンク先

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（淡水／海水）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（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）

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）を使用した使用済
燃料プール注水（淡水／海水）

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）

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注水

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水

現場での人力操作による高圧代替注水系起動中央制御室からの高圧代替注水系起動1.13.2.1(3)ａ．サプレッション・プールを水源とした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

1.13.2.1(3)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【1.11.2.2(1)ｂ．】

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スプレイ

1.13.2.1(2)ｆ．(b)1.13.2.1(2)ｆ．(c)【1.11.2.1(1)ｂ．】

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）を使用した使用済燃料プール注水【1.8.2.1(1)ｂ．】

1.13.2.1(2)ｆ．(a)1.13.2.1(2)ｆ．代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ

1.13.2.1(2)ｅ．(a)1.13.2.1(2)ｅ．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

リンク先一覧（3／11）

1.13－343

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

手順等【1.8.2.2(1)ｂ．】

低圧炉心スプレイ系による原子炉注水

1.13.2.1(3)ｂ．(b)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・プール水の除熱

1.13.2.1(3)ｃ．(a)1.13.2.1(3)ｃ．(b)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・プール水の除熱
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱【1.6.2.1(2)】【1.6.2.2(2)ａ．(b)】【1.6.2.3(2)ａ．(b)】【1.6.2.2(1)ａ．(a)】【1.6.2.3(1)ａ．(a)】

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱(炉心損傷
前)代替循環冷却系によるよるサプレッション・プール水の除熱(炉心
損傷後)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱(炉心損傷前)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱(炉心損傷後)

1.13.2.1(3)ｄ．(c)1.13.2.1(3)ｄ．(d)1.13.2.1(3)ｄ．(e)1.13.2.1(3)ｄ．(f)【1.6.2.3(1)ａ．(b)】【1.6.2.2(1)ａ．(b)】【1.4.2.2(3)ａ．(c)】

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却

1.13.2.1(3)ｄ．(b)【1.4.2.2(1)ａ．(c)】

代替循環冷却系による原子炉注水

1.13.2.1(3)ｄ．(a)

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱

代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却

代替循環冷却系による原子炉注水

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格
納容器内の除熱【1.4.2.2(2)ａ．(b)】【1.6.2.2(2)ａ．(a)】【1.6.2.3(2)ａ．(a)】低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水【1.4.2.1(2)】

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低圧炉心スプレイ系による原子炉注水【1.4.2.2(2)ａ．(a)】【1.6.2.1(1)】

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水【1.4.2.1(1)】1.13.2.1(3)ｄ．サプレッション・プール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

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

1.13.2.1(3)ｃ．サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱

残留熱除去系による原子炉注水

1.13.2.1(3)ｂ．(a)

リンク先
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

1.13.2.1(3)ｂ．サプレッション・プールを水源とした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

1.13.2.1(3)ａ．(f)

リンク先一覧（4／11）

1.13－344【1.8.2.2(1)ｄ．】

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉
心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

1.13.2.1(4)ｂ．(c)フィルタ装置スクラビング水補給

1.13.2.1(4)ｅ．(a)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1.13.2.1(4)ｅ．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

1.13.2.1(4)ｄ．(a)【1.8.2.1(1)ｂ．】【1.5.2.2(1)ａ．(b)】【1.7.2.1(1)ｃ．】【1.6.2.3(1)ｂ．(b)】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（炉心損傷後）

1.13.2.1(4)ｃ．(b)1.13.2.1(4)ｄ．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【1.6.2.2(1)ｂ．(b)】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（炉心損傷前）1.13.2.1(4)ｃ．(a)1.13.2.1(4)ｃ．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【1.4.2.2(3)ａ．(b)】【1.4.2.2(1)ａ．(b)】低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

1.13.2.1(4)ｂ．(b)1.13.2.1(4)ｂ．(a)1.13.2.1(4)ｂ．西側淡水貯水設備を水源とした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

1.13.2.1(4)ａ．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

西側淡水貯水設備を水源とした対応手順【1.8.2.2(1)ｅ．】

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

1.13.2.1(3)ｄ．(h)1.13.2.1(4)【1.7.2.1(2)】

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

手順等

1.13.2.1(3)ｄ．(g)

リンク先一覧（5／11）

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）

フィルタ装置スクラビング水補給

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（淡水／海水）

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（淡水／海水）

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）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）

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）

本資料に記載代替循環冷却系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格納容器内の減圧及び除熱

リンク先

1.13－345

手順等

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応手順

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注水【1.11.2.1(1)ｂ．】

消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）

1.13.2.1(5)ｂ．(b)【1.6.2.3(1)ｂ．(c)】

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水【1.8.2.1(1)ｃ．】

復水貯蔵タンクを水源とした対応手順

消火系による使用済燃料プール注水【1.11.2.1(1)ｄ．】

1.13.2.1(6)ａ．(a)原子炉隔離時冷却系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉注水

1.13.2.1(6)ａ．復水貯蔵タンクを水源とした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

1.13.2.1(6)1.13.2.1(5)ｄ．(a)1.13.2.1(5)ｄ．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ールへの注水

1.13.2.1(5)ｃ．(a)1.13.2.1(5)ｃ．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

消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）1.13.2.1(5)ｂ．(a)【1.6.2.2(1)ｂ．(c)】【1.8.2.2(1)ｆ．】

消火系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

1.13.2.1(5)ａ．(c)1.13.2.1(5)ｂ．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【1.4.2.2(3)ａ．(d)】

消火系による残存溶融炉心の冷却

1.13.2.1(5)ａ．(b)【1.4.2.2(1)ａ．(d)】

消火系による原子炉注水

1.13.2.1(5)ａ．(a)

リンク先
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）を使用した使用済
燃料プール注水（淡水／海水）

本資料に記載消火系による使用済燃料プール注水

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

消火系による原子炉格納容器内の冷却消火系による原子炉格納容器内の冷却消火系による原子炉圧力容器への注水

消火系による残存溶融炉心の冷却

消火系による原子炉注水

1.13.2.1(5)ａ．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

1.13.2.1(5)1.13.2.1(4)ｆ．(a)1.13.2.1(4)ｆ．西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへの注水

リンク先一覧（6／11）

1.13－346

制御棒駆動水圧系による原子炉注水

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

1.13.2.1(6)ａ．(c)1.13.2.1(6)ａ．(d)【1.2.2.5(1)ｂ．】

補給水系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）

1.13.2.1(6)ｃ．(b)補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

1.13.2.1(6)ｅ．(a)補給水系による使用済燃料プールへの注水

1.13.2.1(6)ｅ．復水貯蔵タンクを水源とした使用済燃料プールへの注水

1.13.2.1(6)ｄ．(a)1.13.2.1(6)ｄ．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

補給水系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）1.13.2.1(6)ｃ．(a)【1.11.2.1(1)ｃ．】【1.8.2.1(1)ｄ．】【1.6.2.3(1)ｂ．(d)】【1.6.2.2(1)ｂ．(d)】【1.8.2.2(1)ｇ．】

補給水系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

1.13.2.1(6)ｂ．(c)1.13.2.1(6)ｃ．復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却【1.4.2.2(3)ａ．(e)】

補給水系による残存溶融炉心の冷却

1.13.2.1(6)ｂ．(b)【1.4.2.2(1)ａ．(e)】

補給水系による原子炉注水

1.13.2.1(6)ｂ．(a)1.13.2.1(6)ｂ．復水貯蔵タンクを水源とした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

高圧炉心スプレイ系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉注水

手順等

1.13.2.1(6)ａ．(b)

リンク先一覧（7／11）

補給水系による使用済燃料プール注水

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

補給水系による原子炉格納容器内の冷却補給水系による原子炉格納容器内の冷却補給水系による原子炉圧力容器への注水

補給水系による残存溶融炉心の冷却補給水系による原子炉注水

本資料に記載制御棒駆動水圧系による原子炉注水

本資料に記載リンク先

1.13－347

手順等

海を水源とした対応手順

フィルタ装置スクラビング水補給【1.5.2.2(1)ａ．(b)】【1.7.2.1(1)ｃ．】【1.8.2.2(1)ｄ．】

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉
心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

1.13.2.1(8)ｂ．(c)1.13.2.1(8)ｄ．(a)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【1.8.2.1(1)ｂ．】【1.6.2.3(1)ｂ．(b)】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（炉心損傷後）

1.13.2.1(8)ｃ．(b)1.13.2.1(8)ｄ．海を水源とした原子炉格納容器下部への注水【1.6.2.2(1)ｂ．(b)】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（炉心損傷前）1.13.2.1(8)ｃ．(a)1.13.2.1(8)ｃ．海を水源とした原子炉格納容器内の冷却【1.4.2.2(3)ａ．(b)】低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却

1.13.2.1(8)ｂ．(b)【1.4.2.2(1)ａ．(b)】低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

1.13.2.1(8)ｂ．(a)1.13.2.1(8)ｂ．海を水源とした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

1.13.2.1(8)ａ．海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

1.13.2.1(8)1.13.2.1(7)ｂ．(a)1.13.2.1(7)ｂ．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

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対応手順

1.13.2.1(7)ａ．

1.13.2.1(7)

リンク先一覧（8／11）

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）

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（淡水／海水）

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（淡水／海水）

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）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）

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）

本資料に記載フィルタ装置スクラビング水補給

本資料に記載リンク先

1.13－348

手順等【1.11.2.2(1)ｃ．】

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

1.13.2.1(8)ｅ．(c)残留熱除去系海水系による冷却水の確保

代替残留熱除去系海水系による冷却水の確保

1.13.2.1(8)ｇ．(b)

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

1.13.2.1(8)ｊ．(a)【1.12.2.2(2)ａ．】【1.12.2.1(1)ａ．】【1.5.2.3(1)ｂ．】【1.5.2.3(1)ａ．】

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

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

代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

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）を使用した使用済
燃料プール注水（淡水／海水）
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（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（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（淡水／海水）リンク先

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（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）【1.14.2.1(1)】

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

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

1.13.2.1(8)ｊ．海を水源とした２Ｃ・２Ｄ

1.13.2.1(8)ｉ．(a)1.13.2.1(8)ｉ．海を水源とした航空機燃料火災への泡消火

1.13.2.1(8)ｈ．(a)1.13.2.1(8)ｈ．海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制

緊急用海水系による冷却水の確保

1.13.2.1(8)ｇ．(a)1.13.2.1(8)ｇ．海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送

1.13.2.1(8)ｆ．(a)【1.5.2.1(1)】【1.11.2.2(1)ｂ．】

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スプレイ

1.13.2.1(8)ｅ．(b)1.13.2.1(8)ｆ．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【1.11.2.1(1)ｂ．】

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）を使用した使用済燃料プール注水

1.13.2.1(8)ｅ．(a)1.13.2.1(8)ｅ．海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ

リンク先一覧（9／11）

1.13－349

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手順

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却【1.8.2.2(1)ｈ．】

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（溶融炉
心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

1.13.2.1(9)ａ．(c)

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手順

1.13.2.2(1)ａ．(a)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

本資料に記載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

ほう酸水注入系による原子炉注水

1.13.2.2(1)ａ．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／海水）

1.13.2.2(1)

水源へ水を補給するための対応手順【1.2.2.5(1)ａ．】

ほう酸水注入系による原子炉注水

1.13.2.1(9)ａ．(b)非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」代替燃料プー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【1.11.2.4(1)ａ．(c)】【1.1.2.1(2)】

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保【1.11.2.4(1)ａ．(b)】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への代替送水による２Ｃ・
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」1.13.2.2

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気
設備への給電【1.11.2.4(1)ａ．(a)】【1.14.2.2(3)】1.13.2.1(9)ａ．(a)1.13.2.1(9)ａ．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

1.13.2.1(9)1.13.2.1(8)ｌ．(a)1.13.2.1(8)ｌ．海を水源とした代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却1.13.2.1(8)ｋ．(a)【1.14.2.2(2)】

リンク先

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への代替送水

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（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設
備への給電）

手順等

1.13.2.1(8)ｋ．海を水源とした２Ｃ・２Ｄ

1.13.2.1(8)ｊ．(b)

リンク先一覧（10／11）

1.13－350

1.13.2.3(3)ａ．

外部水源（代替淡水貯槽）から内部水源（サプレッション・プール）への切替え

外部水源から内部水源への切替え

西側淡水貯水設備へ補給する水源の切替え

1.13.2.3(2)ｂ．

1.13.2.3(3)

代替淡水貯槽へ補給する水源の切替え

1.13.2.3(2)ａ．

淡水から海水への切替え

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水時の水源の切替え

1.13.2.3(1)ｂ．

1.13.2.3(2)原子炉隔離時冷却系による原子炉注水時の水源の切替え

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

1.13.2.3(1)ａ．

1.13.2.3(1)

本資料に記載本資料に記載本資料に記載本資料に記載本資料に記載本資料に記載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

1.13.2.2(2)ａ．(c)

水源を切り替えるための対応手順

本資料に記載淡水タンク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

1.13.2.2(2)ａ．(b)1.13.2.3

本資料に記載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

1.13.2.2(2)ａ．(a)1.13.2.2(2)ａ．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／海水）

西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手順

本資料に記載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

1.13.2.2(1)ａ．(c)1.13.2.2(2)

本資料に記載リンク先

1.13.2.2(1)ａ．(b)

手順等

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代替淡水貯槽への補給

リンク先一覧（11／11）

1.14

電源の確保に関する手順等＜目

1.14.1

次＞

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備(a)

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

ｂ．交流電源喪失時の対応手段及び設備(a)

代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電(b)

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備
への給電

(c)

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧(d)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｃ．交流電源及び直流電源喪失時の対応手段及び設備(a)

代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電(b)

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備
への給電

(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｄ．非常用所内電気設備機能喪失時の対応手段及び設備(a)

代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
目－1

(b)

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電(c)

重大事故等対処設備

ｅ．燃料給油時の対応手段及び設備(a)

燃料給油設備による各機器への給油(b)

重大事故等対処設備

ｆ．手順等
1.14.2

重大事故等時の手順

1.14.2.1(1)

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

1.14.2.2(1)

設計基準事故対処設備を使用した対応手順

交流電源喪失時の対応手順

代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
ａ．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
ｂ．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(2)

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への
給電

(3)

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼ

ル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧
1.14.2.3(1)交流電源及び直流電源喪失時の対応手順

代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
ａ．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
ｂ．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(2)

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電
目－2

1.14.2.4(1)

非常用所内電気設備機能喪失時の対応手順

代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
ａ．常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
ｂ．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(2)

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電
ａ．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
ｂ．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

1.14.2.5(1)

燃料給油時の対応手順

燃料給油設備による各機器への給油
ａ．可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油
ｂ．軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油
ｃ．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
1.14.2.6

その他の手順項目について考慮する手順

1.14.2.7

重大事故等時の対応手段の選択(1)

交流電源喪失時(2)直流電源喪失時目－3添付資料1.14.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.14.2

重大事故対策の成立性
1.

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

2.

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

3.

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所
内電気設備への給電

4.

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧
5.

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

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

7.

常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

8.

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

9.

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

10.

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

11.

可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油
目－4

12.

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油

13.

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
添付資料1.14.3

不要直流負荷切り離しリスト1.

不要直流負荷切り離しリスト2.

中央制御室内における不要直流負荷切り離し操作場所の概要図

添付資料1.14.4

代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電時の中央制御室における動的負荷の自動起動防止措置対象機器リ
スト1.

常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ））への給電時の中央制御室における動的負荷の自動起動防止措置
2.

可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｐ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ））への給電時の中央制御室における動的負荷の自動起動防止措置
添付資料1.14.5

受電前準備操作対象リスト
1.

常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ２Ｃ）への給電時の現場による受電前準備操作対象

リスト
2.

常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ２Ｄ）への給電時の現場による受電前準備操作対象

リスト
3.

可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｐ／Ｃ２Ｃ）への給電時の現場による受電前準備操作対
目－5

象リスト
4.

可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｐ／Ｃ２Ｄ）への給電時の現場による受電前準備操作対

象リスト
5.

所内常設直流電源喪失時の常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ２Ｃ）への給電時の現場による受電前準備操作対象リスト
6.

所内常設直流電源喪失時の可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ２Ｄ）への給電時の現場による受電前準備操作対象リスト
添付資料1.14.6

緊急用電源切替盤にて電源給電可能な設計基準事故対処設備
リスト
1.

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緊急用電源切替盤にて電源給電可能な設計基準事故対
処設備の電動弁リスト（交流）2.

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緊急用電源切替盤にて電源給電可能な設計基準事故対
処設備の電動弁リスト（直流）添付資料1.14.7

緊急用電源切替盤による電源切替操作方法について

添付資料1.14.8

審査基準における要求事項毎の給電対象設備

目－6

1.14

電源の確保に関する手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、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、貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中における発電用原子炉内の燃料体（以下「運転停止中原子炉内燃料体」という。）の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保す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。

【解釈】
１「電力を確保するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
（１）炉心の著しい損傷等を防止するために必要な電力の確保
ａ）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、代替電源により、炉心の著しい損傷、原子炉格納容器の破損、貯蔵
槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保するために必要な手順等を整備すること。
ｂ）所内直流電源設備から給電されている２４時間内に、十分な余裕を持って可搬型代替交流電源設備を繋ぎ込み、給電が開始できること。
ｃ）複数号機設置されている工場等では、号機間の電力融通を行えるようにしておくこと。また、敷設したケーブル等が利用できない状
況に備え、予備のケーブル等を用意すること。

1.14－1

ｄ）所内電気設備（モータコントロールセンタ(MCC)、パワーセンタ(P/C)及び金属閉鎖配電盤(メタクラ)(MC)等）は、共通要因で機能を失うことなく、少なくとも一系統は機能の維持及び人の接近性の確保を図ること。
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，使用済燃料貯蔵槽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。）の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保す
る対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.14－2

1.14.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
外部電源が喪失した場合において，非常用所内電気設備へ給電するための設計基準事故対処設備として，２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機（以下「非常用ディーゼル発電機」を「Ｄ／Ｇ」という。），高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機（以下「ＨＰＣＳ
電池

Ｄ／Ｇ」という。），125V系蓄

Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系及び中性子モニタ用蓄電池

Ａ系・Ｂ系を設置している。
また，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ，ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ，125V系蓄電池

Ｂ系・ＨＰＣＳ系及び中性子モニタ用蓄電池

Ａ系・

Ａ系・Ｂ系より給電された電力を各負荷へ分配するための設計基準事故対処設備として，非常用所内電気設備であるメタクラ（メタルクラッド開閉装置，以下「Ｍ／Ｃ」という。），パワーセンタ（以下「Ｐ／Ｃ」という。），モータコントロール
センタ（以下「ＭＣＣ」という。），直流充電器及び直流主母線盤等を設置している。
これらの設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等の対処に用いるが，設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，各設計基準事故対処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対
応手段及び重大事故等対処設備を選定する（第1.14.1－1図及び第1.14.1－2図）。
重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備 ※１ を選定する。
※１

自主対策設備
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況
1.14－3

において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。
選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第五十七条及び技術基準
規則第七十二条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，重大事故等対処設備及び自主対策設備の関係を明確にする。
(2)

対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，設計基準事故対処設備の故障として，非常用所内電気設備への交流電源による給電並びに直流設備への直流電源による給電に使用する設備及び所内電気設備の故障を想定する。
設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手
段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段とその対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備と，整備する手順についての関係を第1.14.1－1表に整理する。
ａ．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備(a)

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して重大事故等の対処に用いる。
非常用交流電源設備による給電で使用する設備は以下のとおり。
・２Ｃ

Ｄ／Ｇ

・２Ｄ

Ｄ／Ｇ

・ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ
1.14－4

・２Ｃ

非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ

・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ
ｂ．交流電源喪失時の対応手段及び設備(a)

代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
外部電源が喪失した場合は，設計基準事故対処設備である２Ｃ・２

Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

Ｍ／Ｃ

Ｄ／Ｇにより，非常用所内電気設備である

２Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳへ交流電源を自動で給電することに加えて常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置（2台）により代替所内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃへ給電する。
また，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの故障により非常用所内電気設備への給電ができない場合は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置（3台）（又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車）により非常用所内電気設備へ給電する手段がある。
ⅰ)

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
外部電源が喪失した場合は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置（2台）により代替所内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃ，
緊急用Ｐ／Ｃへ給電するとともに，外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの故障により非常用所内電気設備への給電ができない場合は，
２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの電源給電機能の代替手段として，常設代替交

流電源設備である常設代替高圧電源装置（3台）の追加により代替所
内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃを経由して非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）へ給電する手段がある。

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で使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1－3図に示す。
1.14－5

・常設代替高圧電源装置
ⅱ)

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
常設代替交流電源設備又は代替所内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃの故障により非常用所内電気設備への給電ができない場合は，常設
代替交流電源設備の電源給電機能の代替手段として，可搬型代替交
流電源設備である可搬型代替低圧電源車により非常用所内電気設備
であるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへ給電する手段がある。

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で使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1－3図に示す。
・可搬型代替低圧電源車(b)

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備
への給電
外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

気設備であるＭ／Ｃ

Ｄ／Ｇの故障により，非常用所内電

２Ｃ・２Ｄへの給電ができない場合は，設計基準事故対処設備であるＨＰＣＳ
Ｍ／Ｃ

Ｄ／Ｇ，非常用所内電気設備である

ＨＰＣＳ及び常用所内電気設備であるＭ／Ｃ

可能であって，さらにＭ／Ｃ

ＨＰＣＳの負荷であるＨＰＣＳポンプの停止が可能な場合は，２Ｃ・２Ｄ段として，ＨＰＣＳ

２Ｅの使用がＤ／Ｇの電源給電機能の代替手

Ｄ／ＧからＭ／Ｃ

ＨＰＣＳ及びＭ／Ｃ

を経由して非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ

２Ｅ

２Ｃ（又は２Ｄ）へ給電する手段がある。
ＨＰＣＳ

Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）への給電で使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1－3図に示す。
・ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ

・Ｍ／Ｃ

ＨＰＣＳ
1.14－6

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ

(c)

・Ｍ／Ｃ

２Ｅ

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧
外部電源喪失及び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のポンプ等の故障による
２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ

能喪失により，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇのディーゼル機関の冷却機

Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇによる非常用所内電気設備への給電ができない場合は，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の冷却機能の代替手段として，可搬型代替注水大型ポンプにより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海水を送水し，各ディーゼル機関を冷却することで，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源給電機能を復旧する手段がある。
なお，審査基準及び基準規則の要求機能ではないため自主対策として位置付けるが，重大事故等時において電源給電機能の復旧が期待で
きる。
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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ
はＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源給電機能の復旧で使用する設備は以下のとおり。系統概要図を第1.14.1－5図に示す。
・２Ｃ

Ｄ／Ｇ又

Ｄ／Ｇ
1.14－7

・２Ｄ

Ｄ／Ｇ

・ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ

・可搬型代替注水大型ポンプ(d)

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.14.1（2）ｂ．（a）ⅰ）

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」で使用する設備のうち，常設代替高圧電源装置は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.14.1（2）ｂ．（a）ⅱ）

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」で使用する設備のうち，可搬型代替低圧電
源車は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.14.1（2）ｂ．（b）

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電」で使用する設備のうち，ＨＰＣＳ
Ｄ／Ｇ，Ｍ／ＣＨＰＣＳ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

用海水ポンプは重大事故等対処設備として位置づける。
「1.14.1（2）ｂ．（c）

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧」で使用する設備のうち，２Ｃ・
２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇは重大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.14.1）
以上の重大事故等対処設備により，交流電源が喪失した場合においても炉心の著しい損傷等を防止するために必要な電力を確保できる。
1.14－8

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置づける。あわせて，その理由を示す。
・Ｍ／Ｃ

２Ｅ

耐震ＳクラスではなくＳｓ機能維持を担保できないが，Ｍ／Ｃ
２Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳと同等の母線容量（3,000A）を有しており，健全性が確認できた場合は電源融通電路として使用できることから，事故対応に必要な電源を確保するための手段として有効である。
・可搬型代替注水大型ポンプ
車両の移動，設置及びホース接続等に時間を要し，想定する事
故シーケンスに対して有効性を確認できないが，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ非Ｄ／Ｇが使用可能な場合は，２Ｃ・２Ｄ

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
ル発電機海水系に海水を送水し，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の冷却機能を確保することで，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源給電機能を復旧できるため，事故対応に必要な電源を確保するための手段として有効である。
ｃ．交流電源及び直流電源喪失時の対応手段及び設備(a)

代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの故障により直流125V充電器

２Ａ・２Ｂの交流入力電源が喪失した場合は，代替直流電源設備である所内常設直流電源設備（又は可搬型代替直流電源設備）により非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへ給電する手段がある。
1.14－9

また，所内常設直流電源設備には，非常用所内電気設備である直流
125V主母線盤ＨＰＣＳ及び直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ａ・２Ｂへ給電する手段がある。
ⅰ)

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
外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの故障により非常用所内電気設備である直流125V充電器２Ａ・２Ｂの交流入力電源が喪失した
場合は，所内常設直流電源設備である125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系により非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへ無停電で給電する手段がある。
また，所内常設直流電源設備には，非常用所内電気設備である直流125V主母線盤ＨＰＣＳ及び直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ａ・２Ｂへ無停電で給電する手段がある。
125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系は，自動給電開始から1時間以内に中央制御室において簡易な操作でプラントの状態監視に必要ではない直流負荷を切り離すことにより8時間，その後，中央制御室外において不要な直流負荷を切り離すことで，常設代替交流電源設備（又は可
搬型代替交流電源設備）による給電を開始するまで最大24時間にわたり，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへ給電する。
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で使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1－4図に示す。
・125V系蓄電池

Ａ系

・125V系蓄電池

Ｂ系

・125V系蓄電池

ＨＰＣＳ系・中性子モニタ用蓄電池

Ａ系

・中性子モニタ用蓄電池

Ｂ系

1.14－10ⅱ)

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
所内常設直流電源設備である125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系から直流

125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの自動給電開始から24時間以内に常設代
替交流電源設備による直流125V充電器２Ａ・２Ｂの交流入力電源の復旧が見込めず，125V系蓄電池
る場合は，125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系が枯渇するおそれがあＡ系・Ｂ系の電源給電機能の代替手段として，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源設備により非常用所内電気設備である直流125V主母
線盤２Ａ（又は２Ｂ）へ給電する手段がある。
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に使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1－4図に示す。
・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器(b)

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備
への給電
外部電源喪失，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの故障により，非常用所内電気設備である直流125V充電器２Ａ・２Ｂの交流入力電源が喪失している状態で，設計基準事故対処設備であるＨ
ＰＣＳ

Ｄ／Ｇ，非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ

常用所内電気設備である直流125V

ＨＰＣＳ及び予備充電器の使用が可能であって，さらにＨＰＣＳポンプの停止が可能な場合は，２Ｃ・２Ｄ／Ｇの電源給電機能の代替手段として，ＨＰＣＳＣ

ＨＰＣＳ及び直流125V

Ｄ

Ｄ／ＧからＭ／

予備充電器を経由して非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ（又は２Ｂ）へ給電する手段がある。
1.14－11

ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇによる直流125V主母線盤２Ａ（又は２Ｂ）への給電で使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1－3図及び第1.14.1－4図に示す。
・ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ

・Ｍ／Ｃ

ＨＰＣＳ

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
・直流125V(c)

予備充電器

重大事故等対処設備と自主対策設備「1.14.1（2）ｃ．（a）ⅰ）

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」で使用する設備のうち，125V系蓄電池
Ｂ系・ＨＰＣＳ系及び中性子モニタ用蓄電池

Ａ系・

Ａ系・Ｂ系は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.14.1（2）ｃ．（a）ⅱ）

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」で使用する設備のうち，可搬型代替低圧電
源車及び可搬型整流器は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.14.1（2）ｃ．（b）

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電」で使用する設備のうち，ＨＰＣＳ
Ｄ／Ｇ，Ｍ／ＣＨＰＣＳ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

用海水ポンプは重大事故等対処設備として位置付ける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料１．１４.1）
以上の重大事故等対処設備により，直流電源が喪失した場合においても炉心の著しい損傷等を防止するために必要な電力を確保できる。
また,以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備で1.14－12

あるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・直流125V

予備充電器

耐震ＳクラスではなくＳs機能維持を担保できないが，直流125V
充電器２Ａ・２Ｂと同等の出力電流(420A)を有しており，健全性が確認できた場合は電源融通電路として使用できることから，事故対応に必要な電源を確保するための手段として有効である。

ｄ．非常用所内電気設備機能喪失時の対応手段及び設備
非常用所内電気設備の電源給電機能が喪失した場合は，代替交流電源設備である常設代替交流電源設備（又は可搬型代替交流電源設備）及び代替直流電源設備である常設代替直流電源設備（又は可搬型代替直流電
源設備）から代替所内電気設備へ給電する手段がある。
なお，非常用所内電気設備及び代替所内電気設備は，重大事故等時において，共通要因である地震，津波，火災及び溢水により同時に機能を失うことなく，少なくとも1系統は機能の維持及び人の接近性を確保する設計とする。
(a)

代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

ⅰ)

常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
非常用所内電気設備の電源給電機能が喪失し，「1.14.1（2）ｂ．
（a）ⅰ） 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」ができない場合の代替手段として，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から代替所内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃへ給電する手段がある。
常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電に使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1－3図に示す。
1.14－13

・常設代替高圧電源装置
・緊急用Ｍ／Ｃ
ⅱ)

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
非常用所内電気設備の電源給電機能が喪失し，「1.14.1（2）ｄ．
（a）ⅰ） 常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電」
ができない場合の代替手段として，可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車から代替所内電気設備である緊急用Ｐ／Ｃへ給電する手段がある。
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に使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1－3図に示す。
・可搬型代替低圧電源車
・緊急用Ｐ／Ｃ(b)

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

ⅰ)

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
非常用所内電気設備の電源給電機能が喪失し，「1.14.1（2）ｃ．
（a）ⅰ） 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」ができない場合の代替手段として，常設代替直流電源設備である緊急用125V系蓄電池により代替所内電気設備である緊急用直流
125V主母線盤へ無停電で給電する手段がある。
また，通常待機時において非常用所内電気設備から代替所内電気設備へ常時給電されるが，外部電源，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及び非常用所内電気設備の電源給電機能の喪失により代替所内電気設備である緊急用直流125V充電器の交流入力電源が喪失した場合に，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置（又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車）による給電を開始するまで，
1.14－14直流負荷の切り離しをせずに最大24時間にわたり，常設代替直流電源設備である緊急用125V系蓄電池から代替所内電気設備である緊急用直流125V主母線盤へ無停電で直流電源が給電される。
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に使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1－4図に示す。
・緊急用125V系蓄電池
・緊急用直流125V主母線盤
ⅱ)

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
非常用所内電気設備の電源給電機能が喪失し，常設代替直流電源設備である緊急用125V系蓄電池から代替所内電気設備である緊急用
直流125V主母線盤への自動給電開始から24時間以内に代替交流電源
設備により緊急用直流125V充電器の交流入力電源の復旧が見込めず，
緊急用125V系蓄電池が枯渇するおそれがある場合は，「1.14.1（2）ｄ．（b）ⅰ） 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」の代替手段として，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源設備から代替所内電気設備である緊急用直流125V主母線盤へ給電する手段がある。
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に使用する設備は以下のとおり。単線結線図を第1.14.1－4図に示す。
・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
・緊急用直流125V主母線盤(c)

重大事故等対処設備「1.14.1（2）ｄ．（a）ⅰ）

常設代替交流電源設備による代替所

内電気設備への給電」で使用する設備のうち，常設代替高圧電源装置
1.14－15

及び緊急用Ｍ／Ｃは重大事故等対処設備と位置づける。
「1.14.1（2）ｄ．（a）ⅱ）

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」で使用する設備のうち，可搬型代替低圧電源
車及び緊急用Ｐ／Ｃは重大事故等対処設備と位置づける。
「1.14.1（2）ｄ．（b）ⅰ）

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」で使用する設備のうち，緊急用125V系蓄電池及び緊急用直流125V主母線盤は重大事故等対処設備として位置づける。
「1.14.1（2）ｄ．（b）ⅱ）

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」で使用する設備のうち，可搬型代替低圧電源車，可搬型整流器及び緊急用直流125V主母線盤は重大事故等対処設備
として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.14.1）
以上の重大事故等対処設備により，非常用所内電気設備の電源給電機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷等を防止するために必要な電力を確保できる。
ｅ．燃料給油時の対応手段及び設備(a)

燃料給油設備による各機器への給油ⅰ）可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油
重大事故等の対処に必要となる可搬型代替低圧電源車，可搬型代替

注水大型ポンプ，窒素供給装置用電源車及び可搬型代替注水中型ポンプ等に対して，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを使用し，燃料を給油する手段がある。
・可搬型設備用軽油タンク
1.14－16

・タンクローリⅱ）軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油
重大事故等の対処に必要となる常設代替高圧電源装置に対して，燃料給油設備である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燃料を給油する手段がある。
軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油で使用する設備
は以下のとおり。
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
なお，外部電源喪失時に，常設代替高圧電源装置に燃料を給油するため，通常待機時に閉としている軽油貯蔵タンク出口弁を開とし，常設代替高圧電源装置への燃料流路を構成することとする。
ⅲ）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
重大事故等時に設計基準事故対処設備である２Ｃ・２Ｄ
Ｇ及びＨＰＣＳ
びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇが健全であれば，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／

Ｄ／Ｇ及

Ｄ／Ｇに対して，燃料給油設備である軽油貯蔵タン

クから２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機

び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

燃料移送ポンプ及

燃料移送ポンプにより自動で燃料を給油する手段がある。
軽油貯蔵タンクから２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳへの給油で使用する設備は以下のとおり。
・軽油貯蔵タンク・２Ｃ

非常用ディーゼル発電機

燃料移送ポンプ

・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機

燃料移送ポンプ

1.14－17Ｄ／Ｇ

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機(b)

燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備「1.14.1（2）ｅ．（a）ⅰ）

可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油」で使用する設備のうち，可搬型設備用軽油タンク，タンク
ローリは重大事故等対処設備と位置づける。
「1.14.1（2）ｅ．（a）ⅱ）

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油」で使用する設備のうち，軽油貯蔵タンク及び常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプは重大事故等対処設備と位置づける。
「1.14.1（2）ｅ．（a）ⅲ）

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」で使用する設備のうち，軽油貯蔵タンク，２Ｃ・２Ｄ
ディーゼル発電機
ル発電機

非常用

燃料移送ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ

燃料移送ポンプは重大事故等対処設備と位置づける。

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料1.14.1）
以上の重大事故等対処設備により，事故対応に必要な設備の燃料を確保し，運転を継続することができる。
ｆ．手順等
上記「1.14.1（2）ａ．設計基準事故対処設備を使用した対応手段及び設備」，「1.14.1（2）ｂ．交流電源喪失時の対応手段及び設備」，「1.14.1（2）ｃ．交流電源及び直流電源喪失時の対応手段及び設備」，「1.14.1（2）ｄ．非常用所内電気設備機能喪失時の対応手段及び設備」及び「1.14.1（2）ｅ．燃料給油時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
1.14－18

これらの手順は，運転員等 ※２ の対応として「非常時運転手順書（事象ベース）」及び「重大事故等対策要領」に定める（第1.14.1－1表）。
また，事故時に監視が必要となる計器及び他の条文にて選定した重大事故等対処設備と本条文にて選定した給電手段との関連性についても整理する（第1.14.1－2表）。
※2

運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。
（添付資料 1.14.8）

1.14.2

重大事故等時の手順

1.14.2.1(1)

設計基準事故対処設備を使用した対応手順

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
２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇが健全な場合は、自動起動

信号（非常用高圧母線電圧低）による起動，又は中央制御室から起動し，非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳに給電する。

（a） 手順着手の判断基準【２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

外部電源が喪失した場合又はＭ／Ｃ

Ｄ／Ｇの起動の判断基準】
２Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳの電圧がないことを確認した場合【２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの中央制御室からの起Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇが自動起動しなかった

動の判断基準】２Ｃ・２Ｄ場合（b） 操作手順
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手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.7－1図に，系統
1.14－19

概要図を第1.14.2.1－1図に，タイムチャートを第1.14.2.1－2図に示す。
【２Ｃ・２Ｄ①

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの起動の判断基準】

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に２Ｃ・２
Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳＤ／Ｇによる非常用所内電気設備への自動給電状態の確認を指示する。
②

運転員等は，発電長に２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

Ｄ／

Ｇが自動起動信号（非常用高圧母線電圧低）により起動し，受電遮断器が投入された(Ｍ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳが給電する)ことを報告する。
【２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの中央制御室からの起動】③

発電長は，手順着手の判断に基づき，運転員等に２Ｃ・２Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳＤ

Ｄ／Ｇを中央制御室から起動させ，非常用

所内電気設備への給電開始を指示する。
④

運転員等は，発電長に中央制御室にて２Ｃ・２Ｄ
ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ及び

Ｄ／Ｇを起動し，受電遮断器が投入した（Ｍ／Ｃ

２

Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳが給電した）ことを報告する。
（c） 操作の成立性【２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの起動】

中央制御室運転員1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

断器が投入される（Ｍ／Ｃ

Ｄ／Ｇを起動し，受電遮

２Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳが給電する）ことの確認完了までの所要時間を1分以内と想定する。
【２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ
1.14－20

Ｄ／Ｇの中央制御室からの起動】
中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した
場合，作業開始を判断してから２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ／Ｇを起動し，受電遮断器が投入（Ｍ／Ｃ

Ｄ

２Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳが給電する）完了まで2分以内と想定する。
中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

1.14.2.2(1)交流電源喪失時の対応手順

代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
ａ．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
通常待機時は，非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）

から代替所内電気設備に給電しているが，外部電源が喪失した場合は，
Ｍ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）から受電している連絡遮断器が開放し，代替

所内電気設備が停電するため，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置（2台）により代替所内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃ，緊急用
Ｐ／Ｃに給電する。
外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの故障によりＭ／Ｃ

２Ｃ・２

Ｄの母線電圧が喪失した場合は，常設代替交流電源設備である常設代替
高圧電源装置（3台）の追加により代替所内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃ
を経由して非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）へ給電

する。
(a)

手順着手の判断基準【常設代替高圧電源装置（2台）の中央制御室からの起動の判断基準】
外部電源が喪失した場合
1.14－21

【常設代替高圧電源装置（2台）の現場からの起動の判断基準】
常設代替高圧電源装置（2台）の遠隔操作回路の故障等により中央制御室からの起動ができない場合【代替所内電気設備受電の判断基準】
常設代替高圧電源装置（2台）の運転状態において発電機の電圧（6,600V±10%）及び周波数（50Hz±5%）が許容範囲内にある場合【常設代替高圧電源装置（3台）の中央制御室からの追加起動の判断基
準】
外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの故障によりＭ／Ｃ

２

Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失した場合【常設代替高圧電源装置（3台）の現場からの追加起動の判断基準】
常設代替高圧電源装置（3台）の遠隔操作回路の故障等により中央制御室からの起動ができない場合【非常用所内電気設備受電の判断基準】
常設代替高圧電源装置（5台）（（3台）追加起動時）の運転状態において発電機の電圧（6,600V±10%）及び周波数（50Hz±5%）が許容範囲内にある場合
(b)

操作手順
常設代替高圧電源装置（2台）による代替所内電気設備への給電手順

及び常設代替高圧電源装置（3台）による代替所内電気設備を経由した
非常用所内電気設備への給電手順の概要は以下のとおり。手順の対応
フローを第1.14.2.7－1図に，系統概要図を第1.14.2.2－1図に，タイ
ムチャートを第1.14.2.2－2図に示す。
【常設代替高圧電源装置（2台）の中央制御室からの起動の場合】①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設代高1.14－22圧電源装置（2台）の中央制御室からの起動を指示する。
②

運転員等は，中央制御室にて常設代替高圧電源装置（2台）を起動し，発電長に常設代替高圧電源装置（2台）の中央制御室からの起動が完了したことを報告する。
※

中央制御室からの起動が完了した場合は操作手順⑦へ【常設代替高圧電源装置（2台）の現場からの起動の場合】③

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に常設代替高圧電源装置（2台）の現場からの起動を依頼する。

④

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に常設代替高圧電源装置（2台）の現場からの起動を指示する。

⑤

重大事故等対応要員は，屋外（常設代替高圧電源装置置場）にて常設代替高圧電源装置（2台）を起動し，災害対策本部長に常設代替高圧電源装置（2台）の起動が完了したことを報告する。

⑥

災害対策本部長は，発電長に常設代替高圧電源装置（2台）の現場からの起動が完了したことを連絡する。

【代替所内電気設備受電】⑦

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設代替
高圧電源装置（2台）による代替所内電気設備への給電開始を指示する。

⑧

運転員等は，中央制御室にて緊急用Ｍ／Ｃの受電遮断器を「入」とし，緊急用Ｍ／Ｃ，緊急用Ｐ／Ｃ及び緊急用ＭＣＣを受電する。

⑨

運転員等は，中央制御室にて緊急用Ｍ／Ｃ，緊急用Ｐ／Ｃ及び緊急用ＭＣＣの必要な負荷へ給電する（又は給電を確認する）。

⑩

運転員等は，発電長に常設代替高圧電源装置（2台）による代替
1.14－23

所内電気設備への給電が完了したことを報告する。
【常設代替高圧電源装置（3台）の中央制御室からの追加起動の場合】⑪

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設代替
高圧電源装置（3台）の中央制御室からの追加起動を指示する。

⑫

運転員等は，中央制御室にて常設代替高圧電源装置（3台）を追加起動し，発電長に常設代替高圧電源装置（3台）の中央制御室からの追加起動が完了したことを報告する。
※

中央制御室からの起動が完了した場合は操作手順⑰へ【常設代替高圧電源装置（3台）の現場からの追加起動の場合】⑬

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に常設代替高圧電源装置（3台）の現場からの追加起動を依頼する。

⑭

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に常設代替高圧電源装置（3台）の現場からの追加起動を指示する。

⑮

重大事故等対応要員は，屋外（常設代替高圧電源装置置場）にて常設代替高圧電源装置（3台）を追加起動し，災害対策本部長に常設代替高圧電源装置（3台）の追加起動が完了したことを報告する。

⑯

災害対策本部長は，発電長に常設代替高圧電源装置（3台）の現場からの追加起動が完了したことを連絡する。

【非常用所内電気設備受電】⑰

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設代替
高圧電源装置（3台）による緊急用Ｍ／Ｃを経由した非常用所内電気設備への給電開始を指示する。

⑱

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にてＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）の受電前状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異1.14－24

常がないことを外観点検により確認する。
⑲

運転員等は，中央制御室又は原子炉建屋付属棟内にて給電準備としてＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの負荷遮断器を「切」とし，動的負荷の自動起動防止のため操作ス
イッチを隔離する。
⑳

運転員等は，中央制御室にて緊急用Ｍ／Ｃを経由したＭ／Ｃ
２Ｃ（又は２Ｄ）受電のための連絡遮断器を「入」とするとともに，Ｐ／ＣＣ

２Ｃ・２Ｄの連絡遮断器を「入」として，Ｍ／

２Ｃ（又は２Ｄ），Ｐ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ及びＭＣＣ

２Ｃ

系・２Ｄ系を受電する。
運転員等は，中央制御室又は原子炉建屋付属棟内にてＭ／Ｃ
２Ｃ（又は２Ｄ），Ｐ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ及びＭＣＣ

２Ｃ系・２Ｄ系の必要な負荷へ給電する（又は給電を確認する）。
運転員等は，原子炉建屋付属棟内にてＭ／Ｃ
Ｐ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ及びＭＣＣ

２Ｃ（又は２Ｄ），

２Ｃ系・２Ｄ系の受電状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異常がないことを
外観点検により確認する。
運転員等は，発電長に常設代替高圧電源装置（3台）による緊急用Ｍ／Ｃを経由した非常用所内電気設備への給電が完了したことを報告する。
また，遮断器用制御電源の喪失により中央制御室からのＭ／Ｃ
Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ／Ｃ

２

２Ｃ・２Ｄの遮断器操作ができない場合

は，現場にて遮断器本体を手動で投入して電路を構成する。
(c)

操作の成立性【常設代替高圧電源装置（2台）の中央制御室からの起動及び代替所内
1.14－25

電気設備受電】
中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員
等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置（2台）の起動及び緊急用Ｍ／Ｃ受電完了まで4分以内と想定する。
【常設代替高圧電源装置（2台）の現場からの起動及び代替所内電気設
備受電】
中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員
等（当直運転員）2名 ※１ 及び重大事故等対応要員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置（2台）の起動及び緊急用Ｍ／Ｃ受電完了までの所要時間を40分以内と想定する。
【常設代替高圧電源装置（3台）の中央制御室からの起動及び非常用所
内電気設備受電】
中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員
等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置（3台）の起動及びＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２

Ｄ）受電完了までの所要時間を92分以内と想定する。
【常設代替高圧電源装置（3台）の現場からの起動及び非常用所内電気
設備受電】
中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員
等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置（3台）の起動及びＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）受電完了までの所要時間を88分以内と想定する。
1.14－26

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
ｂ．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
常設代替交流電源設備又は代替所内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃの故障によりＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失した場合は，可搬型代替

交流電源設備である可搬型代替低圧電源車により非常用所内電気設備で
あるＰ／Ｃ
(a)

２Ｃ・２Ｄに給電する。

手順着手の判断基準【可搬型代替低圧電源車の起動の判断基準】
常設代替高圧電源装置又は緊急用Ｍ／Ｃの故障により，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ができない場合【非常用所内電気設備受電の判断基準】
可搬型代替低圧電源車の運転状態において発電機の電圧（440V±10%）及び周波数（50Hz±5%）が許容範囲内にある場合
(b)

操作手順
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手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.7－1図に，系統概要図を第1.14.2.2－3図に，タイムチャートを第1.14.2.2－4図に示す。
【可搬型代替低圧電源車の起動】①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電準備開始を依頼する。
②

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ③

２Ｃ・２Ｄへの給電準備開始を指示する。

発電長は，運転員等に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ
1.14－27２Ｃ・２Ｄへの給電準備開始を指示する。
④

重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋
西側接続口にて可搬型代替低圧電源車（2台）を配置し，可搬型
代替低圧電源車から可搬型代替低圧電源車接続盤まで可搬型代
替低圧電源車用動力ケーブルを，可搬型代替低圧電源車（2台）の間に可搬型代替低圧電源車用動力ケーブル及び並列運転用制
御ケーブルを布設し，接続する。なお，可搬型代替低圧電源車
接続盤（西側）については，屋外の地下に設置されているため，水が滞留している場合は排水後に可搬型代替低圧電源車用動力
ケーブルの布設，接続を行う。

⑤

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にてＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの受電前状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異常がないことを外観点検により確認する。
⑥

運転員等は，中央制御室及び原子炉建屋付属棟内にて給電準備としてＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの受電遮断器及び負荷遮断器を「切」とし，動的負荷の自動起動防止のため操作スイッチを隔離するとともに，Ｐ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの負荷抑制のため，必要な負荷以外の遮断器を「切」とし，発電長に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電準備が完了したことを報告する。
⑦

重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋
西側接続口にて可搬型代替低圧電源車からＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ間の連絡母線までの電路の健全性を絶縁抵抗測定により確認し，
災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ
２Ｄへの給電準備が完了したことを報告する。
1.14－28

２Ｃ・

⑧

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ⑨

発電長は，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車によるＰ／
Ｃ⑩

２Ｃ・２Ｄへの給電準備が完了したことを連絡する。

２Ｃ・２Ｄ間の連絡母線への給電を依頼する。

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ間の連絡母線への給電開始を指示する。
⑪

重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋
西側接続口にて可搬型代替低圧電源車（2台）の起動及び並列操作によりＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ間の連絡母線への給電を実施し，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ間の連絡母線への給電が完了したことを報告する。
⑫

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替低圧電源車（2台）によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ間の連絡母線への給電が完了したことを連絡する。
【非常用所内電気設備受電】⑬

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に非常用所
内電気設備の受電開始を指示する。

⑭

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にてＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの受電前状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異常がないことを外観点検により確認する。
⑮

運転員等は，中央制御室にてＰ／Ｃ
を「入」とし，Ｐ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの連絡遮断器

２Ｃ・２Ｄ及びＭＣＣ

２Ｃ系・２Ｄ系を受電する。
⑯

運転員等は，中央制御室又は原子炉建屋付属棟内にてＰ／Ｃ
1.14－29

２Ｃ・２Ｄ及びＭＣＣ

２Ｃ系・２Ｄ系の必要な負荷へ給電する（又は給電を確認する）。
⑰

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にてＰ／Ｃ
ＭＣＣ

２Ｃ・２Ｄ及び

２Ｃ系・２Ｄ系の受電状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異常がないことを外観点検により確認する。
⑱

運転員等は，発電長に非常用所内電気設備の受電が完了したことを報告する。

また，遮断器用制御電源の喪失により中央制御室からのＭ／Ｃ
Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ／Ｃ

２

２Ｃ・２Ｄの遮断器操作ができない場合

は，現場にて遮断器本体を手動で投入して電路を構成する。
(c)

操作の成立性【可搬型代替低圧電源車の起動】
中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員
等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員6名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替低圧電源車の起動完了までの所要時間を170分以内と想定する。
【非常用所内電気設備受電】
中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名及び現場対応を運転
員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員6名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ受電までの所要時間を180分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
(2)

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電
1.14－30

外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ備であるＭ／Ｃ

Ｄ／Ｇの故障により，非常用所内電気設

２Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失している状態で，ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系，Ｍ／Ｃ
及びＭ／Ｃ

２Ｅの使用が可能であって，さらに高圧炉心スプレイ系ポンプの停止が可能な場合は，ＨＰＣＳ
／Ｃ

ＨＰＣＳ

Ｄ／ＧからＭ／Ｃ

ＨＰＣＳ及びＭ

２Ｅを経由して非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）

へ給電する。
(a)

手順着手の判断基準
外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの故障により，Ｍ／Ｃ

２Ｄの母線電圧が喪失している状態で，ＨＰＣＳ
スプレイ系ディーゼル発電機海水系，Ｍ／Ｃ
及びＭ／Ｃ

２Ｃ・

Ｄ／Ｇ，高圧炉心

ＨＰＣＳ,Ｍ／Ｃ

２Ｅ

２Ｃ（又は２Ｄ）の使用が可能であって，さらにＨＰＣ

Ｓポンプの停止が可能な場合
(b)

操作手順
ＨＰＣＳ

Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.7－1図に，系統概要図を
第1.14.2.2－5図に，タイムチャートを第1.14.2.2－6図に示す。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にＨＰＣＳ
Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ／Ｃ

ＨＰＣＳ及びＭ／Ｃ

２Ｅを経由したＭ

２Ｃ（又は２Ｄ）への給電準備開始を指示する。

② 運転員等は，中央制御室にて給電準備としてＭ／Ｃ

２Ｅの予備変圧器受電遮断器を「切」とする。
③ 運転員等は，中央制御室にて給電準備としてＭ／Ｃ
及びＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ／Ｃ

ＨＰＣＳ

２Ｃ・２Ｄの負荷遮断器を「切」とし，動的負荷の自動起動防止のためスイッチ
1.14－31

を隔離する。
④ 運転員等は，中央制御室にて給電準備としてＭ／Ｃ
及びＭ／Ｃ

２Ｅを経由してＭ／Ｃ

ＨＰＣＳ

２Ｃ（又は２Ｄ）に給電するために必要となる遮断器用インターロックの解除を実施する。
⑤ 運転員等は，原子炉建屋付属棟内にてＭ／Ｃ
Ｃ

２Ｅ，Ｍ／Ｃ

ＨＰＣＳ，Ｍ／

２Ｃ（又は２Ｄ）の受電前状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異常がないことを外観点検により確認する。
⑥ 運転員等は，発電長にＨＰＣＳ

Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）への給電準備が完了したことを報告する。
⑦ 発電長は，運転員等にＨＰＣＳ

Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）への給電開始を指示する。
⑧ 運転員等は，中央制御室にてＨＰＣＳ
転状態を確認）し，Ｍ／Ｃ

Ｄ／Ｇを起動（又は運ＨＰＣＳのＨＰＣＳ

電遮断器を「入」とし，Ｍ／Ｃ

Ｄ／Ｇ用受

ＨＰＣＳ及びＭＣＣ

ＨＰＣ

Ｓを受電する。
⑨ 運転員等は，中央制御室にてＭ／Ｃ

ＨＰＣＳからＭ／Ｃ

Ｅ受電のための連絡遮断器を「入」として，Ｍ／Ｃ

２

２Ｅを受

電する。
⑩ 運転員等は，中央制御室にてＭ／Ｃ
Ｅを経由したＭ／Ｃ

２

２Ｃ（又は２Ｄ）受電のための連絡遮断器を「入」とするとともに，Ｐ／Ｃを「入」として，Ｍ／Ｃ
２Ｄ及びＭＣＣＨＰＣＳからＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの連絡遮断器

２Ｃ（又は２Ｄ），Ｐ／Ｃ

２Ｃ系・２Ｄ系を受電する。
1.14－32

２Ｃ・

⑪ 運転員等は，中央制御室又は原子炉建屋付属棟内にてＭ／Ｃ
２Ｃ（又は２Ｄ），Ｐ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ及びＭＣＣ

２Ｃ系・２Ｄ系の必要な負荷へ給電する（又は給電を確認する）。
⑫ 運転員等は，原子炉建屋付属棟内にてＭ／Ｃ
Ｃ

２Ｅ，Ｍ／ＣＭＣＣ

ＨＰＣＳ，Ｍ／

２Ｃ（又は２Ｄ），Ｐ／Ｃ

２Ｃ系・２Ｄ系及びＨＰＣＳ

２Ｃ・２Ｄ，

ＭＣＣの受電状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異常がないことを外観点検により確認する。
⑬ 運転員等は，発電長にＨＰＣＳ

Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）への給電が完了したことを報告する。
また，遮断器用制御電源の喪失により中央制御室からのＭ／Ｃ
Ｃ（又は２Ｄ）及びＰ／Ｃ

２

２Ｃ・２Ｄの遮断器操作ができない場合

は，現場にて遮断器本体を手動で投入して電路を構成する。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからＨＰＣＳ

Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電までの所要時間を95分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
(3)

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ

非常用ディー

ゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧
外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧

1.14－33

炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系のポンプ等の故障による２Ｃ・２
Ｄ

Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ

２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ

状態で，２Ｃ・２Ｄ
２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇのディーゼル機関の冷却機能喪失によりＤ／Ｇの電源給電機能が復旧できない

Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの使用が可能な場合に，

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の冷却機能の代替手段として，可搬型代替注水大型ポンプにより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海水を送水し，各ディーゼル機関を冷却することで，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源給電機能を

復旧する。
(a)

手順着手の判断基準
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のポンプ・電動機・配管・ケーブル等の故障により２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ

復旧できない状態で，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの電源給電機能がＤ／Ｇ又はＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの使用が可能な場合
(b)

操作手順
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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ
はＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ又

Ｄ／Ｇの電源給電機能の復旧の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.7－1図に，系統概要図を第1.14.2.2－7図に，タイムチャートを第1.14.2.2－8図に示す。
①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に２
Ｃ・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への代替送水開始を依頼する。
1.14－34

②

災害対策本部長は，可搬型代替注水大型ポンプから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
ゼル発電機海水系への代替送水を行うことを決定し，プラントの被災状況に応じて代替送水のための水源から接続口の場所を
決定する。

③

災害対策本部長は，発電長に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への代替送水のための水源から接続口の場所を連絡し，２Ｃ・２
Ｄ

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への代替送水のための系統構成開始を依頼する。
④

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に水源から接続口までの代替送水準備開始を指示する。

⑤

発電長は，運転員等に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への代替送水準備開始を指示する。
⑥

重大事故等対応要員は，可搬型代替注水大型ポンプを指示された水源の場所に配置し，ホースを可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプに接続後，可搬型代替注水大型ポンプ付属の水中ポンプを水源の水面へ設置する。

⑦

重大事故等対応要員は，指定された水源から接続口へホースを布設・接続し，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への代替送水準備完了を災害対策本部長に報告する。
⑧

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にて２Ｃ・２Ｄ
1.14－35

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
海水系への代替送水のための系統構成を実施し，発電長に代替送水のための系統構成が完了したことを報告する。
⑨

発電長は，災害対策本部長に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への代替送水のための系統構成が完了したことを連絡する。
⑩

災害対策本部長は，発電長に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への代替送水開始を連絡する。
⑪

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替注水大型ポンプの起動，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への代替送水開始及び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の送水状態に漏えい等異常がないことの確認を指示する。
⑫

発電長は，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への代替送水開始後のディーゼル機関入口圧力が規定圧力値（360kPa）以上である
ことの確認を指示する。
⑬

重大事故等対応要員は，指定された接続口の弁を全開後，可搬型代替注水大型ポンプを起動し，災害対策本部長に可搬型代替
注水大型ポンプの起動が完了したことを報告する。

⑭

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプを起動したことを連絡する。

⑮

重大事故等対応要員は，ホースの水張り及び空気抜きを実施す
1.14－36

る。
⑯

重大事故等対応要員は，代替送水中は可搬型代替注水大型ポン
プ付の圧力計を確認しながら規定圧力値（360kPa）以上になる
よう可搬型代替注水大型ポンプを操作する。

⑰

重大事故等対応要員は，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の送水状態に漏えい等異常がないことを確認し，災害対策本部長に２
Ｃ・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への代替送水開始及び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
ゼル発電機海水系の送水状態に漏えい等異常がないことを報告する。
⑱

運転員等は，中央制御室にてディーゼル機関入口圧力が規定圧
力値（360kPa）以上であることを確認する。

⑲

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替注水大型ポンプによる
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への代替送水が開始されたことを連絡する。
⑳

発電長は，運転員等に２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ

Ｄ／

Ｇの起動並びに負荷上昇操作を開始し，電源供給機能の復旧を指示する。
運転員等は，中央制御室にて２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの起動並びに負荷上昇操作を実施する。
運転員等は，発電長に２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ

Ｄ／

Ｇの起動並びに負荷上昇操作が完了し，電源給電機能が復旧し
1.14－37

たことを報告する。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を重大事故等対応要員8名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ
Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源給電機能の復旧までの所要時間を300分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
1.14.2.3(1)交流電源及び直流電源喪失時の対応手順

代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
ａ．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
外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの故障によりＰ／Ｃ

２Ｃ・２

Ｄの母線電圧が喪失し，非常用所内電気設備である直流125V充電器２
Ａ・２Ｂ, 直流125V

ＨＰＣＳ充電器及び直流±24V

充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が喪失した場合は，所内常設直流電源設備である125V系蓄電
池

Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系及び中性子モニタ用蓄電池

Ａ系・Ｂ系により非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ・ＨＰＣＳ
及び直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ａ・２Ｂに自動給電する。
125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系は，自動給電開始から1時間以内に中央制御室において簡易な操作でプラントの状態監視に必要ではない直流負荷を切り離すことにより8時間，その後，中央制御室外において不要な直流負荷を切り離すことで，常設代替交流電源設備（又は可搬型代替交流電源設備）による給電を開始するまで最大24時間にわたり，直流125V主母線
1.14－38

盤２Ａ・２Ｂへ給電する。
なお，蓄電池は充電時に水素ガスが発生するため，バッテリー室の換気を確保した上で，蓄電池の浮動充電を実施する。
(a)

手順着手の判断基準【所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への自動給電確認の判断基準】
外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの故障によりＰ／Ｃ

２

Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失した場合【不要な直流負荷の切り離しの判断基準】
125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの自動給電開始から1時間以内に常設代替高圧電源装置（2台）による代替所内電気設備への給電もなく，常設代替高圧電源装置による直流125V充電器２Ａ・２Ｂの交流入力電源の復旧が見込めない場合
(b)

操作手順
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手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.7－1図に，系統概要
図を第1.14.2.3－1図に，タイムチャートを第1.14.2.3－2図に示す。
【所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への自動給電確認】①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系及び中性子モニタ用蓄電池

Ａ

系・Ｂ系による非常用所内電気設備への自動給電状態の確認を指示する。
②

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にて直流125V充電器２Ａ・２Ｂ，直流125V

ＨＰＣＳ充電器及び直流±24V

充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が喪失したことを直流125V充電器２Ａ・２Ｂ，直1.14－39

流125V

ＨＰＣＳ充電器及び直流±24V

充電器Ａ・Ｂの「蓄電池放電中」警報により確認する。
③

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にて125V系蓄電池
系・ＨＰＣＳ系及び中性子モニタ用蓄電池

Ａ系・Ｂ

Ａ系・Ｂ系による

直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ・ＨＰＣＳ，直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ａ・２Ｂ，直流125VＭＣＣ２Ａ系及び直流125V分
電盤２Ａ系・２Ｂ系への自動給電状態に異常がないことを直流
125V充電器２Ａ・２Ｂ，直流125V
24V

ＨＰＣＳ充電器及び直流±充電器Ａ・Ｂの蓄電池電圧指示値（規定電圧105V～130V

及び規定電圧22V～27V）により確認し，発電長に直流125V主母
線盤２Ａ・２Ｂ・ＨＰＣＳ，直流±24V

中性子モニタ用分電盤

２Ａ・２Ｂ，直流125VＭＣＣ２Ａ系及び直流125V分電盤２Ａ系・
２Ｂ系へ自動給電されていることを報告する。
【不要な直流負荷の切離し】④

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系の延命処置として，1時間以内に中央制御室にて，8時間後に現場にて不要な直流負荷の切離しを指示する。
⑤

運転員等は，中央制御室及び原子炉建屋付属棟内にて125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系の延命処置として不要な直流負荷の切離しを実施し，発電長に不要な直流負荷の切離しが完了したことを報
告する。
(c)

操作の成立性【所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への自動給電確認】
125V系蓄電池
池

Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系及び中性子モニタ用蓄電

Ａ系・Ｂ系による直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ・ＨＰＣＳ及び
1.14－40直流±24V

中性子モニタ用分電盤２Ａ・２Ｂへの給電については，運転員の操作は不要である。
【直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの不要な負荷の切離し】
中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員
等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，不要な負荷の切離しの作業開始を判断してから作業完了までの所要時間を60分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
ｂ．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
125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系による直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの自動給電開始から24時間以内に，常設代替交流電源設備（又は可搬型代替
交流電源設備）による直流125V充電器２Ａ・２Ｂの交流入力電源の復旧が見込めず125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系が枯渇するおそれがある場合に，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源設備により非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ（又は２Ｂ）に給電する。
(a)

手順着手の判断基準
125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系による直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの自動給電開始から24時間以内に，常設代替高圧電源装置（又は可搬型
代替低圧電源車）による直流125V充電器２Ａ・２Ｂの交流入力電源の復旧が見込めず，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂの母線電圧が125Vから徐々に低下している状態で，125V系蓄電池
それがある場合(b)

操作手順
1.14－41Ａ系・Ｂ系が枯渇するお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手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.7－1図に，系統概要図を第1.14.2.3－3図に，タイムチャートを第1.14.2.3－4図に示す。
①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器による非常用所内電気設
備への給電準備開始を依頼する。

②

発電長は，運転員等に可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器
による可搬型代替直流電源設備用電源切替盤の受電準備開始を
指示する。

③

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器による可搬型代替直流電源設備用電源切替
盤への給電準備開始を指示する。

④

重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋
東側接続口にて可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を配置し，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から可搬型代替低圧電源車接続盤までの間に可搬型代替低圧電源車用動力ケーブ
ル及び可搬型整流器用ケーブルを布設し，接続する。なお，可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）については，屋外の地下に設置されているため，水が滞留している場合は排水後に可搬型
代替低圧電源車用動力ケーブルの布設，接続を行う。

⑤

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にて直流125V主母線盤２Ａ（又は２Ｂ）の受電前状態において異臭・発煙・破損等異常がないことを外観点検により確認し，発電長に非常用所内電気設備の受電準備が完了したことを報告する。

⑥

重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋
1.14－42

東側接続口にて可搬型代替低圧電源車（可搬型整流器経由）から直流125V主母線盤２Ａ（又は２Ｂ）までの間の電路の健全性
を絶縁抵抗測定により確認し，災害対策本部長に可搬型代替直流電源設備用電源切替盤への給電準備が完了したことを報告する。
⑦

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替低圧電源車及び可搬型
整流器による可搬型代替直流電源設備用電源切替盤への給電準備が完了したことを連絡する。

⑧

発電長は，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車及び可搬型
整流器による可搬型代替直流電源設備用電源切替盤への給電開始を依頼する。

⑨

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替直流電源
設備用電源切替盤への給電開始を指示する。

⑩

発電長は，運転員等に非常用所内電気設備の受電開始を指示する。

⑪

重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋
東側接続口にて可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を起動し，可搬型代替直流電源設備用電源切替盤への給電を開始し,
災害対策本部長に可搬型代替直流電源設備用電源切替盤への給電が完了したことを報告する。

⑫

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替低圧電源車及び可搬型
整流器による可搬型代替直流電源設備用電源切替盤への給電が完了したことを報告する。

⑬

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にて可搬型代替直流電源設備
用電源切替盤及び直流125V主母線盤２Ａ（又は２Ｂ）の配線用
1.14－43

遮断器を「入」（又は「入」を確認する。）とし，可搬型代替
直流電源設備用電源切替盤を経由して直流125V主母線盤２Ａ（又は２Ｂ），直流125VＭＣＣ２Ａ系及び直流125V分電盤２Ａ系（又は２Ｂ系）を受電する。
⑭

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にて直流125V主母線盤２Ａ（又は２Ｂ），直流125VＭＣＣ２Ａ系及び直流125V分電盤２Ａ系（又は２Ｂ系）にて遮断器用制御電源等の必要な負荷の配線用遮断器を「入」（又は「入」を確認）する。

⑮

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にて直流125V主母線盤２Ａ（又は２Ｂ），直流125VＭＣＣ２Ａ系及び直流125V分電盤２Ａ系（又は２Ｂ系）の受電状態において異臭・発煙・破損等異常がないことを外観点検により確認する。

⑯

運転員等は，発電長に可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器
による非常用所内電気設備への給電が完了したことを報告する。

(c)

操作の成立性
上記の操作は，現場対応を運転員等（当直運転員）1名，重大事故等対応要員6名にて実施した場合，作業開始を判断してから直流125V主母
線盤２Ａ（又は２Ｂ）の受電完了までの所要時間を250分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
(2)

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電
外部電源喪失，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの故障により，非常用所内電気設備である直流125V充電器２Ａ・２Ｂの交流入力電源
1.14－44

が喪失している状態で，ＨＰＣＳ
ル発電機海水系，Ｍ／Ｃ

Ｄ／Ｇ，高圧炉心スプレイ系ディーゼ

ＨＰＣＳ及び直流125V予備充電器の使用が可能であって，さらに高圧炉心スプレイ系ポンプの停止が可能な場合は，ＨＰ
ＣＳ

Ｄ／ＧからＭ／Ｃ

ＨＰＣＳ及び直流125V予備充電器を経由して非常用所内直流電気設備である直流125V主母線盤２Ａ（又は２Ｂ）へ給電する。
(a)

手順着手の判断基準
外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの故障により，Ｍ／Ｃ

２Ｄの母線電圧が喪失している状態で，ＨＰＣＳ
スプレイ系ディーゼル発電機海水系，Ｍ／Ｃ

２Ｃ・

Ｄ／Ｇ，高圧炉心

ＨＰＣＳ及び直流125V

予備充電器の使用が可能であって，さらにＨＰＣＳポンプの停止が可
能な場合
(b)

操作手順
ＨＰＣＳ

Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄへの給電手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.7－1図に，系統概要図を
第1.14.2.3－5図に，タイムチャートを第1.14.2.3－6図に示す。
①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にＨＰＣＳ
Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ

ＨＰＣＳ及び直流125V予備充電器を経由した直流125V主母線盤２Ａ（又は２Ｂ）への給電準備開始を指示する。
②

運転員等は，中央制御室にて給電準備として直流125V充電器２
Ａ・２Ｂの出力遮断器を「切」とする。

③

運転員等は，中央制御室にて給電準備としてＭ／Ｃ

ＨＰＣＳの負荷遮断器を「切」とし，動的負荷の自動起動防止のためス
イッチを隔離する。
1.14－45④

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にてＭ／Ｃ

ＨＰＣＳ，直流

125V予備充電器及び直流125V主母線盤２Ａ（又は２Ｂ）の受電
前状態において異臭・発煙・破損・保護装置の動作等異常がないことを外観点検により確認する。
⑤

運転員等は，発電長にＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇによる直流125V主母線

盤２Ａ（又は２Ｂ）への給電準備が完了したことを報告する。
⑥

発電長は，運転員等にＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇによる直流125V主母線

盤２Ａ（又は２Ｂ）への給電開始を指示する。
⑦

運転員等は，中央制御室にてＨＰＣＳ
転状態を確認）し，Ｍ／Ｃ

Ｄ／Ｇを起動（又は運ＨＰＣＳのＨＰＣＳ

電遮断器を「入」とし，Ｍ／Ｃ

Ｄ／Ｇ用受

ＨＰＣＳ及びＭＣＣ

ＨＰＣ

Ｓを受電する。
⑧

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にてＭＣＣ

ＨＰＣＳから直流125V予備充電器受電のための配線用遮断器を「入」として，
直流125V予備充電器を受電する。
⑨

運転員等は，中央制御室にてＭ／Ｃ

ＨＰＣＳから直流125V予備充電器を経由した直流125V主母線盤２Ａ（または２Ｂ）受電のための配線用遮断器を「入」として，直流125V主母線盤２Ａ（または２Ｂ）を受電する。
⑩

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にて直流125V主母線盤２Ａ（または２Ｂ）への給電状態に異常がないことを発電長に報告する。

(c)

操作の成立性

上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運手員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してからＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇによる直流125V主母線盤２Ａ（また1.14－46は２Ｂ）への給電までの所要時間を90分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
1.14.2.4(1)

非常用所内電気設備機能喪失時の対応手順

代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
ａ．常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
非常用所内電気設備の電源給電機能が喪失した場合に，常設代替交流
電源設備である常設代替高圧電源装置により代替所内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃ，緊急用Ｐ／Ｃ及び緊急用ＭＣＣへ給電する。
(a)

手順着手の判断基準【常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動の判断基準】
Ｍ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの故障による非常用所内電気設備の電源給電機能喪失により緊急用Ｍ／Ｃの母線電圧が喪失した場合【常設代替高圧電源装置の現場からの起動の判断基準】
常設代替高圧電源装置の遠隔操作回路の故障等により中央制御室からの起動ができない場合【代替所内電気設備受電の判断基準】
常設代替高圧電源装置の運転状態において発電機の電圧（6,600V±10%）及び周波数（50Hz±5%）が許容範囲内にある場合
(b)

操作手順
常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電手順の概要

は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.7－1図に，系統概要図を第1.14.2.2－1図に，タイムチャートを第1.14.2.2－2図に示す。
なお，電路構成については「1.14.2.2（1）ａ．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」のうち，代替所内電気設備への給1.14－47

電と同様である。
【常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動の場合】
操作手順は「1.14.2.2（1）ａ．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」の操作手順①～②と同様である。
【常設代替高圧電源装置の現場からの起動の場合】
操作手順は「1.14.2.2（1）ａ．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」の操作手順③～⑥と同様である。
【代替所内電気設備受電】
操作手順は「1.14.2.2（1）ａ．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」の操作手順⑦～⑪と同様である。
(c)

操作の成立性【常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動及び代替所内電

気設備受電】
操作の成立性は「1.14.2.2（1）ａ．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」の操作の成立性と同様である。
【常設代替高圧電源装置の現場からの起動及び代替所内電気設備
受電】操作の成立性は「1.14.2.2（1）ａ．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」の操作の成立性と同様である。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
ｂ．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
非常用所内電気設備の電源給電機能が喪失し，常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電が見込めない場合に，可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車により代替所内電気設備である緊1.14－48

急用Ｐ／Ｃ及び緊急用ＭＣＣへ給電する。
(a)

手順着手の判断基準【可搬型代替低圧電源車の起動の判断基準】
常設代替高圧電源装置又は緊急用Ｍ／Ｃの故障により，常設代替
交流電源設備による代替所内電気設備への給電ができない場合【代替所内電気設備受電の判断基準】
可搬型代替低圧電源車の運転状態において発電機の電圧（440V±10%）及び周波数（50Hz±5%）が許容範囲内にある場合
(b)

操作手順
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手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.7－1図に，系統概要図を第1.14.2.4－1図に，タイムチャートを第1.14.2.4－2図に示す。
【可搬型代替低圧電源車の起動】①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車による緊急用Ｐ／Ｃへの給電準備開始を依頼する。

②

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替低圧電源
車による緊急用Ｐ／Ｃへの給電準備開始を指示する。

③

発電長は，運転員等に可搬型代替低圧電源車による緊急用Ｐ／
Ｃへの給電準備開始を指示する。

④

重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋
東側接続口にて可搬型代替低圧電源車（2台）を配置し，可搬型
代替低圧電源車から可搬型代替低圧電源車接続盤まで可搬型代
替低圧電源車用動力ケーブルを，可搬型代替低圧電源車（2台）の間に可搬型代替低圧電源車用動力ケーブル及び並列運転用制
1.14－49

御ケーブルを布設し，接続する。なお，可搬型代替低圧電源車
接続盤（西側）については，屋外の地下に設置されているため，水が滞留している場合は排水後に可搬型代替低圧電源車用動力
ケーブルの布設，接続を行う。
⑤

運転員等は，中央制御室及び原子炉建屋付属棟内にて給電準備として緊急用Ｐ／Ｃの受電遮断器を「切」とし，発電長に可搬型代替低圧電源車による緊急用Ｐ／Ｃへの給電準備が完了した
ことを報告する。

⑥

重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋
東側接続口にて可搬型代替低圧電源車から緊急用Ｐ／Ｃ間の連絡母線までの電路の健全性を絶縁抵抗測定により確認し，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車による緊急用Ｐ／Ｃへの給電準備が完了したことを報告する。

⑦

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替低圧電源車による緊急用Ｐ／Ｃへの給電準備が完了したことを連絡する。

⑧

発電長は，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車によるＰ／
Ｃ⑨

２Ｃ・２Ｄ間の連絡母線への給電を依頼する。

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ間の連絡母線への給電開始を指示する。
⑩

重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋
東側接続口にて可搬型代替低圧電源車（2台）の起動及び並列操作によりＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ間の連絡母線への給電を実施し，災害対策本部長に可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ
２Ｄ間の連絡母線への給電が完了したことを報告する。
1.14－50

２Ｃ・

⑪

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替低圧電源車（2台）によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ間の連絡母線への給電が完了したことを連絡する。
【代替所内電気設備受電】⑫

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に可搬型代
替低圧電源車による代替所内電気設備への給電開始を指示する。

⑬

運転員等は，中央制御室にて緊急用Ｐ／Ｃの連絡遮断器を「入」とし，緊急用Ｐ／Ｃ及び緊急用ＭＣＣを受電する。

⑭

運転員等は，中央制御室にて緊急用Ｐ／Ｃ及び緊急用ＭＣＣの必要な負荷へ給電する（又は給電を確認する）。

⑮

運転員等は，発電長に可搬型代替低圧電源車による代替所内電気設備への給電が完了したことを報告する。

(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員6名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから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完了までの所要時間を180分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
(2)

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電
ａ．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
非常用所内電気設備の電源給電機能喪失及び代替交流電源設備の故障により，代替所内電気設備である緊急用直流125V充電器の交流入力電源が喪失した場合は，常設代替直流電源設備である緊急用125V系蓄電池か
1.14－51

ら代替所内電気設備である緊急用直流125V主母線盤に自動給電する。
緊急用125V系蓄電池は，常設代替高圧電源装置（又は可搬型代替低圧電源車）による給電を開始するまで最大24時間にわたり，緊急用直流125V
主母線盤へ給電する。
(a)

手順着手の判断基準
Ｍ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの故障による非常用所内電気設備の電源給電機

能喪失及び代替交流電源設備の故障により緊急用直流125V充電器の交流入力電源が喪失した場合。
(b)

操作手順
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手順の概要

は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.7－1図に，系統概要図を第1.14.2.4－3図に，タイムチャートを第1.14.2.4－4図に示す。
①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に常設代替
所内直流電源設備による代替所内電気設備への自動給電状態の確認を指示する。

②

運転員等は，原子炉建屋廃棄物処理棟内にて，緊急用直流125V
充電器の交流入力電源が喪失したことを緊急用直流125V充電器の「蓄電池放電中」警報により確認する。

③

運転員等は，原子炉建屋廃棄物処理棟内にて，緊急用125V系蓄電池による緊急用直流125V主母線盤への自動給電状態に異常がないことを緊急用直流125V充電器の蓄電池電圧指示値（規定電圧105V～130V）により確認し，発電長に緊急用直流125V主母線
盤，緊急用直流125VＭＣＣ及び緊急用直流125V計装分電盤へ自動給電されていることを報告する。

(c)

操作の成立性1.14－52

上記の操作は，緊急用125V系蓄電池による緊急用直流125V主母線盤への給電については，運転員の操作は不要である。
ｂ．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
緊急用125V系蓄電池による緊急用直流125V主母線盤への自動給電開始から24時間以内に，常設代替高圧電源装置（又は可搬型代替低圧電源車）
による緊急用直流125V充電器の交流入力電源の復旧が見込めず緊急用
125V系蓄電池が枯渇するおそれがある場合に，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源設備により代替所内
電気設備である緊急用直流125V主母線盤に給電する。
(a)

手順着手の判断基準
緊急用125V系蓄電池による緊急用直流125V主母線盤への自動給電開

始から24時間以内に，常設代替交流電源設備による緊急用直流125V充電器の交流入力電源の復旧が見込めず，緊急用直流125V主母線盤の母線電圧が125Vから徐々に低下している状態で，緊急用125V系蓄電池が枯渇するおそれがある場合
(b)

操作手順
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手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第1.14.2.7－1図に，系統概要
図を第1.14.2.4－5図に，タイムチャートを第1.14.2.4－6図に示す。
①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型代替直流電源設備による可搬型代替直流電源設備用電源切替盤の給電準備開始を依頼する。

②

発電長は，運転員等に可搬型代替直流電源設備による代替所内
電気設備の受電準備開始を指示する。

③

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替直流電源
1.14－53

設備による可搬型代替直流電源設備用電源切替盤への給電準備開始を指示する。
④

重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋
東側接続口にて可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を配置し，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から可搬型代替低圧電源車接続盤までの間に可搬型代替低圧電源車用動力ケーブ
ル及び可搬型整流器用ケーブルを布設し，接続する。なお，可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）については，屋外の地下に設置されているため，水が滞留している場合は排水後に可搬型
代替低圧電源車用動力ケーブルの布設，接続を行う。

⑤

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にて緊急用直流125V主母線盤の受電前状態において異臭・発煙・破損等異常がないことを外観点検により確認し，発電長に代替所内電気設備の受電準備が完了したことを報告する。

⑥

重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋
東側接続口にて可搬型代替低圧電源車（可搬型整流器経由）か
ら可搬型代替直流電源設備用電源切替盤までの間の電路の健全性を絶縁抵抗測定により確認し，災害対策本部長に可搬型代替
直流電源設備用電源切替盤への給電準備が完了したことを報告する。

⑦

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替直流電源設備による可
搬型代替直流電源設備用電源切替盤への給電準備が完了したことを連絡する。

⑧

発電長は，災害対策本部長に可搬型代替直流電源設備による可
搬型代替直流電源設備用電源切替盤への給電開始を依頼する。
1.14－54⑨

災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型代替直流電源
設備用電源切替盤への給電開始を指示する。

⑩

発電長は，運転員等に代替所内電気設備の受電開始を指示する。

⑪

重大事故等対応要員は，原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋
東側接続口にて可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を起動し，可搬型代替直流電源設備用電源切替盤への給電を開始し,
災害対策本部長に可搬型代替直流電源設備用電源切替盤への給電が完了したことを報告する。

⑫

災害対策本部長は，発電長に可搬型代替直流電源設備による可
搬型代替直流電源設備用電源切替盤への給電が完了したことを
連絡する。

⑬

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にて可搬型代替直流電源設備
用電源切替盤の配線用遮断器を「緊急用ＭＣＣ側」へ切り替え，緊急用直流125V主母線盤の配線用遮断器を「入」（又は「入」を確認）し，可搬型代替直流電源設備用電源切替盤を経由して緊急用直流125V主母線盤，緊急用直流125VＭＣＣ及び緊急用直流125V計装分電盤を受電する。

⑭

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にて緊急用直流125V主母線盤，緊急用直流125VＭＣＣ及び緊急用直流125V計装分電盤にて必要な負荷の配線用遮断器を「入」（又は「入」を確認）とする。

⑮

運転員等は，原子炉建屋付属棟内にて緊急用直流125V主母線盤，緊急用直流125VＭＣＣ及び緊急用直流125V計装分電盤の受電状態において異臭・発煙・破損等異常がないことを外観点検により確認する。

⑯

運転員等は，発電長に可搬型代替直流電源設備による代替所内
1.14－55

電気設備の受電が完了したことを報告する。
(c)

操作の成立性
上記の操作は，現場対応を運転員等（当直運転員）1名及び重大事故等対応要員6名にて実施した場合，作業開始を判断してから可搬型代替
直流電源設備による代替所内電気設備への給電完了までの所要時間を240分以内と想定する。
1.14.2.5(1)

燃料給油時の対応手順

燃料給油設備による各機器への給油

ａ．可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油
重大事故等の対処に必要となる可搬型代替低圧電源車，可搬型代替注
水大型ポンプ，窒素供給装置用電源車及び可搬型代替注水中型ポンプ等に対して，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを使用し，燃料を
給油する。
(a)

手順着手の判断基準【可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油】
重大事故等の対処に必要となる可搬型代替低圧電源車，可搬型代替
注水大型ポンプ，窒素供給装置用電源車及び可搬型代替注水中型ポンプ等を使用する場合【タンクローリから各機器への給油】
重大事故等の対処に必要となる可搬型代替低圧電源車，可搬型代
替注水大型ポンプ，窒素供給装置用電源車及び可搬型代替注水中型
ポンプ等の燃料保有量及び燃料消費率からあらかじめ算出した給油
時間 ※1となった場合※1：給油間隔は以下のとおりであり，各設備の燃料が枯渇するまでに給油することを考慮して作業に着手する。ただし，以下の設備
1.14－56

は代表例であり各設備の燃料保有量及び燃料消費率から燃料が枯渇する前に給油することとし，同一箇所での作業が重複する際は適宜，給油間隔を考慮して作業を実施する。
・可搬型代替低圧電源車：運転開始後約2.2時間
・可搬型代替注水大型ポンプ：運転開始後約3.5時間
・窒素供給装置用電源車：運転開始後約2.2時間
・可搬型代替注水大型ポンプ：運転開始後約3.5時間
・可搬型代替注水中型ポンプ：運転開始後約3.5時間
(b)

操作手順
可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油手順の概要は以下のとおり。系統概要図を第1.14.2.5－1図，第1.14.2.5－3図に，タイムチ
ャートを第1.14.2.5－2図,第1.14.2.5－4図に示す。
【可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油】①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへ軽油の給油開始を指示する。

②

重大事故等対応要員は，給油操作に必要な装備品・資機材を準備のうえ車両保管場所へ移動し，タンクローリの健全性を確認する。

③

重大事故等対応要員は，可搬型設備用軽油タンクのマンホール付近へタンクローリを配置する。

④

重大事故等対応要員は，可搬型設備用軽油タンクのマンホール（上蓋）を開放し，車載ホースをタンクローリの吸排口に接続し，車載ホースの先端を可搬型設備用軽油タンクに挿入する。

⑤

重大事故等対応要員は，タンクローリ付属の各バルブの切替操
1.14－57

作を実施し，車載タンク上部にて2室あるタンクのうち使用する側のマンホール（上蓋）を開放する。
⑥

重大事故等対応要員は，車載ポンプを起動し，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油を開始する。

⑦

重大事故等対応要員は，車載タンク上部のマンホール（上蓋）からの目視により，車載タンクへの吸入量（満タン）を確認し，車載ポンプを停止する。

⑧

重大事故等対応要員は，タンクローリの各バルブの切替操作を実施し，車載タンク上部のマンホール（上蓋）を閉止する。

⑨

重大事故等対応要員は，車載ホース及び可搬型設備用軽油タン
クのマンホール（上蓋）を復旧し，災害対策本部長に可搬型設
備用軽油タンクからタンクローリへの給油完了を報告する。

【タンクローリから各機器への給油】⑩ 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員にタンクローリによる給油対象設備への給油を指示する。
⑪

重大事故等対応要員は，給油対象設備の給油口付近へタンクローリを配置する。

⑫ 重大事故等対応要員は，給油対象設備の車載燃料タンクを開放し，ピストルノズルを車載燃料タンクに挿入する。
⑬

重大事故等対応要員は，タンクローリ付属の各バルブの切替操作を実施し，車載タンク上部にて2室あるタンクのうち使用する側のマンホール（上蓋）を開放する。

⑭

重大事故等対応要員は，車載ポンプを作動し，タンクローリから給油対象設備への給油を開始する。

⑮

重大事故等対応要員は，給油対象設備の車載燃料タンク油量・1.14－58

油面計により，給油量（満タン）を目視で確認し，車載ポンプを停止する。
⑯

重大事故等対応要員は，タンクローリの各バルブの切替操作を実施し，車載タンク上部のマンホール（上蓋）を閉止する。

⑰

重大事故等対応要員は，ピストルノズル及び車載燃料タンクを復旧し，災害対策本部長にタンクローリから給油対象設備への給油完了を報告する。
※

重大事故等対応要員は，可搬型代替低圧電源車，可搬型代替
注水大型ポンプ，窒素供給装置用電源車及び可搬型代替注水
中型ポンプ等を7日間連続運転継続させるために，タンクローリの車載タンクの軽油の残量及び可搬型代替低圧電源車
及び可搬型代替注水大型ポンプの定格負荷運転時の給油間隔に応じて，操作手順③～⑰を繰り返す。

(c)

操作の成立性【可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油】
タンクローリ１台当たり重大事故等対応要員2名で作業を実施した場合，作業開始を判断してから可搬型設備用軽油タンクから
タンクローリの車載タンクへの給油完了までの所要時間を90分以内と想定する。
円滑に作業できるように，移動経路を確保し，放射線防護具，
照明及び通信連絡設備を整備する。
【タンクローリから各機器への給油】
重大事故等対応要員2名で作業を実施した場合，作業開始を判断してからタンクローリにて各可搬型設備への給油完了までの所要時間を50分以内と想定する。
1.14－59

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，照明，通信連絡設備を整備する。
なお，燃料消費量が最大になる場合に使用する設備の燃料が枯渇しないように以下の時間までに給油を実施する。
・可搬型代替低圧電源車の燃料消費率は，定格容量にて約110L／h
であり，起動から枯渇までの時間は約2.2時間。
・可搬型代替注水大型ポンプの燃料消費率は，定格容量にて約218L／hであり，起動から枯渇までの時間は約3.5時間。
・窒素供給装置用電源車の燃料消費率は，定格容量にて約110L／hであり，起動から枯渇までの時間は約2.2時間。
・可搬型代替注水中型ポンプの燃料消費率は，定格容量にて約35.7L／hであり，起動から枯渇までの時間は約3.5時間。
また，事象発生後7日間，可搬型代替低圧電源車，可搬型代替注水大型ポンプ，窒素供給装置用電源車及び可搬型代替注水中型ポンプの運転を継続するために必要な燃料（軽油）の燃料消費量は約102kLであり，可搬型設備用軽油タンクは210kL以上となるよう管理する。
ｂ．軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油
外部電源喪失時に，設計基準事故対処設備である２Ｃ・２Ｄ
対して，燃料給油設備である軽油貯蔵タンクから２Ｃ・２Ｄ
ーゼル発電機

Ｄ／Ｇに
非常用ディ

燃料移送ポンプにより自動で給油を行うが，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの機能喪失時には，通常待機時閉としている軽油貯蔵タンク出口弁を開とすることで常設代替高圧電源装置への燃料供給系統が構成し，重大事故等の対処に必要となる常設代替高圧電源装置に対して，燃料給油設備である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。
1.14－60なお，常設代替高圧電源装置の給油間隔は運転開始後約2.2時間であり，燃料が枯渇するまでに自動で給油されていることを確認する。
(a)

手順着手の判断基準
常設代替高圧電源装置を起動した場合

(b)

操作手順
軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油手順の概要は以下のとおり。系統概要図を第1.14.2.5－5図に，タイムチャートを第
1.14.2.5－6図に示す。
①

発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に軽油貯蔵
タンク出口弁を閉から開への切替操作及び常設代替高圧電源装
置燃料移送ポンプの自動起動を指示する。

②

運転員等は，軽油貯蔵タンク出口弁を閉から開への切り替え及び常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプを自動起動し，発電長に軽油貯蔵タンク出口弁の開から閉への切替操作及び常設代替
高圧電源装置燃料移送ポンプが自動起動完了したことを報告する。

(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名にて作業を実施した場合，作業開始を判断し軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油完了までの所要時間を15分以内と想定する。
ｃ．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
重大事故等時に設計基準事故対処設備である２Ｃ・２Ｄ
ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇが健全であれば，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及び

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳＤ／Ｇに対して，燃料給油設備である軽油貯蔵タンクから２Ｃ・２Ｄ

非1.14－61常用ディーゼル発電機
ゼル発電機
（a）

燃料移送ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ディー

燃料移送ポンプにより自動で給油をする。

手順着手の判断基準
２Ｃ・２Ｄ

（b）

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇを起動した場合

操作手順

軽油貯蔵タンクから２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇへの給油手順の概要は以下のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に２Ｃ・２Ｄ
常用ディーゼル発電機

非

燃料移送ポンプ及び高圧炉心スプレイ系

ディーゼル発電機による２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇへの自動燃料給油状態の確認を指示する。
② 運転員等は，原子炉建屋付属棟内にて２Ｃ・２Ｄ
ル発電機
電機

非常用ディーゼ

燃料移送ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発

燃料移送ポンプの操作スイッチ位置が自動になっていることを確認し，発電長に自動燃料給油状態になっていることを報告する。
（c）

操作の成立性

軽油貯蔵タンクから２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機

送ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を用いての２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

燃料移

燃料移送ポンプ

Ｄ／Ｇへの給油については，運転員の操作は不要である。
1.14.2.6

その他の手順項目について考慮する手順

可搬型代替注水大型ポンプにより送水を行う手順については，「 1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順は「1.15
1.14－62

事故時の計装に

関する手順等」にて整備する。
1.14.2.7

重大事故等時の対応手段の選択

重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第 1.14.2.7－1 図に示す。
(1)

交流電源喪失時
外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの故障により非常用所内電気設備

へ交流電源が給電できない場合の代替交流電源として，常設代替交流電源
設備（又は可搬型代替交流電源設備）がある。
短期的には，低圧代替注水設備（常設）への給電，中期的には，除熱のために用いる残留熱除去系への給電が主な目的となることから，短時間で電力供給が可能であり，長期間にわたる運転が期待でき，更に大容量である常設代替交流電源設備による給電を優先する。
常設代替交流電源設備からの給電ができない場合は，可搬型代替交流電源設備による給電を行う。
具体的な優先順位は，以下のとおり。
優先1：常設代替交流電源設備から非常用所内電源設備への給電
Ｍ／Ｃ

２Ｃへの給電を優先し，Ｍ／Ｃ ２Ｃに給電できな

い場合はＭ／Ｃ

２Ｄに給電する。

常設代替交流電源設備から代替所内電気設備への給電
優先2：可搬型代替交流電源設備から非常用所内電気設備への給電
優先3：可搬型代替交流電源設備から代替所内電気設備への給電(2)直流電源喪失時
全交流動力電源喪失時，直流母線への直流電源が給電できない場合の対応手段として，所内常設直流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型
代替直流電源設備がある。
1.14－63原子炉への注水として用いる原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系，原子炉の減圧に用いる逃がし安全弁（自動減圧機能），原子炉格納容器内の減圧及び除熱に用いる格納容器圧力逃がし装置への給電が主な目的となる。短時間で電力給電が可能であり，長期間にわたる運転が期待できる手段から優先して準備する。
直流電源喪失時の対応として，全交流動力電源喪失時に，常設代替交流
電源設備（又は可搬型代替交流電源設備）による給電を開始するまでの間
最大24時間にわたり，所内常設直流電源設備である125V系蓄電池

Ａ系・

Ｂ系及び常設代替直流電源設備である緊急用125V系蓄電池にて原子炉隔離
時冷却系の運転及び自動減圧系の動作等に必要な直流電源の給電を行う。
なお，所内常設直流電源設備及び常設代替直流電源設備は，直流125V充
電器２Ａ・２Ｂ及び緊急用直流125V充電器の交流入力電源の喪失と同時に非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ及び代替所内電気設備である緊急用直流125V主母線盤に無停電で自動給電される。
さらに，全交流動力電源喪失が継続し，125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系又は緊急用125V系蓄電池が枯渇するおそれがある場合は，可搬型代替直流電源
設備を用いて直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ及び緊急用直流125V主母線盤へ給電する。
具体的な優先順位は以下のとおり。
優先1：所内常設直流電源設備から非常用所内電気設備への給電（自動）常設代替直流電源設備から代替所内電気設備への給電（自動）優先2：可搬型代替直流電源設備から非常用所内電気設備への給電
直流125V主母線盤２Ａへの給電を優先し，直流125V主母線盤
２Ａに給電できない場合は直流125V主母線盤２Ｂに給電する。
1.14－64優先3：可搬型代替直流電源設備から代替所内電気設備への給電
なお，常設代替交流電源設備（又は可搬型代替交流電源設備）により交流電源が復旧した場合には，直流125V充電器２Ａ・２Ｂ及び緊急用直流125V
充電器を起動（又は起動を確認）して直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ及び緊
急用直流125V主母線盤の電源給電機能を回復させる。

1.14－65

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

２Ｃ Ｄ／Ｇ
２Ｄ Ｄ／ＧＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ
２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポン
プ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢減圧冷却｣等

重大事故等対処設備

関連設備

軽油貯蔵タンク～２Ｃ
非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ流路
２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機燃料移送ポンプ～
２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料油デイタン
ク流路
２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料油デイタン
ク～２Ｃ Ｄ／Ｇ流路
軽油貯蔵タンク～２Ｄ
非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ流路
２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ～２Ｄ 非常用ディーゼ
ル発電機 燃料油デイタ
ンク流路
２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料油デイタン
ク～２Ｄ Ｄ／Ｇ流路重大事故等対処設備

主要 設備

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（１／２）

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

－

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対策要領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－66

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／20）
対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備整備する手順書 ※１

対応設備

重大事故等対処設備

関連設備

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（ ２／２）

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

軽油貯蔵タンク～高圧炉
心スプレイ系ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 燃料移送
ポンプ～高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機
燃料油デイタンク流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 燃料油デイタンク～ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ 流路
非常時運転手順書Ⅱ
２Ｃ 非常用ディーゼル（徴候ベース）－
発電機用海水ポンプ～２｢減圧冷却｣等
Ｃ Ｄ／Ｇ流路
２Ｄ 非常用ディーゼル
重大事故等対策要領
発電機用海水ポンプ～２
Ｄ Ｄ／Ｇ流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポン
プ～ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ流路
２Ｃ Ｄ／Ｇ～Ｍ／Ｃ２Ｃ電路
２Ｄ Ｄ／Ｇ～Ｍ／Ｃ２
Ｄ電路
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ～Ｍ／
Ｃ ＨＰＣＳ電路※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－67

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／20）
対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備整備する手順書 ※１

対応設備

重大 事故 等対処設備

主要 設備

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

代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

常設代替高圧電源装置

関連設備

重大事故等対処設備

非常時運転手順書
軽油貯蔵タンク～常設代（事象ベース）
替高圧電源装置燃料移送「全交流電源喪失」
ポンプ流路
常設代替高圧電源装置燃重大事故等対策要領
料移送ポンプ～常設代替
高圧電源装置流路
常設代替高圧電源装置～
緊急用断路器電路
緊急用断路器～緊急用Ｍ／Ｃ電路
緊急用Ｍ／Ｃ～Ｍ／Ｃ
２Ｃ電路
緊急用Ｍ／Ｃ～Ｍ／Ｃ
２Ｄ電路※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼ
ル発電機：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－68

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型代替低圧電源車

重大事故等対処設備

関連設備

可搬型設備用軽油タンク～タンクローリ流路
タンクローリ～可搬型代
替低圧電源車流路
可搬型代替低圧電源車～
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）～Ｐ／Ｃ ２
Ｃ電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）～Ｐ／Ｃ ２
Ｄ電路
可搬型代替低圧電源車～
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）～Ｐ／Ｃ ２
Ｃ電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）～Ｐ／Ｃ ２
Ｄ電路

重大事故等対処設備

主要設備

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

代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼ
ル発電機

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流電源喪失」
重大事故等対策要領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ池及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－69

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ

２Ｅ

重大事故等対策要領

自主対策設備Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ～Ｍ／
Ｃ ２Ｅ電路Ｍ／Ｃ ２Ｅ～Ｍ／Ｃ
２Ｃ電路
Ｍ／Ｃ ２Ｅ～Ｍ／Ｃ
２Ｄ電路

重大事故等対処設備

関連設備

軽油貯蔵タンク～高圧炉
心スプレイ系ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 燃料移送
ポンプ～ＨＰＣＳ Ｄ／
Ｇ流路
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ～Ｍ／
Ｃ ＨＰＣＳ電路

自主対策設備

Ｍ／Ｃ

重大 事故 等対処設備

主要設備

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼ
ル発電機

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－70

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

２Ｃ Ｄ／Ｇ
２Ｄ Ｄ／ＧＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポン
プ

重大事故等対処設備

主要設備

重大事故等対策要領
軽油貯蔵タンク～２Ｃ
非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ流路
２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機燃料移送ポンプ～
２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料油デイタン
ク流路
２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料油デイタン
ク～Ｄ／Ｇ ２Ｃ流路

重大事故等対処設備

関連設備

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧（１／２）

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電
機能の復旧

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

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－71

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

軽油貯蔵タンク～２Ｄ
非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ流路
２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ～２Ｄ 非常用ディーゼ
ル発電機 燃料油デイタ
ンク流路
２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料油デイタン
ク～Ｄ／Ｇ ２Ｄ流路
軽油貯蔵タンク～高圧炉
心スプレイ系ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 燃料移送
ポンプ～高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機
燃料油デイタンク流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 燃料油デイタンク～ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ 流路
２Ｃ Ｄ／Ｇ～Ｍ／Ｃ
２Ｃ電路
２Ｄ Ｄ／Ｇ～Ｍ／Ｃ
２Ｄ電路
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ～Ｍ／
Ｃ ＨＰＣＳ電路

重大事故等対策要領

自主対策設備

可搬型代替注水大型ポン
プ～２Ｃ Ｄ／Ｇ流路
可搬型代替注水大型ポン
プ～２Ｄ Ｄ／Ｇ流路
可搬型代替注水大型ポン
プ～ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ流路

重大事故等対処設備

関連設備

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧（２／２）

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電
機能の復旧

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

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－72

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／20）
対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備整備する手順書 ※１

対応設備

重大 事故 等対処設備

主要 設備

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

代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電

125V 系蓄電池 Ａ系 ※２
125V 系蓄電池 Ｂ系 ※２
125V 系 蓄 電 池 Ｈ Ｐ Ｃ
Ｓ系 ※２
中性子モニタ用蓄電池
Ａ系 ※２
中性子モニタ用蓄電池
Ｂ系 ※２

関連設備

重大事故等対処設備

125V 系 蓄 電 池 Ａ 系 ～直流 125V 主母線盤 ２
非常時運転手順書
Ａ電路（事象ベース）
125V 系 蓄 電 池 Ｂ 系 ～「全交流電源喪失」
直流 125V 主母線盤 ２
Ｂ電路
125V 系 蓄 電 池 Ｈ Ｐ Ｃ
Ｓ系～直流 125V 主母線
盤 ＨＰＣＳ電路
中性子モニタ用蓄電池
Ａ系～直流±24V 中性子
モニタ用分電盤 ２Ａ電路
中性子モニタ用蓄電池
Ｂ系～直流±24V 中性子
モニタ用分電盤 ２Ｂ電
路※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。
２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼ
ル発電機
及びＨＰＣＳデ
ィーゼル発電機1.14－73

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型代替低圧電源車
可搬型整流器

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」

重大事故等対処設備

関連設備

可搬型設備用軽油タンク～タンクローリ流路
タンクローリ～可搬型代
替低圧電源車流路
可搬型代替低圧電源車～
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）～可搬型整
流器電路
可搬型代替低圧電源車～
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）～可搬型整
流器電路
可搬型整流器～可搬型代
替低圧電源車接続盤（西側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）～可搬型代
替直流電源設備用電源切
替盤電路

重大事故等対処設備

主要設備

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（１／２）

代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼ
ル発電機

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対策要領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－74

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型整流器～可搬型代
替低圧電源車接続盤（東側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）～可搬型代
替直流電源設備用電源切
替盤電路
可搬型代替直流電源設備
用電源切替盤～直流125V
主母線盤 ２Ａ電路
可搬型代替直流電源設備
用電源切替盤～直流125V
主母線盤 ２Ｂ電路

重大事故等対処設備

関連設備

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（２／２）

代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼ
ル発電機

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」
重大事故等対策要
領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－75

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポン
プ

自主対策設備

直流125V予備充電器

重大事故等対処設備

主要設備

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電（１／２）

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電

２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
及びＭ／Ｃ ２Ｃ・２
Ｄ

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備関連設備

重大事故等対処設備

軽油貯蔵タンク～高圧炉
心スプレイ系ディーゼル
重大事故等対策要
発電機 燃料移送ポンプ
領流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 燃料移送
ポンプ～高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機
燃料油デイタンク流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 燃料油デイタンク～ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポン
プ～ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ流路
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ～Ｍ／
Ｃ ＨＰＣＳ電路
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ～ＭＣ
Ｃ ＨＰＣＳ※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－76

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

ＭＣＣ ＨＰＣＳ～直流
125V予備充電器電路
直流125V予備充電器～直流125V主母線盤２Ａ電路
直流125V予備充電器～直流125V主母線盤２Ｂ電路

重大事故等対処設備

関連設備

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電（２／２）

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼル発電機
及び
Ｍ／Ｃ ２Ｃ・２
Ｄ

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対策要
領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－77

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／20）
対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備整備する手順書 ※１

対応設備

重大事故等対処設備

主要設備

常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

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
緊急用Ｍ／Ｃ

関連設備

重大事故等対処設備

軽油貯蔵タンク～常設代
替高圧電源装置燃料移送
ポンプ流路
常設代替高圧電源装置燃
非常時運転手順書
料移送ポンプ～常設代替（事象ベース）
非常用所内電気
高圧電源装置流路「外部電源喪失」
設備
常設代替高圧電源装置～
緊急用断路器電路
重大事故等対策要領
緊急用断路器～緊急用Ｍ／Ｃ電路
緊急用Ｍ／Ｃ～緊急用動力変圧器電路
緊急用動力変圧器～緊急用Ｐ／Ｃ電路緊急用Ｐ／Ｃ～緊急用Ｍ
ＣＣ電路
緊急用ＭＣＣ～緊急用直流125V充電器電路
緊急用ＭＣＣ～緊急用電
源切替盤電路※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－78

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／20）
対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備整備する手順書 ※１

対応設備

重大事故等対処設備

主要 設備

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による代替所内電気設備への給電

可搬型代替低圧電源車
緊急用Ｐ／Ｃ

関連設備

重大事故等対処設備

可搬型設備用軽油タンク～タンクローリ流路
タンクローリ～可搬型代
替低圧電源車流路
非常時運転手順書
可搬型代替低圧電源車～（事象ベース）
可搬型代替低圧電源車接
非常用所内電気「外部電源喪失」
続盤（西側）電路設備
可搬型代替低圧電源車接重大事故等対策要領
続盤（西側）～緊急用Ｐ／Ｃ電路
可搬型代替低圧電源車～
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）～緊急用Ｐ／Ｃ電路
緊急用Ｐ／Ｃ～緊急用Ｍ
ＣＣ電路
緊急用ＭＣＣ～緊急用直流125V充電器電路
緊急用ＭＣＣ～緊急用電
源切替盤電路※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－79

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（15／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

緊急用125V系蓄電池 ※３
緊急用直流125V主母線盤

非常時運転手順書（事象ベース）「全直流電源喪失」

重大事故等対処設備

関連設備

緊急用125V系蓄電池～緊
急用直流125V主母線盤電路
緊急用125V主母線盤～緊
急用直流125VＭＣＣ電路
緊急用125V主母線盤～緊
急用直流125V計装分電盤
電路
緊急用125V直流ＭＣＣ～
緊急用電源切替盤電路
緊急用直流125V計装分電盤～緊急用電源切替盤電路

重大 事故 等対処設備

主要 設備

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

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

非常用所内電気
設備

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対策要
領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ池及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－80

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（16／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型代替低圧電源車
可搬型整流器
緊急用直流125V主母線盤

非常時運転手順書（事象ベース）「全直流電源喪失」

重大事故等対処設備

関連設備

可搬型設備用軽油タンク～タンクローリ流路
タンクローリ～可搬型代
替低圧電源車流路
可搬型代替低圧電源車～
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）～可搬型整
流器電路
可搬型整流器～可搬型代
替低圧電源車接続盤（西側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）～可搬型代
替直流電源設備用電源切
替盤電路
可搬型代替低圧電源車～
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）～可搬型整
流器電路

重大事故等対処設備

主要設備

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（１／２）

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

非常用所内電気
設備

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対策要
領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ池及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－81

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（17／20）
整備する手順書 ※対応設備

可搬型整流器～可搬型代
替低圧電源車接続盤（東側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）～可搬型代
替直流電源設備用電源切
替盤電路
可搬型代替直流電源設備
用電源切替盤～緊急用直流125主母線盤電路
緊急用直流125V主母線盤～緊急用直流125VＭＣＣ
電路
緊急用直流125V主母線盤～緊急用直流125V計装分
電盤
緊急用直流125VＭＣＣ～
緊急用電源切替盤電路
緊急用直流125V計装分電盤～緊急用電源切替盤電路

１

重大事故等対処設備

関連設備

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（２／２）

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

非常用所内電気
設備

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備非 常 時 運 転手 順 書（事象ベース）「全直流電源喪失」
重 大 事 故 等対 策 要
領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－82

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（18／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

可搬型代替設備用軽油タ
ンク～タンクローリ流路
タンクローリ～各機器流路

重大事故等対処設備

主要設備

可搬型設備用軽油タンクから 各機器への給油

燃料給油設備による各機器への給油

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼ
ル発電機

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対策要領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－83

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（19／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

軽油貯蔵タンク
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

重大事故等対策要領

軽油貯蔵タンク～常設代
替高圧電源装置燃料移送
ポンプ流路
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ～常設代替
高圧電源装置流路

重大事故等対処設備

関連設備

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油

燃料給油設備による各機器への給油

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼ
ル発電機

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ池及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－84

第1.14.1－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（20／20）
対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備整備する手順書 ※１

対応設備

重大事故等対処設備

主要設備
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

軽油貯蔵タンク
２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
高 圧 炉 心 ス プレ イ 系 ディー ゼ ル 発
電機 燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

燃料給油設備による各機器への給油

軽 油 貯 蔵 タ ンク ～ ２ Ｃ 非 常 用 デ
ィ ー ゼ ル 発 電機 燃 料移送 ポ ン プ
流路
２ Ｃ 非 常 用デ ィ ー ゼル発 電 機 燃
料 移 送 ポ ン プ～ ２ Ｃ 非常 用 デ ィー ゼ ル 発 電 機 燃 料 油デイ タ ン ク
流路
２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
２Ｃ・２Ｄ
燃 料 油 デ イ タン ク ～ ２Ｃ Ｄ ／ Ｇ
非常用ディーゼ
流路
ル発電機
重大事故等対策
軽 油 貯 蔵 タ ンク ～ ２ Ｄ 非 常 用 デ
要領及び
ィ ー ゼ ル 発 電機 燃 料移送 ポ ン プ
高圧炉心スプレ流路
イ系発電機
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃 料 移 送 ポ ンプ ～ ２ Ｄ 非 常 用 デ
ィ ー ゼ ル 発 電機 燃 料油デ イ タ ン
ク流路
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃 料 油 デ イ タン ク ～ ２Ｄ Ｄ ／ Ｇ
流路
軽 油 貯 蔵 タ ンク ～ 高 圧炉心 ス プ レ
イ 系 デ ィ ー ゼル 発 電 機 燃 料 移 送
ポンプ流路
高 圧 炉 心 ス プレ イ 系 ディー ゼ ル 発
電 機 燃 料 移送 ポ ン プ～高 圧 炉 心
ス プ レ イ 系 ディ ー ゼ ル発電 機 燃
料油デイタンク流路
高 圧 炉 心 ス プレ イ 系 ディー ゼ ル 発
電 機 燃 料 油 デイ タ ン ク～Ｈ Ｐ Ｃ Ｓ
Ｄ／Ｇ 流路※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系からの給電
は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.14－85

第1.14.1－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／7）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.14.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(1)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

判断基準

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

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧

最終遮断
主保護トリップ（１系）
主保護トリップ（２系）
重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については重大事故等対処設備とする。
警報発報

※1

1.14－86

第1.14.1－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（2／7）

重大事故等の対応に必要と監視パラメータ（計器）なる監視項目
1.14.2.2 交流電源喪失時の対応手順(1)代替交流電源設備による非常用所内電気設備への給電
常設代替交流電源設備
275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧による非常用所内電気
154kV原子力1号線電圧
電源
設備への給電Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
対応手順

判断基準

常設代替高圧電源装置運転監視

操作
電源

判断基準

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

電源

操作

可搬型代替低圧
電源車運転監視電源

常設代替高圧電源装置発電機電圧
常設代替高圧電源装置発電機周波数
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
可搬型代替低圧電源車発電機電圧
可搬型代替低圧電源車発電機周波数Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１

判断基準

1.14.2.2 交流電源喪失時の対応手順(2)高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電
275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
高圧炉心スプレイ系デ154kV原子力1号線電圧
ィーゼル発電機による
電源
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
非常用所内電気設備への給電
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ電圧
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ周波数
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧 ※１
Ｍ／Ｃ ２Ｅ電圧
電源
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については重大事故等対処設備とする。

操作※1

ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ運転監視

1.14－87

第1.14.1－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（3／7）

重大事故等の対応に必要と監視パラメータ（計器）なる監視項目
1.14.2.2 交流電源喪失時の対応手順(3)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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧
２Ｃ・２Ｄ 非常用
275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
ディーゼル発電機海154kV原子力1号線電圧
電源
水系又は高圧炉心ス
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
プレイ系ディーゼル
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
発電機海水系への代
２Ｃ・２Ｄ 非替送水による２Ｃ・
常用ディーゼル 非常用ディーゼル発電機 ２Ｃ・２Ｄ海水
２Ｄ 非常用ディー
発電機海水系又 冷却水入口圧力ゼル発電機又は高圧は高圧炉心スプ 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水炉心スプレイ系ディ
レイ系ディーゼ 冷却水入口圧力ーゼル発電機の電源
ル発電機海水系
給電機能の復旧
対応手順

判断基準
操作

1.14.2.3 交流電源及び直流電源喪失時の対応手順(1)代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
所内常設直流電源設備による非常用所内電気
設備への給電警報発報

直流125V充電器２Ａ・２Ｂ「交流入力電源喪失」警報
直流125V充電器２Ａ・２Ｂ「蓄電池放電中」
警報

蓄電池放電継続時間

125V系蓄電池 Ａ系・Ｂ系による給電開始
から8時間又は24時間以内

電源

直流125V充電器２Ａ・２Ｂの125V系蓄電池
Ａ系・Ｂ系電圧 ※１

判断基準

電源

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

操作※1

重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については重大事故等対処設備とする。

1.14－88

第1.14.1－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（4／7）

重大事故等の対応に必要と監視パラメータ（計器）なる監視項目
1.14.2.3 交流電源及び直流電源喪失時の対応手順(1)代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電対応手順

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

判断基準

電源

操作

可搬型代替直流
電源設備運転監
視
電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
直 流 125V充 電 器 ２ Ａ ・ ２ Ｂ の 125V系 蓄 電 池
Ａ系・Ｂ系電圧 ※１
可搬型代替低圧電源車発電機電圧
可搬型代替低圧電源車発電機周波数
可搬型整流器電圧
直 流 125V充 電 器 ２ Ａ ・ ２ Ｂ の 125V系 蓄 電 池
Ａ系・Ｂ系電圧 ※１

1.14.2.3 交流電源及び直流電源喪失時の対応手順(2)高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電
275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
電源
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧
高圧炉心スプレ 常設代替高圧電源装置発電機周波数
イ系ディーゼル 常設代替高圧電源装置エンジン回転数
発電機運転監視 常設代替高圧電源装置潤滑油入口温度
常設代替高圧電源装置潤滑油入口圧力
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
電源
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については重大事故等対処設備とする。

判断基準

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備へ
の給電

操作

※1

1.14－89

第1.14.1－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（5／7）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.14.2.4 非常用所内電気設備機能喪失時の対応手順(1)代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

操作
判断基準

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操作※1

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧 ※１
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１

常設代替高圧電源装置運転監視

常設代替高圧電源装置発電機電圧
常設代替高圧電源装置発電機周波数

電源

緊急用Ｍ／Ｃ電圧 ※１
緊急用Ｐ／Ｃ電圧 ※１

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧 ※１

可搬型代替低圧
電源車運転監視

可搬型代替低圧電源車発電機電圧
可搬型代替低圧電源車発電機周波数

電源

緊急用Ｐ／Ｃ電圧 ※１

判断基準

常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については重大事故等対処設備とする。

1.14－90

第1.14.1－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（6／7）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.14.2.4 非常用所内電気設備機能喪失時の対応手順(2)代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

判断基準

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

電源

警報発報

判断基準

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

電源

警報発報

操作

※1

電源

275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
緊急用直流125V充電器「交流入力電源喪失」
警報
緊急用直流125V充電器「蓄電池放電中」警報
275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力1号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※１
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※１
緊急用直流125V充電器「交流入力電源喪失」
警報
緊急用直流125V充電器「蓄電池放電中」警報
緊急用直流125V充電器の緊急用125V系蓄電
池電圧 ※１

重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については重大事故等対処設備とする。

1.14－91

第1.14.1－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（7／7）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.14.2.5 燃料給油時の対応手順(1)燃料給油設備による各機器への給油

判断基準

可搬型設備用軽油タン
クから各機器への給油

操作
判断基準

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置へ
の給油

操作
判断基準

軽油貯蔵タンクから２
Ｃ・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操作※1

補機監視機能可搬型設備用軽油タンク油面

補機監視機能可搬型設備用軽油タンク油面

補機監視機能各機器油タンクレベル

補機監視機能各機器油タンクレベル

補機監視機能２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機 燃料油
デイタンクレベル
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料
油デイタンクレベル

補機監視機能２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機 燃料油
デイタンクレベル
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料
油デイタンクレベル

重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については重大事故等対処設備とする。

1.14－92

1.14－93

第 1.14.1－1 図

機能喪失原因対策分析（交流）1.14－94

第 1.14.1－2 図

機能喪失原因対策分析（直流）※

緊急用 125V 系蓄電池から区
分Ⅰ及び区分Ⅱへ同時に給電することは出来ない。

1.14－95

第 1.14.1－3 図

交流電源単線結線図

1.14－96

第 1.14.1－4 図

直流電源単線結線図

1.14－97

第 1.14.1－5 図

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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧
手順の系統概要図

第 1.14.2.1－1 図

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手順の系統概略図

1.14－981.14－99

第 1.14.2.1－2 図

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

タイムチャート第 1.14.2.2－1 図

常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備（緊急用Ｍ／Ｃ経由，Ｍ／Ｃ ２Ｃへ給電の場合）への給電手順の系統概要図

1.14－100

1.14－101

第 1.14.2.2－2 図

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

タイムチャート第 1.14.2.2－3 図

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 手順の系統概要図

1.14－102

1.14－103

第 1.14.2.2－4 図

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

タイムチャート1.14－104

第 1.14.2.2－5 図

高圧炉心スプレイディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電手順の系統概要図

1.14－105

第 1.14.2.2－6 図

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電

タイムチャート1.14－106

第 1.14.2.2－7 図

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への代替送水による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の電源供給機能の復旧 手順の系統概要図

1.14－107

第 1.14.2.2－8 図

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への代替送水による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の電源供給機能の復旧 タイムチャート

1.14－108

第 1.14.2.3－1 図

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手順の系統概要図

1.14－109

第 1.14.2.3－2 図

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

タイムチャート1.14－110

第 1.14.2.3－3 図

可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備（直流 125V 主母線盤２Ａへ給電の場合）への給電手順の系統概要図

1.14－111

第 1.14.2.3－4 図

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

タイムチャート1.14－112

第 1.14.2.3－5 図

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電手順の系統概要図（１／２）

1.14－113

第 1.14.2.3－5 図 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電手順の系統概要図（２／２）

1.14－114

第 1.14.2.3－6 図

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電

タイムチャート第 1.14.2.4－1 図

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手順の系統概要図
1.14－115

1.14－116

第 1.14.2.4－2 図

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

タイムチャート1.14－117

第 1.14.2.4－3 図

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手順の系統概要図

1.14－118

第 1.14.2.4－4 図

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

タイムチャート1.14－119

第 1.14.2.4－5 図

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手順の系統概要図

1.14－120

第 1.14.2.4－6 図

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

タイムチャート第 1.14.2.5－1 図

可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油
手順の系統概要図

1.14－1211.14－122

第 1.14.2.5－2 図

可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油

タイムチャート第 1.14.2.5－3 図

タンクローリから各機器への給油

1.14－123

手順の系統概要図

1.14－124

第 1.14.2.5－4 図

可搬型設備用軽油タンクからタンクローリ，タンクローリから各機器への給油 7 日間サイクル
タイムチャート（１／２）（二日分の記載。内訳については各タイムチャートの軽油給油，燃料給油時間参照）

1.14－125

第 1.14.2.5－4 図

可搬型設備用軽油タンクからタンクローリ，タンクローリから各機器への給油 7 日間サイクル
タイムチャート（２／２）（二日分の記載。内訳については各タイムチャートの軽油給油，燃料給油時間参照）

1.14－126

第 1.14.2.5－5 図

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油

手順の系統概要図

1.14－127

第 1.14.2.5－6 図

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油

タイムチャート1.14－128

第 1.14.2.7－1 図(1)交流動力電源喪失時(1／2)

重大事故等発生時の対応手段選択フローチャート(1／3)

(2)交流動力電源喪失時(2／2)

第 1.14.2.7－1 図

重大事故等発生時の対応手段選択フローチャート(2／3)

1.14－129

(3)直流動力電源喪失時

第 1.14.2.7－1 図

重大事故等発生時の対応手段選択フローチャート(3／3)

1.14－130

添付資料 1.14.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／5）
技術 的能 力 審査 基 準（1.14）【本 文】
発 電 用 原 子 炉 設 置 者 にお い て 、 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、貯蔵 槽
内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中における発電用原子炉内の燃料体（以 下 、「 運転 停止 中原子 炉 内燃 料
体 」と い う 。）の 著し い損傷 を 防止 す
るために必要な電力を確保す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 れる こ と。

【解 釈】
１ 「 電力 を 確保 する ために 必 要な 手
順 等 」 と は 、 以 下 に 掲げ る 措 置 又 は
こ れ ら と 同 等 以 上 の 効果 を 有 す る 措
置を 行う た めの 手 順等をい う 。
（１ ）炉心 の 著し い損 傷等を 防 止す るため に必 要 な電 力 の確保
ａ ） 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 、代 替電 源 によ り 、炉心 の著 しい損 傷、 原 子炉 格 納容器の 破 損、貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷
及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保するために必要な 手順 等 を整 備 すること 。
ｂ）所 内 直流 電 源設 備から 給電 さ れ
てい る２ ４ 時間 以 内に、十 分な 余裕を持って可搬型代替電源設備に繋 ぎ込 み、給 電が 開 始で きる こ
と。

番号

①

－

②

－

技術 基準 規 則（ 72 条 ）【本 文】
発電 用原 子 炉施 設 には、設 計 基準 事故 対
処 設 備 の 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 、 貯 蔵槽 内 燃
料 体 等 の 著し い 損 傷 及び 運 転 停 止 中原 子 炉
内 燃 料 体 （以 下 、 「 運転 停 止 中 原 子炉 内 燃
料 体 」 と いう 。 ） の 著し い 損 傷 を 防止 す る
た め に 必 要な 電 力 を 確保 す る た め に必 要 な
設備 を施 設 しな け ればなら な い。
２ 発 電 用 原子 炉 施 設 には 、第 四 十五 条 第一項 の規 定 に よ り設 置 され る非 常 用 電源 設 備
及 び前 項 の 規 定に よ り設 置さ れ る 電源 設 備の ほか 、 設 計 基準 事 故対 処設 備 の 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 、 貯蔵 槽 内燃 料体 等 の 著し い 損
傷 及び 運 転 停 止中 原 子炉 内燃 料 体 の著 し い
損 傷を 防 止 す るた め の常 設の 直 流 電源 設 備を施 設し な けれ ば ならない 。
【解 釈】
１ 第 １ 項 に規 定 す る 「必 要な 電 力を 確 保す
る た め に 必 要 な 設 備 」と は 、 以 下 に 掲 げ る
措 置 又 は こ れ ら と 同 等以 上 の 効 果 を 有 す る
措置 を行 う ため の 設備をい う 。
ａ） 代替 電 源設 備 を設 ける こと。
ⅰ ） 可 搬 型 代 替 電 源 設備 （ 電 源 車 及 び バ ッ
テリ 等） を 配備 す ること。
ⅱ ） 常 設 代 替 電 源 設 備と し て 交 流 電 源 設 備を設 置す る こと 。
ⅲ ） 設 計 基 準 事 故 対 処設 備 に 対 し て 、 独 立性を 有し 、 位置 的 分散を図 る こと 。

番号

⑤

－

⑥
⑦

⑧

③

ｃ）複 数 号機 設 置さ れてい る工 場 等
では 、号 機間 の 電力 融 通を 行え る
よう にし て おく こ と 。また 、敷 設
したケーブル等が利用できない
状況 に備 え、予 備の ケ ーブ ル等 を用意 する こ と。
ｄ ）所 内電 気 設備（ モータ ーコ ン ト
ロ ー ル セ ン タ ー （ MCC） 、 パ ワ ー
セ ン タ ー （ P/C） 及 び 金 属 閉 鎖 配
電盤 （メ タ クラ ） （MC）等 ） は、
共通 要因 で 機能 を 失うこと な く、少なくとも一系統は機能の維持
及び人の接近性の確保を図ること。

設置 許可 基 準規 則 （57 条）【本 文】
発電 用原 子 炉施 設 には 、設 計基 準 事故
対処設備の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、貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保するために必要 な設 備 を設 け なけ れば な らな い 。
２ 発 電 用 原 子 炉 施 設 には 、 第 三 十 三 条 第二 項 の 規 定 に よ り 設 置 さ れ る 非 常 用 電源
設 備 及 び 前 項 の 規 定 に よ り 設 置 さ れ る電
源 設 備 の ほ か 、 設 計 基 準 事 故 対 処 設 備の
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 、 貯 蔵 槽 内燃
料 体 等 の 著 し い 損 傷 及 び 運 転 停 止 中 原子炉 内 燃 料 体 の 著 し い 損 傷 を 防 止 す る ための 常 設 の 直 流 電 源 設 備 を 設 け な け れ ばな
らな い。
【解 釈】
１ 第 １ 項 に 規 定 す る 「必 要 な 電 力 を 確 保するために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有す る措 置 を行 う ため の設 備 をい う 。
ａ） 代替 電 源設 備 を設 ける こ と。
ⅰ）可搬型代替電源設備（電源車及びバッテ リ等 ） を配 備 する こと 。
ⅱ）常設代替電源設備として交流電源設
備を 設置 す るこ と 。
ⅲ）設計基準事故対処設備に対して、独立性 を有 し 、位 置 的分 散を 図 るこ と 。

－

④

－

ｂ ） 所 内 常 設 蓄 電 式 直 流電 源 設 備 は 、 負 荷
切 り 離 し を 行 わ ず に ８ 時 間 、 電 気 の 供給が 可 能 で あ る こ と 。 た だ し 、 「 負 荷 切り
離 し を 行 わ ず に 」 に は 、 原 子 炉 制 御 室又は 隣 接 す る 電 気 室 等 に お い て 簡 易 な 操作
で負荷の切り離しを行う場合を含まな
い 。 そ の 後 、 必 要 な 負 荷 以 外 を 切 り 離して残り１６ 時間の合計２４時間にわた
り 、 電 気 の 供 給 を 行 う こ と が 可 能 で あること 。
ｃ）24 時 間 にわ たり 、重大 事 故等 の 対応 に
必 要 な 設 備 に 電 気 （ 直 流 ） の 供 給 を 行う
こ と が 可 能 で あ る 可 搬 型 直 流 電 源 設 備を整備 する こ と。
ｄ ） 複 数 号 機 設 置 さ れ てい る 工 場 等 で は 、号 機 間 の 電 力 融 通 を 行 え る よ う に あ らか
じ め ケ ー ブ ル 等 を 敷 設 し 、 手 動 で 接 続できる こと 。

ｂ ）所 内 常 設蓄 電 式 直 流電 源設 備 は、 負 荷切
り 離し を 行 わ ずに ８ 時間 、電 気 の 供給 が 可
能 であ る こ と 。た だ し、 「負 荷 切 り離 し を
行 わず に 」 に は、 原 子炉 制御 室 又 は隣 接 する 電気 室 等 に おい て 簡易 な操 作 で 負荷 の 切
り 離し を 行 う 場合 を 含ま ない 。 そ の後 、 必
要 な負 荷 以 外 を切 り 離し て残 り １ ６時 間 の合 計２ ４ 時 間 にわ た り、 電気 の 供 給を 行 う
こと が可 能 であ る こと。

ｅ ） 所 内 電 気 設 備 （ モ ータ ー コ ン ト ロ ー ル
セン ター（MCC）、パ ワー セン タ ー（P/C）
及 び 金 属 閉 鎖 配 電 盤 （ メ タ ク ラ ） （MC）
等 ） は 、 代 替 所 内 電 気 設 備 を 設 け る ことな ど に よ り 共 通 要 因 で 機 能 を 失 う こ とな
く 、 少 な く と も 一 系 統 は 機 能 の 維 持 及び人の 接近 性 の確 保 を図 るこ と 。

ｅ ）所 内 電 気設 備 （ モ ータ ーコ ン トロ ー ルセ
ン ター （ MCC） 、 パ ワーセ ン タ ー（ P/C） 及び 金属 閉 鎖 配 電盤 （ メタ クラ ） （MC） 等 ）は 、代 替 所 内 電気 設 備を 設け る こ とな ど に
よ り共 通 要 因 で機 能 を失 うこ と な く、 少 なく とも 一 系 統 は機 能 の維 持及 び 人 の接 近 性の確 保を 図 るこ と 。

２ 第 ２ 項 に 規 定 す る 「常 設 の 直 流 電 源 設備」とは、以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設 備と す る。
ａ ） 更 な る 信 頼 性 を 向 上す る た め 、 負 荷 切
り 離 し （ 原 子 炉 制 御 室 又 は 隣 接 す る 電気
室 等 に お い て 簡 易 な 操 作 で 負 荷 の 切 り離し を 行 う 場 合 を 含 ま な い 。 ） を 行 わ ずに
８ 時 間 、 そ の 後 、 必 要 な 負 荷 以 外 を 切り
離 し て 残 り １ ６ 時 間 の 合 計 ２ ４ 時 間にわ た り 、 重 大 事 故 等 の 対 応 に 必 要 な 設備に 電 気 の 供 給 を 行 う こ と が 可 能 で あ るもう １ 系 統 の 特 に 高 い 信 頼 性 を 有 す る 所内
常 設 直 流 電 源 設 備 （3 系 統 目 ） を 整 備するこ と。

２ 第２ 項 に規 定 する「常 設の直 流電 源 設 備」と は 、 以 下 に 掲 げ る 措置 又 は こ れ と 同 等 以
上 の 効 果 を 有 す る 措 置を 行 う た め の 設 備 とする 。
ａ ）更 な る 信頼 性 を 向 上す るた め 、負 荷 切り
離 し（ 原 子 炉 制御 室 又は 隣接 す る 電気 室 等に おい て 簡 易 な操 作 で負 荷の 切 り 離し を 行
う場 合を 含 まな い 。）を行 わ ず に 8 時間 、
そ の後 、 必 要 な負 荷 以外 を切 り 離 して 残 り
16 時間 の合 計 24 時 間にわ たり 、重 大事 故
等 の対 応 に 必 要な 設 備に 電気 の 供 給を 行 う
こ とが 可 能 で ある も う１ 系統 の 特 に高 い 信
頼 性を 有 す る 所内 常 設直 流電 源 設 備（ 3 系
統目 ）を 整 備す る こと。

1.14－131ｃ）24 時間 に わた り、重 大事故等 の 対応 に必要 な設 備 に 電 気（ 直 流） の供 給 を 行う こ とが 可能 で あ る 可搬 型 直流 電源 設 備 を整 備 す
るこ と。
ｄ ）複 数 号 機設 置 さ れ てい る工 場 等で は 、号
機 間の 電 力 融 通を 行 える よう に あ らか じ め
ケ ーブ ル 等 を 敷設 し 、手 動で 接 続 でき る こ
と。

⑨

⑩

－

⑪

－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／5）
重大 事故 等 対処 設 備
手段
非常用交 流電源設 備による非常用 所内 電 気設 備
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
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

２Ｃ

Ｄ／Ｇ

既設

２Ｄ

Ｄ／Ｇ

既設

ＨＰ ＣＳ

Ｄ／ Ｇ

既設

２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポン プ

既設

２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用
海水ポン プ

既設

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機用海 水 ポン プ

既設

解釈
対応 番号

備考

手段

機器 名称

①
⑤

－

－

－

－

－

－

－

－

－

常設代替 高 圧電 源 装置

新設

①
②
⑤
⑦
⑧

可搬型代 替 低圧 電 源車

新設

①
②
⑤
⑥
⑧

－

－

－

1.14－132－

高圧 炉心 スプレイ 系デ ィー ゼル発 電 機に よる
非常用所内電気設 備への給電

－

機器 名称

自主 対策 設備
既設
新設

ＨＰ ＣＳ

Ｄ／ Ｇ

Ｍ／ Ｃ

ＨＰＣ Ｓ

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 用海 水ポン プ

Ｍ／ Ｃ

２Ｅ

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／5）
自主 対策

重大 事故 等 対処 設 備
手段

－

－

解釈
対応 番号

備考

－

－

手段

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
海水系への代替送 水による
２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機又は高圧 炉心 スプレイ 系ディー ゼル発 電 機の電源 給電 機 能の 復 旧

－

既設
新設

機器 名称

機器 名称

Ｄ／ Ｇ

２Ｃ

Ｄ／ Ｇ

２Ｄ

ＨＰ ＣＳ

Ｄ／ Ｇ

可搬 型代 替注水 大 型ポ ンプ

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

125V 系蓄 電池

Ａ系

新設

125V 系蓄 電池

Ｂ系

新設

125V 系蓄 電池

ＨＰ Ｃ Ｓ系

既設

中性子モ ニ タ用 蓄 電池

Ａ系

既設

中性子モ ニ タ用 蓄 電池

Ｂ系

既設

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

可搬型代 替 低圧 電 源車

可搬型整 流 器

①
②
⑤
⑨

－

－

－

①
②
③
⑤
⑥
⑧
⑩

－

－

－

新設

新設

1.14－133

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／5）
重大 事故 等 対処 設 備
手段

機器 名称

常設 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

自主 対策

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 気設 備 への 給電

既設
新設

解釈
対応 番号

備考

手段

機器 名称

新設

①
②
④
⑤
⑦
⑧
⑪

－

－

－

①
②
③
④
⑤
⑥
⑧
⑪

－

－

－

①
②
④
⑤
⑨
⑪

－

－

－

①
②
③
④
⑤
⑥
⑧
⑩
⑪

－

－

－

緊急用Ｍ ／ Ｃ新設

可搬型代 替 低圧 電 源車

新設

緊急用Ｐ ／ Ｃ

新設

緊急用 125V 系 蓄電 池

新設

緊急用直 流 125V 主 母 線盤

可搬型代 替 低圧 電 源車

可搬型整 流 器

緊急用直 流 125V 主 母 線盤

新設

新設

新設

1.14－134

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／5）
重大 事故 等 対処 設 備
機能

機器 名称

可搬 型設 備 用軽 油 タン クか ら各機器への給油

可搬型設 備 用軽 油 タン ク

自主 対策
既設
新設

軽油貯蔵タンクから常設 代替 高 圧電 源 装置 への 給 油
軽 油 貯 蔵 タ ン ク か ら ２ Ｃ・２ Ｄ 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

解釈
対応 番号

備考

手段

機器 名称

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

新設

タンクロ ー リ

新設

軽油貯蔵 タ ンク

新設－

常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ

新設

軽油貯蔵 タ ンク

新設

２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送 ポ ンプ

新設－
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送 ポ ンプ

新設

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 燃 料 移送 ポ ンプ

新設

1.14－135

添付資料 1.14.2－1

重大事故対策の成立性
1．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
ａ．操作概要
外部電源が喪失した場合は，常設代替高圧電源装置（2台）により代替所
内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃ，緊急用Ｐ／Ｃに給電する。
外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの故障によりＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失した場合は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧
電源装置（3台）の追加により代替所内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃを経由
して非常用所内電気設備であるＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）に給電する。

ｂ．作業場所
原子炉建屋付属棟

地下1階，地下2階（非管理区域）

屋外（常設代替高圧電源装置置場）
ｃ．必要要員数及び操作時間
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に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【常設代替高圧電源装置（2台）の中央制御室からの起動及び代替所内電
気設備受電】
必要要員数：3名（中央制御室運転員1名，現場運転員2名）
所要時間目安 ※：作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置（2台）の起動及び緊急用Ｍ／Ｃ受電完了までの所要時間を4分以内。
※：所要時間目安は，模擬により算定した時間

1.14－136

【常設代替高圧電源装置（2台）の現場からの起動及び代替所内電気設備
受電】
必要要員数：5名（中央制御室運転員1名，現場運転員2名，重大事故等対応要員2名）所要時間目安 ※：作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置（2台）の起動及び緊急用Ｍ／Ｃ受電完了までの所要時間を40分以内。
※：所要時間目安は，模擬により算定した時間【常設代替高圧電源装置（3台）の中央制御室からの起動及び非常用所内
電気設備受電】
必要要員数：3名（中央制御室運転員1名，現場運転員2名）
所要時間目安 ※：作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置（3台）の起動及びＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）受電完了までの所要時間を常設代替高圧電源装置の中央制御室からの起動の場合92分以内。
※：所要時間目安は，模擬により算定した時間【常設代替高圧電源装置（3台）の現場からの起動及び代替所内電気設備
受電】
必要要員数：5名（中央制御室運転員1名，現場運転員2名，重大事故等対応要員2名）所要時間目安 ※：作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置（3台）の起動及びＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）受電完了までの所要時間を88分以内。
※：所要時間目安は，模擬により算定した時間
ｄ．操作の成立性
1.14－137

作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト・ＬＥＤライトを携行しており接近可能である。
連絡手段：携行型有線通話装置，衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，
中央制御室及び災害対策本部との連絡が可能である。

常設代替高圧電源装置（イメージ）

現場操作盤
1.14－138

添付資料1.14.2－2

2．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
ａ．操作概要常設代替交流電源設備又は代替所内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃの故障によりＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失した場合は，可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車により非常用所内電気設備であるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄに給電する。

ｂ．作業場所
原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可
搬型代替低圧電源車設置エリア
原子炉建屋付属棟

地下1階，地下2階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
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に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【可搬型代替低圧電源車の起動】
必要要員数：9名（中央制御室運転員1名，現場運転員2名，重大事故等対応要員6名）所要時間目安 ※：作業開始を判断してから可搬型代替低圧電源車（2台）の起動完了までの所要時間を170分以内。
※：所要時間目安は，模擬により算定した時間【非常用所内電気設備受電】
必要要員数：9名（中央制御室運転員1名，現場運転員2名，重大事故等対応要員6名）所要時間目安 ※ ：作業開始を判断してからＰ／Ｃ
1.14－139

２Ｃ・２Ｄ受電完

了までの所要時間を170分以内。
※：所要時間目安は，模擬により算定した時間
ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
連絡手段：携行型有線通話装置，衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，
中央制御室及び災害対策本部との連絡が可能である。

可搬型代替低圧電源車

1.14－140

低圧ケーブル接続箇所（可搬型代替低圧電源車）

操作盤

1.14－141

添付資料1.14.2－3

3．高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への給電
ａ．操作概要外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇの故障により，非常用所内電気設備
であるＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失している状態で，ＨＰＣＳ／Ｇ（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系含む），Ｍ／Ｃ
ＣＳ及びＭ／Ｃ

Ｄ
ＨＰ

２Ｅの使用が可能であって，さらにＨＰＣＳポンプの停止が可能な場合は，ＨＰＣＳ
２Ｅを経由してＭ／Ｃ

Ｄ／ＧによりＭ／Ｃ

ＨＰＣＳ及びＭ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ）に給電する。

ｂ．作業場所
原子炉建屋付属棟

地下1階，地下2階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇによる非常用所内電気設備への給電に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：3名（中央制御室運転員1名，現場運転員2名）
所要時間目安 ※ ：95分以内※：所要時間目安は，模擬により算定した時間
ｄ．操作の成立性
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト・ＬＥＤライトを携行しており接近可能である。
連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，
1.14－142

ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備より，中央制
御室との連絡が可能である。

Ｍ／Ｃ受電確認1.14－143

添付資料1.14.2－4

4．２Ｃ・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

ゼル発電機海水系への代替送水による２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧
ａ．操作概要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のポンプ等の故障により２Ｃ・２Ｄ
ＰＣＳ

Ｄ／Ｇ又はＨ

Ｄ／Ｇの電源給電機能が復旧できない状態で，２Ｃ・２Ｄ

Ｇ又はＨＰＣＳＤ／Ｇの使用が可能な場合に，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／

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の冷却機能の代替手段として，可搬型代替注水大型ポンプにより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海水又は淡水を送水し，各ディーゼル機関を冷却することで，２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇの電源給電機能を復旧する。

ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋近傍）
原子炉建屋付属棟

地下1階，地下2階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
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への代替送水による２Ｃ・２Ｄ
Ｓ

Ｄ／Ｇ及びＨＰＣ

Ｄ／Ｇの電源給電機能の復旧に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：9名（中央制御室運転員1名，重大事故等対応要員8名）
所要時間目安 ※ ：300分以内
1.14－144※：所要時間目安は，模擬により算定した時間
ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
連絡手段：携行型有線通話装置，衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

可搬型代替大型ポンプ

送水ホース
1.14－145

添付資料1.14.2－5

5．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
ａ．操作概要外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの故障によりＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失し，非常用所内電気設備である直流125V充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が喪失した場合は，所内常設直流電源設備である125V系蓄電
池

Ａ系・Ｂ系から非常用所内電気設備である直流125V主母線盤２Ａ・２

Ｂに自動給電する。
125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系は，自動給電開始から1時間以内に中央制御室

において簡易な操作でプラントの状態監視に必要ではない直流負荷を切り離すことにより8時間，その後，中央制御室外において不要な負荷の切り離すことで，常設代替交流電源設備（又は可搬型代替交流電源設備）による給電を開始するまで最大24時間にわたり，直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへ給電する。
なお，125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系による直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの自動給電については，運転員の操作は不要である。
ｂ．作業場所
原子炉建屋付属棟

1階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
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のうち，中央制御室外において不要直流負荷の切り離しに必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：3名（中央制御室運転員1名，現場運転員2名）
所要時間目安 ※ ：60分以内
1.14－146※：所要時間目安は，模擬により算定した時間
ｄ．操作の成立性
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト・ＬＥＤライトを携行しており接近可能である。
連絡手段：携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話機，
ＰＨＳ端末），送受話器のうち，使用可能な設備より，中央制
御室との連絡が可能である。

不要直流負荷切離し（NFB）

不要負荷切離し（遮断器）

1.14－147

空調機運転状態確認

充電器運転状態確認

1.14－148

添付資料1.14.2－6

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
ａ．操作概要125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系から直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの自動給電開始から24時間以内に，常設代替交流電源設備による直流125V充電器
Ａ・Ｂの交流入力電源の復旧が見込めず，125V系蓄電池

Ａ系・Ｂ系が枯渇するおそれがある場合は，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源設備により非常用所内電気設備である直流
125V主母線盤２Ａ（又は２Ｂ）へ給電する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可
搬型代替低圧電源車設置エリア
原子炉建屋付属棟

1階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
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に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：8名（現場運転員2名，重大事故等対応要員6名）
所要時間目安 ※ ：240分以内※：所要時間目安は，模擬により算定した時間
ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手
1.14－149

袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
連絡手段：携行型有線通話装置，衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

可搬型代替低圧電源車

低圧ケーブル接続箇所（可搬型代替低圧電源車）

可搬型整流器1.14－150

操作盤

添付資料1.14.2－7

7.

常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電
ａ．操作概要
外部電源が喪失した場合は，常設代替高圧電源装置（2台）により代替所
内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃ，緊急用Ｐ／Ｃに給電する。
ｂ．作業場所
屋外（常設代替高圧電源装置置場）
ｃ．必要要員数及び操作時間
常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電に必要な要員数
及び所要時間は以下のとおり。
【常設代替高圧電源装置（2台）の中央制御室からの起動及び代替所内電
気設備受電】
必要要員数：1名（中央制御室運転員1名）
所要時間目安 ※：作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置（2台）の起動及び緊急用Ｍ／Ｃ受電完了までの所要時間を4分以内。
※：所要時間目安は，模擬により算定した時間【常設代替高圧電源装置（2台）の現場からの起動及び代替所内電気設備
受電】
必要要員数：3名（中央制御室運転員1名，重大事故等対応要員2名）
所要時間目安 ※：作業開始を判断してから常設代替高圧電源装置（2台）の起動及び緊急用Ｍ／Ｃ受電完了までの所要時間を40分以内。
※：所要時間目安は，模擬により算定した時間
1.14－151

ｄ．操作の成立性
作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト・ＬＥＤライトを携行しており接近可能である。
連絡手段：携行型有線通話装置，衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，
中央制御室及び災害対策本部との連絡が可能である。

常設代替高圧電源装置（イメージ）

中央制御室操作盤（イメージ）

1.14－152

添付資料1.14.2－8

8．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
ａ．操作概要常設代替交流電源設備又は代替所内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃの故障によりＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失した場合は，可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車により代替所内電気設備である緊急用Ｐ／Ｃに給電する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可
搬型代替低圧電源車設置エリア
原子炉建屋付属棟

地下1階，地下2階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
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に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【可搬型代替低圧電源車の起動】
必要要員数：9名（中央制御室運転員1名，現場運転員2名，重大事故等対応要員6名）所要時間目安 ※：作業開始を判断してから可搬型代替低圧電源車（2台）の起動完了までの所要時間を170分以内。
※：所要時間目安は，模擬により算定した時間【代替所内電気設備受電】
必要要員数：9名（中央制御室運転員1名，現場運転員2名，重大事故等対応要員6名）所要時間目安 ※ ：作業開始を判断してからＰ／Ｃ
1.14－153

２Ｃ・２Ｄ受電完

了までの所要時間を170分以内。
※：所要時間目安は，模擬により算定した時間
ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
連絡手段：携行型有線通話装置，衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話
設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，中央制御室及び災害対策本部との連絡が可能である。

1.14－154

可搬型代替低圧電源車

低圧ケーブル接続箇所（可搬型代替低圧電源車）

操作盤

1.14－155

添付資料1.14.2－99.

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
ａ．操作概要外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ

Ｄ／Ｇの故障によりＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの母線電圧が喪失し，代替所内電気設備である緊急用直流125V系充電器の交流入力電源が喪失した場合は，常設代替直流電源設備である緊急用125V系蓄電池から代替所内電気設備である緊急用直流125V主母線盤に自動給電する。
緊急用125V系蓄電池は，自動給電開始から常設代替交流電源設備（又は可搬型代替交流電源設備）による給電を開始するまで最大24時間にわたり，緊急用直流125V主母線盤へ給電する。
なお，緊急用125V系蓄電池による緊急用直流125V主母線盤への自動給電については，運転員の操作は不要である。
ｂ．作業場所―
ｃ．必要要員数及び操作時間
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は，交流電源喪
失後切替操作無しで行われる。
ｄ．操作の成立性
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は，交流電源喪
失後切替操作無しで行われる。

1.14－156

添付資料1.14.2－1010.

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

ａ．操作概要緊急用125V系蓄電池による緊急用直流125V主母線盤への自動給電開始から24時間以内に，常設代替高圧電源装置（又は可搬型代替低圧電源車）による緊急用直流125V充電器の交流入力電源の復旧が見込めず緊急用125V系
蓄電池が枯渇するおそれがある場合に，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源設備により代替所内電気設備である緊急用直流125V主母線盤に給電する。
ｂ．作業場所
屋外（原子炉建屋近傍）
原子炉建屋付属棟

1階（非管理区域）

ｃ．必要要員数及び操作時間
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に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
必要要員数：7名（現場運転員1名，重大事故等対応要員6名）
所要時間目安 ※ ：240分以内※：所要時間目安は，模擬により算定した時間
ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
1.14－157

移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
連絡手段：携行型有線通話装置，衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部及び中央制御室との連絡が可能である。

可搬型代替低圧電源車

低圧ケーブル接続箇所（可搬型代替低圧電源車）

操作盤
1.14－158

添付資料1.14.2－1111.

可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油

ａ．操作概要重大事故等の対処に必要となる可搬型代替低圧電源車，窒素供給装置用
電源車，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプに対して，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを使用し，燃料を給油する。
ｂ．作業場所
屋外（可搬型設備用軽油タンク近傍）
屋外（可搬型重大事故等対策設備近傍）
ｃ．必要要員数及び操作時間
可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油（初回）及びタンクローリから各機器への給油に必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油】
必要要員数：2名（重大事故等対応要員2名）
所要時間目安 ※ ：90分以内※：所要時間目安は，模擬により算定した時間【タンクローリから各機器への給油】
必要要員数：2名（重大事故等対応要員2名）
所要時間目安 ※ ：50分以内※：所要時間目安は，模擬により算定した時間

ｄ．操作の成立性
作業環境：車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥＤライトにより，夜間における作業性を確保している。
1.14－159

また，放射性物質が放出される可能性があることから，操作は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

ホース接続

ホース展張

可搬型設備用軽油タンクへのホース挿入

1.14－160

ピストルノズル（給油装置）

添付資料1.14.2－1212.

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油

ａ．操作概要重大事故等の対処に必要となる常設代替高圧電源装置に対して，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を使用し，燃料を給油する。
なお，常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプによる常設代替高圧電源装
置への自動給油については，運転員の操作は不要である。
ｂ．作業場所―
ｃ．必要要員数及び操作時間
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプによる軽油貯蔵タンクから常設代
替高圧装置への給油は，燃料給油装置の操作無しで行われる。
ｄ．操作の成立性
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプによる軽油貯蔵タンクから常設代
替高圧装置への給油は，燃料給油装置の操作無しで行われる。

1.14－161

添付資料1.14.2－1313.

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
ａ．操作概要重大事故等の対処に必要となる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に対して，軽油貯蔵タンクから２
Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ及び高圧炉心スプレイ

系ディーゼル発電機燃料移送ポンプを使用し，燃料を給油する。
なお，２Ｃ・２Ｄ

非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ及び高圧炉

心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプによる常設代替高圧電源装
置への自動給油については，運転員の操作は不要である。
ｂ．作業場所―
ｃ．必要要員数及び操作時間
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプによる軽油貯蔵タンクから常設代
替高圧装置への給油は，燃料給油装置の操作無しで行われる。
ｄ．操作の成立性
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプによる軽油貯蔵タンクから常設代
替高圧装置への給油は，燃料給油装置の操作無しで行われる。

1.14－162

添付資料1.14.3－1不要直流負荷 切り離しリスト(1／2)
【不要負荷の分類】①事象発生１時間以降又は８時間以降の対策での使用を想定しない負荷②全交流動力電源喪失事象における対策での使用を想定しない負荷③常用系負荷直流125V蓄電池２Ａ系
操作場所
原子炉建屋付属棟3階
中央制御室 ※１

原子炉建屋付属棟1階
直流125V主母線盤２
Ａ

原子炉建屋付属棟1階
直流125V分電盤２Ａ
－１

CKT

用途名称
ｃｈ．Ａ

使用時間

分類

1h

①

－

平均出力領域計装（ＡＰＲＭ）

3C

直流125V分電盤２Ａ－２･275kV系保護装置,所内変圧器･主タービン,主発電機･原子炉再循環系,主蒸気漏えい抑制系･原子炉給水系,復水系,循環水系 他

5A-1

Ｍ／Ｃ

２Ａ－１制御電源（常用電源系）

③

5A-2

Ｍ／Ｃ

２Ａ－２制御電源（常用電源系）

③

5B-1

Ｐ／Ｃ

２Ａ－１制御電源（常用電源系）

③

5B-2

Ｐ／Ｃ

２Ａ－２制御電源（常用電源系）

③

5C-1

Ｐ／Ｃ

２Ａ－３制御電源（常用電源系）

③

5C-2

中央制御室外原子炉停止装置盤

②

6B-2

原子炉再循環ポンプ低周波ＭＧセットＡ
発電機遮断器用制御電源

①

6C-1

Ｄ／Ｇ

２Ｃ初期励磁電源

6C-2

Ｄ／Ｇ

２Ｃ制御電源

①,③

8h

②
②

1

原子炉再循環ポンプ低周波ＭＧセットＡ
制御電源

①

2

所内変圧器保護継電器盤③

3

安全保護系ロジックＣＨ．Ａ①

4

オフガス系制御盤③

6

復水器水室制御盤③

8

安全保護系ＭＧセットＡ制御盤①

10

サービス建屋非常用照明①

12主発電機ロックアウト継電器Ｇ１③

13タービン駆動原子炉給水ポンプＡ制御盤③

14

屋外電気設備故障表示③

20

安全保護系ＭＧセットシャントトリップ①※1：切り離し操作場所は添付資料1.14.3－2に示す。

1.14－163不要直流負荷

切り離しリスト(2／2)

直流125V蓄電池２Ｂ系
操作場所
原子炉建屋付属棟3階
中央制御室※1

原子炉建屋付属棟1階
直流125V主母線盤２
Ｂ

CKT

分類

1h

①

平均出力領域計装（ＡＰＲＭ）

3C

直流125V分電盤２Ｂ－２･275kV系保護装置,主タービン,主発電機･原子炉再循環系,主蒸気漏えい抑制系･原子炉給水系,復水系,循環水系 他

4A-1

Ｍ／Ｃ

２Ｂ－１制御電源（常用電源系）

③

4A-2

Ｍ／Ｃ

２Ｂ－２制御電源（常用電源系）

③

4B-1

Ｐ／Ｃ

２Ｂ－１制御電源（常用電源系）

③

4B-2

Ｐ／Ｃ

２Ｂ－２制御電源（常用電源系）

③

4C-1

Ｐ／Ｃ

２Ｂ－３制御電源（常用電源系）

③

4C-2

Ｐ／Ｃ

２Ｂ－５制御電源（常用電源系）

③

5A-2

Ｍ／Ｃ

２Ｅ制御電源（常用電源系）

③

5B-2

原子炉再循環ポンプ低周波ＭＧセットＢ
発電機遮断器用制御電源

5C-1

Ｄ／Ｇ
Ｄ／Ｇ

ｃｈ．Ｂ

使用時間

－

5C-2

原子炉建屋付属棟1階
直流125V分電盤２Ｂ
－１

用途名称

①,③

①

２Ｄ初期励磁電源
２Ｄ制御電源②8h②

1

原子炉再循環ポンプ低周波ＭＧセットＢ
制御電源

①

2

移動式炉内核計装②

3

安全保護系ロジックＣＨ．Ｂ①

5

常用系故障表示③

7

サービス建屋直流電源③

10復水器電気防食装置盤③

14主発電機ロックアウト継電器Ｇ２③15

廃棄物処理設備監視盤③

19

タービン駆動原子炉給水ポンプ封水制御故障表
示

③

20

安全保護系ＭＧセットシャントトリップ①

21

ドライウェル除湿装置故障表示②※1：切り離し操作場所は添付資料1.14.3－2に示す。

1.14－164

添付資料 1.14.3－2
中央制御室内における不要直流負荷切り離し操作場所の概要図

1.14－165

添付資料1.14.4－1
常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ））

への給電時の中央制御室における動的負荷の自動起動防止措置（1／2）
操作対象制御盤

対象スイッチ
残留熱除去系ポンプ（Ａ）
残留熱除去系ポンプ（Ｂ）
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）

Ｈ１３－Ｐ６０１
残留熱除去系レグシールポンプ
低圧炉心スプレイ系ポンプ
低圧炉心スプレイ系レグシールポンプ
原子炉建屋機器ドレンサンプポンプＡ

原子炉建屋機器ドレンサンプポンプ

Ｂ

原子炉建屋機器ドレンサンプポンプ

Ｃ

原子炉建屋機器ドレンサンプポンプ

Ｄ

Ｈ１３－Ｐ６０２
原子炉建屋床ドレンサンプポンプＡ

原子炉建屋床ドレンサンプポンプ

Ｂ

原子炉建屋床ドレンサンプポンプ

Ｃ

原子炉建屋床ドレンサンプポンプ

Ｄ

補機冷却用海水ポンプ（Ａ）
補機冷却用海水ポンプ（Ｂ）
原子炉補機冷却水ポンプ（Ａ）
ＣＰ－３
原子炉補機冷却水ポンプ（Ｂ）
タービン補機冷却水ポンプ（Ａ）
タービン補機冷却水ポンプ（Ｂ）
中央制御室空気調和機ファン（Ａ）
ＣＰ－５
中央制御室空気調和機ファン（Ｂ）

1.14－166

常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ））

への給電時の中央制御室における動的負荷の自動起動防止措置（2／2）
操作対象制御盤

対象スイッチ
中央制御室フィルタ系ファン（Ａ）
中央制御室フィルタ系ファン（Ｂ）
ＳＷＧＲエアーハンドリングユニットファン（Ａ）
ＳＷＧＲエアーハンドリングユニットファン（Ｂ）
バッテリー室エアーハンドリングユニットファン（Ａ）
バッテリー室エアーハンドリングユニットファン（Ｂ）

ＣＰ－５

バッテリー室排気ファン（Ａ）
バッテリー室排気ファン（Ｂ）
ドライウェル内ガス冷却装置送風機（Ａ）
ドライウェル内ガス冷却装置送風機（Ｂ）
ドライウェル内ガス冷却装置送風機（Ｃ）
ドライウェル内ガス冷却装置送風機（Ｄ）
ドライウェル内ガス冷却装置送風機（Ｅ）
非常用ガス再循環系排風機（Ａ）
非常用ガス再循環系排風機（Ｂ）

ＣＰ－６
非常用ガス処理系排風機（Ａ）
非常用ガス処理系排風機（Ｂ）

1.14－167

添付資料1.14.4－2
可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｐ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ））

への給電時の中央制御室における動的負荷の自動起動防止措置（1／2）
操作対象制御盤

対象スイッチ
残留熱除去系レグシールポンプ

Ｈ１３－Ｐ６０１
低圧炉心スプレイ系レグシールポンプ
原子炉建屋機器ドレンサンプポンプＡ

原子炉建屋機器ドレンサンプポンプ

Ｂ

原子炉建屋機器ドレンサンプポンプ

Ｃ

原子炉建屋機器ドレンサンプポンプ

Ｄ

Ｈ１３－Ｐ６０２
原子炉建屋床ドレンサンプポンプＡ

原子炉建屋床ドレンサンプポンプ

Ｂ

原子炉建屋床ドレンサンプポンプ

Ｃ

原子炉建屋床ドレンサンプポンプ

Ｄ

原子炉補機冷却水ポンプ（Ａ）
原子炉補機冷却水ポンプ（Ｂ）
ＣＰ－３
タービン補機冷却水ポンプ（Ａ）
タービン補機冷却水ポンプ（Ｂ）
中央制御室空気調和機ファン（Ａ）
ＣＰ－５
中央制御室空気調和機ファン（Ｂ）

1.14－168可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｐ／Ｃ

２Ｃ（又は２Ｄ））

への給電時の中央制御室における動的負荷の自動起動防止措置（2／2）
操作対象制御盤

対象スイッチ
中央制御室フィルタ系ファン（Ａ）
中央制御室フィルタ系ファン（Ｂ）
ＳＷＧＲエアーハンドリングユニットファン（Ａ）
ＳＷＧＲエアーハンドリングユニットファン（Ｂ）
バッテリー室エアーハンドリングユニットファン（Ａ）
バッテリー室エアーハンドリングユニットファン（Ｂ）

ＣＰ－５

バッテリー室排気ファン（Ａ）
バッテリー室排気ファン（Ｂ）
ドライウェル内ガス冷却装置送風機（Ａ）
ドライウェル内ガス冷却装置送風機（Ｂ）
ドライウェル内ガス冷却装置送風機（Ｃ）
ドライウェル内ガス冷却装置送風機（Ｄ）
ドライウェル内ガス冷却装置送風機（Ｅ）
非常用ガス再循環系排風機（Ａ）
非常用ガス再循環系排風機（Ｂ）

ＣＰ－６
非常用ガス処理系排風機（Ａ）
非常用ガス処理系排風機（Ｂ）

1.14－169

添付資料1.14.5－1
常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ２Ｃ）への給電時の現場による受電前準備操作対象リスト
操作場所
原子炉建屋付属棟地下2階
Ｍ／Ｃ ２Ｃ

原子炉建屋付属棟地下2階
Ｐ／Ｃ ２Ｃ

原子炉建屋付属棟1階
直流125V主母線盤２Ａ
原子炉建屋付属棟地下1階
Ｍ／Ｃ ２Ｄ

原子炉建屋付属棟地下1階
Ｐ／Ｃ ２Ｄ

原子炉建屋付属棟1階
直流125V主母線盤２Ｂ

名称

操作内容

補機冷却用海水ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

原子炉冷却材浄化系再循環ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

制御棒駆動水ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

タービン建屋

制御電源「切」

ＭＣＣ

２Ｃ－１

原子炉補機冷却水ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

タービン建屋２Ｃ－２

制御電源「切」

タービン補機冷却水ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

原子炉建屋

制御電源「切」

ＭＣＣ

ＭＣＣ

２Ｃ－４

Ｄ／Ｇ

２Ｃ初期励磁電源

電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｃ制御用電源

電源「切」

補機冷却用海水ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

原子炉冷却材浄化系再循環ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

制御棒駆動水ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

タービン建屋

制御電源「切」

ＭＣＣ

２Ｄ－１

原子炉補機冷却水ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

タービン建屋２Ｄ－２

制御電源「切」

タービン補機冷却水ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｄ－７

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｄ－３

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｄ－８

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｄ－４

制御電源「切」

ＭＣＣ

Ｄ／Ｇ

２Ｄ初期励磁電源

制御電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｄ制御用電源

制御電源「切」

1.14－170

添付資料1.14.5－2
常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ２Ｄ）への給電時の現場による受電前準備操作対象リスト
操作場所
原子炉建屋付属棟地下2階
Ｍ／Ｃ ２Ｃ

原子炉建屋付属棟地下2階
Ｐ／Ｃ ２Ｃ

原子炉建屋付属棟1階
直流125V主母線盤２Ａ
原子炉建屋付属棟地下1階
Ｍ／Ｃ ２Ｄ

原子炉建屋付属棟地下1階
Ｐ／Ｃ ２Ｄ

原子炉建屋付属棟1階
直流125V主母線盤２Ｂ

操作内容

名称
補機冷却用海水ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

原子炉冷却材浄化系再循環ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

制御棒駆動水ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

タービン建屋

制御電源「切」

ＭＣＣ

２Ｃ－１

原子炉補機冷却水ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

タービン建屋２Ｃ－２

制御電源「切」

タービン補機冷却水ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｃ－７

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｃ－３

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｃ－８

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｃ－４

制御電源「切」

ＭＣＣ

Ｄ／Ｇ

２Ｃ初期励磁電源

電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｃ制御用電源

電源「切」

補機冷却用海水ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

原子炉冷却材浄化系再循環ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

制御棒駆動水ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

タービン建屋

制御電源「切」

ＭＣＣ

２Ｄ－１

原子炉補機冷却水ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

タービン建屋２Ｄ－２

制御電源「切」

タービン補機冷却水ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

原子炉建屋

制御電源「切」

ＭＣＣ

ＭＣＣ

２Ｄ－４

Ｄ／Ｇ

２Ｄ初期励磁電源

制御電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｄ制御用電源

制御電源「切」

1.14－171

添付資料 1.14.5－3
可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｐ／Ｃ２Ｃ）への給電時の現場による受電前準備操作対象リスト
操作場所

原子炉建屋付属棟地下2階
Ｐ／Ｃ ２Ｃ

原子炉建屋付属棟1階
直流125V主母線盤２Ａ

原子炉建屋付属棟地下1階
Ｐ／Ｃ ２Ｄ

原子炉建屋付属棟1階
直流125V主母線盤２Ｂ

名称

操作内容

原子炉冷却材浄化系再循環ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

制御棒駆動水ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

タービン建屋

制御電源「切」

ＭＣＣ

２Ｃ－１

原子炉補機冷却水ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

タービン建屋２Ｃ－２

制御電源「切」

タービン補機冷却水ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

原子炉建屋

制御電源「切」

ＭＣＣ

ＭＣＣ

２Ｃ－４

Ｐ／Ｃ

２Ｃ受電遮断器

制御電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｃ初期励磁電源

電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｃ制御用電源

電源「切」

原子炉冷却材浄化系再循環ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

制御棒駆動水ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

タービン建屋

制御電源「切」

ＭＣＣ

２Ｄ－１

原子炉補機冷却水ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

タービン建屋２Ｄ－２

制御電源「切」

タービン補機冷却水ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｄ－７

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｄ－３

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｄ－８

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｄ－４

制御電源「切」

ＭＣＣ

Ｐ／Ｃ

２Ｄ受電遮断器

制御電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｄ初期励磁電源

制御電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｄ制御用電源

制御電源「切」

1.14－172

添付資料1.14.5－4
可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｐ／Ｃ２Ｄ）への給電時の現場による受電前準備操作対象リスト
操作場所

原子炉建屋付属棟地下2階
Ｐ／Ｃ ２Ｃ

原子炉建屋付属棟1階
直流125V主母線盤２Ａ

原子炉建屋付属棟地下1階
Ｐ／Ｃ ２Ｄ

原子炉建屋付属棟1階
直流125V主母線盤２Ｂ

名称

操作内容

原子炉冷却材浄化系再循環ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

制御棒駆動水ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

タービン建屋

制御電源「切」

ＭＣＣ

２Ｃ－１

原子炉補機冷却水ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

タービン建屋２Ｃ－２

制御電源「切」

タービン補機冷却水ポンプ（Ａ）

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｃ－７

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｃ－３

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｃ－８

制御電源「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｃ－４

制御電源「切」

ＭＣＣ

Ｐ／Ｃ

２Ｃ受電遮断器

制御電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｃ初期励磁電源

電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｃ制御用電源

電源「切」

原子炉冷却材浄化系再循環ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

制御棒駆動水ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

タービン建屋

制御電源「切」

ＭＣＣ

２Ｄ－１

原子炉補機冷却水ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

タービン建屋２Ｄ－２

制御電源「切」

タービン補機冷却水ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」

原子炉建屋

制御電源「切」

ＭＣＣ

ＭＣＣ

２Ｄ－４

Ｐ／Ｃ

２Ｄ受電遮断器

制御電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｄ初期励磁電源

制御電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｄ制御用電源

制御電源「切」

1.14－173

添付資料1.14.5－5
所内常設直流電源喪失時の常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ

２Ｃ）への給電時の現場による受電前準備操作対象リスト（1／2）
操作場所

名称
Ｍ／Ｃ

２Ａ－２連絡

補機冷却用海水ポンプ（Ａ）
原子炉建屋付属棟地下2階
Ｍ／Ｃ ２Ｃ

Ｍ／Ｃ

２Ｅ連絡

Ｄ／Ｇ

２Ｃ受電

緊急用Ｍ／Ｃ連絡

遮断器「入」 ※１

Ｐ／Ｃ

遮断器「入」 ※１

２Ｃ受電

原子炉冷却材浄化系再循環ポンプ（Ａ）

制御電源「切」
遮断器「切」

Ｐ／Ｃ

遮断器「入」

２Ｄ連絡

制御棒駆動水ポンプ（Ａ）
原子炉建屋付属棟地下2階
Ｐ／Ｃ ２Ｃ

タービン建屋

ＭＣＣ

２Ｃ－１

原子炉補機冷却水ポンプ（Ａ）
タービン建屋ＭＣＣ

２Ｃ－２

タービン補機冷却水ポンプ（Ａ）
原子炉建屋
原子炉建屋付属棟1階
直流125V主母線盤２Ａ
原子炉建屋付属棟1階
直流125V充電器Ａ

ＭＣＣ

２Ｃ－４

制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｃ初期励磁電源

電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｃ制御用電源

電源「切」

125V系蓄電池Ａ系
Ｍ／Ｃ

２Ｂ－２連絡

補機冷却用海水ポンプ（Ｂ）
原子炉建屋付属棟地下1階
Ｍ／Ｃ ２Ｄ

操作内容
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」

Ｍ／Ｃ

２Ｅ連絡

Ｄ／Ｇ

２Ｄ受電

緊急用Ｍ／Ｃ連絡

電源「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」 ※２
遮断器「切」 ※２※１

遮断器が「切」となっている場合は「入」とする。

※２

制御電源及び遮断器が「入」となっている場合は「切」とする。

1.14－174

所内常設直流電源喪失時の常設代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ

２Ｃ）への給電時の現場による受電前準備操作対象リスト（2／2）
操作場所

名称
Ｐ／Ｃ

２Ｄ受電

原子炉冷却材浄化系再循環ポンプ（Ｂ）
Ｐ／Ｃ

２Ｃ連絡

遮断器「入」

制御棒駆動水ポンプ（Ｂ）
タービン建屋
原子炉建屋付属棟地下1階
Ｐ／Ｃ ２ＤＭＣＣ

２Ｄ－１

原子炉補機冷却水ポンプ（Ｂ）
タービン建屋ＭＣＣ

２Ｄ－２

タービン補機冷却水ポンプ（Ｂ）

原子炉建屋付属棟1階
直流125V主母線盤２Ｂ
原子炉建屋付属棟1階
直流125V充電器Ｂ

※１

操作内容
制御電源「切」 ※１
遮断器「切」 ※１
制御電源「切」
遮断器「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｄ－７

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｄ－３

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｄ－８

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｄ－４

制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｄ初期励磁電源

電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｄ制御用電源

電源「切」

125V系蓄電池

Ｂ系

電源「切」

制御電源及び遮断器が「入」となっている場合は「切」とする。

1.14－175

添付資料1.14.5－6
所内常設直流電源喪失時の可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ

２Ｄ）への給電時の現場による受電前準備操作対象リスト（1／2）
操作場所

名称
Ｐ／Ｃ

２Ｃ受電

原子炉冷却材浄化系再循環ポンプ（Ａ）
制御棒駆動水ポンプ（Ａ）
Ｐ／Ｃ

２Ｄ連絡

タービン建屋

遮断器「入」

ＭＣＣ

２Ｃ－１

原子炉補機冷却水ポンプ（Ａ）
原子炉建屋付属棟地下2階
Ｐ／Ｃ ２Ｃ

タービン建屋ＭＣＣ

２Ｃ－２

タービン補機冷却水ポンプ（Ａ）

原子炉建屋付属棟1階
直流125V主母線盤２Ａ
原子炉建屋付属棟1階
直流125V充電器Ａ

※１

操作内容
制御電源「切」 ※１
遮断器「切」 ※１
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｃ－７

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｃ－３

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｃ－８

原子炉建屋

ＭＣＣ

２Ｃ－４

制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」

Ｐ／Ｃ

２Ｃ受電遮断器

制御電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｃ初期励磁電源

電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｃ制御用電源

電源「切」

125V系蓄電池

Ａ系

電源「切」

制御電源及び遮断器が「入」となっている場合は「切」とする。

1.14－176

所内常設直流電源喪失時の可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ

２Ｄ）への給電時の現場による受電前準備操作対象リスト（2／2）
操作場所

名称
Ｐ／Ｃ

操作内容
遮断器「入」 ※１

２Ｄ受電

原子炉冷却材浄化系再循環ポンプ（Ｂ）

制御電源「切」
遮断器「切」

Ｐ／Ｃ

遮断器「入」

２Ｃ連絡

制御棒駆動水ポンプ（Ｂ）
原子炉建屋付属棟地下1階
Ｐ／Ｃ ２Ｄ

タービン建屋

ＭＣＣ

２Ｄ－１

原子炉補機冷却水ポンプ（Ｂ）
タービン建屋ＭＣＣ

２Ｄ－２

タービン補機冷却水ポンプ（Ｂ）
原子炉建屋

原子炉建屋付属棟1階
直流125V主母線盤２Ｂ
原子炉建屋付属棟1階
直流125V充電器Ｂ

※１

ＭＣＣ

２Ｄ－４

制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」
制御電源「切」
遮断器「切」

Ｐ／Ｃ

２Ｄ受電遮断器

制御電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｄ初期励磁電源

電源「切」

Ｄ／Ｇ

２Ｄ制御用電源

電源「切」

125V系蓄電池

Ｂ系

遮断器が「切」となっている場合は「入」とする。

1.14－177

電源「切」

添付資料1.14.6－1
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緊急用電源切替盤にて電源給電可能な設計基準事故対処設備の電動弁リスト（交流）
弁名称

該当条文
（技術的能力）設計基準事故
対処設備

重大事故等
対処設備

1

残留熱除去系注入弁（Ｃ）

47条（1.4）

MCC

2D7/5A

緊急用

MCC

2

低圧炉心スプレイ系注入弁

47条（1.4）

MCC

2C8/9D

緊急用

MCC

3

残留熱除去系熱交換器（Ａ）海水出口
流量調節弁

48条（1.5）

MCC

2C5/7D

緊急用

MCC

4

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）海水出口
流量調節弁

48条（1.5）

MCC

2D3/4D

緊急用

MCC

5

一次隔離弁(S/C側)48条（1.5），50条（1.7），
52条（1.9）

－

緊急用

MCC

6

一次隔離弁(D/W側)

48条（1.5），50条（1.7），
52条（1.9）

－

緊急用

MCC

7

二次隔離弁

48条（1.5），50条（1.7），
52条（1.9）

－

緊急用

MCC

8

二次隔離弁バイパス弁

48条（1.5），50条（1.7），
52条（1.9）

－

緊急用

MCC

9

残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁

49条（1.6）

MCC

2D3/4B

緊急用

MCC

10

残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁

49条（1.6）

MCC

2D3/5C

緊急用

MCC

11

残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁

49条（1.6）

MCC

2C9/6B

緊急用

MCC

12

残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁

49条（1.6）

MCC

2C9/6C

緊急用

MCC

13

残留熱除去系注入弁（Ａ）

50条（1.7）

MCC

2C8/2D

緊急用

MCC

14

残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁

50 条（1.7）

MCC

2C5/6D

緊急用

MCC

15

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁

50 条（1.7）

MCC

2C3/3B

緊急用

MCC

16

残留熱除去系（Ａ）ミニフロー弁

50 条（1.7）

MCC

2C3/5D

緊急用

MCC

17

格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン流量調整弁

51条（1.8）

MCC

2D8/3E

緊急用

MCC

18

格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン隔離弁

51条（1.8）

MCC

2D8/4E

緊急用

MCC

19

原子炉冷却材浄化系吸込弁－

MCC

2D5/6E

緊急用

MCC

20

ドライウェル隔離弁－

MCC

2C3/7B

緊急用

MCC

21

ドライウェル隔離弁－

MCC

2C3/6C

緊急用

MCC

1.14－178

添付資料1.14.6－2
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緊急用電源切替盤にて電源給電可能な設計基準事故対処設備の電動弁リスト（直流）
弁名称

該当条文
（技術的能力）1

原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁

45条（1.2）

直流125V
2A

MCC

緊急用直流
125V MCC

2

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁

45条（1.2）

直流125V
2A

MCC

緊急用直流
125V MCC

1.14－179

設計基準事故
対処設備

重大事故等
対処設備

添付資料1.14.7

1.14－180

審査基準における要求事項毎の給電対象設備(1／11)

添付資料1.14.8

1.14－1811.14－182

審査基準における要求事項毎の給電対象設備(2／11)

1.14－183

審査基準における要求事項毎の給電対象設備(3／11)

1.14－184

審査基準における要求事項毎の給電対象設備(4／11)

1.14－185

審査基準における要求事項毎の給電対象設備(5／11)

1.14－186

審査基準における要求事項毎の給電対象設備(6／11)

1.14－187

審査基準における要求事項毎の給電対象設備(7／11)
審査基準における要求事項の給電対象設備(8/10)

1.14－188

審査基準における要求事項毎の給電対象設備(8／11)

1.14－189

審査基準における要求事項毎の給電対象設備(9／11)

1.14－190

審査基準における要求事項毎の給電対象設備(10／11)

1.14－191

審査基準における要求事項毎の給電対象設備(11／11)

1.15

事故時の計装に関する手順等＜

1.15.1目

次＞

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．パラメータを計測する計器の故障時に原子炉施設の状態を把握するための対応手段及び設備
ｂ．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値
が計器の計測範囲を超えた場合に原子炉施設の状態を把握するための対応手段及び設備
ｃ．計測に必要な計器電源が喪失した場合の対応手段及び設備
ｄ．重大事故等時のパラメータを記録する対応手段及び設備
ｅ．手順等

1.15.2

重大事故等時の手順

1.15.2.1(1)

監視機能喪失時の手順

計器故障時の手順
ａ．他チャンネルによる計測
ｂ．代替パラメータによる推定
ｃ．重大事故等時の対応手段の選択(2)

計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の手順
ａ．代替パラメータによる推定
ｂ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視目－1

ｃ．重大事故等時の対応手段の選択
1.15.2.2(1)

計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順

全交流動力電源喪失及び直流電源喪失
ａ．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
ｂ．可搬型代替直流電源設備からの給電
ｃ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視
ｄ．重大事故等時の対応手段の選択

1.15.2.3

重大事故等時のパラメータを記録する手順

1.15.2.4

その他の手順項目にて考慮する手順目－2

添 付 資 料 1.15.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添 付 資 料 1.15.2

重大事故等の対処に必要なパラメータの選定

添 付 資 料 1.15.3

重大事故等対処に係る監視事項

添 付 資 料 1.15.4

重大事故等対策の成立性

添 付 資 料 1.15.5

可搬型計測器の必要個数整理

添 付 資 料 1.15.6

代替パラメータにて重大事故等対処時の判断基準を判断した場合の影響について

添 付 資 料 1.15.7

自主対策設備仕様

添 付 資 料 1.15.8

計装設備の全体像について

添 付 資 料 1.15.9

手順リンク先のについて

添 付 資 料 1.15.10

重要計器及び重要代替計器の系統概要図

添 付 資 料 1.15.11

主要パラメータと代替パラメータの相関関係による推定について（具体例）

添 付 資 料 1.15.12

原子炉水位不明時の対応について

添 付 資 料 1.15.13

ＲＰＶ破損判断について

目－3

1.15

事故時の計装に関する手順等【要求事項】
発 電 用 原 子 炉 設 置 者 に お い て 、重 大 事 故 等 が 発 生 し 、計 測 機 器（ 非常 用 の も の を 含 む 。） の 故 障 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 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。

【解釈】１「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も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に必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有す
る 措 置 を 行 う た め の 手 順 等 を い う 。な お 、「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」とは、事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策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意味する。
ａ）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の把握 能 力 を 明 確 化 す る こ と 。（ 最 高 計 測 可 能 温 度 等 ）ｂ）発電用原子炉施設の状態の把握能力（最高計測可能温度等）
を超えた場合の発電用原子炉施設の状態を推定すること。
ⅰ）原子炉圧力容器内の温度、圧力及び水位を推定すること。

1.15－1

ⅱ ）原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を推定すること。
ⅲ）推定するために必要なパラメータについて、複数のパラメータの中から確からしさを考慮し、優先順位を定めておくこと。
ｃ）原子炉格納容器内の温度、圧力、水位、水素濃度及び放射線量率など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計測又は監視及び記録ができること。
ｄ）直流電源喪失時に、特に重要なパラメータを計測又は監視を行う手順等（テスター又は換算表等）を整備すること。

重 大 事 故 等 が 発 生 し ，計 測 機 器（ 非 常 用 の も の を 含 む 。）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，当該パラメータの推定に有効な情報を把握するため，計器の故障時の対応，計器の計測範囲を超えた場合への対応，計器電源の喪失時の対応，計測結果を記録する
手順等について説明する。

1.15－2

1.15.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
重大事故等時において，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止 対 策 等 を 実 施 す る た め ，発 電 用 原 子 炉 施 設（ 以 下「 原 子 炉 施 設 」と い う 。） の 状 態 を 把 握 す る こ と が 重 要 で あ る 。
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 技 術 的 能 力 に 係 る 審 査 基 準 （ 以 下 「 審 査 基 準 」 と い う 。） の手順着手の判断基準及び操作手順に用いられるパラメータ並びに有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータを抽出する。
（ 添 付 資 料 1.15.3）
抽 出 さ れ た パ ラ メ ー タ （ 以 下 「 抽 出 パ ラ メ ー タ 」 と い う 。） の う
ち，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態を直接監視するパラ メ ー タ ※ １（ 以 下「 主 要 パ ラ メ ー タ 」と い う 。）及 び 主 要 パ ラ メ ー
タ を 計 測 す る た め の 重 大 事 故 等 対 処 設 備 を 選 定 す る （ 第 1.15 － 1
図 ）。
※ 1： 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温 度 ，圧 力 及 び 水 位 ，原 子 炉 圧 力 容 器
及 び 原 子 炉 格 納 容 器 へ の 注 水 量 ，原 子 炉 格 納 容 器 内 の 温 度 ，
圧 力 ，水 位 ，水 素 濃 度 及 び 放 射 線 量 率 ，未 臨 界 の 維 持 又 は
確 認 ，最 終 ヒ ー ト シ ン ク の 確 保 ，格 納 容 器 バ イ パ ス の 監 視 ，
水 源 の 確 保 ，原 子 炉 建 屋 内 の 水 素 濃 度 ，原 子 炉 格 納 容 器 内の酸素濃度，使用済燃料プールの監視。

抽出パラメータのうち，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
1.15－3

状態及びその他の設備の運転状態により原子炉施設の状態を補助
的 に 監 視 す る パ ラ メ ー タ （ 以 下 「 補 助 パ ラ メ ー タ 」 と い う 。） に 分
類 し ， 第 1.15－ 4 表 に 整 理 す る 。 ま た ， 補 助 パ ラ メ ー タ の う ち ，
重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータについては，重大事故等対処設備とする。
な お ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 運 転・動 作 状 態 を 表 示 す る 設 備（ ラン プ 表 示 灯 等 ）に つ い て は ，各 条 文 の「 設 置 許 可 基 準 規 則 」第 四 十
三 条 へ の 適 合 方 針 の う ち ，(2)操 作 の 確 実 性（「 設 置 許 可 基 準 規 則 」
第四十三条第一項二）にて，適合性を整理する。

ま た ，計 器 の 故 障 ，計 器 の 計 測 範 囲（ 把 握 能 力 ）を 超 え た 場 合 及び計器電源喪失により，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，主要パラメータを推定するために必要なパ
ラ メ ー タ（ 以 下 「 代 替 パ ラ メ ー タ 」 と い う 。） を 用 い て 推 定 す る 対
応手段及びその他想定する故障に対応する対応手段を整備し，重大 事 故 等 対 処 設 備 を 選 定 す る（ 以 下「 機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 」と いう 。）。 機 能 喪 失 原 因 対 策 分 析 の 結 果 を 第 1.15－ 2 図 に 示 す 。
さ ら に ，原 子 炉 格 納 容 器 内 の 温 度 ，圧 力 ，水 位 ，水 素 濃 度 及 び 放
射線量率等，想定される重大事故等の対応に必要となるパラメー
タの記録手順及びそのために必要となる重大事故等対処設備を選定する。

重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応
手段及び自主対策設備※２を選定する。
※2

自 主 対 策 設 備：技 術 基 準 上 の 全 て の 要 求 事 項 を 満 た す こ と
1.15－4

や全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。

選 定 し た 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に よ り ，審 査 基 準 だ け で な く ，「設置 許 可 基 準 規 則 」第 五 十 八 条 及 び「 技 術 基 準 規 則 」第 七 十 三 条（ 以下「 基 準 規 則 」と い う 。）の 要 求 機 能 を 満 足 す る 設 備 が 網 羅 さ れ ていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。
（ 添 付 資 料 1.15.1， 1.15.7）
抽 出 パ ラ メ ー タ は ， 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より抽出する。
（ 添 付 資 料 1.15.3）
な お ，審 査 基 準 1.16～ 1.19 の 手 順 着 手 の 判 断 基 準 及 び 操 作 手 順に用いられるパラメータについては，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるための直接的な手順ではないた
め，各々の手順において整理する。

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（少なくとも 1
つ以上保有）により計測するパラメータをいう。
・有効監視パラメータ
1.15－5

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（少なくとも
1 つ以上保有）により計測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。

また，主要パラメータ及び代替パラメータを計測する設備を以下のとおり分類する。
主要パラメータを計測する計器は以下のとおり。
・重要計器
重要監視パラメータを計測する計器のうち，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いう。
・常用計器
主要パラメータを計測する計器のうち，重要計器以外の自主対策設備の計器をいう。

1.15－6

代替パラメータを計測する計器は以下のとおり。
・重要代替計器
重要代替監視パラメータを計測する計器のうち，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いう。
・常用代替計器代替パラメータを計測する計器のうち，重要代替計器以外の自主対策設備の計器をいう。

重 要 計 器 及 び 重 要 代 替 計 器 の 系 統 概 要 図 を 第 1.15－ 3 図 に 示 す 。
（ 添 付 資 料 1.15.2）以上の分類により抽出した重要監視パラメータ及び重要代替監
視 パ ラ メ ー タ を 第 1.15－ 2 表 に 示 す 。 あ わ せ て ， 設 計 基 準 を 超 える状態における原子炉施設の状態を把握する能力を明確化するために，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 電 源 設 備 か ら の 給 電 元 に つ い て も 第 1.15－
2 表に整理する。
有効監視パラメータを計測する常用計器及び常用代替監視パラ
メータを計測する常用代替計器の計測範囲，個数及び電源並びに代 替 パ ラ メ ー タ を 計 測 す る 重 要 代 替 計 器 を 第 1.15－ 5 表 に 示 す 。
整理した結果を踏まえ，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
るパラメータの値が計測範囲を超えた場合，原子炉施設の状態を推定するための手段を整備する。
重大事故等の対処に必要なパラメータを計測又は監視し，記録
1.15－7

する手順等を整備する。
なお，主要パラメータが重大事故等対処設備で計測できず，かつその代替パラメータも重大事故等対処設備で計測できない場合
は，重大事故等時に原子炉施設の状況を把握するため，主要パラメータを計測する計器の１つを重大事故等対処設備としての要求を満たした計器へ変更する。
（ 添 付 資 料 1.15.2）(2)

対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，監視機能の喪失として計器故障
及 び 計 器 の 計 測 範 囲（ 把 握 能 力 ）を 超 え た 場 合 を 想 定 す る 。ま た ，
全交流動力電源喪失及び直流電源喪失による計器電源の喪失を想定する。
監視機能及び計器電源の喪失原因と対応手段の検討及び審査基
準，基準規則要求により選定した対応手段とその対応に使用する
重大事故等対処設備と自主対策設備を以下に示す。
な お ，機 能 喪 失 の 想 定 ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 ，自 主 対 策 設 備 及 び
整 備 す る 手 順 に つ い て の 関 係 を 第 1.15－ 1 表 に 示 す 。

ａ．パラメータを計測する計器の故障時に原子炉施設の状態を把握するための対応手段及び設備
(a)

対応手段
重大事故等の対処時に主要パラメータを計測する計器が故
障又は計器の故障が疑われる場合，原子炉施設の状態を把握するため，多重化された同一計器の他チャンネル※３の計器に
1.15－8

より計測する手段及び代替パラメータを計測する計器により当該パラメータを推定する手段がある。なお，主要パラメー
タのうち，重要監視パラメータ及び有効監視パラメータを計測する計器が故障した場合に使用する重要代替監視パラメー
タ を 第 1.15－ 3 表 に 示 す 。
※3

チ ャ ン ネ ル ： 単 一 故 障 を 想 定 し て も ，パ ラ メ ー タ の 監
視機能が喪失しないように，1 つのパラメータを測定原理が同じである複数の計 器 で 監 視 し て お り ，多 重 化 さ れ た 監 視
機 能 の う ち ，検 出 器 か ら 指 示 部 ま で の 最小単位をチャンネルと呼ぶ。

他チャンネルによる計測に使用する設備は以下のとおり。
・主要パラメータの他チャンネルの重要計器
・主要パラメータの他チャンネルの常用計器

代替パラメータを計測する設備は以下のとおり。
・重要代替計器・常用代替計器(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
機能喪失原因対策分析の結果により選定した主要パラメー
タを計測する計器の故障時に，原子炉施設の状態を把握するための設備のうち，当該パラメータの他チャンネルの重要計器は，重大事故等対処設備として位置づける。
1.15－9代替パラメータによる推定に使用する設備のうち，重要代
替計器は，重大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備
は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.15.1）以上の重大事故等対処設備により，主要パラメータを把握することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置づける。あわせて，その理由を示す。
・主要パラメータの他チャンネルの常用計器及び常用代替計器
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラントの状況によっては，事故対応に有効な設備であることから代替手段として有効である。

ｂ．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値
が計器の計測範囲を超えた場合に原子炉施設の状態を把握するための対応手段及び設備
(a)

対応手段
重大事故等の対処時に当該パラメータが計測範囲（把握能力 ）を 超 え た 場 合 は ，原 子 炉 施 設 の 状 態 を 把 握 す る た め ，代 替
1.15－10

パラメータにより推定する手段及び可搬型の計測器（可搬型
計 測 器（ 原 子 炉 圧 力 容 器 及 び 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 温 度 ，圧 力 ，
水 位 及 び 流 量（ 注 水 量 ）計 測 用 ）及 び 可 搬 型 計 測 器（ 原 子 炉 圧
力 容 器 及 び 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 圧 力 ，水 位 及 び 流 量（ 注 水 量 ）
計 測 用 ）（ 以 下 「 可 搬 型 計 測 器 」 と い う 。）） に よ り 計 測 す る 手段がある。
代替パラメータによる推定に使用する設備は以下のとおり。
・重要代替計器・常用代替計器

可搬型の計測器による計測に使用する設備は以下のとおり。
・可搬型計測器(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
機能喪失原因対策分析の結果により選定した主要パラメー
タ の 値 が 計 器 の 計 測 範 囲（ 把 握 能 力 ）を 超 え た 場 合 に ，原 子 炉
施設の状態を把握するための設備のうち，重要代替計器及び可搬型計測器は，重大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備
は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.15.1）以上の重大事故等対処設備により，当該パラメータを把握することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有1.15－11

効な設備であるため，自主対策設備として位置づける。あわせて，その理由を示す。
・常用代替計器技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラントの状況によっては，事故対応に有効な設備であることから代替手段として有効である。

ｃ．計測に必要な計器電源が喪失した場合の対応手段及び設備
(a)

対応手段
監 視 す る 計 器 に 供 給 す る 電 源 （ 以 下 「 計 器 電 源 」 と い う 。）
が 喪 失 す る お そ れ が あ る 場 合 に ，代 替 電 源（ 交 流 ，直 流 ）と して常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車並びに可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から給電し，当該パラメータの計器により計測又は監視する手段がある。
ま た ，計 器 電 源 が 喪 失 し た 場 合 に ，電 源（ 乾 電 池 ）を 内 蔵 した可搬型計測器を用いて計測又は監視する手段がある。計器の 電 源 構 成 図 を 第 1.15－ 5 図 に 示 す 。
代替電源（交流）からの給電に使用する設備は以下のとおり。
・常設代替高圧電源装置
・可搬型代替低圧電源車

1.15－12代替電源（直流）からの給電に使用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器

可搬型の計測器による計測又は監視に使用する設備は以下のとおり。
・可搬型計測器(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
機能喪失原因対策分析の結果により選定した常設代替高圧
電源装置，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器並びに可搬型計測器は，重大事故等対処設備として位置づける。
これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備
は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.15.1）以上の重大事故等対処設備により，主要パラメータを把握することができる。

ｄ．重大事故等時のパラメータを記録する対応手段及び設備
(a)

対応手段
重 大 事 故 等 時 に お い て ，原 子 炉 格 納 容 器 内 の 温 度 ，圧 力 ，水位，水素濃度及び放射線量率等，想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメ
1.15－13

ータを計測又は監視及び記録する手段がある。
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及び記録する設備は以下のとおり。
・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ）は ，デ ー タ 伝 送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデー
タ表示装置により構成される。
・データ表示装置

また，重大事故等時に有効監視パラメータ及び常用代替監
視パラメータが使用できる場合は，パラメータを記録する手段がある。
有効監視パラメータ及び常用代替監視パラメータを記録す
る設備は以下のとおり。
・プロセス計算機
・放射線管理計算機
・記録計

なお，その他の記録として運転日誌，警報状態及びプラン
トトリップ状態を記録する手段がある。
その他のパラメータを記録する設備は以下のとおり。
・プロセス計算機

重要監視パラメータは，原則，安全パラメータ表示システム（ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ）へ 記 録 す る が ，可 搬 型 計 測 器 に よ る パ ラ メ ー タ
1.15－14

の測定の値，複数の計測結果を使用し計算により推定するパラメータの値は，記録用紙に記録する手順を整備する。

(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを記録す
る 設 備 で あ る 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ）は ，重大事故等対処設備として位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.15.1）以上の重大事故等対処設備により，原子炉格納容器内の温
度 ，圧 力 ，水 位 ，水 素 濃 度 及 び 放 射 線 量 率 等 ，想 定 さ れ る 重 大事故等の対応に必要となるパラメータを計測又は監視及び記録することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置づける。あわせて，その理由を示す。
・プロセス計算機
・放射線管理計算機
・記録計
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラントの状況によっては，事故対応に有効な設備であることから代替手段として有効である。

1.15－15

ｅ．手順等上 記 の「 ａ .パ ラ メ ー タ を 計 測 す る 計 器 の 故 障 時 に 原 子 炉 施 設の 状 態 を 把 握 す る た め の 対 応 手 段 及 び 設 備 」，
「 ｂ .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値が計器の計測範囲を超えた場合に原子炉施設の状態を把握するための対応手段及び 設 備 」，
「 ｃ .計 測 に 必 要 な 計 器 電 源 が 喪 失 し た 場 合 の 対 応 手 段
及 び 設 備 」及 び「 ｄ .重 大 事 故 等 時 の パ ラ メ ー タ を 記 録 す る 対 応
手 段 及 び 設 備 」に よ り 選 定 し た 対 応 手 段 に 係 る 手 順 を 整 備 す る 。
これらの手順は，運転員等※４，重大事故等対応要員及び保修
班 ※ ５ の 対 応 と し て「 非 常 時 運 転 手 順 書（ 事 象 ベ ー ス ）」及 び「 重大 事 故 等 対 策 要 領 」 に 定 め る （ 第 1.15－ 1 表 ）。
※4

運 転 員 等 ： 運 転 員（ 当 直 運 転 員 ）及 び 重 大 事 故 等 対 応 要員（運転操作対応）をいう。

※5

保修班：災害対策本部要員のうち保修班をいう。

1.15－16

1.15.2

重大事故等時の手順

1.15.2.1(1)

監視機能喪失時の手順

計器故障時の手順
主要パラメータを計測する計器が，故障により計測することが困難となった場合又は計器の故障が疑われる場合，当該パラメー
タを推定する手段を整備する。なお，代替パラメータによる主要
パ ラ メ ー タ の 推 定 方 法 を 第 1.15－ 3 表 に 示 す 。

ａ．他チャンネルによる計測
主要パラメータを計測する多重化された重要計器が，チャンネル故障により計測することが困難となった場合に，主要パラメータの他チャンネルの重要計器による計測を行う手順を整備
する。

(a)

手順着手の判断基準
主要パラメータを計測する多重化された重要計器のチャンネル故障が発生した場合。

(b)

操作手順
主要パラメータの他チャンネルの重要計器による計測手順の概要は以下のとおり。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に主要パラメータの他チャンネルの重要計器による計測を指示する。
②運転員等は，主要パラメータの他チャンネルの重要計器
1.15－17

の指示値を読み取る。
③運転員等は，読み取った指示値が計測範囲内にあること
及びプラント状況によりあらかじめ推定される値との間に大きな差異がないことを確認する。
④運転員等は，読み取った指示値を発電長に報告する。

(c)

操作の成立性
上記の計測は，中央制御室運転員等１名で対応が可能である。また，計測手順を整備するため，速やかに対応できる。

ｂ．代替パラメータによる推定
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又は計器の故障が疑われる場合は，
代替パラメータである重要代替計器又は常用代替計器による推定を行う。
計器が故障するまでの原子炉施設の状態及び事象進展状況を踏まえ，関連するパラメータを複数確認し，得られた情報の中から有効な情報を評価することで，原子炉施設の状態を把握する。
推定に当たっては，推定に使用する計器が複数ある場合，代替パラメータと主要パラメータの関連性，検出器の種類及び使用環境条件を考慮し，使用するパラメータの優先順位をあらかじめ定める。

(a)

手順着手の判断基準
1.15－18

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又は計器の故障が疑われる場合。

(b)

操作手順
主要パラメータの重要代替計器又は常用代替計器による推定手順の概要は以下のとおり。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に主要パラメータの重要代替計器による計測を指示する。
②運転員等は，主要パラメータの重要代替計器の指示値を読み取る。
③運転員等は，読み取った指示値を発電長へ報告する。
④発電長は，指示値が計測範囲外又はプラント状況により予め推定される値との間に大きな差異がある場合は，常用代替計器の確認を運転員等に指示する。
⑤発電長は，災害対策本部長へ重要代替計器の指示値から
主要パラメータの推定を依頼する。
⑥災害対策本部長は，重大事故等対応要員に重要代替計器の値から主要パラメータの推定を指示する。
⑦重大事故等対応要員は，主要パラメータの推定結果を災害対策本部長へ報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に主要パラメータの推定結果を報告する。

(c)

操作の成立性
上記の推定は，中央制御室運転員等１名で対応が可能であ
1.15－19

る。また，推定手順を整備するため，速やかに対応できる。

具 体 的 な 推 定 方 法 に つ い て は ， 第 1.15－ 3 表 に 整 理 す る 。
なお，代替パラメータによる主要パラメータの推定ケースは以下のとおり。
・ 同 一 物 理 量（ 温 度 ，圧 力 ，水 位 ，流 量 ，放 射 線 量 率 ，水 素 濃度及び中性子束）から推定するケース
・水位を水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力から推定するケース
・流量を注水先又は水源の水位変化を監視することにより推定するケース・圧力から原子炉圧力容器又は原子炉格納容器の水位を推定するケース
・原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいを水位，圧力等の傾向監視により推定するケース
・圧力又は温度を水の飽和状態の関係から推定するケース
・水素燃焼するおそれのある状態であるかを推定するケース・装置の作動状況により水素濃度を推定するケース
・制御棒の位置指示により未臨界を推定するケース・プラントの状態により最終ヒートシンクの確保を推定する
ケース・ 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 状 態 を 同 一 物 理 量 （ 温 度 ）， あ ら か じ め
評価した水位と放射線量率の相関関係及びカメラによる監
視 に よ り ，使 用 済 燃 料 プ ー ル の 水 位 又 は 必 要 な 水 遮 蔽 が 確 保
されていることを推定するケース
1.15－20

（ 添 付 資 料 1.15.6）

ま た ，推 定 に 当 た っ て は ，以 下 に 示 す 事 項 及 び 計 測 さ れ る 値の不確かさを考慮する。
・基準配管に水を満たした構造の計器で計測するパラメータについては，急激な原子炉減圧等により基準配管の水が蒸発し，不確かな指示を示すことがある。そのような状態が想定される場合は，関連するパラメータを複数確認し，パラメータを推定する。なお，原子炉水位及び原子炉圧力を除き，基準配管の水位変動に起因する不確かさを考慮する必要はない。
・自主対策設備である常用代替計器が監視機能を維持している場合，重大事故等の対処に有効な情報を得ることができる 。た だ し ，常 用 代 替 計 器 で 計 測 さ れ る パ ラ メ ー タ の 値 は ，環境条件や不確かさを考慮し，重要計器又は重要代替計器で測定されるパラメータの値との差異を評価し，信頼性を考慮した上で使用する。
・重大事故等時に最も設置雰囲気の環境が厳しくなるのは，
炉心損傷及び原子炉圧力容器が破損した状況であるため，原子炉格納容器内の圧力，温度，放射線量率等が厳しい環境下においても，その監視機能を維持できる重要代替計器を優先して使用する。また，重大事故等時と校正時の状態変化による影響を考慮する。
・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1.15－21

生じるため，計器が故障するまでの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。
（ 添 付 資 料 1.15.6）

ｃ．重大事故等時の対応手段の選択
主要パラメータを計測する計器が故障した場合の，対応手段の優先順位を以下に示す。
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，他チャンネルの重要計器により計測できる場合は，他チャンネルの重要計器により主要パラメータを計測する。
他チャンネルの重要計器の故障により，計測することが困難となった場合は，他チャンネルの常用計器により主要パラメー
タを計測する。
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又は計器の故障が疑われる場合は，
第 1.15－ 3 表 に て 定 め る 優 先 順 位 に て 重 要 代 替 計 器 を 優 先 し ，次に常用代替計器により代替パラメータを計測し，主要パラメータを推定する。

(2)

計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の手順
計 器 の 計 測 範 囲（ 把 握 能 力 ）を 超 え た 場 合 に ，原 子 炉 圧 力 容 器 内
1.15－22

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

・原子炉圧力容器内の温度
原子炉圧力容器内の温度を計測する原子炉圧力容器温度の計 測 範 囲 は ， 0～ 500℃ で あ る 。
重大事故等時において原子炉の冷却機能が喪失し，原子炉
圧力容器内の水位が燃料有効長頂部以下になった場合，原子炉圧力容器温度は計測範囲を超える場合がある。その場合，
重 大 事 故 等 時 に お け る 炉 心 損 傷 の 判 断 基 準 は 300℃ 以 上 で あり，また，損傷炉心の冷却失敗判断及び原子炉圧力容器破損の 徴 候 検 知 は 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度（ 下 鏡 部 ）が 300℃ に 到 達 した場合であり，計測範囲内で判断可能である。
な お ，原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 が 計 測 範 囲 を 超 え る（ 500℃ 以 上 ）
場 合 は ，可 搬 型 計 測 器 に よ り 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 を 計 測 す る 。

1.15－23

・原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器内の圧力を計測する原子炉圧力及び原子炉
圧 力（ Ｓ Ａ ）の 計 測 範 囲 は ，0～ 10.5MPa［ gage］で あ る 。原 子
炉 圧 力 容 器 の 最 高 使 用 圧 力 （ 8.62MPa ［ gage ］） の 1.2 倍（ 10.34MPa［ gage］）を 監 視 可 能 で あ り ，重 大 事 故 等 時 に お いて原子炉圧力容器内の圧力は，計器の計測範囲内で計測が可能である。

・原子炉圧力容器内の水位
原子炉圧力容器内の水位を計測する原子炉水位（広帯域）
及 び 原 子 炉 水 位（ Ｓ Ａ 広 帯 域 ）の 計 測 範 囲 は ，蒸 気 乾 燥 器 ス カ
ー ト 下 端 を 基 準 に － 3,800 ㎜ ～ 1,500mm で あ る 。ま た ，原 子 炉
水 位（ 燃 料 域 ）及 び 原 子 炉 水 位（ Ｓ Ａ 燃 料 域 ）の 計 測 範 囲 に つ
い て は ，燃 料 有 効 長 頂 部 を 基 準 に － 3,800 ㎜ ～ 1,300mm で あ る 。
炉心の冷却状態を把握する上で，原子炉水位制御範囲レベ
ル 3～ 8（ 蒸 気 乾 燥 器 ス カ ー ト 下 端 を 基 準 に 300～ 1,400mm）及び燃料有効長底部まで監視可能であり，原子炉圧力容器内の水位は，計器の計測範囲内で計測が可能である。
重大事故等時において原子炉の冷却機能が喪失し，原子炉
圧力容器内の水位が燃料有効長頂部以下になった場合，原子炉水位は計測範囲を超える場合がある。その場合，高圧代替
注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環
冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧
炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量のうち，機器動作状態にある流量計から
1.15－24

崩壊熱除去に必要な水量の差を算出し，直前まで判明していた水位に変換率を考慮することにより原子炉圧力容器内の水位を推定することが可能である。
ま た ，原 子 炉 の 満 水 確 認 は ，原 子 炉 圧 力 又 は 原 子 炉 圧 力（ ＳＡ ）と サ プ レ ッ シ ョ ン・チ ェ ン バ 圧 力 の 差 圧 に よ り ，原 子 炉 圧
力容器内の水位が燃料有効長頂部以上であることは原子炉圧
力容器温度により監視可能である。
原子炉冷却材喪失（大破断ＬＯＣＡ）又は炉心損傷後において原子炉水位不明と判断した場合は，事象進展に応じ，原子炉水位Ｌ0 までの水位回復判断を原子炉注水流量と必要注
水時間により，また，損傷炉心の冷却維持判断を崩壊熱相当
以上の原子炉注水流量により，さらに，損傷炉心の冷却失敗
判 断 に 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度（ 下 鏡 部 ）を 用 い て ，原 子 炉 水 位 を推定する。
（ 添 付 資 料 1.15.10）

・原子炉圧力容器への注水量
原子炉圧力容器への注水量を監視するパラメータは，高圧
代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替
循環冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，
高圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量，低圧
炉心スプレイ系系統流量である。
高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0～ 50Ｌ ／ s と し ており，計測対象である常設高圧代替注水系ポンプの最大流量は 38Ｌ ／ s で あ る た め ， 重 大 事 故 等 時 に お い て 計 器 の 計 測 範
1.15－25

囲内での流量測定が可能である。
低圧代替注水系（常設）による低圧代替注水系原子炉注水
流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0～ 500m ３ ／ h（ 狭 帯 域 は 0～ 80m ３ ／ h） とし て お り ，計 測 対 象 で あ る 低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 原 子
炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 時 の 最 大 流 量 は 470m ３ ／ h（ 狭 帯 域 は 75m
３／ h） で あ る た め ， 重 大 事 故 等 時 に お い て 計 器 の 計 測 範 囲 内での流量測定が可能である。
低圧代替注水系（可搬型）による低圧代替注水系原子炉注
水 流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0～ 300m ３ ／ h（ 狭 帯 域 は 0～ 80m ３ ／ h）と し て お り ，計 測 対 象 で あ る 低 圧 代 替 注 水 系（ 可 搬 型 ）に よ る
原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 時 の 最 大 流 量 は 268m ３ ／ h（ 狭 帯 域 は75m ３ ／ h）で あ る た め ，重 大 事 故 等 時 に お い て 計 器 の 計 測 範 囲内での流量測定が可能である。
代 替 循 環 冷 却 系 原 子 炉 注 水 流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0 ～ 150m ３ ／h と し て お り ，計 測 対 象 で あ る 代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 圧
力 容 器 へ の 注 水 時 の 最 大 流 量 は 100m ３ ／ h で あ る た め ，重 大 事
故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 系 統 流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0～ 50Ｌ ／ s としており，計測対象である原子炉隔離時冷却系ポンプの最大
流 量 は 40Ｌ ／ s で あ る た め ， 計 器 の 計 測 範 囲 で の 流 量 測 定 が可能である。
高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 系 統 流 量 の 計 測 範 囲 は ，0～ 500Ｌ ／ s としており，計測対象である高圧炉心スプレイ系ポンプの最大
流 量 は 438Ｌ ／ s で あ る た め ，計 器 の 計 測 範 囲 内 で の 流 量 測 定が可能である。
1.15－26

残 留 熱 除 去 系 系 統 流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0 ～ 600 Ｌ ／ s と し て
お り ，計 測 対 象 で あ る 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ の 最 大 流 量 は 470Ｌ
／s であるため，計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 系 統 流 量 の 計 測 範 囲 は ，0～ 600Ｌ ／ s としており，計測対象である低圧炉心スプレイ系ポンプの最大
流 量 は 456Ｌ ／ s で あ る た め ，計 器 の 計 測 範 囲 内 で の 流 量 測 定が可能である。

・原子炉格納容器への注水量
原子炉格納容器の注水量を監視するパラメータは，低圧代
替注水系格納容器スプレイ流量，低圧代替注水系格納容器下部注水流量，代替循環冷却系格納容器スプレイ流量である。
低圧代替注水系（常設）による低圧代替注水系格納容器ス
プ レ イ 流 量 の 計 測 範 囲 は ，0～ 500m ３ ／ h と し て お り ，計 測 対 象である低圧代替注水系（常設）による原子炉格納容器への注
水 時 に お け る 最 大 流 量 は 449m ３ ／ h で あ る た め ，重 大 事 故 等 時
において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
低圧代替注水系（可搬型）による低圧代替注水系格納容器
ス プ レ イ 流 量 の 計 測 範 囲 は ，0～ 500m ３ ／ h と し て お り ，計 測 対象である低圧代替注水系（可搬型）による原子炉格納容器への 注 水 時 に お け る 最 大 流 量 は 349m ３ ／ h で あ る た め ，重 大 事 故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
低圧代替注水系（常設又は可搬型）による低圧代替注水系
格 納 容 器 下 部 注 水 流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0 ～ 200m ３ ／ h と し て お
1.15－27

り，計測対象である低圧代替注水系格納容器下部注水による
原 子 炉 格 納 容 器 へ の 注 水 時 に お け る 最 大 流 量 は 168m ３ ／ h であるため，重大事故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
代 替 循 環 冷 却 系 格 納 容 器 ス プ レ イ 流 量 の 計 測 範 囲 は ， 0～300m ３ ／ h と し て お り ，計 測 対 象 で あ る 代 替 循 環 冷 却 系 に よ る
原 子 炉 格 納 容 器 へ の 注 水 時 の 最 大 流 量 は 250m ３ ／ h で あ る ため，重大事故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。

ａ．代替パラメータによる推定
重大事故等時において，原子炉圧力容器内の水位が計器の計
測範囲を超えた場合に，重要代替計器を用いた代替パラメータに よ る 推 定 を 行 う 。ま た ，原 子 炉 水 位 不 明 と 判 断 し た 場 合 は ，あらかじめ設定した判断パラメータにより推定を行う。

(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時に，原子炉圧力容器内の水位が計器の計測範
囲 を 超 え て ，指 示 値 が 確 認 で き な い 場 合 。ま た ，原 子 炉 水 位 不明と判断した場合。

(b)

操作手順
原子炉圧力容器内の水位が計器の計測範囲を超えた場合の推定手順の概要は以下のとおり。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に主
1.15－28

要パラメータの重要代替計器による計測を指示する。
②運転員等は，原子炉注水系のうち，機器動作状態にある
重要代替計器の流量計から指示値を読み取る。
③運転員等は，読み取った指示値を発電長に報告する。
④発電長は，災害対策本部長へ重要代替計器の指示値から
主要パラメータの推定を依頼する。
⑤災害対策本部長は，重大事故等対応要員に重要代替計器の値から主要パラメータの推定を指示する。
⑥重大事故等対応要員は，主要パラメータの推定結果を災害対策本部長へ報告する。
⑦災害対策本部長は，発電長に主要パラメータの推定結果を報告する。

原子炉水位不明と判断した場合の推定手順の概要は以下のとおり。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に事
象進展に応じて設定した，判断パラメータによる計測を指示する。
②運転員等は，あらかじめ設定した判断パラメータの指示
値を読み取る。
③運転員等は，読み取った指示値を発電長に報告する。

(c)

操作の成立性
上記の推定は，中央制御室運転員等１名で対応が可能である。また，推定手順を整備するため，速やかに対応できる。
1.15－29

ｂ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視
重大事故等時において，原子炉圧力容器内の温度を監視する
パラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合で，重要代替計器の故障等により代替パラメータによる推定が困難となった場
合に，重要監視パラメータ又は重要代替監視パラメータの可搬型計測器による計測を行う手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時に，原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に，代替パラメー
タによる推定が困難となった場合。

(b)

操作手順
可 搬 型 計 測 器 に よ る 計 測 手 順 の 概 要 は 以 下 の と お り 。ま た ，
タ イ ム チ ャ ー ト を 第 1.15－ 6 図 に 示 す 。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型計測器によるパラメータの計測を依頼する。
②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型計測器
による計測開始を指示する。
③重大事故等対応要員は，必要な資機材を携帯し，中央制御室まで移動する。移動後，中央制御室保管の可搬型計測器を使用する前に電池容量を確認し，残量が少ない場
合は予備の乾電池と交換する。
④重大事故等対応要員は，可搬型計測器を手順に定められた端子台に接続し，測定を開始する。
1.15－30

⑤重大事故等対応要員は，可搬型計測器に表示された計測
値を読み取り，換算表等を用いて工学値に換算し，換算結果を記録用紙に記録する。
⑥重大事故等対応要員は，計測結果を発電長に報告する。
その後，災害対策本部長へ報告する。

(c)

操作の成立性
上記の操作対応は１測定点当たり，重大事故等対応要員 2名にて実施し，作業開始を判断してから計測するまでの所要時 間 は 約 59 分 と 想 定 す る 。
重大事故等対応要員が中央制御室までの移動に要する時間
を 49 分 と し ，可 搬 型 計 測 器 1 測 定 点 当 た り 10 分 と し て い る 。
2 測 定 点 以 降 ， 連 続 で 接 続 す る 場 合 は 10 分 追 加 時 間 と な る 。
円滑に作業ができるように，アクセスルートを確保し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
（ 添 付 資 料 1.15.4）

ｃ．重大事故等時の対応手段の選択
原子炉圧力容器内の温度及び水位が計器の計測範囲を超えて，監視機能が喪失した場合の対応手段の優先順位を以下に示す。
原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータである原子炉
圧力容器温度が計器の計測範囲を超えた場合は，他チャンネル
により，原子炉圧力容器内の温度を推定する。
原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 が 計 器 の 計 測 範 囲 を 超 え た 場 合 で ，か つ 代
替 パ ラ メ ー タ に よ り 推 定 で き な い 場 合 は ，可 搬 型 計 測 器 に よ り 原
1.15－31

子 炉 圧 力 容 器 温 度 を 計 測 す る 。な お ，可 搬 型 計 測 器 に よ る 計 測 に
お い て は ，原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 の 徴 候 検 知 及 び 損 傷 炉 心 の 冷 却 失
敗を判断する原子炉圧力容器温度（下鏡部）を優先する。
原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータである原子炉
水位が計器の計測範囲を超えた場合は，原子炉注水系のうち，機器動作状態にある重要代替計器の流量計から，原子炉水位を推定する。
原子炉水位不明時は，原子炉圧力容器内が満水状態であること を ，原 子 炉 圧 力 又 は 原 子 炉 圧 力（ Ｓ Ａ ）と サ プ レ ッ シ ョ ン・チ
ェンバ圧力の差圧により推定する。また，事象進展に応じた判
断パラメータにより，原子炉水位を推定する。

1.15.2.2(1)

計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順

全交流動力電源喪失及び直流電源喪失
全交流動力電源喪失又は直流電源喪失により計器電源が喪失する お そ れ が あ る 場 合 に ，代 替 電 源（ 交 流 ，直 流 ）か ら 計 器 へ 給 電
す る 。さ ら に ，計 器 電 源 が 喪 失 し た 場 合 に ，可 搬 型 計 測 器 に よ り ，
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。

ａ ．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
全交流動力電源喪失が発生した場合に，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備であ る 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 か ら の 給 電 に 関 す る 手 順 は ，「 1.14
電源の確保に関する手順等」にて整備する。
1.15－32

ｂ．可搬型代替直流電源設備からの給電
全交流動力電源喪失が発生し，直流電源が枯渇するおそれがある場合に，可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電
源車及び可搬型整流器からの給電に関する手順は，「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

ｃ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視
代 替 電 源（ 交 流 ，直 流 ）か ら の 給 電 が 困 難 と な り ，計 器 電 源 が
喪 失 し ，中 央 制 御 室 で の パ ラ メ ー タ 監 視 が 不 能 と な っ た 場 合 に ，
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で計測又は監視を行う手順を整備する。
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。また，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。
なお，可搬型計測器により計測可能なパラメータについて第1.15－ 2 表 ， 第 1.15－ 6 表 に 示 す 。
（ 添 付 資 料 1.15.5）(a)

手順着手の判断基準
計器電源が喪失するおそれがあり，中央制御室でのパラメータ監視が困難となる場合。

(b)

操作手順
1.15－33

1.15.2.1 (2)b．「 可 搬 型 計 測 器 に よ る パ ラ メ ー タ 計 測 又 は監視」と同様。

ｄ．重大事故等時の対応手段の選択
全交流動力電源喪失又は直流電源喪失により計器電源が喪失
し た 場 合 に ，計 器 に 給 電 す る 対 応 手 段 の 優 先 順 位 を 以 下 に 示 す 。
全 交 流 動 力 電 源 喪 失 が 発 生 し た 場 合 は ，代 替 電 源（ 交 流 ）の 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計測可能な計器に給電する。なお，常設代替交流電源設備を優先して給電する。
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の給電が困難となった場合で，直流電源が枯渇するおそれがある場
合 は ，代 替 電 源（ 直 流 ）の 可 搬 型 代 替 直 流 電 源 設 備 か ら 計 器 に 給電する。
代 替 電 源（ 交 流 ，直 流 ）か ら の 給 電 が 困 難 と な っ た 場 合 は ，可搬型計測器により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。

1.15.2.3

重大事故等時のパラメータを記録する手順

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（ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ）に よ り ，計 測 結 果 を 記 録 す る 。安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）に記録されたパラメータの計測結果を，記録容量を超える前に定期的にメディア（記録媒体）に保存する。
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
1.15－34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値は，記録用紙に記録する。
主要パラメータのうち記録可能なパラメータについて，自主対策設備であるプロセス計算機，放射線管理計算機及び記録計により計測結果，警報等を記録する。
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結果並びに有効監視パラメータ及び常用代替監視パラメータのうち記録
可 能 な パ ラ メ ー タ の 計 測 結 果 の 記 録 に つ い て 整 理 し ， 第 1.15 － 6
表に示す。

(1)

手順着手の判断基準
重大事故等が発生した場合。

(2)

操作手順
重大事故等が発生し，重要監視パラメータ及び重要代替監視パ
ラメータの計測結果を記録する手順の概要は以下のとおり。

ａ．安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）による記録
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち緊急時対策
支援システム伝送装置は，非常用所内電源である非常用ディー
ゼル発電機又は代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給 電 可 能 で ，2 週 間 分（ 1 分 周 期 ）の 記 録 容 量 を 持 っ て い る 。重大事故等時のパラメータの値を継続して確認できるよう，記録された計測結果が記録容量を超える前に定期的にメディア（記録媒体）に保存する手順の概要は以下のとおり。系統概要図を
1.15－35

第 1.15－ 4 図 に 示 す 。
① 保 修 班 は ，安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ）に 記 録されたパラメータの計測結果を，緊急時対策支援システム
伝送装置の記録容量を超える前に，緊急時対策所建屋内で定期的にメディア（記録媒体）に保存し，保管する。
② 保 修 班 は ，メ デ ィ ア（ 記 憶 媒 体 ）に 保 存 し た の に 合 わ せ ，パラメータの計測結果を緊急時対策所で印刷し，記録を保存する。

ｂ．代替パラメータの記録
重大事故等対応要員は，「 1.15.2.1(1) ｂ . 代 替 パ ラ メ ー タ に
よ る 推 定 」又 は「 1.15.2.2(1) ａ . 代 替 パ ラ メ ー タ に よ る 推 定 」
で得られた複数の代替パラメータの計測結果を使用し計算により推定したパラメータの値を記録用紙に記録する。

ｃ．可搬型計測器の記録
重大事故等対応要員は，「 1.15.2.1(2) ｂ . 可 搬 型 計 測 器 に よる パ ラ メ ー タ 計 測 又 は 監 視 」 又 は 「 1.15.2.2(1) ｄ . 可 搬 型 計
測器によるパラメータ計測又は監視」で得られた可搬型計測器で計測されたパラメータの値を記録用紙に記録する。

ｄ．プロセス計算機の記録
(a)

運転記録
プロセス計算機が稼動状態にあれば，定められたプロセスの計測結果を定時ごとに自動で記録し，中央制御室にて日ご
1.15－36

とに自動で帳票印刷する。

(b)

警報記録
プロセス計算機が稼動状態にあれば，プロセス値の異常な状態による中央制御盤の警報発生時，警報の状態を記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。
また，プラントの過渡変化による重要警報のファーストヒ
ッ ト 警 報 発 生 時 ，そ の 発 生 順 序（ シ ー ケ ン ス ），ト リ ッ プ 状 態 ，
工学的安全施設作動信号及び工学的安全施設の作動状況を記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。

(c)

事故時データ収集記録
プロセス計算機が稼動状態にあれば，事象発生前後のプラント状態の推移を把握するため，定められたプロセス値のデー タ を 自 動 で 収 集 ，記 録 し ，運 転 員 等 は ，中 央 制 御 室 に て 事 象
発生後に手動で帳票印刷する。

ｅ．放射線管理計算機による記録
放射線管理計算機が稼働状態であれば，定められたプロセスの計測結果を任意で記録し，緊急時対策所にて手動で帳票印刷する。

ｆ．記録計による記録
記録計が稼働状態であれば，定められたプロセスの計測結果を自動で記録し，中央制御室にてチャート用紙に印字する。
1.15－37

(3)操作の成立性安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ）に よ る 記 録 は ，緊 急 時対策支援システム伝送装置の記録容量（2 週間分）を超える前に，
緊急時対策所にて保修班 2 名で行う。室内での端末操作であるため，対応が可能である。
可搬型計測器の記録は，中央制御室での記録用紙への記録であり，重大事故等対応要員 2 名にて対応が可能である。
プロセス計算機による記録は，自動で帳票印刷されるため，中央制御室にて運転員等 1 名で対応が可能である。

1.15.2.4

その他の手順項目にて考慮する手順

審 査 基 準 1.9，1.10，1.11，1.14，1.18 に つ い て は ，各 審 査 基 準において要求事項があるため，以下のとおり各々の手順において整備する。
原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 監 視 に 関 す る 手 順 は「 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」にて整備する。
原 子 炉 建 屋 内 の 水 素 濃 度 監 視 に 関 す る 手 順 は「 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」にて整備する。
使 用 済 燃 料 プ ー ル の 監 視 に 関 す る 手 順 は 「 1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。
全交流動力電源喪失及び直流電源喪失時の代替電源確保に関する 手 順 は 「 1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ）に 関 す る 手 順 は「 1.18
緊急時対策所の居住性等に関する手順等」にて整備する。
1.15－38

第 1.15－ 1 表

事故時に必要な計装に関する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧
分類

対応
手段
他チャン
ネルによ
る計測

重要代替計器

常用代替計器

重大事故等
対処設備

可搬型計
測器によ
る計測

可搬型計測器

重大事故等対策要領

自主対策
設備

代替パラ
メータに
よる推定
代替電源
（交流）からの給電

常設代替交流電源設備 ※4・常設代替高圧電源装置

可搬型代替交流電源設備 ※4・可搬型代替低圧電源車

可搬型代替直流電源設備 ※4・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器

重大事故等
対処設備

代替電源
（直流）か
らの給電
可搬型計
測器によ
る計測

非 常 時 運 転 手 順 書（事象ベース）「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」
重大事故等対策要領

可搬型計測器安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ Ｓ ＰＤＳ）（ デ ー タ 伝 送 装 置 ，緊 急 時 対 策 支 援
シ ス テ ム 伝 送 装 置 ，Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ デ ー タ
表示装置）

放射線管理計算機

記録計

1.15－39

自主対策
設備

パラメータ記録

プロセス計算機

重大事故等
対処設備

パラメータ
記録

―

常用代替計器

重大事故等
対処設備

代替パラ
メータに
よる推定

―

重要代替計器

自主対策
設備

代替パラ
メータに
よる推定

計器電源喪失時

全交流動力電源喪失
直流電源喪失主要パラメータの他チャンネルの常用計器 ※3

－

重大事故等
対処設備

代替パラ
メータに
よる推定

監視機能喪失時

計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合

主要パラメータの他チャンネルの重要計器 ※3

整備する手順書 ※2

自主対策
設備

他チャン
ネルによ
る計測

計器の故障

対応設備
重大事故等
対処設備

機能喪失を想定する対処設備 ※1

重大事故等対策要領－

※ 1： 機 能 喪 失 を 想 定 す る 設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 は 「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 」 を 対 象 と し ， ま た ， 重 大 事 故 等 対
処 設 備 は 「 計 器 の 故 障 」，「 計 器 の 計 測 範 囲 （ 把 握 能 力 ） を 超 え た 場 合 」 及 び 「 直 流 電 源 喪 失 」 を 対 象 とする。
※ 2： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は 「 1.0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項
重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※ 3： 他 チ ャ ン ネ ル の 計 器 が あ る 場 合 。
※ 4： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手段を示す。

1.15－40

分類①原子炉圧力容器内の温度②原子炉圧力容器内の
圧力1.15－41

※2

※2

※2

※2

※2

※2

※2

原子炉圧力

原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

残留熱除去系熱交換器入口
温度

※2

※2

※2

※2

※2

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力

※1

原子炉圧力容器温度22

40～10.5MPa[gage]

0～10.5MPa[gage]

0～500℃

耐震性

電源

緊急用
直流電源

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

重大事故等時における炉心損傷の判断基準は
300℃以上であり，また，損傷炉心の冷却失敗 Ss 機能
判 断 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 の 徴 候 検 知 維持
（300℃）に対して 500℃まで監視可能。

把握能力（計測範囲の考え方）

重大事故等時における原子炉圧力容器最高使用圧力（8.62MPa［gage］）の 1.2 倍（10.34MPa［gage］）を監視可能。
Ss 機能
維持

S

区分Ⅰ,Ⅱ
直流電源
※22
緊急用
直流電源
※22

「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

8.23MPa[gage]

8.23MPa[gage]「⑫最終ヒートシンクの確保＜残留熱除去系＞」を監視するパラメータと同じ。

302℃※3

設計基準

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

熱電対

検出器の
種類

計測範囲

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ個数

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

第 1.15－2 表

1

1

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

分類

③原子炉圧力容器内の水位

1.15－42

差圧式水位
検出器
差圧式水位
検出器
差圧式水位
検出器

区分Ⅰ,Ⅱ
直流電源
※22
緊急用
直流電源
※22
緊急用
直流電源
※22

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

－3,800～1,300 ㎜
※5

1

1

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

※2

※2

※2

※2

※2

高圧炉心スプレイ系系統流量

残留熱除去系系統流量

低圧炉心スプレイ系系統流量

原子炉圧力

原子炉圧力（ＳＡ）

サプレッション・チェンバ圧力 ※2※2

原子炉隔離時冷却系系統流量

代替循環冷却系原子炉注水流量 ※2

低圧代替注水系原子炉注水流量 ※2

高圧代替注水系系統流量

2

原子炉水位（燃料域）

※2

差圧式水位
検出器

－3,800～1,300 ㎜
※5

Ss 機能
維持

S

Ss 機能
維持

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

448～1,300 ㎜※5448～1,300 ㎜※5－3,800～1,500 ㎜ －3,800～1,400 ㎜
※4
※4

耐震性
区分Ⅰ,Ⅱ
直流電源
※22

2

原子炉水位（広帯域）把握能力（計測範囲の考え方）

検出器の
種類

設計基準

電源

計測範囲

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ個数

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

第 1.15－2 表1

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

分類

④原子炉圧力容器への注水量

1.15－43

1

1

(常設ライ
※1
ン用)

(常設ライ
※1
ン用)

※1

※1

※2

※2

※2

※2

※2

※2

※2

残留熱除去系系統流量

低圧炉心スプレイ系系統流量

代替淡水貯槽水位

西側淡水貯水設備水位

サプレッション・プール水位

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

1

3

2

1

(可搬ライ
※1
ン用)

※1

1

(可搬ライ
※1
ン用)

代替循環冷却系原子炉注水
流量

低圧代替注水系
原子炉注水流量1※1

高圧炉心スプレイ系系統流量1※1

原子炉隔離時冷却系系統流量1※1

高圧代替注水系系統流量

0～600L／s

0～600L／s

0～150m ３ ／h

456L／s

470L／s－※6－※60～80m ３ ／h
※8,※9

－※6

0～80m ３ ／h
※7,※9
－※6

－※6

0～500m ３ ／h
※70～300m ３ ／h
※8438L／s40L／s－※60～500L／s

0～50L／s

0～50L／s

設計基準

耐震性

S

低圧炉心スプレイ系ポンプの最大流量（456L／s）を監視可能。

電源

差圧式流量
検出器

区分Ⅰ,Ⅱ
計測用
交流電源
区分Ⅰ
計測用
交流電源

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器

差圧式流量
検出器
差圧式流量
検出器

緊急用
直流電源

緊急用
直流電源
区分Ⅰ
直流電源
区分Ⅲ
計測用
交流電源
緊急用
直流電源
※22
緊急用
直流電源
※22
緊急用
直流電源
※22
緊急用
直流電源
※22

「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

S

残留熱除去系ポンプの最大流量（470L／s）を監視可能。

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容
Ss 機能器への注水時における最大流量（470m ３ ／h）
維持を監視可能。
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容
Ss 機能器への注水時におけるミニフロー調整時の最維持
３大流量（75m ／h）を監視可能。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力
Ss 機能
容 器 へ の 注 水 時 に お け る 最 大 流 量 （ 268m ３ ／維持h）を監視可能。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力
Ss 機能
容器への注水時におけるミニフロー調整時の維持
３最大流量（75m ／h）を監視可能。
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注
Ss 機能
水時における最大流量（100m ３ ／h）を監視可
維持能。

高圧炉心スプレイ系ポンプの最大流量（438L／ Ss 機能s）を監視可能。
維持

常設高圧代替注水系ポンプの最大流量（38L／ Ss 機能s）を監視可能。
維持
原子炉隔離時冷却系ポンプの最大流量（40L／ Ss 機能s）を監視可能。
維持把握能力（計測範囲の考え方）

検出器の
種類

計測範囲

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ個数

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

第 1.15－2 表

1

1

⑦

⑥

③

②

⑤

④

①

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

分類

⑤原子炉格納容 器へ の注水量

⑥原子炉格納容器内の温度

1.15－44※2

格納容器下部水位

サプレッション・チェンバ圧力 ※2

※2

(水温計兼
デブリ堆 ※1
積検知用)

ドライウェル圧力

格納容器下部水温(水温計兼
デブリ落 ※1
下検知用)

サプレッション・プール水温度

5

5

3

2

※2

サプレッション・プール水位

サプレッション・チェンバ
雰囲気温度

※2

西側淡水貯水設備水位8※2

代替淡水貯槽水位1

1

ドライウェル雰囲気温度

※1

(可搬ライ
※1
ン用)

低圧代替注水系格納容器下部
注水流量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

0～500℃※10（ペデスタル床面0m）※110～500℃※10（ペデスタル床面＋0.2m）※110～200℃

0～200℃

0～300℃

0～200m ３ ／h

0～500m ３ ／h
※8

－※6

－※6

88℃

136℃

136℃

－※6

－※6

－※6

差圧式流量
検出器

緊急用
直流電源
※23

Ss 機能
維持

緊急用
直流電源
※23

緊急用
直流電源
※23

緊急用
直流電源
※22,※23
緊急用
直流電源※22,※23
緊急用
直流電源
※22

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

ペデスタル床面 0.2m 以上のデブリ堆積を温Ss 機能
度上昇又は高温のデブリと検出器の接触によ
維持る指示ダウンスケールにより検知可能。

原子炉格納容器の限界圧力（620kPa[gage]）
Ss 機能におけるサプレッション・プール水の飽和温維持度（約 167℃）を監視可能。
ペデスタル底部にデブリが落下した際の温度上昇又は高温のデブリが検出器に接触し指示 Ss 機能
値がダウンスケールすることを検知すること 維持
でデブリ落下を検知可能。

原子炉格納容器の限界温度（200℃）を監視可
能。

Ss 機能
維持

測温
抵抗体

測温
抵抗体

測温
抵抗体

熱電対

熱電対

差圧式流量
検出器

「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

低圧代替注水系（常設）による原子炉格納容
Ss 機能器スプレイ時における最大流量（449m ３ ／h）
維持を監視可能。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉格納容器スプレイ時における可搬型代替注水大型 Ss 機能
ポンプによる最大流量（349m ３ ／h）を監視可 維持
能。
低圧代替注水系（常設又は可搬型）による原
Ss 機能
子炉格納容器下部への注水時における最大流維持量（168m ３ ／h）を監視可能。
緊急用
直流電源
※22

差圧式流量
検出器

1

0～500m ３ ／h
※7

緊急用
直流電源
※22

(常設ライ
※1
ン用)

耐震性

検出器の
種類

把握能力（計測範囲の考え方）

電源

設計基準

計測範囲

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（4／13）

第 1.15－2 表

4

4

1

1

1

1

1

⑨

⑧

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

分類

⑦原子炉格納容器内の
圧力⑧原子炉格納容器内の水位

1.15－45
2

各2

各2

※2

※1

サプレッション・プール水位(高さ 1m 超
※1
検知用)

(高さ
0.5m,1.0m
※1
未満検知
用)

(満水管理
※1
用)

※2

※2

※2

代替淡水貯槽水位

西側淡水貯水設備水位

ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力 ※2※2

低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量低圧代替注水系格納容器
下部注水流量※2

低圧代替注水系原子炉注水流量 ※2

格納容器下部水位1※2ドライウェル雰囲気温度

1

サプレッション・チェンバ圧力

サプレッション・チェンバ
雰囲気温度

1

ドライウェル圧力
原子炉格納容器の限界圧力（620kPa[gage]）を監視可能。
Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

耐震性

電極式水位
検出器

電極式水位
検出器

緊急用
直流電源
※23

電極式水位
検出器

緊急用
直流電源
※23
緊急用
直流電源
※23

差圧式水位
検出器

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

緊急用
直流電源
※22

「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

電源
緊急用
直流電源
※22
緊急用
直流電源
※22

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

196kPa[gage]

250kPa[gage]

把握能力（計測範囲の考え方）－1～9m－0.5～0m
ウェットウェルベント操作可否判断（ベント
※12
Ss 機能
（EL.2,530～
ライン下端高さ－1.64m：通常水位＋6.5m）を（EL.2,030～
維持
3,030mm） 把握できる範囲を監視可能。
12,030mm）＋1.05m
炉心損傷後，原子炉圧力容器破損までの間に，
Ss 機能※11,※13－※6
ペデスタル床面から 1m を超える高さまでの維持
事前注水されたことの検知が可能。
（EL.12,856mm）＋0.50m,＋0.95m
デ ブ リ 落 下 後 ， ペ デ ス タ ル 床 面 0.2m 以 上 の※11,※14
デ ブ リ 堆 積 ま で の 間 ， ペ デ ス タ ル 床 面 か ら Ss 機能－※60.5m～ 1m の 範 囲 に 水 位 が 維 持 さ れ て い る こ 維持
（EL.12,306mm，との確認が可能。
12,756mm）
ペ デ ス タ ル 床 面 0.2m 以 上 の デ ブ リ 堆 積 後 ，＋2.25m,＋2.75m※11,※15
ペ デ ス タ ル 満 水 近 傍 の ペ デ ス タ ル 床 面 か ら Ss 機能－※62.25m～ 2.75m の 範 囲 に 水 位 が 維 持 さ れ て い 維持
（EL.14,056mm，ることの確認が可能。
14,556mm）

0～1MPa［abs］

0～1MPa［abs］

設計基準

検出器の
種類

計測範囲

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（5／13）

第 1.15－2 表

1

1

1

1

53
○

52
○

51
○

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

分類

⑨原子炉格納容 器内 の水素濃度

⑩原子炉格納容器内の放射線量率

1.15－46

※2

※2

※2

格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)

格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)

ドライウェル圧力22

格納容器雰囲気放射線モニタ
(Ｓ／Ｃ)

1

格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)

サプレッション・チェンバ圧力 ※2※1

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

10

10

－２

－２

～10 Sv／h

５～10 Sv／h

５0～100vol％耐震性

電源10Sv／h 未満※16

10Sv／h 未満
※16

区分Ⅰ,Ⅱ
直流電源
緊急用
直流電源

区分Ⅰ,Ⅱ
直流電源
緊急用
直流電源

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場合は約 10Sv／h）を把握する上で監 Ss 機能
視可能（上記の判断値は原子炉停止後の経過 維持
時間とともに低くなる）。

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場合は約 10Sv／h）を把握する上で監 Ss 機能
視可能（上記の判断値は原子炉停止後の経過 維持
時間とともに低くなる）。

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

イオン
チェンバ

イオン
チェンバ

－※24

－※24

57
○

56
○

54
○

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

計器，サンプ
重大事故等時に原子炉格納容器内の水素濃度
Ss 機能 リング装置： 熱伝導式が変動する可能性のある範囲（0～56.6vol％）
－※24
維持
緊急用
水素検出器
を監視可能。
交流電源

把握能力（計測範囲の考え方）「⑩原子炉格納容器内の放射線量率」を監視するパラメータと同じ。

3.3vol％以下

設計基準

検出器の
種類

計測範囲

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（6／13）

第 1.15－2 表

分類⑪未臨界の維持又は確認

1.15－47

平均出力領域計装

起動領域計装0～125％
2（1.0×10 １ ２ ～1.0
※17
×10 １ ４ cm － ２ ・s － １ ）8

10 － １ ～10 ６ cps（1.0×10 ３ ～1.0
×10 ９ cm － ２ ・s － １ ）0～40％又は 0～125％（1.0×10 ８ ～1.5
×10 １ ３ cm － ２ ・s － １ ）

定格出力の
約 19 倍設計基準

原子炉の起動時から定格出力運転時の中性子束を監視可能。
なお，設計基準事故時及び重大事故等時，一時的に計測範囲を超えるが，負の反応度フィードバック効果により短期間であり，かつ出力上昇及び下降は急峻である。125％を超えた領域でその指示に基づき操作を伴うものでないことから，現状の計測範囲でも運転監視上影響はない。また，緊急停止失敗時においても原子炉再循環ポンプトリップ等により中性子束は低下するため，現状の計測範囲でも対応が可能。

原子炉の停止時から起動時及び起動時から定格出力運転時の中性子束を監視可能。
なお，起動領域計装が測定できる範囲を超えた場合は，平均出力領域計装によって監視可能。

把握能力（計測範囲の考え方）

S

S

耐震性

区分Ⅰ,Ⅱ
直流電源

区分Ⅰ,Ⅱ
原子炉
保護系
交流電源

区分Ⅰ,Ⅱ
中性子
モニタ用
直流電源

電源

核分裂
電離箱

核分裂
電離箱

検出器の
種類

計測範囲

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（7／13）

第 1.15－2 表

－※24

－※24

59
○

58
○

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

分類

⑫最終ヒートシンク の確保（ １／２）

1.15－48※1

フィルタ装置スクラビング水
温度

電源

耐圧強化ベント実施時に，想定される排気ラ
Ss 機能
インの最大線量当量率（約 4×10 ３ mSv／h）を
維持
監視可能。

緊急用
直流電源
※22

緊急用
直流電源

代替循環冷却系による原子炉格納容器スプレ
Ss 機能
イ時における最大流量（250m ３ ／h）を監視可
維持
能。
－※6

代替循環冷却系格納容器スプレ
イ流量0～300m ３ ／h「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

緊急用
直流電源

代替循環冷却系原子炉注水流量
2

イオン
チェンバ
－※24

－※24

1

1

弾性圧力
検出器
熱電対

1

差圧式水位
検出器

差圧式流量
検出器

熱電対

イオン
チェンバ

1

1

－※24

⑩

⑪

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

計器，サンプ
原子炉格納容器ベント停止後の窒素によるパリング装置：
熱伝導式ージを実施し，フィルタ装置の配管内に滞留 Ss 機能
緊急用
－※24
水素検出器
する水素濃度が可燃限界濃度（4vol％）未満 維持
交流電源であることを監視可能。
※22

緊急用
直流電源
※22

緊急用
直流電源
※22

緊急用
直流電源
※22
緊急用
直流電源
※22
緊急用
直流電源
※22

代替循環冷却時における代替循環冷却系ポン Ss 機能
プ入口の最高使用温度（77℃）を監視可能。 維持

－※6

－※6

－※6

－※6

－※6

系統待機時におけるスクラビング水位の設定
Ss 機能範囲及びベント後の下限水位から上限水位の維持範囲を監視可能。
原子炉格納容器ベント実施時に，格納容器圧
Ss 機能
力 逃 が し 装 置 の 最 高 使 用 圧 力 （ 0.62MPa
維持［gage］）が監視可能。
原子炉格納容器ベント実施時に，格納容器圧
Ss 機能
力逃がし装置の最高使用温度（200℃）が監視維持可能。
原子炉格納容器ベント実施時（炉心損傷している場合）に，想定されるフィルタ装置出口 Ss 機能の最大線量当量率（約 5×10 １ Sv／h）を監視 維持可能。
原子炉格納容器ベント実施時（炉心損傷していない場合）に，想定されるフィルタ装置出 Ss 機能
口の最大線量当量率（約 7×10 ０ mSv／h）を監 維持視可能。

代替循環冷却系ポンプ入口温度0～100℃

10 － ３ ～10 ４ mSv／h

0～100vol％10 － ３ ～10 ４ mSv／h

10 － ２ ～10 ５ Sv／h

－※6

－※6

－※6

耐震性

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
2

1

2

1

2

0～300℃

0～1MPa［gage］

180～5,500mm

把握能力（計測範囲の考え方）

サプレッション・プール水温度＜代替循環冷却系＞

耐圧強化ベント系放射線モニタ ※1＜耐圧強化ベント系＞

フィルタ装置入口水素濃度

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

1※1

フィルタ装置圧力
12

フィルタ装置水位＜格納容器圧力逃がし装置＞

設計基準

検出器の
種類

計測範囲

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（8／13）

第 1.15－2 表

分類⑫最終ヒートシンク の確保（２／２）

1.15－49

※1

※2

※2

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

原子炉圧力容器温度

ドライウェル圧力※2※2

ドライウェル雰囲気温度

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

サプレッション・チェンバ圧力 ※2※1

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

残留熱除去系海水系系統流量

1

1

1

1

2

残留熱除去系熱交換器出口温度

残留熱除去系系統流量2

残留熱除去系熱交換器入口温度＜残留熱除去系＞

0～50m ３ ／h

0～800m ／h

３0～550L／s

0～300℃

0～300℃

－※6

－※6

熱電対

区分Ⅰ,Ⅱ
計測用
交流電源

残留熱除去系の運転時における，残留熱除去
Ss 機能
系熱交換器出口温度の変動範囲（249℃）を監
維持
視可能。

差圧式流量
検出器
差圧式流量
検出器

緊急用
直流電源
※22

緊急用海水系の運転時における，緊急用海水系
Ss 機能
流量（残留熱除去系補機）の最大流量（40m ３ ／維持h）を監視可能。

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

緊急用海水系の運転時における，緊急用海水
Ss 機能
系流量（残留熱除去系熱交換器）の最大流量
維持
３（660m ／h）を監視可能。

差圧式流量
検出器

区分Ⅰ
計測用
交流電源
区分Ⅱ
計測用
交流電源
緊急用
直流電源
※22

Ss 機能
残留熱除去系の運転時における，残留熱除去 維持系海水系ポンプの最大流量（493L／s）を監視
可能。
S

差圧式流量
検出器

熱電対

電源

区分Ⅰ,Ⅱ
計測用
交流電源

耐震性

残留熱除去系の運転時における，残留熱除去
Ss 機能
系熱交換器入口温度の変動範囲（249℃）を監維持視可能。

把握能力（計測範囲の考え方）「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

493L／s

249℃

249℃

設計基準

検出器の
種類

計測範囲

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ個数

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（9／13）

第 1.15－2 表

1

1

1

⑭

⑭

⑬

⑫

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

分類

⑬格納容器バイパスの監視

1.15－50

耐震性「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

把握能力（計測範囲の考え方）「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

設計基準

ドライウェル圧力

計測範囲「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

個数

電源

検出器の
種類

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

ドライウェル雰囲気温度

原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（広帯域）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 1.15－2 表

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

分類

⑭水源の確保（１／２）

1.15－51※1※2

西側淡水貯水設備水位

高圧代替注水系系統流量

12

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出 ※2
圧力常設低圧代替注水系ポンプ吐出 ※2
圧力

2

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力 ※231

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出 ※2
圧力

※2

1

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出 ※2
圧力

残留熱除去系ポンプ吐出圧力1※2

低圧炉心スプレイ系系統流量11

常設高圧代替注水系ポンプ吐出
※2
圧力

※2

※2

高圧炉心スプレイ系系統流量

残留熱除去系系統流量※2

原子炉隔離時冷却系系統流量

代替循環冷却系原子炉注水流量 ※2

※1

個数

－※6

－※6

設計基準

耐震性

代替淡水貯槽の底部より上の水位計検出点かSs 機能
らポンプテストライン配管下端（0～19m）を維持監視可能。
西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 水 槽 底 部 ＋ 1m 上 か ら 水
Ss 機能
槽上端＋5m まで（事故収束に必要な貯水量）
維持を監視可能。

電源

緊急用
直流電源
※22,※23
緊急用
直流電源※22,※23「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

把握能力（計測範囲の考え方）

1

電波式水位
検出器

0～5MPa［gage］

0～4MPa［gage］

0～4MPa［gage］

0～5MPa［gage］

0～10MPa［gage］

0～10MPa［gage］－※6

2.53MPa[gage]

2.30MPa[gage]－※6

7.24MPa[gage]

5.98MPa[gage]－※6

常設低圧代替注水系ポンプ運転時の吐出圧力 Ss 機能（3.50MPa［gage］）を監視可能。
維持

低圧炉心スプレイ系ポンプ運転時の吐出圧力 Ss 機能（2.53MPa［gage］）を監視可能。
維持

残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ 運 転 時 の 吐 出 圧 力 Ss 機能（2.30MPa［gage］）を監視可能。
維持

代 替 循 環 冷 却 系 ポ ン プ 運 転 時 の 吐 出 圧 力 Ss 機能（3.45MPa［gage］）を監視可能。
維持

高圧炉心スプレイ系ポンプ運転時の吐出圧力 Ss 機能（7.24MPa［gage］）を監視可能。
維持

原子炉隔離時冷却系ポンプ運転時の吐出圧力 Ss 機能（5.98MPa［gage］）を監視可能。
維持

常設高圧代替注水系ポンプ運転時の吐出圧力 Ss 機能（6.90MPa［gage］）を監視可能。
維持

緊急用
直流電源
区分Ⅰ
直流電源
緊急用
直流電源
区分Ⅲ
計測用
交流電源
緊急用
直流電源
区分Ⅰ,Ⅱ
計測用
交流電源
区分Ⅰ
計測用
交流電源
緊急用
直流電源
※22,※23

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

1

1

1

⑱

⑳

⑲

⑰

⑯

⑮

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

差圧式水位
検出器

検出器の
種類

「④原子炉圧力容器への注水量」及び「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

0～10MPa［gage］

0～4.5m

0～20m

計測範囲

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（11／13）

代替淡水貯槽水位

サプレッション・プール水位

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 1.15－2 表

※2

原子炉水位（ＳＡ燃料域）⑮原子炉建屋内の水素濃度

1.15－52⑯原子炉格納容器内の
酸素濃度

※2

※2

※2

格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)
格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)

ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力 ※2※1

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※2※2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置※2

原子炉水位（燃料域）※1※2

原子炉水位（広帯域）

原子炉建屋水素濃度※2※2低圧代替注水系原子炉注水流量 ※2

低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量低圧代替注水系格納容器
下部注水流量重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ0～300℃

4※18

0～25vol％

0～20vol％

1

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

耐震性

電源

検出器の
種類

緊急用
直流電源

緊急用
直流電源

緊急用
交流電源

熱電対

2

熱伝導式
－※24
水素検出器

触媒式
－※24
水素検出器

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

55
○

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

計器，サンプ
重大事故等時において，原子炉格納容器内のSs 機能 リング装置： 磁気力式－※24
水素燃焼の可能性を把握する上で，酸素濃度
維持
緊急用
酸素検出器
の可燃限界（5vol％）を監視可能。
交流電源重大事故等時において，静的触媒式水素再結 Ss 機能
合器の最高使用温度（300℃）を監視可能。
維持

Ss 機能
維持

Ss 機能
維持

「⑩原子炉格納容器内の放射線量率」を監視するパラメータと同じ。

4.4vol％以下

－※6

－※6

重大事故等時において，水素と酸素の可燃限界（水素濃度：4vol％）を監視可能。

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「④原子炉圧力容器への注水量」及び「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

0～10vol％

計測範囲

3

2

個数

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

分類

第 1.15－2 表⑭水源 の確保（２／２）

分類

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

耐震性10 － ３ ～10 ４ mSv／h

1

1

使用済燃料プール監視カメラ－

10 － ２ ～10 ５ Sv／h

1

－※6

－※6

緊急用
直流電源

緊急用
直流電源

区分Ⅱ
直流電源
緊急用
直流電源

電源

カメラ：緊急重 大 事 故 等 時 に お い て 使 用 済 燃料 プ ー ル 及 Ss 機能 用直流電源
びその周辺の状況を監視可能。
維持 空冷装置：緊
急用交流電源重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性が あ る 放 射 Ss 機能
線量率（3.0mSv／h 以下）を監視可能。
維持

重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性の あ る 使 用－4,300～＋7,200mm※19＋6,818mm
済 燃 料 プ ー ル 上 部 か ら 使 用 済 燃料 ラ ッ ク 下
1（EL.35,077～（EL.46,195mm） 端（EL.35,097mm）までの範囲にわたり水位 Ss 機能
46,577mm）を監視可能。
維持
重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性の あ る 使 用
10～120℃
66℃※20
済燃料プールの温度（100℃）を監視可能。
1
重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性の あ る 使 用 Ss 機能
0～120℃
66℃※21
済燃料プールの温度（100℃）を監視可能。 維持

個数

可搬型
第 1.15－3
計測器
図 No.
個数

赤外線
カメラ

イオン
チェンバ

熱電対

測温
抵抗体

－※24

－※24

1

ガイドパル
ス式水位 －※24
検出器

検出器の
種類

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

使用済燃料プールエリア
放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

第 1.15－2 表※1 ：分類のうち，重要監視パラメータとしてのみ使用する。 ※2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
※3 ：設計基準事故時に想定される原子炉圧力容器の最高圧力に対する飽和温度。
※4 ：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）。 ※5：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）。
※6 ：重大事故等時に使用する設備のため，設計基準事故時は値なし。
※7 ：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用。 ※8：可搬型設備による対応時に使用。
※9：狭帯域流量。
※10：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器）。 ※11：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面：EL.11,806mm）からの高さ。
※12：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm）。 ※13：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）。
※14：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）。 ※15：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）。
※16：炉心損傷は，原子炉停止後の経過時間における格納容器雰囲気放射線モニタの値で判断する。原子炉停止直後に炉心損傷した場合の判断値は約 10Sv／h（経過時間とともに判断値は低くなる）であり，設計基準では炉心損傷しないことからこの値を下回る。
※17：平均出力領域計装 A～F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計装の A,C,E チャンネルには それ ぞ れ 21 個 ，B,D,F に はそれ ぞ れ 22 個 の検 出器 があ る。
※18：2 個の静的触媒式水素再結合器に対して出入口に 1 個ずつ設置。 ※19：基準点は使用済燃料ラック上端 EL.39,377mm（使用済燃料プール底部より 4,688mm）。
※20：検出点 2 箇所。 ※21：検出点 8 箇所。
※22：「設置許可基準規則」第 47 条，48 条及び 49 条で抽出された計装設備は設計基準事故対処設備に対して多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ることとしており，電源について
は，非常用所内電気設備と独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。詳細については，「3.14 電源設備（「設置許可基準規則」第 57 条に対する設計方針を示す章）の補足説
明資料 57－9」参照。なお，各条文に対するパラメータの選定結果は，補足説明資料 58－10 に整理している。
※23：「設置許可基準規則」第 51 条で抽出された計装設備は複数のパラメータとすることで多様性を有しており，低圧代替注水系格納容器下部注水流量及び格納容器下部水位に対して常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力及びドライウェル雰囲気温度はそれぞれ独立性を有する設計としている。電源については，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から代替所内電源設備を経由して電源を受電できる設計とするとともに，可搬型計測器による計測が可能な設計としており，多様性を有している。詳細については，「3.14 電源設備（「設置許可基準規則」第 57 条に対する設計方針を示す章）の補足説明資料 57－9」参照。なお，各条文に対するパラメータの選定結果は，補足説明資料 58－10 に整理している。
※24：可搬型計測器で計測できるパラメータでない場合を「－」で示す。全交流動力電源喪失時は，水素・酸素濃度監視装置，放射線監視装置，炉内核計装装置及び使用済燃料プール監視装置（水位・温度(ＳＡ広域)，監視カメラ）に a 対して常設代替交流電源設備により電源供給された場合には，監視計器は使用可能である。

⑰使用済燃料プールの監視

1.15－53

1.15－54： 水素燃焼するおそれのある状態であるかを推定する。

： 装置の作動状況により水素濃度を推定する。

ケース８

分類

り原子炉圧力容器内の温度を推定する。

②原子炉水位（ＳＡ燃料域）

※2：［

ケース１

ま た ,ス クラ ム後 ，原 子炉水 位が燃 料有 効長 頂部 に到 達す るま での 経過 時間 よ②原子炉水位（ＳＡ広帯域）③残留熱除去系熱交換器入口温度力の関係を利用して原子炉圧力容器内の温度を推定する。

②原子炉水位（燃料域）］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

する。

③残留熱除去系が運転状態であれば，残留熱除去系熱交換器入口温度により推定

圧 力容 器内 が飽 和状 態に ある と想 定す るこ とで ,原子 炉圧力 より飽 和温 度／ 圧

②原子炉圧力容器温度の監視が不可能となった場合には，原子炉水位から原子炉定する。

①原子炉圧力容器温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推代替パラメータ推定方法②原子炉水位（広帯域）②原子炉圧力（ＳＡ）

ケース６②原子炉圧力推定ケース
ケース１

代替パラメータ ※1①主要パラメータの他チャンネル※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

原子炉圧力容器温度

主要パラメータ

なお，代替パラメータによる推定に当たっては，代替パラメータの誤差による影響を考慮する。

使用済燃料プールの水位又は必要な水遮蔽が確保されていることを推定する。

： 使用済燃料プールの状態を同一物理量（温度），あらかじめ評価した水位と放射線量率の相関関係及びカメラによる監視により，： 圧力又は温度を水の飽和状態の関係から推定する。

ケース７

ケース１１

： 原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいを水位，圧力等の傾向監視により推定する。

ケース６： 制御棒の位置指示により未臨界を推定する。

： 圧力から原子炉圧力容器又は原子炉格納容器の水位を推定する。

ケース５： プラントの状態により最終ヒートシンクの確保を推定する。

： 流量を注水先又は水源の水位変化を監視することにより推定する。

ケース４

ケース１０

： 水位を水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力から推定する。

ケース３

ケース９

： 同一物理量（温度，圧力，水位，流量，放射線量率，水素濃度及び中性子束）から推定する。

代替パラメータによる主要パラメータの推定（1／16）

ケース２

第 1.15－3 表

ケース１【推定ケース】

原子炉圧力容器内の温度

分類1.15－55

原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力

主要パラメータ①主要パラメータの他チャンネル

※2：［

定する。

を推定する。

③原子炉圧力容器温度］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

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

②原子炉圧力（ＳＡ）の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力により推定③ 原子 炉水 位か ら原 子炉圧 力容器 内が 飽和 状態 にあ ると想 定する こと で ,原子 炉

ケース６①原子炉圧力（ＳＡ）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推③原子炉水位（ＳＡ広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（広帯域）②原子炉圧力推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

を推定する。

③原子炉圧力容器温度

圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力③ 原子 炉水 位か ら原 子炉圧 力容器 内が 飽和 状態 にあ ると想 定する こと で ,原子 炉する。

②原子炉圧力の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力（ＳＡ）により推定①原子炉圧力の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。

③原子炉水位（ＳＡ燃料域）

ケース１

ケース６

ケース１

代替パラメータ推定方法③原子炉水位（ＳＡ広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（広帯域）②原子炉圧力（ＳＡ）①主要パラメータの他チャンネル

推定ケース

代替パラメータによる主要パラメータの推定（2／16）

代替パラメータ ※1

第 1.15－3 表※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

原子炉 圧力 容器 内の 圧力

分類1.15－56②原子炉水位（ＳＡ広帯域）る 流量 より ，崩 壊熱 によ る原 子炉 水位 変化 量を 考慮 し ,原子 炉圧力 容器 内の 水位を推定する。

③低圧炉心スプレイ系系統流量①原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

位を推定する。

②残留熱除去系系統流量③サプレッション・チェンバ圧力③原子炉圧力（ＳＡ）③原子炉圧力※2：［

炉水位（燃料域）を優先する。

推定は，原子炉圧力容器内の水位を直接計測する原子炉水位（広帯域）又は原子の満水を推定する。

子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・チェンバ圧力の差圧から原子炉圧力容器］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

ケース４

る 流量 より ，崩 壊熱 によ る原 子炉 水位 変化 量を 考慮 し ,原子 炉圧力 容器 内の 水

②高圧炉心スプレイ系系統流量③原子炉圧力容器への注水により主蒸気配管より上まで注水し，原子炉圧力，原残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量のうち機器動作状態にあ②原子炉隔離時冷却系系統流量②低圧炉心スプレイ系系統流量

子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，②代替循環冷却系原子炉注水流量る。

った場合には，原子炉水位（広帯域）又は原子炉水位（燃料域）により推定す①原子炉水位（ＳＡ広帯域）又は原子炉水位（ＳＡ燃料域）の監視が不可能とな②高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原

ケース２

ケース１

②低圧代替注水系原子炉注水流量②高圧代替注水系系統流量①原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（ＳＡ広帯域）の満水を推定する。

④サプレッション・チェンバ圧力

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・チェンバ圧力の差圧から原子炉圧力容器④原子炉圧力（ＳＡ）④原子炉圧力容器への注水により主蒸気配管より上まで注水し，原子炉圧力，原残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量のうち機器動作状態にあ③残留熱除去系系統流量④原子炉圧力子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，③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，代替循環冷却系原る。

に は ,原 子炉 水位 （Ｓ Ａ広帯 域）又 は原 子炉 水位 （Ｓ Ａ燃 料域 ）に より 推定 す②原子炉水位（広帯域）又は原子炉水位（燃料域）の監視が不可能となった場合③高圧炉心スプレイ系系統流量

ケース４

ケース２

①原子炉水位（広帯域）又は原子炉水位（燃料域）の 1 チャンネルが故障した場

ケース１
合は，他チャンネルにより推定する。

代替パラメータ推定方法

推定ケース③原子炉隔離時冷却系系統流量③代替循環冷却系原子炉注水流量③低圧代替注水系原子炉注水流量③高圧代替注水系系統流量②原子炉水位（ＳＡ燃料域）①主要パラメータの他チャンネル

原子炉水位（燃料域）

代替パラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（3／16）

原子炉水位（広帯域）

主要パラメータ

第 1.15－3 表※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

原子炉圧力容器内の水位分類1.15－57

原子炉隔離時冷却系系統流量

代替循環冷却系原子炉注水流量

低圧代替注水系原子炉注水流量①サプレッション・プール水位

高圧代替注水系系統流量

先する。

②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（広帯域）①サプレッション・プール水位③原子炉水位（ＳＡ燃料域）③原子炉水位（ＳＡ広帯域）③原子炉水位（燃料域）

※2：［

先する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優る。

②注水先の原子炉水位の水位変化により原子炉隔離時冷却系系統流量を推定す

プレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。

①原子炉隔離時冷却系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサ

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

する。

③注水先の原子炉水位の水位変化により代替循環冷却系原子炉注水流量を推定

サプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。

② 代替 循環 冷却 系原 子炉注 水流量 の監 視が 不可 能と なった 場合に は ,水 源であ るルにより推定する。（他系統が運転状態の場合）①代替循環冷却系原子炉注水流量の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネ

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さい代替淡水貯槽水位を優先する。

］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

ケース３

ケース３

②サプレッション・プール水位③原子炉水位（広帯域）

ケース１①主要パラメータの他チャンネル②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）する。

②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）

代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧代替注水系原子炉注水流量を推定①西側淡水貯水設備水位① 低圧 代替 注水 系原 子炉注 水流量 の監 視が 不可 能と なった 場合に は ,水 源であ る

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優②原子炉水位（ＳＡ広帯域）①代替淡水貯槽水位②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧代替注水系系統流量を推定する。

ケース３① 高圧 代替 注水 系系 統流量 の監視 が不 可能 とな った 場合に は ,水源 であ るサ プレ

ケース３
ッション・プール水位の変化により注水量を推定する。

代替パラメータ推定方法

推定ケース②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（広帯域）

代替パラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（4／16）

主要パラメータ

第 1.15－3 表※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

原子炉 圧力 容器 への 注水 量（ １ ／２）

分類

1.15－58

低圧炉心スプレイ系系統流量

残留熱除去系系統流量

高圧炉心スプレイ系系統流量

主要パラメータ②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（広帯域）①サプレッション・プール水位③原子炉水位（ＳＡ燃料域）③原子炉水位（ＳＡ広帯域）③原子炉水位（燃料域）

※2：［

先する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優る。

②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧炉心スプレイ系系統流量を推定す

プレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。

①低圧炉心スプレイ系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサ

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

③注水先の原子炉水位の水位変化により残留熱除去系系統流量を推定する。

ション・プール水位の変化により注水量を推定する。

②残留熱除去系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサプレッ

推定する。（他系統が運転状態の場合）①残留熱除去系系統流量の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

ケース３

ケース３

③原子炉水位（広帯域）

ケース１②サプレッション・プール水位

先する。

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優る。

②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧炉心スプレイ系系統流量を推定す

プレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。

①高圧炉心スプレイ系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサ

ケース３①主要パラメータの他チャンネル②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（広帯域）①サプレッション・プール水位

代替パラメータ推定方法

推定ケース

代替パラメータによる主要パラメータの推定（5／16）

代替パラメータ ※1

第 1.15－3 表※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

原子炉圧力容器への注水量（２／２）

分類

原子炉格納容器への注水量

1.15－59②サプレッション・プール水温度

温度③サプレッション・チェンバ圧力①主要パラメータの他チャンネル

サプレッション・チェンバ雰囲気※2：［

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

ッション・チェンバ雰囲気温度を推定する。

③飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ圧力によりサプレする。

レッション・プール水温度によりサプレッション・チェンバ雰囲気温度を推定② サプ レッ ショ ン・ チェン バ雰囲 気温 度の 監視 が不 可能と なった 場合 には ,サ プ

ャンネルにより推定する。

①サプレッション・チェンバ雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チ

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

度を推定する。

③サプレッション・チェンバ圧力により，上記①と同様にドライウェル雰囲気温関係を利用してドライウェル圧力によりドライウェル雰囲気温度を推定する。

② ドラ イウ ェル 雰囲 気温度 の監視 が不 可能 とな った 場合に は ,飽和 温度 ／圧 力のり推定する。

①ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルによ推定は，環境悪化の影響を受けることが小さい代替淡水貯槽水位を優先する。

量を推定する。

］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

ケース６

ケース１

ケース６

②ドライウェル圧力③サプレッション・チェンバ圧力ケース１①主要パラメータの他チャンネル②格納容器下部水位

ドライウェル雰囲気温度定する。

①西側淡水貯水設備水位②注水先の格納容器下部水位の変化により低圧代替注水系格納容器下部注水流である代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の変化により注水量を推①代替淡水貯槽水位

水流量①低圧代替注水系格納容器下部注水流量の監視が不可能となった場合には，水源

推定は，環境悪化の影響を受けることが小さい代替淡水貯槽水位を優先する。

プレイ流量を推定する。

低圧代替注水系格納容器下部注

ケース３

定する。
②注水先のサプレッション・プール水位の変化により低圧代替注水系格納容器スである代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の変化により注水量を推②サプレッション・プール水位①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の監視が不可能となった場合には，水源①西側淡水貯水設備水位

ケース３①代替淡水貯槽水位

代替パラメータ推定方法

推定ケース

イ流量

代替パラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（6／16）

低圧代替注水系格納容器スプレ

主要パラメータ

第 1.15－3 表※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

原子炉格納容器内の温度（１／２）

分類

原子炉格納容器内の温度（２／２）

1.15－60

サプレッション・チェンバ圧力

ケース１
ケース６
ケース１

①ドライウェル圧力②サプレッション・チェンバ雰囲気温度③［サプレッション・チェンバ圧力］※2

※2：［

ケース１

ケース６

②ドライウェル雰囲気温度③［ドライウェル圧力］※2

ケース１①サプレッション・チェンバ圧力

ドライウェル圧力

ケース１

ケース１

推定ケース

①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・チェンバ雰囲気温度①主要パラメータの他チャンネル

代替パラメータ ※1］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

推定は，真空破壊装置，ベント管を介して均圧されるドライウェル圧力を優先する。

推定する。

③監視可能であればサプレッション・チェンバ圧力（常用計器）により，圧力をサプレッション・チェンバ圧力を推定する。

②飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ雰囲気温度によりル圧力により推定する。

①サプレッション・チェンバ圧力の監視が不可能となった場合には，ドライウェ

圧力を優先する。

推定は，真空破壊装置，ベント管を介して均圧されるサプレッション・チェンバ③監視可能であればドライウェル圧力（常用計器）により，圧力を推定する。

ル圧力を推定する。

②飽和温度／圧力の関係を利用してドライウェル雰囲気温度によりドライウェ

バ圧力により推定する。

①ドライウェル圧力の監視が不可能となった場合には，サプレッション・チェン

絡又は導通）となった場合に，ペデスタル満水注水を判断する。

（デブリの接触による温度上昇）又はダウンスケール（温度計の溶融による短設置し，十分な量のデブリ堆積検知の観点から，3 個以上がオーバースケール

デブリの落下，堆積挙動の不確かさを考慮して等間隔で計 5 個（予備 1 個含む）

＜ペデスタル満水注水判断基準＞

なった場合に，ＲＰＶ破損を判断する。

による水温上昇）又はダウンスケール（温度計の溶融による短絡又は導通）と設置し，ＲＰＶ破損の早期判断の観点から，2 個以上が上昇傾向（デブリ落下

デブリの落下，堆積挙動の不確かさを考慮して等間隔で計 5 個（予備 1 個含む）

＜ＲＰＶ破損判断基準＞

する。

①格納容器下部水温の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

ョン・チェンバ雰囲気温度によりサプレッション・プール水温度を推定する。

②サプレッション・プール水温度の監視が不可能となった場合には，サプレッシ

ルにより推定する。

①サプレッション・プール水温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネ

代替パラメータ推定方法

代替パラメータによる主要パラメータの推定（7／16）

格納容器下部水温

サプレッション・プール水温度

主要パラメータ

第 1.15－3 表※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

原子炉格納容器内の圧力分類1.15－61

格納容器下部水位

サプレッション・プール水位

主要パラメータ

ケース２
ケース２②低圧代替注水系格納容器下部注水流量③代替淡水貯槽水位③西側淡水貯水設備水位

ケース１①主要パラメータの他チャンネル③サプレッション・チェンバ圧力③ドライウェル圧力

※2：［

ケース４

る。

］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

器下部水位を推定する。

③水源である代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の変化により，格納容

下部注水流量の注水量により,格納容器下部水位を推定する。

②格納容器下部水位の監視が不可能となった場合には，低圧代替注水系格納容器

する。

①格納容器下部水位の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定

推定は，注水先に近い低圧代替注水系格納容器スプレイ流量を優先する。

ン・プール水位を推定する。

③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サプレッショ－1.64m）の到達確認をもって，ベントを実施する。

準であるサプレッション・プール通常水位＋6.5m（ベントライン下端からると保守的な評価となり問題ないことから，推定した値からベント実施判断基行する場合を想定しており，サプレッション・プール水位の計測目的から考え

流量及び水源の水位変化から算出した水量が全てサプレッション・プールへ移

サプレッション・プール水位不明時は，上記①又は②の推定方法により，注水＜ベント判断基準＞

ッション・プール水位を推定する。

② 水源 であ る代 替淡 水貯槽 水位又 は西 側淡 水貯 水設 備水位 の変化 によ り ,サプ レ

格 納容 器下 部注 水流 量の 注水 量に より ,サプ レッ ショ ン・プ ール水 位を 推定 す②代替淡水貯槽水位②西側淡水貯水設備水位

系原子炉注水流量，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量及び低圧代替注水系①低圧代替注水系格納容器下部注水流量① サプ レッ ショ ン・ プール 水位の 監視 が不 可能 とな った場 合には ,低圧 代替注 水

ケース２①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量①低圧代替注水系原子炉注水流量

代替パラメータ推定方法

推定ケース

代替パラメータによる主要パラメータの推定（8／16）

代替パラメータ ※1

第 1.15－3 表※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

原子炉格納容器内の水位

分類

原子炉 格納容器内の水素濃度

1.15－62①主要パラメータの他チャンネル②格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）（Ｓ／Ｃ）②格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

格納容器雰囲気放射線モニタ①主要パラメータの他チャンネル（Ｄ／Ｗ）②［格納容器内水素濃度］※2※2：［結果）により推定する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）により推定する。

②格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）の監視が不可能となった場合には，格チャンネルにより推定する。

①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）の 1 チャンネルが故障した場合は，他

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）により推定する。

②格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）の監視が不可能となった場合には，格チャンネルにより推定する。

①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）の 1 チャンネルが故障した場合は，他

バ圧力を優先する。

雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ），ドライウェル圧力及びサプレッション・チェン

推定は，重要代替計器である格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），格納容器る。

②監視可能であれば格納容器内水素濃度（常用計器）により，水素濃度を推定す

流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。

が正圧であることを確認することで，事故後の格納容器内への空気（酸素）の①ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力により，格納容器内圧力］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

ケース１

ケース１

ケース１

心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的なＧ値を入力とした評価結果（解析①サプレッション・チェンバ圧力

気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）又は格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）にて炉①格納容器内水素濃度（ＳＡ）の監視が不可能となった場合には，格納容器雰囲

代替パラメータ推定方法①ドライウェル圧力

ケース７

推定ケース

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

代替パラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（9／16）

格納容器雰囲気放射線モニタ

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

主要パラメータ

第 1.15－3 表※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

原子炉格納容器内の放射線量率分類

1.15－63［制御棒操作監視系］

平均出力領域計装

起動領域計装主要パラメータ②平均出力領域計装①起動領域計装③［制御棒操作監視系］※2②起動領域計装①主要パラメータの他チャンネル③［制御棒操作監視系］※2②平均出力領域計装①主要パラメータの他チャンネル※2：［

推定は，低出力領域を監視する起動領域計装を優先する。

②平均出力領域計装により推定する。

起動領域計装により推定する。

①制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）の監視が不可能となった場合には，推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

とが確認できる場合は，未臨界状態の維持を推定する。

③制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあるこする。

②平均出力領域計装の監視が不可能となった場合には，起動領域計装により推定する。

①平均出力領域計装の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

とが確認できる場合は，未臨界状態の維持を推定する。

③制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあるこする。

② 起動 領域 計装 の監 視が不 可能と なっ た場 合に は,平均 出力 領域計 装に より 推定①起動領域計装の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。

代替パラメータ推定方法］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

ケース９

ケース９

ケース１

ケース９

ケース１

推定ケース

代替パラメータによる主要パラメータの推定（10／16）

代替パラメータ ※1

第 1.15－3 表※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

未臨界 の維持又 は確 認

分類1.15－64

ンバ雰囲気温度，サプレッション・チェンバ圧力により最終ヒートシンクが確②サプレッション・チェンバ圧力※2：［保されていることを推定する。

バ雰囲気温度,ドライウェル圧力,サプレッション・チェンバ圧力により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。

①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

推定は，ドライウェル又はウェットウェルのベントに使用した方を優先する。

が不可能となった場合には,ドライウェル雰囲気温度,サプレッション・チェン①サプレッション・チェンバ雰囲気温度①耐圧強化ベント系による冷却において，耐圧強化ベント系放射線モニタの監視①ドライウェル雰囲気温度

耐圧強化ベント系放射線モニタレンジ），フィルタ装置入口水素濃度）の他チャンネルを優先する。

推定は，主要パラメータ（フィルタ装置水位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高定する。

容器内は飽和状態であるため，フィルタ装置圧力からスクラビング水温度を推予備側検出素子により計測する。予備側の監視が不可能な場合には，フィルタ②フィルタ装置スクラビング水温度の監視が不可能となった場合には,優先して飽和状態であるため，スクラビング水温度からフィルタ装置圧力を推定する。

②なお，フィルタ装置圧力の監視が不可能となった場合には,フィルタ容器内は＜耐圧強化ベント系＞

ケース１０には，ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧力又はサプレッション・チェ

②ドライウェル圧力

フィルタ装置入口水素濃度

レ ンジ ・低 レン ジ ）， フィル タ装置 入口 水素 濃度 の監 視が 不可 能と なっ た場 合

②サプレッション・チェンバ雰囲気温度（高レンジ・低レンジ）

置圧力，フィルタ装置スクラビング水温度，フィルタ装置出口放射線モニタ（高②ドライウェル雰囲気温度

フィルタ装置出口放射線モニタ
ケース１０ャンネルにより推定する。

他チャンネル

フィルタ装置スクラビング水温度②格納容器圧力逃がし装置による冷却において，フィルタ装置水位，フィルタ装レンジ），フィルタ装置入口水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チンジ），フィルタ装置入口水素濃度）のフィルタ装置圧力①主要パラメータのうち，フィルタ装置水位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高ケース１①主要パラメータ（フィルタ装置水位，
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レ代替パラメータ推定方法

推定ケース

代替パラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（11／16）

フィルタ装置水位＜格納容器圧力逃がし装置＞

主要パラメータ

第 1.15－3 表※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

最終ヒ ート シン クの 確保 （１ ／ ２）

分類

1.15－65②サプレッション・チェンバ雰囲気温度

代替循環冷却系ポンプ入口温度②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲気温度②サプレッション・プール水温度

熱交換器）

緊急用海水系流量（残留熱除去系

補機）

※2：［

ネルを優先する。

器出口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量）の他チャン

推定は，主要パラメータ（残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換

ル水温度により最終ヒートシンクが確保されていることを確認する。

ル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気温度，サプレッション・プー

系補機）の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力容器温度，ドライウェ

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器），緊急用海水系流量（残留熱除去

去系熱交換器出口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量，］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

ケース１０

ネル
②原子炉圧力容器温度

残留熱除去系海水系系統流量

緊急用海水系流量（残留熱除去系

ネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。

熱除去系海水系系統流量）の他チャン残留熱除去系系統流量②残留熱除去系による冷却において，残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除器出口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量の 1 チャン

口温度，残留熱除去系系統流量，残留残留熱除去系熱交換器出口温度①主要パラメータのうち，残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

ていることを推定する。

度，サプレッション・チェンバ雰囲気温度により最終ヒートシンクが確保され納容器スプレイ流量の監視が不可能となった場合には，ドライウェル雰囲気温

環冷却系ポンプ入口温度，代替循環冷却系原子炉注水流量，代替循環冷却系格②代替循環冷却系による冷却において，サプレッション・プール水温度，代替循

替循環冷却系格納容器スプレイ流量は，他系統が運転状態の場合）る 。（代 替循 環冷 却系 ポンプ 入口温 度， 代替 循環 冷却 系原 子炉 注水 流量 及び 代

①主要パラメータの 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定す

代替パラメータ推定方法

器入口温度，残留熱除去系熱交換器出

ケース１

ケース１０

ケース１

推定ケース

残留熱除去系熱交換器入口温度＜残留熱除去系＞

流量

代替循環冷却系格納容器スプレイ①主要パラメータ（残留熱除去系熱交換②ドライウェル雰囲気温度

代替循環冷却系原子炉注水流量①主要パラメータの他チャンネル

サプレッション・プール水温度

代替パラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（12／16）＜代替循環冷却系＞

主要パラメータ

第 1.15－3 表※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

最終ヒ ート シン クの 確保 （２ ／ ２）

分類

1.15－66②［エリア放射線モニタ］※2

原子炉圧力

子炉水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），ドライウェル雰囲
気温度及びドライウェル圧力により格納容器バイパスの発生を推定する。

①原子炉水位（ＳＡ広帯域）①原子炉水位（ＳＡ燃料域）①ドライウェル圧力①ドライウェル雰囲気温度①原子炉圧力（ＳＡ）①原子炉圧力原 子炉 水位 （広 帯域 ）， 原子 炉水位 （燃 料域 ）， 原子 炉水 位（ ＳＡ広 帯域 ），原①原子炉水位（燃料域）［エリア放射線モニタ］※2：［①エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）の監視が不可能となった場合には，①原子炉水位（広帯域）②［エリア放射線モニタ］※2②原子炉圧力（ＳＡ）
ケース５線モニタ（有効監視パラメータ）により格納容器バイパスの発生を推定する。
推定は，主要パラメータ（ドライウェル雰囲気温度）の他チャンネルを優先する。

原 子炉 水位 （Ｓ Ａ燃 料域 ）， 原子炉 圧力 ，原 子炉 圧力 （Ｓ Ａ） 及び エリ ア放 射

②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②原子炉圧力は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），②ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧力の監視が不可能となった場合に合は，他チャンネルにより推定する。

①主要パラメータのうち，ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場

圧力，原子炉圧力（ＳＡ））の他チャンネルを優先する。

推定は，主要パラメータ（原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉線モニタ（有効監視パラメータ）により格納容器バイパスの発生を推定する。

となった場合には，ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧力，エリア放射子 炉水 位（ ＳＡ 燃料 域 ），原 子炉圧 力及 び原 子炉 圧力 （Ｓ Ａ） の監 視が 不可 能②原子炉水位（ＳＡ広帯域）

ケース５

ケース１

により推定する。
② 原子 炉水 位（広 帯域 ）， 原子 炉水 位（ 燃料 域），原 子炉水 位（ ＳＡ 広帯 域），原

②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（広帯域）温度）の他チャンネル

ケース５①主要パラメータのうち，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉

ケース１

圧力及び原子炉圧力（ＳＡ）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネル

代替パラメータ推定方法

推定ケース＜原子炉建屋内の状態＞

ドライウェル圧力

ドライウェル雰囲気温度＜原子炉格納容器内の状態＞①主要パラメータ（ドライウェル雰囲気②ドライウェル圧力

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力（ＳＡ）②ドライウェル雰囲気温度

子炉圧力（ＳＡ））の他チャンネル

原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

原子炉水位（燃料域），原子炉圧力，原①主要パラメータ（原子炉水位（広帯域），

代替パラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（13／16）

原子炉水位（広帯域）＜原子炉圧力容器内の状態＞

主要パラメータ

第 1.15－3 表］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

格納容器バイパスの監視分類1.15－67

代替淡水貯槽水位

サプレッション・プール水位

主要パラメータン・プールの水位が確保されていることを推定する。

作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・プール水位が確保されていることを推定する。

②原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力②高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

推定する。

推定する。

③常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※2：［］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

推定は，代替淡水貯槽を水源とするポンプの注水量を優先する。

を把握することにより，水源である代替淡水貯槽水位が確保されていることを②サプレッション・プール水位③常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力から，ポンプが正常に動作していること②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）

水貯槽水位を推定する。なお，代替淡水貯槽の補給状況も考慮した上で水位を②原子炉水位（燃料域）を推定する。
②注水先の原子炉水位及びサプレッション・プール水位の水位変化により代替淡

②原子炉水位（広帯域）

る常設低圧代替注水系ポンプによる各注水先への流量から，代替淡水貯槽水位①低圧代替注水系格納容器下部注水流量①代替淡水貯槽水位の監視が不可能となった場合には，代替淡水貯槽を水源とす

推定は，サプレッション・プールを水源とするポンプの注水量を優先する。

場合に，ポンプを停止する。

ＳＨが得られず，吐出圧力の異常（圧力低下，ハンチングなど）が確認されたの配管破断などによりサプレッション・プール水が流出し，ポンプの必要ＮＰが確保されていることを推定する。原子炉圧力容器への注水中に，ＥＣＣＳ系

サプレッション・プール水位不明時は，上記①又は②の推定方法により，水源①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量①低圧代替注水系原子炉注水流量②低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力＜ポンプ停止基準＞

除去系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプの吐出圧力から各ポンプが正常に動②代替循環冷却系ポンプ吐出圧力②残留熱除去系ポンプ吐出圧力

却系ポンプ，原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ，残留熱②常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

ケース２

統が正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッショ①残留熱除去系系統流量②サプレッション・プールを水源とする常設高圧代替注水系ポンプ，代替循環冷系，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系，低圧炉心スプレイ系の流量から各系①高圧炉心スプレイ系系統流量①低圧炉心スプレイ系系統流量

ン・プールを水源とする高圧代替注水系，代替循環冷却系，原子炉隔離時冷却①原子炉隔離時冷却系系統流量①サプレッション・プール水位の監視が不可能となった場合には，サプレッショ

ケース２①代替循環冷却系原子炉注水流量①高圧代替注水系系統流量

代替パラメータ推定方法

推定ケース

代替パラメータによる主要パラメータの推定（14／16）

代替パラメータ ※1

第 1.15－3 表※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

水源の確保（１／２）

分類

水源の確保（２／２）

原子炉建屋内の水素濃度

1.15－68

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

原子炉建屋水素濃度

西側淡水貯水設備水位

主要パラメータ②［格納容器内酸素濃度］※2※2：［

バ圧力を優先する。

雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ），ドライウェル圧力及びサプレッション・チェン

推定は，重要代替計器である格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），格納容器る。

②監視可能であれば格納容器内酸素濃度（常用計器）により，酸素濃度を推定す素）の流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。

が正圧であることを確認することで，事故後の原子炉格納容器内への空気（酸］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

ケース１①ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力により，格納容器内圧力析結果）により推定する。

心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的なＧ値を入力とした評価結果（解①サプレッション・チェンバ圧力

気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）又は格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）にて炉①ドライウェル圧力①格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の監視が不可能となった場合には，格納容器雰囲

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

推定）により推定する。

器動作監視装置（静的触媒式水素再結合器入ロ／出ロの差温度から水素濃度を②原子炉建屋水素濃度の監視が不可能となった場合には，静的触媒式水素再結合定する。

①原子炉建屋水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

ケース７

ケース８

②静的触媒式水素再結合器動作監視装置①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

ケース１①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・プール水位

推定は，西側淡水貯水設備を水源とするポンプの注水量を優先する。

で水位を推定する。

②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）

水貯水設備水位を推定する。なお，西側淡水貯水設備の補給状況も考慮した上②原子炉水位（燃料域）

貯水設備水位を推定する。
②注水先の原子炉水位及びサプレッション・プール水位の水位変化により西側淡②原子炉水位（広帯域）水源とする可搬型代替注水中型ポンプによる各注水先への流量から，西側淡水①西側淡水貯水設備水位の監視が不可能となった場合には，西側淡水貯水設備を①低圧代替注水系格納容器下部注水流量

ケース２

代替パラメータ推定方法①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量①低圧代替注水系原子炉注水流量

推定ケース

代替パラメータによる主要パラメータの推定（15／16）

代替パラメータ ※1

第 1.15－3 表※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

原子炉格納容器内
の酸素濃度

分類

1.15－69

使用済燃料プール監視カメラ（高レンジ・低レンジ）※2：［］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

を推定する。

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）にて，使用済燃料プールの状態①使用済燃料プールエリア放射線モニタ①使用済燃料プール監視カメラの監視が不可能となった場合には，使用済燃料プ域）を優先する。

推定は，使用済燃料プールを直接監視する使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広済燃料プールの状態を監視する。

①使用済燃料プール温度（ＳＡ）①使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ケース１１率の関係から放射線量を推定する。

②使用済燃料プール監視カメラ②使用済燃料プール温度（ＳＡ）及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）にて水位を計測した後，水位と放射線量②使用済燃料プール温度（ＳＡ）①使用済燃料プールエリア放射線モニタの監視が不可能となった場合には，使用①使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ケース１１

推定は，同じ仕様である使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）を優先する。

プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

②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

プール水位・温度（ＳＡ広域）により温度を推定する。

①使用済燃料プール温度（ＳＡ）の監視が不可能となった場合には，使用済燃料（高レンジ・低レンジ）を優先する。

場合は使用済燃料プールを直接監視する使用済燃料プールエリア放射線モニタ

推定は，温度の場合は同じ仕様である使用済燃料プール温度（ＳＡ）を，水位の②使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

量を計測した後，水位と放射線量率の関係から水位を推定する。

た，使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて放射線使用済燃料プール温度（ＳＡ）により使用済燃料プールの温度を推定する。ま①使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の監視が不可能となった場合には，

代替パラメータ推定方法

モニタ（高レンジ・低レンジ）②使用済燃料プール監視カメラ（高レンジ・低レンジ）②使用済燃料プールエリア放射線モニタ①使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ケース１１②使用済燃料プール監視カメラ

ケース１１

推定ケース

使用済燃料プールエリア放射線

使用済燃料プール温度（ＳＡ）①使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）①使用済燃料プール温度（ＳＡ）

Ａ広域）

代替パラメータ ※1

代替パラメータによる主要パラメータの推定（16／16）

使用済燃料プール水位・温度（Ｓ主要パラメータ

第 1.15－3 表※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。

使用済燃料プールの監視第 1.15－4 表
分類
電源関係

補助パラメータ（1／3）

補助パラメータ

補助パラメータの分類理由
東海原子力線１Ｌ，２Ｌの受電状態を確認する

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧

パラメータ154kV 原子力１号線電圧

原子力１号線の受電状態を確認するパラメータ

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※1
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※1

非常用Ｍ／Ｃの受電状態を確認するパラメータ

Ｍ／Ｃ ２Ｅ電圧
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧 ※1
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※1

非常用Ｐ／Ｃの受電状態を確認するパラメータ

Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※1
緊急用Ｍ／Ｃ電圧 ※1

緊急用Ｍ／Ｃの受電状態を確認するパラメータ

緊急用Ｐ／Ｃ電圧 ※1

緊急用Ｐ／Ｃの受電状態を確認するパラメータ

直流 125V 主母線盤 ２Ａ電圧 ※1
直流 125V 主母線盤 ２Ｂ電圧 ※1
直流 125V 主母線盤 ＨＰＣＳ電圧 ※1
中性子モニタ用蓄電池 Ａ系電圧 ※1
中性子モニタ用蓄電池 Ｂ系電圧 ※1

直流電源の受電状態を確認するパラメータ

直流 125V 充電器Ａ・Ｂ蓄電池電圧
直流±24V 充電器Ａ・Ｂ蓄電池電圧
緊急用直流 125V 主母線盤電圧 ※1
緊急用直流 125V 充電器蓄電池電圧
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ電圧
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ周波数

非常用ディーゼル発電機の運転状態を確認する

Ｄ／Ｇ ２Ｃ・２Ｄ海水系入口圧力

パラメータ

ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ海水系入口圧力
常設代替高圧電源装置発電機電圧
常設代替高圧電源装置発電機周波数
常設代替高圧電源装置エンジン回転数
常設代替高圧電源装置潤滑油入口温度
常設代替高圧電源装置潤滑油入口圧力代替電源設備の運転状態を確認するパラメータ

可搬型代替低圧電源車発電機電圧
可搬型代替低圧電源車発電機周波数
可搬型整流器電圧
常設代替高圧電源装置燃料タンクレベル
可搬型設備用軽油タンク油面

燃料の確保状態を確認するパラメータ

各機器油タンクレベル※1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.15－70

第 1.15－4 表
分類
補機関係

補助パラメータ（2／3）

補助パラメータ

補助パラメータの分類理由

ほう酸水貯蔵タンク液位

ほう酸水注入系の運転状態を確認するパラメー

ほう酸水注入ポンプ吐出圧力 ※1

タ

局所出力領域計装
常設高圧代替注水系ポンプ入口圧力高圧代替注水系の運転状態を確認するパラメー

高圧代替注水系タービン入口圧力タ

高圧代替注水系タービン排気圧力
低圧代替注水系流量（格納容器頂部）

低圧代替注水系の運転状態を確認するパラメー

低圧代替注水系系統流量（使用済燃料プール） タ
非常用ガス処理系出口放射線モニタ

耐圧強化ベント系による運転状態を確認するパ

計器用空気系系統圧力ラメータ

緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却系熱交
緊急用海水系の運転状態を確認するパラメータ

換器）
代替燃料プール冷却系熱交換器出口温度
その他

制御棒駆動水圧系駆動水ヘッダ差圧制御棒駆動系の運転状態を確認するパラメータ

制御棒駆動水圧系系統流量
制御棒駆動系冷却水ライン流量

原子炉の水位を確認するパラメータ

原子炉水位（狭帯域）
非常用窒素供給系供給圧力 ※1
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力 ※1
非常用逃がし安全弁駆動系供給圧力 ※1

逃がし安全弁の作動状態を確認するパラメータ

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ圧
力 ※1
主蒸気流量

原子炉冷却材の漏えいを確認するパラメータ

給水流量
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
給復水系の運転状態を確認するパラメータ

復水器真空度
タービン駆動給水ポンプ吐出圧力
電動駆動給水ポンプ吐出圧力消火系ポンプ吐出ヘッダ圧力

消火系の運転状態を確認するパラメータ

復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

補給水系の運転状態を確認するパラメータ

純水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
原子炉冷却材浄化系系統流量

原子炉冷却材浄化系の運転状態を確認するパラ原子炉冷却材浄化系原子炉出口温度

メータ

原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器出口温度※1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.15－71

第 1.15－4 表
分類

補助パラメータ

その他

代替循環冷却系ポンプ出口流量

補助パラメータ（3／3）
補助パラメータの分類理由
代替循環冷却系の運転状態を確認するパラメー
タ

第二弁操作室差圧

第二弁操作室の陽圧化を確認するパラメータ

空気ボンベユニット空気供給流量
薬液タンク圧力

サプレション・プール水ｐＨ制御設備の状態を

薬液タンク液位確認するパラメータ

制御棒位置指示

溶融炉心の徴候を検知するパラメータ

可燃性ガス濃度制御系再循環ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス流量
可燃性ガス濃度制御系ブロワ吸込ガス圧力
可燃性ガス濃度制御系加熱器入口温度

可燃性ガス濃度制御系の運転状態を確認するパ

可燃性ガス濃度制御系加熱器表面温度

ラメータ

可燃性ガス濃度制御系再結合器内ガス温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器出口ガス温度
可燃性ガス濃度制御系再結合器表面温度
非常用ガス再循環系空気流量

原子炉建屋ガス処理系の運転状態を確認するパ

非常用ガス処理系空気流量

ラメータ

使用済燃料プール温度
スキマサージタンク水位
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニ
使用済燃料プールの状態を確認するパラメータタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ
原子炉補機冷却系ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉補機冷却系の運転状態を確認するパラメータ
原子炉建屋周辺の放射線量率を確認するパラメ

モニタリング・ポスト

ータ

高所淡水池
北側淡水池
復水貯蔵タンク水位
ろ過水貯蔵タンク水位

代替淡水源の確保状態を確認するパラメータ

純水貯蔵タンク水位
多目的タンク水位
原水タンク水位※1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。

1.15－72

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

有効監視パラメータ
常用代替監視パラメータ

ドライウェル圧力

重要代替計器

※2

－

計測範囲

個数

電源

1

区分Ⅰ，Ⅱ
計装用交流電源1

所内バイタル交流
電源

1

区分Ⅰ，Ⅱ
計装用交流電源1

所内バイタル交流
電源

0～20vol％／
0～100vol％2

区分Ⅰ，Ⅱ
計装用交流電源00～48（制御棒位置指示）

185

所内バイタル交流
電源

10－４～10０mSv／h
10－３～10１mSv／h
10－２～10２mSv／h
10０～10４mSv／h

13
6
1
1

区分Ⅰ，Ⅱ
計装用交流電源O～10vol％／
O～30vol％

2

区分Ⅰ，Ⅱ
計装用交流電源0～500kPa[abs]原子炉格納容器
内の圧力
サプレッション・チェン※2
バ圧力

原子炉格納容器
格納容器内水素濃度
内の水素濃度※2

未臨界の維持又制御棒操作監視系
は確認

※1

－

－

起動領域計装平均出力領域計装0～500kPa[abs]原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
格納容器バイパ
エリア放射線モニタ
スの監視

原子炉水位（ＳＡ燃料域）※1
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力

原子炉格納容器
格納容器内酸素濃度
内の酸素濃度※2－※1：分類のうち，有効監視パラメータとしてのみ使用する。
※2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。

1.15－73

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

パラメータ

計測
可否 要否

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

※1

原子炉圧力

※2

原子炉圧力（ＳＡ）※2

原子炉水位（広帯域）※2原子炉水位（燃料域）※2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）※2

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

※2

可

記録

要否理由

記録先

備考

－

ＳＰＤＳ

－

要

原子炉圧力容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

最終ヒートシンクの確保＜残留熱除去系＞を監視するパラメータと同じ。

残留熱除去系熱交換器入口※2
温度

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

原子炉圧力（ＳＡ）

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

原子炉水位（広帯域）※2原子炉水位（燃料域）※2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）※2

原子炉水位（ＳＡ燃料域）※2

原子炉圧力容器温度※2

原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

最終ヒートシンクの確保＜残留熱除去系＞を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（広帯域）

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

原子炉水位（燃料域）

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

原子炉圧力容器内の水位

高圧代替注水系系統流量※1

低圧代替注水系原子炉注水流※2量
代替循環冷却系原子炉注水流※2量

原子炉圧力容器への注水量を監視するパラメータと同じ。

原子炉隔離時冷却系系統流量 ※2
高圧炉心スプレイ系系統流量 ※2
残留熱除去系系統流量※2

低圧炉心スプレイ系系統流量 ※2
原子炉圧力

※2

原子炉圧力（ＳＡ）※2

原子炉圧力容器内の圧力を監視するパラメータと同じ

サプレション・チェンバ圧力 ※2

原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ

原子炉圧力容器への注水量（１／２）

高圧代替注水系系統流量※1
低圧代替注水系原子炉注水流※1量
代替循環冷却系原子炉注水流
※1
量

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

原子炉隔離時冷却系系統流量 ※1

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

高圧炉心スプレイ系系統流量 ※1

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

残留熱除去系系統流量

※1

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

低圧炉心スプレイ系系統流量 ※1

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

※1：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
※2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
［ ］：有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータを示す。
：可搬型計測器による計測が不可のパラメータを示す。

1.15－74

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

パラメータ

計測

要否理由

可否 要否

原子炉圧力容器への注水量（２／２）

サプレッション・プール水位 ※2
代替淡水貯槽水位※2

西側淡水貯水設備水位※2

原子炉水位（広帯域）※2原子炉水位（燃料域）※2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）※2

原子炉水位（ＳＡ燃料域）※2

原子炉格納容器への注水量

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

西側淡水貯水設備水位

※2

記録先

備考

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

原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

水源の確保を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・プール水※2位
格納容器下部水位

記録

原子炉格納容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

※2

原子炉格納容器内の温度

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

ドライウェル圧力

※2

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ※2
圧力原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

サプレッション・チェンバ
圧力

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

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

サプレッション・チェンバ※2
雰囲気温度［ドライウェル圧力］

可否

可搬型計測器での計測対象外。

プロセス計算機 プロセス計算機にて記録計
警報を記録する。

［サプレッション・チェン
バ圧力］

可

否

可搬型計測器での計測対象外。

プロセス計算機 プロセス計算機にて記録計
警報を記録する。

※1：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
※2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
［ ］：有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータを示す。
：可搬型計測器による計測が不可のパラメータを示す。

1.15－75

第 1.15－6 表 重要監視パラメータ，重要代替監視パラメータ及び有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータの監視・記録について（3／6）
可搬型計測器での対応
分類

パラメータ

計測
可否 要否

記録

要否理由

記録先

備考

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水
※1
位

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

格納容器下部水位

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

※1

低圧代替注水系原子炉注水※2
流量
低圧代替注水系格納容器ス※2
プレイ流量
低圧代替注水系格納容器下※2部注水流量
代替淡水貯槽水位※2

西側淡水貯水設備水位※2ドライウェル圧力※2

原子炉圧力容器への注水量を監視するパラメータと同じ。

原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータと同じ。

水源の確保を監視するパラメータと同じ。

原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ※2
圧力原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ） ※1

否－

格納容器雰囲気放射線モニ※2
タ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニ※2タ（Ｓ／Ｃ）
ドライウェル圧力

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。

ＳＰＤＳ

－

原子炉格納容器内の放射線量率を監視するパラメータと同じ。

※2
原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ※2
圧力プロセス計算機 プロセス計算機にて記録計
警報を記録する。

原子炉格納容器
内の放射線量率
未臨界の維持又は確認［格納容器内水素濃度］

否－

可搬型計測器での計測対象外。

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

否－

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。

ＳＰＤＳ

－

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

否－

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。

ＳＰＤＳ

－

起動領域計装否－

可搬型計測器での計測対象外。

ＳＰＤＳ

－

平均出力領域計装

否－

可搬型計測器での計測対象外。

ＳＰＤＳ

－

［制御棒操作監視系］

否－

可搬型計測器での計測対象外。 プロセス計算機※1：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
※2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
［ ］：有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータを示す。
：可搬型計測器による計測が不可のパラメータを示す。

1.15－76－

第 1.15－6 表 重要監視パラメータ，重要代替監視パラメータ及び有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータの監視・記録について（4／6）
可搬型計測器での対応
分類

パラメータ

計測
可否 要否

フィルタ装置水位

記録

要否理由

記録先

備考

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

※1

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

フィルタ装置スクラビング
※1
水温度

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

否

－

ＳＰＤＳ

－

フィルタ装置入口水素濃度

否

－

ＳＰＤＳ

－

耐圧強化ベント系放射線モ
ニタ

否

－

ＳＰＤＳ

－

フィルタ装置圧力

最終ヒートシンクの確保

サプレッション・プール水
温度
代替循環冷却系ポンプ入口温度
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器ス
プレイ流量
残留熱除去系熱交換器入口
温度
残留熱除去系熱交換器出口
温度

原子炉格納容器内の温度を監視するパラメータと同じ。
可

要

－

ＳＰＤＳ

－

原子炉圧力容器への注水量を監視するパラメータと同じ。
可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

残留熱除去系系統流量

原子炉圧力容器への注水量を監視するパラメータと同じ。

残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱※1
除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱※1除去系補機）
原子炉圧力容器温度※2

ドライウェル雰囲気温度

※2

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータと同じ。
原子炉格納容器内の温度を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ※2
雰囲気温度
ドライウェル圧力

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。

※2
原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ※2
圧力原子炉水位（広帯域）

格納容器バイパスの監視

原子炉水位（燃料域）

原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力

原子炉圧力容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

原子炉圧力（ＳＡ）
ドライウェル雰囲気温度

原子炉格納容器内の温度を監視するパラメータと同じ。

ドライウェル圧力

原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

［エリア放射線モニタ］

否－

可搬型計測器での計測対象外※1：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
※2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
［ ］：有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータを示す。
：可搬型計測器による計測が不可のパラメータを示す。

1.15－77

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

パラメータ

計測

要否理由

可否 要否
サプレッション・プール水
位

記録
記録先

備考

原子炉格納容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

代替淡水貯槽水位

※1

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

西側淡水貯水設備水位

※1

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

高圧代替注水系系統流量※2

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

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

※2

水源の確保

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

原子炉水位（ＳＡ広帯域）※2

原子炉水位（ＳＡ燃料域）※2

常設低圧代替注水系ポンプ
※2
吐出圧力

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

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

原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータと同じ。

可

要

－

※1：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
※2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
［ ］：有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータを示す。
：可搬型計測器による計測が不可のパラメータを示す。

1.15－78ＳＰＤＳ－

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

パラメータ

計測
可否 要否

記録

要否理由

記録先

備考

原子炉建屋内の水素濃度
原子炉格納容器内の酸素濃度

※1

否

－

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。

ＳＰＤＳ

－

静的触媒式水素再結合器動作
※2
監視装置

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

否－

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。

ＳＰＤＳ

－

原子炉建屋水素濃度※1

格納容器雰囲気放射線モニタ※2（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ※2（Ｓ／Ｃ）
ドライウェル圧力

原子炉格納容器内の放射線量率を監視するパラメータと同じ。

※2
原子炉格納容器内の圧力を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ圧※2
力プロセス計算機に
プロセス計算機て警報を記録す
記録計る。

使用済燃料プールの監視［格納容器内酸素濃度］

否－

可搬型計測器での計測対象外。

使用済燃料プール水位（ＳＡ
広域）

否

－

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。

ＳＰＤＳ

－

使用済燃料プール温度（ＳＡ
広域）

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

可

要

－

ＳＰＤＳ

－

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）

否

－

ＳＰＤＳ

－

使用済燃料プール監視カメラ

否

－

監視モニタ
表示端末

－

全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により電源を供給可能であるため，計器の使用が可能。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により給電可能である
ため，計器の使用が可能。

※1：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
※2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
［ ］：有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータを示す。
：可搬型計測器による計測が不可のパラメータを示す。

1.15－79

原子炉施設等の状態を監視する
パラメータ※１ 当該重大事故等に対処するために各技術的能力等に用いられる，以下に示すパラメータ・技術的能力に係る審査基準 1.1～1.15（「設置許可基準規則」第 44～58 条）の手順着手の判断基準

当該重大事故等に対処するた
めに各技術的能力等に用いられるパラメータか ※１

及び操作手順に用いられるパラメータ。
ＮＯ・有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータ
・各技術的能力等で使用する設備（重大事故等対処設備を含む）の運転・動作状態を表示する設備

ＹＥＳ
対象外

（ランプ表示灯等）についてはパラメータとしては抽出しない。

※３

抽出パラメータ※２

重要監視パラメータは，重要代替監視パラメータ（当該パラメータ以外の重要監視パラメータ等）
若しくは有効監視パラメータによる推定手段を整備する。

炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態を直接監視するパラメータか※３ 重大事故等対処設備の運転・動作状態を表示する設備（ランプ表示灯等）については，各条文の「設ＮＯ

置許可基準規則」第 43 条への適合方針のうち，(2)操作の確実性（「設置許可基準規則」第 43 条第1 項二）にて，適合性を整理する。
※４ 代替パラメータ：主要パラメータの推定に必要なパラメータ

ＹＥＳ

補助パラメータ ※５

パラメータの選定※５

電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転

主要パラメータ

重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）について
は，重大事故等対処設備とする。

状態及びその他の設備の運転状態により原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータ

主要パラメータは耐震性，耐環境性のある計器で確認できるかＮＯ
重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

ＹＥＳ

ＮＯ

当該パラメータの代替パラメータを計測する計器があるか

1.15-80

ＹＥＳ

代替パラメータ ※４

代替パラメータは耐震性，耐環境性のある計器で確認できるか

当該パラメータに耐震性，耐環境性のある計器で確認できる代替パラメータがあるか

ＮＯ

ＮＯ

ＹＥＳ
ＹＥＳ

主要パラメータ

代替パラメータ

代替パラメータ ※４
代替パラメータ

主要パラメータ

代替パラメータ

重要監視パラメータ ※２

重要代替監視パラメータ

常用代替監視パラメータ

有効監視パラメータ

重要代替監視パラメータ

重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が自主対策設備の計器のみで計測されるが，計測するこ

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が器（少なくとも１つ以上保有）により計測するパラメー
タ

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

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とが困難となった場合にその代替パラメータが重大事

重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器（少なくとも１つ以上保有）により計測するパラメータ

計器は耐震性，耐環境性の
あるものか

計器の選定

ＹＥＳ

主要パラメータを計測する計器は重要計器ＮＯＮＯ
重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

主要パラメータを計測する計器は常用計器・計測が困難になった場合は，計器の確からしさ等を考慮し，代替パラメータにより推定する計器の優先順位を整備する。
・計器電源喪失時は可搬型計測器に監視を行う。
・パラメータの記録を行う。

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

・必要なパラメータの記録を行う。

重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器は常用代替計器・必要なパラメータの記録を行う。

計器は耐震性，耐環境性の
あるものか

ＹＥＳ

主要パラメータの代替パラメータを計測する
計器は重要代替計器
・主要パラメータを計測する計器の計測が困難となった場合は，計器の確からしさ等を考慮し，代替パラメータにより推定する
計器の優先順位を整備する。
・パラメータの記録を行う。

第 1.15－1 図 重大事故等時に必要なパラメータ及び計器の選定フロー

仕様変更等の実施
・主要パラメータを計測する計器は，重大事故等対処設備としての要求事
項を満たした計器へ変更

1.15－81

計器故障

②

計器故障

①

⑧：可搬型代替直流電源設備からの給電⑦：常設代替直流電源設備からの給電⑥：所内常設直流電源設備からの給電⑤：可搬型代替交流電源設備による交流電源復旧④：常設代替交流電源設備による交流電源復旧③：可搬型計測器による計測②：代替パラメータによる推定①：他チャンネルによる計測

対応手段

パラメータにより計器数は異なる

計器故障

①

フロントライン系
③

※2

⑦

※3

交流電源
喪失

⑥

配電盤
機能喪失

駆動源喪失
（直流電源）

充電器
故障

凡例：OR 条件：AND 条件：代替手段による対応

※3

Ｐ／Ｃ
機能

Ｄ／Ｇ
機能喪失

④

外部電源
喪失

Ｍ／Ｃ
機能

⑤

※3

※2

駆動源喪失
（交流電源）

交流電源喪失

直流電源喪失※1※1：計器電源の構成は，計器タイプにより以下の３とおりがある。
・直流電源
・交流電源
・直流電源と交流電源の両方

蓄電池
機能喪失

⑧

※3

※2

サポート系

交流電源喪失※1

直流電源喪失※1③
計器電源喪失第 1.15－2 図 機能喪失原因対策分析

計測範囲を
超えた場合

②

パラメータ監視不能

1.15－82

海残留熱除去系
海水系ポンプ

原子炉建屋
付属棟

残留熱
除去系
補機へ

※2

⑭

第 1.15－3 図

緊急用
海水ポンプ

※1

②

⑧

⑪
⑥

海へ

常設高圧代替注水系ポンプ⑰

原子炉隔離時冷却系ポンプ⑲

低圧炉心スプレイ系ポンプ※1

残留熱除去系
ポンプＡ

⑫

⑨

⑳

残留熱除去系ポンプＣ

③

⑱

⑧

⑤

⑥

代替循環
冷却系
⑬ ポンプＢ⑥ ⑪

残留熱除去系
ポンプＢ
海へ ※2

サプレッション
・チェンバ

ドライウェル⑩

使用済燃料プール

高圧炉心スプレイ系ポンプ

ペデスタル

原子炉
圧力容器

原子炉格納容器

②

耐圧強化
ベント系

⑯

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）

常設低圧代替注水系ポンプ⑮

常設代替高圧電源装置置場

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋 格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽（地下埋設）
付属棟

圧力
開放板

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※

重要計器及び重要代替計器（重大事故等対処設備）の系統概要図（1／2）

①

④

⑦

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

⑱

③

⑩

静的触媒式
水素再結合器

原子炉建屋⑭

可搬型代替注水大型ポンプ①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

1.15－83

43

42 44

52

57

51

40

47

46

56

46

39

39

39

第 1.15－3 図

48
48
48

46

50

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

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

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

ペデスタル内の計器設置図

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

重要計器及び重要代替計器（重大事故等対処設備）の系統概要図（2／2）

53
49

46

39

58 59

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

1.15－84

現場計器等

プロセス
計算機

第 1.15－4 図

伝送装置

61 データ○

表示装置

60 データ
○

データ
表示装置
（待避室）

中央制御室待避室

無線通信装置

原子炉建屋付属棟
原子炉建屋

無線通信装置システム伝送装置

62 緊急時対策支援○

表示装置

63 ＳＰＤＳデータ○

緊急時対策所建屋
緊急時対策所

発電所内

【凡例】

発電所外

：バックアップ伝送ライン：通常伝送ライン：有線系：無線又は衛星系

緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）

統合原子力防災
ネットワーク（衛星系）

データ表示装置及び安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）の系統概要図

63○※１：安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，
61 ～○
63 より構成する。
○

60 データ表示装置○
61 データ伝送装置 ※１○62 緊急時対策支援システム伝送装置 ※1○
63 ＳＰＤＳデータ表示装置 ※1○

有線（光ケーブル）

無線

統合原子力防災ネットワーク（有線系）

1.15－85

第 1.15－5 図 計器の電源構成図（直流）（1／3）

1.15－86

第 1.15－5 図 計器の電源構成図（直流）（2／3）

1.15－87

第 1.15－5 図 計器の電源構成図（交流）
（3／3）

10

20

30

経過時間（分）
40
50
60
49 分

手順の項目

要員（数）

70

80

90

備考

接続開始
59 分
接続完了，計測開始

移動
可搬型計測器によ 重大事故等 2
るパラメータ確認 対応要員

第 1.15－6 図

1 測定点当たり 10 分
（接続，計測のみ）

可搬型計測器による監視パラメータ計測タイムチャート

1.15－88

添付資料 1.15.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1 ／ 4）
技術的能力審査基準（1.15） 番号

設置許可基準規則（58 条）

【本文】

【本文】

発電用原子炉設置者において、重大発電用原子炉施設には、重大事故等 発電用原子炉施設には、重大事故等

事故等が発生し、計測機器（非常用が発生し、計測機器（非常用のもの が発生し、計測機器（非常用のものの も の を 含 む 。）の 故 障 に よ り 当 該 重を 含 む 。）の 故 障 に よ り 当 該 重 大 事 故 を 含 む 。）の 故 障 に よ り 当 該 重 大 事 故大事故等に対処するために監視する等に対処するために監視することが 等に対処するために監視することが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①

技術基準規則（73 条）

必要なパラメータを計測することが 必要なパラメータ（設置許可基準規困難となった場合において当該パラ 則第十六条第三項第二号に規定する

該パラメータを推定するために有効

メ ー タ を 推 定 す る た め に 有 効 な 情 報 パ ラ メ ー タ を い う 。以 下 同 じ 。）を 計

な情報を把握するために必要な手順を把握できる設備を設けなければな 測することが困難となった場合にお等が適切に整備されているか、又はらない。

に有効な情報を把握できる設備を施ること。

設しなければならない。

【解釈】

【解釈】

1 「当該重大事故等に対処するため

1に監視することが必要なパラメータ

故等に対処するために監視すること 故等に対処するために監視することを計測することが困難となった場合が必要なパラメータを計測すること が必要なパラメータを計測することにおいても当該パラメータを推定すが困難となった場合において当該パ が困難となった場合において当該パるために有効な情報を把握するためラメータを推定するために有効な情 ラメータを推定するために有効な情に必要な手順等」とは、以下に掲げ報を把握できる設備」とは、以下に 報を把握できる設備」とは、以下にを有する措置を行うための手順等を

－

【解釈】

第 ５ ８ 条 に 規 定 す る「 当 該 重 大 事 1

第 ７ ３ 条 に 規 定 す る「 当 該 重 大 事

掲げる措置又はこれらと同等以上の 掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備 効果を有する措置を行うための設備

い う 。な お 、「当該重大事故等に対処を い う 。な お 、「 当 該 重 大 事 故 等 に 対 を い う 。な お 、「当該重大事故等に対するために監視することが必要なパ

処するために監視することが必要な 処するために監視することが必要なラメータ」とは、事業者が検討すべパラメータ」とは、事業者が検討す パラメータ」とは、事業者が検討すき炉心損傷防止対策及び格納容器破べき炉心損傷防止対策及び格納容器 べき炉心損傷防止対策及び格納容器損防止対策を成功させるために把握

破損防止対策等を成功させるために 破損防止対策等を成功させるためにすることが必要な発電用原子炉施設

把握することが必要な発電用原子炉 把握することが必要な発電用原子炉の状態を意味する。

施設の状態を意味する。

ａ ) 設計基準を超える状態におけａ ) 設計基準を超える状態におけ ａ ) 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の把握能力を明確化すること。
（最高計測可能②

る発電用原子炉施設の状態の把握能 る発電用原子炉施設の状態の把握能力を明確にすること。
（最高計測可能 力を明確にすること。
（最高計測可能温度等）

ｂ ) 発電用原子炉施設の状態の把ｂ ) 発電用原子炉施設の状態の把 ｂ ) 発電用原子炉施設の状態の把握能力（最高計測可能温度等）を超握能力（最高計測可能温度等）を超 握能力（最高計測可能温度等）を超えた場合の発電用原子炉施設の状態えた場合の発電用原子炉施設の状態 えた場合の発電用原子炉施設の状態を推定すること。

の推定手段を整備すること。

ⅰ ) 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温 度 、圧 力ⅰ ) 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温 度 、圧 力 ⅰ ) 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温 度 、圧 力③－

施設の状態を意味する。

温度等）

及び水位を推定すること。

⑦

いて当該パラメータを推定するため整備される方針が適切に示されている措置又はこれらと同等以上の効果

番号

【本文】

⑧

温度等）

の推定手段を整備すること。

及び水位が推定できる手段を整備す 及び水位が推定できる手段を整備す

ⅱ ) 原子炉圧力容器及び原子炉格ること。

納容器への注水量を推定すること。

ⅱ ) 原子炉圧力容器及び原子炉格 ⅱ ) 原子炉圧力容器及び原子炉格

⑨

ること。

納容器への注水量が推定できる手段 納容器への注水量が推定できる手段を整備すること。
ⅲ ) 推定するために必要なパラメ
ータについて、複数のパラメータの中から確からしさを考慮し、優先順を整備すること。

ⅲ ) 推定するために必要なパラメ ⅲ ) 推定するために必要なパラメ④

ータは、複数のパラメータの中から ータは、複数のパラメータの中から確からしさを考慮し、優先順位を定 確からしさを考慮し、優先順位を定位を定めておくこと。

めておくこと。

ｃ ) 原子炉格納容器内の温度、圧ｃ ) 原子炉格納容器内の温度、圧 ｃ ) 原子炉格納容器内の温度、圧力、水位、水素濃度及び放射線量率など想定される重大事故等の対応に⑩

めておくこと。

力、水位、水素濃度及び放射線量率 力、水位、水素濃度及び放射線量率⑤など想定される重大事故等の対応に など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計測又は監必要となるパラメータが計測又は監 必要となるパラメータが計測又は監視及び記録ができること。

視及び記録ができること。

⑪

視及び記録ができること。

ｄ ) 直 流 電 源 喪 失 時 に 、特 に 重 要 なパラメータを計測又は監視を行う手
順等（テスター又は換算表等）を整⑥－

備すること。

1.15-89－－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2 ／ 4）
重大事故等対処設備

可搬型計測器による計測
非常用電源（直流）からの給電代替電源（交流）からの給電代替電源（直流）からの給電パラメータ記録

解釈
対応番号

備考

主要パラメータの他チャンネルの重要計器

既設
新設

①
②
⑦
⑧

－

重要代替計器

既設
新設

①
②
③
④
⑦
⑧
⑨
⑩

－

可搬型計測器

新設

①
⑥
⑦

－

－

－

所内常設直流電源設備

既設

①
⑥
⑦

－

－

－

常設代替交流電源設備

新設

①
⑥
⑦

－

－

－

①
⑥
⑦

－

－

－

プロセス計算機

可搬型代替交流電源設備

新設

常設代替直流電源設備新設

可搬型代替直流電源設備

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置，ＳＰＤＳデータ表示装置）手段

代替パラメータによる推定

代替パラメータ
による推定

既設
新設

他チャンネルによる計測

他チャンネルによる計測

機器名称

パラメータ記録手段

自主対策設備

機器名称

主要パラメータの他チャンネルの常用計器

常用代替計器

新設

新設

①
⑤
⑦
⑪

－

放射線管理計算機

記録計

1.15-90

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／4）
技術的能力審査基準（1.15）

適合方針【要求事項】
重大事故等が発生し、計測機器（非常用
発電用原子炉設置者において、重大事故等 のものを含む。）の故障等により，当該重が発生し、計測機器（非常用のものを含む。） 大 事 故 等 に 対 処 す る た め に 監 視 す る こ との故障により当該重大事故等に対処するた が必要なパラメータを計測することが困め に 監 視 す る こ と が 必 要 な パ ラ メ ー タ を 計 難となった場合に，当該パラメータの推定
測 す る こ と が 困 難 と な っ た 場 合 に お い て 当 に有効な情報を把握するため，計器の故障
該 パ ラ メ ー タ を 推 定 す る た め に 有 効 な 情 報 時の対応，計器の計測範囲を超えた場合へを 把 握 す る た め に 必 要 な 手 順 等 が 適 切 に 整 の対応，計器電源の喪失時の対応，計測結備されているか、又は整備される方針が適切 果を記録する手順等を整備する。
に示されていること。
【解釈】
1 「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に必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果－を有する措置を行うための手順等をいう。
なお、「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」とは、事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策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
施設の状態を意味する。
a)設 計 基 準 を 超 え る 状 態 に お け る 発 電 用 原
当該重大事故等に対処するために監視子炉施設の 状態の把 握 能力を明確 化する することが必要な重要監視パラメータ及こと。（最高計測可能温度等）
び重要代替監視パラメータを計測する設備（重大事故等対処設備）は，設計基準を超える状態における原子炉施設の状態を把握するための能力（設計基準最大値，計
測範囲，個数，耐震性，使用電源）を明確化する。
なお，重要監視パラメータ及び重要代替監 視 パ ラ メ ー タ の 把 握 能 力 を 第 1.15-2表に示す。
重要監視パラメータ又は有効監視パラｂ）発電用原子炉施設の状態の把握能力（最高計測可能温度等）を超えた場合の発電用 メータ（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
原子炉施設の状態を推定すること。
ⅰ）原 子炉圧 力容器 内の 温度、圧 力及 び水 格納容器への注水量等）の計測が困難になった場合又は計測範囲を超えた場合は，当位を推定すること。
ⅱ）原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への 該パラメータの他チャンネルによる計測，
注水量を推定すること。
代替パラメータによる推定及び可搬型計ⅲ）推 定する ために 必要 なパラメ ータ につ 測器により計測する手順を整備する。
いて、 複数 のパ ラメ ータ の中か ら確 からまた，重要代替監視パラメータが複数あ
しさを 考慮 し、 優先 順位 を定め てお くこ る場合は，推定する重要監視パラメータとと。
の関係性，検出器の種類及び使用環境条件を踏まえた確からしさを考慮し，優先順位を定める。

1.15-91

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／4）
技術的能力審査基準（1.15）

適合方針c)原子炉格納容器内の温度、圧力、水位、水素濃度及び放射線量率など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計測又は監視及び記録できること。

d)直流電源喪失時に、特に重要なパラメータを計測又は監視を行う手順等（テスター又は換算表等）を整備すること。

なお，代替パラメータの優先順位及び推定方法を第1.15-3表に示す。
原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，
水素濃度及び放射線量率等想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パ
ラメータ及び重要代替監視パラメータの計測結果を安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ表示装置により計
測又は監視及び記録する手順を整備する。
また，複数の計測結果を計算により推定
するパラメータの値及び可搬型計測器により計測した値（換算表等を用いた換算結果）を記録用紙に記録する手順を整備する。
監視する計器に供給する計器電源が喪失し，監視機能が喪失した場合に，代替電源設備として常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車並
びに可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から，計器へ給電する手順を整備する。
また，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合は，特に重要なパラメータとして，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを可搬型計測器により計測又は監視する手順を整備する。
なお，電源の供給に関する手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.15-92

添付資料 1.15.2
重大事故等の対処に必要なパラメータの選定
1.

選定の考え方
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を監視する主要パラメータは，技術的能力に係る審査基準 1.1～1.15（設置許可基準規則第 44～58 条）の手順着手の判断基
準及び操作手順に用いられるパラメータ及び有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータより選定する。
選定した主要パラメータ（パラメータの分類：原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び放射線量率，未臨界の維持又は確認，最終ヒー
トシンクの確保，格納容器バイパスの監視，水源の確保，原子炉建屋内の水素濃度，原子炉格納容器内の酸素濃度，使用済燃料プールの監視）は，以下の通り分類する（図１参照）。
なお，重大事故等の対処に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を次の 2 項で選定する。また，全ての監視対象パラメータについては添付資料 1.15.3 で整理する。
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つ以上を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に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。
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。

1.15-93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でのみ計測されるパラメータをいう。
補助パラメータ
抽出パラメータのうち，主要パラメータ以外の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より，原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータをいう。
なお,主要パラメータが重大事故等対処設備の計器で計測できず，かつその代替パラメータも重大事故等対処設備の計器で計測できない場合は，重大事故等時に原子炉施設の状況を把握するため，主要パラメータを計測する計器の１つを，重大事故等対処設備としての要求を満たした計器へ変更する。

1.15-94図11.15-95

重大事故等時に必要なパラメータ及び計器の選定フロー

2.

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

分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（1／7）
主要パラメータ

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

代替パラメータ
主要パラメータの他チャンネル
原子炉圧力
原子炉圧力(ＳＡ)
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
残留熱除去系熱交換器入口温度

原子炉圧力

主要パラメータの他チャンネル
原子炉圧力(ＳＡ)
原子炉水位（広帯域）

原子炉圧力容器内の圧力

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

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

原子炉水位（広帯域）

主要パラメータの他チャンネル

原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器 内の水位（１／２）

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

1.15-96

表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（2／7）
主要パラメータ

代替パラメータ

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉水位（燃料域）

原子炉圧力容器内の水位（２／２）

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

サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

低圧代替注水系原子炉注水流量

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

代替循環冷却系原子炉注水流量

主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器への注水量（１／２）

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉隔離時冷却系系統流量

サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

高圧炉心スプレイ系系統流量

サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

残留熱除去系系統流量

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

1.15-97

表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（3／7）
主要パラメータ

原子炉圧力容器への注水量（２／２）

低圧炉心スプレイ系系統流量

代替パラメータ
サプレッション・プール水位
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原 子炉 格納 容 器 へ の
注水 量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
サプレッション・プール水位

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
格納容器下部水位

ドライウェル雰囲気温度

主要パラメータの他チャンネル
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

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

サプレッション・プール水温度

主要パラメータの他チャンネル
サプレッション・チェンバ雰囲気温度

格納容器下部水温

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力

主要パラメータの他チャンネル

サプレッション・チェンバ圧力
ドライウェル雰囲気温度［ドライウェル圧力］※

サプレッション・チェンバ圧力

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

サプレッション・プール水位

低圧代替注水系原子炉注水流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

原子炉格納容器内の水位

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

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

1.15-98

表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（4／7）
主要パラメータ

格納容器内水素濃度(ＳＡ)代替パラメータ
格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)

原子炉格納容器内の水素濃度

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

格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)

主要パラメータの他チャンネル

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)

格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)

主要パラメータの他チャンネル
格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)

起動領域計装主要パラメータの他チャンネル
平均出力領域計装

未 臨 界 の 維 持 又 は 確認

［制御棒操作監視系］※

平均出力領域計装

主要パラメータの他チャンネル
起動領域計装［制御棒操作監視系］※［制御棒操作監視系］

起動領域計装平均出力領域計装※：［］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-99

表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（5／7）
主要パラメータ

代替パラメータ

最 終 ヒ ー ト シ ン ク の確 保＜格納容器圧力逃がし装置＞

主要パラメータ（フィルタ装置水位，フィルタ装置出口

フィルタ装置水位

放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度）

フィルタ装置圧力の他チャンネル

フィルタ装置スクラビング水温度

ドライウェル雰囲気温度

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

レンジ）

ドライウェル圧力

フィルタ装置入口水素濃度

サプレッション・チェンバ圧力＜耐圧強化ベント系＞

ドライウェル雰囲気温度

耐圧強化ベント系放射線モニタ

サプレッション・チェンバ雰囲気温度
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力＜代替循環冷却系＞

主要パラメータの他チャンネル

サプレッション・プール水温度

ドライウェル雰囲気温度

代替循環冷却系ポンプ入口温度

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量※：［＜残留熱除去系＞

主要パラメータ（残留熱除去系熱交換器入口温度，残留残留熱除去系熱交換器入口温度

熱除去系熱交換器出口温度，残留熱除去系系統流量，残残留熱除去系熱交換器出口温度

留熱除去系海水系系統流量）の他チャンネル

残留熱除去系系統流量

原子炉圧力容器温度

残留熱除去系海水系系統流量

ドライウェル雰囲気温度

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

サプレッション・プール水温度］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-100

表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（6／7）
主要パラメータ

代替パラメータ＜原子炉圧力容器内の状態＞

主要パラメータ（原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃原子炉水位（広帯域）

料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ））の他チャンネ

原子炉水位（燃料域）

ル

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

ドライウェル雰囲気温度

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

ドライウェル圧力

原子炉圧力［エリア放射線モニタ］※

原子炉圧力（ＳＡ）

格 納 容 器 バ イ パ ス の監 視

＜原子炉格納容器内の状態＞

主要パラメータ（ドライウェル雰囲気温度）の他チャン

ドライウェル雰囲気温度

ネル

ドライウェル圧力

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力(ＳＡ)［エリア放射線モニタ］※＜原子炉建屋内の状態＞［エリア放射線モニタ］

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力

サプレッション・プール水位

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

水 源 の 確 保 （ １／ ２ ）代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

代替淡水貯槽水位

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

1.15-101

表１
分類

重大事故等の対処に必要なパラメータ（7／7）
主要パラメータ

代替パラメータ

水 源 の 確 保 （ ２／ ２ ）西側淡水貯水設備水位低圧代替注水系原子炉注水流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
サプレッション・プール水位

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度

原子炉格納容器
内の酸素濃度

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

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

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

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

使用済燃料プール温度(ＳＡ)

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

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

使用済燃料プールエリア放射線モニタ(高レン

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

ジ・低レンジ)

使用済燃料プール温度(ＳＡ)
使用済燃料プール監視カメラ

使用済燃料プール監視カメラ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度(ＳＡ)
使用済燃料プールエリア放射線モニタ(高レンジ・低レ
ンジ)

※：［

］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

1.15-102

添付資料 1.15.3
重大事故等対処に係る監視事項
1.

はじめに重大事故等時における運転員の対応操作においては，監視計器を用いてプラント状態を的確に把握する必要がある。また，対応操作の実施にあたって，監視計器を用いて適切な手順を選定し，適切なタイミングで対応操作を行うことが重要である。
重大事故等時に，運転員が確認する監視項目について，主要パラメータに加え主要パラメータが監視できない場合の代替パラメータ及び全交流動力電源が喪失した場合の影響も含めて，「2.監視項目」に示すパラメータを表１の通り取りまとめた。

2.

監視項目
技術的能力 1.1～1.15 の手順着手の判断基準及び操作手順に用いられるパラメータ並びに有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータについて整理した。
(1)

技術的能力 1.1～1.15 の手順着手の判断基準及び操作手順に用いられるパラメータ【技術的能力における各手段の判断と確認】(2)

有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータ【有効性評価の監視項
目に係る判断と確認】

3.

重大事故等対処に係る監視事項について
次項以降の「重大事故等対処に係る監視事項」についての解説を以下に示す。
ａ「対応手段」欄は，事故処置中に確認する項目，対応手段を示す。

ｂ「項目」欄については，抽出パラメータ又は抽出パラメータの代替パ
ラメータにより判断又は確認する項目を示す。

ｃ「抽出パラメータを計測する計器」欄は，判断又は確認で使用する必
要なパラメータを計測する計器を示す。

ｄ「抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器」欄は，抽出パラ
メ ー タ が 監 視 でき な い 場 合 に 監 視 する パ ラ メ ー タ を 計 測す る 計 器 を 示す。

ｅ「SBO 影響（直後）」欄は，全交流動力電源喪失発生直後（蓄電池が健全）において，蓄電池からの給電により監視可能な計器数を示す。
1.15-103

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

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

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

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

表1

重大事故等対処に係る監視事項（例）
監視パラメータcab
対応手段 項目

分類

d 抽出パラメータの代替パラメータを計測する計器

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

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

※

抽出パラメータを計測する計器
SBO 影響

2
2

2
2

1
1

①
①

－
－

評価

SBO 影響
計器名称

計器
数

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃
料域）

1
1

1
1

1
1

1

1

1

3

3

3

1

1

1

1

1

1

1

0

0

3

0

0

1

0

0

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

i
計器故障等

j
SBO

直接的に原子炉圧
力容器の水位を計測することができ，監視可能監視事項は抽
原子炉圧力容器へ 出パラメータ
注水している系統 にて確認の注水流量と崩壊熱除去に必要な水量より原子炉水位の代替監視可能抽出パラメータを計測する計器の計器名称又は抽出パラメータの代替パ
ラメータを計測する計器の計器名称の灰色部は，計測されるパラメータが重要監視パラメータ又は重要代替監視パラメータであることを示す。

1.15-104

なお，表 1 について，2 項で設定した監視項目（【技術的能力における各手段の判断と確認】及び【有効性評価の監視項目に係る判断と確認】）について，以下の順に整理する。
1.

技術的能力における各手段の判断と確認

・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書

・1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

・1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

・1.14

電源の確保に関する手順等

2.

有効性評価の監視項目に係る判断と確認(1) 運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
・2.1

高圧・低圧注水機能喪失

・2.2

高圧注水・減圧機能喪失

・2.3

全交流動力電源喪失

・2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

・2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ,ＴＢＵ）

・2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

・2.4

崩壊熱除去機能喪失

・2.4.1

取水機能が喪失した場合

・2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

・2.5

原子炉停止機能喪失

・2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失
1.15-105

・2.7

格納容器バイパス(インターフェイスシステムＬＯＣＡ)

・2.8

津波浸水による注水機能喪失(2) 重大事故・3.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)

・3.1.2

代替循環冷却系を使用する場合

・3.1.3

代替循環冷却系を使用できない場合

・3.2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

・3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用

・3.4

水素燃焼

・3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用(3)使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故
・4.1

想定事故１

・4.2

想定事故２

(4) 運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
・5.1

崩壊熱除去機能喪失

・5.2

全交流動力電源喪失

・5.3

原子炉冷却材の流出

・5.4

反応度の誤投入

1.15-106

添付資料 1.15.4
重大事故等対策の成立性
１．

可搬型計測器の接続操作

ａ．操作概要重大事故等時に必要な監視パラメータへの給電（交流，直流）が困難な場合に，可搬型計測器を接続し，中央制御室にて計測，監視を行う。
ｂ．作業揚所
中央制御室
ｃ．必要要員数及び操作時間
可搬型計測器の接続，可搬型計測器による計測，監視に必要な要員数，
所要時間は以下のとおり。
必 要 要 員 数：2 名（重大事故等対応要員 2 名）
所要時間目安：1 測定点あたり約 59 分
（内訳）・中央制御室までの移動時間：49 分①出動準備：4 分②放射線防護具の着用：12 分③移動（緊急時対策所建屋から原子炉建屋付属棟 4 階入域扉）：13 分⑤放射線防護具の脱衣，身体サーベイ：16 分⑥移動（原子炉建屋付属棟 4 階空調機械室から中央制御室）：4 分・可搬型計測器 1 測定点当たりの時間：10 分（2 測定点以降，連続で接続する場合は 10 分追加）
ｄ．操作の成立性について
作業環境：中央制御室内は可搬型照明が配備されており，建屋内常用
照明消灯時における操作性を確保している。また，ヘッドライト及びＬＥＤライトを携行している。
移動経路：ヘッドライト及びＬＥＤライトを携行し移動する。アクセ
スルート上に支障となる設備はない。また，放射性物質が放出される可能性があることから，移動は放射線防護具（全面マスク，個人線量計，綿手袋，ゴム手袋）を必要により
1.15-746

装備し，復路用を携行して移動する。
操 作 性：通常の端子リフト・接続操作であり，容易に実施可能である。
連絡手段：衛星電話設備(固定型，携帯型)，無線連絡設備(固定型，携帯型)，電力保安通信用電話設備(固定電話機，ＰＨＳ端末)，
送受話器のうち，使用可能な設備により，災害対策本部との連絡が可能である。

1.15-747

可搬型計測器

可搬型計測器（ 温度，圧力，水位，流量計測用 ）（ 圧力・水位・流量計測用 ）電池容量確認

可搬型計測器接続（拡大）

可搬型計測器接続

計測結果読み取り

1.15-748

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

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

0～600L／s
0～600L／s

1

3

1

各1

各1

1

1

1

1

1

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式水位検出器

1

差圧式水位検出器

差圧式水位検出器

弾性圧力検出器

弾性圧力検出器

熱電対

検出器の種類

差圧式水位検出器

1

1

1

必要
個数
※2

1

2

2

2

2

4

重要
計器数
※1

1.15-749

0～150m ３ ／h

0～80m ／h＊5,＊6

３0～10.5MPa[gage]

0～150m ３ ／h

0～80m ／h＊5,＊6※2：可搬型計測器の必要個数

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

低圧代替注水系
原子炉注水流量※1：監視パラメータの計器数

原子炉圧力容器への注水量

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

３

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

原子炉水位（広帯域）

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

原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器の水位

0～10.5MPa[gage]

0～10.5MPa[gage]

原子炉圧力

原子炉圧力容器内の圧力

0～1,200℃＊1

0～500℃

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器
内の温度

可搬型計測器の測定可能範囲監視パラメータ

分類

監視パラメータの計測範囲

可搬型計測器の必要個数整理（1／4）

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

測定箇所

いずれかの系統を使用する。

いずれかの系統を使用する。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

備考

添付資料 1.15.5

－1～9m＊9（EL.2,030～
12,030mm）＋1.05m＊8,＊10（EL.12,856mm）＋0.50m,＋0.95m＊8,＊11（EL.12,306mm，12,756mm）＋2.25m,＋2.75m＊8,＊12（EL.14,056mm，14,556mm）

0～1MPa[abs]－1～9m＊9（EL.2,030～
12,030mm）＋1.05m＊8,＊10（EL.12,856mm）＋0.50m,＋0.95m＊8,＊11（EL.12,306mm，12,756mm）＋2.25m,＋2.75m＊8,＊12（EL.14,056mm，14,556mm）

サプレッション・プー
ル水位

－
－
－

0～100vol％10 － ２ ～10 ５ Sv／h
10 － ２ ～10 ５ Sv／h

※2：可搬型計測器の必要個数

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器雰囲気放射線
モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線
モニタ（Ｓ／Ｃ）

格納容器下部水位

0～1MPa[abs]0～1MPa[abs]ドライウェル圧力

サプレッション・チェ
ンバ圧力

2

2

1

各2

各2

2

1

1

1

各5

3

2

8

1

1

1

重要
計器数
※1

1.15-750

0～1MPa[abs]－200～500℃＊1

0～500℃＊7（ペデスタル床面
0m，＋0.2m）＊80～350℃＊1

0～200℃

格納容器下部水温0～350℃＊1

0～300℃－200～500℃＊1

0～200m ３ ／h

0～200m ３ ／h

0～500m ／h＊50～200℃

低圧代替注水系
格納容器下部注水流量
ドライウェル雰囲気
温度
サプレッション・チェ
ンバ雰囲気温度
サプレッション・プー
ル水温度0～500m ／h＊5３0～500m ３ ／h＊40～500m ３ ／h＊4

低圧代替注水系
格納容器スプレイ流量３

可搬型計測器の測定可能範囲監視パラメータの計測範囲

監視パラメータ※1：監視パラメータの計器数

原子炉格納容器
内の放射線量率

原子炉格納容器内の水素濃度原子炉格納容器内の水位

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器
への注水量

分類

＊19

＊19

＊19

1

1

イオンチェンバ

イオンチェンバ

熱伝導式
水素検出器

電極式水位検出器

差圧式水位検出器

弾性圧力検出器

弾性圧力検出器

1
1

測温抵抗体

測温抵抗体

8

1

熱電対

熱電対

1
1

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

検出器の種類

1

1

必要
個数
※2

可搬型計測器の必要個数整理（2／4）

－

－

－

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

測定箇所

可搬型計測器での測定対象外。

可搬型計測器での測定対象外。

可搬型計測器での測定対象外。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

－

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

デブリ落下・堆積検知の高さ毎に必要な個数（4 個×2 高さ分）を設定する。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

－

いずれかの系統を使用する。

備考0～300m ３ ／h
0～350℃＊1
0～350℃＊1
0～550L／s

0～300m ３ ／h
0～300℃
0～300℃
0～550L／s

1

1

2

2

2

1

1

1

2

1

2

1

1

2

2＊14

8

重要
計器数
※1

1.15-751

0～50m ３ ／h

0～50m ３ ／h

※2：可搬型計測器の必要個数

0～800m ／h

0～800m ／h

３0～350℃＊1

0～100℃３－

10 － ３ ～10 ４ mSv／h－

10 － ３ ～10 ４ mSv／h－－

10 － 2 ～10 ５ Sv／h

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
0～100vol％0～350℃＊1

0～300℃

フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ
代替循環冷却系ポンプ
入口温度
代替循環冷却系
格納容器スプレイ流量
残留熱除去系熱交換器
入口温度
残留熱除去系熱交換器
出口温度
残留熱除去系海水系
系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）0～1MPa[gage]

0～1MPa[gage]

フィルタ装置圧力

フィルタ装置スクラビ
ング水温度

－

－

可搬型計測器の測定可能範囲180～5,500mm

10 － １ ～10 ６ cps（1.0×10３～1.0×
10９cm－２・s－１）
0～40％又は 0～125％（1.0×10 ８ ～1.5×
10 １ ３ cm－２・s－１）
0～125％（1.2×10１２～1.0×
10１４cm－２・s－１）＊
13

監視パラメータの計測範囲

180～5,500mm

フィルタ装置水位

平均出力領域計装

起動領域計装監視パラメータ※1：監視パラメータの計器数

最終ヒートシン
クの確保

未臨界の維持又は確認

分類

1

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

差圧式流量検出器

熱電対

熱電対

1
1

差圧式流量検出器

1

熱電対

1

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

－

－

熱伝導式
水素検出器
イオンチェンバ

－

－

中央制御室

中央制御室

中央制御室

－

－

測定箇所

イオンチェンバ

イオンチェンバ

熱電対

＊19

＊19

＊19

＊19

1

弾性圧力検出器

差圧式水位検出器

1
1

核分裂電離箱核分裂電離箱検出器の種類

＊19

＊19

必要
個数
※2

可搬型計測器の必要個数整理（3／4）

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。
複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

－－

可搬型計測器での測定対象外。

可搬型計測器での測定対象外。

可搬型計測器での測定対象外。

可搬型計測器での測定対象外。

－

－

－

可搬型計測器での測定対象外。

可搬型計測器での測定対象外。

備考

0～10MPa[gage]
0～5MPa[gage]
0～5MPa[gage]
0～4MPa[gage]
0～4MPa[gage]－

0～10MPa[gage]
0～10MPa[gage]
0～5MPa[gage]
0～5MPa[gage]
0～4MPa[gage]
0～4MPa[gage]
0～10vol％－

10 － ３ ～10 ４ mSv／h－

使用済燃料プール監視カメラ※2：可搬型計測器の必要個数－

10 － ２ ～10 ５ Sv／h

使用済燃料エリアプー
ル放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）－

1.15-752

1

1

1

1＊18

0～350℃＊1

0～120℃※1：監視パラメータの計器数

使用済燃料プー
ルの監視

1＊17

1

1

使用済燃料プール温度（ＳＡ）－

0～25vol％

4＊15

3

2

1

3

1

2

1

1

1

1

1

重要
計器数
※1

－4,300～＋7,200mm＊16－
使用済燃料プール水（EL.35,077～46,577mm）
位・温度（ＳＡ広域）
0～120℃－200～500℃＊1

0～350℃＊1－

0～4.5m0～300℃

0～20vol％

0～10MPa[gage]

0～10MPa[gage]

常設高圧代替注水系
ポンプ吐出圧力原子炉隔離時冷却系
ポンプ吐出圧力高圧炉心スプレイ系
ポンプ吐出圧力常設低圧代替注水系
ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系
ポンプ吐出圧力
残留熱除去系
ポンプ吐出圧力低圧炉心スプレイ系
ポンプ吐出圧力原子炉建屋水素濃度

0～10MPa[gage]

0～4.5m

西側淡水貯水設備水位

0～20m

0～20m

代替淡水貯槽水位

可搬型計測器の測定可能範囲監視パラメータの計測範囲

監視パラメータ

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置
原子炉格納容器
格納容器内酸素濃度
内の酸素濃度（ＳＡ）

原子炉建屋内の
水素濃度

水源の確保

分類

＊19

＊19

1

＊19

＊19

2

＊19

1

1

赤外線カメライオンチェンバ

熱電対

測温抵抗体

－

－

中央制御室

中央制御室

－

－

磁気力式
酸素検出器
ガイドパルス式
水位検出器

中央制御室

－

－

中央制御室

中央制御室

熱電対

熱伝導式水素検出器

触媒式水素検出器

弾性圧力検出器

弾性圧力検出器

中央制御室

中央制御室

弾性圧力検出器
弾性圧力検出器

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

測定箇所

弾性圧力検出器

弾性圧力検出器

弾性圧力検出器

電波式水位検出器

差圧式水位検出器

11

検出器の種類

必要個数※2

可搬型計測器の必要個数整理（4／4）

可搬型計測器での測定対象外。

可搬型計測器での測定対象外。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

可搬型計測器での測定対象外。

可搬型計測器での測定対象外。

複数チャンネルが存在するが，代表して１チャンネルを測定する。

可搬型計測器での測定対象外。

いずれかの系統を使用する。

いずれかの系統を使用する。

－

－

備考

1.15-753＊1 ：測定可能範囲については，カタログ値より抜粋。
＊2 ：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）：温度，圧力・水位・流量計測用＊3 ：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）＊4 ：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用：圧力・水位・流量計測用＊5 ：可搬型設備による対応時に使用＊6 ：狭帯域流量＊7 ：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器）＊8 ：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面：EL.11,806mm）からの高さ＊9 ：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm）＊10：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）＊11：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）＊12：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）＊13：定格出力時の値に対する比率で示す。
＊14：平均出力領域計装 A～F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計装の A,C,E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B,D,F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。
＊15：2 個の静的触媒式水素再結合器に対して出入口に 1 個ずつ設置＊16：基準点は使用済燃料ラック上端 EL.39,377mm（使用済燃料プール底部より 4,688mm）＊17：検出点 2 箇所
＊18：検出点 8 箇所
＊19：全交流動力電源喪失時は，水素・酸素監視装置，放射線監視装置，炉内核計装装置及び使用済燃料プール監視装置（水位・温度(ＳＡ広域)，監視カメラ）に対して常設代替交流電源設備により電源供給された場合には，監視計器は使用可能である。

配備台数：可搬型計測器（圧力・水位・流量計測用）を 19 個（計器故障を考慮した 1 個含む）配備する。なお，故障及び点検時の予備として 19 個配備する。（今後の検討によって可搬型計測器の必要台数は変更の可能性がある。）

配備台数：可搬型計測器（温度，圧力，水位，流量計測用）を 20 個（計器故障を考慮した 1 個含む）配備する。なお，故障及び点検時の予備として 20 個配備する。（今後の検討によって可搬型計測器の必要台数は変更の可能性がある。）

添付資料 1.15.6
代替パラメータにて重大事故等対処時の判断基準を判断した場合の影響について
主要パラメータ（重要監視パラメータ及び有効監視パラメータ）を計測することが困難となった場合に，技術的能力 1.1～1.15 の作業着手の判断基準及び操作手順並びに有効性評価の判断及び確認について，代替パラメータを用いて判断した場合の影響について以下のとおり確認した。
確認結果
(1)

代替パラメータによる各技術的能力の作業着手の判断基準及び操作
手順並びに有効性評価の判断及び確認への影響について検討した結果，判断，操作に影響がないことを確認した。

(2)

炉心損傷後は，炉心冠水状態，溶融炉心の発生により原子炉格納容器
内及び原子炉圧力容器内が過熱状態となることも考えられることから，
炉心損傷後においては，関連する複数のパラメータを確認し推定を行なうこととする。
また，これらの判断に使用する重要代替計器は，事故時の耐環境性等を有した重大事故等対象設備であり，他チャンネル計器での確認が期待できるため，判断・操作に対する影響は無いと判断した。

※

代替パラメータによる推定にあたっては，代替パラメータの誤差による影響を考慮する。
以上

1.15-754

分類

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力

主要パラメータ
原子炉圧力容器温度

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

有
手
有
手
有
手
手

有
手

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

有
手
有
手
手

手
有
手
有
手
有
手

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

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

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

代替パラメータによる判断への影響（1／13）

1.15-755※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉圧力容器内の圧力

なし

なし

なし

影響

分類

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

主要パラメータ
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

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

有手

原子炉圧力容器破損確
認

有
手

有
手
有
手
手

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

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

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

代替パラメータによる判断への影響（2／13）

1.15-756※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉圧力容器内の水位

なし

なし

影響

分類

有
手

有
手

有
手

有
手

高圧炉心スプレイ系系統流量

残留熱除去系系統流量

低圧炉心スプレイ系系統流量

有手

代替循環冷却系原子炉注水流
量

原子炉隔離時冷却系系統量

有
手

有
手

低圧代替注水系原子炉注水流量

主要パラメータ
高圧代替注水系系統流量

低圧注水機能確認

低圧注水機能確認

高圧注水機能確認

高圧注水機能確認

低圧注水機能確認

低圧注水機能確認

判断基準 ※1
高圧注水機能確認

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

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

代替パラメータによる判断への影響（3／13）

1.15-757※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉圧力容器への注水 量

なし

なし

なし

なし

なし

なし

なし

影響

分類

原子炉格納容器への注水 量

ドライウェル雰囲気温度

低圧代替注水系格納容器下部
注水流量

主要パラメータ
低圧代替注水系格納容器スプ
レイ流量

原子炉圧力容器破損確認
原子炉格納容器除熱機
能確認

有
手

原子炉格納容器冷却能確認

判断基準 ※1
原子炉格納容器冷却機
能確認

有
手

有
手

有
手

①主要パラメータの他チャンネル②ドライウェル圧力③サプレッション・チェンバ圧力①代替淡水貯槽水位①西側淡水貯水設備水位②格納容器下部水位

代替パラメータ ※2①代替淡水貯槽水位①西側淡水貯水設備水位②サプレッション・プール水位

代替パラメータによる判断への影響①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の監視が不可能となった場合は，水源である代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の変化により原子炉格納容器への注水量を推定可能であり，判断に与える影響はない。
②注水先のサプレッション・プール水位の変化量から注水量を推定可能であり，判断に与える影響はない。
①低圧代替注水系格納容器下部注水流量の監視が不可能となった場合は，水源である代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の変化により原子炉格納容器への注水量を推定可能であり，判断に与える影響はない。
②ペデスタル（ドライウェル部）へ注水した場合は，計測範囲内において適用可能である。なお，ペデスタル（ドライウェ
ル部）への注水目的は，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却するため，初期水張り高さ（＋1.05m），
ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）
高さ（＋0.5m，＋0.95m）及びＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）高さ（＋2.25m，＋2.75m）が計測されれば良いため，事故対応を行う上で必要な状態を把握でき，判断に与える影響はない。
①ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，
他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②ドライウェル雰囲気温度の計測が不可能となった場合は，格納容器内が飽和温度にある場合に限定されるが，重大事故等
時の有効性評価（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容
器過圧・過温破損））において，事象初期に一時的に格納容器内が過熱状態に至るものの，その後のほとんどの期間で格
納容器内は飽和状態に維持されることから，格納容器の過温破損防止に係る必要な情報を得ることができ，判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響（4／13）

1.15-758※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉格納容器内の温度（２／２）

なし

なし

なし

影響

分類

格納容器下部水温

サプレッション・プール水温度

主要パラメータ
サプレッション・チェンバ雰
囲気温度

原子炉圧力容器減圧機
能確認
サプレッション・プー
ル冷却機能確認手

有手
原子炉圧力容器破損確認
原子炉格納容器下部への注水判断

原子炉格納容器除熱機
能確認

有
手

有
手
有
手

原子炉圧力容器破損確認

原子炉格納容器除熱機
能確認

有
手

有
手

判断基準 ※1
原子炉圧力容器破損確認

有手①主パラメータの他チャンネル①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・チェンバ雰囲
気温度

代替パラメータ ※2①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・プール水温度③サプレッション・チェンバ圧力1.15-759

なし

なし

影響

①格納容器下部水温の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
①なお，デブリの落下，堆積挙動の不確かさを考慮して等間隔で計 5 個（予備 1 個含む）設置し，ＲＰＶ破損の早期判断の観点から，2 個以上が上昇傾向（デブリ落下による水温上昇）
又はダウンスケール（温度計の溶融による短絡又は導通）すなし
ることでＲＰＶ破損を検知可能であり，判断に与える影響はない。
①また，十分な量のデブリ堆積検知の観点から，3 個以上がオーバースケール（デブリの接触による温度上昇）又はダウンスケール（温度計の溶融による短絡又は導通）した場合は，ペデスタル満水注水を行うため，判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響①サプレッション・チェンバ雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②サプレッション・チェンバ雰囲気温度の監視が不可能となった場合は，格納容器内の各部の温度を同じ仕様のサプレッション・プール水温度により推定可能であり，格納容器の過温破損防止対策を行う上で判断に与える影響はない。
③サプレッション・チェンバ雰囲気温度の計測が不可能となった場合は，格納容器内が飽和温度にある場合に限定されるが，重大事故等時の有効性評価（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））において，事象初期に一時的に格納容器内が過熱状態に至るものの，その後のほとんどの期間で格納容器内は飽和状態に維持されることから，格納容器の過温破損防止に係る必要な情報を得ることができ，判断に与える影響はない。
①サプレッション・プール水温度の 1 チャンネルが故障した場
合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②サプレッション・プール水温度の監視が不可能となった場合
は，格納容器内の各部の温度を同じ仕様のサプレッ ショ ン・
チェンバ雰囲気温度により推定可能であり，格納容器の過温破損防止対策を行う上で判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響（5／13）※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉格納容器内の温度（２／２）

分類

サプレッション・チェンバ圧
力

主要パラメータ
ドライウェル圧力

有
手
有
手

有
手
有
手

原子炉圧力容器破損確認
原子炉格納容器除熱機
能確認

判断基準 ※1
原子炉圧力容器破損確認
原子炉格納容器除熱機
能確認①ドライウェル圧力②サプレッション・チェンバ雰囲
気温度③［サプレッション・チェンバ圧力］ ※3

代替パラメータ ※2①サプレッション・チェンバ圧力②ドライウェル雰囲気温度③［ドライウェル圧力］ ※3

代替パラメータによる判断への影響①ドライウェル圧力の監視が不可能となった場合は，ドライウ
ェルとサプレッション・チェンバは，真空破壊装置及びベント管を介してそれぞれ均圧されることから，同じ仕様のサプ
レッション・チェンバ圧力により推定可能であり，格納容器の過圧破損防止対策を行う上で判断に与える影響はない。
②格納容器内が飽和状態にある場合に限定されるが，重大事故等時の有効性評価（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））において，事象初期に一時的に格納容器内が過熱状態に至るものの，その後のほとんどの期間で格納容器内は飽和状態に維持されることから，格納容器の過圧破損防止対策に必要な情報を得ることができ，判断に与える影響はない。
③常用計器のドライウェル圧力を監視可能であれば，判断に与える影響はない。
①サプレッション・チェンバ圧力の監視が不可能となった場合
は，ドライウェルとサプレッション・チェンバは，真空破壊装置及びベント管を介してそれぞれ均圧されることから，同じ仕様のドライウェル圧力により推定可能であり，格納容器の過圧破損防止対策を行う上で判断に与える影響はない。
②格納容器内が飽和状態にある場合に限定されるが，重大事故等時の有効性評価（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））において，事象初期に一時的に格納容器内が過熱状態に至るものの，その後のほとんどの期間で格納容器内は飽和状態に維持されることから，格納容器の過圧破損防止対策に必要な情報を得ることができ，判断に与える影響はない。
③常用計器のサプレッション・チェンバ圧力を監視可能であれ
ば，判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響（6／13）

1.15-760※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉格納容器内の圧力

なし

なし

影響

分類

原子炉格納容器内の水位

手格納容器内水素濃度（ＳＡ）

手

有手

原子炉圧力容器破損確認
格納容器ベント判断

原子炉格納容器下部注
水機能確認

原子炉格納容器除熱機
能確認

原子炉冷却材流出確認

有有
手判断基準 ※1
原子炉圧力容器破損確認

有手

格納容器下部水位

主要パラメータ
サプレッション・プール水位

代替パラメータ ※2
代替パラメータによる判断への影響①低圧代替注水系原子炉注水流量 ①サプレッション・プール水位の監視が不可能となった場合①低圧代替注水系格納容器スプレ
は，低圧代替注水系原子炉注水流量，低圧代替注水系格納容
イ流量器スプレイ流量及び低圧代替注水系格納容器下部注水流量①低圧代替注水系格納容器下部注の注水量により推定可能であり，判断に与える影響はない。
水流量②水源である代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の②代替淡水貯槽水位
変化によりサプレッション・プール水位を推定可能であり，②西側淡水貯水設備水位判断に与える影響はない。
③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③ドライウェル圧力③サプレッション・チェンバ圧力よりサプレッション・プール水位を推定する手段は，計測範④［サプレッション・プール水位］
囲が限定されるものの，格納容器内の水位は上記①，②で推※3定できるため，事故収束に向けた対応を行う上で問題とはならない。
④常用計器でサプレッション・プール水位を監視可能であれ
ば，判断に与える影響はない。
①主要パラメータの他チャンネル ①格納容器下部水位の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャ②低圧代替注水系格納容器下部注
ンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
水流量②格納容器下部水位の監視が不可能となった場合は，低圧代替
注水系格納容器下部注水流量の注水量により，格納容器下部③代替淡水貯槽水位
水位を推定可能であり，判断に与える影響はない。
③西側淡水貯水設備水位③水源である代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の変化により推定可能であり，判断に与える影響はない。
①格納容器雰囲気放射線モニタ①格納容器内水素濃度の監視が不可能になった場合は，炉心損（Ｄ／Ｗ）
傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的な G 値を入力とした①格納容器雰囲気放射線モニタ
評価結果（解析結果）では，実際の格納容器内の水素濃度よ（Ｓ／Ｃ）
りも高く評価されることになるが，格納容器内での水素燃焼①ドライウェル圧力を防止する上で判断に与える影響はない。
①サプレッション・チェンバ圧力 ①ドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力を確認②［格納容器内水素濃度］ ※3
し，事故後の格納容器内への空気（酸素）の流入の有無を把握することは，炉心損傷判断後の保守的な G 値を入力とした評価結果（解析結果）の信頼性を上げることとなることから，格納容器内での水素燃焼の可能性を把握する上で判断に与える影響はない。
②常用計器で格納容器内水素濃度を監視可能であれば，判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響（7／13）

1.15-761※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

原子炉格納容器内の水素 濃度

なし

なし

なし

影響

分類

原子炉格納容器内の放射線量率

有
手
手

有
手

[制御棒操作監視系] ※3

有手
手

起動領域計装平均出力領域計装

有
手
有

有
手
有

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

主要パラメータ
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

原子炉スクラム確認

原子炉未臨界確認

原子炉スクラム確認

原子炉未臨界確認

原子炉スクラム確認

原子炉格納容器徐熱機
能確認

炉心損傷確認

原子炉格納容器徐熱機
能確認

判断基準 ※1
炉心損傷確認①起動領域計装②平均出力領域計装①主要パラメータの他チャンネル②起動領域計装③[制御棒操作監視系] ※3①主要パラメータの他チャンネル②平均出力領域計装③[制御棒操作監視系] ※3①主要パラメータの他チャンネル①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

代替パラメータ ※2①主要パラメータの他チャンネル①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

代替パラメータによる判断への影響①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）の監視が不可能となった場合は，同じ仕様の格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）により推定可能であり，炉心損傷を推定する上で判断に与える影響はない。
①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）の監視が不可能となった場合は，同じ仕様の格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）により推定可能であり，炉心損傷を推定する上で判断に与える影響はない。
①起動領域計装の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネ
ルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②起動領域計装の監視が不可能となった場合は，平均出力領域
計装より推定可能であり，判断に与える影響はない。
③制御棒は，原子炉が低温状態において臨海未満に維持できる設備であるため，その機能が満足していることを全制御棒が
全挿入位置にあることで確認することができる。これにより，原子炉の未臨界を推定可能であり，判断に与える影響はない。
①平均出力領域計装の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②平均出力領域計装の計測が不可能となった場合は，起動領域
計装より推定可能であり，判断に与える影響はない。
③制御棒は，原子炉が低温状態において臨海未満に維持できる設備であるため，その機能が満足していることを全制御棒が
全挿入位置にあることで確認することができる。これにより，原子炉の未臨界を推定可能であり，判断に与える影響はない。
①制御棒操作監視系の監視が不可能となった場合は，起動領域
計装より原子炉の出力を監視可能であり，判断に与える影響はない。
②平均出力領域計装により原子炉の出力を監視可能であり，判断に与える影響はない。

代替パラメータによる判断への影響（8／13）

1.15-762※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

未臨界 の維持又は 確認

なし

なし

なし

なし

なし

影響

分類

代替循環冷却設備による原子炉格納容器冷却機能確認

残留熱除去系による原子炉格納容器冷却機能確認

有手＜残留熱除去系＞
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去
系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

耐圧強化ベント系による格納容器除熱確認

判断基準 ※1
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱
確認

有

手

有
手

＜代替循環冷却系＞
サプレッション・プール水温度
代替循環冷却系ポンプ入口温度
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器スプ
レイ流量＜耐圧強化ベント系＞
耐圧強化ベント系放射線モニタ

主要パラメータ＜格納容器圧力逃がし装置＞
フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水
温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力容器温度②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲
気温度②サプレッション・プール水温度①主要パラメータの他チャンネル②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲
気温度①ドライウェル雰囲気温度①サプレッション・チェンバ雰囲
気温度①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータ ※2①主要パラメータの他チャンネル②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲
気温度②ドライウェル圧力②サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータによる判断への影響①フィルタ装置水位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度の 1 チャンネルが故障した
場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気
温度の低下傾向を確認することができれば，格納容器内雰囲
気の除熱が適切に行われていることを確認することができる。また，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力の低下傾向から格納容器ベントの実施を確認することができることから，最終ヒートシンクへの熱移送が確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。
①ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気
温度の低下傾向を確認することができれば，格納容器内雰囲
気の除熱が適切に行われていることを確認することができる。また，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力の低下傾向から格納容器ベントの実施を確認することができることから，最終ヒートシンクへの熱移送が確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。
①サプレッション・プール水温度並びに代替循環冷却系ポンプ入口温度，代替循環冷却系原子炉注水流量及び代替循環冷却系格
納容器スプレイ流量の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気
温度の低下傾向を確認することができれば，格納容器内雰囲
気の除熱が適切に行われていることを確認することができることから，最終ヒートシンクへの熱移送が確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。
①残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出口
温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②原子炉圧力容器温度，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気温度の低下傾向を確認することができれば，格納容器内雰囲気の除熱が適切に行われていることを確認することができることから，最終ヒートシンクへの熱移送が確保されていることを推定可能であり，判断に与える影
響はない。

代替パラメータによる判断への影響（9／13）

1.15-763※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

最終 ヒ ート シンク の確保

なし

なし

なし

なし

影響

分類

インターフェイスシス
テム LOCA の判断

インターフェイスシス
テム LOCA の判断

手＜原子炉建屋内の状態＞[エリア放射線モニタ] ※3

判断基準 ※1
インターフェイスシス
テム LOCA の判断

手

手＜格納容器内の状態＞
ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力

主要パラメータ＜原子炉圧力容器内の状態＞
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）①原子炉水位（ＳＡ広帯域）①原子炉水位（ＳＡ燃料域）①原子炉圧力①原子炉圧力（ＳＡ）①ドライウェル雰囲気温度①ドライウェル圧力①主要パラメータの他チャンネル②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②原子炉圧力②原子炉圧力（ＳＡ）②[エリア放射線モニタ] ※3

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

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

代替パラメータによる判断への影響（10／13）

1.15-764※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

格納容 器バイ パス の監視

なし

なし

なし

影響

分類

代替淡水貯槽水位

主要パラメータ
サプレッション・プール水位

有
手

有
手

低圧注水機能確認

判断基準 ※1
高圧・低圧注水機能確認

代替パラメータ ※2①高圧代替注水系系統流量①代替循環冷却系原子炉注水流量①原子炉隔離時冷却系系統流量①高圧炉心スプレイ系系統流量①残留熱除去系系統流量①低圧炉心スプレイ系系統流量②常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力②代替循環冷却系ポンプ吐出圧力②原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力②高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力②残留熱除去系ポンプ吐出圧力②低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力①低圧代替注水系原子炉注水流量①低圧代替注水系格納容器スプレ
イ流量①低圧代替注水系格納容器下部注
水流量②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②サプレッション・プール水位③常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力①代替淡水貯槽水位の監視が不可能となった場合は，代替淡水貯槽水位を水源とする各系統の注水量と直前まで判明していた代替淡水貯槽水位に水位容量曲線を用いて推定可能であり，判断に与える影響はない。
②注水先の原子炉水位又はサプレッション・プール水位の水位変化を確認することで，必要な水源である代替淡水貯槽水位が確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。
③常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力から，ポンプが正常に動作していることを把握することにより，必要な水源である
代替淡水貯槽水位が確保されていることを推定可能であり，判断に与える影響はない。

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

代替パラメータによる判断への影響（11／13）

1.15-765※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

水源の確保（１／２）

なし

なし

影響

手

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

原子炉格納容器内の酸素 濃度

原子炉圧力容器破損確認
格納容器ベント判断

原子炉建屋内水素濃度
確認

判断基準 ※1
低圧注水機能確認①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力②［格納容器内酸素濃度］ ※3

代替パラメータ ※2①低圧代替注水系原子炉注水流量①低圧代替注水系格納容器スプレ
イ流量①低圧代替注水系格納容器下部注
水流量②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②サプレッション・プール水位①主要パラメータの他チャンネル②静的触媒式水素再結合器動作監
視装置①原子炉建屋水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定可能であり，判断に与える影響はない。
②原子炉建屋水素濃度の監視が不可能となった場合は，原子炉建屋内の水素が静的触媒式水素再結合器で処理された場合，発熱反応が生じ，装置の入口と出口温度に差が生じる。温度差を測定することにより静的触媒式水素再結合器に入る水素濃度を推定可能であり，判断に与える影響はない。
①格納容器内酸素濃度の監視が不可能になった場合は，炉心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的な G 値を入力とした評価結果（解析結果）では，実際の格納容器内の酸素濃度よりも高く評価されることになるが，格納容器内での水素燃焼を防止する上で判断に与える影響はない。
①ドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力を確認し，事故後の格納容器内への空気（酸素）の流入の有無を把握することは，炉心損傷判断後の初期酸素濃度と保守的な G
値を入力とした評価結果（解析結果）の信頼性を上げることとなることから，格納容器内での水素燃焼の可能性を把握する上で判断に与える影響はない。
②常用計器で格納容器内酸素濃度を監視可能であれば，判断に与える影響はない。

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

代替パラメータによる判断への影響（12／13）

1.15-766※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

手

手

原子炉建屋水素濃度

有手

主要パラメータ
西側淡水貯水設備水位

分類

原子炉 建屋 内の水 素 濃度

水源の確保（２／２）

なし

なし

なし

影響

分類

有
手

有
手

有
手

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レン
ジ）

使用済燃料プール監視カメラ

有手

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

主要パラメータ
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能確認

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能確認

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能確認判断基準 ※1
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能確認

代替パラメータ ※2
代替パラメータによる判断への影響①使用済燃料プール温度（ＳＡ） ①同じ仕様の使用済燃料プール温度（ＳＡ）で使用済燃料プー①使用済燃料プールエリア放射
ルの温度を計測することができ，使用済燃料プールの監視を線モニタ（高レンジ・低レンジ）行う上で判断に与える影響はない。
①水位／放射線量率の関係を利用して，必要な水位が確保され②使用済燃料プール監視カメラていることを推定でき，使用済燃料プールを監視する上で判断に与える影響はない。
②使用済燃料プールの状態を監視する上で判断に与える影響はない。
①使用済燃料プール水位・温度①同じ仕様の使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ）で使用済燃（ＳＡ広域）
料プールの温度を計測することができ，使用済燃料プールの②使用済燃料プールエリア放射線監視を行う上で判断に与える影響はない。
モニタ（高レンジ・低レンジ） ②使用済燃料プールの状態を監視する上で判断に与える影響②使用済燃料プール監視カメラはない。
①使用済燃料プール水位・温度①水位／放射線量率の関係を利用して，必要な水位が確保され（ＳＡ広域）ていることを推定でき，使用済燃料プールを監視する上で判②使用済燃料プール温度（ＳＡ）
断に与える影響はない。
②使用済燃料プール監視カメラ②使用済燃料プールの状態を監視する上で判断に与える影響はない。
①使用済燃料プール水位・温度①水位／放射線量率の関係を利用して，必要な水位が確保され（ＳＡ広域）ていることを推定でき，使用済燃料プールを監視する上で判①使用済燃料プール温度（ＳＡ）
断に与える影響はない。
①使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

代替パラメータによる判断への影響（13／13）

1.15-767※1：有：重要事故シーケンス（有効性評価）に使用した判断基準，手：技術的能力審査基準（各手順）に係る判断基準※2：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※3：[ ]は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

使用済燃料プールの監視

なし

なし

なし

なし

影響

常設
常設

記録計

常設／可搬

プロセス計算機

機器名称

1.15-768

Ｃ

Ｃ

耐震性

自主対策設備仕様

－

－

容量

1式

1式

数

添 付 資 料 1.15.7

添付資料 1.15.8

計装設備の全体像について

１．

計装設備の全体像について
第 1.15-1 図「重大事故等時に必要なパラメータ及び計器の選定フロー」により整理したパラメータと重大事故等対処設備の関係並びに監視機能喪失時及び計器電源喪失時の対応設備についての関係を，図１に示す。

以

1.15-769

上添付資料 1.15.8

重大事故等対処設備
自主対策設備
計測範囲を超えた場合の可搬型計測器による計測
計器電源が喪失した場合の可搬型計測器による計測

全てのパラメータ
原子炉施設等の状態を監視対象外 ＊1

抽出パラメータ＊1：重大事故等対処設備の運転・動作状態を表示する設備（ランプ表示灯等）

当該重大事故等に対処するために各技術的能力等に用いられるパラメータ（添付資料 1.15.2 で整理）

パラメータ

代替パラメータ

補助パラメータ

主要パラメータ

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より原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータ（第 1.15-4 表で整理）

炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために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

重要監視パラメータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（第 1.15-3 表）

有効監視パラメータ

重大事故等対処設備としての要求事
項を満たした計器（少なくとも１つ以上保有）により計測するパラメータ（第 1.15-2 表で整理）※1※2

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（第 1.15-3 表で整理）

バックアップ必須※2

主要パラメータの推定に必要なパラ
メータ（第 1.15-3 表で整理）

重要代替監視パラメータ

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（少なくとも１つ以上保有）により計測するパラメータ（第 1.15-2 表で整理）

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が自主対策設備の計器でのみ計測されるパラメータ（第 1.15-3 表で整理）

他チャンネルの常用計器

他チャンネルの常用計器

計
器

重要計器

常用計器

重大事故等対処設備の計器（第 1.15-2 表で整理）

自主対策設備の計器（第 1.15-3 表で整理）※1（バックアップ）

重要代替計器

常用代替計器

重大事故等対処設備の計器（第 1.15-2 表で整理）

自主対策設備の計器（第 1.15-3 表で整理）

計器電源喪失

可搬型設備

可搬型計測器
重大事故等対処設備（添付資料 1.15.5 で整理）

原子炉圧力容器温度
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）（計測範囲を超えた場合）

図１ 計装設備の全体像
1.15-770※2（バックアップ）

添付資料 1.15.9
手順のリンク先について
事故時の計装に関する手順等について，手順のリンク先を以下に取りまとめる。

１． 1.15.2.2

計測に必要な電源が喪失した場合の手順＜リンク先＞

1.14.2.1

交流電源喪失時の対応手順＜リンク先＞

1.14.2.2

交流電源及び直流電源喪失時の対応手順

２． 1.15.2.4

その他の手順項目にて考慮する手順

・原子炉格納容器内の水素濃度監視に関する手順＜リンク先＞

1.9.2.1(2)ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視＜リンク先＞

1.9.2.1(2)ｂ．格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度
及び酸素濃度監視・原子炉建屋内の水素濃度監視に関する手順＜リンク先＞

1.10.2.1(1)ａ．原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視

・使用済燃料プールの監視に関する手順＜リンク先＞

1.111.2.3(1)

使用済燃料プールの状態監視

・全交流動力電源喪失時の代替電源確保に関する手順＜リンク先＞

1.14.2.1

交流電源喪失時の対応手順＜リンク先＞

1.14.2.2

交流電源及び直流電源喪失時の対応手順

・緊急時対策所の居住性等に関する手順等＜リンク先＞

1.18.2.2

必要な情報の把握及び通信連絡＜リンク先＞

1.18.2.4

代替電源設備からの給電

以1.15-771

上添付資料 1.15.10

重要計器及び重要代替計器の系統概要図

１．

系統概要図の考え方
技術的能力 1.1～1.13 のうち，重大事故等対処設備による対応手段の手順着
手の判断基準及び操作手順に用いる「重大事故対処に係る監視計器」の系統
概要図を図 1～図 13 に示す。

以

1.15-772

上1.15－773

海残留熱除去系
海水系ポンプ

緊急用
海水ポンプ

（1.1

原子炉建屋
付属棟

※2

⑭

残留熱
除去系
補機へ

※1

②

⑧

⑪ ⑥

海へ

常設高圧代替注水系ポンプ⑰

原子炉隔離時冷却系ポンプ⑲

低圧炉心スプレイ系ポンプ※1

残留熱除去系
ポンプＡ

⑫

⑨

⑳

残留熱除去系ポンプＣ

③

⑱

⑧

⑤

⑥

代替循環
冷却系
⑬ポンプＢ

⑥ ⑪

残留熱除去系
ポンプＢ
海へ ※2

サプレッション
・チェンバ

ドライウェル⑩

使用済燃料プール

高圧炉心スプレイ系ポンプ

ペデスタル

原子炉
圧力容器

原子炉格納容器

②

耐圧強化
ベント系

⑯

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）

常設低圧代替注水系ポンプ⑮

常設代替高圧電源装置置場

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋 格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽（地下埋設）
付属棟

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※

圧力開放板

第１図 重大事故等対処設備 系統概略図
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等）（１／２）

①

④

⑦

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

⑱

③

⑩

静的触媒式
水素再結合器

原子炉建屋⑭

可搬型代替注水大型ポンプ①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

1.15－774

43

42 44

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

（1.1

46

50

53
49

46

39

58 59

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

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

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

ペデスタル内の計器設置図

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

第１図 重大事故等対処設備 系統概略図
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等）（２／２）

39

39

39

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

1.15－775

海残留熱除去系
海水系ポンプ

⑪
⑥

①

④

⑦

残留熱除去系
ポンプＡ

常設高圧代替注水系ポンプ

⑰

⑫

⑨

⑳

残留熱除去系ポンプＣ

③

⑱

⑧

⑤

⑥

代替循環
冷却系
⑬ポンプＢ

⑥ ⑪

残留熱除去系
ポンプＢ
海へ ※2

サプレッション
・チェンバ

ドライウェル⑩

使用済燃料プール

高圧炉心スプレイ系ポンプ

ペデスタル

原子炉隔離時冷却系ポンプ⑲

低圧炉心スプレイ系ポンプ

※1

海へ

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

⑱

③

⑩

原子炉
圧力容器

原子炉格納容器

②

耐圧強化
ベント系

⑯

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）

常設低圧代替注水系ポンプ⑮

常設代替高圧電源装置置場

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋 格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽（地下埋設）
付属棟

圧力
開放板

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※

第２図 重大事故等対処設備 系統概略図
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等）
（１／２）

原子炉建屋
付属棟

残留熱
除去系
補機へ

※2

⑭

（1.2

緊急用
海水ポンプ

※1

②

⑧

静的触媒式
水素再結合器

原子炉建屋⑭

可搬型代替注水大型ポンプ①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

1.15－776

43

42 44

52

57

51

40

47

46
53
53
49

53
53

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

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

（1.2

53
49

46

39

58 59

46

第２図 重大事故等対処設備 系統概略図
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等）
（２／２）

39

39

39

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

ペデスタル内の計器設置図

4639 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温
○

48
48
48

46

56

46

50

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

1.15－777

海

残留熱除去系
海水系ポンプ

緊急用
海水ポンプ

原子炉建屋
付属棟

※2

⑭

（1.3

残留熱
除去系
補機へ

※1

②

⑧

⑪ ⑥

常設高圧代替注水系ポンプ⑰

原子炉隔離時冷却系ポンプ⑲

低圧炉心スプレイ系ポンプ※1

残留熱除去系
ポンプＡ

⑫

⑨

⑳

残留熱除去系ポンプＣ

③

⑱

⑧

⑤

⑥

代替循環
冷却系
⑬ ポンプＢ⑥ ⑪

残留熱除去系
ポンプＢ
海へ ※2

サプレッション
・チェンバ

ドライウェル⑩

使用済燃料プール

高圧炉心スプレイ系ポンプ

ペデスタル

原子炉
圧力容器

原子炉格納容器

②

耐圧強化
ベント系
圧力
開放板

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※⑯

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）

常設低圧代替注水系ポンプ⑮

常設代替高圧電源装置置場

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋 格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽（地下埋設）
付属棟

第３図 重大事故等対処設備 系統概略図
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等）（１／２）

①

④

⑦

海へ

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

⑱

③

⑩

静的触媒式
水素再結合器

原子炉建屋⑭

可搬型代替注水大型ポンプ①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

1.15－778

43

42 44

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

39

39

39

（1.3

46

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

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

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

ペデスタル内の計器設置図

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

53
49

46

39

58 59

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

1.15－779

海残留熱除去系
海水系ポンプ

⑪ ⑥

①

④

⑦

残留熱除去系
ポンプＡ

常設高圧代替注水系ポンプ

⑰

⑫

⑨

⑳

残留熱除去系ポンプＣ

③

⑱

⑧

⑤

⑥

代替循環
冷却系
⑬ポンプＢ

⑥ ⑪

残留熱除去系
ポンプＢ
海へ ※2

サプレッション
・チェンバ

ドライウェル⑩

使用済燃料プール

高圧炉心スプレイ系ポンプ

ペデスタル

原子炉隔離時冷却系ポンプ⑲

低圧炉心スプレイ系ポンプ

※1

海へ

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

⑱

③

⑩

原子炉
圧力容器

原子炉格納容器

②

耐圧強化
ベント系

⑯

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）

常設低圧代替注水系ポンプ⑮

常設代替高圧電源装置置場

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋 格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽（地下埋設）
付属棟

圧力
開放板

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※

第４図 重大事故等対処設備 系統概略図
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等）
（１／２）

原子炉建屋
付属棟

残留熱
除去系
補機へ

※2

⑭

（1.4

緊急用
海水ポンプ

※1

②

⑧

静的触媒式
水素再結合器

原子炉建屋⑭

可搬型代替注水大型ポンプ①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

1.15－780

43

42 44

52

57

51

40

47

46
53
53
49

53
53

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

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

（1.4

53
49

46

39

58 59

46

第４図 重大事故等対処設備 系統概略図
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等）
（２／２）

39

39

39

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

ペデスタル内の計器設置図

4639 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温
○

48
48
48

46

56

46

50

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

1.15－781

海残留熱除去系
海水系ポンプ

緊急用
海水ポンプ

原子炉建屋
付属棟

※2

⑭

（1.5

残留熱
除去系
補機へ

※1

②

⑧

⑪ ⑥

海へ

常設高圧代替注水系ポンプ⑰

原子炉隔離時冷却系ポンプ⑲

低圧炉心スプレイ系ポンプ※1

残留熱除去系
ポンプＡ

⑫

⑨

⑳

残留熱除去系ポンプＣ

③

⑱

⑧

⑤

⑥

代替循環
冷却系
⑬ポンプＢ

⑥ ⑪

残留熱除去系
ポンプＢ
海へ ※2

サプレッション
・チェンバ

ドライウェル⑩

使用済燃料プール

高圧炉心スプレイ系ポンプ

ペデスタル

原子炉
圧力容器

原子炉格納容器

②

耐圧強化
ベント系

第５図 重大事故等対処設備 系統概略図
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等）（１／２）

①

④

⑦

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

⑱

③

⑩

静的触媒式
水素再結合器

原子炉建屋⑭

可搬型代替注水大型ポンプ①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）⑯

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）

常設低圧代替注水系ポンプ⑮

常設代替高圧電源装置置場

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋 格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽（地下埋設）
付属棟

圧力
開放板

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※

1.15－782

43

42 44

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

46

53
49

46

39

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

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

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

ペデスタル内の計器設置図

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

58 59

（1.5

39

39

39

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

1.15－783

海残留熱除去系
海水系ポンプ

緊急用
海水ポンプ

原子炉建屋
付属棟

※2

⑭

残留熱
除去系
補機へ

※1

②

⑧

⑪ ⑥

（1.6

①

④

⑦

残留熱除去系
ポンプＡ

⑫

⑨

⑱

⑧

⑤

⑥

代替循環
冷却系
⑬ ポンプＢ

高圧炉心スプレイ系ポンプ⑳

残留熱除去系ポンプＣ③⑥ ⑪

残留熱除去系
ポンプＢ
海へ ※2

サプレッション
・チェンバ

ドライウェル⑩

使用済燃料プール

②

耐圧強化
ベント系

第６図 重大事故等対処設備 系統概略図
原子炉格納容器内の冷却等のための手順等）（１／２）

常設高圧代替注水系ポンプ⑰

原子炉隔離時冷却系ポンプ

⑲

ペデスタル

原子炉
圧力容器

原子炉格納容器

低圧炉心スプレイ系ポンプ

※1

海へ

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

⑱

③

⑩

静的触媒式
水素再結合器

原子炉建屋⑭

可搬型代替注水大型ポンプ①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）⑯

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）

常設低圧代替注水系ポンプ⑮

常設代替高圧電源装置置場

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋 格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽（地下埋設）
付属棟

圧力
開放板

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※

1.15－784

43

42 44

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

46

39

39

39

（1.6

53
49

46

39

58 59

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

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

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

ペデスタル内の計器設置図

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

46
53
53
49

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

1.15－785

海残留熱除去系
海水系ポンプ

緊急用
海水ポンプ

原子炉建屋
付属棟

※2

⑭

（1.7

残留熱
除去系
補機へ

※1

②

⑧

⑪
⑥

常設高圧代替注水系ポンプ⑰

原子炉隔離時冷却系ポンプ⑲

低圧炉心スプレイ系ポンプ※1

残留熱除去系
ポンプＡ

⑫

⑨

⑳

残留熱除去系ポンプＣ

③

⑱

⑧

⑤

⑥

代替循環
冷却系
⑬ポンプＢ

⑥ ⑪

残留熱除去系
ポンプＢ
海へ ※2

サプレッション
・チェンバ

ドライウェル⑩

使用済燃料プール

高圧炉心スプレイ系ポンプ

ペデスタル

原子炉
圧力容器

原子炉格納容器

②

耐圧強化
ベント系
圧力
開放板

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※⑯

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）

常設低圧代替注水系ポンプ⑮

常設代替高圧電源装置置場

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋 格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽（地下埋設）
付属棟

第７図 重大事故等対処設備 系統概略図
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等）（１／２）

①

④

⑦

海へ

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

⑱

③

⑩

静的触媒式
水素再結合器

原子炉建屋⑭

可搬型代替注水大型ポンプ①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

1.15－786

43

42 44

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

46

39

53
49

46

（1.7

39

39

39

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

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

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

ペデスタル内の計器設置図

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

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

58 59

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

1.15－787

海残留熱除去系
海水系ポンプ

緊急用
海水ポンプ

（1.8

原子炉建屋
付属棟

※2

⑭

残留熱
除去系
補機へ

※1

②

⑧

⑪
⑥

常設高圧代替注水系ポンプ⑰

原子炉隔離時冷却系ポンプ⑲

低圧炉心スプレイ系ポンプ※1

残留熱除去系
ポンプＡ

⑫

⑨

⑳

残留熱除去系ポンプＣ

③

⑱

⑧

⑤

⑥

代替循環
冷却系
⑬ ポンプＢ⑥ ⑪

残留熱除去系
ポンプＢ
海へ ※2

サプレッション
・チェンバ

ドライウェル⑩

使用済燃料プール

高圧炉心スプレイ系ポンプ

ペデスタル

原子炉
圧力容器

原子炉格納容器

②

耐圧強化
ベント系

⑯

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）

常設低圧代替注水系ポンプ⑮

常設代替高圧電源装置置場

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋 格納容器圧力逃がし装置
付属棟
フィルタ装置格納槽（地下埋設）

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※

圧力開放板

第８図 重大事故等対処設備 系統概略図
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等）（１／２）

①

④

⑦

海へ

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

⑱

③

⑩

静的触媒式
水素再結合器

原子炉建屋⑭

可搬型代替注水大型ポンプ①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

1.15－788

43

42 44

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

39

39

39

（1.8

46

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

53 格納容器下部水位○

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

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

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

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○第８図 重大事故等対処設備 系統概略図
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等）（２／２）

53
49

46

39

58 59

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

1.15－789

海残留熱除去系
海水系ポンプ

緊急用
海水ポンプ

（1.9

原子炉建屋
付属棟

※2

⑭

⑪
⑥

①

④

⑦

残留熱除去系
ポンプＡ

常設高圧代替注水系ポンプ

⑰

⑫

⑨

⑳

残留熱除去系ポンプＣ

③

⑱

⑧

⑤

⑥

代替循環
冷却系
⑬ ポンプＢ⑥ ⑪

残留熱除去系
ポンプＢ
海へ ※2

サプレッション
・チェンバ

ドライウェル⑩

使用済燃料プール

高圧炉心スプレイ系ポンプ

ペデスタル

原子炉隔離時冷却系ポンプ⑲

低圧炉心スプレイ系ポンプ

※1

海へ

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

⑱

③

⑩

原子炉
圧力容器

原子炉格納容器

②

耐圧強化
ベント系

⑯

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）

常設低圧代替注水系ポンプ⑮

常設代替高圧電源装置置場

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋 格納容器圧力逃がし装置
付属棟
フィルタ装置格納槽（地下埋設）

圧力開放板

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※

第９図 重大事故等対処設備 系統概略図
水素爆発による原子炉格納容器の損傷を防止するための手順等）（１／２）

残留熱
除去系
補機へ

※1

②

⑧

静的触媒式
水素再結合器

原子炉建屋⑭

可搬型代替注水大型ポンプ①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

1.15－790

43

42 44

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

（1.9

46

50

53
49

46

39

58 59

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

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

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

ペデスタル内の計器設置図

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○第９図 重大事故等対処設備 系統概略図
水素爆発による原子炉格納容器の損傷を防止するための手順等）（２／２）

39

39

39

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

1.15－791

海残留熱除去系
海水系ポンプ

緊急用
海水ポンプ

（1.10

原子炉建屋
付属棟

※2

⑭

残留熱
除去系
補機へ

※1

②

⑧

⑪
⑥

常設高圧代替注水系ポンプ⑰

原子炉隔離時冷却系ポンプ⑲

低圧炉心スプレイ系ポンプ※1

残留熱除去系
ポンプＡ

⑫

⑨

⑳

残留熱除去系ポンプＣ

③

⑱

⑧

⑤

⑥

代替循環
冷却系
⑬ ポンプＢ⑥ ⑪

残留熱除去系
ポンプＢ
海へ ※2

サプレッション
・チェンバ

ドライウェル⑩

使用済燃料プール

高圧炉心スプレイ系ポンプ

ペデスタル

原子炉
圧力容器

原子炉格納容器

②

耐圧強化
ベント系

⑯

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）

常設低圧代替注水系ポンプ⑮

常設代替高圧電源装置置場

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋 格納容器圧力逃がし装置
付属棟
フィルタ装置格納槽（地下埋設）

圧力開放板

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※

第 10 図 重大事故等対処設備 系統概略図
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等）（１／２）

①

④

⑦

海へ

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

⑱

③

⑩

静的触媒式
水素再結合器

原子炉建屋⑭

可搬型代替注水大型ポンプ①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

1.15－792

43

42 44

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

（1.10

46

50

39

39

39

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

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

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

ペデスタル内の計器設置図

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

第 10 図 重大事故等対処設備 系統概略図
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等）（２／２）

53
49

46

39

58 59

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

1.15－793

海残留熱除去系
海水系ポンプ

緊急用
海水ポンプ

原子炉建屋
付属棟

※2

⑭

残留熱
除去系
補機へ

※1

②

⑧

⑪
⑥

（1.11

①

④

⑦

残留熱除去系
ポンプＡ

⑫

⑨

⑱

⑧

⑤

⑥

代替循環
冷却系
⑬ ポンプＢ

高圧炉心スプレイ系ポンプ⑳

残留熱除去系ポンプＣ③⑥ ⑪

残留熱除去系
ポンプＢ
海へ ※2

サプレッション
・チェンバ

ドライウェル⑩

使用済燃料プール

②

耐圧強化
ベント系

第 11 図 重大事故等対処設備 系統概略図
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等）（１／２）

常設高圧代替注水系ポンプ⑰

原子炉隔離時冷却系ポンプ

⑲

ペデスタル

原子炉
圧力容器

原子炉格納容器

低圧炉心スプレイ系ポンプ

※1

海へ

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

⑱

③

⑩

静的触媒式
水素再結合器

原子炉建屋⑭

可搬型代替注水大型ポンプ①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）⑯

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）

常設低圧代替注水系ポンプ⑮

常設代替高圧電源装置置場

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋 格納容器圧力逃がし装置
付属棟
フィルタ装置格納槽（地下埋設）

圧力開放板

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※

1.15－794

43

42 44

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

46

39

39

39

（1.11

53
49

46

39

58 59

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

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

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

ペデスタル内の計器設置図

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

第 11 図 重大事故等対処設備 系統概略図
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等）
（２／２）

46
53
53
49

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

1.15－795

海残留熱除去系
海水系ポンプ

緊急用
海水ポンプ

（1.12

原子炉建屋
付属棟

※2

⑭

残留熱
除去系
補機へ

※1

②

⑧

⑪
⑥

常設高圧代替注水系ポンプ⑰

原子炉隔離時冷却系ポンプ⑲

低圧炉心スプレイ系ポンプ※1

残留熱除去系
ポンプＡ

⑫

⑨

⑳

残留熱除去系ポンプＣ

③

⑱

⑧

⑤

⑥

代替循環
冷却系
⑬ ポンプＢ⑥ ⑪

残留熱除去系
ポンプＢ
海へ ※2

サプレッション
・チェンバ

ドライウェル⑩

使用済燃料プール

高圧炉心スプレイ系ポンプ

ペデスタル

原子炉
圧力容器

原子炉格納容器

②

耐圧強化
ベント系

⑯

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）

常設低圧代替注水系ポンプ⑮

常設代替高圧電源装置置場

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋 格納容器圧力逃がし装置
付属棟
フィルタ装置格納槽（地下埋設）

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※

圧力開放板

第 12 図 重大事故等対処設備 系統概略図
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等）（１／２）

①

④

⑦

海へ

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

⑱

③

⑩

静的触媒式
水素再結合器

原子炉建屋⑭

可搬型代替注水大型ポンプ①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

1.15－796

43

42 44

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

39

39

39

（1.12

46

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

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

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

ペデスタル内の計器設置図

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

第 12 図 重大事故等対処設備 系統概略図
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等）（２／２）

53
49

46

39

58 59

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

1.15－797

海残留熱除去系
海水系ポンプ

緊急用
海水ポンプ

原子炉建屋
付属棟

※2

⑭

⑪

③

⑩

⑥

①

④

⑦

海へ

残留熱除去系
ポンプＡ

⑫

⑨

⑱

⑧

⑤

⑥

代替循環
冷却系
⑬ ポンプＢ

高圧炉心スプレイ系ポンプ⑳

残留熱除去系ポンプＣ③⑥ ⑪

残留熱除去系
ポンプＢ
海へ ※2

サプレッション
・チェンバ

ドライウェル⑩

使用済燃料プール

②

耐圧強化
ベント系
圧力
開放板

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置※⑯

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系格納槽（地下埋設）

常設低圧代替注水系ポンプ⑮

常設代替高圧電源装置置場

可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉建屋 格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽（地下埋設）
付属棟

第 13 図 重大事故等対処設備 系統概略図
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等）（１／２）

常設高圧代替注水系ポンプ⑰

原子炉隔離時冷却系ポンプ

⑲

ペデスタル

原子炉
圧力容器

原子炉格納容器

低圧炉心スプレイ系ポンプ

※1

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

⑱

（1.13

残留熱
除去系
補機へ

※1

②

⑧

静的触媒式
水素再結合器

原子炉建屋⑭

可搬型代替注水大型ポンプ①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

1.15－798

43

42 44

52

57

51

40

47

46

56

48
48
48

46

50

46

53
49

46

39

46
53
53
49

53
53

46

46

56

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

46

47

57

40
42

41 41

55

54

43 45

53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

53 格納容器下部水位○（2.75m，2 個）

満水管理水位計

貫通孔（内径約 15cm）

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

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

ペデスタル内の計器設置図

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

第 13 図 重大事故等対処設備 系統概略図
重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等）（２／２）

58 59

（1.13

39

39

39

原子炉圧力容器

原子炉格納容器添付資料 1.15.11
主要パラメータと代替パラメータの相関関係による推定について（具体例）
推定ケース１～推定ケース１１における具体例を以下に示す（該当箇所を下線部に示す）。
推定ケース１：同一物理量（温度，圧力，水位，流量，放射線量率，水素濃度及び中性子束）から推定する。
分類

原子炉圧力容器内の水位
主要パラメータが原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）の場合
主要パラメータ

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）

原子炉水位（広帯域）①主要パラメータの他チャンネル

原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）③高圧代替注水系系統流量③低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量③原子炉隔離時冷却系系統流量③高圧炉心スプレイ系系統流量③残留熱除去系系統流量③低圧炉心スプレイ系系統流量④原子炉圧力④原子炉圧力（ＳＡ）④サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータ推定方法①

原子炉水位（広帯域）又は原子炉水位（燃料域）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネ

ルにより推定する。
②

原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ燃料域）の計測が困難となった場合は，同一物

理量の原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）により推定する。
③

高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原

子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量及び低圧炉心ス
プレイ系系統流量による注水流量と崩壊熱除去に必要な水量の差を利用して推定する。
④

原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）及びサプレッション・チェンバ圧力の差圧による原子炉圧力容器の満水を推定する。
推定は，計測範囲内であれば，相関関係があり連続的な監視ができる原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）を優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・

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

1.15-799

推定ケース２：水位を水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力から推定する。
分類

原子炉圧力容器内の水位
主要パラメータが原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）の場合
主要パラメータ

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）

原子炉水位（ＳＡ広帯域）①原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（ＳＡ燃料域）①原子炉水位（燃料域）②高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量②代替循環冷却系原子炉注水流量②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心スプレイ系系統流量②残留熱除去系系統流量②低圧炉心スプレイ系系統流量③原子炉圧力③原子炉圧力（ＳＡ）③サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータ推定方法①

原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ燃料域）の計測が困難となった場合は，同一物

理量の原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）により推定する。
②

高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原

子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量及び低圧炉心ス
プレイ系系統流量による注水流量と崩壊熱除去に必要な水量の差を利用して推定する。
③

原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）及びサプレッション・チェンバ圧力の差圧による原子炉圧力容器の満水を推定する。
推定は，計測範囲内であれば，相関関係があり連続的な監視ができる原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）を優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・

大破断ＬＯＣＡ等により格納容器温度が上昇し，ドライウェル雰囲気温度の指示が原子炉圧力の飽和温度を超えている場合は，水位不明と判断する。水位不明と判断した場合，次の方法により推定する。
・

第１図より原子炉圧力容器への注水流量と崩壊熱除去に必要な水量の差を算出し，直前まで判明していた水位に変換率を考慮することにより原子炉水位を推定する。なお，炉心冷却状態を原子炉
圧力容器温度にて合わせて確認する。

1.15-800

代替パラメータによる推定の具体例

原子炉水位変化率［mm／min］＝原子炉圧力容器注水流量と崩壊熱除去に必要な水量の差［m３／h］/60［min］/
原子炉圧力容器レベル換算：
推定可能範囲：全範囲

第２図 原子炉圧力容器への注水量と崩壊熱除去に必要な水量の差を利用した水位の推定

1.15-801推定ケース３：流量を注水先又は水源の水位変化を監視することにより推定する。
分類

原子炉圧力容器への注水量
主要パラメータ

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）

高圧代替注水系系統流量①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）

代替パラメータ推定方法①

高圧代替注水系系統流量の計測が困難になった場合，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②

注水先の原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ燃料域）の水位変化により注水量を推定する。
推定は，環境悪化の影響を受けることが小さいサプレッション・プール水位を優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・ サプレッション・プールの水位容量曲線を用いて，水位の変化量から注水した水量を推定する。
なお，炉心冷却状態を原子炉水位にて合わせて確認する。
原子炉圧力容器注水量［m３／h］＝

×1 時間当たりに換算したサプレッション・プール水位の上昇量［cm／h］
サプレッション・プール水量レベル換算：

第３図 サプレッション・プールの水位容量曲線

1.15-802推定ケース４：圧力から原子炉圧力容器又は原子炉格納容器の水位を推定する。
分類

原子炉圧力容器内の水位
主要パラメータが原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）の場合
主要パラメータ

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）

原子炉水位（ＳＡ広帯域）①原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（ＳＡ燃料域）①原子炉水位（燃料域）②高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量②代替循環冷却系原子炉注水流量②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心スプレイ系系統流量②残留熱除去系系統流量②低圧炉心スプレイ系系統流量③原子炉圧力③原子炉圧力（ＳＡ）③サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータ推定方法①

原子炉水位（広帯域）又は原子炉水位（燃料域）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②

原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ燃料域）の計測が困難となった場合は，同一物理量の原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）により推定する。
③

高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，

原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量及び低圧炉
心スプレイ系系統流量による注水流量と崩壊熱除去に必要な水量の差を利用して推定する。
④

原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）及びサプレッション・チェンバ圧力の差圧による原子炉圧力容器の満水を推定する。
推定は，計測範囲内であれば，相関関係があり連続的な監視ができる原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）を優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・

原子炉圧力容器が満水であることを確認することで炉心冷却状態を確認する。

・ 具体的には，逃がし安全弁により原子炉圧力が低圧状態で維持されている状態において，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）又は代替の注水系統による原子炉圧力容器への注水により，原子炉水位が主蒸気管高さまで上昇し，逃がし安全弁から蒸気ではなく水が流れ出すことで原子炉圧力容器内の圧力が上昇し，原子炉圧力又は原子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・チェンバ圧力の差圧が 0.6MPa［gage］以上であれば原子炉圧力容器を満水と推定する。
・ 本推定方法は，原子炉水位の計測が困難＊となった場合の原子炉圧力容器の満水操作時における原子炉の状態を考慮した推定としており，炉心冷却状態を把握する上で適用する。
＊

原子炉水位の計測が困難になる状況として機器の故障以外に，原子炉圧力とドライウェル

雰囲気温度の関係から水位不明と判断する場合がある。これは，計測機器内部の水が外部から飽和温度以上に過熱されることで蒸発し，正確な指示を示さなくなる可能性があるためである。

1.15-803

推定ケース５：原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいを水位，圧力等の傾向監視により推定する。
格納容器バイパスの監視

分類

主要パラメータが原子炉圧力容器内の場合
主要パラメータ

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）

原子炉水位（広帯域）①主要パラメータ（原子炉水位（広帯域），原子炉

原子炉水位（燃料域

水位（燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（Ｓ

原子炉水位（ＳＡ広帯域）Ａ））の他チャンネル

原子炉水位（ＳＡ燃料域）②ドライウェル雰囲気温度

原子炉圧力②ドライウェル圧力

原子炉圧力（ＳＡ）②［エリア放射線モニタ］※1

代替パラメータ推定方法①

主要パラメータのうち，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉圧力及び原子炉圧力（ＳＡ）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②

原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力及び原子炉圧力（ＳＡ）の監視が不可能となった場合には，ドライウェル雰囲
気温度，ドライウェル圧力，エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）により格納容器バイパスの発生を推定する。
推定は，主要パラメータ（原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ））の他チャンネルを優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・

格納容器バイパス発生監視の主要パラメータは，＜原子炉圧力容器パラメータ＞，＜格納容器パラメータ＞，＜原子炉建屋パラメータ＞に分けられる。
・ ＜原子炉圧力容器パラメータ＞の主要パラメータである原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）の計測が困難になった場合，代替パラメータの＜格納容器パラメータ＞，＜原子炉建屋パラメータ＞により推定する。
・＜原子炉圧力容器パラメータ＞の計測が困難になった場合，＜格納容器パラメータ＞に漏えいの傾向がないこと及び＜原子炉建屋パラメータ＞に漏えいの傾向があることにより，格納容器バイパ
スの発生を推定することができる。

※1：有効監視パラメータ

1.15-804

推定ケース６：圧力又は温度を水の飽和状態の関係から推定する。
分類

原子炉格納容器内の圧力
主要パラメータ

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）

ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力②ドライウェル雰囲気温度③［ドライウェル圧力］※2

代替パラメータ推定方法①

ドライウェル圧力の計測が困難になった場合は，原子炉格納容器内の他の計測箇所であるサプレッション・チェンバ圧力による推定する。
②

ドライウェル雰囲気温度により飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉格納容器内の圧力の推定を行う。
③

監視可能であればドライウェル圧力（常用計器）により圧力を推定する。
推定は，真空破壊装置，ベント管を介して均圧されるサプレッション・チェンバ圧力を優先する。

代替パラメータによる推定の具体例
・

格納容器内が過去の温度，圧力履歴から飽和状態にあると判断されれば，飽和温度／圧力の関係を利用して第６図より原子炉格納容器内圧力の推定を行う。
推定可能範囲：0～0.71MPa［gage］

第６図 飽和温度／圧力の関係を利用した圧力の推定
・

本推定方法は，格納容器内が飽和状態にある場合に限定される。ただし，重大事故等時の有効性評価（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））において，事象初期に一時的に格納容器内が過熱状態に至るものの，その後のほとんどの期間で格納容器内は飽和状態に維持されることから，格納容器の過圧破損防止対策に必要な情報を得ることができる。

※2：重要監視パラメータの常用計器

1.15-805

推定ケース７：水素燃焼するおそれのある状態であるかを推定する。
原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度分類

主要パラメータが格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の場合
主要パラメータ

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力②［格納容器内酸素濃度］※2

代替パラメータ推定方法①

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）が困難になった場合は，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）又は格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）にて炉心損傷を判断した後，評価結果（解析結果）により原子炉格納容器内の水素が燃焼を生じるおそれのある状態であるかを推定する。
②

事故後のドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力を監視することで，原子炉格納容

器内への空気流入有無を把握し，水素が燃焼を生じる可能性を推定する。
③

監視可能であれば格納容器内水素濃度（常用計器）又は格納容器内酸素濃度（常用計器）により水素濃度又は酸素濃度を推定する。
推定は，重要監視計器である格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ），ドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力を優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・

格納容器内酸素濃度の計測が困難になった場合，代替パラメータの格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）又は格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）にて炉心損傷を判断した後，第７(1)図及び第７(2)図に示す。初期酸素濃度と可燃性ガス濃度制御系の性能評価に用いている保守的な G 値（沸騰状態の場合 G(H2)=0.4，G(O2)=0.2，非沸騰状態の場合 G(H2)=0.25，G(O2)=0.125）を入力とした評価結果（解析結果）により推定する。
・ ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力により，格納容器内圧力が正圧であることを確認することで，事故後の格納容器内への空気（酸素）の流入の有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。

※2：重要監視パラメータの常用計器

1.15-806

代替パラメータによる推定の具体例
初期酸素濃度：2.5%

初期酸素濃度：2.0%

初期酸素濃度：1.0%

初期酸素濃度：0.5%

初期酸素濃度：1.5%

5.0
4.5
4.0
ド
ラ
イ
ウ
ェ
ル
の
酸
素
濃
度

3.5
3.0
2.5
2.0
1.5

初期酸素濃度
4.3vol%到達時間※
2.5%
約25.7hr2.0%
約30.4hr
1.5%
約35.5hr1.0%
約40.6hr0.5%
約46.2hr※：小数点以下2桁目を四捨五入（vol％） 1.0
0.5
0.0
0

10

20

30

40

50

事故後の時間(hr)JOB No.MA47BNT2AE--3H6800225

第７(1)図 「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」
において代替循環冷却を使用する場合のドライウェルの酸素濃度変化（格納容器内への窒素供給なし）

初期酸素濃度：2.5%

初期酸素濃度：2.0%

初期酸素濃度：1.0%

初期酸素濃度：0.5%

初期酸素濃度：1.5%

5.0

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
チ
ェ
ン
バ
の
酸
素
濃
度

4.5
4.0
3.5
3.0
2.5
2.0
1.5
初期酸素濃度
4.3vol%到達時間※
2.5%
約26.6hr2.0%
約30.9hr
1.5%
約35.4hr1.0%
約39.8hr0.5%
約44.2hr※：小数点以下2桁目を四捨五入

1.0（vol％）
0.5
0.0
0

10

20

30

40

事故後の時間(hr)JOB No.MA47BNT2AE--3H6800225

第 58-7-18 図 「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」
において代替循環冷却を使用する場合のサプレッション・チェンバの酸素濃度変化（格納容器内への窒素供給なし）

1.15-80750

推定ケース８：装置の作動状況により水素濃度を推定する。
分類

原子炉建屋内の水素濃度
主要パラメータ

原子炉建屋水素濃度

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）①主要パラメータの他チャンネル②静的触媒式水素再結合器動作監視装置

代替パラメータ推定方法①

原子炉建屋水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。

②

原子炉建屋水素濃度が困難になった場合は，静的触媒式水素再結合器動作監視装置（入ロ／出ロの差温度から水素濃度を推定）により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・

原子炉建屋内水素濃度の計測が困難になった場合，代替パラメータの静的触媒式水素再結合器動

作監視装置（静的触媒式水素再結合器に導入された水素濃度とそのときの静的触媒式水素再結合器
入口／出口の差温度との関係）により推定する。

第９図

静的触媒式水素再結合器の入口／出口の差温度と水素濃度の関係

水素濃度 1vol％程度で静的触媒式水素再結合器入口と出口の温度差は約 40K となる。
水素濃度 4vol％程度で静的触媒式水素再結合器入口と出口の温度差は約 170K となる。

1.15-808

推定ケース９：制御棒の位置指示により未臨界を推定する。
分類

未臨界の維持又は確認
主要パラメータ

起動領域計装代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）①主要パラメータの他チャンネル②平均出力領域計装③［制御棒操作監視系］

代替パラメータ推定方法①

起動領域計装の計測が困難になった場合は，同一物理量の主要パラメータの他チャンネルによる推定する。
②

起動領域計装の監視が不可能となった場合には,平均出力領域計装により推定する。

③

制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる

場合は，未臨界状態の維持を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

代替パラメータによる推定の具体例
・ 制御棒は，原子炉が低温状態において臨界未満に維持できる設備であるため，その機能が満足していることを全制御棒が全挿入位置にあることで確認することができる。これにより，原子炉の未臨界を推定する。

1.15-809

推定ケース１０：プラントの状態により最終ヒートシンクの確保を推定する。
最終ヒートシンクの確保

分類

主要パラメータが格納容器圧力逃がし装置の場合
主要パラメータ

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）

フィルタ装置水位①主要パラメータの他チャンネル（フィルタ装置水フィルタ装置圧力位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置スクラビング水温度

フィルタ装置入口水素濃度）

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低②ドライウェル雰囲気温度

レンジ）②サプレッション・チェンバ雰囲気温度

フィルタ装置入口水素濃度②ドライウェル圧力②サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータ推定方法①

格納容器圧力逃がし装置の主要パラメータの計測が困難になった場合は，同一物理量の主要パラメータの他チャンネル（フィルタ装置水位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ
装置入口水素濃度）により推定する。
②

格納容器圧力逃がし装置による冷却において，フィルタ装置水位，フィルタ装置圧力，フィルタ装置スクラビング水温度，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），フィルタ装置入口水素濃度の監視が不可能となった場合には，ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度，サプレッション・チェンバ圧力により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネル（フィルタ装置水位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度）を優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・

格納容器圧力逃がし装置による冷却において主要パラメータの計測が困難になった場合，ドライ

ウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気温度，ドライウェル圧力，サプレッション・
チェンバ圧力が低下傾向にあることにより，最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。
・

ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力の低下傾向から格納容器ベントの実施を確認することができことから，最終ヒートシンクへの熱移送が確保されていることを確認する。また，
ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気温度の低下傾向を確認することができれば，格納容器内雰囲気の除熱が適切に行われていることを確認が可能である。

1.15-810

推定ケース１１：使用済燃料プールの状態を同一物理量（温度），あらかじめ評価した水位と放射線量率の相関関係及びカメラによる監視により，使用済燃料プ
ールの水位又は必要な水遮蔽が確保されていることを推定する。
分類

使用済燃料プールの監視
主要パラメータが使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の場合
主要パラメータ

代替パラメータ（番号は優先順位を示す。
）

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）①使用済燃料プール温度（ＳＡ）①使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）②使用済燃料プール監視カメラ

代替パラメータ推定方法①

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の監視が不可能となった場合には，使用済燃料プール温度（ＳＡ）により使用済燃料プールの温度を推定する。また，使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて放射線量を計測した後，水位と放射線量率の関係から水位を推定する。
②

使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

推定は，温度の場合は同じ仕様である使用済燃料プール温度（ＳＡ）を，水位の場合は使用済燃料
プールを直接監視する使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）を優先する。
代替パラメータによる推定の具体例
・

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の計測が困難になった場合，代替パラメータの使用済

燃料プール温度（ＳＡ）により，使用済燃料プールの冷却状況を推定する。また，代替パラメータの使用済燃料プールエリア放射線モニタにより水位／放射線量の関係を利用して第 10 図より，必要な水位が確保されていることを推定する。

第 10 図 水位と放射線量率の関係
・

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の計測が困難になった場合，代替パラメー
タの使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

1.15-811

添付資料 1.15.12
原子炉水位不明時の対応について

1.

概

要

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

2.

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

ドラ イウ ェ ル雰 囲気 温 度

(℃)

第1図

水位不明判断曲線
1.15-882

3.

有効性評価「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」における水位不明時の対応について
有効性評価の格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格
納容器過圧・過温破損）」の評価事故シーケンスでは，原子炉冷却材喪失（大破断ＬＯＣＡ）により，第1図に示す水位不明領域となるため，運転員は水位不明を判断する。
水位不明と判断した場合，原子炉水位Ｌ０以上まで冠水させるために必要な水量を注水する。具体的には，原子炉底部から原子炉水位Ｌ０以上まで冠水させるために必要な原子炉注水量及び注水した時点での崩壊熱による蒸発量を考慮し，原子炉注水流量に応じた必要注水時間を注水することとする。

4.

炉心損傷後における水位不明判断時の対応手順について
上記のとおり，炉心損傷後の対応手順として，ＬＯＣＡ時に水位不明を判断し外部水源に期待した原子炉注水を実施する場合には，手順に従い，第1表に示す原子炉水位Ｌ０まで水位回復させるために必要な注水時間を230m３／h以上で継続して注水する。原子炉水位Ｌ０到達後に崩壊熱による蒸発量相
当の注水量（以下「崩壊熱相当の注水量」という）よりも多い注水量で注水する場合には，原子炉に持ち込んだ水がＬＯＣＡ破断口から格納容器へ流出
しサプレッション・プール水位の上昇につながるため，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の開始時間が早まる。そのため，原子炉水位Ｌ０到達までに必要な注水時間の注水を実施後は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を可能な限り遅延させ環境への影響を低減させるため，崩壊熱相当の注水流量とする。
なお，サプレッション・プールを水源とした原子炉注水に切り替える場合には，崩壊熱相当の注水量には変更せず，所定の流量での注水を継続する。
1.15-883

第1表に示す必要注水時間は，原子炉底部から原子炉水位Ｌ０まで冠水させるために必要な注水量に加え，注水開始時点での崩壊熱除去に必要な注水量を考慮し設定した。

第1表

水位不明時の必要注水時間（ＬＯＣＡ）

原子炉水位Ｌ０到達までに必要な注水時間（注水流量230m３ ／h以上）

5.

原子炉注水開始時間（原子炉停止後の経過時間）

注水時間

5分～

55分

10分～

50分

15分～

45分

25分～

40分

1時間～

35分

12時間～

30分

水位不明判断時の原子炉水位の推定手段について
上記のとおり，水位不明と判断した場合，原子炉注水流量及び必要な注水時間により，原子炉水位Ｌ０位置までの水位回復を判断する。
その後，原子炉水位をＬ０以上で維持するためには，崩壊熱相当の注水量以上での注水の継続及び原子炉圧力容器下部が健全であることが必要となる。
仮に原子炉圧力容器下部からの漏えいが生じている場合には，原子炉水位Ｌ０以上を維持できない可能性があるが，漏えい水がペデスタル（ドライウェ
ル部）へ落下することで，格納容器下部水位及び格納容器下部水温が上昇すると考えられるため，以下のパラメータによって損傷炉心の冷却維持を判断することとする。
1.15-884

・崩壊熱相当の注水量以上で原子炉注水を継続していること
・格納容器下部水位及び格納容器下部水温の上昇がないこと
代替循環冷却系等のサプレッション・プールを水源とした注水手段を確保できる場合には，崩壊熱相当及び漏えいを補う注水量以上で注水を継続することで，原子炉圧力容器下部からの漏えいが生じている場合でも，サプレッ
ション・プールの水位上昇を防止しつつ損傷炉心の冷却維持を図る。
一方，代替循環冷却系が使用できない場合において，原子炉圧力容器下部からの漏えいが生じている場合等には，原子炉水位Ｌ０到達の判断後に原子炉注水を崩壊熱相当の注水量とすると，原子炉水位が低下し損傷炉心の冷却維持ができない可能性がある。この場合，その後の事象進展により原子炉下部プレナムへ溶融炉心が移行することになるが，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が300℃に到達した時点で，損傷炉心の冷却失敗を判断し，原子炉圧力容器破損に備えた対応を実施することとする。
上記のとおり，崩壊熱相当の注水量に調整した場合，損傷炉心の冷却維持ができず，いずれは原子炉圧力容器の破損に至る可能性があるが，崩壊熱相
当の注水量に調整しない場合（流量低下しない場合）においても，サプレッ
ション・プール水位の上昇により格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作を実施する際には，原子炉注水を崩壊熱相当の注水量に減少させる必要があり，その後，原子炉圧力容器の破損に至ることになる。
そのため，格納容器下部水位及び格納容器下部水温の上昇等により，損傷
炉心の冷却失敗の兆候を確認した場合に，原子炉注水流量を増加させることはせず，原子炉水位Ｌ０到達を判断した時点で崩壊熱相当の注水量に変更することにより，サプレッション・プール水位上昇を抑制し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作の実施を可能な限り遅延させることとする。
したがって，破断位置等の違いによる注水手順の差異は生じない。
1.15-885

上記の原子炉水位不明時における原子炉水位の推定手段について第2表に示す。なお，流量計指示が正常な状況で崩壊熱相当の注水が失敗している場
合には，注水配管の破断による漏えいが考えられるが，その場合に有意な変化を示すと考えられるパラメータを第3表に示す。格納容器スプレイの実施によりドライウェル雰囲気温度・圧力の上昇が継続しない等，状況によっては正確な判断が難しい場合が存在するが，第3表に記載の場合は注水失敗の傾向を判断することが可能と考えられる。ただし，注水が失敗している傾向を確認した場合においても崩壊熱相当の注水を継続し，最終的には原子炉圧力容器表面温度（下鏡部）が300℃に到達した時点で注水不可を判断することとする。

1.15-886

第2表

原子炉水位不明時における原子炉水位の推定手段

推定事項

判断パラメータ

原子炉水位Ｌ０までの水位回復判断

原子炉注水流量と必要注水時間

損傷炉心の冷却維持判断（原子炉水位Ｌ０以上の水位維持）

原子炉水位Ｌ０到達判断後，・原子炉注水流量：崩壊熱相当以上の流量・格納容器下部水位 ：上昇がないこと
・格納容器下部水温 ：上昇がないこと

損傷炉心の冷却失敗判断（原子炉水位Ｌ０以下に低下，炉心損
傷の進展）

原子炉圧力容器温度（下鏡部）：300℃到達

第3表
漏えい個所

パラメータ推移
パラメータの推移

・原子炉建屋内の漏えい検知設備の作動により，注水系統からの漏えいを判断可能な場合がある
・原子炉圧力容器内に崩壊熱相当の注水ができていない場合，発生した蒸気が炉心部で過熱され，過熱蒸気として格納容器内に
原子炉建屋内で流出するため，格納容器スプレイを実施していない場合におい漏えいしている場合ては，ドライウェル雰囲気温度・圧力の上昇が継続する可能性がある
・常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力低下や低圧代替注水系（常設）の流量増加によって漏えいを判断可能な場合がある

格納容器内で漏えいしている場合

・原子炉へ注入する冷却水がドライウェルからベント管を通じてサプレッション・プールに移行することで，サプレッション・
プール水位が上昇する可能性がある
・原子炉圧力容器内に崩壊熱相当の注水ができていない場合，発生した蒸気が炉心部で過熱され，過熱蒸気として格納容器内に流出するため，格納容器スプレイを実施していない場合においては，ドライウェル雰囲気温度
・圧力の上昇が継続する可能性がある
常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力低下や低圧代替注水系（常設）の流量増加によって漏えいを判断可能な場合がある

1.15-887

添付資料 1.15.13
添付 3．ＲＰＶ破損判断について

1.

ＲＰＶ破損に係る判断パラメータの考え方
炉心損傷後に原子炉へ注水されない場合，溶融炉心が原子炉圧力容器の下部プレナムに落下（リロケーション）し，その後ＲＰＶが破損することとな
るが，リロケーション後のＲＰＶ破損のタイミングには不確かさが存在する。
ＲＰＶ破損後は，ペデスタルにデブリが落下することにより，格納容器圧力が上昇するとともにペデスタル水が蒸発することから，格納容器スプレイ及びペデスタル注水を実施するために，速やかにＲＰＶ破損を判断する必要がある。
このため，ＲＰＶ破損前に，事象の進展に応じて生じる物理現象（原子炉水位低下，リロケーション）を検知できる【破損徴候パラメータ】によって，ＲＰＶ破損の徴候を検知し，徴候を検知した以降のＲＰＶ破損に至るまでの間はＲＰＶ破損を検知可能なパラメータ【破損判断パラメータ】を継続的に監視することによって，ＲＰＶ破損判断の迅速性向上を図ることとする。

1.15-883

添付資料 1.15.13
2.

個別パラメータ設定の考え方（第 1 表）
破損徴候パラメータとしては，事象の進展に応じて生じる物理現象（原子炉水位低下，リロケーション）を検知可能なパラメータを設定する。
また，破損判断パラメータは，次の①及び②に適合するパラメータから設定する。
①ＲＰＶ破損以外の原子炉冷却材圧力バウンダリ外への熱の移行を伴う要因により，ＲＰＶ破損と同様の傾向を示すことがないパラメータ（ＲＰＶ破損の誤検知防止）（別添 1）②デブリの落下挙動の不確かさ ※ を考慮した場合でも，変化幅が大きいパラメータ（ＲＰＶ破損の迅速な判断）※原子炉注水機能が喪失した状態でＲＰＶが破損した場合には，ＣＲＤハウジング
等のＲＰＶ貫通部溶接箇所が破損し，アブレーションによる破損口の拡大を伴いながら下部ヘッドに堆積したデブリが継続的にペデスタルへ落下する可能性が高いと考えられる。ただし，ＲＰＶ破損前に原子炉注水機能が復旧した場合等，
少量のデブリがペデスタルに落下する不確かさも存在すると考えられる（添付 7.
別添 1）

破損徴候パラメータ及び破損判断パラメータは全て中央制御室で確認できるものとし，ＲＰＶ破損判断の迅速性を確保する。

【破損徴候パラメータ】
・原子炉水位の「低下（喪失）」
・制御棒位置の指示値の「喪失数増加」
・ＲＰＶ下鏡部温度（第 1 図）が「300℃到達」【破損判断パラメータ】
・ペデスタル水温の「上昇」又は「指示値喪失」

なお，従来の非常時運転手順書Ⅲ及びアクシデントマネジメントガイドで1.15-884

添付資料 1.15.13
は，“原子炉圧力の低下”“ドライウェル圧力の上昇”“ペデスタル雰囲気
温度の上昇”“ドライウェル雰囲気温度の上昇”等を破損判断パラメータ（ＲＰＶ破損時の変化が顕著で，同一のタイミングで変化した場合には破損判断の確実性が高いと考えられるパラメータ）及び破損判断の参考パラメータ（ＲＰＶ破損時のあるパラメータの副次的な変化として確認されるパラメータやＲＰＶ破損時の変化幅が小さいパラメータ等）として定め，パラメータの挙動から総合的にＲＰＶ破損を判定することとしていた。しかし，これらのパラメータは，デブリ少量落下時のようにパラメータの変化幅が小さい場合など，上記①②のいずれかを満足せず，ＲＰＶ破損を誤検知する可能性や迅速な判断に支障を来す可能性がある。このため，ＲＰＶ破損の判断パラメータから除外するとともに，新規にペデスタル水温に係る計装設備を設置し，破損判断パラメータとして設定する。

1.15-885

原子炉水位の低下・喪失により，リロケーションに先立ち発生する炉心の露出を検知するものであり，Ｒ
ＰＶ破損前における事象進展の把握のため設定。
ＲＰＶ下部に制御棒位置検出のためのケーブルが設置されており，溶融炉心が下部プレナムに落下した際のケーブル接触に伴う指示値喪失を検知することによりリロケーションの発生を検知可能であり，ＲＰＶ
破損前における事象進展の把握のため設定。
ＲＰＶ下鏡部温度 300℃到達を検知することにより，リロケーション発生後におけるＲＰＶ下鏡部の温度上昇を検知可能であり，破損徴候パラメータとして設定可能。なお，ＲＰＶ内が 300℃到達の状態は，逃がし安全弁（安全弁機能）最高吹出圧力に対する飽和温度を超えており，ＲＰＶ内が過熱状態であることを意味するため，リロケーション前に下部プレナムに水がある状態では到達しない。

設定の理由

過渡事象及びＬＯＣＡ時のＲＰＶ破損判断パラメータ設定の理由

1.15-886

・ＲＰＶ下鏡部温度により破損徴候を判定した以降，ペデスタル水温が顕著に上昇するのはＲＰＶ破損時のみであり，ＲＰＶ破損の誤検知の恐れはない。
ペデスタル水温・少量のデブリがペデスタルに落下する不確かさを考慮しても，ペデスタル水温計の上昇又は指示値喪失
により，ＲＰＶ破損の迅速な判断が可能。
【従来の破損判断パラメータ等】
・原子炉圧力以下の理由により，破損判断パラメータとして設定しない・ドライウェル圧力・ＬＯＣＡ事象のリロケーション時等，ＲＰＶ破損時と同様の傾向を示す場合が存在する。
・ドライウェル雰囲気温度
又は・ペデスタル雰囲気温度，等・少量のデブリがペデスタルに落下する不確かさを考慮した場合，変化幅が小さい。

【破損判断パラメータ】

ＲＰＶ下鏡部温度

制御棒位置

原子炉水位

パラメータ
【破損徴候パラメータ】

第1表

添付資料 1.15.13

添付資料 1.15.13

VESSEL TOP HEAD ADJAC TO FLANGE（135°，270°）
VESSEL TOP HEAD FLANGE（135°，270°）
VESSEL WALL ADJAC TO FLANGE（0°，135°，270°）

VESSEL HEAD STUD
（135°，270°）
VESSEL FLANGE（0°，135°，270°）
括弧内は RPV 上側から見た下図の角度で温度計検出位置を表している。
（ は重大事故等対処設備）

FEED WATER NOZZLE（90°，90°，210°，210°）0°：重大事故等対処設備
90°

270°

180°

VESSEL BOTTOM ABOVE SKIRT JCT（0°，135°，270°）

SUPPORT SKIRT TOP（0°，135°，270°）

VESSEL BOTTOM HEAD
（120°，225°，340°）＊＊角度については設計図面からの読み取り

SUPPORT SKIRT AT MTG FLANGE（0°，135°，270°）0°

VESSEL BOTTOM ABOVE SKIRT JCT
VESSEL BOTTOM HEAD
270°

90°

180°

RPV 下鏡部及びボトムスカート上部
温度計検出位置（RPV 上側から見た図）第 58 条で重大事故等対処設備とする温度計の検出位置は代表性を考慮してＲＰＶ上部，中部，下鏡部及びボトムスカート上部各々１箇所としている。
なお，東海第二発電所では下部炉心支持板で炉心を支えており，炉心損傷が進んで下部炉心支持板が崩壊すれば，全量の溶融炉心が下部プレナムに落下するとともに，下鏡部の温度が上昇し，いずれはＲＰＶ破損に至る。このように
ＲＰＶ破損前には，下部プレナムに全量の溶融炉心が落下することを考慮すると，ＲＰＶ破損の徴候を検知するには下鏡部の１つの温度計で十分と考えられるが，東海第二発電所では高さ方向及び径方向ともに位置的に分散された２箇所の温度計を重大事故等対処設備とし，ＲＰＶ破損徴候の検知性の向上を図っ
ている。

第1図

ＲＰＶ温度計検出位置

1.15-887

添付資料 1.15.13
3.

個別パラメータによる検知の考え方について
2. で示した複数の個別パラメータを用いた，ＲＰＶ破損の徴候及びＲＰ
Ｖ破損の検知方法について以下に記載する。
(1)

ＲＰＶ破損の徴候の検知方法について
第 2 図のとおり，事故発生後は，ＲＰＶ内冷却水喪失，炉心損傷，リロケーションといった物理現象が事故の進展に応じて発生するが，その間に“原子炉水位の低下（喪失）”，“制御棒位置の指示値の喪失”及び“ＲＰＶ下鏡部温度の 300℃到達”が検知され，その後ＲＰＶが破損することとなる。
そこで，“原子炉水位の低下（喪失）”や“制御棒位置の指示値の喪失”を検知している状態では，機能喪失した機器の復旧等の作業を並行して実施する可能性等を考慮して破損判断パラメータを適宜監視することとするが，“ＲＰＶ下鏡部温度の 300℃到達”を検知すればやがてＲ
ＰＶ破損に至る可能性が高い状況であると判断し，破損判断パラメータを常時監視することとする。

事象進展
ＲＰＶ内冷却水喪失物理現象
破損徴候の検知のタイミング

原子炉水位の低下（喪失）

適宜監視（事象進展の把握）
リロケーション
制御棒位置の指示値の喪失
ＲＰＶ下鏡部温度の 300℃到達

常時監視

ＲＰＶ破損

第2図

ＲＰＶ破損までの事象進展
1.15-888

添付資料 1.15.13(2)

ＲＰＶ破損の検知方法について“ペ
ＲＰＶ破損の誤検知防止及びＲＰＶ破損の迅速な判断の観点から，
デスタル水温の上昇又は指示値喪失”が検知された場合に，ＲＰＶ破損を判断することとする。
なお，添付 7 別添 3 第 3 図のとおり，ペデスタル水温を計測する測温抵抗体式温度計については，水温上昇そのものを検知するほか，測温部に高温のデブリが接触すると温度指示値は急上昇しオーバースケール
する（温度上昇）。また，デブリとの反応に伴い測温部の導線周囲の絶縁材（ＭｇＯ）の溶融等が発生すると，導線間の絶縁性が失われ短絡又は導通することにより，温度指示値がダウンスケールする（指示値喪失）。

(3)

ＲＰＶ下鏡部温度の監視に使用する計器について
ＲＰＶ下鏡部温度を計測する計器については，重大事故等対処設備と設計基準対象施設が存在するが，このうち設計基準対象施設の計器については，重大事故時の耐環境性を有していない等の理由により，重大事
故時に正しく指示値が出力されない可能性がある。
また，重大事故等対処設備の計器は重大事故時においても信頼性を有する設計であり，かつ位置的に分散して２箇所に設置することから，重大事故等対処設備の計器の監視によりＲＰＶ破損の徴候の検知は十分可能と考えられる。
以上より，重大事故等対処設備の計器が 300℃に到達した場合にＲＰ
Ｖ破損の徴候を検知し，破損判断パラメータであるペデスタル水温を常時監視することを基本とする。ただし，重大事故等対処設備の計器が機能喪失する等の不測事態も考慮し，設計基準対象施設の計器が 1 つでも300℃に到達するような場合には，万が一のＲＰＶ破損判断の遅れを防止する観点から，ＲＰＶ破損の徴候を検知し，破損判断パラメータである
1.15-889

添付資料 1.15.13
ペデスタル水温を常時監視することを手順書に記載することとする。
(4)

個別パラメータの位置付けを踏まえたＲＰＶ破損判断の成立性
制御棒位置を除く個別パラメータは重大事故等対処設備により計測されるため，重大事故時にパラメータ変動を検知可能であるが，制御棒位
置の指示値については，ＳＢＯ時等，重大事故時にパラメータ変動が確認できない可能性がある。ただし，その他のＲＰＶ破損の徴候に係る個別パラメータ（“原子炉水位の低下（喪失）”，“ＲＰＶ下鏡部温度の300℃到達”）により事象の進展及びＲＰＶ破損の徴候が確認可能であり，“ＲＰＶ下鏡部温度の 300℃到達”が検知された以降は，破損判断パラ
メータを継続的に監視することとなる。したがって，重大事故時に制御棒位置の指示値が確認できない場合でも，ＲＰＶ破損判断の成立性に与える影響はない。

4.

ＲＰＶ破損の判断時間について
上述のとおり，“ＲＰＶ下鏡部温度の 300℃到達”が検知された以降は，破損判断パラメータを継続的に監視することとなる。このため，実機においてＲＰＶが破損してデブリがペデスタルに落下した場合，時間遅れなく破損判断パラメータの変化傾向が確認可能であり，「実機においてＲＰＶが破損したタイミング」から「ＲＰＶ破損判断の個別パラメータの確認開始」までの時間遅れは考慮不要と考えられる。
したがって，有効性評価においては，上記時間遅れを考慮せず，3.に示す“ペデスタル水温の上昇又は指示値喪失”の確認に必要な時間を保守的に積
み上げ，5 分と想定している。さらに，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の操作時間 1 分，格納容器下部注水系（常設）の操作時間 1 分を加え，ＲＰＶ破損から 7 分後にペデスタルへの注水を開始する設定としている。
1.15-890

添付資料 1.15.13
なお，添付 2 に記載のとおり，ペデスタル水プールの水位を 1m とした場
合，ＲＰＶ破損時点からデブリ露出までの時間は，過渡事象の場合で約 19 分
間，事象進展の早い大破断ＬＯＣＡ事象の場合で約 14 分間であり，ＲＰＶ破損から 7 分後にペデスタルへの注水を開始することでデブリの冷却は維持される ※ 。
※格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル注水流量は 80m３ /h であり，デブリからの崩壊熱による蒸散量より多いため，デブリ露出までの注水により冠水維持可能。露出までの余裕時間は，過渡事象の場合で約 12 分間（19 分－7 分），大破断ＬＯＣＡ事
象の場合で約 7 分間（14 分－7 分）である。

1.15-891

添付資料 1.15.13
別添 1
事象進展を踏まえたＲＰＶ破損判断の成立性

1.

はじめに
ＲＰＶ破損は“ペデスタル水温の上昇又は指示値喪失”を検知した場合に判断するが，ＲＰＶ破損以外の要因によって原子炉冷却材圧力バウンダリ外へ熱が急激に移行した場合に，“ペデスタル水温の上昇又は指示値喪失”を検知することによるＲＰＶ破損の誤判断の可能性について整理する。
添付 3.3.(1)に記載のとおり，ＲＰＶ破損の徴候については，事象の進展に応じて生じる物理現象（原子炉水位低下，リロケーション）を検知できるパラメータの指示値により判断している。
“ＲＰＶ下鏡部温度の 300℃到達”
は，リロケーションに伴うＲＰＶ下鏡部の温度上昇を直接的に検知するものであり，徴候を誤検知することはないと考えられるため，以下ではリロケー
ションに伴う破損徴候検知後において，ＲＰＶ破損を誤判断する可能性について整理する。

2.

考慮する事象過渡事象，ＬＯＣＡ事象のそれぞれについて，ＲＰＶ破損以外の要因による原子炉冷却材圧力バウンダリ外への熱の移行について考慮する。
(1)

過渡事象
ＲＰＶ破損までは原子炉冷却材圧力バウンダリの機能が健全であるため，原子炉冷却材圧力バウンダリ外への熱の移行としては，「逃がし安全弁の作動」が考えられる。

(2)

ＬＯＣＡ
原子炉冷却材圧力バウンダリ外への熱の移行としては，リロケーショ
1.15-892

添付資料 1.15.13
ン後における「破断口からの蒸気流出」が考えられる。

3.

考慮する事象とパラメータ変動の関係
過渡事象，ＬＯＣＡ事象のそれぞれについて，ＲＰＶ破損を含む原子炉冷却材圧力バウンダリ外への熱の移行を伴う要因とパラメータ変動の関係をまとめた結果を第 1 表及び第 2 表に示す。従来の破損判断パラメータ等については，ＲＰＶ破損時とその他要因で同様の傾向を示すパラメータは存在する
ものの，ペデスタル水温はＲＰＶ破損時特有の挙動を示すことから，ＲＰＶ
破損以外の要因を考慮しても，ＲＰＶ破損を誤判断することはなく，ＲＰＶ
破損判断の成立性に影響はない。

1.15-893

有意な変化なし

有意な変化なし

ペデスタル雰囲気温度

有意な変化なし

破断口からの
蒸気流出

上昇
上昇
上昇

ドライウェル圧力

ドライウェル雰囲気温度

ペデスタル雰囲気温度【従来の破損判断パラメータの例】

ペデスタル水温【破損判断パラメータ】

パラメータ

上昇

上昇

上昇

上昇又は喪失ＲＰＶ破損

断ペデスタル内にデブリが落下する前に有意な変化はない

ＲＰＶ破損前の発生蒸気は逃がし安全弁からＳ／Ｐ経由で排出されるため，ドライウェル圧力に有意な変化はない
ＲＰＶ破損前の発生蒸気は逃がし安全弁からＳ／Ｐ経由で排出されるため，ドライウェル雰囲気温度に有意な変化はない

ＲＰＶ破損時には，ペデスタル水温の指示値の上昇又は喪失が
検知される

判

判

断

同様の傾向を示すが，ＲＰＶ破損後は溶融炉心からの放熱影響
により雰囲気温度の上昇がより顕著であると考えられる

同様の傾向を示す

同様の傾向を示す

ＲＰＶ破損時には，ペデスタル水温の指示値の上昇又は喪失が検知される

1.15-894

上昇

上昇

上昇

上昇又は喪失

ＲＰＶ破損

原子炉冷却材圧力バウンダリ外への熱の移行を伴う要因とパラメータ変動（ＬＯＣＡ）

有意な変化なし

ドライウェル雰囲気温度

第2表

有意な変化なし

ドライウェル圧力【従来の破損判断パラメータの例】

ペデスタル水温

逃がし安全弁作動

原子炉冷却材圧力バウンダリ外への熱の移行を伴う要因とパラメータ変動（過渡事象）【破損判断パラメータ】

パラメータ

第1表

添付資料 1.15.13

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等＜

1.16.1目

次＞

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．重大事故等発生時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対応手段及び設備
ｂ．重大事故等対処設備，重大事故等対処施設及び資機材
ｃ．手順等

1.16.2

重大事故等時の手順

1.16.2.1(1)

居住性を確保するための手順

中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系等による居住性の確保
ａ．交流動力電源が正常な場合の運転手順
ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の運転手順
ｃ．ブローアウトパネルが開放した場合の閉止手順(2)

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計による居住性の確保
ａ．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
ｂ．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(3)

可搬型照明（ＳＡ）による居住性の確保
ａ．中央制御室の照明を確保する手順
ｂ．中央制御室待避室の照明を確保する手順(4)

中央制御室待避室による居住性の確保
ａ．中央制御室待避室の準備手順
ｂ．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
ｃ．衛星電話設備（可搬型）（待避室）による通信連絡手順
目―1

(5)

その他の放射線防護措置等(6)

重大事故等時の対応手段の選択

1.16.2.2(1)

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

1.16.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

添付資料 1.16.1

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料 1.16.2

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料 1.16.3

中央制御室換気系閉回路循環運転時及び中央制御室待避室
使用時の酸素濃度及び二酸化炭素濃度について

添付資料 1.16.4

可搬型照明（ＳＡ）を用いた場合の中央制御室の監視操作について

添付資料 1.16.5

チェンジングエリアについて

添付資料 1.16.6

中央制御室内に配備する資機材の数量について

添付資料 1.16.7

運転員等の交替要員体制の被ばく評価について

添付資料 1.16.8

交替要員の放射線防護と移動経路について

添付資料 1.16.9

手順のリンク先について

目―2

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、原子炉制御室に関し、重大事故が発生した場合においても運転員がとどま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。
【解釈】
1「運転員がとどまるために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置（原子炉制御室の遮蔽設計及び換気設計に加えてマネジメント（マスク及びボンベ等）により対応する場合）又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ）重大事故が発生した場合においても、放射線防護措置等により、運転員がとどまるために必要な手順等を整備すること。
ｂ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）が、代替交流電源設備
からの給電を可能とする手順等（手順及び装備等）を整備すること。

重大事故等が発生した場合において，運転員等が原子炉制御室（以下「中央制御室」という。）にとどまるために必要な設備及び資機材を整備する。
ここでは，この対処設備及び資機材を活用した手順等について説明する。

1.16―1

1.16.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
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

ために必要な対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備，重大事故等対処施設の他に資機材 ※ １ を用いた対応手段を選定する。
※1

資機材：放射線からの防護のために用いる防護具（全面マスク等）
及び汚染の持ち込み防止のために用いるチェンジングエリ
ア用資機材（テントハウス等）をいう。

また，選定した重大事故等対処設備，重大事故等対処施設及び資機材により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第五十九条及び技術基準規則第七十四条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，資機材との関係を明確にする。
（添付資料 1.16.1，1.16.2）(2)

対応手段と設備の選定の結果
審査基準及び基準規則要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備，重大事故等対処施設及び資機材を以下に示す。
なお，重大事故等対処設備，重大事故等対処施設及び資機材と整備する
手順についての関係を第 1.16－1 表に示す。
ａ．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
ために必要な対応手段及び設備(a)

居住性の確保
重大事故等時に環境に放出された放射性物質による放射線被ばく
1.16―2

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手段がある。また，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
中央制御室の電源を確保する手段がある。
ⅰ)

中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系等による居住性の確
保中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系等による居住性の確保に用いる設備は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室遮蔽・中央制御室換気系

空気調和機ファン・中央制御室換気系

フィルタ系ファン・中央制御室換気系

フィルタユニット・非常用ガス処理系

排風機・非常用ガス再循環系

排風機

・ブローアウトパネル閉止装置
ⅱ)

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計による居住性の確保
中央制御室及び中央制御室待避室の酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計による居住性の確保に用いる設備は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室待避室
・酸素濃度計 ※２・二酸化炭素濃度計 ※２※2ⅲ)

計測器本体を示すため計器名を記載

可搬型照明（ＳＡ）による照明の確保
中央制御室及び中央制御室待避室の可搬型照明（ＳＡ）による照1.16―3

明を確保に用いる設備は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室待避室
・可搬型照明（ＳＡ）
ⅳ)

中央制御室待避室による居住性確保
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，中央制御室待避室の準備及び衛星電話設備（可搬型）（待避室）による通信連絡に用いる設備は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室遮蔽・中央制御室待避室
・中央制御室待避室遮蔽・データ表示装置（待避室）
・中央制御室待避室

空気ボンベユニット（空気ボンベ）

・衛星電話設備（可搬型）（待避室）
・差圧計ⅴ)

その他の放射線防護措置等
放射線防護措置等に用いる設備及び資機材は以下のとおり。
・中央制御室・中央制御室遮蔽・防護具（全面マスク）(b)

汚染の持ち込み防止
中央制御室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，中央制御室への汚染の持ち込みを防止する手段がある。
中央制御室への汚染の持ち込みを防止するための設備及び資機材
1.16―4は以下のとおり。
・可搬型照明（ＳＡ）
・防護具及びチェンジングエリア用資機材
ｂ．重大事故等対処設備，重大事故等対処施設及び資機材「（ａ）中央制御室の居住性の確保」のために使用する設備のうち中央制御室遮蔽，中央制御室換気系
系

空気調和機ファン，中央制御室換気

フィルタ系ファン，中央制御室換気系

ガス処理系

排風機，非常用ガス再循環系

フィルタユニット，非常用
排風機，ブローアウトパネ

ル閉止装置，可搬型照明（ＳＡ），衛星電話設備（可搬型）（待避室）
差圧計，データ表示装置（待避室），中央制御室待避室遮蔽，中央制御室待避室

空気ボンベユニット（空気ボンベ），酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は重大事故等対処設備と位置づける。

「（ｂ）汚染の持ち込み防止」のために使用する設備のうち，可搬型
照明（ＳＡ）は重大事故等対処設備と位置づける。
中央制御室及び中央制御室待避室は重大事故等対処施設と位置づける。
これらの設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備がすべて網羅されている。
以上の重大事故等対処設備及び重大事故等対処施設により中央制御室の居住性を確保し，汚染の持ち込みを防止することができる。
防護具及びチェンジングエリア用資機材は本条文【解釈】1ａ）項を満足するための資機材（放射線防護措置）として位置付ける。
ｃ．手順等
上記の「ａ．重大事故等発生時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対応手段および設備」により選定した対応手段に係る
1.16―5

手順を整備する。
この手順は，運転員等 ※3 及び重大事故等対応要員の対応として，「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」及び「重大事故等対策要領」に定める。（第 1.16－1 表）
また，事故時に監視が必要となる計器及び事故時に給電が必要となる設備についても整備する（第 1.16－2 表，第 1.16－3 表）。

※3運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

1.16―6

1.16.2

重大事故等時の手順

1.16.2.1(1)

居住性を確保するための手順

中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系等による居住性の確保
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，中央制御室換気系による閉回路循環運転及び原子炉建屋ガス処理
系の運転を行い，中央制御室の空気を清浄に保つ。
全交流動力電源が喪失した場合は，代替交流電源設備により受電し，系統構成実施後に中央制御室換気系による閉回路循環運転及び原子炉建屋ガ
ス処理系の運転を行う。

ａ．交流動力電源が正常な場合の運転手順
重大事故等時に，交流動力電源が正常な場合において，中央制御室換
気系は原子炉水位低（レベル 3），ドライウェル圧力高，原子炉建屋換
気系排気ダクトモニタ放射能高及び原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダ
クトモニタ放射能高の何れかの隔離信号(以下「隔離信号」という。)により自動的に閉回路循環運転となるため，閉回路循環運転状態を確認するための手順を整備する。また，原子炉建屋ガス処理系も隔離信号により自動起動するため，運転状態を確認するとともに，1 系列運転とするための手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
中央制御室換気系の電源が，外部電源又は非常用ディーゼル発電機から供給可能な場合で，隔離信号の発信を確認した場合

1.16―7

(b)操作手順
中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系の動作状況を確認する
手順の概要は以下のとおり。
中央制御室換気系概要図を第 1.16－1 図に，原子炉建屋ガス処理系
を第 1.16－2 図に示す。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御
室換気系及び原子炉建屋ガス処理系Ａ系及びＢ系の自動起動の確認を指示する。
② 運転員等は，中央制御室にて，中央制御室換気系給排気隔離弁が閉していること，及び中央制御室換気系空気調和機ファン並
びに中央制御室換気系フィルタ系ファンが起動していることを確認する。
③ 運転員等は，中央制御室にて，隔離信号により非常用ガス処理
系排風機（Ａ）及び（Ｂ）並びに非常用ガス再循環系排風機（Ａ）及び（Ｂ）が起動したことを確認するとともに，非常用
ガス再循環系空気流量及び非常用ガス処理系空気流量の上昇を確認する。
④ 運転員等は，中央制御室にて，非常用ガス再循環系原子炉建屋
通常排気系隔離弁及び中央制御室換気系排煙装置隔離弁の閉を確認するとともに，非常用ガス再循環系系統入口弁，非常用ガ
ス再循環系トレイン入口弁，非常用ガス再循環系トレイン出口
弁，非常用ガス処理系トレイン入口弁，非常用ガス処理系トレ
イン出口弁及び非常用ガス再循環系系統再循環弁の開を確認する。
⑤ 運転員等は，中央制御室にて，発電長に原子炉建屋ガス処理系
1.16―8

Ａ系及びＢ系が自動起動したことを報告する。
⑥ 発電長は，環境へのガス放出量の増大，フィルタトレインに湿分を含んだ空気が流入すること等を考慮し，運転員等に原子炉
建屋ガス処理系Ａ系又はＢ系の停止を指示する。
⑦ 運転員等は，中央制御室にて，非常用ガス処理系排風機（Ａ）
又は（Ｂ）若しくは非常用ガス再循環系排風機（Ａ）又は（Ｂ）を停止し，発電長に報告する。
⑧ 発電長は，運転員等に原子炉建屋換気系が隔離していることを確認するように指示する。
⑨ 運転員等は，中央制御室にて，原子炉建屋換気系が隔離されていることを確認し，発電長に報告する。

(c)

操作の成立性
上記の操作は，中央制御室の運転員等1名にて作業を実施し，原子炉建屋通常換気系が隔離されたことを確認するまでの所要時間を約11分以内と想定する。

ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の運転手順
全交流動力電源喪失時には，中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処
理系が停止中であるため，代替交流電源設備によりＭＣＣ
ＭＣＣ

２Ｃ系又は

２Ｄ系が受電されたことを確認した後，中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系を起動する手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失後，代替交流電源設備により緊急用Ｍ／Ｃが1.16―9受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭＣＣ

２Ｃ又はＭＣＣ

２Ｄが受電完

了した場合

(b)

操作手順
全交流動力電源喪失により中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処
理系が停止している場合に，中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処
理系を再起動する手順の概要は以下のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替交流電源設備によりＰ／Ｃ

２Ｃ又はＰ／Ｃ

２Ｄが受電していることを確認する。
② 運転員等は，中央制御室にて，中央制御室換気系による閉回路
循環運転を実施するために必要な電源が確保されていることを確認し，中央制御室換気系給排気隔離弁が閉していることを確認する。なお，中央制御室換気系給排気隔離弁が閉していない
ことを確認した場合，運転員等は中央制御室にて，中央制御室
換気系給排気隔離弁を閉にし，発電長に報告する。
③ 発電長は，中央制御室換気系の起動を指示する。
④ 運転員等は，中央制御室にて，中央制御室換気系空気調和機フ
ァン及び中央制御室換気系フィルタ系ファンを起動し，発電長に報告する。
⑤ 発電長は，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系を運転するための系統構成を指示する。
⑥ 運転員等は，中央制御室にて，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の運転を実施するために必要な排風機，電動弁及び監視計器の電源が確保されていることを状態表示等により確認
1.16―10する。
⑦ 運転員等は，中央制御室にて，非常用ガス再循環系原子炉建屋
通常排気系隔離弁及び中央制御室換気系排煙装置隔離弁の閉を確認するとともに，非常用ガス再循環系系統入口弁，非常用ガ
ス再循環系トレイン入口弁，非常用ガス再循環系トレイン出口
弁，非常用ガス処理系トレイン入口弁，非常用ガス処理系トレ
イン出口弁及び非常用ガス再循環系系統再循環弁の開を確認する。なお，非常用ガス再循環系原子炉建屋通常排気系隔離弁が閉でない場合，又は非常用ガス再循環系系統入口弁，非常用ガ
ス再循環系トレイン入口弁，非常用ガス再循環系トレイン出口
弁，非常用ガス処理系トレイン入口弁，非常用ガス処理系トレ
イン出口弁及び非常用ガス再循環系系統再循環弁が開でない場
合は，中央制御室にて系統構成を実施する。
⑧ 運転員等は，中央制御室にて，発電長に原子炉建屋ガス処理系の準備が完了したことを報告する。
⑨ 発電長は，運転員等に原子炉建屋ガス処理系の起動を指示する。
⑩ 運転員等は，中央制御室にて，非常用ガス処理系排風機（Ａ）
又は（Ｂ）若しくは非常用ガス再循環系排風機（Ａ）又は（Ｂ）
を起動し，非常用ガス再循環系空気流量及び非常用ガス処理系
空気流量の上昇を確認した後，発電長に報告する。

(c)

操作の成立性
上記の操作は中央制御室の運転員等 1 名にて作業を実施し，中央制
御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系の起動までの所要時間を約 11分以内と想定する。
1.16―11

ｃ．ブローアウトパネルが開放した場合の閉止手順
重大事故等時において，炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋ガス処理系を起動する際に，ブローアウトパネルを閉止する必要がある場合には，ブローアウトパネル閉止装置を用いて，ブローアウトパネル開放
部を閉止することで，原子炉建屋原子炉棟の放射性物質の閉じ込め機能を維持し，中央制御室にとどまる運転員を過度の被ばくから保護する。

(a)

手順着手の判断基準
ブローアウトパネル開閉状態表示によりブローアウトパネルが開放していることを確認した場合

(b)

操作手順
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，ブローアウトパネル開
放部の閉止を指示する。
② 運転員等は，中央制御室にてブローアウトパネル閉止装置の遠隔操作によりブローアウトパネルの閉止を行う。
③ 運転員等は，中央制御室にて，ブローアウトパネルの閉止を確認した後，発電長に報告する。

(c)

操作の成立性
上記の操作は中央制御室の運転員等 1 名にて作業を実施する。中央制御室に設置されている操作盤からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。

1.16―12(2)酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計による居住性の確保
ａ．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
中央制御室の居住性確保の観点から，中央制御室内の酸素及び二酸化炭素濃度の測定及び管理を行う手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
中央制御室換気系にて閉回路循環運転を実施している場合

(b)

操作手順
中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度を測定・管理する手順の概要
は以下のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を指示する。
② 運転員等は，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計にて，中央制御室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を開始し，発電長に報告する。
③ 発電長は，中央制御室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を定期的に確認し，中央制御室の酸素濃度が許容濃度の 19％を下回るおそれがある場合，又は二酸化炭素濃度が 0.5％を超え上昇している場合は，災害対策本部と換気のタイミングを協議により決定し，二酸化炭素濃度が許容濃度の 1％を超えるまでに，外気取入れによる換気を行い，室内の濃度管理を行う。

(c)

操作の成立性
上記の操作は中央制御室の運転員等 1 名にて作業を実施し，中央制
1.16―13

御室換気系給排気隔離弁の開操作まで行った場合でも約 10 分以内と想定する。
（添付資料 1.16.3）
ｂ．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
中央制御室待避室の居住性確保の観点から，中央制御室待避室内の酸
素及び二酸化炭素濃度の測定及び管理を行う手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
中央制御室待避室を加圧している場合

(b)

操作手順
中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素濃度を測定・管理する手順の概要は以下のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御室
待避室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を指示する。
② 運転員等は，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計にて，中央制御室
待避室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を開始し，発電長に報告する。
③ 運転員等は，中央制御室待避室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を定期的に確認し，中央制御室待避室の酸素濃度が許容濃度の 19％を下回るおそれがある場合，又は二酸化炭素濃度が 0.5％を超え上昇している場合は，二酸化炭素濃度が許容濃度の 1％を超える
までに，中央制御室待避室圧力を中央制御室に対して正圧に維持しながら，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を操作し，酸素濃度及び二酸化炭素濃度を調整し，濃度管
1.16―14

理を行う。

(c)

操作の成立性
上記の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・管理は，運転員等 1 名で行い，酸素濃度及び二酸化炭素濃度の調整まで約 10 分以内と想定する。
（添付資料 1.16.3）(3)

可搬型照明（ＳＡ）による居住性の確保
ａ．中央制御室の照明を確保する手順
中央制御室の居住性確保の観点から，中央制御室の照明が使用できな
い場合において，可搬型照明（ＳＡ）により照明を確保する手順を整備
する。

(a)

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失において電気系統の故障により，中央制御室の照明が使用できない場合

(b)

操作手順
全交流動力電源喪失時の可搬型照明（ＳＡ）の設置手順の概要は以下のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御室の照明を確保するため，可搬型照明（ＳＡ）の点灯確認，可搬型
照明（ＳＡ）の設置を指示する。
② 運転員等は，可搬型照明（ＳＡ）の内蔵蓄電池による点灯を確認
1.16―15

し，可搬型照明（ＳＡ）を設置し，中央制御室の照明を確保し，発電長に報告する。
なお，常設代替交流電源設備による給電再開後は，常設代替交流電源より可搬型照明（ＳＡ）へ給電するため，可搬型照明（ＳＡ）を緊急用コンセントに接続しておく。

(c)

操作の成立性
上記の可搬型照明（ＳＡ）の設置・点灯操作は運転員等 1 名で実施

し，所要時間を約 30 分以内と想定する。
運転員等は,中央制御室の照明が全て消灯した場合においても，配備されている乾電池内蔵型照明を用い，可搬型照明（ＳＡ）の設置・点灯操作が可能である。
（添付資料 1.16.4）

ｂ．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居住性確保の観点から，中央制御室待避室に可搬型照明（ＳＡ）により照明を確保する手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※ １ において，格納容器圧力逃がし装置第一弁の開操作が完了した場合※1

格納容器雰囲気放射線モニタのγ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタが使用できない場合に原子炉圧力容器温度で300℃以上を確認
1.16―16

した場合

(b)

操作手順
中央制御室待避室に可搬型照明（ＳＡ）を設置する手順の概要は以下のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御室
待避室の照明を確保するため，可搬型照明（ＳＡ）の点灯確認，
可搬型照明（ＳＡ）の設置を指示する。
② 運転員等は，可搬型照明（ＳＡ）の内蔵蓄電池による点灯を確認
し，可搬型照明（ＳＡ）を設置し，中央制御室の照明を確保し，発電長に報告する。
なお，常設代替交流電源設備による給電再開後は、常設代替交流電源より可搬型照明（ＳＡ）へ給電するため，可搬型照明（ＳＡ）を緊急用コンセントに接続しておく。

(c)

操作の成立性上記，中央制御室待避室への可搬型照明（ＳＡ）の設置は運転員

等 1 名で実施し，所要時間を約 15 分以内と想定する。
運転員等は,中央制御室待避室の照明が全て消灯した場合においても、配備されている乾電池内蔵型照明を用い，可搬型照明（ＳＡ）の設置・点灯操作が可能である。

(4)

中央制御室待避室による居住性の確保
ａ．中央制御室待避室の準備手順
格納容器圧力逃がし装置を使用する際に待避する中央制御室待避室を
1.16―17

中央制御室待避室空気ボンベユニットにより加圧し，中央制御室待避室の居住性を確保するための手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合① 炉心損傷を判断した場合 ※１ において，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.4m※２ に到達した場合② 炉心損傷を判断した場合 ※１ において，可燃性ガス濃度制御系による水素濃度制御ができず，原子炉格納容器内へ不活性ガス（窒素）が供給された場合において，原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3％に到達した場合※2

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの前に,速やかに待避室の加圧を行えるよう設定している。なお，サプレッション・プール水位が通常水位+6.4mから＋6.5mに到達す
るまでは評価上約20分である。

(b)

操作手順
中央制御室待避室の中央制御室待避室空気ボンベユニットによる加圧手順の概要は以下のとおり。中央制御室待避室の正圧化バウンダ
リ構成図を第 1.16－4 図に，中央制御室待避室を加圧するための中央制御室待避室空気ボンベユニットの概要図を第 1.16－5 図に示す。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に中央制御室
待避室の加圧を指示する。
② 運転員等は，中央制御室待避室空気ボンベユニットの空気ボンベ
集合弁及び空気供給差圧調整弁前後弁を開操作した後に，中央制
1.16―18

御室待避室内の空気供給差圧調整弁の調整開操作を実施し，中央
制御室待避室の加圧を開始し，発電長に報告する。
③ 発電長は，運転員等に中央制御室待避室の差圧計を確認し，中央制御室待避室の圧力を中央制御室に対し正圧に維持するように指示する。
④ 運転員等は，中央制御室待避室と中央制御室の差圧を確認しながら，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を操作し，中央制御室待避室圧力を中央制御室に対し正圧（約10Pa）に維持し，発電長に報告する。

(c)

操作の成立性
中央制御室待避室の加圧操作は運転員等 1 名で行い，加圧完了までの所要時間は約 10 分以内と想定する。このうち，空気ボンベユニッ
トの空気供給差圧調整弁の操作から正圧に達するまでの時間は１分以内である。また，手順着手の判断基準が炉心損傷の確認となっていることから，当該操作は運転員等の被ばく防護の観点から，事象発生後の短い時間で対応することが望ましい。よって，現状の有効性評価シーケンスにおいて，「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」を含む雰囲気圧力・温度による静的負荷（原子炉格納容器
過圧・過温破損）の作業と所要時間（代替循環冷却系を使用できない場合）のタイムチャート（第 1.16－6 図，第 1.16－7 図）で作業項目の成立性を確認した。

ｂ．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
運転員等が中央制御室待避室に待避後も，データ表示装置（待避室）
1.16―19

にてプラントパラメータを継続して監視できるよう手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※ １ において，格納容器圧力逃がし装置第一弁の開操作が完了した場合

(b)

操作手順
中央制御室待避室にて，データ表示装置（待避室）を起動し，監視する手順の概要は以下のとおり。データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要を第 1.16－3 図に示す。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等にデータ表示装置（待避室）の起動，パラメータ監視を指示する。
② 運転員等は，データ表示装置（待避室）を電源に接続し，端末を起動し，プラントパラメータの監視準備を行い，発電長に報告する。

(c)

操作の成立性
上記，データ表示装置（待避室）の起動操作は運転員等 1 名で実施

し，所要時間を約 15 分以内と想定する。

ｃ．衛星電話設備（可搬型）（待避室）による通信連絡手順
運転員等が中央制御室待避室に待避後も，衛星電話設備（可搬型）（待避室）にて発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡できるように手順を整備する。

1.16―20

(a)手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合 ※ １ において，格納容器圧力逃がし装置第一弁の開操作が完了した場合

(b)

操作手順
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に衛星電話設
備（可搬型）（待避室）の設置を指示する。
② 運転員は，衛星電話設備（可搬型）（待避室）を衛星制御装置に接続し，電源を「入」操作し，通信連絡準備を行い，発電長に報告する。
③ 通信連絡を行う場合は，一般の電話機と同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤルし，連絡する。

(c)

操作の成立性
上記の中央制御室待避室における衛星電話設備（可搬型）（待避室）の設置は運転員 1 名で行い，所要時間を約 5 分以内と想定する。

(5)

その他の放射線防護措置等
ａ．炉心損傷判断後に現場作業等を行う際に全面マスクを着用する手順
運転員等は，中央制御室又は中央制御室待避室に滞在中は，中央制御室・中央制御室待避室の設計上，全面マスクを着用する必要はないが，中央制御室換気系等の機能喪失時や現場作業等を考慮し，全面マスクを着用する手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準
1.16―21

以下のいずれかの状況に至った場合① 炉心損傷を判断した場合 ※１ で，その後現場作業等を行う場合② 炉心損傷を判断した場合 ※ １ で，中央制御室換気系または原子炉建
屋ガス処理系が機能喪失した場合

(b)

操作手順
炉心損傷判断後に現場作業等を行う際に全面マスクを着用する手順は以下のとおり。
① 発電長は，手順着手の判断基準に基づき，炉心損傷判断後の現場作業等において，運転員等に全面マスク着用を指示する。
② 運転員等は，中央制御室内にて全面マスクを着用し，リークチェックを行い，発電長に報告する。

(c)

操作の成立性
全交流動力電源喪失時においても，内蔵蓄電池又は代替交流電源設
備より受電可能な可搬型照明（ＳＡ）を設置することで照明を確保できるため，全面マスクの装着は可能である。

ｂ．放射線防護に関する教育等について
施設定期検査等においてマスク着用の機会があることから，基本的にマスクの着用に関して習熟している。
また，放射線業務従事者指定時及び定期的に，放射線防護に関する教
育・訓練を実施している。講師による指導のもとフィッティングテスターを使用したマスク着用訓練において，漏れ率（フィルタ透過率含む）
2％を担保できるよう正しくマスクを着用できることを確認する。
1.16―22

ｃ．重大事故等時の運転員等の被ばく低減及び被ばく線量の平準化
炉心損傷が予想される事態となった場合又は炉心損傷の兆候が見られた場合，運転員等の被ばく低減及び被ばく線量の平準化のため，発電長は災害対策本部と協議の上，長期的な保安の観点から運転員等の交代要員体制を整備する。交代要員体制は，交代要員として通常勤務帯の運転員等を当直交代サイクルに充て構成する等の運用を行うことで，被ばく線量の平準化を行う。また，運転員等について運転員等交代に伴う移動時の放射線防護措置や，チェンジングエリア等の各境界における汚染管理を行うことで運転員等の被ばく低減を図る。
（添付資料 1.16.5，添付資料 1.16.6，添付資料 1.16.7）(6)

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択フローチャートを第 1.16－8 図に示す。
重大事故等時の中央制御室の照明は，重大事故等対処設備である可搬型照
明（ＳＡ）を設置して使用する。全交流動力電源喪失時には，内蔵蓄電池からの給電により可搬型照明（ＳＡ）を使用し，代替交流電源設備からの給電開始後は，代替交流電源設備からの給電に切り替え，引き続き照明を確保する。

1.16―23

1.16.2.2(1)

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
中央制御室の外側が放射性物質により汚染した状況下において，中央制
御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業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手順を整備する。
また，チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合は，可搬型照明（ＳＡ）を設置する。

ａ．手順着手の判断基準
原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象 ※３ が発生した場合※3「原子力災害対策特別措置法施行令第 4 条第 4 号のすべての項目」
及び「原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則第７条第１号表イのすべての項目」

ｂ．操作手順
チェンジングエリアを設置するための手順の概要は以下のとおり。タ
イムチャートを第 1.16－9 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に中央制御室の出入口付近に，チェンジングエリアを設置するよう指示する。
② 重大事故等対応要員は，チェンジングエリア設置場所の照明が確保されていない場合，可搬型照明（ＳＡ）を設置し，照明を確保する。
③ 重大事故等対応要員は，チェンジングエリア用資機材を移動・設
置し，テントハウスを展開し，養生シート及びテープを用い，テ
1.16―24

ントハウス間及び床・壁等を隙間なく養生する。
④ 重大事故等対応要員は，各エリアの間にバリア，入口に粘着マット等を設置する。
⑤ 重大事故等対応要員は，簡易シャワー等を設置する。
⑥ 重大事故等対応要員は，脱衣収納袋，ＧＭ汚染サーベイメータ等を必要な箇所に設置する。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名で行い，作業開始から約 170分で対応可能である。
チェンジングエリアには，防護具を脱衣する脱衣エリア，要員や物品の放射性物質による汚染を確認するためのサーベイエリア，汚染が確認された際に除染を行う除染エリアを設けることで，重大事故等対応要員
が汚染検査及び除染を行うとともに，チェンジングエリアの汚染管理を行うことが可能である。
なお，汚染検査方法に関してはチェンジングエリア内に案内を掲示する。
除染エリアは，サーベイエリアに隣接して設置し，除染は，クリーン
ウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，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汚染水は，必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物とすることで廃棄物管理が可能である。
全交流動力電源喪失時においても，可搬型照明（ＳＡ）を設置することでチェンジングエリアの設置及び運用のための照度の確保が可能である。
1.16―25

（添付資料 1.16.5

1.16.2.3

1.16.8）

その他の手順項目について考慮する手順

代替交流電源設備による中央制御室の電源への給電に関する手順は，「1.14

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

操作の判断，確認に係る計装設備に関する手順は，「1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
中央制御室と屋内現場，緊急時対策所等通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う手順は，「1.19通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.16―26

第 1.16－1 表
分類

機能喪失を想定する設計基
準対象施設

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順（1／3）
対応
手段

重大事故等
対処施設

中央制御室

制

－

御
室

住
性
の
確
保

重大事故等
対処設備

酸素濃度計 ※２
二酸化炭素濃度計 ※２

重大事
故等
対処施
設

※2
※3
※4
※5

主要設備

※1

酸素濃度計及び二酸化炭素
濃 度計 に よ る居 住 性 の 確保

－

中央制御室
中央制御室待避室

重大事
故等対
処施設

重大事故等 対処設 備

居

関連設備

の

中央制御室遮蔽中央制御室換気系 空気調和機ファン
中央制御室換気系 フィルタ系ファン
中央制御室換気系 フィルタユニット
非常用ガス処理系 排風機
非常用ガス再循環系 排風機
ブローアウトパネル閉止装置
原子炉建屋原子炉棟
ブローアウトパネル
ブローアウトパネル開閉状態表示
中央制御室換気系 ダクト・ダンパ
中央制御室換気系 給排気隔離弁
中央制御室換気系 排煙装置隔離弁
非常用ガス処理系 配管・弁・フィルタトレイン
非常用ガス再循環系 配管・弁・フィルタトレイン
非常用ガス処理系排気筒常設代替交流電源設備 ※３・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備
・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※３・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ
交流電源設備 ※3・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備 ※3・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃料移送ポンプ

重大 事故等
対処設備

主要設備

央

中央制 御室 換気系 及び原子 炉 建 屋ガス処理 系
による居住 性の確 保

中

整備する手
順書 ※1

対応設備

非常時運転
手 順 書 Ⅱ
（徴候ベー
ス）
「ＡＭ設備
別操作手順
書」
重大事故等
対策要領

非常時運転
手 順 書 Ⅱ
（徴候ベー
ス）
ＡＭ設備別
操作手順書

整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
計測器本体を示すため計器名を記載
手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
防護具及びチェンジングエリア用資機材は本条文【解釈】1ａ）項を満足するための資機材（放射線防護措置）「1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 6.10 制御室」にて示す。

1.16―27

第 1.16－1 表
分
類

機能喪失
を想定す
る設計基
準対象施
設

対
応
手
段

重大事
故等対
処施設

中央制御室
中央制御室待避室

重大事
故等対
処設備

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室
中央制御室待避室

制
御
室

の
確
保
－

中央制御室遮蔽中央制御室待避室遮蔽
データ表示装置（待避室）

衛星電話設備（可搬型）（待避室）
差圧計 ※5
衛星電話設備（屋外アンテナ）
衛星制御装置
衛星制御装置～衛星電話設備（屋外アンテナ）電路

重大事故
等対策要
領

中央制御室待避室
ベ）中央制御室待避室

空気ボンベユニット（空気ボン

空気ボンベユニット（配管・弁）重大事故等 対処設 備

※2
※3
※4
※5

重大事故
等対策要
領

非常時運
転手順書
Ⅱ（徴候
ベース）
「ＡＭ設
備別操作
手順書」

関連設備

※1

重大事故等 対処設 備

性

主要設備

住

中央制 御室 待避室 による居 住性 の確保

居

非常時運
転手順書
Ⅱ（徴候
ベース）
「ＡＭ設
備別操作
手順書」

重大事故等
対処施設

央

重大事故等
対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※３・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備
・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※３・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

中の整備する手順書 ※1

対応設備

主要設備

可搬型照明 （ＳＡ ）による 居住 性の確保－

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順（2／3）

常設代替交流電源設備 ※３・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備
・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※３・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ
整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
計測器本体を示すため計器名を記載
手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
防護具及びチェンジングエリア用資機材は本条文【解釈】1ａ）項を満足するための資機材（放射線防護措置）「1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 6.10 制御室」にて示す。

1.16―28

第 1.16－1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対象施設と整備する手順（3／3）
分
類

機能喪失を想定する
設計基準事故
対処設備

対応手
段

の
居

－

住
性
の

中央制御室

中央制御室遮蔽

防護具(全面マスク)

確

重大 事故等
対処設備

室

主要設備

御

その他の放 射線防 護措置等

制

重大事故等
対処施設

中
央

整備する手
順書 ※1

対応設備

重大事故等
対策要領

-※4

保

ち
込
み
防
止

－

関連
設備

持

常設代替交流電源設備 ※３・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備
・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※３・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

防護具及びチェンジングエリア用資機材
※1
※2
※3
※4
※5

重大事故等 対処設 備

の

主要設備

染

チェンジン グエリ アの設置 及び 運用

汚

可搬型照明（ＳＡ）

非常時運転
手 順 書 Ⅱ
（徴候ベー
ス）
「ＡＭ設備
別操作手順
書」
重大事故等
対策要領

-※4

整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
計測器本体を示すため計器名を記載
手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
防護具及びチェンジングエリア用資機材は本条文【解釈】1ａ）項を満足するための資機材（放射線防護措置）「1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 6.10 制御室」にて示す。

1.16―29

第1.16－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.16.2.1 居住性を確保するための手順(1) 中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系による居住性の確保

ｃ．ブローアウトパ
ネルが開放した場合の閉止手順

非常用ガス処理系運転状態
非常用ガス再循環系運転状態

非常用ガス再循環系流量 ※２

信号

電源（確保）

操作 判断基準 操作 判断基準 操作

ｂ．全交流動力電源が喪失した場合の運
転手順

判断基準

ａ．交流動力電源が正常な場合の運転手
順

原子炉水位低 ※１
ドライウェル圧力 ※１
原子炉建屋換気系排気ダクトモニタ ※２
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトモニタ ※２
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
非常用ガス処理系流量 ※２

非常用ガス処理系運転状態

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
非常用ガス処理系流量 ※２

非常用ガス再循環系運転状態

非常用ガス再循環系流量 ※２

ブローアウトパネルの開放

ブローアウトパネル開閉状態表示

電源（確保）

ブローアウトパネルの閉止－

1.16.2.1 居住性を確保するための手順等(2) 酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計による居住性の確保

※1
※2
※3
※4

電源（確保）

操作 判断基準 操作

ｂ．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

判断基準

ａ．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

信号

中央制御室内の環境監視
中央制御室内の環境監視

原子炉水位低 ※１
ドライウェル圧力 ※１
原子炉建屋換気系排気ダクトモニタ ※２
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトモニタ ※２
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
酸素濃度計 ※４
二酸化炭素濃度計 ※４
差圧計 ※４中 央 制 御 室 待 避 室 内 の 環 境 監 酸素濃度計 ※４視二酸化炭素濃度計 ※４
重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。
「1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 6.10 制御室」にて示す。

1.16―30

第1.16－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（2／3）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）判断基準1.16.2.1 居住性を確保するための手順等(2) 酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計による居住性の確保
原子炉水位低 ※１
ドライウェル圧力 ※１
信号
原子炉建屋換気系排気ダクトモニタ ※２
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトモニタ ※２
ａ．中央制御室の酸Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
素及び二酸化炭素のＭ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
電源（確保）
濃度測定と濃度管理
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧 ※３
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧 ※３
酸素濃度計 ※４中央制御室内の環境監視
二酸化炭素濃度計 ※４

操作 判断基準 操作

ｂ．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

中央制御室内の環境監視

差圧計 ※４中央制御室待避室内の環境監視

酸素濃度計 ※４
二酸化炭素濃度計 ※４

ｂ．中央 制御室待避室の照明の確保電源（喪失）

判断基準

ａ．中央 制御室の照明の確保

判断基準 操作

1.16.2.1 居住性を確保するための手順等(3) 可搬型照明（ＳＡ）による居住性の確保

原子炉格納容器内の放射線
線量率

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

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器表面温度 ※１

操作

※1
※2
※3
※4

Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ
Ｐ／Ｃ
Ｐ／Ｃ

可搬型照明（ＳＡ）の設置

２Ｃ電圧 ※３
２Ｄ電圧 ※３
２Ｃ電圧 ※３
２Ｄ電圧 ※３－

可搬型照明（ＳＡ）の設置－

重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。
「1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 6.10 制御室」にて示す。

1.16―31

第1.16－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（3／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.16.2.1 居住性を確保するための手順(4) 中央制御室待避室による居住性の確保
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

判断基準

ａ ．中 央制 御室 待避 室の準
備

操作
判断基準

ｂ．データ表示装置によるプラントパラメータの監視※１

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器表面温度 ※１

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位 ※１

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ） ※１

中央制御室待避室の加圧

差圧計 ※４

原子炉格納容器内の放射線線量率※１

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

原子炉圧力容器温度

操作
判断基準

原子炉圧力容器表面温度 ※１

プラントパラメータの監視―
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

原子炉格納容器内の放射線線量率※１

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）※１

原子炉圧力容器温度操作

ｃ．衛星電話装置（可搬型）（待避室）による通信
連絡

原子炉格納容器内の放射線線量率

衛星電話装置（可搬型）（待避室）による通信連絡

原子炉圧力容器表面温度 ※１―

1.16.2.2 汚染の持ち込みの防止(1) チェンジングエリアの設置及び運用手順

判断基準

※1
※2
※3
※4

操作

(1) チ ェ ン ジ ン グ エ リ アの設置及び運用手順―

チェンジングエリアの設置―

ＧＭ汚染サーベイメータ

重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）については，重大事故等対処設備とする。
「1.16 原子炉制御室の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 6.10 制御室」にて示す。

1.16―32

第 1.16－3 表

審査基準における要求事項毎の給電対象設備

対象条文【1.16】
原 子 炉 制 御 室 の 居住 性 等 に関する手順等

給電元
給電母線

供給対象設備

中央制御室換気系

空気調和機ファン

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｃ系
２Ｄ系

中央制御室換気系

フィルタ系ファン

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｃ系
２Ｄ系

中央制御室換気系

給気隔離弁

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｄ系
２Ｃ系

中央制御室換気系

排気隔離弁

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｄ系
２Ｃ系

中央制御室換気系

排煙装置隔離弁Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｄ系
２Ｃ系

非常用ガス処理系

排風機

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｃ系
２Ｄ系

Ａ系：ＭＣＣ
Ｂ系：ＭＣＣ

２Ｃ系
２Ｄ系

Ａ系：125V
Ｂ系：125V

Ａ系蓄電池
Ｂ系蓄電池

非常用ガス再循環系

原子炉建屋ガス処理系

排風機

AO 弁用制御電源

可搬型照明（ＳＡ）

緊急用ＭＣＣ

ブローアウトパネル閉止装置

緊急用ＭＣＣ

ブローアウトパネル開閉状態表示

緊急用 125V 系蓄電池

1.16―33

通常運転時閉回路再循環運転（外気隔離）② a※1 ② b

② a※ 2 ④ b※ 1

閉回路再循環運転（外気取入）② a※3 ④ b※ 2

操作手順
② a※1 ② b
② a※2 ④ b※1② a※3 ④ b※2

名称
中央制御室換気系給排気隔離弁
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン

記載例① a※1 a は交流動力電源が正常な場合の手順，b は全交流動力電源が喪失した場合を示す。
※1 同一操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第 1.16－1 図

中央制御室換気系概要図（Ａ系運転時）
1.16―34

④ a※1
⑥ b※1

④ a※4
⑥ b※4

④ a※6
⑥ b※6

操作手順
③ a※1 ⑧ b※1③ a※2 ⑧ b※2④ a※1 ⑥ b※1④ a※2 ⑥ b※2④ a※3 ⑥ b※3④ a※4 ⑥ b※4④ a※5 ⑥ b※5④ a※6 ⑥ b※6

④ a※5
⑥ b※5

④ a※2
⑥ b※2

③ a※1
⑧ b※1

③ a※2
⑧ b※2

④ a※3
⑥ b※3

名称
非常用ガス処理系排風機
非常用ガス再循環系排風機
ＦＲＶＳ系統入口弁
ＳＧＴＳトレイン入口弁
ＳＧＴＳトレイン出口弁
ＦＲＶＳトレイン入口弁
ＦＲＶＳトレイン出口弁
ＦＲＶＳ系統再循環弁

記載例① a※1 a は交流動力電源が正常な場合の手順，b は全交流動力電源が喪失した場合を示す。
※1 同一操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

第 1.16－2 図

原子炉建屋ガス処理系概要図（Ａ系運転時）1.16―35

1.16―36

第 1.16－3 図

1.16―36

データ表示装置（待機室）に関するデータ伝送の概要※１：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）となる。

第 1.16－4 図

中央制御室待避室正圧化バウンダリ構成図

1.16―37

8
3
6
1
.
1

記載例

名称
空気ボンベ集合弁
空気調整差圧調整弁前後弁
空気調整差圧調整弁
差圧計

DPI

③

差圧計

第 1.16－5 図

FI

② ※2

微差圧
調整ダンパ

中央制御室待避室

流量計

② ※3④

中央制御室待避室空気ボンベユニット概要図① ※1 ※１:同一操作手順番号内の操作対象又は確認対象を示し，数字は対象順を示す。

操作手順
② ※1
② ※2
② ※3④
③

② ※2

② ※1

気密扉

前室

気密扉

13 本(予備 7 本)

空気ボンベユニット

6
1
.
1

―

9
3
第 1.16－6 図「雰囲気圧力・温度による静的負荷（原子炉格納容器過圧・過温破損）」の作業と所要時間（代替循環冷却系を使用できない場合）（1／2）

6
1
.
1

―

0
4
第 1.16－7 図「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の作業と所要時間（代替循環冷却系を使用できない場合）（2／2）

（凡例）：プラント状態：操作・確認：判断

全交流動力電源喪失：重大事故等対処設備

代替交流電源設備
給電可能

NO

YES

可搬型照明（ＳＡ）〔代替交流電源設備給電〕

第 1.16－8 図

可搬型照明（ＳＡ）〔内蔵蓄電池給電〕

対応手段選択フローチャート

1.16―41

20

手順の項目

40

60

経過時間（分）
80
100

120

140

160

備考

チェンジングエリア
設営完了（170 分）活動開始
緊急時対策所から中央制御室
チェンジングエリア初期運用開始
チェンジングエリア設営箇所へ移動

要員（数）

180

資機材準備
サーベイエリア・除染エリアテントハウス設営
チェンジングエリアの設
置及び運用

重大事故等対応要員A，B

2
サーベイエリア・除染エリア機材設置
脱衣エリアテントハウス設営
脱衣エリア機材設置

第 1.16－9 図

中央制御室チェンジングエリア設置

1.16―42

タイムチャート添付資料 1.16.1

第1図

対応手段として選定した設備の電源構成図（1/2）

1.16―43

第1図

対応手段として選定した設備の電源構成図（2/2）

1.16―44

添付資料 1.16.2
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／5）
技術的能力審査基準(1.16)【本文】
発電用原子炉設置者において，原子炉制御室に関し，重大事故が発生した場合においても運転員等がとどま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。
【解釈】
１ 「運転員等がとどまるために必要な手順等」とは，以下に掲げる措置（原子炉制御室の遮蔽設計及び換気設計に加えてマ
ネジメント（マスク及びボンベ等）により対応する場合）又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ）重大事故が発生した場合においても，放射線防護措置等により，運転員等がとどまるために必要な手順等を整備すること。
ｂ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）が，代替交流電源設備からの給電を可能とする手順等（手順及び装備等）を整備すること。

番号

①

－

②

③※１

設置許可基準規則(59 条)

技術基準規則(74 条)【本文】
第二十六条第一項の規定により設置される原子炉制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員等がとどまるために必要な設備を設けなければなら
ない。

【本文】
第三十八条第一項の規定により設置される原子炉制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員等がとどまるために必要な設備を施設しなければな
らない。

【解釈】
第５９条に規定する「運転員等がとどまるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

【解釈】
１ 第７４条に規定する「運転員等がとどまるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

ａ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）は，代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

ａ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）は，代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

ｂ）炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。

ｂ）炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。

① 本規定第３７条の想定する格納容器破損モードのうち，原
子炉制御室の運転員等の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シー
ケンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし
装
置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。
② 運転員等はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場
合は，実施のための体制を整備すること。
③ 交替要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は，実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は,運転員等の実
効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。
ｃ）原子炉制御室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，原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

① 設置許可基準規則解釈第３７条の想定する格納容器破損モードのうち，原子炉制御室の運
転員等の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。
② 運転員等はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場
合は，実施のための体制を整備すること。
③ 交替要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は，実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は,運転員等の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。
ｃ）原子炉制御室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，原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

※1：原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）が，代替交流電源設備からの給電を可能とする手順等（手順及び装備等）
は，技術的能力「1.14 電源の確保に関する手順等」で整理

1.16―45

番号

④

－

⑤※1

⑥

⑦

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／5）
重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材

中央制御室換気系空気調和機ファン

既設

中央制御室換気系フィルタ系ファン

既設

中央制御室換気系フィルタユニット

既設

非常用ガス処理系排風機

既設

非常用ガス再循環系排風機

既設

中央制御室換気系ダクト・ダンパ

既設

中央制御室換気系 給排気隔離弁

既設

中央制御室換気系 排煙装置隔離弁

既設

非常用ガス処理系
配管・弁・フィルタトレイン
非常用ガス再循環系
配管・弁・フィルタトレイン

既設

機器名称

―

既設

非常用ガス処理系排気筒

既設

原子炉建屋原子炉棟

既設

ブローアウトパネル

既設

ブローアウトパネル閉止装置

新設

ブローアウトパネル開閉状態表示

新設

常設代替高圧電源装置新設

可搬型代替交流電源設備

既設

燃料給油設備新設

交流電源設備

既設

中央制御室

既設

中央制御室待避室

新設

酸素濃度計

新設

二酸化炭素濃度計

新設※1：手順は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.16―46－

酸素濃度計・二酸
化炭素濃度計による居住性確保

－既設

手段

中央制御室遮蔽

－

既設

備考

－

中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系等による居住性確保

中央制御室

解釈
対応番号

①②③④

既設
新設

①②③④

手段

機器名称

自主対策設備－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／5）
重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材

中央制御室遮蔽既設

中央制御室待避室

新設

中央制御室待避室遮蔽新設

可搬型照明（ＳＡ）

新設

常設代替高圧電源装置新設

可搬型代替交流電源設備

新設

燃料給油設備

新設

中央制御室

既設

中央制御室遮蔽既設

中央制御室待避室

新設

中央制御室待避室遮蔽

新設

機器名称

－

中央制御室待避室 空気ボンベユニ
新設
ット（空気ボンベ）
データ表示装置（待避室）

新設

衛星電話設備（可搬型）（待避室）

新設

差圧計

新設

衛星電話設備（屋外アンテナ）新設

衛星制御装置新設

衛星制御装置～衛星電話設備（屋外新設
アンテナ）電路
中央制御室待避室 空気ボンベユニ
新設
ット（配管・弁）常設代替高圧電源装置新設

可搬型代替交流電源設備

新設

燃料給油設備新設※1：手順は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.16―47－

中央制御室待避室による居住性確保

手段

－

既設

備考

－

可搬型照明（ＳＡ）による居住性
確保

中央制御室

解釈
対応番号

－

既設
新設

①②③④⑤

機器名称

①②③④

手段

自主対策設備－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／5）
重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材

新設

防護具及びチェンジングエリア用
資機材※1

新設

－

－

－

①②④

放射線防護に関す 運転員等の被ばく低減及
る教育等
び平準化

常設代替高圧電源装置

－

既設

手段

非常用交流電源装置

－

新設

備考

－

汚染持ち込み防止

可搬型照明（ＳＡ）

解釈
対応番号

①②④

既設
新設

①③④⑤⑥⑦

手段

機器名称

自主対策設備－－※1 本条文【解釈】1ａ）項を満足するための資機材等（放射線防護措置）

1.16―48

機器名称

－

－

－

－

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／5）
技術的能力審査基準(1.16)

適合方針【要求事項】
発電用原子炉設置者において，原子重大事故が発生した場合においても中央制御室換気系，原子炉建屋ガス処理
系，可搬型照明（ＳＡ）及び中央制御

炉制御室に関し，重大事故が発生した
場合においても運転員等がとどま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。

室待避室等により中央制御室に運転員がとどまるために必要な手順を整備する。

【解釈】
１ 「運転員等がとどまるために必要な手順等」とは，以下に掲げる措置（原子炉制御室の遮蔽設計及び換気設―計に加えてマネジメント（マスク及びボンベ等）により対応する場合）又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ）重大事故が発生した場合においても，放射線防護措置等により，運転員
等がとどまるために必要な手順等を整備すること。

重大事故が発生した場合においても資機材等（防護具及びチェンジングエリ
ア用資機材）を用いた放射線防護措置により中央制御室に運転員がとどまる
ために必要な手順を整備する。

ｂ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）が，代替交流電源設備からの原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）が，常設代替交流電源設備である
常設代替高圧電源装置または可搬型代給電を可能とする手順等（手順及び装備等）を整備すること。

替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車からの給電を可能とする手順等（手順及び装備等）は，技術的能力「1.14 電源の確保に関する手順等」
で整備する。

1.16―49

添付資料 1.16.3
中央制御室換気系閉回路循環運転時及び中央制御室待避室使用時の酸素濃度及び二酸化炭素濃度について

中央制御室換気系が閉回路循環運転の場合，及び格納容器圧力逃し装置作動時に使用する中央制御室待避室の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の評価を，「空気調和・衛生工学便覧

1.

空気調和設備設計」に基づき実施した。

酸素濃度，二酸化炭素濃度に関する法令要求について
酸素濃度・二酸化炭素濃度計による室内酸素濃度，二酸化炭素濃度管理
は，労働安全衛生法，ＪＥＡＣ4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員
等の事故時被ばくに関する規定」及び鉱山保安法施行規則に基づき，酸素濃度が 19％以上，かつ，二酸化炭素濃度が 1％以下で運用する。

酸素欠乏症等防止規則（一部抜粋）（定義）
第二条 この省令において、次の各号に掲げる用語の意義は、それぞれ当該各号に定めるところによる。
一 酸素欠乏 空気中の酸素の濃度が十八パーセント未満である状態をいう。
（換気）
第五条 事業者は、酸素欠乏危険作業に労働者を従事させる場合は、当該作業を行う場所の空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上（第二種酸素欠乏危険作業に係る場所にあっては、空気中の酸素の濃度を十八パー
セン ト以上、かつ、硫化水素の濃 度を百万分の 十以下）に保つ ように換気し なければならない。ただし、 爆
発、 酸化等を防止するため換気す ることができ ない場合又は作 業の性質上換 気することが著しく困難な場 合は、この限りでない。
鉱山保安法施行規則（一部抜粋）
第十六条の一一 鉱山労働者が作業し、又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセント以上とし、炭酸ガス含有率は一パーセント以下とすること。
酸 素
濃 度
21％

通常の空気の状態

18％

安全限界だが連続換気が必要

16％
12％
8％
6％

頭痛、吐き気
目まい、筋力低下
失神昏倒、7～8 分以内に死亡
瞬時に昏倒、呼吸停止、死亡

症

状

等

（出典：厚生労働省リーフレット「なくそう！酸素欠乏症・硫化水素中毒」）

1.16―50ＪＥＡＣ4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員等の事故時被ばくに関する規定」 （一部抜粋）【付属書解説 2.5.2】事故時の外気の取り込み
中央制御室換気空調設備の隔離が長期に亘る場合には、中央制御室内の CO２ 濃度の上昇による運転員等の操作
環境の劣化防止のために外気を取り込む場合がある。
（1）許容 CO ２ 濃度
事務所衛生基準規則（昭和 47 年労働省令第 43 号、最終改正平成 16 年 3 月 30 日厚生労働省令第 70 号）により，事務室内の CO ２ 濃度は 100 万分の 5000（0.5％）以下と定められており、中央制御室の CO２ 濃度もこれに準拠する。
したがって、中央制御室居住性の評価にあたっては、上記濃度（0.5％）を許容濃度とする。

2.
(1)

中央制御室待避室の必要空気供給量
二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
ａ．収容人数：n＝3 名
ｂ．許容二酸化炭素濃度：C＝0.5％（ＪＥＡＣ4622-2009）ｃ．大気二酸化炭素濃度：C ０ ＝0.0336％（空気ボンベの二酸化炭素濃度）ｄ．呼吸による二酸化炭素発生量：M＝0.022m３ ／h／人（空気調和・衛生
工学便覧の極軽作業の作業程度の吐出し量）
ｅ．必要換気量：Q １ ＝100×M×n／（C－C ０ ）m ３ ／h（空気調和・衛生工学
便覧の二酸化炭素基準の必要換気量）
Q１ ＝100×0.022×3÷（0.5－0.0336）＝14.15≒14.2 m３ ／h(2)酸素濃度基準に基づく必要換気量
ａ．収容人数：n＝3 名
ｂ．吸気酸素濃度：a＝20.95％（標準大気の酸素濃度）
ｃ．許容酸素濃度：b＝19％（鉱山保安法施行規則）
ｄ．成人の呼吸量：c＝0.48m３ ／h／人（空気調和・衛生工学便覧）
ｅ．乾燥空気換算酸素濃度：d＝16.4％（空気調和・衛生工学便覧）
1.16―51

ｆ．必要換気量：Q １ ＝c×（a－d）×n／（a－b）m３ ／h（空気調和・衛生
工学便覧の酸素基準の必要換気量）
Q１ ＝0.48×（20.95－16.4）×3÷（20.95－19.0）＝3.36≒3.4m３ ／h

以上により，中央制御室待避室使用に必要な空気供給量は二酸化炭素濃度基準の 14.2m３ ／h とする。

3.

中央制御室待避室の必要ボンベ本数
中央制御室待避室は，中央制御室内に流入した放射性物質からの影響を十分に防護できる時間として，ベント開始から 5 時間正圧化する。
中央制御室待避室を 5 時間正圧化する必要最低限のボンベ本数は，二酸化炭素濃度基準換気量の 14.2m３ ／h 及びボンベ供給可能空気量 5.5m３ ／本から下記の通り 19 本となる。なお，中央制御室待避室の設置後に試験を実施し必要ボンベ本数が 5 時間正圧化維持するのに十分であることの確認を実施
し，予備のボンベ容量について決定する。

(1)

ボンベ初期充填圧力：14.7MPa（at35℃）(2)

ボンベ供給可能空気量：5.5m３ /本 ＊＊空気ボンベは標準圧力 14.7MPa で 6.8m３ /本であるが，安全側（残圧及び
使用温度補正）を考慮し 5.5m３ /本とする。
必要ボンベ本数＝14.2m３ ／h÷5.5m3 ／本×5 時間＝12.9 本≒13 本

1.16―52

添付資料 1.16.4
可搬型照明（ＳＡ）を用いた場合の中央制御室の監視操作について

1.

中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）
中央制御室の照明が全て消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，
主制御盤エリア用 3 台，中央制御室待避室用 1 台，予備 1 台の計 5 台を配備する。個数はシミュレーション施設を用いて監視操作に必要な照度を確保できることを確認しているとともに，可搬型照明（ＳＡ）を操作箇所に応じて向きを変更することによりさらに照度を確保できることを確認している。
仮に，可搬型照明（ＳＡ）が活用できない場合のため，乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えている。第 1 表に中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵型照明の概要を示す。

第1表

中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵型照明
保管場所

数量

仕様

中央制御室

5台
(予備 1 台含む)

（AC）100V―240V
点灯時間
片面：24 時間
両面：12 時間

中央制御室

20 個

電池：単一電池 4 本
点灯時間：45 時間

中央制御室

14 個

電池：単 3 電池 3 本
点灯時間：10 時間

可搬型照明（ＳＡ）

乾電池内蔵型照明（ランタン）

乾電池内蔵型照明（ヘッドライト(ヘルメット装着用)）

1.16―532.

可搬型照明（ＳＡ）を用いた監視操作

可搬型照明（ＳＡ）の照度は，第 1 図に示すとおり主制御盤から約 6m の位置に設置した場合で，直流非常灯の実測値である照度（ 20 ルクス以上）に対し，
室内照明全消灯状態にて主制御盤垂直部平均で約 20 ルクス以上の照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

画像については，印刷仕上がり時に照明確認時点と同様の雰囲気となるよう補正を施してあります。

第1図

シミュレーション施設における可搬型照明（ＳＡ）確認状況
1.16―54

添付資料 1.16.5
チェンジングエリアについて

1.

チェンジングエリアの基本的な考え方
チェンジングエリアの設営にあたっては，「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」第 59 条第 1 項（原子炉制御室）並びに「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」第 74 条第 1 項（原子炉制御室）に基づき，中央制御室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，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。

2.

チェンジングエリアの概要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリア，クリーンエリアからなり原子炉建屋付属棟内，かつ中央制御室バウンダリに隣接した場所に設営する。概要は第 1 表のとおり。

1.16―55

第1表

チェンジングエリアの概要
中央制御室の外側 が 放射性物質により 汚染したような状況 下 において，中央制 御設営 場所室への汚染の持ち 込 みを防止するため ，
原子炉建屋付属棟 4 階
空調機械室

身体の汚染検査及 び 防護具の脱衣等を 行
うための区画を設ける。
なお，空調機械室 内 への搬入口は地震 竜
巻等でも開放せず ， 事故発生時でも外 部

設営 形式の風雨の影響を防止できる構造とする。
テントハウス（一部，通路区画化）

通路にテントハウ ス を設営し，テント ハ
ウス内は扉付シー ト 壁等により区画化 する。
中央制御室の外側 が 放射性物質により 汚

手順 着手 の判断基準

染するようなおそ れ が発生した場合， チ
原子力災害対策特別措置 ェンジングエリア の 設営を行う。なお ，
法第 10 条特定事象が発事故進展の状況， 参 集済みの要員数等 を生し，災害対策本部長の考慮して放射線管 理 班が実施する作業 の指示があった場合。
優先順位を判断し，速やかに設営を行
う。

実施 者

チェンジングエリ ア を速やかに設営で き
放射線管理班

るよう定期的に訓 練 を行っている放射 線
管理班員が参集した後に設営を行う。

3.

チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルート
チェンジングエリアは，中央制御室バウンダリに隣接した場所に設置する。チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルートは，第 1 図，第 2 図のとおり。なお，通常時のルートであるサービス建屋側へアクセスするルー
トは使用せず，耐震性が確保された原子炉建屋内外のルートを設定する。作業員は放射線防護具を着用し，チェンジングエリアから中央制御室へのアクセスする。原子炉建屋付属棟における中央制御室へのアクセスルートの設定
1.16―56

図を第 3 図に示す。作業員が携行する資機材（携行型有線通話装置，電離箱
サーベイメータ，電動ドライバ等）についてはバックパックに入れ携行することで，携行時の負担を軽減する。

第1図

中央制御室チェンジングエリアの設営場所

1.16―57

（通行状態のイメージ）

①

②

④

既設の梯子は撤去③

中央制御室への気密扉

第2図

中央制御室へのアクセスルートの概要図

1.16―58

第3図

4.
(1)

中央制御室へのアクセスルート設定図

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）
考え方
中央制御室への放射性物質の持ち込みを防止するため，第 4 図の設営フ
ローに従い，第 5 図のとおりチェンジングエリアを設営する。チェンジン
グエリアの設営は，放射線管理班員 2 名で，初期運用開始に必要なサーベ
イエリア，除染エリア及びクリーンエリアについて約 60 分，さらに脱衣エリアの設営について約 80 分の合計 140 分を想定している。なお，チェ
ンジングエリアが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。夜間休日に事故が発生した
場合に参集までの時間を考慮しても約 3 時間後にはチェンジングエリアの初期運用を開始することが可能である。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班員

1.16―59

4 名のうち，チェンジングエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着手は，原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生
し，災害対策本部長の指示があった場合に実施する。

1.16―60

①

チェンジングエリア用資機材の移動・設置（チェンジングエリアの設置場所の照明が確保されていない
場合は可搬型照明（ＳＡ）を設置）②

サーベイエリア・除染エリア・クリーンエリアのテントハウスの展開
床・壁等の養生を実施③

除染用資機材・可搬型空気浄化装
置・ＧＭ汚染サーベイメータの配備④

脱衣エリアのテントハウスの展開
床・壁等の養生を実施⑤

脱衣収納袋・ヘルメットラック・粘着マット等の設置

第4図

チェンジングエリアの設営フロー1.16―61

第5図

中央制御室チェンジングエリア
1.16―62

(2)チェンジングエリア用資機材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエ
リアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，第 2 表のとおりとする。チェンジングエリア用資機材は，チェンジングエリア付近に保管する。

第2表

チェンジングエリア用資機材
名

エ リ ア
設営用

消耗品

※1
※2
※3
※4
※5
※6
※7

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 ※10

難燃テープ

12 巻 ※11

クリーンウェス

5 缶 ※12吸水シート

93 枚 ※13

今後，訓練等で見直しを行う。
エリアの設営に必要な数量
各エリア間の4個×1.5倍＝6個
1台×1.5倍＝1.5→2台
設置作業用，脱衣用，除染用の3本
サーベイエリア用，除染エリア用の2式
44.0 m2（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90m2／巻×1.5倍＝1.5→2巻

1.16―63※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

1.16―64

5.

チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

(1)

出入管理
チェンジングエリアは，中央制御室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，中央制御室外で作業を行った要員が，中央制御室に入室する際に利用する。中央制御室外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，中央制御室外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは第 5 図のとおりであり，チェンジン
グエリアには下記の①から④のエリアを設けることで中央制御室内への放射性物質の持ち込みを防止する。
①脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア。
②サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品の汚染検査を行うエリア。汚染が確認されなければ中央制御室内へ移動する。
③除染エリアサーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア。
④クリーンエリア
扉付シート壁により区画することでサーベイエリア等からの汚染の流入を防止するエリア。

1.16―65

(2)脱衣チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴脱ぎ場で，安全靴，ヘルメット，アノラックを脱衣する。
・脱衣エリア前室で，ゴム手袋（外側），タイベック，靴下（外側）等を脱衣する。
・脱衣エリア後室で，ゴム手袋（内側），綿手袋，靴下（内側）を脱衣する。
・マスク及び帽子を着用したまま，サーベイエリアへ移動する。
なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

(3)

汚染検査
チェンジングエリアにおける汚染検査等の手順は以下のとおり。
①サーベイエリアにて，マスク及び帽子を着用した状態の頭部の汚染検査を受ける。
②汚染基準を満足する場合は，マスク及び帽子を脱衣し，全身の汚染検査を受ける。
③汚染基準を満足する場合は，脱衣後のマスクを持参し，クリーンエリ
アを通過して中央制御室へ入室する。
④②又は③の汚染検査において汚染基準を満足しない場合は，除染エリ
アに移動する。
なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。
1.16―66

(4)除染チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する。（マスク及び帽子は除く）・簡易シャワーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。

(5)

着衣
防護具の着衣手順は以下のとおり。
・中央制御室内で，綿手袋，靴下内側，靴下外側，帽子，タイベック，
マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴脱ぎ場で，ヘルメット，靴を着用する。
・放射線管理班は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

(6)

重大事故等に対処する要員に汚染が確認された場合の対応
サーベイエリア内で重大事故等に対処する要員の汚染が確認された場合
は，サーベイエリアに隣接した除染エリアで重大事故等に対処する要員の除染を行う。
重大事故等に対処する要員の除染については，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合も想定
し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
1.16―67

簡易シャワーで発生した汚染水は，第 6 図のとおり必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

除染エリア
緊急時

【除染①】
サーベイエリアにて，汚染確認

【除染②】

汚染拡大

簡易シャワーによる洗浄防止処置

クリーンウエスによる
拭き取り

対策所

クリーン
ウエス
吸水シート
除染不可

移動

ポリ袋

除染不可

移動

テープ等で養生
ゴミ箱

ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

第6図

(7)

簡易水槽

除染及び汚染水処理イメージ図

廃棄物管理
中央制御室外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジン
グエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大へつながる要因となることから，適宜チェンジングエリア外に持ち出しチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

(8)

チェンジングエリアの維持管理
放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量率
及び空気中放射性物質濃度を定期的（1 回／日以上）に測定し，放射性物
質の異常な流入や拡大がないことを確認する。

1.16―68

移動後、再度除染ができる施設へ

汚染箇所

6.
(1)

チェンジングエリアの汚染拡大防止について
汚染拡大防止の考え方
各テントハウスの接続部等をテープ養生することでテントハウス外からの汚染の持ち込みを防止する。また，テントハウスの出入口等を扉付シー
ト壁で区画することで中央制御室への汚染の持ち込みを防止する。
チェンジングエリアには，更なる汚染拡大防止対策として，可搬型空気浄化装置を 1 台設置する。

(2)

チェンジングエリアの区画
チェンジングエリアは，テントハウスの出入口，サーベイエリア，クリーンエリア，除染エリアは扉付のシート壁により区画し，テントの接続部
は放射性物質が外部から流入することを防止できる設計とする。テントハ
ウスの外観は第 7 図のとおりであり，仕様は第 3 表のとおりである。また，第 8 図はテントハウスの設置状況であり，各テントハウス間はファスナーを用いて接続する。なお，各テントハウス間の接続は第 9 図のとおり行う。
中央制御室へアクセスする階段の周囲（階段室及び前後室）は扉付のシート壁により 2 重に区画した上で 2 重のシート扉は同時に開けない運用とし，テント床面開口部周囲を難燃テープでシールすることで，中央制御室側への空気の流入を防止する。チェンジングエリア内面には，必要に応じて汚染除去の容易さの観点から養生シートを貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮する。
更にチェンジングエリア内には，靴等に伏着した放射性物質を持ち込まないように粘着マットを設置する。

1.16―69

第7図

テントハウスの外観及び設置状況（イメージ）

第3表
サイズ

テントハウスの仕様
幅 0.7～2.6m×奥行 1.1m～5.2m×高さ 2.3m 程度

本体重量40 ㎏ ※1 程度

サイズ（折り畳み時）

80 ㎝×140 ㎝×40 ㎝程度 ※1

送風時間（専用ブロワ）※2

約 2 分 ※1構造

7 張りのテントハウスを連結して組み立て※1

幅 2m×奥行 2m×高さ 2.3m のテントハウスでの数値※2

手動及び高圧ボンベを用いた送風による展開も可能な設計とする。

1.16―70

第8図

テントハウスの設置状況（イメージ）
1.16―71① 接続前

② ファスナーによる接続③ マジックテープによる接続④ 難燃テープによるシール

第9図

(3)

各テントハウス間の接続（イメージ）

可搬型空気浄化装置
更なる汚染拡大防止対策として，チェンジングエリアに設置する可搬型
空気浄化装置の仕様等を第 10 図に示す。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可
搬型空気浄化装置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。
なお，中央制御室は原子炉格納容器圧力逃がし装置の操作直後には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについても，原則利用しないこととする。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもこの間は運用しないことから，可搬型空気浄化装置のフィルタが高線量化することによる居住性への影響はない。
1.16―72ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を 1 台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないようチェ
ンジングエリアから遠ざけて保管する。

○外形寸法：縦 380×横 350×高 1100 ㎜○風量：9m３／min（540m３／h）○重量：約 45 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ることにより吸着・除去される。

第 10 図(4)

可搬型空気浄化装置の仕様等

チェンジングエリアへの空気の流れ
中央制御室チェンジングエリアは，第 11 図のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
また，更なる汚染拡大防止のため設置する，可搬型空気浄化装置により中央制御室へアクセスする階段室及びその前後室に浄化された空気を送り込むことで，エリア内で放射性物質が飛散した場合でも，中央制御室へ放射性物質が流入することを防止する。
第 11 図，第 12 図のとおりチェンジングエリア内に空気の流れを作ることで，中央制御室への汚染の持ち込みを防止する。なお，テントハウス出
入口はカーテンシートとすることで外部への空気の流れを確保する。

1.16―73

第 11 図中央制御室チェンジングエリアの空気の流れ

1.16―74

第 12 図中央制御室へアクセスする階段の周囲の区画

1.16―75

(5)チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
中央制御室に入室しようとする要員に付着した汚染が他の要員に伝播することがないよう，サーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場合
は，汚染箇所を養生するとともにサーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，速やかに養生シートを張り替える等により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。
また，中央制御室への入室の動線と退室の動線をシート区画にて隔離することで，入域ルート側の汚染が退域エリアに伝搬することを防止する。
さらに脱衣エリアでは一人ずつ脱衣を行う運用とすることで，脱衣する要員同士の接触を防止する。

7.

汚染の管理基準
第 4 表のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。ただし，サーベイエリアのバックグラウンドに応じて，第 4 表の管理基準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。

1.16―76

第4表
状況

汚染の管理基準

汚染の管理基準

屋外（発電所構内全状般）へ少量の放射性況

物質が漏えい又は①

放出されるような根拠等

法令に定める表面汚染密度限度
1,300cpm（アルファ線を放出しない放射性2（4Bq／㎝ 相当）

同位元素の表面汚染密度限度：
40Bq／㎝ 2 の 1／10）

原子力災害時

原子力災害対策指針における40,000cpm
2状

大規模プルームが況放出されるような②

原子力災害時（120Bq／㎝ 相当） ＯＩＬ4 に準拠

原子力災害対策指針における13,000cpm
2（40Bq／㎝ 相当）

1.16―77

ＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠

8.

可搬型照明（ＳＡ）
チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，チェンジングエリアの設置，脱衣，汚染検査，除染時に必要な照度を確保するために 3 台（予備 1 台）を使用する。可搬型照明（ＳＡ）の仕様を第 5 表に示す。
第5表

チェンジングエリアの可搬型照明（ＳＡ）
保管場所

数量

仕様

可搬型照明（ＳＡ）

原子炉建屋
付属棟 4 階
空調機械室

4台
（予備 1 台含む）

（AC）100V―240V
点灯時間
片面：24 時間
両面：12 時間

チェンジングエリア内は，第 13 図に示すように設置する可搬型照明（ＳＡ）により 5 ルクス以上の照度が確保可能であり，問題なく設営運用等が行えることを確認している。

1.16―78

第 13 図チェンジングエリア設置場所における可搬型照明（ＳＡ）確認状況

9.

チェンジングエリアのスペースについて
中央制御室における現場作業を行う運転員等は，2 名 1 組で 2 組を想定し，同時に 4 名の運転員等がチェンジングエリア内に収容できる設計とする。チェンジングエリアに同時に 4 名の要員が来た場合，全ての要員が中央制御室に入りきるまで約 14 分（1 人目の脱衣に 6 分＋その後順次汚染検査 2 分×4 名）と設定し，全ての要員が汚染している場合でも除染が完了
し中央制御室に入りきるまで約 22 分（汚染がない場合の 14 分＋除染後の再検査 2 分×4 名）と設定しており，訓練によりこれを下回る時間で退域できることを確認している。
また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合
でも，チェンジングエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。

1.16―79

10.

放射線管理班の緊急時対応のケーススタディ

放射線管理班は，チェンジングエリアの設置以外に，緊急時対策所可搬型
エリアモニタの設置（10分），可搬型モニタリング・ポストの設置（最大475分），可搬型気象観測設備の設置（80分）を行うことを技術的能力にて説明している。これら対応項目の優先順位については，放射線管理班長が状況に応じ判断する。
例えば，平日昼間に事故が発生した場合（ケース①）には，放射線管理班員4名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト
及び可搬型気象観測設備の設置を優先し，その後にチェンジングエリアの設
置作業を行う。
夜間・休祭日に事故が発生した場合（ケース②）には，放射線管理班員2名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対策所加圧判断用）及び可搬型気象観測設備の設置を行い，その後参集した要員がチェンジングエリアの設置を行う。要員参集後（発災から2時間後）に参集した放射線管理班員にてチェンジングエリアの設置作業を行うことで平日昼間のケースと同等の時間で設置を行える。なお，チェンジングエ
リアの運用については，エリア使用の都度放射線管理班員がチェンジングエ
リアまで移動して対応するがチェンジングエリアが使用されるのは直交代時
及び作業終了後に運転員が中央制御室に戻る際であり，多くとも1日数回程
度のため十分対応が行える。

1.16―80

・ケース①（平日昼間の場合）
1

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
可搬型モニタリング・ポストの配置
状況把握（モニタリングポストなど）
可搬型気象観測設備の配置
中央制御室チェンジングエリアの設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置

要員

対応項目

2

3

事象発生
▽
10 条
▽

経過時間（時間）
4
5

6

7

8

▽中央制御室チェンジング
エリアの運用開始

放射線管理
班員A,B
放射線管理
班員C,D

・ケース②（夜間・休祭日に大規模損壊事象が発生した場合）
1
要員

対応項目

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置
可搬型モニタリング・ポストの配置 ※可搬型気象観測設備の配置

放射線管理
班員A,B

中央制御室チェンジングエリアの設置

放射線管理
班員C,D

事象発生
▽
10 条
▽

2

3

▽参集完了

経過時間（時間）
4
5

6

7

8

▽中央制御室チェンジング
エリアの運用開始※可搬型モニタリング・ポストは，放射線管理班長の判断により緊急時対策所
加圧判断用モニタを優先して設置する。

1.16―81

11.

チェンジングエリア設置前の汚染の持ち込み防止について

夜間，休日は，参集要員によりチェンジングエリアの設置を行う可能性があるため，チェンジングエリアの初期運用の開始 ※１ まで事象発生から 3 時間程
度 ※２ 要する場合が考えられる。その場合において，チェンジングエリアの初期運用開始までは，下記の対応により中央制御室への過度な汚染の持ち込みを防止する。
※1： サーベイエリア，除染エリア及びクリーンエリアの設営※2： 2 時間（参集時間）＋1 時間（サーベイエリア及び除染エリアの設営）

運転員等は，自ら汚染検査を実施し，必要に応じ除染（クリーンウエスによる拭取り）を行った上で，中央制御室に入室する。
放射線管理班員は，チェンジングエリアの初期運用開始に必要なサーベイ
エリア及び除染エリアを設営後，運転員等の再検査を実施し，必要に応じ除染（クリーンウエスでの拭き取り又は簡易シャワーによる水洗）を行う。また，中央制御室内の環境測定を行う。
上記に加えて，中央制御室とチェンジングエリアの間に設置する気密扉により中央制御室バウンダリを区画する。
なお，仮に中央制御室に汚染が持ち込まれた場合でも，中央制御室換気系
により中央制御室内を浄化することで，中央制御室の居住性を確保する。

詳細な手順は 5.

チェンジングエリアの運用に従う。

1.16―82

添付資料 1.16.6
中央制御室内に配備する資機材の数量について
1.

放射線防護資機材等
中央制御室に配備する放射線防護資機材の内訳を第 1 表及び第 2 表に示す。なお，放射線防護資機材等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。

第1表

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

1,155着 ※3

17 着 ※15

靴下2,310足 ※4

34 足 ※16

帽子

1,155個 ※5

17 個 ※17

綿手袋

1,155双 ※6

17 双 ※18

ゴム手袋2,310双 ※7

34 双 ※19

全面マスク

330個 ※8

17 個 ※17

チャコールフィルタ

2,310個 ※934 個 ※20

アノラック

462着 ※10

17 着 ※15

長靴

132足 ※11

9 足 ※21胴長靴

12足 ※129 足 ※21遮蔽ベスト

15着 ※13――9 式 ※2266個 ※1417個 ※17自給式呼吸用保護具
バックパック※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 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。
※3 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155着※4 110名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,310足

1.16―83

※5 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155個※6 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155双※7 110名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,310双※8 110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個※9 110名（要員数）×7日×2倍(2個を1セットで使用)×1.5倍＝2,310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※15 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17着※16 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※17 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17個※18 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17双※19 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※20 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※21 6名（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※22 6名（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，運転員等（中央制御室）4名と運転員（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，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）。

1.16―84

第２表○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）品

配備数 ※1

名

緊急時対策所建屋

中央制御室

個人線量計

330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
※５

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。
110名（要員数）×2台（交替時用）×1.5倍＝330台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）
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
※９
※10

11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交替時用）×1.5 倍＝33 台
身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）＝3台
現場作業等用に2台＋1台（予備 ） ＝3台

1.16―85

添付資料 1.16.7
運転員等の交替要員体制の被ばく評価について

１．被ばく評価
中央制御室等の運転員等の被ばく評価は，事故シーケンス「大破断ＬＯＣ
Ａ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」（代替循環冷却系を使用しない場合）（全交流動力電源喪失の重畳を考慮）で，転員の勤務体系（5 直 2 交替）に基づき，中央制御室の滞在期間及び入退域の時間を考慮して評価する。
想定する勤務体系を第 1 表に，対応のタイムチャートを第 1 図に示す。
第1表
2 日目

1 日目
Ａ班

※

想定する勤務体系
4 日目

1直

1直

5 日目

6 日目

7 日目

2直

2直

1直

Ｂ班
Ｃ班

3 日目

2直

1直

Ｄ班

2直

Ｅ班 ※

1直

1直

2直

1直
2直

2直

被ばくの平準化のため，事故直後に中央制御室に滞在している班（Ａ班）の代わり， 2 日目以降は日勤業務の班（Ｅ班）が滞在するものとする。
中央制御室の滞在時間は， 1 直が 8:00～ 21:45， 2 直が 21:30～ 8:15 とする。
保守的にフィルタベント開始 1 時間前から 12 時間は中央制御室に滞在することとした。

タイムチャート
ベント放出

0h

2h

3h

19h

24h

▽

ＭＣＲ空調
待避室への滞在
マスクの着用

第1図

中央制御室内での対応のタイムチャート

1.16―86168hこの勤務形態での各班の被ばく評価を表 2 に，最も厳しい被ばくとなる
事故直後に中央制御室に滞在している班(A 班)の評価結果内訳を表 3 に示す。
この評価結果より，運転員等の被ばく線量は 100mSv を超えないことを確
認した。

第2表

各班の被ばく評価結果（単位：mSv）

1 日目
2 日目
3 日目
4 日目
5 日目
6 日目
7 日目
Ａ
約 5.8× 10１
班
Ｂ
約 1.1× 10１ 約 8.7× 10０
約 5.2× 10０ 約 2.4×10０
班
Ｃ
約 3.3× 10１
約 7.1× 10０ 約 5.8× 10０
班
Ｄ
約 1.3× 10１ 約 9.5× 10０
約 4.9×10０
班
Ｅ
約 2.3× 10１
約 7.6× 10０ 約 6.2× 10０
班

第3表

合計
約 5.8× 10１
約 2.7× 10１
約 4.6× 10１
約 2.8× 10１
約 3.7× 10１

最大の線量となる班の被ばく評価結果の内訳

時

中央制御室内作業

被ばく経路

実効線量 （ mSv）

①建屋からのガンマ線による被ばく

3.4×10－１②大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく

6.4×10－１③室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく

4.6×10１②大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガン
マ線による被ばく
小計（①＋②＋③）

2.9×10０
5.0×10１

入退域時④建屋からのガンマ線による被ばく

2.3×10－１⑤大気中へ放出された放射性物質による被ばく

6.9×10－３⑤大気中へ放出され，地表面に沈着した放射性物質のガン
マ線による被ばく（④＋⑤）

8.2×10０

計（①＋②＋③＋④＋⑤）

5.8×10１

小合

8.0×10０

計

２．マスク着用の要否について
中央制御室内は，中央制御室換気系による閉回路循環運転を行うことで，希ガス以外の放射性物質の流入防止対策を行っているため，マスク着用は不要とする。
ただし，中央制御室換気系または原子炉建屋ガス処理系が機能喪失した場
1.16―87

合は復旧後 1 時間が経過するまで中央制御室内でマスクを着用する。

1.16―88

添付資料 1.16.8
交替要員の放射線防護と移動経路について

運転員の交替要員は，発電所への入域及び退域の際に放射線防護管理による被ばくの低減を行う。以下にその放射線防護措置と移動経路を示す。
①発電所に入域するにあたり原子力災害対策支援拠点（以下「支援拠点」という。）にて発電所内の情報を入手し，必要な防護具を着用する。
②通行できる事が確認されたルートを通り発電所へ入域後，緊急時対策所
建屋で退室時用の防護具を受け取る。
③中央制御室入口付近に設置したチェンジングエリアで身体及び退室時用の防護具等の汚染検査を実施する。
④汚染が認められなければ中央制御室に入室し，運転員との引継ぎを実施する。
⑤引継ぎを終えた運転員は，入室時に持参した防護具を着用し，中央制御室を退室後，警戒区域境界の指定された場所へ移動を行い，防護具を脱衣し，警戒区域外の支援拠点にて身体の汚染検査を実施する。
○防護具外し身体の汚染検査1.16―89

中央 制御室◎退室用の防護具を持参

チェ ンジ ン グエ リ ア

緊急 時対策 所建屋

発電所構 内警戒 区域 境界支援 拠点
●防護具着用・通行可能ルート確認
・発電所状況確認

●防護具着用○防護具外し（身体の汚染検査）

添付資料 1.16.9
手順のリンク先について

原子炉制御室の居住性等に関する手順等について，手順のリンク先を以下に取りまとめる。

１．

1.16.2.4

その他の手順項目について考慮する手順＜リンク先＞

1.14.2.3(1)代替交流電源設備による代替所内電気設備

への給電

1.16―90

1.17

監視測定等に関する手順等＜

1.17.1目

次＞

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．放射性物質の濃度及び放射線量の測定の対応手段及び設備
ｂ．風向，風速その他の気象条件の測定の対応手段及び設備
ｃ．モニタリング・ポストの電源回復の対応手段及び設備
ｄ．手順等

1.17.2

重大事故等時の手順等

1.17.2.1

放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等(1)モニタリング・ポストによる放射線量の測定(2)

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(3)

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定(4)

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(5)

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
ａ．空気中の放射性物質の濃度の測定
ｂ．水中の放射性物質の濃度の測定
ｃ．土壌中の放射性物質の濃度の測定
ｄ．海上モニタリング(6)

モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策(7)

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(8)

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(9)

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
目－1

1.17.2.2

風向，風速その他の気象条件の測定の手順等(1)

気象観測設備による気象観測項目の測定(2)

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定

1.17.2.3

代替交流電源設備によるモニタリング・ポストへの給電

1.17.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

添付資料 1.17.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料 1.17.2

緊急時モニタリングの実施手順及び体制

添付資料 1.17.3

緊急時モニタリングに関する要員の動き

添付資料 1.17.4

モニタリング・ポスト

添付資料 1.17.5

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の成立性添付資料 1.17.6

可搬型モニタリング・ポスト

添付資料 1.17.7

放射能放出率の算出

添付資料 1.17.8

放射能観測車添付資料 1.17.9

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の成立性

添付資料 1.17.10

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の成立性

添付資料 1.17.11

各種モニタリング設備等

添付資料 1.17.12

発電所敷地外の緊急時モニタリング体制

添付資料 1.17.13

他の原子力事業者との協力体制（原子力事業者間協力協定）

添付資料 1.17.14

モニタリング・ポスト及び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手段

添付資料 1.17.15

気象観測設備目－2

添付資料 1.17.16

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定

添付資料 1.17.17

可搬型気象観測設備

添付資料 1.17.18

可搬型気象観測設備の気象観測項目について

添付資料 1.17.19

モニタリング・ポスト専用の無停電電源装置

添付資料 1.17.20

手順のリンク先について

目－3

1.17

監視測定等に関する手順等【要求事項】
1

発電用原子炉設置者において、重大事故等が発生した場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。）にお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

発電用原子炉設置者は、重大事故等が発生した場合に工場等において風向、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。

【解釈】
1

第 1 項に規定する「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に必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ）重大事故等が発生した場合でも、工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。）において、モニタリング設備等により、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に必要な手順等を整備すること。
ｂ）常設モニタリング設備が、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。
ｃ）敷地外でのモニタリングは、他の機関との適切な連携体制を構築する

1.17－1

こと。
2

事故後の周辺汚染により測定ができなくなることを避けるため、バックグ
ラウンド低減対策手段を検討しておくこと。

重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）において，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の設備を整備する。
また，重大事故等が発生した場合に，発電所における風向，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設備を整備する。ここでは，これらの対処設備を活用した手順等について説明する。

1.17－2

1.17.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）にお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の対応手段と重大事
故等対処設備を選定する。
また，重大事故等が発生した場合に，発電所における風向，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の対応手段と重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備 ※１ 並びに資機材 ※２ を選定する。
※1

自主対策設備
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事
故対応に有効な設備。

※2

資機材
設備の運搬に用いるリヤカー及び船舶運搬車，試料の採取に用いる採取用資機材並びにバックグラウンド低減対策に用いる検出器カバー，養生シート及び遮蔽材をいう。

選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第六十条及び技術基準規則
第七十五条」（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

1.17－3

(2)対応手段と設備の選定の結果
上記「（1）

対応手段と設備の選定の考え方」に基づき選定した対応手

段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段とその対応に使用する重大事故等対処設備，資機材及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準対象施設，対応に使用する重大事故等対処設備，資機材，自主対策設備，整備する手順等についての関係を第
1.17－1 表に示す。
ａ．放射性物質の濃度及び放射線量の測定の対応手段及び設備(a)

放射性物質の濃度及び放射線量の測定
重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）の放射性物質の濃度及び放射線量を測定する手段がある。放射線量の測定又は代替測定で使用する設備は以下のとおり。
ⅰ)

モニタリング・ポストによる放射線量の測定
モニタリング・ポストによる放射線量の測定に用いる設備は以下のとおり
・モニタリング・ポスト
ⅱ)

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に用いる設備は以下のとおり
・可搬型モニタリング・ポスト
・リヤカー
ⅲ)

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定
放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定に用いる設備は以下のとおり・放射能観測車
1.17－4

ⅳ)

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代替測定に用いる設備及び資機材は以下のとおり
・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）
・リヤカー
・採取用資機材
・Ｇｅγ線多重波高分析装置
・ガスフロー式カウンタ
ⅴ)

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
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に用いる設備及び資機材は以下のとおり
・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）
・電離箱サーベイ・メータ
・リヤカー
・採取用資機材
・小型船舶
・船舶運搬車1.17－5

・Ｇｅγ線多重波高分析装置
・ガスフロー式カウンタ
・排気筒モニタ・液体廃棄物処理系出口モニタ(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
放射性物質の濃度及び放射線量の測定に使用する設備のうち，可搬型モニタリング・ポスト，電離箱サーベイ・メータ及び可搬型放
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）及び小型船舶を重大事故等対処設備と位置づける。
選定した設備により，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料 1.17.1）
以上の重大事故等対処設備により，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）にお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ことができる設計とする。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・モニタリング・ポスト
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できず，また津波により機能喪失する可能性もあるが，使用可能であれば，放射線量を測定する手段として有効である。
・放射能観測車
1.17－6

耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できず，また予備機置場に保管しているため自主整備ルートの状況により使用できない可能性もあるが，使用可能であれば，放射性物質の濃度を測定する手段として有効である。
・Ｇｅγ線多重波高分析装置，ガスフロー式カウンタ
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できず，また常用電源からの給電ができない場合は使用不可であるが，使用可能であれ
ば，放射性物質の濃度を測定する手段として有効である。
・排気筒モニタ，液体廃棄物処理系出口モニタ
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，放射性物質の濃度の測定手順着手の判断基準に用いる計器として有効である。
ｂ．風向，風速その他の気象条件の測定の対応手段及び設備(a)

風向，風速その他の気象条件の測定
重大事故等が発生した場合に，発電所における風向，風速その他の気象条件を測定する手段がある。

ⅰ)

気象観測設備による気象観測項目の測定
気象観測設備による気象観測項目の測定に用いる設備は以下のとおり・気象観測設備ⅱ)

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定
可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定に用いる設備

及び資機材は以下のとおり
・可搬型気象観測設備
・リヤカー
1.17－7

(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
風向，風速その他の気象条件の測定に使用する設備のうち，可搬型
気象観測設備は重大事故等対処設備と位置づける。
選定した設備により，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料 1.17.1）
以上の重大事故等対処設備により，重大事故等が発生した場合に，発電所における風向，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ことができる設計とする。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・気象観測設備
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できず，また常用電源からの給電ができない場合は使用不可であるが，使用可能であ
れば，風向，風速その他の気象条件を測定する手段として有効である。

ｃ．モニタリング・ポストの電源回復の対応手段及び設備
(a)

対応手段
全交流動力電源が喪失し，モニタリング・ポストの電源が喪失した
場合，モニタリング・ポストの機能を回復させるため，無停電電源装
置及び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手段がある。
なお，電源を回復してもモニタリング・ポストの機能が回復しない
場合は，可搬型モニタリング・ポストにより代替測定が可能である。
モニタリング・ポストの電源回復に使用する設備は以下のとおり。
1.17－8

・無停電電源装置
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
全交流動力電源が喪失し，モニタリング・ポストの電源が喪失した
場合，モニタリング・ポストの電源を回復させるための設備のうち，
常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備を重大事故等対処
設備として位置づける。
選定した設備により，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（添付資料 1.17.1）
以上の重大事故等対処設備により，全交流動力電源が喪失した場合においても，モニタリング・ポストの電源を回復し，発電所及びその周辺において発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録することができる設計とする。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・無停電電源装置
耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，モニタリング・ポストの電源を回復する手段として有効である。

ｄ．手順等
上記の「ａ．放射性物質の濃度及び放射線量の測定の対応手段及び設備」，「ｂ．風向，風速その他の気象条件の測定の対応手段及び設備」
及び「ｃ．モニタリング・ポストの電源回復の対応手段及び設備」に
1.17－9

より選定した対応手段に係る手順を整備する。
これらの手順は，重大事故等対応要員の対応として「重大事故等対策要領」に定める。
（第 1.17－1 表）
また，事故時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整備する。
（第 1.17－2 表

1.17－10

第 1.17－3 表）

1.17.2

重大事故等時の手順等

1.17.2.1(1)放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等

モニタリング・ポストによる放射線量の測定
重大事故等時に，発電所及びその周辺において，モニタリング・ポスト
により発電用原子炉施設から放出される放射性物質の放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。なお，モニタリング・ポストによる放射線量の測定は，自動的な連続測定であるため，手順を要するものではない。
モニタリング・ポストは，通常時から放射線量を連続測定しており，重大事故等時に健全な場合は，継続して放射線量を連続測定する。測定結果
は，モニタリング・ポスト局舎内で電磁的に記録し，約 2 ヶ月間分保存する。なお，モニタリング・ポストが機能喪失した場合は，後述する「(2)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」を行う。

(2)

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
重大事故等時に，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）において，可搬型モニタリング・ポストにより発電用原子炉施設から放出される放射性物質の放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。
また，重大事故等時に，モニタリング・ポストが機能喪失した場合，可搬型モニタリング・ポストによる代替測定を行う。手順のフローチャート
を第 1.17－1 図に示す。
可搬型モニタリング・ポストは，放射線量を連続測定し，測定結果は，可搬型モニタリング・ポスト内で電磁的に記録し，7 日間分以上保存する設計とする。なお，測定結果は緊急時対策所に自動伝送され、記録される。
1.17－11放射線量の測定に使用する可搬型モニタリング・ポストは，原子炉施設
周囲（海側等を含む。）に 6 個（うち緊急時対策所の加圧判断に用いる 1個は緊急時対策所建屋付近）に設置する。また，代替測定に使用する可搬型モニタリング・ポストは，計測データの連続性を考慮し，モニタリング・
ポストに隣接した位置に 4 個設置する。可搬型モニタリング・ポストの設
置場所等を第 1.17－2 図に示す。
ただし，地震・火災等により第 1.17－2 図に示す設置場所にアクセスすることが不能となった場合は，アクセスルート上のリヤカーで運搬できる範囲において原子炉建屋からの方位が変わらない場所に設置場所を変更する。
ａ．手順着手の判断基準【可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定（原子炉施設周囲（海側等を含む。）に 6 個設置（うち緊急時対策所の加圧判断に用いる 1 個は緊急時対策所建屋付近に設置）】
原子力災害対策特別措置法第 10 条に基づき通報する事象 ※（以下「原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象」という。）が発生したと判断した場合※「原子力災害対策特別措置法施行令第 4 条第 4 号のすべての項目」
及び「原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則第７条第１号表イのすべての項目」【可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の代替測定（各モニタリ
ング・ポストに隣接した位置に 4 個設置）】
重大事故等時に，緊急時対策所でモニタリング・ポストの指示値及
び警報表示を確認し，モニタリング・ポストの放射線量の測定機能が喪失したと判断した場合
1.17－12

ｂ．操作手順
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を行う手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17－3 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に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の開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，移動ルートの被災状況を考慮し，可搬型モ
ニタリング・ポストの設置位置を決定するとともに，緊急時対策所
建屋に保管している可搬型モニタリング・ポスト本体，外部バッテ
リー，衛星携帯アンテナ部等を，設置場所までリヤカーで運搬・設置し，緊急時対策所までデータが伝送されていることを確認し，監視・測定を開始する。なお，可搬型モニタリング・ポストを設置する際は，後述する「(7)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」として，可搬型モニタリング・ポスト本体を養生シートにより養生する。
③ 重大事故等対応要員は，可搬型モニタリング・ポストの測定結果を記録装置（電子メモリ）に記録し，保存する（電子メモリ内の測定データは記録装置の電源が切れた場合でも失われない設計とする。）。
④ 重大事故等対応要員は，使用中に外部バッテリーの残量が少ない場
合，予備の外部バッテリーと交換する。
ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，連続して放射線量の代替測定用及び測定用 10 個を設置する場合は緊急時対策所の加圧判断に用いる緊急時対策所建屋付近の可搬型モニタリング・ポストを優1.17－13

先して設置し，所要時間は，作業開始を判断してから約 475 分以内と想定する。なお，モニタリング・ポストの代替測定（4 個）及び原子炉施設周囲（海側等を含む。）の 6 個（うち 1 個は緊急時対策所付近に設置）をそれぞれ別に実施した場合は，作業開始を判断してからモニタリン
グ・ポストの代替測定は約 200 分，原子炉施設周囲（海側を含む。）の測定及び緊急時対策所建屋付近の測定は約 250 分（緊急時対策所建屋付近の測定は約 35 分）以内と想定する。また，外部バッテリーは連続 6 日以
上使用可能な設計とし，可搬型モニタリング・ポスト 10 個の外部バッテリーを交換した場合の所要時間は，作業開始を判断してから移動時間も含めて約 310 分以内と想定する。
測定データは緊急時対策所に自動伝送され，記録される。
リヤカーで第 1.17－2 図に示す設置場所に可搬型モニタリング・ポス
トを運搬できない場合でも，アクセスルート上のリヤカーで移動できる範囲において原子炉建屋からの方位が変わらない場所に設置する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備
する。

(3)

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定
重大事故等時に，発電所及びその周辺において，放射能観測車により発電用原子炉施設から放出される放射性物質の空気中の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。
放射性物質の濃度の測定は，1 回／日以上とする。ただし，発電用原子炉施設の状態及び放射性物質の放出状況を考慮し，測定しない場合もある。
放射能観測車は，通常時は予備機置場に保管しており，重大事故等時に測定機能が健全な場合は，放射性物質の濃度の測定に使用する。なお，放1.17－14射能観測車が機能喪失した場合は，後述する「(4)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」を行う。
ａ．手順着手の判断基準
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場
合ｂ．操作手順
放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定についての手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17－4 図に示す。
①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。

②

重大事故等対応要員は，移動ルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，放射能観測車により試料の採取場所まで移動し，ダスト・よう素サンプラにダストろ紙及びよう素用カー
トリッジをセットし，試料を採取する。

③

重大事故等対応要員は，ダストモニタによりダスト濃度，よう素測定装置によりよう素濃度を監視・測定する。

④

重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1箇所あたり）の所要時間は，作業開始を判断してから約 100 分以内と想定する。
試料の採取場所は，移動ルート上の放射能観測車で移動できる範囲において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡
1.17－15

用に通信連絡設備を整備する。

(4)

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
重大事故等時に，放射能観測車が機能喪失した場合，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）により，空気中の放射性物質の濃度を代替測定する。手順の対応手
段の選択フローチャートを第 1.17－1 図に示す。また，可搬型放射能測定
装置の保管場所を第 1.17－5 図に示す。
ａ．手順着手の判断基準
放射能観測車に搭載しているダスト・よう素サンプラの使用可否，ダストモニタ及びよう素測定装置の指示値を確認し，放射能観測車の測定機能が喪失したと判断した場合
ｂ．操作手順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についての手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17－
6 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に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の開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋に保管している可搬型放
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）の使用開始前に乾電池等の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池等と交換する。
1.17－16

③ 重大事故等対応要員は，アクセスルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，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）を，試料の採取場所までリヤカーで運搬し，可搬型ダスト・よう素サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採取する。
④ 重大事故等対応要員は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ
にてγ線（よう素濃度），β線サーベイ・メータにてβ線，ＺｎＳシ
ンチレーションサーベイ・メータにてα線を監視・測定する。
⑤ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。
ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1箇所あたり）の所要時間は，作業開始を判断してから約 110 分以内と想定する。
試料の採取場所は，アクセスルート上のリヤカーで移動できる範囲において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。

(5)

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
重大事故等時に，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）において，可搬型放射能測定装置等により放射性物質の濃度（空気中，水中及び土壌中）
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。
放射性物質の濃度の測定（空気中，水中及び土壌中）及び放射線量の測1.17－17

定は，1 回／日以上とする。ただし，発電用原子炉施設の状態，放射性物
質の放出状況及び周辺海域の状況を考慮し，測定しない場合もある。
ａ．空気中の放射性物質の濃度の測定
重大事故等時に，発電所及びその周辺において，可搬型放射能測定装置等により空気中の放射性物質の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。可搬型放射能測定装置等の保管場所を第 1.17－5 図
に示す。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時に，排気筒モニタ等の指示値の有意な変動の確認により，発電用原子炉施設から大気中に放射性物質が放出されるおそれがあると判断した場合

(b)

操作手順
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を行う手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17－7 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に空気中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋に保管している可搬型放
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）の使用開始前に乾電池等の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池等と交換する。
③ 重大事故等対応要員は，アクセスルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，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，
1.17－18

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）を，試料の採取場所までリヤカー等で運搬し，可搬型ダスト・
よう素サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採取する。
④ 重大事故等対応要員は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ
にてよう素濃度，β線サーベイ・メータにてβ線，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータにてα線を監視・測定する。また，自主対策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウンタが健全であれば，不純物の除去等のため必要に応じて前処理を行い，測定する。
⑤ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，
保存する。
(c)

操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1箇所あたり）の所要時間は，作業開始を判断してから約 110 分以内と想定する。
試料の採取場所は，アクセスルート上のリヤカーで移動できる範囲において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。

ｂ．水中の放射性物質の濃度の測定
重大事故等時に，発電所及びその周辺において，可搬型放射能測定装置等により水中の放射性物質の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。海水試料採取場所等を第 1.17－5 図に示す。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時に，以下のいずれかに該当した場合
1.17－19

・液体廃棄物処理系出口モニタ等の指示値の有意な変動の確認により，発電用原子炉施設から水中に放射性物質が放出されるおそれがあると判断した場合
・可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への拡散抑制を開始する場合(b)

操作手順
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を行う手順の概要は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17－8 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に水中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋に保管している可搬型
放射能測定装置（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）の使用開始前に乾電池の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池と交換する。
③ 重大事故等対応要員は，アクセスルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，可搬型放射能測定装置（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）及び採取用資機材
を，試料の採取場所までリヤカーで運搬し，採取用資機材を用いて試料を採取する。
④ 重大事故等対応要員は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メー
タにてγ線，β線サーベイ・メータにてβ線，ＺｎＳシンチレー
ションサーベイ・メータにてα線を監視・測定する。また，自主
1.17－20

対策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウンタが健全であれば，不純物の除去等のため必要に応じて前処理を行い，測定する。
⑤ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，保存する。
(c)

操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1箇所あたり）の所要時間は，作業開始を判断してから約 90 分以内と想定する。
試料の採取場所は，アクセスルート上のリヤカーで移動できる範囲において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。

ｃ．土壌中の放射性物質の濃度の測定
重大事故等時に，発電所及びその周辺において，可搬型放射能測定装置等により土壌中の放射性物質の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。可搬型放射能測定装置等の保管場所を第 1.17－5 図
に示す。
(a)

手順着手の判断基準「ａ．空気中の放射性物質の濃度の測定」により放射性物質の放出が確認された場合(b)

操作手順
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を行う手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17－9
図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
1.17－21

要員に土壌中の放射性物質の濃度の測定の開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋に保管している可搬型放
射能測定装置（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）の使用開始前に乾電池の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池と交換する。
③ 重大事故等対応要員は，アクセスルートの被災状況を考慮し，試料の採取場所を決定するとともに，可搬型放射能測定装置（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Ｚｎ
Ｓシンチレーションサーベイ・メータ）及び採取用資機材を，試料の採取場所までリヤカーで運搬し，採取用資機材を用いて試料を採取する。
④ 重大事故等対応要員は，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ
にてγ線，β線サーベイ・メータにてβ線，ＺｎＳシンチレーショ
ンサーベイ・メータにてα線を監視・測定する。また，自主対策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウンタが健全であれば，不純物の除去等のため必要に応じて前処理を行い，測定する。
⑤ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，
保存する。
(c)

操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業（1箇所あたり）の所要時間は，作業開始を判断してから約 100 分以内と想定する。
試料の採取場所は，アクセスルート上のリヤカーで移動できる範囲
1.17－22

において決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。
ｄ．海上モニタリング
重大事故等時に，周辺海域において，小型船舶，可搬型放射能測定装
置及び電離箱サーベイ・メータ等により空気中及び水中の放射性物質の濃度並びに放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録する。
可搬型放射能測定装置等（小型船舶除く）の保管場所を第 1.17－5 図に示す。また，小型船舶の保管場所及び移動ルートを第 1.17－10 図に示す。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時に以下のいずれかに該当した場合
・排気筒モニタ等の指示値の有意な変動の確認により，発電用原子炉施設から大気中に放射性物質が放出されるおそれがあると判断した場合
・「ｂ．水中の放射性物質の濃度の測定」により放射性物質の放出が確認された場合(b)

操作手順
可搬型放射能測定装置等による海上モニタリングを行う手順の概要
は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17－11 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に海上モニタリングの開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，緊急時対策所建屋に保管している可搬型放
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・メータの使用開始前に乾電池等の残量を確認し，少ない場合は予備の乾電池等と1.17－23交換する。
③ 重大事故等対応要員は，可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側，西側）に保管している小型船舶を船舶運搬車に連結又は車載し，移動ルートを通り東海港物揚場へ移動して船舶を吊り降ろし係留する。
④ 重大事故等対応要員は，可搬型放射能測定装置等を小型船舶に積載し，小型船舶にて沿岸に移動し，電離箱サーベイ・メータにより放射線量を測定する。可搬型ダスト・よう素サンプラにダストろ紙及びよう素用カートリッジをセットし，試料を採取する。海水は，採取用資機材を用いて採取する。
⑤ 重大事故等対応要員は，下船後，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータにてγ線，β線サーベイ・メータにてβ線，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータにてα線を監視・測定する。また，自主対策設備であるＧｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウン
タが健全であれば，不純物の除去等のため必要に応じて前処理を行い，測定する。
⑥ 重大事故等対応要員は，測定結果をサンプリング記録用紙に記録し，
保存する。
(c)

操作の成立性
上記の対応は，船舶の準備から海面への吊り降ろしまでを重大事故等対応要員 4 名にて実施し，作業の所要時間は約 165 分以内と想定する。また，測定ポイントへの移動及びモニタリング等その後の作業を重大事故等対応要員 2 名にて実施し，作業の所要時間は，約 125 分以内と想定する。
船舶運搬車で第 1.17－10 図に示す吊り降ろし場所に小型船舶を運1.17－24

搬できない場合でも，船舶運搬車で移動できる範囲において吊り降ろし場所を決定する。また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備を整備する。

(6)

モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
事故後の周辺汚染によりモニタリング・ポストによる測定ができなくなることを避けるため，バックグラウンド低減対策を行う。
ａ．手順着手の判断基準
重大事故等が発生した後に，モニタリング・ポストの指示値が重大事
故等発生前と比べて有意に上昇した状態で安定していることを確認した
場合
ｂ．操作手順モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策の手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17－12 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要
員に検出器保護カバーの交換を指示する。
② 重大事故等対応要員は，モニタリング・ポストに移動し，検出器保護
カバーの交換作業を行う。
③ 重大事故等対応要員は，電離箱サーベイ・メータ等によりモニタリン
グ・ポスト周辺の汚染を確認した場合，局舎壁等の除染，除草，周辺の土壌撤去等により，バックグラウンドを低減する。
ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，検出器保護カバー交換作業の所要時間は，作業開始を判断してから約 185 分以内と想定する。また，円滑に作業ができるよう，災害対策本部との連絡用に通信
1.17－25

連絡設備等を整備する。

(7)

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
事故後の周辺汚染により可搬型モニタリング・ポストによる測定ができなくなることを避けるため，バックグラウンド低減対策を行う。
「 (2)

放射線量の測定及び代替測定」の手順において，可搬型モニタ

リング・ポストを設置する際に，予め可搬型モニタリング・ポスト本体を養生シートにより養生を行うことで，バックグラウンド低減対策とする。
また，電離箱サーベイ・メータ等により可搬型モニタリング・ポスト周辺の汚染を確認した場合，除草，周辺の土壌撤去等により，バックグラウ
ンドの低減を行う。
ａ．手順着手の判断基準
重大事故等が発生した後に，可搬型モニタリング・ポストの指示値が，重大事故等発生前のモニタリング・ポストの指示値と比べて有意に上昇した状態で安定していることを確認した場合
ｂ．操作手順
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の手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17－13 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
要員に養生シートの交換を指示する。
② 重大事故等対応要員は，可搬型モニタリング・ポストに移動し，養生シートの交換作業を行う。
③ 重大事故等対応要員は，電離箱サーベイ・メータ等により可搬型モ
ニタリング・ポストの周辺汚染を確認した場合，除草，周辺の土壌撤去等により，バッググランドを低減する。
1.17－26

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，可搬型モニタリ
ング・ポスト 10 個分の養生シート交換作業の所要時間は，作業開始を判断してから約 300 分以内と想定する。また，円滑に作業ができるよう，
災害対策本部との連絡用に通信連絡設備等を整備する。

(8)

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
事故後の周辺汚染により可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の測定ができなくなることを避けるため，バックグラウンド低減対策を行う。
可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の測定を行う際は，可搬型放射能測定装置の検出器を遮蔽材で囲むことによりバックグラウンドレ
ベルを低減させる。
なお，可搬型放射能測定装置の検出器周囲を遮蔽材で囲んだ場合でも測定ができなくなるおそれがある場合は，さらにバックグラウンドレベルが低い場所に移動して，測定を行う。
ａ．手順着手の判断基準
重大事故等が発生した後に，モニタリング・ポスト及び可搬型モニタ
リング・ポストの指示値を確認し，可搬型放射能測定装置を使用する場
所で，バックグラウンド上昇により，測定できなくなるおそれがあると判断した場合ｂ．操作手順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の手順の概要
は以下のとおり。このタイムチャートを第 1.17－14 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応
1.17－27

要員に可搬型放射能測定装置により放射性物質の濃度を測定する場
合は，可搬型放射能測定装置の検出器周囲を遮蔽材で囲むよう指示する。
② 重大事故等対応要員は，可搬型放射能測定装置の検出器周囲を遮蔽材で囲み，放射性物質の濃度を測定する。
③ 重大事故等対応要員は，②の対策でも測定できなくなるおそれがある場合は，さらにバックグラウンドレベルが低い場所に移動して測定を行う。
ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，遮蔽材で囲む作
業の所要時間は，作業開始を判断してから約 30 分以内と想定する。また，円滑に作業ができるよう，災害対策本部との連絡用に通信連絡設備等を
整備する。

(9)

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
重大事故等時の敷地外でのモニタリングについては，国，地方公共団体，
その他関係機関と連携して策定されるモニタリング計画に従い，資機材の確保，要員の動員及び放出源情報の提供とともにモニタリングに係る適切な連携体制を構築する。
また，原子力災害が発生した場合には他の原子力事業者との協力体制に基づく原子力事業者間協力協定により，環境放射線モニタリング等への支援，測定装置の貸与等を受けることが可能である。

1.17.2.2

風向，風速その他の気象条件の測定の手順等

重大事故等時に，発電所における風向，風速その他の気象条件を測定し，1.17－28

及びその結果を記録するため，以下の手段を用いた手順を整備する。

(1)

気象観測設備による気象観測項目の測定
重大事故等時に，発電所において，気象観測設備により風向，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。なお，気象観測設備による風向，風速及びその他の気象条件の測定は，自動的な連続測定である
ため，手順を要するものではない。
気象観測設備は，通常時から風向，風速その他の気象条件を連続測定しており，重大事故等時に健全な場合は，継続して連続測定し，測定結果は記録用紙に記録し，保存する。
なお，気象観測設備が機能喪失した場合は，後述する「(2)可搬型気象

観測設備による気象観測項目の代替測定」を行う。

(2)

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定
重大事故等時に，気象観測設備が機能喪失した場合，可搬型気象観測設
備による代替測定を行う。手順のフローチャートを第 1.17－1 図に示す。
可搬型気象観測設備の設置場所は，計測データの連続性を考慮し，気象観測設備に隣接した位置とする。可搬型気象観測設備の設置場所を第 1.17－15 図に示す。
ただし，地震・火災等により第 1.17－15 図に示す設置場所にアクセスすることが不能となった場合は，アクセスルート上のリヤカーで運搬できる範囲において設置場所を変更する。なお，測定結果は緊急時対策所に自動伝送され、記録される。
ａ．手順着手の判断基準
重大事故等時に，緊急時対策所で気象観測設備の指示値及び警報表示
1.17－29

を確認し，気象観測設備による風向・風速・日射量・放射収支量・雨量のいずれかの測定機能が喪失したと判断した場合
ｂ．操作手順
可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定を行う手順の概要
は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.17－16 図に示す。
① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定の開始を指示する。
② 重大事故等対応要員は，アクセスルートの被災状況を考慮し，可搬型
気象観測設備の設置場所を決定するとともに，緊急時対策所建屋に保管して あ る 可 搬 型 気 象観測 設備 を配 置場 所まで リヤ カー によ り運
搬・設置し，緊急時対策所までデータが伝送されていることを確認し，測定を開始する。
③ 重大事故等対応要員は，可搬型気象観測設備の測定結果を記録装置（電子メモリ）に記録し，保存する（電子メモリ内の測定データは記録装置の電源が切れた場合でも失われない設計とする）。
④ 重大事故等対応要員は，使用中に外部バッテリーの残量が少ない場合
は，予備の外部バッテリーと交換する。
ｃ．操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，一連の作業の所
要時間は，作業開始を判断してから約 80 分以内と想定する。また，外部
バッテリーは連続 2 日間以上使用可能な設計とし，可搬型気象観測設備
1 個のバッテリーを交換した場合の所要時間は，作業開始を判断してから移動時間も含めて約 70 分以内と想定する。
測定データは緊急時対策所に自動伝送され，記録される。
1.17－30

リヤカーで第 1.17－15 図に示す設置場所までの運搬ができない場合
でも，アクセスルート上のリヤカーで運搬できる範囲に運搬・設置する。
また，円滑に作業ができるよう災害対策本部との連絡用に通信連絡設備等を整備する。

1.17.2.3

代替交流電源設備によるモニタリング・ポストへの給電

全交流動力電源喪失時は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源
設備によりモニタリング・ポストへ給電する。無停電電源装置は，全交流動
力電源喪失時に約 12 時間の間モニタリング・ポストへ給電することが可能である。無停電電源装置は，代替電源設備からの給電が開始されれば給電元が自動で切り替わるため，手順は不要である。
モニタリング・ポストは，電源が喪失した状態から，代替電源設備により給電した場合，自動的に放射線量の連続測定を開始する。
代替電源設備からの給電の手順は「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.17.2.4

その他の手順項目について考慮する手順

屋外現場と緊急時対策所等通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う手順は，「1.19通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.17－31

第1.17－1表
分類

機能喪失を想定する設計基準対
象施設―

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順（1/2）

対応手段

モニタリン
グ・ポストにモニタリング・ポスト
よる放射線量の測定可搬型モニタ 主要 可搬型モニタリング・ポスト
リング・ポス 設備
モニタリング・トによる放射 関連
可搬型モニタリング・ポスト端末
ポスト
線量の測定及 設備
び代替測定
リヤカー

―

放射性物質の濃度及び放射線量の測定

放射能観測車

放射能観測車 放射能観測車
採取装置：ダスト・よう素サンプラ
による空気中測定装置：ダストモニタの放射性物質の濃度の測定よう素測定装置
可搬型放射能測定装置
採取装置：可搬型ダスト・よう素サンプラ
測定装置：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
ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

主要
可搬型放射能 設備
測定装置による空気中の放射性物質の濃 Ｇｅγ線多重波高分析装置
度の代替測定 ガスフロー式カウンタ
リヤカー
採取用資機材

主要
設備

―

整備する手
順書※1

対応設備

自主対策設
備

重大事故等
対処設備

―

重大事故等
対策要領

―※３
自主対策設
備

重大事故等
対策要領

重大事故等
対処設備

自主対策設
備

重大事故等
対策要領

―※３

可搬型放射能測定装置
採取装置：可搬型ダスト・よう素サンプラ
測定装置：β線サーベイ・メータ
ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ
ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ
小型船舶
電離箱サーベイ・メータ

可搬型放射能測定装置等による放射性物
質の濃度及び Ｇｅγ線多重波高分析装置
放射線量の測 ガスフロー式カウンタ
排気筒モニタ定
液体廃棄物処理系出口モニタ
リヤカー
採取用資機材
船舶運搬車

重大事故等
対処設備

重大事故等
対策要領
自主対策設
備

―※３

―

モニタリン
グ・ポストの検出器保護カバー
バックグラウ
ンド低減対策

―※３

重大事故等
対策要領

―

可搬型モニタリング・ポストのバックグ 養生シート
ラウンド低減
対策

―※３

重大事故等
対策要領

※1 整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2 手順は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3 設備の運搬，試料の採取及びバックグラウンド低減対策に用いる資機材と位置づける。
自主的に整備する対応手段を示す。

1.17－32

第1.17－1表

機能喪失を想定する設計基準事故対象施設と整備する手順（2/2）

機能喪失を想定
分類 する設計基準対
象施設

対応手段

放射性物質の濃度及び放射線量の測定
風向，風速その他の気象条件の測定―

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―

気象観測設備による気象観測項 気象観測設備
目の測定

気象観測設備

可搬型気象観測設備による気象
観測項目の代替測定

整備する手順書※1

対応設備

遮蔽材

主要
設備

可搬型気象観測設備

関連
設備

可搬型気象観測設備端末―※３

重大事故等対策要領

自主対策設備

―

重大事故等
対処設備
重大事故等対策要領
―※３

リヤカー

代替交流電源設備によるモニタリング・ポストへの給電

常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備
・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ―

関連
代替交流電源設
設備
備によるモニタリング・ポストへの給電

非常用交流電源設備※２・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発
電機用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発
電機用海水ポンプ
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発
電機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発
電機 燃料移送ポンプ

無停電電源装置

重大事故等
対処設備
重大事故等対策要領

自主対策設備※1 整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2 手順は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3 設備の運搬，試料の採取及びバックグラウンド低減対策に用いる資機材と位置づける。
自主的に整備する対応手段を示す。

1.17－33

第 1.17－2 表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／4）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）

計測範囲
（単位）

－

－

1.17.2.1 放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等(1)モニタリング・ポストによる放射線量の測定(2) 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

放射線量
の代替測
定

放射線量
の測定

(3)放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定(4)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

※1

判断
基準

－

操作

放射線量

モニタリング・ポスト

10１～10８（nGy／h）

判断
基準

放射線量

モニタリング・ポスト

10１～10８（nGy／h）

操作

放射線量

可搬型モニタリング・ポスト※１

B.G.～10９（nGy／h）

判断
基準

－

操作

放射線量

判断
基準

－

操作

放射性物質の濃度

放射能観測車・ダストモニタ・よう素測定装置

B.G.～10５（S-１）
B.G.～10５（S-１）

判断基準

放射性物質の濃度

放射能観測車・ダストモニタ・よう素測定装置

B.G.～10５（S-１）
B.G.～10５（S-１）

操作

放射性物質の濃度

可搬型放射能測定装置※１
・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
・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

B.G.～30（μGy／h）
B.G.～99.9k（min-１）
B.G.～99.9k（min-１）－

可搬型モニタリング・ポスト※１－－

B.G.～10９（nGy／h）－「1.17 監視測定等に関する手順等」で手順の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事
故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 8.1 放射線管理設備」にて示す。

1.17－34

監視計器一覧（2／4）
重大事故等
の対応に必
要となる監
視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）

計測範囲
（単位）

1.17.2.1 放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等

排気筒モニタ[シンチレーション]
10-１～10６(cps)[電離箱]10-２～10４（mSv／h）

モニタリング・ポスト

10１～10８（nGy／h）

可搬型モニタリング・ポスト※１

B.G.～10９（nGy／h）

放射性物質
の濃度

可搬型放射能測定装置※１
・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
・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

B.G.～30（μGy／h）
B.G.～99.9k（min-１）
B.G.～99.9k（min-１）

モニタ値

液体廃棄物処理系出口モニタ

10-１～10６（cps）

モニタリング・ポスト

10１～10８（nGy／h）

可搬型モニタリング・ポスト※１

B.G.～10９（nGy／h）

可搬型放射能測定装置※１
・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
・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

B.G.～30（μGy／h）
B.G.～99.9k（min-１）
B.G.～99.9k（min-１）

モニタ値
判断
基準
(5)
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

a. 空 気 中 の 放
射性物質の
濃度の測定

放射線量

操作

判断
基準
b. 水 中 の 放 射
性物質の濃
度の測定
操作

放射性物質
の濃度

判断
基準

－

c. 土 壌 中 の 放
射性物質の
濃度の測定
操作

放射性物質
の濃度

－

可搬型放射能測定装置※１
・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
・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ－

B.G.～30（μGy／h）
B.G.～99.9k（min-１）
B.G.～99.9k（min-１）

排気筒モニタ[シンチレーション]
10-１～10６(cps)[電離箱]10-２～10４（mSv／h）

モニタリング・ポスト

10１～10８（nGy／h）

可搬型モニタリング・ポスト※１

B.G.～10９（nGy／h）

放射線量

電離箱サーベイ・メータ※１

10-３～10３（mSv／h）

放射性物質
の濃度

可搬型放射能測定装置※１
・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
・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

B.G.～30（μGy／h）
B.G.～99.9k（min-１）
B.G.～99.9k（min-１）

モニタ値
判断
基準
放射線量

d. 海 上 モ ニ タ
リング

操作

※1

放射線量

「1.17 監視測定等に関する手順等」で手順の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事
故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 8.1 放射線管理設備」にて示す。

1.17－35

監視計器一覧（3／4）
重大事故等の対応に必要と対応手順

監視パラメータ（計器）

計測範囲
（単位）

なる監視項目
1.17.2.1 放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等(6)モニタリング・ポ
ストのバックグラ
ウンドの低減対策(7)可搬型モニタリン
グ・ポストのバッ
クグラウンドの低減対策(8)放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンドの低減
対策

※1

判断
基準

放射線量

モニタリング・ポスト

10１～10８（nGy／h）

操作

放射線量

モニタリング・ポスト

10１～10８（nGy／h）

判断
基準

放射線量

可搬型モニタリング・ポスト※１

B.G.～10９（nGy／h）

操作

放射線量

可搬型モニタリング・ポスト※１

B.G.～10９（nGy／h）

モニタリング・ポスト

10１～10８（nGy／h）

可搬型モニタリング・ポスト※１

B.G.～10９（nGy／h）

判断
基準

放射線量

放射性物質の操作

濃度

可搬型放射能測定装置※１
・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
・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

B.G.～30（μGy／h）
B.G.～99.9k（min-１）
B.G.～99.9k（min-１）「1.17 監視測定等に関する手順等」で手順の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事
故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 8.1 放射線管理設備」にて示す。

1.17－36

監視計器一覧（4／4）
重大事故等の対応に必要と対応手順

監視パラメータ（計器）

計測範囲
（単位）

なる監視項目
1.17.2.2 風向，風速その他の気象条件の測定の手順等
判断
基準

－

－

－

(1)気象観測設備による気象観測項目の
測定

風向・風速
操作

その他の気象
条件

風向・風速
判断
基準
(2)可搬型気象観測設

その他の気象条件

備による気象観測
風向・風速

項目の代替測定操作

その他の気象条件※1

気象観測設備・風向・風速・日射量
・放射収支量・雨量

16（方位）
0～30（m/s）
0～1.2（kW/m２）-0.25～0.05（kW/m２）
0～49.5（mm）

気象観測設備・風向・風速・日射量
・放射収支量・雨量

16（方位）
0～30（m/s）
0～1.2（kW/m２）-0.25～0.05（kW/m２）
0～49.5（mm）

可搬型気象観測設備※１
・風向
・風速
・日射量
・放射収支量・雨量

16（方位）
0～60（m/s）
0～2.00（kW/m２）-0.25～1.25（kW/m２）
0～100（mm）「1.17 監視測定等に関する手順等」で手順の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事
故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 8.1 放射線管理設備」にて示す。

1.17－37

第 1.17－3 表

審査基準における要求事項毎の給電対策設備

対象条文

供給対象設備

給電元

常設代替交流電源設備【1.17】監視測定等に関する手順等

モニタリング・ポスト

可搬型代替交流電源設備
非常用交流電源1.17－38

凡例： 操作・確認
事故発生： 計測器状態： 判断： 重大事故等対処設備

No

放射線量，放射性物質の濃度又は気象観測項目が測定不能・モニタリング・ポストによる測定※（放射線量）
・放射能観測車による測定（放射性物質の濃度）
・気象観測設備による測定※（気象観測項目）

放射性物質の濃度又は気象観測項目が測定不能の場合

Yes※通常時から連続測定

放射線量が測定不能の場合
No
電源喪失

Yes

1.17－39

無停電電源装置

No

が使用可能

Yes

非常用交流電源（非常No

構成機器，信号系の故障用ディーゼル発電機）

Yes
常設代替交流電源設備又はNo

可搬型代替交流電源設備
非常用交流電源（非常用ディーゼ
無停電電源装置から

ル発電機）からモニタリング・ポ

モニタリング・ポストへ給電

ストへ給電

が使用可能

Yes

常設代替交流電源設備又はモニタリング・ポストによる測定

可搬型代替交流電源設備から（放射線量）

モニタリング・ポストへ給電・可搬型モニタリング・ポストによる代替測定（放射線量）
・可搬型放射能測定装置による代替測定（放射性物質の濃度）
・可搬型気象観測設備による代替測定（気象観測項目）

第 1.17－1 図 対応手段の選択フローチャート（1/2）

事故発生

事故発生

排気筒モニタ等の指示値の有液体廃棄物処理系出口モ

意な変動の確認

ニタ等の指示値の有意な変動を確認
または可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲によ可搬型放射能測定装置によるる大気への拡散抑制を開空気中の放射性物質の濃度の測定

始

放射性物質のNo放出を確認

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

Yes

放射性物質の

No

放出を確認

Yes
可搬型放射能測定装置による海上モニタリング

土壌中の放射性物質の濃度の測定

凡例： 操作・確認： 計測器状態： 判断： 重大事故等対処設備

第 1.17－1 図 対応手段の選択フローチャート（2/2）

1.17－40

1.17－41

第 1.17－2 図

可搬型モニタリング・ポストの設置場所及び保管場所

1.17－42

可搬型モニタリング・ポス
トによる放射線量の代替
測定

手順の項目

重大事故等対応要
員

実施個所・
必要要員数

2

80
ＭＰ(Ｂ) ＭＰ(Ａ)

120

280
ＮＥ
Ｅ

320

経過時間（分）
360

ＳＷ

400

Ｓ

440

ＳＥ

520

475 分
配置完了・測定開始

480

560

600

る緊急時対策所

加圧判断に用い

緊急時対策所の備考

第 1.17－3 図

可搬型モニタリング・ポスト設置・測定のタイムチャート

配置・測定開始（ＳＥ）

移動（緊急時対策所→ＳＥ）

資機材準備・積載移動（Ｓ→緊急時対策所）

配置・測定開始（Ｓ）

移動（ＳＷ→Ｓ）

配置・測定開始（ＳＷ）

移動（緊急時対策所→ＳＷ）

資機材準備・積載移動（Ｅ→緊急時対策所）

配置・測定開始（Ｅ）

移動（ＮＥ→Ｅ）

配置・測定開始（ＮＥ）

移動（緊急時対策所→ＮＥ）

資機材準備・積載移動（モニタリング・ポスト（Ｄ）→緊急時対策所）

配置・測定開始（モニタリング・ポスト（Ｄ））

移動（モニタリング・ポスト（Ｃ）→モニタリング・ポスト（Ｄ））

配置・測定開始（モニタリング・ポスト（Ｃ））

移動（緊急時対策所→モニタリング・ポスト（Ｃ））

資機材準備・積載移動（モニタリング・ポスト（Ａ）→緊急時対策所）

配置・測定開始（モニタリング・ポスト（Ａ））

移動（モニタリング・ポスト（Ｂ）→モニタリング・ポスト（Ａ））

設置する

ストを優先してニタリング・ポ

ＭＰ(Ｄ)

240

付近の可搬型モ

ＭＰ(Ｃ)

200

配置・測定開始（モニタリング・ポスト（Ｂ））

160

移動（緊急時対策所→モニタリング・ポスト（Ｂ））

配置・測定開始（緊急時対策所）

資機材準備・積載事前打ち合わせ

緊急時対策所
活動開始

40

経過時間（分）10

手順の項目

実 施個 所 ・
必 要要 員 数

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備考

100 分
測定完了

活動開始

事前打ち合わせ移動（緊急時対策所→予備機置場）
放射能観測車出動準備

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定

重大事故等対応要員

測定ポイントへ移動
2
試料採取
試料測定
次の測定ポイントへ移動

第 1.17－ 4 図

放射能観測車による空気中の放射性物質の濃度の測定の タ
イムチャート

1.17－43

1.17－44

第 1.17－5 図

可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・メータ等の保管場所及び海水試料採取場所

経過時間（分）
10

実施個所・
必要要員数

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備考

120
110 分
測定完了

活動開始

事前打ち合わせ
資機材準備・積載測定ポイントへ移動
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重大事故等対
応要員

2

試料採取
試料測定
次の測定ポイントへ移動

第 1.17－6 図

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のタイムチャート

経過時間（分）
10

手順の項目

実施個所・
必要要員数

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備考

120
110 分
測定完了

活動開始

事前打ち合わせ
資機材準備・積載測定ポイントへ移動
空気中の放射性物質の濃度の測定

重大事故等対
応要員

2

試料採取
試料測定
次の測定ポイントへ移動

第 1.17－7 図

空気中の放射性物質の濃度の測定のタイムチャート

1.17－45

経過時間（分）
10

手順の項目

実施個所・
必要要員数

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備考

90 分
測定完了

活動開始

事前打ち合わせ
資機材準備・積載測定ポイントへ移動
水中の放射性物質の濃度の測定

重大事故等対
応要員

試料採取

2

試料測定
次の測定ポイントへ移動

第1.17－8図

水中の放射性物質の濃度の測定のタイムチャート

経過時間（分）
10

手順の項目

実施個所・
必要要員数

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

100 分
測定完了

活動開始

事前打ち合わせ
資機材準備・積載測定ポイントへ移動
土壌中の放射性物質の濃度の測定

重大事故等対
応要員

2

試料採取
試料測定
次の測定ポイントへ移動

第 1.17－9 図

土壌中の放射性物質の濃度の測定のタイムチャート

1.17－46

備考1.17－47

第 1.17－10 図

小型船舶の保管場所及び移動ルート

経過時間（分）
30

手順の項目

実施個所・
必要要員数

60

90

120

150

180

210

240

270

300

330

360

備考

290 分
測定完了

活動開始

事前打ち合わせ移動（緊急時対策所→南側保管場所）
車両出動準備船舶出動準備4小型船舶及び資機材積載移動（南側保管場所→港湾）
海上モニタリング

重大事故等対応要員

船舶吊り降ろし・係留
離岸・測定ポイントへ移動
モニタリング実施
港湾へ移動・着岸
測定場所へ移動（港湾→緊急時対策所）

(2)

試料測定

第 1.17－11 図

海上モニタリングのタイムチャート

経過時間（分）
20

手順の項目

実施個所・
必要要員数

40

60

80

100

120

140

160

180

備考

185 分
全モニタリング・ポスト
検出器保護カバー交換完了

活動開始
事前打ち合わせ
資機材準備・積載移動（緊急時対策所→モニタリング・ポスト（Ａ））
検出器保護カバー交換
移動（モニタリング・ポスト（Ａ）→モニタリング・ポスト（Ｂ））
モニタリング・ポストのバックグラウンド低減
対策等

重大事故等対応要員

検出器保護カバー交換

2

移動（モニタリング・ポスト（Ｂ）→モニタリング・ポスト（Ｃ））
検出器保護カバー交換
移動（モニタリング・ポスト（Ｃ）→モニタリング・ポスト（Ｄ））
検出器保護カバー交換

第 1.17－12 図

モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策のタイムチ
ャート

1.17－48

経過時間（分）
40

手順の項目

80

120

160

200

240

280

320
300 分

実施個所・
必要要員数

360

備考

全可搬型モニタリング・ポスト
養生シート交換完了

活動開始

事前打ち合わせ
資機材準備・積載移動（緊急時対策所→モニタリング・ポスト（Ｂ））
養生シート交換
移動（モニタリング・ポスト（Ｂ）→モニタリング・ポスト（Ａ））
養生シート交換
移動（モニタリング・ポスト（Ａ）→モニタリング・ポスト（Ｃ））
養生シート交換
移動（モニタリング・ポスト（Ｃ）→モニタリング・ポスト（Ｄ））
養生シート交換
移動（モニタリング・ポスト（Ｄ）→ＮＥ）
可搬型モニタリング・ポス
トのバックグラウンド低減
対策等

重大事故等対応要員

養生シート交換

2

移動（ＮＥ→Ｅ）
養生シート交換
移動（Ｅ→ＳＥ）
養生シート交換
移動（ＳＥ→Ｓ）
養生シート交換
移動（Ｓ→ＳＷ）
養生シート交換
移動（ＳＷ→緊急時対策所）
養生シート交換

第 1.17－13 図

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のタ
イムチャート

経過時間（分）
10

手順の項目

実施個所・
必要要員数

活動開始

20

30

40

50

60

70

80

90

備考

30 分
バックグラウンド低減対策完了
事前打ち合わせ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等

遮蔽材等の準備
重大事故等対応要員

第 1.17－14 図

2遮蔽材等の設置

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のタ
イムチャート

1.17－49

1.17－50

第 1.17－15 図

可搬型気象観測設備の設置場所及び保管場所

経過時間（分）10

手順の項目

実 施個 所 ・
必 要要 員 数

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備考

80 分
配置完了，測定開始

活動開始

事前打ち合わせ
資機材準備・積載
可搬型気象観測設備による代替測定

重大事故等対応要員

2

移動（緊急時対策所→気象観測設備設置場所）
配置・測定開始

第 1.17－ 16 図

可搬型気象観測設備による代替測定のタイムチャート

1.17－51

添付資料 1.17.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／5）
技術的能力審査基準（1.17）

番号

設置許可基準規則（60 条）

技術基準規則（75 条）

【本文】

【本文】

発電用原子炉設置者において、重大事故等が発生

発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した

発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した

した場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域

場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域

場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出されるを含む。）において発電用原子炉施設から放出を含む。）において、発電用原子炉施設から放される放射性物質の濃度及び放射線量を監視出される放射性物質の濃度及び放射線量を監し、並びにその結果を記録するために必要な手順等

し、及び測定し、並びにその結果を記録するこ視し、及び測定し、並びにその結果を記録するが適切に整備されているか、又は整備される方針がとができる設備を設けなければならない。

ことができる設備を施設しなければならない。

2

2

【本文】
1

放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定

①

番号

⑦

適切に示されていること。

2

発電用原子炉設置者は、重大事故等が発生した場

発電用原子炉施設には、重大事故等が発生

発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した場合に工場等において風向、風速その他のした場合に工場等において風向、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こ

気象条件を測定し、及びその結果を記録することができる設備を設けなければならない。

とができる設備を施設しなければならない。

【解釈】

【解釈】

【解釈】

1

1

1

合に工場等において風向、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②⑧

が適切に示されていること。

第 1 項に規定する「発電用原子炉施設から放出さ第 1 項に規定する「発電用原子炉施設から

第 1 項に規定する「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

監視し、及び測定し、並びにその結果を記録することができる設備」とは、以下に掲げる措置ることができる設備」とは、以下に掲げる措置

又はこれらと同等以上の効果を有する措置を又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

行うための設備をいう。

ａ）重大事故等が発生した場合でも、工場等及びそａ）モニタリング設備は、炉心の著しい損傷及ａ）モニタリング設備は、炉心の著しい損傷及の周辺（工場等の周辺海域を含む。）において、モニび原子炉格納容器の破損が発生した場合に放び原子炉格納容器の破損が発生した場合に放タリング設備等により、発電用原子炉施設から放出

出されると想定される放射性物質の濃度及び出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できるものであること。

放射線量を測定できるものであること。

ｂ）常設モニタリング設備が、代替交流電源設備かｂ）常設モニタリング設備（モニタリングポスｂ）常設モニタリング設備（モニタリングポス

らの給電を可能とすること。

ト等）が機能喪失しても代替し得る十分な台数

ト等）が機能喪失しても代替し得る十分な台数の放射能観測車又は可搬型代替モニタリングの放射能観測車又は可搬型代替モニタリング

設備を配備すること。

設備を配備すること。

ｃ）常設モニタリング設備は、代替交流電源設ｃ）常設モニタリング設備は、代替交流電源設

備からの給電を可能とすること。

備からの給電を可能とすること。

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に必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以－上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及

③

－

⑨

び測定し、並びにその結果を記録するために必要な手順等を整備すること。

④

ｃ）敷地外でのモニタリングは、他の機関との適切な連携体制を構築すること。

2⑤

事故後の周辺汚染により測定ができなくなることを避けるため、バックグラウンド低減対策手段を⑥

検討しておくこと。

1.17－52⑩⑪添付資料 1.17.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／5）
重大事故等対処設備

可搬型モニタリング・ポスト

既設
新設

新設

新設

ＮａＩシンチレーションサー
ベイ・メータ新設

β線サーベイ・メータ

新設

ＺｎＳシンチレーションサー
ベイ・メータ

新設

新設
新設

ＺｎＳシンチレーションサー
ベイ・メータ

新設

小型船舶

新設

電離箱サーベイ・メータ

新設

①
③
⑦
⑨
⑩

モニタリング・ポスト

リヤカー※1Ｇｅγ線多重波高分析装置
ガスフロー式カウンタ
リヤカー※1
採取用資機材※1②⑧

気象観測設備リヤカー※1Ｇｅγ線多重波高分析装置

①
③
⑦
⑨

ガスフロー式カウンタ
排気筒モニタ
液体廃棄物処理系出口モニタ
リヤカー※1
採取用資機材※1
船舶運搬車※1

バックグ ラウン ド
低 減対 策

－機器名称

放射能観測車

放射性物質の濃度の測定

放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌）及び放射線量の測定

新設

ＮａＩシンチレーションサー
ベイ・メータ

－

①
③
⑦
⑨
⑩

新設

可搬型ダスト・よう素
サンプラ

β線サーベイ・メータ

機能番号

風向，風 速その他の気象条
件の測定

気象観測項目の代替測定

可搬型気象観測設備

対応

空気中放射性物質の濃度の 測定

放射性物質の濃度の代替測
定

可搬型ダスト・よう素サンプ
ラ

解釈

放射線量の
測定

放射線量の測定及び代替 測定

－

機器名称

備考

手段

自主対策設備－

検出器保護カバー※1
養生シート※1遮蔽材※1※1 設備の運搬，試料の採取及びバックグラウンド低減対策に用いる資機材と位置づける。

1.17－53

添付資料 1.17.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／5）
重大事故等対処設備

自主対策設備既設

可搬型代替交流電源設備

既設

燃料給油設備

モニタリング・ポストの無停電電源

モニタリング・ポストの電源回復

常設代替交流電源設備

①
④
⑦
⑪

無停電電源装置

非常用交流電源設備
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

－

－

①

－

⑤

1.17－54－

添付資料 1.17.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／5）
適合方針

技術的能力審査基準(1.17)

重大事故が発生した場合において，可【要求事項】
1 発電用原子炉設置者において、重大 搬型モニタリング・ポスト及び可搬型事故等が発生した場合に工場等及びそ 放射能測定装置等により放出される放の周辺（工場等の周辺海域を含む。
）に 射性物質の濃度及び放射線量を監視お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、並びにその結果をし，及び測定し，並びにその結果を記録するために必要な手順を整備する。

記録す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 発電用原子炉設置者は、重大事故等が発生した場合に工場等において風向、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。

重大事故が発生した場合において，可搬型気象観測設備により風向，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に必要な手順を整備
する。

【解釈】
1 第 1 項に規定する「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に必要な―手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
重大事故が発生した場合において，可搬型モニタリング・ポスト及び可搬型域を含む。
）において、モニタリング設 放射能測定装置等により放出される放備等により、発電用原子炉施設から放 射性物質の濃度及び放射線量を監視出される放射性物質の濃度及び放射線 し，及び測定し，並びにその結果を記
ａ）重大事故等が発生した場合でも、工場等及びその周辺（工場等の周辺海量を監視し、及び測定し、並びにその録するために必要な手順を整備する。

結果を記録するために必要な手順等を整備すること。

1.17－55

添付資料 1.17.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／5）
技術的能力審査基準(1.17)

適合方針ｂ）常設モニタリング設備が、代替交流電源設備からの給電を可能とするこ

モニタリング・ポストは，非常用電源と。

である非常用ディーゼル発電機に加えて全交流動力電源喪失においても，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設
備である可搬型代替低圧電源車から給電できる設計とする。

ｃ）敷地外でのモニタリングは、他の機関との適切な連携体制を構築すること。

敷地外でのモニタリングについては，

2 事故後の周辺汚染により測定ができなくなることを避けるため、バックグラウンド低減対策手段を検討しておくこと。

事故後の周辺汚染により測定ができな
くなることを避けるため、可搬型モニ
タリング・ポスト及び可搬型放射能測定装置のバックグラウンド低減対策のために必要な手順を整備する。

国，自治体，その他関係機関と連携して策定されるモニタリング計画に従い，モニタリングに係る適切な連携体制を構築する。

1.17－56

添付資料 1.17.2

緊急時モニタリングの実施手順及び体制

重大事故等が発生した場合に実施する敷地内及び周辺監視区域境界のモニタ
リングは，以下の手順で行う。

1.
(1)

放射線量の測定
事象進展に伴う放射線量の変化を的確に把握するため，モニタリング・
ポスト 4 台の稼働状況を確認する。

(2)

可搬型モニタリング・ポストを緊急時対策所建屋付近に 1 台設置する。

(3)

モニタリング・ポストが機能喪失した場合は，リヤカーにより可搬型モ
ニタリング・ポストをモニタリング・ポストに隣接する場所に運搬・設
置し，放射線量の監視を行う。なお，現場の状況により原子炉建屋からの方位が変わらない場所に設置場所を変更する。

(4)

可搬型モニタリング・ポストを発電用原子炉施設周囲（海側を含む。）に 5 台設置し，放射線量の監視強化を行う。なお，現場の状況により原
子炉建屋からの方位が変わらない場所に設置位置を変更する。

2.

空気中の放射性物質の濃度(1)

放射能観測車の使用可否を確認する。

(2)

放射能観測車が使用可能な場合，放射能観測車により発電所構内の空気中の放射性物質の濃度を測定する。

(3)

放射能観測車が機能喪失により使用不可の場合，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・

1.17－57

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）により，発電所構内の空気中の放射性物質の濃度を測定する。

3.

空気中，海水，土壌の放射性物質の濃度及び海上モニタリング(1)

大気中に放射性物質が放出されるおそれがある場合，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）により空気中の放射性物質の濃度を測定する。また，可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶により周辺海域の放射線量及び放射性物質の濃度を測定する。
なお，海上モニタリングは海洋の状況等を考慮し，安全上の問題がないと判断できた場合に行う。

(2)

周辺海域に放射性物質が漏えいするおそれがある場合，取水口，放水口
等で海水の採取を行い，可搬型放射能測定装置により水中の放射性物質の濃度を測定する。

(3)周辺海域への放射性物質の漏えいが確認された場合，可搬型放射能測定
装置，電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶により周辺海域の放射線量及び放射性物質の濃度を測定する（(1)の海上モニタリングを開始している場合を除く）。

(4)

大気中への放射性物質の放出が確認された場合，可搬型放射能測定装置（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）により土壌中の放射性物
質の濃度を測定する。

1.17－58

4.
(1)

気象観測
事象進展中の気象情報を的確に把握するため，気象観測設備の稼働状況を確認する。

(2)

気象観測設備が機能喪失した場合は，リヤカーにより可搬型気象観測設
備を気象観測設備に隣接する場所に設置し，気象観測を行う。なお，現場の状況により設置場所を変更する場合がある。

5.

緊急時モニタリングの判断基準及び対応要員
第1表

緊急時モニタリングの判断基準及び対応要員

モニタリングの考え方

対応

開始時期の考え方

モニタリング・ポストの可搬型モニタリモニタリング・ポストが機能喪失

代替

ング・ポストの設

した場合

発電用原子炉施設周囲

置及び放射線量

原子力災害特別措置法第 10 条特（海側等を含む。）の放の測定

定事象発生と判断した場合

可搬型気象観測

気象観測設備が機能喪失した場合対応要員 ※（必要想定人数）

射線量監視強化
気象観測設備の代替設備の設置及び気象条件の測定
可搬型放射能測

放射能観測車の代替

放射能観測車が機能喪失した場合

定装置による空2名

気の測定
空気のモニタリング

可搬型放射能測

大気中に放射性物質が放出される定装置による空

おそれがある場合

気の測定
水中のモニタリング

可搬型放射能測周辺海域に放射性物質が漏えいす

定装置による海

るおそれがある場合

水の測定
土壌のモニタリング

海上モニタリング

可搬型放射能測

空気のモニタリングにより大気中定装置による土への放射性物質の放出を確認した

壌の測定

場合

小型船舶等によ水中のモニタリングにより周辺海

4名

る放射線量及び域への放射性物質の漏えいを確認(船舶吊り降ろしまで)

放射性物質の濃

した場合

度の測定

2名
（船舶吊り降ろし後）※要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。

1.17－59

添付資料 1.17.3
緊急時モニタリングに関する要員の動き
緊急時モニタリングを行う放射線管理班員は監視測定に係る手順等に示される各作業の他にも緊急時対策所エリアモニタの設置，緊急時対策所及び中央制御室チェンジングエリアの設置を行う。これら対応項目の優先順位については，放射線管理班長が状況に応じ判断するが，以下の考え方に基づき優先度を判断する。
(1)

緊急時対策所の居住性を確保するため，加圧判断に用いる緊急時対策所
可搬型エリアモニタ及び緊急時対策所建屋付近に設置する可搬型モニ
タリング・ポストの設置を最優先に行う。

(2)

緊急時対策所の加圧判断の参考に用いる可搬型気象観測設備及び(1)で設置したもの以外の可搬型モニタリング・ポストの設置を行う。

(3)

緊急時対策所及び中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，チェ
ンジングエリアの設置を行う。

(4)

発電所から放出された放射性物質の状況を把握するため，構内の環境モ
ニタリング（空気、海水、土壌の放射性物質の濃度測定）を行う。
事故発生からプルーム通過後までの動きの例を第 1 図に示す。なお，対応

要員数及び対応時間については，今後の訓練等の結果により見直す可能性がある。

1.17－60

監視測定

中央
制御室

1.17－61

緊急時
対策所

2名

緊急時対策所チェン
ジングエリアの設置―

緊急時対策所エリアモニタ―

可搬型放射能測定装置（空気）

放射能観測車

可搬型放射能測定装置
電離箱サーベイ・メータ
小型船舶

可搬型放射能測定装置（空気，海水，土壌）

可搬型気象観測設備

可搬型モニタリング・ポスト

気象観測設備

モニタリング・ポスト

設備

設置(10 分)

稼働状
況確認
(10 分)

緊急時対所付近に設置(40 分)▼①事故発生設置(20 分)

設置(140 分)気象観測設備が使用不可な場合設置(80 分)

測定(1 箇所につき 110 分)

測定(1 箇所につき 100 分)

空気，海水，土壌の測定(1 箇所につき 110 分（空気），90 分（海水）
，100
分（土壌）

事故発生，拡大

汚染検査・除染を必要な都度実施

汚染検査・除染を必要な都度実施

原子炉施設周囲に設置(435 分)▼要員参集（2 時間後）

事故発生からプルーム通過後までの要員の動きの例

1名

緊急時対策所エリア
モニタの設置

第1図

2名

2名

放射性物質の濃度の測定

中央制御室チェンジ
ングエリアの設置

4名

2名

1名

対応要員
（必要想定人数）

海上モニタリング

放射性物質の濃度の測定

気象観測

放射線量率の測定

気象観測

放射線量率の測定

項目

本部の放射線管理班員（参集）

現場の放射線管理班員（参集）

現場の放射線管理班員（初動）

放射能観測車が使用不可な場合

海上モニタリング（290 分）空気，海水，土壌の測定(1 箇所につき 110分（空気），90 分（海水），100 分（土壌）)▼②プルーム放出 ▼③プルーム通過後：測定実施：必要により実施：設備が健全であれば測定実施

添付資料 1.17.4
モニタリング・ポスト

1.

モニタリング・ポストの配置及び計測範囲
通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に周辺監視区
域境界付近の放射線量率を連続的に監視するために，モニタリング・ポスト4台を設けており，連続測定したデータは，現場盤及び中央制御室で監視及び記録できる設計としている。また，緊急時対策所でも監視及び記録できる設計とする。
なお，モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に上昇した場合，
直ちに中央制御室に警報を発信する設計としており，緊急時対策所にも警報を発信する設計とする。
モニタリング・ポストの計測範囲等を第1表に，配置図及び写真を第1図に
示す。

第1表
名称

モニタリン
グ・ポスト

モニタリング・ポストの計測範囲等

検出器の種類

計測範囲

警報設定値

ＮａＩ（Ｔｌ）

10１ ～10５

計測範囲内

シンチレーション

nGy／h

で可変

10-８ ～10-１

計測範囲内

Gy／h

で可変

電離箱

1.17－62

個数
1

1

取付箇所
モニタリン
グ・ポストは周辺監視区域境界付近に4箇所

電離箱検出器

第 1図ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション検出器

モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト の 配 置 図 及 び 写 真

1.17－63

添付資料 1.17.5
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の成立性

1.

操作の概要

（1）モニタリング・ポストが機能喪失した際に，周辺監視区域境界付近の放射線量を測定するため，可搬型モニタリング・ポストの外形図を第 1 図に示す。可搬型モニタリング・ポストを 4 台設置する。
（2）また，発電用原子炉施設周囲に可搬型モニタリング・ポストを 6 台（うち 1 台は緊急時対策所建屋付近）設置し，放射線量の監視する。
（3）可搬型モニタリング・ポストは緊急時対策所建屋（T.P.約 23m）に保管し，各設置場所までリヤカーにより運搬し，設置，測定を開始する。可
搬型モニタリング・ポストの運搬（例）を第 2 図に示す。
（4）測定値は，機器本体での表示及び電子メモリに記録する他，衛星回線によるデータ伝送機能を使用し，緊急時対策所にて監視及び記録する。

2.

必要要員数・想定時間○必要要員数：2 名○操作時間：配置場所での設置開始から測定開始まで…約 10 分／台○所要時間 ※１ ：モニタリング・ポストの代替用（4 台）の配置…約 200 分：発電用原子炉施設周囲（海側等を含む。）（6 台 ※２ ）の設置…
約 250 分※1

所要時間は，リヤカーによる可搬型モニタリング・ポストの運搬時間
を含む。

※2

6 台のうち 1 台は，緊急時対策所建屋付近に設置

1.17－64

第1図

可搬型モニタリング・ポストの外形図【設置方法等】・可搬型モニタリング・ポスト本体を組み立てる。
・衛星電話のアンテナを南向きに設定する。
・可搬型モニタリング・ポスト本体，外部バッテリー部，衛星電話アンテ
ナ部をケーブルにて接続する。

（リヤカーでの運搬）
第2図

可搬型モニタリング・ポストの運搬（例）1.17－65

添付資料 1.17.6
可搬型モニタリング・ポスト

可搬型モニタリング・ポストは，重大事故等時にモニタリング・ポストが機能喪失した際の代替測定及び発電用原子炉施設周囲（海側等を含む。）の放射線量の測定が可能な個数に，故障時及び保守点検時のバックアップ用として予備を考慮した個数を保管する。可搬型モニタリング・ポストの設置場
所及び保管場所を第1図に示す。
可搬型モニタリング・ポストは，外部バッテリーにより6日間以上連続で稼働するとともに，外部バッテリーを交換することにより継続して計測できる設計とする。また，測定したデータは，可搬型モニタリング・ポストの電子メモリに記録するとともに，衛星回線により，緊急時対策所に伝送することができる設計とする。可搬型モニタリング・ポストの計測範囲等を第1表，仕様を第2表，伝送概略図を第2図に示す。

1.17－66

第1図

可搬型モニタリング・ポストの設置場所及び保管場所図

1.17－67

第1表

可搬型モニタリング・ポストの計測範囲等

名称

検出器の種類

可搬型モニタリン
グ・ポスト※

ＮａＩ（Ｔｌ）
シンチレーション
半導体

計測範囲
B.G～10９nGy／h※

警報動作
範囲
計測範囲
で可変

台数
10
(予備2)

「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値（10-１ Gy／h）
等を満足する設計とする。

第2表
項目
電源
記録
伝送
概略
寸法

重量

可搬型モニタリング・ポストの仕様

内容
外部バッテリー（6 個）により 6 日間以上連続で稼働可能。
6 日後からは，予備の外部バッテリー（4 個ずつ）と交換する
ことにより継続して計測可能
外部バッテリーは 1 個あたり約 6 時間で充電可能
測定値は 7 日分以上電子メモリに記録
衛星回線により，緊急時対策所にデータ伝送。
なお，本体で指示値の確認が可能。
本体（測定部）：約 350(W)×240(D)×550(H)mm
バッテリー部 ：約 350(W)×240(D)×505(H)mm
本体（検出・測定部）：約 15kg
バッテリー部：約 17 ㎏
外部バッテリー（6 個）：約 10.5kg
アンテナ部：約 5kg
外線ケーブル：約 2kg
合計：約 49.5kg※訓練により運搬・設置作業ができることを確認している。設置に要する
時間は，最大約 475 分（2 名でリヤカーを用いて 10 箇所）

第2図 可搬型モニタリング・ポストの伝送概略図
1.17－68

添付資料 1.17.7
放射能放出率の算出

1.

放射能放出率の算出及び妥当性について
重大事故等が発生した場合に，モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリ
ング・ポストにより発電用原子炉施設の周囲の放射線量を測定し，測定結果
から放射能放出率を算出する。また，算出するにあたり，可搬型モニタリン
グ・ポストの設置場所及び計測範囲の妥当性について示す。

2.

環境放射線モニタリング指針に基づく算出
重大事故等時において，放射性物質が放出された場合に放射能放出率を算出するために，モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストから得られた放射線量のデータより，以下の（1），（2）の計算式を用いる。

（出典：「環境放射線モニタリング指針」（ 原子力安全委員会

1.17－69

平成 22 年 4 月））

(1)地上高さから放出された場合の測定について
ａ．放射性希ガス放出率（Ｑ）の算出
Ｑ＝4×Ｄ×Ｕ／Ｄ ０ ／Ｅ（GBq／h）
Ｑ：実際の条件下での放射性希ガス放出率（GBq／h）
Ｄ：風下の地表モニタリング地点で実測された空気カーマ率 ※１（μGy／h）
Ｄ ０ ：風下の空気カーマ率図のうち，地上放出高さ及び大気安定度が該当する図から読み取った地表地点における空気カーマ率 ※ ２ （μGy／h）（ 放 出 率 ： 1GBq／ h， 風 速 ： 1m／ s， 実 効 エ ネ ル ギ ー ： 1MeV／ dis）
Ｕ：平均風速（m／s）
Ｅ：原子炉停止から推定時点までの経過時間によるガンマ線実効エネルギー（MeV／dis）
ｂ．放射性よう素放出率（Ｑ）の算出
Ｑ＝4×χ×Ｕ／χ ０ （GBq／h）
Ｑ：実際の条件下での放射性よう素放出率（GBq／h）
χ：風下の地表モニタリング地点で実測された大気中の放射性よう素濃度※１(Bq／cm３ ）χ 0 ：地上高さ及び大気安定度が該当する地表濃度分布図から読み取った地表面における大気中放射性よう素濃度 ※２ （Bq／cm３ ）（at 放出率：1GBq／h，風速：1m／s）
Ｕ：平均風速（m／s）※1

モニタリングで得られたデータを使用※2

排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図および放射性雲からの等空気カー
マ率分布図（Ⅲ）（日本原子力研究所 2004 年 6 月 JAERI-Data/Code 2004-10）を使用

1.17－70

(2)排気筒高さから放出された場合の測定について
可搬型モニタリング・ポストは，地上位置に配置するため，プルームが高い位置から放出された場合，プルーム高さで測定した場合に比べて放射線量率としては低くなる。しかしながら，プルームが通過する上空と地表面の間に放射線を遮蔽するものがないため，地表面に設置する可搬型モニ
タリング・ポストで十分に計測が可能である。

・排気筒高さ 地上高 140m
・標高 8m・可搬型モニタリング・ポスト設置場所（原子炉建屋から約 200m～800m）
出典：排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図および放射性雲からの等空気カーマ率分
布図（Ⅲ）（日本原子力研究所 2004 年 6 月 JAERI-Data/Code 2004-10）

第1図

各大気安定度における地表面での放射性雲からのγ線による空気カー
マ率分布図

1.17－71

(3)放出放射能の算出＜放射能放出率の計算例＞
放射性希ガスによる放出放射能率の計算例を以下に示す。
（風速は「1.0m／s」，大気安定度は「Ｄ型」とする。）

放射性希ガス放出率＝4×Ｄ×Ｕ／Ｄ ０ ／Ｅ
＝4×5×10４ ×1.0／4.0×10-４ ／0.5
＝1.0×10９ (GBq／h)＝1.0×10１８ (Bq／h)

4

：安全係数

Ｄ ：地表モニタリング地点（風下方向）にて実測された空間放射線量率⇒50mGy／h (5.0×10４ Gy／h)（1Sv=1Gy とした。）
Ｕ ：放出地上高さにおける平均風速⇒1.0m／s
Ｄ ０ ：4.0×10 -４ μGy／h※ (放出高さ 140m，距離 200m)
Ｅ ：原子炉停止から推定時点までの経過時間によるガンマ線実効エネルギー⇒0.5MeV／dis※

放射性よう素の放出放射能率は，可搬型ダスト・よう素サンプラにより採取，測定したデータから算出する。

1.17－723.

各モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストの設置場所におけるプルームの検知性について
プルームが放出された場合において，プルームは必ずしも可搬型モニタリ
ング・ポストの設置場所を通過するわけではなく，隙間を通過するケースも考えられる。そのため，設置する可搬型モニタリング・ポストの検知性について，以下のとおり確認を行った。

(1)

評価条件
第 1 表の条件において，空間ガンマ線線量率の等値線図（第 2 図）及び風下軸上空間ガンマ線線量率図（第 3 図）を用いて，各モニタリング・ポ
スト及び可搬型モニタリング・ポストの検知性を評価した。

第1表
項目
風速

空間ガンマ線線量率図を用いた大気拡散評価
設定内容

設定根拠
1.0m／s
それぞれのモニタ指示値の比には影響しないので代表値として 1.0m
／s を設定した。
風向
8 方位各モニタリング・ポスト及び可搬型モニタリング・ポストの設置方
位を考慮した。
大気安定度 Ｄ（安定）東海第二発電所構内において，最も出現頻度の高い大気安定度を採用した。
放出位置 原子炉建屋原子炉棟地上 放射性物質が拡散せずにモニタリ
高ング・ポストの隙間を通過する条件として原子炉格納容器からの漏えいを想定した。
評価地点 各モニタリング・ポスト 当該設置場所でのプルームの検知／可搬型モニタリング・ 性を確認するため
ポストの設置場所

1.17－73

1.17－74

空間ガンマ線線量率の等値線図

放出高さ : 0.0 m

第 3図

10 -10
10 -1

10 -9

10 -8

10 -7

10 0

B

C

距離(km)

D

E

F

10 1

10 2

風下軸上空間ガンマ線線量率図

A

γ線実効エネルギー : 1.0 MeV/dis

放出率 : 1.0E+9 Bq/h

γ線平均エネルギー : 0.5 MeV/photon

風速 : 1.0 m/s（ 日 本 原 子 力 研 究 所 2004 年 6 月 JAERI-Data/Code 2004-10）

出典：排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図および放射性雲からの等空気カーマ率分布図（Ⅲ）

第 2図

空気カーマ率(Gy/h )

(2)

評価結果
各風向におけるモニタリング・ポスト／可搬型モニタリング・ポストの線量率を読み取り（第 4 図），感度をまとめた結果を第 2 表に示す。ここでは風向による差を確認するために，風下方向の評価地点での線量率を 1 と規格化して求めた。風下方向に対して隣接するモニタリング・ポスト／可搬型モニタリング・ポストは約 2 桁低くなるが，各モニタリング・ポスト／可搬型モニタリング・ポスト位置での評価結果は，風下方向の数値に対して最低でも 0.015 程度の感度を有しており，プルーム通過時の線量率の計測は可能であると評価する。

第2表

各風向における評価地点での線量率の感度
風向モニ タリ ン グ・ ポ スト

／可 搬型 モ ニタ リ ング ・ポ スト

SW

S

SE

E

NE

N

NW

W

可搬型 M/P(NE)

1

0.071

0.075

0.011

0.002

0.001

0.002

0.010

MP-D(N)

0.001

1

0.008

0.000

0.000

0.000

0.000

0.000

MP-C(NW)

0.001

0.021

1

0.002

0.000

0.000

0.000

0.000

MP-B

0.001

0.003

0.250

0.167

0.001

0.000

0.000

0.000

MP-A(W)

0.000

0.001

0.025

1

0.001

0.000

0.000

0.000

可搬型 M/P(SW)

0.008

0.021

0.050

0.111

1

0.010

0.002

0.001

可搬型 M/P(S)

0.008

0.014

0.075

0.022

0.060

1

0.015

0.002

可搬型 M/P(SE)

0.010

0.021

0.075

0.017

0.008

0.015

1

0.015

可搬型 M/P(E)

0.075

0.071

0.100

0.017

0.008

0.005

0.015

1

太字：風下方向の線量率の感度（1 と規格化した方位）
下線：それぞれの風向に対し，最も感度が高いもの：下線で示したもののうち，最も低い値となるもの

1.17－75

第4図

可搬型モニタリング・ポスト設置場所と線量率（風向ＳＷの例）

1.17－76

4.

可搬型モニタリング・ポストの計測範囲(1)

重大事故等時における空間放射線量率測定に必要な最大測定レンジ
重大事故等時において，放出放射能を推定するために周辺監視区域内で空間放射線量率を測定する場合の最大測定レンジは，福島第一原子力発電所の実績を踏まえて150mSv／h程度（炉心から最も近い場所に設置する可搬型モニタリング・ポストの距離約200mの場合）が必要と考えられる。
このため，1000mSv／hの測定レンジがあれば十分測定可能である。
なお，測定レンジを超えたとしても，近隣のモニタリング設備の測定値より推定することが可能である。また，瓦礫等の影響でバックグラウンドが高くなる場合は、設置場所を変更する等の対応を実施する。

(2)

最大レンジの考え方
福島第一原子力発電所敷地周辺の最大放射線量率は，原子炉建屋から約900mの距離にある正門付近で約11mSv／h（2011.3.15

9:00）であった。これを基に炉心から約200mにおける値を計算すると線量率は約13～150mSv／
hとなる。炉心からの距離と線量率の関係を第3表に示す。
第3表※

炉心からの距離と線量率の関係

炉心からの距離

線量率

原子炉建屋から最も近い可搬型モニタリング・ポスト設置場所

約 13～150

約 200（m）（mSv／h) ※福島第一原子力発電所の正門付近

約 11

約 900（m）（mSv／h)

風速 1m／s，放出高さ 30m，大気安定度Ａ～Ｆ「排気筒から放出される放射性雲の等濃度
分布図および放射性雲からの等空気カーマ率分布図（Ⅲ）（日本原子力研究所 2004 年 6 月
JAERI-Data／Code2004-010）を用いて算出

1.17－77

5.

可搬型モニタリング・ポストのバッテリー交換における被ばく線量評価
可搬型モニタリング・ポストは，外部バッテリー（6 個）により 6 日間以
上連続で稼働可能であり，6 日後からは予備の外部バッテリー（4 個）と交換することにより，必要な期間継続して計測が可能な設計とする。なお，外部
バッテリーは，緊急時対策所建屋に保管し，通常時から充電を行うことで，6日目に確実に交換できる設計とする。
また，10 台全ての可搬型モニタリング・ポストの外部バッテリーを交換した場合の所要時間は，移動時間含めて約 310 分である。ここでは，以下の評
価条件から，可搬型モニタリング・ポストのバッテリー交換における被ばく
線量の評価を示す。

＜被ばく線量の評価条件＞
・発災プラント：東海第二発電所
・ソースターム：格納容器ベント実施
・評価点：敷地内の最大濃度地点（可搬型モニタリング・ポストの設置場所よりも線源に近い場所を選定した。）
・大気拡散条件：評価点における相対濃度及び相対線量を参照
・評価時間：約 270 分 ※※事前打合せ及び資機材準備は緊急時対策所内で行うため評価対象としない。
緊急時対策所建屋付近及びモニタリング・ポスト代替の可搬型ＭＰ設置に係る作業：約 175 分（移動合計時間約 125 分＋作業時間 10 分×上記 5 か所）
発電用原子炉施設周囲（海側を含む。）の可搬型ＭＰ設置に係る作業：約 95 分
（移動合計時間約 45 分＋作業時間 10 分×上記 5 か所）

・作業開始時間：事故発生後から 6 日後（144 時間後）から作業開始
・遮蔽：考慮しない・マスクによる防護係数：50・被ばく経路：以下を考慮
1.17－78

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ
線による外部被ばく，
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシャ
イン）及び放射性物質の吸入による内部被ばく，
大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく（グランドシャイン）

作業開始時間144（事故発生後の経過時間）（h）
作業に係る被ばく線量
約 27
（mSv）

1.17－79

添付資料 1.17.8
放射能観測車周辺監視区域境界付近の放射線量及び空気中の放射性物質濃度を迅速に測定するために，放射線量率を監視し，及び測定し，並びに記録する装置，空気中の放射性物質（粒子状物質，よう素）を採取し，及び測定する装置等を搭載した放射能観測車を1台配備している。
放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等及び放射能観測車の写真を第1表に示す。
なお，原子力災害時における原子力事業者間協力協定に基づき，放射能観測車11台の協力を受けることが可能である。
第1表

放射能観測車搭載の各計測器の計測範囲等及び放射能観測車の写真
名称

検出器の種類空間ガンマ

ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション

線測定装置

半導体

計測範囲
B.G.～10８
nGy／h

放射能

ダスト

プラスチックシンチレーション

B.G.～10５

観測車

モニタ

ＺｎＳ（Ａｇ）シンチレーション

S-１

よう素
測定装置

ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション

B.G.～10５
S-１

記録方法

台数

記録紙

1

記録紙

1

記録紙

1

（その他主な搭載機器）個数：各1台
・ダスト・よう素サンプラ
・風向，風速計
・無線通話装置（放射能観測車の写真）

1.17－80

添付資料 1.17.9
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の成立性

1.

操作の概要

（1）放射能観測車が機能喪失した際に，空気中の放射性物質の濃度を監視する
ため，可搬型ダスト・よう素サンプラを設置し，試料を採取する。
（2）可搬型放射能測定装置は緊急時対策所建屋（T.P.約23m）に保管し，リヤカーで測定場所に運搬し，試料採取する。
（3）採取したダスト用ろ紙及びよう素用カートリッジを，可搬型放射能測定装置で放射性物質の濃度を測定，記録する。

2.

必要要員数・想定時間○必 要 要 員 数：2名
○操 作 時 間：ＢＧ測定から試料採取・測定終了

約30分／箇所○所 要 時 間：移動を含め1箇所の測定は，約110分※試料採取場所により，所要時間に変動あり

第1表

ダスト・よう素の採取及び測定に使用する可搬型放射能測定装置の写真

ダスト・よう素の採取

ダストの測定1.17－81

よう素の測定3.

放射性物質の濃度の算出
空気中の放射性物質の濃度の算出は，可搬型ダスト・よう素サンプラで採取した試料を可搬型放射能測定装置にて測定し，以下の算出式から求める。

（1）空気中ダストの放射性物質の濃度の算出式
空気中ダストの放射性物質の濃度（Bq／cm３ ）＝換算係数（Bq／min-１ ）×試料のＮＥＴ値（min-１ ）／サンプリング量（L）
×1000（cm3 ／L）（2）空気中よう素の放射性物質の濃度の算出式
空気中よう素の放射性物質の濃度（Bq／cm３ ）＝換算係数（Bq／μGy／h）×試料のＮＥＴ値（μGy／h）／サンプリング
量（L）×1000（cm3 ／L）

放射性物質の濃度の測定上限値については，「 発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針（昭和 56 年 7 月 23 日
全委員会決定，平成 18 年 9 月 19 日

原子力安一部改訂）」に 3.7×10 １ Bq／cm３ と定められており，サンプリング量を適切に設定することにより，サーベイ・メー
タの計測範囲内で計測することができる。

第1図

放射性物質の濃度の測定例

1.17－82

添付資料 1.17.10
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の成立性

1.

操作の概要

（1）重大事故等が発生した場合に，取水口及び放水口付近から，採取用資機材を用いて海水を採取する。また，海水の採取深度は表層（海面～2m程度）とする。（参考参照）（2）採取用資機材は緊急時対策所建屋（T.P.約23m）に保管し，リヤカーにて採取場所に運搬し，海水を採取する。
（3）採取した海水を測定用のポリ容器に移し，ＮａＩシンチレーションサーベ
イ・メータ等で放射性物質の濃度を測定，記録する。

2.

必要要員数・想定時間○必 要 要 員 数：2名
○所 要 時 間：移動を含め約90分／箇所

第1表

海水採取に使用する資機材の写真，測定方法等（1/2）

採取用資機材海水の採取例

1.17－83第1表

海水採取に使用する資機材，測定方法等（2/2）

【測定方法】
・採取用資機材にて，海水を採取する。
・採取した海水をポリ容器に移す。
・採取した海水の放射性物質の濃度をＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等で測定し，記録する。

放射性物質の濃度の算出

3.

海水の放射性物質の濃度の算出は，ポリ容器に採取した試料をＮａＩシン
チレーションサーベイ・メータ等にて測定し，以下の算出式から求める。
(1)

海水の放射性物質の濃度の算出式
海水の放射性物質の濃度（Bq／cm３ ）＝換算係数（Bq／μGy／h）×試料のＮＥＴ値（μGy／h）／試料量（cm３ ）1.17－84

参考海水の採取深度について「総合モニタリング計画

海域モニタリングの進め方（平成28年4月1日改訂

モニタリング調整会議）」では海水の採取深度を「表層（海面～2m程度）」としており，事故直後のモニタリングではこの計画を踏襲し，表層の海水を採取することとする。なお，長期的なモニタリングは官庁，地方公共団体等の関係機関と調整し計画を策定して行うこととなる。

1.17－85

1.17－86

1.17－87

出典：「総合モニタリング計画（平成 28 年 4 月 1 日改訂

1.17－88

モニタリング調整会議）」

添付資料 1.17.11
各種モニタリング設備等「設置許可基準規則」第 60 条（監視測定設備）及び「技術基準規則」第75 条（監視測定設備）の対応として，モニタリング・ポストが機能喪失した
場合の代替測定用等として可搬型モニタリング・ポスト 10 台（予備 2 台）を配備し，空間放射線量率を監視，測定及び記録する。また，放射能観測車が機能喪失した場合の代替測定用等として可搬型放射能測定装置を配備し，放射性物質の濃度を監視，測定及び記録する。
また，原子力災害時における原子力事業者間協力協定に基づき，放射能観測車 11 台の協力を受けることが可能である。
上記モニタリング設備の他に，サーベイ車，可搬型ダスト・よう素サンプ
ラ，サーベイ・メータ等を組み合わせることで，状況に応じて，発電所内外のモニタリングを総合的に行う。

1.17－89

(1)

サーベイ車
サーベイ・メータ等を搭載し，任意の場所のモニタリングを行うサーベ
イ車を１台配備しており，放射能観測車の保守点検時は，サーベイ車を使用する。
サーベイ車の仕様を第 1 表に，サーベイ車の写真を第 1 図に示す。

第1表

サーベイ車の仕様

主な搭載機器

計測範囲

台数

―

1

B.G.～3.0×104nGy／h

1

ＧＭ汚染サーベイ・メータ

B.G.～99.9kmin-1

1

電離箱サーベイ・メータ

0.001～1000mSv／h

1

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

第1図

サーベイ車

1.17－90

(2)可搬型放射能測定装置
サーベイ・メータや可搬型ダスト・よう素サンプラ等は，放射能観測車，サーベイ車に搭載する他，状況に応じて，モニタリングに使用する。
ａ．放射線量の測定
電離箱サーベイ・メータにより現場の放射線量率を測定する。
・電離箱サーベイ・メータ（緊急時対策所建屋に，1 台（予備 1 台））

第2図

電離箱サーベイ・メータ

ｂ．放射性物質の採取
可搬型ダスト・よう素サンプラにより空気中の放射性物質（ダスト・よう素）を採取する。
・可搬型ダスト・よう素サンプラ（緊急時対策所建屋に，2 台（予備 1
台））

第3図

可搬型ダスト・よう素サンプラ

1.17－91

ｃ．放射性物質の濃度の測定
・ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ（緊急時対策所建屋に，2 台（予備 1 台））・β線サーベイ・メータ（緊急時対策所建屋に，2 台（予備 1 台））・ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ（緊急時対策所建屋に，2 台（予備 1 台））

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

第4図

ＺｎＳシンチレーション
サーベイ・メータ

各種サーベイ・メータ

1.17－92

(3)自主対策設備（放射性物質の濃度の測定）
重大事故等時に機能維持を担保できないが，機能喪失していない場合には，事故対応に有効であるため，以下の設備を使用する。なお，使用に当たっては，必要に応じ試料に前処理を行い，測定する。
・Ｇｅγ線多重波高分析装置
・ガスフロー式カウンタ

Ｇｅγ線多重波高分析装置
第5図

ガスフロー式カウンタ
自主対策設備1.17－93(4)海上モニタリング周辺海域への放射性物質漏えいのおそれがある場合には，小型船舶により周辺海域を航行し，電離箱サーベイ・メータにより放射線量を測定し，その結果を記録する。また，可搬型ダスト・よう素サンプラにより空気中の放射性物質のサンプリングを，採取用資機材により海水のサンプリングを行う。サンプリングした試料については，下船後，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・メータにより空気中及び海水の放射性物質の濃度を測定し，結果を記録する。
なお，海上モニタリングは，海上の状況等から安全上の問題がないと判断できた場合に行う。
海上モニタリングは，「 総合モニタリング計画
方（平成 28 年 4 月 1 日改訂

海域モニタリングの進め

モニタリング調整会議）」（ 添付資料 1.17.10）

を参考に，発電所から 2km 圏内の海域で実施することを想定する。
小型船舶には，想定する海域を航行するために十分な容量の外部バッテ
リー（航続距離：約 30km，使用可能時間：約 2 時間）を積載する。また，
仮に航行中に外部バッテリーが枯渇するような状況になった場合でも発電所まで帰還できるように，予備のバッテリー（航続距離：約 15km，使用可
能時間：約 1 時間）を積載する。
船舶を運搬するルートについて，一部防潮堤の外側道路を約 1.1 ㎞通行する。また，道路幅は約 7ｍであり，運搬車両の車幅 2.5ｍに対し十分余裕がある。外側道路が津波等の影響を受けた場合は，重機による復旧（がれきの撤去，地ならし等）を実施する。重機による復旧は，1～2 日程度を想定するため，海上モニタリングは事故発生後 3 日程度で実施できると考えるが，敷地外近郊の着水可能な場所を用いた方が海上モニタリングを早く
1.17－94

実施できる場合は，敷地外近郊の着水可能な場所を用いて海上モニタリン
グを実施する。
小型船舶の仕様等を第 2 表に，保管場所及び運搬ルートを第 6 図に示す。
第2表

小型船舶の仕様等

項目

内容

台数

1 台（予備１台）

最大積載重量350kg 以上
外部バッテリー

動力源

2 セット(予備 1 セット)使用可能時間：1 セットあたり約 1 時間
航続距離：1 セットあたり約 15ｋｍ

モニタリング時に持ち込む
重大事故等対処設備等
保管場所
移動方法

第6図

電離箱サーベイ・メータ：1 台
可搬型ダスト・よう素サンプラ：1 台
採取用資機材：1 式
可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側，西側）
小型船舶を保管している可搬型設備保管建屋から船舶運搬車両を用いて岸壁まで運搬する。

小型船舶の保管場所及び移動ルート
1.17－95

(5)土壌モニタリング
発電所敷地内の土壌を採取し，β線サーベイ・メータ等により放射性物
質の濃度を測定する。測定試料は，地表面から深さ 5cm までの表層土壌を対象とする。（参考 1 参照）
例として，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータによる測定を第 3

表に示す。

第3表

ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータによる測定
ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

測定風景：

実施事項：

採取した試料を容器に入れて，ＺｎＳシン
チレーションサーベイ・メータにより放射性物質を測定する。

1.17－96

参考
土壌の採取深度について「緊急時におけるガンマ線スペクトロメトリーのための試料前処理法（平成4 年文部科学省）」を踏まえ，地表面から深さ 5cm までの表層土壌を測定試料とする。

出典：「緊急時におけるガンマ線スペクトロメトリーのための試料前処理法（平成 4 年文部科学省）」

1.17－97

添付資料 1.17.12
発電所敷地外の緊急時モニタリング体制

1.

原子力災害対策指針（原子力規制委員会 平成 29 年 3 月 22 日 全部改正）に従い，国が立ち上げる緊急時モニタリングセンターにおいて，第 1 図及び第 1 表のとおり国，地方公共団体と連携を図りながら，敷地外のモニタリングを実施する。

第1図

第1表
企画調整
グループ

情報収集
管理グル
ープ

緊急時モニタリングセンターの体制図

緊急時モニタリングセンター組織の機能と人員構成

機能・緊急時モニタリングセンターの総括
・緊急時モニタリングの実施内容の検討，指示等

人員構成
・対策官事務所長及び対策官事務所長代理
を企画調整グループ長，所在都道府県セン
ター長等を企画調整グループ長補佐として配置
・国，所在都道府県，関係周辺都道府県，
原子力事業者及び関係指定公共機関等で構成
・国の職員（原子力規制庁監視情報課）を
情報収集管理グループ長とし，国，所在都
道府県，関係周辺都道府県，原子力事業者
及び関係指定公共機関等で構成

・緊急時モニタリングセンター内
における情報の収集等
・緊急時モニタリングの結果の共有，緊急時モニタリングに係る関連情報の収集等
・現地における緊急時モニタリン
グ結果の情報共有システムの維
持・異常対応等測 定 分 析 ・企画調整グループで作成された ・所在都道府県，関係周辺都道府県，原子担当
指示書に基づき，必要に応じて力事業者のグループで構成し，それぞれに安定よう素剤を服用したのち測全体を統括するグループ長を配置
定対象範囲の測定業務
出典：緊急時モニタリングセンター設置要領 第 1 版（平成 26 年 10 月 29 日）

1.17－98

2.

原子力事業者防災業務計画において，以下の状況を把握し，オフサイトセ
ンターに所定の様式で情報連絡を行うこととしている。

【オフサイトセンターへ情報連絡する事項】①

事故の発生時刻及び場所②

事故原因，状況及び事故の拡大防止措置③

被ばく及び障害等人身災害に係わる状況④

発電所敷地周辺における放射線及び放射性物質の測定結果⑤

放出放射性物質の種類，量，放出場所及び放出状況の推移等

⑥

気象状況

⑦

収束の見通し⑧放射性物質影響範囲の推定結果⑨

その他必要と認める事項

1.17－99

添付資料 1.17.13
他の原子力事業者との協力体制（原子力事業者間協力協定）

原子力災害が発生した場合，他の原子力事業者との協力体制を構築するため，
原子力災害時における原子力事業者間協力協定（以下「原子力事業者間協力協定」という。）を締結している。

1.

原子力事業者間協力協定締結の背景
平成 11 年 9 月のＪＣＯ事故の際に，各原子力事業者が周辺環境のモニタリ
ングや住民の方々のサーベイなどの応援活動を実施した。
この経験を踏まえ，平成 12 年 6 月に施行された原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）の内容とも整合性をとりながら，原子力事業者間協力協定を締結した。

2.

原子力事業者間協力協定（内容）（目的）
原災法第 14 条 ※ の精神に基づき，国内原子力事業所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，原子力事業者として責務を全うすることを目的としている。
※原災法第 14 条 （他の原子力事業所への協力）
原子力事業者は，他の原子力事業者の原子力事業所に係る緊急事態応急対策が必要である場合には，原子力防災要員の派遣，原子力防災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するよう努めなけ
ればならない。
1.17－100（事業者）
電力 9 社（北海道，東北，東京，中部，北陸，関西，中国，四国，九州），
日本原子力発電，電源開発，日本原燃（協力の内容）発災事業者からの協力要請に基づき，緊急事態応急対策及び原子力災害
事後対策が的確かつ円滑に行われるようにするため，緊急時モニタリング，
避難退避時検査および除染その他の住民避難に対する支援に関する事項について協力要員の派遣，資機材の貸与その他の措置を講ずる。

1.17－101

添付資料 1.17.14
モニタリング・ポスト及び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手段

重 大 事 故 等 に よ り ，モ ニ タ リ ン グ・ポ ス ト 及 び 可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ・
ポスト周辺の汚染に伴い測定ができなくなることを避けるために，以下のとおり，バックグラウンド低減対策手段を整備する。

1.

モニタリング・ポスト
・汚染予防対策
重大事故等により，放射性物質により検出器保護カバーが汚染される場合を想定し，交換用の検出器保護カバーを備える。

・汚染除去対策
重大事故等により，放射性物質の放出後，モニタリング・ポ
スト及びその周辺が汚染された場合，汚染の除去を行う。
①

ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等により汚染レベルを確認する。

②

モニタリング・ポストの検出器保護カバーの交換を行う。

③

局舎屋上等の洗浄等を行う。

④

除草，土壌の撤去，落ち葉の撤去等を行う。

⑤

ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等により汚染除去後の汚染レベルが低減したことを確認する。

1.17－102

2.

可搬型モニタリング・ポスト
・汚染予防対策
重大事故等により，放射性物質により可搬型モニタリング・ポストが汚染される場合を想定し，可搬型モニタリング・ポストの設置を行う際，予め養生を行う。

・汚染除去対策
重大事故等により，放射性物質の放出後，可搬型モニタリング・ポス
ト及びその周辺が汚染された場合，汚染の除去を行う。

①

ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等により汚染レベルを確認する。

②

予め養生を行っていた養生シートを取り除く。

③

除草，土壌の除去，落ち葉の撤去等を行う。

④

ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ等により汚染除去後の汚染レベルが低減したことを確認する。

3.

バックグラウンド低減の目安について
放射性物質により汚染した場合のバックグラウンド低減の目安はモニタリ
ング・ポストの平常時の空間放射線量率レベルとする。ただし，汚染の状況によっては，平常時の空間放射線量率レベルまで低減することが困難な場合があるため，可能な限り除染を行いバックグラウンドの低減を図る。

1.17－103

添付資料 1.17.15
気象観測設備気象観測設備は，放射性気体廃棄物の放出管理，発電所周辺の一般公衆の被ばく線量評価及び一般気象データ収集のために，風向，風速，日射量，放射収支量，雨量，温度等を測定し，中央制御室及び緊急時対策所に表示できる設計とする。また，そのデータを記録し，保存することができる設計とする。
気象観測設備の各測定器は防潮堤等周囲の構造物の影響のない位置 ※ １ ※ ２に設置する設計とする。
気象観測設備の配置図を第 1 図に，測定項目等を第 1 表に示す。

第1図

気象観測設備配置図

1.17－104※1 「露場から建物までの距離は建物の高さから１．５ｍを引いた値の３倍以上、または露場から１０ｍ以上。」「露場中心部における地上１．５ｍの高さから周囲の建物に対する平均仰角は１８度以下。」（地上気象観測指針（２０１６気象庁））※2「（ドップラーソーダの）各アンテナの送信方向の中心軸±４５度に反射体のないこと」（ドップラーソーダによる観測要領（２００４
全研究協会））

1.17－105

原子力安

第1表

気象観測設備の測定項目等
気象観測設備【超音波風向風速計】【ドップラーソーダ（風向風速計）】（地上高さ）【日射計(左),放射収支計(右)】台数：1式（測定項目）（排気筒高さ）

【温度計】

【雨量計】

（記録）
有線回線及び無線回線にて，中央制

風向 ※ ，風速 ※ ，日射量 ※御室及び緊急時対策所へ伝送し，表示

放射収支量 ※ ，雨量，温度する。また，そのデータを記録し，保存する。

※「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める測定項目

1.17－106

添付資料 1.17.16
可搬型気象観測設備による気象観測項目の測定

1.

操作の概要

○重大事故等発生後に，気象観測設備である風向風速計，日射計，放射収支計及び雨量計のうちいずれかが機能喪失した場合に使用する。
○可搬型気象観測設備は緊急時対策所建屋（T.P.+約23m）に保管し，リヤカ
ーにて気象観測設備近傍に運搬し，設置，測定を開始する。
○測定値は電子メモリにて記録する。また，衛星回線によるデータ伝送機能を使用し，緊急時対策所にて監視する。

2.

必要要員数・想定時間○必 要 要 員 数：2名
○所 要 時 間：可搬型気象観測設備（1台）の設置：約80分 ※※所要時間は可搬型気象観測設備の運搬時間を含む。

第 1 図 可搬型気象観測設備

1.17－107

可搬型気象観測設備

気象観測設備が機能喪失した際，可搬型気象観測設備を使用して風向，風速，日射量，放射収支量及び雨量を測定し，記録する。配置場所は，以下の理由より，恒設の気象観測露場付近とする。
①

グランドレベルが恒設の気象観測設備と同じ②

配置場所周辺の建物や樹木の影響が少ない
可搬型気象観測設備の設置場所及び保管場所を第1図，測定項目等を第1表に示す。
なお，放射能観測車に搭載している風向風速計にて，風向，風速を測定することも可能である。

第1図

可搬型気象観測設備の設置場所及び保管場所

1.17－108

第1表

可搬型気象観測設備の測定項目等

項目
台数
測定項目
電源

内容
1台（予備1台）
風向 ※ ，風速 ※ ，日射量 ※ ，放射収支量 ※ 及び雨量
外部バッテリーを適宜交換することにより7日間以上連続で稼働可能。交換頻度は2日に1回程度記録

電子メモリにて記録

伝送

データは衛星回線にて，緊急時対策所へ伝送可能。

重量

本体（風向風速計等） ：約40kg
外部バッテリー（5個）：約115㎏※「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める測定項目

1.17－109

添付資料 1.17.18
可搬型気象観測設備の気象観測項目について

重大事故等において，気象観測設備が機能喪失した場合は，放射性物質が放出された場合の放出放射能量評価や大気中における放射性物質拡散状態の推定を行うため，可搬型気象観測設備を用いて以下の項目について気象観測
を行う。

1.

観測項目
風向，風速，日射量，放射収支量及び雨量「発電用原子炉施設の安全
風向，風速，日射量及び放射収支量については，
解析に関する気象指針（昭和 57 年 1 月原子力安全委員会決定，平成 13 年 3月 29 日一部改訂）」に基づく測定項目

2.

各観測項目の必要性
放出放射能量，大気安定度及び放射性物質の降雨による地表への沈着の推定には，それぞれ以下の観測項目が必要となる。

(1)

放出放射能量
風向，風速及び大気安定度

(2)

大気安定度
風速，日射量及び放射収支量(3)

放射性物質の降雨による地表への沈着の推定
雨量

1.17－110添付資料 1.17.19
モニタリング・ポスト専用の無停電電源装置

モニタリング・ポストは，非常用電源に接続する設計とする。さらに，モニタリング・ポストは，無停電電源装置を有し，停電時に電源を供給できる設計とする。代替電源設備としては，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
無停電電源装置の設備仕様を第 1 表に，モニタリング・ポストの電源構成概略図を第 1 図，モニタリング・ポストの電源構成（外観）を第 2 図に示す。

第1表
名

称

無停電
電源装置

個

数

局舎毎
に1台
計4台

無停電電源装置の設備仕様

量

発電
方式

バックアップ時間 ※１

3.0kVA蓄電池

約 12 時間容備

停電時に電源を供給できる※１：バックアップ時間は，各モニタリング・ポストの実負荷により算出

1.17－111

考第1図モニタリング・ポストの電源構成（概略図）

1.17－112

＜外観写真＞常設代替交流電源設備

無停電電源装置

可搬型代替交流電源設備

第2図

モニタリング・ポストの電源構成（外観）

1.17－113

添付資料 1.17.20
手順のリンク先について

監視測定等に関する手順等について，手順のリンク先を以下に取りまとめる。

１． 1.17.2.3 モニタリング・ポストの電源を代替電源設備から給電する手順＜リンク先＞

1.14.2.3(1)代替交流電源設備による代替所内電気設備
への給電
1.14.2.3 (2) 代替直流電源設備による代替所内電気設備
への給電

1.17－114

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

＜

1.18

目

次

＞

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.18.1

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果
ａ．緊急時対策所にとどまるために必要な対応手段及び設備(a) 居住性の確保(b) 必要な情報の把握及び通信連絡(c) 必要な数の要員の収容(d) 代替電源設備からの給電(e) 重大事故等対処設備，自主対策設備及び資機材等
ｂ．手 順 等1.18.2

重大事故等時の手順等

1.18.2.1(1)

居住性の確保

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による放射線防護
ａ．緊急時対策所非常用換気設備運転手順
ｂ．緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順
ｃ．緊急時対策所加圧設備への切替準備手順
ｄ．緊急時対策所加圧設備への切替手順
ｅ．緊急時対策所加圧設備の停止手順
目―1

(2)

緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定

ａ．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
ｂ．緊急時対策所加圧設備運転中の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定
手順(3)

放射線量の測定
ａ．緊急時対策所エリアモニタ設置手順
ｂ．可搬型モニタリング・ポストを設置する手順

1.18.2.2

必要な情報の把握及び通信連絡(1)

必要な情報の把握(2)

対策の検討に必要な資料の整備

(3)

通信連絡

1.18.2.3(1)

必要な数の要員の収容

緊急時対策所にとどまる要員

ａ．緊急時対策所にとどまる要員数
ｂ．ベント実施によるプルーム通過時に要員が一時退避する対応の手順
(2)

放射線管理

ａ．放射線管理用資機材及びチェンジングエリア用資機材の維持管理
ｂ．チェンジングエリアの設置及び運用手順(3)

飲料水，食料等の維持管理

1.18.2.4(1)

代替電源設備からの給電

緊急時対策所用代替電源設備による給電
ａ．緊急時対策所用発電機による給電手順

1.18.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

目―2

添付資料1.18.1 審査基準，基準規則と対処設備との対応表
添付資料1.18.2 居住性を確保するための手順等の説明について
添付資料1.18.3 必要な情報を把握するための手順等の説明について
添付資料1.18.4 必要な数の要員の収容に係る手順等の説明について
添付資料1.18.5 手順のリンク先について

目―3

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、緊急時対策所に関し、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に必要な指示を行う要員が緊
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、発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする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現地対策本部としての機能を維持す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。

【解釈】
1「現地対策本部としての機能を維持するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ）重大事故が発生した場合においても、放射線防護措置等により、重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまるために必要な手順等を整備すること。
ｂ）緊急時対策所が、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。
ｃ）対策要員の装備（線量計及びマスク等）が配備され、放射線管理が十分できること。
ｄ）資機材及び対策の検討に必要な資料を整備すること。
ｅ）少なくとも外部からの支援なしに１週間、活動するための飲料水及び食料等を備蓄すること。

1.18―1

2「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、「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、少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場等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むものとする。

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設備及び資機材を整備する。ここでは，緊急時対策所の設備及び資機材を活用した手順等について説明する。

1.18―2

1.18.1(1)

対応手段と設備の選定対応手段と設備の選定の考え方
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する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対応手
段及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に自主対策設備 ※１ 及び資機材等 ※２ を用いた対応手段を選定する。
※1

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難である
が，プラント状況によっては，事故対応に有効な設
備。

※2

資機材等

：緊急時対策所にとどまるため等に用いる「対策の検討に必要な資料」，「放射線管理用資機材」，「チェンジングエリア用資機材」及び「飲料水，食料等」をいう。

また，緊急時対策所の電源は，通常，設計基準対象施設の常用電源設備
から給電するが，常用電源設備からの給電が喪失した場合は，その機能を代替するための機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定する（第1.18.1－1図）。
選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第六十一条及び技術基準
1.18―3

規則第七十六条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備及び資機材等との関係を明確にする。

(2)

対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，常用電源設備の喪失を想定する。また，審査基準及び基準規則要求により選定した対応手段とその対応に使用する
重大事故等対処設備，自主対策設備及び資機材等を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準対象施設，重大事故等対処設備，自主対策設備，資機材等及び整備する手順についての関係を第1.18.1－1表に示す。

ａ．緊急時対策所にとどまるために必要な対応手段及び設備(a)

居住性の確保
重大事故等時に，環境に放出された放射性物質等による放射線被ば
くから，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等を防護するため，居住性を確保する手段がある。
居住性を確保するための設備は以下のとおり。
・緊急時対策所遮蔽
・緊急時対策所非常用送風機
・緊急時対策所非常用フィルタ装置
・緊急時対策所加圧設備・緊急時対策所用差圧計 ※３・酸素濃度計 ※３・二酸化炭素濃度計 ※３
1.18―4

・緊急時対策所エリアモニタ
・可搬型モニタリング・ポスト※3(b)

計測器本体を示すため計器名を記載

必要な情報の把握及び通信連絡
緊急時対策所から重大事故等の対処に必要な指示を行うために，必要な情報を把握し，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するための手段がある。
必要な情報を把握するための設備，通信連絡を行うための設備及び資機材等は以下のとおり。
・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ） ※４ （以下「ＳＰＤＳ」という。）
・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
・無線連絡設備（携帯型）
・携行型有線通話装置
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）
・無線連絡設備（固定型）
・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）
・テレビ会議システム（社内）・加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））・対策の検討に必要な資料※4

ＳＰＤＳとは，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝
1.18―5

送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置から構成される。
(c)

必要な数の要員の収容
重大事故等に対処するために必要な数の要員を緊急時対策所で収容するための手段がある。この必要な数の要員を収容するために必要な資機材等は以下のとおり。
・放射線管理用資機材
・チェンジングエリア用資機材
・飲料水，食料等(d)

代替電源設備からの給電
緊急時対策所用代替電源設備による給電を確保するための設備は以下のとおり。
・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク
・緊急時対策所用発電機給油ポンプ(e)

重大事故等対処設備，自主対策設備及び資機材等「(a) 居住性の確保」のために使用する設備のうち，緊急時対策所
遮蔽，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所加圧設備，緊急時対策所用差圧計 ※３ ，酸素濃度計 ※３，二酸化炭素濃度計 ※３ ，緊急時対策所エリアモニタ及び可搬型モニ

タリング・ポストは重大事故等対処設備と位置づける。
「(b) 必要な指示及び通信連絡手段の確保」のために使用する設備のうち，ＳＰＤＳ，衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置及び統合原子力
防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，Ｉ
Ｐ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）は重大事故等対処設備と位置づける。
1.18―6

「(d) 代替電源設備からの給電」のために使用する設備のうち，緊急時対策所用発電機, 緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び緊急時対策所用発電機給油ポンプは重大事故等対処設備と位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。

以上の重大事故等対処設備において，発電所内外との通信連絡を行うことが可能であり，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため自主対策設備と位置づける。あわせて，その理由を示す。
・無線連絡設備（固定型）
・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）
・テレビ会議システム（社内）・加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
・専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））耐震ＳクラスではなくＳｓ機能維持を担保できないが，使用可能であれば，発電所内外の通信連絡を行う手段として有効である。

対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材，チェンジングエリア
用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
(添付資料1.18.１)

1.18―7

ｂ．手順等
上記の「ａ．緊急時対策所にとどまるために必要な対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。（第1.18.1－1
表）
これらの手順は，運転員等,重大事故等対応要員,庶務班員等 ※５ 及び情報班員等 ※６ の対応として「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」及び「重大事故等対策要領」に定める。
※5

緊急時対策所に参集し滞在する，庶務班の班員または初動体制時の現場統括待機者をいう。

※6

緊急時対策所に参集し滞在する，情報班の班員または初動体制時の現場統括待機者をいう。

また，事故時に監視が必要となる計器及び給電が必要となる設備についても整備する。（第1.18.1－2表，第1.18.1－3表）
また，通常時における，対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機
材，チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等の管理，運用を実施する。
（添付資料1.18.4(1)～(5)）

1.18.2
1.18.2.1

重大事故等時の手順等
居住性の確保

重大事故等時においても，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に必要な対応手段として，緊急時対策
所遮蔽及び緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所用発電機，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計により，緊急時対1.18―8

策所にとどまるために必要な居住性を確保する。
緊急時対策所建屋付近（屋外）に設置する可搬型モニタリング・ポスト
により，緊急時対策所に向かって放出される放射性物質による放射線量を測定，監視し，環境中に放射性物質が放出された場合，緊急時対策所加圧設備による希ガス等の放射性物質の取り込みを防止することで，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等を防護する。
また，万が一，希ガス等の放射性物質が緊急時対策所内に取り込まれた
場合においても，緊急時対策所エリアモニタにて監視，測定し対策をとる
ことにより，緊急時対策所内への希ガス等の放射性物質の取り込みを低減する。
緊急時対策所が事故対策のための活動に影響がない酸素濃度及び二酸化炭素濃度の範囲にあることを把握する。
これらを踏まえ事故状況の進展に応じた手順とする。

(1)

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による放射線防護
重大事故が発生するおそれがある場合等 ※１ ，発電所災害対策本部が緊

急時対策所を使用するための準備として，災害対策本部を立上げるために
緊急時対策所非常用換気設備を運転する手順を整備する。
重大事故等時に，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等
をプルームから防護し，緊急時対策所の居住性を確保するための手順を整備する。
※1

発電所災害対策本部が設置される場合として，運転時の異常な過渡変化，設計基準事故も含める。

1.18―9

ａ．緊急時対策所非常用換気設備運転手順
緊急時対策所非常用換気設備を起動し，放射性物質の取り込みを低減するための手順を整備する。
常用電源設備が喪失した場合は，代替電源設備からの給電により，緊急時対策所非常用換気設備を起動する。
(添付資料1.18.2(1)(2))(a)

手順着手の判断基準
原子力災害対策特別措置法第10条の特定事象 ※２ が発生したと判断した場合※2 「原子力災害対策特別措置法施行令第4条第4号のすべての項目」
及び「原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則第７条第１号表イのすべての項
目」

(b)

操作手順
災害対策本部立上げ時の緊急時対策所非常用換気設備運転の手順は以下のとおり。緊急時対策所非常用換気設備の概要図を第18.2.1－1
図に，手順のタイムチャートを第1.18.2.1－2図に示す。

① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，庶務班員等に
緊急時対策所非常用換気設備の起動を指示する。
② 庶務班員等は，キースイッチを「通常運転モード」から「緊対建屋加圧モード」に切り替え，起動スイッチ操作により，緊急時対策所非常用換気設備の運転を開始する。
③ 庶務班員等は，流量が調整されていることを確認する。
1.18―10(c)操作の成立性
上記の対応は庶務班員等1名で行い，手順着手から流量の確認までの一連の操作完了まで約5分以内と想定する。

ｂ．緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順
プルーム放出時に緊急時対策所内に加圧設備から空気を供給するための準備を行う手順を整備する。
(添付資料1.18.2(1)(2))(a)

手順着手の判断基準
次のいずれかの場合に着手する。

・中央制御室から炉心損傷が生じた旨の連絡があった場合，又は緊急時対策所内でのプラント状態監視の結果，災害対策本部長が炉心損傷の可能性を踏まえ，プルーム放出に備える必要があると判断した場合
・炉心損傷前であっても中央制御室から原子炉格納容器の破損が生じた旨の連絡があった場合又は，緊急時対策所内でのプラント状態
監視の結果，災害対策本部長が原子炉格納容器破損の可能性を踏
まえ，プルーム放出に備える必要があると判断した場合

(b)

操作手順
緊急時対策所加圧設備による空気供給準備の手順は以下のとおり。
緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順のタイムチャートを
第1.18.2.1-2図に示す。
1.18―11

① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，庶務班員等に
緊急時対策所加圧設備の系統構成を指示する。
② 庶務班員等は，各部に漏えい等がないことを高圧空気ボンベ出口
圧力にて確認する。
③ 庶務班員等は，「待機時高圧空気ボンベ出口圧力低(L)」及び「空気供給量低」警報をバイパスさせる。

(c)

操作の成立性
上記の対応は庶務班員等 2 名で行い，着手から漏えい等がないことの確認までの一連の操作完了まで約 65 分以内と想定する。

ｃ．緊急時対策所加圧設備への切替準備手順
プルーム放出のおそれがある場合，プルーム放出に備え，パラメータの監視強化及び空気ボンベによる加圧操作の要員配置を行うための手順を整備する。
(添付資料1.18.2(1)(2))(a)

手順着手の判断基準
プルーム放出のおそれがある場合
具体的には，以下のいずれかに該当した場合・プルーム放出前の段階において，直接線，スカイシャイン線により，緊急時対策所建屋付近に設置する可搬型モニタリング・ポストの指示値が有意な上昇傾向となった場合
・中央制御室から炉心損傷が生じた旨の連絡，情報があった場合又は緊急時対策所内でのプラント状態監視の結果，災害対策本部長が
1.18―12炉心損傷の可能性を踏まえ，プルーム放出に備える必要があると判断した場合・炉心損傷前であって中央制御室から原子炉格納容器破損が生じた旨の連絡，情報があった場合又は緊急時対策所内でのプラント状態
監視の結果，災害対策本部長が原子炉格納容器破損の可能性を踏
まえ，プルーム放出に備える必要があると判断した場合

(b)

操作手順
プルーム放出のおそれがある場合に実施する手順は以下のとおり。
緊急時対策所非常用換気設備の概要図を第18.2.1－3図に，手順のタ
イムチャートを第1.18.2.1－4図に示す。

① 災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，プルーム放出に備え，重大事故等対応要員等ヘパラメータの監視強化及び空気ボンベによる加圧操作の要員配置を指示する。
② 重大事故等対応要員は可搬型モニタリング・ポストの監視強化を行う。
③ 庶務班員等は，加圧設備の操作要員を配置する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は緊急時対策所内にて重大事故等対応要員1名及び庶務班員等1名で行う。室内での要員の配置等のみであるため，短時間での対応が可能であると想定する。
なお，直接線，スカイシャイン線により可搬型モニタリング・ポス
トのうち複数台の指示値上昇が予想されることから，緊急時対策所建屋付近に設置する可搬型モニタリング・ポスト以外の可搬型モニタリ
1.18―13

ング・ポスト指示値も参考として監視する。

ｄ．緊急時対策所加圧設備への切替手順
原子炉格納容器から希ガス等の放射性物質が放出され，プルームが緊
急時対策所に接近した場合，緊急時対策所非常用換気設備からの給気を停止し，緊急時対策所加圧設備により緊急時対策所内を加圧する手順を整備する。
(添付資料1.18.2(1)(2))(a)

手順着手の判断基準
以下のいずれかに該当した場合

・緊急時対策所建屋付近に設置する可搬型モニタリング・ポストが重大事故により指示値が20mSv/hとなった場合
・緊急時対策所エリアモニタが重大事故により指示値が0.5mSv/hとなった場合
・炉心損傷を判断した場合 ※ １ において，サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋6.4m※２ に到達した場合
・炉心損傷を判断した場合 ※ １ において，可燃性ガス濃度制御系による水素濃度制御ができず，原子炉格納容器内へ不活性ガス（窒素）が供給された場合において，原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3％に到達した場合※1

格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）のγ線線量率が設計基準事故の追加放出量相当の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）が使用できない場合に原子炉圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合。

※2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器ベント（サプレ1.18―14

ッション・プール水位指示値が通常水位＋6.5mにて実施）前に加圧設備への切り替え操作を行う。

(b)

操作手順
緊急時対策所非常用換気設備の緊急時対策所加圧設備により緊急時対策所内を加圧する手順の概要は以下のとおり。
緊急時対策所非常用換気設備の概要図を第18.2.1－3図に，切替手
順のタイムチャートを第1.18.2.1－5図に示す。
(添付資料1.18.2(1)(2))①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，庶務班員等に
緊急時対策所加圧設備による緊急時対策所内の加圧開始を指示する。

②

庶務班員等は，キースイッチを「緊対建屋加圧モード」から「災害対策本部加圧モード」に切り替え，起動スイッチ操作により，緊急時対策所加圧設備の空気ボンベによる加圧を開始する。

③

庶務班員等は，災害対策本部と隣接区画の差圧が正圧（約20Pa）であることを確認する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所にて，庶務班員等 1 名で行い，一連の操作完了まで約 5 分以内と想定する。このうち，緊急時対策所加圧設備の操作から正圧に達するまでの時間は１分未満である。

ｅ．緊急時対策所加圧設備の停止手順
1.18―15

緊急時対策所建屋周辺から希ガス等の放射性物質の影響が減少した場
合に緊急時対策所以外の建屋内のパージを目的に，外気取り込み量を増加させた浄化運転に切り替え，建屋内の浄化後に緊急時対策所加圧設備による緊急時対策所の加圧を停止し，緊急時対策所非常用換気設備へ切り替る手順を整備する。
(添付資料1.18.2(1)(2))(a)

手順着手の判断基準
緊急時対策所建屋付近に設置する可搬型モニタリング・ポスト及び緊急時対策所エリアモニタにて放射線量を継続的に監視し，その指示値がプルーム接近時の指示値に比べ急激に低下し，安定した場合

(b)

操作手順
外気取り込み量を増加させ緊急時対策所以外の建屋内をパージする
浄化運転を行い，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に切替える手順は以下のとおり。
緊 急 時 対 策 所 非 常 用 換 気 設 備 の 概 要 図 を 第 1.18.2.1 － 1 図 ， 第1.18.2.1－6図に，タイムチャートを第1.18.2.1－7図に示す。

①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，庶務班員等に
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を指示する。

②

庶務班員等は，キースイッチを「災害対策本部加圧モード」から「緊対建屋浄化モード」に切り替え，起動スイッチ操作により自動シーケンスにて，建屋浄化モード運転を開始する。

③

庶務班員等は，建屋内の浄化運転が1時間継続されたことを確認
し，キースイッチを「緊対建屋浄化モード」から「緊対建屋加1.18―16圧モード」に切り替え，起動スイッチ操作により自動シーケン
スにて，緊急時対策所非常換気設備の運転を開始する。
④

庶務班員等は，流量が調整されていることを確認する。
なお，緊急時対策所非常用換気設備を起動した後の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の監視手順については，「(1)の手順

災害対策本部立上げ時

ｃ．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」に示す。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所内にて，庶務班員等 1 名で行い，一連の操作完了まで約 67 分以内と想定する。
なお，緊急時対策所非常用換気設備への切替えを判断する場合は，可搬型エリアモニタ及び緊急時対策所建屋付近に設置する可搬型モニ
タリング・ポスト以外の可搬型モニタリング・ポストの指示値も参考として監視する。

(2)

緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定

ａ．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
酸素欠乏症防止のため，緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行う手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
原子力災害対策特別措置法第10条の特定事象 ※２ が発生したと判断
した場合

(b)

操作手順
1.18―17

緊急時対策所内の酸素濃度又は二酸化炭素濃度の測定を行う手順は以下のとおり。
①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，庶務班員等に
緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を指示する。

②

庶務班員等は，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計にて緊急時対策
所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を開始する。

③

庶務班員等は，緊急時対策所内の酸素濃度が19％を下回るおそれがある場合又は二酸化炭素濃度が0.5％を超えるおそれがある場
合は，風量調整ダンパの開度調整により，換気率を調整する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所にて庶務班員等 1 名で操作を行うことが可能である。室内での測定，弁の開度調整のみであるため，短時間での対応が可能である。

ｂ．緊急時対策所加圧設備運転中の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手
順
緊急時対策所加圧設備運転中に緊急時対策所の居住性が確保されていることを確認するため，緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を行う手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
緊急時対策所加圧設備を運転している場合

(b)

操作手順
1.18―18

緊急時対策所内の酸素濃度又は二酸化炭素濃度の測定を行う手順は以下のとおり。
①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，庶務班員等に
緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を指示する。

②

庶務班員等は，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計にて緊急時対策
所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定を開始する。

③

庶務班員等は，緊急時対策所内の酸素濃度が19％を下回るおそれがある場合又は二酸化炭素濃度が1％を超えるおそれがある場合
は，流量制御ユニットの開度調整により，空気流入量を調整する。

(3)

放射線量の測定「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に，緊急時対策所内への放射性物質等の取り込み量を微量のうちに検知するため，
緊急時対策所内へ緊急時対策所エリアモニタを設置する手順を整備する。
なお，緊急時対策所建屋付近（屋外）に設置する可搬型モニタリング・
ポストについても緊急時対策所内を加圧するための判断に用いる。

ａ．緊急時対策所エリアモニタ設置手順(a)

手順着手の判断基準「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

(b)

操作手順
1.18―19

緊急時対策所エリアモニタ設置手順は以下のとおり。タイムチャー
トを第1.18.2.1－8図に示す。
①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，重大事故等対応要員に緊急時対策所エリアモニタ設置を指示する。

②

重大事故等対応要員は，緊急時対策所内に緊急時対策所エリアモニタを設置し起動する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は緊急時対策所内にて重大事故等対応要員１名で行い，一連の操作完了まで約10分以内と想定する。

ｂ．可搬型モニタリング・ポストを設置する手順
緊急時対策所建屋付近に可搬型モニタリング・ポストを設置する手順
は「1.17

1.18.2.2

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

重大事故等に対処するために必要な情報の把握及び通信連絡重大事故等時に，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等
が，緊急時対策所のＳＰＤＳ及び通信連絡設備により，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。
また，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。
重大事故等時において，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ある場所と通信連絡を行う。
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備からの給電により，緊急時対策
1.18―20

所のＳＰＤＳ及び通信連絡設備を使用する。
（添付資料1.18.3）(1)

必要な情報の把握
重大事故等時に，緊急時対策所の緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置により重大事故等に対処するために必要なプラン
トパラメータを監視する手順を整備する。
ａ．手順着手の判断基準
災害対策本部を立上げた場合

ｂ．操作手順緊急時対策支援システム伝送装置については，常時，伝送が行われて
おり，ＳＰＤＳデータ表示装置を起動し，監視する手順は以下のとおり。
ＳＰＤＳの概要を第1.18.2.2－1図に示す。
①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づきＳＰＤＳデータ表示装置によるプラントパラメータの監視を情報班員等に指示する。

②

情報班員等は，ＳＰＤＳデータ表示装置の接続を確認し，端末（ＰＣ）を起動する。

③

情報班員等は，ＳＰＤＳデータ表示装置にて各パラメータを監視する。

ｃ．操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所内にて情報班員等1名で行う。
室内での装置の起動操作のみであるため，短時間での対応が可能であ
1.18―21

ると想定する。

(2)

対策の検討に必要な資料の整備
重大事故等時に，重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料

を緊急時対策所に配備し，資料が更新された場合には資料の差し替えを行
い，常に最新となるよう通常時から維持，管理する。
（添付資料1.18.4(9)）

(3)

通信連絡
重大事故等時に，緊急時対策所の通信連絡設備により，中央制御室，屋内外の作業場所，本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等の発電所内外と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の手順を整備する。
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ための通信連絡設備の使用方法等，必要な手順の詳細は「1.19通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.18.2.3

必要な数の要員の収容

緊急時対策所は，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，必要な現場作業を行う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として最大 100 名を収容する。
要員の収容にあたっては，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との輻輳を避けるレイアウトとなるように考慮する。また，要員の収容が適切に行えるようにトイレ，休憩スペース等
1.18―22

を整備するとともに，収容する要員に必要な放射線管理を行うための資機
材，チェンジングエリア用資機材，飲料水及び食料等を整備し，維持，管
理する。
(1)

緊急時対策所にとどまる要員

ａ．緊急時対策所にとどまる要員数
プルーム通過中においても，緊急時対策所にとどまる要員は，休憩，仮眠をとるための交代要員を考慮して，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員46名と，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に必要な現場作業等を行う要員18名の合計64名と想定している。
プルーム放出のおそれがある場合，災害対策本部長は，この要員数を目安とし，最大収容可能人数（100名）の範囲で緊急時対策所にとどまる要員を判断する。
(添付資料1.18.4(10))

ｂ．ベント実施によるプルーム通過時に要員が一時退避する対応の手順
原子炉格納容器ベントを実施する場合に備え，プルーム通過中において，緊急時対策所にとどまる必要のない要員が発電所外へ一時退避する
手順及び緊急時対策所にとどまる要員が緊急時対策所に一時退避する手順を整備する。
(a)①

手順着手の判断基準
緊急時対策所にとどまる必要のない要員の発電所外への一時退避
以下のいずれかの状況に至った場合
・炉心損傷を判断した場合 ※１ において，サプレッション・プール
水位指示値が通常水位＋4.5m※２ に到達した場合
1.18―23

・原子炉格納容器酸素濃度の上昇速度から緊急時対策所にとどまる要員以外の要員が発電所外へ一時退避の必要があると判断した場合※1

格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）のγ線線量率が設計基準事故の追加放出量相当の10倍以上となった場合，又は格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）が使用できない場
合に原子炉圧力容器温度計で300℃以上を確認した場合※2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器ベントの前に,確実に発電所外への退避が行えるよう設定

なお，サプレッション・プール水位が通常水位+4.5mから＋6.5mに到達するまでは評価上約6.5時間である。
②

緊急時対策所にとどまる要員の緊急時対策所への一時退避
以下のいずれかの状況に至った場合
・炉心損傷を判断した場合 ※１ において，サプレッション・プール
水位指示値が通常水位＋5.5m※３ に到達した場合。
・原子炉格納容器酸素濃度の上昇速度から緊急時対策所にとどまる要員以外の要員が発電所外へ一時退避の必要があると判断した場合※3

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの前に,確実に緊急時対策所への退避が行えるよう設定

なお，サプレッション・プール水位が通常水位+5.5mから＋6.5mに到達するまでは評価上約3時間である。

(b)

操作手順
プルーム通過時に要員が一時退避する対応の手順は以下のとおり。
1.18―24

①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づきプルーム通過時に緊急時対策所にとどまる必要のない要員又はとどまる要員の一時退避に関する判断を行う。

②

災害対策本部長は，プルーム通過時に緊急時対策所にとどまる必
要のない要員又はとどまる要員を明確にする。

③

災害対策本部長は，一時退避するための要員の退避に係る体制，連絡手段，移動手段を確保させ発電所外の放射性物質による影響の少ないと想定される場所（原子力事業所災害対策支援拠点等）への避難を指示する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，緊急時対策所内での災害対策本部長による判断及び指示のみであるため短時間での対応が可能である。

(2)

放射線管理

ａ．放射線管理用資機材及びチェンジングエリア用資機材の維持管理
7日間外部からの支援がなくとも対策要員が使用するのに十分な数量の装備（タイベック，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，管理する。
放射線管理班は，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
や現場作業を行う要員等に防護具等を適切に使用させるとともに，被ばく線量管理を行うため，個人線量計を常時装着させるとともに線量評価を行う。また，作業に必要な放射線管理用資機材（電離箱サーベイメー
タ等）を用いて作業現場の放射線量率測定等を行う。
（添付資料 1.18.4(7)）
1.18―25

ｂ．チェンジングエリアの設置及び運用手順
緊急時対策所建屋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，モニタリン
グ及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設置及び運用する手順を整備する。
(添付資料1.18.4(8))(a)

手順着手の判断基準「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

(b)

操作手順
チェンジングエリアを設置及び運用するための手順は以下のとおり。
チェンジングエリア設置手順のタイムチャートを第1.18.2.3－1図に示す。

①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき，チェンジング
エリアの設置を指示する。事象進展の状況，参集済みの要員数
及び重大事故等対応要員が実施する作業の優先順位を考慮して判断し，速やかに設営を行う。

②

重大事故等対応要員は，チェンジングエリア用資機材を準備し、設置場所に移動する。

③

重大事故等対応要員は，チェンジングエリアの床・壁等のシート
養生の状態を確認する。

④

重大事故等対応要員は必要に応じシートの再養生を行い，チェン
1.18―26

ジングエリアが使用可能であることを確認する。
⑤

重大事故等対応要員は，チェンジングエリアに脱衣収納袋，各エリア間の境界にバリア，粘着マット等を設置する。
重大事故等対応要員は，ＧＭ汚染サーベイメータ等を必要な箇所⑥に設置する。

(c)

操作の成立性
上記の対応は，重大事故等対応要員2名で行い，一連の操作完了まで約20分以内と想定する。運用に関しては，チェンジングエリア内に掲示した案内に基づき，汚染の確認を速やかに実施することができる。
チェンジングエリアには，防護具を脱衣する脱衣エリア，要員や物品の放射性物質による汚染を確認するためのサーベイエリア，汚染が確認された際に除染を行う除染エリアを設け，重大事故等対応要員2名が汚染検査及び除染を行うとともに，チェンジングエリアの汚染管理を行う。
なお，身体の汚染検査を待つ現場作業を行う要員等は，周辺からの放射線影響を低減するため，遮蔽効果のある緊急時対策所内で待機する。
除染エリアは，サーベイエリアに隣接して設置し，除染は，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合は，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。

1.18―27

(3)

飲料水，食料等の維持管理
重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員等が重大事故等の発生後，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，食料等を備蓄するとともに，通常時から維持，管理する。
庶務班は，重大事故等時には，食料等の支給を適切に運用する。
（添付資料 1.18.4(9)）
放射線管理班は，適切な頻度で緊急時対策所内の空気中放射性物質濃度の測定を行い，飲食しても問題ない環境であることを確認する。
ただし，緊急時対策所内の空気中放射性物質濃度が目安（1×10 － ３ Bq／
cm ３ 未満）よりも高くなった場合であっても，災害対策本部長の判断により必要に応じて飲食を行う。

1.18.2.4

代替電源設備からの給電

緊急時対策所は，通常，常用電源設備から給電するが，常用電源設備からの受電が喪失した場合は，代替電源設備として緊急時対策所用代替電源
設備により緊急時対策所へ給電する。
(1)

緊急時対策所用代替電源設備による給電
常用電源設備からの受電が喪失した場合は，緊急時対策所用代替電源設備である緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の１個が自動起動することにより緊急時対策所へ給電する。緊急時対策所電源系統概略図を第1.18.2.4－1図に示す。
自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止した場合は，自動起動しない緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））を緊急時対策所内の操作盤から手動起動することにより給電する。
1.18―28

緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の運転中は，緊急時対策所
用発電機燃料油貯蔵タンク（（Ａ）又は（Ｂ））から緊急時対策所用発電機給油ポンプ（（Ａ）又は（Ｂ））により，自動で燃料給油を行うため，給油の操作は必要ない。緊急時対策所燃料系統概略図を第1.18.2.4－2図に示す。
なお、データ伝送設備については，緊急時対策所建屋の無停電電源装置
から電源供給されているため，緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））
が自動起動又は手動起動するまでの間の電圧低下時においても，データ伝送は途切れなく行うことができる。

ａ．緊急時対策所用発電機による給電手順
緊急時対策所を使用する際に，常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））による給電を確認する手順及び自動起動しない緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の手動起動手順を整備する。

(a)

手順着手の判断基準【常用電源設備また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】
緊急時対策所の使用を開始した場合【緊急時対策所用発電機の手動起動手順の判断基準】
常用電源設備からの受電が喪失し，自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止した場合

1.18―29

(b)操作手順
常用電源設備また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及び緊急時対策所用発電機の手動起動手順の概要は以下のとおり。常用電源設備また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場合のタイムチャートを第1.18.2.4－3図に示す。緊急時対策所用発電機の手動起動手順の概略図を第1.18.2.4－4
図に，タイムチャートを第1.18.2.4－5図に示す。
【常用電源設備また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】①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき庶務班員等に緊急時対策所の給電状態の確認を指示する。

②

庶務班員等は，災害対策本部長に常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の受電遮断器が投入されていることを確認し，常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））により給電が行われていること，電圧及び周波数を確認し報告する。

【緊急時対策所用発電機の手動起動手順】①

災害対策本部長は，手順着手の判断基準に基づき庶務班員等に緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の手動起動による給電開始を指示する。

②

庶務班員等は，緊急時対策所の操作盤にて，常用電源設備及び自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の受電遮断器の「切」操作を行う。（又は「切」を確認する。）③

庶務班員等は，緊急時対策所内の操作盤にて，自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の「停止」操作を行
1.18―30

う。（又は「停止」を確認する。）④

庶務班員等は，緊急時対策所の操作盤にて，自動起動しない緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の起動操作を行い，自動で受電遮断器が投入され給電が行われたこと，電圧及び周波数を確認し報告する。

(c)

操作の成立性【常用電源設備また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】
庶務班員等1名で行い，常用電源設備または自動起動する緊急時対策所用発電機による給電状態を確認するまでの一連の操作完了まで約3分以内と想定する。暗所においても円滑に対応できるように，ヘッドライト等を配備する。
【緊急時対策所用発電機の手動起動手順】
庶務班員等1名で行い，緊急時対策所用発電機の手動起動による給電は一連の操作完了まで約10分以内と想定する。暗所においても円滑に対応できるように，ヘッドライト等を配備する。

(d)

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時に常用電源設備からの受電が喪失した場合の対応手

段の選択方法は，選択スイッチにて，緊急時対策所用発電機（（Ａ）
又は（Ｂ））の自動起動する号機を選択し，常用電源設備からの受電が喪失した場合は，選択している緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））から給電する。
自動起動する緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））が故障等により起動しない場合又は停止した場合は，自動起動しない緊急時対1.18―31

策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））を手動起動することにより給電する。

1.18.2.5

その他の手順項目について考慮する手順

緊急時対策所加圧設備の操作等の判断に係る計装設備に関する手順は，「1.15

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.18―32

第 1.18.1－1 表

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／4）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応手段

緊急時対策所給気・排気配管
緊急時対策所給気・排気隔離弁※２
緊 急 時 対 策 所 加 圧 設 備 (配 管 ・弁) ※ ２

酸素濃度計
二酸化炭素濃度計３

重大事故等対策における共通事項

重大事故等
対処設備

緊急時対策所エリアモニタ
可搬型モニタリング・ポスト※

重大事故等
対処設備

主要設備

整備する手順の概要は「1.0

主要設備

緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭
素濃度の測定※1

関連設備

居住性の確保

－緊急時対策所遮蔽
緊急時対策所非常用送風機 ※ ２
緊急時対策所非常用フィルタ装置
緊急時対策所加圧設備 ※ ２
緊急時対策所用差圧計

重 大 事 故 等 対 処設 備

主要設備

緊急時対策所非常用
換気設備及び緊急時
対策所加圧設備による放射線防護

放射線量の測定

整備する手順書 ※ １

対応設備

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2

緊急時対策所用発電機により給電する。

※3

可搬型モニタリング・ポストを設置する手順については「1.17※4対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材，チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
※5

手順については「1.14※6通信連絡手段に関する手順については「1.19電源の確保に関する手順等」にて整備する。
通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.18―33

第1.18.1－1表

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／4）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応手段

整備する手順
書※１

対応設備
主要設備

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ） ※ ２

無線通信装置
無線通信装置用アンテナ
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）～無線

・２Ｄ非常用ディーゼル発電機―

必要な情報の把握・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
関連設備

必要な情報の把握及び通信連絡

非常用交流電源設備※5

常設代替交流電源設備※5・常設代替高圧電源装置

重大事故等対処設備

通信装置用アンテナ電重大事 故等対策要領

可搬型代替交流電源設備
・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※5・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃料移送ポン
プ―※1

整備する手順の概要は「1.0対策の検討に必要な資料の整備対策の検討に必要な資料

重大事故等対策における共通事項

※４

―※４

重大事 故等対策要領

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2

緊急時対策所用発電機により給電する。

※3

可搬型モニタリング・ポストを設置する手順については「1.17※4対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材，チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），※5※6

代替電源に関する手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
通信連絡手段に関する手順については「1.19通信連絡に関する手順等」にて整備する。

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。

1.18―34

第1.18.1－1表

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／4）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

主要設備

送受話器（ページング）
電力保安通信用電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ， Ｐ Ｈ
Ｓ端末及びＦＡＸ）
テレビ会議システム（社内）加 入 電 話設 備 （ 加 入 電 話 及 び
加入ＦＡＸ）
専 用 電 話設 備 （ 専 用 電 話 （ ホットライン）（自治体向））衛星電話設備（固定型） ※ ２ ※ ６
衛星電話設備（携帯型） ※ ６
無線連絡設備（携帯型） ※ ６
携行型有線通話装置 ※ ６
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ） ※ ２ ※ ６

専用接続箱～専用接続箱電路
衛星電話設備（屋外アンテナ） ※ ２
衛星電話設備（固定型）～衛星電話設備（屋外アンテナ）電路
衛星制御装置 ※ ２
衛星無線通信装置 ※ ２
通信機器 ※ ２
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）～衛星無線通信装置電路※1

整備する手順の概要は「1.0

重大事故等対策における共通事項

重大事 故等対策要領

自主対策設設備

無線連絡設備（固定型） ※ ２ ※ ６
送受話器（ページング） ※ ６
電力 保 安 通信 用 電 話設 備 （ 固定 電 話 機， Ｐ Ｈ Ｓ端 末及びＦＡＸ） ※ ６
テレビ会議システム（社内） ※ ２ ※ ６
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ） ※ ２ ※ ６専用 電 話 設備 （ 専 用電 話 （ ホッ ト ラ イン ） （ 地方 公
共団体向）） ※ ６

重大事故等対処設備

関連設備

通信連絡

必要な情報の把握及び通信連絡－整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2

緊急時対策所用発電機により給電する。

※3

可搬型モニタリング・ポストを設置する手順については「1.17※4対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材，チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），※5※6

代替電源に関する手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
通信連絡手段に関する手順については「1.19 通信連絡に関する手順等」にて整備する。

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。

1.18―35

第1.18.1－1表

機能喪失を想定する設計基準対象施設と整備する手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／4）
機能喪失を想定する
設計基準対象施設

分類
必要な数の要
員の収容

対応設備

放射線管理

放射線管理用資機材
チェンジングエリア用資機材―※４

重大事故等対策要領

飲料水，食料等の維持管理

飲料水，食料等―※４

重大事故等対策要領

－

主要設備
関連設備

※1

整備する手順の概要は「1.0

緊急時対策所用発電機
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵
タンク
緊急時対策所用発電機給油ポンプ

緊急時対策所用発電機～緊急時対策所用メタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。）電路
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ～緊急時対策所用動力変圧器電路
緊急時対策所用動力変圧器～緊急時対策所用パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。）電路緊急時対策所用Ｐ／Ｃ～緊急時対策所用モーターコントロールセン
タ（以下「モーターコントロール
センタ」を「ＭＣＣ」という。）
電路
緊急時対策所用ＭＣＣ～緊急時対策所用分電盤電路
緊急時対策所用 125V 系蓄電池～緊
急時対策所用直流 125V 主母線盤電路
緊急時対策所用直流 125V 主母線盤
～緊急時対策所用直流 125V 分電盤
電路
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵
タンク～緊急時対策所用発電機給油ポンプ流路緊急時対策所用発電機給油ポンプ～緊急時対策所用発電機流路
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計

重大事故等対策における共通事項

重大事故等対処設備

代替電源 設備 からの給電

緊急時対策所用代替電源設備による給電常用電源設備整備する手順書 ※ １

対応手段

重大事故等対策要領

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2

緊急時対策所用発電機により給電する。

※3

可搬型モニタリング・ポストを設置する手順については「1.17※4対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材，チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），※5

手順については「1.14※6通信連絡手段に関する手順については「1.19

監視測定等に関する手順等」にて整備する。

ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
電源の確保に関する手順等」にて整備する。
通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.18―36

第1.18.1－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（1／3）
重大事故等の対応に必要とな
る監視項目

対応手順

居住性の確保
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による放射線防護
判断基準

1.18.2.1(1)

監視計器

緊急 時 対策 所 加圧 設備へ の 切替
準備手順
操作
判断基準

緊急 時 対策 所 加圧 設備へ の 切替手順

緊急時対策所建屋付近の放射線量率

可搬型モニタリング・ポスト※２

炉心損傷

炉心損傷が生じた旨の連絡

原子炉格納容器破損

原子炉格納容器破損が生じた旨の連絡

監視強化

可搬型モニタリング・ポスト※２

緊急時対策所建屋付近の放射線量率

可搬型モニタリング・ポスト※２
緊急時対策所エリアモニタ※３

操作

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位※１

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１

炉心損傷

炉心損傷が生じた旨の連絡

原子炉格納容器破損

原子炉格納容器破損が生じた旨の連絡

緊急時対策所加圧設備使用時の空気流入率

空気ボンベ流量調整用流量計
緊急時対策所差圧計※３
酸素濃度計※３

緊急時対策所の環境監視
判断基準
操作

緊急 時 対策 所 加圧 設備の 停 止手
順二酸化炭素濃度計※３

緊急時対策所建屋付近の放射線量率

緊急時対策所換気空調設
備使用時の換気率

可搬型モニタリング・ポスト※２
緊急時対策所エリアモニタ※２
緊急時対策所非常用給気ファン用流量計
緊急時対策所用差圧計※３
酸素濃度計※３

緊急時対策所の環境監視
二酸化炭素濃度計※３

※1
※2

※3

重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 8.1 放射線管理設備」にて示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 10.9 緊急時対策所」にて示す。

1.18―37

第1.18.1－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（2／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順
1.18.2.1(2)

監視計器

居住性の確保
緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定
判断基準
操作

ａ．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

－

－

緊急時対策所非常用換気空調設備使用時の換気率

緊急時対策所非常用給気ファン用流量計
緊急時対策所用差圧計※３
酸素濃度計※３

緊急時対策所内の環境監視
二酸化炭素濃度計※３
判断基準

ｂ．緊急時対策所加圧設備運
転中の酸素濃度及び二酸化炭
素濃度の測定手順

緊急時対策所加圧設備使用時の運転状態

操作

緊急時対策所加圧設備使用時の空気流入量

緊急時対策所用差圧計※３

空気ボンベ流量調整用流量計
緊急時対策所用差圧計※３
酸素濃度計※３

緊急時対策所内の環境監視
二酸化炭素濃度計※３

※1
※2

※3

重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 8.1 放射線管理設備」にて示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 10.9 緊急時対策所」にて示す。

1.18―38

第1.18.1－2表

重大事故等対処に係る監視計器

監視計器一覧（3／3）
重大事故等の対応に必要と対応手順
1.18.2.3(1)

監視計器

なる監視項目必要な数の要員の収容
緊急時対策所にとどまる要員
判断

基準

b． ベ ン ト 実 施 に よ る プ ル ー

原子炉格納容器内の水位
原子炉格納容器内の酸素濃ム通過時に要員が一時退操作避する対応の手順

度

サプレッション・プール水位※１
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※１

避難指示
1.18.2.4―

代替電源設備からの給電(1)緊急時対策所用代替電源設備による給電
判断

基準

電源

・緊急時対策所用Ｍ/Ｃ電圧計※３

電源

・緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））電圧計，周a．緊急時対策所用発電機に操作よる給電手順・緊急時対策所用Ｍ/Ｃ電圧計※３

波数計

※1
※2

※3

重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 8.1 放射線管理設備」にて示す。
「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」で手順等の着手判断基準として用いるパラメータ（計器）であり，重大事故等対処設備としての要求事項の適合性は，「添付資料八 10.9 緊急時対策所」にて示す。

1.18―39

第 1.18.1－3 表
対象条文【1.18】
緊急時対策所の居住性等に関する手順等審査基準における要求事項毎の給電対象設備
供給対象設備

給電元
給電母線

緊急時対策所非常用
送風機

緊急時対策所用ＭＣＣ

緊急時対策支援システム伝送装置

緊急時対策所用ＭＣＣ

ＳＰＤＳデータ表示装置

緊急時対策所用ＭＣＣ※通信連絡設備における給電対象設備は「1.19通信連絡に関する手順等」にて整備する。

1.18―40

1.18―41

機能喪失原因対策分析

付－1－1.18－41

第1.18.1－1図

電源喪失（常用電源設備）

電源喪失（常用電源設備）：代替手段による対応：AND 条件

常用高圧母線（Ｂ系）（凡例）

常用高圧母線（Ａ系）

・緊急時対策所用発電機給油ポンプ（（Ａ）又は（Ｂ））

・緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（（Ａ）又は（Ｂ））

・緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））②緊急時対策所用代替電源設備による給電（手動起動）

・緊急時対策所用発電機給油ポンプ（（Ａ）又は（Ｂ））

・緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（（Ａ）又は（Ｂ））

・緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））①緊急時対策所用代替電源設備による給電（自動起動）

対応手段及び設備

緊急時対策所電源喪失

第 1.18.2.1－1 図

重大事故等時の緊急時対策所 非常用換気設備の概要図（緊対建屋加圧モード）

24

非常用換気設備起動指示
手順の項目

実施個所・必要要員数

経過時間（分）
8
10

6

30

加圧準備指示非常用換気設備起動(約 5 分)

60

70

80

備考

空気供給の準備完了(約 65 分)非常用換気設備操作盤へ移動
１

緊急時対策所非常用
換気設備運転手順

庶務班員等

緊急時対策所加圧設備による空気供給準備作
業手順

庶務班員等

キースイッチ切り替え操作
非常用換気設備起動確認(流量確認)

加圧空気ボンベラック室へ移動
２

第1.18.2.1－2図

加圧設備の系統構成，漏えい確認

緊急時対策所非常用換気設備運転及び加圧設備による空気供給準備手順タイムチャート

1.18-42

第 1.18.2.1－3 図

重大事故等時の緊急時対策所

非常用換気設備の概要図（災害対策本部加圧モード）

5

手順の項目

重大事故等対応要員Ａ
庶務班員等

第1.18.2.1－4図15

経過時間（分）
20
25

30

35

40

45

備考

監視強化，要員配置指示
パラメータ監視及び加圧操作要員配置

２

緊急時対策所非常用換気設備から加圧設備への切替準備作業

実施個所・必要要員数

10

監視（エリアモニタ指示，記録計）

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準備手順タイムチャート

1.18-431

2

3

経過時間（分）
4
5

手順の項目

6

7

8

9

備考

加圧設備運転（約 5 分）

加圧指示
実施個所・必要要員数
非常用換気設備操作盤へ移動

庶務班員等

第1.18.2.1－5図１

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手順

キースイッチ切り替え操作(加圧開始)
圧力確認

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手順タイムチャート

1.18-44

第 1.18.2.1－6 図

重大事故等時の緊急時対策所

非常用換気設備の概要図（建屋浄化モード）
経過時間（分）
1

2

3

63

64

65

切替指示
手順の項目

66

67

備考

非常用換気設備起動(約 67 分)実施個所・必要要員数

プルーム接近時の指示値に比べ急激に低下，判断・操作指示
非常用換気設備操作盤へ移動

庶務班員等

１

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手順

キースイッチ切り替え操作（建屋浄化モード）
建屋浄化運転キースイッチ切り替え操作（建屋加圧モード）
非常用換気設備起動確認(流量確認)

第1.18.2.1－7図

緊急時対策所加圧設備の停止手順タイムチャート

1.18-451

手順の項目

実施個所・必要要員数

2

3

4

5

経過時間（分）
6
7

8

9

10

11

12

備考

エリアモニタ設置完了(約 10 分)

設置指示

資機材準備
重大事故等対応要員

第1.18.2.1－8図

専用ケーブル，電源コンセントの接続

１

緊急時対策所エリアモニ
タ設置手順

エリアモニタ起動操作

緊急時対策所エリアモニタ設置手順タイムチャート

1.18-46

第1.18.2.2－1図

ＳＰＤＳの概要

1.18-47

5

手順の項目

実施個所・必要要員数

10

チェンジングエリア設置指示

15

経過時間（分）
20
25

30

35

40

45

備考

チェンジングエリア設置完了（約 20 分）

資機材準備，移動重大事故等対応要員班Ａ、Ｂ

２

チェンジングエリア
設置手順

壁・床面養生確認及び脱衣収納袋，境界バリア，粘着マット等設置
ＧＭ汚染サーベイメータ等設置

第1.18.2.3－1図

緊急時対策所チェンジングエリア設置手順タイムチャート

1.18-48

第1.18.2.4－1図

緊急時対策所電源系統概略図

1.18-49

第1.18.2.4－2図

緊急時対策所燃料系統概略図

1.18-501

手順の項目

実施個所・必要要員数

確認指示

2

経過時間（分）
4
5

3

6

7

8

9

備考

緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の自動起動による給電（約 3 分)
緊急時対策所の操作盤に移動
遮断器及び緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））
の状態確認

庶務班員等

第1.18.2.4－3図１

緊急時対策所用発電機による給電（自動起動）

常用電源設備また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タイムチャート

1.18-51

②

②
④

②
③

④

※自動起動選択※○数字は，緊急時対策所用発電機（Ａ）を自動起動とし，緊急時対策所用発電機（Ｂ）を手動起動する場合の給電手順にて，操作する遮断器及び機器を示す。
第1.18.2.4－4図

緊急時対策所用発電機の手動起動による給電手順の概略図

1.18-52

2

手順の項目

実施個所・必要要員数

4

6

経過時間（分）
8
10

12

14

16

18

備考

緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の手動起動による給電（約 10 分)

起動指示
緊急時対策所の操作盤に移動

遮断器「切」操作及び緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））の「停止操作」，状態確認（起動準備）
庶務班員等

１

緊急時対策所用発電機による給電（手動起動）

第1.18.2.4－5図

緊急時対策所用発電機（（Ａ）又は（Ｂ））
手動起動、受電操作

緊急時対策所用発電機の手動起動による給電手順
タイムチャート

1.18-53

添付資料1.18.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／8）
技術的能力審査基準(1.18)【本文】
発電用原子炉設置者において、
緊急時対策所に関し、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に必要な指示を行う要員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、発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする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現地対策本部としての機能を維持す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。
【解釈】
１ 「現地対策本部としての機能を維持するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ）重大事故が発生した場合においても、放射線防護措置等により、重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまるために必要な手順等を整備すること。
ｂ）緊急時対策所が、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。
c）対策要員の装備（線量計及びマスク等）が配備され、放射線管理が十分できること。
d）資機材及び対策の検討に必要な資料を整備すること。
e）少なくとも外部からの支援なしに１週間、活動するための飲料
水及び食料等を備蓄すること。
２ 「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは，「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、少なく
とも原子炉格納容器の破損等による工場等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むものとする。

番号

設置許可基準規則(61 条)

技術基準規則(76 条)

番号

【本文】
第四十六条の規定により設置される緊急時対策所は、重大事故等が発生した場合においても当
該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう、次に定めるところによらなければならない。

⑧①【本文】
第三十四条の規定により設置される緊急時対策所は、重大事故等が発生した場合においても当
該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう、次に定めるところによらなければならない。
一 重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講じたものであること。

一 重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講ずること。

⑨

二 重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、
重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けるものであること。
三 発電用原子炉施設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に必要な設備を設けたものであること。
２ 緊急時対策所には、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とができる
ものでなければならない。

二 重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けること。
三 発電用原子炉施設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に必要な設備を設けること。
２ 緊急時対策所には、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とができる措置を講じなければならない。

【解釈】
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行う
ための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し、免震機能等により、緊急時対策所の機能を喪失しないよ
うにするとともに、基準津波の影響を受けないこと。

【解釈】
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行う
ための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し、免震機能等により、緊急時対策所の機能を喪失しないよ
うにするとともに、基準津波の影響を受けないこと。

⑪

ｂ）緊急時対策所と原子炉制御室は共通要因により同時に機能喪失しないこと。

ｂ）緊急時対策所と原子炉制御室は共通要因により同時に機能喪失しないこと。

⑫

ｃ）緊急時対策所は、代替交流電源からの給電を可能とすること。また、当該代替電源を含めて緊急時対策所の電源は、多重性又は多様性を有すること。

ｃ）緊急時対策所は、代替交流電源からの給電を可能とすること。また、当該代替電源を含めて緊急時対策所の電源は、多重性又は多様性を有すること。

⑬

ｄ）緊急時対策所の居住性が確保されるように、適切な遮蔽設
計及び換気設計を行うこと。

ｄ）緊急時対策所の居住性が確保されるように、適切な遮蔽設
計及び換気設計を行うこと。

⑭

②

③

④
⑤

⑥

⑦

1.18-54⑩

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／8）
技術的能力審査基準(1.18)―

番号

設置許可基準規則(61 条)

技術基準規則(76 条)

番
号ｅ）緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物質の放出量
等は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策
要員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。

⑮―

ｅ）緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物質の放出量
等は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策
要員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。
ｆ）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、
モ
ニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

ｆ）緊急時対策所建屋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、モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。
２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、第１項第１号に規定する「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、少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場等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むものとする。

２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、第１項第１号に規定する「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、少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場等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むものとする。

1.18-55⑯⑰

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／8）

重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
解釈
既設
対応番
機器名称
新設
号

手段

緊急時対策所非常用フィ
ルタ装置

新設

緊急時対策所加圧設備新設

緊急時対策所用差圧計新設

緊急時対策所給気・排気配管新設

緊急時対策所給気・排気隔離弁

新設

緊 急 時対策所 加圧 設 備（配管・弁）

新設

緊急時対策所エリアモニ
タ

新設

可搬型モニタリング・ポ
スト

新設

酸素濃度計

新設

二酸化炭素濃度計

新設

機器名称

―

―

①②⑧⑨

及び二酸化炭素濃度の測定

緊急時対策所内の酸素濃度

新設

手段

①②⑧⑨

の測定

放射線量

新設

緊急時対策所非常用送風機

備
考①②⑦⑧⑨⑪⑫⑭⑮⑰

緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策

所加圧設備による放射線防護

緊急時対策所遮蔽

自主対策設備※１：対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材，チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
※2：手順は，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.18-56

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／8）

手段

重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
解釈
既設
対応番
機器名称
新設
号
新設

緊急時対策所用発電機燃
料油貯蔵タンク

新設

緊急時対策所用発電機給
油ポンプ

新設

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電
圧計新設

緊急時対策所用発電機～
緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電
路

新設

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ～
緊急時対策所用動力変圧器電路新設

緊急時対策所用動力変圧器～緊急時対策所用Ｐ／
Ｃ電路新設

緊急時対策所用Ｐ／Ｃ～
緊急時対策所用ＭＣＣ電
路新設

緊急時対策所用ＭＣＣ～
緊急時対策所用分電盤電
路新設

緊急時対策所用125V系蓄電池～緊急時対策所用直流125V主母線盤電路新設

緊急時対策所用直流125V
主母線盤～緊急時対策所用直流125V分電盤電路新設

緊急時対策所用発電機燃
料油貯蔵タンク～緊急時対策所用発電機給油ポン
プ流路新設

緊急時対策所用発電機給油ポンプ～緊急時対策所
用発電機流路新設

備考①②③⑧⑨⑬

緊急時対策所用代替電源設備による給電

緊急時対策所用発電機

自主対策設備
手段

機器名称

―

―

※１：対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材，チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
※2：手順は，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.18-57

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／8）

手段

重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
解釈
既設
対応番
機器名称
新設
号
新設

無線通信装置新設

無線通信用アンテナ
安全パラメータ表示シス
テム（ＳＰＤＳ）～無線
通信装置用アンテナ電路
常設代替交流電源設備※新設

２

可搬型代替交流電源設備※２※２

非常用交流電源設備

※1

―

―

新設
既設

既設

新設

飲料水，食料等※1

新設

携行型有線通話装置

新設

衛星電話設備（固定型）

新設

衛星電話設備（携帯型）

新設

無線連絡設備（携帯型）

新設

―

新設

発電所内外の通信連絡をする必要がある場所と通信連絡

チェンジングエリア用資機材※1①②③⑤⑧⑨⑩

通信連絡

新設

―

―

①②③⑥
⑧⑨⑩

飲料水，食料等の維持管理※1

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ
ム，ＩＰ電話及びＩＰＦＡＸ）

機器名称

新設

①②③
⑧⑨⑯

放射線
管理

放射線管理用資機材

手段

①②③⑤⑧
⑨⑩

対策の検討に必要な資料

対策の検討に必要な資料

新設

備
考

①②③⑤⑧⑨⑩

必要な情報の把握

安全パラメータ表示シス
テム（ＳＰＤＳ）

自主対策設備送受話器（ページング）
電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡ
Ｘ）
無線連絡設備（固定型）
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））テレビ会議システム（社内）※１：対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材，チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
※2：手順は，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.18-58

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（6／8）

手段

重大事故等対処設備
審査基準の要求に適合するための資機材
解釈
既設
対応
機器名称
新設
番号
専用接続箱～専用接続
箱電路

新設

衛星電話設備（屋外ア
ンテナ）

新設

自主対策
備考

手段

機器名称

―

―

―

衛星制御装置新設
衛星電話設備（固定型）～衛星電話設備（屋外 新設
アンテナ）電路
新設

通信機器

新設

統合原子力防災ネット
ワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議
システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）～衛星無線通信装置電路新設

常設代替交流電源設備※２新設①②③⑤⑧⑨⑩

通信連絡

衛星無線通信装置

可搬型代替交流電源設備※新設

２

非常用交流電源設備※２

既設

無線連絡設備（固定型） 新設
送受話器（ページング） 新設
電力保安通信用電話設
備（固定電話機，ＰＨ
Ｓ端末及びＦＡＸ）
テレビ会議システム（社内）
加入電話設備（加入電
話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地
方公共団体向）
）

新設
新設
新設
新設

※１：対策の検討に必要な資料，放射線管理用資機材，チェンジングエリア用資機材，飲料水，食料等は本条文【解釈】1ｃ），ｄ）及びｅ）項を満足するための資機材等として位置付ける。
※2：手順は，「1.14電源の確保に関する手順等」にて整備する。

1.18-59

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（7／8）
技術的能力審査基準(1.18)【要求事項】

適合方針
重大事故が発生した場合においても緊急時

発電用原子炉設置者において、緊急時対策対策所に配備する設備により必要な指示を所に関し、重大事故等が発生した場合におい行う要員がとどまることができるよう，必要ても、重大事故等に対処するために必要な指な手順を整備する。

示を行う要員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、発電用原子炉施設の内外の通信発電用原子炉施設の内外と通信連絡するた連絡をする必要のある場所と通信連絡し、重めに必要な手順を整備する。

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現地対策本部としての機能を維持す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。
【解釈】
１ 「現地対策本部としての機能を維持する―ために必要な手順等」とは、以下に掲げる措
置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ）重大事故が発生した場合においても、放重大事故が発生した場合においても換気設

射線防護措置等により、重大事故等に対処す

備等を用いた放射線防護措置により必要なるために必要な指示を行う要員がとどまる指示を行う要員がとどまるために必要な手ために必要な手順等を整備すること。

順を整備する。

ｂ）緊急時対策所が、代替交流電源設備から

緊急時対策所用の電源は、代替交流電源設備の給電を可能とすること。

である緊急時対策所用発電機からの給電を行うための手順を整備する。

c）対策要員の装備（線量計及びマスク等）

資機材等（放射線管理用資機材及びチェンジが配備され、放射線管理が十分できること。 ングエリア用資機材）により十分な放射線管理を行える手順等を整備する。
d）資機材及び対策の検討に必要な資料を整資機材等（対策の検討に必要な資料）を整備備すること。

する。

e）少なくとも外部からの支援なしに１週間、 資機材等（飲料水，食糧等）を備蓄する。
活動するための飲料水及び食料等を備蓄すること。

1.18-60

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（8／8）
技術的能力審査基準(1.18)

適合方針

２ 「重大事故等に対処するために必要な数

緊急時対策所にとどまる要員は，重大事故等の要員」とは，「重大事故等に対処するために対処するために必要な指示を行う要員 46に必要な指示を行う要員」に加え、少なくと名と，原子炉格納容器の破損等による発電所

も原子炉格納容器の破損等による工場等外

外への放射性物質の拡散を抑制するためにへの放射性物質の拡散を抑制するための対必要な現場作業等を行う要員 18 名の合計 64

策に対処するために必要な数の要員を含む名とする。

ものとする。

1.18-61

添付資料 1.18.2(1)
居住性を確保するための手順等の説明について
添付２－１

1.

緊急時対策所加圧設備の運転操作について

操作概要
緊急時対策所加圧設備の空気ボンベを運転し緊急時対策所を正圧維持することで放射性物質の流入を防ぎ，要員の被ばくを低減する。

2.

必要要員数・想定時間(1)

必要要員数：庶務班 1 名(2)

想定時間：約 5 分

1.18-62

3. 系統構成
緊急時対策所 換気空調系概略図は第１図のとおり。

第1図（緊対建屋加圧モード）
重大事故等時の緊急時対策所 換気空調系概略図（１／２）

1.18-63

第1図（災害対策本部加圧モード）
重大事故等時の緊急時対策所 換気空調系概略図（２／２）
1.18-644.

手

順①換気空調設備操作盤で，キースイッチの「緊対建屋加圧モード」を選択し，起動スイッチ操作により自動シーケンスにて，運転モードが「通常モード」
から「緊対建屋加圧モード」に切り替わる。
（自動シーケンスによる切り替え動作は以下のとおり。）
排風機が停止し，排風機出口隔離弁が閉，差圧排気調整隔離弁が調整開，差圧排気出口隔離弁が開とすることで差圧制御ラインから排気する。その後，フィルタ装置入口隔離弁を開，非常用送風機を起動させ外気取入隔離弁を閉とする。さらに，非常用給気調整隔離弁を調整開，災害対策本部非常用給気隔離弁を開として，外気を非常フィルタ装置にてフィルタ処理し，緊急時対策所を加圧する。
②換気空調設備操作盤で，キースイッチの「災害対策本部加圧モード」を選択し，起動スイッチ操作により自動シーケンスにて，運転モードが「緊対
建屋加圧モード」から「災害対策本部加圧モード」に切り替わる。
（自動シーケンスによる切り替え動作は以下のとおり。）
災害対策本部給気隔離弁，災害対策本部非常用給気隔離弁，災害対策本部
換気隔離弁を閉，加圧空気供給弁を開とし，緊急時対策所の加圧を開始する。また，非常用送風機風量切替隔離弁，非常用給気調整隔離弁を調整開とし外気取入量を調整する。
③緊急時対策所と隣接区画との差圧調整は災害対策本部差圧調整隔離弁にて自動制御する。また，緊急時対策所内の差圧計により，所定の差圧（約30Pa）に加圧されていることを確認する④災害対策本部加圧モード運転中においては，酸素濃度 19%以上及び二酸化炭素濃度 1%以下であることを，酸素濃度計又は二酸化炭素濃度計で適時確認する。
1.18-65

添付資料 1.18.2(2)添付２－２

加圧設備運転時における緊急時対策所の空気供給量の設定及び空気ボンベの必要本数について

１．加圧設備運転時における緊急時対策所の空気供給量の設定加圧
加圧設備運転時の評価条件別必要空気供給量を第１表に示す。加圧設備運
転時の空気供給量は正圧維持，酸素濃度維持，二酸化炭素濃度抑制の全ての条件を満たす 160m３ ／h に設定する。

第１表

加圧設備運転時の評価条件別必要空気供給量

各種評価条件

必要空気供給量（m３ ／h）

正圧維持

120

酸素濃度維持112

二酸化炭素濃度抑制160以下に，各条件の空気供給量の設定方法を示す。
ａ．正圧維持に必要な空気供給量
緊急時対策所はコンクリートの間仕切りで区画されることから，壁の継ぎ目からのリークはないものとする。よって，緊急時対策所のリークポテ
ンシャルは，ドア開口の隙間，壁貫通部（配管，ケーブル，ダクト）である。
(a)

ドア開口リーク量気密が要求される建屋／部屋に使用されるドアの気密性は JIS A 4702
1.18-66

にて定義されている。最も気密性の高い等級 A-4 のドアにおいては，圧力差 30Pa（運用差圧）におけるドア面積当たりのリーク量は約 6[m ３ ／h・m ２ ]であるため，ドアからのリーク量は以下の式により算出できる。
Q ドア＝S×6
Q ドア：ドアからのリーク量[m３ ／h]
S：ドアの面積合計 9.5m２ （緊急時対策所）

JIS A4702 気密性

６(b)

壁貫通部のリーク量

壁貫通部のリーク量は，実績がある原子炉二次格納施設のリーク率 0.5
回／day を用いると，以下の式により算出できる。
Q 貫通部＝V×0.5÷24
V：室容積2,994ｍ ３

したがって，緊急時対策所のリーク量は以下の式により 120m３ ／h となる。
Q＝Q ドア[m３ ／h]＋Q 貫通部[m３ ／h]＝S[m２ ]×6[m ３ ／h・m２ ]＋V[m ３ ]×0.5[回／day]÷24[day／h]＝9.5×6＋2,994×0.5÷24＝120[m３ ／h]
1.18-67

Q:供給空気供給量[m３ ／h]ｂ．酸素濃度維持に必要な空気供給量
許容酸素濃度は 19vol％以上（「鉱山保安法施行規則」を準拠），滞在
人数は 100 名，酸素消費量は成人の呼吸量（静座時）とし，許容酸素濃度以上に維持できる空気供給量は以下のとおりである。
Ga P
K K0

Q

100

0.0218 100
100
19.00 20.95
112m3 /hGa ：酸素発生量-0.0218m３ ／h／人

P :人員

100人

K0

20.95vol％:供給空気中酸素濃度

K :許容最低酸素濃度

19.0vol％

ｃ．二酸化炭素濃度抑制に必要な空気供給量
許容二酸化炭素濃度は 1.0vol％以下 (「鉱山保安法施行規則」を準拠)，
空気中の二酸化炭素量は 0.03vol％，滞在人数 100 名の二酸化炭素吐出量は，計器監視等を行う程度の作業時（極軽作業）の量とし，許容二酸化炭
素濃度以下に維持できる空気供給量は以下のとおりである。

Q

Ga P
K K0

100

0.022 100100
1.0 0.03
227 m 3 /h
また，加圧設備運転時間はプルーム放出時間の 10 時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間を考慮した 2 時間を加え，さらに
1.18-682 時間の余裕をもたせ 14 時間分とする。14 時間後の時点で二酸化炭素濃度が1.0vol％を超えない空気供給量は 160m３ ／h となる。（14 時間後のＣＯ ２ 濃度は0.977％）

K

K

K

e

K

P

G

Q
K

K

K

G

P

Q

e

K

G

P

Q

Kt：t時間後のＣＯ ２ 濃度 [％]K1：室内初期ＣＯ ２ 濃度

0.5％

K0：供給空気のＣＯ ２ 濃度

0.03％

Ga：ＣＯ ２ 発生量0.022m３ ／(h・人)P ：滞在在人員

100人

Q ：空気供給量 [m ３ ／h]
2,994m ３

V ：室容積２．空気ボンベの必要本数について(a)

空気ボンベ必要本数の算定時間は，プルーム放出時間の10時間に，プルーム通過後の加圧設備から非常用換気設備への切り替え時間を考慮した
2時間を加え，さらに2時間の余裕をもたせ14時間分とする。
(b) ボンベ使用可能量は，7.15m３ ／本とする。
(c) 14時間後の時点で二酸化炭素濃度が1.0vol％を超えない空気供給量は，160m３ ／hとする。以上から14時間を正圧維持等する場合に必要な本数は，
下記計算のとおりであり，320本を確保する。

：19.6 MPa(at 35℃)

・ボンベ標準初期充填圧力
1.18-69

・設置環境条件におけるボンベ初期圧力：18.01MPa(at 10℃)
・ボンベ内容積：46.7L・圧力調整弁最低制御圧力：3MPa

・ボンベ供給可能空気量：7.15m ３ ／本(at 10℃)

計算式:

160 147 . 162313

1.18-70

添付資料1.18.3
必要な情報を把握するための手順等の説明について
添付３－１

ＳＰＤＳデータ表示装置にて確認できるパラメータについて

通常，緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置からデータを収集し，ＳＰＤＳ
データ表示装置にて確認できる設計とする。
また，緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）への伝送については，緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置から伝送する設計とする。
通常のデータ伝送ラインが使用できない場合，緊急時対策所に設置する
緊急時対策支援システム伝送装置は，バックアップ伝送ラインにより原子炉建屋付属棟に設置するデータ伝送装置から無線系を経由し，ＳＰＤＳデータ表示装置にて確認できる設計とする。
各パラメータは，2週間分（1分周期）のデータが保存され，ＳＰＤＳデータ表示装置にて過去データが確認できる設計とする。

ＳＰＤＳパラメータについては，緊急時対策所において必要な指示を行うことができるよう必要なパラメータが表示・把握できる設計とする。
・「炉心反応度の状態」，「炉心冷却の状態」，「原子炉格納容器内の状態」「放射能隔離の状態」，「非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の状態等」の確認に加え，「使用済み燃料プールの状態」の把握，並びに「環境の情報」の把握

また，これらのパラメータ以外にも，「水素爆発による原子炉格納容器
1.18-71

の破損防止」「水素爆発による原子炉建屋の損傷防止」「津波監視」に必
要なパラメータを収集し，緊急時対策所に設置するＳＰＤＳデータ表示装置において確認できる設計とする。
ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータを第1表に示す。

1.18-72

第1表

ＳＰＤＳデータ表示装置で確認できるパラメータ一覧
(1/6)

目的

対象パラメ－タ

SPDS
パラメ－タ

ERSS 伝送
パラメ－タ

バック
アップ対象
パラメ－タ

平均出力領域計装

平均

○

○

○

平均出力領域計装

A

○

－

○

平均出力領域計装

B

○

－

○

平均出力領域計装

C

○

－

○

平均出力領域計装

D

○

－

○

平均出力領域計装

E

○

－

○

平均出力領域計装

F

○

－

○

○

○

○

○

○

○

炉心反応度
起動領域計装 Aの状態確認
起動領域計装 B
起動領域計装C○○○

起動領域計装D○○○

起動領域計装E○○○

起動領域計装F○○○

起動領域計装G○○○

起動領域計装H○○○

原子炉水位(狭帯域)

○

○

○

原子炉水位(広帯域)

○

○

○

原子炉水位(燃料域)

○

○

○

原子炉水位(SA 広帯域)

○

－

○

原子炉水位(SA 燃料域)

○

－

○

原子炉圧力

○

○

○

原子炉圧力(SA)○－○

炉 心 冷 却 の 高圧炉心スプレイ系系統流量
状態確認
低圧炉心スプレイ系系統流量

○

○

○

○

○

○

原子炉隔離時冷却系系統流量

○

○

○

残留熱除去系系統流量 A

○

○

○

残留熱除去系系統流量 B

○

○

○

残留熱除去系系統流量 C

○

○

○

逃がし安全弁出口温度

○

○

○

原子炉再循環ポンプ入口温度

○

○

○

原子炉給水流量○○○1.18-73(2/6)SPDS
パラメ－
タ

ERSS 伝送
パラメ－タ

バック
アップ対象
パラメ－タ

原子炉圧力容器温度○－○

残留熱除去系熱交換器入口温度

○

－

○

高圧代替注水系系統流量

○

－

○

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

○

－

○

代替淡水貯槽水位○－○

6.9kV 母線 2A－1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2A－2 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B－1 電圧

○

○

○

6.9kV 母線 2B－2 電圧
炉心冷却の6.9kV 母線 2C 電圧
状態確認
6.9kV 母線 2D 電圧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

6.9kV 母線 HPCS 電圧

○

○

○

D/G 2C 遮断器(660)閉

○

○

○

D/G 2D 遮断器(670)閉

○

○

○

HPCS D/G 遮断器(680)閉

○

○

○

圧力容器フランジ温度

○

－

○

125VDC 2A 母線電圧

○

○

○

125VDC 2A 母線電圧

○

○

○

6.9kV 緊急用母線電圧

○

○

○

480V 緊急用母線電圧

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(B)

○

○

○

○

○

○

○

－

○

○

－

○

サプレッション・チェンバ圧力

○

－

○

サプレッション・プ－ル圧力

○

○

○

ドライウェル雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プ－ル水温度（平均
値）

○

○

○

目的

対象パラメ－タドライウェル圧力（広帯域）
原子炉格納
ドライウェル圧力（狭帯域）
容器内の状
態確認
ドライウェル圧力

1.18-74(3/6)SPDS
パラメ－タ

ERSS 伝送
パラメ－タ

バック
アップ対象
パラメ－タ

サプレッション・プ－ル水温度

○

○

○

サプレッション・プ－ル雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

○

○

○

サプレッション・プ－ル水位

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(B)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(A)

○

○

○

格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(B)

○

○

○

格納容器内水素濃度(SA)

○

－

○

格納容器内酸素濃度(SA)

○

－

○

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

○

－

○

低圧代替注水系格納容器下部注水流量
原子炉格納容器内の状 代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
態確認
格納容器下部水位

○

－

○

○

－

○

○

－

○

格納容器下部水温○－○常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

－

○

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

○

－

○

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

○

－

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

○

－

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

○

－

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

－

○

代替循環冷却系ポンプ入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器出口温度

○

－

○

残留熱除去系海水系系統流量

○

－

○

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

格納容器内スプレイ弁 A（全開）

○

○

○

目的

対象パラメ－タ1.18-75(4/6)SPDS
パラメ－タ

ERSS 伝送
パラメ－タ

バック
アップ対象
パラメ－タ

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(A)
原子炉格納
容器内の状 主蒸気管放射線モニタ(B)態確認
主蒸気管放射線モニタ(C)

○

○

○

○

○

○

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ(D)

○

○

○

主排気筒放射線モニタ A

○

○

○

主排気筒放射線モニタ B

○

○

○

主排気筒モニタ（高レンジ）

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ A

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ B

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ C

○

○

○

主蒸気管放射線モニタ D

○

○

○

排ガス放射能（プレホ－ルドアップ）A

○

○

○

排ガス放射能（プレホ－ルドアップ）B
放射能隔離
NS4 内側隔離の状態確認
NS4 外側隔離

○

○

○

○

○

○

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁 D 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 A 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 B 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 C 全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁 D 全閉

○

○

○

SGTS A 作動○○○

SGTS B 作動○○○

SGTS モニタ（高レンジ）A

○

○

○

環境の情報 SGTS モニタ（高レンジ）B
確認
SGTS モニタ（低レンジ）A

○

○

○

○

○

○

SGTS モニタ（低レンジ）B

○

○

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ

○

－

○

放水口モニタ(T－2)

○

○

○

目的

対象パラメ－タ
格納容器内スプレイ弁 B（全開）1.18-76(5/6)SPDS
パラメ－タ

ERSS 伝送
パラメ－タ

バック
アップ対象
パラメ－タ

モニタリング・ポスト(A)

○

○

－

モニタリング・ポスト(B)

○

○

－

モニタリング・ポスト(C)

○

○

－

モニタリング・ポスト(D)

○

○

－

モニタリング・ポスト(A)広域レンジ

○

○

－

モニタリング・ポスト(B)広域レンジ

○

○

－

モニタリング・ポスト(C)広域レンジ

○

○

－

モニタリング・ポスト(D)広域レンジ

○

○

－

大気安定度

○

○

－

18m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

－

71m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

－

140m ベクトル平均風向 10 分値

○

○

－

18m ベクトル平均風速 10 分値

○

○

－

71m ベクトル平均風速 10 分値
環境の情報
140m ベクトル平均風速 10 分値
確認
可搬型モニタリング・ポスト（Ａ）

○

○

－

○

○

－

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（Ｂ）

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（Ｃ）

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（Ｄ）

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対策所）○－－

可搬型モニタリング・ポスト（ＮＥ）

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（Ｅ）

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＷ）

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（Ｓ）

○

－

－

可搬型モニタリング・ポスト（ＳＥ）

○

－

－

風向（可搬型）○－－

風速（可搬型）○－－

大気安定度（可搬型）

○

－

－

目的

対象パラメ－タ

10 分値

1.18-77(6/6)
対象パラメ－タ

SPDS
パラメ－タ

ERSS 伝送
パラメ－タ

バック
アップ対象
パラメ－タ

使用済燃料プ－ル水位・温度（SA
広域）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

フィルタ装置スクラビング水温度

○

－

○

水 素 爆 発 に 原子炉建屋水素濃度
よる原子炉
建 屋 の 損 傷 静的触媒式水素再結合器動作監視
装置
防止確認

○

－

○

○

－

○

自動減圧系 A 作動

○

○

○

自動減圧系 B 作動

○

○

○

原子炉隔離時冷却系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系ポンプ起動

○

○

○

高圧炉心スプレイ系注入弁全開

○

○

○

低圧炉心スプレイ系ポンプ起動
非常用炉心
冷 却 系 低圧炉心スプレイ系注入弁全開(ECCS) の 状 残留熱除去系ポンプ A 起動
態等
残留熱除去系ポンプ B 起動

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

残留熱除去系ポンプ C 起動

○

○

○

残留熱除去系 A 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 B 注入弁全開

○

○

○

残留熱除去系 C 注入弁全開

○

○

○

全制御棒全挿入○○○

取水ピット水位計

○

－

○

潮位計

○

－

○

目的

使 用 済 燃 料 使用済燃料プ－ル温度（SA）
プ－ルの状
使用済燃料プ－ル温度
態確認
使用済燃料プ－ルエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

水素爆発に
よ る 原 子 炉 フィルタ装置入口水素濃度
格納容器のフィルタ装置圧力
破損防止確
認
フィルタ装置水位

津波監視

1.18-78

添付資料 1.18.4(1)
必要な要員の収容に係る手順等の説明について
添付４－１

東海第二発電所の原子力防災組織と指揮命令及び情報の流れについて当社は福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓を踏まえ，さまざまな
事故シーケンスやシビアアクシデントに至る事故を想定した緊急時対応訓練を繰り返し実施し，実効的な組織を目指して継続的な改善を行っているところである。
こうした取り組みを経て現在東海第二発電所において組織している発電所災
害対策本部体制について，以下に説明する。
1.

発電所災害対策本部の構成
発電所災害対策本部体制を第１図に示す。
発電所災害対策本部体制は緊急時対策所に構築され，下記の要員で構成される。
・発電所災害対策本部長：原子力防災管理者（所長）
・発電所災害対策本部長代理：副原子力防災管理者
・発電用原子炉主任技術者
・本部員：担当班の統括
各班は基本的な役割，機能毎に以下の班を構成し，それぞれの本部員又は班長の指揮の下，活動を実施する。

(1)

情報班
事故に関する情報収集,整理及び連絡調整，本店総合対策本部及び社外機
関との連絡調整の実施

1.18-79

(2)広報班
発生した事象に関する広報，関係地方公共団体の対応，報道機関等の社外対応，発電所内外へ広く情報提供の実施

(3)

庶務班
発電所災害対策本部の運営，防災資機材の調達及び輸送，所内警備，避難誘導，医療(救護)に関する措置，二次災害防止に関する措置，アクセス
ルート確保，消火活動，放射性物質拡散抑制対策の実施

(4)

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(5)

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の実
施

(6)

保修班
事故の影響緩和・拡大防止に関する対応，給水確保及び電源確保に伴う措置等，不具合設備の応急復旧及び技術的助言

(7)

運転班
プラント状態の把握及び発電所災害対策本部へのインプット，事故の影
響緩和・拡大防止に関する運転上の措置及び技術的助言

2.

発電所災害対策本部要員の権限等
発電所災害対策本部要員の権限等については，以下のとおり。

(1)

原子力防災管理者（所長）
原子力防災組織を統括管理するとともに，必要な要員を招集し，状況の
1.18-80

把握に努めるとともに原子力災害の発生又は拡大の防止のために必要な応急措置を行わせる。
(2)

副原子力防災管理者
原子力防災組織の統括について原子力防災管理者（所長）を補佐し，原子力防災管理者（所長）が不在の時は，その職務を代行する。

(3)

発電用原子炉主任技術者
原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ指示する。

(4)

本部員
各本部員の担当について原子力防災管理者（所長）を補佐し，担当業務を遂行する。また，原子力防災管理者（所長）及び副原子力防災管理者が不在の時は，あらかじめ定めた代行順位でその職務を代行する。

(5)

班長
各班の業務が円滑に行えるよう，各班の業務内容を整理し，各班の要員に指示する。また，各班の要員から作業状況等の情報を入手し，情報を整理した上で本部員へ連絡する。

3.

指揮命令及び情報の流れについて
原子力防災組織において，指揮命令は基本的に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。また，プラント状況や各班の対応状況についても各本
部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。
あらかじめ定めた手順に従って運転班（当直発電長）が行う運転操作や復旧操作については，当直発電長の判断により自律的に実施し，運転本部員に実施の報告が上がってくることになる。
1.18-81

4.
(1)

その他
夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）の体制
夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）については，上述した発電所災害対策本部体制をベースに，特に初動対応に必要な要員を中心に宿直体制をとり，常に必要な要員数を確保することによって事故に対処できるようにする。その後に順次参集する要員によって徐々に体制を拡大していくこと
となる。

(2)

要員が負傷した際の代行の考え方
特に夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）において万一何らかの理由で要員が負傷するなどにより役割が実行できなくなった場合には，平日昼間のように十分なバックアップ要員がいないことが考えられる。こうした場
合には，同じ機能を担務する上位職者等が兼務するか，代行者を追加招集して対処できるようにする。

1.18-82

第１図発電所災害対策本部体制
1.18-83災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

添付資料 1.18.4(2)1.18－84災害対策本部の初動体制から全体体制への移行

添付資料 1.18.4(3)1.18－85

緊急時対策所，中央制御室，現場

事故発生からプルーム通過までの要員の動き

災害対策本部の要員（プルーム通過時）

添付資料 1.18.4(4)1.18－86

添付資料 1.18.4(5)1.18－87

添付資料 1.18.4(6)添付４－２

緊急時対策所に最低限必要な要員について

プルーム通過中においても，重大事故等に対処するために緊急時対策所にとどまる必要のある要員は，交代要員も考慮して，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 46 名と，②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に必要な要員 24 名のうち，中央制御室退避
室にとどまる運転員 3 名，フィルタベント現場対応の保修班要員 3 名を除く 18名の合計 64 名を想定している。
なお，この要員数を目安として，災害対策本部長が緊急時対策所にとどまる
要員を判断する。

1.

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
考え方要員

発 電 所 災 害 重大事故等に対処するための指揮を行うため
対 策 本 部 長 に必要な本部要員は本部長，本部長代理，原子炉主任技術者がとどまる。
他
各班本部員，
班長

人数

46 名
5名

各班については，本部長からの指揮を受け，重大事故等に対処するため，各本部員及び各班長

18 名がとどまる。
上記，本部長，本部長代理，原子炉主任技術者

交代要員の交代要員 5 名，及び各班の本部員，班長の交
代要員 18 名を確保する。

1.18－88

合計

23 名

2.

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に必要な要員
放射性物質の拡散を抑制するための継続的な対応措置として，プルーム通
過後の放水砲による放水の再開実施に必要な要員及びその他重大事故等に対して柔軟に対処するために必要な要員数を確保する。
要員

運転員（当直員）

庶務班要員

保修班要員

運転班要員

考え方
プル－ム通過時には，3 名が中央制御室退避室，4 名が緊急時対策所に退避する。

人数
7名

放射性物質の拡散を抑制す
放射性物質拡るために必要な放水砲設備
散抑制対応の運転，監視4名

燃料確保

ポンプ車等の可搬型設備へ
の燃料給油

2名

水源確保

使用済燃料ピットへの補給
等

2名

電源確保

電源車の運転操作，監視2名

格納 容器 ベ ン 格納容器ベントの現場対応
ト対応(二次隔離弁操作室に退避)

放射線管理班要モニタリング員

作業現場の放射線モニタリ
ング

合計

24 名

3名
4名

（注）人数については，今後，訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

重大事故等に対して柔軟に対応できるよう，整備した設備等の手順書を制定するとともに，訓練により必要な力量を習得する。訓練は継続的に実施し，必要の都度，運用の改善を図っていく。

1.18－89

添付資料 1.18.4(7)
放射線管理用資機材○放射線防護具類
配備数 ※1
品

名
緊急時対策所建屋

中央制御室 ※2

タイベック

1,155着 ※3

17 着 ※15

靴下2,310足 ※4

34 足 ※16

帽子

1,155個 ※5

17 個 ※17

綿手袋

1,155双 ※6

17 双 ※18

ゴム手袋2,310双 ※7

34 双 ※19

全面マスク

330個 ※8

17 個 ※17

チャコールフィルタ

2,310個 ※934 個 ※20

アノラック

462着 ※10

17 着 ※15

長靴

132足 ※11

9 足 ※21胴長靴

12足 ※129 足 ※16遮蔽ベスト

15着 ※13――9 式 ※2266個 ※1417 個 ※17

自給式呼吸用保護具

バックパック※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 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。
※3 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155着※4 110名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,310足※5 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155個※6 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155双※7 110名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,310双※8 110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個※9 110名（要員数）×7日×2個×1.5倍＝2,310個(2個を1セットで使用する)※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（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

1.18－90

※14
※15
※16
※17
※18
※19
※20
※21
※22

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
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個(2個を1セットで使用)×1.5倍＝33個→34個
6名（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（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】
全体体制（1日目），東海第二発電所の緊急時対策要員数は110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47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，交代時の放射線防護具類については，交代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。
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＋110名×2交替＋44名×2回×6日＝924 ＜ 1,155
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＋110名×2交替＋44名×2回×6日)×2＝1,848 ＜ 2,310
全面マスクは，再使用するため，必要数は交替を考慮して220個（要員数分×2倍）であり，配備数（330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，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（※10～15参照）。

1.18－91

○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

330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

※1
※2

―
2 台 ※7※3※4※5

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。
110名（要員数）×2台（交替時用）×1.5倍＝330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

1.18－92

○電離箱サーベイメータの根拠について
・電離箱サーベイメータは，屋外作業現場等の放射線測定を行い，要員の過剰な被ばくを防止するために使用する。
・電離箱サーベイメータは，線量が高くなることが想定される場所にて行う作業で使用できるよう，大気への放射性物質の拡散を抑制するための作業用として１台（①）
及び格納容器ベントの実施により屋外の線量が上昇した状況下において原子炉建屋等近傍で行う作業用として２台（②，③）並びに緊急時対策所内の環境測定用として１台（④）の計４台を配備するとともに，さらに，故障点検時のバックアップ用の１台を配備する。
・なお，各要員の着用する電子式個人線量計の発する音により，要員周辺の線量率の上昇を把握することで，過剰な被ばくを防止することも可能である。

電離箱サーベイメータを携行する作業
作

業①放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制②格納容器圧力逃がし装置
スクラビング水補給作業③可搬型代替注水大型ポン
プによる水源補給作業，
タンクローリによる燃料
補給操作

備

考

配備数（台）

・原子炉建屋近傍で行う作業・作業場所（放水砲設置場所）は１ヶ所のため，１１台で対応可能・格納容器圧力逃がし装置格納槽近傍作業（格納容器ベント実施に伴い高線量化することを想定）

１

・作業場所は１ヶ所のため１台で対応可能
・原子炉建屋近傍を通過する作業
・水源補給作業開始後に燃料補給操作を行うため１１

台で対応可能④緊急時対策所（チェンジ ・緊急時対策所内の環境測定（居住性確保）
ングエリアを含む）の環 ・緊急時対策所内を携行して使用するため，１台で
境測定
対応可能
合

計

―

1.18－93

１

４
(予備１)

○ＧＭ汚染サーベイメータの根拠について
・ＧＭ汚染サーベイメータは，屋外から緊急時対策へ入室する現場で作業を行った要員の身体等の汚染検査を行うために使用する。
・チェンジングエリア内のサーベイエリアにて汚染検査のために 1 台，除染エリアにて除染後の再検査のために 1 台使用する。
・また，緊急時対策所内の環境測定のためダストサンプラとあわせて空気中の放射性物質の濃度を測定するために 1 台使用する。
・3 台に加えて汚染検査の多レーン化等柔軟なチェンジングエリアの運用及び故障点検時のバックアップとして予備 2 台の計 5 台を配備する。

1.18－94

添付資料 1.18.4(8)
添付４－３

1.

チェンジングエリアについて

チェンジングエリアの基本的な考え方
チェンジングエリアの設営にあたっては，「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」第 61 条第 1 項（緊急時対策所）並びに「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」第 76 条第 1 項（緊急時対策所）に基づき，緊急時対策所
建屋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，身体の汚染検査及び作業服の着替え等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。
（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第 76
条第 1 項（緊急時対策所）抜粋）

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，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

2.

チェンジングエリアの概要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリアからな
り，緊急時対策所建屋入口に設置する。概要は第１表のとおり。

1.18－95

第１表

チェンジングエリアの概要

設営場所

緊急時対策所建屋の外側が放射性物質により汚緊急時対策所建屋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，身体の汚染

1 階入口

検査及び作業服の着替え等を行うための区画を
設ける。

設営
形式

シ－ト区画化
（緊急時対策所建屋）

通常時より壁，床等について，あらかじめシ－
ト及びテ－プにより区画養生を行っておく。

手順着手の
判断基準

緊急時対策所建屋の外側が放射性物質により汚原子力災害対策特別措置法 染するおそれが発生した場合，チェンジングエ
第 10 条特定事象が発生し，リアの設営を行う。なお，事故進展の状況，参災害対策本部長の指示があ
集済みの要員数等を考慮して放射線管理班が実った場合施する作業の優先順位を判断し，設営を行う。

実施者

チェンジングエリアを速やかに設営できるよう
放射線管理班定期的に訓練を行っている放射線管理班員が参集した後に設営を行う。

3.

チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート
チェンジングエリアは，緊急時対策所建屋入口に設置する。チェンジング
エリアの設営場所及び屋内のアクセスルートは，第１図のとおり。

1.18－96

第１図

緊急時対策所チェンジングエリアの設営場所及び屋内のアクセスルート

1.18－974.
(1)

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）
考え方
緊急時対策所への放射性物質の持ち込みを防止するため，第２図の設営
フロ－に従い，第３図のとおりチェンジングエリアを設営する。チェンジ
ングエリアの設営は，放射線管理班員 2 名で約 20 分（資機材運搬に約 4分を想定及び資機材の設置に訓練実績から約 13 分を確認）を想定している。
なお，チェンジングエリアが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班 7名のうち，チェンジングエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着手は，原子力災害特別措置法第 10 条特定事象が発生した後，事象進展の状況，参集済みの要員数及び放射線管理班が実施する作業の優
先順位を考慮して放射線管理班長が判断し，速やかに実施する。

①

チェンジングエリア用資機材の
移動・設置

②

床・壁等の養生確認の実施③

脱衣収納袋・バリア・粘着マット等の設置④

除染用資機材・可搬型空気浄化装
置・ＧＭ汚染サーベイメータの配備

第２図

チェンジングエリア設営フロー1.18－98

第３図

緊急時対策所チェンジングエリアのレイアウト

1.18－99

(2)チェンジングエリア用資機材

チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエリアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，以下のとおりとする。
○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

31缶 ※12吸水シート

924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 m2（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90 m2／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※12 110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＝30.8→31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。
110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＝924枚

1.18－100

5.

チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

(1)

出入管理
チェンジングエリアは，緊急時対策所建屋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，緊急時対策所に待機していた要員が，屋外で作業を行った後，再度，緊急時対策所に入室する際に利用する。緊急時対策所建屋外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，
緊急時対策所建屋外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは第３図のとおりであり，チェンジン
グエリアには下記の①から③のエリアを設けることで緊急時対策所内への放射性物質の持ち込みを防止する。

①脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア②サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品の汚染検査を行うエリア③除染エリアサーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア

1.18－101

(2)脱衣チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴・ヘルメット置場で，安全靴，ヘルメット，ゴム手袋（外側），タイベック，アノラック，靴下（外側）等を脱衣する。
・脱衣エリアで，マスク，ゴム手袋（内側），帽子，綿手袋，靴下（内側）を脱衣する。
なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

(3)

汚染検査
チェンジングエリアにおける汚染検査手順は以下のとおり。
・脱衣後，サーベイエリアに移動する。
・サーベイエリアにて汚染検査を受ける。
・汚染基準を満足する場合は，緊急時対策内に移動する。汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。

(4)

除染
チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する。
（簡易シャワ
1.18－102

ーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。）(5)

着衣
防護具の着衣手順は以下のとおり。
・防護具着衣エリアで，綿手袋，靴下内側，靴下外側，帽子，タイベッ
ク，マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴・ヘルメット置場で，ヘルメット，安全靴等を着用する。
放射線管理班は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

(6)

要員に汚染が確認された場合の対応
サーベイエリア内で要員の汚染が確認された場合は，サーベイエリアに隣接した除染エリアで要員の除染を行う。
要員の除染については，クリーンウエスでの拭き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合も想定し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡易シャワーで発生した汚染水は，第４図のとおり必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

1.18－103

除染エリア
緊急時【除染①】
サーベイエリアにて，汚染確認

【除染②】

汚染拡大

簡易シャワーによる洗浄防止処置

クリーンウエスによる
拭き取り

対策所

クリーン
ウエス
ウエス
除染不可

移動

ポリ袋

除染不可

移動

テープ等で養生
ゴミ箱

ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

第４図

(7)

簡易水槽

除染及び汚染水処理イメージ図

廃棄物管理
緊急時対策所建屋外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジングエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇
及び汚染拡大へつながる要因となることから，適宜屋外に持ち出しチェン
ジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

(8)

チェンジングエリアの維持管理
放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量率
及び空気中放射性物質濃度を定期的（1 回／日以上）に測定し，放射性物
質の異常な流入や拡大がないことを確認する。
プルーム通過後にチェンジングエリアの出入管理を再開する際には，表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度の測定を実施する。

(9)

災害対策本部加圧モード，緊対建屋浄化モード中の緊急時対策所への
1.18－104

移動後，再度除染ができる施設へ

汚染箇所

入室
放射線管理班員は，緊急時対策所が空気加圧されている換気系運転状態（災害対策本部加圧モード，緊対建屋浄化モード）での緊急時対策所への万一の入室に備え，脱衣，汚染検査，除染を行うための資機材を緊急時対策所内に予め保管し，外部からの入室時はエアロック内にて，脱衣，汚染検査，除染を実施する。また，表面汚染密度，線量当量率及び空気中放射性物質濃度の測定の結果，エアロック内に汚染が認められた場合は除染を実施する。

1.18－105

6.
(1)

チェンジングエリアの汚染拡大防止について
汚染拡大防止の考え方
緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査を行
うためのサーベイエリア，脱衣を行うための脱衣エリア及び身体に付着した放射性物質の除染を行うための除染エリアを設けるとともに，緊急時対策所非常用換気設備により，緊急時対策所内の空気を浄化し，緊急時対策
所内の放射性物質を低減する設計とする。

(2)

可搬型空気浄化装置
チェンジングエリアには，更なる汚染拡大防止のため，可搬型空気浄化装置を設置する。可搬型空気浄化装置は，最も汚染が拡大するおそれのある脱衣エリア及び靴・ヘルメット置場の空気を浄化するよう配置し，汚染拡大を防止する。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可
搬型空気浄化装置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。可搬型空気浄化装置は，脱衣エリアを換気できる風量とし，仕様等を第５図に示す。
なお，緊急時対策所はプルーム通過時には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについてもプルーム通過時は，原則利用しないこととする。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもプルーム通過時には運用しないことから，可搬型空気浄化
装置のフィルタが高線量化することでの居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を1 台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないよう屋外に保管する。
1.18－106

○外形寸法：縦 380×横 350×高 1100 ㎜
量：9m3／min（540m3／h）○風○重
量：約 45 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ることにより吸着・除去される。

第５図

(3)

可搬型空気浄化装置の仕様等

チェンジングエリアの区画
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリア毎に部屋が区分けされており，各部屋の壁・床等について，通常時よりシート
及びテープにより区画養生を行っておくことで，チェンジングエリア設営
時間の短縮を図る。
また，チェンジングエリア床面については，必要に応じて汚染の除去の容易さの観点から養生シートを積層して貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮している。
更にチェンジングエリア内には，靴等に伏着した放射性物質を持ち込まないように粘着マットを設置する。

(4)

チェンジングエリアへの空気の流れ
緊急時対策所チェンジングエリアは，一定の気密性が確保された緊急時対策所建屋内の 1 階に専用で設置し，第６図のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
1.18－107

また，更なる汚染拡大防止のため，可搬型空気浄化装置を 2 台設置する。
1 台は靴・ヘルメット置場の放射性物質を低減し，もう 1 台は，脱衣エ
リアの空気を吸い込み浄化し，靴・ヘルメット置場側へ送気することでチェンジングエリアに第６図のように空気の流れをつくることで脱衣による汚染拡大を防止する。

第６図

緊急時対策所チェンジングエリアの空気の流れ

1.18－108

(5チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
緊急時対策所に入室しようとする要員に付着した汚染が，他の要員に伝播することがないようサーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場
合は，汚染箇所を養生するとともに，サーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，一時的にチェンジングエリアを閉鎖し，速やかに養生シートを張り替える等
により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。ただし，緊急時対策所から緊急に現場に行く必要がある場合は，張り替え途中であっても，退室する要員は防護具を着用していること及びサーベイエリアは通過しないことから，退室することは可能である。
また，緊急時対策所への入室の動線と退室の動線を分離することで，脱衣時の接触を防止する。なお，緊急時対策所から退室する要員は，防護具を着用しているため，緊急時対策所に入室しようとする要員と接触したとしても，汚染が身体に付着することはない。

7.

汚染の管理基準
第２表のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。
ただし，サーベイエリアのバックグラウンドに応じて，第２表の管理基準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。

1.18－109

汚染の管理基準

第２表
状況

汚染の
管理基準

屋外（発電所構内全状般）へ少量の放射性物

況

質が漏えい又は①

放出されるような法令に定める表面汚染密度限度
1,300cpm（アルファ線を放出しない放射性同２（4Bq／㎝ 相当）

大規模プルームが況放出されるような②

原子力災害時8.

位元素の表面汚染密度限度）：
40 Bq／㎝２の 1／10

原子力災害時状

根拠等40,000cpm

原子力災害対策指針における（120Bq／㎝２相当）

ＯＩＬ4 に準拠

13,000cpm

原子力災害対策指針における（40Bq／㎝２相当）

ＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠

チェンジングエリアのスペースについて
緊急時対策所における現場作業を行う要員は，プルーム通過後現場復旧要員である 18 名を想定し，同時に 18 名の要員がチェンジングエリア内の靴・ヘルメット置場，脱衣エリア，サーベイエリアに待機できる十分な広さの床面積を確保する設計とする。また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェン
ジングエリアに来た場合でも，チェンジングエリアは建屋内に設置しており，
屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。
チェンジングエリアに同時に 18 名の要員が来た場合，全ての要員がチェン
ジングエリアを退域するまで約 42 分（１人目の脱衣に 6 分＋その後順次汚染
検査 2 分×18 名），仮に全ての要員が汚染している場合でも除染が完了しチェンジングエリアを退域するまで約 78 分（汚染のない場合の 42 分＋除染後の再検査 2 分×18 名）と設定しており，訓練によりこれを下回る時間で退域
1.18－110できることを確認している。
9.

放射線管理班の緊急時対応のケーススタディ
放射線管理班は，チェンジングエリアの設置以外に，緊急時対策所可搬型

エリアモニタの設置（10分），可搬型モニタリング・ポストの設置（最大475分），可搬型気象観測設備の設置（80分）を行うことを技術的能力にて説明している。これら対応項目の優先順位については，放射線管理班長が状況に応じ判断する。
例えば，平日昼間に事故が発生した場合（ケース①）には，放射線管理班員4名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト及
び可搬型気象観測設備の設置を優先し，その後にチェンジングエリアの設置作業を行う。
夜間・休祭日に事故が発生した場合（ケース②）には，放射線管理班員2名
にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対策所加圧判断用）及び可搬型気象観測設備の設置を行い，その後参集した要員がチェンジングエリアの設置を行う。
要員参集後（発災から 2 時間後）に参集した放射線管理班員にてチェンジ
ングエリアの設置作業を行うことで平日昼間のケースと同等の時間で設置を行える。なお，チェンジングエリアの運用については発災後要員が参集されるまでは作業員は自ら汚染検査を行い，参集後は本部内の放射線管理班員が作業終了の都度対応する。プルームが通過した後は放射線管理班員がチェン
ジングエリアに常駐して対応する。

1.18－111

・ケース①（平日昼間の場合）
1

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
可搬型モニタリング・ポストの配置
状況把握（モニタリングポストなど）
可搬型気象観測設備の配置
中央制御室チェンジングエリアの設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置

要員

対応項目

2

3

経過時間（時間）
4
5

6

7

8

6

7

8

事象発生
▽
▽緊急時対策所チェンジング
10 条 エリアの運用開始
▽

放射線管理
班員A,B
放射線管理
班員C,D

・ケース②（夜間・休祭日に大規模損壊事象が発生した場合）
1

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置
可搬型モニタリング・ポストの配置 ※可搬型気象観測設備の配置
中央制御室チェンジングエリアの設置

要員

対応項目

事象発生
▽
10 条
▽

2

3

経過時間（時間）
4
5▽参集完了▽緊急時対策所チェンジング
エリアの運用開始

放射線管理
班員A,B

放射線管理
班員C,D

※可搬型モニタリング・ポストは，放射線管理班長の判断により緊急時対策所
加圧判断用モニタを優先して設置する。

1.18－112

添付資料 1.18.4(9)
添付
1.

４－５

飲食料とその他の資機材

飲食料
緊急時対策所要員が，少なくとも外部からの支援なしに 7 日間の活動を可能とするために，緊急時対策所建屋に必要な資機材等を配備することとしている。また，プルーム通過中に緊急時対策所から退出する必要がないように，
余裕数を見込んでとどまる要員の 1 日分以上の食料及び飲料水を緊急時対策
所内に保管する。
緊急時対策所建屋には以下の数量を保管する
品

名

保管数

考え方

食料

2310 食110 名(要員数)×7 日×3 食

飲料水1540 本110 名(要員数)×7 日×2 本（1.5 /本）※※飲料水 1.5 容器での保管の場合（要員 1 名あたり 1 日 3 を目安に配備）
2.

その他資機材
緊急時対策所建屋に以下の数量を保管する。
品

名

保管数

考え方

酸素濃度計

2 台 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 個を保有する

二酸化炭素濃度計

2 台 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 個を保有する

一般テレビ（回線，機器）

1 式 報道や気象情報等を入手するため

社内パソコン

1 式 社内情報共有に必要な資料・書類を作成する
ため

簡易トイレ

一式 プル－ム通過中に対策本部から退出する必要がないよう連続使用可能な簡易トイレを配備
する

ヨウ素剤

1760 錠 交代要員考慮し要員数の約 2 倍･110 名(要員数)×(初日 2 錠＋2 日目以降 1
錠×6 日)×2 倍

1.18－113

3.

原子力災害対策活動で使用する主な資料
緊急時対策所に以下の資料を保管する。
１ ．組 織 及 び 体 制 に 関 す る 資 料
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

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（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

1.18－114

添付資料 1.18.4(10)添付

４－６

ベント実施によるプルーム通過時の要員退避について(1)

プルーム通過時における要員退避の考え方
炉心損傷後のベント実施時には，放出されるプルームの影響によって発電所周辺の放射線線量率が上昇する。そのため，プルーム通過時において，災害対策要員は，緊急時対策所及び中央制御室待避室等で待避又は発電所
構外へ一時退避する。緊急時対策所及び中央制御室待避室等については，
空気加圧することでプルームの流入を抑え，放射線影響を低減させる。発電所構外への一時退避については，発電所から離れることでプルームの拡散効果により放射線影響を低減させる。

(2)

必要要員数
災害対策本部（全体体制）の要員は 110 名であるが，8 名についてはオ
フサイトセンターへ派遣されるため，発電所にて重大事故等対応を行う要員は 102 名である。プルーム通過時の必要要員である 70 名は緊急時対策所，中央制御室待機室等で待機することとしており，それ以外の 32 名について
は発電所構外へ退避する。

(3)

移動時間
発電所構外へ一時退避する場合には，原子力事業所災害対策支援拠点へ退避することとしている。原子力事業所災害対策支援拠点の候補として 6
施設あり，事象発生後に風向等に基づいて選定する。これらの施設は，発電所から 10km～20km の地点に立地しており，最も遠い施設まで徒歩による一時退避を行う場合の所要時間は約 6 時間と評価している。
緊急時対策所へ待避する場合の移動時間については，アクセスルートの
うち，緊急時対策所建屋から最も距離のある地点（放水口）から緊急時対策所へ第 1 図に示すアクセスルートを徒歩移動によって退避した場合の移
1.18－115

動時間は約 24 分である。

第1図

(4)

放水口から緊急時対策所建屋への最も距離のあるアクセスルート

有効性評価シナリオでの退避タイミング
ａ．サプレッション・プール水位通常水位＋6.5m 到達によるベント
有効性評価のうち，炉心損傷後のベントシナリオである「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しない場合）」における要員一時退避及び待避開始時間及びベント時間の関係を第 1 表に示す。

1.18－116

第1表

静的負荷におけるベント準備時間及びベント時間の退避項目

基準

事象発生からの到達時間

発電所構外への一時退避S／P 水位通常水位＋4.5m

約 13 時間後

緊急時対策所への待避

S／P 水位通常水位＋5.5m

約 16.5 時間後

ベント操作

S／P 水位通常水位＋6.5m

約 19.5 時間後

第 1 表に示すとおり，発電所構外への一時退避については，移動開始
からベント操作まで約 6.5 時間あることから最も遠い退避施設への退避が可能であり，緊急時対策所への待避については，移動開始からベント操作まで約 3 時間あることからベント実施判断基準到達までに緊急時対策所への待避可能である。そのため，ベント操作開始に影響を与えることはない。また，中央制御室の運転員については，ベント実施後速やかに中央制御室待避室へ退避する。
第 2 表及び第 2 図に示すとおり，プルーム通過時の屋内待避期間（評価上 5 時間）において，実施する必要のある現場操作及び作業がないた
め，要員が退避することに対する影響はない。

第2表

ベント実施の待避期間中における格納容器の状態及び操作

作業項目
原子炉注水
格納容器スプレイ電源

待避期間中における状況

作業の要否

低圧代替注水系（常設）による待避期間における

注水を継続

流量調整は不要

ベント実施前に停止－

常設代替高圧電源装置により給電

水源

代替淡水貯槽の水を使用

燃料

可搬型設備を使用していない

1.18－117

自動燃料補給により作業不要
待避期間中における補給は不要－

ｂ．格納容器酸素濃度 4.3vol％到達によるベント
炉心損傷後においては，格納容器内での水素燃焼を防止する観点から，
格納容器酸素濃度がドライ条件において 4.3vol％に到達した場合，ベント操作を実施することとしている。
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）においては，水素ガス及び酸素ガスの発生割合（Ｇ値）の不確かさが大きく，予め待避基準を設定できないため，酸素濃度の上昇速度から 4.3vol％到達時間を予測し，退避を実施する。また，退避開始からプルーム通過時の退避時において，実施する必要のあ
る現場操作及び作業がないため，要員が退避することに対する影響はない。

1.18－118

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 用しな い場合 ）経過時間（ 時間）
4

8

12

16

20

24

28

凡例

42

46

備考

48

：発電所外へ退避する要員の退避期間
約 3.9 時 間格 納容 器 圧力 465kPa[gage]到達：緊急時対策所へ退避する要員の退避期間

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

約 16 時 間 サ プレ ッシ ョ ン・ プー ル 水位
通常 水位 ＋5.5m 到達

操作の内容

1.18－119

運転員(中央制御室)運転員（現場）

重大事故等対応要員（現場）

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低 圧代替注 水系（ 常設）による 原子炉注 水操作

【1 人】
A

－

－

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設 ）による 格
納容器冷却 操作

【1 人】
A

：評価上のプルーム通過時間（5 時間）

約 19 時 間 サ プレ ッシ ョ ン・ プー ル 水位
通常 水位 ＋6.5m 到達

約 42.5 時間
1000m ３ 到 達

代替 淡水 貯 槽残量

解 析 上 で は ， 事 象 発 生 12時 間 ま で は 6時 間 間●常設低圧 代替注水 系ポン プを用い た低圧 代替注 水系（常設）による 原子炉注 水流量 調整操作

流量 調整 後 （崩 壊熱 相 当），適 宜状 態 監視

隔 で 注 水 量 を 変 更 し ， 12時 間 以 降 に お い ては 12時 間 以 上 の 間 隔 で 流 量 調 整 を 実 施 す る
解 析 上 で は ， 約 6分 以 上 の 間 隔 で 格 納 容 器 圧－－●常設低圧 代替注水 系ポン プを用い た代替 格納容 器スプ
レイ冷却系 （常設） による 格納容器 冷却操 作

力が変動するが，実運用上ではスプレイ流

間欠 スプ レ イに より 格 納容 器 圧力を 400kPa から 465kPa の 間に 維 持量を調整することで可能な限り連続スプレ
イする手順とし，並行した操作を極力減らすこととする

格納容器圧力逃がし装置による格納容 器除熱準 備

【1 人】
A

－

－

●格納容器 ベント準 備（系 統構成）

5分－【2 人】＋1 人
C,D,E－●現場移動 （第一弁 ）●格納容器 ベント準 備（系 統構成）

125 分

1人
副発電長

【3 人】
C,D,E

－

●緊急時対 策所への 退避

－

3人
（招集）

●現場移動 （第二弁 ）

－

【1 人】
B

20 分
15 分

●可搬照明 の設置
－

－

15 分

●データ表 示装置（ 待避室 ）の起動 操作

5分●衛星電話 の設置

3分

●代替格納 容器スプ レイ冷 却系（常設 ）によ る格 納容器ス
プレイ停止 操作
【1 人】
A

●格納容器 圧力逃が し装置 による格 納容器 ベント 操作－

第一弁操作完了後緊急時対策所に退避する

45 分●中央制御 室待避室 内の正 圧化準備 操作

中央制御室 待避室の 準備

解析上考慮しない

35 分

2分

－

格納 容器 ベ ント 実施 後 ，適 宜 状態 監視●ベント状 態監視

格納容器圧力逃がし装置による格納容 器除熱操 作（サ プ
レッション ・チェン バ側）

10 分●格納容器 フィルタ ベント 系第二弁 の現場 操作場 所の正
圧化
－

－

【3 人】
（招集）

30 分

●現場手動 による格 納容器 ベント操 作

1 人＋【2 人】
発電長,A,B

使用済燃料プールの冷却操
作

【1 人】
A

－
－

－
－

行う。

5分

●中央制御 室待避室 内の正 圧化操作

サプレッション・プール水位指示値が通常
水 位 ＋ 6.4mに 到 達 時 に 待 避 室 の 加 圧 操 作 を

300 分●中央制御 室待避室 内への 退避行う。
解析上考慮しない

適宜実施●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）を 使用し た使用済燃料プールへの注水
操作－

水 位 ＋ 6.4mに 到 達 時 に 待 避 室 の 加 圧 操 作 を

45 分●緊急時対 策所への 帰還【1 人】
B

サプレッション・プール水位指示値が通常

180 分●格納容器 フィルタ ベント 系第二弁 の現場 操作場 所への退避

第二弁操作要員（召集要員：3 名）は第二弁
現場操作場所にて操作及びプルーム通過期間
中は待避する－●緊急用海 水系の起 動操作

プルーム通過期間中は，運転員は中央制御室
待避室へ待避する
20 分

可搬型代替注水大型ポンプを用いた低 圧代替注 水系（ 可搬型）によ る原子 炉注水準 備

代替燃料プール冷却系の起動までに実施す
る
解析上考慮しない
25時 間 ま で に 実 施 す る

15 分●代替燃料 プール冷 却系起 動操作

スロッシングによる水位低下がある場合はアクセスルート復旧時間含む

－

10人
c～l

－

－

【8人】
e～l

●可搬型代 替注水大 型ポン プ準備， ホース 敷設等

－

－

【2人】
c,d

●ポンプ起 動及び水 源補給 操作

－

－

2人
（招集）

－

●可搬型代 替注水大 型ポン プ準備， ホース敷設等

炉心損傷により屋外放射線量が高い場合は

170 分

220 分

屋内に待機し，モニタ指示を確認しながら作業を行う

可搬型代替注水大型ポンプによる水源 補給操作要員待避期間及びプルーム通過期間中において，運転員及び第二弁操作要員以外の要員による作業等はない●可搬型設 備用軽油 タンク からタン クロー リーへ の補給
タンクローリによる燃料補
給操作

適宜実施
水源枯渇までは十分余裕がある。

90 分
適宜実施

タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンク
から補給●可搬型代 替注水大 型ポン プへの給 油
2人
A,B

3人
C,D,E

12 人 a～l
及び招集 5 人

第2図待避時及びプルーム通過時における要員の整理（「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）の作業と所要時間」抜粋）

添付資料 1.18.5
手順のリンク先について

緊急時対策所の居住性等に関する手順等について，手順のリンク先を以下に取りまとめる。

１．

1.18.1(2)b.手 順 等
・給電が必要となる設備＜リンク先＞

1.19.1(2)C. 手 順 等（ 第 1.19.2 等

審査基準における要求事項毎の給電対象設備）

２．

1.18.2.1(2)b.可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ・ ポ ス ト を 設 置 す る 手 順＜リンク先＞

1.17.2(2) 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

３．

1.18.2.2 通 信 連 絡 に 関 す る 手 順＜リンク先＞

1.19.2.1(1) 発 電 所 内 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の対応手順
1.19.2.2(1) 発 電 所 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の対応手順
1.19.2.3 代 替 電 源 設 備 か ら 給 電 す る 対 応 手 順

1-18-114

1.19

通信連絡に関する手順等
＜

目

次

＞

1.19.1 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定（ 1） 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方（ 2） 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
ａ．発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う
ために必要な対応手段及び設備(a)

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(b)

代替電源設備による給電(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．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を行うために必要な対応手段及び設備(a)

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

(b)

代替電源設備による給電(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｃ．手順等
1.19.2 重 大 事 故 等 時 の 手 順
1.19.2.1 発 電 所 内 の 通 信 連 絡 を 行 う た め の 対 応 手 順(1） 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(2） 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(3) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
1.19.2.2 発 電 所 外 （ 社 内 外 ） と の 通 信 連 絡 を 行 う た め の 対 応 手 順(1） 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
目-1

信連絡
(2） 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(3) 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
1.19.2.3 代 替 電 源 設 備 か ら 給 電 す る 対 応 手 順
1.19.2.4 そ の 他 の 手 順 項 目 に つ い て 考 慮 す る 手 順

添 付 資 料 1.19.1 重 大 事 故 等 時 に 使 用 す る 通 信 連 絡 設 備 の 対 処 手 段 ・ 設
備
添 付 資 料 1.19.2 審 査 基 準 ， 基 準 規 則 と 対 処 設 備 と の 対 応 表
添 付 資 料 1.19.3 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に お け る 点 検 頻 度
添 付 資 料 1.19.4 通 信 連 絡 設 備 の 一 覧
添 付 資 料 1.19.5 通 信 連 絡 設 備 の 概 要
添 付 資 料 1.19.6 機 能 毎 に 必 要 な 通 信 連 絡 設 備 （ 発 電 所 内 ） の 優 先 順 位
及び設備種別添 付 資 料 1.19.7 手 順 の リ ン ク 先 に つ い て目-2

1.19 通 信 連 絡 に 関 す る 手 順 等【要求事項】
発電用原子炉設置者において、重大事故等が発生した場合において発電用原子炉施設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。

【解釈】
１ 「発電用原子炉施設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に必要な手順等」とは、以下に掲げる措置
又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ ）通 信 連 絡 設 備 は 、代 替 電 源 設 備（ 電 池 等 の 予 備 電 源 設 備 を 含 む 。）
からの給電を可能とすること。
ｂ）計測等行った特に重要なパラメータを必要な場所で共有する手順等を整備すること。

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，必要な対処設備を整備する。ここでは，この対処設備を活用した手順等について説明する。

1.19－1

1.19.1

対応手段と設備の選定（ 1） 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 考 え 方
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に必要な対応手段及び重大事故等対処設備を選定する。
重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手
段 と 自 主 対 策 設 備 ※ 1を 選 定 す る 。
※1 自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備。
選定した重大事故等対処設備により，技術的能力審査基準（以下「審査基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第六十二条
及び技術基準規則第七十七条（以下「基準規則」という。）の要求
機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。

（ 2） 対 応 手 段 と 設 備 の 選 定 の 結 果
審査基準及び基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備及び自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備，自主対策設備及び整備する手順についての
関 係 を 第 1.19－ 1表 に 整 理 す る 。

ａ．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を行う
1.19－2

ために必要な対応手段及び設備(a)

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
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う手段がある。
発電所内で，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手段がある。
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共有する手段がある。
ⅰ）

衛星電話設備（固定型）による発電所内の通信連絡
衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）に よ る 発 電 所 内 の 通 信 連 絡 で 使 用する設備は以下のとおり。
・衛星電話設備（固定型）

ⅱ）

衛星電話設備（携帯型）による発電所内の通信連絡
衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ）に よ る 発 電 所 内 の 通 信 連 絡 で 使 用する設備は以下のとおり。
・衛星電話設備（携帯型）

ⅲ）

無線連絡設備（固定型）による発電所内の通信連絡
無 線 連 絡 設 備（ 固 定 型 ）に よ る 発 電 所 内 の 通 信 連 絡 で 使 用する設備は以下のとおり。
・無線連絡設備（固定型）

ⅳ）

無線連絡設備（携帯型）による発電所内の通信連絡
無 線 連 絡 設 備（ 携 帯 型 ）に よ る 発 電 所 内 の 通 信 連 絡 で 使 用する設備は以下のとおり。
・無線連絡設備（携帯型）

ⅴ）

携行型有線通話装置による発電所内の通信連絡
携行型有線通話装置による発電所内の通信連絡で使用す1.19－3

る設備は以下のとおり。
・携行型有線通話装置
ⅵ）

送受話器（ページング）による発電所内の通信連絡
送 受 話 器（ ペ ー ジ ン グ ）に よ る 発 電 所 内 の 通 信 連 絡 で 使 用する設備は以下のとおり。
・送受話器（ページング）ⅶ）

電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び ＦＡＸ）による発電所内の通信連絡
電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び Ｆ
Ａ Ｘ ）に よ る 発 電 所 内 の 通 信 連 絡 で 使 用 す る 設 備 は 以 下 の とおり。
・電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び ＦＡＸ）

ⅷ）

安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ）に よ る 発 電 所 内の通信連絡
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ）（ 以 下 「 Ｓ Ｐ Ｄ
Ｓ 」 と い う 。） ※ ２ に よ る 発 電 所 内 の 通 信 連 絡 で 使 用 す る 設 備は以下のとおり。
・ＳＰＤＳ※2

安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ）は ，デ ー タ
伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳ
ＰＤＳデータ表示装置から構成される。

(b)

代替電源設備による給電
上 記 「 1.19.1(2)ａ ． (a)

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」で使用する設備について，代替電源設備から給電する手順がある。
1.19－4

代替電源設備により給電する設備は以下のとおり。
・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
・無線連絡設備（固定型）
・無線連絡設備（携帯型）
・携行型有線通話装置
・送受話器（ページング）・電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ
Ｘ）
・ＳＰＤＳ
(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備「 1.19.1(2)ａ ．(a)ⅰ ）衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）に よ る 発 電

所 内 の 通 信 連 絡 」で 使 用 す る 設 備 の う ち ，衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）は，重大事故等対処設備として位置づける。
「 1.19.1(2)ａ ．(a)ⅱ ）衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ）に よ る 発 電

所 内 の 通 信 連 絡 」で 使 用 す る 設 備 の う ち ，衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ）は，重大事故等対処設備として位置づける。
「 1.19.1(2)ａ ．(a)ⅳ ）無 線 連 絡 設 備（ 携 帯 型 ）に よ る 発 電

所 内 の 通 信 連 絡 」で 使 用 す る 設 備 の う ち ，無 線 連 絡 設 備（ 携 帯 型 ）は，重大事故等対処設備として位置づける。
「 1.19.1(2)ａ ．(a)ⅴ ） 携 行 型 有 線 通 話 に よ る 発 電 所 内 の 通
信 連 絡 」で 使 用 す る 設 備 の う ち ，携 行 型 有 線 通 話 装 置 は ，重 大 事
故等対処設備として位置づける。
「 1.19.1(2)ａ ．(a)ⅷ ） Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ に よ る 発 電 所 内 の 通 信 連 絡 」
で 使 用 す る 設 備 の う ち ，Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ は ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 と し て位置づける。
1.19－5

「 1.19.1(2)ａ ．(b)代 替 電 源 設 備 に よ る 給 電 」で 使 用 す る 設

備 の う ち ，衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ），衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ），無線 連 絡 設 備 （ 携 帯 型 ）， 携 行 型 有 線 通 話 装 置 及 び Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ は ， 重
大事故等対処設備として位置づける。
これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される 設 備 が 全 て 網 羅 さ れ て い る 。（ 第 1.19－ 1 図 ）（ 添 付 資 料 1.19.2）
以上の重大事故等対処設備により，発電所内の通信連絡を行うことができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効
な 設 備 で あ る た め ，自 主 対 策 設 備 と 位 置 づ け る 。あ わ せ て ，そ の理由を示す。
・ 無 線 連 絡 設 備（ 固 定 型 ），送 受 話 器（ ペ ー ジ ン グ ）及 び 電 力
保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）
耐震ＳクラスではなくＳｓ機能維持を担保できないが，使用可 能 で あ れ ば ，発 電 所 内 の 通 信 連 絡 を 行 う 手 段 と し て 有 効 で あ る 。

ｂ ．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 絡を行うために必要な対応手段及び設備(a)

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
重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場 合 に お い て ，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を行う手段がある。
国 の 緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム（ Ｅ Ｒ Ｓ Ｓ ）へ 必 要 な デ ー タ を 伝
送し，パラメータを共有する手段がある。
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
1.19－6

必要な場所で共有する手段がある。
ⅰ）

衛星電話設備（固定型）による発電所外の通信連絡
衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）に よ る 発 電 所 外 の 通 信 連 絡 で 使 用する設備は以下のとおり。
・衛星電話設備（固定型）

ⅱ）

衛星電話設備（携帯型）による発電所外の通信連絡
衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ）に よ る 発 電 所 外 の 通 信 連 絡 で 使 用する設備は以下のとおり。
・衛星電話設備（携帯型）

ⅲ）

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）による発電
所外の通信連絡統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）による発電所外の通信連絡で使用する設備は以下のとおり。
・統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク に 接 続 す る 通 信 連 絡 設 備（ テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）
ⅳ）

電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び ＦＡＸ）による発電所外の通信連絡
電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び Ｆ
Ａ Ｘ ）に よ る 発 電 所 外 の 通 信 連 絡 で 使 用 す る 設 備 は 以 下 の とおり。
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及び
ＦＡＸ）

ⅴ）

加 入 電 話 設 備（ 加 入 電 話 及 び 加 入 Ｆ Ａ Ｘ ）外の通信連絡
1.19－7による発電所

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）による発電所外の通信連絡で使用する設備は以下のとおり。
・加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
ⅵ）

テレビ会議システム（社内）による発電所外の通信連絡
テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム（ 社 内 ）に よ る 発 電 所 外 の 通 信 連 絡 で使用する設備は以下のとおり。
・テレビ会議システム（社内）ⅶ ） 専 用 電 話 設 備（ 専 用 電 話（ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））による発電所外の通信連絡
専 用 電 話 設 備（ 専 用 電 話（ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））による発電所外の通信連絡で使用する設備は以下のとおり。
・ 専 用 電 話 設 備（ 専 用 電 話（ ホ ッ ト ラ イ ン ）（地方公共団体
向 ））ⅷ）

データ伝送設備による発電所外の通信連絡
データ伝送設備※３による発電所外の通信連絡で使用する設備は以下のとおり。
・データ伝送設備※3

デ ー タ 伝 送 設 備 と は ，緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送 装 置
を示す。

(b)

代替電源設備による給電
上 記「 1.19.1(2)ｂ ．(a)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」で使用する設備について，代替電源設備から給電する手順がある。
代替電源設備により給電する設備は以下のとおり。
・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
1.19－8