東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-1 改 119
提出年月日
平成 30 年 3 月 23 日

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

平成 30 年 3 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手
順等

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.12

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

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等

目－1

2.

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

2.1

可搬型設備等による対応

目－2

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
＜

目

1.8.1

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．ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段及び設備(a)

ペデスタル（ドライウェル部）への注水(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．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・防止のための対応手段及び設備(a)

原子炉圧力容器への注水(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｃ．手順等
1.8.2

重大事故等時の手順

1.8.2.1

ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)

ペデスタル（ドライウェル部）への注水
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
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）
ｃ．消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
ｄ．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水(2)

重大事故等時の対応手段の選択
目－11.8.2.2

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・防止のための対応手順(1)

原子炉圧力容器への注水
ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水
ｂ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
ｃ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
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）
ｅ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
ｆ．消火系による原子炉圧力容器への注水
ｇ．補給水系による原子炉圧力容器への注水
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(2)

重大事故等時の対応手段の選択

1.8.2.3

その他の手順項目について考慮する手順

添付資料1.8.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.8.2

自主対策設備仕様

添付資料1.8.3

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料1.8.4

重大事故対策の成立性
1．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）(1)

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又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）

2．消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
(1)

系統構成
目－2

3．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
(1)

系統構成

4．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）(1)

低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代
替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）

5．消火系による原子炉圧力容器への注水
(1)

系統構成

6．補給水系による原子炉圧力容器への注水(1)
添付資料 1.8.5

系統構成

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 1.8.6

常設低圧代替注水系ポンプの機能確保の妥当性について

添付資料 1.8.7

ペデスタル（ドライウェル部）内の水位管理方法について

添付資料 1.8.8

原子炉圧力容器の破損判断について

添付資料 1.8.9

原子炉起動前及び通常運転時におけるペデスタル（ドライウ
ェル部）内の水位について添付資料 1.8.10

手順のリンク先について

目－3

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【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の破損を防止するため、溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却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「溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる装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、原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は、溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）を抑制すること及び溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。

（１）原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において、原子炉格納容器下部注
水設備により、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）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止
ａ）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため、原子炉圧力容器へ注水する手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリート相互作
用（以下「ＭＣＣＩ」という。）による原子炉格納容器の破損を防止するた
1.8－1

1

め，溶融し，原子炉格納容器の下部（以下「ペデスタル（ドライウェル部）」という。）に落下した炉心を冷却する対処設備を整備する。
また，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する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。

1.8.1

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，ＭＣＣＩによる原子炉格納容器の破損を防止するため，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却する必要がある。
また，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する必要がある。
ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却及び溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するための対応手段と重大事故等対処設備を選定する。
なお，対応手段の選定は電源の有無に依存しないことから，交流電源を確保するための対応手段を含めることとする。
重大事故等対処設備のほかに，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
1.8－2

2

基準」という。）だけでなく，設置許可基準規則第五十一条及び技術基準
規則第六十六条（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，自主対策設備との関係を明確
にする。
(2)

対応手段と設備の選定の結果
全交流動力電源が喪失した場合に使用可能な対応手段と設備を選定する。ただし，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給電する。
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1.8－1表に整理する。
ａ．ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段及び設備
ペデスタル（ドライウェル部）には，通常運転時から水を確保するとともに炉心が損傷した場合に，ペデスタル（ドライウェル部）の水位が確実に確保されていることを確認するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水することで，原子炉圧力容器が破損に至った場合においても，ペデスタル（ドライウェル部）床面に落下する溶融炉心を冷却し，
ＭＣＣＩの抑制を図る。
また，原子炉圧力容器破損後はペデスタル（ドライウェル部）に注水することで，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却し，ＭＣＣＩの抑制を図る。
さらに，原子炉圧力容器が破損し，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心が，ペデスタル（ドライウェル部）に設置され
1.8－3

3

た格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレンサンプ（以下「格納容器ドレンサンプ」という。）に流入し，局所的にコンクリートが侵食されることを防止するため，格納容器ドレンサンプの形状を変更し，ペデスタル（ドライウェル部）の床面を平坦化するとともに，溶融炉心によるコンクリート侵食影響及びペデスタル（ドライウェル部）構造への熱影響を抑制するため，ペデスタル（ドライウェル部）の床面及び壁面にコリウムシールドを設置する。また，コリウムシールド内は格納容器
床ドレンサンプとして用いるために，ペデスタル（ドライウェル部）内に設ける排水の流入口をスワンネック構造とする。
なお，「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に伴う水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響を小さく抑えるとともに，ＭＣＣＩの抑制効果に期待できる深さを考慮してペデスタル（ドライウェル部）の水位を約1mに維持する。
(a)

ペデスタル（ドライウェル部）への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却するため，格納容器下部注
水系（常設），格納容器下部注水系（可搬型），消火系及び補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する手段がある。

ⅰ)

格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への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
・代替淡水貯槽・低圧代替注水系配管・弁
1.8－4

4

・格納容器下部注水系配管・弁・原子炉格納容器床ドレン系配管・弁・原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁・原子炉格納容器
・コリウムシールド・常設代替交流電源設備
・燃料給油設備ⅱ)

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
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（格納容器下部注水系（可搬型）として使用）
・可搬型代替注水大型ポンプ（格納容器下部注水系（可搬型）として使用）
・西側淡水貯水設備
・代替淡水貯槽・ホース・低圧代替注水系配管・弁・格納容器下部注水系配管・弁・原子炉格納容器床ドレン系配管・弁・原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁・原子炉格納容器
・コリウムシールド・常設代替交流電源設備
1.8－5

5

・可搬型代替交流電源設備
・燃料給油設備
なお，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)

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水で使用する設備は以下のとおり。
・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
・消火系配管・弁・格納容器下部注水系配管・弁・原子炉格納容器床ドレン系配管・弁・原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁・原子炉格納容器
・コリウムシールド・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ⅳ)

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への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1.8－6

6

・補給水系配管・弁・消火系配管・弁・格納容器下部注水系配管・弁・原子炉格納容器床ドレン系配管・弁・原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁・原子炉格納容器
・コリウムシールド・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(b)

重大事故等対処設備と自主対策設備
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，低圧代替注水系配管・弁，格納容器下部注水系配管・弁，原
子炉格納容器床ドレン系配管・弁，原子炉格納容器，コリウムシール
ド，常設代替交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
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）への注水で使用する設備のうち，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，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大型ポンプ，西側淡水貯水設
備，代替淡水貯槽，低圧代替注水系配管・弁，格納容器下部注水系配管・弁，原子炉格納容器床ドレン系配管・弁，原子炉格納容器機器ド
レン系配管・弁，ホース，原子炉格納容器，コリウムシールド，常設
代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料給油設備は重大
1.8－7

7

事故等対処設備として位置付ける。
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1.8.1，添付資料1.8.9）
以上の重大事故等対処設備により，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心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付ける。あわせて，その理由を示す。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び消火系配管・弁
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，ペデスタル（ドライウェル部）へ注水する手段として有効である。
・復水移送ポンプ，復水貯蔵タンク及び補給水系配管・弁
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，ペデスタル（ドライウェル部）へ注水する手段として有効である。
（添付資料1.8.2）ｂ．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・防止のための対応手段及び設備(a)

原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するため，原子炉
隔離時冷却系，高圧代替注水系，低圧代替注水系（常設），低圧代替
1.8－8

8

注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系，補給水系及びほう酸水注入系により原子炉圧力容器へ注水する手段がある。
原子炉隔離時冷却系を設計基準事故及び重大事故等時の対処に用いる場合の水源は，サプレッション・チェンバである。また，原子炉隔離時冷却系で用いることができる水源は，サプレッション・チェンバのほかに復水貯蔵タンクもあるが，サプレッション・チェンバを優先して使用する。なお，復水貯蔵タンクを使用する場合のサプレッショ
ン・チェンバから復水貯蔵タンクへの切替え手順については，「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。
ⅰ)

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・サプレッション・チェンバ
・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
・原子炉圧力容器
・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
・燃料給油設備ⅱ)

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は
1.8－9

9

以下のとおり。
・常設高圧代替注水系ポンプ
・サプレッション・チェンバ・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・弁・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・高圧代替注水系（注水系）配管・弁・高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ
・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・原子炉圧力容器
・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
・燃料給油設備ⅲ)

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。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽・低圧代替注水系配管・弁・残留熱除去系Ｃ系配管・弁・原子炉圧力容器
・常設代替交流電源設備
・燃料給油設備
1.8－1010ⅳ)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水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（低圧代替注水系（可搬型）として使用）
・可搬型代替注水大型ポンプ（低圧代替注水系（可搬型）として使用）
・西側淡水貯水設備
・代替淡水貯槽・ホース・低圧代替注水系配管・弁・残留熱除去系Ｃ系配管・弁・低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・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
なお，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水は，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。

ⅴ)

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圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・代替循環冷却系ポンプ
・サプレッション・チェンバ1.8－1111

・残留熱除去系熱交換器
・代替循環冷却系配管・弁・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
・原子炉圧力容器
・残留熱除去系海水系ポンプ
・残留熱除去系海水系ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ
・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）
・常設代替交流電源設備
・燃料給油設備ⅵ)

消火系による原子炉圧力容器への注水
消火系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備は以下のとおり。
・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
・消火系配管・弁・残留熱除去系Ｂ系配管・弁・原子炉圧力容器
・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ⅶ)

補給水系による原子炉圧力容器への注水
1.8－1212

補給水系による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。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵タンク・補給水系配管・弁・消火系配管・弁・残留熱除去系Ｂ系配管・弁・原子炉圧力容器
・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
ⅷ)

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。
・ほう酸水注入ポンプ
・ほう酸水貯蔵タンク
・ほう酸水注入系配管・弁・原子炉圧力容器
・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(b)

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による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，サプレッション・チェンバ，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
1.8－1313

離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ，原子炉圧力容器，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及び燃料給油設備は重大事故等対処設備
として位置付ける。
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備のう
ち，常設高圧代替注水系ポンプ，サプレッション・チェンバ，高圧代
替注水系（蒸気系）配管・弁，主蒸気系配管・弁，原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁，高圧代替注水系（注水系）配管・弁，高圧炉
心スプレイ系配管・弁・ストレーナ，原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁，原子炉圧力容器，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及び燃料
給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水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，低圧代替注
水系配管・弁，残留熱除去系Ｃ系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代
替交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水で使用する設備のうち，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，低圧代替注水系（可搬型）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，代替淡水貯槽，低圧代替注水
系配管・弁，残留熱除去系Ｃ系配管・弁，低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ，ホース，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
1.8－1414代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水で使用する設備のう
ち，代替循環冷却系ポンプ，サプレッション・チェンバ，残留熱除去
系熱交換器，代替循環冷却系配管・弁，残留熱除去系配管・弁・スト
レーナ，原子炉圧力容器，残留熱除去系海水系ポンプ，残留熱除去系
海水系ストレーナ，緊急用海水ポンプ，緊急用海水系ストレーナ，常設代替交流電源設備及び燃料補給設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
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で使用する設備のうち，ほう酸水注入ポンプ，ほう酸水貯蔵タンク，ほう酸水注
入系配管・弁，原子炉圧力容器，常設代替交流電源設備，可搬型代替
交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
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1.8.1）
以上の重大事故等対処設備により，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止し，原子炉圧力容器内に残存した溶融炉心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付ける。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1.8－1515

使用可能であれば，原子炉圧力容器へ注水する手段として有効である。
・ディーゼル駆動消火ポンプ，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び消火系配管・弁
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，原子炉圧力容器へ注水する手段として有効である。
・復水移送ポンプ，復水貯蔵タンク及び補給水系配管・弁
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，原子炉圧力容器へ注水する手段として有効である。
（添付資料1.8.2）
ｃ．手順等
上記「ａ．ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手段及び設備」及び「ｂ．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 ※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Ⅲ（シビアアクシデント）」，「ＡＭ設備別操作手順書」及び「重大事故等対策要領」に定める（第1.8－1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1.8－2表，第1.8－3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1.8.3）

1.8.2

重大事故等時の手順
1.8－1616

1.8.2.1

ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1)

ペデスタル（ドライウェル部）への注水
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
全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において原
子炉格納容器の破損を防止するため代替淡水貯槽を水源とした格納容器
下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに
維持する。
(a)

手順着手の判断基準【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の判断基準】
・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合 ※１ において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の判断基準】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴
候 ※２ 及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化 ※３ により
1.8－1717

原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
※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。
※2：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪失），制御棒の位置表示の喪失数増加及び原子炉圧力容器温度（下鏡部）指示値が300℃到達により確認する。
※3：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇又は格
納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格
納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
（添付資料1.8.8）
(b)

操作手順
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）
への注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.8－1図に，タイムチャートを第1.8－2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）へ注水す
るための準備を指示する。
1.8－1818

②運転員等は中央制御室にて，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）への注水に必要な格納容器下部注
水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデス
タル注入ライン流量調整弁の電源切替え操作を実施し，格納容器
下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系
ペデスタル注入ライン流量調整弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限する制限弁が閉，及びベント管に接続する排水弁が開であることを確認する。なお，ベント管に接続する排水弁が閉している場合は，開とする。
④運転員等は中央制御室にて，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）へ注水するために必要なポンプ，
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。
⑤運転員等は，発電長に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）へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑥発電長は，運転員等に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）へ注水するための系統構成を指示する。
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た後，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値が約2.0MPa［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，格納容器下部注水系ペデスタル注水弁，格納容器下部注水系ペデス
1.8－1919

タル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ラ
イン流量調整弁を開とする。
⑨運転員等は，発電長に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）へ注水するため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）注水の開始を指示する。
【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】⑪運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注水
流量調整弁を開とし，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）への注水が開始されたことを低圧代替注
水系格納容器下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
なお，低圧代替注水系格納容器下部注水流量を格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁により80m ３ ／hに調整し，格納容器
下部水位（高さ1m超検知用）が1mを超える水位を検知したことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止する。その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れで排水弁が自動で閉となることを確認する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注
水】⑫運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注水
流量調整弁を開とし，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）への注水が開始されたことを低圧代替注
水系格納容器下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報1.8－2020

告する。
⑬発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心堆積高さに応じたペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。
⑭ ａ 溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）で0.2m未満であることを確認
後，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁によりペデスタル（ドライウェル部）の水位を0.5m～1.0mに維持し，発電長に報告する。
⑭ ｂ 溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）で0.2m以上であることを確認
後，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を80m ３ ／hに調整し，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持し，発電長に報
告する。
(c)

操作の成立性
上記の操作について，作業開始を判断してから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）への注水開始までの必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場
合，17分以内と想定する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】
1.8－2121

・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2名にて実施した場
合，1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．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）
全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない場合，
原子炉格納容器の破損を防止するため西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源とした格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持する。
なお，本手順はプラント状況や周辺の現場状況により原子炉建屋西側
接続口，原子炉建屋東側接続口，高所西側接続口及び高所東側接続口を任意に選択できる構成としている。
(a)

手順着手の判断基準【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の判断基準】
1.8－2222

・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断し，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への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。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の判断基準】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴
候及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化により原子炉
圧力容器の破損を判断し，格納容器下部注水系（常設），消火系
及び補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への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
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）手順の概要は以下のとおり。なお，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1.8－3図に，タイムチャートを第1.8－4図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に低圧代替注水系配管・弁の接続口への格納容器下部注水系（可搬型）の接続を依頼する。
②災害対策本部長代理は，発電長に格納容器下部注水系（可搬型）で使用する低圧代替注水系配管・弁の接続口を連絡する。
1.8－2323

③災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に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）へ注水するための準備を指示する。
④発電長は，運転員等に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）へ注水するための準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，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）への注水に必要な格納容器下部
注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の電源切替え操作を実施し，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の表示灯が点灯したことを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限する制限弁が閉，及びベント管に接続する排水弁が開であることを確認する。なお，ベント管に接続する排水弁が閉している場合は，開とする。
⑦運転員等は中央制御室にて，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）へ注水するため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。
⑧運転員等は，発電長に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）へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成を指示す
1.8－2424

る。
⑩運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注水
弁，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁，格納容器
下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁及び格納容器下部注
水系ペデスタル注水流量調整弁を開とする。
⑪運転員等は，発電長に格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成が完了した
ことを報告する。
⑫発電長は，災害対策本部長代理に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）へ注水するための原子炉建
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，災害対策本部長代理に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）へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑭災害対策本部長代理は，発電長に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又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を連絡する。
⑮災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に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又は可搬型代替注水大型ポンプの起動を指示する。
⑯重大事故等対応要員は，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，高所西側接続口又は高所東側接続口の弁を開とし，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又は
1.8－2525

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
本部長代理に報告する。
⑰災害対策本部長代理は，発電長に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。
⑱発電長は，運転員等に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）への注水が開始されたことの確認を指示する。
【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】⑲運転員等は中央制御室にて，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）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇により確認し，発電長に報告する。
なお，低圧代替注水系格納容器下部注水流量を格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁により80m ３ ／hに調整し，格納容器
下部水位（高さ1m超検知用）が1mを超える水位を検知したことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止する。その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れで排水弁が自動で閉となることを確認する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注
水】⑳運転員等は中央制御室にて，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）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇により確認し，発電長に報告する。
1.8－2626

発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心堆積高さに応じたペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。
ａ

溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合

運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）で0.2m未満であることを確認
後，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁によりペデスタル（ドライウェル部）の水位を0.5m～1.0mに維持し，発電長に報告する。
ｂ

溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合

運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）で0.2m以上であることを確認
後，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を80m ３ ／hに調整し，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持し，発電長に報
告する。
(c)

操作の成立性
上記の操作について，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。
【高所東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合】（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。
【高所西側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）水位確保
1.8－2727

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。
【原子炉建屋東側接続口を使用したペデスタル（ドライウェル部）水
位確保の場合】（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ペデスタル（ドライウェル部）水
位確保の場合】（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，320分以内と想定する。
【高所東側接続口を使用した原子炉圧力容器破損後のペデスタル（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名にて実施した場
合，1分以内と想定する。
【高所西側接続口を使用した原子炉圧力容器破損後のペデスタル（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名にて実施した場
合，1分以内と想定する。
【原子炉建屋東側接続口を使用した原子炉圧力容器破損後のペデスタ
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名にて実施した場
合，1分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
1.8－2828

現場対応については，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，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1.8.4）
ｃ．消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした消火系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに
維持する。
(a)

手順着手の判断基準【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の判断基準】
1.8－2929

・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断し，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）への注水ができな
い場合において，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，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の判断基準】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴
候及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化により原子炉
圧力容器の破損を判断し，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）への注水ができない場合において，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，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必
要な火災が発生していない場合。
(b)

操作手順
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.8－5図に，タイムチャートを第1.8－6図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，消火系によるペデスタル（ドライウ
ェル部）への注水に必要な格納容器下部注水系ペデスタル注入ラ
イン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁の電源切替え操作を実施し，格納容器下部注水系ペデスタル
1.8－3030

注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン
流量調整弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限する制限弁が閉，及びベント管に接続する排水弁が開であることを確認する。なお，ベント管に接続する排水弁が閉している場合は，開とする。
④運転員等は中央制御室にて，消火系によるペデスタル（ドライウ
ェル部）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。
⑤運転員等は，発電長に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑥発電長は，運転員等に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成を指示する。
⑦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とする。
⑧運転員等は，発電長に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等にディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，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約0.79MPa［gage］以
上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑪発電長は，運転員等に消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水の開始を指示する。
⑫運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入
1.8－3131

ライン隔離弁を開とする。
【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】⑬運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン流量調整弁を開とし，消火系によるペデスタル（ドライウ
ェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
なお，低圧代替注水系格納容器下部注水流量を格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁により80m３ ／hに調整し，格納容器下部水位（高さ1m超検知用）が1mを超える水位を検知した
ことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止する。その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れで排水弁が自動で閉となることを確認する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注
水】⑭運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン流量調整弁を開とし，消火系によるペデスタル（ドライウ
ェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
⑮発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心堆積高さに応じたペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。
⑯ ａ 溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）で0.2m未満であることを確認
後，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁により
1.8－3232

ペデスタル（ドライウェル部）の水位を0.5m～1.0mに維持し，発電長に報告する。
⑯ ｂ 溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合
運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）で0.2m以上であることを確認
後，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を80m ３ ／hに調整し，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の操作について，作業開始を判断してから消火系によるペデスタル（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。
【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転
員等（当直運転員）2名にて実施した場合，54分以内と想定する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（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名にて実施した場
合，1分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。屋内作業の室
1.8－3333

温は通常状態と同程度である。
（添付資料1.8.4）
ｄ．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によりペデスタル（ドライウェ
ル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，復水貯蔵タンクを水源とした補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに
維持する。
(a)

手順着手の判断基準【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の判断基準】
・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断し，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によるペデスタル（ドライウェル部）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。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の判断基準】
1.8－3434

・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴
候及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化により原子炉
圧力容器の破損を判断し，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によるペデスタル（ドライウェル部）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。
(b)

操作手順
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水手順の概要
は以下のとおり。
概要図を第1.8－7図に，タイムチャートを第1.8－8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ペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量
調整弁の電源切替え操作を実施し，格納容器下部注水系ペデスタ
ル注入ライン隔離弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注入ライ
ン流量調整弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限する制限弁が閉，及びベント管に接続する排水弁が開であることを確認する。なお，ベント管に接続する排水弁が閉している場合は，開とする。
④運転員等は中央制御室にて，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）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。
1.8－3535

⑤運転員等は，発電長に補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑥発電長は，災害対策本部長代理に連絡配管閉止フランジの切り替えを依頼する。
⑦災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に連絡配管閉止フラ
ンジの切り替えを指示する。
⑧重大事故等対応要員は，連絡配管閉止フランジの切り替えを実施する。
⑨重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に連絡配管閉止フラ
ンジの切り替えが完了したことを報告する。
⑩災害対策本部長代理は，発電長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを連絡する。
⑪発電長は，運転員等に補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成を指示する。
⑫運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，補給水系－消火系連絡
ライン止め弁を開とする。
⑬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とする。
⑭運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン隔離弁を開とする。
⑮運転員等は，発電長に補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）へ注水するための系統構成が完了したことを報告する。
⑯発電長は，運転員等に復水移送ポンプの起動を指示する。
⑰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約 0.84MPa［gage］以上であるこ
1.8－3636

とを確認した後，発電長に報告する。
⑱発電長は，運転員等に補給水系よるペデスタル（ドライウェル部）への注水の開始を指示する。
【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】⑲運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン流量調整弁を開とし，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器
下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
なお，低圧代替注水系格納容器下部注水流量を格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁により80m ３ ／hに調整し，格納容器
下部水位（高さ1m超検知用）が1mを超える水位を検知したことを確認した後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止する。その後，ベント管を通じた排水により水位が低下し，一定の時間遅れで排水弁が自動で閉となることを確認する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注
水】⑳運転員等は中央制御室にて，格納容器下部注水系ペデスタル注入
ライン流量調整弁を開とし，補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が開始されたことを低圧代替注水系格納容器
下部注水流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
発電長は，運転員等にペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心堆積高さに応じたペデスタル（ドライウェル部）への注水を指示する。
ａ

溶融炉心堆積高さ0.2m未満の場合

運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水
1.8－3737

温（水温計兼デブリ堆積検知用）で0.2m未満であることを確認
後，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁によりペデスタル（ドライウェル部）の水位を0.5m～1.0mに維持し，発電長に報告する。
ｂ

溶融炉心堆積高さ0.2m以上の場合

運転員等は中央制御室にて，溶融炉心堆積高さが格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）で0.2m以上であることを確認
後，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を80m ３ ／hに調整し，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を2.25m～2.75mに維持し，発電長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の操作について，作業開始を判断してから補給水系によるペデスタル（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。
【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転
員等（当直運転員）2名及び重大事故等対応要員4名にて実施した
場合，108分以内と想定する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（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 名にて実施した場
合，1 分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
1.8－3838

現場対応については，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。屋内作業の室
温は通常状態と同程度である。
（添付資料1.8.4）(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1.8－25図に示す。
全交流動力電源が喪失し，炉心損傷が発生した場合，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動力電源を確保し，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）水位の確保操作を実施する。また，原子炉圧力容器の破損が発生した場合は，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）への注水を実施する。なお，ペデスタル（ドライウェル部）の水位確保操作は，発電用原子炉の冷却や原子炉格納容器内の冷却と並行して実施するが，発電用原子炉の冷却や原子炉格納容器内の冷却とペデスタル（ドライウェル部）の水位確保操作が並行して実施できない場合は，発電用原子炉の冷却や原子炉格納容器内の冷却を実施した後，ペデスタル（ドライウェル部）
への水張りを実施する。
格納容器下部注水系（常設）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又は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交流動力電源を確保し，消火系，補給水系又は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）への注水を実施する。
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
プ又は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
1.8－3939

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。
なお，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水は，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場
合に実施する。また，補給水系は連絡配管閉止フランジの切り替えに時間を要することから，消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができない場合に実施する。
（添付資料1.8.5，添付資料1.8.6，添付資料1.8.7）
1.8.2.2

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・防止のための対応手順(1)

原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心のペデスタル（ドライウェ
ル部）の床面への落下を遅延又は防止するため原子炉圧力容器へ注水する。また，十分な炉心の冷却ができず原子炉圧力容器下部へ溶融炉心が移動した場合でも原子炉圧力容器への注水により原子炉圧力容器の破損防止又は遅延を図る。
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手段は，低圧
代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手段と同時並行で準備を開始する。
なお，原子炉圧力容器内の水位が不明と判断した場合は，原子炉底部からジェットポンプ上端（以下「原子炉水位Ｌ０」という。）以上まで水位を回復させるために必要な原子炉注水量を注水する。その後，原子炉水位をＬ０以上で維持するため崩壊熱相当の注水量以上での注水を継続的に実施する。
1.8－4040ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水
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，給水・復水系による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。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(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，原子炉
冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，給水・復水系による原子炉
圧力容器への注水ができない場合で，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
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.8－9図に，タイムチャートを第1.8－10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。
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による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁，
1.8－4141

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を開とし，原子炉隔離時冷却系ポンプを起動させ，原子炉圧
力容器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た後，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Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑦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。
(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隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで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。

ｂ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
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，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，高圧代替注水系により原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(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，原子炉
冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができない場合で，1.8－4242

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
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.8－11図に，タイムチャートを第1.8－12図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に高圧代替注
水系による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水に必要な原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁の電源切替
え操作を実施し，原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水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。
④運転員等は，発電長に高圧代替注水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。
⑤発電長は，運転員等に高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水の系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁を閉とする。
⑦運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系注入弁及び原子炉隔
離時冷却系原子炉注入弁を開とする。
⑧運転員等は，発電長に高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に高圧代替注水系による原子炉圧力容器への1.8－4343

注水の開始を指示する。
⑩運転員等は中央制御室にて，高圧代替注水系タービン止め弁を開とし，常設高圧代替注水系ポンプを起動させ，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを高圧代替注水系系統流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
⑪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Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑫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。
(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高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始まで10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．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，給水・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ができない場合は，低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（常設）の運転状態確認
後，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
1.8－4444

(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，原子炉
冷却材圧力バウンダリが低圧状態であり，給水・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ができない場合で，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。

(b)

操作手順
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手順の概要
は以下のとおり。
概要図を第1.8－13図に，タイムチャートを第1.8－14図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に低圧代替注
水系（常設）による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水に必要な残留熱除去系Ｃ系注入弁の電源切替
え操作を実施し，残留熱除去系Ｃ系注入弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器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，発電長に低圧代替注水系（常設）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。
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，残留熱除去系ポンプ（Ｃ）の操作ス
イッチを隔離する。
⑦運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（常設）の使用モー
1.8－4545

ドを選択し，低圧代替注水系（常設）を起動操作した後，常設低圧代替注水系ポンプが起動し，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧
力指示値が約2.0MPa［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，原子炉注水弁及び原子炉圧力容器注水流量調整弁が自動開したことを確認する。
⑨運転員等は，発電長に常設低圧代替注水系ポンプの起動が完了したことを報告する。
⑩発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下
であることを確認し，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器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Ｃ系注入弁を開とし，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用），（常設ライン狭帯域用）の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
⑫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Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑬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。
(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）2名にて実施した
場合，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉
圧力容器への注水開始まで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。
1.8－4646

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）
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（可搬型）の運転状態確認後，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(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，原子炉
冷却材圧力バウンダリが低圧状態であり，低圧代替注水系（常設），
代替循環冷却系，消火系及び補給水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合で，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
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）手順の概要は以下のとおり。なお，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1.8－15図に，タイムチャートを第1.8－16図に示す（残1.8－4747

留熱除去系Ｃ系配管を使用する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原子炉圧力容器への注水及び低圧炉心ス
プレイ系配管を使用する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手順は，手順⑩以外同様。）。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に低圧代替注水系配管・弁の接続口への低圧代替注水系（可搬型）の接続を依頼する。
②災害対策本部長代理は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）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災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
④発電長は，運転員等に残留熱除去系Ｃ系配管又は低圧炉心スプレ
イ系配管を使用した低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉圧力容器への注水に必要な残留熱除去系Ｃ系注入弁又は低圧
炉心スプレイ系注入弁の電源切替え操作を実施し，残留熱除去系
Ｃ系注入弁又は低圧炉心スプレイ系注入弁の表示灯が点灯したことを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，低圧代替注水系（可搬型）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。
⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ｃ）又は低圧
炉心スプレイ系ポンプの操作スイッチを隔離する。
⑧運転員等は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
1.8－4848

力容器への注水準備が完了したことを報告する。
⑨発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下
であることを確認し，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
力容器への注水の系統構成を指示する。
⑩ ａ 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，高所西側接続口又は高所東側接続口による原子炉圧力容器への注水の場合
運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁，残留熱除去系Ｃ系注入弁及び原子炉圧力容器注水流量調整弁を開とする。
⑩ ｂ 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
運転員等は中央制御室にて，原子炉注水弁，低圧炉心スプレイ系
注入弁及び原子炉圧力容器注水流量調整弁を開とする。
⑪運転員等は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
力容器への注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑫発電長は，災害対策本部長代理に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器へ注水するため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，災害対策本部長代理に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器へ注水するための準備が完了したことを報告する。
⑭災害対策本部長代理は，発電長に低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水開始を連絡する。
⑮災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に低圧代替注水系
1.8－4949

（可搬型）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。
⑯重大事故等対応要員は，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，高所西側接続口又は高所東側接続口の弁を開とし，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災害対策本部長
代理に報告する。
⑰災害対策本部長代理は，発電長に低圧代替注水系（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。
⑱発電長は，運転員等に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧
力容器への注水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，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用），（常設ライン狭帯域用）又は低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用），（可搬ライン狭帯域用）の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑳発電長は，災害対策本部長代理に低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器への注水が開始されたことを連絡する。
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Ｌ０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，原子炉圧力容器注水流量調整弁により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
1.8－5050

長に報告する。
(c)

操作の成立性
上記の操作について，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。
【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】（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名にて作業を実施した場合，215分以内と想定する。
【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】（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名にて作業を実施した場合，140分以内と想定する。
【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】（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名にて作業を実施した場合，535分以内と想定する。
【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】（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名にて作業を実施した場合，320分以内と想定する。
1.8－5151

中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，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1.8.4）
ｅ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，代替循環冷却系により原子炉圧力容器への注水を実施する。また，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
隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，代替循環冷却系の運転状態確認後，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，常設低圧代替注水系ポンプ又は西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替格納容器スプレイ冷却系は残留熱除去系Ｂ系配管を用いるため，残留熱除去系Ｂ系配管を使用しない代替
循環冷却系ポンプ（Ａ）を優先して使用する。また，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実
施する。
(a)

手順着手の判断基準
1.8－5252

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，原子炉
冷却材圧力バウンダリが低圧状態であり，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができない場合で，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
代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり（代替循環冷却系Ｂ系による原子炉圧力容器への注水手順も同様。）。
概要図を第1.8－17図に，タイムチャートを第1.8－18図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧
力容器への注水に必要な残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイ
パス弁及び残留熱除去系Ａ系注入弁の電源切替え操作を実施し，残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁及び残留熱除去系
Ａ系注入弁の表示灯が点灯したことを確認する。
③運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧
力容器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，発電長に代替循環冷却系Ａ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。
⑤発電長は，運転員等に代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器
1.8－5353

への注水の系統構成を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系ポンプ（Ａ）の操作ス
イッチを隔離する。
⑦運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注水配管分離弁，残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁，残留熱除去系熱交換器（Ａ）出
口弁及び残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁を閉とする。
⑧運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）入口弁及び代替循環冷却系Ａ系テスト弁を開とする。
⑨運転員等は，発電長に代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑩発電長は，運転員等に代替循環冷却系ポンプ（Ａ）の起動を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，代替循環冷却系ポンプ（Ａ）を起動
し，代替循環冷却系ポンプ吐出圧力指示値が約1.2MPa［gage］以
上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑫発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下
であることを確認し，代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑬運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ａ系注入弁を開とした
後，代替循環冷却系Ａ系注入弁を開とするとともに，代替循環冷
却系Ａ系テスト弁を閉する。
⑭運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを代替循環冷却系原子炉注水流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑮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Ｌ０
1.8－5454

以上に維持するように指示する。
⑯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。
(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）2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循環冷却系
による原子炉圧力容器への注水開始まで41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。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：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

ｆ．消火系による原子炉圧力容器への注水
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，低圧代替注水系（常設）及び代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，消火系により原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，消火系の運転状態確認後，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
1.8－5555

(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，原子炉
冷却材圧力バウンダリが低圧状態であり，低圧代替注水系（常設）及び代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合で，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，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。

(b)

操作手順
消火系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.8－19図に，タイムチャートを第1.8－20図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に消火系による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，消火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，発電長に消火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，運転員等に消火系による原子炉圧力容器への注水の系
統構成を指示する。
⑤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とする。
⑥運転員等は，発電長に消火系による原子炉注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑦発電長は，運転員等にディーゼル駆動消火ポンプの起動を指示する。
1.8－5656

⑧運転員等は中央制御室にて，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約0.79MPa［gage］以
上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑨発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下
であることを確認し，消火系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑩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とする。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系注入弁を開とする。
⑫運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量の流量上昇で確認し，発電長に報告する。
⑬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Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑭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。
(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消火系による原子炉圧力容器への注水開始まで56分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，円滑に作業できるように，移動経路を確保
1.8－5757

し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室
温は通常状態と同程度である。
（添付資料1.8.4）
ｇ．補給水系による原子炉圧力容器への注水
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系及び消火系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，補給水系により原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，補給水系の運転状態確認後，逃がし安全弁により減圧を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(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，原子炉
冷却材圧力バウンダリが低圧状態であり，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。）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。） ２Ｃ又はＭＣＣ ２Ｄの受電が完了し，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系及び消火系
による原子炉圧力容器への注水ができない場合で，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。

(b)

操作手順
補給水系による原子炉圧力容器への注水手順の概要は以下のとお
1.8－5858

り。
概要図を第1.8－21図に，タイムチャートを第1.8－22図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に補給水系による原子炉圧力容器への注水の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，補給水系による原子炉圧力容器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。
③運転員等は，発電長に補給水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，災害対策本部長代理に連絡配管閉止フランジの切り替えを依頼する。
⑤災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に連絡配管閉止フラ
ンジの切り替えを指示する。
⑥重大事故等対応要員は，連絡配管閉止フランジの切り替えを実施する。
⑦重大事故等対応要員は，災害対策本部長代理に連絡配管閉止フラ
ンジの切り替えが完了したことを報告する。
⑧災害対策本部長代理は，発電長に連絡配管閉止フランジの切り替えが完了したことを連絡する。
⑨発電長は，運転員等に補給水系による原子炉圧力容器への注水の系統構成を指示する。
⑩運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，補給水系－消火系連絡
ライン止め弁を開とする。
⑪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とする。
1.8－5959

⑫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とする。
⑬運転員等は，発電長に補給水系による原子炉圧力容器への注水の系統構成が完了したことを報告する。
⑭発電長は，運転員等に復水移送ポンプの起動を指示する。
⑮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約0.84MPa［gage］以上であることを確認した後，発電長に報告する。
⑯発電長は，運転員等に原子炉圧力指示値が4.90MPa［gage］以下
であることを確認し，補給水系による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑰運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系Ｂ系注入弁を開とし，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを残留熱除去系系統流量の流量上昇で確認した後，発電長に報告する。
⑱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Ｌ０以上に維持するように指示する。
⑲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。
(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名及び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補給水系による原子炉圧力容器への注水開始まで110分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
1.8－6060

現場対応については，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。屋内作業の室
温は通常状態と同程度である。
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
全交流動力電源喪失時，損傷炉心への注水を行う場合，ほう酸水注入
系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
(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／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭＣＣ ２Ｃ又はＭＣＣ ２Ｄの受電が完了し，損傷炉心に注水を実施する場合。

(b)

操作手順
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手順の概要
は以下のとおり。
概要図を第1.8－23図に，タイムチャートを第1.8－24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の準備を指示する。
②運転員等は中央制御室にて，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，発電長に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の開始を指示する。
⑤運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又はほう
1.8－6161

酸水注入ポンプ（Ｂ）の起動操作（ほう酸水注入系起動用キー・スイッチを「ＳＹＳ

Ａ又はＳＹＳ

Ｂ」位置にすることで，ほう酸水貯蔵タンク出口弁及びほう酸水注入系爆破弁が開となり，
ほう酸水注入ポンプが起動する。）を実施し，ほう酸水注入ポン
プ吐出圧力が原子炉圧力容器内の圧力以上であることを確認する。
⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始されたことをほう酸水貯蔵タンク液位の低下により確認し，発電長に報告する。
⑦発電長は，運転員等にほう酸水貯蔵タンク液位を監視し，ほう酸
水が全量注入されたことを確認した後，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又はほう酸水注入ポンプ（Ｂ）の停止を指示する。
⑧運転員等は中央制御室にて，原子炉圧力容器へほう酸水の全量注入完了を確認した後，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又はほう酸水注
入ポンプ（Ｂ）を停止し，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
へのほう酸水注入開始まで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。

(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1.8－26図に示す。

1.8－6262全交流動力電源が喪失し，炉心損傷が発生した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の場合は，所内常設直流電源設備により直流電源を確保し，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水を実施す
る。
原子炉隔離時冷却系が使用できない場合は，常設代替直流電源設備として使用する緊急用125V系蓄電池又は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により直流電源を確保し，高圧
代替注水系による原子炉圧力容器への注水を実施する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の場合は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水を実施する。また，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリが高圧時の場合において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系
による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，逃がし安全弁により減圧し，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水を実施する。
低圧代替注水系（常設）が使用できない場合は，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水を実施する。
代替循環冷却系が使用できない場合は，消火系，補給水系又は低圧代替
注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水を実施する。
注水を行う際は，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又は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
によりほう酸水注入系の電源を確保し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
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手段は，低圧
代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水手段と同時並行で準備
1.8－6363

を開始する。
なお，消火系による原子炉圧力容器への注水は，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合に実施する。
また，補給水系は連絡配管閉止フランジの切り替えに時間を要することから，消火系による原子炉圧力容器への注水ができない場合に実施する。
（添付資料1.8.5，添付資料1.8.6）
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については，「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」にて整備する。
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。
サプレッション・チェンバから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については，「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。
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，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
1.8－6464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

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.8－6565

第1.8－1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（1／5）
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

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

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－３ａ」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）
可搬型代替注水中型ポンプ ※２
可搬型代替注水大型ポンプ ※２
西側淡水貯水設備 ※２
代替淡水貯槽 ※２
ホース
低圧代替注水系配管・弁格納容器下部注水系配管・弁
原子炉格納容器床ドレン系配管・弁
原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁
原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料給油設備 ※３

重大事故等 対処設 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

ペ デスタル （ドラ イウ ェル 部） の床面に落 下した 溶融炉心 の冷 却

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※２
低圧代替注水系配管・弁格納容器下部注水系配管・弁
原子炉格納容器床ドレン系配管・弁
原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁
原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備 ※３
燃料給油設備 ※３

手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－３ａ」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：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。
※2：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。
※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。

1.8－6666

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／5）
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

補給水系に よるペ デスタ ル （ドラ イウ ェル 部） へ の 注水

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク ※２
補給水系配管・弁
消火系配管・弁
格納容器下部注水系配管・弁
原子炉格納容器床ドレン系配管・弁
原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁
原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料給油設備 ※３

自主対策設 備

消火 系によ る
ペ デ ス タ ル （ ド ラ イウ ェ ル 部 ） へ の 注 水

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－３ａ」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

自主対策設 備

ペデスタル （ドラ イウ ェル 部） の床面に落 下した 溶融炉心 の冷 却

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク ※２
多目的タンク ※２
消火系配管・弁
格納容器下部注水系配管・弁
原子炉格納容器床ドレン系配管・弁
原子炉格納容器機器ドレン系配管・弁
原子炉格納容器
コリウムシールド
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料給油設備 ※３

手順書

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－３ａ」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：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。
※2：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。
※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。

1.8－6767

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／5）
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

高圧代替注 水系による原子炉圧力 容器へ の注水

常設高圧代替注水系ポンプ
サプレッション・チェンバ ※２
高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
常設代替直流電源設備 ※３
可搬型代替直流電源設備 ※３
燃料給油設備 ※３

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」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

低圧代替注 水系（常設）による
原子炉圧力 容器へ の注水

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽 ※２
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※３
燃料給油設備 ※３

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」等

重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

原子炉隔離時冷却系ポンプ
サプレッション・チェンバ ※２
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
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
常設代替直流電源設備 ※３
可搬型代替直流電源設備 ※３
燃料給油設備 ※３

手順書

重大事故等 対処設 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

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：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。
※2：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。
※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。

1.8－6868

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／5）
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

可搬型代替注水中型ポンプ ※２
可搬型代替注水大型ポンプ ※２
西側淡水貯水設備 ※２
代替淡水貯槽 ※２
ホース
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料給油設備 ※３

自主対策設 備消火系によ る
原子炉圧力 容器へ の注水

ディーゼル駆動消火ポンプ
ろ過水貯蔵タンク ※２
多目的タンク ※２
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料給油設備 ※３

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」等
ＡＭ設備別操作手順書

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※１

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」等

重大事故等対策要領

重大事故等 対設備

代替循環冷 却系による原子炉圧力 容器へ の注水

代替循環冷却系ポンプ
サプレッション・チェンバ ※２
残留熱除去系熱交換器
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
残留熱除去系海水系ポンプ ※１
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ ※１
緊急用海水系ストレーナ
常設代替交流電源設備 ※３
燃料給油設備 ※３

手順書

重大事故等 対処設 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

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対処設備

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：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。
※2：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。
※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。

1.8－6969

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／5）
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

復水移送ポンプ
復水貯蔵タンク ※２
補給水系配管・弁
消火系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料給油設備 ※３

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

重大事故等 対処設 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

ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水貯蔵タンク ※２
ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※３
可搬型代替交流電源設備 ※３
燃料給油設備 ※３

手順書

自主対策設 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

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対処設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：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。
※2：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。
※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。

1.8－7070

第1.8－2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

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.1 ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水
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

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位判断基準

原子炉格納容器内の温度

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）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落
下検知用）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆
積検知用）

電源

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」等

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

補機監視機能制御棒位置指示ＡＭ設備別操作手順書

水源の確保

代替淡水貯槽水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力原子炉格納容器内の温度

操作

原子炉格納容器内の水位

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（水温計兼デブリ堆
積検知用）
格納容器下部水位（高さ 1m 超検知用）
格納容器下部水位（高さ 0.5m，1.0m
未満検知用）
格納容器下部水位（満水管理用）
格納容器下部雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位

1.8－7171

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

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.1 ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水
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）

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位判断基準

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

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

補機監視機能制御棒位置指示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

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」等
ＡＭ設備別操作手順書

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）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ落
下検知用）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆
積検知用）

原子炉格納容器内の温度

操作
原子炉格納容器内の水位

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（水温計兼デブリ堆
積検知用）
格納容器下部水位（高さ 1m 超検知用）
格納容器下部水位（高さ 0.5m，1.0m
未満検知用）
格納容器下部水位（満水管理用）
格納容器下部雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

1.8－7272

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

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.1 ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水
ｃ．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

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉格納容器内の温度

格納容器下部水温（水温計兼デブリ落
下検知用）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆
積検知用）

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

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

補機監視機能制御棒位置指示常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」等
ＡＭ設備別操作手順書

原子炉格納容器内の温度

操作
原子炉格納容器内の水位

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（水温計兼デブリ堆
積検知用）
格納容器下部水位（高さ 1m 超検知用）
格納容器下部水位（高さ 0.5m，1.0m
未満検知用）
格納容器下部水位（満水管理用）
格納容器下部雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

補機監視機能消火系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

1.8－7373

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

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.1 ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却のための対応手順(1) ペデスタル（ドライウェル部）への注水
ｄ．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

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」等

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉格納容器内の温度

格納容器下部水温（水温計兼デブリ落
下検知用）
格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆
積検知用）

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

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

補機監視機能制御棒位置指示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

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力ＡＭ設備別操作手順書

原子炉格納容器内の温度

操作

原子炉格納容器内の水位

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（水温計兼デブリ堆
積検知用）
格納容器下部水位（高さ 1m 超検知用）
格納容器下部水位（高さ 0.5m，1.0m
未満検知用）
格納容器下部水位（満水管理用）
格納容器下部雰囲気温度

原子炉格納容器への注水量

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

1.8－7474

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

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

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
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

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

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

サプレッション・プール水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作1.8－7575

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

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
ｂ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

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
給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量

電源

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

補機監視機能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
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

高圧代替注水系系統流量

補機監視機能常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作1.8－7676

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

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
ｃ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量

電源

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

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設
ライン狭帯域用）

補機監視機能常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

代替淡水貯槽水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作1.8－7777

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

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
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）

原子炉格納容器内の放射線量率
原子炉圧力容器内の温度
原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の圧力

判断基準

原子炉圧力容器への注水量

電源
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
補機監視機能水源の確保

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の圧力

操作
原子炉圧力容器への注水量

水源の確保

1.8－78

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
原子炉圧力容器温度
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設
ライン狭帯域用）
代替循環冷却系原子炉注水流量
275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
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
西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位
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）
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設
ライン狭帯域用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬
ライン狭帯域用）
西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位78

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

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
ｅ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設
ライン狭帯域用）

電源

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

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

水源の確保

サプレッション・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

代替循環冷却系原子炉注水流量

補機監視機能代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

水源の確認

サプレッション・プール水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作1.8－7979

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

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
ｆ．消火系による原子炉圧力容器への注水

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

電源

ＡＭ設備別操作手順書

給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設
ライン狭帯域用）
代替循環冷却系原子炉注水流量
275kV東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧操作

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
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

水源の確保

ろ過水貯蔵タンク水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
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圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能消火系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

1.8－8080

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

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
ｇ．補給水系による原子炉圧力容器への注水

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
残留熱除去系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設
ライン狭帯域用）
代替循環冷却系原子炉注水流量

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

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
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消火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）
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圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

残留熱除去系系統流量

補機監視機能復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作1.8－8181

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

手順書

監視パラメータ（計器）1.8.2.2 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・防止のための対応手順(1) 原子炉圧力容器への注水
ｈ．ほう酸注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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）

電源

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

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

ほう酸水貯蔵タンク液位
ほう酸水注入ポンプ吐出圧力

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書

操作1.8－8282

第1.8－3表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

対象条文

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Ｐ／Ｃ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ＭＣＣ弁

格納容器下部注水系

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

弁

原子炉隔離時冷却系（注水系）

高圧代替注水系（蒸気系）【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

給電元
給電母線

供給対象設備

高圧代替注水系（注水系）

残留熱除去系

弁

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２Ａ

弁

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主母線盤弁

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
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 ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

弁

低圧炉心スプレイ系

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 ２Ｃ系

代替循環冷却系ポンプ

常設代替交流電源設備
緊急用Ｐ／Ｃ

代替循環冷却系

常設代替交流電源設備
緊急用ＭＣＣ

弁

ほう酸水注入ポンプ

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
ＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

ほう酸水注入系

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
ＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系

弁

1.8－8383

1.8－84

84

，③

記載例

③

※３

弁名称

③ ※６ ，⑪ ※２

第1.8－1図

③ ※４

③ ※２

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○：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。

排水弁

，③

制限弁

，③

※３

③ ※５ ，③ ※６ ，⑪ ※１ ，⑪ ※２

③

※２

操作手順

※４

※１

③ ※５ ，⑪ ※１③ ※１

設 計基 準 対 象 施 設 か ら追加した箇所

概要図（1／2）

凡例1.8－85

85

記載例

⑧

格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁

格納容器下部注水系ペデスタル注水弁

常設低圧代替注水系系統分離弁

弁名称⑧⑪，⑫，⑭ ａ ，⑭ ｂ

※４

操作手順

第1.8－1図

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

概要図（2／2）

格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁

格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁

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○：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。

※３

⑧ ※２

⑧

※１

操作手順

窒素駆動

NO

弁

電動駆動

ポンプ
MO

凡例

2

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

4

6

8

10

経過時間（ 分）
12
14

16

18

20

22

24

備考

10

11

12

備考

5.5

6

備考

6

備考

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
17 分
必要な負荷 の電源切 替え操 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 水運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）排水弁開操作2
系統構成，注水開始操作

1

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

2

3

4

5

経過時間（ 分）6
7

8

9

ペデスタル （ドライ ウェル 部）の水位 1.05m 到達
4 分 ペデスタ ル（ドラ イウェ ル部）へ の注水 停 止
注水停止操作

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 水運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）

2

0.5

1

1.5

2

2.5

経過時間（ 分）
3
3.5

4

4.5

5

ベント管よ り排水後 ，ペデ スタル（ ドライ ウェル 部）の水位 1.0m 到達
手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

1分

ベント管 より排水 停止確 認

排水弁自動閉確認
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 水運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）2

【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】

0.5

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

1

1.5

2

2.5

経過時間（ 分）
3
3.5

4

4.5

5

5.5

ペデスタル （ドライ ウェル 部）の溶 融炉心 堆積高 さ確認
1 分 ペデスタ ル（ドラ イウェ ル部）の 溶融炉 心 堆積高さに 応じた注 水
注水開始操作

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 水運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）2

【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】

第1.8－2図

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）への注水タイムチャート

1.8－8686

1.8－87

87

排水弁

⑥ ※３

弁名称

⑥ ※６ ，⑲ ※２

第1.8－3図

⑥ ※４

⑥ ※２

2）

概要図（1／

設計基準対象施設から追加した箇所

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）○：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。

⑥ ※５ ，⑥ ※６ ，⑲ ※１ ，⑲ ※２

記載例

制限弁

⑥ ※１ ，⑥ ※２ ，⑥ ※３ ，⑥ ※４

操作手順⑥ ※５ ，⑲ ※１

⑥ ※１

凡例

1.8－88

88

格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁

⑯

ａ

操作手順
⑩ ※４ ，⑲，

，

ｂ

弁名称

2）

概要図（2／

原子炉建屋西側接続口の弁，原子炉建屋東側接続口の弁，高所西側接続口の弁，高所東側接続口の弁格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁設 計基 準 対 象 施 設 か ら追加した箇所

ホース

逆止弁

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）○：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。

⑩ ※３

第1.8－3図記載例

格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁

⑩ ※２

弁名称

格納容器下部注水系ペデスタル注水弁

⑩ ※１

操作手順

窒素駆動

NO

弁

電動駆動

ポンプ
MO

凡例

10

手順の項目

20

実施箇所・ 必要要員 数

30

40

50

60

経過時間（ 分）
110
120
130

170

180

190

200

210

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

備考

220

215 分

必要な負荷 の電源切 替え操 作
運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）排水弁開操作1
系統構成

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）（高所東側 接続口を使用したペ デスタル
（ドライウ ェル部）
水位確保の 場合）

代替淡水貯 槽からの送水

準備
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
重大事故等
対応要員

8

ホース敷設
ホース接続
送水準備， 注水開始 操作【ホース敷設（代替淡水貯槽から高所東側接続口）の場合は 412m】
1

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

2

3

4

5

経過時間（ 分）
6
7

8

9

10

11

12

備考

5.5

6

備考

6

備考

ペデスタル （ドライ ウェル 部）の水位 1.05m 到達
4 分 ペデスタ ル（ドラ イウェ ル部）へ の注水 停 止
注水停止操作

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（淡水／
海水）

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）

1

0.5

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

1

1.5

2

2.5

経過時間（ 分）
3
3.5

4

4.5

5

ベント管よ り排水後 ，ペデ スタル（ ドライ ウェル 部）の水位 1.0m 到達
1 分 ベント管 より排水 停止確 認
排水弁自動閉確認

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）

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】

0.5

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

1

1.5

2

2.5

経過時間（ 分）
3
3.5

4

4.5

5

5.5

ペデスタル （ドライ ウェル 部）の溶 融炉心 堆積高 さ確認
1 分 ペデスタ ル（ドラ イウェ ル部）の 溶融炉 心 堆積高さに 応じた注 水
注水開始操作

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（淡水／
海水）

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】

第1.8－4図

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）
1.8－89

タイムチャート（1／4）

89

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

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

140

備考

150

140 分

必要な負荷 の電源切 替え操 作
排水弁開操作

運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）1
系統構成

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）（高所西側 接続口を使用したペ デスタル
（ドライウ ェル部）
水位確保の 場合）

西側淡水貯 水設備からの送水

準備
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
重大事故等
対応要員

西側淡水貯 水設備蓋 開放， ポンプ設置，ホー ス敷設

8

ホース接続
送水準備， 注水開始 操作【ホース敷設（西側淡水貯水設備から高所西側接続口）の場合は 70m】
1

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

2

3

4

5

経過時間（ 分）
6
7

8

9

10

11

12

備考

5.5

6

備考

6

備考

ペデスタル （ドライ ウェル 部）の水位 1.05m 到達
4 分 ペデスタ ル（ドラ イウェ ル部）へ の注水 停 止
注水停止操作

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（淡水／
海水）

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）

1

0.5

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

1

1.5

2

2.5

経過時間（ 分）
3
3.5

4

4.5

5

ベント管よ り排水後 ，ペデ スタル（ ドライ ウェル 部）の水位 1.0m 到達
1 分 ベント管 より排水 停止確 認
排水弁自動閉確認

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）

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】

0.5

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

1

1.5

2

2.5

経過時間（ 分）
3
3.5

4

4.5

5

5.5

ペデスタル （ドライ ウェル 部）の溶 融炉心 堆積高 さ確認
1 分 ペデスタ ル（ドラ イウェ ル部）の 溶融炉 心 堆積高さに 応じた注 水
注水開始操作

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（淡水／
海水）

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】

第1.8－4図

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）

1.8－90

タイムチャート（2／4）

90

10

手順の項目

20

実施箇所・ 必要要員 数

30

40

50

60

経過時間（ 分）
70
110
120

490

500

510

520

530

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

備考

540

535 分

必要な負荷 の電源切 替え操 作
排水弁開操作

運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）1
系統構成

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）（原子炉建 屋東側接続口を使用 したペデスタル（ド ライウェ
ル部）水位 確保の場
合）

代替淡水貯 槽からの送水

準備
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
重大事故等
対応要員

ホース敷設

8

ホース接続
送水準備， 注水開始 操作【ホース敷設（代替淡水貯槽から原子炉建屋東側接続口）の場合は 542m】
1

2

3

4

5

経過時間（ 分）
6
7

8

9

10

11

12

備考

5.5

6

備考

6

備考

ペデスタル （ドライ ウェル 部）の水位 1.05m 到達
手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

4分

ペデスタ ル（ドラ イウェ ル部）へ の注水 停 止

注水停止操作
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（淡水／
海水）

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）

1

0.5

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

1

1.5

2

2.5

経過時間（ 分）
3
3.5

4

4.5

5

ベント管よ り排水後 ，ペデ スタル（ ドライ ウェル 部）の水位 1.0m 到達
1 分 ベント管 より排水 停止確 認
排水弁自動閉確認

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）

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】

0.5

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

1

1.5

2

2.5

経過時間（ 分）
3
3.5

4

4.5

5

5.5

ペデスタル （ドライ ウェル 部）の溶 融炉心 堆積高 さ確認
1 分 ペデスタ ル（ドラ イウェ ル部）の 溶融炉 心 堆積高さに 応じた注 水
注水開始操作

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（淡水／
海水）

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】

第1.8－4図

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）
1.8－91

タイムチャート（3／4）

91

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
90
170

180

260

270

280

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

320

備考

330

320 分

必要な負荷 の電源切 替え操 作
排水弁開操作

運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）1
系統構成

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）（原子炉建 屋東側接続口を使用 したペデスタル（ド ライウェ
ル部）水位 確保の場
合）西側淡水貯 水設備からの送水

準備
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
重大事故等
対応要員

ホース敷設

8
ホース接続

送水準備， 注水開始 操作【ホース敷設（西側淡水貯水設備から原子炉建屋東側接続口）の場合は 881m】
1

2

3

4

5

経過時間（ 分）
6
7

8

9

10

11

12

備考

5.5

6

備考

6

備考

ペデスタル （ドライ ウェル 部）の水位 1.05m 到達
手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

4分

ペデスタ ル（ドラ イウェ ル部）へ の注水 停 止

注水停止操作
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（淡水／
海水）

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）

1

0.5

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

1

1.5

2

2.5

経過時間（ 分）
3
3.5

4

4.5

5

ベント管よ り排水後 ，ペデ スタル（ ドライ ウェル 部）の水位 1.0m 到達
1 分 ベント管 より排水 停止確 認
排水弁自動閉確認

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）

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】

0.5

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

1

1.5

2

2.5

経過時間（ 分）
3
3.5

4

4.5

5

5.5

ペデスタル （ドライ ウェル 部）の溶 融炉心 堆積高 さ確認
1 分 ペデスタ ル（ドラ イウェ ル部）の 溶融炉 心 堆積高さに 応じた注 水
注水開始操作

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（淡水／
海水）

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】

第1.8－4図

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）
1.8－92

タイムチャート（4／4）

921.8－93

93

，③

記載例

③ ※３

弁名称

③ ※６ ，⑬ ※２

第1.8－5図

③ ※４

③ ※２

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水○：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。

排水弁

，③

制限弁

，③

※３

③ ※５ ，③ ※６ ，⑬ ※１ ，⑬ ※２

③

※２

操作手順

※４

※１

③ ※５ ，⑬ ※１③ ※１

設計基準対象施設から追加した箇所

概要図（1／2）

凡例1.8－9494

記載例

格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁⑬，⑭，⑯ ，⑯

ａ

操作手順
ｂ

第1.8－5図

弁名称

設 計基 準 対 象 施 設 か ら追加した箇所逆止弁

概要図（2／2）

格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水○：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。

補助ボイラ冷却水元弁

⑫

弁名称

⑦

操作手順

窒素駆動

NO

弁

電動駆動

ポンプ
MO

凡例

10

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

20

経過時間（ 分）405030

消火系によ るペデス タル（ ドライウ ェル部 ）への 注水

60

70

90

備考

11

12

備考

5.5

6

備考

6

備考

80

54 分

必要な負荷 の電源切 替え操 作

消火系によるペデスタ
ル（ドライウェル部）
への注水

排水弁開操作

運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）1

運転員等
（当直運転 員）（現場）

2

系統構成， 注水開始 操作

移動，系統 構成

1

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

2

3

4

5

経過時間（ 分）
6
7

8

9

10

ペデスタル （ドライ ウェル 部）の水位 1.05m 到達
4 分 ペデスタ ル（ドラ イウェ ル部）へ の注水 停 止
注水停止操作

消火系によるペデスタ
ル（ドライウェル部）
への注水

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）

1

0.5

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

1

1.5

2

2.5

経過時間（ 分）
3
3.5

4

4.5

5

ベント管よ り排水後 ，ペデ スタル（ ドライ ウェル 部）の水位 1.0m 到達
1 分 ベント管 より排水 停止確 認
排水弁自動閉確認

消火系によるペデスタ
ル（ドライウェル部）
への注水

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】

0.5

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

1

1.5

2

2.5

経過時間（ 分）
3
3.5

4

4.5

5

5.5

ペデスタル （ドライ ウェル 部）の溶 融炉心 堆積高 さ確認
1 分 ペデスタ ル（ドラ イウェ ル部）の 溶融炉 心 堆積高さに 応じた注 水
注水開始操作

消火系によるペデスタ
ル（ドライウェル部）
への注水

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】

第1.8－6図

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

タイムチ

ャート

1.8－9595

1.8－96

96

，③

記載例

③

※３

弁名称

③ ※６ ，⑲ ※２

第1.8－7図

③ ※４

③ ※２

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水○：操作手順番号を示す。
○ ※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。

排水弁

，③

制限弁

，③

※３

③ ※５ ，③ ※６ ，⑲ ※１ ，⑲ ※２

③

※２

操作手順

※４

※１

③ ※５ ，⑲ ※１③ ※１

設計基準対象施設から追加した箇所

概要図（1／2）

凡例1.8－97

97

記載例

⑫

⑬

，⑫

※２

補助ボイラ冷却水元弁

補給水系－消火系連絡ライン止め弁

弁名称

⑲，⑳，

⑭
ａ

，

操作手順
ｂ

格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁

第1.8－7図

弁名称

設計基準対象施設から追加した箇所

逆止弁

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

概要図（2／2）

格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁○：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。

※１

操作手順

窒素駆動

NO

弁

電動駆動

ポンプ
MO

凡例

10

手順の項目

20

30

実施箇所・ 必要要 員数4050

経過時間（ 分）
60
70

80

90

100

110

補給水系に よるペ デスタル （ドラ イウェル 部）へ の注水

108 分

120

備考

必要な負荷 の電源 切替え操 作
運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）補給水系に よるペ デスタ
ル（ドライ ウェル 部）への注水

排水弁開操作1
系統構成， 注水開 始操作

移動
運転員等（当直運転 員）
（現場）

2

重大事故等
対応要員

4

系統構成

移動，連絡 配管閉 止フラン ジ切替 え

1

手順の項目

実施箇所・ 必要要 員数

2

3

4

5

経過時間（ 分）
6
7

8

9

10

11

12

備考

6

備考

6

備考

ペデスタル （ドラ イウェル 部）の 水位 1.05m 到達
5 分 ペデスタ ル（ド ライウェ ル部） への注水 停 止
注水停止操作補給水系に よるペ デスタ
ル（ドライ ウェル 部）へ
の注水

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）

1

0.5

1

1.5

2

2.5

経過時間（ 分）
3
3.5

4

4.5

5

5.5

ベント管よ り排水 後，ペデ スタル （ドライ ウェル 部）の水位 1.0m 到 達
手順の項目

実施箇所・ 必要要 員数

2分

ベント管 より排 水停止確 認
排水弁自動閉確認

補給水系に よるペ デスタ
ル（ドライ ウェル 部）へ
の注水

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】

0.5

1

1.5

2

2.5

経過時間（ 分）
3
3.5

4

4.5

5

5.5

ペデスタル （ドラ イウェル 部）の 溶融炉心 堆積高 さ確認
手順の項目

実施箇所・ 必要要 員数

1分

ペデスタ ル（ド ライウェ ル部） の溶融炉 心 堆積高さに 応じた 注水

注水開始操作補給水系に よるペ デスタ
ル（ドライ ウェル 部）へ
の注水

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水】

第1.8－8図

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

タイム

チャート

1.8－98

98

凡例
ポンプ
MO

電動駆動

AO

空気駆動

NO

窒素駆動

HO

油圧駆動

弁
操作手順

弁名称

⑤ ※１

原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁⑤ ※２

原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁

⑤
記載例

※３

逆止弁
設計基準対象施設から追加した箇所

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁○：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。

第 1.8－9 図

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水
1.8－99

概要図

99

0.5

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 1.8－10 図

11.5

経過時間（ 分）22.5

原子炉隔離 時冷却 系による 原子炉 圧力容器 への注 水

3

3.5

4

4.5

備考

3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

タイムチ

ャート

1.8－100

100

凡例
ポンプ

操作手順

記載例

電動駆動

AO

空気駆動

NO

窒素駆動

HO

油圧駆動

弁

弁名称

⑥

原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁※１

高圧代替注水系注入弁

⑦

MO

逆止弁

⑦ ※２

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁⑩

高圧代替注水系タービン止め弁

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 1.8－11 図

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
1.8－101

概要図

101

2

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

46

経過時間（ 分）810

高圧代替注 水系によ る原子 炉圧力容 器への 注水

12

14

16

18

備考

10 分

必要な負荷 の電源切 替え操 作
高圧代替注 水系によ る
原子炉圧力 容器への 注
水

運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）第 1.8－12 図

1

系統構成， 注水開始 操作

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

タイムチャート

1.8－102102

1.8－103

103

原子炉注水弁

⑪

⑧

※３

操作手順

残留熱除去系Ｃ系注入弁

原子炉圧力容器注水流量調整弁

弁名称

第1.8－13図

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水○：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。

⑧

記載例

常設低圧代替注水系系統分離弁

※２

⑧

弁名称

※１

操作手順

概要図

窒素駆動

NO

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

1

手順の項目

実施箇所・ 必要要 員数

2

3

4

5

経過時間（ 分）
6
7

8

9

10

11

12

備考

低圧代替注 水系（ 常設）に よる原 子炉圧力 容器へ の注水
7分
必要な負荷 の電源 切替え操 作

低圧代替注 水系（ 常設）による原子 炉圧力 容器へ
の注水

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）第1.8－14図

2

系統構成， 注水開 始操作

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

タイ

ムチャート

1.8－1041041.8－105

105

記載例

⑩

⑩

低圧炉心スプレイ系注入弁

残留熱除去系Ｃ系注入弁

原子炉注水弁

弁名称
⑩

ａ※３

⑯

，⑩

ｂ※３

，

操作手順

第1.8－15図設 計基 準 対 象 施 設 か ら追加した箇所

ホース

逆止弁

概要図

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

原子炉圧力容器注水流量調整弁

弁名称

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）○：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。

ｂ※２

⑩ ａ※２

，⑩

ｂ※１

操作手順

ａ※１

窒素駆動

NO

弁

電動駆動

ポンプ
MO

凡例

10

手順の項目

20

30

40

50

実施箇所・ 必要要 員数60

経過時間（ 分）
110
120
130

170

180

190

200

210

低圧代替注 水系（ 可搬型） による 原子炉圧 力容器 への注水

220

備考

215 分

必要な負荷 の電源 切替え操 作
運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）1

系統構成

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）
（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）

代替淡水貯 槽から の送水

準備
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
重大事故等
対応要員

8

ホース敷設
ホース接続
送水準備， 注水開 始操作

10

手順の項目

20

30

40

実施箇所・ 必要要 員数5060

経過時間（ 分）
70
80
90

100

110

120

130

低圧代替注 水系（ 可搬型） による 原子炉圧 力容器 への注水

140

150

備考

140 分

必要な負荷 の電源 切替え操 作
運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）1

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）
（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）

系統構成

西側淡水貯 水設備 か
らの送水

準備

重大事故等
対応要員

8

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，ホー ス敷設
ホース接続
送水準備， 注水開 始操作【ホース敷設（代替淡水貯槽から高所東側接続口）の場合は412m，ホース敷設（西側淡水貯水設備から高所西側接続口）の場合は70m】

第1.8－16図

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）

タイムチャート（1／2）

1.8－106

106

10

手順の項目

20

30

40

50

実施箇所・ 必要要 員数60

経過時間（ 分）
70
110
120

490

500

510

520

530

低圧代替注 水系（ 可搬型） による 原子炉圧 力容器 への注水

540

備考

535 分

必要な負荷 の電源 切替え操 作
運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）1

系統構成

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 ）代替淡水貯 槽から の送水

準備
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
重大事故等
対応要員

ホース敷設

8

ホース接続
送水準備， 注水開 始操作

10

手順の項目

20

30

40

実施箇所・ 必要要 員数5060

経過時間（ 分）
70
90
170

180

260

270

280

低圧代替注 水系（ 可搬型） による 原子炉圧 力容器 への注水

320

330

備考

320 分

必要な負荷 の電源 切替え操 作
運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）1

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 ）系統構成

西側淡水貯 水設備 からの送水

準備
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
重大事故等
対応要員

8

ホース敷設
ホース接続
送水準備， 注水開 始操作【ホース敷設（代替淡水貯槽から原子炉建屋東側接続口）の場合は 542m，ホース敷設（西側淡水貯水設備から原子炉建屋東側接続口）の場合は 881m】

第1.8－16図

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）

タイムチャート（2／2）

1.8－107

107

凡例
ポンプ

操作手順
⑦ ※１
⑦

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口弁⑦ ※４

残留熱除去系熱交換器（Ａ）バイパス弁

，⑬

⑬ ※１
⑬
記載例

※２

AO

空気駆動

NO

窒素駆動

弁

残留熱除去系Ａ系ミニフロー弁

⑦ ※３

※２

電動駆動

残留熱除去系Ａ系注水配管分離弁

※２

⑧ ※１
⑧

弁名称

MO

逆止弁

代替循環冷却系ポンプ（Ａ）入口弁※３

冷却水

代替循環冷却系Ａ系テスト弁
残留熱除去系Ａ系注入弁

設計基準対象施設から追加した箇所

代替循環冷却系Ａ系注入弁○：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。

第1.8－17図

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

1.8－108

概要図

108

5

手順の項目

実施箇所・ 必要要 員数

1015

経過時間（ 分）
20
25

30

35

代替循環冷 却系に よる原子 炉圧力 容器への 注水

40

45

備考

41 分

必要な負荷 の電源 切替え操 作
代替循環冷 却系に よる
原子炉圧力 容器へ の注
水

運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）

系統構成
2

※1
注水開始操 作

※1：代替循環冷却系Ａ系による原子炉圧力容器への注水を示す。また，代替循環冷却系Ｂ系による原子炉圧力容器への注水については，注水開始まで41分以内と想定する。

第1.8－18図

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

タイムチャート

1.8－109

109

凡例
ポンプ

操作手順
⑤

記載例

電動駆動

AO

空気駆動

NO

窒素駆動

弁名称
弁

補助ボイラ冷却水元弁⑩ ※１ ，⑩ ※２⑪

MO

残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁
逆止弁

残留熱除去系Ｂ系注入弁○：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。

第1.8－19図

消火系による原子炉圧力容器への注水

1.8－110

概要図

110

10

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

2030

経過時間（ 分）4050

消火系によ る原子炉 圧力容器 への注水

60

70

80

90

備考

56 分
系統構成， 注水開始 操作

運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）1

運転員等
（当直運転 員）
（現場）

2

消火系による原子炉圧
力容器への 注水

第1.8－20図

移動，系統 構成

消火系による原子炉圧力容器への注水

1.8－111

タイムチャート

111

凡例
ポンプ

操作手順

弁名称

⑩ ※１ ，⑩ ※２

補給水系－消火系連絡ライン止め弁

⑪

記載例

電動駆動

AO

空気駆動

NO

窒素駆動

補助ボイラ冷却水元弁⑫ ※１ ，⑫ ※２⑰

MO

残留熱除去系Ｂ系消火系ライン弁
残留熱除去系Ｂ系注入弁

弁

逆止弁

○
：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。

第1.8－21図

補給水系による原子炉圧力容器への注水

1.8－112

概要図

112

10

手順の項目

20

30

40

50

実施箇所・ 必要要員 数

経過時間（ 分）
60
70

80

90

100

110

補給水系に よる原子 炉圧力容 器への注 水

120

備考

110 分

系統構成， 注水開始 操作

運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）1

運転員等
（当直運転 員）
（現場）

2

重大事故等
対応要員

4

移動
補給水系に よる原子 炉圧
力容器への 注水

第1.8－22図

系統構成

移動，連絡 配管閉止 フランジ 切替え

補給水系による原子炉圧力容器への注水

1.8－113

タイムチャート113

1.8－114

114

⑤

※４

※２

ほう酸水注入系爆破弁

ほう酸水貯蔵タンク出口弁

弁名称

第 1.8－23 図

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○：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。

，⑤

※３

⑤

記載例

，⑤

※１

操作手順

概要図

空気駆動

AO

設計基準対象施設から追加した箇所

安全弁

爆破弁

逆止弁

弁

電動駆動

ポンプ

MO

凡例

0.5

手順の項目

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

実施箇所・ 必要要員 数

運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）1

1.5

経過時間（ 分）
2
2.5

3

3.5

4

4.5

備考

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
2分
注入開始操 作1

※1

※1：ほう酸水注入系Ａ系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を示す。また，ほう酸水注入系Ｂ系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入については，注入開始まで 2 分以内と想定する。

第 1.8－24 図

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

タイ

ムチャート

1.8－115115

①より

ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却（凡例）：プラント状態

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

全交流動力電源喪失：操作・確認：判断：重大事故等対処設備

炉心損傷 ※ １
ペデスタル（ドライウェル部）の水位
0.5m～1.0m 維持

Yes

可搬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 ※ ２ ， ３

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

No

重大 事故 等 へ対 処す るた め に
消火 系に よ る消 火が 必要 な 火災 が発生 して い ないNoYes
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

制限弁「閉」及び排水弁「開」確認

ペデスタル（ドライウェル部）
水位確保

ペデスタル
（ドライウェル部）の水位
0.5m～1.0m 維持No

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

No

重大 事故 等 へ対 処す るた め に
消火 系に よ る消 火が 必要 な 火災 が発生 して い ない

No

ペデスタル
（ドライウェル部）の水位
0.5m～1.0m 維持

Yes

Yes
Yes

ペデスタル
（ドライウェル部）の水位
0.5m～1.0m 維持

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

No
溶融炉心の冷却②よりYes
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

ペデスタル（ドライウェル部）
水位確保

Yes

No

ペデスタル
（ドライウェル部）
水位確保

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

No

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

ペデスタル（ドライウェル部）
水位確保

ペデスタル
（ドライウェル部）の水位
2.25m～2.75m 維持

Yes

Yes

No

重大 事故 等 へ対 処す るた め に
消火 系に よ る消 火が 必要 な 火災 が発生 して い ないNo

排水弁「閉」確認

Yes
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

原子炉圧力容器破損

溶融炉心堆積高さ0.2m 未満

ペデスタル（ドライウェル部）の水位
2.25m～2.75m 維持

No

Yes

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

No

ペデスタル
（ドライウェル部）の水位
2.25m～2.75m 維持

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

No

ペデスタル
（ドライウェル部）の水位
2.25m～2.75m 維持

Yes

Yes
①へ

溶融炉心の冷却②へ※1：ペデスタル（ドライウェル部）への水張りは，発電用原子炉の冷却や原子炉格納容器内の冷却と並行して実施するが，発電用原子炉の冷却や原子炉格納容器内の冷却とペデスタル（ドライウェル部）への水張りを並行して実施できない場合は，発電用原子炉の冷却や原子炉格納容器内の冷却を実施した後，ペデスタル（ドライウェル部）への水張りを実施する。
※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。
※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準備を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）への注水と同時並行で開始し，重大事故等時の対応手段選択フローチャートの優先順位に従い，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。

第1.8－25図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート
1.8－116116

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（凡例）
全交流動力電源喪失：プラント状態：操作・確認

炉心損傷：判断：重大事故等対処設備
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

No

原子炉冷却材圧力
バウンダリ高圧時

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時

Yes
給水 ・復 水 系に よる
原子 炉圧 力 容器 への 注水 機 能喪 失

給水 ・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 喪 失

原子炉隔離時冷却系
による原子炉圧力容器への注水①より

No
原子炉圧力容器への注水成功Yes

可搬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 ※ １ ， ２

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

No

重大 事故 等 へ対 処す るた め に
消火 系に よ る消 火が 必要 な 火災 が発生 して い ないNo
原子炉圧力容器への注水成功Yes

高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水機能喪失

Yes
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

消火系による
原子炉圧力容器への注水

①より

①より

No
原子炉圧力容器への注水成功Yes

NoNo
原子炉圧力容器への注水成功逃がし安全弁による減圧（低圧代替注水系の運転状態確認 ※ ３ 後）Yes

原子炉圧力容器への注水成功Yes

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

補給水系による
原子炉圧力容器への注水

①より

①より

①へ

No
原子炉圧力容器への注水成功Yes

原子炉圧力容器への注水※1：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。
※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低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水と同時並行で開始し，重大事故等時の対応手段選択フローチャートの優先順位に従い，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：「低圧代替注水系」とは，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系，補給水系及び低圧代替注水系（可搬型）をいい，重大事故等時の対応手段選択フローチャートの優先順位に従い，運転状態の確認を実施する。

第1.8－26図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート

1.8－117117

添付資料 1.8.1
審査基準，基準規則と対処設備との対応表（1／7）
技術 的能 力 審査 基準 （1.8）
【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 の破 損 を防 止す るた め 、溶 融し 、 原 子
炉格 納容 器 の下 部に 落下 し た炉 心を 冷 却 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。

番号

設置 許可 基 準規 則（ 第 51 条 ）技術 基準 規則（第 66 条 ）

【本 文】

【本 文】

発電 用原 子 炉施 設に は、 炉 心の 著し い 損 傷

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 のが発 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 、溶 融 し、 原子 炉 格 納

破損 を防 止 する ため 、溶 融 し、 原子 炉 格 納

容器 の下 部 に落 下し た炉 心 を冷 却す る た め

容器 の下 部 に落 下し た炉 心 を冷 却す る た めに必 要な 設 備を 設け なけ れ ばな らな い 。

に必 要な 設 備を 施設 しな け れば なら な い 。

【解 釈】

【解 釈】

【解 釈】

1

1

1

①

「 溶 融し 、原 子 炉格納容 器の 下 部に 落

第 51 条 に規 定す る「 溶 融し 、原 子 炉 格
納容 器の 下 部に 落下 した 炉 心を 冷却 す

納容 器の 下 部に 落下 した 炉 心を 冷却 す順等 」と は 、以 下に 掲げ る 措置 又は こるた めに 必 要な 設備 」と は 、以 下に 掲

るた めに 必 要な 設備 」と は 、以 下に 掲

れら と同 等 以上 の効 果を 有 する 措置 をげる 措置 又 はこ れら と同 等 以上 の効 果

げる 措置 又 はこ れら と同 等 以上 の効 果行う ため の 手順 等を いう ｡

を有 する 措 置を 行う ため の 設備 をい う｡

を有 する 措 置を 行う ため の 設備 をい う｡

なお 、原 子 炉格 納容 器下 部 に落 下し た

なお 、原 子 炉格 納容 器下 部 に落 下し たた溶 融炉 心 の冷 却は 、溶 融 炉心 ・コ ン

溶融 炉心 の 冷却 は、 溶融 炉 心・ コン ク

溶融 炉心 の 冷却 は、 溶融 炉 心・ コン ク

クリ ート 相 互作 用（ ＭＣ Ｃ Ｉ） を抑 制

リー ト相 互 作用 （Ｍ ＣＣ Ｉ ）を 抑制 すリー ト相 互 作用 （Ｍ ＣＣ Ｉ ）を 抑制 す

する こと 及 び溶 融炉 心が 拡 がり 原子 炉

るこ と及 び 溶融 炉心 が拡 が り原 子炉 格

るこ と及 び 溶融 炉心 が拡 が り原 子炉 格

格納 容器 バ ウン ダリ に接 触 する こと を

納容 器バ ウ ンダ リに 接触 す るこ とを 防

納容 器バ ウ ンダ リに 接触 す るこ とを 防防止 する た めに 行わ れる も ので ある 。

止す るた め に行 われ るも の であ る。

止す るた め に行 われ るも の であ る。

(1)原 子 炉格 納容 器 下部に落 下し た 溶融 炉a)原 子炉 格 納容 器下 部注 水 設備 を設 置 す るa)原 子炉 格 納容 器下 部注 水 設備 を設 置 す る

こと 。原 子 炉格 納容 器下 部 注水 設備 とこと 。原 子 炉格 納容 器下 部 注水 設備 とa)炉 心の 著 しい 損傷 が発 生 した 場合 に お いは、 以下 に 掲げ る措 置又 は これ らと 同 等

は、 以下 に 掲げ る措 置又 は これ らと 同 等て、 原子 炉 格納 容器 下部 注 水設 備に よ

以上 の効 果 を有 する 措置 を 行う ため の 設

以上 の効 果 を有 する 措置 を 行う ため の 設り、 原子 炉 格納 容器 の破 損 を防 止す る た備を いう 。

備を いう 。

－

心の 冷却

めに 必要 な 手順 等を 整備 す るこ と。

②(2)溶 融 炉心 の原 子 炉格納容 器下 部 への 落
下遅 延・ 防 止a)溶 融炉 心 の原 子炉 格納 容 器下 部へ の 落 下を遅 延又 は 防止 する ため 、 原子 炉圧 力 容器へ 注水 す る手 順等 を整 備 する こと 。

③④

第 66 条 に規 定す る「 溶 融し 、原 子 炉 格

下し た炉 心 を冷 却す るた め に必 要な 手

なお 、原 子 炉格 納容 器下 部 に落 下し

番号

－

⑤
ⅰ)原 子 炉格 納容 器 下部 注水 設備 （ ポン プⅰ)原 子 炉格 納容器 下部 注水 設備 （ ポン プ

車及 び耐 圧 ホー ス等 ）を 整 備す るこ

車及 び耐 圧 ホー ス等 ）を 整 備す ること。 （可 搬 型の 原子 炉格 納 容器 下部 注と。 （可 搬 型の 原子 炉格 納 容器 下部 注

水設 備の 場 合は 、接 続す る 建屋 内の 流

水設 備の 場 合は 、接 続す る 建屋 内の 流

路を あら か じめ 敷設 する こ と。 ）路を あら か じめ 敷設 する こ と。 ）ⅱ)原 子 炉格 納容 器 下部 注水 設備 は 、多 重ⅱ)原 子 炉格 納容器 下部 注水 設備 は 、多 重

性又 は多 様 性及 び独 立性 を 有し 、位 置

性又 は多 様 性及 び独 立性 を 有し 、位 置

的分 散を 図 るこ と。 （た だ し、 建屋 内

的分 散を 図 るこ と。 （た だ し、 建屋 内の構 造上 の 流路 及び 配管 を 除く 。）の構 造上 の 流路 及び 配管 を 除く 。）b)こ れら の 設備 は、 交流 又 は直 流電 源 が 必b)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

要な 場合 は 代替 電源 設備 か らの 給電 を 可能と する こ と。

能と する こ と。

1.8－118⑥⑦

118

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／7）：重大事故等対処設備
重大 事故 等 対処 設備 を 使用 し た手 段
審査 基準 の 要求 に適 合 する た めの 手段
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

ディ ーゼ ル駆動 消火 ポ ンプ

代替 淡水 貯槽新設

ろ過 水貯蔵 タン ク

低圧 代替 注水系 配管 ・ 弁

新設

多目 的タン ク

格納 容器 下部注 水系 配 管・ 弁

既設
新設

原子 炉格 納容器 床ド レ ン系 配
管・ 弁

既設
新設

－

消火 系に よ るペ デス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部） への 注 水新設①②④⑤⑥⑦

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

常設 低圧 代替注 水系 ポ ンプ

消火 系配 管・弁

格納 容器 下部注 水系 配 管・ 弁

原子 炉格 納容器

既設

コリ ウム シール ド

新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

燃料 給油 設備新設

常設 代替交 流電 源設 備

可搬 型代 替注水 中型 ポ ンプ

新設

可搬 型代 替交流 電源 設 備

可搬 型代 替注水 大型 ポ ンプ

新設

燃料 給油設 備

西側 淡水 貯水設 備新設

復水 移送 ポンプ代替 淡水 貯槽新設

復水 貯蔵タ ンク

ホー ス

新設

低圧 代替 注水系 配管 ・ 弁

新設

格納 容器 下部注 水系 配 管・ 弁

既設
新設

－

補給 水系 に よる ペデ ス タル （ ドラ イウ ェ ル部 ）へ の 注 水

既設新設①②④⑤⑥⑦

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

原子 炉格 納容器 機器 ド レン 系
配管 ・弁

原子 炉格 納容器 床ド レ ン系 配管・ 弁
原子 炉格 納容器 機器 ド レン 系
配管 ・弁
原子 炉格納 容器

コリ ウムシ ール ド

補給 水系配 管・ 弁

消火 系配管 ・弁格納 容器 下部注 水系 配 管・ 弁

原子 炉格 納容器 床ド レ ン系 配
管・ 弁

既設
新設

原子 炉格 納容器 機器 ド レン 系
配管 ・弁

既設
新設

原子 炉格 納容器

既設

コリ ウム シール ド

新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

常設 代替交 流電 源設 備

可搬 型代 替交流 電源 設 備

新設

可搬 型代替 交流 電源 設 備

燃料 給油 設備新設

燃料 給油設 備

1.8－119

原子 炉格 納容器 床ド レ ン系 配管・ 弁
原子 炉格 納容器 機器 ド レン 系
配管 ・弁
原子 炉格納 容器

コリ ウムシ ール ド

119

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（3／7）：重大事故等対処設備
重大 事故 等 対処 設備 を 使用 し た手 段
審査 基準 の 要求 に適 合 する た めの 手段
既設
新設

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 代替注 水系によ る 原子 炉 圧力 容器への注 水

原子 炉隔 離時冷 却系 ポ ンプ

既設

サプ レッ ション ・チ ェ ンバ

既設

原子 炉隔 離時冷 却系 （ 蒸気系） 配管 ・弁既設

主蒸 気系 配管・ 弁

既設

原子 炉隔 離時冷 却系 （ 注水系） 配管 ・弁・ スト レ ーナ

既設

原子 炉圧 力容器

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

常設 高圧 代替注 水系 ポ ンプ新設

サプ レッ ション ・チ ェ ンバ

既設

高圧 代替 注水系 （蒸 気 系） 配
管・ 弁

新設

主蒸 気系 配管・ 弁

既設

原子 炉隔 離時冷 却系 （ 蒸気系） 配管 ・弁既設

高圧 代替 注水系 （注 水 系） 配
管・ 弁

新設

高圧 炉心 スプレ イ系 配 管・弁・ スト レーナ

既設

原子 炉隔 離時冷 却系 （ 注水系） 配管 ・弁既設

原子 炉圧 力容器

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

解釈
対応 番号

備考

手段

機器 名称

－

－

－

①③④

機器 名称

①③④

手段

自主対策 設 備－－－

1.8－120120

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／7）：重大事故等対処設備
重大 事故 等 対処 設備 を 使用 し た手 段
審査 基準 の 要求 に適 合 する た めの 手段
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

代替 淡水 貯槽新設

ろ過 水貯蔵 タン ク

低圧 代替 注水系 配管 ・ 弁

新設

残留熱除去系Ｃ系配管・弁

既設

原子 炉圧 力容器

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 替交流 電源 設 備

可搬 型代 替注水 大型 ポ ンプ

新設

燃料 給油設 備

西側 淡水 貯水設 備新設

復水 移送 ポンプ代替 淡水 貯槽新設

復水 貯蔵タ ンク

ホー ス

新設

低圧 代替 注水系 配管 ・ 弁

新設－

補給 水系に よる 原子 炉 圧力 容器への注 水－

消火 系に よる原 子炉 圧 力容 器 への 注水

ディ ーゼ ル駆動 消火 ポ ンプ①③④

低圧 代替注 水系 （可 搬 型）に よる 原子 炉 圧力 容器 へ の注 水

新設

①③④

低圧 代替 注 水系（常 設 ）に よ る
原子 炉圧 力 容器 への 注 水

常設 低圧 代替注 水系 ポ ンプ

多目 的タン ク

消火 系配管 ・弁

残留熱除去系Ｂ系配管・弁

原子 炉圧力 容器

常設 代替交 流電 源設 備

補給 水系配 管・ 弁

消火 系配管 ・弁

残留熱除去系Ｃ系配管・弁

既設

低圧 炉心 スプレ イ系 配 管・弁・ スパ ージャ

既設

原子 炉圧 力容器

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

可搬 型代 替交流 電源 設 備

新設

燃料 給油設 備

燃料 給油 設備新設－

1.8－121

残留熱除去系Ｂ系配管・弁

原子 炉圧力 容器

常設 代替交 流電 源設 備－

121

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／7）：重大事故等対処設備
重大 事故 等 対処 設備 を 使用 し た手 段
審査 基準 の 要求 に適 合 する た めの 手段
既設新設

代替循環 冷 却系によ る 原子 炉 圧力 容器への注 水
ほう 酸水注 入系 によ る
原子炉圧力容器への ほう酸 水注入

代替 循環 冷却系 ポン プ新設

サプ レッ ション ・チ ェ ンバ

既設

残留 熱除 去系熱 交換 器

既設

代替 循環 冷却系 配管 ・ 弁

新設

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

既設

原子 炉圧 力容器

既設

残留 熱除 去系海 水系 ポ ンプ

既設

残留 熱除 去系海 水系 ス トレ ーナ

既設

緊急 用海 水ポン プ

新設

緊急 用海 水系ス トレ ー ナ

新設

可搬 型代 替注水 大型 ポ ンプ

新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設

燃料 給油 設備新設

ほう 酸水 注入ポ ンプ

既設

ほう 酸水 貯蔵タ ンク

既設

ほう 酸水 注入系 配管 ・ 弁

既設

原子 炉圧 力容器

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

解釈
対応 番号

備考

手段

機器 名称

－

－

－

①③④

機器 名称

①③④

手段

自主対策 設 備－－－

1.8－122122

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（6／8）
技術的能力審査基準（1.8）

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の破損を防止す
るため、溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却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，原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却する手段として，常設低圧
代替注水系ポンプ及び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又は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）の床面に落下した溶融炉心を冷却するために必要な手順等を整備する。

【解釈】
１ 「溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な手順等」とは、以下に掲げる装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、原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は、溶
融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）を抑制すること及
び溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
（１）原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却ａ）炉心の著しい損傷が発生した場合において、原子炉格納容器下部注水設備により、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。

－

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手段として，原子炉格納容器下部注水設備である常設
低圧代替注水系ポンプ及び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
又は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）の床面に落下した溶融炉心を冷却するために必要な手順等を整備する。

1.8－123123

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（7／7）
技術的能力審査基準（1.8）

適合方針（２）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止
ａ）溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延又は防止するため、原子炉圧力容器へ注水する
手順等を整備すること。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格
納容器下部への落下を遅延又は防止する手段として，原子炉隔離時
冷却系ポンプ，常設高圧代替注水系ポンプ，常設低圧代替注水系ポンプ，代替循環冷却系ポンプ，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
又は可搬型代替注水大型ポンプ及
びほう酸水注入ポンプによる原子炉圧力容器へ注水するために必要な手順等を整備する。

1.8－124124

添付資料 1.8.2
自主対策設備仕様
常設
／可搬

耐震性

容量

揚程

個数

ディーゼル駆動消火ポンプ

常設

Ｃクラス

約 4.3m３ ／min

90m

1台

ろ過水貯蔵タンク

常設

Ｃクラス

約 1,500m３－

1基

多目的タンク

常設

Ｃクラス

約 1,500m３－

1基

復水移送ポンプ

常設

Ｂクラス

145.4m３ ／h（1 台当たり）

85.4m

2台

復水貯蔵タンク

常設

Ｂクラス

約 2,000m ３（1 基当たり）－

2基

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（1 台当たり）

約 140m

4台

機器名称※1：Ｓクラスの機能維持

1.8－125125

1.8－126

126

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 1.8.3

第2図

対応手段として選定した設備の電源構成（交流電源）

1.8－127127

1.8－128128

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1.8.4
重大事故対策の成立性

1．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）(1)

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
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，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又は可搬型代替
注水大型ポンプによりペデスタル（ドライウェル部）に送水する。
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（西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽）周辺）
ｃ．必要要員数及び所要時間
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（所要時間目安のうち，現場操作に係る時間は535分以内）※1：所要時間目安は，模擬により算定した時間
1.8－129129

所要時間内訳【重大事故等対応要員】
・準備：30分（放射線防護具着用を含む）
・移動：10分（移動経路：南側保管場所から代替淡水貯槽周辺）
・ホース敷設準備：20分 ※２ （対象作業：ホース積込み，ホース荷卸しを含む）
・系統構成：475分（対象作業：ポンプ設置，ホース敷設等を含む）
・送水準備：20分※2：ホース敷設準備は，系統構成と並行して行うため，所要時
間目安には含まれない。
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）を着用して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトのほか，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：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。
1.8－130130

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（ページング）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）

1.8－131131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）

1.8－132132

2．消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
(1)

系統構成
ａ．操作概要消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が必要な状況において，タービン建屋地上1階まで移動するとともに，系統構成を実施
し，ディーゼル駆動消火ポンプによりペデスタル（ドライウェル部）に注水する。
ｂ．作業場所
タービン建屋地上1階（管理区域）
ｃ．必要要員数及び所要時間
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）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：54分以内（所要時間目安のうち，現場操作に係る時間は45分以内）所要時間内訳【運転員等（当直運転員）】
・移動：41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：4分（操作対象1弁：タービン建屋地上1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。また，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。
1.8－133133

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。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：通常の弁操作であり容易に操作可能である。また，操作対
象弁は操作性が確保された場所に設置されており，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（ページング）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。

系統構成（補助ボイラ冷却水元弁）

1.8－134134

3．補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
(1)

系統構成
ａ．操作概要補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水が必要な状況において，原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階及びタービン建屋地上1階まで移動するとともに，系統構成を実施し，復水移送ポンプによりペデスタル（ドライウェル部）に注水する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階（管理区域）及びタービン建屋地
上1階（管理区域）
ｃ．必要要員数及び所要時間
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水における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：6名（運転員等（当直運転員）2名，重大事故等対応要員4名）
所要時間目安：108分以内（所要時間目安のうち，現場操作に係る時間は100分以内）
所要時間内訳【運転員等（当直運転員）】
・移動：40分 ※３ （移動経路：中央制御室から原子炉建屋廃棄物処
理棟中地下1階（放射線防護具着用を含む））
・系統構成：25分（操作対象3弁：原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階及びタービン建屋地上1階）【重大事故等対応要員】
・移動：40分（移動経路：原子炉建屋付属棟地上1階から原子炉建
1.8－135135

屋廃棄物処理棟中地下1階（放射線防護具着用を含む））
・連絡配管閉止フランジ切替え：35分※3：重大事故等対応要員の移動及び連絡配管フランジ切替えと並行して行うため，所要時間目安には含まれない。
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。また，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。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：通常の弁操作及び一般的なフランジ切替え作業であり容易に実施可能である。また，操作対象弁及びフランジは操作性が確保された場所に設置されており，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（ページング）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。

1.8－136136

作業場所（全体）

連絡配管閉止フランジ

連絡配管閉止フランジ切替え訓練

系統構成（補給水系－消火系連絡ライン止め弁）

系統構成（補助ボイラ冷却水元弁）

1.8－137137

4．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）(1)

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
又は可搬型代替注水大型ポンプによる送水（淡水／海水）
ａ．操作概要低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への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，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又は可搬型代替注水大型ポンプにより原子炉圧力容器に送水する。
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（西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽）周辺）
ｃ．必要要員数及び所要時間
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水として，最長時間を要する代替淡水貯槽から低圧炉心スプレイ系配管による原子炉
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：535分以内（所要時間目安のうち，現場操作に係る時間は535分以内）
所要時間内訳【重大事故等対応要員】
・準備：30分（放射線防護具着用を含む）
・移動：10分（移動経路：南側保管場所から代替淡水貯槽周辺）
1.8－138138

・ホース敷設準備：20分 ※４ （対象作業：ホース積込み，ホース荷卸しを含む）
・系統構成：475分（対象作業：ポンプ設置，ホース敷設等を含む）
・送水準備：20分※4：ホース敷設準備は，系統構成と並行して行うため，所要時
間目安には含まれない。
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）を着用して作業を行う。
移動経路：車両のヘッドライトのほか，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：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（ページング）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。
1.8－139139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）

可搬型代替注水中型ポンプ

ホース敷設訓練

1.8－140140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）

1.8－141141

5．消火系による原子炉圧力容器への注水
(1)

系統構成
ａ．操作概要消火系による原子炉圧力容器への注水が必要な状況において，タービ
ン建屋地上1階まで移動するとともに，系統構成を実施し，ディーゼル駆動消火ポンプにより原子炉圧力容器に注水する。
ｂ．作業場所
タービン建屋地上1階（管理区域）
ｃ．必要要員数及び所要時間
消火系による原子炉圧力容器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：56分以内（所要時間目安のうち，現場操作に係る時間は45分以内）所要時間内訳【運転員等（当直運転員）】
・移動：41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：4分（操作対象1弁：タービン建屋地上1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。また，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
1.8－142142

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：通常の弁操作であり容易に操作可能である。また，操作対
象弁は操作性が確保された場所に設置されており，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（ページング）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。

系統構成（補助ボイラ冷却水元弁）

1.8－143143

6．補給水系による原子炉圧力容器への注水
(1)

系統構成
ａ．操作概要補給水系による原子炉圧力容器への注水が必要な状況において，原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階及びタービン建屋地上1階まで移動するとともに，系統構成を実施し，復水移送ポンプにより原子炉圧力容器に注水する。
ｂ．作業場所
原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階（管理区域）及びタービン建屋地
上1階（管理区域）
ｃ．必要要員数及び所要時間
補給水系による原子炉圧力容器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：6名（運転員等（当直運転員）2名，重大事故等対応要員4名）
所要時間目安：110分以内（所要時間目安のうち，現場操作に係る時間は100分以内）
所要時間内訳【運転員等（当直運転員）】
・移動：40分 ※５ （移動経路：中央制御室から原子炉建屋廃棄物処
理棟中地下1階（放射線防護具着用を含む））
・系統構成：25分（操作対象3弁：原子炉建屋廃棄物処理棟中地下1階及びタービン建屋地上1階）

・移動：40分（移動経路：原子炉建屋付属棟地上1階から原子炉建
1.8－144144

屋廃棄物処理棟中地下1階（放射線防護具着用を含む））
・連絡配管閉止フランジ切替え：35分※5：重大事故等対応要員の移動及び連絡配管フランジ切替えと並行して行うため，所要時間目安には含まれない。
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。また，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。また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：通常の弁操作及び一般的なフランジ切替え作業であり容易に実施可能である。また，操作対象弁及びフランジは操作性が確保された場所に設置されており，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（ページング）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。

1.8－145145

作業場所（全体）

連絡配管閉止フランジ

連絡配管閉止フランジ切替え訓練

系統構成（補給水系－消火系連絡ライン止め弁）

系統構成（補助ボイラ冷却水元弁）

1.8－146146

添付資料1.8.5
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減圧及び除熱の実施時期を早めることとなる ※ 。

1.8－147147

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
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減圧及
び除熱の遅延を図り，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減圧及び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
1.8－148148

なる。
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）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1.8－149

149

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，
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）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の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1.8－150150置による格納容器減圧及び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。

1.8－151

151

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
代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ2.(2)⑧・ＲＰＶ注水※2.(1)ｄ．⑥ 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

常設低圧による
2.(1)ｄ．⑦
・Ｄ／Ｗスプレイ（一時的）「2.(1)ａ．①」等は，前頁までの章番号に対応

常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ
（一時的）

水を行う
2.(1)ｄ．⑦

第 1 図 事故対応の流れ
1.8－152152

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水素及び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1.8－153153

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1.8－154154

格納容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）

1.8－155155

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

1.8－156

168 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）

156

(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

1.8－157

157

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

内側ェンバアクセスハッ
チ

(4)

外側

7日間（168時間）以降の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。

1.8－158

158

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。
1.8－159

159

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
1.8－160160

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，格納容器温度については第5図に示すとおり150℃を超えない範囲で，また，格納容器圧力については第6
図に示すとおり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]）
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5図

格納容器温度の 168 時間以降の考え方

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6図

格納容器圧力の 168 時間以降の考え方

1.8－161161

(6)7 日間（168 時間）以降の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

1.8－162162

(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減圧及び除熱操作（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
容器内への窒素注入操作（以下「窒素注入」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，窒素注入及び格納
容器ベントに係る判断基準の妥当性について示す。
ａ．窒素注入の判断基準と作業時間について
窒素注入に係る判断基準は以下のとおり設定している。
(a)

窒素供給装置の起動準備操作の開始基準：酸素濃度 3.5vol％(b)

窒素注入の開始基準：酸素濃度 4.0vol％「3.4 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約 6 時間（約 360 分）確保できるため，起動準備
時間の 180 分に対して十分余裕があることが確認できる。

1.8－163163

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

窒素注入準備の余裕時間

約6時間

ｂ．窒素注入及び格納容器ベントの実施基準について
窒素注入及び格納容器ベントに係る実施基準，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，窒素注入及び格納容器ベントが実施可能である。

第6表

窒素注入及び格納容器ベント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
窒素注入開始基準

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
格納容器ベント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

1.8－164164

添付資料1.8.6
常設低圧代替注水系ポンプの機能確保の妥当性について

1．常設低圧代替注水系ポンプの機能
常設低圧代替注水系ポンプは以下の 5 つの機能に期待している。
・原子炉水位を維持し炉心損傷の防止及び炉心損傷の進展を防止するための低圧代替注水機能
・格納容器の過圧・過温破損防止のための代替格納容器スプレイ機能
・格納容器内での溶融炉心の冷却のためのペデスタル（ドライウェル部）
注水機能
・格納容器のトップヘッドフランジ部からの漏えいを抑制するための格納容器頂部注水機能・使用済燃料プール水位を維持し燃料損傷を防止するための使用済燃料プール注水機能2．常設低圧代替注水系ポンプの機能確保について(1)

単一の機能に期待する場合
常設低圧代替注水系ポンプは，各注水先の最大流量を包絡する注水量を確保できる設計としている。
常設低圧代替注水系ポンプにより注水する際の系統構成は，中央制御室からの遠隔操作により行い，現場操作は不要である。また，各注水先へ注水する際の操作の相違点は，開操作する弁の違いのみであり，各弁の操作も中央制御室からの遠隔操作が可能であることから，困難な操作はない。
このように，常設低圧代替注水系ポンプの単一の機能の確保については問題ないと考えられる。
1.8－165165

(2)複数の機能に期待する場合
常設低圧代替注水系ポンプは，複数個所への同時注水を想定したものとなっており，想定する同時注水の組み合わせで必要流量が確保できる設計としている。また，想定する同時注水の組み合わせで，重大事故等による影響の緩和が可能であることを有効性評価にて示している。
①原子炉注水と格納容器スプレイ
大破断ＬＯＣＡが発生し，非常用炉心冷却系からの注水に失敗した場
合，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
子炉注水と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を同時に実施する。この場合の最大流量の組み合わせは，原子炉注水
230m３ ／h，格納容器スプレイ 130m３ ／h であるが，この条件で炉心の冷却並びに格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制できることを有効性評価
で確認するとともに，この流量が確保できる設計としている。なお，上記以外の同時注水については，原子炉へは崩壊熱相当での注水となるため，
上記注水流量を超えることはない。
②原子炉注水とペデスタル（ドライウェル部）注水
大破断ＬＯＣＡが発生し非常用炉心冷却系からの注水に失敗し，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）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に成功した場
合，原子炉水位Ｌ０到達後に格納容器スプレイを停止し，原子炉注水とペデスタル（ドライウェル部）の水張りを実施する。この場合の最大流量の組合せは，原子炉注水として崩壊熱相当の流量，ペデスタル（ドライウェ
ル部）の水張りとして 80m３ ／h であるが，この条件で炉心の冷却及びペデスタル（ドライウェル部）の必要水位を確保できることを有効性評価にて確認するとともに，この流量が確保できる設計としている。
1.8－166166

③格納容器スプレイとペデスタル（ドライウェル部）注水
原子炉注水に失敗し，原子炉圧力容器が破損する場合，格納容器スプレ
イとペデスタル（ドライウェル部）への注水を同時に実施する。この場合の最 大流量の 組 み合 わせ は， 格納 容 器ス プレイ 300m ３ ／h，ペデスタル（ドライウェル部）注水 80m３ ／h であるが，この条件で格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇の抑制並びにペデスタル（ドライウェル部）に落下した
溶融炉心の冷却等ができることを有効性評価で確認するとともに，この流量を確保できる設計としている。
④その他注水先の組み合わせ
その他の組み合わせとして，格納容器頂部又は使用済燃料プールへの注
水が重畳することも考えられる。これら注水先へは，間欠的に注水を行い一定量の水位を維持するため，①，②及び③の最大流量の注水等と異なるタイミング又は系統の余力で注水等を行うため，対応が可能である。
また，複数の注水先に注水するための操作については，各注水先へ注水するための操作に必要な時間を考慮した有効性評価により，炉心冷却や溶融炉心の冷却等ができることを確認している。
以上より，常設低圧代替注水系ポンプの複数の機能の確保についても問題ないと考えられる。

3．常設低圧代替注水系ポンプの機能の冗長性について
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
注水については，原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系及び代替循環冷却系を用いた手段に加え，アクセスルートの確保を確認した後であれば低圧代替
注水系（可搬型）によって機能を補うことも可能である。また，格納容器冷却については，代替循環冷却系及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬1.8－167167型），ペデスタル（ドライウェル部）注水については格納容器下部注水系（可搬型），格納容器頂部注水については格納容器頂部注水系（可搬型），
使用済燃料プール注水については可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替
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）によって機能を補うことも可能である。このように，常設低圧代替注水系ポンプの各機能については冗長性を持たせることで機能強化を図っている。

1.8－168

168

別添 1

常設低圧代替注水系ポンプ，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を使用した同時注水について

常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水
大型ポンプを使用した注水については，原子炉，原子炉格納容器，ペデスタル（ドライウェル部），原子炉格納容器頂部及び使用済燃料プールを注水先として設計する。このため，重大事故等時において，複数の注水先に対して同時に必要流量を注水できるよう設計する。なお，各注水先への注水は弁の開操作のみで実施可能であるため，必要箇所への注水を継続しつつ，注水先を追加することが可能である。
有効性評価で考慮する同時注水パターンを第 1 表及び第 2 表に示す。
また，有効性評価における事象進展ごとの常設低圧代替注水系ポンプ，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注水先の組み合わせケースを第 3 表から第 7 表に示す。

1.8－169169

第1表

有効性評価で考慮する常設低圧代替注水系ポンプを使用した同時注水
ケース
原子炉格納容器ペデスタル

原子炉格納容器頂部

使用済燃料プール（ドライウェル部）

原子炉

第2表

47 条 ／ 1.4

49 条／1.6

51 条／1.8

53 条／
1.10

54 条／
1.11

230m３ ／ h

130m３ ／h

－

－

－

－

300m３ ／h

80m３ ／h－－

50m３ ／ h

130m３ ／h－－

114m３ ／h

有効性評価で考慮する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水
大型ポンプを使用した同時注水ケース
原子炉格納容器ペデスタル

原子炉格納容器頂部

使用済燃料プール（ドライウェル部）

原子炉
47 条／1.4

49 条／1.6

51 条／1.8

53 条／
1.10

54 条／
1.11

50m３ ／h

130m３ ／h－－－

50m３ ／h

130m３ ／h－－

16m３ ／h

1.8－170170

第3表

設計基準事故対処設備による原子炉注水失敗時に常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合（炉心損傷前）47 条／1.4

49 条／1.6

51 条／1.8

使用済燃料プール

初期注水段階

378m３ ／h

－

－

－

－

原子炉格納容器スプレ
イ段階

230m３ ／h

130m３ ／h－－－

使用済燃料プール冷却復旧操作段階

50m３ ／h

130m３ ／h－－

114m３ ／h

原子炉格納容器ベント
段階

50m３ ／h

－

－

－

－

ペデスタル

原子炉格納容器

原子炉格納容器頂部

54 条／
1.11

原子炉

（ドラ イウェル部）

53 条／
1.10

備考

・QH 特性に従った注水
・原子炉水位回復後は崩壊熱除去相当の注水量で可（解析上は注水量一定で注水開始／停止操作実施）
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量で可（解析上は注水量一定で注水開始／停止操作実施）
・原子炉格納容器スプレイは原子炉格納容器圧力に応じてスプレイ開始／停止操作・有効性評価の解析条件ではないが，使用済燃料プー
ルの冷却機能復旧操作を同時に行うことを想定
・使用済燃料プールが 80℃到達まで 1 日以上の余裕があるため，原子炉水位及び原子炉格納容器圧力制御が安定した状態で実施することを想定
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量
・使用済燃料プールは代替燃料プール冷却系等による除熱に期待できることから，同時注水を考慮していない

対象事象：高圧・低圧注水機能喪失，ＬＯＣＡ時注水機能喪失

第4表

設計基準事故対処設備による原子炉注水成功後に常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合
47 条／1.4

49 条／1.6

51 条／1.8

使用済燃料プール

378m３ ／h

－

－

－

－

原子炉格納容器スプレ
イ段階

230m３ ／h

130m３ ／h－－－

使用済燃料プール冷却復旧操作段階

50m３ ／h

130m３ ／h－－

114m３ ／h

原子炉格納容器ベント
段階 ※50m３ ／h

－

－

－

－

ペデスタル

原子炉減圧・低圧注水
移行段階

1.8－171

原子炉格納容器

原子炉格納容器頂部

54 条／
1.11

原子炉

（ドライウェル部）

53 条／
1.10

備考

・QH 特性に従った注水
・原子炉水位回復後は崩壊熱除去相当の注水量で可（解析上は注水量一定で注水開始／停止操作実施）
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量で可（解析上は注水量一定で注水開始／停止操作実施）
・原子炉格納容器スプレイは原子炉格納容器圧力に応じてスプレイ開始／停止操作・有効性評価の解析条件ではないが，使用済燃料プー
ルの冷却機能復旧操作を同時に行うことを想定
・使用済燃料プールが 80℃到達まで 1 日以上の余裕があるため，原子炉水位及び原子炉格納容器圧力制御が安定した状態で実施することを想定
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量
・使用済燃料プールは代替燃料プール冷却系等による除熱に期待できることから，同時注水を考慮していない※崩壊熱除去機能（残留熱除去系が故障した場合）のケース

対象事象：崩壊熱除去機能喪失

171

第5表

全交流動力電源喪失（24 時間継続）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場合
47 条／1.4

49 条／1.6

51 条／1.8

使用済燃料プール

原子炉減圧・低圧注水
移行段階

110m３ ／h

－

－

－

－

原子炉格納容器スプレ
イ段階

50m３ ／h

130m３ ／h－－－

使用済燃料プール冷却復旧操作段階

50m３ ／h

130m３ ／h－－

16m３ ／h

ペデスタル

原子炉格納容器

原子炉格納容器頂部

54 条／
1.11

原子炉

（ドラ イウェル部）

53 条／
1.10

備考

・QH 特性に従った注水
・原子炉水位回復後は崩壊熱除去相当の注水量で可（解析上は注水量一定で注水開始／停止操作実施）
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量で可（解析上は注水量一定で注水開始／停止操作実施）
・原子炉格納容器スプレイは原子炉格納容器圧力に応じてスプレイ開始／停止操作・有効性評価の解析条件ではないが，使用済燃料プー
ルの冷却機能復旧操作を同時に行うことを想定し，設定したケース
・使用済燃料プールが 80℃到達まで 1 日以上の余裕があるため，原子炉水位及び原子炉格納容器圧力制御が安定した状態で実施することを想定

対象事象：全交流動力電源喪失，津波浸水による注水機能喪失

第6表

設計基準事故対処設備による原子炉注水失敗時に常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合（ＬＯＣＡ起因による
炉心損傷事象）
53 条／
1.10

54 条／
1.11

使用済燃料プール

原子炉格納容器頂部

ペデスタル

原子炉格納容器51 条／1.8（ドラ イウェル部）

49 条／1.6

原子炉

1.8－17247 条／1.4

初期注水段階

230m３ ／h

130m３ ／h－－－

再冠水後制御段階 ※50m３ ／h

130m３ ／h－－－

使用済燃料プール冷却復旧操作段階 ※50m３ ／h

130m３ ／h－－

114m３ ／h

原子炉格納容器ベント
段階 ※50m３ ／h

－

－

－

－

備考

・ＬＯＣＡが発生し設計基準事故対処設備による注水に失敗し，炉心損傷に至った場合に，炉心の再冠水
並びに原子炉格納容器内温度及び圧力を抑制するためのケース
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量
・原子炉格納容器スプレイは原子炉格納容器圧力に応じてスプレイ開始／停止操作・有効性評価の解析条件ではないが，使用済燃料プー
ルの冷却機能復旧操作を同時に行うことを想定し，設定したケース
・使用済燃料プールが 80℃到達まで 1 日以上の余裕があるため，原子炉水位及び原子炉格納容器圧力制御が安定した状態で実施することを想定
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量※代替循環冷却系を使用できない場合のケース

対象事象：雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損），水素燃焼

172

第7表

原子炉圧力容器破損時に常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合
54 条／
1.11

使用済燃料プール

原子炉格納容器

53 条／
1.10

原子炉格納容器頂部

原子炉

51 条／1.8

ペデスタル

49 条／1.6（ドラ イウェル部）

47 条／1.4

原子炉圧力容器破損段階－

300m３ ／h

80m３ ／h－－

原子炉圧力容器破損段
階での対応後の段階－

130m３ ／h

80m３ ／h－－

使用済燃料プール冷却復旧操作段階－－

80m３ ／h－

114m３ ／h

備考

・設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備による原子炉注水に失敗し，原子炉圧力容器の破損に至った場合に，原子炉格納容器内温度及び圧力の抑制
並びにペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却するためのケース
・ペデスタル（ドライウェル部）注水はペデスタル（ドライウェル部）の水位維持時の注水量
・原子炉格納容器スプレイは原子炉格納容器圧力に応じてスプレイ開始／停止操作・有効性評価の解析条件ではないが，使用済燃料プー
ルの冷却機能復旧操作を同時に行うことを想定し，設定したケース
・使用済燃料プールが 80℃到達まで 1 日以上の余裕があるため，原子炉水位及び原子炉格納容器圧力制御が安定した状態で実施することを想定

対象事象：高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱，原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用，溶融炉心・コンク
リート相互作用1.8－173173

添付資料1.8.7
ペデスタル（ドライウェル部）内の水位管理方法について

東海第二発電所における，溶融燃料－冷却材相互作用及び溶融炉心・コンク
リート相互作用の影響抑制を考慮したペデスタル（ドライウェル部）（以下「ペデスタル」という。）内の水位管理対策の内容を以下に示す。

1.

ペデスタルの構造及び設備概要
東海第二発電所のペデスタルの概要図を第 1 図(a)及び(b)に示す。
ペデスタル内の底面及び側面には，原子炉圧力容器（以下「ＲＰＶ」という。）が破損し溶融炉心（以下「デブリ」という。）が落下した際のペデス
タル構造健全性確保のため，ＺｒＯ ２ 製のコリウムシールドを設置する。また，コリウムシールド内は床ドレンサンプとして用いるために，コリウムシールド表面にＳＵＳ製のライナを敷設し通常運転中の水密性を確保するとともに，その内側に機器ドレンサンプを設置する。
ドライウェルにて生じる床ドレン及び機器ドレン並びに機器ドレンサンプを冷却するための冷却水は，第 1 図(a)及び(b)のようにペデスタル側壁の貫通孔を通る配管により各ドレンサンプへ導かれる。これらの配管はコリウムシールドの側壁部より高い位置からペデスタル内へ接続し，コリウムシール
ド内に堆積したデブリが配管へ流入しない設計とする。
床ドレンサンプ内に流入した水は，1m に立ち上げたスワンネックから流出させ，スリット及び配管を通じて原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備へ排水する。また，排水配管を分岐させベント管へ接続することで，事故時においてペデスタルからサプレッション・チェンバへ排水する経路を設ける。
1.8－174174

ペデスタルの側壁は鋼製スカートを介してＲＰＶを支持しており，ＲＰＶ
下部プレナムの中心付近には原子炉冷却材浄化系のボトムドレン配管が接続されているとともに，ペデスタル内には制御棒駆動水圧系配管が敷設されている。

1.8－175175

1.8－176

176

第 1 図(a)ペデスタル概要図（断面図）

1.8－177

177

第 1 図(b)ペデスタル概要図（平面図）

2.

水位管理方法
通常運転時及び事故時におけるペデスタル内水位の管理方法を以下に示す。

(1)

原子炉起動前及び通常運転時
原子炉起動前において，必要に応じ消火系等でペデスタル内への事前水張りを実施し，ペデスタル内水位 1m（約 27m３ ）を確保する。
通常運転時においては，ドライウェル内ガス冷却装置から発生する凝縮
水や格納容器内で発生する結露水が，床ドレンとして格納容器内の床ドレン配管からペデスタル内へ流入（多量時：約 6.8m３ ／h，少量時：約 0.2m３／h）する。なお，通常運転時に発生する格納容器内床ドレンの放射能

濃度は約 3.7Bq／ml である。ペデスタル内へ床ドレンが流入すると，ペデ
スタル内の水位が高さ 1m のスワンネックを超過するため，流入分の床ドレンがスワンネックを通じて原子炉建屋原子炉棟の床ドレンサンプ設備へ排水される。原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備への排水を確認（中央制御室の格納容器内床ドレン流量記録計や積算計により確認可能）する
ことで，ペデスタル内水位 1m が確保されていることが確認できる。
(2)

事故発生からＲＰＶ破損まで
ドライウェル圧力高信号及び原子炉水位異常低下（L1）信号により，ペデスタル内へ流入する配管（床ドレン配管，機器ドレン配管及び原子炉補機冷却水配管）に対してペデスタル外側に設置した制限弁を自動閉止し，
ペデスタルへの流入水を制限する。
制限弁閉止前の流入水等により水位が 1m を超えた場合には，ベント管に接続された床ドレン排水配管及び床ドレン排水弁を経由してサプレッション・プールへ排水され，ＲＰＶ破損までにペデスタル内水位は 1m まで低下する。
1.8－178178

事故が発生し炉心が損傷した場合，格納容器下部注水配管から水位 1mを超過するまで注水を実施し，その後排水することにより，ＲＰＶ破損時に確実に水位 1m を確保する運用とする。これに要する時間は 30 分程度（注水開始操作に要する時間（17 分），水位 10cm 分の注水に要する時間（3 分），注水停止操作に要する時間（4 分）及び 5cm 分の排水に要する時間（5 分）に余裕を加味した時間）と想定され，炉心損傷後のペデスタ
ル注水開始からＲＰＶ破損までの約 1.8 時間（事象進展の早い大破断ＬＯ
ＣＡ時の例）の間に余裕をもって実施可能である。
なお，床ドレンサンプの水位をＲＰＶ破損までに 1m とする排水の過程において，水位が 1.2m 以上であるときには，床ドレン排水配管及び床ド
レン排水弁を経路とした排水に加えて，ベント管に接続された機器ドレン
サンプ排水配管及び排水弁を経由してサンプレッション・プールに排水することが可能である。
ベント管に接続する床ドレン排水弁及び機器ドレン排水弁はＲＰＶ破損前に閉とし，ＲＰＶ破損後のペデスタル水のサプレッション・プールへの流出を防止する。
(3)

ＲＰＶ破損後ＲＰＶ破損及びデブリ落下後，ペデスタル内にて 0.2m 以上のデブリ堆積を検知後に，80m３ ／h でペデスタル満水相当まで水位を上昇させるとともに，その後は満水近傍にて水位を維持する（別添 1）。

また，上記(1)～(3)の水位管理を実現するための設備対策について別添 2 に示す。

1.8－179179

別添 1
ペデスタル注水開始後の水蒸気爆発発生の可能性及び水蒸気爆発発生抑制の考え方について

1.

はじめに
東海第二発電所では，水蒸気爆発（以下「ＳＥ」という。）によるペデスタル構造への影響抑制のため，ＲＰＶ破損時のペデスタル水位を 1m と設定
し，ＳＥ影響評価を実施している。しかし，ＲＰＶの破損を判断した場合には，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル注水を実施する手順としており，注水開始後には 1m を超える水位がペデスタル内に形成されることとなり，ＳＥ影響評価の想定を上回る規模のＳＥが発生する可能性がある。
これに対して，ＲＰＶ破損及びペデスタル注水開始後のペデスタル内の状況を推定し，ＳＥの発生可能性及びこれを考慮した水位管理について検討した。以下に検討の内容を示す。

2.

ＲＰＶ破損時のデブリ落下挙動
ＲＰＶが破損するような状況においては原子炉注水機能が喪失している可能性が高く，ＲＰＶ破損時にはデブリの大部分が下部プレナムに堆積することで，これらのデブリの重量及び熱的影響により制御棒駆動機構ハウジング
等のＲＰＶ貫通部溶接箇所が破損し，デブリが落下し始めると考えられる。
その後も，制御棒駆動機構ハウジングはペデスタル内において外部サポート
により支持されているため逸出が生じることは考えにくく，アブレーションによる破損口の拡大を伴いながら下部プレナムに堆積したデブリが継続的にペデスタルへ落下するものと考えられる。
なお，有効性評価においては，溶融燃料－冷却材相互作用や溶融炉心・コ
1.8－180180

ンクリート相互作用による格納容器への負荷を厳しく評価する観点から，ＲＰＶの破損形態として制御棒駆動機構ハウジングの逸出を想定しており，ＲＰＶ破損口はアブレーションにより拡大しながら，ＲＰＶの内圧及びデブリの堆積ヘッドにより，約 300ton の溶融デブリが約 30 秒間でペデスタルへ全量落下する結果となっている。

3.

ＲＰＶ破損後のペデスタル内の水の状態とＳＥ発生抑制の考え方
ペデスタル内の初期水量及びペデスタル注水量と，ＲＰＶから落下するデブリの保有熱の関係より，ペデスタル内の水が飽和温度に到達する条件を評価し，その結果よりＳＥの発生可能性について検討した。第 1 表及び第 2 表に，評価条件を示す。
まず，ＲＰＶ破損時にペデスタル内に存在する水量（水深 1m）はであり，この水量を飽和温度まで昇温させるデブリ量は，約 11ton と評価される。これは，デブリ全体に対して 4％未満の落下量である。また，ペデス
タルを満水（水深）とする水量は約 81m３ であり，この水量を飽和温度まで昇温させるデブリ量は，約 31ton と評価される。このデブリ量がペデ
スタル内に堆積した場合，その堆積高さは約 0.15m となる。よって，これに余裕を考慮し，0.2m までのデブリ堆積を検知後に満水までの注水を行うことで，ペデスタル内を満水とした場合でも水の飽和状態は維持される。
また，ＲＰＶ破損後のペデスタル注水は 80m ３ ／h にて実施するが，デブ
リからペデスタル水への伝熱速度の観点からは，熱流束を 800kW／m２ 一定※，伝熱面積をデブリ拡がり面積であるとすると，180m ３ ／h 以上の水を飽和温度まで昇温する熱移行率となる。
※

ＭＡＡＰコードを用いた有効性評価においてデブリから上面水への限界熱流束として小さめに設定している値。
1.8－181181

以上より，ＲＰＶ破損後にはペデスタル内の水は速やかに飽和状態に至るとともに，0.2m までのデブリ堆積を検知後にペデスタル満水相当（水位2.75m）までの注水を開始することにより，その後の注水過程でもペデスタ
ル内の水は飽和状態に維持されるため，ＳＥの発生は抑制されると考えられる。
ペデスタル満水相当（水位 2.75m）まで注水を実施した後は，2.25m 及び2.75m 高さの水位計を用いて，水位を 2.25m から 2.75m の範囲に維持するようペデスタル注水を実施することで，サブクール度を小さく保ちＳＥの発生を抑制しながら，デブリの冷却を継続する。
また，ＲＰＶ破損後にＲＰＶ内の残存デブリ冷却のための注水を実施した
場合，注水の一部がＲＰＶの破損口からペデスタルへ落下しペデスタル内が常に満水状態となることが考えられるが，以下の理由によりＳＥの発生は抑制されると考えられる。
・ＲＰＶからペデスタルへの落下水はＲＰＶ内に残存するデブリにより加熱され，また，ペデスタル内の水はペデスタルに落下したデブリにより加熱されているため，ペデスタル内の水は飽和状態を維持する
・ＲＰＶからペデスタルへの流入水のサブクール度が大きい場合，ＲＰＶ
内の残存デブリは冷却されており，ペデスタルへ落下する可能性は低い
ただし，ペデスタル注水手順は，先述のＲＰＶ破損口の拡大が生じない場
合のような，デブリが少量ずつペデスタルへ落下してくる可能性を考慮しても，ＳＥの発生を抑制できるよう整備する（別紙参照）。

1.8－182

182

第1表
項目

デブリの評価条件値

備考

３

デブリ密度（kg／m ）ＭＡＡＰ計算結果（ＲＰＶ破損時の値）

デブリ比熱（J／kgK）

を，デブリ保有熱が小さくなるように丸

デブリ溶融潜熱（J／kg）

めた値

デブリ初期温度（℃）
デブリ冷却後温度（℃）

500

第2表
項目

ら，高めに設定

ペデスタル水の評価条件
値３

ペデスタル水密度（kg／m ）1,000

ペデスタル水比熱（J／kgK）

4,180

ペデスタル水初期温度（℃）

35

ペデスタル水飽和温度（℃）

135

ペデスタル水半径（m）

デブリ保有熱を小さめに評価する観点か

備考
概略値を使用外部水源温度
ＲＰＶ破損時のドライウェル圧力の包絡値（0.3MPa）における飽和温度
コリウムシールド厚さを 15cm とした場合の，コリウムシールド内半径1.8－183183

別紙
デブリ少量落下時のＳＥ発生可能性を考慮したペデスタル注水管理について

原子炉注水機能が喪失しＲＰＶ破損に至るような状況においては，デブリが継続的に落下することによりペデスタル内の水は飽和状態となりＳＥの発生は抑制されると考えられることから，ＲＰＶ破損の検知後には，確実なデブリ冠
水及び冷却のため，ペデスタル満水相当まで連続して注水を行うとともに，その後もデブリの冷却に必要な量の注水を継続することとしている。その手順は以下のとおりである。
(a)

ＲＰＶ破損前ペデスタルへの事前注水及び排水配管からの排水により，水位は 1m に維持される。

(b)

ＲＰＶ破損後ＲＰＶ破損を判断した場合には，ペデスタル満水相当の水位 2.75m まで注水を実施する。その後は，2.25m 及び 2.75m 高さの水位計を用いて，水位を 2.25m から 2.75m の範囲に維持するようペデスタル注水を実施し，サブクール度を小さく保ちＳＥの発生を抑制する。
一方，ＲＰＶ破損前に原子炉注水機能が復旧した場合等に，少量のデブ

リがペデスタルに落下し残りの大部分がＲＰＶ内に残存する可能性や，デブリがごく少量ずつ継続して落下する可能性も考えられ，デブリ落下挙動には不確かさが存在する。したがって，このような場合において，ペデス
タル注水により水深が深く，サブクール度の大きい水プールが形成され，その後ＲＰＶ内に残存したデブリが落下した際に万が一ＳＥが発生する可能性についても考慮し，上記(a)及び(b)の手順に加え，以下(c)の手順によりペデスタルへの注水を管理することとする。
1.8－184184

(c)ＲＰＶ破損後（デブリの落下量が少量の場合）
ペデスタル満水（水深，約 81ton）の水を飽和温度に到達させるデブリ量は約 31ton（全体の約 11％）であり，その堆積高さは約 0.15m となる。これより，ペデスタル底面から 0.2m 高さにデブリ検知器を設置し，ＲＰＶ破損判断後においても 0.2m 高さまでのデブリ堆積が検知されない
場合には，0.5m 及び約 1m 高さの水位計を用いて，水位 0.5m 未満を検知した場合に水位約 1m までペデスタルへ注水する間欠注水を行うことにより，深い水プールの形成を防止しＳＥの発生を抑制する。
第 1 図に示す重大事故等対処設備の計装設備を用いた水位管理により，
上記のとおりデブリの冠水状態は維持・監視可能であるが，水位を 0.5m
から 1m の高さで維持している間にデブリの冠水状態が維持されていることが別のパラメータにより参考情報として得られるよう，1m より上部に気相部温度計を設置し，気相部温度が格納容器圧力に対する飽和温度相当であることを確認する。万が一，デブリの冠水状態が維持されずに気相部
温度が格納容器圧力に対する飽和温度相当を超えて上昇する場合には，ペデスタルへの注水を判断する。
なお，人通用開口部下端（ペデスタル底面から約 2.8m 高さ）付近に設置されているターンテーブル等の構造物にデブリが付着した際にも，輻射
熱の影響により気相部温度計の指示が上昇することが考えられる。この気相部温度計の指示上昇を抑制し，ペデスタル床面に落下したデブリの冠水状態が維持されずに気相部に露出したデブリからの輻射熱による雰囲気温度の上昇のみを計測可能とするため，気相部温度計は蒸気密度が高い水面付近（ペデスタル底面から約 1.1m）に設置するとともに，気相部温度計の上部に輻射熱抑制板を設置する。

1.8－185185

ただし，構造物へのデブリの付着量や形状によっては，輻射熱の影響により気相部温度計が機能喪失する可能性も考えられることから，気相部温度計及び輻射熱抑制板は自主対策設備として設置する。

第1図

ペデスタル水位管理の概念図

1.8－186186

別添 2
ペデスタル排水設備対策について1．

はじめに
通常運転中，事故発生からＲＰＶ破損まで及びＲＰＶ破損後について，
水位管理に必要な排水設備対策の方針を各々記載する。

(1)

通常運転時
①ペデスタル内床ドレンサンプ
・ドライウェル内ガス冷却装置から発生する凝縮水，漏えい位置を特定できない格納容器内の漏えい水（以下「漏えい水」という。）が流入する設計とする。（第 1 図）・サンプの水位は，サンプから排水する排水配管の入口（スワンネック）
高さを床面から 1m に設定することで，常時 1m の水位を保つことが可能な設計とする。（第 1 図）・サンプへの流入水は，高さ 1m に設置する排水配管の入口（スワンネック）から，排水配管内を通じてサプレッション・チェンバを経由し．格
納容器外の原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備へ全量排水される設計とする。（第 1 図）・漏えい水は，運転中に生じるドライウェル内ガス冷却装置からの凝縮水の流入によってサンプ水位は常時 1m に維持されているため，サンプに流入する全量が排水され，原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備に至る過程で，床ドレン用流量計により 0.23m ３ ／h を検出することが可能な設計とする。（第 1 図）
・排水配管水平部の勾配は，通常運転中の排水性を確保する観点及びＲＰ
Ｖ破損後にスリット内でデブリが凝固するための必要な距離（スリット
1.8－187187

全長は）を短くする観点から，スリットの勾配をた設計とする。（第 1 図）に制限しなお，ＲＰＶ破損までの排水性に対しては，スリットの勾配は影響しない。

第1図

ペデスタル床ドレンサンプの通常運転時流入水及び排水経路図

1.8－188188

②ペデスタル内機器ドレンサンプ
・再循環系ポンプグランド部からの排水，機器からのリーク水及び機器点検時のドレン水が流入する設計とする。（第 2 図）・ドレン水は，サンプ内で冷却（原子炉補機冷却水配管により）され，原
子炉建屋原子炉棟機器ドレンサンプへ全量排出される設計とする。（第2 図）・原子炉補機冷却水配管をサンプ内部に通し，高温のドレン水を冷却することができる設計とする。（第 2 図）・サンプからの排水は，原子炉建屋原子炉棟機器ドレンサンプ設備に至る過程で，機器ドレン用流量計により排水量を計測し，5.70m ３ ／h の排水（漏えい量）を検出することが可能な設計とする。（第 2 図）・排水配管水平部の勾配は，通常運転中の排水性を確保する観点及びＲＰ
Ｖ破損後にスリット内でデブリが凝固するため必要な距離（スリット全長は）を短くする観点から，スリットの勾配をに制限した設計とする。（第 2 図）・サンプには複数のドレン水が流入するため，排水性確保の観点からベント管を設置する設計とする。

1.8－189

189

NO.

流入元

運転中の状態①

再循環系ポンプ(A)グランド部排水，機器からのリー
ク水 (*1)，機器点検時のドレン水(50A)(*2)

常時排水有

②

再循環系ポンプ(A)点検時のドレン(50A)(*2)

常時排水なし③

再循環系ポンプ(B)グランド部排水，機器からのリー
ク水 (*1)，機器点検時のドレン水(50A)(*2)

常時排水有

④

機器点検時のドレン水(80A)(*2)

常時排水なし⑤

再循環系ポンプ(B)点検時のドレン(50A)(*2)

常時排水なし⑥

原子炉補機冷却水配管(50A)

常時通水

*1

弁グランド部からのリーク水（運転中）*2通常閉の弁を開にし排水（定検時のみ）

第2図

ペデスタル機器ドレンサンプの運転中流入水及び排水概要図
1.8－190190

(2)

事故発生からＲＰＶ破損前まで①ＲＰＶ破損前までに達成すべき条件
・デブリ落下までの間，ペデスタル床ドレンサンプの水位を 1m に維持すること。
②条件を達成するための設備対策
a．ドライウェルからの流入水の遮断
・ペデスタル床ドレンサンプへの流入水を遮断するため，ドライウェル
圧力高信号及び原子炉水位異常低下（L1）信号により，ペデスタル流
入水の制限弁（床ドレン）を閉にする設計とする。（第 3 図(a)(c)）
・制限弁を閉にすることにより，格納容器スプレイ水等のペデスタルへ流入する可能性のある水は，ベント管を介してサプレッション・プー
ルへ排水される設計とする。（第 3 図(a)(c)(d)）
b．ペデスタルへの流入水の排出・事故発生により格納容器外側隔離弁は開から閉状態となり，ペデスタ
ル床ドレンサンプへの流入水の格納容器外への排水は遮断されるが，通常運転中から床ドレン排水弁を開の状態にしておくことで，ベント管を介してサプレッション・プールへ自然排水される設計とする。
（第 3 図(a)(c)(d)）
・事故時のペデスタル床ドレンサンプへの流入水により，ペデスタル床
ドレンサンプの水位は上昇するが，ＲＰＶ破損までの間に，ペデスタ
ル床ドレンサンプの水位が，1m まで排水可能な設計とする。（別紙）・以下を考慮し，床ドレン排水配管のベント管への接続高さをペデスタ
ル床のコンクリート表面より下の位置に設置する設計とする。（第 3 図(a)）
1.8－191191床ドレン排水配管のベント管への接続高さは，サンプへの流入水の排水流量を確保する観点からは低い方が望ましいが，スリット内部
でのデブリ凝固の確実性向上の観点からは，スリット内に水を保有させるためスリットより高くする必要がある。このため，床ドレン
排水配管のベント管への接続高さは，床ドレン排水配管の下端位置
がスリット高さ方向の流路（10mm）の上端の位置になるように設置する設計とする。（第 3 図(a)）
スリットの設置高さを低くする場合，スリット内でデブリが凝固した際に，床スラブ鉄筋コンクリートの温度上昇による強度低下が懸念される。そこで，コリウムシールド無しの条件において温度による強度低下を考慮しても床スラブの健全性が確保されるスリット高さ（ペデスタル床のコンクリート表面から下）にスリットを設置する。（第 3 図(a)）
・床ドレン排水配管を接続するベント管については，真空破壊弁作動時のベント管内のサプレッション・チェンバからドライウェルへの上昇流が排水に影響することがないよう，真空破壊弁が設置されていない
ベント管を対象とする設計とする。（第 3 図(d)）
・ベント管に接続する床ドレン排水弁は，ＲＰＶ破損前のペデスタル注
水により水位が上昇し 1m を超える高さの水位計が水位を検出した後，ベント管を通じた排水により水位が低下し同水位計にて水位が検出されなくなった場合に，一定の時間遅れ（当該水位計高さから 1m 高さまでの排水に必要な時間を考慮）で自動閉止する設計とする。これにより，ＲＰＶ破損後のペデスタル水のサプレッション・プールへの流出を防止する。なお，地震によるスロッシング等により万一排水弁が意図せず閉止した場合には，運転員操作により早期に排水弁を開放す
1.8－192192

る手順とする。
・機器ドレン排水配管及び排水弁による排水経路から，ＲＰＶ破損後のペデスタル水がサプレッション・プールへ流出することを防ぐため，
床ドレン排水弁と同時に自動閉止する設計とする。また，機器ドレン
排水配管のベント管への接続高さ及び接続位置（真空破壊弁が設置されていないベント管に設置する）は，床ドレン排水配管と同じ設計とする。（第 3 図(d)(e)）

ペデスタルに流入した水はベント管（真空破壊弁が設置されていないもの）を介してサプレッション・
プールへ排水される。ベント管は，格納容器スプレイ水等の流入も考えられるが，ベント管は個数が 108本あり，約 0.6m の直径を有していることから，ベント管の単位面積当たりに流れる格納容器スプレイ水等の流量はわずかであり，ペデスタルへの流入水の排水性に影響はないと考えられる。
サプレッション・チェンバからの格納容器ベント用の配管下端は，ペデスタル床のコンクリート表面より
下であり，排水配管のベント管への接続高さよりも高い位置に設置されている。ただし，格納容器ベント中のサプレッション・プール水の最高水位は，ペデスタル床のコンクリート表面より約 0.62m
下であり，床ドレン排水配管のベント管への接続高さよりも低い位置となるため，格納容器ベント中でも床ドレン排水配管が水没することはない。
【参考】最も高い位置の真空破壊弁はペデスタル床のコンクリート表面より約 0.47m 下であり，床ドレン
排水配管のベント管への接続高さよりも高い位置であるが，その他の真空破壊弁はペデスタル床のコンクリート表面より約 1.36m 下であり，床ドレン排水配管のベント管への接続高さよりも低い位置に設置されている。

第 3 図(a)ペデスタル床ドレンサンプの水位 1m 維持対策概要
1.8－193193

第 3 図(b)ペデスタル床ドレンサンプの水位 1m 維持対策概要

第 3 図(c)ペデスタル床ドレンサンプの水位 1m 維持対策概要

1.8－194194

第 3 図(d)

第 3 図(e)ペデスタル床ドレンサンプの水位 1m 維持対策概要

ペデスタル床ドレンサンプの水位 1m 維持対策概要

1.8－195195

(3)ＲＰＶ破損後①ＲＰＶ破損後に達成すべき条件
・ペデスタル床ドレンサンプへ落下したデブリを冷却するために，注水できること。
・ペデスタル床ドレンサンプの水位を管理できること。
②条件を達成するための設備対策
・ＲＰＶ破損後，デブリが機器ドレン配管及び原子炉補機冷却水配管を溶融することにより，当該配管からペデスタル内へ内包水が流入することを防止するため，ドライウェル圧力高信号及び原子炉水位異常低下（L1）信号により，ペデスタル流入水の制限弁（機器ドレン及び原
子炉補機冷却水）を閉にする設計とする。（第 4 図）・ＲＰＶ破損後のデブリ落下後に，格納容器下部注水系から注水を行う設計とする。（第 4 図）

1.8－196196

第4図

ペデスタル床ドレンサンプ注水概要図

1.8－197197

添付資料1.8.8
原子炉圧力容器の破損判断について

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（以下「ＲＰＶ」という。）の炉心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（ドライウ
ェル部）に溶融炉心が落下することにより，ペデスタル（ドライウェル部）
水への伝熱による蒸発及び水蒸気発生に伴う格納容器の圧力上昇が発生することから，格納容器スプレイ及びペデスタル（ドライウェル部）注水を実施するために，ＲＰＶ破損を速やかに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破損の速やかな判断が可能となるようにする。

1.8－198198

1.8－199

199

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事象時のＲＰＶ破損判断パラメータ設定の理由

・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（ドライウェル部）の水温が顕著に上昇
格納容器下部水温するのはＲＰＶ破損時のみであり，ＲＰＶ破損の誤検知の恐れはない。
（第 2 図）・少量の溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下する不確かさを考慮しても，格納容器下部水温計の上昇又は指示値喪失により，ＲＰＶ破損の速やかな判断が可能。
【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（ドライウェル
・少量の溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下する不確かさを考慮した場合，変化幅が部）雰囲気温度，等小さい。

【破損判断パラメータ】

ＲＰＶ下鏡部温度（第 1 図）

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

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
270°

90°

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。
炉心損傷が進み損傷炉心が溶融すると，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移行する。その後，溶融炉心が下部プレナムの構造物を溶融し，炉心支持板の上にある溶融炉心が全て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

1.8－200200

1.8－201

201

第2図

ペデスタル内の計器設置図

添付資料 1.8.9

原子炉起動前及び通常運転時におけるペデスタル（ドライウェル部）内の水位について

原子炉起動前及び通常運転時におけるペデスタル（ドライウェル部）（以下「ペデスタル」という。）内の水位について以下に示す。

1.

原子炉起動前におけるペデスタル内への事前水張り
原子炉起動前において，通常運転中のペデスタル床ドレンサンプの排水性を確保するため，必要により消火系，補給水系，純水系のいずれかによりペデスタル内への事前水張りを実施し，ペデスタル内水位を 1m（）にし，通常運転時のペデスタルへの流入水の計測を可能とする。
2.

通常運転時におけるペデスタル内の水位維持
通常運転時におけるペデスタル内への流入水は，原子炉格納容器内のドラ
イウェル内ガス冷却装置から発生する凝縮水と原子炉格納容器内で発生する
結露水が床ドレン水（ドライウェルエアークーラードレン含む。）として原
子炉格納容器内の床ドレン配管からペデスタル内へ流入（多量時：約 6.8m３／h，少量時：約 0.2m３ ／h）する。なお，通常運転時に発生する原子炉格納容器内床ドレン水の放射能濃度は約 3.7Bq／ml である。
ペデスタル内へ流入した床ドレン水は，ペデスタル内水位 1m の状態で流入される。流入分の床ドレン水は，1m に立ち上げたスワンネックから原子
炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備へ排水される。
原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備への排水状況を確認することで，ペデスタル内水位が 1m に維持されていることを確認できる。なお，原子炉
1.8－202202

建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備への排水状況の確認は，中央制御室の原子
炉格納容器内床ドレン流量記録計や積算計により確認することができる。

1.8－203203

添付資料1.8.10
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

2．1.8.2.2(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）・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
1.3.2.2(1)ａ．常設代替直流電源設備による逃がし安全弁
1.8－204204機能回復
1.3.2.2(1)ｂ．可搬型代替直流電源設備による逃がし安全
弁機能回復
1.3.2.2(1)ｃ．逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし
安全弁機能回復・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・チェンバ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）1.8－205205

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．可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油
1.8－206206

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

1.8－207207

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．可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化
ｂ．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ｃ．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
目－1

208

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
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

解釈一覧

添付資料 1.9.7

手順のリンク先について

目－2

209

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

210

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，水の放射線分解及び金属腐食（以下「ジルコニウム－水反応，水の放射線分解等」という。）により発生する水素及び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ほかに，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

211

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
原子炉運転中は，原子炉格納容器内を不活性ガス（窒素）により不活性化した状態としており，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，水の放射線分解等にて発生する水素及び酸素により原子炉格納容器内で水素爆発が発生することを防止する。なお，格納容器ベントを開始するまでは，原子炉格納容器
内は不活性ガス（窒素）が封入された状態となっている。
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
・原子炉格納容器

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，原子炉格納容器内の酸素濃度が上昇した場合において，原子炉格納容器内におけるジルコニウム－水反
応，水の放射線分解等にて発生する水素及び酸素により，原子炉格
1.9－3

212

納容器内で水素爆発が発生することを防止するため，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。
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
・不活性ガス系配管・弁・原子炉格納容器
・燃料給油設備(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
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，水の放射線分解等により発生する水素及び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」及び「遠隔人力操作機構による現場操作」にて選定する対応手段及び設備と同様である。
なお，格納容器圧力逃がし装置内を可搬型窒素供給装置から供給する不活性ガス（窒素）にて，原子炉起動前に不活性化した状態としておくことで，格納容器ベント実施時における水素爆発を防止する。
(ⅰ)

可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性
化

1.9－4

213

可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化で使用する設備は以下のとおり。
・可搬型窒素供給装置
・格納容器圧力逃がし装置
・燃料給油設備(ⅱ)

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
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
・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
・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
・燃料給油設備(ⅲ)

遠隔人力操作機構による現場操作
遠隔人力操作機構による現場操作で使用する設備は以下のとおり。
・遠隔人力操作機構

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，水の放射線分解等により発生する水素及び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濃度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。
1.9－5

214

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
・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
・可燃性ガス濃度制御系配管・弁・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(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，水の放射線分解等により発生する水素及び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）
・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
1.9－6

215

・燃料給油設備
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・残留熱除去系海水系ポンプ
・残留熱除去系海水系ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ
・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）
・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(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は以下のとおり。
1.9－7

216

・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
・燃料給油設備(e)

重大事故等対処設備と自主対策設備
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で使用する設備のうち，可搬型窒素供給装置，不活性ガス系配管・弁，原子炉格
納容器及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
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のうち，格納容器圧力逃がし装置，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，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及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
遠隔人力操作機構による現場操作で使用する設備のうち，遠隔人力操作機構は重大事故等対処設備として位置付ける。
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），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及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
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，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
1.9－8

217

流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
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付ける。あわせて，その理由を示す。
・可燃性ガス濃度制御系
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
原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇に伴い格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は使用できない場合があるが，残留
1.9－9

218

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
納容器スプレイ又は格納容器ベントにより原子炉格納容器内の圧力及び温度が低下し，かつ電源等が復旧し，格納容器内水素濃度
及び格納容器内酸素濃度の使用が可能となれば，水素濃度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，水素濃度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付けない。また，「1.9.1(2)ａ．
(b)ⅰ)(ⅰ)

可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化」として使用する設備である可搬型窒素供給装置は，原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内を不活性化する手段として使用する設備であり，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付けない。
（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。
1.9－10219

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）」，「ＡＭ設備別操作手順書」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，
水の放射線分解等により発生する水素及び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

1.9－11220

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する水素及び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，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 ※２ 。
※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。
※2：発電用原子炉の冷却ができない場合，又は原子炉格納容器内の冷却ができない場合は，速やかに格納容器ベントの準備を開始す
る。

(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，災害対策本部長代理に原子炉格納容器内へ不活性ガス（窒素）を注入するための準備を依頼する。
②災害対策本部長代理は，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側及びＤ／Ｗ側）への不活性ガス（窒素）1.9－12221

注入をするための接続口を連絡する。なお，格納容器窒素供給ライン接続口は，接続口蓋開放作業を必要としない格納容器窒素供給ライン東側接続口を優先する。
③災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に可搬型窒素供給装置として使用する窒素供給装置をＳ／Ｃ側用に1台，Ｄ／Ｗ側用に1台を準備及び可搬型窒素供給装置として使用する窒素供給装置用電源車1台の準備を指示する。
④重大事故等対応要員は，可搬型窒素供給装置として使用する窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車を原子炉建屋東側屋外に配備
した後，可搬型窒素供給装置として使用する窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車にケーブルを接続するとともに，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，災害対策本部長代理に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ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災害対策本部長代理は，発電長に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ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，災害対策本部長代理に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入を依頼する。
1.9－13222

⑧災害対策本部長代理は，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，災害対策本部長代理に報告する。
⑩災害対策本部長代理は，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指示値を確認し，原子炉格納容器内の酸素濃度が上昇傾向の場合は，災害対策本部長代理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）注入の追加を依頼する。
⑫ ａ 原子炉格納容器内酸素濃度上昇傾向の場合
災害対策本部長代理は，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）注入開始を指示し，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，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）注入を開始する。なお，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）に到達するまで可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入を継続する。その後，運転員等は中央制御室
にて，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
1.9－14223

値が310kPa［gage］（1Pd）に到達したことを確認し，発電長に報告する。
⑫ ｂ 原子炉格納容器内酸素濃度上昇傾向でない場合
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）に到達するまで継続し，運転員等は中央制御室にて，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。
⑬発電長は，災害対策本部長代理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災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入停止を指示する。
⑮重大事故等対応要員は，原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入を停止するため，⑫ ａ により原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）内へ不活性ガス（窒素）注入をしていた場合は，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側及びＤ／Ｗ側）を閉とする。また，⑫ ｂ により原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内への不活性ガス（窒素）注入を継続した場合は，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）を閉とする。なお，重大事故等対応要員は，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側）内又は原子炉格納容器（Ｓ／
Ｃ側及びＤ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入を停止した
後，災害対策本部長代理に報告する。
⑯災害対策本部長代理は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子1.9－15224

炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入の停止を連絡する。
⑰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。
⑱ ａ 原子炉格納容器内酸素濃度4.0vol％到達時点で事故後7日経過している場合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4.0vol％に到達したことを確認し，発電長に報告する。
⑱ ｂ 原子炉格納容器内酸素濃度4.0vol％到達時点で事故後7日経過していない場合
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4.0vol％に到達したことを確認し，発電長に報告する。また，災害対策本部長代理は，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）の注入を指示し，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，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）を注入する。なお，
原子炉格納容器内の酸素濃度指示値の傾向に応じて，以下の操作を実施する。
ⅰ)

原子炉格納容器内酸素濃度上昇傾向の場合
災害対策本部長代理は，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）注入開始を指示し，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，原子炉格納容器（Ｄ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）注入を開
1.9－16225

始する。その後，運転員等は中央制御室にて，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465kPa[gage]（1.5Pd）に到達したことを発電長に報告する。また，重大事故等対応要員は，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）を閉とし，原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）注入を停止する。
ⅱ)

原子炉格納容器内酸素濃度上昇傾向でない場合
運転員等は中央制御室にて，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465kPa[gage]（1.5Pd）に到達したことを発電長に報告する。また，重大事故等対応
要員は，窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）を閉とし，原子炉格
納容器内の不活性ガス（窒素）注入を停止する。

⑲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。
⑳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格納容器ベント判断基準である
4.3vol％に到達したことを確認し，発電長に報告する。
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。
ａ

サプレッション・プール水温度指示値が100℃未満の場合

発電長は災害対策本部長代理に，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，原子炉格
納容器内への不活性ガス（窒素）による注入停止前に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）内への注入を実施していた場合
は，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）内への不活性ガス
1.9－17226

（窒素）による注入を依頼する。
ｂ

サプレッション・プール水温度指示値が100℃以上の場合

発電長は，運転員等に外部水源である代替格納容器スプレイ冷却系（常設）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，災害対策本部長代理に原子炉格納容器（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，原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）による注入停止
前に原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）内への注入を実施
していた場合は，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）内への不活性ガス（窒素）による注入を依頼する。
災害対策本部長代理は，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内への不活性ガス（窒素）注入開始を指示する。
ａ

原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入停止前の操作が⑫ ａ 又は⑱ ｂ ⅰ)により可搬型窒素供給装置2台で実施した場合
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側及びＤ／Ｗ側）を開とし，原子炉格納容器（Ｓ／Ｃ側及び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代理に報告する。
ｂ

原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）注入停止前の操作が⑫ ｂ 又は⑱ ｂ ⅱ)により可搬型窒素供給装置1台で実施した場合
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（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代理に報告する。
1.9－18227

災害対策本部長代理は，発電長に可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内へ不活性ガス（窒素）の注入を開始したことを連絡する。
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。
(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，窒素供給用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窒素供給用ホースを配備する。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）(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
1.9－19228

ａ．可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化
格納容器圧力逃がし装置は，可搬型窒素供給装置から供給する不活性ガス（窒素）にて，原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内を不活性化した状態としておくことで，格納容器ベント実施時における系統内での水素爆発を防止する。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。
ｂ．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。また，格納容器ベントを実施した際は，プルームの影響による被ばくを低減するため，運転員等は中央制御室待避室へ待避し，中央制御室待避室内のデータ表示装置（待避室）によりプラントパラメー
タを継続して監視する。
なお，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。格納容器圧力逃がし装置の遠隔人力操作機構を使用した現場操作による格納容器ベント手順については，「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。
格納容器ベント開始後において，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除熱機能，可燃性ガス濃度制御系による原子炉
格納容器内の水素・酸素濃度制御機能及び可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器負圧破損防止機能が使用可能と判断した場合，並びに原子炉格納容器内の圧力310kPa［gage］（1Pd）未満，原子炉格納容器内の温1.9－20229

度171℃未満及び原子炉格納容器内の水素濃度が可燃限界未満であることを確認した場合に第一弁を閉とし，格納容器ベントを停止することを基本として，その他の要因を考慮した上で総合的に判断し，適切に対応する。
(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）を注入している
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⑩以外は同様。）。
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。
②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。
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系統構成を指示する。
④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。
⑤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。
1.9－21230

⑥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。
⑦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。
⑧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。
⑨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。
⑩ 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。
⑩ 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。
⑪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。
⑫運転員等は中央制御室にて，第二弁（優先）を開とするが，第二弁が開できない場合は，第二弁バイパス弁を開とし，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），格納容器内酸素濃度及び格納容器内水素濃度指示値の低下，並びにフィルタ装1.9－22231

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。
⑬発電長は，格納容器ベント開始後，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機能，可燃性ガス濃度制御系
による原子炉格納容器内の水素・酸素濃度制御機能及び可搬型窒
素供給装置による原子炉格納容器負圧破損防止機能が使用可能な場合に，運転員等に原子炉格納容器内の圧力が310kPa［gage］（1Pd）未満，原子炉格納容器内の温度が171℃未満及び原子炉格
納容器内の水素濃度が可燃限界未満であることを確認することにより，格納容器ベント停止判断をする。
(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第二弁開操作による格納容器ベント開始まで2分以内と想定する。なお，第二弁バイパス弁についても同様である。
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．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1.9－23232

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。
(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原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が上昇し，原子炉格納容器内の圧力が可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力（147kPa［gage］）未満の場合。
②格納容器ベント停止可能 ※３ と判断した場合，又は格納容器ベント（圧力調整）を実施した場合において，原子炉格納容器内の圧力が可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力未満の場合。
※3：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機能，可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器
内の水素・酸素濃度制御機能及び可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器負圧破損防止機能が使用可能と判断した場合で，原子炉格納容器内の圧力が310kPa［gage］（1Pd）
未満，原子炉格納容器内の温度が171℃未満及び原子炉格納容器内の水素濃度が可燃限界未満であることを確認した場
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
1.9－24233

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。
1.9－25234

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操作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，
水の放射線分解等により発生する水素及び酸素を格納容器内水素濃度
1.9－26

235

（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監視する。なお，
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプ
リング装置（Ａ）を優先して使用する。
(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）のサンプリング装置（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（格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置（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1.9－8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）のサンプリング装置（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）のサンプリング装置（Ａ）の暖気が開始 ※４ 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
1.9－27236

内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置（Ａ）の起動を指示する。
④運転員等は中央制御室にて，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格
納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置（Ａ）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）のサンプリング装置（Ａ）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）のサン
プリング装置（Ａ）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 ※５ が開始されたことを確認し，発電長に報告する。
※4：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。
※5：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）のサンプリング装置（Ａ）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。
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1.9－28237

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，
水の放射線分解等により発生する水素及び酸素を格納容器雰囲気モニタ
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
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。
1.9－29238

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操作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。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：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
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
1.9－30239

（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。
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行う。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
1.9－31

240

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。
格納容器圧力逃がし装置の遠隔人力操作機構を使用した現場操作による格納容器ベント手順については，「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

事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

1.9－32241

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，対処設備，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

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
原子炉格納容器

可搬型窒素供給装置
不活性ガス系配管・弁
原子炉格納容器
燃料給油設備 ※７

可搬型窒素 供給装 置による
格納容器圧力逃が し装置内 の不 活性化

可搬型窒素供給装置 ※３
格納容器圧力逃がし装置
燃料給油設備 ※７

手順書

－ ※２

重大事故等 対処設 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

－

対処設備

－ ※４

－ ※１

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領－ ※３※1：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。
※2：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付けない。
※3：原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内は不活性化した状態とする。
※4：可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化に用いる可搬型窒素供給装置及び燃料給油
設備は，原子炉起動前に使用するものであり，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
設備とは位置付けない。
※5：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。
※6：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。
※7：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。

1.9－33242

対応手段，対処設備，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

対応
手段

格納容器圧力逃がし装置 ※６
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 ※７
可搬型代替交流電源設備 ※７
常設代替直流電源設備 ※７
可搬型代替直流電源設備 ※７
燃料給油設備 ※７

自主対策設 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

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
可燃性ガス濃度制御系配管・弁
非常用交流電源設備 ※７
常設代替交流電源設備 ※７
燃料給油設備 ※７

重大事故等 対処設 備

遠隔人力操 作機構 による現 場操 作

遠隔人力操作機構 ※６

手順書

重大事故等 対処設 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

－

対処設備

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

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
ＡＭ設備別操作手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ水素濃度制御」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：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。
※2：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付けない。
※3：原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内は不活性化した状態とする。
※4：可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化に用いる可搬型窒素供給装置及び燃料給油
設備は，原子炉起動前に使用するものであり，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
設備とは位置付けない。
※5：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。
※6：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。
※7：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。

1.9－34243

対応手段，対処設備，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

対処設備

重大事故等 対処設 備

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

格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度
残留熱除去系海水系ポンプ ※５
残留熱除去系海水系ストレーナ
緊急用海水ポンプ ※５
緊急用海水系ストレーナ
可搬型代替注水大型ポンプ ※５
非常用交流電源設備 ※７
常設代替交流電源設備 ※７
燃料給油設備 ※７

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

水素爆発による原子炉格納容器 の破損防止

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

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
常設代替交流電源設備 ※７
可搬型代替交流電源設備 ※７
燃料給油設備 ※７

手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ水素濃度制御」
等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：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。
※2：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付けない。
※3：原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内は不活性化した状態とする。
※4：可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化に用いる可搬型窒素供給装置及び燃料給油
設備は，原子炉起動前に使用するものであり，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
設備とは位置付けない。
※5：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。
※6：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。
※7：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。

1.9－35244

対応手段，対処設備，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

対処設備

常設代替交流電源設備 ※７
可搬型代替交流電源設備 ※７
常設代替直流電源設備 ※７
可搬型代替直流電源設備 ※７
燃料給油設備 ※７

手順書

重大事故等 対処設 備

代替電源設 備によ り水素爆 発に よる
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）「電源供給回復」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：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。
※2：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付けない。
※3：原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内は不活性化した状態とする。
※4：可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化に用いる可搬型窒素供給装置及び燃料給油
設備は，原子炉起動前に使用するものであり，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
設備とは位置付けない。
※5：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。
※6：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。
※7：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。

1.9－36245

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

手順書

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
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

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

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）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力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

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

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（常設ライン用）
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）
残留熱除去系系統流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

水源の確保

代替淡水貯槽水位
サプレッション・プール水位
ろ過水貯蔵タンク水位
復水貯蔵タンク水位

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
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ＡＭ設備別操作手順書

操作1.9－37246

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

手順書

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
ｂ．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

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

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）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力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

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

最終ヒートシンクの確保

フィルタ装置圧力
フィルタ装置水位
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・低レンジ）

補機監視機能モニタリング・ポスト

ＡＭ設備別操作手順書

操作1.9－38247

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

手順書

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ｃ．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

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ水素濃度制御」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」等

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系系統流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力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

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度

原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系系統流量

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

ＡＭ設備別操作手順書

操作1.9－39248

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

手順書

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
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判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
ＡＭ設備別操作手順書

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

操作

原子炉格納容器内の放射線量率

1.9－40249

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

手順書

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
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

判断基準

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

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）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＰＣＶ水素濃度制御」
等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
「放出」

操作

ＡＭ設備別操作手順書

1.9－41250

第1.9－3表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

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

フィルタ装置入口水素濃度

常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
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

1.9－42251

1.9－43252

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

253

記載例

ａ※２

ａ※１

窒素ガス補給弁（Ｄ／Ｗ側）

窒素ガス補給弁（Ｓ／Ｃ側）

弁名称

注：操作手順⑫ ａ ，⑱ ａ ，

第 1.9－2 図ａ

概要図の場合を示す。

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○：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。

⑫ ａ ，⑮ ※２ ，⑨，⑮ ※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

ホース

逆止弁

弁

電動駆動

ポンプ

MO

凡例

10
手順の項目

20

30

40

50

経過時間（ 分）
70
80
90

60

実施箇所・ 必要要員 数

100

110

120

130

原子炉格納 容器内の 不活性ガ ス（窒素 ）置換

140

150

備考

150

備考

135 分

準備
移動（南側 保管場所 ～格納容 器窒素供 給ライン 西 側接続口）
窒素供給装 置用電源 車準備
2
ケーブル敷 設，接続
窒素供給装 置用電源 車起動

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
（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）

準備

重大事故等
対応要員

6
移動（南側 保管場所 ～格納容 器窒素供 給ライン 西 側接続口）
原子炉建屋 西側接続 口蓋開放
ホース接続
4
窒素供給装 置準備
窒素供給装 置起動
窒素供給開 始操作

10

手順の項目

20

30

40

実施箇所・ 必要要員 数

5060

経過時間（ 分）
70
80
90

100

110

原子炉格納 容器内の 不活性ガ ス（窒素 ）置換

120

130

140

115 分

準備
移動（南側 保管場所 ～格納容 器窒素供 給ライン 東 側接続口）
窒素供給装 置用電源 車準備
2
ケーブル敷 設，接続
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
（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）

窒素供給装 置用電源 車起動

重大事故等
対応要員

6

準備
移動（南側 保管場所 ～格納容 器窒素供 給ライン 東 側接続口）
ホース接続

4

窒素供給装 置準備
窒素供給装 置起動
窒素供給開 始操作

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

タイ

ムチャート

1.9－45254

1.9－46

255

記載例

※１

⑥ ※２

⑥

⑤

※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

第1.9－4図

ｂ

⑫

⑩

⑩

ａ

操作手順

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

④

⑤ ※１

換気空調系一次隔離弁

※２

④

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

1

手順の項目
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
（格納容器ベント準
備：Ｓ／Ｃ側ベントの場合）

実施箇所・ 必要要員 数

2

経過時間（ 分）
4
5

3

6

7

8

9

備考

8

9

備考

8

9

備考

格納容器ベ ント判断
5分

格納容器 ベント準 備完了

系統構成
運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

格納容器ベ ント準備

1

2

経過時間（ 分）
4
5

3

6

7

格納容器ベ ント判断
手順の項目
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
（格納容器ベント準
備：Ｄ／Ｗ側ベントの場合）

実施箇所・ 必要要員 数

5分

格納容器 ベント準 備完了

系統構成
運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）

格納容器ベ ント準備

1

1

2

3

経過時間（ 分）45

6

7

格納容器ベ ント準備 完了
手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

2分

格納容器 ベント
格納容器ベ ント開始 操作

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

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

※1

※1：第二弁の遠隔開操作不可の場合，第二弁バイパス弁を開とする。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，2分以内と想定する。

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

1.9－47256

1.9－48257

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

5

手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

10
6分

15

経過時間（ 分）
165
170

175

可燃性ガ ス濃度制 御系ブ ロワ起動
再結合

180

185

190

備考

(ブロワ起 動後，約 180 分 以内)

系統構成， 起動操作
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

運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）1

ウォームア ップ運転

※1

※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，再結合開始まで約 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

1.9－49258

1.9－50259

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

5

10

交流電源確 保手順の項目

実施箇所・ 必要要員 数

15

20

25

経過時間（ 分）
30
35

40

45

50

55

60

備考

格納 容 器内 水 素濃 度 （ ＳＡ ） 及び 格 納容 器 内酸 素濃 度 （Ｓ Ａ）
による測定 開始
38 分
系統暖気（ ※1）

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

起動操作
運転員等
（当直運転 員）（中央制御 室）

1

測定前準備
測定開始

※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

タイムチャ

ート

1.9－51260

1.9－52

261

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

手順の項目
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実施箇所・ 必要要員 数

運転員等（当直運転 員）（中央制御 室）2

3

経過時間（ 分）4
5

格納容器雰 囲気モニ タ起動

6

7

8

9

備考

5分

起動操作
1

※1

※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，格納容器雰囲気モニタ起動まで 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

1.9－53262

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（1／3）
1.9－54263

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（2／3）
1.9－55264

（凡例）：プラント状態：操作・確認

可搬型窒素供給装置による格納容器
圧力逃がし装置内の不活性化 ※ ２

不活性ガス系による原子炉格納容器内の不活性化 ※ １

：判断
：重大事故等対処設備

炉心損傷確認 ※ ３

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

No

原子炉格納容器内酸素濃度 4.0vol％到達時点
で事故後 7 日経過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

サプレッション・プール水
温度 100℃未満

可搬型窒素供給装置 1 台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）

Yes

残留熱除去系又は代替循環冷却系
停止（内部水源）原子炉格納容器内
酸素濃度上昇傾向

可搬型窒素供給装置
2 台準備

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

No

No

Yes

原子炉格納容器内の酸素濃度
指示値 4.0vol％到達

Yes

Yes

原子炉格納容器内の酸素濃度
指示値 3.5vol％到達

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水素濃度制御成功

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（外部水源）

可搬型窒素供給装置 2 台による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）
注入（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）

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 1 台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）

原子炉格納容器内酸素濃度上昇傾向原子炉格納容器内圧力 465kPa［gage］（1.5Pd）到達

原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）注入停止（可搬型窒素供給装置停止）

No

可搬型窒素供給装置
停止前使用台数 2 台 ※ ４

可搬型窒素供給装置 1 台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

Yes
可搬型窒素供給装置 2 台による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）
注入（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ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

第一弁（Ｓ／Ｃ側）
開操作可能

Yes

No

No
第一弁（Ｄ／Ｗ側）
開操作

可搬型窒素供給装置 2 台による原子炉格納容器内への不活性ガス（窒素）
注入（Ｓ／Ｃ側及びＤ／Ｗ側）

Yes
原子炉格納容器内酸素濃度
4.3vol％到達

原子炉格納容器内圧力310kPa［gage］（1Pd）到達

第二弁
開操作可能

No
第二弁バイパス弁
開操作

原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）注入停止（可搬型窒素供給装置停止）

Yes
原子炉格納容器内の水素濃度指示値可燃限界未満

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

原子炉格納容器内酸素濃度
4.0vol％到達※1：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を常時不活性化した状態としている。
※2：原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内は不活性化した状態とする。
※3：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。
※4：格納容器ベント前の窒素注入については，可搬型窒素供給装置停止前に窒素注入していた可搬型窒素供給装置の台数により，原子炉格
納容器へ窒素を注入する。なお，1 台により窒素注入をする場合，Ｄ／Ｗに酸素が滞留することを防止するためにＤ／Ｗから窒素を注入する。なお，第一弁（Ｄ／Ｗ側）開による格納容器ベント時は，Ｓ／Ｃ側から注入する。

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（3／3）
1.9－56265

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）
【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。
【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。
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。

番号

①

－

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

【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。

＜ 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。

②

－

＜ 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。

－

④

⑤

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。

③

番号

－

＜ 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。
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。

＜ 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。
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。

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。

⑦

⑧

⑨

※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付けない。
※2：原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内は不活性化した状態とする。
可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化に用いる可搬型窒素供給装置は，原子炉起動前に使用するものであり，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付けない。

1.9－57266

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
重大 事故 等 対処 設備 を 使用 し た手 段
審査 基準 の 要求 に適 合 する た めの 手段
手段

不活 性ガ ス系 ※ １

既設

既設

可搬 型窒 素供給 装置

新設

不活 性ガ ス系配 管・ 弁

既設

原子 炉格 納容器

既設

燃料 給油 設備①②⑤⑥

原子 炉格 納容器

解釈
対応 番号

①②⑤⑥

備考

手段

機器 名称

－

－

－

－

－

－

－

－

－

新設

可搬 型窒 素供給 装置※２新設

格納 容器 圧力逃 がし 装 置

新設

燃料 給油 設備

新設
－

①⑤⑦

不活 性ガ ス 系に よる 可搬 型窒素 供給 装置 に 可搬 型窒 素 供給 装置 に
原子 炉格 納 容器 内の よる 原子炉 格納 容器 内 よる 格納 容 器圧 力逃がの不活性化
し装置内の 不活 性化
不活 性化

既設
新設

機器 名称

自主対策 設 備－

フィ ルタ 装置入 口水 素 濃度

新設

フィ ルタ 装置出 口放 射 線モ ニタ（ 高レ ンジ・ 低レ ン ジ）

新設

常設 代替 交流電 源設 備

新設
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

遠隔 人力 操作機 構

新設－

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
可燃 性ガス 濃度 制御 系 配管 ・ 弁
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①④⑤⑦

遠隔 人力操作機構による現場操作

可搬 型代 替交流 電源 設 備

可燃 性ガ ス濃度 制御 系 ブロ ワ
可燃性ガス 濃度制御系による原子 炉格 納 容器 内の 水 素濃 度 制御

既設
新設

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 止格納 容器 圧力逃 がし 装 置

－

－

－

※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付けない。
※2：原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内は不活性化した状態とする。
可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化に用いる可搬型窒素供給装置は，原子炉起動前に使用するものであり，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付けない。

1.9－58267

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
重大 事故 等 対処 設備 を 使用 し た手 段
審査 基準 の 要求 に適 合 する た めの 手段
手段

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

－

－

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

常設 代替 交流電 源設 備－

手段
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

既設
新設

①③⑤⑧

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

機器 名称

自主対策 設 備－

機器 名称
格納 容器 内水素 濃度
格納 容器 内酸素 濃度
残留 熱除 去系海 水系 ポ ンプ
残留 熱除 去系海 水系 ス トレ ー ナ
緊急 用海 水ポン プ
緊急 用海 水系ス トレ ー ナ
可搬 型代 替注水 大型 ポ ンプ
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付けない。
※2：原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内は不活性化した状態とする。
可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化に用いる可搬型窒素供給装置は，原子炉起動前に使用するものであり，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付けない。

1.9－59268

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。

※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付けない。
※2：原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内は不活性化した状態とする。
可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化に用いる可搬型窒素供給装置は，原子炉起動前に使用するものであり，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付けない。

1.9－60269

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（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。

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。

対象外

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並びに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。

※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付けない。
※2：原子炉起動前に格納容器圧力逃がし装置内は不活性化した状態とする。
可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化に用いる可搬型窒素供給装置は，原子炉起動前に使用するものであり，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付けない。

1.9－61270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（1 台当たり）－

2台

可燃性ガス濃度制御系加熱器

常設

Ｓクラス

100kW
（1 基当たり）－

2基

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（1 台当たり）

約 140m

4台

機器名称

常設
／可搬

耐震性

測定方式

計測範囲

個数

格納容器内水素濃度

常設

Ｓクラス

熱伝導度式

0％～
100％

1個

格納容器内酸素濃度

常設

Ｓクラス

磁気風式

0％～30％

1個

機器名称※1：Ｓクラスの機能維持

1.9－62271

1.9－63272

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）

1.9－64273

1.9－65274

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
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が必要な状況
で，屋外（原子炉建屋東側周辺）に可搬型窒素供給装置を配備した場合においては，窒素供給用ホースを格納容器窒素供給ライン東側接続口に接続し，可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器内に窒素を供給する。屋外（原子炉建屋西側周辺）に可搬型窒素供給装置を配備した場合
は，接続口の蓋を開放し，窒素供給用ホースを格納容器窒素供給ライン
西側接続口に接続した後，可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器内に窒素を供給する。
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）
ｃ．必要要員数及び所要時間
可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化として，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：6名（重大事故等対応要員6名）
所要時間目安 ※１ ：135分以内（所要時間目安のうち，現場操作に係る時間は135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
1.9－66275

【重大事故等対応要員】
・準備：30分（放射線防護具着用を含む）
・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）・電源車の系統構成：35分 ※２ （対象作業：ケーブル敷設，電源車
起動等を含む）・可搬型窒素供給装置の系統構成：85分（対象作業：窒素供給用ホース接続，可搬型窒素供給装置
起動等を含む）・窒素供給開始操作：10分※2：電源車の系統構成は，可搬型窒素供給装置の系統構成と並行して行うため，所要時間目安には含まれない。
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，操作は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ほか，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：可搬型窒素供給装置からの窒素供給用ホース接続は，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。
1.9－67276

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（ページング）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。

1.9－68277

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減圧及び除熱の実施時期を早めることとなる ※ 。

1.9－69278

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
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減圧及
び除熱の遅延を図り，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減圧及び除熱を実施する
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
1.9－70279

なる。
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）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1.9－71280

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，
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）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の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1.9－72281

置による格納容器減圧及び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。

1.9－73

282

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注水炉心損傷防止対策の

炉心損傷防止対策の2.(1)ａ．①
2.(1)ａ．②

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
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

度が下降傾向に転じた場合
代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ2.(2)⑧・ＲＰＶ注水※2.(1)ｄ．⑥ 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

常設低圧による
2.(1)ｄ．⑦
・Ｄ／Ｗスプレイ（一時的）「2.(1)ａ．①」等は，前頁までの章番号に対応

常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ
（一時的）

水を行う
2.(1)ｄ．⑦

第 1 図 事故対応の流れ
1.9－74283

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水素及び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1.9－75284

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1.9－76285

格納容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）

1.9－77286

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

1.9－78168 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）

287

(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

1.9－79288

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）以降の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。

1.9－80289

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。
1.9－81

290

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
1.9－82291

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，格納容器温度については第5図に示すとおり150℃を超えない範囲で，また，格納容器圧力については第6
図に示すとおり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]）
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5図

格納容器温度の 168 時間以降の考え方

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6図

格納容器圧力の 168 時間以降の考え方

1.9－83292(6)7 日間（168 時間）以降の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

1.9－84293

(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減圧及び除熱操作（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
容器内への窒素注入操作（以下「窒素注入」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，窒素注入及び格納
容器ベントに係る判断基準の妥当性について示す。
ａ．窒素注入の判断基準と作業時間について
窒素注入に係る判断基準は以下のとおり設定している。
(a)窒素供給装置の起動準備操作の開始基準：酸素濃度 3.5vol％(b)窒素注入の開始基準「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約 6 時間（約 360 分）確保できるため，起動準
備時間の 180 分に対して十分余裕があることが確認できる。

1.9－85294

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

窒素注入準備の余裕時間

約6時間

ｂ．窒素注入及び格納容器ベントの実施基準について
窒素注入及び格納容器ベントに係る実施基準，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，窒素注入及び格納容器ベントが実施可能である。

第6表

窒素注入及び格納容器ベント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
窒素注入開始基準

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
格納容器ベント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

1.9－86295

1.9－87296

1.9.2.1
水素爆発による格納容器の破損を防止するための対応手順

判断基準の解釈一覧(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(1) 原子炉格納容器内の不活性化による水素爆発防止

手順

原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3vol％に到達した場合
可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧
力（147KPa[gage]）未満の場合

原子炉格納容器内の酸素濃度が4.3vol％に到達した場合
可燃性ガス濃度制御系運転時の制限圧力未満の場合

ｂ．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
ｃ．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酸素濃度が3.5vol％に到達した場合

解釈

原子炉格納容器内の酸素濃度が3.5vol％に到達した場合

操作手順記載内容
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

解釈一覧

添付資料1.9.6

添付資料 1.9.7
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。
1．1.9.2.1(2)ｂ．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・格納容器圧力逃がし装置の遠隔人力操作機構を使用した現場操作による格納容器ベント手順＜リンク先＞

1.7.2.1(2)ａ．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

2．1.9.2.2

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
1.9－88297

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
3．1.9.2.3

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
・格納容器圧力逃がし装置の遠隔人力操作機構を使用した現場操作による格納容器ベント手順＜リンク先＞

1.7.2.1(2)ａ．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・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
1.9－89298

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・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

1.9－90299

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等＜

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・チェンバ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

300

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原子炉ウェルへの注水
ｅ．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原子炉ウェルへの注水
ｇ．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・チェンバを水源とした対応手順
ａ．サプレッション・チェンバ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・チェンバ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
目－2

301

ｃ．サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱
ｄ．サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱(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原子炉ウェルへの注水
ｇ．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
目－3

302

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
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．海を水源とした原子炉ウェルへの注水
ｆ．海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイｇ．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
ｈ．海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送
ｉ．海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制
ｊ．海を水源とした航空機燃料火災への泡消火
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による冷却水の確保
ｌ．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
ｍ．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の除熱
目－4

303

(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
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・チェン
バ）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
目－5

304

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
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

305

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・チェンバである。重
1.13－1306

大事故等時において，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・チェンバを設置する。
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・チェンバを設置する。
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，原子炉
ウェル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ほかに，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
1.13－2307

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・チェンバの故障を想定する。
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・チェンバ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。
1.13－3308

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，原子炉ウェル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。
そのほかに，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最終ヒ

原子炉格納容器

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」，「1.10

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」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。
ⅰ)

代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた対応手段と設備
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。
・低圧代替注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）
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。
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）
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。
1.13－4309

・格納容器下部注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備
は以下のとおり。
・格納容器頂部注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）
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。
・代替燃料プール注水系（常設低圧代替注水系ポンプ）
ⅱ)

代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプを用いた対応手段と設備
代替淡水貯槽を水源とした各接続口までの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
・ホース・接続口
・低圧代替注水系配管・弁・格納容器圧力逃がし装置配管・弁・燃料給油設備
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。
・低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
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。
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
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
1.13－5310

用する設備は以下のとおり。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース・接続口
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。
・格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，
ホース・接続口等）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備
は以下のとおり。
・格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，
ホース・接続口等）
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。
・代替燃料プール注水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・
接続口等）
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・チェンバ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・チェン
バを利用する。
重大事故等時において，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱を行う手段があ
1.13－6311

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・チェンバ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。
・高圧代替注水系（常設高圧代替注水系ポンプ）
・原子炉隔離時冷却系（原子炉隔離時冷却系ポンプ）
・高圧炉心スプレイ系（高圧炉心スプレイ系ポンプ）
サプレッション・チェンバ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。
・残留熱除去系（残留熱除去系ポンプ）
・低圧炉心スプレイ系（低圧炉心スプレイ系ポンプ）
サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（残留熱除去系ポンプ）
サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）(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
1.13－7312

する。
重大事故等時において，サプレッション・チェンバを水源として利用できない場合は，西側淡水貯水設備を水源として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，原子炉ウェル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。
そのほかに，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最終ヒ

原子炉格納容器

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」，「1.10

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」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各接続口までの送水で使用する設備
は以下のとおり。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・ホース・接続口
・低圧代替注水系配管・弁・格納容器圧力逃がし装置配管・弁・燃料給油設備
1.13－8313

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。
・低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）
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。
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）
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。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・ホース・接続口
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。
・格納容器下部注水系（可搬型）可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）
西側淡水貯水設備を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）
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。
・代替燃料プール注水系（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）
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1.13－9314

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・チェンバ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。
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。
・消火系（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。
1.13－10315

・消火系（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。
・消火系（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。
・消火系（電動駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ）(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・チェンバ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。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
1.13－11316

・高圧炉心スプレイ系ポンプ
・逃がし安全弁（安全弁機能）
・制御棒駆動水圧系（制御棒駆動水ポンプ）
・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
・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
・燃料給油設備
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。
・補給水系（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内の冷却で使用する設備は以下のとおり。
・補給水系（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。
・補給水系（復水移送ポンプ）
1.13－12317

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。
・補給水系（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 ※２ 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ライン接
続口までの送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
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース・接続口
・格納容器圧力逃がし装置配管・弁・多目的タンク配管・弁・燃料給油設備※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。

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。
・可搬型代替注水中型ポンプ
1.13－13318

・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース・接続口(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・チェンバ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，原子炉ウェル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。
そのほかに，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，「1.4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最終ヒ

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」，「1.10

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
1.13－14

使用済燃料貯蔵槽の冷却319

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。
海を水源とした各接続口までの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
・ホース・接続口
・低圧代替注水系配管・弁・非常用取水設備
・燃料給油設備
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。
・低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）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。
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
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。
・格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
海を水源とした原子炉ウェルへの注水で使用する設備は以下のとおり。
・格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホ
1.13－15320

ース・接続口等）
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。
・代替燃料プール注水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
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。
・残留熱除去系海水系（残留熱除去系海水系ポンプ）
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る設備は以下のとおり。
・緊急用海水系（緊急用海水ポンプ）
・代替残留熱除去系海水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
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
・ホース
・燃料給油設備
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）
1.13－16321

・ホース
・燃料給油設備
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海水系（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海水系（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海水系（高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機用海水ポンプ）
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。
・代替２Ｃ非常用ディーゼル発電機海水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
・代替２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
・代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（可搬型代替注
水大型ポンプ，ホース・接続口等）
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の除熱で使用する設備は以下のとおり。
・代替燃料プール冷却系（代替燃料プール冷却系ポンプ）(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1.13－17322

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。
・ほう酸水注入系（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
上記(a)～(h)で述べた水源のうち，代替淡水貯槽，サプレッショ
ン・チェンバ，西側淡水貯水設備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付ける。
また，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，
各条文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。
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付ける。あわせて，その理由を示
1.13－18323

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，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な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。
なお，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生している場合は，消火系の水源である多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク及び原水タンクは使用できない。
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1.13－19324

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・ホース
・燃料給油設備
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で使用する設備は以下のとおり。
・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・代替淡水貯槽・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・多目的タンク配管・弁・燃料給油設備
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・可搬型代替注水中型ポンプ
1.13－20325

・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・非常用取水設備
・燃料給油設備(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
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・ホース
・燃料給油設備
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。
・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・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水大型ポンプ
1.13－21326

・ホース・多目的タンク配管・弁・燃料給油設備
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
・ホース
・非常用取水設備
・燃料給油設備(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備
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，ホース及び燃料給油設備は，重大事故等対処設備として位置付ける。
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のうち，代替淡水貯槽，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，ホース，非常用取水設備及び燃料給油設備は，重大事故等対処設備として位置付ける。
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，可搬型代替注水大型ポンプ，ホース及び燃料給油設備は，重大事故等対処設備として位置付ける。
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
1.13－22327

への補給で使用する設備のうち，西側淡水貯水設備，可搬型代替注水
大型ポンプ，ホース，非常用取水設備及び燃料給油設備は，重大事故等対処設備として位置付ける。
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付ける。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。
・多目的タンク配管・弁
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
1.13－23328

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・チェンバであり，サプレッショ
ン・チェンバを優先して使用するが，サプレッション・プール水枯渇，サプレッション・チェンバ破損又はサプレッション・プール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・チェンバ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り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・チェンバ
・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・補給水系配管・弁・所内常設直流電源設備
・非常用交流電源設備
・燃料給油設備(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。
1.13－24329

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。
・西側淡水貯水設備
・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・代替淡水貯槽・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・多目的タンク配管・弁・非常用取水設備
・燃料給油設備
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
1.13－25330

とおり。
・代替淡水貯槽・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・西側淡水貯水設備
・可搬型代替注水大型ポンプ
・ホース
・多目的タンク配管・弁・非常用取水設備
・燃料給油設備(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・チェンバ）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・チェンバ・低圧代替注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）（常設低圧代替注水系ポン
プ）・代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）
1.13－26331

(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・チェンバ，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，所内常設直流電源設備，非常用交流電源設備及び燃料給油設備は重大事故等対処設備として位置付ける。
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，可搬型代替注水大型ポンプ，ホース，非常用取水設備及び燃料給油設備は，重大事故等対処
設備として位置付ける。
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・チェンバ，常設低圧代替注水系ポンプ，代替
循環冷却系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付ける。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。
1.13－27332

・補給水系配管・弁
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て有効である。
・多目的タンク配管・弁
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。
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Ⅱ（停止時徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」，「ＡＭ設備別操作手順書」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1.13－28333

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）
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，原子炉ウェル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圧力容器への注水手段は，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器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
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場
合に，低圧代替注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系により原子1.13－29334

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，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【1.4.2.2(1)ａ．(a)】ⅱ)

操作手順
低圧代替注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉注水手順については，「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
原子炉運転中において，上記の中央制御室対応を運転員等（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低圧代替
注水系（常設）による原子炉注水開始まで 9 分以内と想定する。
重大事故等対策の有効性評価

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）に示す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）による原子炉格納容器内へのスプレイ及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作については，作業開始を判断してから原子炉格納容器内へのス
プレイと原子炉注水開始まで 15 分以内と想定する。
なお，原子炉運転停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応を発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）1 名により実施し，作業開始を判断してから低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始まで 9 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)

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
1.13－30335

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子
炉圧力容器を破損しペデスタル（ドライウェル部）に落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水することで落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低圧代替注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器内への注水を実施することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から原子炉格納容器内への放熱を抑制する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化 ※ １ により原子炉
圧力容器の破損を判断し，原子炉格納容器内の圧力及び温度が低下傾向となった場合で，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプ
レイ系及び代替循環冷却系により原子炉圧力容器内へ注水ができな
い場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
※1：「原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化」は，格納容器下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器
下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）の上昇又は格納容器
下部水温（水温計兼デブリ落下検知用）若しくは格納容器下部水温（水温計兼デブリ堆積検知用）指示値の喪失により確認する。
【1.4.2.2(3)ａ．(a)】

ⅱ)

操作手順
低圧代替注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした残存溶
融炉心の冷却手順については，「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1.13－31336

上記の中央制御室対応を運転員等（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低圧代替注水系（常設）による原
子炉圧力容器内への注水開始まで 9 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)

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）
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合
において，給水・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ができない場合は，低圧代替注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした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，炉心損傷を判断した場合 ※２ において，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧状態であり，給水・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ができない場合
で，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
※2：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。
【1.8.2.2(1)ｃ．】

ⅱ)

操作手順
低圧代替注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉
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
1.13－32337

面への落下遅延・防止）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
上記の中央制御室対応を運転員等（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低圧代替注水系（常設）による原
子炉圧力容器への注水開始まで 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）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，代替循
環冷却系による原子炉格納容器内の除熱ができない場合において，炉心の著しい損傷を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，外部水源による原子炉格納容器内への1.13－33338

スプレイでのサプレッション・プール水位の上昇を考慮し，格納容器
スプレイの流量調整又は起動／停止を行う。
ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）並びに代替循環冷却系により原子炉格納容器内の除熱ができず，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到達 ※３ 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。
※3：「原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到達」とは，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に達した場合。
【1.6.2.2(1)ｂ．(a)】

ⅱ)

操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手順については，「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

内へのスプレイ」にて整備する。
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）2 名にて実施した場合，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 11 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1.13－34339

却（炉心損傷後）
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（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・プール水位の上昇を考慮し，格納容器
スプレイの流量調整又は起動／停止を行う。
ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
により原子炉格納容器内の除熱ができず，原子炉格納容器内へのス
プレイ開始の判断基準に到達し，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【1.6.2.3(1)ｂ．(a)】

ⅱ)

操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手順については，「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

内へのスプレイ」にて整備する。
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）2 名にて実施した場合，作業開始を判断してから代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 11 分以内と想1.13－35340

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中型ポン
プ又は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
全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源としたペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウ
ェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を 2.25m～
2.75m に維持する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
1.13－36341

【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の判断基準】
・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，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の判断基準】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴候 ※４ 及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化により原子炉圧力容器の破損を判断した場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
※4：「原子炉圧力容器の破損の徴候」は，原子炉圧力容器内の水位の低下（喪失），制御棒の位置表示の喪失数増加
及び原子炉圧力容器温度（下鏡部）指示値が 300℃到達により確認する。
【1.8.2.1(1)ａ．】
ⅱ)

操作手順
格納容器下部注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした格納容器下部への注水手順については，「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
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（常設）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。
【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名にて実施した場
1.13－37342

合，17 分以内と想定する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注
水】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名にて実施した場
合，1 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。
ｄ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水
代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水手段としては，格納容器頂部注水系（常設）がある。
なお，格納容器頂部注水系（可搬型）である可搬型代替注水中型ポン
プ又は可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉ウェルへの注水手段は，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水手段と同時並行で準備を開始する。
(a)

格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水
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の水素爆発を防止するため，格納容器頂部注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水を実施することで格納容器
トップヘッドフランジ部を原子炉格納容器外部から冷却し，格納容器
トップヘッドフランジからの水素漏えいを抑制する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，ドライウェル雰囲気温度の上昇が継続し，ドライウェル雰囲気温度指示値が 190℃に到達した場
合で，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【1.10.2.1(3)ａ．】
1.13－38

343

ⅱ)

操作手順
格納容器頂部注水系（常設）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水手順については，「1.10.2.1(3)ａ．格納容器
頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水」にて整備する。

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格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水開始まで 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。
なお，原子炉ウェル注水を実施した後は，蒸発による水位低下を考慮してドライウェル雰囲気温度を継続的に監視し，ドライウェル
雰囲気温度の上昇により原子炉ウェルへの注水を再開することで，格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度である 200℃以下に抑えることが可能である。

ｅ．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，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がある。
なお，可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系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を使用した代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水手段は，常設低圧代替注水系ポンプを使用した代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水／スプ
1.13－39344

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
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，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）実施のための準備作業として，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を実施する。本作業は，原子炉建屋原子炉棟内での作業を伴うことから，原子炉建屋原子炉棟内での作業環境が悪化する
前に準備する必要があるため，常設低圧代替注水系ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）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。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。

ⅰ)

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。
・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1.13－40345

水の漏えいが発生した場合において，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。
・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。
【1.11.2.1(1)ａ．】
ⅱ)

操作手順
常設低圧代替注水系ポンプを使用した代替燃料プール注水系（注水ライン）による代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プール注水
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
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。

(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
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，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代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ
1.13－41346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）実施のための準備作業として，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を実施する。本作業は，原子炉建屋原子炉棟内での作業を伴うことから，原子炉建屋原子炉棟内での作業環境が悪化す
る前に準備する必要があるため，常設低圧代替注水系ポンプによる代
替燃料プール注水系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。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。
ⅰ)

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。
・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。
・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，使用済燃料プール代替注水による注水ができない場
合。
【1.11.2.2(1)ａ．】
1.13－42

347

ⅱ)

操作手順
常設低圧代替注水系ポンプを使用した代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）による代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールスプレイ手順については，「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
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。

(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，原子炉ウェル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
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，原子炉ウェル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
1.13－43348

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。
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，各条文にて整備する。（手順のリンク先について
は，「1.13.2.1(2)ｂ．～1.13.2.1(2)ｇ．」に示す。）
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
1.13－44349

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，原子炉ウェル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，原子炉
ウェル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
1.13－45350

サプレッション・チェンバ，代替淡水貯槽（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合），ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク，復水貯蔵タンク及び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等の各種注水ができず，代替淡水貯槽の水位が確保されており，可搬型
代替注水大型ポンプによる送水ができる場合。
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，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長代理は，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災害対策本部長代理は，発電長に送水のための接続口の場所を連絡する。
④災害対策本部長代理は，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
1.13－46351

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，災害対策本部長代理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，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の準備が完了したことを報告する。
⑩災害対策本部長代理は，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災害対策本部長代理は，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代理に報告する。
⑭災害対策本部長代理は，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
1.13－47352

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，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長代理は，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，災害対策本部長代理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，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の準備が完了したことを報告する。
⑧災害対策本部長代理は，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災害対策本部長代理は，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，1.13－48353

送水を開始したことを災害対策本部長代理に報告する。
⑫災害対策本部長代理は，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
1.13－49354

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
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場
合に，低圧代替注水系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替
注水系（常設）により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，以下のいずれかの状況に至った場合。
・代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉注水ができず，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
・代替循環冷却系により原子炉注水が実施されているが，原子炉
圧力容器内の水位が上昇せず，消火系及び補給水系により原子炉注水ができない場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【1.4.2.2(1)ａ．(b)】

ⅱ)

操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉注水手順については，「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
原子炉運転中において，上記の操作は，作業開始を判断してから
1.13－50355

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）】
・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
1.13－51356

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）】・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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，低圧代替注水系（可搬型）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Ｌ
ＥＤ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1.13－52357

る。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(b)

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子
炉圧力容器を破損しペデスタル（ドライウェル部）に落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水することで落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低圧代替注水系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器内への注水を実施することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から原子炉格納容器内への放熱を抑制する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，原子炉格納容器内の圧力及び温度が低下傾向となった場合で，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，代替循環冷却系，低圧代替注水系（常設），消火系及び補給水系により原子炉圧力容器内へ注水ができない場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【1.4.2.2(3)ａ．(b)】

ⅱ)

操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした残存
溶融炉心の冷却手順については，「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1.13－53358

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，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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，円滑に作業できるように，移動経路を確保
1.13－54359

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，低圧代替注水系（可搬型）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Ｌ
ＥＤ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。
(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）
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合
において，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注
水系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした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，炉心損傷を判断した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧状態であり，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合で，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【1.8.2.2(1)ｄ．】

ⅱ)

操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした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1.13－55360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。
1.13－56361

中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，低圧代替注水系（可搬型）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Ｌ
ＥＤ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。
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）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，代替循
環冷却系による原子炉格納容器内の除熱ができない場合において，炉心の著しい損傷を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・プール水位の上昇を考慮し，格納容器
スプレイの流量調整又は起動／停止を行う。

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サ1.13－57362

プレッション・プール冷却系）並びに代替循環冷却系，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），消火系及び補給水系により原子炉格納容器内へのスプレイができず，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到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。
【1.6.2.2(1)ｂ．(b)】ⅱ)

操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手順については，「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

納容器内へのスプレイ（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代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ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。
1.13－58363

【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。
【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。
1.13－59364

【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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(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）
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（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による代替
淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・プール水位の上昇を考慮し，格納容器
スプレイの流量調整又は起動／停止を行う。

ⅰ)

手順着手の判断基準
1.13－60365炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
並びに代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉格納容器内へのスプレイができず，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到達し，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【1.6.2.3(1)ｂ．(b)】ⅱ)

操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却手順については，「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

納容器内へのスプレイ（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代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ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
1.13－61366

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，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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）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。
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
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残留熱除去系（サプレッシ
1.13－62367

ョン・プール冷却系）及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場
合，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベント操作を実施
し，最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。
フィルタ装置の水位が通常水位（水位低）である 2,530mm を下回り，下限水位である 1,325mm に到達する前までに，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りフィルタ装置へ水張りを実施する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
フィルタ装置水位指示値が 1,500mm 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。
【1.5.2.2(1)ａ．(b)】，【1.7.2.1(2)ｃ．】

ⅱ)

操作手順
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順
については，「1.5.2.2(1)ａ．(b)
補給」及び「1.7.2.1(2)ｃ．

フィルタ装置スクラビング水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補給の開始まで
180 分以内と想定する。
格納容器圧力逃がし装置格納槽付属室における操作は，フィルタ装置スクラビング水が格納容器ベント開始後 7 日間は補給操作が不要となる水量を保有していることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しているとともに，格納容器圧力逃
1.13－63368

がし装置格納槽の遮蔽壁により作業が可能な放射線環境である。
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。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，フィルタ装置スクラビング水補給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。
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
全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない
場合，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源としたペデスタル（ドライウェ
ル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウ
ェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を 2.25m～
1.13－64369

2.75m に維持する。
ⅰ)

手順着手の判断基準【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の判断基準】
・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断し，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給水系によるペデスタル（ドライウ
ェル部）への注水ができない場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の判断基準】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴候及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，格納容器下部注水系（常設），
消火系及び補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができない場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【1.8.2.1(1)ｂ．】

ⅱ)

操作手順
格納容器下部注水系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした
格納容器下部への注水手順については，「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。
1.13－65370

【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（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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，格納容器下部注水系
1.13－66371

（可搬型）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。
ｆ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水
代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水手段としては，格納容器頂部注水系（可搬型）がある。
(a)

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水
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の水素爆発を防止するため，格納容器頂部注水系（可搬型）による代替
淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水を実施することで格納容器トップヘッドフランジ部を原子炉格納容器外部から冷却し，格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを抑制する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，ドライウェル雰囲気温度の上昇が継続し，ドライウェル雰囲気温度指示値が 190℃に到達した場
合で，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水ができず，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【1.10.2.1(3)ｂ．】

ⅱ)

操作手順
格納容器頂部注水系（可搬型）による代替淡水貯槽を水源とした
原子炉ウェルへの注水手順については，「1.10.2.1(3)ｂ．格納容
器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）」にて整備する。

ⅲ)

操作の成立性1.13－67372

上記の操作は，作業開始を判断してから格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水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原子炉
ウェルへの注水の場合）】
・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原子炉
ウェルへの注水の場合）】
・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原子炉ウェルへの注水の場合）】・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原子炉ウェルへの注水の場合）】・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。
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
1.13－68373

作業ができるよう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ＬＥ
Ｄ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，原子炉ウェル注水を実施した後は，蒸発による水位低下を考慮してドライウェル雰囲気温度を継続的に監視し，ドライウェル
雰囲気温度の上昇により原子炉ウェルへの注水を再開することで，格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度である 200℃以下に抑えることが可能である。
ｇ．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
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，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。

ⅰ)

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
1.13－69374

済燃料プールに注水ができない場合において，代替淡水貯槽の水位が確保されている場合。
【1.11.2.1(1)ｂ．】
ⅱ)

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（注水ライン）による代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プール注水
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）】
・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。
1.13－70375

【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。
【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。
1.13－71376

【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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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（注水ライン）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。
(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
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，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。

ⅰ)

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
1.13－72377

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。
・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。
・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，使用済燃料プール代替注水による注水ができない場
合。
【1.11.2.2(1)ｂ．】
ⅱ)

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）による代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールスプレイ手順については，「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）」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
1.13－73378

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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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
1.13－74379

性についても確保する。
(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
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，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。

ⅰ)

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。
・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。
・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，使用済燃料プール代替注水による注水ができない場
合。
【1.11.2.2(1)ｃ．】

ⅱ)

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）による代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料
1.13－75380

プールスプレイ手順については，「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
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】
・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】
・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。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。
1.13－76381

(3)サプレッション・チェンバを水源とした対応手順
重大事故等時，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱を行う手順を整備する。
ａ．サプレッション・チェンバ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・チェンバ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・チェンバ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）
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が機能喪失した場合
は，中央制御室からの手動操作により常設高圧代替注水系ポンプを起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉注水を実施する。
また，全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水ができない
場合に，常設代替直流電源設備として使用する緊急用 125V 系蓄電池から給電される常設高圧代替注水系ポンプを中央制御室からの手動操
作により起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準【原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が機能喪失した場
合】
・原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系により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1.13－77382３）設定点以上に維持できない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水ができない
場合】
・全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統が喪失し，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系により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，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.2.2.2(1)ａ．】，【1.2.2.3(1)ａ．】
ⅱ)

操作手順
高圧代替注水系によるサプレッション・チェンバ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）手順について
は，「1.2.2.2(1)ａ．

中央制御室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
上記の中央制御室対応を運転員等（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中央制御室からの高圧代替注水系
起動による原子炉注水開始まで 10 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)

高圧代替注水系によるサプレッション・チェンバ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）
1.13－78383

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，原子炉隔離
時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水ができない場合において，直流電源の確保ができず中央制御室からの手動操作により常設高圧代替注水系ポンプが起動できない場合は，現場での人力による弁の操作により常設高圧代替注水系ポンプを起動し，サプレッショ
ン・チェンバを水源とした原子炉注水を実施する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統が喪失し，原子炉隔離
時冷却系及び高圧炉心スプレイ系により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で，中央制御室からの手動操作により高圧代替注水系を起動できない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.2.2.3(1)ｂ．】

ⅱ)

操作手順
高圧代替注水系によるサプレッション・チェンバ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）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
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（当直運転員及び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現場での人力操作による高圧代替
注水系起動での原子炉注水開始まで 58 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1.13－79384

明及び通信連絡設備を整備する。屋内作業の室温は通常状態と同程
度である。
(c)

原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・チェンバ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，原子炉水位異常低下（レベル２）による原子炉隔離時冷却系ポンプの自動起動，又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ポンプを起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉注水を実施する。

ⅰ)

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。
【自動起動信号が発信した場合】
・原子炉水位異常低下（レベル２）信号が発信した場合。
【手動起動の場合】・給水系（タービン駆動給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ）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，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.2.2.1(1)】

ⅱ)

操作手順
原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉注水手順については，「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
上記の操作は，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の必要な要員数及び所要時間は以下のとお
1.13－80385

り。
【自動起動信号が発信した場合】
・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，2 分以内と想定する。
【手動起動の場合】
・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，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。
(d)

高圧炉心スプレイ系によるサプレッション・チェンバ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，原子炉水位異常低下（レベル２）若しくはドライウェル圧力高信号による高圧炉心スプレイ系ポン
プの自動起動，又は中央制御室からの手動操作により高圧炉心スプレ
イ系ポンプを起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉注水を実施する。

ⅰ)

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。
【自動起動信号が発信した場合】
・原子炉水位異常低下（レベル２）又はドライウェル圧力高信号が発信した場合。
【手動起動の場合】・給水系（タービン駆動給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ）及び原子炉隔離時冷却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
1.13－81386

きない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.2.2.1(2)】ⅱ)

操作手順
高圧炉心スプレイ系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉注水手順については，「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。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作は，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の必要な要員数及び所要時間は以下のとおり。
【自動起動信号が発信した場合】
・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，3 分以内と想定する。
【手動起動の場合】
・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，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。

(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）
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，給水・復水系による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るサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。
1.13－82387

ⅰ)

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，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合で，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.8.2.2(1)ａ．】

ⅱ)

操作手順
原子炉隔離時冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水（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
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 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。

(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）
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，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉
圧力容器への注水ができない場合は，高圧代替注水系によるサプレッ
ション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
1.13－83388

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，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができない場
合で，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.8.2.2(1)ｂ．】
ⅱ)

操作手順
高圧代替注水系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水（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
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代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始まで 10 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．サプレッション・チェンバ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・チェンバ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
残留熱除去系（低圧注水系）が健全な場合は，原子炉水位異常低下（レベル１）若しくはドライウェル圧力高信号による残留熱除去系（低圧注水系）ポンプの自動起動，又は中央制御室からの手動操作に
1.13－84389

より残留熱除去系（低圧注水系）ポンプを起動し，サプレッション・
チェンバを水源とした原子炉注水を実施する。
また，全交流動力電源喪失により残留熱除去系（低圧注水系）及び
低圧炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場合，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残留熱除去系（低圧注水系）の電源を復旧するとともに，残留熱除去系海水系ポンプ，
緊急用海水ポンプ又は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により冷却水を確保し，残留熱除去系（低圧注水系）によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉注水を実施する。なお，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場合，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系海水系として使用する可搬型代
替注水大型ポンプにより冷却水を確保し，残留熱除去系（低圧注水系）によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉注水を実施する。
ⅰ)

手順着手の判断基準【残留熱除去系（低圧注水系）が健全な場合】
以下のいずれかの状況に至った場合。
・自動起動信号が発信した場合
原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高信号が発信した場合。
・手動起動の場合
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系に
より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，サプレ
1.13－85390

ッション・プールの水位が確保されている場合。
【全交流動力電源喪失により残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧
炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場合】
・全交流動力電源喪失時
全交流動力電源喪失時，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。）が受電さ
れ，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了
し，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
・残留熱除去系海水系機能喪失時
残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水が確保され，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.4.2.1(1)】，【1.4.2.2(2)ａ．(a)】ⅱ)

操作手順
残留熱除去系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉注水手順については，「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【残留熱除去系（低圧注水系）が健全な場合】
上記の操作は，作業開始を判断してから残留熱除去系（低圧注水系）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。
・自動起動信号が発信した場合
1.13－86391

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，3 分以内と想定する。
・手動起動の場合
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，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。
なお，残留熱除去系（低圧注水系）の起動に必要となる残留熱除去系海水系ポンプによる冷却水確保の所要時間は 2 分以内と想定する。
【全交流動力電源喪失により残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧
炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場合】
原子炉運転中において，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残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水開始まで 2 分以内と想定する。
さらに，原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合，原子炉注水が不要と判断してから原子炉格納容器内へのスプレイまで 5 分以内と想定する。
また，原子炉運転停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応を発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）1 名により実施し，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水開始まで 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。
1.13－87392

なお，残留熱除去系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：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(b)

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が健全な場合は，原子炉水位異常低下（レベル１）若しくはドライウェル圧力高信号による低圧炉心スプレイ系ポン
プの自動起動，又は中央制御室からの手動操作により低圧炉心スプレ
イ系ポンプを起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉注水を実施する。
また，全交流動力電源喪失により残留熱除去系（低圧注水系）及び
低圧炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場合，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低圧炉心スプレイ
系の電源を復旧するとともに，残留熱除去系海水系ポンプ，緊急用海水ポンプ又は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
大型ポンプにより冷却水を確保し，低圧炉心スプレイ系によるサプレ
ッション・チェンバを水源とした原子炉注水を実施する。なお，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧
炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場合，緊急用海水ポンプ又は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
により冷却水を確保し，低圧炉心スプレイ系によるサプレッション・
チェンバを水源とした原子炉注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
1.13－88393

【低圧炉心スプレイ系が健全な場合】
以下のいずれかの状況に至った場合。
・自動起動信号が発信した場合
原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高信号が発信した場合。
・手動起動の場合
給水・復水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系に
より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，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【全交流動力電源喪失により残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧
炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場合】
・全交流動力電源喪失時
全交流動力電源喪失時，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／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃの受電が完了し，残留熱除去系（低圧注水系）が復旧できず，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
・残留熱除去系海水系機能喪失時
残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水が確保され，残留熱除去系（低圧注水系）が復旧できず，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.4.2.1(2)】，【1.4.2.2(2)ａ．(b)】ⅱ)

操作手順
1.13－89394

低圧炉心スプレイ系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉注水手順については，「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【低圧炉心スプレイ系が健全な場合】
上記の操作は，作業開始を判断してから低圧炉心スプレイ系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。
・自動起動信号が発信した場合
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，2 分以内と想定する。
・手動起動の場合
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，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。
なお，低圧炉心スプレイ系の起動に必要となる残留熱除去系海水系ポンプによる冷却水確保の所要時間は 2 分以内と想定する。
【全交流動力電源喪失により残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧
炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場合】
原子炉運転中において，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低圧炉心スプレイ系による原子炉注水開始まで 2 分以内と想定する。
1.13－90395

また，原子炉運転停止中の当直要員の体制においては，中央制御室対応を発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）1 名により実施し，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから低圧炉心スプ
レイ系による原子炉注水開始まで 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。
なお，低圧炉心スプレイ系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：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
ｃ．サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱サプレッション・チェンバを水源とした原子炉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設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が健全な場合は，中央制御室からの手動操作により残留熱除去系
ポンプを起動し，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
また，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（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が喪失した場合は，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残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の電源を復旧するとともに，残1.13－91396

留熱除去系海水系ポンプ，緊急用海水ポンプ又は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により冷却水を確保
し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）によるサプレッショ
ン・チェンバを水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。なお，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（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が喪失した場
合は，緊急用海水ポンプ又は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により冷却水を確保し，残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，格納容器スプレイの起動／停止を行う。
そのほかに，炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動
力電源の喪失により残留熱除去系（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が喪失した場合は，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残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の電源を復旧するとともに，残留熱除去系海水系
ポンプ，緊急用海水ポンプ又は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により冷却水を確保し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。なお，炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（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が喪失した場合は，緊急用海水ポンプ又は代替残留熱除去系
海水系として使用する可搬型代替注水大型ポンプにより冷却水を確保
1.13－92397

し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）によるサプレッショ
ン・チェンバを水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
ⅰ)

手順着手の判断基準【残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が健全な場合】
原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到達した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（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が喪失した場合】
・全交流動力電源喪失時
全交流動力電源喪失時，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／Ｃを受電した後，緊急用
Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了し，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到達した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
・残留熱除去系海水系機能喪失時
残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保し，原子炉格納容器内へのスプ
レイ開始の判断基準に到達した場合において，サプレッション・
プールの水位が確保されている場合。
【炉心の著しい損傷が発生した場合】
・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，全交流動力電源喪失時，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／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又は
1.13－93398

Ｍ／Ｃ ２Ｄの受電が完了し，原子炉格納容器内へのスプレイ開
始の判断基準に到達した場合で，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
・残留熱除去系海水系機能喪失時
炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保し，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到達した場合で，サプレッション・プールの水位が確保されている場
合。
【1.6.2.1(1)】，【1.6.2.2(2)ａ．(a)】，【1.6.2.3(2)ａ．(a)】ⅱ)

操作手順
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）によるサプレッショ
ン・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱手順について
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へのスプレイ」，「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へのスプレイ」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へのスプレイ」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性【残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が健全な場合】
上記の中央制御室対応は運転員等（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残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内へのスプレ
1.13－94399

イ開始まで 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。
なお，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の起動に必要となる残留熱除去系海水系ポンプによる冷却水確保の所要時間は 4 分以内と想定する。
【全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（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が喪失した場合及び炉心の著しい損傷が発生した場合】
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残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内へのスプレ
イ開始まで 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。
なお，残留熱除去系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：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(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
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）が健全な場合は，中央制御室からの手動操作により残留熱
1.13－95400

除去系ポンプを起動し，サプレッション・プール水の除熱を実施する。
また，全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱機能が喪失した場合は，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残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の電源を復旧するとともに，残留熱除去系海水系ポンプ，緊急用海水ポンプ
又は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
プにより冷却水を確保し，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・プール水の除熱を実施する。なお，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱機能が喪失した
場合は，緊急用海水ポンプ又は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により冷却水を確保し，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・プール水の除熱を実施する。
そのほかに，炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動
力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
によるサプレッション・プール水の除熱機能が喪失した場合は，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残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の電源を復旧するとともに，残留熱除去系海水系ポンプ，緊急用海水ポンプ又は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により冷却水を確保し，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・プール水の除熱を実施する。なお，炉心の著しい損傷が1.13－96401発生した場合において，残留熱除去系海水系機能喪失により残留熱除去系（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
ル水の除熱機能が喪失した場合は，緊急用海水ポンプ又は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により冷却水を確保し，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・プール水の除熱を実施する。
ⅰ)

手順着手の判断基準【残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が健全な場合】
サプレッション・プール水温度指示値が 32℃以上，又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度指示値が 82℃以上に到達した場合
において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱機能が喪失
した場合】
・全交流動力電源喪失時
全交流動力電源喪失時，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／Ｃを受電した後，緊急用
Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了し，サプレ
ッション・プール水温度指示値が 32℃以上，又はサプレッショ
ン・チェンバ雰囲気温度指示値が 82℃以上に到達した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
・残留熱除去系海水系機能喪失時
残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保し，サプレッション・プール水
温度指示値が 32℃以上，又はサプレッション・チェンバ雰囲気
1.13－97402

温度指示値が 82℃以上に到達した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【炉心の著しい損傷が発生した場合】
・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，全交流動力電源喪失時，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／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／Ｃ ２Ｄの受電が完了し，サプレッション・プール水温度指
示値が 32℃以上，又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度指
示値が 82℃以上に到達した場合で，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
・残留熱除去系海水系機能喪失時
炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系海水系機能喪失時，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系により冷却水を確保し，サプレッション・プール水温度指示値が 32℃以上，又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度指示値が 82℃以上に到達した場合で，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.6.2.1(2)】，【1.6.2.2(2)ａ．(b)】，【1.6.2.3(2)ａ．(b)】ⅱ)

操作手順
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)1.13－98

残留熱除去系（サプレッ403

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【残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が健全な場合】
上記の中央制御室対応は運転員等（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
ル水の除熱開始まで 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。
なお，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の起動に必要となる残留熱除去系海水系ポンプによる冷却水確保の所要時間
は 4 分以内と想定する。
【全交流動力電源の喪失により残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱機能が喪失した場合及び炉心の著しい損傷が発生した場合】
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
ル水の除熱開始まで 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。
なお，残留熱除去系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下
1.13－99404

のとおり。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：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
ｄ．サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱手段としては，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
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場
合に，代替循環冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした
原子炉注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替
注水系（常設）により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，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.4.2.2(1)ａ．(c)】

ⅱ)

操作手順
代替循環冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉注水手順については，「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1.13－100405

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉注水開始まで 41 分以内と想定する。
さらに，原子炉運転停止中の当直要員の体制においては，中央制
御室対応を発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）1 名により実施し，作業開始を判断してから代替循環冷却系による原子炉注水開始まで 41 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。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：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(b)

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子
炉圧力容器を破損しペデスタル（ドライウェル部）に落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水することで落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，代替循環冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器内への注水を実施することで残存溶融炉
心を冷却し，原子炉圧力容器から原子炉格納容器内への放熱を抑制する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
1.13－101406

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，原子炉格納容器内の圧力及び温度が低下傾向となった場合で，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレ
イ系により原子炉圧力容器内への注水ができない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.4.2.2(3)ａ．(c)】ⅱ)

操作手順
代替循環冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした残存溶融炉心の冷却手順については，「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
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉圧力容器内への注水開始まで 41 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。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：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(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）
1.13－102407

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合において，炉心の著しい損傷を防止するため，代替循環冷却系によりサプレッション・プール水の除熱を実施する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によりサプレッ
ション・プール水の除熱ができず，サプレッション・プール水温度
指示値が 32℃以上，又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度指
示値が 82℃以上に到達した場合において，サプレッション・プー
ルの水位が確保されている場合。
【1.6.2.2(1)ａ．(a)】

ⅱ)

操作手順
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）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
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱開始まで 24 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。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：4 分以内
・緊急用海水ポンプ使用の場合：24 分以内
1.13－103408

・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(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）
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（サプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によりサプレッ
ション・プール水の除熱ができない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.6.2.3(1)ａ．(a)】

ⅱ)

操作手順
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）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
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱開始まで 24 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。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以
1.13－104409

下のとおり。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：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(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）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合において，炉心の著しい損傷を防止するため，代替循環
冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器
内へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，格納容器スプレイの起動／停止を行う。

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により原子炉格納容器内の除熱ができず，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到達した場
合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場
合。
【1.6.2.2(1)ａ．(b)】

ⅱ)

操作手順
代替循環冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）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へのスプレイ」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性1.13－105410

上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 41 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。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：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(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）
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（格納容器スプレイ冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイができない場合に原子炉格納容器の破損を防止するため，代替循環冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，原子炉格納容器内の圧力が負圧とならないように，格納容器スプレイの起動／停止を行う。

ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
並びに代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器
1.13－106411

内の除熱ができず，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到達し，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.6.2.3(1)ａ．(b)】ⅱ)

操作手順
代替循環冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）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へのスプレイ」にて整備する。
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）2 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循環冷却系による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 41 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。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：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(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
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系海水系，緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系を用いた代替循環冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の減圧
1.13－107412

及び除熱を実施することで原子炉格納容器の過圧破損を防止する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合で，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による原子炉格納容器内の減圧及び除熱ができない場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.7.2.1(1)】

ⅱ)

操作手順
代替循環冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順については，「1.7.2.1(1)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
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから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開始まで 41 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。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以下のとおり。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：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
1.13－108

413

(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
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低圧の場合
において，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，代替循環冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧状態であり，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができない場合で，サプレッション・プールの水位が確保されている場合。
【1.8.2.2(1)ｅ．】

ⅱ)

操作手順
代替循環冷却系によるサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水（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
上記の中央制御室対応を運転員等（当直運転員）2 名にて実施した場合，作業開始を判断した後，冷却水を確保してから代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで 41 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。
なお，代替循環冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時間は以
1.13－109414

下のとおり。
・残留熱除去系海水系ポンプ使用の場合：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)

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，原子炉ウェル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
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，原子炉ウェル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。
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，各条文にて整備する。（手順のリンク先について
は，「1.13.2.1(4)ｂ．～1.13.2.1(4)ｇ．」に示す。）
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
1.13－110415

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，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃料プールへの注水を実施する場
1.13－111416

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，原子炉ウェル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。
(a)

手順着手の判断基準
サプレッション・チェンバ，代替淡水貯槽（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合），ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水等の各種注水ができず，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1.13－112417

水を行う場合】①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長代理は，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災害対策本部長代理は，発電長に送水のための接続口の場所を連絡する。
④災害対策本部長代理は，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。
1.13－113418

⑨発電長は，災害対策本部長代理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，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型ポンプによる送水の準備が完了したことを報告する。
⑪災害対策本部長代理は，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災害対策本部長代理は，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代理に報告する。
⑯災害対策本部長代理は，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，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型ポンプによる送水を依頼する。
1.13－114419

②災害対策本部長代理は，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，災害対策本部長代理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，災害対策本部長代理に可搬型代替注水中型ポンプによる送水の準備が完了したことを報告する。
⑧災害対策本部長代理は，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災害対策本部長代理は，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代理に報告する。
⑫災害対策本部長代理は，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1.13－115420

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
1.13－116421

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場
合に，低圧代替注水系（可搬型）による西側淡水貯水設備を水源とした原子炉注水を実施する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替
注水系（常設）により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，以下のいずれかの状況に至った場合。
・代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉注水ができず，西側淡水貯水設備の水位が確保されている場合。
・代替循環冷却系により原子炉注水が実施されているが，原子炉
圧力容器内の水位が上昇せず，消火系及び補給水系により原子炉注水ができない場合において，西側淡水貯水設備の水位が確保されている場合。
【1.4.2.2(1)ａ．(b)】

ⅱ)

操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による西側淡水貯水設備を水源とした
原子炉注水手順については，「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
原子炉運転中において，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系配管を使用した高所西
1.13－117422

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
1.13－118423

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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，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Ｌ
ＥＤ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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(b)

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子1.13－119424

炉圧力容器を破損しペデスタル（ドライウェル部）に落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水することで落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低圧代替注水系（可搬型）による西側淡水貯水設
備を水源とした原子炉圧力容器内への注水を実施することで残存溶融
炉心を冷却し，原子炉圧力容器から原子炉格納容器内への放熱を抑制する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，原子炉格納容器内の圧力及び温度が低下傾向となった場合で，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，代替循環冷却系，低圧代替注水系（常設），消火系及び補給水系により原子炉圧力容器内へ注水ができない場合において，西側淡水貯水設備の水位が確保されている場合。
【1.4.2.2(3)ａ．(b)】

ⅱ)

操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による西側淡水貯水設備を水源とした
残存溶融炉心の冷却手順については，「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
1.13－120425

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。
【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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，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の保管場所に使用工1.13－121426

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Ｌ
ＥＤ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。
(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）
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合
において，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注
水系（可搬型）によ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，炉心損傷を判断した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧状態であり，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合で，西側淡水貯水設備の水位が確保されている場合。
【1.8.2.2(1)ｄ．】

ⅱ)

操作手順
低圧代替注水系（可搬型）によ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（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1.13－122427

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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，円滑に作業できるように，移動経路を確保
1.13－123428

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，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Ｌ
ＥＤ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。
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）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，代替循
環冷却系による原子炉格納容器内の除熱ができない場合において，炉心の著しい損傷を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・プール水位の上昇を考慮し，格納容器
スプレイの流量調整又は起動／停止を行う。

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）並びに代替循環冷却系，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），消火系及び補給水系により原子炉格納容器内へのスプレイができず，原子炉格納容器内へのスプレイ開始
1.13－124429

の判断基準に到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。
【1.6.2.2(1)ｂ．(b)】ⅱ)

操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による西側淡水貯水設備
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へのスプレイ（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代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ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）】・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）】
1.13－125430

・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）】
・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）】
1.13－126431

・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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）として使用する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。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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(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）
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（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による西側
淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・プール水位の上昇を考慮し，格納容器
スプレイの流量調整又は起動／停止を行う。

ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプ1.13－127432

レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
並びに代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉格納容器内へのスプレイができず，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到達し，西側淡水貯水設備の水位が確保されている場合。
【1.6.2.3(1)ｂ．(b)】ⅱ)

操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による西側淡水貯水設備
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へのスプレイ（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代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ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
1.13－128

433

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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）として使用する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。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。
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
1.13－129434

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場
合，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベント操作を実施
し，最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。
フィルタ装置の水位が通常水位（水位低）である 2,530mm を下回り，下限水位である 1,325mm に到達する前までに，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りフィルタ装置へ水張りを実施する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
フィルタ装置水位指示値が 1,500mm 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。
【1.5.2.2(1)ａ．(b)】，【1.7.2.1(2)ｃ．】

ⅱ)

操作手順
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
手順については，「1.5.2.2(1)ａ．(b)
グ水補給」及び「1.7.2.1(2)ｃ．

フィルタ装置スクラビン

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補給の開始まで
175 分以内と想定する。
格納容器圧力逃がし装置格納槽付属室における操作は，フィルタ装置スクラビング水が格納容器ベント開始後 7 日間は補給操作が不要となる水量を保有していることから，大気中に放出された放射性1.13－130435

物質から受ける放射線量は低下しているとともに，格納容器圧力逃がし装置格納槽の遮蔽壁により作業が可能な放射線環境である。
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。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，フィルタ装置スクラビング水補給として使用する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。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。
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
全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない
場合，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系（可搬型）による西側淡水貯水設備を水源としたペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウ
ェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達すること
1.13－131436

を遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を 2.25m～
2.75m に維持する。
ⅰ)

手順着手の判断基準【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の判断基準】
・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断し，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給水系によるペデスタル（ドライウ
ェル部）への注水ができない場合において，西側淡水貯水設備の水位が確保されている場合。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の判断基準】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴候及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，格納容器下部注水系（常設），
消火系及び補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができない場合において，西側淡水貯水設備の水位が確保されている場合。
【1.8.2.1(1)ｂ．】

ⅱ)

操作手順
格納容器下部注水系（可搬型）による西側淡水貯水設備を水源とした格納容器下部への注水手順については，「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1.13－132437

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）】
・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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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
1.13－133438

ス等の接続は速やかに作業ができるように，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。
ｆ．西側淡水貯水設備を水源とした原子炉ウェルへの注水
西側淡水貯水設備を水源とした原子炉ウェルへの注水手段としては，格納容器頂部注水系（可搬型）がある。
(a)

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水
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の水素爆発を防止するため，格納容器頂部注水系（可搬型）による西側
淡水貯水設備を水源とした原子炉ウェルへの注水を実施することで格
納容器トップヘッドフランジ部を原子炉格納容器外部から冷却し，格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを抑制する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，ドライウェル雰囲気温度の上昇が継続し，ドライウェル雰囲気温度指示値が 190℃に到達した場
合で，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水ができず，西側淡水貯水設備の水位が確保されている場合。
【1.10.2.1(3)ｂ．】

ⅱ)

操作手順
格納容器頂部注水系（可搬型）による西側淡水貯水設備を水源とした原子炉ウェルへの注水手順については，「1.10.2.1(3)ｂ．格
納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）」にて整備する。
1.13－134439

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頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル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原子炉ウェルへの注水の場合）】・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，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原子炉ウェルへの注水の場合）】・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原子炉
ウェルへの注水の場合）】
・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原子炉
ウェルへの注水の場合）】
・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。
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1.13－135440

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。車両の作業用照明，ヘッドライト及びＬＥ
Ｄ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，原子炉ウェル注水を実施した後は，蒸発による水位低下を考慮してドライウェル雰囲気温度を継続的に監視し，ドライウェル
雰囲気温度の上昇により原子炉ウェルへの注水を再開することで，格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度である 200℃以下に抑えることが可能である。
ｇ．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
備を水源とした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を実施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。

ⅰ)

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
1.13－136

441

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，西側淡水貯水設備の水位が確保されている場合。
【1.11.2.1(1)ｂ．】
ⅱ)

操作手順
可搬型代替注水中型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（注水ライン）による西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プール
注水手順については，「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
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1.13－137442

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
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
1.13－138

443

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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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（注水ライン）として使用する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。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。
(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
1.13－139444

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場
合に，消火系によるろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした
原子炉注水を実施する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替
注水系（常設）により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，以下のいずれかの状況に至った場合。
・代替循環冷却系により原子炉注水ができず，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，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
・代替循環冷却系により原子炉注水が実施されているが，原子炉
圧力容器内の水位が上昇しない場合において，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，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
【1.4.2.2(1)ａ．(d)】

ⅱ)

操作手順
消火系による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注水手順については，「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
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
1.13－140445

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消火系による原子炉注水開始まで 56 分以内と想定する。
なお，原子炉注水が不要と判断し，原子炉格納容器内へのスプレイを実施する場合，原子炉格納容器内へのスプレイに必要な負荷の電源切替え操作を実施してから原子炉格納容器内へのスプレイ開始
まで 5 分以内と想定する。
さらに，原子炉運転停止中の当直要員の体制においては，中央制
御室対応を発電長の指揮のもと運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運転員等（当直運転員）2 名により実施し，作業開始を判断してから消火系による原子炉注水開始まで 56 分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(b)

消火系による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子
炉圧力容器を破損しペデスタル（ドライウェル部）に落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水することで落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，消火系による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内への注水を実施することで残存溶融炉
心を冷却し，原子炉圧力容器から原子炉格納容器内への放熱を抑制する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
1.13－141446

原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，原子炉格納容器内の圧力及び温度が低下傾向となった場合で，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，代替循環冷却系及び低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器内へ注水ができない場合において，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，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
【1.4.2.2(3)ａ．(d)】ⅱ)

操作手順
消火系によるろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした残存溶融炉心の冷却手順については，「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
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消火系による原子炉圧力容器内への注水開始まで 56 分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

(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）
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合
1.13－142447

において，低圧代替注水系（常設）及び代替循環冷却系による原子炉
圧力容器への注水ができない場合は，消火系によるろ過水貯蔵タンク
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，炉心損傷を判断した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧状態であり，低圧代替注水系（常設）及び代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない
場合で，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，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
【1.8.2.2(1)ｆ．】

ⅱ)

操作手順
消火系による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（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
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消火系による原子炉圧力容器への注水開始まで 56 分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。屋内作業の
1.13－143448

室温は通常状態と同程度である。
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）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，代替循
環冷却系による原子炉格納容器内の除熱ができない場合において炉心の著しい損傷を防止するため，消火系による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へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・プール水位の上昇を考慮し，格納容器
スプレイの流量調整又は起動／停止を行う。

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）並びに代替循環冷却系及び代替格納
容器スプレイ冷却系（常設）により原子炉格納容器内へのスプレイができず，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到達した場合において，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，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
【1.6.2.2(1)ｂ．(c)】

ⅱ)

操作手順
消火系によるろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原
1.13－144449

子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）手順については，「1.6.2.2(1)ｂ．(c)

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ」にて整備する。
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，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消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 58
分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

(b)

消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）
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（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，消火系による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へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・プール水位の上昇を考慮し，格納容器
スプレイの流量調整又は起動／停止を行う。

ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
1.13－145450

並びに代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替循環冷却系により原子炉格納容器内へのスプレイができず，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到達し，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，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
【1.6.2.3(1)ｂ．(c)】ⅱ)

操作手順
消火系による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（炉心損傷後）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へのスプレイ」にて整備する。
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，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消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ開始まで 58
分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

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。
1.13－146

451

(a)

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，消火系によるろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源としたペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウ
ェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を 2.25m～
2.75m に維持する。

ⅰ)

手順着手の判断基準【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の判断基準】
・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断し，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）への注水ができない場合において，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，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の判断基準】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の1.13－147452

徴候及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，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）への注水ができない場合において，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，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な火災が発生していない場合。
【1.8.2.1(1)ｃ．】
ⅱ)

操作手順
消火系によるろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源としたペデスタル（ドライウェル部）への注水手順については，「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
上記の操作について，作業開始を判断してから消火系によるペデスタル（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。
【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運
転員等（当直運転員）2 名にて実施した場合，54 分以内と想定する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（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 名にて実施した場
合，1 分以内と想定する。
中央制御室対応については，中央制御室に設置されている操作盤
1.13－148453

からの遠隔操作であるため，速やかに対応できる。
現場対応については，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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
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
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て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防用ホース又は残留熱除去系Ｂ系ラインを経由し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。

ⅰ)

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，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な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 階にアクセス可能な場合。
1.13－149454

【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，重大事故等へ対処するために消火系による消火が必要な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。
【1.11.2.1(1)ｄ．】
ⅱ)

操作手順
消火系による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注水手順については，「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
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。
1.13－150

455

中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。
(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注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
給水系（タービン駆動給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ）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。
1.13－151456

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
ンク水供給弁を開とする。
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
ンク水供給弁が開と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とする。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ポン
プ出口弁，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タービン回転数の調整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。
1.13－152457

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 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。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注水を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
給水系（タービン駆動給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ）及び原子炉隔離時冷却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）を開とする。
1.13－153458

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）が開と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）を閉とする。
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，高圧炉心スプレイ系注入弁が開となったことを確認した後，発電長に報告する。
⑤運転員等は，中央制御室にて，原子炉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 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。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
1.13－154459

原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系及び高圧代替注水系により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で，電源及び冷却水を確保し，復水貯蔵タンクを水源とした制御棒駆動水圧系による原子炉注水を実施する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系及び高圧代替注水系により，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。
【1.2.2.5(1)ｂ．】

ⅱ)

操作手順
制御棒駆動水圧系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉注水手順については，「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
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制御棒駆動水圧系による原子炉注
水開始まで 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。

(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，給水系（タービン駆動給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ）による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
1.13－155460

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，炉心損傷を判断した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態であり，給水系（タービン駆動
給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ）による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。
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による原子炉圧力容器への注水の開始を指示する。
⑤運転員等は，中央制御室にて，原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タ
ンク水供給弁を開とする。
⑥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
1.13－156

461

ンク水供給弁が開と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とする。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ポン
プ出口弁，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。
⑦運転員等は，中央制御室にて，原子炉圧力容器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。
⑧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Ｌ０以上に維持するように，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 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。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
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，残留熱除去系
1.13－157

462

（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場
合に，補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉注水を実施する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替
注水系（常設）により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，以下のいずれかの状況に至った場合。
・代替循環冷却系及び消火系により原子炉注水ができず，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。
・代替循環冷却系により原子炉注水が実施されているが，原子炉
圧力容器内の水位が上昇せず，消火系により原子炉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。
【1.4.2.2(1)ａ．(e)】

ⅱ)

操作手順
補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉注水手順については，「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。
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，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 4 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原子炉注水開始まで 110 分以内と想定する。
なお，原子炉注水が不要と判断し，原子炉格納容器内へのスプレ
1.13－158

463

イを実施する場合，原子炉格納容器内へのスプレイに必要な負荷の電源切替え操作を実施してから原子炉格納容器内へのスプレイ開始
まで 5 分以内と想定する。
さらに，原子炉運転停止中の当直要員の体制においては，中央制
御室対応を発電長の指揮のもと運転員等（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 4 名により実施し，作業開始を判断してから補給水系による原子炉注水開始まで 110 分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(b)

補給水系による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子
炉圧力容器を破損しペデスタル（ドライウェル部）に落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水することで落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器内への注水を実施することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から原子炉格納容器内への放熱を抑制する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，原子炉格納容器内の圧力及び温度が低下傾向となった場合で，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ
1.13－159464

系，代替循環冷却系，低圧代替注水系（常設）及び消火系により原子炉圧力容器内へ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。
【1.4.2.2(3)ａ．(e)】ⅱ)

操作手順
補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした残存溶融炉心の冷却手順については，「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
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 名及び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補給水系による原子炉圧力容
器内への注水開始まで 110 分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

(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）
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合
において，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系及び消火系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした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
1.13－160465

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，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧状態であり，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／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。） ２Ｃ又はＭＣＣ ２Ｄの受電が完了し，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系及び消火系による原子炉圧力容器への注水ができない場合で，復水貯蔵タ
ンクの水位が確保されている場合。
【1.8.2.2(1)ｇ．】
ⅱ)

操作手順
補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした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
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 名及び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補給水系による原子炉圧力容器への注水開始まで 110 分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

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1.13－161466

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）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，代替循
環冷却系による原子炉格納容器内の除熱ができない場合において炉心の著しい損傷を防止するため，補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・プール水位の上昇を考慮し，格納容器
スプレイの流量調整又は起動／停止を行う。

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）並びに代替循環冷却系，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び消火系により原子炉格納容器内へのスプレイができず，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到達した場合において，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。
【1.6.2.2(1)ｂ．(d)】

ⅱ)

操作手順
補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）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へのスプレイ」にて整備する。
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，現場対応
1.13－162467

を運転員等（当直運転員）2 名及び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補給水系による原子炉格納容
器内へのスプレイ開始まで 111 分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(b)

補給水系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）
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（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・プール水位の上昇を考慮し，格納容器
スプレイの流量調整又は起動／停止を行う。

ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
並びに代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循環冷却系及び消火系により原子炉格納容器内へのスプレイができず，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到達し，復水貯蔵タンクの水位が確保されている場合。
【1.6.2.3(1)ｂ．(d)】1.13－163

468

ⅱ)

操作手順
補給水系による復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）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へのスプレイ」にて整備する。
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，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 4 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原子炉格納容
器内へのスプレイ開始まで 111 分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

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
全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，補給水系による復水貯蔵タンク
を水源としたペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉
心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）
1.13－164469

の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウ
ェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を 2.25m～
2.75m に維持する。
ⅰ)

手順着手の判断基準【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の判断基準】
・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断し，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によるペデスタル（ドライウェル部）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。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の判断基準】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴候及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，格納容器下部注水系（常設）及び消火系によるペデスタル（ドライウェル部）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。
【1.8.2.1(1)ｄ．】

ⅱ)

操作手順
補給水系による復水貯蔵タンクを水源としたペデスタル（ドライウェル部）への注水手順については，「1.8.2.1(1)ｄ．
1.13－165

補給水系

470

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
上記の操作について，作業開始を判断してから補給水系によるペデスタル（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。
【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の場合】
・中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1 名，現場対応を運
転員等（当直運転員）2 名及び重大事故等対応要員 4 名にて実施した場合，108 分以内と想定する。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（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 名にて実施した場
合，1 分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。

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
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
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
を水源とした復水移送ポンプによる補給水系を使用した使用済燃料プ
1.13－166471

ール注水を実施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。
ⅰ)

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。
【1.11.2.1(1)ｃ．】

ⅱ)

操作手順
補給水系による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
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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。

(7)

淡水タンクを水源とした対応手順
1.13－167472

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とする。
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，各条文にて整備する。（手順のリンク先については，「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。
1.13－168473

①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理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災害対策本部長代理は，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。
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，災害対策本部長代理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，災害対策本部長代理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が完了したことを報告する。
⑧災害対策本部長代理は，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災害対策本部長代理は，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
1.13－169474

全開とし，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代理に報告する。
⑫災害対策本部長代理は，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）
1.13－170475

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
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失し，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場
合，格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベント操作を実施
し，最終ヒートシンク（大気）へ熱を輸送する。
フィルタ装置の水位が通常水位（水位低）である 2,530mm を下回り，下限水位である 1,325mm に到達する前までに，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りフィルタ装置へ水張りを実
施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
フィルタ装置水位指示値が 1,500mm 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。
【1.5.2.2(1)ａ．(b)】，【1.7.2.1(2)ｃ．】

ⅱ)

操作手順
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順については，「1.5.2.2(1)ａ．(b)給」及び「1.7.2.1(2)ｃ．

フィルタ装置スクラビング水補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
1.13－171476

業開始を判断してからフィルタ装置スクラビング水補給の開始まで
165 分以内と想定する。
格納容器圧力逃がし装置格納槽付属室における操作は，フィルタ装置スクラビング水が格納容器ベント開始後 7 日間は補給操作が不要となる水量を保有していることから，大気中に放出された放射性物質から受ける放射線量は低下しているとともに，格納容器圧力逃がし装置格納槽の遮蔽壁により作業が可能な放射線環境である。
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。また，ホース等の接続は速やかに作業ができるように，フィルタ装置スクラビング水補給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。
(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，原子炉ウェルへの注水，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の除熱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
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
1.13－172477

下部への注水，原子炉ウェル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。
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，各条文にて整備する。（手順のリンク先について
は，「1.13.2.1(8)ｂ．～1.13.2.1(8)ｆ．」に示す。）
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，原子炉ウェルへの注水及び使用済燃1.13－173478

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，原子炉ウェル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
サプレッション・チェンバ，代替淡水貯槽，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク，復水貯蔵タンク及び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等の各種注水ができない場合。

(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，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる送水を依頼する。
②災害対策本部長代理は，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災害対策本部長代理は，発電長に送水のための接続口の場所を連絡する。
1.13－174479

④災害対策本部長代理は，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，接続口へホースの接続を行う。
⑧発電長は，災害対策本部長代理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，災害対策本部長代理に可搬型代替注水大型ポンプによる送水の準備が完了したことを報告する。
⑩災害対策本部長代理は，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災害対策本部長代理は，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。
1.13－175480

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代理に報告する。
⑭災害対策本部長代理は，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。
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）
1.13－176481

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
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による注水機能が喪失した場
合に，低圧代替注水系（可搬型）による海を水源とした原子炉注水を
実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替
注水系（常設）により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，以下のいずれかの状況に至った場合。
・代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉注水ができず，淡水を水源とした送水ができない場合。
・代替循環冷却系により原子炉注水が実施されているが，原子炉
圧力容器内の水位が上昇せず，消火系及び補給水系により原子炉注水ができない場合において，淡水を水源とした送水ができない場合。
【1.4.2.2(1)ａ．(b)】

ⅱ)

操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による海を水源とした原子炉注水手順については，「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。
1.13－177482

ⅲ)

操作の成立性
原子炉運転中において，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
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
1.13－178483

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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，低圧代替注水系（可搬型）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1.13－179484

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Ｌ
ＥＤ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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(b)

低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，溶融炉心が原子
炉圧力容器を破損しペデスタル（ドライウェル部）に落下した場合，格納容器下部注水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水することで落下した溶融炉心を冷却するが，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存した場合は，低圧代替注水系（可搬型）による海を水源とした
原子炉圧力容器内への注水を実施することで残存溶融炉心を冷却し，原子炉圧力容器から原子炉格納容器内への放熱を抑制する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
原子炉圧力容器の破損によるパラメータの変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，原子炉格納容器内の圧力及び温度が低下傾向となった場合で，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，代替循環冷却系，低圧代替注水系（常設），消火系及び補給水系により原子炉圧力容器内へ注水ができない場合において，淡水を水源とした送水ができない場合。
【1.4.2.2(3)ａ．(b)】

ⅱ)

操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による海を水源とした残存溶融炉心の冷却手順については，「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1.13－180

485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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，円滑に作業できるように，移動経路を確保
1.13－181486

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，低圧代替注水系（可搬型）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Ｌ
ＥＤ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。
(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）
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合
において，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注
水系（可搬型）による海を水源とした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，炉心損傷を判断した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧状態であり，低圧代替注水系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系による原子炉圧力容器への注水ができない場合で，淡水を水源とした送水ができない場
合。
【1.8.2.2(1)ｄ．】

ⅱ)

操作手順
低圧代替注水系（可搬型）による海を水源とした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
1.13－182487

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。
【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。
1.13－183488

中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，低圧代替注水系（可搬型）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Ｌ
ＥＤ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。
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）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失し，代替循
環冷却系による原子炉格納容器内の除熱ができない場合において，炉心の著しい損傷を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による海を水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・プール水位の上昇を考慮し，格納容器
スプレイの流量調整又は起動／停止を行う。

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サ1.13－184489

プレッション・プール冷却系）並びに代替循環冷却系，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），消火系及び補給水系により原子炉格納容器内へのスプレイができず，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到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。
【1.6.2.2(1)ｂ．(b)】ⅱ)

操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による海を水源とした原子炉格納容器内の冷却手順については，「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へのスプレイ（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代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ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。
1.13－185490

【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。
【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。
1.13－186491

【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，220 分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）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。屋内作業の室温は通常状態と同程度である。
(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）
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（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合に，原子炉格納容器の破損を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による海を水源とした原子炉格納容器内へのスプレイを実施する。
格納容器スプレイ開始後は，外部水源による原子炉格納容器内へのスプレイでのサプレッション・プール水位の上昇を考慮し，格納容器
スプレイの流量調整又は起動／停止を行う。

ⅰ)

手順着手の判断基準
1.13－187492

炉心損傷を判断した場合において，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
並びに代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉格納容器内へのスプレイができず，原子炉格納容器内へのスプレイ開始の判断基準に到達し，淡水を水源とした送水ができない場合。
【1.6.2.3(1)ｂ．(b)】ⅱ)

操作手順
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による海を水源とした原子炉格納容器内の冷却手順については，「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へのスプレイ（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代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ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。
【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
1.13－188

493

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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）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。
ｄ．海を水源とした原子炉格納容器下部への注水
海を水源とした原子炉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1.13－189494全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却ができない
場合，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系（可搬型）による海を水源としたペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心の冷却を実施する。
炉心損傷を判断した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を確実に確保するため，水位確保操作を実施する。
また，原子炉圧力容器破損後は，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冠水冷却するため，ペデスタル（ドライウ
ェル部）に注水を実施する。
サプレッション・プールの水位が外部水源注水制限に到達することを遅らせるため，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を 2.25m～
2.75m に維持する。
ⅰ)

手順着手の判断基準【ペデスタル（ドライウェル部）水位確保の判断基準】
・全交流動力電源喪失時，炉心損傷を判断し，格納容器下部注水系（常設），消火系及び補給水系によるペデスタル（ドライウ
ェル部）への注水ができない場合において，淡水を水源とした送水ができない場合。
【原子炉圧力容器破損後のペデスタル（ドライウェル部）への注水の判断基準】
・全交流動力電源喪失及び炉心損傷時，原子炉圧力容器の破損の徴候及び原子炉圧力容器の破損によるパラメータ変化により原子炉圧力容器の破損を判断し，格納容器下部注水系（常設），
1.13－190495

消火系及び補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水ができない場合において，淡水を水源とした送水ができない場合。
【1.8.2.1(1)ｂ．】
ⅱ)

操作手順
格納容器下部注水系（可搬型）による海を水源とした格納容器下部への注水手順については，「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，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）】
1.13－191

496

・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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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，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。
ｅ．海を水源とした原子炉ウェルへの注水
海を水源とした原子炉ウェルへの注水手段としては，格納容器頂部注
水系（可搬型）がある。
(a)

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水
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の水素爆発を防止するため，格納容器頂部注水系（可搬型）による海を水源とした原子炉ウェルへの注水を実施することで格納容器トップヘッドフランジ部を原子炉格納容器外部から冷却し，格納容器ト1.13－192

497

ップヘッドフランジからの水素漏えいを抑制する。
ⅰ)

手順着手の判断基準
炉心損傷を判断した場合において，ドライウェル雰囲気温度の上昇が継続し，ドライウェル雰囲気温度指示値が 190℃に到達した場
合で，格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水ができず，淡水を水源とした送水ができない場合。
【1.10.2.1(3)ｂ．】

ⅱ)

操作手順
格納容器頂部注水系（可搬型）による海を水源とした原子炉ウェ
ルへの注水手順については，「1.10.2.1(3)ｂ．格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）」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頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェル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原子炉
ウェルへの注水の場合）】
・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（原子炉建屋東側接続口を使用した原子炉
ウェルへの注水の場合）】
・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
1.13－193

498

る。
【中央制御室からの操作（高所西側接続口を使用した原子炉ウェルへの注水の場合）】・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原子炉ウェルへの注水の場合）】・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。
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ＬＥ
Ｄ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，原子炉ウェル注水を実施した後は，蒸発による水位低下を考慮してドライウェル雰囲気温度を継続的に監視し，ドライウェル
雰囲気温度の上昇により原子炉ウェルへの注水を再開することで，格納容器トップヘッドフランジのシール部温度をシールの健全性を保つことができる温度である 200℃以下に抑えることが可能である。
ｆ．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，
1.13－194499

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
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，海を水源とし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（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。

ⅰ)

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，淡水を水源とした送水ができない場合。
【1.11.2.1(1)ｂ．】

ⅱ)

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（注水ライン）による海を水源とした使用済燃料プール注水手順については，「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1.13－195500

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，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
1.13－196501

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）】・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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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（注水ライン）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
1.13－197502

ても確保する。
(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
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，海を水源とし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。

ⅰ)

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，淡水を水源とした送水ができず，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。
・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。
・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，使用済燃料プール代替注水による注水ができない場
合。
【1.11.2.2(1)ｂ．】

ⅱ)

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）による海を水源とした使用済燃料プールスプレ
1.13－198

503

イ手順については，「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）」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）】
1.13－199504

・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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。
(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
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，海を水源とし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。

ⅰ)

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
1.13－200505

において，淡水を水源とした送水ができず，原子炉建屋原子炉棟地
上 6 階にアクセス可能な場合。
・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。
・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，使用済燃料プール代替注水による注水ができない場
合。
【1.11.2.2(1)ｃ．】
ⅱ)

操作手順
可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）による海を水源とした使用済燃料プールスプ
レイ手順については，「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
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】
・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，385 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】
・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
1.13－201506

大事故等対応要員 8 名にて実施した場合，335 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。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。
ｇ．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
残留熱除去系海水系が健全な場合は，自動起動信号（残留熱除去系
ポンプ等の起動）による作動，又は中央制御室からの手動操作により残留熱除去系海水系ポンプを起動し，冷却水（海水）の確保を実施する。

ⅰ)

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。
【自動起動信号が発信した場合】
・残留熱除去系ポンプ等が起動した場合。
【手動起動の場合】
・残留熱除去系を使用した原子炉圧力容器内で発生する崩壊熱の除去又は原子炉格納容器内の除熱が必要な場合。
1.13－202507

【1.5.2.1(1)】ⅱ)

操作手順
残留熱除去系海水系による冷却水の確保手順については，「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
上記の操作について，作業開始を判断してから残留熱除去系海水系による冷却水（海水）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。
【自動起動信号が発信した場合】
・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，2 分以内と想定する。
【手動起動の場合】
・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，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，速やかに対応できる。

ｈ．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
残留熱除去系海水系の機能が喪失した場合，残留熱除去系を使用した原子炉除熱及び原子炉格納容器内の除熱ができなくなることから，残留熱除去系海水系の系統構成を行い，緊急用海水系により冷却水（海水）を確保する。
1.13－203508

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系海水系機能喪失又は全交流動力電源喪失により，残留熱除去系海水系を使用できない場合。
【1.5.2.3(1)ａ．】

ⅱ)

操作手順
緊急用海水系による冷却水の確保手順については，「1.5.2.3(1)ａ．

ⅲ)

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保」にて整備する。

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）2 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 24 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)

代替残留熱除去系海水系による冷却水の確保
残留熱除去系海水系の機能が喪失し，緊急用海水系が使用できない
場合は，残留熱除去系を使用した原子炉除熱及び原子炉格納容器内の除熱ができなくなることから，残留熱除去系海水系の系統構成を行い，代替残留熱除去系海水系により冷却水（海水）を確保する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
残留熱除去系海水系機能喪失又は全交流動力電源喪失により残留
熱除去系海水系が機能喪失し，緊急用海水系が使用できない場合。
【1.5.2.3(1)ｂ．】

ⅱ)

操作手順
代替残留熱除去系海水系による冷却水の確保手順については，「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）1.13－204509

の確保」にて整備する。
ⅲ)

操作の成立性
上記の操作について，作業開始を判断してから代替残留熱除去系
海水系による冷却水（海水）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。
【代替残留熱除去系海水系Ａ系東側接続口又は代替残留熱除去系海水系Ｂ系東側接続口による冷却水（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，370 分以内と想定する。
【代替残留熱除去系海水系西側接続口による冷却水（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，310 分以内と想定する。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。

ｉ．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
1.13－205510

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
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。

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。
・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
1.13－206

511

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。
ⅱ)

放水開始の判断基準
以下のいずれかが該当し，放水により発生する汚染水が直接海洋に流出する経路となる 4 箇所への汚濁防止膜による放射性物質の拡散抑制措置が完了している場合。
ただし，プラント状況により，大量の大気への放射性物質の拡散を回避する必要が生じた場合は，汚濁防止膜の設置作業と並行して放水砲による放水を開始する。
・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又は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，ドライウェル圧力又はサプレッション・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，原子炉建屋外側ブローアウトパネル（ブローアウトパネル閉止装置使用後においては，ブローアウ
トパネル閉止装置）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1.13－207512あると判断した場合。
【1.12.2.1(1)ａ．】
ⅲ)

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制」にて整備する。
ⅳ)

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代理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，災害対策本部長代理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。
1.13－208

513

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。
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。したがって，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
1.13－209514

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。
ｊ．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
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。

ⅰ)

手順着手の判断基準
航空機燃料火災が発生した場合。
【1.12.2.2(2)ａ．】

ⅱ)

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）による航空機燃料火災への泡消火手
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，災害対策本部長代理の指示に従い対応することとしてお1.13－210

515

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％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（約 1,338m ３ ／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。
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）
非常用交流電源設備が健全な場合は，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により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
1.13－211

516

機」を「Ｄ／Ｇ」という。）又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（以下「ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ」という。）のディーゼル機関への冷却水（海水）を確保することで，２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ Ｄ／
Ｇを自動起動信号（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・Ｈ
ＰＣＳに給電する。
ⅰ)

手順着手の判断基準【２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの起動の判断基準】
・外部電源が喪失した場合又はＭ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄ・ＨＰＣＳの母線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動の判断基準】
・２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇが自動起動しなかった場合。
【1.14.2.1(1)】

ⅱ)

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）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【２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの起動】・中央制御室対応を運転員等（当直運手員）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Ｈ
1.13－212

517

ＰＣＳ Ｄ／Ｇを起動し，受電遮断器が投入される（Ｍ／Ｃ ２
Ｃ・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 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 Ｄ／Ｇを起動し，受電遮断器が投入（Ｍ／Ｃ ２Ｃ・２
Ｄ・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。
なお，２Ｃ Ｄ／Ｇ又は２Ｄ Ｄ／Ｇが２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼ
ル発電機海水系への代替送水等により使用可能だが，常設代替高圧
電源装置及び残留熱除去系海水系ポンプの機能が喪失している場合には，代替循環冷却系及び緊急用海水系による原子炉冷却を行うために，非常用交流電源設備による代替所内電気設備への給電を行う。
(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）
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 Ｄ／Ｇ，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系，Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ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，高圧炉心スプレイ系ディ
1.13－213518

ーゼル発電機海水系によりＨＰＣＳ Ｄ／Ｇのディーゼル機関への冷却水（海水）を確保することで，ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇを起動し，ＨＰＣ
Ｓ Ｄ／ＧからＭ／Ｃ ＨＰＣＳ及びＭ／Ｃ 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。
ⅰ)

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 ２
Ｃ・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 ＨＰＣＳ，Ｍ／Ｃ ２Ｅ及びＭ／Ｃ ２Ｃ（又は２Ｄ）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。
【1.14.2.2(2)】

ⅱ)

操作手順
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
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。

ｌ．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
1.13－214519

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
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 Ｄ／Ｇのディーゼル機関の冷却機能喪失により，２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの電源給電機能が復旧できない状態で，２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの使用が可能な場合に，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。

ⅰ)

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
1.13－215520

故障により２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの電源給電機能が復旧できない状態で，２Ｃ・２Ｄ Ｄ／Ｇ又はＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの使用が可能な場合。
【1.14.2.2(3)】ⅱ)

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
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。

ｍ．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の除熱
海を水源とした使用済燃料プールの除熱手段としては，代替燃料プール冷却系がある。
1.13－216

521

(a)

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱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の冷却機能が喪失し，使用済燃料プールから発生する水蒸気が重大事故等対処設備に悪影響を及ぼす可能性がある場合は，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の除熱を実施する。

ⅰ)

手順着手の判断基準【代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱】
・使用済燃料プール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。
【緊急用海水系による冷却水（海水）の確保】
・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。
【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】
・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。
【1.11.2.4(1)ａ．(a)】，【1.11.2.4(1)ａ．(b)】，【1.11.2.4(1)ａ．(c)】

ⅱ)

操作手順
1.13－217522

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱手順については，「1.11.2.4(1)ａ．(a)代替燃料プール冷却系による使用済

燃料プールの除熱」，「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【代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱】
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代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱開始まで 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。
なお，代替燃料プール冷却系の起動に必要な冷却水確保の所要時
間は以下のとおり。
・緊急用海水ポンプ使用の場合：20 分以内
・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
プ使用の場合：370 分以内【緊急用海水系による冷却水（海水）の確保】
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。
【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
1.13－218523

による冷却水（海水）の確保】
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）確保の場合において，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。
・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）確保の場合において，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。
中央制御室対応については，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。
現場対応については，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。
(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。
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
1.13－219524

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」ＡＴＷＳ発生時に，発電用原子炉を安全に停止させる。

ⅰ)

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。
・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）の操作を実施しても，全制御棒が全挿入位置又は最大未臨界引抜位置（全制御棒“02”位置）まで挿入されない場合。
・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）において，制御棒位置指示が確認できない場
合。
【1.1.2.1(2)】

ⅱ)

操作手順
ほう酸水注入系によるほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧
力容器へのほう酸水注入手順については，「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
上記の中央制御室対応を運転員等（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制御棒の挿入操作が完了するまでの所要時間は以下のとおり。
・ほう酸水注入系の起動操作完了：4 分以内
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。
1.13－220

525

(b)

ほう酸水注入系による原子炉注水
高圧炉心スプレイ系の機能喪失又は全交流動力電源喪失時において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系により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は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉注水を実施する。
さらに，ほう酸水貯蔵タンクに純水系から補給することで，ほう酸水貯蔵タンクを使用したほう酸水注入系による原子炉注水を継続する。

ⅰ)

手順着手の判断基準
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態の場合で，原子炉隔離時
冷却系，高圧炉心スプレイ系，高圧代替注水系及び制御棒駆動水圧系により，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。
【1.2.2.5(1)ａ．】

ⅱ)

操作手順
ほう酸水注入系によるほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉注
水手順については，「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。
ⅲ)

操作の成立性
上記のほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉注水（ほう酸水注入）は，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ほう酸水注入系による原子炉注水開始まで 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，
1.13－221526

速やかに対応できる。
さらに，ほう酸水貯蔵タンクに純水系から補給し，ほう酸水貯蔵
タンクを使用した原子炉注水（継続注水）を行う場合は，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原子炉注水（継続注水）完了まで 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。屋内作業の室温は通常状態と同程
度である。
(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）
全交流動力電源喪失時，損傷炉心への注水を行う場合，ほう酸水注
入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。

ⅰ)

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／Ｃが受電され，緊急用Ｍ／ＣからＭＣＣ ２Ｃ又はＭＣＣ ２Ｄの受電が完了し，損傷炉心に注水を実施する場合。
【1.8.2.2(1)ｈ．】

ⅱ)

操作手順
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）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
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
1.13－222527

た場合，作業開始を判断してから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開始まで 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。
1.13.2.2(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
1.13－223528

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，災害対策本部長代理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災害対策本部長代理は，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。
1.13－224529

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代理へ報告する。
⑧災害対策本部長代理は，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，災害対策本部長代理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。
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災害対策本部長代理は，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代理に報告する。
⑬災害対策本部長代理は，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代理に
1.13－225530

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。
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グループ等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
1.13－226531

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。
②発電長は，災害対策本部長代理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災害対策本部長代理は，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
1.13－227532

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代理へ報告する。
⑧災害対策本部長代理は，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，災害対策本部長代理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災害対策本部長代理は，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
1.13－228533

害対策本部長代理に報告する。
⑬災害対策本部長代理は，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代理に
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。
1.13－229534

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。
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，災害対策本部長代理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災害対策本部長代理は，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1.13－230535

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代理へ報告する。
⑧災害対策本部長代理は，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，災害対策本部長代理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災害対策本部長代理は，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
1.13－231

536

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代理に報告する。
⑬災害対策本部長代理は，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代理に
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。
1.13－232537

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。
1.13－233

538

(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，災害対策本部長代理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災害対策本部長代理は，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
1.13－234

539

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代理へ報告する。
⑧災害対策本部長代理は，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，災害対策本部長代理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災害対策本部長代理は，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代理に報告する。
⑬災害対策本部長代理は，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。
1.13－235540

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代理に依頼する。
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。
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
1.13－236

541

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，災害対策本部長代理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災害対策本部長代理は，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。
1.13－237542

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代理へ報告する。
⑧災害対策本部長代理は，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，災害対策本部長代理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災害対策本部長代理は，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
を災害対策本部長代理に報告する。
⑬災害対策本部長代理は，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代理に依頼する。
ⅲ)

操作の成立性1.13－238

543

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，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。
1.13－239544

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，災害対策本部長代理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災害対策本部長代理は，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代理へ報告する。
⑧災害対策本部長代理は，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。
1.13－240545

⑨発電長は，災害対策本部長代理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災害対策本部長代理は，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代理に報告する。
⑬災害対策本部長代理は，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代理に依頼する。
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1.13－241546

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
サプレッション・プール水枯渇，サプレッション・チェンバ破損又はサ
プレッション・プール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・チェンバ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り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・チェンバから復水貯蔵タンクへ水
1.13－242

547

源を切り替える。
(a)

手順着手の判断基準
サプレッション・チェンバ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・プール水位が，－50cm 以下となった場合。
・サプレッション・プール水温度が，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・チェンバ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
ク水供給弁を開とする。
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
ク水供給弁が開と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とする。
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
1.13－243548

場合，作業開始を判断してから水源をサプレッション・チェンバから
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・チェンバ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・チェンバ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・プール水位が，－50cm 以下となった場合。
・サプレッション・プール水温度が，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・チェンバ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）を開とする。
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
1.13－244549

（復水貯蔵タンク）が開と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）を閉とする。
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・チェンバから
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場合は，淡水補給から海水補給へ切り替える。
1.13－245550

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・チェン
バ）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グループ等である格納容
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）から内部水源（サプレッション・チェンバ）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・チェンバ）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・チェン
バ）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・チェンバ）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，「1.4.2.2(3)ａ．(c)1.13－246

代替循環冷却系による残存溶551

融炉心の冷却」，「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へのスプレイ」及び「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。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，「1.6.2.3(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へのスプレイ」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・チェンバ）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・チェンバ）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・チェンバ）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
1.13－247552

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・チェンバ）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・チェンバ）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操作の成立性については，「1.13.2.1(3)ｄ．(b)

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．(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）」及び「1.13.2.1(3)ｄ．(h)代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタ
ル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）」にて整理する。
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，「1.13.2.1(1)ｂ．(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（炉心損傷後）」にて整理する。
1.13.2.4

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 1.13－30 図に示す。
1.13－248

553

(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・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱を行うため，必要となる十分な量の水をサプレッション・チェンバに確保する。
サプレッション・チェンバ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。そのほかに，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。また，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注水等の手段と同時並行で準備を開始する。なお，注水等の手段における水源と可搬型ポンプの組み合わせは，以下のようにする。
・西側淡水貯水設備を水源とする場合は，可搬型代替注水中型ポンプを使用する。
・代替淡水貯槽を水源とする場合は，可搬型代替注水大型ポンプを使用する。
・海を水源とする場合は，可搬型代替注水大型ポンプを使用する。
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
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。なお，補給手段における水源と可搬型ポンプの組み合わ
せは，以下のようにする。
・西側淡水貯水設備を水源とする場合は，可搬型代替注水中型ポンプを
1.13－249554

使用する。
・代替淡水貯槽を水源とする場合は，可搬型代替注水大型ポンプを使用する。
・淡水タンクを水源とする場合は，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を使用する。
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当たっては，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，補給用水源と位置付ける。
可搬設備による送水（注水等）に利用する水源は，代替淡水貯槽よりも注水継続性があり，大津波警報発表時の対応能力がある西側淡水貯水設備を優先することから，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
1.13－250555

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への注水／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当たっては，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
1.13－251556

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）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。なお，補給手段における水源と可搬型ポンプの組み合わせは，以下のようにする。
・西側淡水貯水設備を水源とする場合は，可搬型代替注水中型ポンプを使用する。
・代替淡水貯槽を水源とする場合は，可搬型代替注水大型ポンプを使用する。
1.13－252557

・淡水タンクを水源とする場合は，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を使用する。
・海を水源とする場合は，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注
水大型ポンプを使用する。
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当たっては，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。
(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，1.13－253558

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，信頼性が淡水タンクより高い代替淡水貯槽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
1.13－254

原子炉格納容器559

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。
1.13－255

560

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（1／21）
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 備使 用 済燃料 プー ルへの注水／ スプレ イ

代替淡水貯槽
代替燃料プール注水系（常設
低圧代替注水系ポンプ）

自主対策設 備原子 炉ウ ェ ルへの注水

代替淡水貯槽
格納容器頂部注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）

重大事故等 対処設 備

原子炉格納 容器下部への注 水代替淡水貯槽
格納容器下部注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）

重大事故等 対処設 備

代替淡水貯槽
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）（常設低圧代替注水
系ポンプ）

手順書

重大事故等 対処設 備

代替淡水貯槽低圧代替注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）

原子炉格納 容器内の冷却

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

サプレッション・チェンバ

対応
手段

手順は「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」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。

手順は「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。

手順は「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。

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。

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。

※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－256561

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／21）
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 槽を水 源とした 送水（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）

代替淡水貯 槽を水 源とした 対応 （可搬型）－

代替淡水貯 槽を水 源とした 送水（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）

サプレッション・チェンバ

対応
手段

対処設備

手順書

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース・接続口
低圧代替注水系配管・弁
燃料給油設備 ※２

重
大
事
故
等
対
処
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
ホース・接続口
格納容器圧力逃がし装置配管・弁
燃料給油設備 ※２

重
大
事
故
等
対
処
設
備

重大事故等対策要領※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－257562

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／21）
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

代替淡水貯槽低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポン
プ，ホース・接続口等）

原子 炉ウ ェ ルへの注水

代替淡水貯槽
格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

重大事故等 対処設 備

原子炉格納 容器下部への注 水代替淡水貯槽
格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

重大事故等 対処設 備

フィルタ装置スクラビン グ水補 給

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース・接続口

重大事故等 対処設 備

原子炉格納 容器内の冷却

代替淡水貯 槽を水 源とした 対応 （可搬型）

代替淡水貯槽
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水
大型ポンプ，ホース・接続口等）

手順書

重大事故等 対処設 備

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・チェンバ

対応
手段

手順は「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」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。

手順は「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。

手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」及
び「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。

手順は「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。

－

自主対策設 備重大事 故等 対 処設 備使 用 済燃料 プー ルへの注水／ スプレ イ

代替淡水貯槽
代替燃料プール注水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）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。

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。

※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－258563

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／21）
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・チェンバ
高圧代替注水系（常設高圧代
替注水系ポンプ）
原子炉隔離時冷却系（原子炉
隔離時冷却系ポンプ）

自主対策設 備原子 炉圧力 容 器へ の 注 水及 び 原 子 炉
格 納 容 器 内 の 除 熱 （ 代 替循 環 冷 却 系
による原子 炉注水 ）サプレッション・チェンバ
代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）

重大事故等 対処設 備

原子炉格納 容器
内の除熱

サプレッション・チェンバ
残留熱除去系（残留熱除去系
ポンプ）

重大事故等 対処設 備

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・チェンバ
残留熱除去系（残留熱除去系
ポンプ）
低圧炉心スプレイ系（低圧炉
心スプレイ系ポンプ）

重大事故等 対処設 備

サプレッション・チェンバ
高圧炉心スプレイ系（高圧炉
心スプレイ系ポンプ）

手順書

重大事故等 対処設 備

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・ チェンバ を水 源とした対 応

－

対処設備

手順は「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」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。

手順は「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。

手順は「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。

手順は「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。

手順は「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：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－259564

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／21）
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・チェンバ
代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）

重大事故等 対処設 備

原子炉圧力 容器へ の注水及 び原子炉
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 ）サプレッション・チェンバ
代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）

重大事故等 対処設 備

原子炉圧力 容器へ の注水及 び原 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）

サプレッション・チェンバ
代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）

手順書

重大事故等 対処設 備

原子 炉圧力 容器へ の注水及 び 原 子 炉
格納容器内 の除熱 （代替循 環冷 却系による残存 溶融炉心の冷却 ）サプレッシ ョン・ チェンバ を水 源とした対 応

－

対処設備

手順は「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。

手順は「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。

手順は「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：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－260565

対応手段，対処設備，手順書一覧（6／21）
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

手順は「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・チェンバ
代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）

重大事故等 対処設 備

原子炉圧力 容器へ の注水及 び原 子炉格納容 器内の 除熱（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 ））サプレッシ ョン・ チェンバ 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（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 ）サプレッション・チェンバ
代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）

手順書

手順は「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：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－261

566

対応手段，対処設備，手順書一覧（7／21）
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
ホース・接続口
低圧代替注水系配管・弁
燃料給油設備 ※２

重大事故等 対処設 備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ
ホース・接続口
格納容器圧力逃がし装置配管・弁
燃料給油設備 ※２

手順書

重大事故等 対処設 備

西側淡水貯 水設備 を水源と した 送水（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）

西側淡水貯 水設備 を水源と した 対応－

西側淡水貯 水設備 を水源と した 送水（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）

サプレッション・チェンバ対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－262

567

対応手段，対処設備，手順書一覧（8／21）
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
低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水中型ポン
プ，ホース・接続口等）

原子 炉ウ ェ ルへの注水

西側淡水貯水設備
格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）

重大事故等 対処設 備

原子炉格納 容器下部への注 水西側淡水貯水設備
格納容器下部注水系（可搬型）可搬型代替注水中型ポン
プ，ホース・接続口等）

重大事故等 対処設 備

フィルタ装置スクラビン グ水補 給

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ
ホース・接続口

重大事故等 対処設 備

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 対応

西側淡水貯水設備
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水
中型ポンプ，ホース・接続口等）

手順書

重大事故等 対処設 備

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・チェンバ

対応
手段

手順は「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」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。

手順は「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。

手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」及
び「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。

手順は「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。

－

自主対策設 備重大事 故等 対 処設 備使 用 済燃料 プー ル
への注水

西側淡水貯水設備
代替燃料プール注水系（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）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。

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。

※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－263

568

対応手段，対処設備，手順書一覧（9／21）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）

使用済燃料 プールへの注水

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系（電動駆動消火ポン
プ，ディーゼル駆動消火ポン
プ）

手順は「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。

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。

自主対策設 備原子 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
原子炉隔離時冷却系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※３
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
補給水系配管・弁所内常設直流電源設備 ※２

手順は「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

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系（電動駆動消火ポン
プ，ディーゼル駆動消火ポン
プ）

手順は「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」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 対 応

サプレッション・チェンバ

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系（電動駆動消火ポン
プ，ディーゼル駆動消火ポン
プ）

手順書

自主対策設 備原子炉格納 容器
内の冷却

－

対処設備

自主対策設 備原子炉冷却 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 対応

サプレッション・チェンバ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－264569

対応手段，対処設備，手順書一覧（10／21）
分類

対処設備

復水貯蔵タンク
高圧炉心スプレイ系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※３
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
補給水系配管・弁
非常用交流電源設備 ※２
燃料給油設備 ※２

手順書

自主対策設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

復水貯蔵タンク
制御棒駆動水圧系（制御棒駆動水ポンプ）

自主対策設備

復水貯蔵タンク
原子炉隔離時冷却系ポンプ
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
補給水系配管・弁常設代替交流電源設備 ※２
可搬型代替交流電源設備 ※２
常設代替直流電源設備 ※２
可搬型代替直流電源設備 ※２
燃料給油設備 ※２

自主対策設備復水 貯蔵 タ ンク を水 源 とし た 対 応

サプレッション・チェンバ対応
手段

原子 炉冷 却 材 圧 力 バ ウ ンダ リ 高 圧 時 の原子 炉冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 高 圧 時 の原子 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 炉圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 高 圧 炉心 スプ レ イ系
原子 炉圧 力 容 器 へ の 注 水（ 制 御 棒（ 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 のによ る 復 水 貯 蔵 タン ク を 水 源 と した 原子 炉 注 水 ）駆 動 水 圧 系 によ る 原 子 炉 注 水 ）ペ デ ス タ ル （ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ） の 床 面へ の 落 下 遅延 ・ 防 止 ） ）機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手順は「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Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－265570

対応手段，対処設備，手順書一覧（11／21）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

復水貯蔵タンク
補給水系（復水移送ポンプ）

復水貯蔵タンク
補給水系（復水移送ポンプ）

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。

自主対策設 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
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース・接続口

手順は「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。

自主対策設 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
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース・接続口
格納容器圧力逃がし装置配管・弁
多目的タンク配管・弁
燃料給油設備 ※２

手順は「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

復水貯蔵タンク
補給水系（復水移送ポンプ）

手順は「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」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

復水貯蔵タンク
補給水系（復水移送ポンプ）

手順書

自主対策設 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

－

対処設備

自主対策設備－

淡 水 タン ク を 水 源と し た 送 水
原子 炉冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 低 圧 時 原子 炉 格 納 容 器 原子 炉 格 納 容 器 使 用 済 燃 料 プー ル
（可 搬型 代 替注 水 中 型 ポン プ 又 は可 搬の 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注水
内の 冷却
下部 への 注 水への 注水型 代 替注 水 大 型 ポ ン プ によ る 送 水 ）

復水貯蔵 タ ン ク を 水 源と し た 対 応

サプレッション・チェンバ対応
手段

重大事故等対策要領

手順は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」及
び「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。

※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－266571

対応手段，対処設備，手順書一覧（12／21）
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

低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポン
プ，ホース・接続口等）

重大事 故等 対 処設 備使 用 済燃料 プー ルへの注水／ スプレ イ

代替燃料プール注水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

自主対策設 備原子 炉ウ ェ ル
への注水

格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

重大事故等 対処設 備

原子炉格納 容器下部への注 水

格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

重大事故等 対処設 備

原子炉格納 容器
内の冷却

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水
大型ポンプ，ホース・接続口等）

重大事故等 対処設 備

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 した対応－

可搬型代替注水大型ポンプ
ホース・接続口
低圧代替注水系配管・弁
非常用取水設備 ※１
燃料給油設備 ※２

手順書

重大事故等 対処設 備

海を水源と した送 水（可搬型代 替注水 大型
ポンプによ る送水 ）サプレッション・チェンバ

対処設備

重大事故等対策要領

手順は「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。

手順は「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。

手順は「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。

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。

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。

※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－267572

対応手段，対処設備，手順書一覧（13／21）
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

残留熱除去系海水系（残留熱除去系海水系ポンプ）

重大事故等 対処設 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）
ホース
燃料給油設備 ※２

重大事故等 対処設 備

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）
放水砲
ホース
燃料給油設備 ※２

自主対策設 備代替残留熱除去系海水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

手順は「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。

重大事故等 対処設 備

最終ヒート シンク （海洋）への代替熱輸送緊急用海水系（緊急用海水ポ
ンプ）

手順書

重大事故等 対処設 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

－

対処設備

手順は「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。

手順は「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。

手順は「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：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－268573

対応手段，対処設備，手順書一覧（14／21）

－

対処設備

２Ｃ非常用ディーゼル発電機
海水系（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
海水系（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
ル発電機海水系（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

高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機海水系（高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機用
海水ポンプ）

手順書

重大事故等 対処設 備

対応
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 海水系に よる 冷却水の確 保）海を水源と した対応

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

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 によ る冷 却水 の確保）

分類

手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」
にて整備する。

手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」
にて整備する。

※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－269574

対応手段，対処設備，手順書一覧（15／21）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

代替２Ｃ非常用ディーゼル発
電機海水系（可搬型代替注水
大型ポンプ，ホース・接続口
等）
代替２Ｄ非常用ディーゼル発
電機海水系（可搬型代替注水
大型ポンプ，ホース・接続口
等）
代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（可搬型
代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

代替燃料プール冷却系（代替
燃料プール冷却系ポンプ）

重大事故等 対処設 備

原子炉圧力 容器へ のほう酸 水注 入

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入系（ほう酸水注
入ポンプ）

手順書

重大事故等 対処設 備

代替燃料プ ール冷 却系によ る
使用済燃料 プール の除熱

ほう酸水貯 蔵タン クを水源 とし た対応

－

対処設備

自主対策設 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

海を水源と した対応

－

対応
手段

手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」
にて整備する。

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。

手順は「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」にて整備する。

※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－270575

対応手段，対処設備，手順書一覧（16／21）
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

重大事故等対策要領－

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
代替淡水貯槽
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
多目的タンク配管・弁
燃料給油設備 ※２

自主対策設 備

淡水タンク を水源 とした補 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 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 を水源と した 補給（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）

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
ホース
燃料給油設備 ※２

手順書

重大事故等対策要領※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－271

576

対応手段，対処設備，手順書一覧（17／21）
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
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
非常用取水設備 ※１
燃料給油設備 ※２

重大事故等 対処設 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
ホース
燃料給油設備 ※２

手順書

重大事故等 対処設 備

代替淡水貯 槽を水 源とした 補給（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－

海を水源と した補 給（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

－

対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－272577

対応手段，対処設備，手順書一覧（18／21）
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

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
ホース
非常用取水設備 ※１
燃料給油設備 ※２

重大事故等 対処設 備

海を水源と した補 給（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

淡 水 タン ク を 水 源 と し た 補 給（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
西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
多目的タンク配管・弁
燃料給油設備 ※２

手順書

重大事故等対策要領※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－273

578

対応手段，対処設備，手順書一覧（19／21）
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
サプレッション・チェンバ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
補給水系配管・弁所内常設直流電源設備 ※２

重大事故等 対処設 備

淡 水か ら海 水へ の 切 替え
（代替淡 水 貯槽へ 補給する 水源の切替え（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
代替淡水貯槽
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
非常用取水設備 ※１
燃料給油設備 ※２

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 （ 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）

復水貯蔵タンク
サプレッション・チェンバ
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ
補給水系配管・弁
非常用交流電源設備 ※２
燃料給油設備 ※２

手順書

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 （ 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）

水源を切り 替え る ための対 応

－

対処設備

ＡＭ設備別操作手順書

ＡＭ設備別操作手順書

重大事故等対策要領※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－274579

対応手段，対処設備，手順書一覧（20／21）
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

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
代替淡水貯槽
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
多目的タンク配管・弁
非常用取水設備 ※１
燃料給油設備 ※２

自主対策設 備淡 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））

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
西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
多目的タンク配管・弁
非常用取水設備 ※１
燃料給油設備 ※２

重大事故等 対処設 備

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））

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
ホース
非常用取水設備 ※１
燃料給油設備 ※２

手順書

自主対策設備淡 水か ら海 水への 切 替え
（代替淡 水 貯槽へ 補給する 水源 の切替え
（ 淡 水 タ ン ク か ら 補 給 して い る 場 合 ） ）水源を切り 替え る ための対 応

－

対処設備

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※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－275

580

対応手段，対処設備，手順書一覧（21／21）
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
サプレッション・チェンバ
低圧代替注水系（常設）（常設低圧代替注水系ポンプ）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）（常設低圧代替注水
系ポンプ）
代替循環冷却系（代替循環冷却系ポンプ）

手順書

重大事故等 対処設 備

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 ・ チェンバ） へ の切 替え ）水源を切り 替え る ための対 応

－

対応
手段

ＡＭ設備別操作手順書※1：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。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：運転員による操作不要の設備である。

1.13－276

581

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（1／6）
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）1.13.2.1 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）
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

判断基準

水源の確保

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位（代替淡水貯槽の水位が確保されており，可搬型代替注水大型ポンプによる送水がで
きる場合）

水源の確保

代替淡水貯槽水位

重大事故等対策要領

操作

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
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

判断基準

水源の確保

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位

水源の確保

西側淡水貯水設備水位

重大事故等対策要領

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(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

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

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）
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）
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圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

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

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

操作1.13－277582

監視計器一覧（2／6）
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）1.13.2.1 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(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

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

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）
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）

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量

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）
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圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

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

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

操作1.13－278583

監視計器一覧（3／6）
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）1.13.2.1 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(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）

判断基準

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」等

原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の水位

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）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への
注水量

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
パワーセンタ２Ｃ電圧
メタルクラッド開閉装置２Ｄ電圧
パワーセンタ２Ｄ電圧補機監視機能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）
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圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

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

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

ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

操作1.13－279584

監視計器一覧（4／6）
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）1.13.2.1 水源を利用した対応手順(8) 海を水源とした対応手順
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

水源の確保

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位

水源の確保

海を利用

重大事故等対策要領

操作

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）(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

判断基準

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位

重大事故等対策要領

操作

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）(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

判断基準

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

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

重大事故等対策要領

操作

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）(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

判断基準

水源の確保

代替淡水貯槽水位

水源の確保

代替淡水貯槽水位

重大事故等対策要領

操作1.13－280

585

監視計器一覧（5／6）
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）1.13.2.2 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）(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

判断基準

水源の確保

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位

水源の確保

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位

重大事故等対策要領

操作

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）(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

判断基準

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

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

重大事故等対策要領

操作

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）(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

判断基準

水源の確保

西側淡水貯水設備水位

水源の確保

西側淡水貯水設備水位

重大事故等対策要領

操作

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
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判断基準

ＡＭ設備別操作手順書

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

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

1.13－281

586

監視計器一覧（6／6）
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）1.13.2.3 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
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判断基準

ＡＭ設備別操作手順書

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

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・プール水温度

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
ａ．代替淡水貯槽へ補給する水源の切替え

判断基準

水源の確保

代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位
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
海を利用

重大事故等対策要領

操作

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
ｂ．西側淡水貯水設備へ補給する水源の切替え

判断基準

水源の確保

西側淡水貯水設備水位
代替淡水貯槽水位
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
海を利用

重大事故等対策要領

操作1.13－282

587

第 1.13－3 表

審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

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

1.13－283

588

1.13－284

589：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・チェンバ破損

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）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

対応手段

サプレッション・プール水
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・チェンバを水源とした
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

1.13－285

590：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・プール水
枯渇

サプレッション・チェンバ破損

第 1.13－1 図

機能喪失原因対策分析（2／3）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）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）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）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）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⑥西側淡水貯水設備とした原子炉格納容器内の冷却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⑫海を水源とした原子炉格納容器内の冷却

対応手段

③

①
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・チェンバを水源とした
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

1.13－286

591：代替設備・手段による対応：OR 条件：AND 条件（凡例）

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい⑦⑧⑨⑩⑪

第 1.13－1 図

機能喪失原因対策分析（3／3）①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）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）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）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⑥海を水源とした使用済燃料プールへの注水（可搬型）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）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）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）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）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）

対応手段

使用済燃料プールの冷却機能喪失又は注水機能喪失①②③④⑤⑥

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

1.13－287

凡例MO

多目的タンク
約 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
約 500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク
約 1500m3※３

原水タンク
約 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

592

1.13－288

凡例MO

多目的タンク
約 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
約 500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク
約 1500m3※３

原水タンク
約 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

593

1.13－289

凡例MO

多目的タンク
約 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
約 500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク
約 1500m3※３

原水タンク
約 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

594

1.13－290

凡例MO

多目的タンク
約 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
約 500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク
約 1500m3※３

原水タンク
約 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

595

1.13－291

凡例MO

多目的タンク
約 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
約 500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク
約 1500m3※３

原水タンク
約 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

596

1.13－292

凡例MO

多目的タンク
約 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
約 500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク
約 1500m3※３

原水タンク
約 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

597

1.13－293

凡例MO

多目的タンク
約 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
約 500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク
約 1500m3※３

原水タンク
約 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

598

1.13－294

凡例MO

多目的タンク
約 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
約 500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク
約 1500m3※３

原水タンク
約 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

599

1.13－295

凡例MO

多目的タンク
約 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
約 500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク
約 1500m3※３

原水タンク
約 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

600

1.13－296

凡例MO

多目的タンク
約 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
約 500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク
約 1500m3※３

原水タンク
約 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

601

1.13－297

凡例MO

多目的タンク
約 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
約 500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク
約 1500m3※３

原水タンク
約 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

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口※２

代替淡水貯槽約 5000m3※３

常設低圧代替注水系ポンプ⑩＊２⑪

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

602

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

540

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）
1.13－298

603

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 190 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）

1.13－299

604

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

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

150

※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）
1.13－300

605

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）
1.13－301

606

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

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

180

備考

175 分

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～格納容器圧力逃がし装置格納槽周辺）
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）

1.13－302

607

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～格納容器圧力逃がし装置格納槽周辺）

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）

1.13－303608

1.13－304

凡例MO

多目的タンク
約 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
約 500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク
約 1500m3※３

原水タンク
約 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

609

1.13－305

凡例MO

多目的タンク
約 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
約 500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク
約 1500m3※３

原水タンク
約 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

610

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

備考

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

170

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）

1.13－306

611

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）

1.13－307612

1.13－308

凡例MO

多目的タンク
約 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
約 500m3※３

ろ過水貯蔵
タンク
約 1500m3※３

原水タンク
約 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

613

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）

1.13－309

614

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）

1.13－310

615

AO

逃がし安全弁（安全弁機能）
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

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

③※４

MO

③※１

MO

MO

サプレッション・
チェンバへ

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

③※２

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※３
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

②

原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タンク水供給弁

AO：空気作動弁

③※１

原子炉隔離時冷却系サプレッション・プール
水供給弁

MO

：電動弁

③※２

原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁

HO：油圧調整弁

③※３

原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁

：ポンプ

：逆止弁

：手動弁
③※４
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
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

1.13－311

616

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

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

6

7

8

9

備考

6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

1.13－312

617

AO

逃がし安全弁（安全弁機能）
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

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

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・
チェンバへ

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

1.13－313

618

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）456

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

7

8

9

備考

7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

1.13－314

619

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

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

⑥※４

MO

⑥※１

MO

MO

サプレッション・
チェンバへ

高圧代替注水系
タービン止め弁

⑤

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

⑥※２

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

⑥※３
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

⑤

原子炉隔離時冷却系復水貯蔵タンク水供給弁

AO：空気作動弁※１⑥

原子炉隔離時冷却系サプレッション・プール
水供給弁

MO

：電動弁

⑥※２

原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁

HO：油圧調整弁

⑥※３

原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁

：ポンプ

：逆止弁

：手動弁
⑥※４
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
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

1.13－315

620

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）
4
5

6

7

8

9

備考

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）
6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

1.13－316

621

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

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

MO

③

MO

MO

サプレッション・
チェンバへ

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

1.13－317

622

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

1.13－318

623

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

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

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・
チェンバへ

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

1.13－319

624

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

1.13－320625

（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）

1.13－321

626

（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）

1.13－322

627

（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）

1.13－323628

（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）

1.13－324629

（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）

1.13－325

630

（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）

1.13－326

631

（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）1.13－327

632

（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）

1.13－328

633

（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）

1.13－329

634

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）

1.13－330

635

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）

1.13－331

636

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）

1.13－332

637

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）

1.13－333

638

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）

1.13－334

639

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）

1.13－335640

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・
チェンバを水源とした
注水等可能

Yes

サプレッション・
チェンバ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）

1.13－336641

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No

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）

1.13－337642

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）

1.13－338643

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（1／8）
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

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。

1.13－339644

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（2／8）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
手段

機器名称

既設
新設
新設

可搬型代替注水大型ポンプ

新設

ホース・接続口新設

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

燃料給油設備新設

低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポン
プ，ホース・接続口等）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水
大型ポンプ，ホース・接続口
等）

既設
新設
新設

ホース・接続口

新設

－

－

－

新設

ホース・接続口新設

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

燃料給油設備新設①②③⑤⑥ ⑦⑧⑨ ⑩⑫⑬

西側淡水貯水設備を水源とした対応－

新設

可搬型代替注水中型ポンプ

既設
新設
既設
新設

可搬型代替注水中型ポンプ新設

ホース・接続口

新設

代替燃料プール注水系（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）

－

既設
新設

新設

格納容器下部注水系（可搬型）可搬型代替注水中型ポン
プ，ホース・接続口等）
格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水中型ポンプ，ホース・接続口等）

機器名称

既設
新設

西側淡水貯水設備

低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水中型ポン
プ，ホース・接続口等）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水
中型ポンプ，ホース・接続口
等）

手段

既設
新設

可搬型代替注水大型ポンプ

格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
代替燃料プール注水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）備考①②③⑤⑥ ⑦⑧⑨⑩⑫⑬

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

自主対策設備

－

既設
新設
既設
新設

新設

1.13－340645

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
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
手段

機器名称

既設
新設

解釈
対応番号

自主対策設備

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
逃がし安全弁（安全弁機能）
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
燃料給油設備
多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク

－

－

－

－

淡水タ ンク を水源と した 対応

－

原水タンク
純水貯蔵タンク
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース・接続口
格納容器圧力逃がし装置配管・弁
多目的タンク配管・弁
燃料給油設備1.13－341

646

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（4／8）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
手段

機器名称

既設
新設
新設

ホース・接続口新設

低圧代替注水系配管・弁新設

非常用取水設備新設

燃料給油設備新設

低圧代替注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポン
プ，ホース・接続口等）

既設
新設

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（可搬型代替注水
大型ポンプ，ホース・接続口
等）

既設
新設

格納容器下部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

既設
新設

格納容器頂部注水系（可搬型）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

既設
新設

代替燃料プール注水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）新設

代替残留熱除去系海水系（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）
可搬型代替注水大型ポンプ
（放水用）

新設
新設

ホース

新設

泡混合器

新設

－

－

－

－

－

既設
新設

既設
新設

既設
新設

燃料給油設備新設

ほう酸水貯蔵タンク

既設

①②⑧⑨

ほ う 酸 水 貯 蔵 タ ンクを水源とした対応

機器名称

新設

代替高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（可搬型
代替注水大型ポンプ，ホース・接続口等）

ほう酸水注入系（ほう酸
水注入ポンプ）

手段

既設
新設

放水砲

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
代替２Ｃ非常用ディーゼル発
電機海水系（可搬型代替注水
大型ポンプ，ホース・接続口
等）
代替２Ｄ非常用ディーゼル発
電機海水系（可搬型代替注水
大型ポンプ，ホース・接続口
等）

備考①②④⑤⑥ ⑦⑧⑨⑪⑫⑬

海 を水 源 と し た 対応

可搬型代替注水大型ポンプ

解釈
対応番号

自主対策設備既設

1.13－342

647

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（5／8）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
手段

機器名称

既設
新設

解釈
対応番号

自主対策設備

備考

手段

機器名称
多目的タンク

代替淡水貯槽新設

ろ過水貯蔵タンク

可搬型代替注水中型ポンプ

新設

ホース

新設

燃料給油設備新設－－

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応（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）

新設①②③⑤⑥ ⑦⑧⑨ ⑩⑫⑬

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 ）

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
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
多目的タンク配管・弁
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

ホース

新設

非常用取水設備新設

燃料給油設備新設－①②④⑤⑥ ⑦⑧⑨ ⑪⑫⑬

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応（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－－－1.13－343

648

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（6／8）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
手段

機器名称

既設
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

燃料給油設備新設－

手段

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 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）新設

備考①②③⑤⑥ ⑦⑧⑨ ⑩⑫⑬

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 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）

代替淡水貯槽解釈
対応番号

自主対策設備－

機器名称
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
西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
多目的タンク配管・弁
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－①②④⑤⑥ ⑦⑧⑨ ⑪⑫⑬

西側淡水貯水設備へ水 を補 給するための対応（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－－－

復水貯蔵タンク

－

－

－

－

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）－

サプレッション・チェンバ
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
補給水系配管・弁所内常設直流電源設備
非常用交流電源設備
燃料給油設備－1.13－344649

審査基準，基準規則と対処設備との対応表（7／8）：重大事故等対処設備
重大事故等対処設備を使用した手段
審査基準の要求に適合するための手段
手段

機器名称

既設
新設

代替淡水貯槽新設

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

ホース

新設

非常用取水設備新設

燃料給油設備

新設

－

－

備考

手段
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

①⑦⑧

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

解釈
対応番号

自主対策設備

機器名称
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
代替淡水貯槽
可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
多目的タンク配管・弁
非常用取水設備
燃料給油設備－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

非常用取水設備新設

燃料給油設備

新設

－

－

新設

サプレッション・チェンバ

既設

低圧代替注水系（常設）（常設
低圧代替注水系ポンプ）

既設新設

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）（常設低圧代替注水系
ポンプ）

既設
新設

代替循環冷却系（代替循環冷却
系ポンプ）

既設
新設

－

－

①⑦⑧

水 源 を 切 り 替 え るた め の 対 応（ 外部水源（ 代替淡水貯槽 ）から内 部水源（ サプ レ ッシ ョ ン・ チ ェ ン バ ） へ の 切 替 え ）代替淡水貯槽1.13－345

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 ） ）

新設

①⑦⑧

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 ））代替淡水貯槽－

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
西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ
ホース
多目的タンク配管・弁
非常用取水設備
燃料給油設備－－650

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（1.13）

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・
チェンバとは別に，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貯槽，西側淡水貯水設備及びほう酸水貯蔵タ
ンク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サ
プ レ ッ シ ョン ・ チ ェン バ ， 代替 淡 水貯 槽， 西 側 淡水 貯 水設
備，海水及びほう酸水貯蔵タンク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・チェンバ，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，海水及びほう酸水貯蔵タンク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，西側淡水貯水設
備及び淡水タンクを確保する。

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ともに準備する。

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・チェンバ）への供給に切り替える
手順等を整備する。

1.13－346651

添付資料 1.13.2

G

G

G

G

G

G
予備

【略語】
：高圧炉心スプレイ系

ＨＰＣＳ
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

※1

緊急用
動力
変圧器

動力
変圧器
２Ｃ

動力
変圧器
２Ｄ

★

D/G

Ｍ／Ｃ ２Ｅ

※1

M

原子炉建屋
西側接続口

Ｐ／Ｃ ２Ｃ

常用所内
電気設備より（ＨＰＣＳ）

Ｍ／Ｃ ２Ｄ★

M

154kV系
予備変圧器より

（２Ｄ）

原子炉建屋
東側接続口

Ｍ／Ｃ ２Ｃ

常用所内
電気設備より

D/G

M
（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）

ＭＣＣ ２Ｃ系M

ＭＣＣ ＨＰＣＳ

M

緊急用
電源切替盤

電源車

緊急用
電源切替盤
緊急用直流
125V充電器

M

ＭＣＣ ２Ｄ系

緊急用ＭＣＣ

M

M

電源車

M

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）

1.13－347652

1.13－348

ＭＣＣ 2C系
【区分Ⅰ】

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125VＭＣＣ

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

ＭＣＣ 2D系【区分Ⅱ】

緊急用直流125V主母線盤

緊急用直流125V
充電器

緊急用
ＭＣＣ

（

）

）

）

653

直流125V
充電器A

直流125V分電盤２Ａ系

緊急用
電源切替盤

直流125VＭＣＣ ２Ａ系

125V系
蓄電池Ａ系

ＭＣＣ ２Ｃ系
【区分Ⅰ】

★

★

ＭＣＣ ＨＰＣＳ
【区分Ⅲ】

原子炉建屋
西側接続口

直流125V
予備充電器

ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅱ】

緊急用
電源切替盤

直流125V主母線盤２Ａ

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

直流125V分電盤２Ｂ系

原子炉建屋
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B

ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅱ】

【凡例】

ＭＣＣ

可搬型
整流器用
変圧器

：可搬型設備・電路：変圧器：常設設備・電路
点線：蓄電池：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

：遮断器

電源車

（位置的分散を図った
東西２箇所に設置）

可搬型代替低圧電源車
接続盤：モータコントロールセンタ

Ｐ／Ｃ ：パワーセンタ【略語】

Ｐ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄ及び緊急用Ｐ／Ｃへ

無停電
電源装置B

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

容量

ろ過水貯蔵タンク

常設

Ｃクラス

約 1500

多目的タンク

常設

Ｃクラス

約 1500

復水貯蔵タンク

常設

Ｂクラス

原水タンク

常設

Ｃクラス

約 1000

純水貯蔵タンク

常設

Ｃクラス

約 500

機器名称

揚程

個数

※２

－

1基

※２

－

1基

－

2基

※２

－

1基

※２

－

1基

約 2000（1 基当たり） ※２※1：Ｓクラスの機能維持※2：公称値を示す。

1.13－349654

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代理は，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，格納容器圧力逃がし装置格納槽周辺，取水箇所（代替淡水貯槽）周辺）

ｃ．必要要員数及び所要時間(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，
1.13－350

655

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」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）
1.13－351

656

所要時間目安 ※ ：「高所東側接続口を使用した場合」215 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」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
1.13－352657

ため支障はない。
移動経路：車両のヘッドライトのほか，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（ページング）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。

1.13－353

658

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代理は，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，格納容器圧力逃がし装置格納槽周辺，取水箇所（西側淡水貯水設
備）周辺）

ｃ．必要要員数及び所要時間(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1.13－354659

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）
1.13－355

660

「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，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ほか，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
1.13－356

661

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（ページング）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。

1.13－357662

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代理は，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（格納容器圧力逃がし装置格納槽周辺，取水箇所（淡水タンク）
周辺）

ｃ．必要要員数及び所要時間
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
1.13－358

663

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ほか，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（ページング）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。

1.13－359664

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代理は，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．必要要員数及び所要時間(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（重大事故等対応要員 8 名）
1.13－360

665

「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）「高所西側接続口を使用した場合」225 分以内
1.13－361

666

（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ほか，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（ページング）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。

1.13－362667

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代理は，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．必要要員数及び所要時間
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，水源ごとの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）「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）
1.13－363

668

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ほか，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（ページング）のうち，使用可能な
1.13－364

669

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。

1.13－365670

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代理は，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．必要要員数及び所要時間
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，水源ごとの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（放射線防護具着用，移動及びホース敷設を含む）
1.13－366671

「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ほか，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（ページング）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。
1.13－367672

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）

1.13－368673

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）

1.13－369674

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
故シーケンスグループ等のうち，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，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。

ｄ．その他（温度及び湿度）
1.13－370

675

「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）
格納容器圧力逃がし装置
格納槽内の放射性物質 ※格納容器圧力逃がし装置の格納槽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格納槽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 3 表に示す。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 61mSv，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 26mSv となり，作業可能である。

1.13－371

676

1.13－372※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 時間ごとに交代する（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）。

・格納容器圧力逃がし装置格納槽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。

格納容器圧力逃がし装置格納
槽内の放射性物質

約 26mSv

約 6.0mSv／h

175 分（25 分×7 回）（約 2.9 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 61mSv

約 6.0mSv／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 15mSv／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 6.0mSv／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677

1.13－373

678

燃料の給油作業

2名

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

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

120 分

20時間
120分

補給開始

120分
60 分

25時間

補給準備作業20分（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 175 分（25 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

作業内容

第3表

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，取水箇所にがれき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

1.13－374679

添付資料 1.13.5

水源から必要な箇所への給水経路

1.13－375680

1.13－376

681

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
内へのスプレイ

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器
内へのスプレイ

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

1.13－377

682

手順等

格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水【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(2)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)ｅ．(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【1.10.2.1(3)ａ．】

1.13.2.1(1)ｅ．(a)1.13.2.1(1)ｅ．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(1)ｄ．(a)1.13.2.1(1)ｄ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

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
器内へのスプレイ（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
器内へのスプレイ（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

格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水

リンク先

1.13－378

683

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

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水【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．】【1.8.2.2(1)ｂ．】

高圧代替注水系によるサプレッション・チェンバ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・チェンバ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・チェンバ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・チェンバ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）

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）

1.13.2.1(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)1.13.2.1(3)ａ．(f)

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）
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）

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）

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）

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

原子炉隔離時冷却系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・チェンバ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・チェンバを水源とした対応手順【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(2)ｇ．(c)1.13.2.1(3)【1.11.2.2(1)ｂ．】【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（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（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水【1.10.2.1(3)ｂ．】【1.8.2.1(1)ｂ．】

1.13.2.1(2)ｇ．(b)1.13.2.1(2)ｇ．(a)1.13.2.1(2)ｇ．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)ｆ．(a)1.13.2.1(2)ｆ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水

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）

1.13－379

684

手順等

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

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)】【1.7.2.1(1)】【1.8.2.2(1)ｅ．】

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）

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

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．(c)1.13.2.1(3)ｄ．(d)1.13.2.1(3)ｄ．(e)1.13.2.1(3)ｄ．(f)1.13.2.1(3)ｄ．(g)1.13.2.1(3)ｄ．(h)【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

代替循環冷却系による原子炉格納容器内へのスプレイ

代替循環冷却系による原子炉格納容器内へのスプレイ

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
納容器内へのスプレイ【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【1.4.2.2(2)ａ．(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へのスプレイ

低圧炉心スプレイ系による原子炉注水【1.4.2.1(2)】【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【1.4.2.2(2)ａ．(a)】リンク先【1.4.2.1(1)】1.13.2.1(3)ｄ．サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱

1.13.2.1(3)ｃ．(b)1.13.2.1(3)ｃ．(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

1.13.2.1(3)ｃ．サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱

残留熱除去系による原子炉注水

1.13.2.1(3)ｂ．(a)1.13.2.1(3)ｂ．サプレッション・チェンバ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

リンク先一覧（4／11）

1.13－380685

西側淡水貯水設備を水源とした対応手順

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(4)ｂ．(c)フィルタ装置スクラビング水補給

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

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水

1.13.2.1(4)ｇ．(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（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水

1.13.2.1(4)ｇ．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

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原子炉ウェルへの注水

1.13.2.1(4)ｅ．(a)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)【1.11.2.1(1)ｂ．】【1.10.2.1(3)ｂ．】【1.8.2.1(1)ｂ．】【1.5.2.2(1)ａ．(b)】【1.7.2.1(2)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)】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(4)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(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

1.13.2.1(4)

リンク先一覧（5／11）

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プール注水（淡水／海水）

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）

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
器内へのスプレイ（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
器内へのスプレイ（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）

本資料に記載リンク先

1.13－381686

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

手順等

消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）【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．】

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

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

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．(a)1.13.2.1(6)ａ．(b)1.13.2.1(6)ａ．(c)1.13.2.1(6)ａ．(d)【1.2.2.5(1)ｂ．】

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

1.13.2.1(5)ｂ．(b)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

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へのスプレイ

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

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)

リンク先一覧（6／11）

1.13－382

687

手順等

補給水系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）補給水系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

補給水系による使用済燃料プールへの注水

1.13.2.1(7)ｂ．(a)フィルタ装置スクラビング水補給

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)1.13.2.1(6)ｅ．(a)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

1.13.2.1(6)ｃ．(b)1.13.2.1(6)ｃ．(a)【1.5.2.2(1)ａ．(b)】【1.7.2.1(2)ｃ．】【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

リンク先一覧（7／11）

フィルタ装置スクラビング水補給

本資料に記載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へのスプレイ補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ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

リンク先

1.13－383

688

海を水源とした対応手順

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(8)ｂ．(c)

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

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水【1.11.2.1(1)ｂ．】【1.11.2.2(1)ｂ．】【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（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

1.13.2.1(8)ｆ．(b)1.13.2.1(8)ｆ．(c)【1.10.2.1(3)ｂ．】

1.13.2.1(8)ｆ．(a)1.13.2.1(8)ｆ．海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(8)ｅ．(a)1.13.2.1(8)ｅ．海を水源とした原子炉ウェルへの注水

1.13.2.1(8)ｄ．(a)【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)

リンク先一覧（8／11）

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（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）

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）

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
器内へのスプレイ（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
器内へのスプレイ（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）による原子炉注水（淡水／海水）

本資料に記載リンク先

1.13－384

689

手順等

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)ｈ．(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

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【1.12.2.2(2)ａ．】【1.12.2.1(1)ａ．】【1.5.2.3(1)ｂ．】【1.5.2.3(1)ａ．】【1.5.2.1(1)】

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

リンク先【1.14.2.2(2)】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）

1.13.2.1(8)ｋ．(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

1.13.2.1(8)ｌ．(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【1.14.2.2(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・２
Ｄ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

1.13.2.1(8)ｌ．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【1.14.2.1(1)】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）

1.13.2.1(8)ｋ．(a)1.13.2.1(8)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による冷却水の確保

1.13.2.1(8)ｊ．(a)1.13.2.1(8)ｊ．海を水源とした航空機燃料火災への泡消火

1.13.2.1(8)ｉ．(a)1.13.2.1(8)ｉ．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)ｈ．(a)1.13.2.1(8)ｈ．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)ｇ．(a)1.13.2.1(8)ｇ．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

リンク先一覧（9／11）

1.13－385

690

手順等

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の除熱

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

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

本資料に記載本資料に記載本資料に記載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

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

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．(a)1.13.2.2(1)ａ．(b)1.13.2.2(1)ａ．(c)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【1.8.2.2(1)ｈ．】

ほう酸水注入系による原子炉注水

1.13.2.1(9)ａ．(b)1.13.2.2【1.2.2.5(1)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」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

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱

リンク先【1.11.2.4(1)ａ．(b)】【1.11.2.4(1)ａ．(a)】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)ｍ．(a)1.13.2.1(8)ｍ．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の除熱

リンク先一覧（10／11）

1.13－386691

西側淡水貯水設備へ水を補給するための対応手順

手順等

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・チェンバ）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

リンク先

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）

1.13.2.2(2)

リンク先一覧（11／11）