資料2-1-3
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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0045 改03
提出年月日
平成27年6月2日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉

安全避難通路等について

平成27年6月
東京電力株式会社

第十一条：安全避難通路等について＜目 次＞

１．基本方針 ................................................................................. 1
1.1 要求事項の整理 ......................................................................... 1
1.2 適合のための設計方針 ................................................................... 2２．安全避難通路等 ........................................................................... 4
2.1 概 要................................................................................... 4
2.2 安全避難通路について ................................................................... 8
2.3 作業用照明について .................................................................... 14
2.4 可搬型照明について .................................................................... 53
別紙１

現場操作の確認結果について

＜概

要＞

１．において，設計基準対処施設の設計基準規則，技術基準規則の追加要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する柏崎刈羽原子力発電所６号炉及び７号炉における適合性を示す。
２．において，設計基準対処施設について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

１．基本方針
1.1 要求事項の整理
安全避難通路等について，設置許可基準規則第十一条及び技術基準規則第十三条における追加要求事項を明確化する。（第 1.1－1 表）

第 1.1－1 表

設置許可基準規則第十一条及び技術基準規則第十三条 要求事項

設置許可基準規則
第十一条（安全避難通路等）

技術基準規則第十三条（安全避難通路等）

備考

発電用原子炉施設には，次に掲げる設備を設けなければならない。
一 その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できる
安全避難通路二 照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない避難用の
照明

発電用原子炉施設には，次に掲げる 変更なし
設備を施設しなければならない。
一 その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できる
安全避難通路二 照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない避難用の照明

三 設計基準事故が発生した場合に 三 設計基準事故が発生した場合に 追 加 要 求 事
用いる照明（前号の避難用の照明を 用いる照明（前号の避難用の照明を 項除く。）及びその専用の電源除く。）及びその専用の電源

1

1.2 適合のための設計方針
一 柏崎刈羽原子力発電所６号炉及び７号炉の建屋内には，避難階段を設置し，これらに通じる安全避難通路を設ける。また，安全避難通路等に非常灯及び誘導灯を設け，安全避難通路の位置を明確かつ恒久的に表示することにより，安全避難通路を容易に識別できる設計とする。
新たに設置する３号炉原子炉建屋内緊急時対策所においても，建屋内に安全避難通路を設置し，これらに通じる安全避難通路を設ける。また，安全避難通路等に非常灯及び誘導灯を設け，安全避難通路の位置を明確かつ恒久的に表示することにより，
安全避難通路を容易に識別できる設計とする。
二 非常灯及び誘導灯は，灯具に蓄電池を内蔵し，照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない設計とする。
新たに設置する３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の安全避難通路等に設ける非常灯及び誘導灯においても，灯具に蓄電池を内蔵し，照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない設計とする。
三 設計基準事故が発生した場合に用いる照明として，避難用の照明とは別に作業用照明を以下の場所に設置する設計とする。
① 原子炉の停止，冷却操作及び監視等の操作が必要となる中央制御室② 設計基準事故発生時に必要な操作を実施する現場機器室③ 設計基準事故発生時，中央制御室での操作実施後，非常用炉心冷却系等の運転継続が必要な動的機器の状態の確認を実施する現場機器室④ 第八条（火災による損傷の防止）：内部火災発生時に必要な操作を実施する現場機器室⑤ 第九条（溢水による損傷の防止等）：内部溢水発生時に必要な操作を実施する現場
機器室⑥ 第十二条（安全施設）：静的機器の単一故障発生時に必要な操作及び復旧作業を実施する現場機器室⑦ 第十四条（全交流動力電源喪失対策設備）：全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源から開始される前までに必要な操作を実施する現場機器室⑧ 第二十六条（原子炉制御室等）：中央制御室退避事象時に必要な操作を実施する現場機器室⑨ 第三十四条（緊急時対策所）：②～⑧に対処するために必要な指示を実施する緊急時対策所⑩ 中央制御室から現場機器室までの建屋内のアクセスルート
作業用照明は，共通用電源もしくは非常用電源から受電するものの他，⑦項の現場
機器室については，全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源から開始されるまでの間においても点灯できるように，非常
2用系の蓄電池から受電する直流非常灯もしくは蓄電池内蔵型照明を設置する設計とする。
設計基準事故に対応するための操作が必要な場所は，概ね作業用照明が設置しており操作等が可能であるが，何らかの要因にて作業用照明が機能喪失する可能性も考慮し，初動操作に対応する運転員及び初動対応要員が通常滞在する中央制御室等に懐中電灯等の可搬型照明を配備する。

3

２．安全避難通路等
2.1 概 要「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」第十一条（安全避難通路等）第１項第一号によって要求される『その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できる安全避難通路』については，既設設備の他に新たに設置する３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に安全避難通路及び安全避難通路の位置を明確かつ恒久的に表示する避難用の照明として非常灯及び誘導灯を設置する。
「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」第十一条（安全避難通路等）第１項第二号によって要求される『照明用の電源が喪失した
場合においても機能を損なわない避難用の照明』については，新たに設置する３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に用いる避難用の照明の電源が喪失した場合においても点灯可能なよう非常灯及び誘導灯に蓄電池を内蔵する。
「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」第十一条（安全避難通路等）第１項第三号によって要求される『設計基準事故が発生した場合に用いる照明（前号の避難用の照明を除く。）及びその専用の電源』については，
設計基準事故が発生した場合に用いる照明に加えて，新規制基準適合性に係る審査において抽出された現場作業に用いる照明として，避難用の照明とは別に作業用照明を以下の場所に設置する。（第 2.1-1 図，第 2.1-1 表）
なお，他条文の適合性審査において現場作業が抽出された場合は，作業用照明の要否について確認していく。
① 原子炉の停止，冷却操作及び監視等の操作が必要となる中央制御室② 設計基準事故発生時に必要な操作を実施する現場機器室③ 設計基準事故発生時，中央制御室での操作実施後，非常用炉心冷却系等の運転継続が必要な動的機器の状態の確認を実施する現場機器室④ 第八条（火災による損傷の防止）：内部火災発生時に必要な操作を実施する現場機器室⑤ 第九条（溢水による損傷の防止等）：内部溢水発生時に必要な操作を実施する現場
機器室⑥ 第十二条（安全施設）：静的機器の単一故障発生時に必要な操作及び復旧作業を実施する現場機器室⑦ 第十四条（全交流動力電源喪失対策設備）：全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源から開始される前までに必要な操作を実施する現場機器室⑧ 第二十六条（原子炉制御室等）：中央制御室退避事象時に必要な操作を実施する現場機器室⑨ 第三十四条（緊急時対策所）：②～⑧に対処するために必要な指示を実施する緊急時対策所
4

⑩ 中央制御室から現場機器室までの建屋内のアクセスルート
作業用照明は，共通用電源もしくは非常用電源から受電するものの他，⑦項の現場
機器室については，全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源から開始されるまでの間においても点灯できるように，非常用直流電源から受電する直流非常灯もしくは蓄電池内蔵型照明を設置する。
設計基準事故に対応するための操作が必要な場所は，概ね作業用照明が設置しており操作等が可能であるが，何らかの要因にて作業用照明が機能喪失する可能性も考慮し，初動操作に対応する運転員及び初動対応要員が通常滞在する中央制御室等に懐中電灯等の可搬型照明を配備する。
設計基準事故（運転時の異常な過渡変化を含む）時に必要な操作（事故発生から冷温停止まで）について，設置変更許可申請 添付十（安全解析）及び事故時操作手順書より抽出。（別紙１参照）
設置変更許可申請 添付十（安全解析）（事故時操作手順書より）事故の拡大防止，収束させるために必要な操作及び作業

Yes

新規制基準適合性に係る審査（各条文の適合性説明資料より）

No

No

安全施設が安全機能を損なわないために必要な操作及び作業

作業用照明の
必要な場所から除外

作業用照明の必要な場所

第 2.2－1 図

作業用照明の必要な場所の抽出フロー5Yes第 2.1－1 表

作業用照明の設置箇所

選定項目

設置箇所

① 原子炉の停止，冷却操作， ＜発電用原子炉設置変更許可申請書 添付資料十に示す事故＞
及び監視等の操作② 設計基準事故発生時に必要な操作を実施する現場機器
室

・ 中央制御室＜残留熱除去系の原子炉停止時冷却モードを実施する際において，中央制御室にて残留熱除去系最小流量バイパス弁を全閉にし，電源停止操作を実施＞
・ 非常用電気品(A),(B),(C)室＜発電用原子炉設置変更許可申請書 添付資料十に示す事故＞（原子炉冷却設備）・ 残留熱除去系(A),(B),(C)ポンプ室
・ 原子炉補機冷却水系(A),(D)ポンプ室（原子炉補機冷却海水系(A),(D)ポンプ設置）③ 設計基準事故発生時，中央 ・ 原子炉補機冷却水系(B),(E)ポンプ室
制御室での操作実施後，非（原子炉補機冷却海水系(B),(E)ポンプ設置）

常用炉心冷却系等の運転継 ・ 原子炉補機冷却水系(C),(F)ポンプ室
続が必要な動的機器の状態 ・ 原子炉補機冷却海水系(C),(F)ポンプ室の確認を実施する現場機器 ・ 高圧炉心注水系(B),(C)ポンプ室
室

・ 原子炉隔離時冷却系ポンプ・タービン室
・ 制御棒駆動水系(A),(B)ポンプ室
・ 非常用ディーゼル発電機(A),(B),(C)室（非常用換気設備）
・ 非常用ガス処理系排風機(A),(B)室・ 中央制御室再循環装置室＜残留熱除去系の原子炉停止時冷却モードを実施する際において，火災によって非常用電源機能が喪失した場合，停止時冷却外側隔離弁の④ 第八条（火災による損傷の防止）：内部火災発生時に必要な操作を実施する現場機
器室

手動開操作を実施＞
・弁室(A),(B),(C)・・・原子炉建屋１階＜消火活動を実施＞
・中央制御室・通路(原子炉建屋オペレーティングフロア，３階，２階，１階，地下１階，地下２階，地下３階)＜内部溢水により燃料プール冷却浄化系が機能喪失した場合に，燃料⑤ 第九条（溢水による損傷の プール冷却機能維持のため残留熱除去系へ手動弁開操作による切替を防止等）：内部溢水発生時に 実施＞
必要な操作を実施する現場 ・ 燃料プール冷却浄化系弁室
機器室

・ 弁室(A),(B),(C)・・・原子炉建屋中地下１階(６号炉のみ)
・ 弁室(A),(B),(C)・・・原子炉建屋１階(７号炉のみ)
6

＜残留熱除去系の原子炉停止時冷却モードを実施する際において，単一故障によって非常用電源機能が喪失した場合，停止時冷却外側隔離弁の手動開操作を実施＞
・弁室(B),(C) ・・・原子炉建屋１階⑥ 第十二条（安全施設）：静的
機器の単一故障発生時に必要な操作及び復旧作業を実施する現場機器室＜非常用ガス処理系のフィルタ交換及び配管補修を実施＞
・非常用ガス処理系排風機(A),(B)室
・通路（非常用ガス処理系配管ルート(原子炉建屋オペレーティングフ
ロア，原子炉建屋３階)）＜中央制御室換気空調系のフィルタ交換及びダクト補修を実施＞
・中央制御室換気空調系再循環装置室
・計測制御用電源盤(Ⅱ)室空調機室(７号炉のみ)
・区分Ⅱ,Ⅳケーブル処理室(７号炉のみ)
・区分Ⅰ,Ⅲケーブル処理室(７号炉のみ)⑦ 第十四条（全交流動力電源喪失対策設備）：全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源から開始される前までに必要な操作を実施する現場機器室＜非常用ディーゼル発電機の確認＞
・ 非常用ディーゼル発電機(A),(B),(C)室＜不要な負荷の切り離しとして，電源切操作を実施＞
・計測制御用電源盤(Ⅰ),(Ⅱ),(Ⅲ),(Ⅳ)室＜代替交流電源設備から受電前準備操作として，遮断器の切操作を実施＞
・非常用電気品(A),(B),(C)室⑧ 第二十六条（原子炉制御室等）：中央制御室退避事象時に必要な操作を実施する現・中央制御室外原子炉停止装置室

場機器室⑨ 第三十四条（緊急時対策所）：②～⑧に対処するために必要な指示を実施する緊
急時対策所

・免震重要棟内緊急時対策所
・３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
・荒浜側高台保管場所（屋外）⑩ 中央制御室から現場機器室までの建屋内アクセスルー ・ 通路ト7

2.2 安全避難通路について
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する安全避難通路及び避難用の照明配置図
を第 2.2－2 図に示す。
安全避難通路の位置を明確かつ恒久的に表示する避難用の照明として，以下に準拠
し蓄電池内蔵の非常灯及び誘導灯を設置する。
・非常灯：建築基準法施行令第 126 条の四，五及び昭和 45 年建設省告示第 1830 号
・誘導灯：消防法施行令第 26 条および消防法施行規則第 28 条
蓄電池は，非常灯については昭和 45 年建設省告示第 1830 号に準拠し 30 分以上，誘導灯については消防法施行規則第 28 条に準拠し 20 分以上点灯できる容量を有するものとする。
第 2.2－3 図に避難用の照明装置を示す。

8

第 2.2－2 図

安全避難通路及び避難用の照明配置図_３号炉原子炉建屋内緊急時対策所(1/4)
9

第 2.2－2 図

安全避難通路及び避難用の照明配置図_３号炉原子炉建屋内緊急時対策所(2/4)
10

第 2.2－2 図

安全避難通路及び避難用の照明配置図_３号炉原子炉建屋内緊急時対策所(3/4)
11

第 2.2－2 図

安全避難通路及び避難用の照明配置図_３号炉原子炉建屋内緊急時対策所(4/4)
12

非常灯

避難口誘導灯

通路誘導灯（廊下・通路）

通路誘導灯（階段）

第 2.2－3 図

非常灯及び誘導灯

13

2.3 作業用照明について
設計基準事故が発生した場合に用いる照明として，避難用の照明とは別に作業用照明を以下の場所に設置する。
① 原子炉の停止，冷却操作及び監視等の操作が必要となる中央制御室② 設計基準事故発生時に必要な操作を実施する現場機器室③ 設計基準事故発生時，中央制御室での操作実施後，非常用炉心冷却系等の運転継続が必要な動的機器の状態の確認を実施する現場機器室④ 第八条（火災による損傷の防止）：内部火災発生時に必要な操作を実施する現場機器室⑤ 第九条（溢水による損傷の防止等）：内部溢水発生時に必要な操作を実施する現場
機器室⑥ 第十二条（安全施設）：静的機器の単一故障発生時に必要な操作及び復旧作業を実施する現場機器室⑦ 第十四条（全交流動力電源喪失対策設備）：全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源から開始される前までに必要な操作を実施する現場機器室⑧ 第二十六条（原子炉制御室等）：中央制御室退避事象時に必要な操作を実施する現場機器室⑨ 第三十四条（緊急時対策所）：②～⑧に対処するために必要な指示を実施する緊急時対策所⑩ 中央制御室から現場機器室までの建屋内のアクセスルート⑥，⑨項のうち，以下の作業については，可搬型照明を作業用照明とする。
⑥-1：非常用ガス処理系配管補修
非常用ガス処理系配管補修を実施時，建屋内に設置する照明では作業に必要な照度を確保できない箇所があるため，可搬型照明を用いて照度を確保する。
⑨-1：３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車からの受電
荒浜側高台保管場所（屋外）に設置する３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車からの受電時は，重大事故等に対応する代替交流電源設備からの受電と同様に，荒浜側高台保管場所までのアクセスにおいては，車両のヘッドライトの他，ヘッドライト(ヘルメット装着用)及び懐中電灯により，当該箇所での操作においては，ヘッドライト(ヘルメット装着用)及び懐中電灯により，夜間時の照明を確保する。
（参考）：３号炉原子炉建屋内緊急時対策所内作業
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所内作業については，建屋内に設置する蓄電池内蔵照明を使用し，建屋内に設置する非常用照明及び直流非常灯が使用可能な場合は当該照明も使用する。
作業用照明は，設置場所に応じて常用照明，非常用照明，直流非常灯及び蓄電池内蔵型照明を設置する。（第2.3－1表）
14直流非常灯もしくは蓄電池内蔵型照明は，⑦項の現場機器室等のうち，全交流動力電
源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源から開始されるまでの間においても点灯できるように，中央制御室，非常用電気品室および中央制
御室から非常用電気品室までの建屋内のアクセスルートとなる通路に設置する。
第2.3－1表

作業用照明の種類，給電元及び設置場所について

給電元

設置場所

常用照明
共通用低圧母線（蛍光灯，白熱灯，
水銀灯）

現場機器室
(３号炉原子炉建屋内緊急時対策所)※
アクセスルート

免震重要棟内緊急時対 免震重要棟内緊急時対策所
策所用電源
非常用照明
非常用低圧母線（蛍光灯，白熱灯，
水銀灯）

中央制御室
現場機器室
(３号炉原子炉建屋内緊急時対策所)※
アクセスルート

免震重要棟内緊急時対 免震重要棟内緊急時対策所
策所用電源
直流非常灯

非常用直流電源

中央制御室
現場機器室
(３号炉原子炉建屋内緊急時対策所)※

蓄電池内蔵型照明

内蔵蓄電池（非常用低圧母線）（共通用低圧母線）

中央制御室
現場機器室
３号炉原子炉建屋内緊急時対策所
アクセスルート※．３号炉原子炉建屋内緊急時対策所内作業については，建屋内に設置する蓄電池内
蔵照明を使用し，建屋内に設置する非常用照明及び直流非常灯が使用可能な場合は当該照明も使用する。
第 2.3－1 図に作業用照明電源系統図，第 2.3－2 図に作業用照明装置，第 2.3－3 図に作業用照明配置図を示す。

15

500kV 母線
起動用開閉所変圧器
66kV 母線
起動変圧器
共通用高圧母線(6SA-1)

起動変圧器

共通用高圧母線(6SA-2)共通用高圧母線(6SB-1)

共通用高圧母線(6SB-2)非常用高圧母線(6C)

非常用高圧母線(6D)
G

動力変圧器

動力変圧器
共通用低圧母線(6SA)

非常用高圧母線(6E)G

非常用ディーゼル
発電機(6A)
動力変圧器
非常用低圧母線(6C-1)

動力変圧器
共通用低圧母線(6SB)

G

非常用ディーゼル
発電機(6B)
動力変圧器
非常用低圧母線(6D-1)

蓄電池

蓄電池内
蔵型照明

・非常用照明・蓄電池内蔵型照明

非常用低圧母線(6E-1)
蓄電池

直流電源設備常用照明

非常用ディーゼル
発電機(6C)

直流電源設備

蓄電池内
蔵型照明

・非常用照明・蓄電池内蔵
型照明

直流非常灯

常用照明

第 2.3－1 図

作業用照明電源系統図（6 号炉）(1/4)
16

直流非常灯

蓄電池

直流電源設備・非常用照明・蓄電池内蔵型照明

直流非常灯

500kV 母線
起動用開閉所変圧器
66kV 母線
起動変圧器
共通用高圧母線(6SA-1)

起動変圧器

共通用高圧母線(6SA-2)共通用高圧母線(6SB-1)

共通用高圧母線(6SB-2)非常用高圧母線(7C)

非常用高圧母線(7D)
G

動力変圧器

動力変圧器
共通用低圧母線(7SA)

G

非常用ディーゼル
発電機(7A)

動力変圧器

非常用低圧母線(7C-1)

動力変圧器
共通用低圧母線(7SB)

非常用低圧母線(7D-1)

・非常用照明・蓄電池内蔵型照明

直流非常灯

第 2.3－1 図

非常用ディーゼル
発電機(7C)
非常用低圧母線(7E-1)

蓄電池

直流電源設備

蓄電池内
蔵型照明

G

非常用ディーゼル
発電機(7B)
動力変圧器

蓄電池

常用照明

非常用高圧母線(7E)

蓄電池

直流電源設備

常用照明

蓄電池内
蔵型照明

・非常用照明・蓄電池内蔵型照明

作業用照明電源系統図（７号炉）(2/4)
17

直流非常灯

直流電源設備・非常用照明・蓄電池内蔵型照明

直流非常灯

500kV 母線
起動用開閉所変圧器
66kV 母線
起動変圧器
共通用高圧母線(1SB-1)

起動変圧器

共通用高圧母線(1SB-2)共通用高圧母線(3SA-1)

共通用高圧母線(3SB-2)非常用高圧母線(1D)G

非常用ディーゼル
発電機(1B)
免震重要棟内緊急時対策所用電源

GTG
変圧器

変圧器

代替交流電源設備【凡例】：遮断器「通常入」：遮断器「通常切」：変圧器
GTG ：ガスタービン発電機

常用照明

非常用照明

非常用照明

第 2.3－1 図

作業用照明電源系統図（免震重要棟内緊急時対策所）(3/4)
18

：切替装置

500kV 母線
起動用開閉所変圧器
66kV 母線
起動変圧器
共通用高圧母線(3SA-1)

共通用高圧母線(3SA-2)共通用高圧母線(3SB-1)G

非常用高圧母線(3C)

共通用高圧母線(3SB-2)

動力変圧器
共通用低圧母線(3SA)

G

非常用高圧母線(3D)
G

動力変圧器

代替交流電源設備
（予備）

起動変圧器

代替交流電源設備

G

非常用ディーゼル
発電機(3A)
動力変圧器
非常用低圧母線(3C-1)

動力変圧器
共通用低圧母線(3SB)

非常用ディーゼル
発電機(3B)
非常用低圧母線(3D-1)

蓄電池

蓄電池

直流電源設備

常用照明

蓄電池内蔵型照明(１階，地下１階，
地下２階)

非常用照明

第 2.3－1 図

直流非常灯

変圧器

ケーブル
接続切替

直流電源設備

常用照明

非常用照明

直流非常灯

作業用照明電源系統図（３号炉原子炉建屋内緊急時対策所）(4/4)
19蓄電池内蔵型照明(２階)

直流非常灯仕様
・ 定格電圧：直流 125V

蓄電池内蔵型照明

非常用照明（蛍光灯）

仕様

仕様

・ 定格電圧：交流 100V

・ 定格電圧：交流 100V・ 点灯可能時間：12 時間以上

（常用照明の仕様は非常用照明（全交流動力電源喪失時からと同じ）重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交流
動力電源から開始されるまでの間として想定する 12 時
間以上点灯が必要）

第 2.3－2 図

作業用照明装置202.4 可搬型照明について
非常用ガス処理系配管補修及び３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車からの受電（55頁参照）以外の作業については，建屋内に作業用照明を確保するため，可搬型照明を使用せずとも操作に必要な照明は確保される。
一方，何らかの要因で作業用照明が機能喪失する可能性も考慮し，初動操作に対応す
る運転員及び初動対応要員が通常滞在する中央制御室等に懐中電灯等の可搬型照明を配備し，昼夜，場所を問わず作業を可能とする。（第 2.4－1 表）
可搬型照明は，ヘッドライト(ヘルメット装着用)を運転員及び３号炉原子炉建屋内緊
急時対策所立ち上げ要員，電源車起動対応要員全員に配備するとともに，中央制御室，現場機器室，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び荒浜側高台保管場所での作業を考慮し，懐中電灯，ランタンタイプ LED ライト及び三脚タイプ LED ライトを配備することにより，十分な数量を確保する。
また，複数の可搬型照明（例えば，現場対応時は懐中電灯とヘッドライト(ヘルメット装着用)）と予備の乾電池を用意することにより，照明を確保し，電池交換を可能とする。
なお，乾電池については，可搬型照明が７日間使用可能な数量を確保する。

53

第 2.4－1 表

可搬型照明の保管場所，数量及び仕様

保管場所
懐中電灯

中央制御室

数量

仕様

20個（６号炉，７号炉共用） 電源：乾電池（単三×2）（現場対応10名分＋予備10個）

点灯可能時間：約10時
間

現場控室

４個（６号炉，７号炉共用） （管理区域での作業可(配置図：24（管理区域で懐中電灯が使

頁参照)

用不能時の予備）※

事務本館もし27個 （３号炉原子炉建屋内

くは初動要員

緊急時対策所立ち上げ要員

宿泊所

21名＋３号炉原子炉建屋内

能な10時間点灯できるように予備乾電池を持参する。）

緊急時対策所用電源車起動対応要員6名）
ランタンタイプLEDライト

中央制御室

20個（６号炉，７号炉共用） 電源：乾電池（単一×3）（中央制御室対応として点灯可能時間：約72時

中央制御室主盤ｴﾘｱ５個＋間

中央制御室裏盤ｴﾘｱ10個＋（消灯した場合，予備

中央制御室待避室２個＋を点灯させ，乾電池予備３個）交換を実施する。）

３号炉原子炉60個（３号炉原子炉建屋内緊

建屋内緊急時

急時対策所

対策所（待避(11グループ)☓(4個＋予備1室）(配置図： 個）＝55個 → 60個)
49頁参照)
三脚タイプLEDライト

中央制御室

４個（６号炉，７号炉共用） 電源：乾電池（単三×6）（ランタンタイプLEDの補助）

ヘッドライト(ヘルメット

中央制御室

点灯可能時間：約30時
間100個

電源：乾電池（単三×1）（運転員全員に配備）

点灯可能時間：約8時間

事務本館もし27個※（３号炉原子炉建屋内（管理区域での作業可

くは初動要員

緊急時対策所立ち上げ要員

能な10時間点灯でき

宿泊所

21名＋３号炉原子炉建屋内るように予備乾電池

緊急時対策所用電源車起動を持参する。）

装着用)対応要員6名）※．個数(予備数を含む)については，初動要員数及び運用を考慮し今後変更となる場
合がある。
54

（１）非常用ガス処理系配管の補修について
非常用ガス処理系配管補修を実施時，建屋内に設置する照明では作業に必要な照度を確保できない箇所があるため，可搬型照明により，補修箇所を十分認識できることを確認している。（第2.4－1図）
今後，可搬型照明を用いた非常用ガス処理系配管補修訓練を実施するとともに，可搬型照明の必要数量及び必要照度が確保されていることを確認する予定である。

配管補修箇所（可搬型照明なし）
配管補修箇所（可搬型照明あり）
第 2.4－1 図 非常用ガス処理系配管補修で可搬型照明が必要となる場所の現場状況（２）３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源者からの受電について
荒浜側高台保管場所（屋外）に設置する３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車からの受電時の操作については,簡易なボタン操作であり,ヘッドライト(ヘルメット装着用)及び懐中電灯により，夜間において問題がないことを確認している。（第2.4－2図）

起動・停止ボタン

第 2.4－2 図

電源車内の遮断器操作ボタン

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源車から受電時の操作（夜間時）55別紙１ 現場操作の確認結果について
第１表

運転時の異常な過渡変化およびプラント停止・冷却に対する主要操作の整理：手順書で要求されている操作を実施するための場所
運転時の異常な過渡変化(1)原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き①

事象ベース：必要に応じて現場確認が行われる可能性がある場所

事故対応中の主な操作項目

手順書要求操作場所

必要に応じて確認する現場エリア

・原子炉スクラム
原子炉スクラム確認
主蒸気隔離弁「開」の場合
主蒸気隔離弁「全開」確認【原因】
原子炉起動時に運転員の誤操
作により制御棒が連続的に引き抜かれ，原子炉出力が上昇する。

原子炉モードスイッチ「停止」位置切替
大型表示盤ファーストヒット表示の確認対象外(中操で十分対応可能)

原子炉の状態確認（原子炉水位・圧力，警報灯）
RIP4台自動トリップ・6台ランバック確認
所内電源切替確認
SRV作動状態確認

中央制御室

PCIS（一次格納容器隔離系）作動確認
SGTS起動確認，必要に応じて停止(R/B差圧調整)R/B 管理 3F東側 SGTS排風機室

SRNMによる原子炉未臨界確認
PCIS（一次格納容器隔離系）リセット
原子炉スクラム信号のクリアを確認

対象外(中操で十分対応可能)

原子炉スクラムリセット
・CRD充填水圧力低KOS「バイパス」位置
・原子炉スクラムリセットSW「リセット」操作
・CRD充填水圧力低KOS「通常」位置
ユニット操作手順書に基づき冷温停止（原子炉の停止および冷却）(2)原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き②【原因】
原子炉の出力運転中に運転員の誤操作により制御棒が連続的に引き抜かれ，原子炉出力が上昇する。

(3)原子炉冷却材流量の部分
喪失(12)プラント停止・冷却で包絡するユニット操作手順書
定例試験手順書

過剰に引き抜かれた制御棒を通常の位置へ戻す

中央制御室

対象外(中操で十分対応可能)

中央制御室

対象外(中操で十分対応可能)

・原子炉冷却材再循環ポンプ
RIPトリップ警報の確認3台停止の確認
２台／３台トリップ
RIP3台停止の確認【原因】
原子炉の出力運転中に常用高圧母線の故障等により，再循
環ポンプ３台の電源が喪失
し，炉心流量が減少する。

原子炉の状態確認（原子炉水位・圧力・出力）
運転中RIPの状態確認（回転数・出力電力）
熱出力および炉心流量が運転範囲内であることを確認

ユニット操作手順書に基づき冷温停止（原子炉の停止および冷却）(4)外部電源喪失【原因】
原子炉の出力運転中に，送電系統又は所内主発電設備の故障等により外部電源が喪失する。

・発電所全停(12)プラント停止・冷却で包絡する

原子炉スクラム確認
主蒸気隔離弁「全開」確認
原子炉モードスイッチ「停止」位置切替対象外(中操で十分対応可能)

大型表示盤ファーストヒット表示の確認
原子炉の状態確認（原子炉水位・圧力，警報灯）
M/C A系～E系喪失確認
RIP RPT動作，給・復水ポンプ全台停止確認
D/G A～C自動起動・M/C C～E系受電確認
RCIC手動起動・原子炉水位調整

中央制御室

R/B非管1F D/G A～C室
R/B 管理 B3F RCIC室

主蒸気隔離弁「手動全閉」確認
SRV動作状態・PCVパラメータ確認

対象外(中操で十分対応可能)

PCIS（一次格納容器隔離系）隔離確認
SGTS起動確認・必要に応じて停止

R/B 管理 3F東側 SGTS排風機室

FMCRDフォローランイン完了確認
対象外(中操で十分対応可能)
SRNMによる原子炉未臨界確認

別紙1-1

運転時の異常な過渡変化(4)外部電源喪失（つづき）

事象ベース
発電所全停（つづき）【原因】
原子炉の出力運転中に，送電系統又は所内主発電設備の故障等により外部電源が喪失する。

事故対応中の主な操作項目

手順書要求操作場所

必要に応じて確認する現場エリア
T/B 非管 B2F西側 RSWポンプエリア
T/B 非管 B2F西側 RCWポンプエリア

D/G起動後RCW・RSWポンプ全台起動確認
RHR 1系 S/P冷却「手動インサービス」

対象外(中操で十分対応可能)

CRDポンプ自動起動確認

R/B B3F 東側CRDポンプ室

CUW，RIP ASD MGセット・AOP，HNCW切保持
中央制御室

原子炉状態確認対象外(中操で十分対応可能)

RCIC・SRVによる減圧・注水
原子炉圧力1.03MPa付近でRCIC→HPCFもしくはLPFLに注水手段切り替え

R/B 管理 B3F HPCF B～C室
R/B 管理 B3F RCIC室

PCIS隔離リセット・MSIV手動開対象外(中操で十分対応可能)

ユニット操作手順書に基づき冷温停止（原子炉の停止および冷却）(5)給水加熱喪失【原因】
原子炉の出力運転中に，給水加熱器への蒸気流量が喪失して，給水温度が徐々に低下
し，炉心入口サブクールが増加して，原子炉出力が上昇する。

(6)原子炉冷却材流量制御系の誤操作(1)原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き①と同様

・原子炉スクラム
主蒸気隔離弁「開」の場合【原因】
原子炉の出力運転中に，再循
環流量制御系の誤操作により，再循環流量が増加し，原子炉出力が上昇する。

(7)負荷の喪失【原因】
原子炉の出力運転中に電力系統事故等により，発電機負荷遮断が生じ，タービン蒸気加減弁が急速に閉止する。

(12)プラント停止・冷却で包絡する・原子炉スクラム
主蒸気隔離弁「開」の場合(1)原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き①と同様

・原子炉スクラム
原子炉スクラム確認
主蒸気隔離弁「閉」の場合
主蒸気隔離弁「全閉」確認
原子炉モードスイッチ「停止」位置切替
大型表示盤ファーストヒット表示の確認
原子炉の状態確認（原子炉水位・圧力，警報灯）
対象外(中操で十分対応可能)
RIP4台自動トリップ・6台ランバック確認
SRV作動状態確認
所内電源切替確認
PCIS（一次格納容器隔離系）隔離確認
主蒸気隔離弁操作SW「全閉」位置操作
SGTS起動確認，必要に応じて停止(R/B差圧調整)R/B 管理 3F東側 SGTS排風機室

FMCRDフォローランイン完了確認
中央制御室

対象外(中操で十分対応可能)

SRVによる原子炉圧力調整・減圧
RCIC手動起動（H/W水位低下時）

R/B 管理 B3F RCIC室RHR S/P冷却（S/P水温に応じて実施）

R/B 管理 B3F RHR

A～C室SRNMによる原子炉未臨界確認
パラメータ（RPV・PCV・放射線モニタ等）確認

対象外(中操で十分対応可能)

SRVおよびRCICによる原子炉減圧・水位制御実施
RHR S/P冷却（S/P水温に応じて実施）

R/B 管理 B3F RHR

A～C室

原子炉圧力4.13MPa以下，MSIV閉バイパス発生確認
原子炉スクラム信号のクリアを確認
原子炉スクラムリセット
・CRD充填水圧力低KOS「バイパス」位置
・原子炉スクラムリセットSW「リセット」操作
・CRD充填水圧力低KOS「通常」位置（スクラムリセット後）
ユニット操作手順書に基づき冷温停止（原子炉の停止および冷却）

別紙1-2

対象外(中操で十分対応可能)(12)プラント停止・冷却で包絡する

運転時の異常な過渡変化(8)主蒸気隔離弁の誤閉止

事象ベース

事故対応中の主な操作項目

手順書要求操作場所

必要に応じて確認する現場エリア

・原子炉スクラム
主蒸気隔離弁「閉」の場合【原因】
原子炉出力運転中に原子炉水位低等の誤信号により主蒸気隔離弁の誤閉止に至る異常，
若しくは運転員の誤操作等により主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉圧力が上昇する。

(7)負荷の喪失と同様(9)給水制御系の故障

・給水制御系の異常
原子炉水位上昇確認（警報L-4/7確認）
原子炉水位が上昇する場合【原因】
・原子炉スクラム
原子炉の出力運転中に，給水
主蒸気隔離弁「開」の場合 原子炉スクラム確認
制御器の誤動作等により，給水流量が急激に増加し，炉心
入口サブクーリングが増加し主蒸気隔離弁「全開」確認て，原子炉出力が増加する。
原子炉モードスイッチ「停止」位置切替対象外(中操で十分対応可能)

原子炉の状態確認（原子炉水位・圧力，警報灯）
大型表示盤ファーストヒット表示の確認
RIP4台自動トリップ・6台ランバック確認

中央制御室

SRV作動状態確認
PCIS（一次格納容器隔離系）動作確認
SGTS起動確認，必要に応じて停止(R/B差圧調整)R/B 管理 3F東側 SGTS排風機室

RCIC手動起動

R/B 管理 B3F RCIC室

原子炉水位l-2確認（MSIV全開／RIPトリップ確認）
対象外(中操で十分対応可能)
格納容器隔離系「隔離」確認，操作スイッチ「閉」
RHR1系列 S/P冷却

R/B 管理 B3F RHR

必要に応じてHPCF系起動

R/B 管理 B3F HPCF B～C室ユニット操作手順書に基づき冷温停止（原子炉の停止および冷却）(10)原子炉圧力制御系の故障 ・原子炉スクラム
主蒸気隔離弁「閉」の場合【原因】①原子炉の出力運転中に，何らかの原因で，圧力制御装置に主蒸気流量を零とするような零出力信号，若しくは主蒸
気流量を最大とするような最大出力信号の誤信号が発生す
る。

A～C室

(12)プラント停止・冷却で包絡する(7)負荷の喪失と同様②原子炉の出力運転中に，タービン蒸気加減弁若しくはタービン・バイパス弁１個が故障し，制御系の信号に関係なくこれらの弁が開閉する。

(11)給水流量の全喪失

・給水全喪失給水喪失発生／原子炉水位下降確認
・原子炉スクラム【原因】
主蒸気隔離弁「開」の場合
原子炉スクラム確認
原子炉の出力運転中に，給水制御器の故障又は給水ポンプのトリップにより，部分的な給水流量の減少又は給水流量
主蒸気隔離弁「全開」確認の全喪失が起こり原子炉水位が低下する。
原子炉モードスイッチ「停止」位置切替対象外(中操で十分対応可能)

原子炉の状態確認（原子炉水位・圧力，警報灯）
大型表示盤ファーストヒット表示の確認
RIP4台自動トリップ・6台ランバック確認

中央制御室

SRV作動状態確認
PCIS（一次格納容器隔離系）動作確認
SGTS起動確認，必要に応じて停止(R/B差圧調整)R/B 管理 3F東側 SGTS排風機室

RCIC手動起動

R/B 管理 B3F RCIC室

原子炉水位l-2確認（MSIV全開／RIPトリップ確認）
対象外(中操で十分対応可能)
格納容器隔離系「隔離」確認，操作スイッチ「閉」
RHR1系列 S/P冷却

R/B 管理 B3F RHR

必要に応じてHPCF系起動

R/B 管理 B3F HPCF B～C室ユニット操作手順書に基づき冷温停止（原子炉の停止および冷却）

別紙1-3

A～C室

(12)プラント停止・冷却で包絡する

運転時の異常な過渡変化(12)原子炉停止・冷却

事象ベース
ユニット操作手順書

事故対応中の主な操作項目
原子炉減圧操作実施
・主蒸気内側ドレンバイパス弁（B21-MO-F007）
・主蒸気外側ドレンバイパス弁（B21-MO-F010）
・主蒸気ライン暖機弁（B21-MO-F012）

手順書要求操作場所

必要に応じて確認する現場エリア

中央制御室

対象外(中操で十分対応可能)

原子炉圧力が0.93MPa以下になったことを確認
停止時冷却系3系列運転可能確認
RHR配管フラッシング操作
・RHRポンプ「切保持」
・補機テストスイッチ「試運転位置」
・中操でのRHR弁状態確認（E11-F009A～C，F010，F011，F012）
・現場での弁状態確認
RHR系燃料プール側入口弁 （E11-F016A）
RHR系停止時冷却ライン洗浄弁（E11-F040A）
・RHRフラッシング開始
E11-F040A「全閉」→「調整開」
・フラッシングの終了
現場・中操・中操SWの復旧
原子炉圧力0.76MPa以下でRHR配管ウォーミング操作
開始
・中操でのS/C水温・水位の確認
・中操でのRHRラインナップ（E11-F001，F004，F005，F008，F021，F013）
・現場でのRHRラインナップ
RHR最小流量バイパス弁（E11-F021）電源OFF・中操からRHR配管ウォーミング開始
・終了後復旧

中央制御室

R/B 管理 B3F RHRA～C室SHCで使用するRHRは事故対応中に，配管への高温水の通水および炉内へのS/C水の注水等を実施している可能性が高く，
事象整定後のSHCでは，通常停止中に実施する配管フラッシ
ングやウォーミングは不要となるため，抽出対象外とする。

R/B 非管理

非常用電気品室A～C室SHCで使用するRHRは事故対応中に，配管への高温水の通水および炉内へのS/C水の注水等を実施している可能性が高く，
事象整定後のSHCでは，通常停止中に実施する配管フラッシ
ングやウォーミングは不要となるため，抽出対象外とする。

原子炉圧力0.69MPa以下，RHR起動前確認後，停止時
冷却操作

R/B 管理 B3F RHR

A～C室

中央制御室
原子炉水温度低下，原子炉圧力0.34MPa以下でRCIC
隔離確認

対象外(中操で十分対応可能)
事故時はCUW系は緊急性が低いため対象外

CUW F/D 1系列待機
原子炉水温度100℃以下確認

中央制御室

別紙1-4

対象外(中操で十分対応可能)

第２表 設計基準事故およびプラント停止・冷却に対する主要操作の整理：手順書で要求されている操作を実施するための場所
設計基準事故(1)原子炉冷却材喪失【原因】
何らかの原因により，原子炉の出力運転中に，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する
配管あるいはこれに付随する機器等の破損等を想定する。

事象ベース
・冷却材喪失事故
破断事故で外部電源がない場合：必要に応じて現場確認が行われる可能性がある場所

事故対応中の主な操作項目

手順書要求操作場所

必要に応じて確認する現場エリア

原子炉スクラム確認
主蒸気隔離弁全開確認
原子炉モードスイッチ「停止」位置切替
大型表示盤ファーストヒット表示の確認対象外(中操で十分対応可能)
原子炉の状態確認（原子炉水位・圧力，警報灯）
RIP全台停止を確認
CRDポンプ表示，SRNM指示の低下確認
所内電源喪失確認
D/G自動起動確認

R/B非管1F D/G A～C室ECCS起動確認
・HPCF
・RHR(LPFLモード)
・RCIC
・RCW全台運転
・RSW全台運転

R/B 管理 B3F HPCF B～C室
R/B 管理 B3F RHR A～C室
R/B 管理 B3F RCIC室
T/B 非管 B2F西側 RSWポンプエリア
T/B 非管 B1F西側 RCWポンプエリア

SGTS起動確認

R/B 管理 3F東側 SGTS排風機室

PCIS（一次格納容器隔離系）隔離確認
原子炉未臨界確認
原子炉状態（RPV・PCV・モニタ等）の確認
下記機器の状態確認
・復水貯蔵槽水位等
原子炉注水量の制御
・HPCF
・RCIC
HPCF・RCICで水位維持不可能，RCIC起動中確認
SRV手動「開」にて減圧

中央制御室

RCICで原子炉水位回復・制御
MSIV操作SW「全閉」位置，原子炉水位確認（L1），ADSタイマーリセット
原子炉圧力1.55MPa以下でRHR LPFL注入確認，原子炉圧力0.34MPaでRCIC「隔離」確認対象外(中操で十分対応可能)

原子炉水位維持可能を確認し，HPCF注入弁「手動閉」，HPCFポンプ「停止」
原子炉水位「維持」確認後，S/P冷却モード「手動切替」確認
・RHR注入弁「全閉」（E11-MO-F005 A～C）
・RHR試験用調節弁「手動調整」（E11-MO-F008 A～C）・S/P水温確認
必要に応じて，D/Wスプレイ，S/Pスプレイを実施
・RIP停止中確認，RIP-ASDしゃ断器「切」，
D/W HVH全台停止確認
・RHR注入弁「全閉」
E11-MO-F005 B～C・RHR S/Pスプレイ注入隔離弁「全開」
E11-MO-F019 B～C・RHR PCV冷却ライン隔離弁「全開」
E11-MO-F018 B～C・RHR PCV冷却流量調節弁「調整開」
E11-MO-F017 B～CFCS A/B手動起動，可燃性ガス濃度低下の確認

R/B 管理 1F 東側 FCS室ADSリセット
D/W，S/Pスプレイ「手動停止」
対象外(中操で十分対応可能)

HPCF「手動停止」，水位維持可能を確認し，
RHR B/C停止
原子炉の状態（RPV・PCV・放射線モニタ等）確認(2)原子炉冷却材流量の喪失

・原子炉冷却材再循環系事故
原子炉冷却材再循環ポンプ RIP複数台停止状況確認【原因】
4台以上トリップ
原子炉出力運転中に，電源母原子炉自動スクラム確認もしくは手動スクラム
線の故障等の原因により，再循環ポンプが全台同時に停止し，炉心流量が，定格出力時の流量から自然循環流量にまで大幅に低下して，炉心の冷運転中RIPランバック，選択制御棒挿入確認
却能力が低下し，燃料の温度が上昇する可能性がある。
(3)原 子 炉 冷 却 材 ポ ン プ の 軸
固着(1)原子炉冷却材流量の喪失と同様

別紙1-5

中央制御室

対象外(中操で十分対応可能)

設計基準事故(4)制御棒落下

事象ベース

事故対応中の主な操作項目

手順書要求操作場所【原因】
原子炉が臨界又は臨界近傍にあるときに，制御棒駆動軸から分離した制御棒が炉心から落下し，急激な反応度投入により原子炉出力が上昇する。

(5)放射性気体廃棄物処理施設の破損(評価見直し予定)

必要に応じて確認する現場エリア

・原子炉スクラム事故
主蒸気隔離弁「閉」の場合運転時の異常な過渡変化の(7)負荷の喪失と同様

・配管破断事故
気体廃棄物処理系設備破損 警報確認・指示記録計監視（OG系警報，建屋・設備の放射線モニタ等）の場合
タービン建屋内作業員・運転員退避指示【原因】
原子炉運転中，何らかの原因
で放射性気体廃棄物処理施設の一部が破損した場合には，オフガス系に保持されていた希ガスが環境に放出される可能性がある。

空気抽出器・気体廃棄物処理系隔離操作

中央制御室

対象外(中操で十分対応可能)

原子炉手動スクラム操作
主蒸気隔離弁「全開」確認
原子炉モードスイッチ「停止」位置切替
・原子炉スクラム事故
主蒸気隔離弁「閉」の場合 復水器真空度悪化時に使用運転時の異常な過渡変化の(7)負荷の喪失と同様

・原子炉スクラム事故
主蒸気隔離弁「開」の場合 復水器真空度悪化なしの場合に使用(6)主蒸気管破断

・配管破断事故
主蒸気配管破断【原因】
原子炉の出力運転中に，何らかの原因により格納容器外で主蒸気管が破断した場合には，破断口から冷却材が流出し，放射性物質が環境に放出される可能性がある。

運転時の異常な過渡変化の(1)原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き①と同様

警報確認・指示記録計監視（主蒸気管流量警報等，建屋内温度・モニタ等）
SGTS起動建屋内作業員・運転員退避指示
中央制御室

原子炉手動スクラム

対象外(中操で十分対応可能)

主蒸気隔離弁閉操作
原子炉モードスイッチ「停止」位置切替
RIP4台自動トリップ・6台ランバック確認
・原子炉スクラム事故
主蒸気隔離弁「閉」の場合
・外部電源喪失対応

運転時の異常な過渡変化の(7)負荷の喪失と同様
原子炉スクラム確認
主蒸気隔離弁「全開」確認
原子炉モードスイッチ「停止」位置切替対象外(中操で十分対応可能)

大型表示盤ファーストヒット表示の確認
原子炉の状態確認（原子炉水位・圧力，警報灯）
M/C A系～E系喪失確認
RIP RPT動作，給・復水ポンプ全台停止確認
D/G A～C自動起動・M/C C～E系受電確認

R/B非管1F D/G A～C室RCIC手動起動・原子炉水位調整

R/B 管理 B3F RCIC室

主蒸気隔離弁「手動全閉」確認対象外(中操で十分対応可能)

SRV動作状態・PCVパラメータ確認
PCIS（一次格納容器隔離系）隔離確認
中央制御室
SGTS起動確認・必要に応じて停止

R/B 管理 3F東側 SGTS排風機室

FMCRDフォローランイン完了確認
対象外(中操で十分対応可能)
SRNMによる原子炉未臨界確認
D/G起動後RCW・RSWポンプ全台起動確認
RHR 1系 S/P冷却「手動インサービス」
CRDポンプ自動起動確認

T/B 非管 B2F西側 RSWポンプエリア
T/B 非管 B2F西側 RCWポンプエリア
対象外(中操で十分対応可能)
R/B B3F 東側CRDポンプ室

CUW，RIP ASD MGセット・AOP，HNCW「切保持」
対象外(中操で十分対応可能)

原子炉状態確認
RCIC・SRVによる減圧・注水
原子炉圧力1.03MPa付近でRCIC→HPCFもしくはLPFLに注水手段切り替え
PCIS隔離リセット・MSIV手動開

R/B 管理 B3F HPCF B～C室
R/B 管理 B3F RCIC室
対象外(中操で十分対応可能)

ユニット操作手順書に基づき冷温停止（原子炉の停止および冷却）

別紙1-6(9)プラント停止・冷却で包絡する

設計基準事故(7)燃料集合体の落下

事象ベース・燃料破損事故
燃料落下事故【原因】
燃料取替作業中，燃料つかみ機によって燃料集合体を運搬している際に，つかみ機が故障してその燃料集合体が落下し，炉心内の燃料集合体上部に衝突して燃料棒の機械的破損が生じる可能性がある。

事故対応中の主な操作項目

手順書要求操作場所

燃料落下事故発生状況の確認（ITV，各放射線モニタ）

必要に応じて確認する現場エリア

対象外(中操で十分対応可能)

原子炉建屋内作業員・運転員退避指示
SGTS起動

R/B 管理 3F東側 SGTS排風機室

原子炉建屋空調設備停止（R/B空調，D/Wパージファン）

対象外(中操で十分対応可能)

SGTS起動

R/B 管理 3F東側 SGTS排風機室

原子炉水の廃棄物処理系への排水停止のため，下記弁を「手動閉」又は「閉」を確認
・G31-MO-F023(CUW→RW)
・G51-AO-F006 A・B
・G51-MO-F007（FPC→S/P）
・E11-MO-F014 A～C（FPC-RHR連絡弁）

中央制御室

原子炉ウェル等の水位調整のためのCRDポンプ「手動調整」や「停止」操作対象外(中操で十分対応可能)

必要に応じて，RHR SHC，RIP手動停止
放射性物質濃度低下のためのCUW，FPC定格流量運転の維持
全作業員の屋外への退避指示
MCR再循環送風機手動起動操作

C/B 2F MCR再循環送風機エリア(8)可燃性ガスの発生(1)原子炉冷却材流量の喪失(9)原子炉停止・冷却ユニット操作手順書

原子炉減圧操作実施
・主蒸気内側ドレンバイパス弁（B21-MO-F007）
・主蒸気外側ドレンバイパス弁（B21-MO-F010）
・主蒸気ライン暖機弁（B21-MO-F012）

対象外(中操で十分対応可能)
中央制御室

原子炉圧力が0.93MPa以下になったことを確認
停止時冷却系3系列運転可能確認
RHR配管フラッシング操作
・RHRポンプ「切保持」
・補機テストスイッチ「試運転位置」
・中操でのRHR弁状態確認（E11-F009A～C，F010，F011，F012）
・現場での弁状態確認
RHR系燃料プール側入口弁 （E11-F016A）
RHR系停止時冷却ライン洗浄弁（E11-F040A）
・RHRフラッシング開始
E11-F040A「全閉」→「調整開」
・フラッシングの終了
現場・中操・中操SWの復旧

R/B 管理 B3F RHRA～C室SHCで使用するRHRは事故対応中に，配管への高温水の通水および炉内へのS/C水の注水等を実施している可能性が高く，
事象整定後のSHCでは，通常停止中に実施する配管フラッシ
ングやウォーミングは不要となるため，抽出対象外とする。

原子炉圧力0.76MPa以下でRHR配管ウォーミング操作
開始
・中操でのS/C水温・水位の確認
・中操でのRHRラインナップ（E11-F001，F004，F005，F008，F021，F013）
・現場でのRHRラインナップ
RHR最小流量バイパス弁（E11-F021）電源OFF・中操からRHR配管ウォーミング開始
・終了後復旧R/B 非管理

非常用電気品室A～C室SHCで使用するRHRは事故対応中に，配管への高温水の通水および炉内へのS/C水の注水等を実施している可能性が高く，
事象整定後のSHCでは，通常停止中に実施する配管フラッシ
ングやウォーミングは不要となるため，抽出対象外とする。

原子炉圧力0.69MPa以下，RHR起動前確認後，停止時
冷却操作

R/B 管理 B3F RHR

A～C室

中央制御室
原子炉水温度低下，原子炉圧力0.34MPa以下でRCIC
隔離確認

対象外(中操で十分対応可能)
事故時はCUW系は緊急性が低いため対象外

CUW F/D 1系列待機
原子炉水温度100℃以下確認

中央制御室

別紙1-7

対象外(中操で十分対応可能)