資料番号：SA技-3-2 改1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

2018年4月27日
日本原子力発電株式会社
東海第二b. サポート系故障時の対応手段及び設備

ｂ．サポート系故障時の対応手段及び設備(a) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の発電用原子炉の冷却(a) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の発電用原子炉の冷却
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，設計基準事故対処設備である原全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系による発電用原子炉の冷却ができない場合は，子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却ができない場合は，上記「a.(a)高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却」の手段に加え，現場での人力上記「ａ．(a) 高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却」の手段に加え，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し発電用原子炉を冷却する手段がある。

による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し発電用原子炉を冷却する手段がある。

この対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バ

この対応手段により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続す

ウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，原子炉隔離時冷却系の運転を継続す

る。

る。

ⅰ. 原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し発電用原子炉を冷却す
る設備は以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ

備考

ⅰ)

相違理由②

原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を起動し発電用原子炉を冷却※５する設備は以下のとおり。

・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・原子炉隔離時冷却蒸気供給弁

相違理由⑮・逃がし安全弁（安全弁機能）

相違理由⑦・復水貯蔵槽

相違理由⑨・サプレッション・チェンバ・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・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁・主蒸気系配管・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

・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ・復水補給水系配管相違理由⑨・高圧炉心注水系配管・弁相違理由⑫・給水系配管・弁・スパージャ

相違理由⑧・原子炉圧力容器

・原子炉圧力容器※5：原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却は，ヘッドスプレイノズルによる原 相違理由⑧
子炉圧力容器への注水である。

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また，上記原子炉隔離時冷却系を現場での人力による弁の操作で起動したことにより発生する排水を処理する手段がある。

東海第二
また，上記原子炉隔離時冷却系を現場での人力による弁の操作で起動したことにより発生する排水を処理する手段がある。

排水設備による排水で使用する設備は以下のとおり。

排水設備による排水で使用する設備は以下のとおり。

・水中ポンプ・水中ポンプ・ホース・ホース・仮設発電機・仮設発電機・燃料補給設備

・燃料給油設備(b) 復旧備考

相違理由②(b) 復旧

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇

所内常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇

相違理由②

する前に代替交流電源設備，可搬型直流電源設備及び直流給電車により原子炉隔離時冷却系する前に代替交流電源設備又は代替直流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に相違理由②③の運転継続に必要な直流電源を確保する手段がある。

必要な直流電源を確保する手段がある。

ⅰ. 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電ⅰ) 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により所内常設直流電源設備のう器を受電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して発電用原子炉をち直流125V充電器に給電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保し冷却する設備は以下のとおり。て発電用原子炉を冷却※６する設備は以下のとおり。

・原子炉隔離時冷却系ポンプ

相違理由⑪
相違理由②⑭相違理由⑧・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・逃がし安全弁（安全弁機能）

相違理由⑦
相違理由⑨・復水貯蔵槽

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東海第二1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順

1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉圧力容器への注水(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉圧力容器への注水

a. 現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動
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注

備考

ａ．現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動
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 相違理由②

水系による原子炉圧力容器への注水ができず，中央制御室からの操作及び現場での人力によるプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができず，中央制御室からの操作及び現場での人力に弁の操作により高圧代替注水系を起動できない場合，又は高圧代替注水系により原子炉圧力容よる弁の操作により高圧代替注水系を起動できない場合，又は高圧代替注水系により原子炉圧器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却系を力容器内の水位を維持できない場合は，現場での人力による弁の操作により原子炉隔離時冷却起動し，復水貯蔵槽を水源とした原子炉圧力容器への注水を実施する。

系を起動し，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。

相違理由⑨

なお，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル 3）かなお，発電用原子炉を冷却するために原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）

ら原子炉水位高（レベル 8）の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，SA）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持するように原子炉水位（狭帯域，広帯域，燃料域，及び可搬式原子炉水位計により監視する。また，これらの計測機器が故障又は計測範囲（把握ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）及び可搬型計測器により監視する。また，これらの計測機器が故障 相違理由②能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。

又は計測範囲（把握能力）を超えた場合，当該パラメータの値を推定する手順を整備する。

原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

原子炉水位の監視機能が喪失した場合の手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。

また，現場手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動した場合は，潤滑油冷却器の冷却水をまた，現場手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動した場合は，潤滑油冷却器の冷却水確保するため，真空タンクドレン弁等を開操作することにより，原子炉隔離時冷却系ポンプ室を確保するため，真空タンク点検口を開放することにより，原子炉隔離時冷却系ポンプ室にに排水が滞留することとなるが，この排水を処理しなかった場合においても，原子炉冷却材圧排水が滞留することとなるが，この排水を処理しなかった場合においても，原子炉冷却材圧

力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまで

力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまの期間，原子炉隔離時冷却系を水没させずに継続して運転できる。

での期間，原子炉隔離時冷却系を水没させずに継続して運転できる。

(a) 手順着手の判断基準(a) 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喪失により中央制御室からの操作による原子炉隔

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により中央制御室からの操作による原子炉隔

離時冷却系及び高圧炉心注水系での原子炉圧力容器への注水ができない場合において，中央制離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系での原子炉圧力容器への注水ができない場合において，中御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動できない場合，

央制御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動できない場

又は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）以上に維持でき合，又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維ない場合。

持できない場合。

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相違理由

相違理由②

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(b) 操作手順
現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動手順の概要は以下のとおり。手順の対応フロ

東海第二

備考

(b) 操作手順
現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動手順の概要は以下のとおり。手順の対応フローを第 1.2.2 図及び第 1.2.3 図に，概要図を第 1.2.7 図，第 1.2.8 図に，タイムチャート

ーを第1.2−2図及び第1.2−3図に，概要図を第1.2−8図，第1.2−9図に，タイムチャートを 相違理由⑥を第 1.2.9 図に示す。

第1.2−10図に示す。

［現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動（ 運転員操作）］①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動の準備開始を指示する。
②当直長は，当直副長の依頼に基づき，緊急時対策本部に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動にて発生する排水の処理を依頼する。
③現場運転員 E 及び F は，原子炉圧力容器内の水位を確認するため，原子炉建屋地下 1 階北西通路（管理区域）の可搬式原子炉水位計の接続を実施し，当直副長に原子炉圧力容

相違理由⑥［現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動（ 運転員操作）］①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に現場手動操作による原子炉隔離時 相違理由冷却系起動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現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動にて発生 相違理由する排水の処理を依頼する。
③運転員等は中央制御室にて，原子炉水位及び原子炉隔離時冷却系系統流量の計器端子台 相違理由②に可搬型計測器の接続を実施し，発電長に原子炉圧力容器内の水位を報告する。

相違理由②器内の水位を報告する。
④現場運転員 C 及び D は，原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気圧力が確保されていることを原④運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉隔離時冷却系の駆動蒸気圧力が確保されて 相違理由

子炉建屋地下 3 階原子炉隔離時冷却系ポンプ室（管理区域）の原子炉隔離時冷却系ターいることを原子炉建屋原子炉棟地下1階（管理区域）の原子炉隔離時冷却タービン入口ビン入口圧力指示値が規定値以上であることにより確認する。

圧力指示値が規定値以上であることにより確認する。

相違理由⑤現場運転員 C 及び D は，原子炉隔離時冷却系タービン及びポンプに使用している潤滑油⑤運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉隔離時冷却系タービン及びポンプに使用し 相違理由

冷却器の冷却水を確保するため，原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁，原子炉隔離ている潤滑油冷却器の冷却水を確保するため，原子炉隔離時冷却系真空タンク点検口の 相違理由

時冷却系真空タンクドレン弁，原子炉隔離時冷却系真空タンク水位検出配管ドレン弁及開放操作を実施後，原子炉隔離時冷却系潤滑油クーラ冷却水供給弁の全開操作を実施し，相違理由

び原子炉隔離時冷却系セパレータドレン弁の全開操作を実施し，当直副長に原子炉隔離発電長に原子炉隔離時冷却系の冷却水確保完了を報告する。

相違理由

時冷却系の冷却水確保完了を報告する。
⑥現場運転員 C 及び D は，現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動の系統構成として，⑥運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動の系 相違理由

原子炉隔離時冷却系注入弁を現場操作用のハンドルにて全開操作するとともに，原子炉統構成として，原子炉隔離時冷却系トリップ・スロットル弁の全開を確認するとともに， 相違理由

隔離時冷却系タービングランド部からの蒸気漏えいに備え防護具（酸素呼吸器及び耐熱

原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁及び原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁の全開操作を服）を装着（現場運転員 E 及び F はこれを補助する）し，当直副長に現場手動操作によ実施後，原子炉隔離時冷却系タービングランド部からの蒸気漏えいに備え防護具（自給 相違理由

る原子炉隔離時冷却系起動の準備完了を報告する。

式呼吸用保護具及び耐熱服）を装着し，発電長に現場手動操作による原子炉隔離時冷却相違理由

系起動の準備完了を報告する。
⑦当直副長は，現場運転員に現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動及び原子炉圧力容器への注水開始を指示する。また，中央制御室運転員に原子炉圧力容器内の水位の監⑦発電長は，運転員等に現場手動操作による原子炉隔離時冷却起動及び原子炉圧力容器へ 相違理由の注水開始を指示する。

視を指示する。

33相違理由柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑧現場運転員 C 及び D は，原子炉隔離時冷却系タービン止め弁を現場操作用のハンドルに

東海第二

備考

⑧運転員等は原子炉建屋原子炉棟にて，原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁を徐々に開操作す 相違理由て徐々に開操作することにより原子炉隔離時冷却系を起動し，原子炉隔離時冷却系ターることにより原子炉隔離時冷却系を起動し，原子炉隔離時冷却系タービンの回転数を可ビンの回転数を可搬型回転計にて確認しながら規定回転数に調整する。また，原子炉建搬型回転計にて確認しながら規定回転数に調整する。また，原子炉建屋原子炉棟地下2

屋地下 3 階原子炉隔離時冷却系ポンプ室（管理区域）の現場監視計器により原子炉隔離階原子炉隔離時冷却系ポンプ室（管理区域）の現場監視計器により原子炉隔離時冷却系時冷却系の作動状況を確認し，現場運転員 E 及び F に作動状況に異常がないことを報告の作動状況を確認し，発電長に作動状況に異常がないことを報告する。

相違理由
相違理由

する。
⑨現場運転員 E 及び F は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉建屋地下 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可搬型計測

相違理由

階北西通路（管理区域）の可搬式原子炉水位計指示値の上昇により確認し，作動状況に器による原子炉水位指示値及び原子炉隔離時冷却系系統流量指示値の上昇により確認

相違理由

異常がないことを当直副長に報告するとともに，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止し，作動状況に異常がないことを発電長に報告するとともに，原子炉隔離時冷却系蒸

相違理由

め弁を現場操作用のハンドルにて操作することにより原子炉水位低（レベル 3）から原気供給弁を現場手動操作にて操作することにより原子炉水位低（レベル３）から原子相違理由

子炉水位高（レベル 8）の間で原子炉圧力容器内の水位を制御する。なお，可搬式原子炉

炉水位高（レベル８）の間で原子炉圧力容器内の水位を制御する。なお，中央制御室

相違理由②

水位計による監視ができない場合は，中央制御室運転員の指示に基づき，原子炉圧力容にて原子炉水位及び原子炉隔離時冷却系系統流量の監視ができない場合は，原子炉建相違理由

器内の水位を制御する。

屋原子炉棟にて可搬型計測器により原子炉水位指示値を監視し，現場計器にて常設高相違理由

圧代替注水系ポンプ吐出圧力指示値を確認することで，原子炉圧力容器の水位を制御

相違理由する。
相違理由⑩中央制御室運転員 A は，原子炉圧力容器への注水が開始されたことを原子炉水位指示値の上昇により確認し，当直副長に報告する。
⑪当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部に復水貯蔵槽の補給を依頼す

相違理由⑯る。
［原子炉隔離時冷却系排水処理（重大事故等対応要員操作）］相違理由①緊急時対策本部は，緊急時対策要員に排水処理を指示する。

①災害対策本部長代理は，重大事故等対応要員に排水処理を指示する。

相違理由②緊急時対策要員は，排水処理に必要な発電機，制御 盤，水中ポンプ，電源ケーブル，ホ②重大事故等対応要員は，排水処理に必要な発電機，水中ポンプ，電源ケーブル及びホ

相違理由［原子炉隔離時冷却系排水処理（緊急時対策要員操作）］

ース及びホース用吐出弁（吊り具含む）の準備を行い，6 号及び 7 号炉サービス建屋屋外ースの準備を行い，原子炉建屋屋外まで移動する。

相違理由

入口まで移動する。
③緊急時対策要員は，防護扉を開放する。

③重大事故等対応要員は，防護扉を開放する。

相違理由④緊急時対策要員は，防護扉手前に発電機を設置，6 号及び 7 号炉廃棄物処理建屋地上 1 階④重大事故等対応要員は，原子炉建屋屋外に発電機を設置，原子炉建屋原子炉棟地下2階

相違理由（管理区域）に制御盤を設置，原子炉建屋地下 3 階残留熱除去系ポンプ室(A)内（管理区（管理区域）の原子炉隔離時冷却系ポンプ室に水中ポンプ及びホースを設置，原子炉

相違理由域）の高電導度廃液系サンプ(A)に水中ポンプを設置，6 号及び 7 号炉コントロール建屋

建屋原子炉棟地下1階（管理区域）に電源ケーブルを搬入する。

相違理由

地上 1 階（管理区域）に電源ケーブル及びホースを搬入する。
⑤緊急時対策要員は，発電機−制御盤間及び制御盤−水中ポンプ間の電源ケーブルを敷設し，制御盤及び水中ポンプ各端子へ電源ケーブルを接続する。

相違理由⑤重大事故等対応要員は，発電機−モータコントロールセンタ間及び発電機−水中ポン

相違理由

プ間の電源ケーブルを敷設し，モータコントロールセンタの各端子へ電源ケーブルを相違理由接続する。

34

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑥緊急時対策要員は，原子炉建屋地下 3 階残留熱除去系(A)ポンプ室水密扉及び高電導度廃液系サンプ(D)室扉を開放し固縛する。
⑦緊急時対策要員は，水中ポンプの吐出側にホースを接続し，接続したホースを原子炉建
屋地下 3 階高電導度廃液系サンプ(D)室内（管理区域）の高電導度廃液系サンプ(D)まで

東海第二

備考

⑥重大事故等対応要員は，原子炉建屋原子炉棟地下 2 階 原子炉隔離時冷却系ポンプ室の 相違理由
水密扉を開放し固縛する。
⑦重大事故等対応要員は，水中ポンプの吐出側にホースを接続し，接続したホースを原子 相違理由
炉建屋原子炉棟地下2階 原子炉棟床ドレン・サンプまで敷設する。

敷設する。また，吐出口にホース用吐出弁を取付け固縛する。
⑧緊急時対策要員は，発電機を起動させるため，発電機本体から起動操作を行い発電機を起動させる。
⑨緊急時対策要員は，水中ポンプを起動させるため，制御盤から起動操作を行い水中ポンプを起動させ，高電導度廃液系サンプ(D)へ送水を開始する。

⑧重大事故等対応要員は，発電機を起動させるため，発電機本体から起動操作を行い発電 相違理由機を起動させる。
⑨重大事故等対応要員は，水中ポンプを起動させるため，制御盤から起動操作を行い水中 相違理由
ポンプを起動させ，原子炉棟床ドレン・サンプへ送水を開始する。

相違理由⑩緊急時対策要員は，水中ポンプの運転状態を制御盤の状態表示にて確認する。

⑩重大事故等対応要員は，水中ポンプの運転状態を制御盤の状態表示にて確認する。

⑪緊急時対策要員は，排水処理を開始したことを緊急時対策本部に報告する。また，緊急⑪重大事故等対応要員は，排水処理を開始したことを災害対策本部長代理に報告する。ま 相違理由時対策本部は当直長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の操作は，1 ユニット当たり中央制御室運転員 1 名，現場運転員 4 名及び緊急時対策

た，災害対策本部長代理は当直長に報告する。

相違理由
相違理由

(c) 操作の成立性
上記の操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直 相違理由

要員 4 名にて作業を実施した場合，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運転員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原炉圧力容器への注水開始まで約 90 分，緊急時対策要員による排水処理開始まで約 180 分で可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160分以内，重大事故等対応要員 相違理由

能である。

による排水処理開始まで300分以内で可能である。

円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服），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，使用する資機材は作業場円滑に作業できるように，移動経路を確保し，防護具（自給式呼吸用保護具及び耐熱服）， 相違理由②
照明及び通信連絡設備を整備する。室温は通常状態と同程度である。

所近傍に配備する。
原子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時冷却系起動時のみ原子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時冷却系起動時のとし，その後速やかに退室する手順とする。したがって，原子炉隔離時冷却系タービングラみとし，その後速やかに退室する手順とする。したがって，原子炉隔離時冷却系タービング

ンド部からの蒸気漏えいに伴う環境温度の上昇による運転員への影響はないものと考えておランド部からの蒸気漏えいに伴う環境温度の上昇による運転員への影響はないものと考えり，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着することにより本操作が可能である。ており，防護具（自給式呼吸用保護具及び耐熱服）を確実に装着することにより本操作が可能である。

35

相違理由

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二備考相違理由⑧78

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 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】
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東海第二79備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.2 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】
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東海第二

備考

相違理由80