資料番号：SA技-2-1 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：1.1 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】

2018年3月12日
日本原子力発電株式会社

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
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

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

備考

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＜ 目 次 ＞＜

1.1.1 対応手段と設備の選定

1.1.1 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(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(2) 対応手段と設備の選定の結果

目 次 ＞

a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備

ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 原子炉緊急停止(a) 原子炉緊急停止(b) 選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制

東二は「選択制御棒挿入機構」を原
子炉出力の抑制に有効な手段であると判断し選定。
（以下，設計方針の相違＊１）(b) 原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制(c) 原子炉再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制(c) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止(d) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止(d) ほう酸水注入(e) ほう酸水注入(f) 原子炉水位低下による原子炉出力抑制(e) 制御棒挿入(g) 制御棒挿入(f) 原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制(g) 重大事故等対処設備と自主対策設備(h) 重大事故等対処設備と自主対策設備

b． 手順等

ｂ．手順等

1.1.2 重大事故等時の手順

1.1.2 重大事故等時の手順

1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) EOP「スクラム」（原子炉出力）(1) 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）(2) EOP「反応度制御」(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」(3) 重大事故等時の対応手段の選択(3) 重大事故等時の対応手段の選択

1.1.2.2 その他の手順項目について考慮する手順

1.1.2.2 その他の手順項目について考慮する手順

1

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）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

1.1 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【要求事項】【要求事項】

発電用原子炉設置者において、運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を

発電用原子炉設置者において、運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊

緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場

急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合に合においても炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格

おいても炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器

納容器の健全性を維持するとともに、発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な手順等の健全性を維持するとともに、発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な手順等が適切に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。

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】

【解釈】

１ 「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」とは、

１ 「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」とは、発発電用原子炉を緊急停止していなければならない状況にもかかわらず、原子炉出力又は原電用原子炉を緊急停止していなければならない状況にもかかわらず、原子炉出力又は原子炉圧

子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合のことをい力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合のことをいう。

う。
２ 「発電用原子炉を未臨界に移行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）沸騰水型原子炉(BWR)及び加圧水型原子炉(PWR)共通ａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、手動による原子炉の緊急停止操作を実施すること。
（２）BWRａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、原子炉出力を制御するため、原子炉冷却材再循環ポンプが自動停止しない場
合は、手動で停止操作を実施すること。
ｂ）十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入設備（SLCS）を起動する判断基準を明確に定めること。
ｃ）発電用原子炉を緊急停止することができない事象の発生時に不安定な出力振動が検知された場合には、ほう酸水注入設備（SLCS）を作動させること。
（３）PWRａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、原子炉出力を抑制するため、補助給水系ポンプが自動起動しない場合又はタービンが自動停止しない場合は、手動操作により実施すること。
ｂ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、化学体積制御設備又は非常用炉心冷却設備による十分な量のほう酸水注入を

２ 「発電用原子炉を未臨界に移行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）沸騰水型原子炉(BWR)及び加圧水型原子炉(PWR)共通ａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、手動による原子炉の緊急停止操作を実施すること。
（２）BWRａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、原子炉出力を制御するため、原子炉冷却材再循環ポンプが自動停止しない場合は、手動で停止操作を実施すること。
ｂ）十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入設備（SLCS）を起動する判断基準を明確に定めること。
ｃ）発電用原子炉を緊急停止することができない事象の発生時に不安定な出力振動が検知された場合には、ほう酸水注入設備（SLCS）を作動させること。
（３）PWRａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、原子炉出力を抑制するため、補助給水系ポンプが自動起動しない場合又はタービンが自動停止しない場合は、手動操作により実施すること。
ｂ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象のおそれがある場合」に、化学体積制御設備又は非常用炉心冷却設備による十分な量のほう酸水注入を実施すること。

実施すること。

2

備考赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉を停止させるための設計基準事故対処設備

運転時の異常な過渡変化時において，発電用原子炉を停止させるための設計基準事故対処設備

は，原子炉緊急停止系である。

備考

は，原子炉緊急停止系である。

この設備が機能喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力

この設備が機能喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力ババウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界にするため

ウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するための対処設備を整備しており，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。

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

東二は対処設備の本格的な設置工事前であることから方針を示し，他条文と整合を図る記載とした。

3

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）1.1.1 対応手段と設備の選定

1.1.1 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(1) 対応手段と設備の選定の考え方

運転時の異常な過渡変化により発電用原子炉の緊急停止が必要な状況における設計基準事故
対処設備として，原子炉緊急停止系を設置している。

運転時の異常な過渡変化により発電用原子炉の緊急停止が必要な状況における設計基準事
故対処設備として，原子炉緊急停止系を設置している。

この設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対

この設計基準事故対処設備が故障した場合は，その機能を代替するために，設計基準事故対

処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，処設備が有する機能，相互関係を明確にした（以下「機能喪失原因対策分析」という。）上で，想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定する（第 1.1.1 図）。

想定する故障に対応できる対応手段及び重大事故等対処設備を選定する（第1.1−1図）。

重大事故等対処設備のほかに，設計基準事故対処設備による対応手段並び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。

備考

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。

東二の整理として本事象に対応する設備は,重大事故等対処設備か自主対処設備としている。よって，設計基準事故対処設備による手段は，重大事故等対処設備か自主対処設
備に位置づけて整理している。
（以下，記載方針の相違＊１）※ 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※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，事故対応にな設備。

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

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四十四条及び技術基準規則第五十九条（以下「基準規則」といけでなく，設置許可基準規則第四十四条及び技術基準規則第五十九条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されていることを確認するとともに，設計基準事故対う。）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 記載方針の相違＊１

処設備及び自主対策設備との関係を明確にする。

の関係を明確にする。

(2) 対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，運転時の異常な過度変化時にフロントライン系故障として，(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，運転時の異常な過渡変化時のフロントライン系故障として，原子炉緊急停止系の故障を想定する。サポート系故障（電源喪失）は，原子炉緊急停止系の電原子炉緊急停止系の故障による機能喪失を想定する。サポート系故障（駆動源喪失）は，原子 東二はサポート系故障として電源源が喪失することにより制御棒が挿入されることから想定しない。

炉緊急停止系の電源又は計器用空気が喪失することにより制御棒が挿入されることから想定及び計装空気と整理し，「駆動源喪しない。

失」としている。設備の違いから柏崎は電源のみの整理としている。

設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基設計基準事故対処設備に要求される機能の喪失原因から選定した対応手段及び審査基準，基準規則からの要求により選定した対応手段と，その対応に使用する重大事故等対処設備，設計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 記載方針の相違＊１

基準事故対処設備及び自主対策設備を以下に示す。

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，設計基準事故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 1.1.1 表に整理する。

なお，機能喪失を想定する設計基準事故対処設備，対応に使用する重大事故等対処設備及び 記載方針の相違＊１
自主対策設備と整備する手順についての関係を第1.1−1表に整理する。

4

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 原子炉緊急停止

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考

ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a) 原子炉緊急停止

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができ

運転時の異常な過渡変化時において，原子炉緊急停止（原子炉スクラム）ができない事ない事象（以下「ATWS」という。）が発生するおそれがある場合又は ATWS が発生した場

象（以下「ＡＴＷＳ」という。）が発生するおそれがある場合又はＡＴＷＳが発生した場

合に，原子炉手動スクラム又は代替制御棒挿入機能による制御棒の緊急挿入により，発電合に，原子炉手動スクラム又は代替制御棒挿入機能による制御棒挿入により，発電用原子用原子炉を緊急停止する手段がある。

炉を緊急停止する手段がある。

ⅰ. 原子炉手動スクラムⅰ) 原子炉手動スクラム

中央制御室からの原子炉手動スクラム操作により発電用原子炉を緊急停止する。

中央制御室から手動により発電用原子炉を緊急停止する。

原子炉手動スクラム操作により発電用原子炉を緊急停止する設備は以下のとおり。

原子炉手動スクラムに使用する設備は以下のとおり。

東二は設備の添付八の記載と合わ・手動スクラムボタン

・手動スクラム・スイッチ

せ，主要な設備を本文に記載し，関・原子炉モードスイッチ「停止」

・原子炉モード・スイッチ「停止」

連設備は「第 1.1−1 表」に整理す

・制御棒

・制御棒

ることとしている。

・制御棒駆動機構（以下，記載方針の相違＊２）

・制御棒駆動系水圧制御ユニット

東二は制御棒挿入する設備の駆動・制御棒駆動機構（水圧駆動）
・制御棒駆動系配管源として，「水圧駆動」のみである

・制御棒駆動系水圧制御ユニット

が，柏崎は「水圧駆動」及び「電動駆動」の駆動源を有している。
（以下，設計方針の相違＊２）

ⅱ. 代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入ⅱ) 代替制御棒挿入機能による制御棒挿入

代替制御棒挿入機能は，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 2）の信号により作代替制御棒挿入機能は，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）設定点の動し，自動で制御棒を緊急挿入する。また，上記「ⅰ. 原子炉手動スクラム」の対応手信号により作動し，自動で全制御棒を挿入する。また，上記「1.1.1(2)ａ．(a)ⅰ) 原

段を実施しても全制御棒全挿入が確認できない場合は，中央制御室からの手動操作によ子炉手動スクラム」を実施しても全制御棒全挿入又は最大未臨界引抜位置（全制御棒り代替制御棒挿入機能を作動させて制御棒を緊急挿入する。

※２

02 位置）

を確認できない場合は，中央制御室からの手動操作により代替制御棒挿入機能を作動させ，全制御棒を挿入することで発電用原子炉を緊急停止する。

東二は原子炉の冷温停止を達成するための制御棒挿入状態として「全制御棒全挿入又は最大未臨界引抜位置（全制御棒 02 位置）」としている。
なお、柏崎は「ペアロッド 1 組又は制御棒 1 本より多くの制御棒が未挿入の場合」としている。
（以下，設計方針の相違＊３）5

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

代替制御棒挿入機能により制御棒を緊急挿入する設備は以下のとおり。

代替制御棒挿入機能による制御棒挿入で使用する設備は以下のとおり。

・ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）

・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）

・制御棒

・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ

備考
記載方針の相違＊２
東二は手動操作を行う操作スイッチを設置許可基準規則第 44 条に適合する設備として整理。
（以下，記載方針の相違＊３）
柏崎と相違はなし。

・制御棒駆動機構（水圧駆動）

・制御棒

・制御棒駆動系配管

・制御棒駆動機構

・制御棒駆動系水圧制御ユニット

・制御棒駆動系水圧制御ユニット

設計方針の相違＊２・非常用交流電源設備※2：冷温停止を達成するために全制御棒を挿入しなければならない制御棒位置。

「最大未臨界引抜位置（全制御棒
02 位置）」の定義を記載。

(b) 選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制
ＡＴＷＳが発生した場合に，選択制御棒挿入機構により制御棒を挿入し原子炉出力を抑制する手段がある。
ⅰ) 選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制
低炉心流量高出力領域に入った場合に原子炉出力を制御し，安定性の余裕を確保するため，あらかじめ選択された制御棒を自動で挿入する。また，上記「1.1.1(2)ａ．(a)ⅰ)
原子炉手動スクラム」及び「1.1.1(2)ａ．(a)ⅱ) 代替制御棒挿入機能による制御棒挿入」を実施しても全制御棒全挿入又は最大未臨界引抜位置（全制御棒 02 位置）を確認できない場合は，中央制御室からの手動操作により選択制御棒挿入機構を作動させ，あらかじめ選択された制御棒を挿入する。
選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制で使用する設備は以下のとおり。
・選択制御棒挿入機構
・制御棒
・制御棒駆動機構
・制御棒駆動系水圧制御ユニット(b) 原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制
ATWS が発生した場合に，代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能又は原子炉冷却材再循
環ポンプの手動停止操作により，原子炉出力を抑制する手段がある。

(c) 原子炉再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制
ＡＴＷＳが発生した場合に，代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能又は原子炉再循環系ポンプの手動停止により，原子炉出力を抑制する手段がある。

6

設計方針の相違＊１

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）ⅰ) 原子炉再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 3）

代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能は，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下

備考
東二は表題を記載
東二は「代替原子炉再循環系ポンプの信号により 4 台，原子炉水位低（レベル 2）の信号により残り 6 台の原子炉冷却材再循（レベル２）設定点の信号により作動し，自動で原子炉再循環系ポンプを停止させて， トリップ機能」のうち原子炉水位に環ポンプを自動で停止させて原子炉出力を抑制する。原子炉冷却材再循環ポンプが自動で炉心流量を低下し発電用原子炉内のボイド率が上昇することにより原子炉出力を抑制

停止しない場合は，中央制御室からの手動操作により原子炉冷却材再循環ポンプを停止する。原子炉再循環系ポンプが自動で停止しない場合は，中央制御室からの手動操作に 下（レベル２）設定点の信号のみ。

し，原子炉出力を抑制する。

より原子炉再循環系ポンプを停止し，原子炉出力を抑制する。

係る作動条件は原子炉水位異常低東二は再循環系ポンプトリップによる出力抑制効果について記載。

原子炉冷却材再循環ポンプの停止により原子炉出力を抑制する設備は以下のとおり。

原子炉再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制で使用する設備は以下のとおり。

記載方針の記載＊２

・ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）

・ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）

原子炉の出力制御機能としては柏・非常用交流電源設備

・原子炉再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ

崎と相違なし。

・低速度用電源装置遮断器手動スイッチ

記載方針の記載＊３(c) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止
ATWS が発生した場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び代替自動
減圧ロジック（代替自動減圧機能）による自動減圧を阻止し，発電用原子炉の自動減圧に(d) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止
ＡＴＷＳが発生した場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチにより，発電用原子炉の自動による減圧を防止する手段がある。

東二は手段及び手段の概要を分けて記載することで，条文内の記載をよる原子炉圧力容器への冷水注水量の増加に伴う原子炉出力の急上昇を防止する手段が統一しているが，記載内容についてある。

は柏崎と相違なし。
ⅰ) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止
上記「1.1.1(2)ａ．(c)ⅰ)

東二は表題を記載

原子炉再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制」により原子炉出力を抑制した後，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の自動起動を阻止し，発電用原子炉の自動減圧による原子炉圧力容器への冷水注水量増加に伴う原子炉出力の急上昇を防止する。
自動減圧系の起動阻止スイッチにより原子炉出力の急上昇を防止する設備は以下のとおり。
・自動減圧系の起動阻止スイッチ

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止で使用する設備は以下のとおり。
・自動減圧系の起動阻止スイッチ

・非常用交流電源設備

7

記載方針の相違＊２

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(d) ほう酸水注入
ATWS が発生した場合に，ほう酸水を注入することにより発電用原子炉を未臨界にする手段がある。

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）(e) ほう酸水注入
ＡＴＷＳが発生した場合に，ほう酸水を注入することにより発電用原子炉を未臨界にする手段がある。
ⅰ) ほう酸水注入

上記「(b)原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制」の対応手段により原備考

上記「1.1.1(2)ａ．(d)ⅰ)

東二は表題を記載。
自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇

東二は関連する設備やパラメータ

子炉出力を抑制した後，中央制御室からの手動操作により十分な反応度制御能力を有する防止」を実施した後，サプレッション・プール水温度が原子炉出力−サプレッション・ の状態を確認し，ほう酸水注入を実

ほう酸水注入系を起動し，ほう酸水を注入することで発電用原子炉を未臨界にする。

プール水温度相関曲線の「ほう酸水注入系起動領域」に近接した場合に，中央制御室か施することとしており，サプレッシ

らの手動操作により十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入系を起動し，ほう酸水ョン・プール水温度等による判断基を注入することで発電用原子炉を未臨界にする。

準を設けている。なお，サプレッシ

ほう酸水注入系を起動させる判断基準は，ATWS 発生直後に行う原子炉冷却材再循環ポン
プの停止操作及び自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止操作の実施後とする。これにより，ATWS 発生時は，不安定な出力振動の発生の有無にかかわらずほ
う酸水注入系を起動させることとしている。

また，ＡＴＷＳ発生時に不安定な出力振動（以下「中性子束振動」という。）を確認 ョン・プール水温度の設定について※３

した場合は，ほう酸水注入系によりほう酸水を注入することとしている。

は，原子炉蒸気の凝縮性能維持のため設けられている。また，出力振動についても関連するパラメータを確認し，ほう酸水を注入することとしている。
（以下，設計方針の相違＊４）

ほう酸水注入により発電用原子炉を未臨界にする設備は以下のとおり。

ほう酸水注入で使用する設備は以下のとおり。

・ほう酸水注入系ポンプ

・ほう酸水注入ポンプ

・ほう酸水注入系貯蔵タンク

・ほう酸水貯蔵タンク

記載方針の相違＊２・ほう酸水注入系配管・弁・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
・原子炉圧力容器
・非常用交流電源設備※3：複数の平均出力領域計装指示値が2秒〜3秒周期で振動し，最大振幅が20％を超えた場合又は複数の局所出力領域計装指示値が2秒〜3秒周期で振動し，最大振幅が10％を超えた場合に中性子束振動と判断する。

8

中性子束振動の判断基準を明記。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）(f) 原子炉水位低下による原子炉出力抑制
ＡＴＷＳが発生した場合に，原子炉圧力容器内の水位を低下させることにより原子炉出

備考
柏崎は「1.1.1(2)a.(f) 原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子

力を抑制する手段がある。

炉出力抑制」に整理。

ⅰ) 原子炉水位低下による原子炉出力抑制（比較表ページ 10）

上記「1.1.1(2)ａ．(c)ⅰ)

原子炉再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制」を実

なお，東二と柏崎の相違点として，施しても，原子炉出力が55％以上の場合又は発電用原子炉が隔離状態において，原子炉

東二は給水系として電動駆動給水

出力が3％以上の場合に，中央制御室からの手動操作にて原子炉圧力容器内の水位を低ポンプのほかに原子炉出力が 55％

下させることにより，原子炉冷却材の自然循環に必要な水頭圧が低下し自然循環流量を以上を判断した場合に用いるター減少させ，発電用原子炉内のボイド率を上昇させて原子炉出力を抑制する。なお，原子ビン駆動給水ポンプを選定。

炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプが自動起動した場合は，これらのまた，東二の高圧炉心スプレイ系ポ系統による原子炉水位制御を優先し実施する。

ンプと柏崎の高圧炉心注水系は設

原子炉水位低下による原子炉出力抑制で使用する設備は以下のとおり。

備の相違があるものの機能は同等

・タービン駆動給水ポンプである。

・電動駆動給水ポンプ
・給水制御系
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・高圧炉心スプレイ系ポンプ(e) 制御棒挿入
ATWS が発生した場合に，上記「(a) 原子炉緊急停止」の対応手段を実施しても全制御棒
全挿入が確認できない場合は，自動又は手動操作により制御棒を挿入する手段がある。

(g) 制御棒挿入
ＡＴＷＳが発生した場合に，上記「1.1.1(2)ａ．(a)ⅰ) 原子炉手動スクラム」及び「1.1.1(2)ａ．(a)ⅱ) 代替制御棒挿入機能による制御棒挿入」を実施しても全制御棒全設計方針の相違＊２

挿入又は最大未臨界引抜位置（全制御棒 02 位置）を確認できない場合は，手動操作に 設計方針の相違＊３
よる制御棒挿入により制御棒を挿入する手段がある。
設計方針の相違＊２ⅰ. 制御棒自動挿入
原子炉スクラム信号又は代替制御棒挿入機能作動信号が発信されたにもかかわらず全制御棒が緊急挿入しなかった場合においても,電動駆動にて全制御棒を自動で全挿入する。
電動駆動にて制御棒を自動で挿入する設備は以下のとおり。
・ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）
・制御棒操作監視系
・制御棒
・制御棒駆動機構（電動駆動）
・非常用交流電源設備

9赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
ⅱ. 制御棒手動挿入
中央制御室でのスクラムテストスイッチ及び原子炉緊急停止系電源スイッチの操作，中央制御室からの手動操作による制御棒電動挿入により制御棒を挿入する。

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）備考ⅰ) 制御棒挿入
中央制御室でのスクラム・パイロット弁継電器用ヒューズの引抜き操作，現場でのス 東二は「スクラム・パイロット弁計
クラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作，現場でのスクラム個別スイッチの操作， 器用空気系の排気操作」及び「制御中央制御室からの手動操作による制御棒挿入又は現場での制御棒駆動水圧系引抜配管

棒駆動水圧系引抜配管ベント弁か

ベント弁からの排水操作により制御棒を挿入する。

らの排水」による制御棒の挿入手段を整備しているが，柏崎は設備の違いにより，記載なし。
（以下，設計方針の相違＊５）

水圧駆動にて制御棒を手動で挿入する設備は以下のとおり。

制御棒挿入で使用する設備は以下のとおり。

・スクラムテストスイッチ

・スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ

・原子炉緊急停止系電源スイッチ

・スクラム・パイロット弁計器用空気系配管・弁・制御棒

・スクラム個別スイッチ

・制御棒駆動機構（水圧駆動）

・制御棒手動操作系

・制御棒駆動系配管

・制御棒駆動系配管・弁・制御棒駆動系水圧制御ユニット

・制御棒

記載方針の相違＊２

設計方針の相違＊２

・制御棒駆動機構
・制御棒駆動系水圧制御ユニット
設計方針の相違＊２

制御棒を手動で電動挿入する設備は以下のとおり。
・制御棒操作監視系
・制御棒
・制御棒駆動機構（電動駆動）
・非常用交流電源設備(f) 原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制

東二は「1.1.1(2)a.(f) 原子炉水位

ATWS が発生した場合に，原子炉圧力容器内の水位を低下させることにより原子炉出力を低下による原子炉出力抑制」に整抑制する手段がある。

理。
（比較表ページ 9）10

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考

上記「(b) 原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制」の対応手段を実施し東二は「1.1.1(2)a.(f) 原子炉水位ても，原子炉出力が高い場合又は発電用原子炉が隔離状態である場合は，中央制御室から低下による原子炉出力抑制」に整の手動操作にて原子炉圧力容器内の水位（原子炉冷却材の自然循環に必要な水頭圧）を低理。

下させることにより，原子炉冷却材の自然循環量を減少させ，発電用原子炉内のボイド率（比較表ページ 9）を上昇させて原子炉出力を抑制する。
原子炉圧力容器内の水位低下操作により原子炉出力を抑制する設備は以下のとおり。
・給水制御系
・給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ）
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心注水系(g) 重大事故等対処設備と自主対策設備
原子炉緊急停止で使用する設備のうち，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能），制御棒，(h) 重大事故等対処設備と自主対策設備「1.1.1(2)ａ．(a) 原子炉緊急停止」で使用する設備のうち，ＡＴＷＳ緩和設備（代記載方針の相違＊２
記載方針の相違＊３

制御棒駆動機構（水圧駆動），制御棒駆動系配管及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは重替制御棒挿入機能），ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ，制御棒， 柏崎では，設計基準事故対処設備が大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設

制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは重大事故等対処設備として位置付健全で重大事故等の対処に用いる

計基準拡張）として位置付ける。

ける。

際，これらの設計基準事故対処設備
を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置づけている。
（以下，記載方針の相違＊４）「1.1.1(2)ａ．(b) 選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制」で使用する設備のう

東二は重大事故等対処設備と自主

ち，制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは重大事故等対処設備と対策設備で整理しており，重大事故

して位置付ける。

等対処設備（設計基準拡張）の位置
づけはなし。

原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制で使用する設備のうち，ATWS 緩和「1.1.1(2)ａ．(c) 原子炉再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制」で使用する設記載方針の相違＊２

設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は重大事故等対処設備として位置付ける。

備のうち，ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能），原子炉再循環

記載方針の相違＊３

また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

系ポンプ遮断器手動スイッチ及び低速度用電源装置遮断器手動スイッチは重大事故等対記載方針の相違＊４

処設備として位置付ける。
自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止で使用する設備のうち，自「1.1.1(2)ａ．(d) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止」で動減圧系の起動阻止スイッチは重大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用交流使用する設備のうち，自動減圧系の起動阻止スイッチは重大事故等対処設備として位置付

電源設備は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

ける。

ほう酸水注入で使用する設備のうち，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タン
ク，ほう酸水注入系配管・弁，高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ及び原子炉圧力容器「1.1.1(2)ａ．(e) 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。

は重大事故等対処設備として位置付ける。また，非常用交流電源設備は重大事故等対処設
備（設計基準拡張）として位置付ける。

11

記載方針の相違＊４
記載方針の相違＊２
記載方針の相違＊４

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）「1.1.1(2)ａ．(f) 原子炉水位低下による原子炉出力抑制｣で使用する設備のうち，原

備考
柏崎は「1.1.1(2)a.(g) ・原子炉圧

子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプは重大事故等対処設備として位力容器内の水位低下操作で使用す置付ける。

る設備」に整理。
柏崎と手段として相違なし（比較表ページ 13）「1.1.1(2)ａ．(g) 制御棒挿入」で使用する設備のうち，制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは重大事故等対処設備として位置付ける。

柏崎は「1.1.1(2)a.(g) ・制御棒駆動機構（電動駆動），制御棒操作監
視系」に整理。
柏崎と手段として相違なし（比較表ページ 13）

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，発電用原子炉を緊急に停止できない場合においても原子炉出力を抑制し，発電用原子炉を未臨界にすることができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・手動スクラムボタン，原子炉モードスイッチ「停止」

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，発電用原子炉を緊急に停止できない場合においても原子炉出力を抑制し，発電用原子炉を未臨界に移行することができる。
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。
・手動スクラム・スイッチ及び原子炉モード・スイッチ「停止」

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場

運転時の異常な過渡変化時において，発電用原子炉が自動スクラムしなかった場合

合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替に，手動スクラム・スイッチの操作及び原子炉モード・スイッチを「停止」位置に切える操作により制御棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，り替える操作により制御棒のスクラム動作を可能とするための設計基準事故対処設

主スクラム回路を共有しているため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

備であり，原子炉緊急停止系の回路を共有しているため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
・選択制御棒挿入機構

設計方針の相違＊１

あらかじめ選択された制御棒を自動的に挿入する機能であり，ＡＴＷＳ発生時の状況によっては発電用原子炉の未臨界の維持は困難であるが，原子炉出力を抑制する手段として有効である。
東二は「1.1.1(2)a.(h) ・スクラム

・スクラムテストスイッチ

個別スイッチ」に整理。

全制御棒全挿入が完了するまでに時間を要するものの，当該スイッチを操作することで制御棒の緊急挿入が可能であることから，制御棒を挿入する手段として有効であ（比較表ページ 13）

る。
・原子炉緊急停止系電源スイッチ

東二は「1.1.1(2)a.(h) ・スクラ

原子炉緊急停止系の監視及び操作はできなくなるものの，当該電源スイッチを操作

ム・パイロット弁継電器用ヒュー

し，スクラムパイロット弁電磁コイルの電源を遮断することで，制御棒の緊急挿入がズ」に整理。

可能であることから，制御棒を挿入する手段として有効である。

（比較表ページ 13）12

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
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東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）・制御棒駆動機構（電動駆動），制御棒操作監視系

備考
東二は「1.1.1(2)a.(h) 「1.1.1(2)全制御棒全挿入が完了するまでに時間を要するものの，スクラムテストスイッチ若ａ．(g) 制御棒挿入」で使用する

しくは原子炉緊急停止系電源スイッチの操作により制御棒を水圧駆動で挿入完了す

設備説明文及び「・制御棒手動操作

るまでの間，又はこれらの操作が実施できない場合に，電動駆動で制御棒を挿入する系」」に整理。

手段として有効である。なお，電動駆動で制御棒を挿入する手段には原子炉スクラム（比較表ページ 9 及び比較表ページ

信号又は代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入及び制御棒操作監視

11）

系にて選択した制御棒の手動挿入がある。
・原子炉圧力容器内の水位低下操作で使用する設備
耐震性がないものの，常用電源が健全であれば給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ）

・タービン駆動給水ポンプ，電動駆動給水ポンプ及び給水制御系
耐震ＳクラスではなくＳＳ機能維持を担保できないが，原子炉圧力容器への注水量による原子炉圧力容器への給水量の調整により原子炉圧力容器内の水位を低下できの調整が可能であれば，原子炉圧力容器内の水位を低下させることができ，原子炉出ることから，原子炉出力を抑制する手段として有効である。なお，原子炉隔離時冷却力を抑制する手段として有効である。なお，原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心系又は高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水が行われている場合は，これら

スプレイ系ポンプが自動起動した場合は，これらの系統による原子炉水位制御を優先

による原子炉圧力容器内の水位制御を優先する。

する。
・スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ

柏崎は「1.1.1(2)a.(g) ・原子炉緊

全制御棒全挿入完了までに時間を要し，想定する事故シーケンスグループに対して 急停止系電源スイッチ」に整理。
有効性を確認できないが，スクラム・パイロット弁電磁コイルの電源を遮断すること 柏崎と手段として相違なし。
で，制御棒をスクラム動作させられるため，制御棒を挿入する手段として有効である。 （比較表ページ 12）・スクラム・パイロット弁計器用空気系配管・弁設計方針の相違＊５

全制御棒全挿入完了までに時間を要し，想定する事故シーケンスグループに対して有効性を確認できないが，現場に設置してある計器用空気系配管内の計器用空気を排出し，スクラム弁ダイアフラムの空気圧を喪失させることでスクラム弁を開とすることが可能であることから，制御棒を挿入する手段として有効である。
・スクラム個別スイッチ

柏崎は「1.1.1(2)a.(g) ・スクラム

全制御棒全挿入完了までに時間を要し，想定する事故シーケンスグループに対して テストスイッチ」に整理。
有効性を確認できないが，現場に設置してある当該スイッチを操作することで制御棒 柏崎と手段として相違なし。
のスクラム動作が可能であることから，制御棒を挿入する手段として有効である。
・制御棒手動操作系（比較表ページ 12）
柏崎は「1.1.1(2)a.(g) ・制御棒駆

全制御棒全挿入完了までに時間を要し，想定する事故シーケンスグループに対して 動機構（電動駆動），制御棒操作監
有効性を確認できないが，制御棒を手動にて挿入する手段として有効である。

視系」に整理。
柏崎と手段として相違なし。
（比較表ページ 13）13

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）・制御棒駆動系配管・弁備考
設計方針の相違＊５

制御棒駆動系配管にホースを接続し，制御棒駆動水圧系引抜配管ベント弁から排水するため，全制御棒全挿入完了までに時間を要し，想定する事故シーケンスグループ
に対して有効性を確認できないが，制御棒を挿入する手段として有効である。

b. 手順等
上記「a. フロントライン系故障時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。これらの手順は，ATWS 時における運転員による一連の対応として事故時運転操作手順書（徴候ベース）（以下「EOP」という。）に定める（第 1.1.1 表）。

ｂ．手順等
上記「ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。

東二は「技術的能力 1.0 重大事故

この手順は，ＡＴＷＳ時における運転員等※４による一連の対応操作として，「非常時運転 対策における共通事項（添付資料
手順書Ⅱ（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）」及び「ＡＭ設備別操 1.0.10 重大事故等発生時の体制
作手順書」に定める（第1.1−1表）。

について）」より，当直運転員と重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が重大事故等の対応に当たることとしている。

また，重大事故等時に監視が必要となる計器についても整理する（第 1.1.2 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 東二は事故時（異常な過渡変化時）する（第1.1−2表，第1.1−3表）。

において給電が必要となる設備として「第 1.1−3 表」に「審査基準における要求事項毎の給電対象設備」を整備する。

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

14

運転員等の定義を追記。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

1.1.2 重大事故等時の手順

1.1.2 重大事故等時の手順

1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順

1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) EOP「スクラム」（原子炉出力）(1) 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）運転時の異常な過渡変化時において，原子炉自動スクラム信号が発信した場合又は原子炉手運転時の異常な過渡変化時において，原子炉自動スクラム信号が発信した場合又は原子炉手動スクラム操作を実施した場合は，原子炉スクラムの成否を確認するとともに，原子炉モード

動スクラムを実施した場合は，スクラムの成否を確認するとともに，原子炉モード・スイッチ

スイッチを「停止」位置に切り替えることにより原子炉スクラムを確実にする。

を「停止」位置に切り替えることにより原子炉スクラムを確実にする。

a. 手順着手の判断基準

ａ．手順着手の判断基準

原子炉自動スクラム信号が発信した場合又は原子炉手動スクラム操作をした場合。

備考

以下のいずれかの状況に至った場合。
①原子炉自動スクラム信号が発信した場合②原子炉手動スクラムを実施した場合

b. 操作手順
EOP「スクラム」（原子炉出力）における操作手順の概要は以下のとおり。各手順の成功

ｂ．操作手順非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）における手順

設備運用・設計，体制の違いに起因する記載の相違はあるが，実態としは，全制御棒全挿入ランプの点灯及び原子炉出力の低下により確認する。手順の対応フローの概要は以下のとおり。手順の成功は，制御棒位置表示が挿入されていること又は原子炉出 て記載内容に違いはないことからを第 1.1.2 図に，タイムチャートを第 1.1.3 図に示す。

力が低下していることにより確認する。

操作手順に限り色別化は省略する。

タイムチャートを第1.1−2図に示す。

なお，操作手順は発電長の指示と運①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に原子炉スクラム状況の確認を指示

転員等の報告が対となる構成とし①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に原子炉スクラム状況の確認を指示する。原子炉スクラムが成功していない場合は，原子炉手動スクラム操作及び手動による代替制御棒挿入操作を指示する。
②中央制御室運転員 A は，スクラム警報の発生の有無，制御棒の挿入状態及び原子炉出力の低下の状況を状態表示にて確認する。
③中央制御室運転員 A は，原子炉スクラムが成功していない場合は，原子炉手動スクラム
操作及び手動による代替制御棒挿入操作を実施する。
④中央制御室運転員 A は，原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える。
⑤当直副長は，上記④の操作を実施しても全制御棒全挿入とならず，未挿入の制御棒がペアロッド 1 組又は制御棒 1 本よりも多い場合は，ATWS と判断し，中央制御室運転員にEOP「反応度制御」への移行を指示する。

する。
②運転員等は中央制御室にて，スクラム警報の発生の有無，制御棒の挿入状態及び原子炉出力の低下の状況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，運転員等に原子炉スクラムが成功していない場合は，手動スクラム・スイッ
チによる原子炉手動スクラムを指示する。
④運転員等は中央制御室にて，原子炉スクラムが成功していない場合は，手動スクラム・
スイッチにより原子炉手動スクラムを実施し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等に原子炉モード・スイッチを「停止」位置に切り替えるように指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，原子炉モード・スイッチを「停止」位置に切替えを実施し，発電長に報告する。
⑦発電長は，上記④及び⑥の操作を実施しても全制御棒が全挿入位置とならず，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は，ＡＴＷＳと判断し，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」への移行を運転員等に指示す
る。

15

ている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
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 名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから EOP「反応度制御」への移行まで 1 分以内で可能である。

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）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

備考
設備及び体制の違いによる記載内
容の相違してから非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」への移行まで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) EOP「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。
a. 手順着手の判断基準(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」ＡＴＷＳ発生時に，発電用原子炉を安全に停止させる。
ａ．手順着手の判断基準
以下のいずれかの状況に至った場合。

EOP「スクラム」（原子炉出力）の操作を実施しても，ペアロッド 1 組又は制御棒 1 本よりも多くの制御棒が未挿入の場合。

①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 設計方針の相違＊３
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

なお，制御棒操作監視系の故障により，制御棒の位置が確認できない場合も ATWS と判断する。
b. 操作手順
EOP「反応度制御」における操作手順の概要は以下のとおり。各手順の成功は，全制御棒
全挿入ランプの点灯及び原子炉出力の低下により確認する。手順の対応フローを第 1.1.4 図に，概要図を第 1.1.5 図に，タイムチャートを第 1.1.6 図に示す。

②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
ｂ．操作手順非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」における手順の概要は以下のとおり。
概要図を第1.1−3図及び第1.1−4図に，原子炉出力−サプレッション・プール水温度相関曲線を第1.1−5図に，タイムチャートを第1.1−6図に示す。

①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，中央制御室運転員に原子炉冷却材再循環ポ

平均出力領域計装指示値が3％以上の場合は，代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能

動阻止操作を指示する。

による原子炉再循環系ポンプの自動トリップの状況を確認するように指示する。
②運転員等は中央制御室にて，代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能による原子炉再循

循環ポンプの自動停止状況を状態表示にて確認する。代替冷却材再循環ポンプ・トリッ

環系ポンプの自動トリップ状況を状態表示等により確認し，発電長に報告する。

プ機能が作動していない場合又は原子炉冷却材再循環ポンプが部分台数のみ停止して③発電長は，運転員等に代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能が作動していない場合

いる場合は，手動操作により停止していない原子炉冷却材再循環ポンプを停止する。
③中央制御室運転員 A は，
自動減圧系及び代替自動減圧系の自動起動阻止操作を実施する。

する記載の相違はあるが，実態として記載内容に違いはないことから操作手順に限り色別化は省略する。
なお，操作手順は発電長の指示と運①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に平均出力領域計装の確認を指示し， 転員等の報告が対となる構成としンプ停止による原子炉出力の抑制操作，並びに自動減圧系及び代替自動減圧系の自動起②中央制御室運転員 A は，代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能による原子炉冷却材再設備運用・設計，体制の違いに起因は，原子炉再循環系ポンプを手動で停止するように指示する。
④運転員等は中央制御室にて，手動操作により原子炉再循環系ポンプの停止を実施し，発電長に報告する。
⑤発電長は，運転員等に自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止操作を指示する。
⑥運転員等は中央制御室にて，自動減圧系の起動阻止スイッチにより，自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の自動起動阻止操作を実施し，発電長に報告する。

16

ている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考④当直副長は，原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力の抑制操作，並びに自動⑦発電長は，運転員等に自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止操作

設備運用・設計，体制の違いに起因

減圧系及び代替自動減圧系の自動起動阻止操作が完了したことを確認し，中央制御室運が完了した後，ほう酸水注入系の起動操作，原子炉水位低下操作，制御棒の挿入操作をする記載の相違はあるが，実態とし転員にほう酸水注入系の起動操作，原子炉圧力容器内の水位低下操作及び制御棒の挿入同時に行うことを指示する。なお，同時に実施することが不可能な場合は，ほう酸水注て記載内容に違いはないことから操作を同時に行うことを指示する。同時に行うことが不可能な場合は，ほう酸水注入系

入系の起動操作，原子炉水位低下操作，制御棒の挿入操作の順で優先させる。

操作手順に限り色別化は省略する。

の起動操作，原子炉圧力容器内の水位低下操作，制御棒の挿入操作の順で優先させる。

なお，操作手順は発電長の指示と運転員等の報告が対となる構成とし【ほう酸水注入系の起動操作】⑤中央制御室運転員 A は，ほう酸水注入系ポンプ(A)又は(B)の起動操作（ほう酸水注入系⑧発電長は，運転員等にサプレッション・プール水温度が原子炉出力−サプレッション・

起動用キー・スイッチを「ポンプ A」位置（B 系を起動する場合は「ポンプ B」位置）に

プール水温度相関曲線の「ほう酸水注入系起動領域」に近接した場合又は中性子束振動することで，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁が全開となり，ほが確認された場合に，ほう酸水注入系の起動操作を指示する。

う酸水注入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へのほう酸水注入が開始される。）を実⑨運転員等は中央制御室にて，ほう酸水注入ポンプ（Ａ）又はほう酸水注入ポンプ（Ｂ）

施し，併せて，ほう酸水注入系タンク液位指示値の低下，平均出力領域モニタ指示値及の起動操作（ほう酸水注入系起動用キー・スイッチを「ＳＹＳ Ａ」位置（Ｂ系を起動

び起動領域モニタ指示値の低下を確認する。

する場合は，「ＳＹＳ Ｂ」位置）にする。）を実施することにより，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（Ａ）又はほう酸
水注入ポンプ（Ｂ）が起動し，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，平均出力領域計装指示値及び起動領域計装指示値の低下により確認した後，発電長に報告する。
⑩発電長は，運転員等に逃がし安全弁からの蒸気流入によるサプレッション・プール水温度の上昇を抑制するため，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプの起動を指示する。
⑪運転員等は中央制御室にて，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプを起動し，発電長に報告する。
⑫発電長は，サプレッション・プール水温度指示値が106℃に近接した場合は，運転員等にサプレッション・チェンバを水源として運転している原子炉隔離時冷却系の停止操作を指示する。
⑬運転員等は中央制御室にて，手動操作により原子炉隔離時冷却系の停止操作を実施し，発電長に報告する。

17

ている。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）⑥中央制御室運転員 A は，原子炉出力が 60%以上の場合又は発電用原子炉が隔離状態であ

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考【原子炉水位低下操作】

設備運用・設計，体制の違いに起因⑭発電長は，平均出力領域計装指示値が55％以上の場合又は発電用原子炉が隔離状態におする記載の相違はあるが，実態としいて平均出力領域計装指示値が3％以上の場合に，運転員等に原子炉水位低下操作を指て記載内容に違いはないことから示する。

操作手順に限り色別化は省略する。

る場合は，給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注⑮運転員等は中央制御室にて，平均出力領域計装指示値が55％以上の場合又は発電用原子なお，操作手順は発電長の指示と運水系による原子炉圧力容器への注水量を減少させ，原子炉圧力容器内の水位を低下させ炉が隔離状態において平均出力領域計装指示値が3％以上の場合は，給水系（タービン転員等の報告が対となる構成としることで原子炉出力を 3%以下に維持する。

駆動給水ポンプ及び電動駆動給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイている。

原子炉出力を 3%以下に維持できない場合は，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低系の注水量を減少させ，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点を下限とし，原子炉圧（レベル 1.5）以上に維持するよう原子炉圧力容器内の水位低下操作を実施する。

力容器内の水位を低下させることで原子炉出力を平均出力領域計装指示値で3％未満に維持した後，発電長に報告する。なお，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動した場合は，これらの系統による原子炉水位制御を優先し実施する。
⑯運転員等は中央制御室にて，原子炉出力を平均出力領域計装指示値で3％未満に維持できない場合は，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位異常低下（レベル１）設定点より＋500mm 〜 ＋1,500mmに維持するように原子炉水位低下操作を実施し，発電長に報告する。
【制御棒の挿入操作】⑦中央制御室運転員 A 及び B は，以下の操作により制御棒を挿入する。
・原子炉手動スクラム操作⑰発電長は，運転員等に制御棒の挿入操作を指示する。
⑱運転員等は中央制御室又は原子炉建屋原子炉棟にて，以下の操作により制御棒の挿入を・手動操作による代替制御棒挿入機能の作動実施し，発電長に報告する。なお，以下の操作は全制御棒が全挿入位置又は最大未臨界・スクラムテストスイッチの操作

引抜位置（全制御棒 02 位置）まで挿入された時点で，操作を完了する。

・原子炉緊急停止系電源スイッチの操作

・スクラム弁が閉の場合には，以下の操作を実施する。

・制御棒手動挿入操作(制御棒自動挿入が作動しない場合)

ⅰ) 中央制御室にて，代替制御棒挿入機能を手動で作動させる。

⑧当直副長は，上記⑦の操作を実施中に制御棒をペアロッド１組以下まで挿入完了した場
合又は未挿入の制御棒を 16 ステップ以下（0 ステップが全挿入位置，200 ステップが全引抜き位置）まで挿入完了した場合は，中央制御室運転員にほう酸水注入系の停止を指示する。
制御棒を挿入できなかった場合は，ほう酸水の全量注入完了を確認し，中央制御室運転ⅱ) 中央制御室にて，選択制御棒挿入機構を手動で作動させる。
ⅲ) 中央制御室にて，スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズの引抜き操作を実施する。
ⅳ) 原子炉建屋原子炉棟にて，スクラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作を実施する。

員にほう酸水注入系の停止を指示する。

18

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）・スクラム弁が開の場合には，以下の操作を実施する。

備考
設備運用・設計，体制の違いに起因

ⅰ) 中央制御室にて，原子炉スクラムをリセットした後，手動スクラム・スイッチに する記載の相違はあるが，実態としよる原子炉手動スクラムを実施する。

て記載内容に違いはないことからⅱ) 中央制御室にて，原子炉スクラムをリセットした後，原子炉建屋原子炉棟にて， 操作手順に限り色別化は省略する。
スクラム個別スイッチによるスクラム操作を実施する。

なお，操作手順は発電長の指示と運ⅲ) 中央制御室にて，原子炉圧力容器内の圧力と制御棒駆動水圧系駆動水圧力の差圧 転員等の報告が対となる構成としを確保し，手動操作による制御棒挿入を実施する。原子炉圧力容器内の圧力と制 ている。
御棒駆動水圧系駆動水圧力の差圧が確保できない場合は，制御棒駆動水ポンプの予備機起動又は原子炉建屋原子炉棟にて，アキュムレータ充填水ヘッダ元弁を閉とする。
ⅳ) 原子炉建屋原子炉棟にて，制御棒駆動水圧系引抜配管ベント弁からの排水を実施
し，制御棒を挿入する。
⑲発電長は，運転員等に上記⑱の操作により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）までの挿入に成功した場合は，ほう酸水注入ポンプの停止を指示する。
制御棒が挿入できない場合は，ほう酸水の全量注入完了を確認し，ほう酸水注入ポンプの停止を指示する。
⑳運転員等は中央制御室にて，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）までの挿入に成功した場合に，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。
制御棒が挿入できない場合は，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。
発電長は，運転員等に発電用原子炉の未臨界の確認を指示する。
運転員等は中央制御室にて，平均出力領域計装及び起動領域計装により発電用原子炉の未臨界を確認し，発電長に報告する。

19

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
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 2 名にて作業を実施した場合，作業開東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）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

始を判断してからの各操作の所要時間は以下のとおり。

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。

・原子炉冷却材再循環ポンプ手動停止：1 分以内

・代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能の作動確認完了：1 分以内

・自動減圧系，代替自動減圧系の自動起動阻止：1 分以内

・自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の起動阻止操作完了：2分以内

・ほう酸水注入開始：1 分以内

・ほう酸水注入系の起動操作完了：4分以内

・原子炉圧力容器内の水位低下操作開始：1 分以内

・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）操作完了：18分以内

・制御棒挿入操作開始：2 分以内

・原子炉水位低下操作開始：4分以内

・スクラムテストスイッチ操作完了：約 7 分・代替制御棒挿入機能による制御棒挿入操作完了：14分以内

・原子炉緊急停止系電源スイッチ操作完了：約 10 分・選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制操作完了：15分以内
・スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ引抜き操作完了：28分以内
・原子炉スクラム・リセット後の原子炉手動スクラム操作完了：23分以内
・原子炉圧力容器内の圧力と制御棒駆動水圧系駆動水圧力の差圧確保後の手動操作による制御棒挿入操作完了：329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。
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。
・スクラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作完了：73分以内
・スクラム個別スイッチによる制御棒挿入操作完了：128分以内
・制御棒駆動水圧系の引抜配管ベント弁からの排水操作完了：982分以内
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。

20

備考
設備及び体制の違いによる記載内
容の相違。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）(3) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.1.7 図に示す。

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）備考(3) 重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法は以下のとおり。対応手段の選択フローチャートを第1.1−7図に示す。

運転時の異常な過渡変化時において，発電用原子炉の運転を緊急に停止すべき状況にもかか

運転時の異常な過渡変化の発生時に，ＡＴＷＳが発生した場合，非常時運転手順書Ⅱ（徴候わらず，全制御棒が発電用原子炉へ全挿入されない場合，EOP「スクラム」（原子炉出力）にベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）対応に従い，中央制御室から速やかに操作が従い，中央制御室から速やかに操作が可能である手動スクラムボタンの操作，手動による代替可能である手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラム及び原子炉モード・スイッチを制御棒挿入操作及び原子炉モードスイッチの「停止」位置への切替え操作により，発電用原子「停止」位置に切替えを実施し，発電用原子炉を緊急停止する。

炉を緊急停止させる。
手動スクラムボタンの操作，手動による代替制御棒挿入操作及び原子炉モードスイッチの手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラム及び原子炉モード・スイッチを「停止」 東二は対応手段や優先順位を具体「停止」位置への切替え操作を実施しても発電用原子炉の緊急停止ができない場合は，原子炉位置に切替えを実施しても全制御棒が全挿入若しくは最大未臨界引抜位置（全制御棒 02 位 的内容に記載。

停止機能喪失と判断する。EOP「反応度制御」に従い，原子炉冷却材再循環ポンプ停止による置）まで挿入されない場合又は制御棒位置指示が確認できない場合は，原子炉停止機能喪失と原子炉出力の抑制操作，並びに自動減圧系及び代替自動減圧系の自動起動阻止操作を行うとと判断する。非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」対応に従い，原子炉

もに，発電用原子炉を未臨界にするため，ほう酸水注入系を速やかに起動させる。

出力が3％以上の場合は，原子炉再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制操作を行うとともに，自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の自動起動を阻止し，ほう酸水注入系の起動操作，原子炉水位低下操作，制御棒の挿入操作を同時並行で実施する。同時に実行不可の場合は，ほう酸水注入系の起動操作，原子炉水位低下操作，制御棒の挿入操作の順で優先させる。
ほう酸水注入系により発電用原子炉を未臨界へ移行させるため，サプレッション・プール水
温度が原子炉出力−サプレッション・プール水温度相関曲線の「ほう酸水注入系起動領域」に近接した場合又は中性子束振動が確認された場合には，ほう酸水注入ポンプを速やかに起動する。

また，原子炉出力を抑制するため，原子炉圧力容器内の水位低下操作を行う。

原子炉水位低下による原子炉出力抑制を実施するため，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），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圧力容器への注水量を減少させ，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点を下限とし，原子炉水位を原
子炉出力3％未満に維持できるように原子炉圧力容器内の水位を低下させる。原子炉出力を3％未満に維持できない場合は，原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位異常低下（レベル１）設定点より＋500mm 〜 ＋1,500mmに維持するように原子炉水位低下操作を実施する。なお，原子炉
隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動した場合は，これらの系統による原子炉水位制御を優先し実施する。

さらに，制御棒挿入により発電用原子炉を未臨界にするため，スクラム弁の開閉状態に合わせた操作により全制御棒挿入操作を行う。

制御棒挿入により発電用原子炉を未臨界へ移行させるため，スクラム弁が閉の場合は，手動操作により代替制御棒挿入機能を作動し，制御棒を挿入する。

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赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）備考

手動操作による代替制御棒挿入機能により制御棒が挿入できない場合は，選択制御棒挿入機 東二は対応手段や優先順位を具体構によりあらかじめ選択されている制御棒を挿入することにより原子炉出力を抑制し，スクラ 的内容に記載。
ム・パイロット弁継電器用ヒューズの引抜き操作又はスクラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作による制御棒の挿入を実施する。
制御棒挿入により発電用原子炉を未臨界へ移行させるため，スクラム弁が開の場合は，原子炉スクラムをリセットした後，手動スクラム・スイッチにより原子炉手動スクラムを実施する。
手動スクラム・スイッチにより原子炉手動スクラムを実施しても発電用原子炉を緊急停止できない場合は，原子炉スクラムをリセットした後，スクラム個別スイッチにより制御棒を挿入する。
スクラム個別スイッチによる制御棒が挿入できない場合は，原子炉圧力容器内の圧力と制御
棒駆動水圧系駆動水圧力の差圧を確保し，手動操作による制御棒挿入を実施する。
手動操作による制御棒挿入ができない場合は，制御棒駆動水圧系の引抜配管ベント弁から排水し，制御棒を挿入する。
1.1.2.2 その他の手順項目について考慮する手順

1.1.2.2 その他の手順項目について考慮する手順
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 東二は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッについては，「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

ション・プール水の除熱について具体的な手順を技術的能力「1.6 原
子炉格納容器内の冷却等のための手順等」に整備することを記載。
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 東二は事故時（異常な過渡変化時）に関する手順等」にて整備する。

に給電が必要となる設備等につい

非常用交流電源設備への燃料給油手順については，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて て具体的な電源供給手順及び電源設備への燃料補給手順を技術的能整備する。

力「1.14 電源の確保に関する手順等」に整備することを記載。
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。

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。

22

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考

第 1.1.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

第1.1−1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

東二は設計基準事故対処設備に対対応手段，対処設備，手順書一覧（1/2）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／12）

し，重大事故等対処設備（設計基準（フロントライン系故障時）（フロントライン系故障時）拡張）としての位置付けをしない。

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

手動スクラムボタン ※1
原子炉モードスイッチ「停止」 ※1
制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）
制御棒駆動系配管
制御棒駆動系水圧制御ユニット

原子炉緊急停止系

対応
手段

整備する手順書※１

対応設備

主要設備

却水源等），関連設備（水源・流路・電源等）に分けて整理している。
東二は設備名で統一している。
また，東二は１つの手段につき１つの表で示している。

手動スクラム・スイッチ
原子炉モード・スイッチ「停止」

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時反応度制御」

重大事故等対処設備

関連設備

制御棒駆動系配管・弁自主対策設備原子炉手動スクラム

フロントライン系故障※1：発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御
棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※2：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※3：代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入機能がある。
※4：制御棒自動挿入は，運転員による操作不要の制御棒挿入機能である。

23

東二は対応設備を主要設備（主たるポンプ・除熱のための熱交換器や冷※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止

非常用交流電源設備

重大 事故等対処設備

自動減圧系の起動阻止スイッチ

原子炉緊急停止系

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備

重大事故等
対処設備

原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制

フロントライン系故障時

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能） ※2

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用交流電源設備

分類

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）

重大事故等対処設備

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能） ※2
制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）
制御棒駆動系配管
制御棒駆動系水圧制御ユニット

手順書

重大事故等対処設備

対処設備

自主対策設備

対応
手段

原子炉手動
スクラム

分類

（以下，第 1.1−1 表において同様）
設計方針の相違＊１〜５（以下，第 1.1−1 表において同様）

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/2）

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／12）（フロントライン系故障時）（フロントライン系故障時）

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

対応
手段

整備する手順書※１

対応設備

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）※２，※３
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ※３
制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」重大事故等対処設備

制御棒駆動系配管・弁
非常用交流電源設備※５・２Ｃ非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

代替制御棒挿入機能による制御棒挿入

フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」自主対策設備

制御棒手動挿入（電動挿入）

制御棒操作監視系
制御棒
制御棒駆動機構（電動駆動）
非常用交流電源設備

自主対策設備

制御棒手動挿入（水圧挿入）

フロントライン系故障時

スクラムテストスイッチ
原子炉緊急停止系電源スイッチ
制御棒
制御棒駆動機構（水圧駆動）
制御棒駆動系配管
制御棒駆動系水圧制御ユニット− ※4
自主対策設備

制御棒自動挿入（電動挿入）ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）※2，※3
制御棒操作監視系
制御棒
制御棒駆動機構（電動駆動）
非常用交流電源設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」重大事故等対処設備（設計基準拡張）

ほう酸水注入非常用交流電源設備

分類

主要設備

ほう酸水注入系ポンプ
ほう酸水注入系貯蔵タンク
ほう酸水注入系配管・弁
高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器

手順書

重大事故等
対処設備

原子炉緊急停止系

対処設備

備考

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時反応度制御」※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

自主対策設備原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制

給水制御系
給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系※1：発電用原子炉が自動で緊急停止しなかった場合に，手動スクラムボタンの操作及び原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替える操作により制御
棒の緊急挿入を可能とするための設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備とは位置付けない。
※2：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※3：代替制御棒挿入機能作動信号による制御棒の自動挿入機能がある。
※4：制御棒自動挿入は，運転員による操作不要の制御棒挿入機能である。

24

柏崎は比較表ページ 23 に記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／12）（フロントライン系故障時）
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

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時反応度制御」

重大事故等対処設備

関連設備

制御棒駆動系配管・弁
非常用交流電源設備※５・２Ｃ非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ

自主対策設備

選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制

フロントライン系故障

選択制御棒挿入機構

重大事故等対処設備

制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

原子炉緊急停止系

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

25

設計方針の相違＊1

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／12）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系
ポンプトリップ機能）※３
原子炉再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ※３
低速度用電源装置遮断器手動スイッチ※３

重大事故等対処設備

関連設備

原子炉再循環系ポンプ遮断器
低速度用電源装置遮断器
非常用交流電源設備※５・２Ｃ非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

原子炉再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制

フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

26

柏崎は比較表ページ 23 に記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／12）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自動減圧系の起動阻止スイッチ

重大事故等対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」※５

非常用交流電源設備
・２Ｃ非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止

フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

27

柏崎は比較表ページ 23 に記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／12）（フロントライン系故障時）
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

ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水貯蔵タンク※４

重大事故等対処設備

関連設備

ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※５・２Ｃ非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

ほう酸水注入フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

28

柏崎は比較表ページ 24 に記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／12）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」自主対策設備タービン駆動給水ポンプ
電動駆動給水ポンプ
給水制御系

重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

主要設備

原子炉水位低下による原子炉出力抑制

フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

29

柏崎は比較表ページ 24 に記載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／12）
柏崎は比較表ページ 24 に記載。

（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時反応度制御」

重大事故等対処設備

関連設備

制御棒駆動系配管・弁自主対策設備

スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ

重大事故等対処設備

制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

主要設備

制御棒挿入（スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズの引抜き操作）

フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

30

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）備考
設計方針の相違＊5

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／12）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自主対策設備

スクラム・パイロット弁計器用空気系配管・弁重大事故等対処設備

制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時反応度制御」ＡＭ設備別操作手順書

制御棒駆動系配管・弁重大事故等対処設備

関連設備

制御棒挿入（スクラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作）

フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

31

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／12）

柏崎は比較表ページ 24 に記載。

（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自主対策設備

スクラム個別スイッチ

重大事故等対処設備

制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時反応度制御」ＡＭ設備別操作手順書

関連設備

制御棒駆動系配管・弁重大事故等対処設備

制御棒挿入（スクラム個別スイッチの操作）

フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

32

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／12）

柏崎は比較表ページ 24 に記載。

（フロントライン系故障時）
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

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時反応度制御」

重大事故等対処設備

関連設備

制御棒駆動系配管・弁
非常用交流電源設備※５・２Ｃ非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備※５・軽油貯蔵タンク・２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ

自主対策設備

制御棒挿入（手動操作による制御棒挿入）

フロントライン系故障

制御棒手動操作系

重大事故等対処設備

制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

原子炉緊急停止系

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

33

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）備考
設計方針の相違＊5

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／12）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対処設備

制御棒
制御棒駆動機構
制御棒駆動系水圧制御ユニット

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「反応度制御」非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時反応度制御」制御棒駆動系配管・弁自主対策設備

制御棒挿入（制御棒駆動水圧系引抜配管ベント弁からの排水）フロントライン系故障

原子炉緊急停止系

対応
手段

ＡＭ設備別操作手順書※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：代替制御棒挿入機能は，運転員等による操作不要の制御棒挿入機能である。
※3：自動で作動させる機能及び中央制御室の操作スイッチにより手動で作動させる機能がある。
※4：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。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

34

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考

第 1.1.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

第 1.1−2 表 重大事故等対処に係る監視計器

東二は監視計器について，重大事故

監視計器一覧（1/2）

監視計器一覧（1／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手段

監視パラメータ（計器）1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1)EOP「スクラム」（原子炉出力）等対処設備としての要求（耐性等）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）でないものとの区別を注記してい1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(1) 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）

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）スクラム発生の有無

スクラム警報スクラム要素原子炉自動スクラムに至るパラメータの変化

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域モニタ

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉スクラム確認

原子炉スクラム確認

スクラム警報全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系※２
平均出力領域計装※１，※３
起動領域計装※１，※３

プラント停止状態

スクラム警報全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系※２

未臨界の監視平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

操作

操作

平均出力領域モニタ

判断基準

判断基準

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急
挿入（手動）る（詳細は 1.15（事故時の計装に関する手順等）にて整理する）。
（以下，第 1.1−2 表において同様）

原子炉手動スクラム

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「スクラム」（原子炉出力）を満たし設計されているもの，そう原子炉手動スクラム

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

35

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（2/2）

監視計器一覧（2／3）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手段

操作

RIP−ASD 受電遮断器開放状態

RIP−ASD 受電遮断器表示灯

原子炉冷却材再循環ポンプ運転状態

原子炉冷却材再循環ポンプ表示灯

原子炉出力

平均出力領域モニタ
起動領域モニタプラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

ADS 及び SA−ADS 起動阻止状態

ADS 及び SA−ADS 起動阻止状態表示灯

未臨界の維持又は監視

平均出力領域モニタ
起動領域モニタ
ほう酸水注入系ポンプ出口圧力
ほう酸水注入系タンク液位

原子炉冷却材浄化系運転状態

原子炉冷却材浄化系隔離弁表示灯

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止操作

ほう酸水注入操作

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」原子炉スクラム成功確認

原子炉再循環系ポンプ停止
による原子炉出力抑制
自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上
昇防止

操作

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

ほう酸水注入事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制

原子炉出力

平均出力領域モニタ
起動領域モニタ

原子炉隔離状態の有無

主蒸気隔離弁開閉表示灯

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（SA）

操作

代替制御棒挿入機能による制御棒緊
急挿入（手動）制御棒手動挿入操作

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心注水系(B)系統流量
高圧炉心注水系(C)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
原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系タービン排気圧力
原子炉隔離時冷却系タービン回転速度
高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域モニタ
起動領域モニタプラント停止状態

スクラム弁開閉表示
全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系

原子炉出力

平均出力領域モニタ
起動領域モニタ

原子炉水位低下による原子
炉出力抑制

操作

操作

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」原子炉圧力容器への注水量

操作

プラント停止状態操作

判断基準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」監視パラメータ（計器）1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(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」

判断基準

判断基準

原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制（手動）

重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(2)EOP「反応度制
事故時運転操作手順書（徴候ベース）「反応度制御」東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

原子炉スクラム成功確認

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系※２
平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

原子炉出力

平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

原子炉再循環系ポンプ運転状態

原子炉再循環系ポンプ表示灯

自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の起動阻止状態

自動減圧系及び過渡時自動減圧機能起動
阻止状態表示灯

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系※２

未臨界の監視平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

原子炉圧力容器への注水量

ほう酸水貯蔵タンク液位

最終ヒートシンクによる冷却状態の確認

サプレッション・プール水温度※１
残留熱除去系系統流量※１
残留熱除去系熱交換器入口温度※１
残留熱除去系熱交換器出口温度※１
残留熱除去系海水系系統流量※１

補機監視機能局所出力領域計装
ほう酸水注入ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力

原子炉出力

平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

原子炉隔離状態の有無

主蒸気隔離弁開閉表示灯

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）※１
原子炉水位（燃料域）※１
原子炉水位（ＳＡ広帯域）※１
原子炉水位（ＳＡ燃料域）※１

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量※１
高圧炉心スプレイ系系統流量※１

補機監視機能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
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

36

備考

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）
監視計器一覧（3／3）

柏崎は比較表ページ 35 及び 36 に記
重大事故等の対応に必要となる監視項目

対応手順

監視パラメータ（計器）1.1.2.1 フロントライン系故障時の対応手順(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」操作

選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制操作

代替制御棒挿入機能による
制御棒挿入

操作

制御棒挿入

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系※２

未臨界の監視平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系※２

原子炉出力

平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

プラント停止状態

全制御棒全挿入ランプ
制御棒操作監視系※２

未臨界の監視平均出力領域計装※１
起動領域計装※１

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力※１
原子炉圧力（ＳＡ）※１

補機監視機能制御棒駆動水圧系駆動水ヘッダ差圧※1：重大事故等対処設備としての要求事項を満たした重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを示す。
※2：重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない常用計器及び常用代替計器により監視するパラメータを示す。

37

備考

載。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考

第 1.1−3 表 審査基準における要求事項ごとの給電対象設備

東二は事故時（異常な過渡変化時）において給電が必要となる設備と対象条文

供給対象設備

給電元
給電母線

して「第 1.1−3 表」に「審査基準における要求事項毎の給電対象設

ほう酸水注入ポンプ

非常用交流電源設備
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系
ＭＣＣ ２Ｄ系

ほう酸水注入系 弁

非常用交流電源設備
ＭＣＣ ２Ｃ系
ＭＣＣ ２Ｄ系【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

38備」を整備する。

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考
東二は先行 PWR を参考に作成。

39

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考
東二は先行 PWR を参考に作成しており，機能喪失原因対策分析（補足）は作成しない。

40

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考
東二は EOP フローチャートについて
は個別の各逐条資料には記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整
理する。

41

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）42

備考赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考
東二は EOP フローチャートについて
は個別の各逐条資料には記載せず，「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整
理する。

43

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考
東二はＡＴＷＳ緩和設備概要図を記載。

44

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）45

備考赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）

備考
東二「原子炉出力―サプレッション・プール水温度相関曲線」（設計方針の相違＊４）46

赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）47

備考赤色：設備，運用又は体制の相違（設計方針の違い）
青色：記載箇所と内容の相違（記載方針の相違）
緑色：記載表現，設備名の相違（設備名の相違：差異なし）
黄色塗りつぶし：11 月 7 日からの変更点

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：1.1 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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二 設置変更許可申請書 再補正（案）48

備考