東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-1 改 96
提出年月日
平成 30 年 2 月 28 日

東海第二発電所

重大事故等対処設備について

平成 30 年 2 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
目
1

重大事故等対処設備

2

基本設計の方針
2.1

3

次

耐震性・耐津波性
2.1.1

発電用原子炉施設の位置

2.1.2

耐震設計の基本方針 【39 条】

2.1.3

耐津波設計の基本方針【40 条】

2.2

火災による損傷の防止

2.3

重大事故等対処設備の基本設計方針 【43 条】
2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について

2.3.2

容量等

2.3.3

環境条件等

2.3.4

操作性及び試験・検査性について

個別設備の設計方針
3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備 【44 条】
3.2 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設備 【45 条】
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備 【46 条】
3.4 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設備 【47 条】
3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備 【48 条】
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 【49 条】
3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備 【50 条】
3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 【51 条】
目-1

3.9 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設備 【52 条】
3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備 【53 条】
3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備 【54 条】
3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備 【55 条】
3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 【56 条】
3.14 電源設備 【57 条】
3.15 計装設備 【58 条】
3.16 原子炉制御室 【59 条】
3.17 監視測定設備 【60 条】
3.18 緊急時対策所 【61 条】
3.19 通信連絡を行うために必要な設備【62 条】

別添資料-1基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する津波防護方針に
ついて

目-2

3.15 計装設備【58 条】

基準適合への対応状況

6.4

計装設備（重大事故等対処設備）

6.4.1

概

要

重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する重大事故等対処設備を設置又は保管する。
当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータ）は，添付書類十の「第 10−1 表

重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15

事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された主要パラメータ（重要監視パラメータ及び有効監視パラメータ）とする。
当該パラメータを推定するために必要なパラメータは，添付書類十の「第10−1 表重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15

事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された代替パラメータ（重要代替監視パラメータ及び常用代替監視パラメータ）とする。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備（重大事
故等対処設備）について，設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握するための能力（最高計測可能温度等（設計基準最大値等））
を明確にする。計測範囲を第 6.4−1 表に，設計基準最大値等を第 6.4−3 表に示す。
また，電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態により発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメー
タを補助パラメータとする。なお，補助パラメータのうち，重大事故等対処
設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータについては，
58 条−1

重大事故等対処設備とする。補助パラメータの対象を第 6.4−5 表に示す。
計装設備（重大事故等対処設備）の系統概要図を第 6.4−1 図から第 6.4−6 図に示す。

6.4.2

設計方針

重大事故等に対処するために必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するための有効な情報を把握するための設備として以下の重大事故等対処設備（監視機能喪失時に使用する設
備，計器電源喪失時に使用する設備及びパラメータ記録時に使用する設備）
を設ける。
(1)

監視機能喪失時に使用する設備
発電用原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計とする。
重要監視パラメータ又は有効監視パラメータ（原子炉圧力容器内の温度，
圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量等）の計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合は，添付書類十の「第10−1 表重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15

事故時の計装に関する手順等」の計器故障又は計器故障が疑われる場合の代替
パラメータによる推定又は計器の計測範囲を超えた場合の代替パラメータによる推定の対応手段等により推定ができる設計とする。
計器故障又は計器故障が疑われる場合に，当該パラメータの他チャンネ
ルの計器がある場合，他チャンネルの計器により計測するとともに，重要代替監視パラメータが複数ある場合は，推定する重要監視パラメータとの関係性がより直接的なパラメータ，検出器の種類及び使用環境条件を踏まえた確からしさを考慮し，優先順位を定める。推定手段及び優先順位を第58 条−2

6.4−4 表に示す。
(2)

計器電源喪失時に使用する設備
全交流動力電源が喪失した場合又は直流電源の喪失が想定される場合において，計測設備への代替電源設備として常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源
車並びに可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を使用する。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替高圧電源装置（10.2

代替電源設備）・可搬型代替低圧電源車（10.2

代替電源設備）・可搬型整流器（10.2

代替電源設備）

常設代替高圧電源装置，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器については、「10.2

代替電源設備」に示す。

また，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合，特に重要なパラメータとして，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備については，温度，圧力，水位及び流量に係るものについて，乾電池を電源とした可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格
納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）及び可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）
計測用）（以下「可搬型計測器」という。）により計測できる設計とする。
計測できるパラメータ最大値等を第 6.4−3 表に示す。
なお，可搬型計測器による計測においては，計測対象の選定を行う際の考え方として同一パラメータにチャンネルが複数ある場合は，いずれか 1
つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視するものとする。また，同一の物理量について，複数のパラメータがある場合は，いずれか 1 つの適切
58 条−3

なパラメータを選定し計測又は監視するものとする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，
水位及び流量（注水量）計測用）
・可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）(3)

パラメータ記録時に使用する設備
原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視
パラメータを計測又は監視及び記録ができる設計とする。パラメータを計
測又は監視及び記録するための設備として，データ伝送装置，緊急時対策
支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成する安全パラメ
ータ表示システム（ＳＰＤＳ）並びにデータ表示装置を設ける。
重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パ
ラメータは，電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
・データ表示装置
なお，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置の電源は，非常用所内電源（非常用ディーゼル発電機）に加えて，全交流
動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替低圧電源車から給電できる設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち緊急時対策支援システ
58 条−4

ム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置の電源は，非常用所内電源（非常用ディーゼル発電機）に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系非常用ディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。
非常用ディーゼル発電機及び安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
は，設計基準対象施設であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7

重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性，位置的分散を考慮すべき対象の設計基準対象施設はないことから，「1.1.7

重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性，位置的分散の設計方針は適用しない。
非常用ディーゼル発電機については，「10.2

6.4.2.1

代替電源設備」に示す。

多様性，位置的分散

基本方針については，「1.1.7.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
重大事故等対処設備のうち重要代替監視パラメータを計測する設備は，重要監視パラメータと異なる物理量（水位，注水量等）の計測又は測定原理とすることで，重要監視パラメータを計測する設備に対して可能な限り多様性を持った計測方法により計測できる設計とする。
重要代替監視パラメータは，重要監視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。
重要監視パラメータを計測する設備及び重要代替パラメータを計測する設
備の電源は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，非常用ディー
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ゼル発電機に対して多様性を有する常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車並びに可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から給電できる設計とする。電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2代替電源設備」に示す。

6.4.2.2

悪影響防止

基本方針については，「1.1.7.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備のうち，多重性を有するパラメータの計測装置又は重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測装置について，パラメータ相互をヒューズ，アイソレ
ータ等により電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
データ表示装置は，重大事故等時は重大事故等対処設備として系統を構成することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型計測器は，通常待機時に接続先の系統と分離された状態であること
及び重大事故等時は重大事故等対処設備として系統を構成することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

6.4.2.3

容 量 等

基本方針については，「1.1.7.2

容量等」に示す。

58 条−6

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，設計基準事故時の計測機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の計測範囲が，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できるため，設計基準事故対処設備と同仕様の設計とする。
・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）
・原子炉水位（燃料域）
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・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）
・起動領域計装・平均出力領域計装・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系海水系系統流量
・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，計58 条−7

器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できる設計とする。
・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力（ＳＡ）
・原子炉水位（ＳＡ広帯域）
・原子炉水位（ＳＡ燃料域）
・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
・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・ドライウェル圧力・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・プール水位
・格納容器下部水位
・格納容器内水素濃度（ＳＡ）
・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
58 条−8

・フィルタ装置入口水素濃度・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・代替循環冷却系ポンプ入口温度・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
・代替淡水貯槽水位
・西側淡水貯水設備水位・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，想定される重大事故等時に発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。
データ表示装置は，中央制御室の運転員等が，発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うために必要なデータを表示することができる設計とする。
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）の計測用）は，1 セット 20 個（測定時の故障を想定し58 条−9

た 1 個含む）使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 20 個を含めて合計 40 個を分散して保管する。
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）の計測用）は，1 セット 19 個（測定時の故障を想定した 1 個含む）使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 19 個を含めて合計 38 個を分散して保管する。

6.4.2.4

環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3

環境条件等」に示す。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・原子炉圧力容器温度・ドライウェル雰囲気温度
・サプレッション・チェンバ雰囲気温度
・サプレッション・プール水温度
・格納容器下部水温・格納容器下部水位
・起動領域計装・平均出力領域計装
なお，起動領域計装，平均出力領域計装については，重大事故等時初期における原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
58 条−10

・原子炉圧力・原子炉圧力（ＳＡ）
・原子炉水位（広帯域）
・原子炉水位（燃料域）
・原子炉水位（ＳＡ広帯域）
・原子炉水位（ＳＡ燃料域）
・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
・ドライウェル圧力・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・プール水位
・格納容器内水素濃度（ＳＡ）
・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
・代替循環冷却系ポンプ入口温度・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度
58 条−11

・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）のうち使用済燃料プール監視カメラ
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋廃棄物処理棟内に設置し，想定される重大事
故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度・残留熱除去系海水系系統流量・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，格納容器圧力逃がし装置格納槽内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
58 条−12

・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・代替淡水貯槽水位
・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，常設代替高圧電源装置置場（地下）に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・西側淡水貯水設備水位重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条
件を考慮した設計とする。
・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）
・耐圧強化ベント系放射線モニタ
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋付属棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）のうち使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置は，原子炉建屋付属棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。データ伝送装置は，想定される重大事故等時に操作を行う
58 条−13

必要がない設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち緊急時対策支援システム
伝送装置は，緊急時対策所建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。緊急時対策支援システム伝送装置は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちＳＰＤＳデータ表示装置
は，緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。ＳＰＤＳデータ表示装置の操作は，想定される重大事
故等時において，設置場所（監視場所）で可能な設計とする。
データ表示装置は，原子炉建屋付属棟内及び緊急時対策所建屋内に保管し，重大事故等時は原子炉建屋付属棟内に設置するため，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。データ表示装置の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所（監視場所）で可能な設計とする。
可搬型計測器は，原子炉建屋付属棟内及び緊急時対策所建屋内に保管し，重大事故等時は原子炉建屋付属棟内に設置するため，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型計測器の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所（計測場所）で可能な設計とする。

6.4.2.5

操作性の確保基本方針については，「1.1.7.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ構成で使用できる設計とする。
・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）58 条−14

・原子炉水位（燃料域）
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・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）
・起動領域計装・平均出力領域計装・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系海水系系統流量
・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
常設の重大事故等対象設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力（ＳＡ）
・原子炉水位（ＳＡ広帯域）
・原子炉水位（ＳＡ燃料域）
・高圧代替注水系系統流量
58 条−15・低圧代替注水系原子炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
・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・ドライウェル圧力・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・プール水位
・格納容器下部水位
・格納容器内水素濃度（ＳＡ）
・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・代替循環冷却系ポンプ入口温度・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
・代替淡水貯槽水位
・西側淡水貯水設備水位
58 条−16

・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）並びにフィルタ装置入口水素濃度を計測するためのサンプリングは，想定される重大事
故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。また，中央制御室の制御盤にて監視及びスイッチでの操作が可能な設計とする。
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）のうち使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事
故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。また，中央制御室の制御盤のスイッチにより弁操作及び起動操作が可能な設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置及び緊急時対策支援システム伝送装置は，常時伝送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちＳＰＤＳデータ表示装置
58 条−17

は，付属のスイッチにより緊急時対策所内で操作が可能な設計とする。
データ表示装置は，設計基準対象施設とは兼用しないため，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。
データ表示装置の通信ケーブルの接続は，コネクタ接続により，容易かつ確実に接続できる設計とし，付属のスイッチにより中央制御室内で操作が可能な設計とする。
可搬型計測器は，設計基準対象施設とは兼用しないため，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。
可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，ボルト・ネジ接続とし，接続規格を統一することにより一般的に使用される工具を用いて確実に接続できる設計とし，付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。

6.4.3

主要設備及び仕様

計装設備の主要設備及び仕様を第 6.4−1 表及び第 6.4−2 表に，重要監視
パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）を第 6.4−
3 表に，代替パラメータによる主要パラメータの推定を第 6.4−4 表に示す。
また，重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる
補助パラメータを第 6.4−5 表に示す。

6.4.4

試験検査

基本方針については，「1.1.7.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備は，原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）
及び校正ができる設計とする。
58 条−18

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ表示装置は，原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
可搬型計測器は，原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正ができる設計とする。

58 条−19

第 6.4−1 表(1)

原子炉圧力容器温度
個

数

計測範囲

(2)

計装設備（常設）の設備仕様

4
0℃〜500℃

原子炉圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

(3)

0MPa［gage］〜10.5MPa［gage］

原子炉圧力（ＳＡ）
個

数

計測範囲

(4)

2

2
0MPa［gage］〜10.5MPa［gage］

原子炉水位（広帯域）兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

2
−3,800mm〜1,500mm

58 条−20(5)原子炉水位（燃料域）
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

2

計測範囲

(6)

−3,800mm〜1,300mm

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
個

数

1

計測範囲

(7)

−3,800mm〜1,500mm

原子炉水位（ＳＡ燃料域）
個

数

1

計測範囲

(8)

−3,800mm〜1,300mm

高圧代替注水系系統流量
個

数

1

計測範囲

(9)

0L／s〜50L／s

低圧代替注水系原子炉注水流量
低圧代替注水系（常設）
個

数

計測範囲

1
0m３ ／h〜500m ３ ／h

低圧代替注水系（常設）個数

158 条−21計測範囲

0m３ ／h〜80m ３ ／h

低圧代替注水系（可搬型）
個

数

計測範囲

1
0m３ ／h〜300m ３ ／h

低圧代替注水系（可搬型）
個

数

計測範囲

(10)

0m３ ／h〜80m ３ ／h

代替循環冷却系原子炉注水流量
個

数

計測範囲

(11)

1

2
0m３ ／h〜150m ３ ／h

原子炉隔離時冷却系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

(12)

1
0L／s〜50L／s

高圧炉心スプレイ系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

1
0L／s〜500L／s
58 条−22(13)残留熱除去系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

3

計測範囲

(14)

0L／s〜600L／s

低圧炉心スプレイ系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

1

計測範囲

(15)

0L／s〜600L／s

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系（常設）
個

数

計測範囲

1
0m３ ／h〜500m ３ ／h

低圧代替注水系（可搬型）
個

数

計測範囲

(16)

1
0m３ ／h〜500m ３ ／h

低圧代替注水系格納容器下部注水流量
個

数

計測範囲

1
0m３ ／h〜200m ３ ／h
58 条−23(17)代替循環冷却系格納容器スプレイ流量個数

20m３ ／h〜300m ３ ／h

計測範囲

(18)

ドライウェル雰囲気温度
個

数

8

計測範囲

(19)

0℃〜300℃

サプレッション・チェンバ雰囲気温度
個

数

2

計測範囲

(20)

0℃〜200℃

サプレッション・プール水温度
個

数

3

計測範囲

(21)

0℃〜200℃

格納容器下部水温
ペデスタル床面高さ 0m 検知用 ※１
個

数

計測範囲

5
0℃〜500℃

ペデスタル床面高さ＋0.2m 検知用 ※１
個

数

計測範囲

5
0℃〜500℃※1

基準点は，ペデスタル底面（コリウムシー
ルド上表面：EL.11,806mm）からの高さ
58 条−24

(22)ドライウェル圧力
個

数

1

計測範囲

(23)

0MPa［abs］〜1MPa［abs］

サプレッション・チェンバ圧力
個

数

1

計測範囲

(24)

0MPa［abs］〜1MPa［abs］

サプレッション・プール水位
個

数

1

計測範囲

(25)

−1m〜9m（EL.2,030mm〜EL.12,030mm）

格納容器下部水位
ペデスタル床面高さ＋0.50m 検知用 ※１
個

数

計測範囲

2
EL.12,306mm

ペデスタル床面高さ＋0.95m 検知用 ※１
個

数

計測範囲

2
EL.12,756mm

ペデスタル床面高さ＋1.05m 検知用 ※１
個

数

計測範囲

2
EL.12,856mm

ペデスタル床面高さ＋2.25m 満水管理用 ※１
個

数

計測範囲

2
EL.14,056mm
58 条−25

ペデスタル床面高さ＋2.75m 満水管理用 ※１
個

数

計測範囲

2
EL.14,556mm※1

基準点は，ペデスタル底面（コリウムシー
ルド上表面：EL.11,806mm）からの高さ(26)

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・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
個

数

計測範囲

(27)

1
0vol％〜100vol％

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
・放射線管理設備（通常運転時等）
・放射線管理設備（重大事故等時）
個

数

計測範囲

(28)

2
10−２ Sv／h〜10 ５ Sv／h

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
58 条−26

・計装設備（重大事故等対処設備）
・放射線管理設備（通常運転時等）
・放射線管理設備（重大事故等時）
個

数

計測範囲

(29)

2
10−２ Sv／h〜10 ５ Sv／h

起動領域計装兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

8
10−１ cps〜10 ６ cps（1.0×10３ cm−２ ・s −１ 〜1.0×10９ cm −２ ・s −１ ）0％〜40％又は 0％〜125％（1.0×10８ cm−２ ・s −１ 〜1.5×10１３ cm −２ ・s−１ ）(30)

平均出力領域計装兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

2
0％〜125％（1.0×10１２ cm −２ ・s−１ 〜1.0×10１４ cm−２ ・s−１ ）58 条−27

(31)フィルタ装置水位
個

数

2

計測範囲

(32)

180mm〜5,500mm

フィルタ装置圧力
個

数

1

計測範囲

(33)

0MPa［gage］〜1MPa［gage］

フィルタ装置スクラビング水温度
個

数

1

計測範囲

(34)

0℃〜300℃

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・放射線管理設備（重大事故等時）
・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
高レンジ
個

数

計測範囲

2
10−２ Sv／h〜10５ Sv／h

低レンジ
個

数

計測範囲

1
10−３ mSv／h〜10 ４ mSv／h

58 条−28

(35)フィルタ装置入口水素濃度兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・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
個

数

計測範囲

(36)

2
0vol％〜100vol％耐圧強化ベント系放射線モニタ兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・放射線管理設備（重大事故等時）
個

数

計測範囲

(37)

10−３ mSv／h〜10 ４ mSv／h

代替循環冷却系ポンプ入口温度
個

数

計測範囲

(38)

1

2
0℃〜100℃

残留熱除去系熱交換器入口温度兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

2
0℃〜300℃

58 条−29

(39)

残留熱除去系熱交換器出口温度兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

(40)

2
0℃〜300℃

残留熱除去系海水系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

(41)

数

計測範囲

1
0m３ ／h〜800m ３ ／h

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
個

数

計測範囲

(43)

0L／s〜550L／s

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
個

(42)

2

1
0m３ ／h〜50m ３ ／h

代替淡水貯槽水位
個

数

計測範囲

1
0m〜20m58 条−30(44)西側淡水貯水設備水位
個

数

計測範囲

(45)

数

計測範囲

数

計測範囲

0MPa［gage］〜10MPa［gage］

20MPa［gage］〜5MPa［gage］

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
個

数

計測範囲

(48)

1

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力個(47)0m〜4.5m

常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
個

(46)

1

2
0MPa［gage］〜5MPa［gage］

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

(49)

1
0MPa［gage］〜10MPa［gage］

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
58 条−31

・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

(50)

1
0MPa［gage］〜10MPa［gage］

残留熱除去系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

(51)

3
0MPa［gage］〜4MPa［gage］

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

計測範囲

(52)

1
0MPa［gage］〜4MPa［gage］

原子炉建屋水素濃度兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
個

数

計測範囲

2 ※２
0vol％〜10vol％
58 条−32

※2(53)

原子炉建屋原子炉棟 6 階

原子炉建屋水素濃度兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
個

数

計測範囲

3 ※３
0vol％〜20vol％
※3

(54)

原子炉建屋原子炉棟地下 1 階，2 階

静的触媒式水素再結合器動作監視装置兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
個

数

4（2 個の静的触媒式水素再結合器に対して出入口に 1 個設置）

計測範囲

(55)

0℃〜300℃

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・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
個

数

計測範囲

1
0vol％〜25vol％58 条−33

(56)

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

水位：1
温度：1（検出点 2 箇所）

計測範囲

水位：−4,300mm〜＋7,200mm（EL.35,077mm〜EL.46,577mm）
温度：0℃〜120℃(57)

使用済燃料プール温度（ＳＡ）個

数

1（検出点 8 箇所）

計測範囲

(58)

0℃〜120℃

使用済燃料プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・計装設備（重大事故等対処設備）
・放射線管理設備（重大事故等時）
高レンジ
個

数

計測範囲

1
10−２ Sv／h〜10５ Sv／h

低レンジ
個

数

1
58 条−34

計測範囲

(59)

10−３ mSv／h〜10 ４ mSv／h

使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・計装設備（重大事故等対処設備）
個

(60)

数

1

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
データ伝送装置個数一式

緊急時対策支援システム伝送装置
個

数

一式

ＳＰＤＳデータ表示装置
個

数

一式

58 条−35

第 6.4−2 表(1)

データ表示装置個(2)計装設備（可搬型）の設備仕様

数一式

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，
水位及び流量（注水量）計測用）
個

(3)

数

20（予備 20）

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）
個数

19（予備 19）58 条−36

第 6.4−3 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（1／11）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ個数①原子炉圧力容器内の温度

58 条−37

原子炉圧力容器温度

※1

原子炉圧力

※2

原子炉圧力（ＳＡ）※2

原子炉水位（広帯域）※2原子炉水位（燃料域）※2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）※2

原子炉水位（ＳＡ燃料域）※2

残留熱除去系熱交換器入口温度

※2

4

計測範囲

0〜500℃

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

302℃以下※3

重大事故等時における炉心損傷の判断基準は 300℃以上であり，また，損傷炉心の冷却失敗判断及び原子炉圧力容器破損の徴候検知（300℃）に対して 500℃まで監視可
能。

1「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「⑫最終ヒートシンクの確保＜残留熱除去系＞」を監視するパラメータと同じ。

②原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力

2

0〜10.5MPa[gage]

8.62MPa[gage]以下

原子炉圧力（ＳＡ）

2

0〜10.5MPa[gage]

8.62MPa[gage]以下

原子炉水位（広帯域）※2原子炉水位（燃料域）※2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）※2

原子炉水位（ＳＡ燃料域）※2

原子炉圧力容器温度※2

重大事故等時における原子炉圧力容器最高使用圧力（8.62MPa［gage］）の 1.2 倍（10.34MPa［gage］）を監視可能。

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

1

第 6.4−3 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（2／11）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

原子炉水位（広帯域）

2−3,800〜1,500 ㎜※4−3,800〜1,400 ㎜※4

原子炉水位（燃料域）

2−3,800〜1,300 ㎜※5448〜1,300 ㎜※558 条−38③原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

1−3,800〜1,500 ㎜※4−3,800〜1,400 ㎜※4

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

1−3,800〜1,300 ㎜※5448〜1,300 ㎜※5

高圧代替注水系系統流量※2

低圧代替注水系原子炉注水流量※2

代替循環冷却系原子炉注水流量※2

原子炉隔離時冷却系系統流量※2

高圧炉心スプレイ系系統流量※2

残留熱除去系系統流量※2

低圧炉心スプレイ系系統流量

※2

原子炉圧力

※2

原子炉圧力（ＳＡ）※2

サプレッション・チェンバ圧力※2

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

炉心の冷却状況を把握する上で,原子炉水位制御範囲レベ
ル３〜８（300〜1,400mm ※4）及び燃料有効長底部まで監視可能。

1「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

第 6.4−3 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（3／11）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）④原子炉圧力容器への注水量

58 条−39

高圧代替注水系系統流量※1

1

0〜50L／s−※6

常設高圧代替注水系ポンプの最大流量（38L／s）を監視可能。

原子炉隔離時冷却系系統流量※1

1

0〜50L／s

40L／s

原子炉隔離時冷却系ポンプの最大流量（40L／s）を監視可能。

高圧炉心スプレイ系系統流量※1

10〜500L／s

438L／s

高圧炉心スプレイ系ポンプの最大流量（438L／s）を監視可
能。

（常設ラ
イン用）

※1

1

0〜500m ３ ／h※7

−※6

（常設ラ
イン用）

※1

1

0〜80m ３ ／h※7,※9

−※6

※1

1

0〜300m ３ ／h※8

−※6

※1

1

0〜80m ３ ／h※8,※9−※6

代替循環冷却系原子炉注水流量※120〜150m ３ ／h−※6

残留熱除去系系統流量※130〜600L／s

470L／s

残留熱除去系ポンプの最大流量（470L／s）を監視可能。

低圧炉心スプレイ系系統流量※1

10〜600L／s

456L／s

低圧炉心スプレイ系ポンプの最大流量（456L／s）を監視可能。

代替淡水貯槽水位※2

西側淡水貯水設備水位※2

サプレッション・プール水位※2

原子炉水位（広帯域）※2原子炉水位（燃料域）※2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）※2

原子炉水位（ＳＡ燃料域）※2

低圧代替注水系原子炉注水
流量
（可搬ラ
イン用）
（可搬ラ
イン用）

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水時における最大流量（378m ３ ／h）を監視可能。
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水時におけるミニフロー調整時の最大流量（75m３ ／h）を監視可能。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注
水時における最大流量（110m ３ ／h）を監視可能。
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 お け るミ ニ フ ロー 調 整時 の 最 大 流量 （ 75m ３ ／ h）
を監視可能。
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水時における最大流量（100m ３ ／h）を監視可能。

「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

可搬型
計測器
個数

1

1

第 6.4−3 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（4／11）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）⑤原子炉格納容器への注水量

（常設ラ
イン用）

※1

1

0〜500m ３ ／h※7−※6

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器ス
プレイ時における最大流量（300m ３ ／h）を監視可能。

（可搬ラ
イン用）

※1

1

0〜500m ３ ／h※8−※6

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
スプレイ時における最大流量（130m ３ ／h）を監視可能。

低圧代替注水系格納容器下部注水流量※1

10〜200m ３ ／h−※6

格納容器下部注水系（常設又は可搬型）による格納容器
下部注水時における最大流量（80m ３ ／h）を監視可能。

代替淡水貯槽水位※2

西側淡水貯水設備水位※2

サプレッション・プール水位※2

格納容器下部水位※2低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量

可搬型
計測器
個数

1

1

「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

80〜300℃

171℃以下1
原子炉格納容器の限界温度（200℃）を監視可能。

⑥原子炉格納容器内の温度

58 条−40

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

20〜200℃

171℃以下サプレッション・プール水温度

30〜200℃

104℃以下原子炉格納容器の限界圧力（620kPa[gage]）におけるサプレッション・プール水の飽和温度（約 167℃）を監視
可能。

1

※1

5

0〜500℃※10（ペデスタル床面 0m）
※11

−※6

ペデスタル底部にデブリが落下した際の温度上昇又は高温のデブリが検出器に接触し指示値がダウンスケールすることを検知することでデブリ落下を検知可能。

4

※1

5

0〜500℃※10（ペデスタル床面＋0.2m）
※11

−※6

ペデスタル床面 0.2m 以上のデブリ堆積を温度上昇又は高温のデブリと検出器の接触による指示値ダウンスケー
ルにより検知可能。

4

格納容器下部水温

（水温計
兼デブリ
落下検知
用）
（水温計
兼デブリ
堆積検知
用）

ドライウェル圧力※2

サプレッション・チェンバ圧力※2

1「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

第 6.4−3 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（5／11）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ⑦原子炉格納容器内の圧力

ドライウェル圧力

個数

計測範囲

設計基準

1

0〜1MPa［abs］

279kPa[gage]以下把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数
1

原子炉格納容器の限界圧力（620kPa[gage]）を監視可能。
サプレッション・チェンバ圧力1⑧原子炉格納容器内の水位

58 条−41

ドライウェル雰囲気温度※2

サプレッション・チェンバ雰囲気温度※2

サプレッション・プール水位※1

1（高さ 1m 超
※1
検知用）

2

0〜1MPa［abs］

279kPa[gage]以下

1「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

（高さ0.5m,1.0m
※1
未満検知
用）

各2

（満水管理
用）

各2

格納容器下部水位※1

低圧代替注水系原子炉注水流量※2

低圧代替注水系格納容器スプレイ
流量※2

低圧代替注水系格納容器下部注水流量※2

代替淡水貯槽水位※2

西側淡水貯水設備水位※2ドライウェル圧力※2

サプレッション・チェンバ圧力※2ウェットウェルベント操作可否判断（ベントライン下端−0.5〜0m−1〜9m※12
高さ−1.64m：通常水位＋6.5m）を把握できる範囲を監視（EL.2,030〜12,030mm） （EL.2,530〜3,030mm）可能。
＋1.05m※11,※13（EL.12,856mm）＋0.50m,＋0.95m※11,※14（EL.12,306mm，12,756mm）＋2.25m,＋2.75m※11,※15（EL.14,056mm，14,556mm）−※6

炉心損傷後，原子炉圧力容器破損までの間に，ペデスタ
ル床面から 1m を超える高さまでの事前注水されたことの検知が可能。

−※6

デ ブ リ 落 下 後 ，ペ デ ス タ ル 床 面 0.2m 以 上 の デ ブ リ 堆 積
ま で の 間 ，ペ デ ス タ ル 床 面 か ら 0.5m〜 1m の 範 囲 に 水 位が維持されていることの確認が可能。

−※6

ペ デ ス タ ル 床 面 0.2m 以 上 の デ ブ リ 堆 積 後 ，ペ デ ス タ ル
満 水 近 傍 の ペ デ ス タ ル 床 面 か ら 2.25m〜 2.75m の 範 囲 に水位が維持されていることの確認が可能。

「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

1

1

第 6.4−3 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（6／11）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ⑨原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

※1

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

1

0〜100vol％4.0vol％以下

重大事故等時に原子炉格納容器内の水素濃度が変動する
可能性のある範囲（0〜56.6vol％）を監視可能。

−

格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ) ※2「⑩原子炉格納容器内の放射線量率」を監視するパラメータと同じ。
格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ) ※2
ドライウェル圧力※2

サプレッション・チェンバ圧力※2「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

⑩原子炉格納容器内の放射線量率58 条−42⑪未臨界の維持又は確認

格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)

2

10 − ２ 〜10 ５ Sv／h

10Sv／h 未満※16

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場合は約 10Sv／h）を把握する上で監視可能（上記の判断値
は原子炉停止後の経過時間とともに低くなる）。

−

格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)

210 − ２ 〜10 ５ Sv／h

10Sv／h 未満※16

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場合は約 10Sv／h）を把握する上で監視可能（上記の判断値
は原子炉停止後の経過時間とともに低くなる）。

−810 − １ 〜10 ６ cps（1.0×10 ３ 〜1.0
×10 ９ cm − ２ ・s − １ ）0〜40％又は 0〜125％（1.0×10 ８ 〜1.5
×10 １ ３ cm − ２ ・s − １ ）原子炉の停止時から起動時及び起動時から定格出力運転時の中性子束を監視可能。
なお，起動領域計装が測定できる範囲を超えた場合は，平均出力領域計装によって監視可能。

−

原子炉の起動時から定格出力運転時の中性子束を監視可能。
なお，設計基準事故時及び重大事故等時，一時的に計測範囲を超えるが，負の反応度フィードバック効果により短期間であり，かつ出力上昇及び下降は急峻である。
125％ を 超 え た 領 域 で そ の 指 示 に 基 づ き 操 作 を 伴 う も のでないことから，現状の計測範囲でも運転監視上影響はない。また，緊急停止失敗時においても原子炉再循環ポ
ンプトリップ等により中性子束は低下するため，現状の計測範囲でも対応が可能。

−

起動領域計装定格出力の約 19 倍

平均出力領域計装2※170〜125％（1.0×10 １ ２ 〜1.0
×10 １ ４ cm − ２ ・s − １ ）第 6.4−3 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（7／11）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

2

180〜5,500mm−※6

系統待機時におけるスクラビング水位の設定範囲及びベント後の下限水位から上限水位の範囲を監視可能。

1

格納容器ベント実施時に，格納容器圧力逃がし装置の最高使用圧力（0.62MPa［gage］）を監視可能。

1＜格納容器圧力逃がし装置＞
フィルタ装置水位⑫最終ヒートシンクの確保（１／２）

58 条−43

フィルタ装置圧力※110〜1MPa［gage］−※6

フィルタ装置スクラビング水温度※110〜300℃−※62

10 − ２ 〜10 ５ Sv／h−※6

110 − ３ 〜10 ４ mSv／h−※6

2

0〜100vol％−※6

110 − ３ 〜10 ４ mSv／h−※6

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

フィルタ装置入口水素濃度

格納容器ベント実施時に，格納容器圧力逃がし装置の最高使用温度（200℃）を監視可能。
格納容器ベント実施時（炉心損傷している場合）に，想定されるフィルタ装置出口の最大線量当量率（約 5×10 １
Sv／h）を監視可能。
格納容器ベント実施時（炉心損傷していない場合）に，想定されるフィルタ装置出口の最大線量当量率（約 7×10 ０
mSv／h）を監視可能。
格納容器ベント停止後の窒素によるパージを実施し，フィルタ装置の配管内に滞留する水素濃度が可燃限界濃度（4vol％）未満であることを監視可能。

1
−

−

−

＜耐圧強化ベント系＞
耐圧強化ベント系放射線モニタ※1

耐圧強化ベント実施時に，想定される排気ラインの最大線量当量率（約 4×10 ３ mSv／h）を監視可能。

−＜代替循環冷却系＞「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・プール水温度
代替循環冷却系ポンプ入口温度

20〜100℃

代替循環冷却時における代替循環冷却系ポンプ入口の最高使用温度（80℃）を監視可能。

1「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量−※620〜300m ３ ／h−※6代替循環冷却系による格納容器スプレイ時における最大流量（250m ３ ／h）を監視可能。

1

第 6.4−3 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（8／11）
個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

残留熱除去系熱交換器入口温度

20〜300℃

249℃以下

残留熱除去系の運転時における，残留熱除去系熱交換器
入口温度の変動範囲（249℃）を監視可能。

1

残留熱除去系熱交換器出口温度

20〜300℃

249℃以下

残留熱除去系の運転時における，残留熱除去系熱交換器
出口温度の変動範囲（249℃）を監視可能。

1

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ＜残留熱除去系＞

58 条−44⑫最終ヒートシンクの確保（２／２）

「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

残留熱除去系系統流量
残留熱除去系海水系系統流量20〜550L／s

493L／s

緊急用海水系流量（残留熱除去系
熱交換器）

※1

1

0〜800m ３ ／h−※6緊急用海水系流量（残留熱除去系
補機）

※1

1

0〜50m ３ ／h−※6

原子炉圧力容器温度※2

ドライウェル雰囲気温度※2

サプレッション・チェンバ雰囲気温度※2

ドライウェル圧力※2

サプレッション・チェンバ圧力※2

残留熱除去系の運転時における，残留熱除去系海水系ポンプの最大流量（493L／s）を監視可能。
緊急用海水系の運転時における，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）の最大流量（650m ３ ／h）を監視可能。
緊急用海水系の運転時における，緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）の最大流量（40m３ ／h）を監視可能。

「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

⑬格納容器バイパスの監視

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。
原子炉圧力（ＳＡ）
ドライウェル雰囲気温度「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

ドライウェル圧力「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

1

第 6.4−3 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（9／11）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

サプレッション・プール水位

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

代替淡水貯槽水位

※1

1

0〜20m

−※6

代替淡水貯槽の底部より上の水位計検出点からポンプテ
ストライン配管下端（0〜19m）を監視可能。

1

西側淡水貯水設備水位※1

1

0〜4.5m−※6

西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 水 槽 底 部 ＋ 1m 上 か ら 水 槽 上 端 ＋ 5m
まで（事故収束に必要な貯水量）を監視可能。

1

高圧代替注水系系統流量※2

代替循環冷却系原子炉注水流量※2

原子炉隔離時冷却系系統流量※2

高圧炉心スプレイ系系統流量※2

残留熱除去系系統流量※2

低圧炉心スプレイ系系統流量※2

常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力※2

1

0〜10MPa［gage］−※6

常 設 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ 運 転 時 の 吐 出 圧 力 （ 8.96MPa［gage］）を監視可能。

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力※2

1

0〜10MPa［gage］

8.96MPa[gage]

原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ 運 転 時 の 吐 出 圧 力 （ 8.96MPa［gage］）を監視可能。

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※2

1

0〜10MPa［gage］

8.01MPa[gage]

高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ポ ン プ 運 転 時 の 吐 出 圧 力 （ 8.01MPa［gage］）を監視可能。

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力※220〜5MPa［gage］−※6

代 替 循 環 冷 却 系 ポ ン プ 運 転 時 の 吐 出 圧 力 （ 3.45MPa［gage］）を監視可能。

残留熱除去系ポンプ吐出圧力※230〜4MPa［gage］

3.45MPa[gage]

残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ 運 転 時 の 吐 出 圧 力 （ 3.45MPa［ gage］） を 監 視 可 能 。

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力※2

10〜4MPa［gage］

3.79MPa[gage]

低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ポ ン プ 運 転 時 の 吐 出 圧 力 （ 3.79MPa［gage］）を監視可能。

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力※220〜5MPa［gage］−※6

常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ 運 転 時 の 吐 出 圧 力 （ 3.14MPa［gage］）を監視可能。

低圧代替注水系原子炉注水流量※2

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量※2

低圧代替注水系格納容器下部注水流量※2「④原子炉圧力容器への注水量」及び「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

⑭水源の確保（１／２）

58 条−45「④原子炉圧力容器への注水量」及び「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

1

1

第 6.4−3 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（10／11）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ個数⑭水源の確保
（２／２）⑯原子炉格納容器内の酸素濃度

58 条−46⑮原子炉建屋内の水素濃度

原子炉水位（広帯域）※2原子炉水位（燃料域）※2

原子炉水位（ＳＡ広帯域）※2

原子炉水位（ＳＡ燃料域）※2

原子炉建屋水素濃度

※1

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

20〜10vol％−※6

3

0〜20vol％

重大事故等時において，水素と酸素の可燃限界（水素濃度：4vol％）を監視可能。

−−

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

※2

4
※18

0〜300℃−※6

重大事故等時において，静的触媒式水素再結合器の最高使用温度（300℃）を監視可能。

2

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）※1

1

0〜25vol％

5.0vol％以下

重大事故等時において，原子炉格納容器内の水素燃焼の可能性を把握する上で，酸素濃度の可燃限界（5vol％）を監視可能。

−

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ※2「⑩原子炉格納容器内の放射線量率」を監視するパラメータと同じ。
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※2
ドライウェル圧力※2

サプレッション・チェンバ圧力※2「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

第 6.4−3 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（11／11）

重要監視パラメータ
重要代替監視パラメータ⑰使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

58 条−47

使用済燃料プール監視カメラ

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

1

−4,300〜＋7,200mm※19（EL.35,077〜46,577mm）＋6,818mm（EL.46,195mm）

重大事故等時に変動する可能性のある使用済燃料プール
上部から使用済燃料ラック下端（EL.35,097mm）までの範囲にわたり水位を監視可能。

−

1
※20

0〜120℃

66℃以下

重大事故等時に変動する可能性のある使用済燃料プールの温度（100℃）を監視可能。

−※6

重大事故等時に変動する可能性のある使用済燃料プールの温度（100℃）を監視可能。

−※6

重大事故等時に変動する可能性がある放射線量率（3.0mSv／h 以下）を監視可能。

−−※6

重大事故等時において使用済燃料プール及びその周辺の状況を監視可能。

−

1※21

0〜120℃1

10 − ２ 〜10 ５ Sv／h

1
1

10

−３

４

〜10 mSv／h−

1※1 ：分類のうち，重要監視パラメータとしてのみ使用する。
※2：分類のうち，重要代替監視パラメータとしてのみ使用する。
※3 ：設計基準事故時に想定される原子炉圧力容器の最高圧力に対する飽和温度。
※4 ：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）。
※5：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）。
※6 ：重大事故等時に使用する設備のため，設計基準事故時は値なし。
※7 ：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用。
※8：可搬型設備による対応時に使用。
※9：狭帯域流量。
※10：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器）。
※11：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面： EL.11,806mm） から の 高さ 。
※12：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm）。
※13：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）。
※14：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）。
※15：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）。
※16：炉心損傷は，原子炉停止後の経過時間における格納容器雰囲気放射線モニタの値で判断する。原子炉停止直後に炉心損傷した場合の判断値は約 10Sv／h（経過時間とともに判断値は低くなる）であり，設計基準では炉心損傷しないことからこの値を下回る。
※17：平均出力領域計装 A〜F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計装の A,C,E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B,D,F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。
※18：2 個の静的触媒式水素再結合器に対して出入口に 1 個ずつ設置。
※19：基準点は使用済燃料ラック上端 EL.39,377mm（使用済燃料プール底部より 4,688mm）。
※20：検出点 2 箇所。
※21：検出点 8 箇所。

第 6.4−4 表
分類

主要パラメータ
原子炉圧力容器温度

代替パラメータによる主要パラメータの推定（1／14）
代替パラメータ ※ １

原子炉圧力容器内の温度①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力②原子炉圧力（ＳＡ）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）③残留熱除去系熱交換器入口温度

代替パラメータ推定方法①原子炉圧力容器温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力容器温度の監視が不可能となった場合は，原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで,原子炉圧力より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の温度を推定する。
また,スクラム後，原子炉水位が燃料有効長頂部に到達するまでの経過時間より原子炉圧力容器内の温度を推定する。
③残留熱除去系が運転状態であれば，残留熱除去系熱交換器入口温度により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉圧力①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器内の圧力58 条−48③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（ＳＡ広帯域）③原子炉水位（ＳＡ燃料域）③原子炉圧力容器温度
原子炉圧力（ＳＡ）①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（ＳＡ広帯域）③原子炉水位（ＳＡ燃料域）③原子炉圧力容器温度①原子炉圧力の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力（ＳＡ）により推定する。
③原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで,原子炉圧
力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。
①原子炉圧力（ＳＡ）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力（ＳＡ）の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力により推定する。
③原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで,原子炉圧
力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 6.4−4 表
分類

主要パラメータ
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

代替パラメータによる主要パラメータの推定（2／14）
代替パラメータ ※ １①主要パラメータの他チャンネル②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）

58 条−49

原子炉圧力容器内の水位③高圧代替注水系系統流量③低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量③原子炉隔離時冷却系系統流量③高圧炉心スプレイ系系統流量③残留熱除去系系統流量③低圧炉心スプレイ系系統流量④原子炉圧力④原子炉圧力（ＳＡ）④サプレッション・チェンバ圧力
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）②高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量②代替循環冷却系原子炉注水流量②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心スプレイ系系統流量②残留熱除去系系統流量②低圧炉心スプレイ系系統流量③原子炉圧力③原子炉圧力（ＳＡ）③サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータ推定方法①原子炉水位（広帯域）又は原子炉水位（燃料域）の 1 チャンネルが故障した場合
は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉水位（広帯域）又は原子炉水位（燃料域）の監視が不可能となった場合は,原子炉水位（ＳＡ広帯域）又は原子炉水位（ＳＡ燃料域）により推定する。
③高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量のうち機器動作状態にある流量より，崩壊熱による原子炉水位変化量を考慮し,原子炉圧力容器内の水位を推定する。
④原子炉圧力容器への注水により主蒸気配管より上まで注水し，原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・チェンバ圧力の差圧から原子炉圧力容器の満水を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。
①原子炉水位（ＳＡ広帯域）又は原子炉水位（ＳＡ燃料域）の監視が不可能となった場合は，原子炉水位（広帯域）又は原子炉水位（燃料域）により推定する。
②高圧代替注水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量のうち機器動作状態にある流量より，崩壊熱による原子炉水位変化量を考慮し,原子炉圧力容器内の水位を推定する。
③原子炉圧力容器への注水により主蒸気配管より上まで注水し，原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・チェンバ圧力の差圧から原子炉圧力容器の満水を推定する。
推定は，原子炉圧力容器内の水位を直接計測する原子炉水位（広帯域）又は原子炉
水位（燃料域）を優先する。

※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 6.4−4 表
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（3／14）

主要パラメータ

代替パラメータ ※ １

高圧代替注水系系統流量①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）①高圧代替注水系系統流量の監視が不可能となった場合は,水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧代替注水系系統流量を推定する。

①代替淡水貯槽水位①西側淡水貯水設備水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）①低圧代替注水系原子炉注水流量の監視が不可能となった場合は,水源である代替
淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧代替注水系原子炉注水流量を推定する。

①主要パラメータの他チャンネル①代替循環冷却系原子炉注水流量の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。（他系統が運転状態の場合）②代替循環冷却系原子炉注水流量の監視が不可能となった場合は,水源であるサプ
レッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
③注水先の原子炉水位の水位変化により代替循環冷却系原子炉注水流量を推定する。

低圧代替注水系原子炉注水流量58 条−50

原子炉圧力容器への注水量（１／２）

代替循環冷却系原子炉注水流量②サプレッション・プール水位③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（ＳＡ広帯域）③原子炉水位（ＳＡ燃料域）

代替パラメータ推定方法

推定は，環境悪化の影響が小さいサプレッション・プール水位を優先する。

推定は，環境悪化の影響が小さい代替淡水貯槽水位を優先する。

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。
原子炉隔離時冷却系系統流量

高圧炉心スプレイ系系統流量①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）①原子炉隔離時冷却系系統流量の監視が不可能となった場合は，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により原子炉隔離時冷却系系統流量を推定する。

①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）①高圧炉心スプレイ系系統流量の監視が不可能となった場合は，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧炉心スプレイ系系統流量を推定する。

推定は，環境悪化の影響が小さいサプレッション・プール水位を優先する。

推定は，環境悪化の影響が小さいサプレッション・プール水位を優先する。

※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 6.4−4 表
原子炉圧力容器への注水量（２／２）

分類

主要パラメータ
残留熱除去系系統流量

代替パラメータによる主要パラメータの推定（4／14）
代替パラメータ ※ １①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・プール水位③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（ＳＡ広帯域）③原子炉水位（ＳＡ燃料域）

低圧炉心スプレイ系系統流量

原子炉格納容器への注水量

58 条−51

低 圧 代 替注 水 系格 納 容器 ス プレ
イ流量

代替パラメータ推定方法①残留熱除去系系統流量の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。（他系統が運転状態の場合）②残留熱除去系系統流量の監視が不可能となった場合は，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
③注水先の原子炉水位の水位変化により残留熱除去系系統流量を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

①サプレッション・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）①低圧炉心スプレイ系系統流量の監視が不可能となった場合は，水源であるサプレッション・プール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧炉心スプレイ系系統流量を推定する。

①代替淡水貯槽水位①西側淡水貯水設備水位②サプレッション・プール水位①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の監視が不可能となった場合は，水源である代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の変化により注水量を推定する。
②注水先のサプレッション・プール水位の変化により低圧代替注水系格納容器スプ
レイ流量を推定する。

推定は，環境悪化の影響が小さいサプレッション・プール水位を優先する。

推定は，環境悪化の影響が小さい代替淡水貯槽水位を優先する。
低 圧 代 替注 水 系格 納 容器 下 部注水流量

①代替淡水貯槽水位①西側淡水貯水設備水位②格納容器下部水位①低圧代替注水系格納容器下部注水流量の監視が不可能となった場合は，水源である代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の格納容器下部水位の変化により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響が小さい代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位を優先する。

※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 6.4−4 表
分類

主要パラメータ
ドライウェル雰囲気温度

代替パラメータによる主要パラメータの推定（5／14）
代替パラメータ ※ １①主要パラメータの他チャンネル②ドライウェル圧力③サプレッション・チェンバ圧力

サ プ レ ッシ ョ ン・ チ ェン バ 雰囲
気温度

①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・プール水温度③サプレッション・チェンバ圧力

代替パラメータ推定方法①ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②ドライウェル雰囲気温度の監視が不可能となった場合は,飽和温度／圧力の関係を利用してドライウェル圧力によりドライウェル雰囲気温度を推定する。
③サプレッション・チェンバ圧力により，上記②と同様にドライウェル雰囲気温度を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

58 条−52

原子炉格納容器内の温度①サプレッション・チェンバ雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②サプレッション・チェンバ雰囲気温度の監視が不可能となった場合は,サプレッ
ション・プール水温度によりサプレッション・チェンバ雰囲気温度を推定する。
③飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ圧力によりサプレッ
ション・チェンバ雰囲気温度を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

サプレッション・プール水温度①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・チェンバ雰囲気温度①サプレッション・プール水温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②サプレッション・プール水温度の監視が不可能となった場合は，サプレッショ
ン・チェンバ雰囲気温度によりサプレッション・プール水温度を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器下部水温①主要パラメータの他チャンネル①格納容器下部水温の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
＜ＲＰＶ破損判断基準＞
デブリの落下，堆積挙動の不確かさを考慮して等間隔で計 5 個（予備 1 個含む）
設置し，ＲＰＶ破損の早期判断の観点から，2 個以上が上昇傾向（デブリ落下による水温上昇）又はダウンスケール（温度計の溶融による短絡又は導通）となった場合に，ＲＰＶ破損を判断する。
＜ペデスタル満水注水判断基準＞
デブリの落下，堆積挙動の不確かさを考慮して等間隔で計 5 個（予備 1 個含む）
設置し，十分な量のデブリ堆積検知の観点から，3 個以上がオーバースケール（デブリの接触による温度上昇）又はダウンスケール（温度計の溶融による短絡又は導通）となった場合に，ペデスタル満水注水を判断する。

※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 6.4−4 表
分類

主要パラメータ
ドライウェル圧力

代替パラメータによる主要パラメータの推定（6／14）
代替パラメータ ※ １①サプレッション・チェンバ圧力②ドライウェル雰囲気温度③［ドライウェル圧力］ ※ ２

代替パラメータ推定方法

原子炉格納容器内の圧力①ドライウェル圧力の監視が不可能となった場合は，サプレッション・チェンバ圧力により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してドライウェル雰囲気温度によりドライウェル
圧力を推定する。
③監視可能であればドライウェル圧力（常用代替監視パラメータ）により，圧力を推定する。
推定は，真空破壊装置，ベント管を介して均圧されるサプレッション・チェンバ圧力を優先する。

サプレッション・チェンバ圧力①ドライウェル圧力②サプレッション・チェンバ雰囲気温度③［サプレッション・チェンバ圧力］ ※ ２

58 条−53①サプレッション・チェンバ圧力の監視が不可能となった場合は，ドライウェル圧力により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ雰囲気温度によりサ
プレッション・チェンバ圧力を推定する。
③監視可能であればサプレッション・チェンバ圧力（常用代替監視パラメータ）により，圧力を推定する。
推定は，真空破壊装置，ベント管を介して均圧されるドライウェル圧力を優先する。

※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 6.4−4 表
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（7／14）

主要パラメータ

代替パラメータ ※ １

代替パラメータ推定方法

サプレッション・プール水位①低圧代替注水系原子炉注水流量①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量①低圧代替注水系格納容器下部注水流量②代替淡水貯槽水位②西側淡水貯水設備水位①サプレッション・プール水位の監視が不可能となった場合は,低圧代替注水系原子炉注水流量，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量及び低圧代替注水系格納容器下部注水流量の注水量により,サプレッション・プール水位を推定する。
②水源である代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の変化により,サプレッ
ション・プール水位を推定する。

③ドライウェル圧力③サプレッション・チェンバ圧力＜ベント判断基準＞

58 条−54

原子炉格納容器内の水位

サプレッション・プール水位不明時は，上記①又は②の推定方法により，注水
流量及び水源の水位変化から算出した水量が全てサプレッション・プールへ移行する場合を想定しており，サプレッション・プール水位の計測目的から考えると保守的な評価となり問題ないことから，推定した値からベント実施判断基
準であるサプレッション・プール通常水位＋6.5m（ベントライン下端から−1.64m）の到達確認をもって，ベントを実施する。
③ドライウェル圧力とサプレッション・チェンバ圧力の差圧によりサプレッション・プール水位を推定する。
推定は，注水先に近い低圧代替注水系原子炉注水流量，低圧代替注水系格納容器ス
プレイ流量及び低圧代替注水系格納容器下部注水流量を優先する。

格納容器下部水位①主要パラメータの他チャンネル②低圧代替注水系格納容器下部注水流量③代替淡水貯槽水位③西側淡水貯水設備水位④［格納容器下部雰囲気温度］※2①格納容器下部水位の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器下部水位の監視が不可能となった場合は，低圧代替注水系格納容器下部
注水流量の注水量により,格納容器下部水位を推定する。
③水源である代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の変化により，格納容器
下部水位を推定する。
④デブリの少量落下時（デブリ堆積高さ＜0.2m），デブリが冠水されていることを
格納容器下部雰囲気温度により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 6.4−4 表
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（8／14）
代替パラメータ ※ １

代替パラメータ推定方法

格納容器内水素濃度（ＳＡ）①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力①格納容器内水素濃度（ＳＡ）の監視が不可能となった場合は，格納容器雰囲気放
射線モニタ（Ｄ／Ｗ）又は格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）にて炉心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的なＧ値を入力とした評価結果（解析結果）
により推定する。
①ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力により，格納容器内圧力が正圧であることを確認することで，事故後の格納容器内への空気（酸素）の流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。
②監視可能であれば格納容器内水素濃度（常用代替監視パラメータ）により，水素濃度を推定する。

原子炉格納容器内の水素濃度

主要パラメータ②［格納容器内水素濃度］ ※ ２

推定は，重要代替計器である格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），格納容器雰
囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ），ドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力を優先する。

原子炉格納容器内の放射線量率58 条−55

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）①主要パラメータの他チャンネル②格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）の監視が不可能となった場合は，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）①主要パラメータの他チャンネル②格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）の監視が不可能となった場合は，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 6.4−4 表
分類

主要パラメータ
起動領域計装代替パラメータによる主要パラメータの推定（9／14）
代替パラメータ ※ １①主要パラメータの他チャンネル②平均出力領域計装③［制御棒操作監視系］ ※ ２

代替パラメータ推定方法

未臨界の維持又は確認①起動領域計装の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②起動領域計装の監視が不可能となった場合は,平均出力領域計装により推定する。
③制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる場合は，未臨界状態の維持を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

平均出力領域計装①主要パラメータの他チャンネル②起動領域計装③［制御棒操作監視系］ ※ ２①平均出力領域計装の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②平均出力領域計装の監視が不可能となった場合は，起動領域計装により推定する。
③制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる場合は，未臨界状態の維持を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

［制御棒操作監視系］①起動領域計装②平均出力領域計装①制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）の監視が不可能となった場合は，起動
領域計装により推定する。
②平均出力領域計装により推定する。

最終ヒートシンクの確保（１／２）

58 条−56

推定は，低出力領域を監視する起動領域計装を優先する。
＜格納容器圧力逃がし装置＞
フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度①主要パラメータ（フィルタ装置水位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度）の他
チャンネル②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲気温度②ドライウェル圧力②サプレッション・チェンバ圧力①主要パラメータのうち，フィルタ装置水位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度の1チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器圧力逃がし装置による冷却において，フィルタ装置水位，フィルタ装置
圧力，フィルタ装置スクラビング水温度，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レ
ンジ・低レンジ），フィルタ装置入口水素濃度の監視が不可能となった場合は，ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ雰囲
気温度，サプレッション・チェンバ圧力により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。
②なお，フィルタ装置圧力の監視が不可能となった場合は,フィルタ容器内は飽和状態であるため，スクラビング水温度からフィルタ装置圧力を推定する。
② フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ ビ ン グ 水 温 度 の 監 視 が 不 可 能 と な っ た 場 合 は ,優 先 し て 予 備
側検 出素子に より計測す る。予備 側の監視 が不可能な 場合は， フィルタ 容器内 は飽和状態であるため，フィルタ装置圧力からスクラビング水温度を推定する。
推定は，主要パラメータ（フィルタ装置水位，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ），フィルタ装置入口水素濃度）の他チャンネルを優先する。

※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 6.4−4 表
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（10／14）

主要パラメータ

代替パラメータ ※ １

代替パラメータ推定方法＜耐圧強化ベント系＞
耐圧強化ベント系放射線モニタ①ドライウェル雰囲気温度①サプレッション・チェンバ雰囲気温度①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力①耐圧強化ベント系による冷却において，耐圧強化ベント系放射線モニタの監視が不可能となった場合は,ドライウェル雰囲気温度,サプレッション・チェンバ雰囲
気温度,ドライウェル圧力,サプレッション・チェンバ圧力により最終ヒートシン
クが確保されていることを推定する。
推定は，ドライウェル又はウェットウェルのベントに使用した方を優先する。

58 条−57

最終ヒートシンクの確保（２／２）＜代替循環冷却系＞
サプレッション・プール水温度
代替循環冷却系ポンプ入口温度
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレ
イ流量①主要パラメータの他チャンネル②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲気温度①主要パラメータの 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。（代替循環冷却系ポンプ入口温度，代替循環冷却系原子炉注水流量及び代替
循環冷却系格納容器スプレイ流量は，他系統が運転状態の場合）②代替循環冷却系による冷却において，サプレッション・プール水温度，代替循環
冷却系ポンプ入口温度，代替循環冷却系原子炉注水流量，代替循環冷却系格納容器スプレイ流量の監視が不可能となった場合は，ドライウェル雰囲気温度，サプ
レッション・チェンバ雰囲気温度により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。
推定は，主要パラメータ（サプレッション・プール水温度，代替循環冷却系ポンプ
入 口 温 度， 代 替循 環 冷却 系原子 炉 注 水流 量 ，代 替 循環 冷却系 格 納 容器 ス プレ イ 流量）の他チャンネルを優先する。

＜残留熱除去系＞
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系海水系系統流量
緊急用海水系流量（残留熱除去
系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）①主要パラメータ（残留熱除去系熱交換器
入口温度，残留熱除去系熱交換器出口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量）の他チャンネル②原子炉圧力容器温度②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ雰囲気温度②サプレッション・プール水温度①主要パラメータのうち，残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器
出口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量の1チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②残留熱除去系による冷却において，残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去
系熱交換器出口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器），緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力容器温度，ドライウェル雰囲気
温度，サプレッション・チェンバ雰囲気温度，サプレッション・プール水温度により最終ヒートシンクが確保されていることを確認する。
推定は，主要パラメータ（残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器
出口温度，残留熱除去系系統流量，残留熱除去系海水系系統流量）の他チャンネルを優先する。

※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 6.4−4 表
分類

主要パラメータ＜原子炉圧力容器内の状態＞
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

代替パラメータによる主要パラメータの推定（11／14）
代替パラメータ ※ １

代替パラメータ推定方法①主要パラメータ（原子炉水位（広帯域）， ①主要パラメータのうち，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉圧
原子炉水位（燃料域），原子炉圧力，原力及び原子炉圧力（ＳＡ）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルによ
子炉圧力（ＳＡ））の他チャンネル
り推定する。
②原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子②ドライウェル雰囲気温度
炉水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力及び原子炉圧力（ＳＡ）の監視が不可能とな②ドライウェル圧力った場合は，ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧力，エリア放射線モニタ②［エリア放射線モニタ］ ※ ２（有効監視パラメータ）により格納容器バイパスの発生を推定する。
推定は，主要パラメータ（原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ））の他チャンネルを優先する。

58 条−58

格納容器バイパスの監視＜原子炉格納容器内の状態＞
ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力＜原子炉建屋内の状態＞［エリア放射線モニタ］①主要パラメータ（ドライウェル雰囲気温度）の他チャンネル
②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②原子炉圧力②原子炉圧力（ＳＡ）②［エリア放射線モニタ］ ※ ２①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）①原子炉水位（ＳＡ広帯域）①原子炉水位（ＳＡ燃料域）①原子炉圧力①原子炉圧力（ＳＡ）①ドライウェル雰囲気温度①ドライウェル圧力①主要パラメータのうち，ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合
は，他チャンネルにより推定する。
②ドライウェル雰囲気温度，ドライウェル圧力の監視が不可能となった場合は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉
水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）及びエリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）により格納容器バイパスの発生を推定する。
推定は，主要パラメータ（ドライウェル雰囲気温度）の他チャンネルを優先する。

①エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）の監視が不可能となった場合は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉
水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），ドライウェル雰囲気温度
及びドライウェル圧力により格納容器バイパスの発生を推定する。

※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 6.4−4 表
分類

主要パラメータ
サプレッション・プール水位

代替パラメータによる主要パラメータの推定（12／14）
代替パラメータ ※ １

58 条−59

水源の確保（１／２）①高圧代替注水系系統流量①代替循環冷却系原子炉注水流量①原子炉隔離時冷却系系統流量①高圧炉心スプレイ系系統流量①残留熱除去系系統流量①低圧炉心スプレイ系系統流量②常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力②代替循環冷却系ポンプ吐出圧力②原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力②高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力②残留熱除去系ポンプ吐出圧力②低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

代替パラメータ推定方法①サプレッション・プール水位の監視が不可能となった場合は ，サ プレ ッ ショ ン・
プールを水源とする高圧代替注水系，代替循環冷却系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系，低圧炉心スプレイ系の流量から各系統が正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・プールの水位が確保されていることを推定する。
②サプレッション・プールを水源とする常設高圧代替注水系ポンプ，代替循環冷却系ポンプ，原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ，残留熱除去
系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプの吐出圧力から各ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・プール水位が確保されていることを推定する。
＜ポンプ停止基準＞
サプレッション・プール水位不明時は，上記①又は②の推定方法により，水源が確保されていることを推定する。原子炉圧力容器への注水中に，ＥＣＣＳ系の配管破断などによりサプレッション・プール水が流出し，ポンプの必要ＮＰ
ＳＨが得られず，吐出圧力の異常（圧力低下，ハンチングなど）が確認された
場合に，ポンプを停止する。
推定は，サプレッション・プールを水源とするポンプの注水量を優先する。

代替淡水貯槽水位①低圧代替注水系原子炉注水流量①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量①低圧代替注水系格納容器下部注水流量②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②サプレッション・プール水位③常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力①代替淡水貯槽水位の監視が不可能となった場合は，代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプによる各注水先への流量から，代替淡水貯槽水位を推定する。
②注水先の原子炉水位及びサプレッション・プール水位の水位変化により代替淡水貯槽水位を推定する。なお，代替淡水貯槽の補給状況も考慮した上で水位を推定する。
③常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力から，ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源である代替淡水貯槽水位が確保されていることを推定する。
推定は，代替淡水貯槽を水源とするポンプの注水量を優先する。

※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 6.4−4 表
分類

主要パラメータ

水源の確保（２／２）

西側淡水貯水設備水位

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度

代替パラメータによる主要パラメータの推定（13／14）
代替パラメータ ※ １

代替パラメータ推定方法①低圧代替注水系原子炉注水流量①低圧代替注水系格納容器スプレイ流量①低圧代替注水系格納容器下部注水流量②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（ＳＡ広帯域）②原子炉水位（ＳＡ燃料域）②サプレッション・プール水位①西側淡水貯水設備水位の監視が不可能となった場合は，西側淡水貯水設備を水源とする可搬型代替注水中型ポンプによる各注水先への流量から，西側淡水貯水設
備水位を推定する。
②注水先の原子炉水位及びサプレッション・プール水位の水位変化により西側淡水
貯水設備水位を推定する。なお，西側淡水貯水設備の補給状況も考慮した上で水位を推定する。

①主要パラメータの他チャンネル①原子炉建屋水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉建屋水素濃度の監視が不可能となった場合は，静的触媒式水素再結合器動
作監視装置（静的触媒式水素再結合器入ロ／出ロの差温度により水素濃度を推定）により推定する。

②静的触媒式水素再結合器動作監視装置

推定は，西側淡水貯水設備を水源とするポンプの注水量を優先する。

58 条−60

推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

原子炉格納容器内の酸素濃度①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）①格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）①ドライウェル圧力①サプレッション・チェンバ圧力②［格納容器内酸素濃度］ ※ ２①格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の監視が不可能となった場合は，格納容器雰囲気放
射線モニタ（Ｄ／Ｗ）又は格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）にて炉心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的なＧ値を入力とした評価結果（解析結果）
により推定する。
①ドライウェル圧力又はサプレッション・チェンバ圧力により，格納容器内圧力が正圧であることを確認することで，事故後の原子炉格納容器内への空気（酸素）の流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。
②監視可能であれば格納容器内酸素濃度（常用代替監視パラメータ）により，酸素濃度を推定する。
推定は，重要代替計器である格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），格納容器雰
囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ），ドライウェル圧力及びサプレッション・チェンバ圧力を優先する。

※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 6.4−4 表
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（14／14）

主要パラメータ

代替パラメータ ※ １

代替パラメータ推定方法

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）①使用済燃料プール温度（ＳＡ）①使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）②使用済燃料プール監視カメラ①使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の監視が不可能となった場合は，使用済燃料プール温度（ＳＡ）により使用済燃料プールの温度を推定する。また，使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて放射線量を計測した後，水位と放射線量率の関係から水位を推定する。
②使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。
推定は，温度の場合は同じ仕様である使用済燃料プール温度（ＳＡ）を，水位の場
合は使用済燃料プールを直接監視する使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レ
ンジ・低レンジ）を優先する。

58 条−61

使用済燃料プールの監視

使用済燃料プール温度（ＳＡ）①使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ①使用済燃料プール温度（ＳＡ）の監視が不可能となった場合は，使用済燃料プー②使用済燃料プールエリア放射線モニタ
ル水位・温度（ＳＡ広域）により温度を推定する。
（高レンジ・低レンジ）②使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プ
ール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。
②使用済燃料プール監視カメラ
推定は，同じ仕様である使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）を優先する。

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）①使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ①使用済燃料プールエリア放射線モニタの監視が不可能となった場合は，使用済燃②使用済燃料プール温度（ＳＡ）
料プール水位・温度（ＳＡ広域）にて水位を計測した後，水位と放射線量率の関②使用済燃料プール監視カメラ
係から放射線量を推定する。
②使用済燃料プール温度（ＳＡ）及び使用済燃料プール監視カメラにより，使用済
燃料プールの状態を監視する。
推定は，使用済燃料プールを直接監視する使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）を優先する。

使用済燃料プール監視カメラ①使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域） ①使用済燃料プール監視カメラの監視が不可能となった場合は，使用済燃料プール①使用済燃料プール温度（ＳＡ）
水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリ①使用済燃料プールエリア放射線モニタ
ア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて，使用済燃料プールの状態を推定する。
（高レンジ・低レンジ）※1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
※2：［ ］は有効監視パラメータ又は常用代替監視パラメータ（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 6.4−5 表

重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラメータ

分類
電源関係

補助パラメータＭ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
緊急用Ｐ／Ｃ電圧
125V 系蓄電池Ａ系電圧
125V 系蓄電池Ａ系電圧
緊急用 125V 系蓄電池電圧

補機関係

ほう酸水注入ポンプ吐出圧力

その他

非常用窒素供給系供給圧力
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力
非常用逃がし安全弁駆動系供給圧力
非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ圧力

58 条−62

58 条−63①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

原子炉建屋

静的触媒式
水素再結合器

原子炉格納容器

使用済燃料プール

⑧

耐圧強化
ベント系

⑧

原子炉
圧力容器

圧力
開放板

⑩

⑩

②
③

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ③⑨

ドライウェル

ペデスタル

⑱

⑱
原子炉建屋
格納容器圧力逃がし装置格納槽
廃棄物処理棟

サプレッション
・チェンバ

可搬型代替注水大型ポンプ

⑪
②

⑭

※1

⑭

※2

残留熱除去系 緊急用
海水系ポンプ 海水ポンプ

⑥ ⑪

⑥

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬
残留熱除去系
ポンプＡ

⑦

海へ ※2

⑲
原子炉隔離時冷却系ポンプ①

可搬型代替注水大型ポンプ⑥

残留熱除去系
ポンプＢ

※1 海へ

④
残留熱
除去系
補機へ

可搬型代替注水中型ポンプ

代替循環
⑫
冷却系
⑬ ポンプＢ

低圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉建屋
廃棄物処理
棟

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置⑯
常設代替高圧電源装置置場

残留熱除去系ポンプＣ⑳⑤

高圧炉心スプレイ系ポンプ⑰
常設高圧代替注水系ポンプ⑮
常設低圧代替注水系ポンプ

代替淡水貯槽海
常設低圧代替注水系格納槽

第 6.4−1 図

計装設備（重大事故等対処設備）系統概要図（1）（監視機能喪失時に使用する設備）

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○

原子炉格納容器原子炉圧力容器

46

46

39

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装
○

41 41

50
40

40

42 44

42
39
46

43

46

43 45

58 59

満水管理水位計58 条−6456

56
39

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

39

46

46
53
49

47
51

46
53
53
49

55
46

53
53
47

57

貫通孔
（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位○

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)

52

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）○

54（2.75m，2 個）
53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

57
48
48
48

ペデスタル内の計器設置図

第6.4−2図

計装設備（重大事故等対処設備）系統概要図（2）（監視機能喪失時に使用する設備）

ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅱ】

緊急用
ＭＣＣ

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

ＭＣＣ ２Ｄ系【区分Ⅱ】

ＭＣＣ ＨＰＣＳ【区分Ⅲ】

ＭＣＣ ２Ｄ系【区分Ⅱ】

ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅱ】

【凡例】
：遮断器

緊急用直流125V
充電器

無停電
電源装置A

緊急用125V系
蓄電池

直流125V
充電器Ａ

125V系
蓄電池Ａ系

直流125V
予備充電器

直流125V
充電器Ｂ

125V系
蓄電池Ｂ系

：配線用遮断器：切替装置

実線 ：常設設備・電路：可搬型代替低圧電源車：蓄電池

点線 ：可搬型設備・電路

：変圧器

計測機器

緊急用直流125V主母線盤

直流125V主母線盤２Ａ

直流125V主母線盤２Ｂ

直流125VＭＣＣ ２Ａ系

緊急用直流125VＭＣＣ

：接続口
電源車

【略語】
Ｐ／Ｃ

： パワーセンタ

ＭＣＣ： モータコントロールセンタ

無停電
電源装置B
※２

58 条−65

緊急用
電源切替盤

緊急用
電源切替盤

可搬型代替
直流電源設備
用電源切替盤

Ｐ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄ及び緊急用Ｐ／Ｃへ
※１

※１

※１
可搬型
整流器用
変圧器

原子炉建屋 原子炉建屋
西側接続口 東側接続口

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）

可搬型整流器
緊急用直流125V計装分電盤

直流125V分電盤２Ａ系

直流125V分電盤２Ｂ系

※３
緊急用
無停電
電源装置

※２

計測機器

※３
緊急用
電源切替盤

計測機器

緊急用
電源切替盤

計測機器

計測機器

計測機器

計測機器

データ伝送装置

計測機器

計測機器

可搬型計測器第 6.4−3 図

計装設備（重大事故等対処設備）系統概要図（3）（計器電源喪失時に使用する設備）

電源車

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅱ】
※５

※４

【凡例】
：配線用遮断器：変圧器：蓄電池

120/240V計装用主母線盤２Ｂ

120/240V計装用主母線盤２Ａ

直流±24V
充電器Ａ

直流±24V
充電器Ａ

直流±24V
充電器Ｂ

直流±24V
充電器Ｂ

120/240V計装用主母線盤
中性子モニタ用
蓄電池A系

58 条−66

直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ａ

計測機器

中性子モニタ用
蓄電池B系

直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ｂ

計測機器

第 6.4−4 図

計測機器

計装設備（重大事故等対処設備）系統概要図（4）（計器電源喪失時に使用する設備）

計測機器

【略語】
G

G

G

G

G
予備

G

ＨＰＣＳ ： 高圧炉心スプレイ系
Ｍ／Ｃ ： メタルクラッド開閉装置
Ｐ／Ｃ ： パワーセンタ
ＭＣＣ ： モータコントロールセンタ

緊急用断路器

緊急用Ｍ／Ｃ

常用電源
設備より

D/G

常用電源
設備より

D/G

M

（２Ｃ）

154kV系
予備変圧器より

常用電源
設備より

D/G

（２Ｄ）
原子炉建屋
東側接続口

Ｍ／Ｃ ２Ｃ（ＨＰＣＳ）

Ｍ／Ｃ ２ＤＭ／Ｃ ２Ｅ

Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ★

※６58 条−67

動力
変圧器
２Ｃ

M

緊急用
動力
変圧器

Ｐ／Ｃ ２Ｃ

動力
変圧器
２Ｄ

★
原子炉建屋
西側接続口
緊急用Ｐ／Ｃ

※６

M

M

動力
変圧器
ＨＰＣＳ

Ｐ／Ｃ ２Ｄ★

ＭＣＣ ２Ｃ系
M

M

計装用
変圧器

直流125V
充電器Ａ

計測機器

※７

M

緊急用
電源
切替盤

緊急用
計装用電源

緊急用直流
125V充電器

M

※５
計装用
変圧器

計装用
変圧器

※７

計測機器

計装用
電源

緊急用
電源
切替盤
M

計測機器

M

電源車

電源車

計測機器

計装用電源
ＨＰＣＳ

計測機器

【凡例】
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 ：常設設備・電路

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 ：可搬型設備・電路

第 6.4−5 図

計装用
変圧器
M

直流125V
充電器Ｂ

可搬型計測器M

ＭＣＣ ＨＰＣＳ（位置的分散を図った
東西２箇所に設置）

M

※４

計装用
電源

可搬型代替低圧電源車
接続盤

ＭＣＣ ２Ｄ系

緊急用ＭＣＣ：接続口

計装設備（重大事故等対処設備）系統概要図（5）（計器電源喪失時に使用する設備）

統合原子力防災
ネットワーク（衛星系）

無線

原子炉建屋付属棟
原子炉建屋

緊急時対策所建屋
緊急時対策所

統合原子力防災ネットワーク（有線系）

無線通信装置63 ＳＰＤＳデータ○表示装置

無線通信装置
中央制御室待避室

58 条−68

データ
表示装置
（待避室）

有線
（光ケーブル）

60 データ○62 緊急時対策支援○

表示装置

61 データ○

伝送装置

システム伝送装置

発電所内

プロセス
計算機
60 データ表示装置○
61 データ伝送装置 ※１○62 緊急時対策支援システム伝送装置 ※1○
63 ＳＰＤＳデータ表示装置 ※1
○

現場計器等

緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）

発電所外

【凡例】

○
※１：安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，
61 〜○
63 より構成する。
○
63

：有線系
：無線又は衛星系：通常伝送ライン：バックアップ伝送ライン

第6.4−6図

計装設備（重大事故等対処設備）系統概要図（6）（パラメータ記録時に使用する設備）

3.15

計装設備【58条】

＜

3.15

添付資料

目次

＞

計装設備

3.15.1

設置許可基準規則第58条への適合方針(1)

把握能力の整備（設置許可基準規則解釈の第1項 ａ））(2)

推定手段の整備（設置許可基準規則解釈の第1項 ｂ））
ａ．監視機能喪失時に使用する設備
ｂ．計器電源喪失時に使用する設備(3)

パラメータ記録時に使用する設備（設置許可基準規則解釈の第1項
ｃ））

3.15.2

重大事故等対処設備

3.15.2.1

計装設備

3.15.2.1.1

設備概要

3.15.2.1.2

主要設備の仕様

3.15.2.1.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.15.2.1.3.1

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針(1)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）(3)

試験検査（設置許可基準規則第43条第1項三）(4)

切替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）目−1

3.15.2.1.3.2

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針(1)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）(3)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）3.15.2.1.3.3

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針(1)

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）(2)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）(3)

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）(4)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）(5)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）(6)

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）

目−2

3.15

計装設備【58 条】【設置許可基準規則】（計装設備）
第五十八条

発電用原子炉施設には、重大事故等が発生し、計測機器（非常用のものを含む。）の故障により当該重大事故等に対処するために監視す
ることが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備を設けなければならない。

（解釈）１

第５８条に規定する「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。なお、「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ」とは、事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を意味する。
ａ）

設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態の把握能力を明確にすること。（最高計測可能温度等）

ｂ） 発電用原子炉施設の状態の把握能力（最高計測可能温度等）を超えた場合の発電用原子炉施設の状態の推定手段を整備すること。
ⅰ） 原子炉圧力容器内の温度、圧力及び水位が推定できる手段を整備すること。

3.15−1

ⅱ） 原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量が推定できる手段を整備すること。
ⅲ） 推定するために必要なパラメータは、複数のパラメータの中から確からしさを考慮し、優先順位を定めておくこと。
ｃ） 原子炉格納容器内の温度、圧力、水位、水素濃度及び放射線量率など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計測又は監視及び記録ができること。

3.15−2

3.15

計装設備

3.15.1

設置許可基準規則第 58 条への適合方針

重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障により当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する重大事故等対処設備を設置又は保管する。
当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設（以下「原子炉施設」という。）の状態を把握するためのパラメータ）は，「第 3.15−16 表「1.15

重大事故等対策における手順書の概要」のうち ，事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された主要パラメータ（重要監視パラメータ及び有効監視パラメータ）とする。
当該パラメータを推定するために必要なパラメータは，「第 3.15−16 表
重大事故等対策における手順書の概要」のうち ， 「1.15

事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された代替パラメータ（重要代替監
視パラメータ及び常用代替監視パラメータ）とする。
主要パラメータ及び代替パラメータのうち，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも１つ以上有するパラメータを，それぞれ重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータとする。
主要パラメータのうち，自主対策設備の計器のみで計測されるが，計測することが困難となった場合にその代替パラメータが重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器で計測されるパラメータを，有効監視パラメー
タとする。
代替パラメータのうち，主要パラメータの代替パラメータが自主対策設備の計器のみで計測されるパラメータを，常用代替監視パラメータとする。
3.15−3

また，原子炉施設の状態を直接監視することはできないが，電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態により
原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータを補助パラメータとする。
補助パラメータのうち，重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータについては，重大事故等対処設備とする。
なお，重大事故等対処設備の運転及び動作状態を表示する設備（ランプ表示灯等）については，各条文の設置許可基準規則第 43 条への適合方針のうち，(2)操作の確実性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）にて，適合性を整理する。
重要監視パラメータ，重要代替監視パラメータ，有効監視パラメータ,常用
代替監視パラメータ及び補助パラメータの選定については，第 3.15−1 図に示す。
さらに，主要パラメータ及び代替パラメータを計測する設備を以下のとおり分類する。
主要パラメータを計測する計器は以下のとおり。
・重要計器
重要監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器をいう。
・常用計器
主要パラメータを計測する計器のうち，重要計器以外の自主対策設備の計器をいう。
代替パラメータを計測する計器は以下のとおり。
・重要代替計器
重要代替監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器をいう。
3.15−4

・常用代替計器
代替パラメータを計測する計器のうち，重要代替計器以外の自主対策
設備の計器をいう。

(1)

把握能力の整備（設置許可基準規則解釈の第 1 項 ａ））
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備（重大事故等対処設備）について，設計基準を超える状態における原子炉施設の状態を把握するための能力（最高計測可能温度等（設計基準最大値等））
を明確にする。計測範囲を第 3.15−17 表に示す。

(2)

推定手段の整備（設置許可基準規則解釈の第 1 項 ｂ））
ａ．監視機能喪失時に使用する設備
原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計とする。
重要監視パラメータ又は有効監視パラメータ（原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量等）の計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合は，「第 3.15
−16 表

重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15

事故時の計装に関する手順等」の計器故障又は計器故障が疑われる場合の代替パラメータによる推定又は計器の計測範囲を超えた場合の代替パラメータによる推定の対応手段等により推定ができる設計とする。

計器故障又は計器故障が疑われる場合に，当該パラメータの他チャンネルの計器がある場合，他チャンネルの計器により計測するとともに，重要代替監視パラメータが複数ある場合は，推定する重要監視パラメー
3.15−5

タとの関係性がより直接的なパラメータ，検出器の種類及び使用環境条
件を踏まえた確からしさを考慮し，優先順位を定める。推定手段及び優先順位を第 3.15−18 表に示す。

ｂ．計器電源喪失時に使用する設備
全交流動力電源が喪失した場合又は直流電源の喪失が想定される場合
において，計測設備への代替電源設備として常設代替交流電源設備である
常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電
源車並びに可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を使用する。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替高圧電源装置（3.14

電源設備【57 条】）

・可搬型代替低圧電源車（3.14

電源設備【57 条】）

・可搬型整流器（3.14

電源設備【57 条】）

常設代替高圧電源装置，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器については，「3.14

電源設備【57 条】」に示す。

また，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合，特に重要なパラメータとして，重要監視パラメータ及び重要代替監視パ
ラメータを計測する設備については，温度，圧力，水位及び流量に係るものについて，乾電池を電源とした可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原
子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）及び可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）（以下「可搬型計測器」という。）により計測できる設計とする。
3.15−6なお，可搬型計測器による計測においては，計測対象の選定を行う際の考え方として同一パラメータにチャンネルが複数ある場合は，いずれか 1 つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視するものとする。また，同一の物理量について，複数のパラメータがある場合は，いずれか 1 つの適切なパラメータを選定し計測又は監視するものとする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，
水位及び流量（注水量）計測用）
・可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）(3)

パラメータ記録時に使用する設備（設置許可基準規則解釈の第 1 項 ｃ））
原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視
パラメータを計測又は監視及び記録ができる設計とする。パラメータを計
測又は監視及び記録するための設備として，データ伝送装置，緊急時対策
支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成する安全パラメ
ータ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ表示装置を設ける。
重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パ
ラメータは，電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
・データ表示装置
3.15−7

3.15.2

重大事故等対処設備

3.15.2.1

計装設備

3.15.2.1.1

設備概要

重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する重大事故等対処設備を設置又は保管する。
重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（主要パラメータ）及び当該パラメータを推定するために必要なパラメータ（代替パラメータ）のうち，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータは，設計基準を超える状態における原子炉施設の状態を把握できる計測範囲を有し，また，把握能力を超えた場合に原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計とする。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備の電源は，交流又は直流電源が喪失した場合，代替電源設備から給電できる設計とする。
また，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータは，計測又は監視及び記録ができる設計とする。
計装設備に関する重大事故等対処設備一覧を第 3.15−1 表に，計装設備（重大事故等対処設備）の系統概要図を第 3.15−2〜7 図に示す。

3.15−8

第 3.15−1 表計装設備に関する重大事故等対処設備一覧（1／4）

設備区分
主要設備 ※１

設備名
原子炉圧力容器温度【常設】原子炉圧力【常設】原子炉圧力（ＳＡ）【常設】原子炉水位（広帯域）【常設】原子炉水位（燃料域）【常設】原子炉水位（ＳＡ広帯域)【常設】
原子炉水位（ＳＡ燃料域）【常設】高圧代替注水系系統流量【常設】低圧代替注水系原子炉注水流量【常設】代替循環冷却系原子炉注水流量【常設】原子炉隔離時冷却系系統流量【常設】高圧炉心スプレイ系系統流量【常設】残留熱除去系系統流量【常設】低圧炉心スプレイ系系統流量【常設】低圧代替注水系格納容器スプレイ流量【常設】低圧代替注水系格納容器下部注水流量【常設】代替循環冷却系格納容器スプレイ流量【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ雰囲気温度【常設】サプレッション・プール水温度【常設】格納容器下部水温【常設】ドライウェル圧力【常設】サプレッション・チェンバ圧力【常設】サプレッション・プール水位【常設】格納容器下部水位【常設】格納容器内水素濃度（ＳＡ）【常設】格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）【常設】格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）【常設】
起動領域計装【常設】平均出力領域計装【常設】フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置圧力【常設】フィルタ装置スクラビング水温度【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】3.15−9

第 3.15−1 表計装設備に関する重大事故等対処設備一覧（2／4）

設備区分
主要設備 ※１

設備名
フィルタ装置入口水素濃度【常設】耐圧強化ベント系放射線モニタ【常設】代替循環冷却系ポンプ入口温度【常設】残留熱除去系熱交換器入口温度【常設】残留熱除去系熱交換器出口温度【常設】残留熱除去系海水系系統流量【常設】緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）【常設】
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）【常設】
代替淡水貯槽水位【常設】西側淡水貯水設備水位【常設】常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力【常設】常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力【常設】代替循環冷却系ポンプ吐出圧力【常設】原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力【常設】高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力【常設】残留熱除去系ポンプ吐出圧力【常設】低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力【常設】原子炉建屋水素濃度【常設】静的触媒式水素再結合器動作監視装置【常設】格納容器内酸素濃度（ＳＡ）【常設】
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）【常設】
使用済燃料プール温度（ＳＡ）【常設】
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】
使用済燃料プール監視カメラ【常設】（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置【常設】を含む）
安全系パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）【常設】
データ表示装置【可搬】
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，
圧力，水位及び流量（注水量）計測用）【可搬】
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，
水位及び流量（注水量）計測用）【可搬】

3.15−10

第 3.15−1 表計装設備に関する重大事故等対処設備一覧（3／4）

設備区分
関連設備

設備名

付属設備

−

水源

−

流路

−

注水先

−

電源設備 ※２

非常用交流電源設備（燃料給油

２Ｃ非常用ディーゼル発電機【常設】設備含む）

２Ｄ非常用ディーゼル発電機【常設】高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機【常設】２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ【常設】２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ【常設】高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ【常設】常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】
可搬型代替交流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
所内常設直流電源設備
125V 系蓄電池Ａ系【常設】125V 系蓄電池Ｂ系【常設】中性子モニタ用蓄電池Ａ系【常設】中性子モニタ用蓄電池Ｂ系【常設】常設代替直流電源設備
緊急用 125V 系蓄電池【常設】
可搬型代替直流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型整流器【可搬】
代替所内電気設備
緊急用Ｍ／Ｃ【常設】緊急用Ｐ／Ｃ【常設】緊急用直流 125V 主母線盤【常設】燃料補給設備
軽油貯蔵タンク【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】２Ｃ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ【常設】２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ【常設】3.15−11

第 3.15−1 表計装設備に関する重大事故等対処設備一覧（4／4）

設備区分
関連設備

設備名

電源設備 ※２

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプ【常設】（燃料給油

可搬型設備用軽油タンク【常設】設備含む）

タンクローリ【可搬】
緊急時対策所用代替電源設備
緊急時対策所用発電機【常設】緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク【常設】緊急時対策所用発電機給油ポンプ※1：フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），フィルタ装置入口水素濃度，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）については，「3.9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設備（設置許可基準規則第 52 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※1：原子炉建屋水素濃度及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置については，「3.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備（設置許可基準規則第 53 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※1：使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料
プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）については，「3.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備（設置許可基準規則第 54 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※1：安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）については，「3.18

緊急時対策所（設置許可基準規則第 61 条に対する設計方針を示す章）」及び「3.19通信連絡を行うために必要な設備（設置許可基準規則第 62 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 58−2 に示す。電気設備については，「3.14
置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.15−12電源設備（設原子炉施設等の状態を監視する
パラメータ※１ 当該重大事故等に対処するために各技術的能力等に用いられる，以下に示すパラメータ・技術的能力に係る審査基準 1.1〜1.15（「設置許可基準規則」第 44〜58 条）の手順着手の判断基準

当該重大事故等に対処するた
めに各技術的能力等に用いられるパラメータか ※１

及び操作手順に用いられるパラメータ。
ＮＯ・有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータ
・各技術的能力等で使用する設備（重大事故等対処設備を含む）の運転・動作状態を表示する設備

ＹＥＳ（ランプ表示灯等）についてはパラメータとしては抽出しない。

※３

対象外

抽出パラメータ※２ 重要監視パラメータは，重要代替監視パラメータ（当該パラメータ以外の重要監視パラメータ等）
若しくは有効監視パラメータによる推定手段を整備する。

炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態を直接監視するパラメータか※３ 重大事故等対処設備の運転・動作状態を表示する設備（ランプ表示灯等）については，各条文の「設ＮＯ

置許可基準規則」第 43 条への適合方針のうち，(2)操作の確実性（「設置許可基準規則」第 43 条第1 項二）にて，適合性を整理する。
※４ 代替パラメータ：主要パラメータの推定に必要なパラメータ

ＹＥＳ

補助パラメータ ※５

パラメータの選定※５ 重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータ（計器）について

電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態により原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータ

主要パラメータ

主要パラメータは耐震性，耐環境性のある計器で確認できるかは，重大事故等対処設備とする。

ＮＯ
重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

ＹＥＳ

ＮＯ

当該パラメータの代替パラメータを計測する計器があるか

ＹＥＳ

代替パラメータ ※４

代替パラメータは耐震性，耐環境性のある計器で確認できるか

当該パラメータに耐震性，耐環境性のある計器で確認できる代替パラメータがあるか

ＮＯ

ＮＯ

ＹＥＳ
ＹＥＳ

代替パラメータ ※４

代替パラメータ

主要パラメータ

代替パラメータ

主要パラメータ

代替パラメータ

重要監視パラメータ ※２

重要代替監視パラメータ

常用代替監視パラメータ

有効監視パラメータ

重要代替監視パラメータ

重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器（少なくとも１つ以上保有）により計測するパラメータ

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも１つ以上有するパラメータ

主要パラメータの代替パラメータが自主対策設備の計器のみで計測されるパラメータ

自主対策設備の計器のみで計測されるが，計測することが困難となった場合にその代替パラメータが重大事
故等対処設備としての要求事項を満たした計器で計測されるパラメータ

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器（少なくとも１つ以上保有）により計測するパラメータ

計器は耐震性，耐環境性の
あるものか

計器の選定

ＹＥＳ

主要パラメータを計測する計器は重要計器・計測が困難になった場合は，計器の確からしさ等を考慮し，代替パラメータにより推定する計器の優先順位を整備する。
・計器電源喪失時は可搬型計測器に監視を行う。
・パラメータの記録を行う。

ＮＯＮＯ
重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

重大事故等対処設備としての要求事項を満たさない計器

主要パラメータを計測する計器は常用計器・必要なパラメータの記録を行う。

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器は常用代替計器・必要なパラメータの記録を行う。

計器は耐震性，耐環境性の
あるものか

ＹＥＳ

主要パラメータの代替パラメータを計測する
計器は重要代替計器
・主要パラメータを計測する計器の計測が困難となった場合は，計器の確からしさ等を考慮し，代替パラメータにより推定する
計器の優先順位を整備する。
・パラメータの記録を行う。

第 3.15−1 図

重大事故等時に必要なパラメータ及び計器の選定フロー
3.15−13

仕様変更等の実施
・主要パラメータを計測する計器は，重大事故等対処設備としての要求事
項を満たした計器へ変更

3.15−14①高圧代替注水系系統流量②低圧代替注水系原子炉注水流量③代替循環冷却系原子炉注水流量④原子炉隔離時冷却系系統流量⑤高圧炉心スプレイ系系統流量⑥残留熱除去系系統流量⑦低圧炉心スプレイ系系統流量⑧低圧代替注水系格納容器スプレイ流量⑨低圧代替注水系格納容器下部注水流量⑩代替循環冷却系格納容器スプレイ流量⑪代替循環冷却系ポンプ入口温度⑫残留熱除去系熱交換器入口温度⑬残留熱除去系熱交換器出口温度⑭残留熱除去系海水系系統流量⑮代替淡水貯槽水位⑯西側淡水貯水設備水位⑰常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力⑱代替循環冷却系ポンプ吐出圧力⑲原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力⑳高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

原子炉建屋

静的触媒式
水素再結合器

原子炉格納容器

使用済燃料プール

⑧

耐圧強化
ベント系

⑧

原子炉
圧力容器

圧力
開放板

⑩

⑩

②
③

フィルタ装置水位
フィルタ装置圧力
フィルタ装置スクラビング水温度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度
耐圧強化ベント系放射線モニタ③⑨

ドライウェル

ペデスタル

⑱

⑱
原子炉建屋
格納容器圧力逃がし装置格納槽
廃棄物処理棟

サプレッション
・チェンバ

可搬型代替注水大型ポンプ

②
⑭

※1

⑭

※2

残留熱除去系 緊急用
海水系ポンプ 海水ポンプ

⑪ ⑥

⑥ ⑪

代替循環
⑫
冷却系
ポンプＡ ⑬

代替循環⑫
冷却系⑬ ポンプＢ
残留熱除去系
ポンプＡ

⑦
④

残留熱
除去系
補機へ

海へ ※2

⑲
原子炉隔離時冷却系ポンプ①

可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ⑥

残留熱除去系
ポンプＢ※1 海へ
低圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉建屋
廃棄物処理
棟

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置⑯
常設代替高圧電源装置置場

残留熱除去系ポンプＣ⑳⑤

高圧炉心スプレイ系ポンプ⑰
常設高圧代替注水系ポンプ⑮
常設低圧代替注水系ポンプ

代替淡水貯槽海
常設低圧代替注水系格納槽

第 3.15−2 図

計装設備（重大事故等対処設備） 系統概要図（1）（監視機能喪失時に使用する設備）

39 原子炉圧力容器温度○
40 原子炉圧力○
41 原子炉圧力（ＳＡ）○
42 原子炉水位（広帯域）○
43 原子炉水位（燃料域）○
44 原子炉水位（ＳＡ広帯域）○
45 原子炉水位（ＳＡ燃料域）○
46 ドライウェル雰囲気温度○
47 サプレッション・チェンバ雰囲気温度○
48 サプレッション・プール水温度○
49 格納容器下部水温○

原子炉格納容器原子炉圧力容器

46

46

39

50 ドライウェル圧力○
51 サプレッション・チェンバ圧力○
52 サプレッション・プール水位○
53 格納容器下部水位○
54 格納容器内水素濃度（ＳＡ）○
55 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）○
56 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)○
57 格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)○
58 起動領域計装○
59 平均出力領域計装
○

41 41

50
40

40

42 44

42
39
46

43

46

43 45

58 59

満水管理水位計

56

56

3.15−1539

ドライウェル
（Ｄ／Ｗ)

39

46

46
53
49

47
51

53 格納容器下部水位（1m 超，2 個）○
53 格納容器下部水位（1m 未満，2 個）○
53 格納容器下部水位（0.5m，2 個）○
49 格納容器下部水温（0.2m，5 個）○
49 格納容器下部水温（0m，5 個）
○

54

46
53
53
49

55
46

53
53
47
53 格納容器下部水位○

サプレッション・
チェンバ（Ｓ／Ｃ)（2.75m，2 個）

貫通孔（内径約 15cm）

53 格納容器下部水位○（2.25m，2 個）

57

52

57
48
48
48

ペデスタル内の計器設置図

第 3.15−3 図

計装設備（重大事故等対処設備） 系統概要図（2）（監視機能喪失時に使用する設備）

ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅱ】

緊急用
ＭＣＣ

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

ＭＣＣ ２Ｄ系【区分Ⅱ】

ＭＣＣ ＨＰＣＳ【区分Ⅲ】

ＭＣＣ ２Ｄ系【区分Ⅱ】

ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅱ】

【凡例】
：接続口

：遮断器

緊急用直流125V
充電器

無停電
電源装置A

緊急用125V系
蓄電池

直流125V
充電器Ａ

125V系
蓄電池Ａ系

直流125V
予備充電器

直流125V
充電器Ｂ

125V系
蓄電池Ｂ系

：配線用遮断器

電源車

：切替装置

実線 ：常設設備・電路：蓄電池

点線 ：可搬型設備・電路：可搬型代替低圧電源車

：変圧器

計測機器

直流125V主母線盤２Ａ

緊急用直流125V主母線盤

緊急用直流125VＭＣＣ

直流125V主母線盤２Ｂ

直流125VＭＣＣ ２Ａ系

【略語】
Ｐ／Ｃ

： パワーセンタ

ＭＣＣ： モータコントロールセンタ

無停電
電源装置B
※２

3.15−16

緊急用
電源切替盤

緊急用
電源切替盤

可搬型代替
直流電源設備
用電源切替盤

Ｐ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄ及び緊急用Ｐ／Ｃへ
※１

※１

※１
可搬型
整流器用
変圧器

原子炉建屋 原子炉建屋
西側接続口 東側接続口

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）

可搬型整流器
緊急用直流125V計装分電盤

直流125V分電盤２Ａ系

直流125V分電盤２Ｂ系

※３
緊急用
無停電
電源装置

※２

計測機器

※３
緊急用
電源切替盤

計測機器

緊急用
電源切替盤

計測機器

計測機器

計測機器

計測機器

データ伝送装置

計測機器

計測機器

可搬型計測器第 3.15-4 図

計装設備（重大事故等対処設備） 系統概要図（3）（計器電源喪失時に使用する計器）

電源車

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】※４

ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅱ】
※５

【凡例】
：配線用遮断器：変圧器：蓄電池

120/240V計装用主母線盤２Ａ

直流±24V
充電器Ａ

120/240V計装用主母線盤２Ｂ

直流±24V
充電器Ａ

直流±24V
充電器Ｂ

直流±24V
充電器Ｂ

120/240V計装用主母線盤
中性子モニタ用
蓄電池A系

3.15−17直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ａ

計測機器

計測機器

第 3.15-5 図

中性子モニタ用
蓄電池B系

直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ｂ

計測機器

計装設備（重大事故等対処設備） 系統概要図（4）（計器電源喪失時に使用する計器）

計測機器

【略語】
G

G

G

G

G
予備

G

ＨＰＣＳ ： 高圧炉心スプレイ系
Ｍ／Ｃ ： メタルクラッド開閉装置
Ｐ／Ｃ ： パワーセンタ
ＭＣＣ

緊急用断路器： モータコントロールセンタ

緊急用Ｍ／Ｃ

常用電源
設備より

D/G

常用電源
設備より

D/G

M

（２Ｃ）

154kV系
予備変圧器より

常用電源
設備より

D/G

（２Ｄ）
原子炉建屋
東側接続口

Ｍ／Ｃ ２Ｃ（ＨＰＣＳ）

Ｍ／Ｃ ２ＤＭ／Ｃ ２Ｅ

Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ

★

※６

動力
変圧器
２Ｃ

M

緊急用
動力
変圧器

3.15−18

Ｐ／Ｃ ２Ｃ

動力
変圧器
２Ｄ

★
原子炉建屋
西側接続口
緊急用Ｐ／Ｃ

※６

M

M

動力
変圧器
ＨＰＣＳ

Ｐ／Ｃ ２Ｄ★

緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｃ系
M

M

計装用
変圧器

直流125V
充電器Ａ

計測機器

※７

M

緊急用
電源
切替盤

緊急用
計装用電源

緊急用直流
125V充電器

M

※５
計装用
変圧器

計装用
変圧器

※７

計測機器

計装用
電源

緊急用
電源
切替盤
M

計測機器

M

電源車

電源車

直流125V
充電器Ｂ

計測機器：ディーゼル発電機：常設代替高圧電源装置

：断路器

電源車

：可搬型代替低圧電源車：変圧器

第 3.15-6 図：配線用遮断器

：遮断器

M

計装用電源
ＨＰＣＳ

計測機器

可搬型計測器

G

計装用
変圧器
M

【凡例】
D/G

ＭＣＣ ＨＰＣＳ（位置的分散を図った
東西２箇所に設置）

M

※４

計装用
電源

可搬型代替低圧電源車
接続盤

ＭＣＣ ２Ｄ系

：接続口

：切替装置

実線 ：常設設備・電路：モータ(電動弁等)

点線 ：可搬型設備・電路計装設備（重大事故等対処設備） 系統概要図（5）（計器電源喪失時に使用する計器）

統合原子力防災
ネットワーク（衛星系）

無線

原子炉建屋付属棟
原子炉建屋

緊急時対策所建屋
緊急時対策所

統合原子力防災ネットワーク（有線系）

無線通信装置63 ＳＰＤＳデータ○表示装置

無線通信装置
中央制御室待避室
データ
表示装置
（待避室）

3.15−19

有線（光ケーブル）

60 データ○62 緊急時対策支援○

表示装置

61 データ○

伝送装置

システム伝送装置

発電所内

プロセス
計算機
60 データ表示装置○
61 データ伝送装置 ※１○62 緊急時対策支援システム伝送装置 ※1○
63 ＳＰＤＳデータ表示装置 ※1
○

現場計器等

緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）

発電所外

【凡例】

○
※１：安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，
61 〜○
63 より構成する。
○
63

：有線系
：無線又は衛星系：通常伝送ライン：バックアップ伝送ライン

第 3.15−7 図

計装設備（重大事故等対処設備） 系統概要図（6）（パラメータ記録時に使用する設備）

3.15.2.1.2

主要設備の仕様

主要機器の仕様を第 3.15−2 表に示す。

第 3.15−2 表
名称

計装設備の主要機器仕様（1／4）

検出器の種類

計測範囲

個数

熱電対

0〜500℃

4

原子炉格納容器内

原子炉圧力

弾性圧力検出器

0〜10.5MPa[gage]

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉圧力（ＳＡ）

弾性圧力検出器

0〜10.5MPa[gage]

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉水位（広帯域）

差圧式水位検出器−3,800〜1,500mm※１

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉水位（燃料域）

差圧式水位検出器−3,800〜1,300mm※２

2

原子炉建屋原子炉棟 2 階

原子炉水位（ＳＡ広帯域） 差圧式水位検出器−3,800〜1,500mm※１

1

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉水位（ＳＡ燃料域） 差圧式水位検出器−3,800〜1,300mm※２

1

原子炉建屋原子炉棟 2 階

0〜50L／s

1

原子炉建屋原子炉棟地下2階

0〜500m３ ／h※３0〜 80m３ ／h※３,※５

各1

原子炉建屋原子炉棟 3 階

0〜300m３ ／h※４0〜 80m３ ／h※４,※５

各1

原子炉建屋原子炉棟 2 階

1

原子炉建屋原子炉棟地下
2階

1

原子炉建屋原子炉棟 2 階

原子炉圧力容器温度

高圧代替注水系系統流量

差圧式流量検出器

低圧代 替注水系原子 炉注
差圧式流量検出器
水流量

代替循 環冷却系原子 炉注
差圧式流量検出器
水流量0〜150m３ ／h

取付箇所

原子炉 隔離時冷却系 系統
差圧式流量検出器
流量0〜50L／s

1

原子炉建屋原子炉棟地下2階

高圧炉 心スプレイ系 系統
差圧式流量検出器
流量0〜500L／s

1

原子炉建屋原子炉棟地下1階

残留熱除去系系統流量

差圧式流量検出器

0〜600L／s

3

原子炉建屋原子炉棟地下1階

低圧炉 心スプレイ系 系統
差圧式流量検出器
流量0〜600L／s

1

原子炉建屋原子炉棟地下1階

0〜500m３ ／h ※３

1

原子炉建屋原子炉棟地下1階

0〜500m３ ／h ※４1

原子炉建屋原子炉棟 3 階

低圧代 替注水系格納 容器
差圧式流量検出器
下部注水流量0〜200m３ ／h

1

原子炉建屋原子炉棟 3 階

代替循 環冷却系格納 容器
差圧式流量検出器
スプレイ流量0〜300m３ ／h

2

原子炉建屋原子炉棟地下2階

0〜300℃

8

原子炉格納容器内

低圧代 替注水系格納 容器
差圧式流量検出器
スプレイ流量

ドライウェル雰囲気温度

熱電対3.15−20

第 3.15−2 表計装設備の主要機器仕様（2／4）

名称

検出器の種類

計測範囲

個数

サプレ ッション・チ ェン
バ雰囲気温度

熱電対

0〜200℃

2

原子炉格納容器内

サプレ ッション・プ ール
水温度

測温抵抗体

0〜200℃

3

原子炉格納容器内

格納容器下部水温測温抵抗体

0〜500℃ ※６（ペデスタル床面 0m，＋0.2m）※７

各5

原子炉格納容器内

ドライウェル圧力

弾性圧力検出器

0〜1MPa[abs]1

原子炉建屋原子炉棟 4 階

サプレ ッション・チ ェン
バ圧力

弾性圧力検出器

0〜1MPa[abs]1

原子炉建屋原子炉棟 1 階

1

原子炉建屋原子炉棟地下2階＋1.05m※７,※９（EL.12,856mm）

2

原子炉格納容器内＋0.50m,＋0.95m※７,※10（EL.12,306mm，12,756mm）

各2

原子炉格納容器内＋2.25m,＋2.75m※７,※11（EL.14,056mm，14,556mm）

各2

原子炉格納容器内

熱伝導式
水素検出器

0〜100vol％1

原子炉建屋原子炉棟 3 階

格納容 器雰囲気放射 線モニタ（Ｄ／Ｗ)

イオンチェンバ

10 −２ 〜10５ Sv／h

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

格納容 器雰囲気放射 線モニタ（Ｓ／Ｃ)

イオンチェンバ

10 −２ 〜10５ Sv／h

2

原子炉建屋原子炉棟地下1階

起動領域計装核分裂電離箱10−１ 〜10６ cps（1.0×10３ 〜1.0×10９
cm −２ ・s−１ ）0〜40％又は 0〜125％(1.0×10８〜1.5×10１３
cm−２ ・s −１ )8

原子炉格納容器内

平均出力領域計装

核分裂電離箱0〜125％(1.0×10 １２ 〜1.0×10１４
cm −２ ・s−１ )2※12

原子炉格納容器内

フィルタ装置水位

差圧式水位検出器

180〜5,500mm

2

格納容器圧力逃がし装置
格納槽内フィルタ装置圧力

弾性圧力検出器

0〜1MPa[gage]1

格納容器圧力逃がし装置
格納槽内

熱電対

O〜300℃

1

格納容器圧力逃がし装置
格納槽内

サプレ ッション・プ ール−1〜9m※８
差圧式水位検出器（EL.2,030〜12,030mm）
水位

格納容器下部水位

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

フィル タ装置スクラ ビン
グ水温度

電極式水位検出器

3.15−21取付箇所

第 3.15−2 表
名称フィルタ装置出口放射線
モニタ（高レンジ・低レ
ンジ）

計装設備の主要機器仕様（3／4）

検出器の種類

イオンチェンバ

計測範囲

個数

取付箇所

10−２ 〜10５ Sv／h

1

原子炉建屋廃棄物処理棟
1階

10−２ 〜10５ Sv／h1

屋外（原子炉建屋南側外
壁面）

10−３ 〜10４ mSv／h

1

原子炉建屋廃棄物処理棟
1階

フィル タ装置入口水 素濃
度

熱伝導式
水素検出器

0〜100vol％2

原子炉建屋廃棄物処理棟
3階

耐圧強 化ベント系放 射線
モニタ

イオンチェンバ

10−３ 〜10４ mSv／h1

屋外（原子炉建屋東側外
壁面）

代替循 環冷却系ポン プ入
口温度

熱電対

0〜100℃

2

原子炉建屋原子炉棟地下2階

残留熱 除去系熱交換 器入
口温度

熱電対

0〜300℃

2

原子炉建屋原子炉棟 1 階

残留熱 除去系熱交換 器出
口温度

熱電対

0〜300℃

2

原子炉建屋原子炉棟地下1階

残留熱 除去系海水系 系統
差圧式流量検出器
流量0〜550L／s

2

原子炉建屋廃棄物処理棟
地下 1 階

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

差圧式流量検出器

0〜800m３ ／h

1

原子炉建屋廃棄物処理棟
地下 1 階

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

差圧式流量検出器

0〜50m３ ／h

1

原子炉建屋廃棄物処理棟
地下 1 階代替淡水貯槽水位

差圧式水位検出器

0〜20m

1

常設低圧代替注水系格納槽内

西側淡水貯水設備水位

電波式水位検出器

0〜4.5m

1

常設代替高圧電源装置
置場（地下）

常設高 圧代替注水系 ポン
プ吐出圧力

弾性圧力検出器

0〜10MPa[gage]

1

原子炉建屋原子炉棟地下
1階

常設低 圧代替注水系 ポン
プ吐出圧力

弾性圧力検出器

0〜5MPa[gage]2

常設低圧代替注水系格納
槽内

代替循 環冷却系ポン プ吐出圧力

弾性圧力検出器

0〜5MPa[gage]

2

原子炉建屋原子炉棟地下2階

原子炉 隔離時冷却系 ポン
プ吐出圧力

弾性圧力検出器

0〜10MPa[gage]

1

原子炉建屋原子炉棟地下1階

高圧炉 心スプレイ系 ポン
プ吐出圧力

弾性圧力検出器

0〜10MPa[gage]

1

原子炉建屋原子炉棟地下1階

残留熱 除去系ポンプ 吐出
圧力

弾性圧力検出器

0〜4MPa[gage]

3

原子炉建屋原子炉棟地下1階

低圧炉 心スプレイ系 ポン
プ吐出圧力

弾性圧力検出器

0〜4MPa[gage]

1

原子炉建屋原子炉棟地下1階

3.15−22

第 3.15−2 表
名称

計装設備の主要機器仕様（4／4）

検出器の種類

計測範囲

個数

取付箇所

触媒式
水素検出器

0〜10vol％

2

原子炉建屋原子炉棟 6 階

熱伝導式
水素検出器

0〜20vol％

3

原子炉建屋原子炉棟地下
1 階，2 階熱電対

0〜300℃

4※13

原子炉建屋原子炉棟 6 階

磁気力式
酸素検出器

0〜25vol％

1

原子炉建屋原子炉棟 3 階

ガイドパルス式
水位検出器−4,300〜＋7,200mm※14（EL.35,077〜46,577mm）

1

測温抵抗体

0〜120℃

1

※15

熱電対

0〜120℃1※1610−２ 〜10５ Sv／h1

10−３ 〜10４ mSv／h

1

原子炉建屋水素濃度

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
使用済 燃料プール水 位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済 燃料プールエ リア
放射線モニタ（高レンジ・
低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ （使用済燃料 プー
ル監視 カメラ用空冷 装置含む）

原子炉建屋原子炉棟 6 階

イオンチェンバ

原子炉建屋原子炉棟 6 階

原子炉建屋原子炉棟 6 階

赤外線カメラ−1

原子炉建屋原子炉棟 6 階（使用済燃料プール監視
カメラ用空冷装置：原子炉建屋付属棟 4 階）

※1 ：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）※2 ：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）※3 ：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用※4 ：可搬型設備による対応時に使用※5 ：狭帯域流量※6 ：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器）※7 ：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面：EL.11,806mm）からの高さ※8 ：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm）※9 ：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）※10：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）※11：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）※12：平均出力領域計装 A〜F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計装の A,C,E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B,D,F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。
※13：2 個の静的触媒式水素再結合器に対して，出入口に 1 個ずつ設置※14：基準点は使用済燃料ラック上端 EL.39,377mm（使用済燃料プール底部より 4,688mm）※15：検出点 2 箇所
※16：検出点 8 箇所

3.15−23

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）の主要機器仕様を以下に示す。
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）
設

備名

データ伝送装置

使 用 回 線

有線系回線，無線系回線

個

一式

数

取 付 箇 所

原子炉建屋付属棟 3 階

設

緊急時対策支援システム伝送装置

備

名

使 用 回 線

有線系回線，衛星系回線

個

一式

数

取 付 箇 所

緊急時対策所建屋 2 階

設

名ＳＰＤＳデータ表示装置

数

一式

備

個

取 付 箇 所

緊急時対策所

データ表示装置の主要機器仕様を以下に示す。
設
個

備

名

データ表示装置数一式

保 管 場 所

原子炉建屋付属棟 3 階
3.15−24

緊急時対策所建屋 2 階（予備）

可搬型計測器の主要機器仕様を以下に示す。
設

備

名

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）

個数

保 管 場 所

20（予備 20）
原子炉建屋付属棟 3 階
緊急時対策所建屋 2 階（予備）

設

備

名

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）

個数

保 管 場 所

19（予備 19）
原子炉建屋付属棟 3 階
緊急時対策所建屋 2 階（予備）3.15−25

3.15.2.1.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.15.2.1.3.1(1)

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉格納容器内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における原子炉格
納容器内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15−3 表に示す設計とする。
・原子炉圧力容器温度・ドライウェル雰囲気温度
・サプレッション・チェンバ雰囲気温度
・サプレッション・プール水温度
・格納容器下部水温・格納容器下部水位
・起動領域計装・平均出力領域計装
なお，起動領域計装，平均出力領域計装については，未臨界確認を目
的に重大事故等時初期においてのみ機能を期待する設備のため，重大事
故等時初期の原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。
3.15−26

第 3.15−3 表想定する環境条件（原子炉格納容器内）

環境条件

対応

環境温度・環境圧力・ 設置場所である原子炉格納容器内で想定される環境温
湿度／屋外の天 候／ 度，環境圧力，湿度及び放射線条件に耐えられる性能
放射線／荷重を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ る影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響は響受けない。
海水を通水する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを踏まえ，機器の損傷等の影響を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

津波

津波を考慮し防潮堤及び浸水防護設備を設置する設計とする。

風（台風），竜巻，積 原子炉格納容器内に設置するため，風（台風），竜雪，火山の影響
巻，積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における原子
炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15−4 表に示す設計とする。
・原子炉圧力・原子炉圧力（ＳＡ）
・原子炉水位（広帯域）
・原子炉水位（燃料域）
・原子炉水位（ＳＡ広帯域）
・原子炉水位（ＳＡ燃料域）
・高圧代替注水系系統流量
3.15−27

・低圧代替注水系原子炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
・ドライウェル圧力・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・プール水位
・格納容器内水素濃度（ＳＡ）
・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
・代替循環冷却系ポンプ入口温度・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
3.15−28

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）のうち使用済燃料プール監視カメラ

第 3.15−4 表

想定する環境条件（原子炉建屋原子炉棟内）

環境条件

対応

環境温度・環境圧力・ 設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定される環
湿度／屋外の天 候／ 境温度，環境圧力，湿度及び放射線条件に耐えられる
放射線／荷重性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ る影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響は響受けない。
海水を通水する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを踏まえ，機器の損傷等の影響を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

津波

津波を考慮し防潮堤及び浸水防護設備を設置する設計とする。

風（台風），竜巻，積 原子炉格納容器内に設置するため，風（台風），竜雪，火山の影響
巻，積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.15−29

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋廃棄物処理棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋廃棄物処理棟内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15−5 表に示す設計とする。
・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度・残留熱除去系海水系系統流量・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

第 3.15−5 表

想定する環境条件（原子炉建屋廃棄物処理棟内）

環境条件

対応

環境温度・環境圧力・ 設置場所である原子炉建屋廃棄物処理棟内で想定され湿度／屋外の天 候／ る環境温度，環境圧力，湿度及び放射線条件に耐えら
放射線／荷重れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ る影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響は響受けない。
海水を通水する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを踏まえ，機器の損傷等の影響を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

津波

津波を考慮し防潮堤及び浸水防護設備を設置する設計とする。

風（台風），竜巻，積 原子炉格納容器内に設置するため，風（台風），竜雪，火山の影響
巻，積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.15−30

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，格納容器圧力逃がし装置格納槽内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における格納容器圧力逃がし装置格納槽内の環境条件を考慮し，以下の第3.15−6 表に示す設計とする。
・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度

第 3.15−6 表想定する環境条件（格納容器圧力逃がし装置格納槽内）

環境条件

対応

環境温度・環境圧力・ 設置場所である格納容器圧力逃がし装置格納槽内で想
湿度／屋外の天 候／ 定される環境温度，環境，湿度及び放射線条件に耐え
放射線／荷重られる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ る影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響は響受けない。
海水を通水する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを踏まえ，機器の損傷等の影響を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

津波

津波を考慮し防潮堤及び浸水防護設備を設置する設計とする。

風（台風），竜巻，積 原子炉格納容器内に設置するため，風（台風），竜雪，火山の影響
巻，積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.15−31

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における常設低圧代替注水系格納槽内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15−7
表に示す設計とする。
・代替淡水貯槽水位
・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

第 3.15−7 表想定する環境条件（常設低圧代替注水系格納槽内）

環境条件

対応

環境温度・環境圧力・ 設置場所である常設低圧代替注水系格納槽内で想定さ湿度／屋外の天 候／ れる環境温度，環境圧力，湿度及び放射線条件に耐え
放射線／荷重られる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ る影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響は響受けない。
海水を通水する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを踏まえ，機器の損傷等の影響を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

津波

津波を考慮し防潮堤及び浸水防護設備を設置する設計とする。

風（台風），竜巻，積 原子炉格納容器内に設置するため，風（台風），竜雪，火山の影響
巻，積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.15−32

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，常設代替高圧電源装置置場（地下）に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における常設代替高圧電源装置置場（地下）の環境条件を考慮し，以下の第 3.15−8 表に示す設計とする。
・西側淡水貯水設備水位

第 3.15−8 表想定する環境条件（常設代替高圧電源装置置場（地下））

環境条件

対応

温度，圧力，湿度，放 設置場所である常設代替高圧電源装置置場（地下）で想射線
定される環境温度，環境圧力，湿度及び放射線条件に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ る影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響は響受けない。
海水を通水する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを踏まえ，機器の損傷等の影響を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

津波

津波を考慮し防潮堤及び浸水防護設備を設置する設計とする。

風（台風），竜巻，積 常設代替高圧電源装置置場の地下内に設置するため，
雪，火山の影響
風（台風），竜巻，積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における屋外の環境条件を考慮
し，以下の第 3.15−9 表に示す設計とする。
・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）
3.15−33

・耐圧強化ベント系放射線モニタ

第 3.15−9 表

想定する環境条件（屋外）

環境条件

対応

環境温度・環境圧力・ 設置場所 ※１ である屋外で想定される環境温度，環境圧
湿度／屋外の天 候／ 力，湿度及び放射線条件に耐えられる性能を確認した
放射線／荷重機器を使用する。
屋外の天候によ る影 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水響対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを踏まえ，機器の損傷等の影響を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

津波

津波を考慮し防潮堤及び浸水防護設備を設置する設計とする。

風（台風），竜巻，積 原子炉格納容器内に設置するため，風（台風），竜雪，火山の影響
巻，積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

※1：フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）；原子炉建屋南側外壁面 EL.約 23m※1：耐圧強化ベント系放射線モニタ；原子炉建屋東側外壁面 EL.約 35m

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋付属棟内に設置又は保管する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋付属棟内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15−10 表に示す設計とする。
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）のうち使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置

3.15−34

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置は，
原子炉建屋付属棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋付属棟内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15−10 表に示す設計とする。
データ表示装置及び可搬型計測器は，原子炉建屋付属棟内に保管するため，重大事故等時における原子炉建屋付属棟内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15−10 表に示す設計とする。

第 3.15−10 表

想定する環境条件（原子炉建屋付属棟内）

環境条件

対応

環境温度・環境圧力・ 設置場所である原子炉建屋付属棟内で想定される環境
湿度／屋外の天 候／ 温度，環境圧力，湿度及び放射線条件に耐えられる性能
放射線／荷重を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ る影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響は受響けない。
海水を通水する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを踏まえ，機器の損傷等の影響を考慮した設計とする。詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

津波

津波を考慮し防潮堤及び浸水防護設備を設置する設計とする。

風（台風），竜巻，積 原子炉格納容器内に設置するため，風（台風），竜巻，
雪，火山の影響
積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.15−35

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち緊急時対策支援シス
テム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における緊急時対策所建屋内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15
−11 表に示す設計とする。
データ表示装置及び可搬型計測器は，緊急時対策所建屋内に保管するため，重大事故等時における緊急時対策所建屋内の環境条件を考慮し，以下の第 3.15−11 表に示す設計とする。

第 3.15−11 表

想定する環境条件（緊急時対策所建屋内）

環境条件

対応

環境温度・環境圧力・ 設置又は保管場所である緊急時対策所建屋内で想定さ湿度／屋外の天 候／ れる環境温度，環境，湿度及び放射線条件に耐えられる
放射線／荷重性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ る影 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受響けない。
海水を通水する 系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合わせを踏まえ，機器の損傷等の影響を考慮した設計とする。詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）

津波

津波を考慮し防潮堤及び浸水防護設備を設置する設計とする。

風（台風），竜巻，積 原子炉格納容器内に設置するため，風（台風），竜巻，
雪，火山の影響
積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

（58−3−1〜19）

3.15−36

(2)

操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，
設計基準対象施設として使用する場合と同じ構成で使用できる設計とする。
・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）
・原子炉水位（燃料域）
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・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)
・起動領域計装・平均出力領域計装・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系海水系系統流量
3.15−37

・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，
設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力（ＳＡ）
・原子炉水位（ＳＡ広帯域）
・原子炉水位（ＳＡ燃料域）
・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
・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・ドライウェル圧力・サプレッション・チェンバ圧力3.15−38

・サプレッション・プール水位
・格納容器下部水位
・格納容器内水素濃度（ＳＡ）
・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・代替循環冷却系ポンプ入口温度・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
・代替淡水貯槽水位
・西側淡水貯水設備水位・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

3.15−39

第 3.15−12 表に操作対象機器を示す。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）並びに
フィルタ装置入口水素濃度を計測するためのサンプリング装置は，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。また，
中央制御室のＳＡ監視操作盤から操作が可能な設計とする。ＳＡ監視操
作盤を操作するにあたり，運転員等の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象及び操作状況については画面表示された機器名称及び状態表示を確認することで識別可能とし，運転員等の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。

使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）のうち使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，中央制御室の制御盤のスイッチにより空冷装置の弁操作及び起動操作を可能とし，想定される重大事故等時の環境下においても，確実に操作できる設計とする。中央制御室のスイッチで操作するにあたり，運転員等の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，スイッチは，機器の名称等を表示した銘板の取付け等により，運転員等の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を使用したパラメータ記録を行う系統は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちＳＰＤＳデータ表示
装置は，コネクタにより通信ケーブルに接続されており，各パラメータ
3.15−40

を監視するにあたり，重大事故等対応要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。重大事故等が発生した場合において，設置場所である緊急時対策所において，一般のコンピュータと同様に付属のスイッチを操作することにより，確実に各パラメータを監視することが可能な設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置及び緊急時対策支援システム伝送装置は，常時伝送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。

データ表示装置は，設計基準対象施設とは兼用しないため，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。また，付属のスイッチにより中央制御室内で操作が可能な設計とする。
データ表示装置は，コネクタ接続により，容易かつ確実に通信ケーブ
ルに接続し，原子炉施設の主要な計測装置を継続して監視できる設計とする。

可搬型計測器は，設計基準対象施設とは兼用しないため，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。
可搬型計測器の接続箇所は，中央制御室にて操作を可能とし，想定される重大事故等時の環境下においても，確実に操作できる設計とする。
操作場所である中央制御室の各制御盤では，十分な操作空間を確保する。
可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，ボルト・ネジ接続とし，接続規格を統一することにより，一般的に使用される工具を用いて確実に接続できる設計とし，付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。
3.15−41

第 3.15−12 表

操作対象機器

機器名称

状態の変化

操作場所

操作方法

サンプリング装置
格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

停止⇒起動
自動⇔手動
系統選択（Ｄ／Ｗ⇔Ｓ／Ｃ）

中央制御室

スイッチ操作

サンプリング装置（フィルタ装置入口水素濃度）

停止⇒起動
自動⇔手動
系統選択（Ａ系⇔Ｂ系）

中央制御室

スイッチ操作使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置

停止⇒起動

中央制御室

スイッチ操作使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置空気供給弁

全閉⇒全開

中央制御室

スイッチ操作

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちＳＰＤＳデータ表示装置

起動・停止（パラメータ監視）

緊急時対策所

スイッチ操作

データ表示装置

起動・停止（パラメータ監視）

中央制御室

スイッチ操作

可搬型計測器

接続箇所端子リフト
可搬型計測器接続

中央制御室

接続操作

（58−3−17,19）（58−8−7〜10）

3.15−42(3)

試験検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）（ⅰ）要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
第 3.15−13 表に計装設備の試験検査内容を示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備は，原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正ができる設計とする。

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ表示装置は，原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

可搬型計測器は，原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正ができる設計とする。
（58−5−1〜12）

3.15−43

第 3.15−13 表
計器分類

計装設備の試験検査内容（1／3）
原子炉の
状態

パラメータ
原子炉水位（広帯域）

項目

内容

停止中

機能・性能検査 計器校正

格納容器下部水位

停止中

機能・性能検査 動作確認

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

運転中又は
停止中

機能･性能検査

計器校正

原子炉圧力

停止中

機能･性能検査

計器校正

停止中

機能･性能検査計器校正

原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
サプレッション・プール水位
水位計

フィルタ装置水位
代替淡水貯槽水位
西側淡水貯水設備水位

原子炉圧力（ＳＡ）
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
フィルタ装置圧力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力圧力計
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量流量計

残留熱除去系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
残留熱除去系海水系系統流量

3.15−44

第 3.15−13 表
計器分類

計装設備の試験検査内容（2／3）
原子炉の
状態

パラメータ
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

項目

内容

停止中

機能・性能検査 計器校正

停止中

機能・性能検査 絶縁抵抗測定
温度 1 点確認
計器校正

流量計
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
原子炉圧力容器温度
ドライウェル雰囲気温度
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
格納容器下部水温フィルタ装置スクラビング水温度
温度計
代替循環冷却系ポンプ入口温度
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度（ＳＡ）
水素及び
酸素濃度
計

運転中又は
停止中
停止中

機能・性能検査 基準ガス校正
計器校正

停止中

機能・性能検査 線源校正
計器校正

フィルタ装置入口水素濃度
原子炉建屋水素濃度
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)
格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)

放射線量
率計

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
耐圧強化ベント系放射線モニタ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レ 運転中又はンジ・低レンジ）
停止中
起動領域計装原子炉
出力
平均出力領域計装

3.15−45

運転中

機能・性能検査 プ ラ トー 特 性確認

停止中

絶縁抵抗測定計器校正

運転中

機能・性能検査 プ ラ トー 特 性確認

停止中

絶縁抵抗測定計器校正

第 3.15−13 表
計器分類

計装設備の試験検査内容（3／3）
原子炉の
状態

パラメータ

項目

内容

使用済燃料プール監視カメラ

運転中又は 機能・性能検査 外観点検
停止中
表示確認

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置

運転中又は 機能・性能検査 外観点検
停止中
動作確認

安全系パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

運転中又は 機能・性能検査 外観検査
停止中
データの表示及び
伝送の確認

データ表示装置

運転中又は 機能・性能検査 外観検査
データの表示
停止中

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容 運転中又は 機能・性能検査 模 擬 入 力 に よ る 表
器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用） 停止中
示の確認
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容 運転中又は 機能・性能検査 模 擬 入 力 に よ る 表
停止中
器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）
示の確認

(4)

切替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）（ⅰ）要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備は，本来の用途以外に使用しない設計とする。

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ表示装置は，本来の用途以外に使用しない設計とする。

3.15−46

可搬型計測器は，本来の用途以外には使用しない設計とする。可搬型
計測器の計装ケーブルの接続は，ボルト・ネジ接続とし，接続規格を統一することにより，速やかに接続操作可能な設計とする。
第 3.15−8 図に中央制御室での可搬型計測器接続による監視パラメー
タ計測のタイムチャートを示す。

第 3.15−8 図

可搬型計測器による監視パラメータ計測のタイムチャート ※※：「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の 1.15（事故時の計装に関する手順等）で示すタイムチャート

3.15−47

(5)悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）（ⅰ）要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備のう
ち，多重性を有するパラメータの計測装置又は重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測装置について，パラメータ相互をヒューズ，アイソレータ等により電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。多重性を有するパラメータを第 3.15−14 表に示す。

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故対処設備として使用すること
で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

データ表示装置は，重大事故等時は重大事故等対処設備として系統を構成することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型計測器は，通常待機時は接続先の系統と分離された状態である
こと及び重大事故等時は重大事故等対処設備として系統を構成すること
で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

3.15−48

第 3.15−14 表
名称

多重性を有する対象パラメータ
計測範囲

個数

原子炉圧力

0〜10.5MPa[gage]

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉圧力（ＳＡ）

0〜10.5MPa[gage]

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉水位（広帯域）−3,800〜1,500mm ※１

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

原子炉水位（燃料域）−3,800〜1,300mm ※２

2

原子炉建屋原子炉棟 2 階

格納容器下部水温0〜500℃ ※３（ペデスタル床面 0m，0.2m）※４

各5

原子炉格納容器内＋1.05m※４,※５（EL.12,856mm）

2

原子炉格納容器内＋0.50m,＋0.95m※４,※６（EL.12,306mm，12,756mm）

各2

原子炉格納容器内＋2.25m,＋2.75m※４,※７（EL.14,056mm，14,556mm）

各2

原子炉格納容器内

格納容 器雰囲気放射 線モニタ（Ｄ／Ｗ)

10−２ 〜10５ Sv／h

2

原子炉建屋原子炉棟 3 階

格納容 器雰囲気放射 線モニタ（Ｓ／Ｃ)

10−２ 〜10５ Sv／h

2

原子炉建屋原子炉棟地下 1 階

起動領域計装10 −１ 〜10６ cps（1.0×10３ 〜1.0×10９
cm−２ ・s−１ ）0〜40％又は 0〜125％(1.0×10８〜1.5×10１３
cm −２ ・s−１ )8

原子炉格納容器内

平均出力領域計装0〜125％(1.0×10 １２ 〜1.0×10１４
cm −２ ・s−１ )2※８

原子炉格納容器内

フィルタ装置水位

180〜5,500mm

2

格納容器圧力逃がし装置格納
槽内

フィル タ装置出口放 射線モニタ（高レンジ）

10−２ 〜10５ Sv／h

2

原子炉建屋廃棄物処理棟 1 階，
屋外（原子炉建屋南側外壁面）

フィルタ装置入口水素濃度

0〜100vol％2

原子炉建屋廃棄物処理棟 3 階

0〜10vol％

2

原子炉建屋原子炉棟 6 階

0〜20vol％

3

原子炉建屋原子炉棟地下 1 階，
2階

格納容器下部水位

原子炉建屋水素濃度

取付場所※1：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）※2：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）※3：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器）※4：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面：EL.11,806mm）からの高さ※5：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）※6：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）※7：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）※8：平均出力領域計装 A〜F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計装の A,C,E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B,D,F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。

3.15−49(6)設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）並びに
フィルタ装置入口水素濃度を計測するためのサンプリング装置は，原子
炉建屋原子炉棟又は原子炉建屋廃棄物処理棟に設置し，中央制御室にて監視を行う設計とする。サンプリング装置は，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ない中央制御室のＳＡ監視操作盤から操作が可能な設計とする。

使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）のうち使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋付属棟に設置し，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ない中央
制御室の制御盤のスイッチにより弁開閉操作及び起動操作が可能な設計とする。

データ表示装置及び安全系パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のう
ちＳＰＤＳデータ表示装置は，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ない中央制御室又は緊急時対策所にそれぞれ設置し，操作可能な設計
3.15−50とする。

可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，放射線量が高くなるおそれの少ない中央制御室で操作可能な設計とする。
第 3.15−15 表に操作対象機器設置場所を示す。

第 3.15−15 表

操作対象機器設置場所

機器名称

設置場所

操作／監視場所

サンプリング装置
格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

原子炉建屋原子炉棟 3 階

中央制御室／中央制御室

サンプリング装置（フィルタ装置入口水素濃度）

原子炉建屋廃棄物処理棟 3 階

中央制御室／中央制御室

使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置

原子炉建屋付属棟 4 階

中央制御室／中央制御室

使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置空気供給弁

原子炉建屋付属棟 4 階

中央制御室／中央制御室

データ表示装置

中央制御室

中央制御室／中央制御室

安全系パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちＳＰＤＳデー
タ表示装置

緊急時対策所

緊急時対策所／緊急時対策所

可搬型計測器

中央制御室

中央制御室／中央制御室（58−3−17,19）（58−8−7〜10）

3.15−51

3.15.2.1.3.2(1)

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針

容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測範囲を第3.15−17 表に示す。
常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，
設計基準事故時の計測機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する
場合の計測範囲が，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において原子炉施設の状態を推定できるため，設計基準事故対処設備と同仕様の設計とする。
・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）
・原子炉水位（燃料域）
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・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)
・起動領域計装・平均出力領域計装
3.15−52

・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系海水系系統流量
・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において原子炉施設の状態を推定できる設計とする。
・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力（ＳＡ）
・原子炉水位（ＳＡ広帯域）
・原子炉水位（ＳＡ燃料域）
・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
・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3.15−53

・格納容器下部水温・ドライウェル圧力・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・プール水位
・格納容器下部水位
・格納容器内水素濃度（ＳＡ）
・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・代替循環冷却系ポンプ入口温度・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
・代替淡水貯槽水位
・西側淡水貯水設備水位・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
3.15−54

・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，想定される重大事故等時に発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちＳＰＤＳデータ表示
装置は，緊急時対策所に 1 セットを設置し，常設設備であるが，保守点
検又は故障時の予備として，自主的に 1 セットを保管する設計とする。
（58−6−1〜82）(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）（ⅰ）要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備は，二以上の原子炉施設において共用しない設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，二以上の原子炉施設において共用しない設計とする。
3.15−55

(3)設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）（ⅰ）要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。
重大事故等対処設備のうち重要代替監視パラメータを計測する設備は，
重要監視パラメータと異なる物理量（水位，注水量等）の計測又は測定原
理とすることで，重要監視パラメータを計測する設備に対して可能な限り多様性を持った計測方法により計測できる設計とする。
重要代替監視パラメータは，重要監視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，共通要因によって，その機能が損なわれることを防止するために，有線系及び無線系の通信回線を設ける等により多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする。
また，重要監視パラメータを計測する設備及び重要代替監視パラメー
タを計測する設備の電源は，共通要因によって同時に機能を損なわない
よう，非常用ディーゼル発電機に対して多様性を有する常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置，可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車並びに可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から給電できる設計とする。
（58−2−1〜4）（58−3−1〜19）
3.15−56

3.15.2.1.3.3(1)

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針

容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある
容量を有するものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

データ表示装置は，中央制御室の運転員等が，原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うために必要なデータを表示し，確認することができる設計とする。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 1 個を含めて合計 2 個を中央制御室及び緊急時対策所建屋内に分散して保管する。
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）の計測用）は，1 セット 20 個（測定時の故障を想定した 1 個含む）使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 20 個を含めて合計 40 個を分散して保管する。
可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）の計測用）は，1 セット 19 個（測定時の故障を想定した
1 個含む）使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 19 個を含めて合計 38 個を分散して保管する。
（58−3−17,19）（58−8−1〜6）(2)

確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）（ⅰ）要求事項
3.15−57

常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
データ表示装置は，通信ケーブルとコネクタ接続とすることにより，工具を用いない簡便な方法により容易かつ確実に接続できる設計とする。
可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，ボルト・ネジ接続とし，接続規格を統一することにより，一般的に使用される工具を用いて容易かつ確実に接続操作可能な設計とする。

(3)

複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）（ⅰ）要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

（ⅱ）適合性3.15−58

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。
データ表示装置及び可搬型計測器は，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する設備ではなく，中央制御室から接続可能な設計とする。
（58−8−7〜10）(4)

設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

データ表示装置の通信ケーブル及び可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，放射線量が高くなるおそれの少ない設置場所である中央制御室で操作可能な設計とする。
（58−3−17）（58−8−7〜10）(5)

保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）（ⅰ）要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設

3.15−59

備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。
データ表示装置及び可搬型計測器は，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備と可能な限り位置的分散を図り，頑健性を有する原子炉建屋付属棟及び緊急時対策所建屋内に保管する設計とする。
（58−3−17,19）（58−8−7〜10）(6)

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）（ⅰ）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
データ表示装置及び可搬型計測器は，中央制御室及び緊急時対策所建
屋内に保管しており，保管場所から接続場所までの運搬経路について，移動に支障を来すことがないよう複数のアクセスルートを確保し，接続場所である中央制御室まで移動できる設計とする。
3.15−60（58−3−17,19）（58−8−6〜9）(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）（ⅰ）要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。
データ表示装置及び可搬型計測器は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基
準事故対処設備の配置その他の条件を考慮し，中央制御室及び緊急時対策所建屋内に保管することで位置的分散を図る設計とする。
（58−3−17,19）（58−8−7〜10）

3.15−61

第 3.15−16 表
1.15

重大事故等対策における手順書の概要

事故時の計装に関する手順等

方針目的

重大事故等が発生し，計測機器の故障等により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合に，当該パラメータの推定に有効な情報を把握するため，計器故障時の対応，計器の計測範囲を超えた場合への対応，計器電源の喪失時の対応，計測結果を記録する手順等を整備する。
重大事故等に対処するために監視することが必要となるパラメータを技術的能力に係る審査基準 1.1〜1.15 の手順着手の判断基準及び操作手順に用いるパラメータ並びに有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータから抽出し，これを抽出パラメータとする。
抽出パラメータのうち，炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態を直接監視するパラメータを主要パラメータとする。
また，計器の故障，計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合及び計器電源の喪失
により，主要パラメータを計測することが困難となった場合において，主要パラメー
タを推定するために必要なパラメータを代替パラメータとする。

パラメータの選定及び分類

主要パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要監視パラメータ
主要パラメータのうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも 1 つ以上有するパラメータをいう。
・有効監視パラメータ
主要パラメータのうち，自主対策設備の計器のみで計測されるが，計測することが困難になった場合にその代替パラメータが重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器で計測されるパラメータをいう。
代替パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要代替監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも 1 つ以上有するパラメータをいう。
・常用代替監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータが自主対策設備の計器のみで計測されるパラメータをいう。
抽出パラメータのうち，原子炉施設の状態を直接監視することはできないが，電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態により
原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータを補助パラメータとする。

3.15−62他チャンネルによる計測

主要パラメータを計測する多重化された重要計器 ※ １ が，計器の故障により計測することが困難となった場合において，他チャンネ
ルの重要計器により計測できる場合は，当該計器を用いて計測を行う。

主要パラメータを計測する計器の故障により主要パラメータの監視機能が喪失した場合は，代替パラメータにより主要パラメータの推定を行う。
推定に当たっては，使用する計器が複数ある場合は，代替パラメータと主要パラメータの関連性，検出器の種類，使用環境条件及び計測される値の確からしさを考慮し，使用するパラメータの優先順
位をあらかじめ定める。
代替パラメータによる主要パラメータの推定は，以下の方法で行う。
・同一物理量（温度，圧力，水位，流量，放射線量率，水素濃度

代替パラメータによる推定

計器故障時監視機能喪失対応手段等

及び中性子束）から推定
・水位を水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力から推定・流量を注水先又は水源の水位変化を監視することにより推定・圧力から原子炉圧力容器又は原子炉格納容器の水位を推定
・原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいを水位，圧力等の傾向監視により推定・圧力又は温度を水の飽和状態の関係から推定
・水素燃焼するおそれのある状態であるかを推定
・装置の作動状況により水素濃度を推定
・制御棒の位置指示により未臨界を推定
・プラントの状態により最終ヒートシンクの確保を推定
・使用済燃料プールの状態を同一物理量（温度），あらかじめ評
価した水位と放射線量率の相関関係及びカメラによる監視により，使用済燃料プールの水位又は必要な水遮蔽が確保されていることを推定・デブリの冠水状態を温度により推定

3.15−63

原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータのうち，パラメ
ータの値が計器の計測範囲を超えるものは，原子炉圧力容器内の温度と水位である。
原子炉圧力容器内の温度及び水位の値が計器の計測範囲を超えた場合に原子炉施設の状態を推定するための手順を以下に示す。
・原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータである原子炉圧
力容器温度が計測範囲を超えた場合は，炉心損傷状態と推定し

代 替 パ ラ メ ー タ に よる 推 定

監視機能喪失対応手段等

計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合て対応する。なお，ＲＰＶ破損徴候パラメータとして原子炉圧
力容器温度（下鏡部）が「300℃到達」を検知することにより，やがてＲＰＶ破損に至る可能性が高い状況であると判断し，破損判断パラメータである格納容器下部水温を常時監視する。
・原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータである原子炉水位が計測範囲を超えた場合は，高圧代替注水系系統流量，低圧
代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，
原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，
残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量のうち，機器動作状態にある流量計から崩壊熱除去に必要な水量の差を算出し，直前まで判明していた水位に変換率を考慮すること
により原子炉圧力容器内の水位を推定する。
なお，原子炉圧力容器内が満水状態であることは，原子炉圧力又は原子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・チェンバ圧力の差圧により，原子炉圧力容器内の水位が有効燃料長頂部以上であることは推定可能である。

可搬型計装器による計測

原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータの値が計器の計測
範囲を超えた場合で，重要代替計器の故障等により代替パラメータによる推定が困難となった場合に，可搬型計測器により原子炉圧力容器温度を計測する。

3.15−64全交流動力電源喪失が発生した場合は，以下の手段により計器へ給電し，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視する。
・常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流

対応手段等

計器電源喪失電源設備である可搬型代替低圧電源車から給電する。
・直流電源が枯渇するおそれがある場合は，可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から給電する。
代替電源（交流，直流）からの給電が困難となり，計器電源が喪失し，中央制御室でのパラメータ監視が不能となった場合は，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち，手順着手の判断基準及び操作に必要なパラメータを可搬型計測器により計測又は監視する。

パラメータ記録

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータは，安全パラメータ表示
システム（ＳＰＤＳ）により，計測結果を記録する。
ただし，複数の計測結果を使用し計算により推定する主要パラメータ（使用
した計測結果を含む）の値及び可搬型計測器で計測されるパラメータの値は，記録用紙に記録する。

原子炉施設の状態把握

重要監視パラメータを計測する重要計器 ※１ 及び重要代替監視パラメータを計測する重要代替計器 ※２ の計測範囲及び個数，耐震性及び電源設備からの給電元を示し,設計基準を超える状態における原子炉施設の状態を把握する能力を明確化する。

可搬型計測器による計 測 又 は 監 視 の 留 意事 項配慮すべき事項

確からしさの考慮

圧力のパラメータと温度のパラメータを水の飽和状態の関係から推定する
場合は,水が飽和状態にないと不確かさが生じるため,計器が故障するまでの原子炉施設の状況及び事故進展状況を踏まえ,複数の関連パラメータを確認し,有効な情報を得た上で推定する。
推定に当たっては，代替パラメータの誤差による影響を考慮する。
可搬型計測器による計測対象の選定を行う際，同一パラメータにチャンネ
ルが複数ある場合は，いずれか１つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視する。同一の物理量について複数のパラメータがある場合は，いずれか 1 つの適切なパラメータを選定し計測又は監視する。

※1 ：重要計器；重要監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器※2 ：重要代替計器；重要代替監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器

3.15−65

第 3.15-17 表
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（1／13）

重要監 視パ ラメータ
重要代 替監 視パラメータ個数①原子炉圧力容器内の温度

3.15−66

原子炉 圧力 容器温度※1

原子炉 圧力※2

原子炉 圧力 （ＳＡ）

※2

原子炉 水位 （広帯域）※2

原子炉 水位 （燃料域）※2

原子炉 水位 （ＳＡ広帯域）※2

原子炉 水位 （ＳＡ燃料域）※2

残留熱 除去 系熱交換器入口
温度

※2

4

計測範 囲

設 計基準

把 握能 力（計測範囲の考え方 ）0〜500℃

302℃以下
※3

電源

検出器 の
種類

緊急用
直流電 源

熱電対

耐震性

重大 事故 等時 における 炉心損傷の判 断基 準は
300℃以上であり ，また，損傷炉心の冷却失敗 Ss 機能
判 断 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 の 徴 候 検 知 維持
（300℃）に対し て 500℃まで監視可能。

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数
1「②原 子炉 圧力容器内の圧力 」を 監視するパラメータと 同じ 。

「③原 子炉 圧力容器内の水位 」を 監視するパラメータと 同じ 。

原子炉 圧力「⑫最 終ヒ ートシンクの確保 ＜残 留熱除去系＞」を監視 する パラメータと同じ 。
2②原子炉圧力容器内の圧力

原子炉 圧力 （ＳＡ）

2

原子炉 水位 （広帯域）※2

原子炉 水位 （燃料域）※2

原子炉 水位 （ＳＡ広帯域）※2

原子炉 水位 （ＳＡ燃料域）※2

原子炉 圧力 容器温度

※20〜10.5MPa[gage] 8.62MPa[gage]以 下S

重大 事故 等時 における 原子炉圧力容 器最 高使用圧力（ 8.62MPa［ gage］）の 1.2 倍（10.34MPa［gage］） を監視可能。
Ss 機能
0〜10.5MPa[gage] 8.62MPa[gage]以 下維持

区分Ⅰ ,Ⅱ
直流電 源
※22
緊急用
直流電 源
※22

「③原 子炉 圧力容器内の水位 」を 監視するパラメータと 同じ 。

「①原 子炉 圧力容器内の温度 」を 監視するパラメータと 同じ 。

弾性圧 力
検出器
1
弾性圧 力
検出器

第 3.15-17 表
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（2／13）

重要監 視パ ラメータ
重要代 替監 視パラメータ

個数

計測範 囲

設 計基準

把握能力（計測 範囲 の考え方）

原子炉 水位 （広帯域）

2−3,800〜1,500 ㎜ −3,800〜1,400 ㎜※4※4

原子炉 水位 （燃料域）

2−3,800〜1,300 ㎜※5

原子炉 水位 （ＳＡ広帯域）

1

原子炉 水位 （ＳＡ燃料域）

1

3.15−67③原子炉圧力容器内の水位

高圧代 替注 水系系統流量

448〜1,300 ㎜
※5

耐震性

電源

検出器 の
種類

Ss 機能
維持

区分Ⅰ ,Ⅱ
直流電 源※22差圧式 水位検出器

S

区分Ⅰ ,Ⅱ
直流電 源※22差圧式 水位
検出器

緊急用
直流電 源
※22

差圧式 水位
検出器

緊急用
直流電 源
※22

差圧式 水位検出器

炉心の冷却状況を把握する上で,原子炉水位制
御範囲レベル３〜８（300〜1,400mm※4）及び−3,800〜1,500 ㎜ −3,800〜1,400 ㎜ 燃料有効長底部まで監視可能。
Ss 機能
※4
※4
維持
−3,800〜1,300 ㎜※5448〜1,300 ㎜
※5

Ss 機能
維持

※2

低圧代 替注 水系原子炉注水流 量 ※2
代替循 環冷 却系原子炉注水流 量 ※2
原子炉 隔離 時冷却系系統流量※2

高圧炉 心ス プレイ系系統流量※2

残留熱 除去 系系統流量※2

低圧炉 心ス プレイ系系統流量※2

原子炉 圧力※2

原子炉 圧力 （ＳＡ）

※2「④原 子炉 圧力容器への注水 量」 を監視するパラメータ と同 じ。

「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

サプレ ッシ ョン・チェンバ圧 力 ※2「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数1

第 3.15-17 表
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（3／13）

重要監 視パ ラメータ
重要代 替監 視パラメータ

個数

計測範 囲

設計基 準

高圧代 替注 水系系統流量※1

1

0〜50L／s−※ 6

原子炉 隔離 時冷却系系統流量※1

1

0〜50L／s

40L／s

高圧炉 心ス プレイ系系統流量※1

1

0〜 500L／s

438L／s

（常設 ラ
※1
イン用 ）

1

0〜500m ３ ／h
※7

−※ 6

（常設 ラ
※1
イン用 ）

1

0〜80m ３ ／h
※7,※ 9

−※ 6

（可搬 ラ
※1
イン用 ）

1

0〜300m ３ ／h
※8

−※ 6

（可搬 ラ
※1
イン用 ）

1

0〜80m ３ ／h
※8,※ 9−※ 6

低圧代 替注 水系
原子炉 注水 流量④原子炉圧力容器への注水量

3.15−68

把握能力（計測 範囲 の考え方）

耐震性

電源

常設高 圧代 替注水系ポンプの 最大 流量（38L／s） を監視可能。
原子炉 隔離 時冷却系ポンプの 最大 流量（40L／s） を監視可能。

Ss 機能
維持
Ss 機能
維持

高圧炉 心ス プレイ系ポンプの 最大 流量（438L／s）を監 視可 能。

Ss 機能
維持

緊急用
直流電 源
区分Ⅰ
直流電 源
区分Ⅲ
計測用
交流電 源
緊急用
直流電 源
※22
緊急用
直流電 源
※22
緊急用
直流電 源
※22
緊急用
直流電 源
※22

低圧 代替 注水 系（常設 ）による原子 炉圧 力容
Ss 機能器への 注水 時における最大流 量（ 378m ３ ／h）
維持を監視 可能 。
低圧 代替 注水 系（常設 ）による原子 炉圧 力容
Ss 機能
器へ の注 水時 における ミニフロー調 整時 の最維持
大流量 （75m ３ ／h）を監視可能。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容
Ss 機能器への注水時における最大流量（ 110m ３ ／h）
維持を監視可能。
低圧 代替 注水 系（可搬 型）による原 子炉 圧力
Ss 機能
容器 への 注水 時におけ るミニフロー 調整 時の維持
３
最大流 量（ 75m ／h）を 監視可能。
代替 循環 冷却 系による 原子炉圧力容 器へ の注
Ss 機能
水時に おけ る最大流量（100m ３ ／h）を 監視 可
維持能。

代替循 環冷 却系原子炉注水
流量

※1

2

0〜 150m ３ ／h

− ※6

残留熱 除去 系系統流量※130〜 600L／s

470L／s

残留熱 除去 系ポンプの最大流 量（470L／ s）を
監視可 能。

S

低圧炉 心ス プレイ系系統流量※1

1

0〜 600L／s

456L／s

低圧炉 心ス プレイ系ポンプの 最大 流量（456L／s）を監 視可 能。

S

代替淡 水貯 槽水位※2

西側淡 水貯 水設備水位※2

サプレ ッシ ョン・プール水位※2

原子炉 水位 （広帯域）※2

原子炉 水位 （燃料域）※2

原子炉 水位 （ＳＡ広帯域）※2

原子炉 水位 （ＳＡ燃料域）

※2

緊急用
直流電 源
区分Ⅰ ,Ⅱ
計測用
交流電 源
区分Ⅰ
計測用
交流電 源

「⑭水 源の 確保」を監視する パラ メータと同じ。
「⑧原 子炉 格納容器内の水位 」を 監視するパラメータと 同じ 。

「③原 子炉 圧力容器内の水位 」を 監視するパラメータと 同じ 。

検出器 の
種類
差圧式 流量検出器
差圧式 流量検出器

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数①
1

差圧式 流量検出器④⑤

差圧式 流量検出器
差圧式 流量検出器②
差圧式 流量検出器
差圧式 流量検出器

1

差圧式 流量検出器③

差圧式 流量検出器⑥

差圧式 流量検出器⑦

第 3.15-17 表
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（4／13）

重要監 視パ ラメータ
重要代 替監 視パラメータ⑤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
※1
イン用 ）
（可搬 ラ
※1
イン用 ）

低圧代 替注 水系格納容器下部
注水流 量

※1

代替淡 水貯 槽水位※2

西側淡 水貯 水設備水位※2

サプレ ッシ ョン・プール水位※2

格納容 器下 部水位

※2

個数

計測範 囲

設計基 準

1

0〜500m ３ ／h
※7

−※ 6

1

0〜500m ３ ／h
※8

−※ 6

1

0〜 200m ３ ／h

− ※6

把握能力（計測 範囲 の考え方）

耐震性

代替 格納 容器 スプレイ 冷却系（常設 ）に よる
Ss 機能
格納容 器ス プレイ時における 最大 流量
維持３（300m ／h）を監視可能 。
代替 格納 容器 スプレイ 冷却系（可搬 型） によ
Ss 機能
る格納容器スプレイ時における最大流量
維持（130m ３ ／h）を監視可能 。
格納 容器 下部 注水系（ 常設又は可搬 型） によ
Ss 機能
る格納 容器 下部注水時におけ る最 大流量
維持
３（80m ／h）を 監視可能。

電源
緊急用
直流電 源
※22
緊急用
直流電 源
※22
緊急用
直流電 源
※23

検出器 の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

差圧式 流量検出器
1⑧

差圧式 流量
検出器

1

⑨

熱電対

1

熱電対

1

測温
抵抗体

1

緊急用
直流電 源
※23

測温
抵抗体

4

緊急用
直流電 源
※23

測温
抵抗体

4

差圧式 流量検出器「⑭水 源の 確保」を監視する パラ メータと同じ。

3.15−69「⑧原 子炉 格納容器内の水位 」を 監視するパラメータと 同じ 。

ドライ ウェ ル雰囲気温度

80〜 300℃

171℃以下原子炉 格納 容器の限界温度（200℃）を監視可能。

⑥原子炉格納容器内の温度

サプレ ッシ ョン・チェンバ雰囲気 温度

2

0〜 200℃

171℃以下

サプレ ッシ ョン・プール水温 度

30〜 200℃

104℃以下

格納容 器下 部水温

（水温 計
兼デブ リ
※1
落下検 知
用）
（水温 計
兼デブ リ
※1
堆積検 知
用）

ドライ ウェ ル圧力

5

50〜500℃※10（ペデスタル床面0m）※110〜500℃※10（ペデスタル床面＋0.2m）※11

−※ 6

−※ 6

Ss 機能
維持
Ss 機能
維持

原子 炉格 納容器 の限 界圧 力（620kPa[gage]）
Ss 機能にお ける サプ レッショ ン・プール水 の飽 和温
維持度（ 約 167℃）を監視可能 。
ペデ スタ ル底 部にデブ リが落下した 際の 温度
上昇 又は 高温 のデブリ が検出器に接 触し 指示 Ss 機能
値が ダウ ンス ケールす ることを検知 する こと 維持
でデブ リ落 下を検知可能。
ペデ スタ ル床面 0.2m 以上のデブリ 堆積 を温Ss 機能
度上 昇又 は高 温のデブ リと検出器の 接触 によ
維持る指示 ダウ ンスケールにより 検知 可能。

緊急用
直流電 源
※22,※23
緊急用
直流電 源※22,※23
緊急用
直流電 源
※22

※2
「⑦原 子炉 格納容器内の圧力 」を 監視するパラメータと 同じ 。

サプレ ッシ ョン・チェンバ圧 力 ※2

第 3.15-17 表
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（5／13）

重要監 視パ ラメータ
重要代 替監 視パラメータ⑦原子炉格納容器内の圧力

ドライ ウェ ル圧力

個数

計測範 囲

設計基 準

把握能力（計測 範囲 の考え方）

10〜1MPa［abs］

279kPa[gage]以下
原子 炉格 納容器 の限 界圧 力（620kPa[gage]）を監視 可能 。

サプレ ッシ ョン・チェンバ圧 力

13.15−70⑧原子炉格納容器内の水位

ドライ ウェ ル雰囲気温度※2

サプレ ッシ ョン・チェンバ雰囲気 温度※2

サプレ ッシ ョン・プール水位※1

1（高 さ 1m※1
超検知 用）

2（高さ0.5m,1.0m
※1
未満検 知
用）

各2

（満水管理
※1
用）

各2

格納容 器下 部水位

0〜1MPa［abs］

279kPa[gage]以下

耐震性
Ss 機能
維持
Ss 機能
維持

電源
緊急用
直流電 源
※22
緊急用
直流電 源
※22

検出器 の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

弾性圧 力
検出器

1

弾性圧 力
検出器

1

51
○

1

52
○

1

53
○

「⑥原 子炉 格納容器内の温度 」を 監視するパラメータと 同じ 。

低圧代 替注 水系原子炉注水流 量 ※2
低圧代 替注 水系格納容器
スプレ イ流 量
低圧代 替注 水系格納容器
下部注 水流 量※2

代替淡 水貯 槽水位※2

西側淡 水貯 水設備水位※2

ドライ ウェ ル圧力

※2

※2

−1〜9m
※12
（EL.2,030〜
12,030mm）＋1.05m※11,※13（EL.12,856mm）＋0.50m,＋ 0.95m※11,※14（EL.12,306mm，12,756mm）＋2.25m,＋ 2.75m※11,※15（EL.14,056mm，14,556mm）−0.5〜0m（EL.2,530〜
3,030mm）
−※ 6

−※ 6

−※ 6

ウェ ット ウェ ルベント 操作可否判断 （ベ ント
Ss 機能
ライン 下端 高さ−1.64m：通常水位＋ 6.5m）を維持
把握で きる 範囲を監視可能。

緊急用
直流電 源
※22

差圧式 水位検出器

炉心損 傷後 ，原子炉圧力容器 破損ま での 間に，
Ss 機能
ペデ スタ ル床 面から 1m を超える高 さま での維持
事前注 水さ れたことの検知が 可能 。
デ ブ リ 落 下 後 ， ペ デ ス タ ル 床 面 0.2m 以 上 の
デ ブ リ 堆 積 ま で の 間 ， ペ デ ス タ ル 床 面 か ら Ss 機能
0.5m〜 1m の 範 囲 に 水 位 が 維 持 さ れ て い る こ 維持との確認が可能。
ペ デ ス タ ル 床 面 0.2m 以 上 の デ ブ リ 堆 積 後 ，
ペ デ ス タ ル 満 水 近 傍 の ペ デ ス タ ル 床 面 か ら Ss 機能
2.25m〜 2.75m の 範 囲 に 水 位 が 維 持 さ れ て い 維持
ることの確認が可能。

緊急用
直流電 源
※23

電極式 水位
検出器

緊急用
直流電 源
※23

電極式 水位
検出器

緊急用
直流電 源
※23

電極式 水位検出器「④原 子炉 圧力容器への注水 量」 を監視するパラメータ と同 じ。

「⑤原 子炉 格納容器への注水 量」 を監視するパラメータ と同 じ。

「⑭水 源の 確保」を監視する パラ メータと同じ。

「⑦原 子炉 格納容器内の圧力 」を 監視するパラメータと 同じ 。
サプレ ッシ ョン・チェンバ圧 力 ※2

第 3.15-17 表
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（6／13）

重要監 視パ ラメータ
重要代 替監 視パラメータ個数⑨原子炉格納容器内の水素濃度

格納容 器内 水素濃度（ＳＡ）※1

格納容 器雰 囲気放射線モニタ
(Ｄ／Ｗ)

※2

格納容 器雰 囲気放射線モニタ
(Ｓ／Ｃ)

※2

ドライ ウェ ル圧力

※2

計測範 囲

1

0〜100vol％

設計基準

把握能力（ 計測 範囲の考え方）

4.0vol％以 下

耐 震性

電源

検出器 の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

計器， サン プ
重大 事故 等時 に原子炉 格納容器内の 水素 濃度
Ss 機能 リング 装置 ： 熱伝導 式が変動 する 可能性のある範囲（0〜56.6vol％）
−※ 24
維持
緊急用
水素検 出器を監視 可能 。
交流電 源

54
○

「⑩原 子炉 格納容器内の放射 線量 率」を監視するパラメ ータ と同じ。

「⑦原 子炉 格納容器内の圧力 」を 監視するパラメータと 同じ 。
サプレ ッシ ョン・チェンバ圧 力 ※2

⑩原子炉格納容器内の放射線量率

3.15−71

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)

2

2

10

−２

５

〜10 Sv／ h

10Sv／ h 未満
※16

炉心 損傷 の判 断値（原 子炉停止直後 に炉 心損
傷し た場 合は 約 10Sv／h）を把握す る上 で監 Ss 機能
視可 能（ 上記 の判断値 は原子炉停止 後の 経過 維持
時間と とも に低くなる ）。

区分Ⅰ ,Ⅱ
直流電 源
緊急用
直流電 源

イオン
チェン バ

−※ 24

56
○

10

−２

５

10Sv／ h 未満
※16

炉心 損傷 の判 断値（原 子炉停止直後 に炉 心損
傷し た場 合は 約 10Sv／h）を把握す る上 で監 Ss 機能
視可 能（ 上記 の判断値 は原子炉停止 後の 経過 維持
時間と とも に低くなる ）。

区分Ⅰ ,Ⅱ
直流電 源
緊急用
直流電 源

イオン
チェン バ

−※ 24

57
○

〜10 Sv／ h

第 3.15-17 表
分類

重要監 視パ ラメータ
重要代 替監 視パラメータ

起動領 域計 装

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（7／13）⑪未臨界の維持又は 確認

個数

計測範 囲

8

10 − １ 〜10 ６ cps（1.0×10 ３ 〜1.0
×10 ９ cm − ２ ・s − １ ）0〜40％又 は 0〜125％（1.0×10 ８ 〜1.5
×10 １ ３ cm − ２ ・s − １ ）設計基 準原子 炉の 停止 時から起 動時及び起動 時か ら定格出力 運転 時の中性子束を監 視可 能。
なお ，起 動領 域計装が 測定できる範 囲を 超え
た場 合は ，平 均出力領 域計装によっ て監 視可能。

定格出 力の約 19 倍3.15−72

平均出 力領 域計装

0〜125％
2（1.0×10 １ ２ 〜1.0
※17
×10 １ ４ cm − ２ ・s − １ ）把握能力（計測 範囲 の考え方）

原子 炉の 起動 時から定 格出力運転時 の中 性子
束を監 視可 能。
なお ，設 計基 準事故時 及び重大事故 等時 ，一時的 に計 測範 囲を超え るが，負の反 応度 フィ
ード バッ ク効 果により 短期間であり ，か つ出
力上昇 及び 下降は急峻である 。125％を超 えた
領域 でそ の指 示に基づ き操作を伴う もの でな
いこ とか ら， 現状の計 測範囲でも運 転監 視上
影響 はな い。 また，緊 急停止失敗時 にお いても原 子炉 再循 環ポンプ トリップ等に より 中性
子束 は低 下す るため， 現状の計測範 囲で も対応が可 能。

耐震性

電源

検出器 の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数S

区分Ⅰ ,Ⅱ
中性子
モニタ 用
直流電 源

核分裂
電離箱

−※ 24

58
○

核分裂
電離箱

−※ 24

59
○

S

区分Ⅰ ,Ⅱ
原子炉
保護系
交流電 源
区分Ⅰ ,Ⅱ
直流電 源

第 3.15-17 表
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（8／13）

重要監 視パ ラメータ
重要代 替監 視パラメータ

耐 震性

電源

検出器 の
種類

− ※6

Ss 機能
維持

緊急用
直流電 源
※22

差圧式 水位検出器

0〜1MPa［gage］−※ 6

格納 容器 ベン ト実施時 に，格納容器 圧力 逃が
Ss 機能
し装 置の 最高使用圧 力（0.62MPa［gage］）を維持
監視可 能。

0〜300℃−※6

格納 容器 ベン ト実施時 に，格納容器 圧力 逃が Ss 機能
し装置 の最 高使用温度（200℃）を監視 可能。 維持

210 − ２ 〜10 ５ Sv／ h

−※ 6

1

10 − ３ 〜10 ４ mSv／h

−※ 6

個数

計測範 囲

設 計基準

2

180〜5,500mm

1

把 握能力（計測範囲 の考 え方）

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数＜格納 容器 圧力逃がし装置＞
フィル タ装 置水位

3.15−73⑫最終ヒートシンク の確 保（１／２）

フィル タ装 置圧力※1

フィル タ装 置スクラビング水
温度

※1

1

フィル タ装 置出口放射線モニ タ（高レ ンジ ・低レンジ）

フィル タ装 置入口水素濃度

格納 容器 ベン ト実施時 （炉心損傷し てい る場
Ss 機能合） に， 想定 されるフ ィルタ装置出 口の 最大維持
１
線量当 量率 （約 5×10 Sv／h）を監視可能。
格納 容器 ベン ト実施時 （炉心損傷し てい ない
Ss 機能場合 ）に ，想 定される フィルタ装置 出口 の最維持
大線量 当量 率（約 7×10 ０ mSv／h）を監視可能。

2

0〜100vol％− ※6

格納 容器 ベン ト停止後 の窒素による パー ジを
実施 し， フィ ルタ装置 の配管内に滞 留す る水 Ss 機能
素濃 度が 可燃 限界濃度 （4vol％）未 満で ある 維持ことを 監視 可能。

1

10 − ３ 〜10 ４ mSv／h−※ 6

耐圧 強化 ベン ト実施時 に，想定され る排 気ラ
Ss 機能
インの 最大 線量当量率（約 4×10 ３ mSv／h）を維持
監視可 能。

1

緊急用
弾性圧 力
1
直流電 源
検出器
※22
緊急用
熱電対
1
直流電 源
※22
緊急用
−※ 24
直流電 源
※22
イオン
チェン バ
緊急用
−※ 24
直流電 源
※22
計器，サンプリング装置：
熱伝導 式
緊急用
−※ 24
水素検 出器
交流電 源※22＜耐圧 強化 ベント系＞
耐圧強 化ベ ント系放射線モニ タ ※1

緊急用
直流電 源
※22

イオン
チェン バ

−※ 24

熱電対

1

⑪

差圧式 流量検出器

1⑩＜代替 循環 冷却系＞「⑥原 子炉 格納容器内の温度 」を 監視するパラメータと 同じ 。

サプレ ッシ ョン・プール水温 度
代替循 環冷 却系ポンプ入口温 度

2

0〜 100℃

− ※6

緊急用
直流電 源

「④原 子炉 圧力容器への注水 量」 を監視するパラメータ と同 じ。

代替循 環冷 却系原子炉注水流 量
代替循 環冷 却系格納容器スプ レ
イ流量

代替 循環 冷却 時におけ る代替循環冷 却系 ポン Ss 機能
プ入口 の最 高使用温度（80℃ ）を 監視可能。 維持

2

0〜 300m ３ ／h−※ 6

代替 循環 冷却 系による 格納容器スプ レイ 時に Ss 機能
おける 最大 流量（250m ３ ／h）を監視可能。
維持

緊急用
直流電 源

第 3.15-17 表
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（9／13）

重要監 視パ ラメータ
重要代 替監 視パラメータ

個数

計測範 囲

設 計基準

残留熱 除去 系熱交換器入口温 度

20〜300℃

249℃以下

残留熱 除去 系熱交換器出口温 度

20〜300℃

249℃以下可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

電源

検出器 の
種類

残留 熱除 去系の運転 時におけ る，残留 熱除去
Ss 機能
系熱交 換器 入口温度の変動範 囲（249℃）を監
維持
視可能 。

区分Ⅰ ,Ⅱ
計測用
交流電 源

熱電対

1

⑫

残留 熱除 去系の運転 時におけ る，残留 熱除去
Ss 機能
系熱交 換器 出口温度の変動範 囲（249℃）を監
維持
視可能 。

区分Ⅰ ,Ⅱ
計測用
交流電 源

熱電対

1

⑬

把握能力（計測 範囲 の考え方）

耐震性＜残留 熱除 去系＞

3.15−74⑫最終ヒートシンク の確 保（２／２）

「④原 子炉 圧力容器への注水 量」 を監視するパラメータ と同 じ。

残留熱 除去 系系統流量1
残留熱 除去 系海水系系統流量

0〜550L／s

493L／s1

Ss 機能
残留 熱除 去系の運転 時におけ る，残留 熱除去 維持系海水 系ポ ンプの最大流量（493L／ s）を監視可能。
S

緊急用 海水 系流量（残留 熱除 去系熱交換器）※1

10〜800m ／h−※6

緊急 用海 水系の運転 時におけ る，緊急 用海水
Ss 機能
系流 量（ 残留熱除去 系熱交換 器）の最 大流量
維持
３（650m ／h）を監視可能 。

緊急用 海水 系流量（残留 熱除 去系補機）※1

1

0〜50m ３ ／h

− ※6

緊急 用海 水系の運転 時におけ る，緊急 用海水
Ss 機能
系流量 （残 留熱除去系補機） の最 大流量
維持
３（40m ／h）を 監視可能。

原子炉 圧力 容器温度※2

ドライ ウェ ル圧力

※2

３

区分Ⅰ
計測用
交流電 源
区分Ⅱ
計測用
交流電 源
緊急用
直流電 源
※22

差圧式 流量検出器⑭

差圧式 流量
検出器

⑭

緊急用
直流電 源
※22

差圧式 流量検出器「①原 子炉 圧力容器内の温度 」を 監視するパラメータと 同じ 。

「⑦原 子炉 格納容器内の圧力 」を 監視するパラメータと 同じ 。
サプレ ッシ ョン・チェンバ圧 力 ※2
ドライ ウェ ル雰囲気温度※2

サプレ ッシ ョン・チェンバ雰囲気 温度※2「⑥原 子炉 格納容器内の温度 」を 監視するパラメータと 同じ 。

1
差圧式 流量検出器

第 3.15-17 表
分類

重要監 視パ ラメータ
重要代 替監 視パラメータ

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（10／13）
個数

計測範 囲

設 計基準

把 握能 力（計測範囲の考え方 ）耐震性

原子炉 水位 （広帯域）⑬格納容器バイパス の監 視

原子炉 水位 （燃料域）「③原 子炉 圧力容器内の水位 」を 監視するパラメータと 同じ 。
原子炉 水位 （ＳＡ広帯域）
原子炉 水位 （ＳＡ燃料域）
原子炉 圧力「②原 子炉 圧力容器内の圧力 」を 監視するパラメータと 同じ 。
原子炉 圧力 （ＳＡ）

3.15−75

ドライ ウェ ル雰囲気温度「⑥原 子炉 格納容器内の温度 」を 監視するパラメータと 同じ 。

ドライ ウェ ル圧力「⑦原 子炉 格納容器内の圧力 」を 監視するパラメータと 同じ 。

電源

検出器 の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

第 3.15-17 表
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（11／13）

重要監 視パ ラメータ
重要代 替監 視パラメータ

個数

計測範 囲

設 計基準

サプレ ッシ ョン・プール水位

把 握能 力（計測範囲の考え方 ）

耐震性

電源

検出器 の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数「⑧原 子炉 格納容器内の水位 」を 監視するパラメータと 同じ 。

代替淡 水貯 槽水位

※1

1

0〜20m

− ※6

西側淡 水貯 水設備水位※1

1

0〜4.5m− ※6

高圧代 替注 水系系統流量※2

代替 淡水 貯槽 の底部よ り上の水位計 検出 点かSs 機能
らポ ンプ テス トライン 配管下端（0〜19m）を維持
監視可 能。
西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 水 槽 底 部 ＋ 1m 上 か ら 水
Ss 機能
槽上端 ＋5m ま で（事故収束に必要な貯水量 ）維持を監視 可能 。

緊急用
差圧式 水位直流電 源
検出器※22,※23
緊急用
電波式 水位直流電 源
検出器※22,※23

1

⑮

1

⑯

代替循 環冷 却系原子炉注水流 量 ※2

⑭水源の確保（１／ ２）

3.15−76

原子炉 隔離 時冷却系系統流量※2

高圧炉 心ス プレイ系系統流量※2

残留熱 除去 系系統流量※2

低圧炉 心ス プレイ系系統流量※2「④原 子炉 圧力容器への注水 量」 及び「⑤原子炉格納容 器へ の注水量」を監視 する パラメータと同じ 。

常設高 圧代 替注水系ポンプ吐 出
※2
圧力

1

0〜 10MPa［gage］−※ 6

常設 高圧 代替 注水系ポ ンプ運転時の 吐出 圧力 Ss 機能（8.96MPa［gage］）を監視可 能。
維持

緊急用
直流電 源

弾性圧 力
検出器

原子炉 隔離 時冷却系ポンプ吐 出 ※2
圧力

1

0〜 10MPa［gage］

8.96MPa[gage]

原子 炉隔 離時 冷却系ポ ンプ運転時の 吐出 圧力 Ss 機能（8.96MPa［gage］）を監視可 能。
維持

区分Ⅰ
直流電 源

弾性圧 力
検出器

高圧炉 心ス プレイ系ポンプ吐 出 ※2
圧力

1

0〜 10MPa［gage］

8.01MPa[gage]

高圧 炉心 スプ レイ系ポ ンプ運転時の 吐出 圧力 Ss 機能（8.01MPa［gage］）を監視可 能。
維持

区分Ⅲ
計測用
交流電 源

弾性圧 力
検出器

⑳

代替循 環冷 却系ポンプ吐出圧 力 ※2

2

0〜 5MPa［gage］−※ 6

代 替 循 環 冷 却 系 ポ ン プ 運 転 時 の 吐 出 圧 力 Ss 機能
維持（3.45MPa［gage］）を監視可 能。

緊急用
直流電 源

弾性圧 力
検出器

⑱

残留熱 除去 系ポンプ吐出圧力※2

3

0〜 4MPa［gage］

3.45MPa[gage]

残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ 運 転 時 の 吐 出 圧 力 Ss 機能（3.45MPa［gage］）を監視可 能。
維持

低圧炉 心ス プレイ系ポンプ吐 出 ※2
圧力

1

0〜 4MPa［gage］

3.79MPa[gage]

低圧 炉心 スプ レイ系ポ ンプ運転時の 吐出 圧力 Ss 機能（3.79MPa［gage］）を監視可 能。
維持

常設低 圧代 替注水系ポンプ吐 出 ※2
圧力

2

0〜 5MPa［gage］−※ 6

常設 低圧 代替 注水系ポ ンプ運転時の 吐出 圧力 Ss 機能（3.14MPa［gage］）を監視可 能。
維持

区分Ⅰ ,Ⅱ
計測用
交流電 源
区分Ⅰ
計測用
交流電 源
緊急用
直流電 源
※22,※23

⑰
1

弾性圧 力
検出器
弾性圧 力
検出器
弾性圧 力
検出器

1

⑲

第 3.15-17 表
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（12／13）

重要監 視パ ラメータ
重要代 替監 視パラメータ

個数

計測範 囲

設計基準

把握能力（ 計測 範囲の考え方）

耐 震性

電源

検出器 の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

低圧代 替注 水系原子炉注水流 量 ※2

⑭水源の確保（２／ ２）

低圧代 替注 水系格納容器
スプレ イ流 量※2

低圧代 替注 水系格納容器
下部注 水流 量※2

原子炉 水位 （広帯域）※2

原子炉 水位 （燃料域）※2

原子炉 水位 （ＳＡ広帯域）※2

原子炉 水位 （ＳＡ燃料域）※2「④原 子炉 圧力容器への注水 量」 及び「⑤原子炉格納容 器へ の注水量」を監視 する パラメータと同じ 。

「③原 子炉 圧力容器内の水位 」を 監視するパラメータと 同じ 。

⑮原子炉建屋内の水素濃度

3.15−77

2
原子炉 建屋 水素濃度

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置※1※2⑯原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容 器内 酸素濃度（ＳＡ）※1

格納容 器雰 囲気放射線モニタ
(Ｄ／Ｗ)

※2

格納容 器雰 囲気放射線モニタ
(Ｓ／Ｃ)

※2

ドライ ウェ ル圧力

※2

緊急用
交流電 源

触媒式
−※ 24
水素検出器

Ss 機能
維持

緊急用
直流電 源

熱伝導式
−※ 24
水素検出器

重大 事故 等時 において ，静的触媒式 水素 再結 Ss 機能
合器の 最高 使用温度（ 300℃）を監視可 能。
維持

緊急用
直流電 源

重大 事故 等時 において ，水素と酸素 の可 燃限
界（水 素濃 度：4vol％）を監 視可 能。

−※ 6
3

0〜20vol％

4※180〜300℃

1

Ss 機能
維持

0〜10vol％

0〜25vol％− ※65.0vol％以 下

2計器，サンプ
重大 事故 等時 において ，原子炉格納 容器 内のSs 機能 リング装置： 磁気力式−※ 24
水素 燃焼 の可 能性を把 握する上で， 酸素 濃度
緊急用
酸素検 出器維持の可燃 限界 （5vol％）を監視 可能 。
交流電 源「⑩原 子炉 格納容器内の放射 線量 率」を監視するパラメ ータ と同じ。

「⑦原 子炉 格納容器内の圧力 」を 監視するパラメータと 同じ 。
サプレ ッシ ョン・チェンバ圧 力 ※2

熱電対

55
○

第 3.15-17 表
分類

重要監 視パ ラメータ
重要代 替監 視パラメータ⑰使用済燃料プールの監視

使用済 燃料 プール水位・温度（ＳＡ 広域 ）使用済 燃料 プール温度（ＳＡ ）使用済 燃料 プールエリア
放射線 モニ タ（高レ ンジ ・低レンジ）
使用済 燃料 プール監視カメラ

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（13／13）
個数

1

計測範 囲

設計基 準

把 握能 力（計測範囲の考 え方 ）耐震性

重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性の あ る 使 用−4,300〜＋7,200mm※19＋6,818mm
済 燃 料 プ ー ル 上 部 か ら 使 用 済 燃料 ラ ッ ク 下（EL.35,077〜（EL.46,195mm） 端（ EL.35,097mm）までの 範囲 にわたり水位 Ss 機能を監視 可能 。
46,577mm）
維持
重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性の あ る 使 用
済燃料 プー ルの温度（ 100℃）を監視可 能。

電源

区分Ⅱ
直流電 源
緊急用
直流電 源

検出器 の
種類

可搬型
第 3.15-2
計測器,3 図 No.
個数

ガイ ドパル
ス式水位 −※ 24
検出器
測温
抵抗体

3.15−781※20

0〜120℃

66℃以 下1※21

0〜120℃−※ 6

重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性の あ る 使 用 Ss 機能
済燃料 プー ルの温度（ 100℃）を監視可 能。 維持

緊急用
直流電 源

熱電対

1

10 − ２ 〜10 ５ Sv／ h

1

10 − ３ 〜10 ４ mSv／h−※ 6

重 大 事 故 等 時 に 変 動 す る 可 能 性が あ る 放 射 Ss 機能
線量率 （3.0mSv／h 以下） を監視 可能 。
維持

緊急用
直流電 源

イオン
チェン バ

−※ 24

− ※6

カメラ ：緊 急
重 大 事 故 等 時 に お い て 使 用 済 燃料 プ ー ル 及 Ss 機能 用直流 電源
びその 周辺 の状況を監視可能 。
維持 空冷装置：緊
急用交流電源

赤外線
カメラ

−※ 24

1

−

1

※1 ： 分類 のうち，重要監視 パラ メータとしてのみ使用 する 。 ※2：分類のうち，重要 代替 監視パラメータと して のみ使用する。
※3 ： 設計 基準事故時に想定 され る原子炉圧力容器の最 高圧 力に対する飽和温 度。
※4 ： 基準 点は蒸気乾燥器ス カー ト下端（ベッセルゼロ レベ ルより 1,340cm）。 ※5：基準点は燃料有効長頂部（ ベッ セルゼロレベルよ り 915cm）。
※6 ： 重大 事故等時に使用す る設 備のため，設計基準事 故時 は値なし。
※7 ： 常設 設備による対応時 及び 可搬型設備による対応 時の 両方で使用。 ※ 8：可搬型 設備 による対応時に使 用。
※9： 狭帯域流量。
※10： ＲＰ Ｖ破損及びデブリ 落下 ・堆積検知（高 さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブ リ検 知器）。 ※11： ペデ スタル底面（コリウム シー ルド上表面：EL.11,806mm） から の高さ。
※12： 基準 点は通常運転水 位 EL.3,030mm（ サプ レッション・チェ ンバ 底部より 7,030mm） 。 ※ 13：ＲＰＶ破損前 まで の水位管理（高 さ 1m 超水位 計） 。
※14：ＲＰＶ 破損 後の水位管理（デ ブリ堆積高さ＜ 0.2m の場 合）（高 さ 0.5m,1.0m 未満 水位 計）。 ※15：ＲＰＶ破損後の水 位管理（デブ リ堆 積高さ≧0.2m の場合 ）（満水管理水 位計 ）。
※16： 炉心 損傷は，原子炉停 止後 の経過時間における格 納容 器雰囲気放射線モ ニタ の値で判断する。 原子 炉停止直後に炉心損傷 した 場合の判断値は 約 10Sv／h（経過時間 とと もに判断値は低く なる ）であり，設計基 準で は炉心損傷しないこと から この値を下回る。
※17： 平均 出力領域計 装 A〜F の 6 チャンネル のう ち，A,B の 2 チ ャンネルが対象。平均 出力領 域計 装の A,C,E チャンネル には そ れ ぞ れ 21 個 ，B,D,F に は それ ぞ れ 22 個 の検 出器 が あ る。
※18： 2 個の静的触媒式水 素再結 合器 に対して出入口 に 1 個 ずつ設置。 ※ 19：基 準点 は使用済燃料ラッ ク上 端 EL.39,377mm（使用 済燃 料プール底部よ り 4,688mm）。
※20： 検出 点 2 箇所。 ※ 21：検 出点 8 箇所。
※22：「設置許可基準規則」第 47 条 ，48 条及 び 49 条で抽出された計装設備は設 計基 準事故対処設備に 対し て多様性及び独立 性を 有し，位置的分散を 図る ことと しており，電源につ いては，非 常用 所内電気設備と独立性を有し， 位置 的分散 を図る設計とする。詳細については ，「3.14 電源設備（「設置許可 基準規 則」 第 57 条に対 する 設計方針を示す章）の補 足説
明資 料 57−9」参照。なお ，各条 文に 対するパラメータ の選 定結果は，補足説明資 料 58− 10 に整理している。
※23：「 設置許可基準規則」第 51 条で 抽出された計装設備は複数のパ ラメ ータとすることで多様 性を 有しており，低圧代替注水系格 納容 器下部注水流量及 び格 納容器下部水位に対し て常設低圧 代替 注水系ポンプ吐出 圧力 及びドライウェル雰囲 気温 度はそれぞれ独立 性を 有する設計として いる 。電源について は，常設代替交流電 源設 備又は可搬型代替交流 電源 設備から代替所内電源設備を経由して電源を受電できる設計とするとともに，可搬型計測器による計測が可能な設計としており，多様性を有している。詳細については，「3.14 電源設備（「設置許可基準規則」第 57 条に対する設計方針を示す章）の補足説明資料 57−9」参照。なお，各条文に対するパラメータの選定結果は，補足説明資料 58−10 に整理している。
※24： 可搬型 計測 器で計測できるパラメー タで ない場合を「−」で示す。全交流動力電源喪失時 は， 水素・ 酸素濃度監視装置，放射 線監視 装置 ，炉内 核計装装置及び使 用済 燃料プール監
視装置 （水 位・温度(ＳＡ広域)， 監視カメラ）に対して 常設 代替交流電源設備 によ り電源供給された 場合 には，監視計器は使用 可能 である。

第 3.15-18 表

代替パラメータによる主要パラメータの推定（1／16）【推定 ケー ス】
ケース １： 同一物理量（温 度， 圧力，水位，流量 ，放 射線量率，水素濃 度及 び中性子束）から推定 する 。

ケース ２

： 水位を水源若し くは 注水先の水位変化 又は 注水量及び吐出圧 力か ら推定する。

ケース ３： 流量を注水先又 は水 源の水位変化を監 視す ることにより推定 する 。

ケース ４

： 圧力から原子炉 圧力 容器又は原子炉格 納容 器の水位を推定す る。

ケース ５： 原子炉冷却材圧 力バ ウンダリからの漏 えい を水位，圧力等の 傾向 監視により推定する。

ケース ６： 圧力又は温度を 水の 飽和状態の関係か ら推 定する。

ケース ７

： 水素燃焼するお それ のある状態である かを 推定する。

ケース ８： 装置の作動状況 によ り水素濃度を推定 する 。

ケース ９

： 制御棒の位置指 示に より未臨界を推定 する 。

ケース １０： プラントの状態 によ り最終ヒートシン クの 確保を推定する。

ケース １１： 使用済燃料プー ルの 状態を同一物理量 （温 度）， あら かじめ評価した水 位と 放射線量率の相関 関係 及びカメラによる監視 によ り，

ケース １２： デ ブリ の冠水状態を温度によ り推 定する。

使用済燃料プー ルの 水位又は必要な水 遮蔽 が確保されている こと を推定する。

3.15−79

なお， 代替 パラメータによる 推定 に当たっては，代替パ ラメ ータの誤差による 影響 を考慮する。
分類

主要パ ラメ ータ

原子炉圧力容器内の 温度

原子炉 圧力 容器温度

代替パラメ ータ ※1

推定ケース

代替パ ラメ ータ推定方法①主要 パラ メータの他チャン ネル

ケ ース １①原子 炉圧 力容器温度 の 1 チ ャン ネルが故障した場合は ，他チャンネ ルに より推②原子 炉圧 力

ケース ６

定する 。

②原子 炉圧 力（ＳＡ）②原子 炉圧 力容器温度の監視 が不 可能となった場合は ，原子炉水位か ら原 子炉圧②原子 炉水 位（広帯域）

力 容器 内 が 飽和 状態 に あ ると 想定 す る こ と で ,原 子 炉 圧力よ り 飽和 温度 ／ 圧 力②原子 炉水 位（燃料域）の関係 を利 用して原子炉圧力 容器 内の温度を推定する。

②原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）

ま た ,ス クラ ム後 ， 原 子 炉水 位 が燃 料有 効 長 頂 部 に到 達す る ま での 経過 時 間 より原子 炉圧 力容器内の温度を 推定 する。

②原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）③残留 熱除 去系熱交換器入口 温度

ケ ース １③残留 熱除 去系が運転状態で あれ ば，残 留熱除去系熱交換器入口温度 によ り推定する。
推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。

※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ
原子炉 圧力代替パラメータによる主要パラメータの推定（2／16）

代替パラメ ータ ※1①主要パラ メー タの他チャンネル

推定ケース
ケース １
ケース ６

る。

原子炉圧力容器内の 圧力③ 原子 炉 水 位か ら原 子 炉圧 力容 器 内が 飽和 状 態 にあ ると 想 定する こ と で ,原 子 炉③原子 炉水 位（燃料域）③原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）

圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力③原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）

を推定 する 。

③原子 炉圧 力容器温度
原子炉 圧力 （ＳＡ）

①原子炉圧力 の 1 チ ャン ネルが故障した場 合は ，他チャンネルに より 推定する。
②原子 炉圧 力の監視が不可能 とな った場合は，原子炉圧 力（ＳＡ）に より 推定す②原子 炉圧 力（ＳＡ）③原子 炉水 位（広帯域）

代替パ ラメ ータ推定方法①主要パラ メー タの他チャンネル

推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。
ケース １①原子炉圧力（ＳＡ）の 1 チャン ネル が故障した場合は ，他 チャンネルにより 推

ケース ６②原子 炉圧 力（ＳＡ）の監視が不可能とな った 場合は，原子炉圧力に より 推定す②原子 炉圧 力③原子 炉水 位（広帯域）③原子 炉水 位（燃料域）

定する 。
る。

3.15−80③原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）③ 原子 炉 水 位か ら原 子 炉圧 力容 器 内が 飽和 状 態 にあ ると 想 定する こ と で ,原 子 炉③原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）

圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力③原子 炉圧 力容器温度を推定 する 。
推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。

※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（3／16）

代替パラメ ータ ※1

原子炉 水位 （広帯域）①主要 パラ メータの他チャン ネル

原子炉 水位 （燃料域）②原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）

推定ケース

代替パ ラメ ータ推定方法

ケース １①原子炉水位（広帯 域）又 は原子 炉水 位（燃料域）の 1 チャンネルが 故障 した場
合は， 他チ ャンネルにより推 定す る。

②原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）③高圧 代替 注水系系統流量②原子 炉水 位（広帯域）又は原子炉水位（ 燃料 域）の 監視が不可能となった場合
ケース ２は,原子炉水位（ＳＡ広 帯域 ）又は 原子炉水位（ＳＡ 燃料 域）によ り推 定する。

③低圧 代替 注水系原子炉注水 流量③高圧 代替 注水系系統流量，低圧代替注水 系原 子炉注水流量，代替循環冷却系原③代替 循環 冷却系原子炉注水 流量

子炉注 水流 量，原子炉隔離時 冷却 系系統流量，高圧炉心 スプ レイ系系統流量，③原子 炉隔 離時冷却系系統流 量

残留熱 除去 系系統流量，低圧炉心スプレイ 系系 統流量のうち機器動作 状態 にあ③高圧 炉心 スプレイ系系統流 量

る 流量 よ り ，崩 壊熱 に よ る原 子炉 水 位 変 化 量を 考慮 し ,原子 炉 圧力 容器 内 の 水

3.15−81

原子炉圧力容器内の 水位

位を推 定す る。

③残留 熱除 去系系統流量④原子 炉圧 力容器への注水に より 主蒸気配管より上まで 注水 し，原子炉圧力，原③低圧 炉心 スプレイ系系統流 量④原子 炉圧 力

ケース ４④サプ レッ ション・チェンバ 圧力
原子炉 水位 （ＳＡ広帯域）①原子 炉水 位（広帯域）

原子炉 水位 （ＳＡ燃料域）①原子 炉水 位（燃料域）②高圧 代替 注水系系統流量

子炉圧 力（ ＳＡ） とサプレッション・チェ ンバ 圧力の差圧から原子炉圧力容器の満水 を推 定する。

④原子 炉圧 力（ＳＡ）

推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。
ケース １①原子炉水位（ＳＡ 広帯 域）又は 原子 炉水位（ＳＡ燃料 域）の監視が 不可 能とな

ケース ２②高圧 代替 注水系系統流量，低圧代替注水 系原 子炉注水流量，代替循環冷却系原った場 合は ，原子炉水位（広 帯域 ）又は原子炉水位（燃料域）により推定す る。

②低圧 代替 注水系原子炉注水 流量

子炉注 水流 量，原子炉隔離時 冷却 系系統流量，高圧炉心 スプ レイ系系統流量，②代替 循環 冷却系原子炉注水 流量

残留熱 除去 系系統流量，低圧炉心スプレイ 系系 統流量のうち機器動作 状態 にあ②原子 炉隔 離時冷却系系統流 量

る 流量 よ り ，崩 壊熱 に よ る原 子炉 水 位 変 化 量を 考慮 し ,原子 炉 圧力 容器 内 の 水
位を推 定す る。

②高圧 炉心 スプレイ系系統流 量③原子 炉圧 力容器への注水に より 主蒸気配管より上まで 注水 し，原子炉圧力，原②残留 熱除 去系系統流量

子炉圧 力（ ＳＡ） とサプレッション・チェ ンバ 圧力の差圧から原子炉圧力容器②低圧 炉心 スプレイ系系統流 量③原子 炉圧 力

ケース ４の満水 を推 定する。

③原子 炉圧 力（ＳＡ）

推定は ，原 子炉圧力容器内の 水位 を直接計測する原子炉 水位 （広帯域）又は原 子③サプ レッ ション・チェンバ 圧力

炉水位 （燃 料域）を優先する 。

※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ
高圧代 替注 水系系統流量

代替パラメータによる主要パラメータの推定（4／16）

代替パラメ ータ ※1

推定ケース

代替パ ラメ ータ推定方法①サプレッ ショ ン・プール水位

ケース ３① 高圧 代 替 注水 系系 統 流量 の監 視 が不 可能 と な った 場合 は ,水源 で あ る サプ レッ②原子 炉水 位（広帯域）

ション ・プ ール水位の変化に より 注水量を推定する。

②原子 炉水 位（燃料域）②注水 先の 原子炉水位の水位 変化 により高圧代替注水系 系統 流量を推定する。

②原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）

推定は ，環 境悪化の影響が小 さい サプレッション・プー ル水 位を優先する。

②原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）

3.15−82

原子炉圧力容器への 注水 量（１／２）

低圧代 替注 水系原子炉注水流 量①代替淡水 貯槽 水位

ケース ３① 低圧 代 替 注水 系原 子 炉注 水流 量 の監 視が 不 可 能と なっ た 場合は ,水 源 であ る 代①西側 淡水 貯水設備水位替淡水 貯槽 水位又は西側淡水 貯水 設備水位の変化により 注水 量を推定する。

②原子 炉水 位（広帯域）②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧代替注水系原子炉注水流量を推定②原子 炉水 位（燃料域）する。

②原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）

推定は ，環 境悪化の影響が小 さい 代替淡水貯槽水位を優 先す る。

②原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）
代替循 環冷 却系原子炉注水流 量①主要 パラ メータの他チャン ネル

ケ ース １②サプ レッ ション・プール水 位

ケース ３①代替 循環 冷却系原子炉注水 流量 の 1 チャンネルが故障 した 場合は，他チャンネ
ルによ り推 定する。（ 他系統が運転状態 の場 合）② 代替 循 環 冷却 系原 子 炉注 水流 量 の監 視が 不 可 能と なっ た 場合は ,水 源 であ る サ③原子 炉水 位（広帯域）

プレッ ショ ン・プール水位の 変化 により注水量を推定す る。

③原子 炉水 位（燃料域）③注水先の原子炉水位の水位変化により代替循環冷却系原子炉注水流量を推定③原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）する。

③原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）

推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。
原子炉 隔離 時冷却系系統流量①サプレッ ショ ン・プール水位②原子 炉水 位（広帯域）②原子 炉水 位（燃料域）②原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）②原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）

ケース ３①原子 炉隔 離時冷却系系統流 量の 監視が不可能となった 場合 は，水 源であるサプ
レッシ ョン ・プール水位の変 化に より注水量を推定する 。
②注水先の原子炉水位の水位変化により原子炉隔離時冷却系系統流量を推定する。
推定は ，環 境悪化の影響が小 さい サプレッション・プー ル水 位を優先する。

※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ
高圧炉 心ス プレイ系系統流量

代替パラメータによる主要パラメータの推定（5／16）

代替パラメ ータ ※1

推定ケース

代替パ ラメ ータ推定方法①サプレッ ショ ン・プール水位

ケース ３①高圧 炉心 スプレイ系系統流 量の 監視が不可能となった 場合 は，水 源であるサプ②原子 炉水 位（広帯域）

レッシ ョン ・プール水位の変 化に より注水量を推定する 。

3.15−83

原子炉圧力容器への 注水 量（２／２）②原子 炉水 位（燃料域）②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧炉心スプレイ系系統流量を推定す②原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）る。

②原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）
残留熱 除去 系系統流量

推定は ，環 境悪化の影響が小 さい サプレッション・プー ル水 位を優先する。

①主要 パラ メータの他チャン ネル

ケ ース １②サプ レッ ション・プール水 位

ケース ３

推定す る。（他系 統が 運転状態の場合）②残留 熱除 去系系統流量の監 視が 不可能となった場合は ，水源である サプ レッシ③原子 炉水 位（広帯域）ョン・ プー ル水位の変化によ り注 水量を推定する。

③原子 炉水 位（燃料域）

低圧炉 心ス プレイ系系統流量①残留 熱除 去系系統流量の 1 チャ ンネルが故障した場合 は，他チャン ネル により③原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）③注水 先の 原子炉水位の水位 変化 により残留熱除去系系 統流 量を推定する。

③原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）

推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。

①サプレッ ショ ン・プール水位②原子 炉水 位（広帯域）②原子 炉水 位（燃料域）②原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）②原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）

ケース ３①低圧 炉心 スプレイ系系統流 量の 監視が不可能となった 場合 は，水 源であるサプ
レッシ ョン ・プール水位の変 化に より注水量を推定する 。
②注水先の原子炉水位の水位変化により低圧炉心スプレイ系系統流量を推定する。
推定は ，環 境悪化の影響が小 さい サプレッション・プー ル水 位を優先する。

※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（6／16）

代替パラメ ータ ※1

低圧代替注水系格納容器スプレ①代替 淡水 貯槽水位

イ流量

①西側 淡水 貯水設備水位

推定ケース

代替パ ラメ ータ推定方法

ケース ３①低圧 代替 注水系格納容器ス プレ イ流量の監視が不可能 とな った場合は ，水源である代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の変化により注水量を推定

原子炉格納容器への 注水 量

②サプ レッ ション・プール水 位する。
②注水 先の サプレッション・プール水位の 変化 により低圧代替注水系 格納 容器ス
プレイ 流量 を推定する。
推定は ，環 境悪化の影響が小 さい 代替淡水貯槽水位を優 先す る。

低圧代替注水系格納容器下部注①代替 淡水 貯槽水位

水流量

①西側 淡水 貯水設備水位

ケース ３①低圧 代替 注水系格納容器下 部注 水流量の監視が不可能 とな った場合は ，水源である代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位の変化により注水量を推定②格納 容器 下部水位する。
②注水先の格納容器下部水位の変化により低圧代替注水系格納容器下部注水流量を推 定す る。
推定は ，環境 悪化 の影響が小さい代替淡水 貯槽 水位又は西側淡水貯水 設備 水位を

ドライ ウェ ル雰囲気温度

原子炉格納容器内の 温度 （１／２）

3.15−84

優先す る。
①主要 パラ メータの他チャン ネル

ケ ース １②ドラ イウ ェル圧力ケース ６

①ドラ イウ ェル雰囲気温度 の 1 チ ャンネルが故障した場 合は ，他チャ ンネ ルにより推定 する 。
② ドラ イ ウ ェル 雰囲 気 温度 の監 視 が不 可能 と な った 場合 は ,飽和 温 度 ／ 圧力 の関③サプ レッ ション・チェンバ 圧力係を利 用し てドライウェル圧 力に よりドライウェル雰囲 気温 度を推定する。
③サプ レッ ション・チェンバ圧力により， 上記② と同 様にドライウェル雰囲気温度を推 定す る。
推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。
サプレ ッシ ョン・チェ ンバ 雰囲気①主要 パラ メータの他チャン ネル

温度②サプ レッ ション・プール水 温度③サプ レッ ション・チェンバ 圧力

ケース １①サプレッション・チェン バ雰囲 気温 度の 1 チャンネル が故 障した場合は，他チケ ース ６② サプ レ ッ ショ ン・ チ ェン バ雰 囲 気温 度の 監 視 が不 可能 と なった 場 合 は ,サ プ レ

ャンネ ルに より推定する。
ッショ ン・プ ール 水温度によりサプレッシ ョン・ チェ ンバ雰囲気温度を推定する。
③飽和 温度 ／圧力の関係を利 用し てサプレッション・チェンバ圧力に より サプレ
ッショ ン・ チェンバ雰囲気温 度を 推定する。
推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。

※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ
サプレ ッシ ョン・プール水温 度

代替パラメータによる主要パラメータの推定（7／16）

代替パラメ ータ ※1①主要パラ メー タの他チャンネル

推定ケース

代替パ ラメ ータ推定方法

ケース １①サプレッション・プール 水温度 の 1 チャンネルが故障 した 場合は，他チャンネ

原子炉格納容器内の 温度 （２／２）②サプ レッ ション・チェンバ 雰囲 気温度

ルによ り推 定する。
②サプ レッ ション・プール水温度の監視が 不可 能となった場合は，サ プレ ッショ
ン・チ ェン バ雰囲気温度によ りサ プレッション・プール 水温 度を推定する。
推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。

格納容 器下 部水温①主要パラ メー タの他チャンネル

ケース １①格納容器下部 水温 の 1 チャンネルが故障 した 場合は，他チ ャンネルにより推 定

3.15−85する。
＜ＲＰ Ｖ破 損判断基準＞
デブリ の落 下，堆積挙動 の不 確かさ を考慮して等間隔で 計 5 個（予備 1 個含む）
設置し ，Ｒ ＰＶ破損の早期判 断の 観点から，2 個以 上が 上昇傾向（デブリ落下による 水温 上昇）又は ダウンスケール（温度計の溶融によ る短絡 又は 導通）となった 場合 に，ＲＰＶ破損を 判断 する。
＜ペデ スタ ル満水注水判断基 準＞
デブリ の落 下，堆積挙動 の不 確かさ を考慮して等間隔で 計 5 個（予備 1 個含む）
設置し ，十 分な量のデブリ堆 積検 知の観点から，3 個以 上がオーバースケール（デブ リの 接触による温度上 昇）又 はダウンスケール（ 温度計の溶融による短絡又は 導通 ）となった場合に ，ペ デスタル満水注水を判 断す る。
ドライ ウェ ル圧力①サプ レッ ション・チェンバ 圧力

ケ ース １②ドラ イウ ェル雰囲気温度

ケ ース ６

原子炉格納容器内の 圧力③［ド ライ ウェル圧力］※ 2

ケ ース １①ドラ イウ ェル圧力の監視が 不可 能となった場合は，サプレッション ・チ ェンバ
圧力に より 推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してドライウェル雰囲気温度によりドライウェ
ル圧力 を推 定する。
③監視 可能 であればドライウ ェル 圧力（常用代替監視パ ラメ ータ）により，圧力を推定 する 。
推定は ，真 空破壊装置，ベント管を介して 均圧 されるサプレッション ・チ ェンバ
圧力を 優先 する。

サプレ ッシ ョン・チェンバ圧 力①ドラ イウ ェル圧力

ケ ース １②サプ レッ ション・チェンバ 雰囲 気温度

ケース ６③［サプレッショ ン・チェンバ圧 力］※2

ケース １

①サプ レッ ション・チェンバ圧力の監視が 不可 能となった場合は，ド ライ ウェル
圧力に より 推定する。
②飽和 温度 ／圧力の関係を利 用し てサプレッション・チェンバ雰囲気 温度 によりサプレ ッシ ョン・チェンバ圧 力を 推定する。
③監視 可能 であればサプレッ ショ ン・チェンバ圧力（常 用代 替監視パラメータ ）により ，圧 力を推定する。
推定は ，真空破 壊装 置，ベント管を介して均圧される ドラ イウェル圧力を優 先す る。

※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ
サプレ ッシ ョン・プール水位

代替パラメータによる主要パラメータの推定（8／16）

代替パラメ ータ ※1①低圧代替 注水 系原子炉注水流量

推定ケース

代替パ ラメ ータ推定方法

ケース ２① サプ レ ッ ショ ン・ プ ール 水位 の 監視 が不 可 能 とな った 場 合は ,低 圧 代 替注 水系①低圧 代替 注水系格納容器ス プレ イ流量

原子炉 注水 流量，低 圧代 替注水系格納容器 スプ レイ流量及び低圧代替 注水 系格①低圧 代替 注水系格納容器下 部注 水流量

納容器 下部 注水流量の注水量 によ り,サ プレ ッション・プ ール水位を推定す る。

②代替 淡水 貯槽水位

② 水源 で あ る代 替淡 水 貯槽 水位 又 は西 側淡 水 貯 水設 備水 位 の変化 に よ り ,サ プ レ②西側 淡水 貯水設備水位③ドラ イウ ェル圧力

ッショ ン・ プール水位を推定 する 。
ケース ４

③サプ レッ ション・チェンバ 圧力＜ベン ト判 断基準＞
サプレ ッシ ョン・プー ル水位不明時は，上記①又は②の推 定方法 によ り，注水
流量及 び水 源の水位変化から 算出 した水量が全てサプレ ッシ ョン・プールへ移

3.15−86

原子炉格納容器内の 水位

行する 場合 を想定しており ，サプレッ ショ ン・プール水位 の計測 目的 から考えると保 守的 な評価となり問題 ない ことから，推定し た値 からベント実施判断基
準であ るサ プレッション・プ ール 通常水位＋6.5m（ベン トラ イン下端から−1.64m）の到達 確認 をもって，ベント を実 施する。
③ドラ イウ ェル圧力とサプレ ッシ ョン・ チェンバ圧力の差圧によりサ プレ ッショ
ン・プ ール 水位を推定する。
推定は ，注 水先に 近い低圧代替注水系原子 炉注 水流量，低圧代替注水系格納容器
スプレ イ流 量及び低圧代替注 水系 格納容器下部注水流量 を優 先する。
格納容 器下 部水位①主要 パラ メータの他チャン ネル

ケ ース １②低圧 代替 注水系格納容器下 部注 水流量

ケース ２③代替 淡水 貯槽水位

ケース ２

③西側 淡水 貯水設備水位④［格 納容 器下部雰囲気温度 ］※ 2

ケース １２①格納 容器 下部水位の 1 チャ ンネ ルが故障した場合は ，他チャンネル によ り推定する。
②格納 容器 下部水位の監視が 不可 能となった場合は，低圧代替注水系 格納 容器下部注水 流量 の注水量により ,格納容器下 部水 位を推定する。
③水源 であ る代替淡水貯槽水 位又 は西側淡水貯水設備水 位の 変化により ，格納容器下部 水位 を推定する。
④ デブ リ の 少量 落下 時 （ デブ リ堆 積 高 さ ＜ 0.2m），デ ブリ が 冠水 さ れ て いる ことを格納 容器 下部雰囲気温度に より 推定する。
推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。

※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ
格納容 器内 水素濃度（ＳＡ）

代替パラメータによる主要パラメータの推定（9／16）

代替パラメ ータ ※1

推定ケース

代替パ ラメ ータ推定方法①格納容器 雰囲 気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

ケース ７①格納 容器 内水素濃度（ＳＡ）の監視が不 可能 となった場合は，格納 容器 雰囲気①格納 容器 雰囲気放射線モニ タ（Ｓ／ Ｃ）

放射 線モニタ（ Ｄ／ Ｗ）又は格納容 器雰 囲気放射線 モニタ（Ｓ／Ｃ ）に て炉心①ドラ イウ ェル圧力

損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的なＧ値を入力とした評価結果（解析結原子炉格納容器内の水素濃度①サプ レッ ション・チェンバ 圧力②［格 納容 器内水素濃度］※ 2果）により推定する。
ケ ース １①ドラ イウ ェル圧力又はサプ レッ ション・チェンバ圧力により，格納 容器 内圧力が正圧 であ ることを確認する こと で，事故後の格納容器 内への空気（ 酸素） の流入有 無を 把握し，水素燃焼 の可 能性を推定する。
②監視 可能 であれば格納容器 内水 素濃度（常用代替監視 パラ メータ）により，水素濃度 を推 定する。
推 定は ， 重 要代 替計 器 であ る格 納 容器 雰囲 気 放 射線 モニ タ （Ｄ／ Ｗ ）， 格納 容 器
雰 囲気 放 射 線モ ニタ （ Ｓ／ Ｃ ），ド ライ ウ ェ ル 圧 力及 びサ プ レッ シ ョ ン ・チ ェンバ圧力 を優 先する。

原子炉格納容器内の放射線量率3.15−87

格納容 器雰 囲気放射線モニタ①主要 パラ メータの他チャン ネル（Ｄ／ Ｗ）②格納 容器 雰囲気放射線モニ タ（Ｓ／ Ｃ）

ケース １①格納容器雰囲気放 射線 モニタ（Ｄ／Ｗ） の 1 チ ャン ネルが故障した場合は， 他
チャン ネル により推定する。
②格納 容器 雰囲気放射線モニ タ（ Ｄ／Ｗ）の監視が不可能となった場 合は ，格納容器雰 囲気 放射線モニタ（Ｓ ／Ｃ ）により推定する。
推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。

格納容 器雰 囲気放射線モニタ①主要 パラ メータの他チャン ネル（Ｓ／ Ｃ）②格納 容器 雰囲気放射線モニ タ（Ｄ／ Ｗ）

ケース １①格納容器雰囲気放 射線 モニタ（Ｓ／Ｃ） の 1 チ ャン ネルが故障した場合は， 他
チャン ネル により推定する。
②格納 容器 雰囲気放射線モニ タ（ Ｓ／Ｃ）の監視が不可能となった場 合は ，格納容器雰 囲気 放射線モニタ（Ｄ ／Ｗ ）により推定する。
推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。

※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ
起動領 域計 装代替パラメータによる主要パラメータの推定（10／16）

代替パラメ ータ ※1①主要パラ メー タの他チャンネル

推定ケース
ケース １

①起動領域計装の 1 チャンネルが 故障 した場合は ，他チャンネルに より 推定する。
② 起動 領 域 計装 の監 視 が不 可能 と なっ た場 合 は ,平 均 出 力 領 域計 装 に よ り推 定す②平均 出力 領域計装③［制 御棒 操作監視系］※ 2

代替パ ラメ ータ推定方法

ケ ース ９る。
③制御 棒操 作監視系（有効監視パラメータ ）によ り全 制御棒が挿入状態にあることが確 認で きる場合は，未臨 界状 態の維持を推定する。

未臨界の維持又は確認

推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。
平均出 力領 域計装①主要パラ メー タの他チャンネル

ケース １①平均出力領域計装 の 1 チャンネルが故障 した 場合は，他チ ャンネルにより推 定

ケ ース ９②平均 出力 領域計装の監視が 不可 能となった場合は，起動領域計装に より 推定す②起動 領域 計装③［制 御棒 操作監視系］※ 2する。
る。
③制御 棒操 作監視系（有効監視パラメータ ）によ り全 制御棒が挿入状態にあることが確 認で きる場合は，未臨 界状 態の維持を推定する。

3.15−88

推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。
［制御 棒操 作監視系］①起動領域 計装②平均 出力 領域計装

ケース ９

①制御 棒操 作監視系（有効監 視パ ラメータ）の監視が不 可能 となった場合は， 起
動領域 計装 により推定する。
②平均 出力 領域計装により推 定す る。
推定は ，低 出力領域を監視す る起 動領域計装を優先する 。

※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ＜格納 容器 圧力逃がし装置＞

代替パラメータによる主要パラメータの推定（11／16）

代替パラメ ータ ※1

推定ケース

代替パ ラメ ータ推定方法①主要 パラ メータ（フィルタ 装置 水位，

ケース １①主要パラメータの うち，フィルタ装置水位，フィ ルタ 装置出口放射線モニタ（ 高フィル タ装 置水位

フィル タ装 置出口放射線モニ タ（ 高レフィル タ装 置圧力

ンジ ），フィ ルタ 装置入口水素濃度）のフィル タ装 置スクラビング水 温度

他チャ ンネ ルレンジ ），フィル タ装 置入口水素濃度 の 1 チャンネルが故障し た場 合は，他チャンネ ルに より推定する。
②格納 容器 圧力逃がし装置に よる 冷却において，フィルタ装置水位， フィ ルタ装

3.15−89

最終ヒートシンクの 確保 （１／２）

フィル タ装 置出口放射線モニ タ②ドラ イウ ェル雰囲気温度（高レ ンジ ・低レンジ）②サプ レッ ション・チェンバ 雰囲 気温度

レ ンジ ・ 低 レン ジ ）， フ ィル タ 装置 入口 水 素 濃 度 の監 視が 不 可 能と なっ た 場 合

フィル タ装 置入口水素濃度②ドラ イウ ェル圧力は，ド ライ ウェル雰囲気温度，ドライウェ ル圧 力又はサプレッション ・チ ェン②サプ レッ ション・チェンバ 圧力

バ雰囲 気温 度，サ プレッション・チェンバ圧力に より 最終ヒートシンクが確保

ケース １０

置圧力，フィ ルタ 装置スクラビング 水温 度，フ ィルタ装置出口放 射線 モニタ（高されて いる ことを推定する。
② なお ， フ ィル タ装 置 圧力 の監 視 が不 可能 と な った 場合 は ,フィ ル タ容 器内 は 飽
和状態 であ るため，スクラビ ング 水温度からフィルタ装 置圧 力を推定する。
② フィ ル タ 装置 スク ラ ビン グ水 温 度の 監視 が 不 可能 とな っ た場合 は ,優 先し て 予
備側検 出素 子により計測する。予備側の監 視が 不可能な場合は，フィルタ容 器
内は飽 和状 態であるため，フィルタ装置圧 力か らスクラビング水温度 を推 定する。
推定は ，主要パラメータ（フ ィルタ 装置水位，フィ ルタ 装置出口放射線モニタ（高レンジ ），フィル タ装 置入口水素濃度） の他 チャンネルを優先 する 。
ケース １０①耐圧 強化 ベント系による冷 却に おいて，耐圧強化ベント系放射線モ ニタ の監視＜耐圧 強化 ベント系＞①ドラ イウ ェル雰囲気温度

耐圧強 化ベ ント系放射線モニ タ①サプ レッ ション・チェンバ 雰囲 気温度が不可 能と なった場合は,ドライウェル 雰囲 気温度,サ プレッション・チェンバ①ドラ イウ ェル圧力

雰囲気 温度 ,ドラ イウ ェル圧力,サ プレッション・チェンバ圧力により 最終 ヒー①サプ レッ ション・チェンバ 圧力

トシン クが 確保されているこ とを 推定する。
推定は，ドライウェル又はウェットウェルのベントに使用した方を優先する。

※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（12／16）

代替パラメ ータ ※1

推定ケース

代替パ ラメ ータ推定方法＜代替 循環 冷却系＞

①主要 パラ メータの他チャン ネル

ケ ース １①主要 パラ メータの 1 チャン ネル が故障した場合は，他チャンネルに より 推定す

サプレ ッシ ョン・プール水温 度②ドラ イウ ェル雰囲気温度

ケース １０る 。（ 代 替循 環冷 却 系 ポ ンプ 入 口温 度， 代 替 循 環 冷却 系原 子 炉 注水 流量 及 び 代

代替循 環冷 却系ポンプ入口温 度②サプ レッ ション・チェンバ 雰囲 気温度

替循環 冷却 系格納容器スプレ イ流 量は，他系統が運転状 態の 場合）②代替 循環 冷却系による冷却 にお いて，サプレッション・プール水温 度， 代替循

代替循 環冷 却系原子炉注水流 量3.15−90

最終ヒートシンクの 確保 （２／２）

代替循 環冷 却系格納容器スプ レイ

環冷却 系ポ ンプ入口温度，代替循環冷却系 原子 炉注水流量，代替循環冷却系格

流量

納容器スプレイ流量の監視が不可能となった場合は，ドライウェル雰囲気温度，サプレッ ショ ン・チ ェンバ雰囲気温度 によ り最終ヒートシンクが 確保 されている こと を推定する。
推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。

＜残留 熱除 去系＞①主要 パラ メータ（残留熱除 去系 熱交換

残留熱 除去 系熱交換器入口温 度

器入口 温度 ，残留熱除去系熱 交換 器出

残留熱 除去 系熱交換器出口温 度

口温度 ，残 留熱除去系系統流 量， 残留

残留熱 除去 系系統流量

熱除去 系海 水系系統流量）の 他チ ャン

残留熱 除去 系海水系系統流量

ケース １①主要パラメータの うち， 残留熱 除去 系熱交換器入口温 度，残留熱除 去系 熱交換器出口 温度， 残留 熱除去系系統流量，残留熱除去 系海 水系系統流量の 1 チャン
ネルが 故障 した場合は，他チ ャン ネルにより推定する。
②残留 熱除 去系による冷却に おい て，残留熱除去系熱交換器入口温度 ，残 留熱除ネル

去系熱 交換 器出口温度，残留熱除 去系 系統流量，残留熱除去 系海 水系系統流量，

緊急用 海水 系流量（残 留熱 除去系②原子 炉圧 力容器温度

熱交換 器）②ドラ イウ ェル雰囲気温度

系補機 ）の 監視が不可能となった場合は， 原子 炉圧力容器温度，ドライウェル

緊急用 海水 系流量（残 留熱 除去系②サプ レッ ション・チェンバ 雰囲 気温度

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 ール補機）②サプ レッ ション・プール水 温度

水温度 によ り最終ヒートシン クが 確保されていることを 確認 する。

ケース １０

緊急用 海水 系流量（残留熱除 去系 熱交換器），緊急用海水系流量（残 留熱 除去

推定は ，主 要パラメータ（残留熱除去系熱 交換 器入口温度，残留熱除 去系 熱交換器出口 温度 ，残留熱除去系系 統流 量，残留熱除去系海水 系系 統流量）の他チャ ン
ネルを 優先 する。
※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ＜原子 炉圧 力容器内の状態＞

代替パラメータによる主要パラメータの推定（13／16）

代替パラメ ータ ※1

推定ケース

代替パ ラメ ータ推定方法①主要 パラ メータ（ 原子 炉水位（広 帯域 ），ケース １①主要パラメータの うち ，原子炉水位（広 帯域 ），原子炉水 位（燃 料域 ），原子 炉

原子炉 水位 （広帯域）

原子炉 水位（燃料 域），原子炉圧力，原

原子炉 水位 （燃料域）

子炉圧 力（ ＳＡ））の 他チャンネル

圧力及 び原 子炉圧力（ＳＡ） の 1 チ ャンネルが故障した場合は，他チ ャン ネル
により 推定 する。

原子炉 水位 （ＳＡ広帯域）②ドラ イウ ェル雰囲気温度

原子炉 水位 （ＳＡ燃料域）②ドラ イウ ェル圧力子 炉水 位 （ ＳＡ 燃料 域 ），原 子 炉圧 力及 び 原 子 炉 圧力 （Ｓ Ａ ） の監 視が 不 可 能

原子炉 圧力②［エ リア 放射線モニタ］※ 2となっ た場 合は，ドライウェル雰囲気温度 ，ド ライウェル圧力，エリア放射線

ケース ５② 原子 炉 水 位（広 帯 域 ）， 原 子 炉水 位（ 燃 料 域 ），原 子 炉水 位（ Ｓ Ａ 広帯 域），原モニタ （有 効監視パラメータ ）に より格納容器バイパス の発 生を推定する。

原子炉 圧力 （ＳＡ）

推定は ，主 要パラメータ（原 子炉 水位（広帯域）， 原子炉水位（燃料域），原子炉

3.15−91

格納容器バイパスの 監視

圧力， 原子 炉圧力（ＳＡ））の他チャン ネル を優先する。
＜原子 炉格 納容器内の状態＞
ドライ ウェ ル雰囲気温度
ドライ ウェ ル圧力①主要 パラ メータ（ドライウ ェル 雰囲気

ケース １①主要パラメータの うち ，ドライ ウェ ル雰囲気温度の 1 チャ ンネルが故障した 場

ケース ５②ドラ イウ ェル雰囲気温度， ドラ イウェル圧力の監視が 不可 能となった場合は ，温度） の他 チャンネル②原子 炉水 位（広帯域）

合は， 他チ ャンネルにより推 定す る。

②原子 炉水 位（燃料域）

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

②原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）

子 炉水 位 （ ＳＡ 燃料 域 ），原 子 炉圧 力， 原 子 炉 圧 力（ ＳＡ ） 及 びエ リア 放 射 線②原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）

モニタ （有 効監視パラメータ ）に より格納容器バイパス の発 生を推定する。

②原子 炉圧 力

推定は ，主要パラ メータ（ドライウ ェル 雰囲気温度 ）の他 チャンネルを優先 する 。

②原子 炉圧 力（ＳＡ）②［エ リア 放射線モニタ］※ 2＜原子 炉建 屋内の状態＞①原子 炉水 位（広帯域）［エリ ア放 射線モニタ］①原子 炉水 位（燃料域）

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

①原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）

子炉水 位（ ＳＡ燃料域），原 子炉圧 力，原子炉圧力（ＳＡ ），ドライウェル雰 囲①原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）

気温度 及び ドライウェル圧力 によ り格納容器バイパスの 発生 を推定する。

ケース ５①エリ ア放 射線モニタ（有効 監視 パラメータ）の監視が 不可 能となった場合は ，①原子 炉圧 力①原子 炉圧 力（ＳＡ）①ドラ イウ ェル雰囲気温度①ドラ イウ ェル圧力
※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ
サプレ ッシ ョン・プール水位

代替パラメータによる主要パラメータの推定（14／16）

代替パラメ ータ ※1①高圧代替 注水 系系統流量

推定ケース

代替パ ラメ ータ推定方法

ケース ２①サプレッション・プール水位の監視が不可能となった場合は，サプレッショ①代替 循環 冷却系原子炉注水 流量

ン・プ ール を水源とする高圧代替注水系， 代替 循環冷却系，原子炉隔離時冷却①原子 炉隔 離時冷却系系統流 量系，高 圧炉 心スプレイ系，残留熱除去系， 低圧 炉心スプレイ系の流量から各系①高圧 炉心 スプレイ系系統流 量統が正 常に 動作していること を把 握することにより，水源であるサプ レッ ショ①残留 熱除 去系系統流量

ン・プ ール の水位が確保され てい ることを推定する。

①低圧 炉心 スプレイ系系統流 量②サプ レッ ション・プールを水源とする常 設高 圧代替注水系ポンプ， 代替 循環冷②常設 高圧 代替注水系ポンプ 吐出 圧力

却系ポ ンプ ，原子炉隔離時冷却系ポンプ， 高圧 炉心スプレイ系ポンプ，残留熱②代替 循環 冷却系ポンプ吐出 圧力

除去系 ポン プ，低圧 炉心 スプレイ系ポンプ の吐 出圧力から各ポンプが 正常 に動②原子 炉隔 離時冷却系ポンプ 吐出 圧力

作して いる ことを把握するこ とに より， 水源であるサプレッション・プール 水②高圧 炉心 スプレイ系ポンプ 吐出 圧力

位が確 保さ れていることを推 定す る。

3.15−92

水源の確保（１／２）②残留 熱除 去系ポンプ吐出圧 力＜ポン プ停 止基準＞

②低圧 炉心 スプレイ系ポンプ 吐出 圧力

サプレ ッシ ョン・プー ル水位不明時は，上記①又は②の推 定方法 によ り，水源が確保 され ていることを推定 する 。原子炉圧力容器へ の注 水中に ，ＥＣＣＳ系の配管 破断 などによりサプレ ッシ ョン・プール水が流 出し ，ポンプの必要ＮＰ
ＳＨが 得ら れず，吐出圧力の異常（ 圧力低下，ハンチング など）が確認された
場合に ，ポ ンプを停止する。
推定は ，サ プレッション・プ ール を水源とするポンプの 注水 量を優先する。

代替淡 水貯 槽水位①低圧代替 注水 系原子炉注水流量①低圧 代替 注水系格納容器ス プレ イ流量①低圧 代替 注水系格納容器下 部注 水流量

ケース ２①代替 淡水 貯槽水位の監視が 不可 能となった場合は，代替淡水貯槽を 水源 とする
常設低 圧代 替注水系ポンプに よる 各注水先への流量から ，代替淡水貯 槽水 位を推定す る。

②原子 炉水 位（広帯域）②注水 先の 原子炉水位及びサ プレ ッション・プール水位の水位変化に より 代替淡②原子 炉水 位（燃料域）

水貯槽 水位 を推定する。なお，代替淡水貯 槽の 補給状況も考慮した上 で水 位を②原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）

推定す る。

②原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）③常設 低圧 代替注水系ポンプ の吐 出圧力から，ポンプが正常に動作し てい ること②サプ レッ ション・プール水 位を把握 する ことにより，水源である代替淡 水貯 槽水位が確保されてい るこ とを③常設 低圧 代替注水系ポンプ 吐出 圧力

推定す る。
推定は ，代 替淡水貯槽を水源 とす るポンプの注水量を優 先す る。

※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ

水源の確保（２／２）

西側淡 水貯 水設備水位

代替パラメータによる主要パラメータの推定（15／16）

代替パラメ ータ ※1①低圧代替 注水 系原子炉注水流量

推定ケース

代替パ ラメ ータ推定方法

ケース ２①西側 淡水 貯水設備水位の監 視が 不可能となった場合は ，西側淡水貯 水設 備を水①低圧 代替 注水系格納容器ス プレ イ流量

源とす る可 搬型代替注水中型 ポン プによる各注水先への 流量 から，西側淡水貯①低圧 代替 注水系格納容器下 部注 水流量

水設備 水位 を推定する。

②原子 炉水 位（広帯域）②注水 先の 原子炉水位及びサ プレ ッション・プール水位の水位変化に より 西側淡②原子 炉水 位（燃料域）

水貯水 設備 水位を推定する。なお，西側淡水貯水 設備 の補給状況も考慮した上②原子 炉水 位（ＳＡ広帯域）

で水位 を推 定する。

②原子 炉水 位（ＳＡ燃料域）

推定は ，西 側淡水貯水設備を 水源 とするポンプの注水量 を優 先する。

②サプ レッ ション・プール水 位

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉 建屋 水素濃度

①主要 パラ メータの他チャン ネル

ケ ース １②静的 触媒 式水素再結合器動 作監 視装置

ケース ８①原子 炉建 屋水素濃度 の 1 チ ャン ネルが故障した場合は ，他チャンネ ルに より推定する 。
②原子 炉建 屋水素濃度の監視 が不 可能となった場合は ，静的触媒式水 素再 結合器
動作監 視装 置（静的 触媒 式水素再結合器入 ロ／ 出ロの差温度により水 素濃 度を推定） によ り推定する。

3.15−93

推定は ，主 要パラメータの他 チャ ンネルを優先する。
格納容 器内 酸素濃度（ＳＡ）①格納容器 雰囲 気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

ケース ７①格納 容器 内酸素濃度（ＳＡ）の監視が不 可能 となった場合は，格納 容器 雰囲気①格納 容器 雰囲気放射線モニ タ（Ｓ／ Ｃ）

放射線 モニ タ（Ｄ／Ｗ）又は格納容器雰囲 気放 射線モニタ（Ｓ／Ｃ） にて 炉心①ドラ イウ ェル圧力

損傷を 判断 した後，初期酸素濃度と保守的 なＧ 値を入力とした評価結 果（解 析

原子炉格納容器内の酸素濃度①サプ レッ ション・チェンバ 圧力

結果） によ り推定する。
①ドラ イウ ェル圧力又はサプ レッ ション・チェンバ圧力により，格納 容器 内圧力が正圧 であ ることを確認する こと で，事 故後の原子炉格納容器内への 空気（ 酸②［格 納容 器内酸素濃度］※ 2

ケ ース １素）の 流入 有無を把握し，水 素燃 焼の可能性を推定する 。
②監視 可能 であれば格納容器 内酸 素濃度（常用代替監視 パラ メータ）により，酸素濃度 を推 定する。
推 定は ， 重 要代 替計 器 であ る格 納 容器 雰囲 気 放 射線 モニ タ （Ｄ／ Ｗ ）， 格納 容 器
雰 囲気 放 射 線モ ニタ （ Ｓ／ Ｃ ），ド ライ ウ ェ ル 圧 力及 びサ プ レッ シ ョ ン ・チ ェンバ圧力 を優 先する。

※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。

第 3.15-18 表
分類主要パ ラメ ータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（16／16）

代替パラメ ータ ※1

推定ケース

代替パ ラメ ータ推定方法

ケース １１①使用 済燃 料プール水位・温 度（ ＳＡ広域）の監視が不可能となった 場合 は，使使用済 燃料 プール水位・温度（Ｓ①使用 済燃 料プール温度（Ｓ Ａ）

Ａ広域 ）①使用 済燃 料プールエリア放 射線 モニタ

用済燃 料プ ール温度（Ｓ Ａ）により使用済燃料プ ール の温度を推定する 。また，

（高レ ンジ ・低レンジ）

使用済 燃料 プールエリア放射 線モ ニタ（高レンジ・低レンジ）にて放 射線 量を②使用 済燃 料プール監視カメ ラ

計測し た後 ，水位と放射線量 率の 関係から水位を推定す る。
②使用 済燃 料プール監視カメ ラに より，使用済燃料プー ルの 状態を監視する。
推定は ，温 度の場合は同じ仕 様で ある使用済燃料プール 温度 （ＳＡ）を，水位の場合は使用済燃料プールを直接監視する使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レ ンジ ・低レンジ）を優 先す る。

3.15−94

使用済燃料プールの 監視

使用済 燃料 プール温度（ＳＡ ）①使用済燃 料プ ール水位・温度（Ｓ Ａ広域） ケース １１②使用 済燃 料プールエリア放 射線 モニタ（高レ ンジ ・低レンジ）②使用 済燃 料プール監視カメ ラ①使用 済燃 料プール温度（Ｓ Ａ） の監視が不可能となっ た場 合は，使用済燃料 プ
ール水 位・ 温度（ＳＡ広域） によ り温度を推定する。
②使用 済燃 料プールエリア放 射線 モニタ（高レンジ・低レンジ）及び 使用 済燃料
プール 監視 カメラにより，使 用済 燃料プールの状態を監 視す る。
推定は ，同 じ仕様である使用 済燃 料プール水位・温度（ ＳＡ 広域）を優先する 。

使用済 燃料 プールエリア放射 線①使用 済燃 料プール水位・温度（Ｓ Ａ広域） ケース １１

モニタ （高 レンジ・低レンジ ）②使用 済燃 料プール温度（Ｓ Ａ）②使用 済燃 料プール監視カメ ラ①使用 済燃 料プールエリア放 射線 モニタの監視が不可能 とな った場合は ，使用済
燃料プ ール 水位・温度（ＳＡ広域）にて水 位を 計測した後，水位と放射線量率の関係 から 放射線量を推定す る。
②使用 済燃 料プール温度（Ｓ Ａ） 及び使用済燃料プール 監視 カメラにより，使 用
済燃料 プー ルの状態を監視す る。
推定は ，使 用済燃料プールを 直接 監視する使用済燃料プ ール 水位・温度（ＳＡ広域）を 優先 する。

使用済 燃料 プール監視カメラ①使用済燃 料プ ール水位・温度（Ｓ Ａ広域） ケース １１①使用 済燃 料プール監視カメ ラの 監視が不可能となった 場合 は，使 用済燃料プー①使用 済燃 料プール温度（Ｓ Ａ）

ル水位 ・温 度（ＳＡ広域），使 用済 燃料プール温度（ ＳＡ ），使用済燃料プー ル①使用 済燃 料プールエリア放 射線 モニタ

エリア 放射 線モニタ（高レン ジ・ 低レンジ）にて，使用済燃料プール の状 態を（高レ ンジ ・低レンジ）

推定す る。

※1：代替パラメ ータ の番号は優先順位 を示 す。
※2：［］ は有効監視パラメ ータ 又は常用代替監視パラ メー タ（耐震性又は耐 環境 性等はないが，監 視可 能であれば原子炉施設 の状 態を把握すること が可 能な計器）を示す 。