まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
3.19 通信連絡を行うために必要な設備【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

3

章番号

3.19.1

3.19.1

3.19.1

ページ番号

添

添

添

2

2

2

変更後

(1) 発電所内の通信連絡を行うための設備
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための通信連絡設備（発電所内），5号炉原子炉建
屋内緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送できる安全パラメータ表示システム（SPDS）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するための通信連絡設備（発電所内）を設ける。

③評価進捗による変更・修正

変更前(1) 発電所内の通信連絡を行うための設備
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある
場所と通信連絡を行うために必要な通信連絡設備（発電所内）を設置する設計とする。また，重大事故等に対処するために，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所へデータを伝送する必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する通信連絡設備を以下のとおり設置する設計とする（i） 通信連絡設備（発電所内）（設置許可基準解釈の第1項ａ））
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のあ （i） 通信連絡設備（発電所内）（設置許可基準解釈の第1項ａ））
る場所と通信連絡を行うための通信連絡設備（発電所内）として，衛星電話設 重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある
備，無線連絡設備及び携帯型音声呼出電話設備を設置又は保管する設計と 場所と通信連絡を行うため，通信連絡設備（発電所内）として，衛星電話設する。
備，無線連絡設備及び携帯型音声呼出電話設備を設置又は保管する設計と衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型）及び無線連絡設備のうち無線連 する。
絡設備（可搬型）は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する設計と 携帯型音声呼出電話設備は，6号及び7号炉中央制御室，5号炉原子炉建屋する。
内緊急時対策所に保管する設計とする。また，衛星電話設備のうち衛星電話
携帯型音声呼出電話設備は，中央制御室及び5号炉原子炉建屋内緊急時対 設備（可搬型）及び無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）は，5号炉原策所内に保管する設計とする。
子炉建屋内緊急時対策所に保管する設計とする。
衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備のうち無線連絡 衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）は，中央制御室及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置 設備（常設）は，6号及び7号炉中央制御室又は5号炉原子炉建屋内緊急時対し，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計と 策所に設置し，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用でする。また，衛星電話設備及び無線連絡設備のうち中央制御室内に設置す きる設計とする。また，衛星電話設備及び無線連絡設備のうち中央制御室にる衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，中央制御室待避室に 設置する衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，中央制御室待避
おいても使用できる設計とする。
室においても使用できる設計とする。

変更理由

⑤

⑤

衛星電話設備及び無線連絡設備のうち6号及び7号炉中央制御室に設置する
衛星電話設備及び無線連絡設備のうち中央制御室内に設置する衛星電話 衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備（常設）の電源は，非常用所内電源②
設備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，全 設備である非常用ディーゼル発電機又は無停電電源装置（充電器等を含（電源設計の進捗
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交 む。）に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備とによる）流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。 して，常設代替交流電源設備である第一ガスタービン発電機から給電できる⑤設計とする。

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No.

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章番号

3.19.1

3.19.1

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添

添

3

3

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

また，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，5号炉原子炉建
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，5号炉原子炉建屋内
屋内緊急時対策所に設置する設計とする。
緊急時対策所内に設置する設計とする。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する統合原子力防災ネットワークを統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，非常用交流電源設
用いた通信連絡設備の電源は，非常用所内電源設備である非常用ディーゼ
備に加えて，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
る5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電が可能な備として，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から給電でき設計とする。
る設計とする。

変更理由⑤

主要な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（常設）（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するもの
は6号及び7号炉共用）
・衛星電話設備（可搬型）（6号及び7号炉共用）
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・無線連絡設備（常設）（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するもの ・衛星電話設備（常設）は6号及び7号炉共用）
・衛星電話設備（可搬型）・無線連絡設備（可搬型）（6号及び7号炉共用）
・無線連絡設備（常設）・携帯型音声呼出電話設備（携帯型音声呼出電話機）（5号炉原子炉建屋内 ・無線連絡設備（可搬型）
緊急時対策所内に設置するものは6号及び7号炉共用）
・携帯型音声呼出電話設備（携帯型音声呼出電話機）
・常設代替交流電源設備（6号及び7号炉共用）
・常設代替交流電源設備②（第一ガスタービン発電機）（3.14 電源設備【57条】）（第一ガスタービン発電機（3.14 電源設備【57条】）（電源設計の進捗
・可搬型代替交流電源設備（6号及び7号炉共用）・代替交流電源設備（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）
による）（電源車）（3.14 電源設備【57条】）（3.18 緊急時対策所【61条】）⑤
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6号及び7号炉共用） 常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）については，「3.14 電源設（3.18 緊急時対策所【61条】）
備」に記載する。
常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）については，「3.14 電源 代替交流電源設備（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）は設備」に記載する。
「3.18 緊急時対策所」に記載する。
可搬型代替交流電源設備（電源車）については，「3.14 電源設備」に記載す その他，重大事故等時に使用する重大事故等対処設備（設計基準拡張）としる。
ては，非常用ディーゼル発電機がある。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は「3.18 緊急時対策所」に記載する。
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を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

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No.

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章番号

3.19.1

3.19.1

ページ番号

添

添

3

3

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前（ii） 必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））（ii） 安全パラメータ表示システム（SPDS） （設置許可基準解釈の第1項ａ）） （設置許可基準解釈の第1項ａ））
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要な重大事故等に対処するために，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所へデータを
データを伝送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 伝送する必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））
テム伝送装置及びSPDS表示装置で構成する安全パラメータ表示システム
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表示装（SPDS）を設置する設計とする。
置を設置する設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，コントロール
データ伝送装置は6号及び7号炉コントロール建屋に設置する設計とする。
建屋内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及びSPDS表示装置は， データ伝送装置の電源は，非常用所内電源設備である非常用ディーゼル発
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設計とする。
電機又は無停電電源装置（充電器等を含む。）に加えて，全交流動力電源が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，非常用交流 喪失した場合においても，代替電源設備として，常設代替交流電源設備であ電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源 る第一ガスタービン発電機から給電できる設計とする。
設備である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の給 緊急時対策支援システム伝送装置及びSPDS表示装置は，5号炉原子炉建屋
電が可能な設計とする。
内緊急時対策所に設置する設計とする。
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ム伝送装 緊急時対策支援システム伝送装置及びSPDS表示装置の電源は，非常用所
置及びSPDS表示装置は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源 内電源設備である非常用ディーゼル発電機に加えて，全交流動力電源が喪が喪失した場合においても，代替電源設備である5号炉原子炉建屋内緊急時 失した場合においても，代替電源設備として，5号炉原子炉建屋内緊急時対策
対策所用可搬型電源設備からの給電が可能な設計とする。
所用可搬型電源設備から給電できる設計とする。

変更理由

⑤

主要な設備は，以下のとおりとする。
・安全パラメータ表示システム（SPDS）（データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びSPDS表示装置）（緊急時対策支援システム伝送装置及びSPDS表示装置は6号及び7号炉共用）
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替交流電源設備（6号及び7号炉共用）
・必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））（第一ガスタービン発電機）（3.14 電源設備【57条】）（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表示装置）
・可搬型代替交流電源設備（6号及び7号炉共用）（3.18 緊急時対策所【61条】）（電源車）（3.14 電源設備【57条】）②
・代替交流電源設備（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6号及び7号炉共用）（電源設計の進捗（3.18 緊急時対策所【61条】）（3.18 緊急時対策所【61条】）
による）代替交流電源設備（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）は常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）については，「3.14 電源⑤「3.18 緊急時対策所」に記載する。
設備」に記載する。
その他，重大事故等時に使用する重大事故等対処設備（設計基準拡張）とし可搬型代替交流電源設備（電源車）については，「3.14 電源設備」に記載すては，非常用ディーゼル発電機がある。
る。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は「3.18 緊急時対策所」に記載する。
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を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

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No.

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章番号

3.19.1

ページ番号

添

4

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前（i） 通信連絡設備（発電所外）（設置許可基準解釈の第1項ａ））（i） 通信連絡設備（発電所外）（設置許可基準解釈の第1項ａ））
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする
必要のがある場所と通信連絡を行うため，通信連絡設備（発電所外）として，必要のある場所と通信連絡を行うための通信連絡設備（発電所外）として，衛衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備を設置
星電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備を設置又は保管する設計とする。
又は保管する設計とする。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する衛星電話設備については，
衛星電話設備は，「3.19.1 設置許可基準規則第62条への適合方針 （1）発
「3.19.1 設置許可基準規則第62条への適合方針 （1）発電所内の通信連絡を
電所内の通信連絡を行うための設備（ⅰ）通信連絡設備（発電所内）」と同じ行うための設備（ⅰ）通信連絡設備（発電所内）」と同じ設計とする。
である。
また，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，5号炉原子炉建
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，5号炉原子炉建屋内
屋内緊急時対策所に設置する設計とする。
緊急時対策所内に設置する設計とする。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する統合原子力防災ネットワーク
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，非常用交流電源設を用いた通信連絡設備の電源は，非常用所内電源設備である非常用ディー
備に加えて，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，代替電源る5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電が可能な設備として，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から給電で設計とする。
きる設計とする。

変更理由

⑤

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章番号

3.19.1

ページ番号

添

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変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

主要な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（常設）（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するもの
は6号及び7号炉共用）
・衛星電話設備（可搬型）（6号及び7号炉共用）
・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備
具体的な設備は，以下のとおりとする。
（テレビ会議システム，IP-電話機，IP-FAX）（6号及び7号炉共用）
・衛星電話設備（常設）・常設代替交流電源設備（6号及び7号炉共用）
・衛星電話設備（可搬型）（第一ガスタービン発電機）（3.14 電源設備【57条】）
・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備
・可搬型代替交流電源設備（6号及び7号炉共用）②（テレビ会議システム，ＩＰ－電話機，ＩＰ－ＦＡＸ）（電源車）（3.14 電源設備【57条】）（電源設計の進捗
・代替交流電源設備（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6号及び7号炉共用）による）（3.18 緊急時対策所【61条】）（3.18 緊急時対策所【61条】）⑤
代替交流電源設備（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）は常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）については，「3.14 電源「3.18 緊急時対策所」に記載する。
設備」に記載する。
その他，重大事故等時に使用する重大事故等対処設備（設計基準拡張）とし可搬型代替交流電源設備（電源車）については，「3.14 電源設備」に記載すては，非常用ディーゼル発電機がある。
る。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は「3.18 緊急時対策所」に記載する。
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を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

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No.

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11

章番号

3.19.1

3.19.1

ページ番号

添

添

5

5

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前（ii） データ伝送設備（設置許可基準解釈の第1項ａ））
重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策
支援システム（ERSS）等へ必要なデータを伝送するデータ伝送設備として，緊急時対策支援システム伝送装置を設置する設計とする。また，緊急時対策支援システム伝送装置は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設計とする。なお，緊急時対策支援システム伝送装置は，「3.9.1 設置許可基準規則
第62条への適合方針（１）発電所内の通信連絡を行うための設備（ⅱ）必要な（ii） データ伝送設備（設置許可基準解釈の第1項ａ））
情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））」に記載の緊急重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策 時対策支援システム伝送装置と同じ設備とする。
支援システム（ERSS）等へ必要なデータを伝送できる設備として，緊急時対 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送
策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を設置する設計とする。 装置は，非常用所内電源設備である非常用ディーゼル発電機に加えて，全交
データ伝送設備は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設計と 流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備として，5号炉原子炉建する。なお，データ伝送設備を構成する緊急時対策支援システム伝送装置
屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から給電できる設計とする。
は，「3.19.1 設置許可基準規則第62条への適合方針（１）発電所内の通信連絡を行うための設備（ⅱ）安全パラメータ表示システム（SPDS）」と同じであ
具体的な設備は，以下のとおりとする。
る。
・データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）（3.18 緊急時対策所【61条】）
・代替交流電源設備（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）（3.18 緊急時対策所【61条】）
代替交流電源設備（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）は「3.18 緊急時対策所」に記載する。
その他，重大事故等時に使用する重大事故等対処設備（設計基準拡張）としては，非常用ディーゼル発電機がある。

変更理由

⑤

（iii） 計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所で共有す（iii） 計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所で共有す
る
る
通信連絡設備（発電所外）
通信連絡設備（発電所外）
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所で共有する通②
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所で共有する通信連絡設備は，「3.19.1 設置許可基準規則第62条への適合方針（2）発電所 （免震重要棟の自信連絡設備（発電所外）は，「3.19.1 設置許可基準規則第62条への適合方
外との通信連絡を行うための設備（ⅰ）通信連絡設備（発電所外）」と同じ設備
主化）
針（2）発電所外との通信連絡を行うための設備（ⅰ）通信連絡設備（発電所とする。
⑤
外）」と同じである。
なお，本社と必要な通信連絡を行うために必要な自主対策設備として，以下を
設置する。

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No.

章番号

12

－

ページ番号

－

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前(3) 衛星電話設備（社内向）重大事故等が発生した場合において，本社と必要な通信連絡を行うため，衛星電話設備（社内向）を5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する。

変更理由②（免震重要棟の自
主化）

－

削除

⑤

⑤

13

3.19.2

添

6

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））は，重大安全パラメータ表示システム（SPDS）は，重大事故等に対処するために，5号
事故等に対処するために，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所へデータを伝送
炉原子炉建屋内緊急時対策所へデータを伝送することを目的として設置するすることを目的として設置するものである。
ものである。
必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））は，デー
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，データ伝送装置，緊急時対策支援
タ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びSPDS表示装置により構システム伝送装置及びSPDS表示装置により構成する。
成する。

14

3.19.2添6

常設設備である無線連絡設備（常設），衛星電話設備（常設）及び安全パラ 常設設備である無線連絡設備（常設），衛星電話設備（常設），及び必要な情メータ表示システム（SPDS）のうちSPDS表示装置は，操作スイッチにより，確 報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））は，操作スイッチ
実に操作が可能な設計とする。
により，確実に操作が可能な設計とする。

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No.

章番号

ページ番号

15

3.19.2

添変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

②
（免震重要棟の自主化）⑤

7

図3.19-1 通信連絡設備の系統概要図

図3.19-1 通信連絡設備の系統概要図

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No.

章番号

ページ番号

16

3.19.2添

17

3.19.2

添

8

8

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

電源設備のうち，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃②
料補給設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する（電源設計の進捗
設計方針を示す章）」で示す。また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可 電源設備については「3.18緊急時対策所（設置許可基準規則第61条に対するによる）搬型電源設備，可搬ケーブル，負荷変圧器及び交流分電盤については「3.18 設計方針を示す章）」で示す。
⑤
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）」で示
す。

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No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

(1)携帯型音声呼出電話設備（6号及び7号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所
設備名
使用回線
個数
使用場所
保管場所

18

19

3.19.2

3.19.2

添

添

9

10

：携帯型音声呼出電話機(1) 携帯型音声呼出電話設備（6号及び7号炉共用）：有線系回線：１式
設備名：携帯型音声呼出電話機：5号炉原子炉建屋地上3階（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所） 使用回線 ：有線系回線：5号炉原子炉建屋地上3階（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所） 個数：１式
使用場所 ：原子炉建屋地下3階及び地下1階，地上1階(2)携帯型音声呼出電話設備
コントロール建屋地上2階,地下2階(6号炉のみ)
5号炉原子炉建屋地上3階（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
設備名：携帯型音声呼出電話機
保管場所 ：コントロール建屋地上2階（中央制御室）
使用回線 ：有線系回線
5号炉原子炉建屋地上3階（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
個数：１式
使用場所 ：原子炉建屋地下3階及び地下1階，地上1階
コントロール建屋地上2階,地下1階(6号炉のみ)
保管場所 ：コントロール建屋地上2階（中央制御室）(3)無線連絡設備
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所(4)無線連絡設備
兼用する設備は以下のとおり。
設備名：無線連絡設備（常設）・中央制御室
使用回線 ：無線系回線
個数
：１式
設備名
：無線連絡設備（常設）
取付箇所 ：コントロール建屋地上2階（中央制御室）
使用回線 ：無線系回線
個数：１式
取付箇所 ：コントロール建屋地上2階（中央制御室）(5) 衛星電話設備（6号及び7号炉共用）(4) 衛星電話設備（6号及び7号炉共用）(6) 衛星電話設備
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室(5) 衛星電話設備
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所(7) 安全パラメータ表示システム（SPDS）(6) 必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））

⑤

⑤

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章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

携帯型音声呼出電話設備は，可搬型であり，中央制御室及び5号炉原子炉
建屋内緊急時対策所内に保管し，原子炉建屋，コントロール建屋及び5号炉
携帯型音声呼出電話設備は，可搬型であり，中央制御室及び5号炉原子炉建
原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設備であることから，想定される重屋内緊急時対策所に保管し，原子炉建屋，コントロール建屋及び5号炉原子大事故等時における原子炉建屋原子炉区域内及びその他建屋内の環境条
炉建屋内緊急時対策所に設置する設備であることから，その機能を期待され
件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表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区域内及びその他
3.19-2に示す設計とする。
建屋内の環境条件及び荷重条件を考慮し，表3.19-2に示す対応とする。
無線連絡設備（常設）は，中央制御室及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
無線連絡設備（常設）は，中央制御室及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における中央制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
御室及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所のそれぞれの環境条件及び荷場合における，コントロール建屋及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所のそ
重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表3.19-3に示れぞれの環境条件及び荷重条件を考慮し，表3.19-3に示す対応とする。
す設計とする。

20

3.19.2添11無線連絡設備（可搬型）は，可搬型であり，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
無線連絡設備（可搬型）は，可搬型であり，5号炉原子炉建屋内緊急時対策に保管し，屋外で使用する設備であることから，その機能を期待される重大事
所内に保管し，屋外で使用する設備であることから，想定される重大事故等
故等時における屋外及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の環境条件及び時における屋外及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の環境条件及び荷重荷重条件を考慮し，表3.19-4に示す対応とする。また，人が携行して使用が可条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表3.19-4に示す
能な設計とする。
設計とする。また，人が携行して使用が可能な設計とする。

⑤

衛星電話設備（常設）は，中央制御室及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
衛星電話設備（常設）は，中央制御室及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所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内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における中央制
場合における，コントロール建屋及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所のそ御室及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所のそれぞれの環境条件及び荷れぞれの環境条件及び荷重条件を考慮し，表3.19-5に示す対応とする。
重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表3.19-5に示す設計とする。
衛星電話設備（可搬型）は，可搬型であり，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に保管し，屋外で使用する設備であることから，その機能を期待される重大事
衛星電話設備（可搬型）は，可搬型であり，5号炉原子炉建屋内緊急時対策
故等時における屋外及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の環境条件及び所内に保管し，屋外で使用する設備であることから，想定される重大事故等
荷重条件を考慮し，表3.19-6に示す対応とする。また，人が携行して使用が可時における屋外及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の環境条件及び荷重能な設計とする。
条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表3.19-6に示す
設計とする。また，人が携行して使用が可能な設計とする

11/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

21

3.19.2

添

12

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

12/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

22

3.19

添

13

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

13/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

23

3.19

添

24

3.19.2

添変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

14

15

変更理由

⑤

中央制御室内に保管する携帯型音声呼出電話機は，人が携行して使用が可 コントロール建屋に保管する携帯型音声呼出電話機は，人が携行して使用が能な設計とし，想定される重大事故等時において，保管場所である中央制御 可能な設計とし，重大事故等が発生した場合，保管場所であるコントロール建室から携帯型音声呼出電話機を運搬し，専用接続箱が設置してある場所に 屋から携帯型音声呼出電話機を運搬し，専用接続箱が設置してある場所におおいて，携帯型音声呼出電話機と専用接続箱をケーブルで接続することによ いて，携帯型音声呼出電話機と専用接続箱をケーブルで接続することにより，り，中央制御室（通信連絡が必要な場所）と確実に通信連絡が可能な設計と 中央制御室（通信連絡が必要な場所）と確実に通信連絡が可能な設計とすする。
る。
通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員及び緊急時対策要員の 通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員の操作性を考慮して十分操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。
な操作空間を確保する。

⑤

14/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

25

26

27

28

章番号

3.19.2

3.19.2

3.19.2

3.19.2

ページ番号

添

添

添

添

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

15

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する携帯型音声呼出電話機は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に保管する携帯型音声呼出電話機は，人人が携行して使用が可能な設計とし，想定される重大事故等時において，保が携行して使用が可能な設計とし，重大事故等が発生した場合，保管場所で管場所である5号炉原子炉建屋内緊急時対策所から携帯型音声呼出電話機
ある5号炉原子炉建屋高気密室から携帯型音声呼出電話機を運搬し，専用接を運搬し，専用接続箱が設置してある場所において，携帯型音声呼出電話機
続箱が設置してある場所において，携帯型音声呼出電話機と専用接続箱をと専用接続箱をケーブルで接続することにより5号炉原子炉建屋内緊急時対ケーブルで接続することにより5号炉原子炉建屋待機場所（通信連絡が必要な策所（待機場所）（通信連絡が必要な場所）と確実に通信連絡が可能な設計
場所）と確実に通信連絡が可能な設計とする。
とする。
通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員の操作性を考慮して十分通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，携帯型音声呼出電話機の呼出ボタンを押し（スな操作空間を確保する。また，携帯型音声呼出電話機の呼出ボタンを押しイッチ操作），5号炉原子炉建屋待機場所（通信連絡が必要な場所）の携帯型（スイッチ操作），5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）（通信連絡が
音声呼出電話機の呼び出しベルを鳴らすことにより，確実に通話の開始が可
必要な場所）の携帯型音声呼出電話機の呼び出しベルを鳴らすことにより，能な設計とする。
確実に通話の開始が可能な設計とする。

⑤

15無線連絡設備（常設）は，通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員 無線連絡設備（常設）は，通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員及び緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また， 及び復旧班員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，重大事想定される重大事故等時において，設置場所である中央制御室（中央制御 故等が発生した場合，設置場所であるコントロール建屋（中央制御室及び中室待避室含む）及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内において，電源ス 央制御室待避室）及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所において，電源ス
イッチを入れ（スイッチ操作），通話ボタンを押す（スイッチ操作）ことにより，通 イッチを入れ（スイッチ操作），通話ボタンを押す（スイッチ操作）ことにより，通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。
信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。

⑤

15無線連絡設備（可搬型）は，通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転 無線連絡設備（可搬型）は，通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員及び緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。ま 員及び復旧班員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，重大た，想定される重大事故等時において，保管場所である5号炉原子炉建屋内 事故等が発生した場合において，保管場所である5号炉原子炉建屋内緊急時
緊急時対策所から無線連絡設備（可搬型）を運搬し，電源スイッチを入れ（ス 対策所から無線連絡設備（可搬型）を運搬し，電源スイッチを入れ（スイッチ操
イッチ操作），通話ボタンを押す（スイッチ操作）ことにより，屋外から通信連絡 作），通話ボタンを押す（スイッチ操作）ことにより，屋外から通信連絡をする必をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。
要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。

⑤

16

衛星電話設備（常設）は，通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員 衛星電話設備（常設）は，通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員及び緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また， 及び復旧班員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，重大事想定される重大事故等時において，設置場所である中央制御室（中央制御 故等が発生した場合，設置場所であるコントロール建屋（中央制御室及び中室待避室含む）及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内において，一般の 央制御室待避室）及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所において，一般の電電話機と同様の操作（スイッチ操作）することにより，通信連絡をする必要の 話機と同様の操作（スイッチ操作）することにより，通信連絡をする必要のあるある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。
場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。

⑤

15/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

29

3.19.2添

1630

3.19.2添

17

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

衛星電話設備（可搬型）は，通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転
衛星電話設備（可搬型）は，通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員及び復旧班員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，重大員及び緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。ま事故等が発生した場合において，保管場所である5号炉原子炉建屋内緊急時
た，想定される重大事故等時において，保管場所である5号炉原子炉建屋内
対策所において，電源スイッチを入れ（スイッチ操作），衛星電話設備（可搬
緊急時対策所から衛星電話設備（可搬型）を運搬し，電源スイッチを入れ（ス型）を屋外に運搬し，一般の携帯型電話機と同様の操作（スイッチ操作）によ
イッチ操作），一般の携帯型電話機と同様の操作（スイッチ操作）により，屋外
り，屋外から通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計から通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。
とする。

変更理由

⑤

⑤

16/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

携帯型音声呼出電話設備は，表3.19-13に示すように運転中又は停止中に
外観検査及び機能・性能試験が可能な設計とする。
携帯型音声呼出電話設備は，表3.19-13に示すように発電用原子炉の運転 携帯型音声呼出電話設備は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性中又は停止中に機能・性能試験として，通話通信の確認が可能な設計とす 能試験として，通話通信の確認が可能な設計とする。また，外観検査として，る。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計とする。
外観の確認が可能な設計とする。

31

3.19.2添19

無線連絡設備（常設）及び無線連絡設備（可搬型）は，表3.19-14に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験として，通話通信の確認が可能な設計とする。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計とする。

無線連絡設備（常設）及び無線連絡設備（可搬型）は，表3.19-14に示すように運転中又は停止中に外観検査及び機能・性能試験が可能な設計とする。
無線連絡設備（常設）及び無線連絡設備（可搬型）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験として，通話通信の確認が可能な設計とする。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計とする。

⑤

衛星電話設備（常設）及び衛星電話設備（可搬型）は，表3.19-15に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験として，通話通信の 衛星電話設備（常設）及び衛星電話設備（可搬型）は，表3.19-15に示すように確認が可能な設計とする。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計 運転中又は停止中に外観検査及び機能・性能試験が可能な設計とする。
とする。
衛星電話設備（常設）及び衛星電話設備（可搬型）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験として，通話通信の確認が可能な設計とする。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計とする。

携帯型音声呼出電話設備は,想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

32

3.19.2

添

21

携帯型音声呼出電話設備は,重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

無線連絡設備（常設）は，中央制御室待避室で使用する場合，切り替えられ 無線連絡設備（常設）は，中央制御室待避室で使用する場合，切り替えられるる設計とする。
設計とする。
中央制御室における無線連絡設備（常設）の切替えについては，運転員が炉 中央制御室における無線連絡設備（常設）の切り替えについては，運転員が心の著しい損傷が発生した場合において，中央制御室待避室で使用する場 炉心の著しい損傷が発生した場合において，中央制御室待避室で使用する場⑤
合，切替スイッチを操作することにより，速やかに切り替えられる設計とする。 合，図3.19-2で示すタイムチャートのとおり，切替スイッチを操作することによ(技術的能力1.19
また，切替えは，運転員１名で行い，1分程度での対応が可能な設計とする。 り，速やかに切り替えられる設計とする。また，切り替えは，運転員等１名で行資料の変更に伴無線連絡設備（可搬型）は, 想定される重大事故等時において他の系統と切 い，約5分で切り替えられる設計とする。
う修正）
り替えることなく使用できる設計とする。
無線連絡設備（可搬型）は, 重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
衛星電話設備（常設）は，想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
衛星電話設備（常設）は，重大事故等時において他の系統と切り替えることな
衛星電話設備（可搬型）は,想定される重大事故等時において他の系統と切り く使用できる設計とする。
替えることなく使用できる設計とする。
衛星電話設備（可搬型）は,重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

17/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

33

章番号

－

ページ番号

－

－

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤
(技術的能力1.19
資料の変更に伴う修正）削除

図3.19-2 無線連絡設備（常設）の中央制御室待避室側への切り替えタイムチャート＊＊：「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1.19で示すタイムチャート

34

35

3.19.2

3.19.2

添

添

22

また，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 また，重大事故等時には設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構
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，送受話器 成で使用可能な設計とすることにより，送受話器及び電力保安通信用電話設
及び電力保安通信用電話設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

⑤

22無線連絡設備（常設）は，通常時は使用しない系統であり，専用のケーブル及無線連絡設備（常設）は，専用のケーブル及び屋外アンテナを用いることによび屋外アンテナを用いることにより，送受話器及び電力保安通信用電話設備
り，送受話器及び電力保安通信用電話設備から分離された構成とする。
から分離された構成とする。
また，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
また，重大事故等時には設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構
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，送受話器成で使用可能な設計とすることにより，送受話器及び電力保安通信用電話設
及び電力保安通信用電話設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
無線連絡設備（可搬型）は，他の設備と独立して単独で使用可能とし，他の設
無線連絡設備（可搬型）は，他の設備から独立して単独で使用可能とし，他の備に悪影響を及ぼさない設計とする。
設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

⑤

18/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

36

37

38

章番号

3.19.2

3.19.2

3.19.2

ページ番号

添

添

添

22

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

中央制御室内に設置する衛星電話設備（常設）は，想定される重大事故等時 中央制御室に設置する衛星電話設備（常設）は，重大事故等が発生した場
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 合，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使用可能な設計等対処設備として使用することで，送受話器及び電力保安通信用電話設備 とすることにより，送受話器及び電力保安通信用電話設備に対して悪影響をに対して悪影響を及ぼさない設計とする。
及ぼさない設計とする。
また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（常設） また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する衛星電話設備（常設）は，②
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 重大事故等時に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 （免震重要棟の自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，送受話器， 使用可能な設計とすることにより，電力保安通信用電話設備，テレビ会議シス
主化）
電力保安通信用電話設備，テレビ会議システム（社内向），専用電話設備及 テム（社内向），局線加入電話設備及び専用電話設備に対して悪影響を及ぼ⑤
び衛星電話設備（社内向）に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
さない設計とする。
衛星電話設備（可搬型）は，他の設備と独立して単独で使用可能とし，他の設 衛星電話設備（可搬型）は，他の設備から独立して単独で使用可能とし，他の備に悪影響を及ぼさない設計とする。
設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

23

中央制御室内に保管する携帯型音声呼出電話機の設置場所，操作場所をコントロール建屋に保管する携帯型音声呼出電話機の設置場所，操作場所を
表3.19-16に示す。このうち，コントロール建屋地上2階の中央制御室及びコン表3.19-16に示す。このうち，コントロール建屋 地上2階（中央制御室）及びコン
トロール建屋地下1階で操作する携帯型音声呼出電話機は，操作場所の放トロール建屋地下1階で操作する携帯型音声呼出電話機は，操作位置の放射射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
原子炉建屋地下1階で操作する携帯型音声呼出電話機は，原子炉建屋内の原子炉建屋地下1階で操作する携帯型音声呼出電話機は，原子炉区域を除く
原子炉区域外で操作することから，操作場所の放射線量が高くなるおそれが原子炉建屋（二次格納施設外）で操作することから，操作位置の放射線量が少ないため操作が可能である。
高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
原子炉建屋地下３階及び地上1階で操作する携帯型音声呼出電話機は，原原子炉建屋地下３階及び地上1階で操作する携帯型音声呼出電話機は，原子子炉建屋原子炉区域内で操作することから，操作場所の放射線量が高くなる
炉建屋原子炉区域（二次格納施設内）で操作することから，操作位置の放射
おそれがあるが，人が携行して使用する設備であるため，操作する場合は，線量が高くなるおそれがあるが，人が携行して使用する設備であるため，操作
放射線量を確認して，適切な放射線防護の対策を行い，作業安全を確認したする場合は，放射線量を確認して，適切な放射線防護の対策を行い，作業安
上で操作が可能である。また，原子炉建屋内に中継ケーブルを敷設して携帯全を確認した上で操作が可能である。また，原子炉建屋内に中継ケーブルを型音声呼出電話機を使用する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線布設して携帯型音声呼出電話機を使用する場合は，放射線量を確認して，適防護の対策を行い，作業安全を確認した上で操作が可能である。
切な放射線防護の対策を行い，作業安全を確認した上で操作が可能である。
なお，対策を行った上でも操作場所の放射線量が高く通信連絡ができない場
なお，対策を行った上でも操作位置の放射線量が高く通信連絡ができない場
合は，放射線量が高くなるおそれが少ない別の設置場所に移動することによ合は，放射線量が高くなるおそれが少ない別の設置場所に移動することによりり操作が可能である。
操作が可能である。

⑤

23

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する携帯型音声呼出電話機の設置場所，操作場所を表3.19-17に示す。5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
内で操作する携帯型音声呼出電話機は，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。

⑤

5号炉原子炉建屋に保管する携帯型音声呼出電話機の設置場所，操作場所
を表3.19-17に示す。5号炉原子炉建屋に保管する携帯型音声呼出電話機は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置及び操作し，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。

19/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

39

章番号

3.19.2

ページ番号

添

23

40

3.19.2

添

23,24

41

3.19.2添

25

42

3.19.2

添

27

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

無線連絡設備（常設）の設置場所，操作場所を表3.19-18に示す。無線連絡 無線連絡設備（常設）の設置場所，操作場所を表3.19-18に示す。無線連絡設
設備（常設）は，中央制御室（中央制御室待避室含む）及び5号炉原子炉建屋 備（常設）は，コントロール建屋 地上2階（中央制御室及び中央制御室待避室）
内緊急時対策所内に設置及び操作し，操作場所の放射線量が高くなるおそ 及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置及び操作し，操作位置の放射れが少ないため操作が可能である。
線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
無線連絡設備（可搬型）の設置場所，操作場所を表3.19-19に示す。無線連 無線連絡設備（可搬型）の設置場所，操作場所を表3.19-19に示す。無線連絡
絡設備（可搬型）は，屋外で操作し，操作場所の放射線量が高くなるおそれが 設備（可搬型）は，屋外で操作する。操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
少ないため操作が可能である。

衛星電話設備（常設）の設置場所，操作場所を表3.19-20に示す。衛星電話 衛星電話設備（常設）の設置場所，操作場所を表3.19-20に示す。衛星電話設
設備（常設）は，中央制御室（中央制御室待避室含む）及び5号炉原子炉建屋 備（常設）は，コントロール建屋 地上2階（中央制御室及び中央制御室待避室）
内緊急時対策所内に設置及び操作し，操作場所の放射線量が高くなるおそ 及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置及び操作し，操作位置の放射れが少ないため操作が可能である。
線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
衛星電話設備（可搬型）の設置場所，操作場所を表3.19-21に示す。衛星電 衛星電話設備（可搬型）の設置場所，操作場所を表3.19-21に示す。衛星電話
話設備（可搬型）は，屋外で操作し，操作場所の放射線量が高くなるおそれが 設備（可搬型）は，屋外で操作する。操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
少ないため操作が可能である。

変更理由

⑤

⑤

⑤

3.19.2.1.3.2安全パラメータ表示システム（SPDS）に関する設置許可基準規則 3.19.2.1.3.2 必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム
第43条第１項への適合方針（SPDS））に関する設置許可基準規則第43条第１項への適合方針

⑤

20/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

43

44

45

章番号

3.19.2

3.19.2

3.19.2

ページ番号

添

添

添

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

27

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，コントロール 必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））のうち，建屋内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における， データ伝送装置は，コントロール建屋に設置する設備であることから，その機コントロール建屋の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮 能を期待される重大事故等が発生した場合における，コントロール建屋の環することができるよう，表3.19-22に示す設計とする。
境条件及び荷重条件を考慮し，表3.19-20に示す対応とする。
また，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 また，必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））
伝送装置及びSPDS表示装置は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設 のうち，緊急時対策支援システム伝送装置及びSPDS表示装置は，免震重要置する設備であることから，想定される重大事故等時における，5号炉原子炉 棟及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設備であることから，そ建屋内緊急時対策所の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に 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，免震重要棟及び5発揮することができるよう，表3.19-23に示す設計とする。
号炉原子炉建屋内緊急時対策所のそれぞれの環境条件及び荷重条件を考慮し，表3.19-21に示す対応とする。

⑤

29

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 必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））のうち，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 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，通常は操作を行計とする。
わずに常時伝送が可能であり，通常，操作を行う必要がない設計とする。
また，安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちSPDS表示装置は，電源，通 また，必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））の信ケーブルは接続されており，各パラメータを監視するにあたり，運転員及び うち，SPDS表示装置は，電源，通信ケーブルは接続されており，各パラメータ
緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。想定され を監視するにあたり，運転員及び復旧班員の操作性を考慮して十分な操作空る重大事故等が発生した場合において，設置場所である5号炉原子炉建屋内 間を確保する。重大事故等が発生した場合において，設置場所である免震重緊急時対策所において，一般のコンピュータと同様に電源スイッチを入れ（ス 要棟及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所において，一般のコンピュータとイッチ操作），操作（スイッチ操作）することにより，確実に各パラメータを監視 同様に電源スイッチを入れ（スイッチ操作），操作（スイッチ操作）することによすることが可能な設計とする。
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。

⑤

30

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））は，表
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，表3.19-25に示すように発電用原子 3.19-25に示すように運転中又は停止中に外観検査及び機能・性能試験が可炉の運転中又は停止中に機能・性能試験として，機能（データの表示及び伝 能な設計とする。
送）の確認が可能な設計とする。また，外観検査として，外観の確認が可能な 必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））は，発電設計とする。
用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験として，機能（データの表示
及び伝送）の確認が可能な設計とする。

⑤

21/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

46

3.19.2添

30

47

3.19.2

添

31

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， 必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））は, 本来他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
の用途以外の用途として使用するための切替えが不要な設計とする。

⑤

48

3.19.2

添

32

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， 必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））は，重大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 事故等が発生した場合，通常時の系統構成を変更することなく，設計基準対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
象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用可能な設計とすることにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

⑤

32(ⅰ) 要求事項(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 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復旧
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 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 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のであること。
と。

⑤

49

3.19.2

添変更後

3.19.2

添

32

変更理由

⑤

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
50

変更前(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））のうち，
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち操作が必要であるSPDS表示装置操作が必要であるSPDS表示装置の設置場所，操作場所を表3.19-24に示す。
の設置場所，操作場所を表3.19-26に示す。SPDS表示装置は，5号炉原子炉
SPDS表示装置は，免震重要棟及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置
建屋内緊急時対策所内に設置及び操作し，操作場所の放射線量が高くなる
及び操作し，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能
おそれが少ないため操作が可能である。
である。

⑤

22/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

51

52

53

章番号

3.19.2

3.19.2

3.19.2

ページ番号

添

添

添

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

33

また，重大事故等時，対応する送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できない状況において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信
また，想定される重大事故等時，対応する送受話器及び電力保安通信用電 連絡を行うために必要な台数を設置する設計とする。
話設備が使用できない状況において，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所と 無線連絡設備（常設）の設置台数は，重大事故等時，送受話器及び電力保安
屋外の操作・作業に係る必要な連絡を行うために使用する場合，有効性評価 通信用電話設備が使用できない状況において，5号炉原子炉建屋内緊急時対における各重大事故シーケンスで使用する場合の必要な台数を設置する設 策所と屋外の操作・作業に係る必要な連絡を行うために使用する場合，有効計とする。
性評価における各重大事故シーケンスで使用する場合の必要な台数に加え，保守点検又は故障時のバックアップ用として，自主的に十分に余裕のある個数を保管する設計とする。

33

また，重大事故等が発生した場合であって，対応する送受話器及び電力保安
また，想定される重大事故等時，発電所内の通信連絡をする台数として，対 通信用電話設備が使用できない状況において，発電所内の通信連絡をする
応する送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できない状況におい 必要のある場所と通信連絡を行うために必要な台数を設置する設計とする。
て，中央制御室と5号炉原子炉建屋内緊急時対策所との操作・作業に係る必 発電所内の通信連絡をする台数として，中央制御室と免震重要棟又は5号炉
要な連絡を行うために必要な台数を設置する設計とする。
原子炉建屋内緊急時対策所との操作・作業に係る必要な連絡を行うために使②
また，想定される重大事故等時，発電所外の通信連絡をする台数として，対 用する必要な台数に加え，保守点検又は故障時のバックアップ用として，自主 （免震重要棟の自応する衛星電話設備（社内向）及び専用電話設備が使用できない状況にお 的に十分に余裕のある個数を保管する設計とする。
主化）
いて，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備を含めて，5号炉原 また，発電所外との通信連絡については，統合原子力防災ネットワークを用い⑤
子炉建屋内緊急時対策所内に必要な台数，有効性評価における各重大事故 た通信連絡設備を含めて，免震重要棟及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策
シーケンスで使用する場合の必要な台数を設置する設計とする。
所に必要な台数，有効性評価における各重大事故シーケンスで使用する必要な台数に加え，保守点検又は故障時のバックアップ用として，自主的に十分に余裕のある個数を保管する設計とする。

34

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する無線連絡設備（常設）は，号 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する無線連絡設備（常設）は，号炉
炉の区分けなく通信連絡することで，必要な情報（相互のプラント状況，運転 の区分けなく通信連絡することで，必要な情報（相互のプラント状況，運転員
員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。） の対応状況等）を共有し，それらを考慮した事故対応を含む総合的な管理及を行うことができ，安全性の向上が図れることから，6号及び7号炉で共用する び対応を行うことにより安全性の向上が図れることから，6号及び7号炉で共有設計とする。
する設計とする。
また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する無線連絡設備（常設） また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する無線連絡設備（常設）は，は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6号及び7号炉に必要な容量を確保 共用することによって悪影響を及ぼさないよう，6号及び7号炉各々に必要な容するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計とする。
量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計とする。
なお，中央制御室内に設置する無線連絡設備（常設）は，二以上の発電用原 なお，中央制御室に設置する無線連絡設備（常設）は，二以上の発電用原子子炉施設において共用しない設計とする。
炉施設において共用しない設計とする。

⑤

⑤

23/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

54

55

章番号

3.19.2

3.19.2

ページ番号

添

添

34

35

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（常設）は，号 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する衛星電話設備（常設）は，号炉
炉の区分けなく通信連絡することで，必要な情報（相互のプラント状況，運転 の区分けなく通信連絡することで，必要な情報（相互のプラント状況，運転員
員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。） の対応状況等）を共有し，それらを考慮した事故対応を含む総合的な管理及を行うことができ，安全性の向上が図れることから，6号及び7号炉で共用する び対応を行うことにより安全性の向上が図れることから，6号及び7号炉で共有設計とする。
する設計とする。
また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（常設） また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する衛星電話設備（常設）は，は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6号及び7号炉に必要な容量を確保 共用することによって悪影響を及ぼさないよう，6号及び7号炉の各々に必要なするとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計とする。
容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計とする。
なお，中央制御室内に設置する衛星電話設備（常設）は，二以上の発電用原 中央制御室に設置する衛星電話設備（常設）は，二以上の発電用原子炉施設
子炉施設において共用しない設計とする。
において共用しない設計とする。

常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備に該当する無線連絡設
常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備に該当する無線連絡設 備（常設）は，共通要因によって，同様の機能を持つ送受話器及び電力保安
備（常設）の電源は，同様の機能を持つ送受話器及び電力保安通信用電話 通信用電話設備と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，コントロー
設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，第一ガスタービン発 ル建屋地上2階，5号炉原子炉建屋地上3階に設置し，表3.19-27で示すとお電機，電源車及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から り，対応する送受話器及び電力保安通信用電話設備と多様性及び位置的分の給電により使用することで，表3.19-27で示すとおり，非常用ディーゼル発 散を図る設計とする。
電機及び充電器（蓄電池）からの給電により使用する送受話器及び電力保安 駆動電源については，代替電源設備である第一ガスタービン発電機及び5号
通信用電話設備に対して多様性を有する設計とする。また，無線連絡設備
炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から給電できる設計とする（常設）は，中央制御室及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する ことで，送受話器及び電力保安通信用電話設備の電源である非常用ディーゼ
ことで，表3.19-27で示すとおり，送受話器及び電力保安通信用電話設備と共 ル発電機又は充電器（蓄電池）に対して多様性を確保することにより，共通要
通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。 因によって，同時に機能を喪失しない設計とする。
主要設備の設置場所については，外部からの衝撃による損傷の防止が図ら 主要設備の設置場所については，自然現象（地震,津波,及び風（台風）,竜巻,れたコントロール建屋地上2階及び5号炉原子炉建屋地上3階に設置し，送受 積雪,低温,落雷,火山の影響,森林火災）及び外部人為事象（近隣工場などの火話器及び電力保安通信用電話設備の主要設備はコントロール建屋地下2
災・爆発,有毒ガス）の影響に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図ら
階，5号炉原子炉建屋地上3階，廃棄物処理建屋地下1階（6号炉）及び地上1 れたコントロール建屋地上2階，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置し，階（7号炉）に設置することにより位置的分散を図り，共通要因によって,同時 送受話器及び電力保安通信用電話設備の主要設備はコントロール建屋地下2に機能を喪失しない設計とする。
階，廃棄物処理建屋地下1階（6号炉）及び1階（7号炉）に設置することにより位無線連絡設備（常設）の独立性については，表3.19-28で示すとおり，地震， 置的分散を図り，共通要因によって，同時に機能を喪失しない設計とする。
津波，火災及び溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確 無線連絡設備（常設）の独立性については，表3.19-28で示すとおり，地震，津保する設計とする。
波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。

変更理由

⑤

⑤

24/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

56

章番号

3.19.2

ページ番号

添

36

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない常設重大事故等対処設備に該当する衛星電話設備（常設）は，自然現象（地震,津波,及び風（台風）,竜重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない常設重大事故等対処設
巻,積雪,低温,落雷,火山の影響,森林火災）及び外部人為事象（近隣工場など備に該当する衛星電話設備（常設）は，外部からの衝撃による損傷の防止がの火災・爆発,有毒ガス）の影響に対して，外部からの衝撃による損傷の防止図られた中央制御室及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する。
が図られたコントロール建屋，免震重要棟及び5号炉原子炉建屋内緊急時対②
また，共通要因によって，同様の機能を持つ送受話器，電力保安通信用電話
策所に設置する。
（免震重要棟の自設備，テレビ会議システム（社内向），専用電話設備及び衛星電話設備（社内また，共通要因によって，同様の機能を持つ送受話器，電力保安通信用電話
主化）向）と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，コントロール建屋地上
設備，テレビ会議システム（社内向），局線加入電話設備及び専用電話設備と⑤2階，5号炉原子炉建屋地上3階に設置し，表3.19-29，表3.19-30及び表3.19同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，コントロール建屋地上2階，31で示すとおり，多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする。
免震重要棟地上1階及び2階，5号炉原子炉建屋地上3階に設置し，表3.1927，表3.19-28及び表3.19-29で示すとおり，多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする。

25/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

57

章番号

3.19.2

ページ番号

添

37

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由②（電源設計の進捗
による）

26/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

58

3.19.2

添

38

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

27/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

59

3.19.2

添

40

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由②（電源設計の進捗
による）

28/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

60

3.19.2

添

41

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

29/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

61

3.19.2

添

42

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

-

⑤

30/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

62

3.19.2

添

43

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由②（免震重要棟の自
主化）

31/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

63

3.19.2添

44

64

3.19.2添

45

65

3.19.2

添

45

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤

3.19.2.1.4.2 安全パラメータ表示システム（SPDS）に関する設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

3.19.2.1.4.2 必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））に関する設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））は，設計
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必要となる
基準対象施設として必要となるデータ量を伝送及び表示を可能な設計とする。
データ量を伝送することができる設計とする。
また，重大事故時，発電所内の必要のある場所に必要なデータ量を伝送及びまた，想定される重大事故等時において，発電所内の通信連絡をする必要の表示が可能な設計とする。
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。
必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））のうち
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちSPDS表示装置は，5号炉原子炉
SPDS表示装置は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に1セットを設置し，保建屋内緊急時対策所内に一式を設置し，故障時及び保守点検時のバック守点検又は故障時のバックアップ用として，自主的に１セットを保管する設計とアップ用として，自主的に一式を保管する設計とする。
する。

⑤

⑤

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

66

67

章番号

3.19.2

3.19.2

ページ番号

添

添

46

47

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））は，号炉
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，号炉の区分けなく通信連絡すること の区分けなく通信連絡することで，必要な情報（相互のプラント状況，運転員
で，必要な情報（相互のプラント状況，運転員の対応状況等）を共有・考慮し の対応状況等）を共有し，それらを考慮した事故対応を含む総合的な管理及ながら，総合的な管理（事故処置を含む。）を行うことができ，安全性の向上 び対応を行うことにより安全性の向上が図れることから，6号及び7号炉で共有が図れることから，6号及び7号炉で共用する設計とする。
する設計とする。
また，安全パラメータ表示システム（SPDS）は，共用により悪影響を及ぼさな また，必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））
いよう，6号及び7号炉に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通 は，共用することによって悪影響を及ぼさないよう，6号及び7号炉の各々に必信連絡が可能な設計とする。
要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計とする。
重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない常設重大事故等対処設
備に該当する安全パラメータ表示システム（SPDS）は，外部からの衝撃によ 重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない常設重大事故等対処設備
る損傷の防止が図られたコントロール建屋及び5号炉原子炉建屋内緊急時対 に該当する必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム
策所内に設置する。
（SPDS））は，自然現象（地震,津波,及び風（台風）,竜巻,積雪,低温,落雷,火山のまた，共通要因によって，その機能が損なわれるおそれがないよう，表3.19- 影響,森林火災）及び外部人為事象（近隣工場などの火災・爆発,有毒ガス）の
32及び表3.19-33に示すとおり，多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とす 影響に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られたコントロール建屋る。
及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する。

変更理由

⑤

⑤

33/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

68

3.19.2

添

48

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由②（電源設計の進捗
による）
⑤

34/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

69

3.19.2添

70

3.19.2

添変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

49

50

変更理由

⑤

可搬設備である携帯型音声呼出電話機は，想定される重大事故等時，送受 可搬設備である携帯型音声呼出電話機は，重大事故等が発生した場合で話器及び電力保安通信用電話設備が使用できない状況において，発電所内 あって，送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できない状況においの建屋内で必要な通信連絡を行うために必要な台数を保管する設計とする。 て，建屋内で必要な通信連絡を行うために必要な台数を保管する設計とする。
中央制御室内に保管する携帯型音声呼出電話機は，有効性評価における各 コントロール建屋に保管する携帯型音声呼出電話機の保管台数は，有効性評
重大事故シーケンスで使用する場合の必要な台数と故障時及び保守点検時 価における各重大事故シーケンスで使用する必要な台数に加え，保守点検又のバックアップ用を加え，一式を保管する設計とする。
は故障時のバックアップ用として，自主的に１台を保管する設計とする。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する携帯型音声呼出電話機は， 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に保管する携帯型音声呼出電話機は，5号
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対策本部と待機場所間の通信連絡に必 炉原子炉建屋内緊急時対策所の対策本部と待機場所間の通信連絡に必要要な台数と故障時及び保守点検時のバックアップ用を加え，一式を保管する な台数に加え，保守点検又は故障時のバックアップ用として，自主的に１台を設計とする保管する設計とする。

⑤

35/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

71

72

章番号

3.19.2

3.19.2

ページ番号

添

添

50

50

73

3.19.2添

51

74

3.19.2

添

52

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

無線連絡設備（可搬型）は，重大事故等が発生し，送受話器及び電力保安通
信用電話設備が使用できない状況において，発電所内で必要な通信連絡を
無線連絡設備（可搬型）は，想定される重大事故等時，送受話器及び電力保 行うために必要な台数を保管する設計とする。
安通信用電話設備が使用できない状況において，屋外と5号炉原子炉建屋 無線連絡設備（可搬型）の保管台数は，重大事故等が発生し，送受話器及び内緊急時対策所の操作・作業に係る必要な連絡を行うために使用する場合， 電力保安通信用電話設備が使用できない状況において，屋外と5号炉原子炉
有効性評価における各重大事故シーケンスで使用する場合の必要な台数と 建屋内緊急時対策所との操作・作業に係る必要な連絡を行うために使用する
故障時及び保守点検時のバックアップ用を加え，一式を保管する設計とす場合，有効性評価における各重大事故シーケンスで使用する場合の必要な台る。
数に加え，保守点検又は故障時のバックアップ用として，自主的に１台を保管する設計とする。

変更理由⑤

衛星電話設備（可搬型）は，想定される重大事故等時，送受話器，電力保安 衛星電話設備（可搬型）は，重大事故等が発生し，送受話器，電力保安通信
通信用電話設備，テレビ会議システム（社内向），専用電話設備及び衛星電 用電話設備，テレビ会議システム（社内向），局線加入電話設備及び専用電話②
話設備（社内向）が使用できない状況において，発電所内及び発電所外の通 設備が使用できない状況において，発電所内及び発電所外の必要な通信連（免震重要棟の自信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な台数と故障時 絡を行うために必要な台数を保管する設計とする。
主化）
及び保守点検時のバックアップ用を加え，一式を保管する設計とする。
衛星電話設備（可搬型）の保管台数は，必要な台数に加え，保守点検又は故⑤
障時のバックアップ用として，自主的に１台を保管する設計とする。

可搬設備である携帯型音声呼出電話機を接続するためのケーブルは，原子
携帯型音声呼出電話設備は，端末である携帯型音声呼出電話機と中継用 炉建屋及び5号炉原子炉建屋高気密室内に設置する専用接続箱内の接続端
ケーブルドラム及び専用接続箱内の端子の接続を簡便な端子接続とし，接続 子と規格を統一するとともに，専用接続箱との接続については，特殊な工具，規格を統一することにより，使用場所において確実に接続できる設計とする。 及び技量は必要とせず簡便な端子接続により，容易かつ確実に接続が可能
また，乾電池等の交換も含め容易に操作ができるとともに，通信連絡をする な設計とする。また，6号及び7号炉が相互に使用することができるよう，携帯必要のある場所と確実に通信連絡ができる設計とする。
型音声呼出電話機及びケーブルは，6号及び7号炉の各々に設置する専用接携帯型音声呼出電話機と専用接続箱との接続については，必要に応じて敷 続箱内の接続端子と接続が可能な設計とする。
設する中継用ケーブルドラムを使用することを可能な設計とし，専用接続箱と 携帯型音声呼出電話機と専用接続箱との接続については，必要に応じて布設の接続と同様，確実及び簡便な接続が可能な設計とする。
する中継用ケーブルドラムを使用することを可能な設計とし，専用接続箱との接続と同様、確実及び簡便な接続が可能な設計とする。

可搬設備である携帯型音声呼出電話機は，原子炉建屋の外から水又は電力 可搬設備である携帯型音声呼出電話機は，建屋の外から水又は電力を供給を供給する設備ではなく，中央制御室と建屋内の必要のある場所との間で必 するための設備ではなく，中央制御室と建屋内の必要のある場所との間で必要な通信連絡を行うことを目的として設置する。
要な通信連絡を行うことを目的として設置する設計とする。

⑤

⑤

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

コントロール建屋に保管する携帯型音声呼出電話機の設置場所，操作場所の中央制御室内に保管する携帯型音声呼出電話機の設置場所，操作場所のう うち，コントロール建屋 地上2階（中央制御室）及びコントロール建屋地下1階
ち，コントロール建屋地上2階の中央制御室及びコントロール建屋地下1階で で設置，操作する携帯型音声呼出電話機は，操作位置の放射線量が高くなる操作する携帯型音声呼出電話機は，操作場所の放射線量が高くなるおそれ おそれが少ないため操作が可能である。
が少ないため操作が可能である。
原子炉建屋地下1階で設置，操作する携帯型音声呼出電話機は，原子炉区域
原子炉建屋地下1階で操作する携帯型音声呼出電話機は，原子炉建屋内の を除く原子炉建屋（二次格納施設外）で操作することから，操作位置の放射線
原子炉区域外で操作することから，操作場所の放射線量が高くなるおそれが 量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
少ないため操作が可能である。
原子炉建屋地下３階及び地上1階で設置，操作する携帯型音声呼出電話機
原子炉建屋地下３階及び地上1階で操作する携帯型音声呼出電話機は，原 は，原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設内）で操作することから，操作位置
子炉建屋原子炉区域内で操作することから，操作場所の放射線量が高くなる の放射線量が高くなるおそれがあるが，人が携行して使用する設備であるた
おそれがあるが，人が携行して使用する設備であるため，操作する場合は， め，操作する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線防護の対策を行
放射線量を確認して，適切な放射線防護の対策を行い，作業安全を確認した い，作業安全を確認した上で操作が可能である。また，原子炉建屋内に中継上で操作が可能である。また，原子炉建屋内に中継ケーブルを敷設して携帯 ケーブルを布設して携帯型音声呼出電話機を使用する場合は，放射線量を確型音声呼出電話機を使用する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線 認して，適切な放射線防護の対策を行い，作業安全を確認した上で操作が可防護の対策を行い，作業安全を確認した上で操作が可能である。
能である。
なお，対策を行った上でも操作場所の放射線量が高く通信連絡ができない場 なお，対策を行った上でも操作位置の放射線量が高く操作ができない場合，合，放射線量が高くなるおそれが少ない別の設置場所に移動することにより 放射線量が高くなるおそれが少ない別の設置場所に移動することにより操作操作が可能である。
が可能である。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する携帯型音声呼出電話機は， 5号炉原子炉建屋に保管する携帯型音声呼出電話機の設置場所，操作場所
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置及び操作し，操作場所の放射線 を表3.19-17に示す。5号炉原子炉建屋に保管する携帯型音声呼出電話機は，量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置及び操作し，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。

変更理由

75

3.19.2添

53

76

3.19.2添53

無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備（可搬型）は，屋外で操作し，操作 無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備（可搬型）は，放射線量が高くなる
場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
おそれが少ない場所である屋外で操作可能な設計とする。

⑤

54

携帯型音声呼出電話設備は,地震，津波その他の自然現象又は故意による 携帯型音声呼出電話設備は,地震，津波その他の自然現象又は故意による大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 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及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，外部からの衝撃に び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，外部からの衝撃によよる損傷の防止が図られた中央制御室及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策 る損傷の防止が図られたコントロール建屋内及び5号炉原子炉建屋内緊急時
所内に保管し，送受話器，電力保安通信用電話設備，無線連絡設備（常設） 対策所に保管し，送受話器，電力保安通信用電話設備及び無線連絡設備（常及び衛星電話設備（常設）と位置的分散を図る設計とする。
設）と位置的分散を図る設計とする。

⑤

773.19.2

添

⑤

37/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

78

79

章番号

3.19.2

3.19.2

ページ番号

添

添

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

54

無線連絡設備（可搬型）は,地震，津波その他の自然現象又は故意による大 無線連絡設備（可搬型）は,地震，津波その他の自然現象又は故意による大型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 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び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し,外部からの衝撃による 重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し,外部からの衝撃による損損傷の防止が図られた5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，送受 傷の防止が図られた5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に保管し，送受話器，話器，電力保安通信用電話設備，無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備 電力保安通信用電話設備及び無線連絡設備（常設）と位置的分散を図る設計（常設）と位置的分散を図る設計とする。
とする。

⑤

54

衛星電話設備（可搬型）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及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，送受話器，電力保安通信用電話設備，テレビ会議システム（社内向），専用電
話設備，衛星電話設備（社内向），無線連絡設備（常設），衛星電話設備（常設）及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備と位置的分散を図る設計とする。

⑤

衛星電話設備（可搬型）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及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に保管するとともに，送受話器，電力保安通信用電話設備と位置的分散を図る設計とする。

携帯型音声呼出電話設備は，中央制御室及び5号炉原子炉建屋内緊急時対 携帯型音声呼出電話設備は，コントロール建屋中央制御室内及び5号炉原子策所内に保管し,人が運搬及び携行し，建屋内で使用することが可能な設計 炉建屋内緊急時対策所に保管し,人が運搬及び携行し，建屋内で使用することとする。
が可能な設計とする。
80

3.19.2添55⑤
無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備（可搬型）は，5号炉原子炉建屋内 無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備（可搬型）は，5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所内に保管し, 人が運搬及び携行し，屋外で使用することが可能 緊急時対策所に保管し, 人が運搬及び携行し，屋外で使用することが可能なな設計とする。
設計とする。

38/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

81

82

章番号

3.19.2

3.19.2

ページ番号

添

添

56

56

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

可搬型重大事故等対処設備に該当する携帯型音声呼出電話設備は，共通要
可搬型重大事故等対処設備に該当する携帯型音声呼出電話設備の電源因によって，同様の機能を持つ送受話器及び電力保安通信用電話設備と同は，同様の機能を持つ送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因に時にその機能が損なわれるおそれがないよう，コントロール建屋地上2階に保よって同時に機能を損なわないよう，乾電池等を使用することで，表3.19-34
管し，表3.19-34で示すとおり，対応する送受話器及び電力保安通信用電話設
で示すとおり，非常用ディーゼル発電機又は充電器（蓄電池）からの給電によ
備と多様性及び位置的分散を図る設計とする。
り使用する送受話器及び電力保安通信用電話設備に対して多様性を有する駆動電源については，代替電源設備として乾電池を使用することで，送受話設計とする。また，携帯型音声呼出電話設備は，中央制御室及び5号炉原子器及び電力保安通信用電話設備の電源である非常用ディーゼル発電機又は炉建屋内緊急時対策所内に保管することで，表3.19-34で示すとおり，送受話
充電器（蓄電池）に対して多様性を確保することにより，共通要因によって，同器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわな時に機能を喪失しない設計とする。
いよう位置的分散を図る設計とする。
主要設備の設置場所については，自然現象（地震,津波,及び風（台風）,竜巻,
主要設備の設置場所については，外部からの衝撃による損傷の防止が図ら
積雪,低温,落雷,火山の影響,森林火災）及び外部人為事象（近隣工場などの火れたコントロール建屋地上2階，5号炉原子炉建屋地上3階に保管し，送受話
災・爆発,有毒ガス）の影響に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図ら
器及び電力保安通信用電話設備の主要設備はコントロール建屋地下2階，5れたコントロール建屋地上2階に保管し，送受話器及び電力保安通信用電話
号炉原子炉建屋地上3階，廃棄物処理建屋地下1階（6号炉）及び地上1階（7設備の主要設備はコントロール建屋地下2階，廃棄物処理建屋地下1階（6号号炉）に設置することにより位置的分散を図り，共通要因によって，同時に機炉）及び1階（7号炉）に設置することにより位置的分散を図り，共通要因によっ能を喪失しない設計とする。
て，同時に機能を喪失しない設計とする。

無線連絡設備（可搬型）は，共通要因によって，同様の機能を持つ送受話器
及び電力保安通信用電話設備と同時にその機能が損なわれるおそれがない
無線連絡設備（可搬型）の電源は，同様の機能を持つ送受話器及び電力保よう，5号炉原子炉建屋地上3階に保管し，表3.19-36で示すとおり，対応する
安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，充電式
送受話器及び電力保安通信用電話設備と多様性及び位置的分散を図る設計
電池を使用することで，表3.19-36で示すとおり非常用ディーゼル発電機又はとする。
充電器（蓄電池）からの給電により使用する送受話器及び電力保安通信用電
駆動電源については，代替電源設備として充電式電池を使用することで，送話設備に対して多様性を有する設計とする。また，無線連絡設備（可搬型）
受話器及び電力保安通信用電話設備の電源である非常用ディーゼル発電機
は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管することで，表3.19-36で示す又は充電器（蓄電池）に対して多様性を確保することにより，共通要因によっとおり送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機て，同時に機能を喪失しない設計とする。
能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
主要設備の設置場所については，自然現象（地震,津波,及び風（台風）,竜巻,
主要設備の設置場所については，外部からの衝撃による損傷の防止が図ら
積雪,低温,落雷,火山の影響,森林火災）及び外部人為事象（近隣工場などの火れた5号炉原子炉建屋地上3階に保管し，送受話器及び電力保安通信用電
災・爆発,有毒ガス）の影響に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図ら
話設備の主要設備はコントロール建屋地下2階，5号炉原子炉建屋地上3階，れた5号炉原子炉建屋地上3階に保管し，送受話器及び電力保安通信用電話
廃棄物処理建屋地下1階（6号炉）及び地上1階（7号炉）に設置することにより設備の主要設備はコントロール建屋地下2階，廃棄物処理建屋地下1階（6号
位置的分散を図り，共通要因によって，同時に機能を喪失しない設計とする。
炉）及び地上1階（7号炉）に設置することにより位置的分散を図り，共通要因によって，同時に機能を喪失しない設計とする。

変更理由

⑤

⑤

39/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

83

章番号

3.19.2

ページ番号

添

57

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない可搬型重大事故等対処設
重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない可搬型重大事故等対処 備に該当する衛星電話設備（可搬型）は，共通要因によって，同様の機能を持設備に該当する衛星電話設備（可搬型）は，共通要因によって，同様の機能 つ送受話器，電力保安通信用電話設備，テレビ会議システム（社内向），局線を持つ送受話器，電力保安通信用電話設備，テレビ会議システム（社内向）， 加入電話設備及び専用電話設備と同時にその機能が損なわれるおそれがな②
専用電話設備及び衛星電話設備（社内向）と同時にその機能が損なわれる いよう，自然現象（地震,津波,及び風（台風）,竜巻,積雪,低温,落雷,火山の影響, （免震重要棟の自おそれがないよう，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた5号炉原子 森林火災）及び外部人為事象（近隣工場などの火災・爆発,有毒ガス）の影響
主化）
炉建屋地上3階に保管し，表3.19-38，表3.19-39及び表3.19-40で示すとおり， に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた5号炉原子炉建屋地
多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする。
上3階に保管し，表3.19-38，表3.19-39及び表3.19-40で示すとおり，多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする。

40/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

84

3.19.2

添

59

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

41/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

85

3.19.2

添

63

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由②（免震重要棟の自
主化）

42/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

86

章番号

3.19.2

ページ番号

添

65

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

通信連絡設備（発電所外）は，想定される重大事故等時において，発電所外通信連絡設備（発電所外）は，重大事故等が発生した場合において，発電所の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うことを目的として設置す
外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うことを目的として設置るものである。
するものである。
通信連絡設備（発電所外）は，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワー
通信連絡設備（発電所外）は，衛星電話設備，統合原子力防災ネットワークをクを用いた通信連絡設備により構成する。
用いた通信連絡設備により構成する。
データ伝送設備は，想定される重大事故等時において，発電所内から発電所
データ伝送設備は，重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電
外の緊急時対策支援システム（ERSS）等へ必要なデータを伝送することを目
所外の緊急時対策支援システム（ERSS）等へ必要なデータを伝送することを的として設置するものである。
目的として設置するものである。

変更理由

⑤

43/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

87

3.19.2添

88

3.19.2

添変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

66

66

変更理由

⑤

電源設備のうち，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料補給設備については「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）」で示す。また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可 電源設備については「3.18緊急時対策所（設置許可基準規則第61条に対する搬型電源設備，可搬ケーブル，負荷変圧器及び交流分電盤については「3.18 設計方針を示す章）」で示す。
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）」で示
す。

⑤

44/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

89

90

91

章番号

3.19.2

3.19.2

3.19.2

ページ番号

添

添

添

67

68

69

変更後

変更前

(2) 衛星電話設備
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室(2) 衛星電話設備
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所

設備名：衛星電話設備（常設）
使用回線 ：衛星系回線
個数：１式
取付箇所 ：コントロール建屋地上2階（中央制御室）

設備名：衛星電話設備（常設）
使用回線 ：衛星系回線
個数：１式
取付箇所 ：コントロール建屋地上2階（中央制御室）(4) データ伝送設備(4) データ伝送設備
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所

設備名：緊急時対策支援システム伝送装置
使用回線 ：有線系回線，衛星系回線個数：１式（6号及び7号炉共用）
取付箇所 ：5号炉原子炉建屋地上3階（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所）③評価進捗による変更・修正

設備名：緊急時対策支援システム伝送装置
使用回線 ：有線系回線，衛星系回線個数：１式（6号及び7号炉共用）
取付箇所 ：5号炉原子炉建屋地上3階（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，5号炉原子炉建屋内
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時に緊急時対策所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
おける5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の環境条件及び荷重条件を考慮
故等が発生した場合における5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の環境条件
し，その機能を有効に発揮することができるよう，表3.19-42に示す設計とす
及び荷重条件を考慮し，表3.19-42に示す対応とする。
る。

変更理由

⑤

⑤
(61条緊急時対策
所の変更に伴う
修正）

⑤

45/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

92

3.19.2

添

70

93

3.19.2添

70

94

3.19.2

添

71

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備のうちテレビ会議システ
ムは，通信連絡を行うための操作をするにあたり，緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，想定される重大事故等時において，設置場所である5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内において，電源ス 統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備のうちテレビ会議システム
イッチを入れ（スイッチ操作），操作端末を操作（スイッチ操作）することにより， は，重大事故等が発生した場合，設置場所である5号炉原子炉建屋内緊急時
通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。
対策所において，電源スイッチを入れ（スイッチ操作），操作端末を操作（スイッ統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備のうちIP-電話機は，通 チ操作）することにより，通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が信連絡を行うための操作をするにあたり，緊急時対策要員の操作性を考慮し 可能な設計とする。
て十分な操作空間を確保する。また，想定される重大事故等時において，設 統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備のうちＩＰ－電話機は，一置場所である5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内において，一般の電話機 般の電話機と同様の操作（スイッチ操作）をすることにより，通信連絡をする必と同様の操作（スイッチ操作）をすることにより，通信連絡をする必要のある場 要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。
所と確実に通信連絡が可能な設計とする。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備のうちＩＰ－ＦＡＸは，電源統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備のうちIP-FAXは，通信連 スイッチを入れ（スイッチ操作），一般のＦＡＸと同様の操作（スイッチ操作）をす絡を行うための操作をするにあたり，緊急時対策要員の操作性を考慮して十 ることにより，通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設
分な操作空間を確保する。また，想定される重大事故等時において，設置場 計とする。
所である5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内において，電源スイッチを入れ（スイッチ操作），一般のFAXと同様の操作（スイッチ操作）をすることにより，通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。

変更理由

⑤

⑤

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，表3.19-44に示すよう
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，表3.19-44に示すよう に運転中又は停止中に外観検査及び機能・性能試験が可能な設計とする。
に発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験として，通話通信の 統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，発電用原子炉の運転確認が可能な設計とする。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計 中又は停止中に機能・性能試験として，通話通信の確認が可能な設計とすとする。
る。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計とする。

⑤

46/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

95

3.19.2添

96

97

3.19.2

3.19.2

添

添

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

72

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，重大事故等時におい統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，想定される重大事故て他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

73

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，想定される重大事故 統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，重大事故等が発生し等時において，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 た場合，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使用可能な②
事故等対処設備として使用することで，テレビ会議システム（社内向），専用 設計とすることにより，電力保安通信用電話設備，テレビ会議システム（社内 （免震重要棟の自電話設備及び衛星電話設備（社内向）に対して悪影響を及ぼさない設計とす 向），局線加入電話設備及び専用電話設備に対して悪影響を及ぼさない設計
主化）
る。 (62-4-6～8)とする。 (62-4-9)74(ⅰ) 要求事項(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 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復旧
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 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 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のであること。
と。

98

3.19.2

添74

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備の設置場所，操作場所 統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備の設置場所，操作場所をを表3.19-45に示す。統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は， 表3.19-45に示す。統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，55号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置及び操作し，操作場所の放射線 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置及び操作し，操作位置の放射線量が量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
高くなるおそれが少ないため操作が可能である。

99

3.19.2

添75

データ伝送設備は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表3.19-46に示す設計とする。

データ伝送設備は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所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，5号炉
原子炉建屋内緊急時対策所の環境条件及び荷重条件を考慮し，表3.19-46に示す対応とする。

⑤

⑤

⑤

⑤

47/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

100

3.19.2

添

75

101

3.19.2

添76

データ伝送設備は，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。

データ伝送設備は，通常は操作を行わずに常時伝送が可能であり，通常，操作を行う必要がない設計とする。

⑤

⑤

⑤

変更後

変更前

変更理由

⑤

102

3.19.2

添77

データ伝送設備は，表3.19-47に示すように運転中又は停止中に外観検査及データ伝送設備は，表3.19-47に示すように発電用原子炉の運転中又は停止 び機能・性能試験が可能な設計とする。
中に機能・性能試験として，機能（データの伝送）の確認が可能な設計とす
データ伝送設備は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験としる。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計とする。
て，機能（データの伝送）の確認が可能な設計とする。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計とする。

103

3.19.2

添

78

データ伝送設備は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替え データ伝送設備は，重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用ることなく使用できる設計とする。
できる設計とする。

48/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

104

3.19.2

添

105

106

107

3.19.2

3.19.2

3.19.2

添

添

添

79

79

80

81

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

データ伝送設備は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設と データ伝送設備は，重大事故等が発生した場合，通常時の系統構成を変更す
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 ることなく，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使用可能
で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
な設計とすることにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

(ⅰ) 要求事項(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 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復旧
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 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 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のであること。
と。

変更理由

⑤

⑤

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，設計基準対象施設として必要となる台数を設置する設計とする。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，設計基準対象施設と また，重大事故等が発生し，電力保安通信用電話設備，テレビ会議システム
して必要となる台数を設置する設計とする。
（社内向），局線加入電話設備及び専用電話設備が使用できない状況においまた，想定される重大事故等時，テレビ会議システム（社内向），専用電話設 て，発電所外との必要な通信連絡を行うために必要な台数を保管する設計と②
備及び衛星電話設備（社内向）が使用できない状況において，衛星電話設備 する。
（免震重要棟の自（常設）を含めて，発電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を 統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備の設置台数は，衛星電話
主化）行うために必要な台数を設置する設計とする。
設備（常設）を含めて，発電所外と通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために使用する必要な台数に加え，保守点検又は故障時のバックアップ用として，自主的に十分に余裕のある個数を保管する設計とする。

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する統合原子力防災ネットワー 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する統合原子力防災ネットワークをクを用いた通信連絡設備は，号炉の区分けなく通信連絡することで，必要な 用いた通信連絡設備は，号炉の区分けなく通信連絡することで，必要な情報
情報（相互のプラント状況，運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総 （相互のプラント状況，運転員の対応状況等）を共有し，それらを考慮した事故
合的な管理（事故処置を含む。）を行うことができ，安全性の向上が図れるこ 対応を含む総合的な管理及び対応を行うことにより安全性の向上が図れることから，6号及び7号炉で共用する設計とする。
とから，6号及び7号炉で共有する設計とする。
また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する統合原子力防災ネット また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する統合原子力防災ネット
ワークを用いた通信連絡設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6号及 ワークを用いた通信連絡設備は，共用することによって悪影響を及ぼさないよび７号炉に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可 う，6号及び７号炉各々に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通能な設計とする。
信連絡が可能な設計とする。

⑤

49/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

108

章番号

3.19.2

ページ番号

添

82

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない常設重大事故等対処設備に該当する統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，自然現象
重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない常設重大事故等対処設（地震,津波,及び風（台風）,竜巻,積雪,低温,落雷,火山の影響,森林火災）及び外備に該当する統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，外部か部人為事象（近隣工場などの火災・爆発,有毒ガス）の影響に対して，外部かららの衝撃による損傷の防止が図られた5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内の衝撃による損傷の防止が図られた5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設に設置する。
②
置する。
また，共通要因によって，同様の機能を持つテレビ会議システム（社内向），（免震重要棟の自また，共通要因によって，同様の機能を持つ電力保安通信用電話設備，テレ専用電話設備及び衛星電話設備（社内向）と同時にその機能が損なわれる
主化）
ビ会議システム（社内向），局線加入電話設備及び専用電話設備と同時にそ
おそれがないよう，5号炉原子炉建屋地上3階に設置し，表3.19-48及び表の機能が損なわれるおそれがないよう，コントロール建屋地上2階，5号炉原子3.19-49で示すとおり，多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする。
炉建屋地上3階に設置し，表3.19-48及び表3.19-49で示すとおり，多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする。

50/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

109

3.19.2

添

83

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由②（免震重要棟の自
主化）

51/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

110

3.19.2

添

111

112

113

3.19.2

3.19.2

3.19.2

添

添

添

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

84

85

86

87

変更理由

⑤

データ伝送設備は，設計基準対象施設として必要となるデータ量を伝送する データ伝送設備は，設計基準対象施設として必要となるデータ量を伝送が可
ことができる設計とする。
能な設計とする。
また，想定される重大事故等時において，発電所外の通信連絡をする必要の また，重大事故等が発生した場合において，発電所外の必要のある場所に必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。
要なデータ量を伝送が可能な設計とする。

データ伝送設備は，号炉の区分けなく通信連絡することで，必要な情報（相互 データ伝送設備は，号炉の区分けなく通信連絡することで，必要な情報（相互のプラント状況，運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理 のプラント状況，運転員の対応状況等）を共有し，それらを考慮した事故対応（事故処置を含む。）を行うことができ，安全性の向上が図れることから，6号 を含む総合的な管理及び対応を行うことにより安全性の向上が図れることか
及び7号炉で共用する設計とする。
ら，6号及び7号炉で共有する設計とする。
また，データ伝送設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6号及び7号炉 また，データ伝送設備は，共用することによって悪影響を及ぼさないよう，6号に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計 及び7号炉の各々に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連とする。
絡が可能な設計とする。

重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない常設重大事故等対処設
備に該当するデータ伝送設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する。

重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない常設重大事故等対処設備に該当するデータ伝送設備は，自然現象（地震,津波,及び風（台風）,竜巻,積雪,低温,落雷,火山の影響,森林火災）及び外部人為事象（近隣工場などの火災・爆発,有毒ガス）の影響に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する。

⑤

⑤

⑤

52/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

114

3.19.2

添

88

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由②（電源設計の進捗
による）
⑤

53/54

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

115

3.19.2添

116

3.19.2

添変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

89

90

変更理由

⑤

通信連絡設備（発電所外）のうち，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置
通信連絡設備（発電所外）のうち，衛星電話設備（可搬型）に対する設置許可
する可搬設備である衛星電話設備（可搬型）に対する設置許可基準規則第43
基準規則第43条第3項への適合方針は，「3.19.2.1.5.1通信連絡設備（発電所条第3項への適合方針は，「3.19.2.1.5設置許可基準規則第43条第3項への適内）に関する設置許可基準規則第43条第3項への適合方針」に記述する。
合方針（通信連絡設備（発電所内））」に記述する。

⑤

54/54

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
3.20 原子炉圧力容器【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

3

章番号

3.20.1

3.20.2

3.20.3

ページ番号

添 3.20-1

添 3.20-1

添 3.20-2

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

原子炉圧力容器（炉心支持構造物を含む。）は，重大事故に至るおそれの 原子炉本体の原子炉圧力容器（炉心支持構造物を含む）については，重大ある事故時において，重大事故等対処設備としてその健全性を確保できる 事故等時において，その一部を流路として使用することから，流路に係る機設計とする。
能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
（１）原子炉圧力容器（１）原子炉圧力容器
種
類：たて置円筒形
種
類：たて置円筒形
最高使用圧力：8.62MPa［gage］
最高使用圧力：8.62MPa［gage］
最高使用温度：302℃
最高使用温度：302℃
胴 内 径：6号機：7122mm ，7号機：7120mm（母材内径）
胴 内 径：7120mm（母材内径）材
料：JIS G 3120（圧力容器用調質型マンガン・モリブデン鋼及びマ 材
料：低合金綱（母材）
ンガン・モリブデン・ニッケル鋼鋼板２種）及びJIS G 3204（圧力容器用調 ステンレス鋼及び高ニッケル合金（内張材）
質型合金鋼鍛鋼品）（母材）
ステンレス鋼及び高ニッケル合金（内張材）
原子炉圧力容器は，通常の系統構成により，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉停止中に，内部の確認が可能な設計とする。

原子炉圧力容器は，運転中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また停止中に，内部点検が可能となるようフランジを設ける設計とする。

変更理由

⑤

⑤

⑤

1/1

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
3.21 原子炉格納容器【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

3

章番号

3.21.1

3.21.2

3.21.3

ページ番号

添 3.21-1

添 3.21-1

添 3.21-1

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

また，原子炉格納容器内に設置される真空破壊装置は，想定される重大事 －故等時において，ドライウェル圧力がサプレッション・チェンバ圧力より低下した場合に圧力差により自動的に働き，サプレッション・チェンバのプール水逆流並びにドライウェルとサプレッション・チェンバの差圧によるダイヤフラム・フ
ロア及び原子炉圧力容器基礎の破損を防止できる設計とする。
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）原子炉格納容器
種
類：圧力抑制形
最高使用圧力：310kPa［gage］
約620kPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）
最高使用温度：ドライウェル
171℃
サプレッション・チェンバ 104℃
材
料：鉄筋コンクリート（シェル部）
炭素鋼及びステンレス鋼（鋼製ライナ）
炭素鋼（ドライウェル・ヘッド）

主要機器の仕様を以下に示す。
（１）原子炉格納容器
種
類：圧力抑制形
最高使用圧力：310kPa［gage］
最高使用温度：171℃（ドライウェル）
104℃（サプレッション・チェンバ）内
径：29000mm（シェル部）
材
料：鉄筋コンクリート（シェル部）
炭素鋼及びステンレス鋼（ライナープレート）
炭素鋼（ふた板，機器搬入用ハッチ，エアロック）

原子炉格納容器は，原子炉建屋原子炉区域内に設置される設備であること 原子炉格納容器は，原子炉建屋の二次格納施設内に設置される設備であから，想定される重大事故等時における原子炉建屋原子炉区域内の環境条 ることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋の二件及び荷重条件を考慮し，並びに想定される重大事故等時における原子炉 次格納施設内及び原子炉格納容器内の環境条件及び荷重条件を考慮し，格納容器の閉じ込め機能を損なわないよう原子炉格納容器内の環境条件を その機能を有効に発揮することができるよう，表3.21-1に示す設計である。
考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表3.21-1に示す設計と
する。

変更理由

⑤

⑤

⑤

1/2

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

4

3.21.3添 3.21-2

5

3.21.3添 3.21-2

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤

原子炉格納容器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び 原子炉格納容器は，停止中に内部点検が可能となるよう，エアロックを設
漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に け，人が内部にアクセスできるよう設計する。また，停止中に原子炉格納容
内部の確認が可能な設計とする。
器全体の漏えい率試験が実施可能な設計とする。

⑤

2/2

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
3.22 燃料貯蔵設備【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

3.22.1

ページ番号

添 3.22-1

2

3.22.2

添 3.22-1

3

3.22.3添 3.22-2

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

また，使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プー また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいにより使用済燃料プール
ルディフューザ配管からサイフォン現象によるプール水の漏えいが発生した 水位が使用済燃料プール出口配管下端未満かつ水位低下が継続する場合
場合に，漏えいの継続を防止するため，ディフューザ配管上部にサイフォン に，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状及び燃ブレーク孔を設ける設計とする。
料配置によって，臨界を防止することができる設計とする。
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合及び使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，臨界にならないよう配慮した使用済燃料ラックの形状により臨界を防止することができる設計とする。
（１）使用済燃料プール
種
類：ステンレス鋼内張りプール形（ラック貯蔵方式）
容量：6号機：3410体，7号機：3444体
寸法：17.9m×14.0m×11.8m（たて×横×深さ）
材
料：ステンレス鋼（内張材）（１）使用済燃料プール
種
類：ステンレス鋼内張りプール形（ラック貯蔵方式）
容
量：3444体寸法：17.9m×14.0m×11.8m（たて×横×深さ）
材
料：ステンレス鋼（内張材）

使用済燃料プールは，漏えいの有無等の確認が可能な設計とする。

使用済燃料プールは，外観点検が可能な設計とする。また，漏えいの有無等の確認が可能な設計とする。

変更理由

⑤

⑤

⑤

1/1

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
3.23 非常用取水設備【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

3.23.2

ページ番号

添 3.23-1

2

3.23.3添 3.23-2

3

3.23.3添 3.23-2

変更後
主要機器仕様・共用の記載の追加
・個数の記載追加 等

変更前
主要機器仕様・共用，個数の記載なし

非常用取水設備である海水貯留堰，スクリーン室及び取水路は，共用により 記載なし
他号炉の海水取水箇所も使用することで安全性の向上が図れることから，6号及び7 号炉で共用する設計とする。
これらの設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び7 号炉に必
要な取水容量を十分に有する設計とする。なお，海水貯留堰，スクリーン室
及び取水路は，重大事故等時のみ6 号及び7 号炉共用とする。
海水貯留堰は，鋼製構造物であり，海水中に設置することを想定した設計と 記載なし
する。

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

⑤

⑤

1/1

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
3.24 原子炉建屋原子炉区域【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

3.24

3.24-1～
添
2

変更後
原子炉建屋原子炉区域（章を追加）

1

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由－②（原子炉建屋原子炉区
域のSA設備化）

1/1

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について別添1 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置）について

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

章番号

1.1

1.2.1

ページ番号

1

2

変更後

変更前

格納容器圧力逃がし装置は，炉心の著しい損傷が発生した場合において， 格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置は，炉心の著し
原子炉格納容器内の圧力及び熱を外部へ放出し，原子炉格納容器の圧力 い損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の圧力及び熱を外部へ
及び温度を，限界圧力及び限界温度未満に維持することで，原子炉格納容 放出し，原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させることで，原子炉格納容器の破損を防止する目的で設置する。
器の破損を防止する目的で設置する。

変更理由

⑤

②（代替循環冷却系設置に伴う代
替格納容器圧力逃がし装置の記載削除による修正）1 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

3

1.2.1

3

変更後

変更前

変更理由

⑤

2 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

4

1.2.1

4

変更後

変更前

変更理由

⑤

3 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

5

1.2.1

5

6

1.2.2

6

・二次隔離弁バイパス弁：電動駆動弁（MO 弁）

7

2.2.1

11

【フィルタ装置】【フィルタ装置】
格納容器圧力逃がし装置用フィルタ装置は，金属フィルタと水スクラバで構成 格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置用フィルタ装置
する。（湿式フィルタ方式）
は，金属フィルタと水スクラバで構成する。

⑤

8

2.2.1

12

湿式フィルタ方式では，上記のように粒子状放射性物質だけではなく，無機よう素も捕捉することができることから，フィルタ装置の構造には同方式を採用 ー
している。

⑤

9

2.2.1.1

13

容器は，たて置円筒形とし，スカートにて支持する。スカートには，剛性を確保 容器は，たて置円筒形とし，スカートにて支持する。スカートには，剛性を確保するため，補強リブを設置する。また，スカートには，容器の底部点検のたするため，補強リブを設置する。また，スカートには，容器の底部点検のため，マンホール（600A）を設置する。
め，マンホール（500A）を設置する。

⑤

10

2.2.1.1

13

N4：ドレンノズル（50A）

N4：ドレンノズル（25A）⑤

11

2.2.2.2

31

また，電動駆動弁である二次隔離弁及び二次隔離弁バイパス
弁の構造を第2.2.2.2－2 図に示す。

また，電動駆動弁である二次隔離弁の構造を第2.2.2.2－2 図に示す。

⑤

・二次隔離弁バイパス弁：手動駆動弁（HO 弁）①（二次隔離弁バ
イパス弁の電動化）①（二次隔離弁バ
イパス弁の電動化）

4 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

12

章番号

2.3.1.2

ページ番号

36

変更後

変更前

変更理由

①（二次隔離弁バ
イパス弁の電動化，一次隔離弁の中操遠隔操作化）

5 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

13

章番号

2.3.1.3

ページ番号

37

変更後

変更前

変更理由

①（二次隔離弁バ
イパス弁の電動化，一次隔離弁の中操遠隔操作化）

6 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

14

章番号

2.3.1.3

ページ番号

38

変更後

変更前

変更理由

①（二次隔離弁バ
イパス弁の電動化，一次隔離弁の中操遠隔操作化）

7 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

15

2.3.2.2

42⑤

16

2.3.2.2

43⑤

8 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

17

2.3.2.2

44⑤

18

2.3.2.245⑤

9 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

19

2.3.2.3

48⑤

20

2.3.2.349②（計器多重化）

10 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

21

2.3.2.4

51

変更後

変更前

変更理由

②（計器多重化）

22

2.3.2.451(5)想定される機能障害
b.金属フィルタの閉塞 ①フィルタ装置金属フィルタ差圧②フィルタ装置入口圧力①②で多様性有り①②はそれぞれ多重性有り(5)想定される機能障害
b.金属フィルタの閉塞 ①フィルタ装置金属フィルタ差圧②フィルタ装置入口圧力①②で多様性有り②は多重性有り

23

2.3.4.255

ドレン配管のルーティングについては，第2.3.4.2－2 図から第2.3.4.2－9図の ドレン配管のルーティングについては，第2.3.4.2－2 図から第2.3.4.2－8図の通りとなる。
通りとなる。

⑤

24

3.2.1.2

81

実機における2Pd 時相当流量（約33000m3/h），1Pd 時相当流量（約27000m3/h），最小流量相当（ 約13000m3/h）の3 パターンの流量を設定

実機における2Pd 時相当流量（約33000m3/h），1Pd 時相当流量（27000m3/h），最小流量相当（13500m3/h）の3 パターンの流量を設定⑤

25

3.2.1.2

83

実機における2Pd 時相当流量（約33000m3/h ）， 最小流量相当（ 約13000m3/h）の2 パターンの流量を設定

実機における2Pd 時相当流量（約33000m3/h ）， 最小流量相当（13500m3/h）の2 パターンの流量を設定⑤

26

3.2.2.1.1

84

プラント外部で発生する事象については，地震・津波に加え，地震・津波以外 プラント外部で発生する事象については，地震，津波，及び，地震・津波以外の自然現象の42事象から，地域性等を考慮して9事象（風（台風），竜巻，火 の自然現象の約40事象から，地域性等を考慮して7事象（風（台風），竜巻，
山，落雷，積雪，低温（凍結），降水，生物学的事象，地滑り）を選定する。
火山，落雷，積雪，低温（凍結），降水）を選定する。

②（計器多重化）⑤

11 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

27

章番号

3.2.2.1.1

ページ番号

85

変更後

変更前

(c) 重大事故等対策の有効性評価及び事故シナリオの選定(c) 重大事故等対策の有効性評価及び事故シナリオの選定(b)で分類した事故シナリオのうち，出力運転中の原子炉における崩壊熱除去(b)で分類した事故シナリオのうち，出力運転中の原子炉における高圧・低圧
機能喪失，高圧・低圧注水機能喪失，高圧注水・減圧機能喪失，全交流動力
注水機能喪失，高圧注水・減圧機能喪失，全交流動力電源喪失，崩壊熱除電源喪失，原子炉停止機能喪失については，炉心損傷に至らないため，重去機能喪失，原子炉停止機能喪失については，炉心損傷に至らない。
大事故等対処施設が機能しても炉心損傷を避けられない事故シナリオは，
一方，LOCA時注水機能喪失については，重大事故等対処施設
LOCA時注水機能喪失のみとなる。
が機能しても炉心損傷を避けられない。

28

3.2.2.1.1

86※1 高圧・低圧注水機能喪失シナリオを選定した理由
原子炉圧力容器が破損し溶融炉心が原子炉格納容器下部に落下すると，※1 高圧・低圧注水機能喪失シナリオを選定した理由
溶融炉心・コンクリート相互作用によりコンクリートのエアロゾル粒子が大量
第3.2.2.1.1-1 表に示す各事故シナリオグループのうち，崩壊熱除去機能喪失に生成され，格納容器ベント時に放出されるエアロゾル量や粒径分布に影響
シナリオ及び原子炉停止機能喪失シナリオは，仮に重大事故等対処施設のを与える。ここでは，溶融炉心・コンクリート相互作用の観点で厳しくなるシナ
機能喪失又は機能が遅延した場合，炉心損傷より先に原子炉格納容器の過リオを参考ケースとして選定するものとした。
圧破損に至ることから，格納容器圧力逃がし装置の性能に期待できない。
溶融炉心・コンクリート相互作用の観点からは，原子炉格納容器下部に落また，高圧注水・減圧機能喪失シナリオ及び全交流動力電源喪失シナリオ
下する溶融炉心の割合が多くなる原子炉圧力容器が低圧で破損に至るシー
は，仮に重大事故等対処施設の機能喪失又は機能が遅延した場合，原子炉
ケンスが厳しくなる。第3.2.2.1.1-1 表に示す各事故シナリオグループのうち，圧力容器が高圧状態で破損に至り，原子炉格納容器雰囲気直接加熱が発
高圧注水・減圧機能喪失，全交流動力電源喪失シナリオは，高圧の状態が生すると原子炉格納容器の過温破損に至る。この場合についても，同様に格維持されることから，参考ケースから除外した。
納容器圧力逃がし装置の性能に期待できない。
崩壊熱除去機能喪失シナリオ及び原子炉停止機能喪失シナリオは，重大LOCA 時注水機能喪失シナリオについても，仮に重大事故等対処施設が機事故等対処施設の機能喪失または機能の遅延を仮定した場合において，原能喪失し，原子炉圧力容器の破損後においてもその状態が継続すると，原子子炉格納容器が先行して破損するシナリオであり，格納容器圧力逃がし装置
炉格納容器の過温破損に至ることから，同様に格納容器圧力逃がし装置のの性能を確認する上では適切なシナリオではないと考えられるため，参考
性能に期待できない。
ケースから除外した。
以上より，第3.2.2.1.1-1 表に示す各事故シナリオグループのうち，重大事故
LOCA 時注水機能喪失は，原子炉格納容器下部への原子炉冷却材の流等対処施設の機能喪失又は機能の遅延により，炉心損傷及び原子炉圧力入の可能性があることから，溶融炉心・コンクリート相互作用の観点で厳しい
容器破損した後にD/W ベントを実施した場合を想定し，格納容器圧力逃がし
事象ではないと考えられるため，参考ケースから除外した。
装置の性能を確認するシナリオとして，高圧・低圧注水機能喪失シナリオを以上のことから，原子炉格納容器が健全な状態で原子炉圧力容器が低圧選定した。
で破損に至り，また，原子炉格納容器下部への原子炉冷却材の流入のない
高圧・低圧注水機能喪失シナリオを参考ケースとして採用した。

29

3.2.2.1.1

87

なお，本評価では，コリウムシールドがない状態を仮定し，保守的に溶融炉
心からプールへの熱流束は800kW/m2相当で一定（圧力依存なし）としてい ー
る。

変更理由

⑤

⑤

⑤

12 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

30

31

章番号

3.2.2.1.1

3.2.2.1.1

ページ番号

88

88

変更後

変更前

事故直後炉内内蔵量（安定核種を含む）※1

事故直後炉心内内蔵量（安定核種を含む）※1

約63kg

-

約7.1×10-5kg

約3.8×10-5kg

約8.9×10-4kg

0kg※2 格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量は，炉内内蔵量[kg]と，格納容器圧力逃がし装置への放出割合（MAAP 解析結果をNUREG1465 の知見を用いて補正）から評価した。想定シナリオ（W/W ベント時）では
Te2 及びUO2 の放出割合のMAAP 解析結果はゼロであることから，後述するMAAP 解析の保守性は顕在化しておらず，NUREG-1465 の知見を用いた補正は必ずしも必要ないものと考えられる。しかしながら，ここでは保守的に
Te2 及びUO2 の放出割合としてMAAP 解析結果（ゼロ）そのものではなく，
MAAP 解析結果をNUREG-1465 の知見を用いて補正した放出割合を採用し ※2 事故直後炉心内内蔵量と放出割合（MAAP コードとNUREG-1465 の知た。
見を用いて評価）を用いて評価した値※3 表中に示すTe2 の炉内内蔵量[kg]は，Te の全量がTe2 の形態で存在する場合の値に相当する。
※4 ここではTeO2 とTe2 の存在比率を考慮せず，TeO2 とTe2 の各々が表 中の炉内内蔵量[kg]をもつものとして格納容器圧力逃がし装置に流入する粒
子状物質量を評価した（Te の停止時炉内内蔵量を，ORIGEN コードを用いて評価した値よりも大きい値として想定することに対応）。本評価は格納容器圧
力逃がし装置の設備設計に係る評価であることから，このような保守的な評
価方法を採用した。なお，放出放射能量の評価に当たっては，より現実的な想定として停止時炉内内蔵量はORIGEN コードを用いて評価した値そのものを採用している。

変更理由③（自主的な解析
結果の修正（Te2,UO2についてはNUREG1465補正前のMAAP結果が放出割合ゼロであったため，NUREG1465補正の対象外としていたが，保守的に
NUREG-1465補
正の対象とするよ③（自主的な解析
結果の修正（Te2,UO2についてはNUREG1465補正前のMAAP結果が放出割合ゼロであったため，NUREG1465補正の対象外としていたが，保守的に
NUREG-1465補
正の対象とするよう修正））

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

32

章番号

3.2.2.1.1

ページ番号

89

変更後

変更前

変更理由

③（自主的な解析
結果の修正（Te2,UO2についてはNUREG1465補正前のMAAP結果が放出割合ゼロであったため，NUREG1465補正の対象外としていたが，保守的に
NUREG-1465補
正の対象とするよう修正））

14 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

33

章番号

3.2.2.1.1

ページ番号

89

変更後

変更前

※1 炉内内蔵量[kg]は，ORIGENコードを用いて評価した核種ごとの停止時
炉内内蔵量に基づき，MAAPコードにより評価した値※2 格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量は，炉内内蔵量[kg]と，格納容器圧力逃がし装置への放出割合（MAAP解析結果をNUREG-1465の知見を用いて補正）から評価した。想定シナリオ（W/Wベント時）ではTe2及びUO2の放出割合のMAAP解析結果はゼロであることから，後述するMAAP
解析の保守性は顕在化しておらず，NUREG-1465の知見を用いた補正は必ずしも必要ないものと考えられる。しかしながら，ここでは保守的にTe2及び※1 事故直後炉心内内蔵量と放出割合（MAAP コードとNUREG-1465 の知UO2の放出割合としてMAAP解析結果（ゼロ）そのものではなく，MAAP解析
見を用いて評価）を
結果をNUREG-1465の知見を用いて補正した放出割合を採用した。
用いて評価した値※3 表中に示すTe2の炉内内蔵量[kg]は，Teの全量がTe2の形態で存在する場合の値に相当する。
※4 ここではTeO2とTe2の存在比率を考慮せず，TeO2とTe2の各々が表中の炉内内蔵量[kg]をもつものとして格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子
状物質量を評価した（Teの停止時炉内内蔵量を，ORIGENコードを用いて評価した値よりも大きい値として想定することに対応）。本評価は格納容器圧力逃がし装置の設備設計に係る評価であることから，このような保守的な評価方法を採用した。なお，放出放射能量の評価に当たっては，より現実的な想定として停止時炉内内蔵量はORIGENコードを用いて評価した値そのものを採用している。

変更理由③（自主的な解析
結果の修正（Te2,UO2についてはNUREG1465補正前のMAAP結果が放出割合ゼロであったため，NUREG1465補正の対象外としていたが，保守的に
NUREG-1465補
正の対象とするよう修正））

15 / 85 ページ

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No.

34

章番号

3.2.2.1.1

ページ番号

94

変更後

変更前

変更理由

③（自主的な解析
結果の修正（Te2,UO2についてはNUREG1465補正前のMAAP結果が放出割合ゼロであったため，NUREG1465補正の対象外としていたが，保守的に
NUREG-1465補
正の対象とするよう修正））

16 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

35

章番号

3.2.2.1.1

ページ番号

96

変更後

変更前

変更理由

③（自主的な解析
結果の修正（Te2,UO2についてはNUREG1465補正前のMAAP結果が放出割合ゼロであったため，NUREG1465補正の対象外としていたが，保守的に
NUREG-1465補
正の対象とするよう修正））

17 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

36

章番号

3.2.2.1.1

ページ番号

96

変更後

変更前

変更理由

③（自主的な解析
結果の修正（Te2,UO2についてはNUREG1465補正前のMAAP結果が放出割合ゼロであったため，NUREG1465補正の対象外としていたが，保守的に
NUREG-1465補
正の対象とするよう修正））

18 / 85 ページ

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No.

37

章番号

3.2.2.1.1

ページ番号

111

変更後

変更前

(5) 実験結果例(5) 実験結果例
前節までは理論的に評価された粒径分布を扱ってきたが，ここでは実際に測
前節までは理論的に評価された粒径分布を扱ってきたが，ここでは実際に測 定されたエアロゾル粒子の粒径分布について説明する。シビアアクシデント
定されたエアロゾル粒子の粒径分布について説明する。シビアアクシデント 時の原子炉格納容器内の放射性物質を含むエアロゾルの発生としては，炉時には原子炉格納容器内にスプレイ等による注水が実施されることから，シ 心損傷時に1 次系から放出されるエアロゾルやMCCI発生時に原子炉格納容
ビアアクシデント時の粒径分布を想定し，「原子炉格納容器内でのエアロゾル 器内に直接放出されるエアロゾル等が想定され，これら発生エアロゾル粒子の挙動」及び「原子炉格納容器内の水の存在の考慮」といった観点で実施さ が原子炉格納容器内で凝集・沈着の過程を経ることで，原子炉格納容器内
れた第3.2.2.1.1-9 表の②，⑤に示す試験等を調査した。さらに，シビアアクシ に浮遊するエアロゾル粒径が時間とともに変化する。
デント時のエアロゾル粒子の粒径に対する共通的な知見とされている情報を これら各フェーズのエアロゾル挙動に着目した既往研究から，エアロゾル粒得るために，海外の規制機関（NRC 等）や各国の合同で実施されているシビ 径に関する知見について整理した結果を第3.2.2.1.1－9 表に示す。第3.2.2.1.1
アアクシデント時のエアロゾルの挙動の試験等（第3.2.2.1.1-9 表の①，③， －9 表において，炉心損傷時の1 次系内エアロゾルについては①，②及び④）を調査した。以上の調査結果を第3.2.2.1.1-9 表に示す。この表で整理し ③，MCCI 時の発生エアロゾルについては④，さらに，原子炉格納容器内エた試験等は，想定するエアロゾル発生源，挙動範囲（原子炉格納容器，1 次 アロゾル粒径に関しては⑤及び⑥に整理している。この表に整理した試験結冷却材配管等），水の存在等に違いがあるが，エアロゾル粒子の粒径の範囲 果等は，想定するエアロゾル発生源や挙動範囲（1 次系，原子炉格納容器）に大きな違いはなく，原子炉格納容器内環境でのエアロゾル粒子の粒径はこ に違いはあるものの，エアロゾル粒子はサブμmから数μm までの範囲にあれらのエアロゾル粒子の粒径と同等な分布範囲を持つものと推定できる。
り，原子炉格納容器内環境でのエアロゾルの粒径はこれらのエアロゾル粒径と同等な分布範囲を持つものと推定できる。

変更理由

⑤

19 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

38

3.2.2.1.1

112

変更後

変更前

変更理由

⑤

20 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

39

3.2.2.1.1

113

変更後

変更前

-

変更理由

⑤

21 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

40

3.2.2.1.1

114

変更後

変更前

-

変更理由

⑤

22 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

41

3.2.2.1.1

115

変更後

変更前

-

変更理由

⑤

23 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

42

3.2.2.1.1

116

変更後

変更前

ー

変更理由

⑤

24 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

43

3.2.2.2

120

44

3.2.2.2

121

変更後

変更前

(1) 水位変化の影響
有効性評価のシナリオ（大LOCA＋SBO＋全ECCS 機能喪失）におけるフィル
タ装置の水位の評価を実施した。スクラバ水を減少させる要因としては，スク
ラバ水中に捕捉された放射性物質の崩壊熱や，ベントガスの過熱度によりス
有効性評価のシナリオ（大LOCA＋SBO＋全ECCS 機能喪失，W/W ベント,
クラバ水が蒸発することが考えられる。そのため，フィルタ装置へ流入する崩D/Wベント）におけるフィルタ装置の水位の評価を実施した。
壊熱量が異なるW/W ベントとD/W ベントそれぞれについて評価を実施した。
なお，外気温度により，ベントガス水蒸気の凝縮量が変わることから，外気温
一方，スクラバ水を増加させる要因としては，ベントガス中の水蒸気が配管や度が柏崎市における1978 年～2012 年に計測した最低温度（-11.3℃）
フィルタ装置表面からの放熱により凝縮することが考えられる。放熱量は外が継続した場合と，外気温度が30.0℃が継続した場合の合計4 ケースについ
気温度により変わることから，柏崎市における1978 年～2012 年に計測したて，評価を実施した。
最低温度（-11.3℃）が継続した場合と，外気温度が30.0℃が継続した場合の評価結果を第3.2.2.2－1 図～第3.2.2.2－4 図に示す。いずれのケースにおい評価をそれぞれ実施した。
ても，スクラバ水位は単調増加となる。
評価結果を第3.2.2.2－1 図～第3.2.2.2－4 図に示す。なおD/W ベントで外気性能試験では，スクラバ水位を1m と設定して試験を実施しているため，
温度が30℃の評価では，水位の上昇が遅いことから，格納容器ベント開始か
保守的な設定である。
ら168 時間後までの評価としている。いずれのケースにおいても，スクラバ水
位は単調増加となる。
性能試験では，スクラバ水位を1m と設定として試験を実施しているため，保守的な設定である。

変更理由⑤③（フィルタ装置に流入するよう素量の変更に伴う再評価）

25 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

45

3.2.2.2

121③（フィルタ装置に流入するよう素量の変更に伴う再評価）

46

3.2.2.2

121③（フィルタ装置に流入するよう素量の変更に伴う再評価）

26 / 85 ページ

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No.

47

48

49

章番号

3.2.2.2

3.2.2.2

3.2.2.2

ページ番号

変更後

変更前

③（フィルタ装置に流入するよう素量の変更に伴う
再評価）

122

122

122

変更理由

各評価において，スクラバ水位がベント開始から上限水位に到達するまでの
時間は第3.2.2.2-1 表に示す通りである。いずれのケースも上限水位に到達し水抜き操作が必要になるのは，格納容器ベント開始から24 時間後以降である。
また，最もスクラバ水の蒸発量が大きく，凝縮水の発生量が小さい（つまりス
なお，各評価において，スクラバ水位がベント開始から上限水位に到達
クラバ水量が減少しやすい）D/W ベントで外気温度が30℃のケースにおいてするまでの時間は第3.2.2.2-1 表に示す通りである。
も，スクラバ水位は増加を続け，格納容器ベント開始後137 時間後に上限水位に到達し，水抜き操作を実施することとなる。水抜き操作を実施すると，ス
クラバ水に含まれていた放射性物質が原子炉格納容器に移送されるため，
スクラバ水中の崩壊熱量は減少し，水位上昇速度は大きくなる。そのため，
本シナリオにおいて，スクラバ水の補給が必要となることはない。

⑤③（フィルタ装置に流入するよう素量の変更に伴う再評価）

27 / 85 ページ

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No.

50

章番号

3.2.2.2

ページ番号

125

変更後

変更前

変更理由

⑤
②（よう素フィルタの追設や，下流
側オリフィスの追設に伴う再評価）

28 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

51

3.2.2.2

126

変更後

変更前

変更理由

⑤

29 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

52

3.2.2.3

127

53

3.2.2.3.3.1

131

変更後

CsI粒子の密度は約4.51g/cm3に対し，試験用微粒子として，TiO2粒子（密度約4.23g/cm3)，Fe2O3粒子（密度約5.24g/cm3），PSL粒子（密度約1.06g/cm3)を用いている。
有効性評価のシナリオ（大LOCA＋SBO＋全ECCS機能喪失，W/Wベント）において想定される放射性粒子の粒径分布に対して，全ての試験ケースにおいて，存在する粒子径に対するトータルの除染係数DF（オーバーオールDF）
が1000以上となることを確認できた。そのため，実機においてもDF1000以上を期待できると考えられる。なお，オーバーオールDFの評価値は，『別紙6 6.
オーバーオールDF』に記載している。

～2012 年に計測した最低温度（-11.3℃）が継続した場合と，外気温度が

変更前

変更理由

CsI 粒子の密度は4.5g/cm3 に対し，試験用微粒子として，TiO2 粒子（密度4.23g/cm3)，Fe2O3 粒子（密度5.24g/cm3），PSL 粒子（密度1.0g/cm3)を用いている。
有効性評価のシナリオ（大LOCA＋SBO＋全ECCS 機能喪失，W/W ベント）
において想定される放射性粒子の粒径分布に対して，全ての試験ケースにおいて，除染係数DF が1000 以上となることを確認できた。そのため，実機においてもDF1000 以上を期待できると考えられる。

⑤⑤

30 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

54

3.2.2.3.3.1

133

⑤

55

3.2.2.3.3.1

134

⑤

56

4.1.1

135

格納容器ベントの操作は，原子炉格納容器圧力を継続監視することにより，ベント実施タイミングを予測することが可能であり，格納容器ベントが必要になった場合（原子炉格納容器最高使用圧力到達時《炉心損傷前※1》，サプ
レッション・チェンバ・プール水位が「真空破壊弁高さ」到達若しくは原子炉格
納容器限界圧力到達前《炉心損傷後※1》，格納容器からの異常な漏えい発生時）※2 に，事故時対応手順書に定めた運転操作手順として当直副長が格納容器ベント判断を実施する。

57

4.1.1

135

重大事故等時に，原子炉格納容器設計漏えい率を超える漏えいが発生した 重大事故等時に，原子炉格納容器設計漏えい率を超える漏えいが発生した
場合，使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ※3 により漏えいを認知すること 場合，重大事故時燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ※3 により漏えいを認ができる。
知することができる。

変更理由

格納容器ベントの操作は，原子炉格納容器圧力を継続監視することにより，ベント実施タイミングを予測することが可能であり，格納容器ベントが必要になった場合（原子炉格納容器最高使用圧力到達時《炉心損傷前※1》，原子 ①（ベント時間余
炉格納容器限界圧力到達前《炉心損傷後※1》，格納容器からの異常な漏え 裕を持った判断）
い発生時）※2 に，事故時対応手順書に定めた運転操作手順として当直副長が格納容器ベント判断を実施する。

⑤

31 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

58

4.1.1

135

※3 設計基準事故対象施設である原子炉建屋エリア放射線モニタ及び設計※3 設計基準設備である原子炉区域エリア放射線モニタ，燃料取替エリア
基準事故対処設備である燃料取替エリア排気放射線モニタ，原子炉区域換
排気放射線モニタ，原子炉建屋換気系排気放射線モニタ等でも原子炉格納気空調系排気放射線モニタ等でも原子炉格納容器からの漏えいを認知する
容器からの漏えいを認知することが可能である。
ことが可能である。

59

4.1.1

135

燃料取替床上部の水素ガス濃度が「2.2vol％」に到達した場合，格納容器ベントを実施することにより原子炉格納容器からの漏えいの影響を抑制する。

これらにより，原子炉格納容器からの異常な漏えいを認知した場合は，速やかに格納容器スプレイによる減圧操作を開始し，格納容器ベントを実施する
ことにより原子炉格納容器からの漏えいの影響を抑制する。

60

4.1.1

135

格納容器ベント操作は，サプレッション・チェンバ・プール水位若しくは原子炉
格納容器圧力による格納容器ベント判断，又は原子炉格納容器からの漏え
いによる格納容器ベント判断により実施する方針であり，放射性物質は可能
な限り原子炉格納容器内に閉じ込めることを基本とする。

格納容器ベント操作は，原子炉格納容器圧力による格納容器ベント判断，または原子炉格納容器からの漏えいによる格納容器ベント判断により実施する ①（ベント時間余方針であり，放射性物質は可能な限り原子炉格納容器内に閉じ込めることを 裕を持った判断）
基本とする

61

4.1.1

137

⑤

⑤

②
（判断基準の見直し）32 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

62

4.1.2

139

63

4.1.2

140

変更後

変更前

二次隔離弁が操作不能の場合は，二次隔離弁バイパス弁を中央二次隔離弁が操作不能の場合は，手動駆動の二次隔離弁バイパ
制御室からの遠隔操作，又は遠隔手動弁操作設備により二次格納施設の外 ス弁を遠隔手動弁操作設備により二次格納施設の外から操作する。この操から操作する。遠隔手動弁操作設備による操作は「約25 分（実操作時間約 作は「約25 分（実操作時間約15 分＋移動時間10 分）」※２で実施可能であ15 分＋移動時間10 分）」※2 で実施可能である。
る。

変更理由

①（二次隔離弁バ
イパス弁の電動化）①（二次隔離弁バ
イパス弁の電動
化）

64

4.12

141

(e) 中央制御室待避室設営(e) 中央制御室待避所設営
炉心損傷後の格納容器ベント操作前に準備操作として，中央制御室待避室 炉心損傷後の格納容器ベント操作前に準備操作として，中央制御室待避所への資機材搬入・待避室での監視装置の設営・中央制御室換気空調系の隔 への資機材搬入・待避所での監視装置の設営・中央制御室換気空調系の隔離操作・待避室の加圧操作等を実施する。
離操作・待避所の加圧操作等を実施する。

65

4.1.2

142

スクラバ水pH 制御設備が必要になるのは，フィルタ装置の排水によりスクラ スクラバ水pH 制御設備が必要になるのは，フィルタ装置の排水によりスクラ
バ水の水質が変動する場合であり，排水操作に合わせて準備すればよく，格 バ水の水質が低下した場合であり，排水操作に合わせて準備すればよく，格
納容器ベント前に準備する必要はない。
納容器ベント前に準備する必要はない。

⑤⑤

33 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

66

4.1.2

142

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント操作は，当直副長の指示を
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント操作は，当直副長の指示を受けて，炉心損傷前の場合は二次隔離弁{T31-MO-F070}を中央制御室から受けて，炉心損傷前の場合は二次隔離弁{T31-MO-F070}を中央制御室からの遠隔操作又は，二次格納施設外からの遠隔手動弁操作設備により「調整の遠隔操作または，二次格納施設外からの人力操作により「調整開」とし，炉⑤開」とし，炉心損傷後の場合は一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側／ドラ
心損傷後の場合は一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側／ドライウェル側） ①（二次隔離弁バ
イウェル側）{T31-AO-F022/F019}を二次格納施設外からの遠隔手動弁操作{T31-AO-F022/F019}を二次格納施設外からの人力操作により「全開」とし， イパス弁の電動設備により「全開」とし，格納容器ベントを実施する。
格納容器ベントを実施する。
化）
なお，二次隔離弁が操作不能の場合は，電動駆動の二次隔離弁バイパス弁
なお，二次隔離弁が操作不能の場合は，手動駆動の二次隔離弁バイパス弁{T31-MO-F072}を中央制御室からの遠隔操作又は，二次格納施設外からのを遠隔手動弁操作設備により二次格納施設の外から操作する。
遠隔手動弁操作設備により二次格納施設の外から操作する。

67

4.1.2

143

①（二次隔離弁バ
イパス弁の電動
化）

68

4.1.2

144

①（二次隔離弁バ
イパス弁の電動化）

34 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

69

4.1.2

146

70

71

72

73

4.1.2

4.1.2

4.2.1.1

4.2.1.2

変更後

変更前

変更理由

⑤

150

具体的には，残留熱除去系又は代替循環冷却系による格納容器除熱機能が使用可能な状態になり，長期にわたり原子炉格納容器の冷却が可 具体的には，残留熱除去系による格納容器除熱機能が使用可能な能であること，原子炉格納容器内雰囲気モニタが使用可能な状態になり，格 状態になり，長期にわたり原子炉格納容器の冷却が可能であること，原子炉
納容器内酸素／水素濃度測定が可能であること，及び可燃性ガス濃度制御 格納容器内雰囲気モニタが使用可能な状態になり，格納容器内酸素／水素系が使用可能な状態になり，原子炉格納容器内における水の放射線分解に 濃度測定が可能であること，及び可燃性ガス濃度制御系が使用可能な状態より発生する酸素／水素を可燃限界濃度に到達することなく制御が可能であ になり，原子炉格納容器内における水の放射線分解により発生する酸素／ることが確認された場合に，格納容器圧力逃がし装置以外の格納容器除熱 水素を可燃限界濃度に到達することなく制御が可能であることが確認された機能の起動前若しくは起動操作直後に格納容器圧力逃がし装置を停止する 場合に，格納容器圧力逃がし装置を停止することができる。
ことができる。

150

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの停止操作は，一次隔離弁（
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの停止操作は，一次隔離弁（
サプレッション・チェンバ側／ ドライウェル側） {T31-AO-F022/F019}，二次隔①（二次隔離弁バ
サプレッション・チェンバ側／ ドライウェル側） {T31-AO-F022/F019}，二次隔
離弁{T31-MO-F070}又は二次隔離弁バイパス弁{T31-MO-F072}を，中央制
イパス弁の電動離弁{T31-MO-F070}または二次隔離弁バイパス弁を，中央制御室からの遠御室からの遠隔操作又は二次格納施設外からの遠隔手動弁操作設備にて化）
隔操作または二次格納施設外からの現場操作にて「全閉」する。
「全閉」する。

156⑤
ベント前に二次格納施設外（屋内）にて現場作業を行う際は，二次格納施設③（線量評価条件
ベント前に屋内（二次格納施設外）にて現場作業を行う際は，原子炉建屋内 内の放射性物質からのガンマ線による影響を受ける。
（原子炉建屋の換に浮遊する放射性物質からのガンマ線等による影響を受ける。
この経路からの被ばく線量を評価した結果，ベント前に二次格納施設外（屋
気率や非常用ガ
ベント前の屋内（二次格納施設外）における現場作業の被ばく線量を評価し 内）にて行う現場作業の作業線量は，6 号炉側の作業でW/W ベント時は最ス処理系の運用た結果，最大で約2.4mSvとなり作業可能である。
大約43mSv，D/W ベント時は最大約45mSv，7 号炉側の作業でW/W ベント時等）の変更に伴うは最大約43mSv，D/W ベント時は最大約45mSv となり作業可能である。
再評価）

156

ベント後（ベント中を含む）に二次格納施設外（屋内）にて現場作業を行う際⑤
ベント後（ベント中を含む）に屋内（二次格納施設外）にて現場作業を行う際 は，4.2.1.1 に示した被ばく経路に加え，二次格納施設内のベント配管内の放③（線量評価条件
は，二次格納施設内のベント配管内の放射性物質及び格納容器圧力逃がし 射性物質及び大気中に放出される希ガス等の放射性物質からのガンマ線に（原子炉建屋の換装置を経由し大気中に放出される希ガス等の放射性物質からのガンマ線等 よる影響を受けることになる。
気率や非常用ガによる影響を受ける。
これらの経路からの被ばく線量を評価した結果，ベント後に二次格納施設外
ス処理系の運用
ベント後の屋内（二次格納施設外）における現場作業の被ばく線量を評価し （屋内）にて行う現場作業の作業線量は，6 号炉側の作業でW/W ベント時は等）の変更に伴うた結果，最大で約21mSvとなり作業可能である。
約7.1mSv，D/W ベント時は約2.8mSv，7 号炉側の作業でW/W ベント時は約
再評価）
2.7mSv，D/W ベント時は約4.4mSv となり作業可能である。

⑤

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No.

74

75

章番号

4.2.2.1

4.2.2.2

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

156

⑤
ベント前に屋外にて現場作業を行う際は，二次格納施設内の放射性物質か ③（線量評価条件
ベント前に屋外にて現場作業を行う際は，原子炉建屋から大気中へ放出されらのガンマ線による影響を受ける。
（原子炉建屋の換地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線等による影響を受ける。
この経路からの被ばく線量を評価した結果，屋外にて行う現場作業の作業線 気率や非常用ガ
ベント前の屋外における現場作業の被ばく線量を評価した結果，最大で約量は，6 号炉側の作業で最大約2mSv，7 号炉側の作業で最大約2mSv となり ス処理系の運用
45mSvとなり作業可能である。
作業可能である。
等）の変更に伴う再評価）

156

ベント後（ベント中を含む）に屋外にて現場作業を行う際は，フィルタ装置，よう素フィルタ及びベント配管内の放射性物質並びに大気中に放出される希ガス等の放射性物質からのガンマ線等による影響を受ける。
ベント後の屋外における現場作業の被ばく線量を評価した結果，最大で約81mSvとなり作業可能である。
※被ばく評価の詳細は，別紙33 を参照⑤⑤

ベント後（ベント中を含む）に屋外にて現場作業を行う際は，4.2.2.1 に示した⑤
被ばく経路に加え，フィルタ装置，よう素フィルタ及びベント配管内の放射性③（線量評価条件
物質並びに大気中に放出される希ガス等の放射性物質からのガンマ線によ（原子炉建屋の換る影響を受けることになる。
気率や非常用ガこれらの経路からの被ばく線量を評価した結果，ベント後に屋外にて行う現場
ス処理系の運用
作業の作業線量は，6 号炉側の作業でW/W ベント時は最大約47mSv，D/W
等）の変更に伴うベント時は最大約45mSv，7 号炉側の作業でW/W ベント時は最大約46mSv，
再評価）
D/W ベント時は最大約44mSv となり作業可能である。

76

4.3

158

「フィルタ装置入口配管，フィルタ装置」の窒素置換操作は，フィルタ装置入口 「フィルタ装置入口配管，フィルタ装置」の窒素置換操作は，フィルタ装置入口
弁{T61-F001}を全閉とした上で，大気開放の窒素ベント弁{T61-F722}を「全 弁{T61-F001}を全閉とした上で，大気開放の窒素ベント弁{弁番号未定}を「全開」にし，可搬型窒素供給装置からの窒素ガスを窒素供給弁{T61-F205}を開」にし，可搬型窒素供給装置からの窒素ガスを窒素供給弁{T61-F205}を「開」することにより実施する。窒素ガス注入によって，フィルタ装置入口配「開」することにより実施する。窒素ガス注入によって，フィルタ装置入口配管，フィルタ装置までの空気は，窒素ベント弁{T61-F722}から大気へ放出され 管，フィルタ装置までの空気は，窒素ベント弁{弁番号未定}から大気へ放出さる。ポータブルの酸素濃度計で放出箇所の酸素濃度を測定し「可燃限界濃度 れる。ポータブルの酸素濃度計で放出箇所の酸素濃度を測定し「可燃限界濃（5vol％）以下※1」まで低下確認できれば窒素置換完了と判断する。窒素置 度（5vol％）以下※1」まで低下確認できれば窒素置換完了と判断する。窒素
換完了後は，空気混入防止として系統内を加圧状態とする。加圧操作は，窒 置換完了後は，空気混入防止として系統内を加圧状態とする。加圧操作は，
素ベント弁{T61-F722}を「閉」し，フィルタ装置出口圧力及びフィルタ装置入口 窒素ベント弁{弁番号未定}を「閉」し，フィルタ装置出口圧力及びフィルタ装置
圧力の指示が上昇し，フィルタ装置出口圧力が「10kPa[gage]」まで加圧され 入口圧力の指示が上昇し，フィルタ装置出口圧力が「10kPa[gage]」まで加圧た後，窒素供給弁{T61-F205}を「全閉」し加圧状態とする。
された後，素供給弁{T61-F205}を「全閉」し加圧状態とする。

77

5.1

164

スクラバ水 1 - 1.機能確認 a.pH 値の確認ー

36 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

78

5.1

166

変更後

変更前

変更理由

⑤

37 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

79

5.1

167

変更後

変更前

変更理由

⑤

38 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

80

6.1.5

178

変更後

変更前

変更理由

⑤

39 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

81

7

188

7. 格納容器圧力逃がし装置の設計基準事象に対する耐性
7. 格納容器圧力逃がし装置の設計基準事象に対する耐性
本節で挙げる設計基準事象に対して耐性を確保する必要があるのは設計基 本節で挙げる設計基準事象に対して耐性を確保する必要があるのは設計基
準事故対処設備であり，重大事故等対処設備ではないが，設計基準を超え 準対象施設であり，重大事故等対処施設ではないが，設計基準を超える事る事象が発生した場合に使用する重大事故等対処設備が，その前段の設計 象が発生した場合に使用する重大事故等対処施設が，その前段の設計基準
基準事象の自然現象によって機能喪失することは回避するべきであることか 事象の自然現象によって機能喪失することは回避するべきであることから，
ら，以下健全性を確認する。
以下健全性を確認する。

82

7.1.1

188

(1)設計基準設計基準風速は保守的に最も風速が大きい新潟市の観測記録史上1 位である40.1m/s とした。

189

安全施設及び格納容器圧力逃がし装置に衝突し得る飛来物は，柏崎刈羽原
子力発電所6 号及び7 号炉が立地する大湊側の現地調査の結果及び竜巻 竜巻防護施設及び格納容器圧力逃がし装置に衝突し得る飛来物は，柏崎刈
影響評価ガイド※に例示されている飛来物を考慮し，砂利，鋼製材，角型鋼 羽原子力発電所6 号炉及び7 号炉が立地する大湊側の現地調査の結果及管，足場パイプ及び鋼製足場板を設計飛来物とした。但し，これらのうち飛散 び竜巻影響評価ガイドに例示されている飛来物を考慮し，砂利，鋼製材，角防止対策を講じるものは除く。
型鋼管，足場パイプ及び鋼製足場板を設計飛来物とした。但し，これらのうち※:原子力規制委員会，原子力発電所の竜巻影響評価ガイド，平成25 年6 月 飛散防止対策を講じるものは除く。
制定，平成26 年9 月一部改正

83

7.1.2

(1)設計基準
基準風速は保守的に最も風速が大きい新潟市の観測記録史上1 位である
40.1m/s とした。

変更理由

⑤

⑤

⑤

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No.

章番号

ページ番号

84

7.1.2

198

85

7.1.5

203

変更後

変更前

変更理由

⑤

対象部位：計器類（水位計，圧力計，放射線モニタ等）

対象部位：タンク水位計，ドレンライン流量計，放射線モニタ⑤

41 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

86

7.1.5

203

したがって，屋内設置の回路への雷サージの影響は軽微であると考えられる
したがって，屋内設置の回路への雷サージの影響は軽微であると考えられる
ため，屋外計装設備の計装回路の内，重大事故等対策において機能に期待ため，屋外計装設備の計装回路について雷サージ評価を行った。
するものについて雷サージ評価を行った。

⑤

87

7.1.5

203

設計基準電流値200kA の雷撃を受けたときの雷サージ電圧値は，誘導電圧 基準雷撃電流値200kA の雷撃を受けたときの雷サージ電圧値は，誘導電圧が印加電流値に保守的に比例するとして，雷インパルス試験の測定結果か が印加電流値に保守的に比例するとして，雷インパルス試験の測定結果か
ら求めた。
ら求めた。

⑤

88

7.1.5

203

(a) フィルタ装置に接続される計器(a)タンク水位計・ドレンライン流量計
フィルタベント遮蔽壁内側のフィルタ装置には，水位計，圧力計等の計器が設 タンク水位計及びドレンライン流量計はフィルタベント遮蔽壁の内側に設置さ置されており，その計装回路は中央制御室に至っている。
れており，その計装回路は中央制御室に至っている。

⑤(b) フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置出口放射線モニタの検出部は，原子炉建屋壁面の格納容器圧
力逃がし装置排気配管に設置されており，その計装回路は中央制御室に至っている。

⑤

89

7.1.5

204

90

7.1.5

205

変更後

変更前

(b)放射線モニタ
放射線モニタの検出部は，原子炉建屋壁面の格納容器圧力逃がし装置排気配管に設置されており，その計装回路は中央制御室に至っている。

変更理由②（計装設備の変
更（ｐＨ計の追加
等））

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No.

91

章番号

7.1.9

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

208

地滑りが想定される斜面からの離隔距離を確保することにより，影響を受けない。フィルタ装置は，近傍の斜面より140m 以上の離隔距離を確保しており，万が一当該斜面に地滑りが生じた場合であっても，影響が及ぶことはな
い。

地滑りが想定される斜面からの離隔距離を確保することにより，影響を受けない。フィルタ装置は，近傍の斜面より120m 以上の離隔距離を確保しており，万が一当該斜面に地滑りが生じた場合であっても，影響が及ぶことはな
い。

⑤

⑤

②上記の各状態において，管理すべき値を網羅した計測範囲であること。
なお，代替格納容器圧力逃がし装置についても同様の設計としており，ここでは代表として格納容器圧力逃がし装置の計測設備について記載する。

⑤

92

7.2.3

215

ｃ．アクセスルート
ｃ．アクセスルート(a)内部溢水発生時は，自動隔離又は手動隔離により，漏えい箇所の隔離操(a)内部溢水発生時は，自動隔離又は手動隔離により，漏えい箇所の隔離操作を行うこととしている（標準80 分を想定）。また，地震時において，漏えい箇
作を行うこととしている（標準80 分を想定）。また，地震時において，漏えい箇所の隔離が不可能な場合においても，漏えい水，蒸気については，開放ハッ所の隔離が不可能な場合においても，開放ハッチ部，床ファンネルを介し，建チ部，床ファンネルを介し，建屋最地下階へと導く設計としていることから，格屋最地下階へと導く設計としていること等により，操作対象機器へのアクセス
納容器圧力逃がし装置操作時において，操作対象機器へのアクセスルート
ルート上に溢水が滞留し，操作を阻害することはない。
に水，蒸気が滞留し，操作を阻害することはない。

93

別紙1

221

②上記の各状態において，管理すべき値を網羅した計測範囲であること。

94

別紙1

225

②（計器多重化）

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No.

章番号

ページ番号

95

別紙1

226

96

別紙2

228

97

別紙2

228

変更後

変更前

変更理由

②（計器多重化）

フィルタ装置水位は，重大事故等対処設備の機能を有しており，フィルタ装置
水位の検出信号は，差圧式水位検出器からの電流信号を，中央制御室の指示部にて水位信号へ変換する処理を行った後，フィルタ装置水位を中央制御 ―室に指示し，記録する。（（第1－2 図 「フィルタ装置水位の概略構成図」参
照。）

⑤

⑤

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No.

章番号

ページ番号

98

別紙2

230

99

別紙2

231

変更後

変更前

フィルタ装置水素濃度は，重大事故等対処設備の機能を有しており，フィルタ フィルタ装置水素濃度は，重大事故等対処設備の機能を有しており，フィルタ装置水素濃度の検出信号は，熱伝導式水素検出器からの電流信号を前置 装置水素濃度の検出信号は，熱伝導式水素検出器にて水素濃度を検出し，増幅器にて増幅し，中央制御室の指示部にて水素濃度信号へ変換する処理 演算装置にて電気信号へ変換する処理を行った後，フィルタ装置水素濃度をを行った後，フィルタ装置水素濃度を中央制御室に指示し，記録する。
中央制御室に指示し，記録する。

100

別紙3

239

101

別紙3

239

１．フィルタ装置出口放射線モニタの計測上限の考え方

別紙3

240

⑤

⑤

別紙3 放射線検出器の計測上限及び放射性物質濃度算定の考え方【格納容器圧力逃がし装置】【代替格納容器圧力逃がし装置】
別紙3 放射線検出器の計測上限及び放射性物質濃度推定の考え方
放射線検出器の計測範囲は，想定される最大線量率（mSv/h）の評価結果か
放射線検出器の計測範囲は，想定される最大放射線量率（mSv/h）の評価結ら上限を設定する設計としている。また，放出された放射性物質濃度の算定
果から上限を設定する設計としている。また，放出された放射性物質濃度のにあたっては，放射線検出器の指示値（mSv/h）から，放射性物質濃度推定にあたっては，放射線検出器の指示値（mSv/h）から，放射性物質濃度（Bq/cm3）を算定する方針としている。
（Bq/cm3）を推定する方針としている。
なお，代替格納容器圧力逃がし装置についても同様の設計としており，ここでは代表として格納容器圧力逃がし装置について記載する。

102

変更理由

ー

⑤

⑤

③（評価条件（PCVのDF等）の変更による再評価）

45 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

103

別紙3

240

104

105

106

107

別紙3

別紙3

別紙3

別紙3

変更後
２．フィルタ装置出口放射線モニタによる放射性物質濃度推定について

変更前
ー

変更理由
⑤
③（評価条件（PCVのDF等）の変更による再評
価）

240

241

b.放出放射能量の推定方法について
上記「a.」で求めた放射性濃度（Bq/cm3）に，格納容器内圧力から推定される
ベントガス流量（m3/h）を乗じ，放出速度（Bq/h）を求め，ベント実施期間で積ー分することにより，放出放射能量（Bq）を求めることが可能である。
なお，本推定方法において，放射線検出器付近におけるバックグランド分も含めた保守的な評価となることを理解した上で使用する。

⑤

241

３．格納容器内雰囲気放射線レベル等を用いた放射性物質濃度推定について格納容器圧力逃がし装置より放出される放射能量の算定方法として，上記に格納容器圧力逃がし装置の放射線検出器を用いる方法を示している。事ー
故時において得られたパラメータより多角的に事象進展を分析することが必要となるため，上記に示す手法以外の推定方法である格納容器内雰囲気放
射線レベ（D/W）(S/C)を用いる手法についても示す。

⑤

241◯具体的な手順① プラントデータを確認し事前に評価する代表的な重大事故時想定の中より最も事象進展が近いものを選定する※１。
② 事前に評価した『代表的な重大事故時想定における原子炉格納容器内に存在する放射能量（Bq）及び検出器位置での線量率（Sv/h）』をもとに、測定ーされた格納容器内雰囲気放射線レベルの線量率（Sv/h）から原子炉格納容器内に存在する放射能量（Bq）を比例計算にて求める。この時、格納容器壁面等に沈着している放射性物質からの影響は必要に応じて補正を行う。
③ ②より求めた格納容器気相部内の放射能量（Bq）に格納容器圧力逃がし装置，S/C スクラビングの除去係数を考慮し放出放射能量（Bq）を求める。

⑤

46 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

108

別紙3

242

109

別紙4

243

変更後
◯事前の準備項目（１）各核種の炉内内蔵量（Bq）を解析にて求める（サイクル末期で代表）（２）各核種の減衰挙動を求める。
（３）ＭＡＡＰコードを用い、代表的な重大事故時想定※１における主要な放射性物質の存在割合及び放射能量を評価する。
（４）上記の評価結果を用い，代表的な重大事故時想定における検出器位置での線量率（Sv/h）を評価する。評価には検出器の周辺の構造を考慮した線
量評価モデルを用いる。なお，格納容器壁面等に沈着している放射性物質からの寄与はその影響の大きさを確認し，当該事象での補正の必要性を確認する。
ー※１ 事前に評価する代表的な重大事故時想定として、格納容器内の放射性物質の存在割合に大きく影響するＬＯＣＡの発生の有無等を考慮した複数ケースを評価する（平成２９年３月２７日時点での運用予定のケースを示しており，今後の検討により評価条件及び評価ケースは見直す可能性がある）。
事故時においてはプラントデータを確認し、評価ケースの中より最も近い事象進展を選定し、評価を行う。
なお，上記手順は，格納容器圧力逃がし装置の使用の可能性がある場合において，その影響（概算）を早期に確認するための手法である。そのため，詳
細な値は事故後に得られた詳細な事象進展，データを用いて確認する必要
がある。

変更前

変更理由

⑤

⑤

47 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

110

別紙5

248

変更後

変更前

変更理由

⑤

48 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

111

別紙6

285

変更後

変更前

変更理由

⑤

49 / 85 ページ

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No.

112

章番号

別紙7

ページ番号

288

変更後

変更前

変更理由

そこで，原子炉格納容器内のガス組成（ウェット条件とドライ条件）を評価し，ベントガス中の水蒸気の凝縮による，格納容器圧力逃がし装置系統内での水素燃焼のリスクについて確認した。なお，ウェット条件とは原子炉格納容器
内のガス組成そのもので水蒸気も含んでいるものであり，ドライ条件とは，ウェット条件のガス組成に含まれる水蒸気を仮想的に完全に取り除いた場合のガス組成である。
そのため，格納容器圧力逃がし装置は，待機時に系統内を窒素置換すること
仮に，格納容器圧力逃がし装置系統内で水蒸気が完全に凝縮するとすると， としている。それにより，ベント開始直後にベントガス中の非凝縮性可燃性ガ
ベントガスの組成は原子炉格納容器内のドライ条件のガス組成と等しくなる。 スの濃度が上昇したとしても，系統内に酸素は殆ど存在しないため，可燃性
格納容器圧力逃がし装置内の水蒸気の凝縮量には不確かさがあることかガスの燃焼は起こらない設計としている。また，ベント開始後には，常にベント
ら，ここでは保守的に，格納容器圧力逃がし装置系統内では水蒸気が完全 ガスの流れがあることから，排気口から空気が格納容器圧力逃がし装置内に凝縮するとして，ドライ条件におけるガス組成を用いて格納容器圧力逃が に逆流することはないため※1，外部から系統内に酸素が供給されることはな
し装置系統内での水素燃焼のリスクを確認した。
い。よって，ベント実施中は，系統内は不活性な状態が維持されることにな事象が発生してからベントを実施するまでの時間が長いほど，水の放射線分 る。一方，ベントガスには，原子炉格納容器内やフィルタ装置内の水の放射解により原子炉格納容器内の酸素濃度は大きくなることから，大LOCA＋
線分解により，微量の水素と酸素が混入し続ける。そのため，閉塞端部におSBO＋全ECCS 機能喪失シナリオのうち，代替循環冷却系のインサービスに いて，この水素と酸素の混合ガスが蓄積し，局所的な燃焼を引き起こす恐れ成功した後，原子炉格納容器内の水素・酸素を排出するためのベントを実施 がある。このような閉塞端としては，格納容器圧力逃がし装置系統内の上り ③（系統内水素爆するケースについて評価を実施した。評価条件を第1 表に示す。また，第1，2 配管端部（例えば格納容器圧力逃がし装置と他系統を仕切る弁までの範囲
発の詳細評価）図にウェット条件の評価結果を，第3，4 図にドライ条件の評価結果を示す。 等）や，よう素フィルタの上部マンホールが挙げられる。
原子炉格納容器内の水素・酸素を排出するためのベントは，原子炉格納容 まず，格納容器圧力逃がし装置系統内の上り配管端部のうち，水素と酸素の器内の酸素濃度が，ウェット条件で4%に到達した時点で実施する運用として 混合ガスが蓄積する恐れのある箇所については，別紙19 に示すように，混いる。第2 図より，事象発生から約260 時間後にサプレッション・チェンバの酸 合ガスを排出するためのベントラインを設置し，混合ガスの蓄積を防止するこ素濃度が4%に到達し，ベントを実施することとなる。この時のドライ条件にお ととしている。また，よう素フィルタの上部マンホールについては，流動解析にけるサプレッション・チェンバの酸素濃度は4.54%，ドライウェルの酸素濃度は よりマンホ
3.97%であり，可燃限界の5%未満であった。そのため，ベントガス中の水蒸気 ール内を換気する流れによって，混合ガスの蓄積は生じないことを確認してが完全に凝縮したとしても，ベントガスは可燃領域には入らないことを確認し いる（第1，2 図参照）。
た。
そのため，格納容器圧力逃がし装置系統内においては，可燃性ガスの燃焼
また，格納容器圧力逃がし装置は，待機時に系統内を窒素置換することとし は生じないと考えられる。
ているため，系統内の酸素濃度は極めて低い状態（可燃限界未満）となっている。そのため，上記のドライ条件のベントガスが格納容器圧力逃がし装置に流入したとしても，可燃領域には入らない。よって，ベント開始直後にベント
ガス中の水蒸気が完全に凝縮したとしても，格納容器圧力逃がし装置系統内
で水素燃焼が発生することはない。

50 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

113

別紙7

289

ー

③（系統内水素爆発の詳細評価）

114

別紙7

289

―

③（系統内水素爆発の詳細評価）51 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

115

別紙7

290

―

③（系統内水素爆発の詳細評価）

116

別紙7

290

―

③（系統内水素爆発の詳細評価）52 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

117

別紙7

290

―

③（系統内水素爆発の詳細評価）291

この評価で用いた水素及び酸素のG 値は，過去の複数回の実験によって測定した値であり，重大事故環境下での水の放射線分解の評価に適した値であると考えている。しかし，重大事故等時の原子炉格納容器内環境の不確かさを考慮すると，よりG 値が大きい場合についても確認しておく事が望ましい。そこで感度解析として，水素及び酸素のG 値をG(H2)=0.4，G(O2)=0.2 とした場合の評価を実施した。
なお，G(H2)=0.4，G(O2)=0.2 は，設計基準事故対処設備である可燃性ガス濃度制御系の性能を評価する際に用いているものであり，設計基準事故環境ー下に対しても一定の保守性を有する値である。設計基準事故環境下に比べ，重大事故環境下ではG 値は低下する傾向にあることから，非常に保守的な設定である。また，本ケースは非常に保守的なG 値を置いた感度解析であるため，原子炉格納容
器内の初期酸素濃度は運転実績を踏まえ，2.0%に設定した。また，原子炉格
納容器内の酸素濃度を計測するCAMS は，事故発生から約20 時間後には復旧を見込むことができる。そのため，事故発生から20.5 時間後にCAMS が復旧し，原子炉格納容器内の酸素濃度を確認することが可能であることとした。

③（系統内水素爆発の詳細評価）

118

別紙7

変更後

変更前

変更理由

53 / 85 ページ

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No.

119

120

121

章番号

別紙7

別紙7

別紙7

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

291

評価条件を第2 表に示す。この条件で評価をした結果，第7 図に示す通り，
CAMSを確認することができる20.5 時間後には，ドライウェルのドライ条件における酸素濃度は可燃限界である5%を超えた状態となった。そのため，この時点で運転員は，ドライウェルからベントを実施すると格納容器圧力逃がし装ー
置系統内で水素燃焼が発生する危険性があることを認知することができる。一方，第8 図に示す通り，この時点でサプレッション・チェンバの酸素濃度はドライ条件であっても可燃限界よりも低い値であることも確認することができる。

③（系統内水素爆発の詳細評価）291

そのため，このような状況が発生した場合は，ドライウェルからベントを実施した際の格納容器圧力逃がし装置系統内における水素燃焼を防止するため，
ドライウェルには外部水源からのスプレイを継続して実施し，ドライウェルの圧力を低下させることで，真空破壊弁を通してサプレッション・チェンバのガスをドライウェル側に流す操作を実施することとする。この操作により，ドライ
ウェルとサプレッション・チェンバのガスを混合させることで，ドライウェルのガースの酸素濃度を可燃限界未満に制御する。その上で，原子炉格納容器内の酸素濃度のトレンドを監視し，上昇傾向が継続することが確認された場合は，ドライ条件における酸素濃度が可燃限界未満であることを確認した後に，サプレッション・
チェンバもしくはドライウェルからベントを実施することで，原子炉格納容器内の酸素及び水素を抜くこととする。

③（系統内水素爆発の詳細評価）292

評価の結果，第7，8 図に示す通り，ドライウェルへの外部水源によるスプレイを継続することで，ドライウェルとサプレッション・チェンバ共に，事故発生から40 時間まで，ドライ条件における酸素濃度を可燃限界未満にすることができることを確認した。そのため，この状態でサプレッション・チェンバもしくはドラ
イウェルからベントを実施した場合，ベントガス中の水蒸気が完全に凝縮したとしても，格納容器圧力逃がし装置系統内における水素燃焼は発生しないことを確認した。なお，外部水源によるスプレイを継続していることから，事故発生から約38 時間後にサプレッション・チェンバの水位が，サプレッション・チェ ー
ンバからのベントを実施するための上限に到達することから，それまでにベントの判断をすることとなる。
以上より，事故発生から20.5 時間後に，ドライウェルの酸素濃度が高いことを認知してから，十分な時間的余裕を持って，ドライウェルとサプレッション・チェ
ンバのガスの混合，ならびにベントの操作を実施することができることを確認した。

③（系統内水素爆発の詳細評価）54 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

122

別紙7

292

変更後

0.8

変更前

変更理由

ー

③（系統内水素爆発の詳細評価）ー③（系統内水素爆発の詳細評価）300
ドライウェル圧力

ドライウェル温度

サプレッション・チェンバ圧力0.7

サプレッション・チェンバ温度

2Pd

250

200℃

0.6

200

123

別紙7

294

温度(℃)

圧力(ＭＰａ[gage])

0.5

0.4

150

0.3

真空破壊弁 が開放し て，サプ レッショ ン・

100

チェンバの ガスがド ライウェ ルに流入

0.2

その結果，サプレッ ション・チェン バ内圧
力は，ドラ イウェル 内圧力に 追従

50

0.1

0.0
0

5

第9図

10

15

20
事故後の時間（ｈ）

25

30

35

原子炉格納容器内圧力

40

0
0

5

10

15

20

25

30

35

40

事故後の時間（ｈ）

第 10 図原子炉格納容器内温度

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No.

124

125

126

127

章番号

別紙7

別紙7

別紙7

別紙8

ページ番号

294

変更後

変更前

以上をまとめると，格納容器圧力逃がし装置系統内におけるベントガス中の水蒸気の凝縮を考慮した場合，重大事故等時の確からしいG値（G(H2)=0.06，G(O2)=0.03）を考えると，サプレッション・チェンバ及びドライウェ
ルの何れからベントを実施しても，格納容器圧力逃がし装置系統内での水素燃焼は発生しないことを確認した。
一方，非常に保守的なG値（G(H2)=0.4，G(O2)=0.2）を考慮しても，ドライウェ ー
ルに外部水源からのスプレイを継続し，原子炉格納容器内のガスを混合する
ことで，サプレッション・チェンバ及びドライウェルの何れからベントを実施しても，格納容器圧力逃がし装置系統内での水素燃焼は発生しないことを確認し
た。

変更理由

③（系統内水素爆発の詳細評価）294

なお，ベントガスの温度は，水素が自然発火する約500℃以上になることはな
く，さらにフィルタ装置にアース線を設置して静電気が溜まることを防止する設計としていることから，仮に可燃限界を超えた濃度の水素や酸素が流入し ―たとしても，格納容器圧力逃がし装置にて着火・燃焼するリスクは小さいと考
えられる。

296

※1 格納容器ベント実施直後は，水蒸気，窒素，水素等の混合流体がフィル ※1 格納容器ベント実施直後は，水蒸気，窒素，水素等の混合流体がフィル
タ装置に流入するが，水蒸気の一部はスクラバ水に熱を奪われ凝縮する。ス タ装置に流入するが，水蒸気の一部はスクラバ水に熱を奪われ凝縮する。ス
クラバ水が沸騰するまでにフィルタ装置に流入する水蒸気の全量が凝縮し続 クラバ水が沸騰するまでにフィルタ装置に流入する水蒸気の全量が凝縮し続けると仮定した場合でも，沸騰するまでの間（1 時間以内）水素や窒素はフィ けると仮定した場合でも，沸騰するまでの間（1 時間以内）水素や窒素はフィルタ装置へ継続して流入（数百m3/h 以上）するため，フィルタ装置の下流側 ルタ装置へ継続して流入（1000m3/h 以上）するため，フィルタ装置の下流側の流量は維持される。また，沸騰した後はフィルタ装置に流入する水蒸気は の流量は維持される。また，沸騰した後はフィルタ装置に流入する水蒸気は凝縮されず，フィルタ装置の下流側の流量は維持される。以上より，フィルタ 凝縮されず，フィルタ装置の下流側の流量は維持される。以上より，フィルタ装置の下流側の流量は維持され，対向流は発生しない。
装置の下流側の流量は維持され，対向流は発生しない。

⑤

297

柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉においては，格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを実施する際，サプレッション・チェンバの排気ラインを使用した格納容器ベント（以下，W/Wベントという。）の他に，ドライウェルの排気ラインを使用した格納容器ベント（以下，D/Wベントという。）を実施することも可能である。

⑤③（系統内水素爆発の詳細評価）柏崎刈羽6/7号炉の有効性評価の「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格
納容器過圧・過温破損）」の事故シーケンスにおいては，事象発生から約38時間後に格納容器スプレイを停止し，その後にウェットウェルベント
（W/Wベント）を実施している。

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No.

章番号

ページ番号

128

別紙10

309

①（二次隔離弁バ
イパス弁の電動
化）

129

別紙10

315

⑤

130

別紙13

332

金属フィルタ
表面積 ・0.38m2

金属フィルタ
表面積 ・0.36m2⑤

332【ウェブを考慮した場合の焼結シートの温度】
金属フィルタ発熱量=5×103/128=39.1W
金属熱流束（片面）=39.1/2/0.38=52.1W/m2
金属フィルタ厚さ方向度差=52.1×11.45×10-3/0.032=18.7℃
焼結シート部温度=185+18.7=203.7℃【ウェブを考慮した場合の焼結シートの温度】
金属フィルタ発熱量=5×103/128=39.1W
金属熱流束（片面）=39.1/2/0.36=54.3W/m2
金属フィルタ厚さ方向温度差=54.3×11.45×10-3/0.032=19.5℃
焼結シート部温度=185+19.5=204.5℃

⑤

131

別紙13

変更後

変更前

変更理由

57 / 85 ページ

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No.

132

章番号

別紙15

ページ番号

340

変更後

変更前

原子炉格納容器外への放出割合
原子炉格納容器外への放出割合
・有機よう素＝0.04，無機よう素＝0.91×0.5（原子炉格納容器への沈着）×
・有機よう素＝0.04，無機よう素＝0.91×1/200（原子炉格納容器内での自然 0.01（スプレイによる除去）×0.1（S/C での除去）
沈着）・D/W ベントの場合も，無機よう素は少なくとも一度はS/C スクラビングを受けるものと考えられるため，S/C での除去も考慮する

変更理由③（無機よう素の評価方法を,5911「原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について」に合わせ修
正）

133

別紙15

340

③（無機よう素の評価方法を,5911「原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について」に合わせ修
正）

134

別紙15

341

⑤

58 / 85 ページ

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No.

135

章番号

別紙16

ページ番号

345

変更後

変更前

変更理由

①（二次隔離弁バ
イパス弁の電動化，一次隔離弁の中操遠隔操作化）

59 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由
主排気筒

RE
6号炉
フィルタ装置
出口放射線モニタ

AO
H2E

フィルタ装置
水素濃度

PI

7号炉
RE
フィルタ装置
出口放射線モニタ

フィルタ装置
入口圧力〔ＦＯ〕

原子炉区域運転階よりドライウェル

PT

フィルタ
装置

DP

LT

LＳ

FE

サプレッション・
チェンバ

別紙21

373

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

⑥

pH

フィルタ装置スクラバ水pH

原子炉格納容器

Ｆ０２０

ドレン
ポンプ流量

二次格納施設

Ｆ２１０

第1図

138

ボンベ

・
原子炉建屋

Ｆ２１１

361

遠隔手動弁操作設備

Ｆ０１９

MO

ドレン
移送ポンプ

別紙19

遠隔手動弁操作設備

MO

〔ＦＣ〕

Ｆ５０２Ｂ

137

①（二次隔離弁バ
イパス弁の電動化，遠隔空気駆動弁操作設備のＳＡ設備化）

〔ＦＣ〕

Ｆ０７０

Ｆ０２２
Ｆ５０１

Ｆ２０９

⑤

MO

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備
〔ＦＣ〕

Ｆ５０２Ａ

FE

AO

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

ドレン
タンク
水位

・

・

〔ＦＯ〕

AO

MO

フィルタ装置金属フィルタ差圧

ド
レ
ン
タ
ン
ク

ボンベ

Ｆ００１

〔ＦＯ〕

・

オリフィス

フィルタ装置水位

AO
〔ＦＣ〕

H2E

Ｆ１０２

350

ボンベ
遠隔手動弁操作設備④ AO ③よう素
フィルタ

ラプチャーディスク⑦

MO

フィルタ装置水素濃度

Ｎ2ベントライン

別紙17② AO ①〔ＦＣ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

AO

Ｎ2供給ライン136

パージ用排風機

MO

PT

フィルタ装置出口配管圧力フィルタ装置出口圧力

原子炉区域より原子炉区域・
タービン区域〔ＦＣ〕
換気空調系排風機へ

MO

ラプチャーディスク
オリフィス
Ｎ2ベントラインMO

非常用ガス処理系
排風機より
MO
MO

MO

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

原子炉建屋

Ｎ2供給ラインＮ2供給ライン

格納容器圧力逃がし装置系統概要と他系統隔離弁⑤

v;流速（約6.64（m/s））；質量流量から換算）v;流速（約41.7（m/s））；質量流量から換算）⑤

60 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

139

別紙22

376

⑤

140

別紙24

384

②（設備設計進捗による変更）

Q：HCl の流入量[mol]q1：熱分解によるHCl 発生量(33000)[mol]DF1：格納容器内スプレイによる除去係数（10: CSE 試験に基づき設定）[-]DF2：サプレッション・チェンバでのスクラビングによる除去係数(10: 発電用軽水型原子炉の安全評価に関する審査指針（平成2 年8 月30
日 原子力安全委員会決定 一部改訂 平成13 年3 月29 日 原子力安全委員会))[-]

変更理由

141

別紙27

396

Q：HCl の流入量[mol]q1：熱分解によるHCl 発生量(33000)[mol]DF1：格納容器内スプレイによる除去係数（10: CSE 試験に基づき設定）[-]DF2：サプレッション・チェンバでのスクラビングによる除去係数(10: Standard Review Plan6.5.5 を参照し設定))[-]

142

別紙27

397

今，フィルタ装置に流入する無機よう素量は，0.53[mol]※2 と評価している。 今，フィルタ装置に流入する無機よう素量は，5.22[mol]※2 と評価している。 ③（無機よう素量
そのため，この無機よう素を捕捉するため，水酸化物イオン1.06[mol]が消費 そのため，この無機よう素を捕捉するため，水酸化物イオン10.44[mol]が消費 変更に伴う再評
される。
される。
価）

⑤

61 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

143

144

章番号

別紙27

別紙27

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

397

Q = q0×F×g×1/(DF1×DF2×DF3)×1/M= 29100×1×0.91×1/(2×10×1)×1/254～ 5.22[mol]Q = q0×F×g×1/DF×1/M
Q：無機よう素のフィルタ装置への流入量[mol]= 29100×1×0.91×1/200×1/254
q0：よう素の停止時炉内内蔵量(29100)[g]③（無機よう素の～ 0.53 [mol]F：よう素の原子炉圧力容器から原子炉格納容器内への放出割合（1）[-]
評価方法を,59Q：無機よう素のフィルタ装置への流入量[mol]g：無機よう素の組成構成比（0.91: R.G.1.195）[-]
11「原子炉制御室
q0：よう素の停止時炉内内蔵量(29100)[g]DF1：原子炉格納容器内での沈着による除去係数（2: Standard Reviewの居住性に係る
F：よう素の原子炉圧力容器から原子炉格納容器内への放出割合（1）[-]
Plan6.5.5）[-]
被ばく評価についg：無機よう素の組成構成比（0.91: R.G.1.195）[-]
DF2：サプレッション・チェンバでのスクラビングによる除去係数て」に合わせ修
DF：原子炉格納容器内での自然沈着による除去係数（200:CSE 実験に基づ(10: 発電用軽水型原子炉の安全評価に関する審査指針（平成2 年8 月30 日
正）き設定）[-]
原子力安全委員会決定 一部改訂 平成13 年3 月29 日 原子力安全委員
M：無機よう素の分子量（254）[-]会))[-]
DF3：ドライウェルスプレイによる除去係数(1)[-]
M：無機よう素の分子量（254）[-]398

ベントガスに含まれる水蒸気の凝縮によるスクラバ水量の増加に伴う希釈待機時のフィルタ装置には，スクラバノズル上端から1[m]まで水を張っており，
水量は23766[l]である。ベントガスの凝縮により，スクラバ水の最大水位はス
クラバノズル上端から2.2[m]であることから，水量は38846[l]へ増加する。そのため，スクラバの薬液濃度は23766/38846=0.61 倍に希釈される。

ベントガスに含まれる水蒸気の凝縮によるスクラバ水量の増加に伴う希釈待機時のフィルタ装置には，スクラバノズル上端から1[m]まで水を張っており，
水量は23670[l]である。ベントガスの凝縮により，スクラバ水の最大水位はス
クラバノズル上端から2.2[m]であることから，水量は38750[l]へ増加する。そのため，スクラバの薬液濃度は23670/38750=0.61 倍に希釈される。

⑤

62 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

145

別紙27

398

⑤
③（無機よう素量変更に伴う再評
価）

146

別紙29

408

③（無機よう素量変更に伴う再評価）

63 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

147

148

章番号

別紙30

別紙30

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

416

③（自主的な解析
結果の修正（Te2,UO2についてはNUREG1465補正前のMAAP結果が放出割合ゼロであったため，NUREG1465補正の対象外としていたが，保守的に
NUREG-1465補
正の対象とするよ
う修正））

420

③（自主的な解析
結果の修正（Te2,UO2についてはNUREG1465補正前のMAAP結果が放出割合ゼロであったため，NUREG1465補正の対象外としていたが，保守的に
NUREG-1465補
正の対象とするよう修正））

64 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

149

章番号

別紙30

ページ番号

変更後

別紙31

427

151

別紙31

427

変更理由

③（自主的な解析
結果の修正（Te2,UO2についてはNUREG1465補正前のMAAP結果が放出割合ゼロであったため，NUREG1465補正の対象外としていたが，保守的に
NUREG-1465補
正の対象とするよ
う修正））

421

150

変更前

そこで，地震荷重と組み合わせる荷重を以下の通り設定し，その荷重により発生する応力を評価している。また，許容応力状態をⅣＡＳとし，さらに重大事故等時における運転状態を考慮して設定した設計温度にて，許容限界を －設定する。その上で，発生応力が許容限界以下であることを確認することで，基準地震動Ssに対する機器の健全性を確認している。

⑤⑤

65 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

152

別紙31

427

ー

⑤

427

D ：自重及びその他の長期的機械的荷重による応力
Ｄ：死荷重
Pd ：内圧応力
ＰＳＡ：重大事故における運転状態を考慮して設定した設計圧力による荷重
Ma ：その他の短期的機械的荷重による応力（当該設備においては対象外）
ＭＤ：地震と組み合わすべきプラントの運転状態Ⅰ及びⅡ（運転状態Ⅲがある Mb ：二次応力（熱応力）場合にはこれを含む。）又は当該設備に設計上定められた機械的荷重
Sa(c）：一次+二次応力に対する許容応力（短期的荷重を含まない場合）
ＳＳ：基準地震動ＳＳにより定まる地震力
Sa(d）：一次+二次応力に対する許容応力（短期的荷重を含む場合）
Sh ：最高使用温度における材料規格 Part3 第1 章 表3 に定める値
ＴＳＡ：重大事故における運転状態を考慮して設定した設計温度
Ss ：基準地震動Ss により定まる地震力
Su ：設計引張強さ 設計・建設規格 付録材料図表 Part5 表9 に規定される値⑤

434

各作業の評価時間には，作業場所への往復時間を含めた。格納容器ベント
実施後の屋外の各作業の往復時間における被ばく評価に当たっては，移動各作業の評価時間には，作業場所への往復時間を含めた。なお，各作業の中における線量率が作業場所（線源となるよう素フィルタ等の近傍）における往復時間における被ばく評価に当たっては，移動中における線量率が作業線量率よりも小さいことを考慮し，作業場所よりも線量影響が小さい場所にい場所（線源となるよう素フィルタ等の近傍）における線量率よりも小さいことを ③（より現実的なるものとして評価した。
考慮し，作業場所よりも線量影響が小さい場所にいるものとして評価した。
評価となるように格納容器ベント実施前の屋外及び屋内の各作業の被ばく評価に当たってまた，格納容器ベント実施後の作業の被ばく評価に当たっては，各作業を前 評価点を設定）
は，作業場所を代表評価点とし，移動時間を含めて作業場所にいるものとし
半（系統構成等）と後半（停止操作等）に分け，前半と後半で緊急時対策要員て評価した。ただし，フィルタベント大気放出ラインドレン弁の閉操作の被ばくが交替し作業に当たるものとして評価した。
評価に当たっては，移動中は屋内，作業中は屋外にいるものとして評価し
た。

153

154

別紙31

別紙33

変更後

変更前

変更理由

66 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

155

別紙33

435

156

別紙33

436

変更後

変更前

変更理由

③（各作業のタイ
ムチャートの変
更，作業追加（雨水排水止め弁閉作業）による修正）－⑤67 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

157

別紙33

158

159

変更後

変更前

変更理由

437

－

⑤

別紙33

438

－

⑤

別紙33

439

－

⑤

68 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

160

別紙33

440

161

別紙33

440

変更後

変更前

変更理由

⑤

－

⑤

69 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

162

別紙33

441

③（評価上考慮した遮蔽厚さの誤りの修正）

442③（評価対象となる作業の追加に伴う評価点（雨水排水止め弁）の追
加）

163

別紙33

変更後

変更前

変更理由

70 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

164

別紙33

443

165

別紙33

444

変更後

変更前

変更理由

－

⑤

⑤

71 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

166

167

章番号

別紙33

別紙33

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

445

③（評価対象となる作業の追加に伴う評価点（雨水排水止め弁）の追加）

446③（D/Wベント時
大気中への放出放射能量は，中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばくのスクラビング効評価※1と同様の評価方法にて評価した。なお，D/Wベント時においては，ベ 大気中への放出放射能量は，中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく果を保守的に考
ントライン経由で放出される無機よう素に対しW/Wのスクラビング効果を見込 評価※1と同じ評価方法にて評価した。
慮しないものと設
まないものとした。
定）72 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

168

別紙33

447

169

別紙33

447

170

別紙33

448

変更後

変更前

変更理由

③（評価条件（原子炉建屋の換気率や非常用ガス処理系の運用等）の変更に伴う再評価）

73 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

171

172

173

章番号

別紙33

別紙33

別紙33

ページ番号

変更後

変更前

③（評価条件（原子炉建屋の換気率や非常用ガス処理系の運用等）の変更に伴う評
価結果の変更）

449

450

450

変更理由

e. 格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並びによう素フィルタ内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
e.フィルタ及び配管内の放射性物質
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並びによう素フィルタ内の 格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びに配管内の放射性物質による作業エリアでの被ばくは，放射性物質からの直接ガンマ線 放射性物質による作業エリアでの被ばくは，フィルタ及び配管内の放射性物及びスカイシャインガンマ線による実効線量を，作業エリアの位置，線源の位 質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による実効線量を，作業置と形状並びに線源を囲む壁等によるガンマ線の遮蔽効果を考慮して評価し エリアの位置，フィルタ及び配管の位置と形状等を考慮し評価した。評価に当た。直接ガンマ線の評価には，QAD-CGGP2Rコードを用い，スカイシャインガ たっては，QAD-CGGP2Rコード及びG33-GP2Rコードを用いた。
ンマ線の評価には，QAD-CGGP2Rコード及びG33-GP2Rコードを用いた。

⑤③（評価条件（原子炉建屋の換気率や非常用ガス処理系の運用等）の変更に伴う経
路ごとの評価手法の変更）

74 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

174

175

章番号

別紙33

別紙33

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

451

③（評価条件（原子炉建屋の換気c.原子炉建屋内の放射性物質を吸入摂取することによる被ばく
c.原子炉建屋内に取り込まれた放射性物質による被ばく率や非常用ガス
原子炉建屋内の放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばくは，作業エ 本評価においては，中央制御室の居住性（重大事故）に係る被ばく評価と同処理系の運用等）
リアの放射性物質濃度が外気と同濃度※1になると仮定して評価した。なお， じく原子炉建屋内と外気とのやりとりは無いものと想定し，外気から原子炉建の変更に伴う経評価に当たってはマスクの着用を考慮した。
屋内へ放射性物質の取り込みはないものとした。
路ごとの評価手法の変更）

451③（当該の被ばく経路からの影響d.地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく
d.地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばくが，他の被ばく経
地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばくは，事故期間
地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばくは，原子炉建路からの影響に中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果，地表面沈着効
屋外壁が十分厚いことから影響は軽微であるとし，評価の対象外とした。
比べ小さいことか果を踏まえて評価した。
ら評価対象から除外）

75 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

176

177

章番号

別紙33

別紙33

ページ番号

451

451

変更後

変更前

e. 格納容器圧力逃がし装置の配管内の放射性物質からのガンマ線による被ばく
原子炉建屋内の配管内の放射性物質による作業エリアでの被ばくは，配管 e.フィルタ及び配管内の放射性物質
内の放射性物質からの直接ガンマ線による実効線量を，作業エリアの位置， 格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びに配管内の配管の位置と形状並びに作業エリアを囲む壁等によるガンマ線の遮蔽効果 放射性物質による作業エリアでの被ばくは，フィルタ及び配管内の放射性物を考慮し評価した。評価に当たっては，QAD-CGGP2Rコードを用いた。
質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による実効線量を，作業
なお，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びに屋外 エリアの位置，フィルタ及び配管の位置と形状並びに作業エリアを囲む壁等の配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばくは，原子炉建屋外 によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価した。評価に当たっては，QAD壁が十分厚いことから影響は軽微であるとし，評価の対象外とした。また，原 CGGP2Rコード及びG33-GP2Rコードを用いた。
子炉建屋内の配管においても，配管と作業エリアとの間に十分厚い遮蔽が存在する場合は，影響は軽微であるとし評価の対象外とした。

－

変更理由

③（当該の被ばく経路からの影響が，他の被ばく経路からの影響に比べ小さいことから評価対象から除外）③（評価条件（原子炉建屋の換気率や非常用ガス処理系の運用等）の変更に伴う経
路ごとの評価手法の変更）

76 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

178

章番号

別紙33

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

452

③（評価条件（原最も被ばく量が大きくなるのは，屋外で行うフィルタ装置への薬液注入であ
子炉建屋の換気
最も被ばく量が大きくなる作業においても約81mSvとなった。したがって，緊急 り，6号炉の格納容器ベント実施時でW/Wベント時は約91mSv，D/Wベント時
率や非常用ガス時作業に係る線量限度100mSvに照らしても，作業可能であることを確認しは約90mSv，7号炉の格納容器ベント実施時でW/Wベント時は約95mSv，処理系の運用等）
た。
D/Wベント時は約94mSvとなる。したがって，緊急時作業に係る線量限度の変更に伴う再100mSvに照らしても，作業可能であることを確認した。
評価）※2 本被ばく評価では，非常用ガス処理系が停止した時点で，二次格納施設の換気率は無限大[回/日]となり，それまで二次格納施設内に閉じ込められていた放射性物質が一瞬にして屋外に放出されるという想定をしている。そのため，非常用ガス処理系の停止直後において，屋内及び屋外の作業環境は非常に厳しいものになるが，被ばく評価に当たって，この期間における作業実施を想定することは過度に保守的であると考えられる。したがって，非常用
ガス処理系が停止してから5分間は評価対象期間外とした。

179

別紙33

452

180

別紙33

453

－

③（評価条件（原子炉建屋の換気率や非常用ガス処理系の運用等）の変更に伴う経
路ごとの評価手法の変更）⑤

77 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

181

別紙33

453

変更後

変更前

変更理由

⑤

78 / 85 ページ

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No.

章番号

ページ番号

182

別紙33

454

変更後

変更前

変更理由

⑤
③（評価条件（原子炉建屋の換気率や非常用ガス処理系の運用等）の変更に伴う放出源の追加）

183

別紙33

455

79 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

184

章番号

別紙33

ページ番号

455

変更後

変更前

変更理由

③（作業環境の評
価結果が厳しくなることから，評価上で想定するマス
クによる防護係数を変更）

80 / 85 ページ

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No.

185

章番号

別紙33

ページ番号

456

変更後

変更前

変更理由

⑤
③（沈着速度をより現実的な値に変更
し，有機よう素についても保守的に沈着するものと想定した。
（よう素フィルタ内の無機よう素付着割合の変更は誤記の修正。無機よう素はフィルタ装置のスク
ラバ水で大部分が除去されるためよう
素フィルタにはほとんど移行しないものと考えられるが，よう素フィルタからの影響が大きい屋外の評価においては，
保守的な想定として
ベントラインに流入した無機よう素の100%がよう素フィル
タに付着するものとした。なお，ベントラ
インに流入した無機
よう素の100%がよう素フィルタに付着すると想定しても，線源として支配的となるのはよう素フィル
タに付着した有機よう素であるため，評価結果への影響は小さい）

81 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

186

章番号

別紙33

ページ番号

457

変更後

変更前

変更理由

③（・評価条件（原子炉建屋の換気率や非常用ガス処理系の運用等）の変更に伴う再評価・作業（雨水排水
ライン止め弁閉操作）追加による再評価）

82 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

187

188

章番号

別紙33

別紙33

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

458

③（・評価条件（原子炉建屋の換気率や非常用ガス処理系の運用等）の変更に伴う再評価・作業（雨水排水
ライン止め弁閉操作）追加による再評価）

459③（・評価条件（原子炉建屋の換気率や非常用ガス処理系の運用等）の変更に伴う再評価・作業（雨水排水
ライン止め弁閉操作）追加による再評価）

83 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

③（・評価条件（原子炉建屋の換気率や非常用ガス処理系の運用等）の変更に伴う再評価・作業（雨水排水
ライン止め弁閉操作）追加による再
評価）

189

別紙33

460

190

別紙33

461

現場作業の線量影響評価における地表面への沈着速度の設定について(参考) 【本文省略】-③（沈着速度としてより現実的な値を設定）

472

ベントを実施する際に，雨水排水ラインの止め弁は，ベント開始前準備作業の中で閉にする運用とし，ベントガスの一部が主ラインではなく，雨水排水ラインを通して排出されてしまうことを防止する。これにより，低所放出により発電所敷地内外での被ばく線量が大きくなること，ならびに雨水排水ラインが設置されている原子炉建屋屋上が高濃度に汚染されることを防止する。
なお，ベント実施中は，常にベントガスの流れがあるため，放出口から雨水が流入することは考えにくい。また，仮に放出口から雨水が流入したとしても，流入した雨水はドレンタンクに回収され，原子炉格納容器に移送することが可能である。そのため，ベント開始前準備作業の中で雨水排水ラインの止め弁を閉にしても，格納容器圧力逃がし装置の機能に影響はない。

-

⑤

191

別紙37

84 / 85 ページ

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

192

別紙42

494

今回実施した試験条件を第1表に示す。ベント最初期の状態を模擬するた
今回実施した試験条件を第1表に示す。ベント最初期の状態を模擬するため，吸着材カラム部のヒータを切って吸着材の温度を室温の状態とし，その め，吸着材カラム部のヒータを切って吸着材の温度を室温の状態とし，その状態からダミーカラムより試験カラムへラインを切り替え，試験を開始した。ま 状態からダミーカラムより試験カラムへラインを切り替え，試験を開始した。また，ベント最初期のベントガスは蒸気，水素，窒素の混合ガスであることかた，ベント最初期のベントガスは蒸気，水素，窒素の混合ガスであることか
ら，実機の条件を考慮して蒸気10％，水素30％，窒素60％の混合ガスとして ら，実機の条件を考慮して蒸気10％，水素30％，窒素60％の混合ガスとして試験を実施した（実機のガス組成は第2図参照）。さらに，接触時間はベント 試験を実施した（実機のガス組成は第2図参照）。さらに，接触時間はベント初期に想定される0.214sよりも短い0.173sとした。
初期に想定される0.213sよりも短い0.173sとした。

193

別紙44

500

新規追加（P.500～511）

―

⑤

194

別紙45

512

新規追加（P.512～531）

ー

⑤

195

別紙46

532

新規追加（P.532～538）

ー

⑤

⑤

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まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
別添資料-2 復水補給水系を用いた代替循環冷却の成立性について

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

原子炉格納容器①より

MO

RHR(B)系
MO

RHR(A)系

MO

MO

AO

①より

代替Hx

MO

RHR(B)系
MO

RHR(A)系

MO

MO

MO

AO

F

F

S/C

RHR（B）

MO

Hｘ
（B）

MO

廃棄物処理建屋

RHRタイライン
MO（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

代替循環冷却系の設備概要（７号炉の例）＊上図は原子炉冷却材喪失事故（LOCA）を想定しているため原子炉へ注水した水は破断口から溢れ出しサプレ
ッション・チェンバ・プールに流入する。LOCA 以外の場合は逃がし安全弁の排気管を通してサプレッション・
チェンバに流入することになる。

2

1.3.1

5

MO

タービン建屋へ

原子炉へ

図 1.2-1

MO

HPCF
（B）

MO

MO

MO

MO

・系統流量：ⓐ復水補給水系流量（RHR A系代替注水流量）ⓑ復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）ⓒ復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）・残留熱除去系熱交換器入口温度：ⓓサプレッション・チェンバ・プール水温度・残留熱除去系熱交換器出口温度：ⓔ復水補給水系温度（代替循環冷却）・格納容器下部の温度：ⓕドライウェル雰囲気温度
・格納容器下部の水位：ⓖ格納容器下部水位
また，復水移送ポンプの運転状態を監視するため，下記で示すⓗの計器を設置する。
・復水移送ポンプの運転状態：ⓗ復水移送ポンプ吐出圧力

MO

復水貯蔵槽
ＭＵＷＣ
(A)

ＭＵＷＣ
(B)

ＭＵＷＣ
(C)

廃棄物処理建屋

MO

ＭＵＷＣ
(C)

S/Cクーリングライン
SPCU

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

MO

ＭＵＷＣ
(B)

MO

ＭＵＷＣ
(A)

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵槽

①へ

MO

MO

MO

3

MO

MO

MO

S/Cクーリングライン

MO

Hｘ
（B）

ＲＨＲ
（B）

外部接続口

MO

SPCU

MO

タービン建屋へ

MO

①へ

MO

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

MO

格納容器
下部注水

MO

MO

外部接続口

1.2

MO MO

F
MO

1

MO

RHR洗浄水
ライン

F

S/C

MO

MO

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

MO

格納容器
下部注水

MO

MO

MO MO

代替Hx
MO

炉注水

MO

MO

F

格納容器スプレイ

AO

炉注水

F

変更理由

原子炉格納容器

格納容器スプレイ

AO
MO

RHR洗浄水ライン③評価進捗による変更・修正

MO

HPCF
（B）

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

MO

S/Cへ
MO

⑤

原子炉へ

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

図 1.2-1 代替循環冷却系の設備概要（７号炉の例）＊上図は大 LOCA を想定しているため原子炉へ注水した水は破断口から溢れ出しサプレッション・チェンバ・
プールに流入する。LOCA 以外の場合は逃がし安全弁の排気管を通してサプレッション・チェンバ・プールに流入することになる。

・系統流量：ⓐ復水補給水系流量（原子炉圧力容器）ⓑ復水補給水系流量（原子炉格納容器）＊格納容器スプレイⓒ復水補給水系流量（原子炉格納容器）＊格納容器下部注水・残留熱除去系熱交換器入口温度：ⓓサプレッション・チェンバ・プール水温度・残留熱除去系熱交換器出口温度：ⓔ復水補給水系温度（代替循環冷却）・格納容器下部の温度：ⓕドライウェル雰囲気温度
・格納容器下部の水位：ⓖ格納容器下部水位
また，復水移送ポンプの運転状態を監視するため，下記で示すⓗの計器を設置する。
・復水移送ポンプの運転状態：ⓗ復水移送ポンプ吐出圧力

⑤

1/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

MO

RHR(A)系

MO

MO

RHR(B)系

MO

AO

格納容器スプレイ

①より

MO

MO

RHR(A)系

MO

MO

MO

RHR(B)系

代替Hx

AO

MO

AO

格納容器スプレイ

MO

T

c

S/C

L

f

S/C

d
L

T

L

RHR洗浄水
ライン
F

ⓑ F

ⓐ
MO MO

F

T T

RHR
（B）

MO

Hｘ
（B）

ⓒ

MO

L

L

P

h

MO

4

1.3.2

7

RHRタイライン
MO

原子炉へ

廃棄物処理建屋

図 1.3.2-1

HPCF
（B）

代替循環冷却系（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器
F
： 流量計
T
： 温度計
P
： 圧力計
L
： 水位計

使用時の概略図

MO

復水貯蔵槽

ⓔ
MO

タービン建屋へ
MO

P

P

P

ＭＵＷＣ
(A)

ＭＵＷＣ
(B)

ＭＵＷＣ
(C)

廃棄物処理建屋

図 1.3.2-1

ⓗ

T

MO

MO

MO

P
MUWC
(C)

MO

S/Cクーリングライン
SPCU

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

①へ

MO

MO

P
MUWC
(B)

MO

MO

MUWC
(A)

T

MO

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵槽

ＲＨＲ
（B）

L

MO

e
MO

タービン建屋へ

Hｘ
（B）

MO

MO

6

MO

1.3.2

T
T T

MO

ⓖ

S/Cクーリングライン

3

ⓕ
ⓓ

MO

外部接続口

MO

SPCU

T

①へ

MO

g

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

MO

格納容器
下部注水

MO

MO

外部接続口

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

MO

格納容器
下部注水

MO

MO

a
MO MO

F

MO

F

MO

b

MO

炉注水
MO

MO

MO

F

代替Hx

AO

炉注水

RHR洗浄水ライン

変更理由

原子炉格納容器

原子炉格納容器①より③評価進捗による変更・修正

HPCF
（B）

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

MO

⑤

S/Cへ
MO

原子炉へ

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器
F
： 流量計
T
： 温度計
P
： 圧力計
L
： 水位計

代替循環冷却系使用時の概略図⑤

2/30

機器配置図（6 号炉原子炉建屋地下 1 階）

9

図1.3.2-3
機器配置図（6号炉原子炉建屋地下2階）

図 1.3.2-2

6号炉 原子炉建屋地下2階【T.M.S.L. -1700】

図 1.3.2-2

ドライウェル雰囲気温度(T31-TE028K)T.M.S.L. 1300

6号炉 原子炉建屋地下1階【T.M.S.L. 4800】

復水補給水系流量(原子炉圧力容器)(E11-FT015A)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

変更後

図1.3.2-3

7号炉 原子炉建屋地上1階【T.M.S.L. 12300】

1.3.2
86号炉 原子炉建屋地下1階【T.M.S.L. 4800】

b.配置図

復水補給水系流量(原子炉格納容器)(P13-FT030)

6
1.3.2
ページ番号

復水補給水系流量(原子炉圧力容器)(原子炉格納容器)(E11-FT015B)

5
章番号

6号炉 原子炉建屋地下2階【T.M.S.L. -1700】

ドライウェル雰囲気温度(T31-TE028K)T.M.S.L. 1300

No.

復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)(P13-FT030)

復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）(E11-FT015B)

復水補給水系流量(RHR A系代替注水流量)(E11-FT015A)

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
③評価進捗による変更・修正

変更前
変更理由

b.配置図

⑤

機器配置図（6 号炉原子炉建屋地下 1 階）⑤

機器配置図（6号炉原子炉建屋地下2階）

3/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
ページ番号

7

1.3.2

12

変更後

変更前

復水補給水系流量(原子炉圧力容器)(原子炉格納容器)(E11-FT-013B)

復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）(E11-FT-013B)⑤

機器配置図（7号炉原子炉建屋地上1階）

図1.3.2-6

7号炉 原子炉建屋地下1階【T.M.S.L. 4800】

13
7号炉 原子炉建屋地下1階【T.M.S.L. 4800】

1.3.2

機器配置図（7号炉原子炉建屋地上1階）

復水補給水系流量(原子炉圧力容器)(E11-FT-013A)

復水補給水系流量（RHR A系代替注水流量）(E11-FT-013A)

図1.3.2-68

変更理由

7号炉 原子炉建屋地上1階【T.M.S.L. 12300】

章番号7号炉 原子炉建屋地上1階【T.M.S.L. 12300】

No.

③評価進捗による変更・修正

図1.3.2-7 機器配置図（7号炉原子炉建屋地下1階）

図1.3.2-7⑤機器配置図（7号炉原子炉建屋地下1階）

4/30

図1.3.2-97号炉 原子炉建屋地下3階【T.M.S.L. -8200】

ドライウェル雰囲気温度(T31-TE-029K)T.M.S.L.-3000

復水補給水系流量(原子炉格納容器)(P13-FT-025)

7号炉 原子炉建屋地下2階【T.M.S.L. -1700】

変更後

図1.3.2-8

図1.3.2-9

復水補給水系温度（代替循環冷却）
E11-TE-009B

15

サプレッション・チェンバ・プール水
温度(T53-TE-003F)T.M.S.L.-2180(T53-TE-003K)T.M.S.L.-4860(T53-TE-003P)T.M.S.L.-6530

1.3.2

格納容器下部水位(T31-L/TE036-3)T.M.S.L.-5600

10

格納容器下部水位(T31-L/TE036-1)T.M.S.L.-3600

図1.3.2-8

格納容器下部水位(T31-L/TE036-2)T.M.S.L.-4600

7号炉 原子炉建屋地下2階【T.M.S.L. -1700】

147号炉 原子炉建屋地下3階【T.M.S.L. -8200】

復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)(P13-FT-025)

1.3.2

サプレッション・チェンバ・プール水温度(T53-TE-002F)T.M.S.L.-2180(T53-TE-002K)T.M.S.L.-4860(T53-TE-002P)T.M.S.L.-6530

9復水補給水系温度（代替循環冷却）
E11-TE-009B

ドライウェル雰囲気温度(T31-TE-029K)T.M.S.L.-3000

ページ番号

格納容器下部水位(T31-L/TE036-3)T.M.S.L.-5600

章番号

格納容器下部水位(T31-L/TE036-1)T.M.S.L.-3600

No.

格納容器下部水位(T31-L/TE036-2)T.M.S.L.-4600

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化③評価進捗による変更・修正

変更前
変更理由

⑤

機器配置図（7号炉原子炉建屋地下2階）

機器配置図（7号炉原子炉建屋地下2階）⑤

機器配置図（7号炉原子炉建屋地下3階）

機器配置図（7号炉原子炉建屋地下3階）

5/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

原子炉格納容器
原子炉格納容器

11

1.3.2

17

⑤
T

T

T

サプレッション・チェンバ・プール水温度計
6号炉：T53-TE003F T.M.S.L. -3000(216°)，
7号炉：T53-TE002F T.M.S.L. -2180(145°）
サプレッション・チェンバ・プール水温度計
6号炉：T53-TE003K T.M.S.L. -4650(216°)，
7号炉：T53-TE002K T.M.S.L. -4860(145°）
サプレッション・チェンバ・プール水温度計
6号炉：T53-TE003P T.M.S.L. -6300(216°)，
7号炉：T53-TE002P T.M.S.L. -6530(145°）

RHRポンプ(B）吸込ストレーナ
6号炉：T.M.S.L. -7200(216°)，7号炉：T.M.S.L. -7085(216°）

T

サプレッション・チェンバ・プール水温度（T53-TE003F）
6号炉：T.M.S.L. -3000(216°)，7号炉:T.M.S.L. -2180(205°）T

サプレッション・チェンバ・プール水温度（T53-TE003K）
6号炉：T.M.S.L. -4650(216°)，7号炉:T.M.S.L. -4860(205°）T

サプレッション・チェンバ・プール水温度（T53-TE003P）
6号炉：T.M.S.L. -6300(216°)，7号炉:T.M.S.L. -6530(205°）
RHRポンプ(B）吸込ストレーナ
6号炉：T.M.S.L. -7200(216°)，7号炉:T.M.S.L. -7085(216°）
S/C底部(T.M.S.L. -8200)

S/C底部(T.M.S.L. -8200)

図1.3.2-11

サプレッション・チェンバ・プール水温度の位置

図1.3.2-11 サプレッション・チェンバ・プール水温度の位置

12

1.3.2

18

13

1.3.2

18

ⓐ 復水補給水系流量（RHR A系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR A系代替注水流量）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，復水補給水系流量（RHR A系代替注水流量）の検出信号は，差圧式流量検出器からの電流信号を，中央制御室の演算装置を経由して指示部にて流量信号へ変換する処理を行った後，復水補給水系流量（RHR A系代替注水流量）を中央制御室に指示し，記録する。
（図1.3.2-12「復水補給水系流量（RHR A系代替注水流量）の概略構成図」参照。）ⓐ 復水補給水系流量（原子炉圧力容器）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，復水
補給水系流量（原子炉圧力容器）の検出信号は，差圧式流量検出器にて差圧を検出し，演算装置にて電気信号へ変換する処理を行った後，復水補給水系流量（原子炉圧力容器）を
中央制御室に指示し，記録する。（図1.3.2-12「復水補給水系流量（原子炉圧力容器）の概略
構成図」参照。）

⑤

⑤

6/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

14

1.3.2

19

15

1.3.2

19

16

1.3.2

20

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

ⓑ 復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）の検出信号は，差圧式流量検出器からの電流信号を，中央制御室の演算装置を経由して指示部にて流量信号へ変換する処理を行った後，復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）を中央制御室に指示し，記録する。
（図1.3.2-13「復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）の概略構成図」参照。）ⓑⓒ 復水補給水系流量（原子炉格納容器）
復水補給水系流量（原子炉格納容器）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，復水
補給水系流量（原子炉格納容器）の検出信号は，差圧式流量検出器にて差圧を検出し，演算装置にて電気信号へ変換する処理を行った後，復水補給水系流量（原子炉格納容器）を
中央制御室に指示し，記録する。（図1.3.2-13「復水補給水系流量（原子炉格納容器）の概略
構成図」参照。）

変更理由

⑤

⑤

ⓒ 復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）－
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）の検出信号は，差圧式流量検出器からの電流信号を，中央制御室の演算装置を経由して指示部にて流量信号へ変換する処理を行った後，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）を中央制御室に指示し，記録する。
（図1.3.2-14「復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）の概略構成図」参照。）

⑤

7/30

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枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

－

17

1.3.2

20

18

1.3.2

21

19

1.3.2

21

⑤

ⓓ サプレッション・チェンバ・プール水温度ⓓ サプレッション・チェンバ・プール水温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度は，重大事故等対処設備の機能を有しており，サプ サプレッション・チェンバ・プール水温度は，重大事故等対処設備の機能を有しており，サプ
レッション・チェンバ・プール水温度の検出信号は，測温抵抗体の抵抗値を，中央制御室の レッション・チェンバ・プール水温度の検出信号は，測温抵抗体にて温度を電気信号に変換
指示部にて温度信号に変換する処理を行った後，サプレッション・チェンバ・プール水温度を した後，サプレッション・チェンバ・プール水温度を中央制御室に指示し，記録する。（図1.3.2中央制御室に指示し，記録する。（図1.3.2-15 「サプレッション・チェンバ・プール水温度の概 14 「サプレッション・チェンバ・プール水温度の概略構成図」参照。）
略構成図」参照。）

⑤

⑤

8/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

20

1.3.2

22

21

1.3.2

22

22

1.3.2

23

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前ⓔ 復水補給水系温度（代替循環冷却）ⓔ 復水補給水系温度（代替循環冷却）復水補給水系温度（代替循環冷却）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，復水補 復水補給水系温度（代替循環冷却）は，重大事故等対処設備の機能を有しており復水補給
給水系温度（代替循環冷却）の検出信号は，熱電対からの起電力を，中央制御室の指示部 水系温度（代替循環冷却）の検出信号は，熱電対にて温度を電気信号に変換した後，復水にて温度信号に変換する処理を行った後，復水補給水系温度（代替循環冷却）を中央制御 補給水系温度（代替循環冷却）を中央制御室に指示し，記録する。（図1.3.2-15 「復水補給室に指示し，記録する。（図1.3.2-16 「復水補給水系温度（代替循環冷却）の概略構成図」 水系温度（代替循環冷却）の概略構成図」参照。）
参照。）

変更理由

⑤

⑤

ⓕ ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル雰囲気温度は，重大事故等対処設備の機能を有しており，ドライウェル雰囲気
温度の検出信号は，熱電対からの起電力を，中央制御室の指示部にて温度信号に変換する処理を行った後，ドライウェル雰囲気温度を中央制御室に指示し，記録する。（図1.3.2-17「ドライウェル雰囲気温度の概略構成図」参照。）ⓕ ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル雰囲気温度は，重大事故等対処設備の機能を有しており，ドライウェル雰囲気
温度の検出信号は，熱電対にて温度を電気信号に変換した後，ドライウェル雰囲気温度を中央制御室に指示し，記録する。（図1.3.2-16「ドライウェル雰囲気温度の概略構成図」参
照。）

⑤

9/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

23

1.3.2

23

24

1.3.2

24

25

1.3.2

24

26

1.3.2

25

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤

ⓖ 格納容器下部水位ⓕ ドライウェル雰囲気温度
格納容器下部水位は，重大事故等対処設備の機能を有しており，格納容器下部水位の検 ドライウェル雰囲気温度は，重大事故等対処設備の機能を有しており，ドライウェル雰囲気
出信号は，電極式水位検出器からの水位状態（ON-OFF信号）を，中央制御室に指示し，記 温度の検出信号は，熱電対にて温度を電気信号に変換した後，ドライウェル雰囲気温度を録する。（図1.3.2-18「格納容器下部水位の概略構成図」参照。）
中央制御室に指示し，記録する。（図1.3.2-16「ドライウェル雰囲気温度の概略構成図」参
照。）

⑤

⑤

ⓗ 復水移送ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出圧力は，重大事故等対処設備の機能を有しており，復水移送ポンプ吐
出圧力の検出信号は，弾性圧力検出器からの電流信号を，中央制御室の指示部にて圧力信号へ変換する処理を行った後，復水移送ポンプ吐出圧力を中央制御室に指示し，記録する。（図1.3.2-19「復水移送ポンプ吐出圧力の概略構成図」参照。）ⓕ ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル雰囲気温度は，重大事故等対処設備の機能を有しており，ドライウェル雰囲気
温度の検出信号は，熱電対にて温度を電気信号に変換した後，ドライウェル雰囲気温度を中央制御室に指示し，記録する。（図1.3.2-16「ドライウェル雰囲気温度の概略構成図」参
照。）

⑤

10/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

27

1.3.2

25

変更後

変更前

RHR(B)系
MO

RHR(A)系

(i)

(j)

MO

MO

MO

AO

原子炉格納容器
格納容器スプレイ

（i）

代替Hx

AO
MO

(k)

MO

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

(a)

MO

S/C

S/C

MO

ＲＨＲ
（B）

RHR洗浄水
ライン

MO

（k）

（f） （l） （m）
MO MO

MO

格納容器
下部注水

MO

MO

MO

タービン建屋へ

RHRタイライン
MO

復水貯蔵槽

原子炉へ
（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

代替循環冷却系

概略図

MO

図 1.3.3-1

HPCF
（B）

MO

S/Cクーリングライン（e） MO

（n）

（o）

（p）

ＭＵＷＣ
(A)

ＭＵＷＣ
(B)

ＭＵＷＣ
(C)

廃棄物処理建屋

図 1.3.3-1

（d）

（c）

MO

MO

代替循環冷却系

MO

廃棄物処理建屋

MO

①へ

MO

(p)
ＭＵＷＣ
(C)

（b）

SPCU

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

MO

(o)
ＭＵＷＣ
(B)

MO

(n)
ＭＵＷＣ
(A)

MO

MO

MO

復水貯蔵槽

MO

MO

タービン建屋へ

(c)

Hｘ
（B）

ＲＨＲ
（B）
MO

MO

(d)
MO

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

（a）

外部接続口

S/Cクーリングライン(e) MO

MO

MO

MO

MO

SPCU

F

①へ

MO

26

（g）

(b)
MO

外部接続口

F

F

Hｘ
（B）

代替Hx
MO

炉注水

MO

MO

格納容器
下部注水

MO MO

F

原子炉格納容器
格納容器スプレイAOMO(f) (l) (m)

MO

AO

（h）
MO

F

MO

RHR(A)系（j）

MO

RHR(B)系

MO

MO

MO

F (g)

①より

MO

炉注水

(h)
RHR洗浄水
ライン

1.3.3

変更理由

⑤

①より

28

③評価進捗による変更・修正

MO

HPCF
（B）

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

⑤

MO

S/Cへ
MO

原子炉へ

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器
F
： 流量計

概略図

11/30

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【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

29

30

31

章番号

1.3.3

1.3.3

1.3.3

ページ番号

27

変更後
・復水補給水系流量（RHR A系代替注水流量）
・復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）
・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）・復水移送ポンプ吐出圧力・復水補給水系温度（代替循環冷却）・原子炉水位（SA）
・格納容器内圧力・格納容器内温度
・サプレッション・チェンバ・プール水位・サプレッション・チェンバ・プール水温度※4：代替循環冷却系設置に伴い新設した設備③評価進捗による変更・修正

変更前
・復水補給水系流量・復水移送ポンプ吐出圧力・復水補給水系温度（代替循環冷却）・原子炉水位
・格納容器内圧力・格納容器内温度
・サプレッション・プール水位・サプレッション・チェンバ・プール水温度※4：代替循環冷却系設置に伴い新設した設備

変更理由

⑤

28

a. 常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）から非常用所内電気設備（M/C，a. 常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機）から非P/C，MCC）を経由して，代替循環冷却系の運転に必要な設備に電源供給を行う。（図1.3.3- 常用電気設備（M/C，P/C，MCC）を経由して，代替循環冷却系の運転に必要な設備に電源 ②（第二ガスター
ビン発電機の自2）供給を行う。（図1.3.3-2）
主設備化）

29

②（第二ガスター
ビン発電機の自主設備化）

図1.3.3-2

代替循環冷却系の単線結線図（代替交流電源設備から非常用電気設備経由で電源供給時）

12/30

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【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

32

1.3.3

30

変更後

2.2.1

33

34

2.2.1

35

変更前

変更理由

②（第二ガスター
ビン発電機の自主設備化）

図1.3.3-3 代替循環冷却系の単線結線図（代替所内電気設備経由で電源供給時）

33③評価進捗による変更・修正

図1.3.3-2

代替循環冷却系の単線結線図（代替交流電源設備から非常用電気設備経由で電源供給時）

代替循環冷却系運転を開始した後は，復水移送ポンプの運転状態を復水移送ポンプ吐出 代替循環冷却運転を開始した後は，復水移送ポンプの運転状態を復水移送ポンプ吐出圧
圧力により監視する。また，系統流量の監視は，原子炉注水流量を復水補給水系流量力により監視する。また，系統流量の監視は，原子炉注水流量を復水補給水系流量（原子（RHR A系代替注水流量）で，格納容器スプレイ流量を復水補給水系流量（RHR B系代替注 炉圧力容器）で，格納容器スプレイ流量を復水補給水系流量（原子炉格納容器）で，格納容
水流量）で，格納容器下部注水流量を復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）にて監 器下部注水流量を復水補給水系流量（原子炉格納容器）にて監視する。
視する。
・復水補給水系流量（RHR A系代替注水流量）
・復水補給水系流量
・復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）
・復水補給水系温度（代替循環冷却）・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
・サプレッション・チェンバ・プール水温度・復水補給水系温度（代替循環冷却）・復水移送ポンプ吐出圧力・サプレッション・チェンバ・プール水温度・原子炉水位・復水移送ポンプ吐出圧力・格納容器内圧力・原子炉水位
・格納容器内温度
・格納容器内圧力
・サプレッション・プール水位
・格納容器内温度
・サプレッション・チェンバ・プール水位

⑤

⑤

13/30

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枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

RHR(B)系

①より

(p)

(o)

MO

MO

MO

RHR(A)系

MO

AO

原子炉格納容器

AO

（m）

F

F

S/C

S/C

ＲＨＲ（B）

MO

Hｘ
（B）

ＭＵＷＣ
(A)

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計(c) (d) (e)
廃棄物処理建屋

図 2.2.1-1

代替循環冷却系

MO

MO

MO

原子炉へ

(j)

MO

(i)

復水貯蔵槽

（f）
（g）
（h）

（i）

（j）

ＭＵＷＣ
(B)

ＭＵＷＣ
(C)

（c） （d） （e）

図 2.2.1-1

⑤

MO

S/Cへ
MO

HPCF
（B）

原子炉へ

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

廃棄物処理建屋

概略図

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストラインMO

RHRタイライン
MO

ＭＵＷＣ
(C)

（k）

MO

HPCF
（B）

MO
ＭＵＷＣ
(B)

タービン建屋へ

MO

（l）
MO

(A)

MO

S/Cクーリングライン
MO

ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストラインMO(f)(g)(h) ＭＵＷＣ

①へ

MO

MO

（b）

MO

MO

MO

MO

SPCU

SPHタイライン

MO

(u)

(k)

Hｘ
（B）
MO

MO

外部接続口

S/Cクーリングライン(l)

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

（a）

ＲＨＲ
（B）

①へ

MO

復水貯蔵槽

MO

(b)

MO

MO

MO

格納容器
下部注水

MO MO

MO

SPCU

36

（q）

MO

MO

MO

タービン建屋へ（r） （t） （s）
F

MO

MO

炉注水

MO

RHR洗浄水ライン

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

(a)

外部接続口

2.2.1

代替Hx

AO
MO

F

35

AO

原子炉格納容器

（n）

MO

格納容器
下部注水

MO MO

MO

変更理由

格納容器スプレイMO(r) (t) (s)

MO

MO

F

（o）

MO

(q)
MO

(m)

MO

RHR(A)系

（p）

MO

炉注水

MO

MO

F

RHR(B)系

①より

代替Hx
MO

RHR洗浄水ライン

変更前

格納容器スプレイ(n)③評価進捗による変更・修正

代替循環冷却系

概略図

主排気筒
6号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ

配管遮蔽

主排気筒
AO

ラプチャーディスク
Ｎ2ベントライン

H2E

フィルタ装置
水素濃度

原子炉建屋
原子炉区域より原子炉区域・
タービン区域〔ＦＣ〕
換気空調系排風機へ

パージ用排風機

6号炉
AO

MO
遠隔空気駆動弁操作設備

PI
PT

フィルタ装置出口配管圧力7号炉

フィルタ装置入口圧力MO

コンプレッサー
コンプレッサー

発電機

発電機

ホース

フィルタ装置
水素濃度

Ｎ2供給ライン補給用ポンプ
水中ポンプ等

ホース
給水ライン
薬液

ラプチャーディスク

薬液補給用
ポンプ補給薬液

2.2.1

37

PT
DP

フィルタ装置金属フィルタ差圧

フィルタ
装置

ドライウェル

原子炉建屋内の原子炉区域外〔ＦＣ〕

F070

遠隔手動弁操作設備〔Ｆ．Ｏ〕

遠隔空気駆動弁操作設備

・

遠隔手動弁操作設備

圧 力計

差 圧計

DP

水 位計

LT

フ ィルタ
装置

遠隔空気駆動弁操作用ボンベMO
遠隔空気駆動弁操作設備

フィルタ装置スクラバ水pH

タービン建屋

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

ド
レ
ン
タ
ン
ク

遠 隔操作

AO

ボ ンベ
MO

pH

MO

ｐ Ｈ計

非 常用ガ ス処理 系
排 風機よ り

Ｆ ０２０
流 量計

Ｆ ２１１

図 2.2.1-2 格納容器圧力逃がし装置系統概要図

ボ ンベ
MO

サ プレッ ション ・
チ ェンバ

ド レン
移 送ポン プ

Ｆ ２０９

遠 隔操作

〔Ｆ．Ｃ〕

FE

②（設計進捗に伴
う変更）

遠 隔操作

遠 隔操作

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ ０２２

Ｎ2供給ライン

遠 隔操作

・

水 位計

Ｆ ５０１

可搬型窒素供給装置

MO

Ｆ ０７０

Ｆ ０１９

LＳ

Ｆ ５０２ＢFE

AO

AO

Ｆ ５０２Ａ

大物搬入口

MO

・

・

〔Ｆ．Ｃ〕

原子炉建屋
原子炉建屋内の原子炉区域外非常用ガス処理系
排風機より

MO

AO

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｆ １０２

Ｎ2供給ライン

Ｆ ００１
〔Ｆ．Ｏ〕

・

オ リフィ スＮ 2ベント ライン

PT

AO

ボ ンベ

AO

原 子炉区 域運転 階より

よ う素
フ ィルタ

圧 力開放 板遠隔空気駆動弁操作用ボンベMO

原子炉建屋原子炉区域

水 素濃度 計〔Ｆ．Ｏ〕

遠隔手動弁操作設備

MO

F022

ドレンポンプ
流量

遠 隔操作
AO

ド ライウ ェル

MO
FE

ボ ンベ

MO

RE

H 2E

〔ＦＣ〕

FE

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

非 常用ガ ス処理 系
排 風機へ

〔Ｆ．Ｃ〕

遠隔手動弁操作設備

PT

pH

ドレン
移送ポンプ

圧 力計

Ｎ 2供給ラ イン

F019
格納容器圧力(S/C)

ドレンタンク水位

7号炉

原 子炉区 域より

パ ージ用 排風機

MO

〔ＦＣ〕

PT

LT

原 子炉区 域・
タ ービン 区域
〔Ｆ．Ｃ〕
換 気空調 系排風 機へ

PT

圧 力計

遠隔手動弁操作設備

MO

格納容器圧力(D/W)

サプレッション・
チェンバ

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
遠隔空気駆動弁操作設備

放 射線モ ニタ

AO

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

LＳ

フィルタ装置水位

AO

〔ＦＯ〕
〔ＦＯ〕

・

ドレン
タンク

・

・

MO

フィルタ装置出口圧力原子炉区域運転階より

よう素
フィルタ

オリフィス
Ｎ2ベントライン

36

〔ＦＣ〕

AO

可搬型窒素供給装置

可搬式窒素供給装置車等

H 2E

水 素濃度 計
PI

AO
〔ＦＯ〕
H2E

AO

圧 力開放 板Ｎ 2ベント ライン

遠隔手動弁操作設備
AO

フィルタ装置
出口放射線モニタ

スクラバ水pH制御設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ〔ＦＣ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

RE

フィルタベント遮蔽壁
フィルタ装置RE

放 射線モ ニタ

MO

オリフィス

二次格納施設MOMOMO

可 燃性ガ ス濃度 制御系
気 水分離 器より

原子炉建屋

Ｎ 2供給ラ イン

Ｆ ２１０

図 2.2.1-2

格納容器圧力逃がし装置系統概要図

14/30

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枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（解析上の時間）

冷却材喪失（大破断）発生（約0分）（解析上の時間）

対応操作は，原子炉水位・格納容器圧力等の徴候に応じて対応を行うため，今回想定している
破断規模・破断位置が異なる場合，および，破断位置が特定できない場合においても，対応する操作手順に変更はない（約０分）

格納容器圧力高13.7kPa[gage]
到達

冷却材喪失（大破断）発生

格納容器圧力高「１３．７kPa[gage]」
到達

高圧注水機能喪失を確認

高圧給水機能喪失を確認

原子炉スクラム・タービントリップを確認

低圧注水機能喪失を確認

高圧注水機能喪失を確認

高圧給水機能喪失を確認

原子炉スクラム・タービントリップを確認

低圧注水機能喪失を確認

全交流動力電源喪失発生

全交流電源喪失凡例

回復は解析上考慮せず

原子炉への注水機能喪失を確認

回復は解析上考慮せず

原子炉への注水機能喪失を確認
早期の電源回復不能と判断（約10分後）：操作・確認（運転員のみの作業）：緊急時対策要員（現場）のみの作業：プラント状態：運転員と緊急時対策要員(現場）の共同作業：判断：シナリオ上考慮しない操作・判断結果（約10分後）原子炉圧力－ドライウェル温度による「水位不明判断曲線」で水位不明を
ＥＯＰ
判断する

常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）による非常用電源回復操作

炉心損傷開始（約0.3時間後）

淡水貯水池から
復水貯蔵槽への補給準備（可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
による復水貯蔵槽への補給）

低圧代替注水系（常設）
復水移送ポンプ準備

常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）の準備

復水移送ポンプ以外による原子炉注水・消火ポンプによる代替注水・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による代替注水

常設代替交流電源設備以外による非常用電源供給
・第二代替交流電源設備による電源供給
・可搬型代替交流電源設備による荒浜側緊急用高圧母線受電・可搬型代替交流電源設備による非常用低圧母線受電

燃料供給準備（タンクローリ（4kL,16kL）
給油準備）

淡水タンクから防火水槽への補給

復水移送ポンプによる代替原子炉注水と同等の流量確保または注水開始不可

可搬型代替交流電源設備は常設代替交流
電源設備と同等の電源供給開始不可

炉心損傷確認（約12時間後）タンクローリ（4kL,16kL）
による給油準備完了

原子炉圧力－ドライウェル温度による「水位不明判断曲線」で水位不明を
判断する。
ＥＯＰ

可搬設備への燃料補給（約12時間後）（約２３分後）格納容器薬品注入準備（約0.7時間後）（70分後）

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始（崩壊熱と注水流量から原子炉水位の上昇率を求める）

低圧代替注水系（復水移送ポンプ）準備
ガスタービン発電機以外による非常用電源供給
・可搬型代替交流電源設備による緊急用Ｍ／Ｃ受電
・可搬型代替交流電源設備によるＰ／Ｃ受電

高圧／低圧注水機能
回復操作

回復は解析上考慮せず回復は解析上考慮せず回復は解析上考慮せず（適宜実施）

大湊側防火水槽への補給準備が完了

可搬型代替注水ポンプの準備が完了（適宜実施）（適宜実施）

低圧代替注水系（復水移送ポンプ）準備が完了

格納容器薬品注入準備

可搬型代替注水（A-2級）ポンプによる復水貯蔵槽への補給（約７０分後）淡水タンクから防火水槽への補給（約１２時間後）（約１２時間後）EOP

非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機
または外部電源による
交流電源回復操作を実施

高圧／低圧注水機能
回復操作

貯水池から防火水槽への補給準備（大湊側防火水槽への補給準備）

代替原子炉補機冷却系準備

消火系による復水貯蔵槽への補給

復水移送ポンプによる代替原子炉注水と同等の流量確保または注水開始不可

炉心損傷確認
純水補給水系による復水貯蔵槽への補給
低圧代替注水系（常設）
復水移送ポンプ準備が完了

可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽補給

大湊側防火水槽への補給

低圧代替注水系（復水移送ポンプ）による原子炉注水開始（崩壊熱と注水流量から原子炉水位の上昇率を求める）

中央制御室 陽圧操作
中央制御室待避室準備操作

破断口までの水位回復確認（約2時間後）

可搬型代替注水ポンプの準備（復水貯蔵槽への補給準備）

復水移送ポンプ以外による原子炉注水・消火ポンプによる代替注水・可搬型代替注水ポンプによる代替注水

ガスタービン発電機と同等の電源供給開始不可

非常用ガス処理系運転確認

燃料温度
2500K(約2227℃)到達

常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機）による非常用電源回復操作

炉心損傷開始

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の準備が完了燃料被覆管温度1200℃到達（約0.4時間後）

常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機）の準備（適宜実施）

フィルタ装置排水ポンプ水張り

EOP

早期の電源回復不能と判断

フィルタ装置排水ポンプ水張り（破断口からの流出をサプレッション・チェンバ・プール水位上昇傾向変化により確認）
または（原子炉水位の上昇率からレベル1以上に回復していることを推定する）

原子炉冠水確認（約２時間後）損傷炉心冷却成功確認
原子炉圧力容器健全確認（破断口からの流出をサプレッションプール水位上昇傾向変化により確認）
または（原子炉水位の上昇率から「レベル１」以上に回復していることを推定する）

凡例

格納容器温度190℃超過確認

格納容器上部雰囲気温度
171℃超過確認

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の準備（格納容器頂部注水系準備）No

原子炉注水とドライウェル
スプレイの並行操作不可能：操作・確認（運転員のみの作業）：操作及び判断：プラント状態：緊急時対策要員（現場）のみの作業：判断：運転員と緊急時対策要員(現場）の共同作業

損傷炉心冷却成功確認
原子炉圧力容器健全確認

格納容器温度190℃超過確認

格納容器上部雰囲気温度
１７１℃超過確認

低圧代替注水系（復水移送ポンプ）による原子炉注水を停止し、ドライウェルスプレイを開始する。

可搬型代替注水ポンプの準備（格納容器頂部注水系準備）：解析上考慮しない操作・判断結果
Yes

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の準備が完了低圧代替注水系（常設）による原子炉注水（RHR(A)使用）（約２時間後）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
ドライウェルスプレイ（RHR(B)使用）（約2時間後）③（有効性評価側のフローチャート
の見直しに伴う反映事項を当該フ
ローへ反映）

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
による格納容器頂部注水

原子炉注水停止後の水位低下量を崩壊熱より計算し「高圧炉心注水ノズル」を起点とし「レベル１」までの時間を推定する。

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止し，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるドライウェルスプレイを開始する

可搬型代替注水ポンプの準備が完了

ドライウェル側
格納容器薬品注入実施

可搬型代替注水ポンプによる格納容器頂部注水「レベル１」までの推定した時間経過後、低圧代替注水系（復水移送ポンプ）によるドライウェルスプレイから原子炉注水へ切り替える

原子炉注水停止後の水位低下量を崩壊熱より計算し高圧炉心注水ノズルを起点としレベル1までの時間を推定する

37

2.2.2

46

ドライウェル側
格納容器薬品注入実施

レベル1までの推定した時間経過後，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるドライウェルスプレイから低圧代替注水系（常設）による原子炉注水へ切り替える「レベル１」を起点とした原子炉冠水確認まで注入実施後、サプレッションチェンバスプレイに切り替える。

レベル1を起点とした破断口到達まで
注入実施後，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるサプレッション・チェンバスプレイに切り替える「レベル１」までの推定した時間経過後、低圧代替注水系（復水移送ポンプ）によるサプレッションチェンバスプレイから原子炉注水へ切り替える

レベル1までの推定した時間経過後，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
サプレッション・チェンバスプレイから低圧代替注水系（常設）による原子炉注水へ切り替える

サプレッション・チェンバ側
格納容器薬品注入実施

サプレッションチェンバ側
格納容器薬品注入実施

代替循環冷却運転のバックアップとして消防車による代替注水機能を確保する。

「レベル１」を起点とした原子炉冠水確認まで注入実施後、ドライウェルスプレイに切り替える。

レベル1を起点とした破断口到達まで
注入実施後，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるドライウェルスプレイに切り替える

復水移送ポンプによる代替注水運転に影
響のない部分について系統構成を実施する。

代替循環冷却運転準備（系統構成１）

可搬型代替注水系準備（代替原子炉注水）

代替原子炉補機冷却系
準備完了

代替原子炉補機冷却系準備
代替循環冷却運転のバックアップとして消防車による代替注水機能を確保する（20時間後）復水移送ポンプによる代替注水
運転に影響のない部分について系統構成を実施する

復水移送ポンプ停止に伴い、代替注
水として消防車による代替注水を確保
し、必要に応じて実施する。

機能喪失設備の復旧
または格納容器圧力逃がし装置等による
原子炉格納容器除熱
格納容器内水素・酸素濃度計（CAMS）再起動

低圧代替注水系（可搬型）準備

代替循環冷却運転以外に除熱機能が回復しないことを最終的に確認し、代替
循環冷却運転を開始する。

代替循環冷却運転開始（復水移送ポンプ起動）
復水移送ポンプを停止しないと実施できない系統構成があるため、一時復水移送ポンプを停止する

代替循環冷却運転失敗を想定

復水移送ポンプ停止に伴い、代替注水として可搬型代替注水ポンプによる代替注水を確保し、原子炉への注水を実施する

Ｎ
代替循環冷却運転開始後に格納容器
圧力低下が見られない場合でも運転は継続する。流量は系統温度を抑制する
ため増操作はせずに維持する

復水移送ポンプ停止後は復水貯蔵槽への補給が不要になるため停止する
代替循環冷却運転準備（系統構成2）低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

代替循環冷却運転を開始しても格
納容器圧力の低下傾向が見られない
場合についての対応を記載

Yes

代替循環冷却運転
運転継続

代替循環冷却運転を開始しても格納容器圧力の低下傾向が見られない場合についての対応を記載（ＴＱＵＶの場合は代替循環冷却運転の効果がでるまで時間遅れがある）

復水移送ポンプ停止後は復水貯蔵槽への補給が不要になるため停止する。
復水貯蔵槽への補給
停止

代替循環冷却運転開始後は防火水槽を水源使用する設備がないため停止する。
防火水槽への補給停止

何らかの故障により、代替循環冷却運転が実施できない場合についての対応を記載

Ｎ
格納容器圧力620kPa[gage]
到達時間予測代替循環冷却運転開始（復水移送ポンプ起動）

代替循環冷却運転により格納容器圧力下降

復水移送ポンプ復水貯蔵槽吸込弁及びミ
ニフロー弁を全閉にする。

代替循環冷却運転により格納容器圧力下降

Ｙ

代替循環冷却運転継続

復水貯蔵槽への補給
停止

復水移送ポンプを停止しないと実施できな
い系統構成があるため、一時復水移送ポン
プを停止する。

代替循環冷却運転準備（復水移送ポンプ停止）

代替循環冷却運転準備（系統構成２）可搬型代替注水系による原子炉注水（必要に応じて実施）

代替循環冷却運転による除熱実施判断代替循環冷却運転準備（復水移送ポンプ停止）

復水移送ポンプ復水貯蔵槽吸込
弁及びミニフロー弁を全閉にする（約22.5時間後）

代替原子炉補機冷却系
準備が完了

Yes

代替循環冷却運転準備（系統構成1）
代替循環冷却運転以外に除熱機能が回復しないことを最終的に確認し、代替循環冷却運転を開始する

代替循環冷却運転による除熱実施判断No
代替循環冷却運転可能（約３８時間後）

サプレッションプール水位外部水源注水制限にて
低圧代替注水系（復水移送ポンプ）によるドライウェルスプレイ停止

格納容器圧力620kPa[gage]にて格納容器ベント実施

代替循環冷却運転
運転継続

可搬型代替注水系による注水

防火水槽への補給
開始

Ｙ

格納容器圧力620kPa[gage]
到達時間予測No（約３８時間後）

何らかの故障により、代替循環冷却運転が実施できない場合についての対応を記載

No「格納容器圧力620ｋPa[gage]」にて格納容器ベント実施

代替循環冷却運転による格納容器スプレイ停止

格納容器圧力620kPa[gage]にて格納容器ベント実施
安定停止状態移行

代替循環冷却運転開始後に格納容器圧力低下が見られない場合でも運転は継続する。流量は系統温度を抑制するため増操作はせずに維持する

Yes
可搬型代替注水系（A-2級）
による注水

代替循環冷却運転継続

格納容器圧力0.62MPa[gage]
到達時間予測格納容器圧力0.62MPa[gage]
到達時間予測格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベント

代替循環冷却運転により格納容器圧力下降

パラメータの継続監視（水素、酸素濃度等）

使用済燃料プール冷却開始

フィルタ装置排水操作
フィルタ装置薬品注入操作
代替循環冷却運転による格納容器スプレイ停止

原子炉圧力容器・原子炉格納容器の状態が静定後，使用済燃料プール冷却を再開する

格納容器内酸素濃度
可燃限界濃度到達
可能性なし

No

Yes

格納容器圧力逃がし装置等による
原子炉格納容器ベント操作

低圧代替注水系による原子炉注水を継続し、格納容器ベントによる格納容器圧力の低下傾向を確認する。及び機能喪失している設備の復旧に努める。
機能喪失していた設備の復旧後、格納容器ベントは格納容器スプレイ冷却モード及びサプ
レッションプール水冷却モードにより格納容器冷却が可能であること、及び水素濃度制御が可能であることを確認し停止する。
格納容器を格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッションプール水冷却モードにより冷却し、格納容器が十分に冷却された後、原子炉注水を低圧代替注水から低圧注水系へ切り替える。

代替循環冷却運転による原子炉格納容器冷却により格納容器圧力が105kPa[gage]（FCS運転時の制限圧力）以下になったことを確認後，可燃性ガス濃度制御系（FCS）を起動し水素濃度を制御する

図2.2.2-1 代替循環冷却系運転の手順概要（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の場合）「全体図」

図2.2.2-1

代替循環冷却運転の手順概要（格納容器過圧・過温破損シナリオの場合）「全体図」

15/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

代替循環冷却運転のバックアップとして消防車による代替注水機能を確保する。

「レベル１」を起点とした原子炉冠水確認まで注入実施後、ドライウェルスプレイに切り替える。

レベル1を起点とした破断口到達まで
注入実施後，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるドライウェルスプレイに切り替える

代替循環冷却運転準備（系統構成１）

代替循環冷却運転による除熱実施判断代替原子炉補機冷却系準備No（20時間後）機能喪失設備の復旧
または格納容器圧力逃がし装置等による
原子炉格納容器除熱

Yes

代替循環冷却運転準備（系統構成1）
代替循環冷却運転以外に除熱機能が回復しないことを最終的に確認し、代替循環冷却運転を開始する

格納容器内水素・酸素濃度計（CAMS）再起動

低圧代替注水系（可搬型）準備

代替循環冷却運転開始（復水移送ポンプ起動）

代替循環冷却運転失敗を想定

Ｎ
復水移送ポンプを停止しないと実施できない系統構成があるため、一時復水移送ポンプを停止する

代替循環冷却運転開始後に格納容器
圧力低下が見られない場合でも運転は継続する。流量は系統温度を抑制する
ため増操作はせずに維持する

復水移送ポンプ停止に伴い、代替注水として可搬型代替注水ポンプによる代替注水を確保し、原子炉への注水を実施する

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

格納容器圧力620kPa[gage]
到達時間予測2.2.2

47

代替循環冷却運転を開始しても格
納容器圧力の低下傾向が見られない
場合についての対応を記載
代替循環冷却運転により格納容器圧力下降

代替循環冷却運転開始後は防火水槽を水源使用する設備がないため停止する。
防火水槽への補給停止

何らかの故障により、代替循環冷却運転が実施できない場合についての対応を記載

サプレッションプール水位外部水源注水制限にて
低圧代替注水系（復水移送ポンプ）によるドライウェルスプレイ停止

格納容器圧力620kPa[gage]にて格納容器ベント実施

防火水槽への補給
開始

Ｙ

格納容器圧力620kPa[gage]
到達時間予測代替循環冷却運転開始（復水移送ポンプ起動）（約３８時間後）

38

復水移送ポンプ停止後は復水貯蔵槽への補給が不要になるため停止する。
復水貯蔵槽への補給
停止

代替循環冷却運転
運転継続
可搬型代替注水系による注水

復水貯蔵槽への補給
停止（約３８時間後）（約22.5時間後）

代替循環冷却運転を開始しても格納容器圧力の低下傾向が見られない場合についての対応を記載（ＴＱＵＶの場合は代替循環冷却運転の効果がでるまで時間遅れがある）

Ｎ
復水移送ポンプ停止後は復水貯蔵槽への補給が不要になるため停止する

代替循環冷却運転準備（系統構成2）

復水移送ポンプ復水貯蔵槽吸込弁及びミ
ニフロー弁を全閉にする。

代替循環冷却運転により格納容器圧力下降

Ｙ

代替循環冷却運転継続

代替原子炉補機冷却系
準備完了

復水移送ポンプを停止しないと実施できな
い系統構成があるため、一時復水移送ポン
プを停止する。

代替循環冷却運転準備（復水移送ポンプ停止）

代替循環冷却運転準備（系統構成２）可搬型代替注水系による原子炉注水（必要に応じて実施）

代替循環冷却運転による除熱実施判断代替循環冷却運転準備（復水移送ポンプ停止）

復水移送ポンプ復水貯蔵槽吸込
弁及びミニフロー弁を全閉にする

代替循環冷却運転以外に除熱機能が回復しないことを最終的に確認し、代替
循環冷却運転を開始する。

復水移送ポンプ停止に伴い、代替注
水として消防車による代替注水を確保
し、必要に応じて実施する。

代替原子炉補機冷却系
準備が完了

代替循環冷却運転可能

変更理由

復水移送ポンプによる代替注水運転に影
響のない部分について系統構成を実施する。

可搬型代替注水系準備（代替原子炉注水）

代替循環冷却運転のバックアップとして消防車による代替注水機能を確保する

復水移送ポンプによる代替注水
運転に影響のない部分について系統構成を実施する③評価進捗による変更・修正「格納容器圧力620ｋPa[gage]」にて格納容器ベント実施

代替循環冷却運転による格納容器スプレイ停止

格納容器圧力620kPa[gage]にて格納容器ベント実施
安定停止状態移行

No

Yes

何らかの故障により、代替循環冷却運転が実施できない場合についての対応を記載

代替循環冷却運転
運転継続

No

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベント

代替循環冷却運転開始後に格納容器圧力低下が見られない場合でも運転は継続する。流量は系統温度を抑制するため増操作はせずに維持する
フィルタ装置排水操作
フィルタ装置薬品注入操作

Yes

可搬型代替注水系（A-2級）
による注水

代替循環冷却運転継続

格納容器圧力0.62MPa[gage]
到達時間予測格納容器圧力0.62MPa[gage]
到達時間予測代替循環冷却運転により格納容器圧力下降

パラメータの継続監視（水素、酸素濃度等）

使用済燃料プール冷却開始③（有効性評価側のフローチャート
の見直しに伴う反映事項を当該フ
ローへ反映）

低圧代替注水系による原子炉注水を継続し、格納容器ベントによる格納容器圧力の低下傾向を確認する。及び機能喪失している設備の復旧に努める。
機能喪失していた設備の復旧後、格納容器ベントは格納容器スプレイ冷却モード及びサプ
レッションプール水冷却モードにより格納容器冷却が可能であること、及び水素濃度制御が可能であることを確認し停止する。
格納容器を格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッションプール水冷却モードにより冷却し、格納容器が十分に冷却された後、原子炉注水を低圧代替注水から低圧注水系へ切り替える。

代替循環冷却運転による格納容器スプレイ停止

原子炉圧力容器・原子炉格納容器の状態が静定後，使用済燃料プール冷却を再開する

格納容器内酸素濃度
可燃限界濃度到達
可能性なし

No

Yes

図2.2.2-2 代替循環冷却運転の手順概要（格納容器過圧・過温破損シナリオの場合）「抜粋図」
格納容器圧力逃がし装置等による
原子炉格納容器ベント操作

代替循環冷却運転による原子炉格納容器冷却により格納容器圧力が105kPa[gage]（FCS運転時の制限圧力）以下になったことを確認後，可燃性ガス濃度制御系（FCS）を起動し水素濃度を制御する

図2.2.2-2 代替循環冷却系運転の手順概要（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の場合）「抜粋図」

16/30

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【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（解析上の時間）（解析上の時間）（約0分）

主蒸気隔離弁全閉発生

外部電源喪失発生
給水流量の
全喪失発生

（約0分）

主蒸気隔離弁全閉発生

主蒸気隔離弁閉
原子炉スクラム信号発生

原子炉スクラム・タービントリップを確認

原子炉スクラム・タービントリップを確認

非常用ディーゼル発電機運転状態確認
高圧注水機能喪失を確認

回復は解析上考慮せず

低圧注水機能喪失を確認

回復は解析上考慮せず

非常用ディーゼル発電機自動起動確認
非常用高圧系統（6.9kV）復旧確認

主蒸気隔離弁閉
原子炉スクラム信号発生

外部電源喪失発生

非常用ディーゼル発電機自動起動確認
非常用高圧系統（6.9kV）復旧確認

非常用ディーゼル発電機運転状態確認

高圧注水機能喪失を確認

回復は解析上考慮せず

低圧注水機能喪失を確認

回復は解析上考慮せず

非常用ガス処理系運転確認

高圧代替注水系
起動操作
高圧代替注水系による
原子炉注水は解析上考慮せず

低圧代替注水機能喪失を確認

高圧代替注水系
起動操作
高圧代替注水系による
原子炉注水は解析上考慮せず回復は解析上考慮せず

低圧代替注水機能喪失を確認

回復は解析上考慮せず

全ての設備による原子炉注水失敗を確認
全ての設備による原子炉注水失敗を確認（約1時間後）炉心損傷開始高圧／低圧注水機能回復操作

代替注水系起動・制御棒駆動水ポンプによる原子炉注水・消火ポンプによる代替注水・可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による代替注水

回復は解析上考慮せず

淡水貯水池から
復水貯蔵槽への補給準備（可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
による復水貯蔵槽への補給）

炉心損傷開始（約1.4時間後）

原子炉水位有効燃料棒底部（BAF）から
有効燃料棒長さ+10%到達

代替原子炉補機冷却系
準備

原子炉水位有効燃料棒底部（BAF）から
有効燃料棒長さ+10% 到達

代替注水系起動・制御棒駆動水ポンプによる原子炉注水・消火ポンプによる代替注水・可搬型代替注水ポンプによる代替注水

回復は解析上
考慮せず

代替原子炉補機冷却系
準備

燃料供給準備（タンクローリ（4kL）
給油準備）（約12時間後）可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の準備が完了復水移送ポンプ
1台追加起動・2台運転確認

純水補給水系による復水貯蔵槽への補給

中央制御室での逃がし安全弁2個による原子炉急速減圧

高圧／低圧注水機能回復操作

炉心損傷確認淡水タンクから防火水槽への補給

炉心損傷確認（約1.4時間後）（約1時間後）格納容器スプレイによる格納容器薬品注入

可搬型代替注水ポンプの準備（復水貯蔵槽への補給準備）

格納容器スプレイによる格納容器薬品注入

タンクローリ（4kL）
による給油準備完了

淡水貯水池から防火水槽への補給準備（防火水槽への補給準備）（約12時間後）可搬型代替注水ポンプの準備が完了

燃料供給準備（タンクローリ給油準備）

淡水タンクから防火水槽への補給

純水補給水系による復水貯蔵槽への補給

復水移送ポンプ
1台追加起動・2台運転確認

中央制御室での逃がし安全弁2個による原子炉急速減圧（約12時間後）（約12時間後）防火水槽への補給準備が完了（約12時間後）タンクローリによる給油準備完了（適宜実施）
損傷炉心冷却未達成と判断

損傷炉心冷却未達成と判断

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
による復水貯蔵への槽補給（適宜実施）（適宜実施）

可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽補給

可搬設備への燃料補給（約3.7時間後）

ドライウェルクーラによる格納容器除熱

原子炉圧力容器下鏡温度300℃到達（リロケーション確認）（約3.7時間後）消火系による格納容器下部注水

格納容器下部注水系（常設）復水移送ポンプ１台（90m3/h）
による格納容器下部注水開始

復水移送ポンプ
1台追加起動・2台運転確認

消火系による格納容器下部注水（約5.7時間後）

48（約7時間後）（適宜実施）
可搬設備への燃料補給

格納容器下部注水による格納容器薬品注入

格納容器下部水位2ｍ(注水量180m3)
到達後，格納容器下部注水系停止

復水移送ポンプ
1台追加起動・2台運転確認

格納容器過温防止スプレイ実施

格納容器過温防止スプレイ実施

2.2.2

防火水槽への補給

損傷炉心冷却失敗と判断

損傷炉心冷却失敗と判断

格納容器下部注水系（常設）復水移送ポンプ１台（90m3/h）
による格納容器下部注水開始

39（適宜実施）

ドライウェルクーラによる格納容器除熱

原子炉圧力容器下鏡温度300℃到達（約5.7時間後）（約7時間後）原子炉圧力容器破損

格納容器下部注水による格納容器薬品注入

格納容器下部総注水量180m3（水位約2ｍ）
到達後，格納容器下部注水系停止

原子炉圧力容器破損

原子炉圧力容器破損時
原子炉圧力2.0MPa[gage]以下

原子炉圧力容器破損時
原子炉圧力2.0MPa[gage]以下

溶融炉心落下
溶融炉心落下水蒸気発生に伴う格納容器圧力上昇（溶融燃料－冷却材相互作用）

水蒸気発生に伴う格納容器圧力上昇（溶融燃料－冷却材相互作用）

格納容器限界圧力以下

格納容器限界圧力以下

原子炉格納容器バウンダリ機能維持

原子炉格納容器バウンダリ機能維持

原子炉圧力容器破損を判断

原子炉圧力容器破損を判断

格納容器下部注水系（常設）により格納容器下部に崩壊熱相当量を注水

格納容器下部注水系（常設）復水移送ポンプ
により格納容器下部に崩壊熱相当量を注水

消火系による格納容器下部注水（約8時間後）溶融炉心によるコンクリート浸食停止（約8時間後）溶融炉心によるコンクリート浸食停止（約8時間後）格納容器圧力0.465MPa[gage]
到達（約8時間後）格納容器圧力0.465MPa[gage]
到達

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるドライウェルスプレイ開始（格納容器下部注水継続）（約20時間後）（20.5時間後）（約20時間後）凡例

代替循環冷却系
運転開始（約20.5時間後）：操作・確認（運転員のみの作業）：操作及び判断：プラント状態：緊急時対策要員（現場）のみの作業：判断：運転員と緊急時対策要員(現場）の共同作業

No
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベント実施

Yes

代替循環冷却系
運転開始

No
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベント実施：解析上考慮しない操作・判断結果

代替循環冷却系運転の手順概要（「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の場合）

代替原子炉補機冷却系
準備が完了

代替循環冷却運転
運転継続可能Yes
代替循環冷却運転による格納容器スプレイおよび格納容器下部注水を継続し，機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器の冷却を実施する
格納容器頂部注水操作について実施判断基準値を超えた場合は速やかに実施
する

代替循環冷却系による格納容器スプレイおよび格納容器下部注水を継続し，機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器の冷却を実施する
格納容器頂部注水操作について実施判断基準値を超えた場合は速やかに実施
する

図2.2.2-3

消火系による格納容器下部注水

低圧代替注水系（常設）復水移送ポンプ
2台によるドライウェルスプレイ開始（格納容器下部注水継続）

代替原子炉補機冷却系
準備が完了

代替循環冷却系運転継続可能③（有効性評価側のフローチャート
の見直しに伴う反映事項を当該フ
ローへ反映）

図2.2.2-3

代替循環冷却運転の手順概要（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱シナリオの場合）

17/30

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【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

格納容器過圧・過温破損

経過時間（分）
10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備考

事象発生

実施箇所・必要人員数

原子炉スクラム

操作項目

運転員
（中操）
６号

運転員
（現場）
７号

６号

７号

緊急時対策要員
（現場）
７号

操作の内容
約70分
原子炉注水開始

プラント状況判断
約24分 炉心損傷開始

６号

・冷却材喪失（大破断）確認

状況判断

２人
Ａ,Ｂ

２人
a,b

－

－

－

－

・原子炉スクラム・タービント
リップ確認

10分

・全交流電源喪失確認
・原子炉注水機能喪失確認

交流電源回復操作（解析上考慮せず）
高圧／低圧注水機能喪失調査、
復旧操作（解析上考慮せず）

40

2.2.2

49

－

－

－

－

－

－

非常用ディーゼル発電機 機能
回復

対応可能な要員により、対応する

－

－

－

－

－

－

外部電源 回復

対応可能な要員により、対応する

－

－

－

－

－

－

・給水系、原子炉隔離時冷却系、高圧炉心注水系、低圧注水
系 機能回復対応可能な要員により、対応する

（２人）
Ａ,Ｂ

（２人）
a,b

－

－

－

－

・受電前準備（中操）

－

－

４人
Ｃ,Ｄ
Ｅ,Ｆ

４人
c,d
e,f

－

－

・現場移動
・受電前準備（現場）

常設代替交流電源設備
準備操作

・現場移動
・ガスタービン発電機健全性確認
・緊急用M/C健全性確認
・ガスタービン発電機給電準備
・緊急用M/C給電準備

６人
－

－

－

－

・ガスタービン発電機起動
・緊急用M/C遮断器投入

常設代替交流電源設備
運転
常設代替交流電源設備からの受電操作

低圧代替注水系（常設） 準
備操作

（１人）
b

－

－

－

－

（4人）
Ｃ,Ｄ
Ｅ,Ｆ

（4人）
c,d
e,f

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

（２人）
Ｃ,Ｄ

（２人）
c,d

－

－

50分

20分

10分

20分

・ガスタービン発電機 運転状
態監視

（２人）
（１人）
Ｂ

20分

適時実施

－

・Ｍ／Ｃ受電確認

10分

－

－

・Ｍ／Ｃ 受電・ＭＣＣ 受電

10分－－

・復水移送ポンプ起動／運転確認
・低圧代替注水系ラインアップ

－

－

・現場移動
・低圧代替注水系 現場ラインアップ※復水貯蔵槽吸込ライン切替

5分③（有効性評価側のタイムチャート
の見直しに伴う反映事項を当該フ
ローへ反映・また見やすさの観点で当該資料に直接関連のない操作の項目を削除）

30分

図2.2.2-4 代替循環冷却運転の作業と所要時間（０~１２０分後）「格納容器過圧・過温破損シナリオの場合」

18/30

まとめ資料変更箇所リスト
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【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

格納容器過圧・過温破損

経過時間（時間）

2

運転員
（中操）

低圧代替注水系（常設） 注水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

格納容器薬品注入操作（解析上考慮せず）

運転員
（現場）

6

8

10

７号

６号

７号

６号

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

（4人）
Ｃ,Ｄ
Ｅ,Ｆ

（4人）
c,d
e,f

－

－

－

－

－

14

－

・低圧注水系 注入弁操作－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施－

・格納容器スプレイに合わせた薬品注入

最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

２人

・消防車による復水貯蔵槽への注水準備（消防車移動、ホース敷設（防火水槽から消防車，消防車から接続口），ホース接続）－

代替循環冷却運転 準備操作
（系統構成1）

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

（２人）
e,f

－

－

－

－

－

13人
（参集）

13人
（参集）

・現場移動
・資機材配置及びホース布設、起動及び系統水張
り

－

－

－

（３人）

（３人）

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

－

－

－

－

５人
（参集）

５人
（参集）

・消防車による原子炉への注水準備（消防車移動、ホース敷設（防火水槽から消防車，消防車から接続口），ホース接続）

（１人）
Ｂ

（１人）
b

－

－

－

－

・代替循環冷却運転 中央制御室ラインアップ

（１人）
Ｂ

（１人）
b

－

－

－

－

・復水移送ポンプ停止
・中央制御室ラインアップ

－

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

（２人）
e,f

－

－

・現場移動
・代替循環冷却運転 現場ラインアップ（復水貯蔵槽吸込弁、復水移送ポンプミニフロー
弁）

（２人）
Ａ,Ｂ

（２人）
a,b

－

－

－

－

・復水移送ポンプ起動
・低圧注水系注入弁、格納容器スプレイ弁操作

代替循環冷却運転状態監視

（１人）
Ａ

（１人）
a

（１人）
Ａ

（１人）
a

燃料供給準備－・代替循環冷却運転による原子炉・格納容器の状
態監視

－

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

－

－

－

－

（２人）

（２人）

－

－

－

－

－

－

－

30

32

34

復水移送ポンプ停止時に、復水貯蔵
槽への補給を停止する

継続実施

90分

－

・消防車による原子炉への注水

復水貯蔵槽への補給停止後も、代替
循環冷却運転開始まで消防車による代替注水を実施する場合があるため、防火水槽への補給は継続する

継続実施

・現場移動
・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアップ

代替循環冷却運転開始

可搬型代替注水系による原子炉への注水28

２人－

代替循環冷却運転 準備操作
（系統構成2）26

60分

・消防車による復水貯蔵槽への補給

－

－

24

約20時間
代替循環冷却運転 開始

（１人）

－

22

約20時間
低圧代替注水 停止

２人

－

備考

20

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施（１人）

代替原子炉補機冷却系 準備操作

可搬型代替注水系による
原子炉注水 準備操作

18

約２時間 炉心冠水確認

・貯水池から防火水槽への補給

代替原子炉補機冷却系 運転

16

約70分 原子炉注水開始

・現場移動
・貯水池～防火水槽への系統構成，ホース水張り

貯水池から大湊側防火水槽への補給

12

約24分 炉心損傷開始

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）
７号

６号

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

4

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

300分

１０時間

適宜実施

60分

この時間内に実施

この時間内に実施

３0分

30分

60分

５分

継続実施

復水移送ポンプ停止期間中の原子炉水位確保として、消防車による原子炉注水を想定。
外部注水配管の隔離弁は屋外から操作可能であるため、原子炉注水時のみ開する（代替循環冷却運転時のバウンダリ確保のため）

適宜実施

適宜実施

タンクローリー残量に応じて適宜軽油タンクから補給

90分

・軽油タンクからタンクローリーへの補給

２人

41

2.2.2

50

燃料給油作業

必要人員数 合計

－

－

－

－

２人
Ａ,Ｂ

２人
a,b

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

４人
c,d,e,f

・消防車への給油・電源車への供給

継続実施

14人（参集要員３６人）

以上が、代替循環冷却運転による格納容器ベント回避のシナリオ
以下は、代替循環冷却運転失敗による格納容器ベントに至るシナリオ（＊２時間後に代替循環冷却運転に失敗し、事故後３０時間で格納容器ベントに至ることを想定）
経過時間（時間）2

操作項目

代替循環冷却運転状態監視

運転員
（中操）

運転員
（現場）

6

8

10

12

約70分 原子炉注水開始

６号

７号

６号

－

－

－

－

－

－

－

－
（２人）

（２人）

－

－

－

－

・消防車による原子炉への注水

－

－

－

－

・現場移動
・防火水槽への補給再開

16

18

備考

20

22

24

26

28

30

約20時間
代替循環冷却運転 開始

約２時間 炉心冠水確認

７号
（１人）
a

14

32

34

約20時間
低圧代替注水 停止

約24分 炉心損傷開始

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）
７号

６号
（１人）
Ａ

可搬型代替注水系による
原子炉・格納容器への注水

4

事象発生

実施箇所・必要人員数

・代替循環冷却運転による原子炉・格納容器の状
態監視

適宜実施

・現場移動
・消防車再起動

約30時間
格納容器ベント 実施

・代替循環冷却運転開始２時間後に故障等により失敗することを想定

60分

継続実施

一
時
待

現場確認中断（一時待避中）

格納容器ベント前に待避準備及び待避を実施する

現場確認中断（一時待避中）

格納容器ベント前に待避準備及び待避を実施する
一時待避前に防火水槽が枯渇しない
ように補給量を調整する

避

（２人）

貯水池から大湊側防火水槽への補給

可搬型代替注水系による原子炉への注水

格納容器ベント準備操作③（有効性評価側のタイムチャート
の見直しに伴う反映事項を当該フ
ローへ反映・また見やすさの観点で当該資料に直接関連のない操作の項目を削除）

60分

（２人）

－

－

－

－

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

・ベント準備３0分

この時間内に実施

－

－

２人
Ｅ,Ｆ

２人
e,f

－

－

・ベント準備60分

この時間内に実施

－

－

－

－

（２人）

（２人）

・フィルタ装置水位調整準備（排水ライン水張り）

60分

この時間内に実施

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

・格納容器ベント操作
・ベント状態監視

－

－

－

－

（２人）

（２人）

・フィルタ装置水位調整

継続実施

・貯水池から防火水槽への補給

一
時
待
避

一
時
待

格納容器ベント前に第２待避所へ待避準備及び待避を実施する

避

一
時
待

格納容器ベント前に待避準備及び待避を実施する

避格納容器ベント操作

代替原子炉補機冷却系 運転

－

－

－

－

燃料供給準備－－－－

燃料給油作業

－

－

－

－

（３人）

（３人）

格納容器ベント操作後第１待避所へ
待避し、ベント状態を監視する。

格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視

適宜実施

適宜実施

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

一時
待

現場確認中断（一時待避中）中操からの連絡を受けて現場操作を実施する

格納容器ベント前に待避準備及び待避を実施する

避・軽油タンクからタンクローリーへの補給

タンクローリー残量に応じて適宜軽油タンクから補給

90分（２人）
・消防車への給油・電源車への供給

継続実施

一
時
待
避

作業中断
（一時待避中）

格納容器ベント前に待避準備及び待避を実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する

図2.2.2-5 循環冷却運転の作業と所要時間（０~３４時間後）「格納容器過圧・過温破損シナリオの場合」

19/30

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【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

経過時間（時間）
1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

備考

事象発生
原子炉スクラム実施箇所・必要人員数

指揮者
通報連絡者

6号
7号

中央監視
緊急時対策本部連絡号炉毎運転操作指揮5人

中央制御室連絡
発電所外部連絡

6号

7号

6号

－

－

－

当直副長
当直副長

緊急時対策要員

運転員（中央制御室）6号
7号

プラント状況判断

1人
1人
1人

当直長

責任者
操作項目

運転員
（現場）

約1時間

操作の内容

炉心損傷開始約1.4時間原子炉水位有効燃料棒底部（BAF）＋10%燃料有効長到達約3.7時間原子炉圧力容器下鏡温度300℃到達
約7時間

原子炉圧力容器破損

緊急時対策要員
（現場）
7号

約8時間

格納容器圧力465kPa[gage]到達・外部電源喪失確認

・原子炉スクラム・タービントリップ確認
2人
A,B

状況判断

2人
a.b

10分

－
・非常用ディーゼル発電機起動確認

・全ての原子炉注水機能喪失確認
原子炉注水機能喪失調査、復旧操作（解析上考慮せず）

－

－

（1人）

（1人）

－

－

－

・原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系，残留熱除去系

－

－

－

・復水移送ポンプ起動／運転確認

－

－

－

－

・残留熱除去系－－

・放射線防護装備準備／装備

2人
E,F

－

2人
e,f

－

－

2人

2人

C,D

c,d

－
B

機能回復

対応可能な要員により対応する

5分

b
60分

スプレイ弁操作

格納容器薬品注入操作要員を確保して対応する（解析上考慮せず）－

格納容器下部注水系

準備

－
（1人）

A

a

－

－

－

原子炉急速減圧操作

－

－
（1人）

－

（1人）
A

（1人）
a

（1人）
A

（1人）
a

（1人）
A

（1人）
a

80分

－

－

・格納容器スプレイに合わせた薬品注入－－

・放射線防護装備準備／装備

10分

－

－

・現場移動
※復水貯蔵槽吸込ライン切替

30分

・格納容器下部への注水準備

40分

・低圧代替注水系（常設）ラインアップ

－

－

－

・逃がし安全弁 2弁
手動開放操作－－－・原子炉圧力容器破損前の初期注水

－

－

－

－

・原子炉圧力容器破損後の格納容器下部注水

2人
E,F

2人
e,f

－

－

－

－

・復水移送ポンプ起動／運転確認－－

・残留熱除去系

スプレイ弁操作

スプレイ弁操作

－

10分

－

－

5分
５分
20分

－

総注水量180m3
到達後停止

格納容器下部注水系操作
格納容器下部に崩壊熱相当量を継続注水

10分

・放射線防護装備準備／装備
格納容器薬品注入操作（解析上考慮せず）要員を確保して対応する・格納容器下部注水に合わせた薬品注入

低圧代替注水系（常設）準備操作

代替格納容器スプレイ冷却系

代替原子炉補機冷却系

（1人）

（1人）

B

b

（1人）
A

（1人）
a

－

－

（1人）
A

（1人）
a

－

－

－

－

－

－

－

－

格納容器薬品注入操作において30分実施済みとなる
格納容器過温抑制流量「70m3/h」

原子炉圧力容器破損確認まで
継続実施

操作
－

－

・残留熱除去系－－

・放射線防護装備準備／装備

－

・現場移動
・代替原子炉補機冷却系

（2人）
C,D

（2人）
c,d

－

－

13人
（参集）

－

※1

－

465～390kPa[gage]で間欠スプレイ

10分

300分

現場ラインアップ

準備操作

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

13人
（参集）
※1

2人

10分

・放射線防護装備準備／装備・現場移動
・資機材配置及びホース布設，起動及び系統水張り

600分

10分

・放射線防護装備準備／装備

淡水貯水池から防火水槽への補給

42

2.2.2

51

90分

・淡水貯水池～防火水槽への系統構成，ホース水張り

10分

・放射線防護装備準備／装備
2人,※2

可搬型代替注水ポンプによる防火水槽から復水貯蔵槽への補給

・現場移動

※2,※3

2人,※3

・可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への注水準備（可搬型代替注水ポンプ移動，ホース敷設（防火水槽から可搬型

180分

代替注水ポンプ，可搬型代替注水ポンプから接続口），ホース接
続）
（2人）

（2人）

※4

※4

・可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給
・淡水貯水池から防火水槽への補給

10分

・放射線防護装備準備／装備
2人

燃料給油準備
－

－

－

－

－

－

－

－

・軽油タンクからタンクローリへの補給

タンクローリ残量に応じて適宜90分

軽油タンクから補給※5
燃料給油作業・可搬型代替注水ポンプへの給油

経過時間（時間）
14

16

18

20

22

24

26

備考
28

30

32

34

36

実施箇所・必要人員数
操作項目

操作の内容
運転員
（中央制御室）6号
7号－

代替原子炉補機冷却系

－

運転員
（現場）

緊急時対策要員
（現場）
7号

6号

7号

6号

（2人）
C,D

（2人）
c,d

－

（13人）

－

※1

準備操作
－

－

－

－

燃料給油準備－－－－

燃料給油作業－－－－

代替循環冷却運転（系統構成1）

運転準備操作

格納容器下部注水系操作

代替格納容器スプレイ冷却系

代替循環冷却運転（系統構成2）操作

準備操作

代替循環冷却運転開始

約20.5時間・現場移動
・代替原子炉補機冷却系

現場ラインアップ・現場移動

タンクローリ残量に応じて適宜
軽油タンクから補給

90分

・電源車への給油

適宜実施

－

－

－
（3人）

（3人）

（1人）
b

－

－

－

－

・代替循環冷却運転

－

－

（2人）
E,F

（2人）
e,f

－

－

・現場移動
・代替循環冷却運転 現場ラインアップ（代替スプレイに影響のない部分）

（1人）
A

（1人）
a

－

－

－

・原子炉圧力容器破損後の格納容器下部注水

（1人）
A

（1人）
a

－

－

－

・残留熱除去系（2人）
A,B

・代替原子炉補機冷却系

適宜実施

運転状態監視中央制御室ラインアップ

スプレイ弁操作

（2人）
a,b

－

－

－

－

・復水移送ポンプ停止
・代替循環冷却運転 中央制御室ラインアップ

－

－

（2人）
E,F

（2人）
e,f

－

－

・現場移動
・代替循環冷却運転 現場ラインアップ（復水貯蔵槽吸込弁）

（2人）

（2人）

A,B

a,b

－

－

－

－

30分

120分

この時間内に実施
この時間内に実施
格納容器下部に崩壊熱相当量を継続注水

465～390kPa[gage]で間欠スプレイ

30分

30分

・復水移送ポンプ起動
5分

・格納容器スプレイ弁，格納容器下部注水弁操作

（1人）
A

（1人）
a

－

－

－

－

・代替循環冷却運転による格納容器の状態監視

可搬型代替注水ポンプによる防火水槽から復水貯蔵槽への補給

－

－

－

－

※4

※4

・可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給

淡水貯水池から防火水槽への補給

－

－

－

－

（2人）

（2人）

燃料給油作業－－－－

代替循環冷却運転状態監視

開始

600分

・資機材配置及びホース布設，起動及び系統水張り・軽油タンクからタンクローリへの補給

※7

－

－

代替循環冷却運転

300分

※6,※7

※6

（2人）

※7

（1人）
B

－

代替原子炉補機冷却系準備完了

※1
（13人）

※6,※7

代替原子炉補機冷却系

約20時間

③
（有効性評価側のタイムチャート
の見直しに伴う反映事項を当該フ
ローへ反映・また見やすさの観点で当該資料に直接関連のない操作の項目を削除）・淡水貯水池から防火水槽への補給

適宜実施

適宜実施

適宜実施

※5
・可搬型代替注水ポンプへの給油

適宜実施

（2人）
必要人員数

合計

2人
A,B

2人
a,b
（

4人
C,D,E,F

4人
c,d,e,f

8人（参集要員26人））内の数字は他の作業終了後、移動して対応する人員数

図2.2.2-6 循環冷却運転の作業と所要時間「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱シナリオの場合」

43

44

2.3.1

2.3.1

52

57

c) 重大事故等時の水素濃度及び酸素濃度の監視計器に求められる性能①計測目的について

c) 重大事故等時の水素濃度及び酸素濃度の監視計器に求められる性能①測定範囲について（4）代替原子炉補機冷却系復旧以前における原子炉格納容器内の酸素濃度の推定
原子炉格納容器内の酸素濃度を把握する目的としては，事故後の原子炉格納容器内の水素ガスが燃焼を生じる可能性の把握である。
有効性評価においては，約22.5時間以前に原子炉格納容器内の酸素濃度が可燃限界（5vol%）に至らないことを確認しているが，約22.5時間以前において原子炉格納容器内の酸素濃度を把握する方法として，推定手段を整備している。

（4）代替補機冷却系復旧以前における格納容器内の酸素濃度の推定
格納容器内の酸素濃度を把握する目的としては，事故後の格納容器内の水素ガスが燃焼を生じる可能性の把握である。
有効性評価においては，約22.5時間以前に格納容器内の酸素濃度が可燃限界（5vol%）に至らないことを確認しているが，約22.5時間以前において格納容器内の酸素濃度を把握する方法として，推定手段を整備している。

⑤⑤

格納容器内酸素濃度の計測が困難になった場合，格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W） 格納容器内酸素濃度の計測が困難になった場合，格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
又は格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）にて炉心損傷を判断した後，初期酸素濃度と 及び格納容器内雰囲気放射線レベル（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(G(H2)=0.4，G(O2)=0.2)を入力とした評価結果（解析結果）により推定する。
保守的なG値(G(H2)=0.4，G(O2)=0.2)を入力とした評価結果（解析結果）により推定する。
推定可能範囲：0～約5vol%20/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

原子炉格納容器①より

MO

RHR(B)系
MO

RHR(A)系

MO

MO

AO

格納容器スプレイ

原子炉格納容器

代替Hx

AO
MO

①より

MO

炉注水

ポンプ停止状態

MO

復水貯蔵槽

原子炉へ
（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

系統概要図（7 号炉の例）

MO

MO

RHRタイライン
MO⑤

MO

S/Cクーリングライン

MO

タービン建屋へ

MO

HPCF
（B）

①へ

SPCU
MO

MO

MO

代替循環冷却系

MO

MO

MO

MO

ＭＵＷＣ
(C)

ＲＨＲ
（B）
ポンプ停止状態

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

Hｘ
（B）

MO

MO

ＭＵＷＣ
(B)

図 3.3-1

66

MO

MO

ＭＵＷＣ
(A)

廃棄物処理建屋

別紙-1

MO

MO

MO

復水貯蔵槽

47

MO

外部接続口

S/Cクーリングライン
MO

タービン建屋へ

66

MO

①へ

MO

：代替循環冷却系 流路
MO

F

MO

63

別紙-1

RHR洗浄水
ライン
F

MO

MO

SPCU

46

Hｘ
（B）

MO

外部接続口

3.3

MO

MO

S/C

ＲＨR（B）

MO

MO

MO

S/C

代替Hx
MO

炉注水

MO

格納容器
下部注水

MO MO

格納容器スプレイ

AO

代替循環冷却系 流路

F

45

MO

AO

MO

F

MO

MO

F

MO

RHR(A)系

MO

MO

RHR洗浄水ライン

MO

RHR(B)系

ＭＵＷＣ
(A)

ＭＵＷＣ
(B)

ＭＵＷＣ
(C)

廃棄物処理建屋

図 3.3-1 代替循環冷却系

MO

HPCF
（B）

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

MO

S/Cへ
MO

原子炉へ

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

系統概要図（7 号炉の例）

格納容器内水素濃度（SA）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，格納容器内水素 格納容器内水素濃度（SA）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，格納容器内水素濃度（SA）の検出信号は，水素吸蔵材料式水素検出器からの抵抗値を，中央制御室の演算 濃度（SA）の検出信号は，水素吸蔵材料式水素検出器にて水素濃度を検出し，演算装置に装置を経由して指示部にて水素濃度信号へ変換する処理を行った後，格納容器内水素濃 て電気信号へ変換する処理を行った後，格納容器内水素濃度（SA）を中央制御室に指示
度（SA）を中央制御室に指示し，記録する。（図1「格納容器内水素濃度（SA）の概略構成図」 し，記録する。（図1「格納容器内水素濃度（SA）の概略構成図」参照。）
参照。）

⑤

⑤

21/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

48

章番号

別紙-1

ページ番号

72

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

格納容器内水素濃度のシステム概要を図7に示す。格納容器内水素濃度は，設計基準対象 格納容器内水素濃度のシステム概要を図7に示す。格納容器内水素濃度は，設計基準対象
施設及び重大事故等対処設備の機能を有しており，格納容器内水素濃度の検出信号は， 施設及び重大事故等対処設備の機能を有しており，格納容器内水素濃度の検出信号は，熱伝導式水素検出器にて水素濃度を検出し，演算装置にて電気信号へ変換する処理を
熱伝導式水素検出器にて水素濃度を検出し，演算装置にて電気信号へ変換する処理を行った後，格納容器内水素濃度を中央制御室に指示し，記録する。（図8「6号炉格納容器内 行った後，格納容器内水素濃度を中央制御室に指示し，記録する。（図8「格納容器内水素
水素濃度の概略構成図」，図9「7号炉格納容器内水素濃度の概略構成図」参照。）
濃度の概略構成図」参照。）

凡例

H2E

信号系

水素検出器

盤

サンプリング配管

電気信号

⑤

冷却系
サンプリング配管

H2E

水素検出器

中央制御室

原子炉建屋
格納容器内水素濃度
格納容器内

原子炉建屋
中央制御室

サンプリング
ポンプ
除湿器 冷却器

指示計

H2E
ドライウェル

49

別紙-1

72

指示計

サンプリング
ポンプ
除湿器 冷却器
格納容器内水素濃度

サンプリング
ポンプ⑤（代替）
原子炉補機冷却系

H2E（代替）
原子炉補機冷却系

サプレッション・
チェンバ

図 7 格納容器内水素濃度

システム概要図7

格納容器水素濃度システム概要22/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

50

別紙-1

73

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

図8

格納容器内水素濃度の概略構成図

－

51

別紙-1

73

⑤

23/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

52

章番号

別紙-1

ページ番号

78

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

格納容器内酸素濃度のシステム概要を図14に示す。格納容器内酸素濃度は， 格納容器内酸素濃度のシステム概要を図13に示す。格納容器内酸素濃度は，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備の機能を有しており，格納容器 設計基準対象施設及び重大事故等対処設備の機能を有しており，格納容器
内酸素濃度の検出信号は，熱磁気風式酸素検出器にて酸素濃度を検出し，演 内酸素濃度の検出信号は，熱磁気風式酸素検出器にて酸素濃度を検出し，演算装置にて電気信号へ変換する処理を行った後，格納容器内酸素濃度を中央 算装置にて電気信号へ変換する処理を行った後，格納容器内酸素濃度を中央 表現の修正（リスト化しない）
制御室に指示し，記録する。
制御室に指示し，記録する。
（図15「6号炉格納容器内酸素濃度の概略構成図」，図16「7号炉格納容器内酸 （図14「格納容器内酸素濃度の概略構成図」参照。）
素濃度の概略構成図」参照。）

O2E

酸素検出器

サンプリング配管
中央制御室

原子炉建屋

盤

電気信号

格納容器内酸素濃度
格納容器内

サンプリング
ポンプ
指示計

53

別紙-1

78

除湿器 冷却器

O2E

⑤

（代替）
原子炉補機冷却系

図 13 格納容器酸素濃度システム概要24/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

54

別紙-1

79

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

－

55

別紙-1

79

⑤

25/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

MO

RHR(B)系
MO

RHR(A)系

MO

MO

AO

格納容器スプレイ

①より

AO

MO

RHR(A)系
MO

MO

RHR(B)系

代替Hx

MO

MO

AO

MO

S/C

S/C

MO

①へ

HPCF
（B）

MO

RHRタイライン
MO

原子炉へ

廃棄物処理建屋

図1

代替循環冷却系

復水貯蔵槽
ＭＵＷＣ
(A)

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

系統概要図（７号炉の例）

MO

MO

ＭＵＷＣ
(B)

ＭＵＷＣ
(C)

廃棄物処理建屋

図1

代替循環冷却系

MO

MO

ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストラインMO

タービン建屋へ

MO

ＭＵＷＣ
(C)

MO

S/Cクーリングライン
SPCU

SPHタイライン

MO

ＭＵＷＣ
(B)

MO

ＭＵＷＣ
(A)

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵槽

MO

①へ

MO

MO

MO

タービン建屋へ

MO

MO

S/Cクーリングライン
MO

Hｘ
（B）

ＲＨＲ
（B）

外部接続口

MO

SPCU

86

MO

MO

別紙-2

MO

MO

MO

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

MO

F
MO

Hｘ
（B）

ＲＨＲ（B）

MO

MO

外部接続口

RHR洗浄水ライン
FMO

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

MO

格納容器
下部注水

MO MO

F

56

MO

炉注水
MO

F

代替Hx
MO

MO

MO

MO

F

格納容器スプレイ

AO

炉注水
RHR洗浄水ライン

変更理由

原子炉格納容器

原子炉格納容器①より③評価進捗による変更・修正

MO

HPCF
（B）

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

⑤

MO

S/Cへ
MO

原子炉へ

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

系統概要図（７号炉の例）

26/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

57

別紙-2

91

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

27/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

可搬ポンプ

原子炉格納容器①より

MO

RHR(B)系
MO

RHR(A)系

MO

MO

AO

外部接続口

MO

①より

MO

MO

Hｘ
（B）

RHR洗浄水
ライン
F

MO

MO

図 15

RHRタイラインMO

復水貯蔵槽

残留熱除去系吸込ストレーナ逆洗操作の系統構成について
※１

-2

-1

① 事故後の運転状態Ⅴ(L) （10 ～2×10 年）における適切な地震力との組合せ評価※2-1② 事故後の運転状態Ⅴ(LL) （2×10 年以降）における適切な地震力との組合せ評価を行うこととなる。
105

60

別紙-4

107

61

別紙-5

108

MO

タービン建屋へ

原子炉へ

廃棄物処理建屋

SPCU

MO

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器
F
： 流量計

MO

MO

S/Cクーリングライン

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

MO

ＭＵＷＣ
(A)

ＭＵＷＣ
(B)

ＭＵＷＣ
(C)

廃棄物処理建屋

MO

ＭＵＷＣ
(C)

HPCF
（B）

MO

MO

MO

MO

ＭＵＷＣ
(B)

①へ

MO

MO

MO

MO

ＭＵＷＣ
(A)

MO

MO

MO

復水貯蔵槽

Hｘ
（B）

ＲＨＲ
（B）

MO

MO

タービン建屋へ

別紙-3

逆洗ライン

MO

MO

104

59

代替循環冷却系MO

MO

S/Cクーリングライン
MO

別紙-2

MO

MO

58

MO

F

①へ

MO

SPCU

代替Hx

AO

MO

ＲＨＲ（B）

MO

S/C

MO

S/C

AO

MO

F
MO

外部接続口

MO

代替循環冷却系
逆洗ライン

MO

MO MO

MO

MO

F

RHR(B)系

RHR(A)系

MO

F

原子炉格納容器

MO

MO

MO

RHR洗浄水
ライン

可搬ポンプ

代替Hx

AO

MO

HPCF
（B）

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

⑤

MO

S/Cへ
MO

原子炉へ

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

図 15 残留熱除去系吸込ストレーナ逆洗操作の系統構成について① 事故後の運転状態Ⅴ(L)※１のうち初期（例：3日後）における適切な地震力との組合せ評
価② 事故後の運転状態Ⅴ(L)のうち長期（例：60日後）における適切な地震力との組合せ評価を行うこととなる。

※1 運転状態Ⅴ(L)：重大事故等の状態のうち長期的（過渡状態を除く一連の期間）に荷重※１ 運転状態Ⅴ(L)：重大事故等の状態のうち長期的（過渡状態を除く一連の期間）に荷重が作用している状態※2 運転状態Ⅴ(LL)：重大事故等の状態のうちⅤ(L)よりさらに長期的に荷重が作用してい が作用している状態
る状態
一方，ハロゲン元素のよう素については，無機材料である膨張黒鉛ガスケットや金属ガス
一方，ハロゲン元素のヨウ素については，無機材料である膨張黒鉛ガスケットや金属ガスケットでは影響がないが，有機材料であるニトリルゴムやEPDMでは影響を生じる可能性が ケットでは影響がないが，有機材料であるニトリルゴムやEPDMでは影響を生じる可能性がある。このうち，設備での使用を考慮しているEPDMについては，当社での社内試験により影 ある。このうち，今後，設備での使用を考慮しているEPDMについては，当社での社内試験に響の確認を行っており，炉心損傷時に想定されるよう素濃度（約8200mg/m3）よりも高濃度の より影響の確認を行っており，炉心損傷時に想定されるヨウ素濃度（約450mg/m3）よりも高3
3
よう素環境下（10000mg/m 以上）においても，圧縮永久歪み等のシール材としての性状に大 濃度のヨウ素環境下（約10000mg/m ）においても、圧縮永久歪み等のシール材としての性きな変化がないことを確認している。このように，よう素に対する性能が確認された材料を用 状に大きな変化がないことを確認している。このように，ヨウ素に対する性能が確認された材いることにより，漏えい等の影響が生じることはないものと考える。
料を用いることにより，漏えい等の影響が生じることはないものと考える。
常設代替交流電源設備からの交流電源回復後，格納容器薬品注入等の現場操作を実施し 常設代替交流電源設備からの交流電源回復後，格納容器薬品注入等の現場操作を実施している。これらの操作は事故発生約4時間後まで継続する。その後，代替原子炉補機冷却 ている。これらの操作は事故発生約4時間後まで継続する。その後，原子炉補機冷却系運系の運転準備を開始する。この準備操作は「2名」の現場操作運転員により「約5時間」で実 転準備を開始する。この準備操作は「2名」の現場操作運転員により「約5時間」で実施するこ施することを想定しているが，実態の操作では「約1時間」で完了する。その後，別の「2名」 とを想定している。また，別の「2名」の現場操作運転員が代替循環冷却運転準備を実施すの現場操作運転員と共に代替循環冷却系の運転準備を実施する。事故発生約10時間後に る。事故発生約10時間後には終了するため，緊急時対策要員の作業が早まることからの影は終了するため，緊急時対策要員の作業が早まることからの影響はない。
響はない。

⑤

⑤

⑤

28/30

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

62

63

章番号

別紙-5

別紙-5

ページ番号

108

108

変更後

変更前

現場操作運転員による準備作業は，実態の代替原子炉補機冷却系運転準備作業時間を考 ただし，緊急時対策要員による準備作業は，継続した訓練により大幅に短縮しており，至近
慮すると，代替循環冷却系運転準備作業を含めても「約3時間」で完了することができ，想定 では「約6.5時間」という訓練結果が出ている。現場操作運転員による準備作業も代替循環
時間の事故発生約10時間後を大幅に短縮することができる。
冷却運転準備の「2名」を追加して「4名」対応することで，作業時間を短縮させることができる。更に，緊急時対策要員の確保が容易にできる場合においては，運転員の応援も期待することができるため，作業時間の短縮が期待できる。
経過時間（時間）2

運転員（中央制御室）
6号
7号
2人
A,B

常設代替交流電源設備による交流電源回復
格納容器薬品注入操作
中央制御室圧力調整
中央制御室待避室の準備操作
低圧代替注水系（常設）準備操作

代替原子炉補機冷却系

準備操作

代替原子炉補機冷却系

運転

－

運転員
（現場）

6

8

10

7号

2人
a,b

－

－

－

－

4人
C,D
E,F

4人
c,d
e,f

－

－

（2人）
E,F

（2人）
e,f

－

－

－

13人

13人

－

－

－

－

（3人）

（3人）

－

16

18

20

約2時間 破断口まで水位回復確認

24

26

28

30

32

34

2

約11時間
代替循環冷却運転 開始

炉心損傷後における，代替原子炉補機冷却系の現場系統構成
は，実際の操作では「約1時間」で完了する。
作業終了後，異なる現場作業を実施することが可能。
・現場移動

300分

・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアップ

常設代替交流電源設備
による交流電源回復

常設代替交流電源設備による交流電源回復
格納容器薬品注入操作
中央制御室圧力調整
中央制御室待避室の準備操作
低圧代替注水系（常設）準備操作

109

代替循環冷却系 準備操作
（系統構成1）

－

（1人）
B

（1人）
b

代替循環冷却系

運転開始

運転状態監視低圧代替注水系(可搬型)による原子炉への注水

－

3人

3人

－

－

－

－

－

－

(4人)
C,D
E,F

(4人)
c,d
e,f

－

－

（1人）
A

（1人）
a

－

－

－

－

（2人）
C,D

（2人）
c,d

－

－

（2人）
E,F

（2人）
e,f

－

－

代替循環冷却系 準備操作
（系統構成2）

代替循環冷却系－（可搬型代替注水ポンプ(A-2級)移動、ホース敷設（淡水貯水・現場移動・代替循環冷却系 現場系統構成

30分

120分

30分

代替原子炉補機冷却系の現場系統構成が「約1時間」で完了した場合，
代替循環冷却系の現場系統構成作業時間を加えても「約3時間」で作業が完了する。

・現場移動
30分

（2人）
a,b

－

（1人）
A

（1人）
a

－

－

－

－

・代替循環冷却系による原子炉圧力容器・原子炉格納容器の状態
監視

（1人）
A

（1人）
a

－

－

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

適宜実施

－

－

－

－

（3人）

（3人）

・可搬型代替注水ポンプ(A-2級)による原子炉への注水

適宜実施

－

－

・復水移送ポンプ起動
・低圧注水系注入弁、格納容器スプレイ弁操作

－

－

－

－

－

4人
Ｃ ,Ｄ
Ｅ ,Ｆ

4人
c,d
e,f

－

－

－

－

（２人）
Ｅ ,Ｆ

（２人）
e,f

－

－

－

－

－

－

13人

13人

－

－

－

－

（３人）

（３人）

12

14

16

18

20

約70分 原子炉注水開始

備考
22

24

26

28

30

32

34

交流電源回復操作等約4時間後まで現場要員として「4名」必要

原子炉格納容器薬品注入操作完了後、代替原子炉補機冷却系準備操作を「2名」で開始する
運転員「2名」を追加して、計「4名」で対応することで作業時間を短縮することが可能
・現場移動
・代替原子炉補機冷却系

300分

現場ラインアップ・現場移動
・資機材配置及びホース布設、起動及び系統
水張り
・代替原子炉補機冷却系

１０時間

適宜実施

運転状態監視

－

５人

５人

（１人）
Ｂ

（１人）
b

－

－

－

－

・代替循環冷却運転 中央制御室ラインアップ（代替注水系に影響の無い個所）

（１人）
Ｂ

（１人）
b

－

－

－

－

・復水移送ポンプ停止
・中央制御室ラインアップ

３0分

－

－

（２人）
Ｃ ,Ｄ

（２人）
c,d

－

－

・現場移動
・代替循環冷却運転 現場ラインアップ（復水貯蔵槽吸込弁、復水移送ポンプミニフ
ロー弁）

60分

代替循環冷却運転開始

（２人）
Ａ ,Ｂ

（２人）
a,b

－

－

－

－

・復水移送ポンプ起動
・低圧注水系注入弁、格納容器スプレイ弁操作

代替循環冷却運転状態監視

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

・代替循環冷却運転による原子炉・格納容器
の状態監視

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

－

－

－

－

（２人）

（２人）

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

－

－

－

－

２人

２人

継続実施

復水移送ポンプ停止期間中の原子炉水位確保として、消防車による原子炉注水を想定。
外部注水配管の隔離弁は屋外から操作可能であるため、原子炉注水時のみ開する（代替循環冷却運転時のバウンダリ確保のため）

図１ 代替循環冷却系運転開始が評価より早まる場合の要員と作業項目

格納容器頂部注水（解析上考慮せず）

図１

⑤

約1１時間
代替循環冷却運転 開始

約２時間 炉心冠水確認－

可搬型代替注水系による原子炉への注水

5分

⑤

約1１時間
低圧代替注水 停止

－

30分

（2人）
A,B

－

２人
a,b

－

代替循環冷却運転 準備操作
（系統構成2）

この時間内に実施（復水貯蔵槽吸込弁）

・代替循環冷却系 現場系統構成（残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁，第二止め弁）

２人
Ａ ,Ｂ

この時間内に実施

・現場移動
・代替循環冷却系 現場系統構成

10－

代替循環冷却運転 準備操作
（系統構成1）（低圧代替注水系に影響の無い個所）
・復水移送ポンプ停止
・代替循環冷却系 中央制御室系統構成

8・消防車による原子炉への注水準備（消防車移動、ホース敷設（防火水槽から消防車，消防車から接続口），ホース接続）

可搬型代替注水系による
原子炉注水 準備操作

この時間内に実施

池から可搬型代替注水ポンプ(A-2級)，可搬型代替注水ポンプ(A2級)から接続口），ホース接続，ホース水張り）

・代替循環冷却系 中央制御室系統構成（低圧代替注水系に影響の無い個所）

緊急時対策要員
（現場）
６号
７号

操作の内容

適宜実施

・可搬型代替注水ポンプ(A-2級)による原子炉への注水準備
－

運転員
（現場）
６号
７号

代替原子炉補機冷却系 準備操作

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

6約24分 炉心損傷開始

11時間

・資機材配置及びホース布設、起動及び系統水張り

代替原子炉補機冷却系 運転

低圧代替注水系(可搬型)による原子炉注水 準備操作

運転員
（中操）
６号
７号

4

事象発生

実施箇所・必要人員数

交流電源回復操作等約4時間後まで現場要員として「4名」必要

・現場移動

経過時間（時間）

備考
22

約70分 原子炉注水開始

－

－

14

操作項目

－

－

－

操作の内容

12

約11時間
低圧代替注水(常設) 停止

約24分 炉心損傷開始

緊急時対策要員
（現場）
6号
7号

6号

4

事象発生

実施箇所・必要人員数

別紙-5

変更理由

事故発生約1時間後から，緊急時対策要員による準備作業を開始することを想定した場合， 事故発生約1時間後から，緊急時対策要員による準備作業を開始することを想定した場合，
現場操作運転員の作業は「約10時間後」に終了し，緊急時対策要員による準備作業は「約 現場操作運転員の作業は「約10時間後」に終了し，緊急時対策要員による準備作業は「約11時間後」に終了することになる。なお，緊急時対策要員による準備作業は，継続した訓練 11時間後」に終了することになる。
により短縮することが期待できる。

操作項目

64

③評価進捗による変更・修正

・低圧注水系

注入弁操作

・消防車による原子炉への注水・可搬型代替注水ポンプによる格納容器頂部注水・消防車による格納容器頂部への注水準備（消防車移動、ホース敷設（防火水槽から消防車，消防車から接続口），ホース接続）
・消防車による格納容器頂部への補給③（有効性評価側のフローチャート
の見直しに伴う反映事項を当該フ
ローへ反映）

この時間内に実施

３0分

この時間内に実施

代替原子炉補機冷却系準備操作とは異なる運転員「2名」にて対応

５分

継続実施

適宜実施

適宜実施

復水移送ポンプ停止期間中の原子炉水位確保として、消防車による原子炉注水を想定。
外部注水配管の隔離弁は屋外から操作可能であるため、原子炉注水時のみ開する（代替循環冷却運転時のバウンダリ確保のため）

注水量および上部ドライウェル温度変化により格納容器頂部注水を調整する

要員を確保して対応する

適宜実施

代替循環冷却運転開始が評価より早まる場合の要員と作業項目

29/30

図2
代替循環冷却系
系統図(7号炉)
①

25

24

22
23

⑧

FQ
P13F103

G51-F013
G51 F014

スキマサージタンクへ

G41-MOF038

P13 F102

P13- F083

P13F019

P13F001

G51-F018

G51-F017

P13-F101

20

P13F020

⑬

19

⑨

C

B

A

P13F022

P13- P13- P13- P13- P13- P13F118 F117 F116 F114 F113 F112

P13- F110⑤

P13-F099

P13-F092

下部ドライウェルへ

P13-MO F094

P13-F09318

試料採取系へ

②

P13- F721⑦

FQT

P13-F062

E61-F021

F078

F061

HPCF(C)封水P13F013C

P13F122

P13F105④

G51- F043

E11F040C

P13 F086173

E51F033

28

F011

AO-F008

F010

F012

E61- F033

F075

P13- F560

F073 F072 F071 F082

P13-F119

E11- E11-MO - E11- E11-MO -E11-AO- B21-AO- B21- B21F033A F005A F006A F051A F052A F053A
F060A F032A

P13 F120

P13F084

RCIC封水E51F02126

P13-F077：系統運転時閉操作弁：枝管：閉止不可弁

：常時全閉運用弁：主流路

F064 F065 F081 F066 F067 F076 F068 F069 F074 F070

HPAC 封水G31-MO-F306B G31-MO-F306A

27

P13-F079

P13 -MO -F029

F060

タービン建屋へ

E11- E11- E22F040A F032C F016C

P13-F080

P13- MO-F091
P13-F098

FP系より

復水移送ポンプ

P21P21F106C F106A P12-F106B

P13-F104
G51-MOF015⑯⑮ ⑭

E22- E22- E22F030 F029 F028

21

E22 -F016B P13 -F087
P13E11-F047
F121
E22F013B

P13F085

HPCF(B)封水E11E11-MO- F040B
F032B

E11F060B☆より

E22-MO-F001C

HPCF(C)ポンプへ

E22-F023
F002
E51-MO-F001

F002C

HPACポンプへ

RCICポンプへ

F002B
E22-MO-F001B

G51-MO-F010

E11-MO- E11-MOF062
F061

P13F021

P13-F008A,B,C

⑫ ⑪ ⑩

原子炉建屋
二次格納・設内

K21

RPV

☆へ

図1

HPCF(B)ポンプへ

SPCUポンプへ

RHR(B)ポンプより

P13-F722

K6MUWP
吸込母管

ＣＲＤ給水

K6CSPへ

廃棄物処理建屋

114⑥

P13-F026

別紙-7
ＣＲＤ戻り水66
LCWサンプルポンプ⑨

HPCF(C)ポンプへ

RCICポンプへ

E51-MO-F001

E22 -F030

E22-MO-F001B

28

27

26

25

22

G31-F177 G31 -F180

G31-F176

F056

②

20

F011

E22-F023⑮ ⑯ ⑰

E22 -F022

復水貯蔵槽

E22 -F021☆より

E22-MO-F001CHPACポンプへ

HPCF(B)ポンプへ

G51-MO-F009

SPCU ポンプへ

RHRポンプ(B)より

E11-MO-F070 E11-MO-F071

6号炉
代替循環冷却系 系統図

F058

F012

FQT

F062

B

A
C

⑪

スキマサージタンクへ

F063

F105

F064

F101

F104

F102

SPCU封水

F433

F460

F106

E11 F040B

24

F107

F444

F439B

E22 -F016B

HPCF(B)封水E22 F013B

F096B

F451
U48 -F006

F450 F439A⑧

MO -F150

F053

FQT

F032B

E11 -MO -E11F055B

F452

F299

F412 F417

F405

F109

F301A F301B

K12-F029B

F446

F181

⑤

18

K21 -F353B

K21
-F332

K21
-F341A

-F331

K21

-F334

F336

F335

-F333
K21

K21

K21
-F341B

-F340

F411
K21

F421

F085

F013C

E22-

F096C

HPCF(C) 封水

E11 F032C

E22 -F016C

MO-F031

MO -F028

下部ドライウェルへ

E11 -F040C

U48-F002

F122

F033

E51 -

F082

19

F145

F149

HPAC封水F147 F146

F148

☆へ

RPV

RCIC封水

F021

E51-

F081

F053A

K21

-F337

K21

F083 F180 F084③

E11-MO - E11 -MO - E11-AO -B21-AO B21- B21 F032A
F005A
F006A F051A F052A

K11

F185A,B

F079

G31- G31F171A F171B
G31G31F173B
F173A

G31 F170：系統運転時閉操作弁：枝管：閉止不可弁

：常時全閉運用弁：主流路

G41F065

F413

K21F010
K21F009

F072

K11 -AO -HCWサンプポンプ(A)(B)
シール水

F418

K21-F012

E11 -F055A

F057

E11 -F040A

G41 -F047

K21-F352

①

F080

K12

F075

④
F054

K21-F011

F304 F302A F302B F306B F306A

FIT

F090

F431

F052

K21 -F353A

F128

F059

21

F453

F427B

F069

F068

MO -F067

MO -F066

FP系より

F427A

二次格納・設内

原子炉建屋

F051

タービン建屋へ

F403

G51-F015

F185B

F183B

F182B

F183A

F181B

23

K12 -F180

F404

F402

F182A

F185A

F445

FQT

F401

F017A,B,C⑩

廃棄物処理建屋

⑫

F181A

K12

⑬

F022

RWB 11 -D1

KK6 CSP
サンプリングラック⑭

復水移送ポンプ

F010

CRD 給水ＲＷ戻り水ＣＲＤ戻り水E11-F047

G41-MO-F033

F120

F061

⑥ F023

F009

⑦

F032

F029

113

F009

別紙-7

試料採取系へ

65

F053

ページ番号

F024

章番号

復水貯蔵槽

No.

7号炉
代替循環冷却系 系統図

まとめ資料変更箇所リスト
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

変更後
変更前

代替循環冷却系 系統図(6号炉)

図2
代替循環冷却系③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

図1 代替循環冷却系 系統図(6号炉)⑤

系統図(7号炉)

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