・統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク に 接 続 す る 通 信 連 絡 設 備（ テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）
・加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
・テレビ会議システム（社内）・ 専 用 電 話 設 備 （ 専 用 電 話 （ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 地 方 公 共 団 体
向 ））・データ伝送設備(c)

重大事故等対処設備と自主対策設備「 1.19.1(2)ｂ ．(a)ⅰ ）衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）に よ る 発 電

所外の通信連絡」で使用する設備のうち，衛星電話設備（固定型）は，重大事故等対処設備として位置づける。
「 1.19.1(2)ｂ ．(a)ⅱ ）衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ）に よ る 発 電

所外の通信連絡」で使用する設備のうち，衛星電話設備（携帯型）は，重大事故等対処設備として位置づける。
「 1.19.1(2)ｂ ．(a)ⅲ ） 統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク に 接 続
する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－
ＦＡＸ）による発電所外の通信連絡」で使用する設備のうち，
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ
会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）は，重大事故等対処設備として位置づける。
「 1.19.1(2)ｂ ．(a)ⅷ ） デ ー タ 伝 送 設 備 に よ る 発 電 所 外 の 通信連絡」で使用する設備のうち，データ伝送設備は，重大事故等対処設備として位置づける。
「 1.19.1(2)ｂ ．(b)代 替 電 源 設 備 に よ る 給 電 」で 使 用 す る 設

備 の う ち ，衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ），衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会
1.19－9

議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）及びデータ伝送設備
は ， 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と し て 位 置 づ け る 。（ 第 1.19－ 1 図 ）これらの選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
（ 添 付 資 料 1.19.2）
以 上 の 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に よ り ，発 電 所 外（ 社 内 外 ）と の 通
信連絡を行うことができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効
な 設 備 で あ る た め ，自 主 対 策 設 備 と 位 置 づ け る 。あ わ せ て ，そ の理由を示す。
・電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び Ｆ ＡＸ ），加 入 電 話 設 備（ 加 入 電 話 及 び 加 入 Ｆ Ａ Ｘ ），テ レ ビ 会 議
シ ス テ ム（ 社 内 ）及 び 専 用 電 話 設 備（ 専 用 電 話（ ホ ッ ト ラ イン ）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））耐震ＳクラスではなくＳｓ機能維持を担保できないが，使用可 能 で あ れ ば ，発 電 所 外（ 社 内 外 ）の 通 信 連 絡 を 行 う 手 段 と し て有効である。
ｃ .手 順 等
上 記 「 ａ .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 対 応 手 段 及 び 設 備 」 及 び 「 ｂ .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行うために必要な対応手段及び設備」により選定した対応手段に係る手順を整備する。
こ れ ら の 手 順 は ，運 転 員 等 ※ ４ 及 び 災 害 対 策 要 員 の 対 応 と し て「 非常 時 運 転 手 順 書 Ⅱ （ 徴 候 ベ ー ス ）」 及 び 「 重 大 事 故 等 対 策 要 領 」 に
定 め る 。（ 第 1.19-1 表 ）1.19－10ま た ， 事 故 時 に 給 電 が 必 要 と な る 設 備 に つ い て も 整 備 す る 。（ 第1.19-2 表 ）※3

運 転 員等：運 転員（ 当直 運 転 員）及び 重 大 事故 等 対 応要員（運転操作対応）をいう。

1.19－11

1.19.2

重大事故等時の手順

1.19.2.1(1)

発電所内の通信連絡を行うための対応手順

発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡
ａ．衛星電話設備（固定型）による発電所内の通信連絡
重大事故等時において，通信設備（発電所内）により，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。
重大事故等時において，通信設備（発電所内）により中央制御室の運転員等及び中央制御室に滞在する情報班員並びに緊急時対策所の災害対策要員が，中央制御室，屋外の作業場所及び緊急時対策所との間で相互に通信連絡を行うために，衛星電話設備（固定型）を使用する手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時において，衛星電話設備（固定型）により，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場合。

(b)

操作手順
中央制御室の運転員等及び中央制御室に滞在する情報班員並
びに緊急時対策所の災害対策要員は，衛星電話設備（固定型）
を使用し，相互に通信連絡を行うため，以下の手順がある。
なお，屋外の災害対策要員は，衛星電話設備（携帯型）を用いることにより，中央制御室，屋外の作業場所及び緊急時対策所との間で相互に通信連絡できる。

ⅰ）

衛星電話設備（固定型）①

手 順 着 手 の 判 断 基 準 に 基 づ き ，通 信 連 絡 を 行 う 場 合 は ，
一 般 の 電 話 機 と 同 様 の 操 作 に よ り ，通 信 先 の 電 話 番 号 を

1.19－12

ダイヤルし，連絡する。
(c)

操作の成立性衛星電話設備（固定型）は，特別な技量を要することなく，容易に操作が可能であるとともに，必要な個数以上を設置することにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

ｂ．衛星電話設備（携帯型）による発電所内の通信連絡
重大事故等時において，通信設備（発電所内）により，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。
重大事故等時において，通信設備（発電所内）により屋外の災害対策要員が，中 央制御室，屋外の 作業場所及び緊 急時対策所との間で相互に通信連絡を行うために，衛星電話設備（携帯型）を使用する手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時において，衛星電話設備（携帯型）により，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場合。

(b)

操作手順
屋外の災害対策要員は，衛星電話設備（携帯型）を使用し，屋外の作業場所間の相互に通信連絡を行うための対応として，
以下の手順がある。
なお，中央制御室の運転員等及び中央制御室に滞在する情報班員並びに緊急時対策所の災害対策要員は，衛星電話設備（固定型）を用いることにより，中央制御室，屋外の作業場所及び緊急時対策所との間で相互に通信連絡できる。

1.19－13

ⅰ）

衛星電話設備（携帯型）①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，
電 源 を「 入 」操 作 し ，充 電 池 の 残 量 を 確 認 し ，屋 外 で 電
波の受信状態を確認する。
② 充 電 池 の 残 量 が 少 な い 場 合 ，別 の 端 末 又 は 予 備 の 充 電 池を使用する。
③ 一 般 の 携 帯 電 話 と 同 様 の 操 作 に よ り ，通 信 先 の 電 話 番 号を ダ イ ヤ ル し ，連 絡 す る 。な お ，無 指 向 性 ア ン テ ナ で あり，アンテナのレベル調整は不要である。
④ 使 用 中 に 充 電 池 の 残 量 が 少 な く な っ た 場 合 は ，別 の 端 末又は予備の充電池を使用する。
⑤使用後は，電源を「切」操作する。

(c)

操作の成立性衛星電話設備（携帯型）は，特別な技量を要することなく，容易に操作が可能であるとともに，必要な個数以上を保管することにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

ｃ．無線連絡設備（固定型）による発電所内の通信連絡
重大事故等時において，通信設備（発電所内）により，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。
重大事故等時において，通信設備（発電所内）により中央制御室の運転員等及び中央制御室に滞在する情報班員並びに緊急時対策所の災害対策要員が，中央制御室，屋外の作業場所及び緊急時対策所との間で相互に通信連絡を行うために，無線連絡設備（固1.19－14

定型）を使用する手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時において，無線連絡設備（固定型）により，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場合。

(b)

操作手順
中央制御室の運転員等及び中央制御室に滞在する情報班員並
びに緊急時対策所の災害対策要員は，衛星電話設備（固定型）
を使用し，相互に通信連絡を行うための対応として，以下の手順がある。
な お ，屋 外 の 重 大 事 故 等 対 応 要 員 は ，無 線 連 絡 設 備（ 携 帯 型 ）を用いることにより，中央制御室，屋外の作業場所及び緊急時対策所との間で相互に通信連絡できる。

ⅰ）

無線連絡設備（固定型）①

手 順 着 手 の 判 断 基 準 に 基 づ き ，通 信 連 絡 を 行 う 場 合 は ，
電 源 を「 入 」操 作 し ，通 話 チ ャ ン ネ ル の 設 定 が 適 切 で あることを確認したうえで通話ボタンを押し，連絡する。

(c)

操作の成立性
無線連絡設備（固定型）は，特別な技量を要することなく，容易に操作が可能であるとともに，必要な個数以上を設置することにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

ｄ．無線連絡設備（携帯型）による発電所内の通信連絡
重大事故等時において，通信設備（発電所内）により，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。

1.19－15

重大事故等時において，通信設備（発電所内）により屋外の災害対策要員が，中央制御室，屋外の作業場所及び緊急時対策所との間で相互に通信連絡を行うために，無線連絡設備（携帯型）を使用する手順を整備する。
ⅰ）(a)

無線連絡設備（携帯型）

手順着手の判断基準
重大事故等時において，無線連絡設備（携帯型）により，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場
合。

(b)

操作手順
屋外の災害対策要員は，無線連絡設備（携帯型）を使用し，屋外の作業場所間の相互に通信連絡を行うための対応として，
以下の手順がある。
なお，中央制御室の運転員等及び中央制御室に滞在する情報班員並びに緊急時対策所の災害対策要員は，無線連絡設備（固定型）を用いることにより，中央制御室，屋外の作業場所及び緊急時対策所との間で相互に通信連絡できる。

ⅰ）

無線連絡設備（携帯型）①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，
電 源 を「 入 」操 作 し ，充 電 池 の 残 量 を 確 認 し ，屋 外 で 電
波の受信状態を確認する。
② 充 電 池 の 残 量 が 少 な い 場 合 ，別 の 端 末 又 は 予 備 の 充 電 池を使用する。
③通話チャンネルの設定が適切であることを確認したう1.19－16

えで，通話ボタンを押し，連絡する。
④ 使 用 中 に 充 電 池 の 残 量 が 少 な く な っ た 場 合 は ，別 の 端 末又は予備の充電池を使用する。
⑤使用後は，電源を「切」操作する。
(c)

操作の成立性
無線連絡設備（携帯型）は，特別な技量を要することなく，容易に操作が可能であるとともに，必要な個数以上を保管することにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

ｅ．携行型有線通話装置による発電所内の通信連絡
重大事故等時において，通信設備（発電所内）により，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。
重大事故等時において，通信設備（発電所内）により中央制御室の運転員等が，中央制御室及び屋内の作業場所との間で相互に通信連絡を行うため，また緊急時対策所建屋内の災害対策要員の間で相互に通信連絡を行うために，携行型有線通話を使用する手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時において，携行型有線通話装置により，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場合。

(b)

操作手順
中央制御室の運転員等，緊急時対策所建屋内の災害対策要員
及び屋内の運転員等は，携行型有線通話装置を使用し，相互に通信連絡を行うための対応として，以下の手順がある。

1.19－17

ⅰ）

携行型有線通話装置①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，保管場所等で作業に使用する端末と通話装置用ケーブ
ル を 接 続 し ，ス イ ッ チ を「 TALK」位 置 へ 操 作 す る 。乾 電
池 の 残 量 確 認 は ，ス イ ッ チ を「 CALL」位 置 へ 押 し ，ブ ザー が 鳴 動 す る こ と で 確 認 す る 。ブ ザ ー が 鳴 動 し な い 場 合 ，予備の乾電池と交換する。
② 確 認 後 ，ス イ ッ チ が「 OFF」位 置 に 復 旧 し た こ と を 確 認 する。
③使用する端末及び通話装置用ケーブルと共に予備の乾電池を携行する。
④ 使 用 す る 場 所 に て ，最 寄 り の 専 用 接 続 箱 に 携 行 型 有 線 通
話 装 置 を 直 接 接 続 す る 。又 は ，中 継 ケ ー ブ ル を 用 い て 延
長 し ，携 行 型 有 線 通 話 装 置 を 接 続 し ，接 続 し た 後 ，ス イ
ッ チ を 「 TALK」 位 置 へ 操 作 す る 。
⑤ ス イ ッ チ を「 CALL」位 置 へ 押 し て 相 手 を 呼 び 出 し ，連 絡する。
⑥ 使 用 中 に 乾 電 池 の 残 量 が 少 な く な っ た 場 合 は ，予 備 の 乾電池と交換する。
⑦ 使 用 後 は ，ス イ ッ チ を「 OFF」位 置 へ 操 作 し ，端 末 及 び 通
話装置用ケーブルを切り離す。

(c)

操作の成立性携 行 型 有 線 通 話 装 置 は ，使 用 場 所 に お い て 携 行 型 有 線 通 話 装
置と中継用ケーブル及び専用接続箱内の端子を容易かつ確実に

1.19－18

接続可能とするとともに，必要な個数以上を設置又は保管することにより，通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。
ｆ．送受話器（ページング）による発電所内の通信連絡
重大事故等時において，通信設備（発電所内）により，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。
重大事故等時において，通信設備（発電所内）により，中央制
御 室 ，緊 急 時 対 策 所 及 び 屋 内 外 の 運 転 員 等 並 び に 災 害 対 策 要 員 が ，中央制御室，屋内外の作業場所及び緊急時対策所との間で相互に通信連絡を行うために，送受話器（ページング）を使用する手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時において，送受話器（ページング）により，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場合。
(b)

操作手順
中央制御室，緊急時対策所及び屋内外の運転員等並びに災害対 策 要 員 は ，送 受 話 器（ ペ ー ジ ン グ ）を 使 用 し ，相 互 に 通 信 連 絡を行うための対応として，以下の手順がある。
ⅰ）

送受話器（ページング）①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，
受 話 器 を 持 ち 上 げ ，使 用 チ ャ ン ネ ル を 選 択 し ，相 手 に 連
絡する。

(c)

操作の成立性
送受話器（ページング）は，特別な技量を要することなく，

1.19－19

容易に操作が可能であるとともに，必要な個数以上を設置することにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。
ｇ ．電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ Ｘ ）による発電所内の通信連絡
重 大 事 故 等 時 に お い て ，通 信 設 備（ 発 電 所 内 ）に よ り ，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。
重 大 事 故 等 時 に お い て ，通 信 設 備（ 発 電 所 内 ）に よ り ，中 央 制 御室 ，緊 急 時 対 策 所 及 び 屋 内 外 の 運 転 員 等 並 び に 災 害 対 策 要 員 が ，中央 制 御 室 ，屋 内 外 の 作 業 場 所 及 び 緊 急 時 対 策 所 と の 間 で 相 互 に 通 信
連 絡 を 行 う た め に ，電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ
端末及びＦＡＸ）を使用する手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時において，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）により，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場合。

(b)

操作手順
中央制御室，緊急時対策所及び屋内外の運転員等並びに災害対 策 要 員 は ，固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ Ｘ を 使 用 し ，相 互に通信連絡を行うための対応として，以下の手順がある。
ⅰ）

固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ①手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合は，一 般 の 電 話 機 ，携 帯 電 話 又 は Ｆ Ａ Ｘ と 同 様 の 操 作 に よ り ，
通信先の電話番号をダイヤル又は短縮ダイヤルボタン

1.19－20

を押し，連絡する。
② Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 の 充 電 池 の 残 量 が な く な っ た 場 合 は ，別 の 端
末又は予備の充電池を使用する。
(c)

操作の成立性
電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡ
Ｘ）は，特別な技量を要することなく，容易に操作が可能であるとともに，必要な個数以上を設置又は保管することにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

ｈ．ＳＰＤＳによる発電所内の通信連絡
重大事故等時において，データ伝送設備（発電所内）により，発電所内の必要な場所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送し，パラメータを共有する。
重 大 事 故 等 時 に お い て ，デ ー タ 伝 送 設 備（ 発 電 所 内 ）に よ り ，原子炉建屋付属棟から緊急時対策所へ，重大事故等に対処するために 必 要 な デ ー タ を 伝 送 し ，パ ラ メ ー タ を 共 有 す る た め に ，Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ
を使用する手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重 大 事 故 等 時 に お い て ，デ ー タ 伝 送 設 備（ 発 電 所 内 ）に よ り ，
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場
合。

(b)

操作手順
Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ に よ り ，緊 急 時 対 策 所 の Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ デ ー タ 表 示 装 置 へ ，
必要なデータの伝送を行うための対応として，以下の手順があ

1.19－21

る。
ⅰ）

データ伝送装置及び緊急時対策支援システム伝送装置
常時伝送を行うため，通常操作は必要ない。

ⅱ）

ＳＰＤＳデータ表示装置
操 作 手 順 に つ い て は ，「 1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等」にて整備する。
（ 2） 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
での共有
特 に 重 要 な パ ラ メ ー タ を 計 測 し ，そ の 結 果 を 発 電 所 内 の 必 要 な
場所で共有するため，通信設備（発電所内）を使用する。
直 流 電 源 喪 失 時 等 ，可 搬 型 計 測 器 に て ，炉 心 損 傷 防 止 及 び 格 納
容器破損防止に必要なパラメータ等の特に重要なパラメータを計 測 し ，そ の 結 果 を 通 信 設 備（ 発 電 所 内 ）に よ り 発 電 所 内 の 必 要
な場所で共有する場合，屋内の作業場所と中央制御室との連絡に は ，携 行 型 有 線 通 話 装 置 ，送 受 話 器（ ペ ー ジ ン グ ）及 び 電 力 保
安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 ，Ｆ Ａ Ｘ ）を 使 用 する 。中 央 制 御 室 と 緊 急 時 対 策 所 と の 連 絡 に は ，衛 星 電 話 設 備（ 固定 型 ），無 線 連 絡 設 備（ 固 定 型 ），送 受 話 器（ ペ ー ジ ン グ ）及 び 電
力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 ，Ｆ Ａ Ｘ ）を 使
用 す る 。緊 急 時 対 策 所 建 屋 内 で の 連 絡 に は ，携 行 型 有 線 通 話 装 置 ，
送 受 話 器（ ペ ー ジ ン グ ）及 び 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話
機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 ，Ｆ Ａ Ｘ ）を 使 用 す る 。屋 外 の 作 業 場 所 と 緊 急 時
対 策 本 部 と の 連 絡 に は ， 衛 星 電 話 設 備 （ 固 定 型 ）， 衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ）， 無 線 連 絡 設 備 （ 固 定 型 ）， 無 線 連 絡 設 備 （ 携 帯 型 ），1.19－22

送 受 話 器（ ペ ー ジ ン グ ）及 び 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話
機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 ，Ｆ Ａ Ｘ ）を 使 用 す る 。屋 外 の 作 業 場 所 間 の 連 絡に は ，衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ），無 線 連 絡 設 備（ 携 帯 型 ），送 受 話器（ ペ ー ジ ン グ ）及 び 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ
ＨＳ端末，ＦＡＸ）を使用する手順を整備する。
ａ .手 順 着 手 の 判 断 基 準
特に重要なパラメータを可搬型計測器にて計測し，その結果を通 信 設 備（ 発 電 所 内 ）に よ り ，発 電 所 内 の 必 要 な 場 所 で 共 有 す る 場合。
ｂ .操 作 手 順
操 作 手 順 に つ い て は ，「 1.19.2.1(1) 発 電 所 内 の 通 信 連 絡 を す る
必要のある場所との通信連絡」にて整備する。
特 に 重 要 な パ ラ メ ー タ を 計 測 す る 手 順 等 は ，「 1.15 事 故 時 の 計
装 に 関 す る 手 順 等 」 及 び 「 1.17 監 視 測 定 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て整備する。
ｃ .操 作 の 成 立 性
通 信 設 備（ 発 電 所 内 ）に よ り ，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ことを可能とする。
（ 3）

重大事故等時の対応手段の選択
重大事故等時の対応手段の選択方法を以下のとおり。

中央制御室，緊急時対策所及び屋内外の運転員等並びに災害対策
要 員 が ，中 央 制 御 室 ，緊 急 時 対 策 所 ，屋 内 外 の 作 業 場 所 と の 間 で は ，操作，作業等に係る通信連絡を行う場合及び特に重要なパラメータ
を可搬型計測器にて計測し，その結果を通信設備（発電所内）によ

1.19－23

り，発電所内の必要な場所で共有する場合は，屋内外で使用が可能
で あ り ，通 常 時 か ら 使 用 す る 自 主 対 策 設 備 の 送 受 話 器（ ペ ー ジ ン グ ）及 び 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 ，Ｆ Ａ Ｘ ）を使用する。
これらの自主対策設備が使用できない場合は，衛星電話設備（固定 型 ），衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ），無 線 連 絡 設 備（ 固 定 型 ），無 線 連 絡
設備（携帯型）及び携行型有線通話装置を使用する。
ま た ,緊 急 時 対 策 所 の 災 害 対 策 要 員 は ，重 大 事 故 等 に 対 処 す る た めに必要なパラメータを共有する場合は，ＳＰＤＳを使用する。

1.19－24

1.19.2.2

発電所外（社内外）との通信連絡を行うための対応手順（ 1）

発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

ａ．衛星電話設備（固定型）による発電所内の通信連絡
重 大 事 故 等 時 に お い て ，通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，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。
重 大 事 故 等 時 に お い て ，通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り 中 央 制 御室の中央制御室に滞在する情報班員及び緊急時対策所の災害対策 要 員 が ， 本 店 （ 東 京 ）， 国 ， 地 方 公 共 団 体 ， そ の 他 関 係 機 関 等
へ 通 信 連 絡 を 行 う た め に ，衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）を 使 用 す る 手
順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重 大 事 故 等 時 に お い て ，衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）に よ り ，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行う場
合。

(b)

操作手順
中央制御室の中央制御室に滞在する情報班員及び緊急時対策 所 の 災 害 対 策 要 員 は ，衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）を 使 用 し ，本店（ 東 京 ），国 ，地 方 公 共 団 体 ，そ の 他 関 係 機 関 等 へ 通 信 連 絡 を行うため，以下の手順がある。
ⅰ）

衛星電話設備（固定型）①

手順着手の判断基準に基づき，通信連絡を行う場合
は，一般の電話機と同様の操作により，通信先の電話番号をダイヤルし，連絡する。

(c)

操作の成立性衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）は ，特 別 な 技 量 を 要 す る こ と な く ，
容易に操作が可能であるとともに，必要な個数以上を設置す
1.19－25

ることにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。
ｂ．衛星電話設備（携帯型）による発電所内の通信連絡
重 大 事 故 等 時 に お い て ，通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，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。
重 大 事 故 等 時 に お い て ，通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り 緊 急 時 対策 所 の 災 害 対 策 要 員 が ， 本 店 （ 東 京 ）， 国 ， 地 方 公 共 団 体 ， そ の
他関係機関等へ通信連絡を行うために，衛星電話設備（携行型）を使用する手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重 大 事 故 等 時 に お い て ，衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ）に よ り ，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行う場
合。

(b)

操作手順
屋外の緊急時対策所の災害対策本部要員は，衛星電話設備（ 携 帯 型 ） を 使 用 し ， 本 店 （ 東 京 ）， 国 ， 地 方 公 共 団 体 ， そ の
他関係機関等へ通信連絡を行うため，以下の手順がある。

ⅰ）

衛星電話設備（携帯型）① 手 順 着 手 の 判 断 基 準 に 基 づ き ，通 信 連 絡 を 行 う 場 合 は ，電源を「入」操作し，充電池の残量を確認し，屋外で電波の受信状態を確認する。
② 充 電 池 の 残 量 が 少 な い 場 合 ，別 の 端 末 又 は 予 備 の 充 電池を使用する。
③ 一 般 の 携 帯 電 話 と 同 様 の 操 作 に よ り ，通 信 先 の 電 話 番号をダイヤルし，連絡する。なお，無指向性アンテナ
であり，アンテナのレベル調整は不要である。
④ 使 用 中 に 充 電 池 の 残 量 が 少 な く な っ た 場 合 は ，別 の 端
1.19－26

末又は予備の充電池を使用する。
⑤使用後は，電源を「切」操作する。
(c)

操作の成立性衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ）は ，特 別 な 技 量 を 要 す る こ と な く ，
容易に操作が可能であるとともに，必要な個数以上を保管することにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

ｃ ．統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク に 接 続 す る 通 信 連 絡 設 備（ テ レ ビ
会 議 ，Ｉ Ｐ 電 話 及 び Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ）に よ る 発 電 所 外 の 通 信 連 絡
重 大 事 故 等 時 に お い て ，通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，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。
重 大 事 故 等 時 に お い て ，通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り 緊 急 時 対策 所 の 災 害 対 策 要 員 が ， 本 店 （ 東 京 ）， 国 ， 地 方 公 共 団 体 ， そ の他 関 係 機 関 等 へ 通 信 連 絡 を 行 う た め に ，統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ
ー ク に 接 続 す る 通 信 連 絡 設 備（ テ レ ビ 会 議 ，Ｉ Ｐ 電 話 及 び Ｉ Ｐ －ＦＡＸ）を使用する手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時において，統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡ
Ｘ）により，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行う場合。

(b)

操作手順
緊急時対策所の災害対策要員は，統合原子力防災ネットワークに接続するテレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－Ｆ
Ａ Ｘ を 使 用 し ，本 店（ 東 京 ），国 及 び 地 方 公 共 団 体 へ 通 信 連 絡を行うため，以下の手順がある。

ⅰ）

テレビ会議システム
1.19－27

① 手 順 着 手 の 判 断 基 準 に 基 づ き ，通 信 連 絡 を 行 う 場 合 は ，
テレビ会議システムとモニタの電源を「入」操作後，テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム の 待 ち 受 け 画 面 を 確 認 し ，通 信 が可能な状態とする。
② 操 作 端 末 に よ り ，通 信 先 と 接 続 す る 。本 店（ 東 京 ），国
及 び 地 方 公 共 団 体 と 通 信 を 行 う 場 合 は ，通 信 先 か ら の呼び出し後，リモコン操作により通信先と接続する。
③ 使 用 後 は ，テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム と モ ニ タ の 電 源 を「 切 」
操作する。
ⅱ）

ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ① 手 順 着 手 の 判 断 基 準 に 基 づ き ，通 信 連 絡 を 行 う 場 合 は ，
一 般 の 電 話 機 又 は Ｆ Ａ Ｘ と 同 様 の 操 作 に よ り ，通 信 先の電話番号をダイヤル又は短縮ダイヤルボタンを押し，連絡する。

(c)

操作の成立性
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレ ビ 会 議 ，Ｉ Ｐ 電 話 及 び Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ）は ，特 別 な 技 量 を 要 す
ることなく，容易に操作が可能であるとともに，必要な個数以上を設置することにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

ｄ ．電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 ，Ｆ Ａ Ｘ ）による発電所外の通信連絡
重 大 事 故 等 時 に お い て ，通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，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。
重 大 事 故 等 時 に お い て ，通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，中 央 制
御室の中央制御室に滞在する情報班員及び緊急時対策所の災害
1.19－28

対 策 要 員 が ， 本 店 （ 東 京 ）， 国 ， 地 方 公 共 団 体 ， そ の 他 関 係 機 関
等 へ 通 信 連 絡 を 行 う た め に ，電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を使用する手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時において，電力保安通信用電話設備（固定電話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ Ｘ ）に よ り ，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行う場合。

(b)

操作手順
中央制御室の中央制御室に滞在する情報班員及び緊急時対策所の災害対策要員は，固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸを 使 用 し ， 本 店 （ 東 京 ）， 国 ， 地 方 公 共 団 体 ， そ の 他 関 係 機 関等へ通信連絡を行うため，以下の手順がある。

ⅰ）

固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ① 手 順 着 手 の 判 断 基 準 に 基 づ き ，通 信 連 絡 を 行 う 場 合 は ，
一 般 の 電 話 機 ，携 帯 電 話 又 は Ｆ Ａ Ｘ と 同 様 の 操 作 に より ，通 信 先 の 電 話 番 号 を ダ イ ヤ ル 又 は 短 縮 ダ イ ヤ ル ボ
タンを押し，連絡する。
② Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 の 充 電 池 の 残 量 が な く な っ た 場 合 は ，別 の端末又は予備の充電池を使用する。

(c)

操作の成立性
電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦ
Ａ Ｘ ）は ，特 別 な 技 量 を 要 す る こ と な く ，容 易 に 操 作 が 可 能 であるとともに，必要な個数以上を設置又は保管することにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。

ｅ ．加 入 電 話 設 備（ 加 入 電 話 及 び 加 入 Ｆ Ａ Ｘ ）に よ る 発 電 所 外 の 通
信連絡
1.19－29

重 大 事 故 等 時 に お い て ，通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，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。
重 大 事 故 等 時 に お い て ，通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，中 央 制
御室の中央制御室に滞在する情報班員及び緊急時対策所の災害
対 策 要 員 が ， 本 店 （ 東 京 ）， 国 ， 地 方 公 共 団 体 ， そ の 他 関 係 機 関
等 へ 通 信 連 絡 を 行 う た め に ，加 入 電 話 設 備（ 加 入 電 話 及 び 加 入 ＦＡＸ）を使用する手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時において，加入電話設備（加入電話及び加入
ＦＡＸ）により，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行う場合。

(b)

操作手順
中央制御室の中央制御室に滞在する情報班員及び緊急時対策所の災害対策要員は，加入電話及び加入ＦＡＸを使用し，
本 店（ 東 京 ），国 ，地 方 公 共 団 体 ，そ の 他 関 係 機 関 等 へ 通 信 連
絡を行うための対応として，以下の手順がある。

ⅰ）

加入電話及び加入ＦＡＸ① 手 順 着 手 の 判 断 基 準 に 基 づ き ，通 信 連 絡 を 行 う 場 合 は ，
一 般 の 電 話 機 又 は Ｆ Ａ Ｘ と 同 様 の 操 作 に よ り ，通 信 先の電話番号をダイヤル又は短縮ダイヤルボタンを押し，連絡する。

(c)

操作の成立性加 入 電 話 設 備（ 加 入 電 話 及 び 加 入 Ｆ Ａ Ｘ ）は ，特 別 な 技 量 を要することなく，容易に操作が可能であるとともに，必要な個数以上を設置又は保管することにより，使用場所において通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。
1.19－30

ｆ．テレビ会議システム（社内）による発電所外の通信連絡
重大事故等時において，通信設備（発電所外）により，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。
重大事故等時において，通信設備（発電所外）により緊急時
対策所の災害対策本部要員が，本店（東京）へ通信連絡を行う
ために，テレビ会議システム（社内）を使用する手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時において，テレビ会議システム（社内）により，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
行う場合。

(b)

操作手順
緊急時対策所の災害対策本部要員は，テレビ会議システム（ 社 内 ）に よ り ，本 店（ 東 京 ）へ 通 信 連 絡 を 行 う た め ，以 下 の手順がある。

ⅰ）テレビ会議システム（社内）① 手 順 着 手 の 判 断 基 準 に 基 づ き ，通 信 連 絡 を 行 う 場 合 は ，
テレビ会議システム（社内）とモニタの電源を「入」操作後，テレビ会議システム（社内）の待ち受け画面を確認し，通信が可能な状態とする。
②操作端末により，通信先と接続する。
③使用後は，テレビ会議システム（社内）とモニタの電源を「切」操作する。
(c)

操作の成立性テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム（ 社 内 ）は ，特 別 な 技 量 を 要 す る こ とな く ，容 易 に 操 作 が 可 能 で あ る と と も に ，必 要 な 個 数 以 上 を
設 置 又 は 保 管 す る こ と に よ り ，使 用 場 所 に お い て 通 信 連 絡 を
1.19－31する必要のある場所と確実に接続及び通信連絡を行うことを可能とする。
ｇ ．専 用 電 話 設 備（ 専 用 電 話（ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））による発電所外の通信連絡
重 大 事 故 等 時 に お い て ，通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，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。
重 大 事 故 等 時 に お い て ，通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，緊 急 時
対 策 所 の 災 害 対 策 要 員 が ，地 方 公 共 団 体 へ 通 信 連 絡 を 行 う た め に ，専 用 電 話 設 備（ 専 用 電 話（ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））を使用する手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重 大 事 故 等 時 に お い て ，専 用 電 話 設 備（ 専 用 電 話（ ホ ッ ト ライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））に よ り ，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行う場合。

(b)

操作手順
緊 急 時 対 策 所 の 災 害 対 策 要 員 は ，専 用 電 話（ ホ ッ ト ラ イ ン ）（地方公共団体向）により，地方公共団体へ通信連絡を行う
ため，以下の手順がある。

ⅰ）

専 用 電 話 （ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 地 方 公 共 団 体 向 ）① 手 順 着 手 の 判 断 基 準 に 基 づ き ，通 信 連 絡 を 行 う 場 合 は ，
一般の電話機と同様の操作により，通信先の短縮ダイ
ヤルボタンを押し，連絡する。

(c)

操作の成立性
専 用 電 話 設 備（ 専 用 電 話（ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））は ，特 別 な 技 量 を 要 す る こ と な く ，容 易 に 操 作 が 可 能 で あ る とと も に ，必 要 な 個 数 以 上 を 設 置 す る こ と に よ り ，使 用 場 所 に おいて通信連絡をする必要のある場所と確実に接続及び通信連
1.19－32

絡を行うことを可能とする。
ｈ．データ伝送設備による発電所外の通信連絡
重 大 事 故 等 時 に お い て ，デ ー タ 伝 送 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，
国 の 緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム（ Ｅ Ｒ Ｓ Ｓ ）へ ，必 要 な デ ー タ を 伝
送し，パラメータを共有する。
重大事故等時において，データ伝送設備（発電所外）により，
国 の 緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム（ Ｅ Ｒ Ｓ Ｓ ）へ ，必 要 な デ ー タ を 伝
送 し ，パ ラ メ ー タ を 共 有 す る た め に ，デ ー タ 伝 送 設 備 を 使 用 す る
手順を整備する。
(a)

手順着手の判断基準
重大事故等時において，データ伝送設備により，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行う場合。

(b)

操作手順
デ ー タ 伝 送 設 備 に よ り ，国 の 緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム（ Ｅ Ｒ

Ｓ Ｓ ）へ ，必 要 な デ ー タ の 伝 送 を 行 う た め ，以 下 の 手 順 が あ る 。
ⅰ）

緊急時対策支援システム伝送装置
常時伝送しており，通常操作は必要ない。

(2）計 測 等 を 行 っ た 特 に 重 要 な パ ラ メ ー タ を 発 電 所 外（ 社 内 外 ）の 必
要な場所での共有
特に重要なパラメータを計測し，その結果を発電所外（社内外）の必要な場所で共有するため，通信設備（発電所外）を使用する。
直 流 電 源 喪 失 時 等 ，可 搬 型 計 測 器 に て ，炉 心 損 傷 防 止 及 び 格 納 容 器破損防止に必要なパラメータ等の特に重要なパラメータを計測し，そ の 結 果 を 通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り 発 電 所 外（ 社 内 外 ）の 必 要 な
場 所 で 共 有 す る 場 合 は ，中 央 制 御 室 と 本 店（ 東 京 ）及 び 国 ，地 方 公 共
団 体 ， そ の 他 関 係 機 関 等 と の 連 絡 に は ， 衛 星 電 話 設 備 （ 固 定 型 ）， 加
入 電 話 設 備（ 加 入 電 話 及 び 加 入 Ｆ Ａ Ｘ ）及 び 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備
1.19－33（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ Ｘ ）を 使 用 す る 。緊 急 時 対 策 所 と本 店 （ 東 京 ） と の 連 絡 に は ， 衛 星 電 話 設 備 （ 固 定 型 ）， 衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ）， 統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク に 接 続 す る 通 信 連 絡 設 備（ テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム ，Ｉ Ｐ 電 話 及 び Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ）， 加 入 電 話 設 備（ 加 入 電 話 及 び 加 入 Ｆ Ａ Ｘ ），電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，
Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ Ｘ ）及 び テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム（ 社 内 ）を 使 用 す る 。
緊 急 時 対 策 所 と 国 と の 連 絡 に は ， 衛 星 電 話 設 備 （ 固 定 型 ）， 衛 星 電 話
設 備（ 携 帯 型 ），統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク に 接 続 す る 通 信 連 絡 設
備 （ テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム ， Ｉ Ｐ 電 話 及 び Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ）， 加 入 電 話 設備（ 加 入 電 話 及 び 加 入 Ｆ Ａ Ｘ ）及 び 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電
話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ Ｘ ）を 使 用 す る 。緊 急 時 対 策 所 と 地 方 公 共
団 体 と の 連 絡 に は ，衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ），衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議
シ ス テ ム ， Ｉ Ｐ 電 話 及 び Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ）， 加 入 電 話 設 備 （ 加 入 電 話 及び 加 入 Ｆ Ａ Ｘ ）， 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備 （ 固 定 電 話 機 ， Ｐ Ｈ Ｓ 端 末
及 び Ｆ Ａ Ｘ ）及 び 専 用 電 話 設 備（ 専 用 電 話（ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 地 方 公
共 団 体 向 ））を 使 用 す る 。緊 急 時 対 策 所 と そ の 他 関 係 機 関 等 と の 連 絡に は ，衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ），衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ），加 入 電 話 設備（ 加 入 電 話 及 び 加 入 Ｆ Ａ Ｘ ）及 び 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電
話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）を使用する手順を整備する。
ａ .手 順 着 手 の 判 断 基 準
特 に 重 要 な パ ラ メ ー タ を 可 搬 型 計 測 器 に て 計 測 し ，そ の 結 果 を
通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，発 電 所 外 の 必 要 な 場 所 で 共 有 す る
場合。
ｂ .操 作 手 順
操 作 手 順 に つ い て は ，「 1.19.2.2(1)

発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡」にて整備する。
1.19－34

特に重要なパラメータを計測する手順等は，「 1.15
装 に 関 す る 手 順 等 」 及 び 「 1.17

事故時の計監視測定等に関する手順等」にて整備する。
ｃ .操 作 の 成 立 性
通信設備（発電所外）により，特に重要なパラメータを発電所
外（社内外）の必要な場所での共有を可能とする。
（ 3） 重 大 事 故 等 時 の 対 応 手 段 の 選 択
重大事故等時の対応手段の選択方法を以下に示す。
中 央 制 御 室 の 中 央 制 御 室 に 滞 在 す る 情 報 班 員 が ，本 店（ 東 京 ），国 ，地 方 公 共 団 体 ，そ の 他 関 係 機 関 等 と の 間 で 通 信 連 絡 を 行 う 場 合及び特に重要なパラメータを可搬型計測器にて計測し，その結果を 通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，発 電 所 外 の 必 要 な 場 所 で 共 有 す る
場 合 ，自 主 対 策 設 備 の 加 入 電 話 設 備（ 加 入 電 話 及 び 加 入 Ｆ Ａ Ｘ ）及び 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ Ｘ ）を使用する。自主対策設備が使用できない場合は，衛星電話設備（固定型）を使用する。
緊 急 時 対 策 所 の 災 害 対 策 要 員 が ，本 店（ 東 京 ）及 び 国 と の 間 で 通
信連絡を行う場合及び特に重要なパラメータを可搬型計測器にて計 測 し ，そ の 結 果 を 通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，発 電 所 外 の 必 要
な 場 所 で 共 有 す る 場 合 ，自 主 対 策 設 備 の 加 入 電 話 設 備（ 加 入 電 話 及び 加 入 Ｆ Ａ Ｘ ）， 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備 （ 固 定 電 話 機 ， Ｐ Ｈ Ｓ 端
末 及 び Ｆ Ａ Ｘ ）を 使 用 す る 。自 主 対 策 設 備 が 使 用 で き な い 場 合 は ，衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ），衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ），統 合 原 子 力 防 災
ネ ッ ト ワ ー ク に 接 続 す る 通 信 連 絡 設 備（ テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム ，Ｉ Ｐ
電 話 及 び Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ）を 使 用 す る 。テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム（ 社 内 ）は，本店との通信連絡用として必要に応じて使用する。
緊急時対策所の災害対策要員が，地方公共団体との間で通信連
1.19－35

絡を行う場合及び特に重要なパラメータを可搬型計測器にて計測
し ，そ の 結 果 を 通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，発 電 所 外 の 必 要 な 場
所 で 共 有 す る 場 合 ，自 主 対 策 設 備 の 加 入 電 話 設 備（ 加 入 電 話 及 び 加
入 Ｆ Ａ Ｘ ）， 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備 （ 固 定 電 話 機 ， Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及
び Ｆ Ａ Ｘ ）， を 使 用 す る 。 自 主 対 策 設 備 が 使 用 で き な い 場 合 は ， 衛
星 電 話 設 備（ 固 定 型 ），衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ），統 合 原 子 力 防 災 ネ
ッ ト ワ ー ク に 接 続 す る 通 信 連 絡 設 備（ テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム ，Ｉ Ｐ 電
話 及 び Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ）及 び 専 用 電 話 設 備（ 専 用 電 話（ ホ ッ ト ラ イ ン ）（地方公共団体向））を使用する。
緊急時対策所の災害対策要員が，その他関係機関等との間で通信連絡を行う場合及び特に重要なパラメータを可搬型計測器にて計 測 し ，そ の 結 果 を 通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）に よ り ，発 電 所 外 の 必 要
な 場 所 で 共 有 す る 場 合 ，自 主 対 策 設 備 の 加 入 電 話 設 備（ 加 入 電 話 及び 加 入 Ｆ Ａ Ｘ ）， 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備 （ 固 定 電 話 機 ， Ｐ Ｈ Ｓ 端
末 及 び Ｆ Ａ Ｘ ），を 使 用 す る 。自 主 対 策 設 備 が 使 用 で き な い 場 合 は ，衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）及 び 衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ）を 使 用 す る 。
ま た ，緊 急 時 対 策 所 の 災 害 対 策 要 員 は ，国 の 緊 急 時 対 策 援 シ ス テム（ Ｅ Ｒ Ｓ Ｓ ）へ 必 要 な デ ー タ を 伝 送 し ，パ ラ メ ー タ を 共 有 す る 場
合は，データ伝送設備を使用する。

1.19.2.3 代 替 電 源 設 備 か ら 給 電 す る 対 応 手 順
全交流動力電源喪失時は，代替電源設備により，衛星電話設備（ 固 定 型 ），統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク に 接 続 す る 通 信 連 絡 設 備（ テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム ，Ｉ Ｐ 電 話 及 び Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ），Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ 及びデータ伝送設備へ給電する。
給電の手順については，「 1.14び 「 1.18

電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」及

緊急時対策所の居住性等に関する手順等」にて整備す
1.19－36

る。
衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ）及 び 無 線 連 絡 設 備（ 携 帯 型 ）の 電 源 は ，充電池を使用しており，別の端末又は予備の充電池と交換することにより事象発生後 7 日間以上継続して通話を可能とし，使用後の充電池は，代替電源設備からの受電が可能な中央制御室又は緊急時対策所の電源から充電する。
携行型有線通話装置の電源は，乾電池を使用しており，予備の乾電池と交換することにより事象発生後 7 日間以上継続して通話ができる。

1.19.2.4 そ の 他 の 手 順 項 目 に つ い て 考 慮 す る 手 順
常代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備への燃料補給
手 順 に つ い て は ，「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 する。

1.19－37

第 1.19-1 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する
手順

対応手段，対応設備，手順書一覧（１／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

衛星電話設備（固定型）

２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプ
・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ
緊急時対策所用代替電源設
備※３・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機燃料貯蔵タンク・緊急時対策所用発電機給油ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

非常用交流電源設備※２・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機
・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※

重大事故等対処設備

衛星電話設備（屋外アンテナ）
衛星制御装置衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）～ 衛
星 電 話 設 備（ 屋 上 ア ン テ ナ ）電路※ １

重大事故等対処設備

主要設備
衛星電話設備（固定型）による発電所内の通信連絡

発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

送受話器（ページング）
電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）

整備する手順書

対応設備

重大事故等対策要領

非常時運転手順
書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応 に係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
※ 3： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－38

対応手段，対応設備，手順書一覧（２／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

衛星電話設備（携帯型）※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項
係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－39※ １

重大事故等対処設備

主要設備

衛星電話設備（携帯型）による発電所内の通信連絡

発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

送受話器（ページング）
電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）

対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対応に

対応手段，対応設備，手順書一覧（３／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

無線連絡設備（固定型）

２

関連設備

・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプ
・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ
緊急時対策所用代替電源設
備※３・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機燃料貯蔵タンク・緊急時対策所用発電機給油ポンプ

重大事故等対処設備

非常用交流電源設備※２・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機
・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※※ １

自主対策設備主要設備（無線連絡設備（固定型）による発電所内の通信連絡）

発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

送受話器（ページング）
電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）

対応
手段

重大事故等対策要領

非常時運転手順
書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応 に係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
※ 3： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－40

対応手段，対応設備，手順書一覧（４／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

無線連絡設備（携帯型）※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項
係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－41※ １

重大事故等対処設備

主要設備（無線連絡設備（携帯型）による発電所内の通信連絡）

発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

送受話器（ページング）
電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）

対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対応に

対応手段，対応設備，手順書一覧（５／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

携行型有線通話装置※ １

重大事故等対処設備

主要設備

重大事故等対策要領

専用接続箱～専用接続箱電
路※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項
係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－42

重大事故等対処設備

関連設備

携行型有線通話装置による発電所内の通信連絡

発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

送受話器（ページング）
電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）

対応
手段

重大事故等対応に

対応手段，対応設備，手順書一覧（６／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

送受話器（ページング）

２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプ
・非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

非常用交流電源設備※２・非常用ディーゼル発電機
・非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※※ １

自主対策設備主要設備

送受話器（ページング）による発電所内の通信連絡

発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）

対応
手段

重大事故等対策要領

非常時運転手順
書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応 に係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－43

対応手段，対応設備，手順書一覧（７／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

電 力 保 安 通 信 用 電 話 設備
（固定電話機，ＰＨＳ端末
及びＦＡＸ）

２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプ
・非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

非常用交流電源設備※２・非常用ディーゼル発電機
・非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※※ １

自主対策設備主要設備

電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）
による発電所内の通信連絡

発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

送受話器（ページング）

対応
手段

重大事故等対策要領

非常時運転手順
書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応 に係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－44

対応手段，対応設備，手順書一覧（８／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）※３

２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプ
・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ
緊急時対策所用代替電源設
備※３・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機燃料貯蔵タンク・緊急時対策所用発電機給油ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

非常用交流電源設備※２・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機
・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※

重大事故等対処設備

無線通信装置
無線通信装置用アンテナ
安全パラメータ表示システム（ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ）～ 無 線 通 信 装
置用アンテナ電路※ １

重大事故等対処設備

主要設備
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）による発電所内の通信連絡

発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡－整備する手順書

対応設備

重大事故等対策要領

非常時運転手順
書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応 に係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
※ 3： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－45

対応手段，対応設備，手順書一覧（９／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

衛星電話設備（固定型）

２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプ
・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ
緊急時対策所用代替電源設
備※３・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機燃料貯蔵タンク・緊急時対策所用発電機給油ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

非常用交流電源設備※２・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機
・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※

重大事故等対処設備

衛星電話設備（屋外アンテナ）
衛星制御装置衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）～ 衛
星 電 話 設 備（ 屋 上 ア ン テ ナ ）電路※ １

重大事故等対処設備

主要設備
衛星電話設備（固定型）による発電所内の通信連絡

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の共有

送受話器（ページング）
電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）

整備する手順書

対応設備

重大事故等対策要領

非常時運転手順
書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応 に係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
※ 3： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－46

対応手段，対応設備，手順書一覧（１０／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

衛星電話設備（携帯型）※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項
係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－47※ １

重大事故等対処設備

主要設備

衛星電話設備（携帯型）による発電所内の通信連絡

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の共有

送受話器（ページング）
電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）

対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対応に

対応手段，対応設備，手順書一覧（１１／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

無線連絡設備（固定型）

２

関連設備

・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプ
・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ
緊急時対策所用代替電源設
備※３・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機燃料貯蔵タンク・緊急時対策所用発電機給油ポンプ

重大事故等対処設備

非常用交流電源設備※２・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機
・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※※ １

自主対策設備主要設備
無線連絡設備（固定型）による発電所内の通信連絡

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の共有

送受話器（ページング）
電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）

整備する手順書

対応設備

重大事故等対策要領

非常時運転手順
書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応 に係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
※ 3： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－48対応手段，対応設備，手順書一覧（１２／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

無線連絡設備（携帯型）※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項
係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－49※ １

重大事故等対処設備

主要設備

無線連絡設備（携帯型）による発電所内の通信連絡

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の共有

送受話器（ページング）
電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）

対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対応に

対応手段，対応設備，手順書一覧（１３／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

携行型有線通話装置※ １

重大事故等対処設備

主要設備

重大事故等対策要領

専用接続箱～専用接続箱電
路※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項
係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－50

重大事故等対処設備

関連設備

携行型有線通話装置による発電所内の通信連絡

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の共有

送受話器（ページング）
電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）

対応
手段

重大事故等対応に

対応手段，対応設備，手順書一覧（１４／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

送受話器（ページング）

２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプ
・非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

非常用交流電源設備※２・非常用ディーゼル発電機
・非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※※ １

自主対策設備主要設備

送受話器（ページング）による発電所内の通信連絡

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の共有

電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）

対応
手段

重大事故等対策要領

非常時運転手順
書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応 に係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－51

対応手段，対応設備，手順書一覧（１５／３０）（発電所内の通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

電 力 保 安 通 信 用 電 話 設備
（固定電話機，ＰＨＳ端末
及びＦＡＸ）

２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプ
・非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

非常用交流電源設備※２・非常用ディーゼル発電機
・非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※※ １

自主対策設備主要設備

電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）による発電所内の通信連絡

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の共有

送受話器（ページング）

対応
手段

重大事故等対策要領

非常時運転手順
書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応 に係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－52

対応手段，対応設備，手順書一覧（１６／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

衛星電話設備（固定型）※ １

重大事故等対処設備

主要設備

衛星電話設備（屋外アンテナ）
衛星制御装置衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）～衛星電話設備（屋外アンテナ）電路
非常用交流電源設備※２・２Ｄ
非常用ディーゼ
ル発電機
・２Ｄ
非常用ディーゼ
ル発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※ ２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
用燃料移送ポンプ・２Ｄ
非常用ディーゼ
ル発電機
燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク・タンクローリ
緊急時対策所用代替電源設備※３・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機
燃料貯蔵タンク
・緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

関連設備

衛星電話設備（固定型）による発電所外の通信連絡

所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））整備する手順書

対応設備

非常時運転手順
書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応 に係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
※ 3： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－53

対応手段，対応設備，手順書一覧（１７／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

衛星電話設備（携帯型）※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項
係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－54※ １

重大事故等対処設備

主要設備

衛星電話設備（携帯型）による発電所外の通信連絡

所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対応に

対応手段，対応設備，手順書一覧（１８／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ
ム，ＩＰ電話及びＩＰ－
ＦＡＸ）

重大事故等対処設備

関連設備

衛星無線通信装置
通信機器
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ
ム，ＩＰ電話及びＩＰ－
ＦＡＸ）～衛星無線通信装置電路
緊急時対策所用代替電源設備※２・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機
燃料貯蔵タンク
・緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

※ １

重大事故等対処設備

主要設備

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）による発電所外の通信連絡

所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は 「 1.0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－55

対応手段，対応設備，手順書一覧（１９／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端
末及びＦＡＸ）※ ２

・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
用燃料移送ポンプ・非常用ディーゼル発電
機 燃料移送ポンプ・可搬型設備用軽油タンク・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

非常用交流電源設備※２・非常用ディーゼル発電機
・非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※ １

自主対策設備主要設備

電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備 （ 固 定 電 話 機 ， Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ Ｘ ）） に よ る 発 電 所 外 の 通 信 連 絡

所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））対応
手段

重大事故等対策要領

非常時運転手順
書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は 「 1.0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－56

対応手段，対応設備，手順書一覧（２０／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）

重大事故等対処設備

関連設備

緊急時対策所用代替電源設備※２・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機
燃料貯蔵タンク
・緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

※ １

自主対策設備主要設備

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）による発電所外の通信連絡

所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は 「 1.0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－57

対応手段，対応設備，手順書一覧（２１／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

テレビ会議システム（社内）

重大事故等対処設備

関連設備

緊急時対策所用代替電源設備※２・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機
燃料貯蔵タンク
・緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

※ １

自主対策設備主要設備

テレビ会議システム（社内）による発電所外の通信連絡

所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は 「 1.0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－58

対応手段，対応設備，手順書一覧（２２／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

専用電話設備（専用電話（ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 地 方 公
共 団 体 向 ））重大事故等対処設備

関連設備

緊急時対策所用代替電源設備※２・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機
燃料貯蔵タンク
・緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

※ １

自主対策設備

主要設備

専 用 電 話 設 備 （ 専 用 電 話 （ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 地 方 公 共 団 体 向 ）） に よ る 発 電 所 外 の 通 信 連 絡

所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡

電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）

対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は 「 1.0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－59

対応手段，対応設備，手順書一覧（２３／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

データ伝送設備※２

重大事故等対処設備

関連設備

緊急時対策所用代替電源設備※２・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機
燃料貯蔵タンク
・緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

※ １

重大事故等対処設備

主要設備

データ伝送設備による発電所外の通信連絡

所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡－整備する手順書

対応設備－

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は 「 1.0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応※ 2： 常 時 伝 送 し て お り ， 手 順 不 要 。
※ 3： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－60

対応手段，対応設備，手順書一覧（２４／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

衛星電話設備（固定型）※ １

重大事故等対処設備

主要設備

衛星電話設備（屋外アンテナ）
衛星制御装置衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）～衛星電話設備（屋外アンテナ）電路
非常用交流電源設備※２・２Ｄ
非常用ディーゼ
ル発電機
・２Ｄ
非常用ディーゼ
ル発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※ ２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
用燃料移送ポンプ・２Ｄ
非常用ディーゼ
ル発電機
燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク・タンクローリ
緊急時対策所用代替電源設備※３・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機
燃料貯蔵タンク
・緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

関連設備

衛星電話設備（固定型）による発電所外の通信連絡

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所での共有

電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））整備する手順書

対応設備

非常時運転手順
書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応 に係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
※ 3： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－61

対応手段，対応設備，手順書一覧（２５／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

衛星電話設備（携帯型）※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は「 1 . 0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項
係る手順書の構成と概要について」にて整備する。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－62※ １

重大事故等対処設備

主要設備

衛星電話設備（携帯型）による発電所外の通信連絡

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所での共有

電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対応に

対応手段，対応設備，手順書一覧（２６／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ
ム，ＩＰ電話及びＩＰ－
ＦＡＸ）

重大事故等対処設備

関連設備

衛星無線通信装置
通信機器
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システ
ム，ＩＰ電話及びＩＰ－
ＦＡＸ）～衛星無線通信装置電路
緊急時対策所用代替電源設備※２・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機
燃料貯蔵タンク
・緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

※ １

重大事故等対処設備

主要設備

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）による発電所外の通信連絡

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所での共有

電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は 「 1.0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－63対応手段，対応設備，手順書一覧（２７／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端
末及びＦＡＸ）※ ２

・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
用燃料移送ポンプ・非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ・可搬型設備用軽油タンク・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

非常用交流電源設備※２・非常用ディーゼル発電機
・非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※ １

自主対策設備主要設備

電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備 （ 固 定 電 話 機 ， Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ Ｘ ）） に よ る 発 電 所 外 の 通 信 連 絡

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所での共有

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））対応
手段

重大事故等対策要領

非常時運転手順
書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は 「 1.0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.14 電 源 の 確 保 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－64

対応手段，対応設備，手順書一覧（２８／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）

重大事故等対処設備

関連設備

緊急時対策所用代替電源設備※２・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機
燃料貯蔵タンク
・緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

※ １

自主対策設備主要設備

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）による発電所外の通信連絡

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所での共有

電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は 「 1.0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－65

対応手段，対応設備，手順書一覧（２９／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

テレビ会議システム（社内）

重大事故等対処設備

関連設備

緊急時対策所用代替電源設備※２・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機
燃料貯蔵タンク
・緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

※ １

自主対策設備主要設備

テレビ会議システム（社内）による発電所外の通信連絡

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所での共有

電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は 「 1.0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－66

対応手段，対応設備，手順書一覧（３０／３０）（発電所外（社内外）との通信連絡）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書

対応設備

専用電話設備（専用電話（ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 地 方 公
共 団 体 向 ））重大事故等対処設備

関連設備

緊急時対策所用代替電源設備※２・緊急時対策所用発電機
・緊急時対策所用発電機
燃料貯蔵タンク
・緊急時対策所用発電機
給油ポンプ

※ １

自主対策設備

主要設備

専 用 電 話 設 備 （ 専 用 電 話 （ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 地 方 公 共 団 体 向 ）） に よ る 発 電 所 外 の 通 信 連 絡

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所での共有

電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）

対応
手段

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領※ 1： 整 備 す る 手 順 の 概 要 は 「 1.0 重 大 事 故 等 対 策 に お け る 共 通 事 項 重 大 事 故 等 対 応※ 2： 手 順 に つ い て は 「 1.18 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 等 に 関 す る 手 順 等 」 に て 整 備 す る 。
：自主的に整備する対応手順を示す。

1.19－67

第 1.19-2 表
対象条文

審査基準における要求事項毎の給電対象設備
供給対象設備衛星電話設備（固定型)

給電元
給電母線
中央制御室：
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
モータコントロールセンタ
２Ｄ
系（ 以 下「 モ ー タ コ ン ト ロ ー ル セ ンタ 」 を 「 Ｍ Ｃ Ｃ 」 と い う 。）
緊急用ＭＣＣ
緊急時対策所：
緊急時対策所用代替電源設備
緊急時対策所用ＭＣＣ【 1.19】通信連絡に関する手順書

統合原子力防災ネットワークに 接 続 す る 通 信 連 絡 設 備（ テ レ
ビ 会 議 シ ス テ ム ，Ｉ Ｐ 電 話 及 び
ＩＰ－ＦＡＸ）

緊急時対策所用代替電源設備
緊急時対策所用ＭＣＣ

データ伝送装置

非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
ＭＣＣ ２Ｄ系
緊急用ＭＣＣ

緊急時対策支援システム伝送装置

緊急時対策所用代替電源設備
緊急時対策所用ＭＣＣ

ＳＰＤＳデータ表示装置

緊急時対策所用代替電源設備
緊急時対策所用ＭＣＣ

1.19－68

携行型有線
通話装置

データ伝送設備

緊急時対策支援システム伝送装置

ＳＰＤＳデータ
表示装置

衛星電話設備
（固定型）

衛星制御
装置

1.19－69

ＩＰ－ＦＡＸ

通信機器

緊急時対策所建屋

テレビ会議システム

ＩＰ電話

衛星無線
通信装置

緊急時対策所

無線連絡設備（携帯型）

衛星電話設備（携帯型）

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備

携行型有線
通話装置

携行型有線
通話装置

無線連絡設備（携帯型）

衛星電話設備（屋外アンテナ）

第 1.19－1 図 通信連絡設備の系統概要図

原子炉建屋付属棟

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

無線通信
装置

無線通信用
アンテナ

【凡例】
：有線系回線
：衛星系回線：無線系回線：通信・データの流れ

発電所外

通信事業者回線
（統合原子力防災
ネットワーク）（有線系）

中央制御室等
制御盤

データ
伝送装置

無線通信
装置

無線通信用
アンテナ

発電所内

通信事業者回線
（統合原子力防災
ネットワーク）（衛星系）

データ表示装置
（待避室）

携行型有線
通話装置

携行型有線
通話装置

中央制御室
待避室

衛星電話設備（可搬型）（待避室）

衛星制御
装置

衛星電話設備
（固定型）

中央制御室

衛星電話設備（屋外アンテナ）

東海第二発電所
通信事業者回線
（
衛星系）

充電池

乾電池

蓄電池

送受話器（ページング）

衛星電話設備（携帯型）

電力保安通信用電話設備

携行型有線通話装置

無線連絡設備（携帯型）

可搬型代替
低圧電源車

常設代替高圧
電源装置【凡例】

1.19－70

緊急時対策所用
発電機

非常用ディーゼル
発電機起動不能

東海第二発電所
送受話器（制御装置）より給電

通信事業者回線
からの給電

無停電
電源
装置

蓄電池

所用非常用電源：所内への通信連絡：所外への通信連絡：重大事故等対処設備：代替電源設備の回復操作による対応

緊急時対策所用電源

重大事故等時に使用する通信連絡設備の対処手段・設備※１：ＳＰＤＳは，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置，ＳＰＤＳデータ表示装置で構成する。
※２：データ伝送設備は，緊急時対策支援システム伝送装置で構成する。

【現場】

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
送受話器（ページング）

専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））テレビ会議システム（社内）

衛星電話設備（固定型）

ＳＰＤＳデータ表示装置※１

無線連絡設備（固定型）

電力保安通信用電話設備（ＦＡＸ）

緊急時対策支援システム
伝送装置※１，※２

統合原子力防災ネットワークに接続する通信電話設備（テレビ会議システム、
ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）

電力保安通信用電話設備（固定電話機及びＰＨＳ端末）【緊急時対策所】

非常用ディーゼル
発電機起動不能

携行型有線通話装置

乾電池

所内非常用電源

データ伝送装置※１

無線連絡設備（固定型）

無停電
電源
装置
衛星電話設備（固定型）

送受話器（ページング）

蓄電池

無停電
電源
装置

電力保安通信用電話設備

蓄電池【中央制御室】

添付資料 1.19.1

添 付 資 料 1.19.2
審査基準，基準規則と対処設備の対応表（１／１０）
技術的能力審査基準（ 1.19）【本文】
発電用原子炉設置者において，重大事故等が発生した場合において発電用原子炉施設の内外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手順等が適切に整備されているか，又は整備される方針が適切に示されていること。
【解釈】
１ 「発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要な手順等」とは，以下に掲げる措置
又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。
ａ ．） 通 信 連 絡 設 備 は ，代替電源設備（電池等の予備電源設備を含
む 。） か ら の 給 電 を 可 能とすること。
ｂ ．） 計 測 等 行 っ た 特 に重要なパラメータを必
要な場所で共有する手順等を整備すること。

番号

①

－

②

設置許可基準規則（ 62 条 ）【本文】
発電用原子炉施設には，重大事故等が発生した場合において当該発電用原子炉施設の内外の通信連絡を行うために必要な設備を設けなければならな
い。

技術基準規則（ 77 条 ）【本文】
発電用原子炉施設には，重大事故等が発生した場合において当該発電用原子炉施設の内外の通信連絡を行うために必要な設備を施設しなければなら
ない。

【解釈】
１ 第 62 条 に 規 定 す る「発電用原子炉施設の内外の通信連絡設備をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行
うための設備をいう。
ａ ．） 通 信 連 絡 設 備 は ，代替電源設備（電池等の予 備 電 源 設 備 を 含 む 。）
からの給電を可能とする
こと。

【解釈】
１ 第 77 条 に 規 定 す る「当該発電用原子炉施設の内外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設備」とは，以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行
うための設備をいう。
ａ ．） 通 信 連 絡 設 備 は ，代替電源設備（電池等の予 備 電 源 設 備 を 含 む 。）
からの給電を可能とすること。

③

1.19－71

番号

④

－

⑤

審査基準，基準規則と対処設備の対応表（２／１０）
手段

重大事故等対処設備
既設
新設

機器名称

自主対策設備
解釈
対応番号

備考

手段

機器名称
無線連絡設備（固定型）

衛 星 電 話 設 備 （ 屋 外 ア ン テナ）

新設

衛星制御装置新設

衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）～ 衛
星電話設備（屋上アンテナ）
電路

新設

常設代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設備新設

緊急時対策所用代替
電源設備

非常用交流電源設備

既設

送受話器（ページング）

燃料給油設備既設

緊急時対策所用代替電源設
備

新設

無線連絡設備（固定型）
による発電所内の通信連絡

新設－

送受話器（ページング）
による発電所内の通信連絡①②③④⑤

常設代替交流電源設
備
可搬型代替交流電源
設備
非常用交流電源設備

燃料給油設備

常設代替交流電源設
備

可搬型代替交流電源
設備

非常用交流電源設備

燃料給油設備
電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端及び，ＦＡＸ）
による発電所内の通信連絡

衛星電話設備（固定型）による発電所外の通信連絡

衛星電話設備（固定型）

電力保安通信用電話
設 備（ 固 定 電 話 機 ，ＰＨ Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ
Ｘ）

常設代替交流電源設
備

可搬型代替交流電源
設備

非常用交流電源設備

燃料給油設備

1.19－72

審査基準，基準規則と対処設備の対応表（３／１０）
手段

重大事故等対処設備
既設
新設

機器名称

自主対策設備
解釈
対応番号

備考

手段

機器名称

無線連絡設備（固定型）
による発電所内の通信連絡

無線連絡設備（固定型）
常設代替交流電源設
備
可搬型代替交流電源
設備
非常用交流電源設備
燃料給油設備緊急時対策所用代替
電源設備－

送受話器（ページング）
による発電所内の通信連絡

新設

①②③④⑤

常設代替交流電源設
備

可搬型代替交流電源
設備

非常用交流電源設備

燃料給油設備

電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端及びＦＡＸ）
による発電所内の通信連絡

衛星電話設備（携帯型）による発電所内の通信連絡

衛星電話設備（携帯型）

送受話器（ページング）

電力保安通信用電話
設 備（ 固 定 電 話 機 ，ＰＨ Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ
Ｘ）

常設代替交流電源設
備

可搬型代替交流電源
設備

非常用交流電源設備

燃料給油設備

1.19－73

審査基準，基準規則と対処設備の対応表（４／１０）
手段

重大事故等対処設備
既設
新設

機器名称

自主対策設備
解釈
対応番号

備考

手段

機器名称
無線連絡設備（固定型）

無線連絡設備（固定型）
による発電所外の通信連絡

常設代替交流電源設
備
可搬型代替交流電源
設備

非常用交流電源設備

燃料給油設備新設－

送受話器（ページング）
による発電所内の通信連絡

無線連絡設備（携帯型）①②③④⑤

送受話器（ページング）

常設代替交流電源設
備

可搬型代替交流電源
設備

非常用交流電源設備

燃料給油設備

電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端及び，ＦＡＸ）
による発電所内の通信連絡

無 線 連 絡 設 備 （ 携 帯 型 ）） に よ る 発 電 所 外 の 通 信 連 絡

緊急時対策所用代替
電源設備

電力保安通信用電話
設 備（ 固 定 電 話 機 ，ＰＨ Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ
Ｘ）

常設代替交流電源設
備

可搬型代替交流電源
設備

非常用交流電源設備

燃料給油設備

1.19－74

審査基準，基準規則と対処設備の対応表（５／１０）
手段

重大事故等対処設備
既設
新設

機器名称

自主対策設備
解釈
対応番号

備考

手段

機器名称
無線連絡設備（固定型）

無線連絡設備（固定型）
による発電所内の通信連絡

常設代替交流電源設
備

可搬型代替交流電源
設備

非常用交流電源設備

燃料給油設備携行型有線通話装置

新設

携行型有線通話装置による発電所外の通信連絡

緊急時対策所用代替
電源設備

送受話器（ページング）
送受話器（ページング）
による発電所内の通信連絡

①②③④⑤

－

常設代替交流電源設
備

可搬型代替交流電源
設備

非常用交流電源設備

燃料給油設備

電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端及び，ＦＡＸ）
による発電所内の通信連絡

専 用 接 続 箱 ～ 専 用 接 続 箱 電路

新設

電力保安通信用電話
設 備（ 固 定 電 話 機 ，ＰＨ Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ
Ｘ）

常設代替交流電源設
備

可搬型代替交流電源
設備

非常用交流電源設備

燃料給油設備

1.19－75

審査基準，基準規則と対処設備の対応表（６／１０）
手段

重大事故等対処設備
既設
新設

機器名称

無線通信装置新設

無線通信装置用アンテナ新設

安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テム（ Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ ）～ 無 線 通 信 装
置用アンテナ電路

新設

常設代替交流電源設備新設

可搬型代替交流電源設備新設

非常用交流電源設備

既設

燃料給油設備既設

緊 急 時 対 策 所 用 代 替 電 源 設
備新設

1.19－76

手段

機器名称

－

新設

備考

①②④⑤

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）による発電所内の通信連絡

安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テム（ＳＰＤＳ）

自主対策設備
解釈
対応番号

－

－

審査基準，基準規則と対処設備の対応表（７／１０）
手段

重大事故等対処設備
既設
新設

機器名称

新設

衛 星 電 話 設 備 （ 屋 外 ア ン テナ）

新設

衛星制御装置新設

衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）～ 衛
星電話設備（屋上アンテナ）
電路

新設

常設代替交流電源設備

新設

備考

手段

電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）による発電所外の通信連絡

衛星電話設備（固定型）

自主対策設備
解釈
対応番号

機器名称
電 力 保 安 通 信 用
電 話 設 備 （ 固 定
電 話 機 ， Ｐ Ｈ Ｓ
端 末 及 び Ｆ ＡＸ）
常 設 代 替 交 流 電
源設備
可 搬 型 代 替 交 流
電源設備

非 常 用 交 流 電 源
設備

燃料給油設備

非常用交流電源設備

既設

燃料給油設備－テレビ会議システム（社内）による発電所外の通信連絡

緊急時対策所用発電機

既設

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
による発電所外の通信連絡

新設

①②③④⑤

衛 星 電 話 設 備 （ 固 定 型 ）） に よ る 発 電 所 外 の 通 信 連 絡

可搬型代替交流電源設備

新設

専用電話設備（専用電話（ホットライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））による発電所外の通信連絡

1.19－77

加 入 電 話 設 備（ 加 入 電 話 及 び
加入ＦＡＸ）

緊 急 時 対 策 所 用
代替電源設備テ レ ビ 会 議 シ ス
テム（社内）

緊 急 時 対 策 所 用
代替電源設備

専 用 電 話 設 備（ 専 用 電 話 （ ホッ ト ラ イ ン ）（ 地
方 公 共 団 体 向 ））緊 急 時 対 策 所 用
代替電源設備

審査基準，基準規則と対処設備の対応表（８／１０）
手段

重大事故等対処設備
既設
新設

機器名称

自主対策設備
解釈
対応番号

備考

手段

機器名称

電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）
による発電所外の通信連絡

電 力 保 安 通 信 用
電 話 設 備 （ 固 定
電 話 機 ， Ｐ Ｈ Ｓ
端 末 及 び Ｆ ＡＸ）
常 設 代 替 交 流 電
源設備

可 搬 型 代 替 交 流
電源設備

非 常 用 交 流 電 源
設備

燃料給油設備加入電話及び加入ＦＡＸ）
による発電所外の通信連絡

新設

①②③④⑤

－

テレビ会議システム（社内）による発電所外の通信連絡

衛 星 電 話 設 備 （ 携 帯 型 ）） に よ る 発 電 所 外 の 通 信 連 絡

衛星電話設備（携帯型）

専用電話設備（専用電話（ホットライン）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））による発電所外の通信連絡

1.19－78

加 入 電 話 設 備（ 加 入 電 話 及 び
加入ＦＡＸ）

緊 急 時 対 策 所 用
代替電源設備テ レ ビ 会 議 シ ス
テム（社内）

緊 急 時 対 策 所 用
代替電源設備

専 用 電 話 設 備（ 専 用 電 話 （ ホッ ト ラ イ ン ）（ 地
方 公 共 団 体 向 ））緊 急 時 対 策 所 用
代替電源設備

審査基準，基準規則と対処設備の対応表（９／１０）
手段

重大事故等対処設備
既設
新設

機器名称

備考

機器名称

新設

1.19－79－

緊 急 時 対 策 所 用 代 替 電 源 設
備

手段

新設

①②④⑤

データ伝送設備による発電所外の通信連絡

データ伝送設備

自主対策設備
解釈
対応番号

－

－

審査基準，基準規則と対処設備の対応表（１０／１０）
技 術 的 能 力 審 査 基 準 （ 1.19）

適合方針【要求事項】
発電用原子炉設置者において，重大事故等が発生した場合において発電用原子炉施設の内外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手順等が適切に整備されているか，又は整備される方針が適切に示されていること。

発電所内の通信連絡をする必要のある場所との通信連絡及び発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と衛星電話設備（固定 型 ）， 衛 星 電 話 設 備 （ 携 帯 型 ）， 無 線 連 絡 設
備 （ 携 帯 型 ）， 携 行 型 有 線 通 話 装 置 ， 統 合 原 子
力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－Ｆ Ａ Ｘ ）， 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ Ｓ Ｐ
ＤＳ）及びデータ伝送設備により通信連絡するに必要な手順等を整備する。

【解釈】
１ 「発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要な手順等」とは，以下に掲げる措置
又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。

－

ａ ．）通 信 連 絡 設 備 は ，代 替 電 源 設 備（ 電 池 等の 予 備 電 源 設 備 を 含 む 。）か ら の 給 電 を 可 能 とすること。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源
設備又は緊急時対策所用代替電源設備から給電するために必要な手順等を整備する。

ｂ．）計測等行った特に重要なパラメータを必要な場所で共有する手順等を整備すること。

計測等を行った特に重要なパラメータを発電
所内の必要な場所及び発電所外（社内外）の必 要 な 場 所 で 衛 星 電 話 設 備 （ 固 定 型 ）， 衛 星 電話 設 備 （ 携 帯 型 ）， 無 線 連 絡 設 備 （ 携 帯 型 ），携行型有線通話装置及び統合原子力防災ネッ
トワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）により共有するために必要な手順等を整備する。

1.19－80

添 付 資 料 1.19.3
重大事故等対処設備における点検頻度
重大事故等対処設備

点検項目

衛星電話設備

外観点検

点検頻度
1 回／６ヶ月

（固定型）

通信確認

衛星電話設備

外観点検

（携帯型）

通信確認

無線連絡設備

外観点検

（携帯型）

通信確認

衛星電話設備
1 回／６ヶ月

無線連絡設備

1 回／６ヶ月
外観点検

携行型有線通話装置

1 回／６ヶ月
通信確認
外観点検

テレビ会議システム

1 回／６ヶ月
通信確認

統合原子力防災ネットワー

外観点検
ＩＰ電話

1 回／６ヶ月

クに接続する

通信確認

通信連絡設備

外観点検
ＩＰ－ＦＡＸ

1 回／６ヶ月
通信確認
外観点検

ＳＰＤＳ

1 回／年
機能確認

1.19－81・充電池※別の端末又は別の充電池と交換することで7 日間以上継続して通話が可能
・非常用ディーゼル発電機
・常設代替高圧電源装置
・可搬型代替低圧電源車
・緊急時対策所用発電機
・無停電電源装置

約 300 台・緊急時対策所：約 40 台
・中央制御室：4 台・発電所員他配備：約 250 台
12 台
・緊急時対策所：1 台
・中央制御室：1 台・原子炉建屋他：10 台

1.19－82

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

ＦＡＸ

電 力 保 安 通 信 用 ＰＨＳ端末
電話設備

固定電話機

・非常用ディーゼル発電機
・常設代替高圧電源装置
・可搬型代替低圧電源車
・蓄電池

約 210 台・緊急時対策所：4 台
・中央制御室：5 台・原子炉建屋他：約 200 台

電源設備

・非常用ディーゼル発電機
・常設代替高圧電源装置
・可搬型代替低圧電源車
・蓄電池

台数・保管場所

約 340 台
送受話器
・緊急時対策所：3 台
送受話器
・緊急時対策所建屋：17 台（ページング）（ページング）（ 警 報 装 置 を 含 （ 警 報 装 置 を 含 ・中央制御室：9 台・原子炉建屋他：約 290 台
む。）
む。）
屋外：約 20 台

主要設備

通信連絡設備（発電所内用）の一覧（１／３）

添付資料 1.19.4

台数・保管場所

・充電池※別の端末又は別の充電池と交換することで 7
日間以上継続しての通話が可能
・非常用ディーゼル発電機
・常設代替高圧電源装置
・可搬型代替低圧電源車
・緊急時対策所用発電機
・無停電電源装置
・充電池※別の端末又は別の充電池と交換することで 7
日間以上継続しての通話が可能

12 台（予備 1 台）
・緊急時対策所：11 台（予備 1 台）・原子力館：1 台
3台
・緊急時対策所：2 台
・中央制御室：1 台
約 50 台（予備 1 台）
・緊急時対策所：19 台（予備 1 台）・守衛所他：約 30 台

衛星電話設備（携帯型）

無線連絡設備（固定型）

無線連絡設備（携帯型）

1.19－83

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

無線連絡設備衛星電話設備衛星電話設備（固定型）

8 台（予備 1 台）
・緊急時対策所：6 台（予備 1 台）
・中央制御室：2 台

・乾電池※予備の乾電池と交換することで 7 日間以上継続しての通話が可能

電源設備

・非常用ディーゼル発電機
・常設代替高圧電源装置
・可搬型代替低圧電源車
・緊急時対策所用発電機
・無停電電源装置

15 台（予備 2 台）
携行型有線通話・緊急時対策所：3 台（予備 1 台）
装置・中央制御室：12 台（予備 1 台）
携行型有線通話装置
中 継 用 ケ ー ブ ル 12 台
ドラム・各現場：12 台

主要設備

通信連絡設備（発電所内用）の一覧（２／３）

ＳＰＤＳ

1.19－84

・非常用ディーゼル発電機
・緊急時対策所用発電機
・無停電電源装置

Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ デ ー タ 一式
表示装置
・緊急時対策所

・非常用ディーゼル発電機
・常設代替高圧電源装置
・可搬型代替低圧電源車
・無停電電源装置

電源設備

・非常用ディーゼル発電機
・緊急時対策所用発電機
・無停電電源装置

一式
・中央制御室

台数・保管場所

緊急時対策支援一式
システム伝送装・緊急時対策所建屋
置

データ伝送装置

主要設備

通信連絡設備（発電所内用）の一覧（３／３）

衛星電話設備（固定型）
通信連絡設備（発電所内用）と同じ

通信連絡設備（発電所内用）と同じ

加入ＦＡＸ

衛星電話設備（携帯型）

2台
・緊急時対策所：1 台
・中央制御室：1 台

10 台
・緊急時対策所：9 台
・中央制御室：1 台（災害時優先契約あり）

台数・保管場所

1.19－85

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

専用電話設備

専用電話
1台（ホットライン）・緊急時対策所：1 台（地方公共団体向）テ レ ビ 会 議 シ ス テレビ会議システ 2 台
テム（社内）
ム（社内）・緊急時対策所：2 台

衛星電話設備

加入電話設備

加入電話

主要設備

電源設備

・通信事業者回線からの給電
・非常用ディーゼル発電機
・緊急時対策所用発電機
・無停電電源装置

・非常用ディーゼル発電機
・緊急時対策所用発電機
・無停電電源装置

・通信事業者回線からの給電
・非常用ディーゼル発電機
・緊急時対策所用発電機
・無停電電源装置

・通信事業者回線からの給電

通信連絡設備（発電所外用）の一覧（１／２）

通信連絡設備（発電所内用）と同じ

1.19－86

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

固定電話機
電力保安通信用
ＰＨＳ端末
電話設備
ＦＡＸ

データ伝送設備・非常用ディーゼル発電機
・緊急時対策所用発電機
・無停電電源装置

緊急時対策所支援 一式システム伝送装置
・緊急時対策所

・非常用ディーゼル発電機
・緊急時対策所用発電機
・無停電電源装置

・非常用ディーゼル発電機
・緊急時対策所用発電機
・無停電電源装置

電源設備（連続利用時間）

・非常用ディーゼル発電機
・緊急時対策所用発電機
・無停電電源装置

3 台（有線系：2 台，衛星系 1 台）
・緊急時対策所：約 3 台（有線系：2 台，衛星系 1 台）

6 台（有線系：4 台（予備 1 台），衛星系：2 台）・緊急時対策所：6 台（予備 1 台）
（有線系：4 台（予備 1 台），衛星系：2 台）

台数・保管場所

テレビ会議システ 一式
ム・緊急時対策所

統合原子力防災
ネットワークにＩＰ－ＦＡＸ
接続する通信連
絡設備

ＩＰ電話

主要設備

通信連絡設備（発電所外用）の一覧（２／２）

添付資料 1.19.5
通信連絡設備の概要
１． 通信連絡設備の概要
発電所内及び発電所外との通信連絡設備として，以下の通信連絡設備を設置又は保管する設計とする。通信連絡設備は，通信設備（発電所内），データ伝送設備（発電所内），通信設
備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）から構成される。通信連絡設備の概要を図1 に示す。

(1) 警報装置事故等が発生した場合に，建屋内外の者へ退避の指示を行う。

(2) 通信設備（発電所内）
中央制御室等から建屋内外各所の者へ操作，作業又は退避の指示及び連絡を行う。

(3) データ伝送設備（発電所内）
事故状態等の把握に必要な情報（プラントパラメータ）を把握するため，緊急時対策所へ
データを伝送する。

(4) 通信設備（発電所外）
発電所外の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行う。

(5) データ伝送設備（発電所外）
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。

1.19－87

衛星電話設備（固定型）

データ伝送装置

送受話器（ページング）

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）

緊急時対策支援システム伝送装置

テレビ会議システム（社内）

専用電話設備（ホットライン）（地方公共団体向）統合防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，
ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）※２：緊急時対策所内の間で通信連絡が可能である。
※４：国の緊急時対策支援システム。

無線連絡設備（固定型）

携行型有線通話装置※２携行型有線通話装置※３

無線連絡設備（固定型）

送受話器（ページング）

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）

1.19－88

図 1 通信連絡設備の概要

電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末
及びＦＡＸ）

中央制御室

原子炉建屋付属棟

ＳＰＤＳデータ
表示装置

衛星電話設備（固定型）

電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端
末及びＦＡＸ）

緊急時対策所

緊急時対策所建屋※１：加入電話に接続されており発電所外への通信連絡が可能である。
※３：隣接事業所を含む。

送受話器（ページング）

無線連絡設備（携帯型）

電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末）

衛星電話設備（携帯型）

現場（屋外）

携行型有線
通話装置

送受話器
（ページング）

電力保安通信用
電話設備※１（固定電話機，ＰＨＳ端末
及びＦＡＸ）

現場（屋内）

東海第二発電所

発電所内

【凡例】

発電所外

：データの流れ：通信の流れ使用する設備

重大事故等対処設備として：設計基準対象施設及び（発電所内用及び発電所外用）：通信連絡設備：通信連絡設備（発電所外用）：通信連絡設備（発電所内用）

データセンター（ＥＲＳＳ※４原子力規制庁））

発電所外（社外）

その他関係機関等（社外）※３

地方公共団体（茨城県，東海村等）

国（原子力規制委員会等）

発電所外（社外）

その他関係箇所（社内）

本店（東京）（即応センター等）

発電所外（社内）

１．１

警報装置及び通信設備（発電所内）

設計基準事故が発生した場合において，中央制御室等から人が立ち入る
可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の者への操作，
作業又は退避の指示等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる装置
及び音声等により行うことができる設備として，警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び多様性を確保した通信設備（発電所内）として ， 送 受 話 器 （ ペ ー ジ ン グ ）， 電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備 （ 固 定 電 話 機 ， Ｐ Ｈ
Ｓ 端 末 及 び Ｆ Ａ Ｘ ）， 衛 星 電 話 設 備 （ 固 定 型 ）， 衛 星 電 話 設 備 （ 携 帯 型 ）， 無線 連 絡 設 備 （ 固 定 型 ）， 無 線 連 絡 設 備 （ 携 帯 型 ） 及 び 携 行 型 有 線 電 話 装 置 を設置又は保管する設計とする。概要を図 2 に示す。
また，通信設備（発電所内）のうち，設計基準対象施設である衛星電話
設 備 （ 固 定 型 ）， 衛 星 電 話 設 備 （ 携 帯 型 ）， 無 線 連 絡 設 備 （ 携 帯 型 ） 及 び 携
行型有線電話装置は，重大事故等時においても使用し，重大事故等時においても機能維持を図る設計とする。

万が一，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）の機能が喪失した場合，発電所建屋外は無
線 連 絡 設 備 （ 携 帯 型 ） 及 び 衛 星 電 話 設 備 （ 携 帯 型 ）， 発 電 所 建 屋 内 は 携 行 型
有線通話装置及び衛星電話設備（固定型）により，発電所内の必要箇所との通信連絡が可能な設計とする。

1.19－89図２

1.19－90

通信設備（発電所内）の概要

１．２

通信設備（発電所外）の概要

発電所外の必要箇所と事故の発生等に係る連絡を音声等により行うため，
通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）と し て ，電 力 保 安 通 信 用 電 話 設 備（ 固 定電 話 機 ，ＰＨＳ 端 末 及 び Ｆ Ａ Ｘ ），衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ），衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ），統 合
原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク に 接 続 す る 通 信 連 絡 設 備（ テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム ，Ｉ
Ｐ 電 話 及 び Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ）， テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム （ 社 内 ）， 加 入 電 話 設 備 （ 加入 電 話 ，加 入 Ｆ Ａ Ｘ ）及 び 専 用 電 話 設 備（ 専 用 電 話（ ホ ッ ト ラ イ ン ）（地方公
共 団 体 向 ））を 設 置 又 は 保 管 す る 設 計 と し ，有 線 系 ，無 線 系 又 は 衛 星 系 回 線 によ る 通 信 方 式 の 多 様 性 を 確 保 し た 専 用 通 信 回 線 に 接 続 し ，輻 輳 等 に よ る 制 限
を 受 け る こ と な く 常 時 使 用 で き る 設 計 と す る 。概 要 を 図 ３ ，図 ４ ，図 ５ に 示す。
ま た ，通 信 設 備（ 発 電 所 外 ）の う ち ，設 計 基 準 対 象 施 設 で あ る 統 合 原 子 力
防 災 ネ ッ ト ワ ー ク に 接 続 す る 通 信 連 絡 設 備（ テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム ，Ｉ Ｐ 電 話
及 び Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ），衛 星 電 話 設 備（ 固 定 型 ）及 び 衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ）は ，
重 大 事 故 等 時 に お い て も 使 用 し ，重 大 事 故 等 時 に お い て も 機 能 維 持 を 図 る 設計とする。
ａ．電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）
当 社 及 び 東 京 電 力 パ ワ ー グ リ ッ ド 株 式 会 社 が 構 築 す る 専 用 通 信 回 線（ 無線系及び有線系）に接続している固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ
ｂ．テレビ会議システム（社内）通 信 事 業 者 が 提 供 す る 通 信 回 線（ 有 線 系 及 び 無 線 系 ）に 接 続 し て い る テ
レビ会議システム（社内）ｃ．加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
通信事業者が提供する通信回線（有線系）に接続している加入電話及び加入ＦＡＸ
ｄ ．統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク に 接 続 し て い る 通 信 連 絡 設 備（ テ レ ビ 会 議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）

1.19－91

通 信 事 業 者 が 提 供 す る 特 定 顧 客 専 用 の 統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク（ 有線 系 及 び 衛 星 系 ）に 接 続 し て い る Ｉ Ｐ 電 話 ，Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ 及 び テ レ ビ 会 議
システム
ｅ ． 専 用 電 話 設 備 （ 専 用 電 話 （ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 地 方 公 共 団 体 向 ））通 信 事 業 者 が 提 供 す る 専 用 通 信 回 線（ 有 線 系 ）に 接 続 し て い る 専 用 電 話（ ホ ッ ト ラ イ ン ）（ 地 方 公 共 団 体 向 ）ｆ．衛星電話設備（固定型）及び衛星電話設備（携帯型）
通 信 事 業 者 が 提 供 す る 通 信 回 線（ 衛 星 系 ）に 接 続 し て い る 衛 星 電 話 設 備（固定型）及び衛星電話設備（携帯型）

万が一，電力保安通信電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）の 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ，統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク に 接 続 す る 通 信 連 絡
設 備（ テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム ，Ｉ Ｐ 電 話 及 び Ｉ Ｐ － Ｆ Ａ Ｘ ）等 の 衛 星 系 回 線
により，発電所外の必要箇所との通信連絡が可能な設計とする。

図３

通 信 設 備 （ 発 電 所 外 〔 社 内 関 係 箇 所 〕） の 概 要

1.19－92

図４

通 信 設 備 （ 発 電 所 外 〔 社 外 関 係 箇 所 〕） の 概 要 （ そ の １ ）

図５

通 信 設 備 （ 発 電 所 外 〔 社 外 関 係 箇 所 〕） の 概 要 （ そ の ２ ）1.19－93

１．３

データ伝送設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所外）

緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できるデータ伝
送 設 備（ 発 電 所 内 ）と し て ，デ ー タ 伝 送 装 置 ，緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成するＳＰＤＳを設置する設計とす
る 。ま た ，発 電 所 内 か ら 発 電 所 外 の 緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム（ Ｅ Ｒ Ｓ Ｓ ）へ
必 要 な デ ー タ を 伝 送 で き る デ ー タ 伝 送 設 備（ 発 電 所 外 ）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。

デ ー タ 伝 送 設 備（ 発 電 所 外 ）は ，デ ー タ 伝 送 装 置 か ら デ ー タ を 収 集 し ，緊急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム（ Ｅ Ｒ Ｓ Ｓ ）へ 必 要 な デ ー タ を 伝 送 可 能 な 設 計 と し ，常時使用できるよう通信事業者が提供する特定顧客専用の統合原子力防災
ネ ッ ト ワ ー ク（ 有 線 系 及 び 衛 星 系 ）に 接 続 し 多 様 性 を 確 保 す る 設 計 と す る 。
概要を図６に示す。
な お ，デ ー タ 伝 送 設 備（ 発 電 所 内 ）及 び デ ー タ 伝 送 設 備（ 発 電 所 外 ）の う
ち，設計基準対象施設であるデータ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，重大事故等時においても使用し，重大事故等時においても機能維持を図る設計とする。

データ伝送設備（発電所内）における発電所内建屋間の有線系回線の構
成は，原子炉建屋と緊急時対策所建屋間を直接接続する設計とする。
万が一，有線系回線に損傷が発生し，有線系回線によるデータ伝送の機能が喪失した場合，無線通信装置により，発電所内建屋間のデータ伝送が継続可能な設計とする。

1.19－94

データ
伝送装置

データ
表示装置

中央制御室待避室
データ
表示装置
（待避室）

プロセス
計算機

無線通信装置

現場計器等

原子炉建屋付属棟※

無線通信装置(1)

SPDSデータ
表示装置

1.19－95

図６ ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備の概要【凡例】

緊急時対策支援システム（ERSS）

統合原子力防災ネッ
トワーク（衛星系）：バックアップ伝送ライン：通常伝送ライン：有線系：無線又は衛星系

発電所内 発電所外(1) 可搬型気象観測設備及び可搬型モニタリング・ポストデータ表示装置

※

緊急時対策
支援システ
ム伝送装置

緊急時対策所建屋

可搬型気象 可搬型
観測設備
モニタリング・ポスト

有線（光ケーブル）

無線

統合原子力防災ネットワーク（
有線系）

２．

多様性を確保した通信回線
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を確保した専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。
多様性を確保した通信回線を表１に記載するとともに，概要を図７に示す。
表１

多様性を確保した通信回線

通信回線種別電力保安
通信用
回線

無 線 系 回 線
（マイクロ波回線）
有線系回線（災害時優先契約あり）
有線系回線（災害時優先
契約なし）

通信
事業者
回線

有線系回線

衛星系回線

有線系回線

有線系回線
（ 光 フ ァ イ
バ）
通信事業
者回線
（統合原
子力防災
ネットワ
ーク）

主要設備
電力保安通信用電話設備※１

加入電話設備

専用電話設備統合原子力防災ネットワー
クに接続する
通信連絡設備

衛星系回線

有線系回線
（ 光 フ ァ イ
バ）
衛星電系回線

データ伝送
設備

専用

通信の
制限※２

固定電話機，
ＰＨＳ端末
ＦＡＸ

電話

○

◎

ＦＡＸ

○

◎

加入電話

電話

－

○

加入ＦＡＸ

ＦＡＸ

－

○

加入電話

電話

－

×

加入ＦＡＸ

ＦＡＸ

－

×

テレビ
会議

○

◎

○

◎

衛星電話設備
（固定型）

電話

－

○

衛星電話設備
（携帯型）

電話

－

○

電話

○

◎

電話

○

◎

ＩＰ－ＦＡＸＦＡＸ○◎

テ レ ビ 会 議 シ ス
テム

テレビ
会議

○

◎

ＩＰ電話

電話

○

◎

ＩＰ－ＦＡＸＦＡＸ○◎

テ レ ビ 会 議 シ ス
テム

テレビ
会議

○

◎

緊急時対策支援シ ス テ ム 伝 送 装
置

データ
伝送

○

◎

テレビ会議シテ レ ビ 会 議 シ ス
ステム（社内） テム（社内）

衛星電話設備機能

専 用 電 話（ ホ ッ ト
ラ イ ン ）（ 地 方 公
共団体向）
ＩＰ電話

※ 1： 加 入 電 話 設 備 に も 接 続 さ れ て お り ， 発 電 所 外 へ の 連 絡 も 可 能※ 2： 通 信 の 制 限 と は ， 輻 輳 の ほ か ， 災 害 発 生 時 の 通 信 事 業 者 に よ る 通 信 規 制 を 想 定【 凡 例 】・ 専 用 ○ ： 専 用 回 線 （ 帯 域 専 有 を 含 む ） － ： 非 専 用 回 線
・ 通 信 の 制 限 ◎ ： 制 限 な し ○ ： 制 限 の お そ れ が 少 な い ×： 制 限 の お そ れ が あ る

1.19－961.19－97

図７ 多様性を確保した通信回線の概要

３．

通信連絡設備の電源及び代替電源設備

通 信 連 絡 設 備 は ，非 常 用 所 内 電 源 又 は 無 停 電 電 源（ 蓄 電 池 を 含 む 。）か ら 給 電できる設計とする。また，重大事故等対処設備の通信連絡設備は，代替電源設
備（電池等の予備電源設備を含む）から給電できる。単線結線図を図８，図９に示し，接続電源の一覧を表２，表３，表４に記載する。

【凡例】： 非 常 用 所 内 電 源 又 は 無 停 電 電 源 （ 蓄 電 池 を 含 む 。）
：代替電源設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する通信連絡設備

図８

中央制御室における通信連絡設備の単線結線図

1.19－98

【凡例】： 非 常 用 所 内 電 源 又 は 無 停 電 電 源 （ 蓄 電 池 を 含 む 。）
：代替電源設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する通信連絡設備

図９

緊急時対策所における通信連絡設備の単線結線図

1.19－99

ＳＰＤＳ

無線連絡設備送受話器（ページング）（警報装置を含む。）

送受話器（ページング）（警報装置を含む。）

緊急時対策所

緊急時対策支援システ
ム伝送装置
ＳＰＤＳデータ表示装
置

緊急時対策所

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

中央制御室

データ伝送装置

緊急時対策所用発電機

緊急時対策所用発電機

（充電池）

充電池※２

緊急時対策所用発電機

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車（乾電池）

非常用ディーゼル発電機
蓄電池

乾電池※１

代替電源設備緊急時対策所

緊急時対策所

中央制御室

緊急時対策所

中央制御室

中央制御室

非常用所内電源又は無停電電源等

無線通話装置（携帯型）

無線通話装置（固定型）

携行型有線通話装置

携行型有線通話装置

主要施設

1.19－100※１：乾電池により約 12 時間の連続通話が可能。また，必要な予備の乾電池を保有し，予備の乾電池と交換することにより 7 日間以上継続しての通話が可能。
※２：充電池により約 14 時間の連続通話が可能。また，他の端末もしくは予備の充電池と交換することとにより 7 日間以上継続しての通話が可能であり，使用後の充電池は代替電源設備にて充電可能。

発電所内

通信種別

表２ 通信連絡設備（発電所内用）の電源設備

テレビ会議システム（社内）

衛星電話設備

電力保安通信用
電話設備

テレビ会議システム（社内）

衛星電話設備（携帯型）

衛星電話設備（固定型）

ＦＡＸ

ＰＨＳ端末

固定電話機

主要施設

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
緊急時対策所用発電機（充電池）

非常用ディーゼル発電機
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置
充電池※１

緊急時対策所
中央制御室
緊急時対策所
中央制御室

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所用発電機

緊急時対策所用発電機

非常用ディーゼル発電機
充電池

中央制御室

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車
充電池
常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

非常用ディーゼル発電機
充電池

緊急時対策所

緊急時対策所

常設代替高圧電源装置
可搬型代替低圧電源車

代替電源設備

非常用ディーゼル発電機
蓄電池

中央制御室

非常用所内電源又は無停電電源等

1.19－101：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備：重大事故等対処設備通信種別※１：充電池により約 4 時間の連続通話が可能。また，他の端末もしくは予備の充電池と交換することとにより 7 日間以上継続しての通話が可能であり，使用後の充電池は代替電源設備にて充電可能。

発電所
内外

通信種別

：重大事故等対処設備

表３ 通信連絡設備（発電所内用及び発電所外用）の電源設備：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備

緊急時対策所

緊急時対策支援システ
ム伝送装置

データ伝送設備

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

通信事業者回線からの給電
非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

通信事業者回線からの給電

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

非常用ディーゼル発電機
無停電電源装置

非常用所内電源又は無停電電源装置等

1.19－102：重大事故等対処設備

緊急時対策所

専用電話設備緊急時対策所

加入電話

専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）緊急時対策所

ＩＰ－ＦＡＸ（有線系，衛星系）

緊急時対策所

緊急時対策所

ＩＰ電話（有線系，衛星系）

緊急時対策所

加入ＦＡＸ

加入電話設備統合原子力防災ネット
ワークに接続する通信
連絡設備

テレビ会議システム（有線系，衛星系）

主要施設：設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として使用する設備

発電所外

通信種別

表４ 通信連絡設備（発電所外用）の電源設備

緊急時対策所用発電機

緊急時対策所用発電機

緊急時対策所用発電機－（通信事業者回線からの給電）

緊急時対策所用発電機

緊急時対策所用発電機

緊急時対策所用発電機

代替電源設備４．

緊 急 時 対 策 所 に 設 置 す る 通 信 設 備 （ 発 電 所 内 ）， 通 信 設 備 （ 発 電 所 外 ），
データ伝送設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所外）に係る耐震設計（１）緊急時対策所
緊 急 時 対 策 所 に お け る 通 信 設 備 （ 発 電 所 内 ）， 通 信 設 備 （ 発 電 所 外 ）， デ
ータ伝送設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所外）については，
転倒防止措置等を施すことで，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して機能を喪失しない設計とする。
緊 急 時 対 策 所 に お け る 通 信 設 備 （ 発 電 所 内 ）， 通 信 設 備 （ 発 電 所 外 ）， デ
ータ伝送設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所外）に係る耐震措
置 の 概 要 を 図 １ ０ ，１ １ に 示 す 。
（ＳＰＤＳデータ表示装置については，
「第
３４条

図１０

緊 急 時 対 策 所 」 に て 整 理 す る 。）

緊急時対策所の通信設備（発電所内）及び通信設備（発電所外）に関わる耐震措置の概要

1.19－103

現場計器等プロセス
計算機

無線通信装置(1)(1)

可搬型気象 可搬型
観測設備
モニタリング・ポスト※

無線通信装置※

緊急時対策
支援システム
伝送装置

SPDSデータ
表示装置

緊急時対策所建屋

可搬型気象観測設備及び可搬型モニタリング・ポストデータ表示装置

有線（光ケーブル）

無線【凡例】：基準地震動による地震力に対し，機能を維持する範囲：通常伝送ライン：バックアップ伝送ライン：有線系：無線又は衛星系

発電所内 発電所外

緊急時対策支援システム（ERSS）

統合原子力防災ネッ
トワーク（衛星系）

1.19－104

図１１ データ伝送設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所外）に関わる耐震措置の概要

データ
伝送装置

データ
表示装置

中央制御室待避室
データ
表示装置
（待避室）

原子炉建屋付属棟

統合原子力防災ネットワーク（有線系）

５．

機能ごとに必要な通信連絡設備
発 電 所 内 に お け る 「 避 難 の 指 示 」 及 び 「 操 作 ・ 作 業 の 連 絡 」， 発 電 所 外への「通報・連絡等」に必要な通信連絡設備の種類，配備台数等について，通信連絡が必要な箇所ごとに整理した通信連絡の指揮系統図を図１２，図１３，図１４に示す。
通信連絡設備は，使用する要員，連絡先（地方公共団体，その他関係機
関等）に，よりすみやかに連絡が実施できるよう必要な台数を整備する。
また，予備品の台数は，これまでの使用実績や新規購入時の納期の実績等を踏まえ，設備が故障した場合もすみやかに代替機器を準備できる台数を整備する。

1.19－105

機能使用する通信連絡設備

緊急時対策所

中央制御室

現場（屋内）※１

・送受話器（ページング）：3 台・電力保安用通信用電話設備（固定電話機：4 台，ＰＨＳ端末：
40 台）
・無線連絡設備（固定型）：2 台
・衛星電話設備（固定型）：6 台・送受話器（ページング）：9 台・電力保安用通信用電話設備（固定電話機：5 台,ＰＨＳ端末：4 台）
・無線連絡設備（固定型）：1 台
・衛星電話設備（固定型）：2 台・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（ＰＨＳ端末）発電所内

現場（屋外）

退避の指示

中 央 制 御 室 等 か ら 発 電 所 内 へ の 退 避 の 指 示 等 は ，送 受
話器（ページング）で行う。
送 受 話 器 は ，ブ ザ ー 鳴 動 に よ り 発 電 所 内 の 人 に 避 難 指示等を行う警報機能とハンドセットを使用して音声で中央制御室から発電所内の人に避難指示等を行う機能
が あ り 、ブ ザ ー 鳴 動 に よ る 避 難 指 示 等 は ，原 子 炉 自 動 停止等が発生した場合に，運転員等に原子炉自動停止確
認・処置及び退避を指示するために使用する。
ま た ，送 受 話 器（ ペ ー ジ ン グ ）の 機 能 を 喪 失 す る よ う
な 保 守 作 業 を 行 う 際 は ，代 替 手 段 と し て 電 力 保 安 通 信 用
電 話 設 備（ 固 定 電 話 機 ，Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 ）等 に よ り ，運 転 員等に必要な連絡を行う。

・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（ＰＨＳ端末）○発電所構内設置台数
・送受話器（ページング）：約 340 台
・ＰＨＳ端末：約 300 台
・無線連絡設備（携帯型）：約 50 台
・衛星電話設備（携帯型）：11 台※１：原子炉建屋、タービン建屋等

・台数については，今後，訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

図１２「退避の指示」における指揮系統図

1.19－106

機能使用する通信連絡設備○送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機、ＰＨＳ端末）等が使用できる場合
現場（屋内）※１

緊急時対策所・送受話器（ページング）：3 台・電力保安通信用電話設備（固定電話機：4 台，ＰＨＳ端末：40 台）
・無線連絡設備（固定型）：2 台・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機、ＰＨＳ端末）

現場（屋外）※２

発電所内

操作・作

中央制御室

業の連絡

・送受話器（ページング）：9 台・電力保安通信用電話設備（固定電話機：5 台、ＰＨＳ端末：4 台）
・無線連絡設備（固定型）：1 台・送受話器（ページング）
・電力保安通信用電話設備（ＰＨＳ端末）・無線連絡設備（携帯型）

放射能観測車（モニタリングカー）
・衛星電話設備（携帯型）：1 台○発電所構内設置台数
・送受話器（ページング）：約 340 台
・固定電話機：約 210 台
・ＰＨＳ端末：約 300 台
・無線連絡設備（携帯型）：約 50 台
※１：原子炉建屋、タービン建屋等※２：モニタリングに係る作業を含む

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。
機能使用する通信連絡設備○送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機、ＰＨＳ端末）等が使用できない場合
現場（屋内）※１

緊急時対策所・衛星電話設備（固定型）：6 台・携行型有線通話装置：3 台・携行型有線通話装置：10 台

現場（屋外）※２

発電所内

・衛星電話設備（携帯型）：10 台
・無線連絡設備（携帯型）：19 台※３

中央制御室

操作・作

・衛星電話設備（固定型）：2 台・携行型有線通話装置：2 台

放射能観測車（モニタリングカー）

業の連絡・衛星電話設備（携帯型）：1 台※１：原子炉建屋、タービン建屋等※２：モニタリングに係る作業を含む※３：屋外現場連絡用

重大事故等時においても、設置又は保管する通信連絡設備により十分に対応できる。
重大事故等時（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））における必要な通信連絡設備は以下の通り
衛星電話設備（固定型）
・中央制御室 ：1 台
・緊急時対策所：3 台

衛星電話設備（携帯型）
・現場（屋外）：4 台

無線連絡設備（携帯型）
・現場（屋外）：5 台

携行型有線通話装置
・中央制御室 ：2 台・現場（屋内）：10 台

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

図１３「操作・作業の連絡」における指揮系統図

1.19－107

機能使用する通信連絡設備○送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機、ＰＨＳ端末、ＦＡＸ）が使用できる場合
緊急時対策所本店（即応センター）

・送受話器（ページング）：3 台・電力保安通信用電話設備（固定電話機：4 台，ＰＨＳ端末：40 台）
・加入電話：（加入電話：9 台，加入ＦＡＸ：1 台）・テレビ会議システム（社内）：一式
・専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）：１台

・電力保安通信用電話設備（固定電話機：3 台，ＰＨＳ端末：3 台，
ＦＡＸ：3 台）・テレビ会議システム（社内）：一式

発電所外

国（原子力規制委員会等）

連絡・通報
地方公共団体他（茨城県、東海村等）

等
その他関係機関等（社外）※１

中央制御室
・送受話器（ページング）：9 台・電力保安通信用電話設備（固定電話機：5 台，ＰＨＳ端末：4 台）
・加入電話：（加入電話：1 台，加入ＦＡＸ：1 台）

放射能観測車（モニタリングカー）
・衛星電話設備（携帯型）：1 台※ 1： 隣 接 事 業 所 を 含 む 。

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。
機能使用する通信連絡設備○送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機、ＰＨＳ端末、ＦＡＸ）が使用できない場合
緊急時対策所本店（即応センター）

・衛星電話設備（固定型）：6 台・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム：一式，
ＩＰ電話：6 台（衛星系：2 台，有線系：4 台），
ＩＰ－ＦＡＸ：3 台（衛星系：1 台，有線系：2 台））

・衛星電話設備（固定型）：2 台・統合原子力防災ネットワークに接続する
通信連絡設備（テレビ会議システム：一式
ＩＰ電話：8 台（衛星系：2 台，
有線系：6 台）ＩＰ－ＦＡＸ：4 台（衛星系：1 台，有線系：3 台）

発電所外

国（原子力規制委員会等）

連絡・通報
等

中央制御室

地方公共団体（茨城県、東海村等）

・衛星電話設備（固定型）：2 台
その他関係機関等（社外）※１
放射能観測車（モニタリングカー）
・衛星電話設備（携帯型）：1 台※ 1： 隣 接 事 業 所 を 含 む 。

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。

図１４「連絡，通報等」における指揮系統図

1.19－108６．

携行型有線通話装置等の使用方法及び使用場所について通常使用している所内の通信連絡設備が使用できない場合において，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，以下の通信連絡設備を使用する。

○携行型有線通話装置
中央制御室に保管する携行型有線通話装置は，中央制御室と各現場（屋内）間に布設している専用通信線を用い，携行型有線通話装置を専用接続
箱に接続するとともに，必要時に中継用ケーブルを布設することにより中央制御室と各現場（屋内）間の必要な通信連絡を行うことができる設計とする。
なお，専用接続箱については，地震起因による溢水の影響を受けない箇所に設置しており，溢水時においても使用できる。
通信連絡設備の必要台数は，有効性評価における各重要事故シーケンスで使用する台数とし，中央制御室及び現場（屋内）にて対応する運転員及び重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員は各自 1 個を携行し使用する。なお，屋外より合流する重大事故等対応要員のうち運転操作対応要員が使用する携行型有線通話装置は，合流する運転員が中央制御室より携行する。
○衛星電話設備（固定型）
中央制御室及び緊急時対策所に設置する衛星電話設備（固定型）は，中央制御室と緊急時対策所間の必要な通信連絡を行うことができる設計とする。
また，屋外の重大事故等対応要員は衛星電話設備（携帯型）を使用する
ことにより緊急時対策所と現場（屋外）間の必要な通信連絡を行うことができる設計とする。
通信連絡設備の必要台数は，有効性評価における各重要事故シーケンスで使用する台数とし，中央制御室と緊急時対策所間として各 1 個，緊急時

1.19－109

対策所と現場（屋外）間として緊急時対策所に 1 個使用する。
○衛星電話設備（携帯型）
緊急時対策所に保管する衛星電話設備（携帯型）は，現場（屋外）と緊
急時対策所間の必要な通信連絡を行うことができる設計とする。
通信連絡設備の必要台数は，有効性評価における各重要事故シーケンスで使用する台数とし，現場（屋外）と緊急時対策所間連絡用として屋外の重大事故等対応要員の作業ごとに各 1 個を携行し使用する。
○無線連絡設備（携帯型）
緊急時対策所に保管する無線連絡設備（携帯型）は，現場（屋外）間の必要な通信連絡を行うことができる設計とする。
通信連絡設備の必要台数は，有効性評価における各重要事故シーケンスで使用する台数とし，現場（屋外）間連絡用として屋外の重大事故等対応
要員は各自 1 個を携行し使用する。
携行型有線通話装置を用いた通信連絡の概要及び衛星電話設備（固定型）等を用いた通信連絡の概要について，図１５及び図１９に示す。また，各重要事故シーケンスで使用する携行型有線通話装置を使用する通話場所の例を表５，各重要事故シーケンスで使用する携行型有線通話装置及び衛星電話設備等の台数を表６，表７に示す。

1.19－110

表５

携行型有線通話装置を使用する通話場所の例（重要事故シーケンス

全交流動力電源喪失時の例）

作業・操作内容

作業・操作場所

原子炉建屋付属棟
不要負荷の切り離し操作

Ｃ／Ｓ電気室1階
原子炉建屋付属棟

受電前準備

Ｃ／Ｓ電気室地 下 1,2 階

原子炉建屋内系統構成
原子炉建屋原子炉棟 4 階

北西通路

原子炉建屋原子炉棟 3 階

ＭＳＩＶ保修室

原子炉建屋原子炉棟 2 階

南側通路

原子炉建屋原子炉棟 1 階

南側通路（原子炉注水）原子炉建屋内系統構成（原子炉注水）原子炉建屋内系統構成（格納容器スプレイ）
原子炉建屋内系統構成（格納容器スプレイ）

携行型有線通話装置
・写真については，一部イメージを含む。

1.19－111

中継用ケーブルドラム

図１５

携行型有線通話装置を用いた通信連絡の概要（重要事故シーケンス

全交流動力電源喪失時の例）

1.19－112

図１９

衛星電話設備（固定型）等を用いた通信連絡の概要

1.19－113

高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）
全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）
全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

①－2

①-3-1

①-3-2

①-3-3

①-4-1

①-4-2

運転中の原子炉における重大事故に至る恐れがある事故（炉心の著しい損傷防止）

原子炉冷却材の流出
反応度の誤投入④-3④-4

全交流動力電源喪失

1.19－114

－
－

－

2

2

－

－

2

2

2

2

2

2

2

－

－

－

－

2

2

2

2

－

－

－

2

2

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

④-1

④-2

－

想定事故２

－

2

2

2

2

③-2

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。
（注１）：中央制御室へ現場用（中央制御室必要分含め）として 12 台（予備 1 台）を保管するため、重大事故等においても対応できる。

（運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止）

それがある事故

運転停止中の原子炉における重大事故に至るお（使用済燃料貯蔵槽内の燃料破損の防止）れがある事故想定事故１

溶融炉心・コンクリート相互作用

②-5

③-1

水素燃焼

②-4

使用済燃料プールにおける重大辞事故に至る恐

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用②-3（原子炉格納容器の破損の防止）

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱②-2

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）

②-1-2

重大事故

2

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）

2

2

津波浸水による注水機能喪失

②-1-1

①-8

2

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）①-7

2

ＬＯＣＡ時注水機能喪失①-6－

原子炉停止機能喪失

2

2

2

2

2

－

2

中央制御室
－：作業無

原子炉建屋付属棟
－：作業無

①-5

崩壊熱除去機能機能（残留熱除去系が故障した場合）

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

高圧・低圧注水機能喪失①－1

各重大事故シーケンス

使用場所

表６ 各重大事故シーケンスで使用する携行型有線通話装置の台数

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

8

4

－

－

－

－

8

8

8

－

－

原子炉建屋
原子炉棟
－：作業無

－

－

－

－

－

－

3

3

3

3

3

－

－

－

3

－

3

－

－

－

－

－

3

原子炉建屋
廃棄物処理棟
－：作業無

－

－

4

4

－

－

7

7

7

7

7

4

12

6

5

－

5

4

12

12

12

－

5

計（注１）

単位：台

3
3

1
1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）
全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）①-3-2

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）②-1-2

原子炉冷却材の流出
反応度の誤投入④-3④-4

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）④-1
全交流動力電源喪失

想定事故２

③-2

④-2

想定事故１

③-1

溶融炉心・コンクリート相互作用

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）

②-1-1

②-5

津波浸水による注水機能喪失

①-8

水素燃焼

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）①-7

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

①-6

②-4

原子炉停止機能喪失

①-5

②-3

崩壊熱除去機能機能（残留熱除去系が故障した場合）①-4-2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

①-4-1

②-2

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）①-3-3

1.19－115

－

－

－

－

－

－

－

3

1
－

3

－

－

－

－

1

－

－

－

－

3

1

3
－

－

1

3
－

－

1

3
－

1
－

－

－

3

－

－

高圧注水・減圧機能喪失

①－2

①-3-1

1

3

1

高圧・低圧注水機能喪失①－1

衛星電話設備
（注１）
（固定型）

設備

衛星電話設備（注１）（固定型）

・台数については、今後、訓練等を通して見直しを行う可能性がある。
（注１）：中央制御室へ 2 台、緊急時対策所へ 6 台（予備 1 台）を設置するため、重大事故等においても対応できる。
（注２）：緊急時対策所へ 11 台（予備 1 台）を保管するため、重大事故等においても対応できる。
（注３）：緊急時対策所へ 19 台（予備 1 台）を保管するため、重大事故等においても対応できる。

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故（運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止）

使用済燃料プールにおける重大辞事故に至る恐れがある事故（使用済燃料貯蔵槽内の燃料破損の防止）

重大事故（原子炉格納容器の破損の防止）

運転中の原子炉における重大事故に至る恐れがある事故（炉心の著しい損傷防止）

各重大事故シーケンス

屋内（緊急時対策所）－：作業無

屋内（中央制御室）
－：作業無

使用場所

表７ 各重大事故シーケンスで使用する衛星電話設備等の台数

－

－

－

－

2

2

－

－

－

－

2

－

2

－

2

－

2

－

2

2

2

－

2

衛星電話設備
（注２）
（携帯型）

－

－

－

－

5

5

－

－

－

－

5

－

5

－

5

－

5

－

5

5

5

－

5

無線連絡設備
（注３）
（携帯型）

屋外
－：作業無

単位：台

添 付 資 料 1. 19.6

機能毎に必要な通信設備（発電所内）の優先順位及び設備種別
機能

通信実施場所
使用する通信連絡設備
場所（発電所内）

場所
①
中央
制御室

①
①
②
①

中央
制御室

操 作 ，作
業 の 連
絡

現場
（屋内）

①
①
②

緊急時
対策所

①

携行型有線通話装置
電力保安通信用電話設備（固定電話機）電力保安通信電話設備（Ｐ
ＨＳ端末）
送受話器（ページング）
無線連絡設備（固定型）

②
①

緊急時
対策所

①
①

電力保安通信用電話設備（固定電話機）電力保安通信電話設備（Ｐ
ＨＳ端末）
送受話器（ページング）①②

携行型有線通話装置
電力保安通信用電話設備（固定電話機）電力保安通信電話設備（Ｐ
ＨＳ端末）
送受話器（ページング）
無線連絡設備（固定型）①

衛星電話設備（固定型）②

衛星電話設備（固定型）

①

①

①

電力保安通信用電話設備（固定電話機）電力保安通信電話設備（Ｐ
ＨＳ端末）
送受話器（ページング）
携行型有線通話装置
電力保安通信電話設備（Ｐ
ＨＳ端末）
送受話器（ページング）
無線連絡設備（携帯型）
衛星電話設備（携帯型）
電力保安通信電話設備（Ｐ
ＨＳ端末）
送受話器（ページング）①②

電力保安通信用電話設備（固定電話機）電力保安通信電話設備（Ｐ
現場
ＨＳ端末）
（屋内）
送受話器（ページング）
携行型有線通話装置
電力保安通信電話設備（Ｐ
ＨＳ端末）
現場
送受話器（ページング）（屋外）
無線連絡設備（携帯型）
衛星電話設備（携帯型）
電力保安通信用電話設備（固定電話機）電力保安通信電話設備（Ｐ
現場
ＨＳ端末）
（屋外）
送受話器（ページング）
無線連絡設備（固定型）②

衛星電話設備（固定型）②②

無線連絡設備（携帯型）
衛星電話設備（携帯型）①

衛星電話設備（携帯型）

①

①
②
②
①
①

緊急時
対策所

電力保安通信用電話設備（固定電話機）電力保安通信電話設備（Ｐ
現場
ＨＳ端末）
（屋内）
送受話器（ページング）

②

①
②
①
現場
（屋外）

使用する通信連絡設備

①

モニタリ
ング
（放射能
観測車）

衛星電話設備（固定型）

①
①
②
①
①
②
②
①

凡例
丸数字：優先順位：重大事故等対処設備：自主対策設備

1.19－116機能毎に必要な通信設備（発電所外）の優先順位及び設備種別（１／２）
機能

場所

緊急時
対策所

通信実施場所
使用する通信連絡設備
場所（発電所外）①
テレビ会議システム（社内）
ＴＶ会議②
テレビ会議シス
テム※１①
電力保安通信用
電話設備（固定電話機）①
電力保安通信用
電話設備（ＰＨ
Ｓ端末）
電話②
加入電話設備本店（加入電話）③
衛星電話設備（固定型）④
ＩＰ電話※１
①
ＦＡＸ

通報，
連絡
等

ＴＶ
会議

②
③
①
①
①

①
電話
緊急時
対策所

②
③
①
①
ＦＡＸ
②

電力保安通信用
電話設備（ＦＡＸ）
加入電話設備（加入ＦＡＸ）
ＩＰ－ＦＡＸ※１
テレビ会議システム※１
ＩＰ電話※１
電力保安通信用
電話設備（固定電話機）
電力保安通信用
電話設備（ＰＨ
Ｓ端末）

ＴＶ
会議

使用する通信連絡設備（発電所外）①
テレビ会議システム（社内）②
テレビ会議システム※
１

①
①

電話

②
③
④

ＦＡＸ

電力保安通信用電話設
備（固定電話機）
電力保安通信用電話設
備（ＰＨＳ端末）

加入電話設備（加入電話）
衛星電話設備（固定型）
ＩＰ電話※１①

電力保安通信用電話設
備（ＦＡＸ）②

加入電話設備（加入ＦＡＸ）
ＩＰ－ＦＡＸ※１

③
ＴＶ
会議

電話
国

加入電話設備（加入電話）
衛星電話設備（固定型）
ＩＰ－ＦＡＸ※１
電力保安通信用
電話設備（ＦＡＸ）－

ＦＡＸ

加入電話設備（加入ＦＡＸ）※１：統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備
凡例
丸数字：優先順位：重大事故等対処設備：自主対策設備

1.19－117機能毎に必要な通信設備（発電所外）の優先順位及び設備種別（２／２）
機能場所

通信実施箇所
使用する通信連絡設備
場所（発電所外）
※１
①
ＩＰ電話
①

①
電話
②
緊急時
対策所

②
③

通報，
連絡
等

①
①
ＦＡＸ
②

緊急時
対策所

電話

①

電力保安通信用
電話設備（固定電話機）
電力保安通信用
電話設備（ＰＨ
Ｓ端末）
加入電話設備（加入電話）
専用電話設備（専用電話）
衛星電話設備（固定型）
ＩＰ－ＦＡＸ※１
電力保安通信用
電話設備（ＦＡＸ）
加入電話設備（加入ＦＡＸ）

衛 星 電 話 設 備
（固定型）

地 方
公 共
団
体 ，
そ の
他 関
係 機
関等

使用する通信連絡設備（発電所外）

電話

－

ＦＡＸ

モニ
タリ
ング
（放
射能
観測
車）

電話

①

衛 星 電 話 設 備（ 携 帯 型 ）※１：統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備
凡例
丸数字：優先順位：重大事故等対処設備：自主対策設備

1.19－118

添 付 資 料 1. 19.7
手順のリンク先について

通信連絡設備に関する手順等について，手順のリンク先を以下に取りまとめる。

１ ． 1.19 .2.1(1 )(d )＜リンク先＞

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
1 .18. 2.2( 1)

緊急時対策所データ伝送設備によるプラン

トパラメータ等の監視手順

２ ． 1.19 .2.1(2 )

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手順等＜リンク先＞

３ ． 1.19 .2.2(2 )1 .15. 2.1

監視機能喪失1 .15. 2.2

計測に必要な電源の喪失

1 .17. 2.1

放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等

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手順等＜リンク先＞

４ ． 1.19 .2.3

1 .15. 2.1

監視機能喪失1 .15. 2.2

計測に必要な電源の喪失

1 .17. 2.1

放射性物質の濃度及び放射線量の測定の手順等

代替電源設備から給電する手順等＜リンク先＞

1 .14. 2.1

交流電源喪失時の対応手順

1 .18. 2.4

緊急時対策所用発電機による給電

1.19－119東海第二発電所

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応について平成 29 年 11 月
日本原子力発電株式会社

目

2.

次

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへ
の対応

2.1

可搬型設備等による対応

2.1.1

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ムへの対応に係る基本的な考え方

2.1.1.1

大規模損壊発生時の手順書の整備

2.1.1.2

大規模損壊の発生に備えた体制の整備

2.1.1.3

大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備

2.1.2

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ムへの対応における事項

2.1.2.1

大規模損壊発生時の手順書の整備

2.1.2.2

大規模損壊の発生に備えた体制の整備

2.1.2.3

大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備

2.1.3

まとめ

目－1

添付資料 2.1.1

大規模損壊を発生させる可能性のある大規模な自然災害・外部人為事象の抽出プロセスについて

添付資料 2.1.2

竜巻事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料 2.1.3

凍結事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料 2.1.4

積雪事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料 2.1.5

落雷事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料 2.1.6

火山事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料 2.1.7

森林火災事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料 2.1.8

自然現象の重畳に対する事故シーケンス抽出

添付資料 2.1.9

ＰＲＡで選定しなかった事故シーケンス等への対応について添付資料 2.1.10 大規模損壊発生時の対応
添付資料 2.1.11 大規模損壊発生時に使用する対応手順書及び設備一覧について添付資料 2.1.12 使用済燃料プール大規模漏えい時の対応について添付資料 2.1.13 放水砲の設置場所及び使用方法等について添付資料 2.1.14 竜巻に対する可搬型重大事故等対処設備の離隔について
添付資料 2.1.15 外部事象に対する対応操作の適合性について
添付資料 2.1.16 米国ガイド（NEI06-12 及び NEI12-06）で参考とした事項について添付資料 2.1.17 大規模損壊発生時に必要な可搬型重大事故等対処設備等の配備及び防護の状況について添付資料 2.1.18 重大事故等と大規模損壊対応に係る体制整備等の考え方
添付資料 2.1.19 大規模損壊の発生に備えて配備する資機材について添付資料 2.1.20 設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊におけ
る対応状況
目－2

添付資料 2.1.21 大規模損壊発生時における放射線防護に係る対応について

別冊

非公開資料

Ⅰ.

具体的対応の共通事項

Ⅱ.

大規模な自然災害の想定の具体的内容

Ⅲ.

テロの想定脅威の具体的内容

目－3

2.

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへ
の対応

2－1

2.1

可搬型設備等による対応
大規模な自然災害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発電用原子炉施設の大規模な損壊（以下「大規模損壊」という。）が発生した場合における体制の整備に関し，次の項目に関する手順書を適切に整備し，また，当該手順書に従って活動を行うための体制及び資機材を整備する。
ここでは，発電用原子炉施設にとって過酷な大規模損壊が発生した場合においても，当該の手順書等を活用した対策によって緩和措置を講じることができることを説明する。
一

大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動に関すること。

二

大規模損壊発生時における炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

三大規模損壊発生時における原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること。

四大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

五

大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策に関すること。

2.1－1

2.1.1

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ムへの対応に係る基本的な考え方

2.1.1.1

大規模損壊発生時の手順書の整備

大規模損壊発生時の手順書を整備するに当たっては，大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象として，大規模な自然災害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定する。
大規模な自然災害については，多数ある自然災害の中から発電用原子炉施設に大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害により，重大事故又は大規模損壊等が発生する可能性を考慮した対応手順書を整備する。
上記に加え，確率論的リスク評価の結果に基づく事故シーケンスグループの選定において抽出しなかった地震及び津波特有の事故シーケンスについても対応できる手順書として，また，発生確率や地理的な理由により発生する可能性が極めて低いため抽出していない外部事象に対しても緩和措置が行えるように整備する。
故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，大規模損壊を発生させる可能性の高い事象であることから，大規模損壊及び大規模な火災が発生することを前提とした対応手順書を整備する。

(1)

大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害への対応における考慮
大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を想定するに当たっては国内外の基準などで示されている外部事象を網羅的に収集し，その中から考慮すべき自然災害に対して，設計基準又は観測記録を超えるような規模を想定し，発電用原子炉施設の安全性に与える影響及び重畳することが考えられる自然災害の組合せについても考慮する。
2.1－2

また，事前予測が可能な自然災害については，影響を低減させるための必要な安全措置を講じることを考慮する。
さらに，事態収束に必要と考えられる機能の状態に着目して事象の進展を考慮する。

(2)

故意による大型航空機の衝突その他テロリズムへの対応における考慮
テロリズムには様々な状況が想定されるが，その中でも施設の広範囲にわたる損壊，不特定多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生して発電用原子炉施設に大きな影響を与える故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定し，その上で流用性を持たせた柔軟で多様性のある対応ができるように考慮する。

(3)

大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対応操作
大規模損壊発生時の対応手順書については，ｃ．項に示す 5 つの項目に関する緩和等の措置を講じるため，可搬型重大事故等対処設備による対応を考慮した多様性及び柔軟性を有するものとして整備する。
大規模損壊発生時の手順書による対応操作は，大規模損壊によって発電用原子炉施設が受ける被害範囲は不確定性が大きく，あらかじめシナリオ
設定した対応操作は困難であると考えられることから，施設の損壊状況等の把握を迅速に試みるとともに断片的に得られる情報，確保できる要員及び使用可能な設備により，大規模火災への対応，炉心の著しい損傷の緩和，
原子炉格納容器の破損緩和，使用済燃料プールの水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和又は放射性物質の放出低減のために効果的な対応操作を速やか，かつ臨機応変に選択及び実行する必要がある。このため，発電用原子炉施設の被害状況を把握するための手順及び被害状況を踏まえた優先実施
2.1－3

事項の実行判断を行うための手順を整備する。
また，当該の手順書については，大規模な自然災害及び故意による大型航空機の衝突が発電用原子炉施設に及ぼす影響等，様々な状況を想定した場合における事象進展の抑制及び緩和対策の実効性を確認し整備する。
ａ．大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と対応フロー
大規模損壊発生時は，発電用原子炉施設の状況把握が困難で事故対応の判断ができない場合は，プラント状態が悪化した等の安全側に判断した措置をとるように対応フローを整備する。大規模損壊発生時に使用する手順書を有効かつ効果的に使用するため，対応手順書において適用開始条件を明確化するとともに，対応フローを明示することにより必要な個別戦略への移行基準を明確化する。
(a)

大規模損壊発生の判断及び対応要否の判断基準
大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリ
ズムの発生について，緊急地震速報，大津波警報，外部からの情報連絡，衝撃音，衝突音等により検知した場合，中央制御室の状況，プラント状態の大まかな確認及び把握（火災発生の有無，建屋の損壊状況等）を行うとともに，大規模損壊の発生（又は発生が疑われる場合）の判断を原子力防災管理者又は当直発電長が行う。また，原子力防災管理者又は当直発電長が以下の適用開始条件に該当すると判断した場
合は，大規模損壊時に対応する手順に基づく事故の進展防止及び影響を緩和するための活動を開始する。

ⅰ)

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムにより発電用原子炉施設が以下のいずれかの状態となった場合又は疑われる場合
・プラント監視機能又は制御機能の喪失によりプラント状態把握
2.1－4

に支障が発生した場合（中央制御室の機能喪失を含む。）
・使用済燃料プールの損傷により漏えいが発生し，使用済燃料プー
ルの水位が維持できない場合
・原子炉冷却機能及び放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可能性があるような大規模な損壊（建屋損壊に伴う広範囲な機能喪失等）がプラントに発生した場合
・大型航空機の衝突による大規模な火災が発生した場合
ⅱ)

原子力防災管理者が大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合

ⅲ)

当直発電長が大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判
断した場合

(b)

大規模損壊発生時の対応フロー
大規模損壊時に対応する手順による対応実施を判断した後，発電用原子炉施設の被害状況を把握するための手段を用いて施設の損壊状況
及びプラントの状態等を把握し，把握した被害状況等から各個別戦略
における対応操作の必要性及び実施可否を判断することにより，事象進展に応じた対応操作を選定する。中央制御室の監視及び制御機能の喪失により，原子炉停止状況などのプラントの状況把握が困難な場合には，外からの目視による確認及び可搬型計測器による優先順位に従った内部の状況確認を順次行い，緩和措置を行う。また，中央制御室
又は緊急時対策所での監視機能の一部が健全であり，速やかな安全機
能等の状況把握が可能な場合には，外からの目視に加えて内部の状況
から全体を速やかに把握し，優先順位を付けて喪失した機能を回復又は代替させる等により緩和措置を行う。また，適切な個別戦略を速や
2.1－5

かに選択できるように，対応フローに個別戦略への移行基準を明確化する。個別戦略実行のために必要な設備の使用可否については，大規模損壊時に対応するチェックシートに基づく当該設備の状況確認を実施することにより判断する。
ｂ．優先順位に係る基本的な考え方
環境への放射性物質の放出低減を最優先に考え，炉心損傷の潜在的可能性を最小限にすること，炉心損傷を少しでも遅らせることに寄与できる初期活動を行うとともに，事故対応への影響を把握するため，火災の状況を確認する。また，確保できる要員及び残存する資源等を基に有効かつ効果的な対応を選定し，事故を収束させる対応を行う。
また，設計基準事故対処設備の機能喪失，大規模な火災の発生及び災害対策要員の一部が被災した場合でも対応できるようにする。
このような状況においても，可搬型重大事故等対処設備等を活用する
ことによって，「大規模な火災が発生した場合における消火活動」，「炉心の著しい損傷緩和」，「原子炉格納容器の破損緩和」，「使用済燃料プール
水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和」及び「放射性物質の放出低減」の対応を行う。人命救助が必要な場合は原子力災害に対応しつつ，発電所構内の人員の協力を得て人命の救助を要員の安全を確保しながら行う。
さらに，環境への放射性物質の放出低減を最優先とする観点から，重大事故等対策におけるアクセスルートの確保の考え方を基本に被害状況を確認し，早急に復旧可能なルートを選定し，ホイールローダ等を用いてがれき等の撤去作業を実施することでアクセスルートの確保を行う。
また，事故対応を行うためのアクセスルート及び各影響緩和対策の操作に支障となる火災並びに延焼することにより被害の拡散につながる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。
2.1－6

対応の優先順位については，対応可能な要員数，使用可能な設備及び施設の状態に応じて選定する。

ⅰ)

発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合
プラント監視機能が喪失し，発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合においては，外観より施設の状況を把握するとともに，対応可能な要員の状況を可能な範囲で把握し，環境への放射性物質の放出低減を最優先に考え，以下に示す当面達成すべき目標に基づき優先して実施すべき対応操作とその実効性を総合的に判断して必要な緩和措置を実施する。
当面達成すべき目標については，外観から原子炉建屋が健全であることや周辺の線量率が正常であることが確認できた場合は，第一義目的として原子炉注水等の「炉心損傷回避又は緩和」を目標として設定し，緩和措置を優先的に行う。ただし，原子炉圧力容器の破損までに速やかな原子炉注水の実施が困難である場合は，炉心損傷後における「原子炉格納容器破損回避又は緩和」の措置を優先的に行う。使用済燃料プールへの対応については，外観から原子炉建屋が健全であることが確認できた場合は，「 使用済燃料プール水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和」のための措置を行う。また，外観から原子炉格納容器や使用済燃料プールへの影響が懸念されるほどの原子炉建屋の損傷が確認され，周辺の線量率が上昇している場合は，「放射性物質の放出低減」のための措置を行う。
また，監視機能を復旧させるため，代替電源からの電源供給により監視機能の復旧を試みるとともに，可搬型計測器等を用いて可能
な限り継続的にプラントの状況把握に努める。
2.1－7

ⅱ)

発電用原子炉施設の状況把握がある程度可能な場合プラント監視機能が健全である場合には，対応可能な要員の状況
及び発電用原子炉施設の状況を可能な範囲で速やかに把握し，「 止める」，「冷やす」，「閉じ込める」機能の確保を基本とし，状況把握が困難な場合と同様に環境への放射性物質の放出低減を最優先に考え，当面達成すべき目標を設定し，必要な緩和措置を実施する。
なお，部分的にパラメータ等を確認できない場合は，代替電源からの電源供給による復旧，可搬型計測器等による確認を試みる。

ｃ．大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手順書
大規模損壊が発生した場合に対応する手順については，（a）項に示す
5つの項目に関する緩和等の措置を講じるため，可搬型重大事故等対処設
備による対応を考慮した多様性及び柔軟性を有するものとして整備する。
また，(b)項から(n)項の手順等を基本に，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順，中央制御室
における監視及び制御機能が喪失した場合でも対応できるように現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。また，大規模損壊に特化した手順を(o)項に示す。

(a)

5つの活動又は緩和対策を行うための手順書

イ．大規模な火災が発生した場合における消火活動に関する手順等
大規模損壊発生時に大規模な火災が発生した場合における消火活動として，故意による大型航空機の衝突による大規模な航空機燃料火災
2.1－8

を想定し，放水砲等を用いた泡消火についての手順書を整備するとともに必要な設備を配備する。
また，地震や津波のような自然現象において，施設内の油タンク火災等の複数の危険物内包設備の火災が発生した場合にも対応が可能なように多様な消火手段を整備する。
手順については，以下の(l)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
大規模な火災が発生した場合における対応手段の優先順位は，放水砲等を用いた泡消火について速やかに準備するとともに，早期に準備が可能な化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車による泡消火並
びに延焼防止のための消火を実施する。

ロ．炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等
炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順については，
以下の(b)項から(d)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むもの
として整備する。
炉心の著しい損傷を緩和するための対策が必要な場合における対応
手段は次のとおりとする。
・原子炉停止機能が喪失した場合は，原子炉手動スクラム，原子炉
再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制，ほう酸水注入，代替制
御棒挿入機能による制御棒挿入又は原子炉水位低下による原子炉
出力抑制を行う。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，高圧炉心スプレイ
系及び原子炉隔離時冷却系の故障により原子炉の冷却が行えない
場合に，高圧代替注水系により原子炉を冷却する。全交流動力電
2.1－9

源喪失及び所内常設直流電源設備喪失により原子炉の冷却が行えない場合は，常設代替直流電源設備より給電される高圧代替注水系による原子炉の冷却又は高圧代替注水系の現場起動により原子炉を冷却する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能が喪失している状態において，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に期待している
注水機能が使用できる場合は，逃がし安全弁による原子炉減圧操作を行う。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において原子炉の冷却を行う
場合は，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）又は
低圧炉心スプレイ系を使用する。これらの系統により原子炉の冷却が行えない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系又は補給水系により原子炉を冷却する。

ハ．原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順について
は，以下の(e)項から(j)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策が必要な場合における対応手段は次のとおりである。
・残留熱除去系海水ポンプの故障等又は全交流動力電源喪失により
最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合には，緊急用海水系と合わせて残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系，格納容器スプレイ冷却系又は原子炉停止時冷却系）により最終ヒートシ
2.1－10ンク（海洋）へ熱を輸送する。
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故障又は全交流動力
電源喪失により機能喪失した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），代替循環
冷却系，消火系又は補給水系により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置又は代替循環冷
却系により，原子炉格納容器内の減圧及び除熱を行う。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリ
ート相互作用による原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系（常設），格納容器下部注水系（可搬型），消火系又は補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
・原子炉格納容器内に水素が放出された場合においても水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉運転中の原子炉格納容器内は不活性ガス（窒素）置換により原子炉格納容器内
雰囲気を不活性化した状態になっているが，炉心の著しい損傷が発生し，ジルコニウム－水反応並びに水の放射線分解による水素及び酸素の発生によって可燃限界を超えるおそれがある場合は，可燃性ガス濃度制御系により水素又は酸素の濃度を抑制する。可燃性ガス濃度制御系が使用できない場合などにおいては，可搬型
窒素供給装置により原子炉格納容器への窒素注入を行うことで酸素濃度を抑制し，さらに酸素濃度が上昇する場合においては，格
納容器圧力逃がし装置により水素及び酸素を原子炉格納容器外に排出する。
2.1－11

・炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした場合に，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するため，水素濃度を監視するとともに，原子炉建屋ガス処理系による水素排出を行う。

ニ．使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等
使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順については，以下の(k)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策が必要な場合における対応手段は次のとおりとする。
・使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料プール水位・温度，使用済燃料プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料プー
ル監視カメラを使用する。
・使用済燃料プールの注水機能の喪失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は，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポ
ンプ，可搬型代替注水中型ポンプ，補給水系又は消火系により使用済燃料プール注水を行うことで，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
・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維持が行えない場合は，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプによる使用済燃料プールス
2.1－12

プレイにより，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減させる。
・燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系による使用済燃料プール
冷却機能が喪失した場合，代替燃料プール冷却系により使用済燃料プールの除熱を実施する。
ホ．放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順等
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール
内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順については，以下の(j)項，(l)項及び(m)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
放射性物質の放出を低減するための対策が必要な場合における対応
手段は次のとおりとする。
・原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合，可搬型代替注水
大型ポンプ及び放水砲により原子炉建屋へ放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制する。
・その際，放水することで放射性物質を含む汚染水が発生するため，汚濁防止膜及び放射性物質吸着材を設置することにより，汚染水の海洋への拡散抑制を行う。

(b)

「1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」
重大事故等対策にて整備する1.2の手順を用いた手順等を整備する。
(c)

「1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等」

重大事故等対策にて整備する1.3の手順を用いた手順等を整備する。
2.1－13(d)「1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」
重大事故等対策にて整備する1.4の手順を用いた手順等を整備する。
(e)

「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」

重大事故等対策にて整備する1.5の手順を用いた手順等を整備する。
(f)

「1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」

重大事故等対策にて整備する1.6の手順を用いた手順等を整備する。
(g)

「1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」

重大事故等対策にて整備する1.7の手順を用いた手順等を整備する。
(h)

「1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」

重大事故等対策にて整備する1.8の手順を用いた手順等を整備する。
(i)

「1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等」
重大事故等対策にて整備する1.9の手順を用いた手順等を整備する。
(j)

「1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等」
重大事故等対策にて整備する1.10の手順を用いた手順等を整備する。
(k)

「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」

重大事故等対策にて整備する1.11の手順を用いた手順等を整備する。
(l)

「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」
重大事故等対策にて整備する1.12の手順を用いた手順等を整備する。
(m)

「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」

重大事故等対策にて整備する1.13の手順を用いた手順等を整備する。
(n)

「1.14

電源の確保に関する手順等」
2.1－14

重大事故等対策にて整備する1.14の手順を用いた手順等を整備する。
(o)

「2.1

可搬型設備等による対応手順等」

可搬型設備等による対応手順等のうち，柔軟な対応を行うための大規模損壊に特化した手順を以下に示す。
イ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手
順ロ．格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水手順
ハ．格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水手順
ニ．原子炉建屋からの水素の排出手順
ホ．可搬型代替注水中型ポンプによる消火手順
ヘ．可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による使用済燃料プールへの注水手順
ト．可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による使用済燃料乾式貯蔵設
備への放水手順
チ．現場での可搬型計測器によるパラメータ計測，監視手順
これらの手順のうち，大規模な火災が発生した場合における消火活動に関する手順等については，ホ項が該当する。また，炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等については，チ項が該当する。原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等については，イ項からニ項及びチ項が該当する。放射性物質の放出を低減させるための対策に関する手順等については，ヘ項及びト項が該当する。

ｄ．ｃ．項に示す大規模損壊への対応手順書は，万一を考慮し中央制御室の機能が喪失した場合も対応できるように整備するが，中央制御室で2.1－15

の監視及び制御機能に期待できる可能性も十分に考えられることから，運転手順書を活用した事故対応も考慮したものとする。

2.1.1.2

大規模損壊の発生に備えた体制の整備

大規模損壊時の体制については，組織が最も有効に機能すると考えられる
通常の災害対策本部の体制を基本としつつ，通常とは異なる対応が必要となる状況においても流動性を持って対応できるように整備する。
また，重大事故等を超えるような状況を想定した大規模損壊発生時の対応
手順に従って活動を行うことを前提とし，中央制御室が機能喪失するような通常とは異なる体制で活動しなければならない場合にも対応できるように教育及び訓練の実施並びに体制の整備を図る。

(1)

大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練
大規模損壊への対応のための災害対策要員への教育及び訓練については，
重大事故等対策にて実施する教育及び訓練に加え，大規模損壊発生時に対応する手順，資機材の取扱い等を習得するための教育及び訓練を実施する。
また，原子力防災管理者及び副原子力防災管理者を対象に，通常の指揮命
令系統が機能しない場合を想定した個別の教育及び訓練を実施する。さらに，要員の役割に応じて付与される力量に加え，流動性をもって柔軟に対応できるような力量を確保していくことにより，本来の役割を担う要員以外の要員でも対応できるように教育の充実を図る。

(2)

大規模損壊発生時の体制
発電用原子炉施設において重大事故等及び大規模損壊のような原子力災
害が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，事故原因の除去並び
2.1－16

に原子力災害の拡大防止及び緩和その他必要な活動を迅速かつ円滑に実施するため，災害対策本部体制を整備する。
また，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においても発電所構内に災害対策要員 39 名（当直要員 7 名及び自衛消防隊 11 名含む。）を常時確保し，大規模損壊の発生により中央制御室（当直要員を含む。）が機能しない場合においても，対応できるように体制を整備する。
さらに，発電所構内に常時確保する災害対策要員により，参集要員が参集するまでの間，事故対応を行えるように体制を整備する。

(3)

大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる指揮命令系統の確立についての基本的な考え方
大規模損壊発生時には，通常の原子力防災体制での指揮命令系統が機能しない場合も考えられる。このような状況においても，発電所構内に必要な要員を確保するとともに指揮命令系統を確立できるように，大規模損壊発生時に対応するための体制を基本的な考え方に基づき整備する。
ａ．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における統括待機当番者（副原子力防災管理者）を含む初動対応要員は，地震，津波等の大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムが発生した場合にも対応できるように，分散して待機する。万一，待機場所となる建屋の一部が倒壊し，一部の初動対応要員が被災した場合は，発電所構内に分散待機する初動対応要員で対応する。
ｂ．プルーム放出時は，緊急時対策所，中央制御室待避室及び二次隔離弁
操作室に残る要員（以下「最低限必要な要員」という。）は緊急時対策所，中央制御室待避室及び二次隔離弁操作室に留まり，プルーム通過
後，活動を再開する。プルーム通過時，最低限必要な要員以外の要員
2.1－17

は発電所構外へ一時避難し，その後，災害対策本部長の指示により再参集する。ただし，原子炉格納容器が破損している場合など，一時退避中に被ばくのおそれがある場合には，緊急時対策所に留まるものとする。
ｃ．大規模損壊と同時に大規模火災が発生している場合，災害対策本部の指揮命令系統の下，自衛消防隊は消火活動を実施する。また，原子力
防災管理者が，事故対応を実施又は継続するために，放水砲等による泡消火の実施が必要と判断した場合は，災害対策本部の指揮命令系統の下，放水砲等の対応を行う要員を消火活動に従事させる。これら大規模損壊発生時の火災対応については，夜間及び休日（平日の勤務時
間帯以外）時には統括待機当番者（副原子力防災管理者）の指揮命令系統の下で消火活動を行う。

(4)

大規模損壊発生時の支援体制の確立
ａ．本店対策本部体制の確立
大規模損壊発生時における本店対策本部の設置による発電所への支援
体制は，技術的能力審査基準 1.0 に基づき整備する支援体制と同様である。
ｂ．外部支援体制の確立
大規模損壊発生時における外部支援体制は，技術的能力審査基準 1.0に基づき整備する外部支援体制と同様である。

2.1.1.3

大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備

大規模損壊の発生に備え，大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うために必要な重大事故等対処設備及び資機材を配備する。
2.1－18(1)大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ムへの対応に必要な設備の配備及び当該設備の防護の基本的な考え方
可搬型重大事故等対処設備は，重大事故等対策で配備する設備の基本的な考え方を基に，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失することのないよう，外部事象の影響を受けにくい場所に保管する。また，大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの共通要因で，同時に複数の可搬型重大事故等対処設備が機能喪失しないように考慮する。
ａ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊等の影響により必要な機能を喪失しない場所に保管する。また，基準津波を一定程度超える津波に対して裕度を有する
高所に保管する。
ｂ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備及び常設
重大事故等対処設備が設置されている原子炉建屋等から 100m 以上離隔を確保した上で，複数箇所に分散して保管する。
ｃ．可搬型重大事故等対処設備同士の距離を十分に離して複数箇所に分散して保管するとともに，常設設備への接続口，アクセスルートを複数設ける。また，速やかに消火及びがれき撤去できる可搬型設備を当該事象による影響を受けにくい場所に保管する。

(2)

大規模損壊に備えた資機材の配備に関する基本的な考え方
大規模損壊発生時の対応に必要な資機材については，重大事故等対策で配備する資機材の基本的な考え方を基に，高線量の環境，大規模な火災の2.1－19

発生及び外部支援が受けられない状況を想定し配備する。また，そのような状況においても使用を期待できるように，原子炉建屋から 100ｍ以上離隔をとった保管場所に分散して配備する。
ａ．炉心損傷及び原子炉格納容器破損による高線量の環境下において，事
故対応のために着用する全面マスク，タイベック，個人線量計等の必要な資機材を配備する。
ｂ．地震及び津波のような大規模な自然災害による油タンク火災又は故意による大型航空機の衝突に伴う大規模な燃料火災の発生に備え，必要な消火活動を実施するために着用する防護具，消火薬剤等の資機材を配備する。
ｃ．大規模損壊発生時において，災害対策本部と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信連絡手段を確保するため，多様な複数の通信連絡設備を配備する。

2.1－202.1.2

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ムへの対応における事項＜要求事項＞
発電用原子炉設置者において，大規模な自然災害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発電用原子炉施設の大規損な損
壊（以下「大規模損壊」という。）が発生した場合における体制の整備に関し，以下の項目についての手順書が適切に整備されているか，又は整備される方針が適切に示されていること。また，当該手順書に従って活動を行うための体制及び資機材が適切に整備されているか，又は整備される方針が適切に示されていること。

一

大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動に関すること。

二

大規模損壊発生時における炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

三大規模損壊発生時における原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること。

四大規模損壊発生時における使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関すること。

五

大規模損壊発生時における放射性物質の放出を低減するための対策に関すること。

2.1－21

【解釈】1

発電用原子炉設置者において，大規模な自然災害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発電用原子炉施設の大規模な損壊が発生した場合において，第 1 号から第 5 号までに掲げる活動を実施するために必要な手順書，体制及び資機材等を適切に整備する方針であること。

2

第 1 号に規定する「大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動」について，発電用原子炉設置者は，故意による大型航空機の衝突による外部火災を想定し，泡放水砲等を用いた消火活動についての手順等を整備する方針であること。

3

発電用原子炉設置者は，本規程における「1. 重大事故等対策における要求事項」の以下の項目について，大規模な自然災害を想定した手順等を整備する方針であること。
1.2 原子炉冷却材圧カバウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等
1.3 原子炉冷却材圧カバウンダリを減圧するための手順等
1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等
1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等
1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等
1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等
1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等
1.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等
1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

2.1－22

1.ll 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等
1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等
1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等
1.14 電源の確保に関する手順等
4

発電用原子炉設置者は，上記 3 の項目について，故意による大型航空
機の衝突その他のテロリズムも想定した手順等を整備する方針であること。

2.1.2.1

大規模損壊発生時の手順書の整備

大規模損壊発生時の手順書を整備するに当たっては，大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象として，大規模な自然災害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定する。
大規模な自然災害については，多数ある自然災害の中から発電用原子炉施設に大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を選定した上で，当該の自然災害により発電用原子炉施設に重大事故，大規模損壊等が発生する可能性を考慮した対応手順書を整備する。これに加え，確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」という。）の結果に基づく事故シーケンスグループの選定において抽出しなかった地震及び津波特有の事故シーケンスについても対応できる手順書として，また，発生確率や地理的な理由により発生する可能性が極めて低いため抽出していない外部事象に対しても緩和措置が行えるように整備する。
故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，大規模損壊を発生させる可能性の高い事象であることから，大規模損壊及び大規模な火災が発生することを前提とした対応手順書を整備する。
以下において，大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象について整2.1－23

理する。検討プロセスの概要を第 2.1.1 図に示す。
(1)

大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害への対応における考慮
大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を網羅的に抽出するため，国内外の基準等で示されている外部事象を網羅的に収集し，自然災害 55 事象，外部人為事象 23 事象を抽出した。
そのうちの自然災害 55 事象について，設計基準又は観測記録を超える
ような非常に苛酷な状況を想定した場合にプラントの安全性が損なわれる可能性について評価し，発生し得るプラント状態（起因事象）を特定した。
その結果，特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある自然災害として，地震，津波，竜巻，凍結，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，隕石の 9 事象を選定した。また，重畳することが想定される自然災害である，
地震と津波が重畳して発生した場合，地震による影響への対応が津波によって遅れる等，事故対応に影響を及ぼす可能性があることから，選定したそれぞれの単独事象と同様にプラントへの影響評価を実施した。なお，事前予測が可能な自然災害については，影響を低減させるために必要な安全措置を講じることを考慮した。特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある自然災害の影響を整理した結果を第 2.1.1 表及び第 2.1.2 表に示す。
また，外部人為事象 23 事象について，自然災害と同様の評価を行い，特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある外部人為事象として，衛星の落下，航空機落下を選定した。特にプラントの安全性に影響を与える
可能性のある外部人為事象の影響を整理した結果を第 2.1.3 表に示す。

ａ．自然災害の規模の想定
大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害の抽出に当たっては，
2.1－24

自然災害に対して，設計基準又は観測記録を超えるような非常に苛酷な状況を想定し，当該事象が発電用原子炉施設の安全性に与える影響を評価している。以下に，特にプラントの安全性に影響を与える自然災害として選定した事象において，想定した自然災害の規模を示す。また，特にプラントの安全性に影響を与える外部人為事象として選定した事象の規模も合わせて示す。
(a)

地震
基準地震動を超えるような大規模な地震が発生する可能性は低いものと考えるが，基準地震動を一定程度超える規模を想定する。
なお，地震の事前の予測については，現在確立した手法が存在しないことから，予兆なく発生することを想定する。

(b)

津波
敷地遡上津波を超えるような大規模な津波が発生する可能性は低い
が，敷地遡上津波を一定程度超える規模を想定する。
なお，津波の事前の予測については，施設近傍で津波が発生する可能性は低いものと考えるが，地震発生後，時間的余裕の少ない津波が来襲すると想定する。

(c)

竜巻
最大風速 100m／s を超えるような竜巻が発生する可能性は低いが，100m／s を超える規模を想定する。
なお，事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置の確認等）を講じることが可能である。

(d)

凍結
敷地付近で観測された最低気温－12.7℃を下回る気温が発生する可2.1－25能性は低いが，最低気温－12.7℃を下回る規模を想定する。
なお，事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，あらかじめ体制を強化して安全対策（加温等の凍結防止対策）を講じることが可能である。
(e)

積雪
建築基準法で定められた敷地付近の垂直積雪量 30cm を超える積雪が発生する可能性は低いが，垂直積雪量 30 ㎝を超える規模を想定する。
なお，事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪）を講じることが可能である。

(f)

落雷
敷地付近で設計基準雷撃電流 220kA を超える雷サージが発生する可能性は低いが，設計基準雷撃電流 220kA を超える規模を想定する。
なお，雷発生までの時間的余裕はないものとする。

(g)

火山の影響
敷地において想定される降下火砕物の堆積厚さ 50 ㎝を超える降下
火砕物が発生する可能性は低いが，堆積厚さ 50 ㎝を超える規模を想定する。
なお，事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，あらかじめ体制を強化して安全対策（降下火砕物の除去等）を講じることが可能である。

(h)

森林火災
防火帯を超えるような規模の森林火災が発生する可能性は低いが，防火帯を超えて延焼するような規模を想定する。
2.1－26

なお，森林火災が拡大するまでの時間的余裕は十分あることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，予防散水する等の安全対策を講じることが可能である。
(i)

隕石
敷地内に隕石が落下する可能性は低いが，敷地内の建屋及び屋外設
備に大きな損傷を及ぼし得る規模を想定する。
なお，隕石落下までの時間的余裕はないものとする。

(j)

地震と津波の重畳
大規模地震後に実施する屋外作業の開始が，大規模地震後の大規模津波によって，遅れる可能性がある。
斜面の崩壊，地盤の陥没，がれき，漂流物，タンク火災等により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
両事象の重畳が発生した場合においても，影響を受けにくい場所に分散配置している可搬型重大事故等対処設備等による事故の影響緩和
措置に期待できる。

(k)

衛星の落下
敷地内に衛星が落下する可能性は低いが，敷地内の建屋及び屋外設
備に大きな損傷を及ぼし得る規模を想定する。
なお，衛星落下までの時間的余裕はないものとする。

(l)

航空機落下
敷地内に航空機が落下する可能性は低いが，敷地内の建屋及び屋外設備に大きな損傷を及ぼし得る規模を想定する。

ｂ．大規模損壊を発生させる可能性のある事象の特定
2.1－27

特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある自然災害について，それぞれで特定した起因事象・シナリオからプラントへ与える影響を評
価し，大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を検討する。
プラント状態を特定するに当たっては，大規模損壊の事象収束に必要と考えられる以下の機能の状態に着目して作成したイベントツリーによる事象進展評価を考慮した。
(a)

建屋・構築物，機器の損傷により直接炉心損傷に至るおそれのあるものⅰ)

原子炉建屋・原子炉格納容器機能維持

ⅱ)

計装・制御

ⅲ)

原子炉冷却材圧力バウンダリ(b)

安全機能に広範な影響を及ぼすサポート機能ⅰ)

最終ヒートシンク

ⅱ)

非常用電源

(c)

安全機能

ⅰ)

炉心冷却

ⅱ)

崩壊熱除去

ｃ．イベントツリーによる整理
イベントツリーによる整理結果を第 2.1.2 図に示す。ここで，最終的なプラント状態が単独事象を考慮した場合と同様となる地震と津波の重畳については示していない。また，自然災害である隕石並びに外部人為事象である衛星の落下及び航空機落下については，大型航空機の衝突と同様にプラントに大きな影響を与える事象であることは明らかなことから，イベントツリーで示していない。
2.1－28(a)地震
大規模な地震の想定では，変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失，設計基準事故対処設備の損傷に伴う炉心冷却機能喪失及び崩壊熱除去機
能喪失に至る可能性がある。また，非常用海水ポンプ損傷に伴う最終
ヒートシンク喪失や交流電源設備又は直流電源設備の損傷により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。これに加えて原子炉冷却材圧
力バウンダリ喪失（ＬＯＣＡ）等の事故が発生した場合には，設計基準事故対処設備が機能喪失していることから重大事故に至る可能性がある。さらに，全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合には，重大事故から大規模損壊に至る可能性がある。
また，レベル１ＰＲＡの知見から原子炉建屋損傷，原子炉格納容器
損傷，格納容器バイパス，原子炉圧力容器損傷，Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ，計装・制御系喪失により大規模損壊に至る可能性がある。
その他，地震によりスクラム信号が発信した場合は，現実的には炉内構造物等が損傷に至るおそれのある最大加速度による荷重を受けるよ
り前に制御棒挿入が完了するものと考えられるが，万一，地震による
炉内構造物等の損傷により制御棒挿入が失敗し，さらに直流電源喪失
又は交流電源喪失が重畳した場合（直流電源喪失＋原子炉停止失敗，
交流電源喪失＋原子炉停止失敗），大規模損壊に至る可能性がある。
また，レベル１．５ＰＲＡの知見により，地震により重大事故が発生した場合において，事象発生前に原子炉格納容器隔離失敗が発生していた場合，大規模損壊に至る可能性がある。
その他，モニタリング・ポストの監視機能が喪失する可能性や斜面の崩壊，地盤の陥没等により，アクセスルートの通行に支障を来し，
2.1－29

重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
(b)

津波
大規模な津波の想定では，変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失に至る可能性がある。また，非常用海水ポンプ損傷に伴う最終ヒートシン
ク喪失により崩壊熱除去機能喪失に至る可能性があり，その状態において外部電源喪失が重畳した場合には，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。また，原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失に至る可能性がある。さらに，全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が津波により機能喪失した場合には，重大事故から大規模損壊に至る可能性がある。
また，レベル１ＰＲＡの知見から，防潮堤損傷により大規模損壊に至る可能性がある。
その他，保管している危険物による火災の発生の可能性，モニタリ
ング・ポストの監視機能が喪失する可能性，がれき，漂流物，タンク
火災等により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。

(c)

地震と津波の重畳(a)項の地震及び（b）項の津波の想定において発生する可能性のあるとしたプラント状態が，地震と津波の重畳の想定では同様に発生する可能性があり，大規模損壊に至る可能性がある。
大規模地震後に実施する屋外作業の開始が，大規模地震後の大規模津波によって，遅れる可能性がある。
斜面の崩壊，地盤の陥没，がれき，漂流物，タンク火災等により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
2.1－30(d)竜巻
大規模な竜巻の想定では，変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失に至る可能性がある。また，非常用海水ポンプ損傷に伴う最終ヒートシン
ク喪失により崩壊熱除去機能喪失に至る可能性があり，その状態において外部電源喪失が重畳した場合には，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。さらに，全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である
常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が竜巻により機能喪失
した場合には，重大事故から大規模損壊に至る可能性がある。ただし，竜巻については，竜巻進路周辺に影響が集中すると考えられ，可搬型
重大事故等対処設備は分散配置していることから，進路から離れた所に設置しているものは竜巻の影響を免れること，また，飛来物等によりアクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性があるものの，その影響は地震及び津波と比較して小さいと考えられることから，竜巻により，全交流動力電源喪失の発生に加え代替電源が喪失した場合における対応は，地震及び津波のシナリオに代表されると考えられる。

(e)

凍結
送電線や碍子への着氷により影響を与える可能性があることから，
外部電源喪失が発生する可能性がある。ただし，事前の予測が可能であることから，体制を強化して凍結防止等の必要な安全対策を講じる
ことにより，プラントの安全性に影響を与える可能性は低い。

(f)

積雪
送電線や碍子への着雪により影響を与える可能性があることから，
外部電源喪失が発生する可能性がある。ただし，事前の予測が可能であることから，体制を強化して除雪等の必要な安全対策を講じること
2.1－31

により，プラントの安全性に影響を与える可能性は低い。
(g)

落雷
落雷の影響により，外部電源喪失が発生する可能性がある。また，非常用海水ポンプ損傷に伴う最終ヒートシンク喪失により崩壊熱除去
機能喪失に至る可能性があり，その状態において外部電源喪失が重畳した場合には，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
なお，雷害防止対策を講じている。

(h)

火山の影響
送電線や碍子への降下火砕物の付着により影響を与える可能性があることから，外部電源喪失が発生する可能性がある。ただし，事前の予測が可能であることから，体制を強化して降下火砕物の除去等の必要な安全対策を講じることにより，プラントの安全性に影響を与える
可能性は低い。

(i)

森林火災
送電鉄塔や送電線へ影響を与える可能性があることから，外部電源喪失が発生する可能性がある。ただし，発電用原子炉施設へ影響がな
いように防火帯幅を確保しており，予防散水等の対策を講じる十分な
時間余裕があることから，プラントの安全性に影響を与える可能性は
低い。

(j)

隕石
隕石による影響については，以下に示す観点から，大型航空機の衝
突又は津波の影響と同様の影響を及ぼす事象として整理されると考えられる。
隕石の落下による影響については，歴史的には地球規模の災害をもたらすものから，家屋に損傷を与える程度のものまで様々であるが，2.1－32

影響緩和対策を講ずることを想定する観点から，被害程度は建屋及び屋外設備に大きな損傷を及ぼし得る規模までの隕石の落下を想定する。
この被害想定は，積載燃料による火災影響を除いた大型航空機の衝突と同様であり，同様の手順で対応できる。また，発電所近海への隕石の落下に伴う津波については，津波と同様の手順で対応できる。
(k)

衛星の落下
衛星の落下による影響については，以下に示す観点から，大型航空機の衝突又は津波の影響と同様の影響を及ぼす事象として整理されると考えられる。
人工衛星の落下による地上施設の損傷事例はこれまでないものの，
大型の宇宙ステーション等が地上に落下した場合には被害の発生を否定できないため，影響緩和対策を講ずることを想定する観点から，被害程度は建屋及び屋外設備に大きな損傷を及ぼし得る規模までの衛星の落下を想定する。この被害想定は，積載燃料による火災影響を除いた大型航空機の衝突と同様であり，同様の手順で対応できる。また，発電所近海への衛星の落下に伴う津波については，津波と同様の手順で対応できる。

(l)

航空機落下
航空機落下による影響については，故意による大型航空機の衝突と同様と考えられる。
これらの整理から，プラントの最終状態は次の 3 項目に類型化することができる。第 2.1.4 表に事象ごとに整理した結果を示す。
・大規模損壊（重大事故を上回る状態）
・重大事故又は重大事故に至るおそれがある事故
・設計基準事故
2.1－33

第 2.1.4 表に示すとおり，発電用原子炉施設において大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害については，地震，津波並びに地震及び津波の重畳の 3 事象を代表として整理する。また，上記 3 事象以外の自然災害，外部人為事象については，発電所の安全性に影響を与える可能性はあるものの大規模損壊に至ることはない事象又は大規模損壊に至ったとしても，上記 3 事象の自然災害又は(2)項に示す故意による大型航空機の衝突に代表され，被害の様態から同様の手順で対
応できる。

(2)

故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における考慮
テロリズムには様々な状況が想定されるが，その中でも施設の広範囲にわたる損壊，不特定多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生して発電用原子炉施設に大きな影響を与える故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを想定し，その上で流用性を持たせた柔軟で多様性のある対応ができるように考慮する。
以上より大規模損壊の対応手順の整備に当たっては，(1)項及び(2)項において整理した大規模損壊の発生によって，多量の放射性物質が環境中に放出されるような万一の事態に至る可能性も想定し，発電用原子炉施設において使える可能性のある設備，資機材及び要員を活用した柔軟で多様性のある手段を構築するように考慮する。
（添付資料 2.1.1，2.1.2，2.1.3，2.1.4，2.1.5，2.1.6，2.1.7，
2.1.8，2.1.9）

2.1－34

2.1－35【影響評価に当たっての考慮事項】
・地震の事前の予測については，現在確立した手法が存在しないことから，予兆なく発生すると想定する。

地震【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型設備による測定及び監視を行う。
・化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。
・ホイールローダ等によるアクセスルートの仮復旧を行う。

【設計基準を超える場合の影響評価】
・開閉所設備の碍子，変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・交流電源設備の損傷により，非常用交流電源が喪失し，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・非常用海水ポンプの損傷により，最終ヒートシンク喪失に至る可能性がある。
・直流電源設備の損傷により，非常用交流電源の制御機能が喪失し，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・中央制御室は，堅牢な建屋内にあることから，運転員による操作機能の喪失は可能性として低いが，計装・制御機能については喪失する可能性がある。
・原子炉建屋又は原子炉格納容器の損傷により，建屋内の機器，配管が損傷して大規模なＬＯＣＡ又は格納容器バイパスが発生し，ＥＣＣＳ注入機能も有効に機能せず，重大事故に至る可能性がある。原子炉格納容器が損傷した場合には，閉じ込め機能に期待できない。
・原子炉建屋の損傷により，使用済燃料プールが損傷し，重大事故に至る可能性がある。
・モニタリング・ポストの監視機能が喪失する可能性がある。
・保管している危険物による火災の発生の可能性がある。
・斜面の崩壊，地盤の陥没等により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価【基準地震動を一定程度超える規模】
・ 外部電源設備
・ 交流電源設備
・ 海水ポンプ（ＲＨＲＳ，ＤＧＳ，ＨＰＣＳ－ＤＧＳ）・ 直流電源・ 計測・制御系
・ 設計基準事故対処設備（ＥＣＣＳ等）
・ 原子炉冷却材圧力バウンダリ
・ 原子炉格納容器
・ 原子炉圧力容器
・ 原子炉建屋・ 使用済燃料プール
・モニタリング・ポスト

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器

自然災害 9 事象がプラントへ与える影響評価（1／7）

自然災害

第 2.1.1 表

原子炉建屋損傷，原子炉格納容器損傷等による閉じ込め機能の喪失により大規模損壊に至る可能性がある。
また，全交流動力電源喪失（設計基準事故
対処設備の機能喪失）に加えて，地震により代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，大規模損壊に至る可能性がある。

【以下のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】・外部電源喪失・崩壊熱除去機能喪失
・炉心冷却機能喪失
・全交流動力電源喪失
・ＬＯＣＡ
・計装・制御系喪失
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器バイパス・原子炉格納容器損傷
・原子炉建屋損傷

最終的なプラント状態

2.1－36【影響評価に当たっての考慮事項】
・津波の事前の予測については，施設近傍で津波が発生する可能性は低いものと考えるが，地震発生後，時間的余裕の少ない津波が来襲すると想定する。

津波【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型設備による測定及び監視を行う。
・化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。
・ホイールローダ等によるアクセスルートの仮復旧を行う。

【設計基準を超える場合の影響評価】
・ 津波の波力や漂流物衝突による変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・ 海水ポンプの被水により最終ヒートシンク喪失が発生し，これに伴い非常用ディーゼ
ル発電機の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
また，最終ヒートシンク喪失及び全交流動力電源喪失により，使用済燃料プールの冷却機能が喪失する可能性がある。
・原子炉建屋内への津波の浸水に伴う直流 125V 主母線盤の損傷により，非常用交流電源の制御機能が喪失し，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・防潮堤の損傷により敷地内に多量の津波が流入することで，屋内外の施設が広範囲にわたり浸水し機能喪失する可能性がある。
・モニタリング・ポストの監視機能が喪失する可能性がある。
・ がれき，漂流物，タンク火災等により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価【敷地遡上津波を一定程度超える規模】
・ 外部電源設備
・ 交流電源設備
・ 海水ポンプ（ＲＨＲＳ，ＤＧＳ，ＨＰＣＳ－ＤＧＳ）・ 直流電源・ 設計基準事故対処設備（ＥＣＣＳ等）
・ 使用済燃料プール冷却設備
・モニタリング・ポスト

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器

自然災害 9 事象がプラントへ与える影響評価（2／7）

自然災害

第 2.1.1 表

原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失により，大規模損壊に至る可能性がある。
また，全交流動力電源喪失（設計基準事故
対処設備の機能喪失）に加えて，津波により代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，大規模損壊に至る可能性がある。

【以下のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】・外部電源喪失・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失
・原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失

最終的なプラント状態

2.1－37【影響評価に当たっての考慮事項】
・最大風速 100m／s を超えるような竜巻が発生する可能性は低いが，100m／s を超える規模を想定する。
・竜巻防護設備及び竜巻防護設備に波及的影響を及ぼし得る設備は，風速 100m／s の竜巻から設定した荷重に対して，飛来物防護対策設備等によって防護されている。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置の確認等）を講じることが可能
である。

竜巻

【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・ホイールローダ等によるアクセスルートの仮復旧を行う。
・あらかじめ体制を強化しての対策（飛散防止措置の確認等）。

【設計基準を超える場合の影響評価】
・風荷重及び飛来物の衝突による送電線の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・飛来物の衝突による海水ポンプの損傷により最終ヒートシンク喪失が発生し，非常用
ディーゼル発電機の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
また，最終ヒートシンク喪失及び全交流動力電源喪失により，使用済燃料プールの冷却機能が喪失する可能性がある。
・飛来物等によりアクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価【最大風速 100m／s を超える竜巻】
・外部電源設備
・交流電源設備
・ 海水ポンプ（ＲＨＲＳ，ＤＧＳ，ＨＰＣＳ－ＤＧＳ）
・使用済燃料プール冷却設備

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器

自然災害 9 事象がプラントへ与える影響評価（3／7）

自然災害

第 2.1.1 表

全交流動力電源喪失（設計基準事故対処設
備の機能喪失）に加えて，竜巻により代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事
故等対処設備が機能喪失した場合は，大規模損壊に至る可能性がある。

【以下のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】・外部電源喪失・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失

最終的なプラント状態

2.1－38

積雪【影響評価に当たっての考慮事項】
・敷地付近で観測された最低気温－12.7℃を下回る気温が発生する可能性は低いが，最低気温－12.7℃を下回る規模を想定する。
・屋外機器で凍結のおそれのあるものは保温等の凍結防止対策を講じている。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，あらかじめ体制を強化して安全対策（加温等の凍結防止対策）を講じることが可能
である。

凍結

【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・ホイールローダ等によるアクセスルートの仮復旧を行う。
・あらかじめ体制を強化しての対策（除雪）。

【設計基準を超える場合の影響評価】
・送電線や碍子への着雪により相間短絡の発生に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・積雪により,アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。

【影響評価に当たっての考慮事項】
・建築基準法で定められた敷地付近の垂直積雪量 30cm を超える積雪が発生する可能性は低いが，垂直積雪量 30 ㎝を超える規模を想定する。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪）を講じることが可能である。

【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・あらかじめ体制を強化しての対策（加温等の凍結防止対策）。

【観測記録を下回る場合の影響評価】
・送電線や碍子への着氷により相間短絡の発生に伴う外部電源喪失の可能性がある。

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価【垂直積雪量 30 ㎝を超える積雪】
・外部電源設備【－12.7℃を下回る低温】
・外部電源設備

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器

自然災害 9 事象がプラントへ与える影響評価（4／7）

自然災害

第 2.1.1 表・外部電源喪失

・外部電源喪失

最終的なプラント状態

2.1－39【影響評価に当たっての考慮事項】
・敷地付近で設計基準雷撃電流 220kA を超える雷サージが発生する可能性は低いが，設計基準雷撃電流 220kA を超える規模を想定する。
・落雷に対して，建築基準法に基づき高さ 20ｍを超える排気筒等へ避雷設備を設置し，避雷導体により接地網と接続する。接地網は，雷撃に伴う構内接地系の接地電位分布を平坦化することから，安全保護系等の設備に影響を与えることはなく，安全に大地に導くことができる。

落雷【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。

【設計基準を超える場合の影響評価】
・雷サージの影響による外部電源喪失の可能性がある。
・雷サージの影響による海水ポンプの損傷により最終ヒートシンク喪失が発生し，これに伴い非常用ディーゼル発電機の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
また，最終ヒートシンク喪失及び全交流動力電源喪失により，使用済燃料プールの冷却機能が喪失する可能性がある。

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価【設計基準雷撃電流 220kA を超える雷サー
ジ】
・外部電源設備
・交流電源設備
・ 海水ポンプ（ＲＨＲＳ，ＤＧＳ，ＨＰＣＳ－ＤＧＳ）
・使用済燃料プール冷却設備

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器

自然災害 9 事象がプラントへ与える影響評価（5／7）

自然災害

第 2.1.1 表【以下のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】・外部電源喪失・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失

最終的なプラント状態

2.1－40

森林火災【影響評価に当たっての考慮事項】
・敷地において想定される堆積厚さ 50 ㎝を超える降下火砕物が発生する可能性は低い
が，堆積厚さ 50 ㎝を超える規模を想定する。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，あらかじめ体制を強化して安全対策（降下火砕物の除去等）を講じることが可能で
ある。

火山の影響

【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・化学消防自動車等の消火設備による建屋及びアクセスルートへの予防散水。

【設計基準を超える場合の影響評価】
・送電鉄塔，送電線の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・森林火災の延焼により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。

【影響評価に当たっての考慮事項】
・防火帯を超えるような規模の森林火災が発生する可能性は低いが，防火帯を超えて延焼するような規模を想定する。
・森林火災が拡大するまでの時間的余裕は十分あることから，プラントの安全性に影響を与えることがないように，予防散水する等の安全対策を講じることが可能である。

【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・ホイールローダ等によるアクセスルートの仮復旧を行う。
・あらかじめ体制を強化しての対策（降下火砕物の除去）。

【設計基準を超える場合の影響評価】
・送電線や碍子への降下火砕物の付着により相間短絡の発生に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・降下火砕物の堆積により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価【防火帯を超えるような森林火災】
・外部電源設備【堆積厚さ 50 ㎝を超える降下火砕物】
・外部電源設備

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器

自然災害 9 事象がプラントへ与える影響評価（6／7）

自然災害

第 2.1.1 表・外部電源喪失

・外部電源喪失

最終的なプラント状態

2.1－41【影響評価に当たっての考慮事項】
・敷地内に隕石が落下する可能性は低いが，敷地内の建屋及び屋外設備に大きな損傷を及ぼし得る規模を想定する。
・予兆なく発生し，隕石落下までの余裕時間はないものとして想定する。

隕 石【主な対応】
・建屋又は屋外設備等に隕石が衝突した場合は，故意による大型航空機の衝突と同様に対応する。
・発電所近海に隕石が落下し，津波が発生した場合は，津波発生時と同様に対応する。

【隕石が落下した場合の影響評価】
・建屋又は屋外設備等に隕石が衝突した場合は，当該建屋又は設備が損傷し，機能喪失に至る可能性がある。
・発電所近海に隕石が落下した場合に発生する津波により安全機能が冠水し，機能喪失に至る可能性がある。

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価
・具体的な喪失する機器は特定しない（津波又は故意による大型航空機の衝突による影響に包絡）自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器

自然災害 9 事象がプラントへ与える影響評価（7／7）

自然災害

第 2.1.1 表

・具体的なプラント状態は特定しない（津波又は故意による大型航空機の衝突による影響に包絡）最終的なプラント状態

2.1－42

地震と
津波の
重畳

自然
災害

【主な対応】
・可搬型設備の使用を基本としたプラント状態の把握，給電及び注水を行う。
・モニタリング・ポストが使用できない場合は，可搬型設備による測定及び監視を行う。
・化学消防自動車等の消火設備による消火を行う。
・ホイールローダ等によるアクセスルートの仮復旧を行う。

【設計基準を超える場合の影響評価】
・開閉所設備の碍子等の損傷又は津波の波力や漂流物衝突による変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・交流電源設備の損傷により，非常用交流電源が喪失し，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・海水ポンプの被水により最終ヒートシンク喪失が発生し，これに伴い非常用ディーゼル発電機の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
・中央制御室は，堅牢な建屋内にあることから，運転員による操作機能の喪失は可能性として低いが，計装・制御機能については喪失する可能性がある。
・原子炉建屋又は原子炉格納容器の損傷により，建屋内の機器，配管が損傷して大規模なＬＯＣＡ又は格納容器
バイパスが発生し，ＥＣＣＳ注入機能も有効に機能せず，重大事故に至る可能性がある。原子炉格納容器が損傷した場合には，閉じ込め機能に期待できない。
・最終ヒートシンク喪失及び全交流動力電源喪失により，使用済燃料プールの冷却機能が喪失する可能性がある。
・原子炉建屋の損傷により，使用済燃料プールが損傷し，重大事故に至る可能性がある。
・原子炉建屋内への津波による浸水により，直流 125V 主母線盤が冠水することにより，直流 125V の制御電源が喪失する可能性がある・防潮堤の損傷により敷地内に多量の津波が流入することで，屋内外の施設が広範囲にわたり浸水し機能喪失する可能性がある。
・モニタリング・ポストの監視機能が喪失する可能性がある。
・保管している危険物による火災の発生の可能性がある。
・大規模地震後に実施する屋外作業の開始が，大規模地震後の大規模津波によって，遅れる可能性がある。
・斜面の崩壊，地盤の陥没，がれき，漂流物，タンク火災等により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。

【影響評価に当たっての考慮事項】
・地震の事前の予測については，現在確立した手法が存在しないことから，予兆なく発生するものと想定する。
・津波の事前の予測については，発電所近海での震源による地震を考え，地震発生後，時間的余裕の少ない津波が来襲すると想定する。
・地震により原子炉建屋の浸水防止対策が機能喪失し，建屋内浸水が発生することを想定する。
・地震と津波の重畳が発生した場合においても，影響を受けにくい場所に分散配置している可搬型重大事故等対処設備等による事故の影響緩和措置に期待できる。

【基準地震動及び敷地遡上津波を一定程度超える規模】
・ 外部電源設備
・ 交流電源設備
・ 海水ポンプ（ＲＨＲＳ，ＤＧＳ，
ＨＰＣＳ－ＤＧＳ）
・ 直流電源・ 計測・制御系
・ 設計基準事故対処設備（ＥＣＣＳ等）・ 原子炉冷却材圧力バウンダリ
・ 原子炉格納容器
・ 原子炉圧力容器
・ 原子炉建屋・ 使用済燃料プール
・ 使用済燃料プール冷却設備
・ モニタリング・ポスト

自然災害の想定規模と喪失する可能性のある機器

自然災害の重畳がプラントへ与える影響評価

設計基準を超える自然災害がプラントに与える影響評価

第 2.1.2 表

原子炉建屋損傷，原子炉格納容器損傷等による閉じ込め機能の喪失により，大規模損壊に至る可能性がある。
また，全交流動力電源喪失（設計基準事故対処設備の機能喪失）に加えて，地震，津波により代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，大規模損壊に至る可能性がある。

・外部電源喪失・崩壊熱除去機能喪失
・炉心冷却機能喪失
・全交流動力電源喪失
・ＬＯＣＡ
・計装・制御系喪失
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器バイパス・原子炉格納容器損傷
・原子炉建屋損傷
・原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失【以下のプラント状態が相乗して発生する可能性がある】

最終的なプラント状態

2.1－43

航空機
落下

外部
人為事象
衛星の
落下

【主な対応】
・故意による大型航空機の衝突と同様に対応する。

【影響評価に当たっての考慮事項】
・敷地内に航空機が落下する可能性は低いが，敷地内の建屋及び屋外設備に大きな損傷を及ぼし得る規模を想定する。
・故意による大型航空機の衝突による影響と同様の影響が想定される。
・施設の広範囲にわたる損傷，不特定多数の機器の機能喪失及び大規模な火災が発生する可能性がある。

【主な対応】
・建屋又は屋外設備等に衛星が衝突した場合は，故意による大型航空機の衝突と同様に対応する。
・発電所近海に衛星が落下し，津波が発生した場合は，津波発生時と同様に対応する。

【衛星が落下した場合の影響評価】
・建屋又は屋外設備等に衛星が衝突した場合は，当該建屋又は設備が損傷し，機能喪失に至る可能性がある。
・発電所近海に衛星が落下した場合に発生する津波により安全機能が冠水し，機能喪失に至る可能性がある。

【影響評価に当たっての考慮事項】
・敷地内に衛星が落下する可能性は低いが，敷地内の建屋及び屋外設備に大きな損傷を及ぼし得る規模を想定する。
・予兆なく発生し，衛星の落下までの余裕時間はないものとして想定する。

・故意による大型航空機の衝突と同様

・具体的に喪失する機器は特定しない（津波又は故意による大型航空機の衝突による影響に包絡）外部人為事象の想定規模と喪失する可能性のある機器

外部人為事象がプラントへ与える影響評価

外部人為事象がプラントに与える影響評価

第 2.1.3 表

・故意による大型航空機の衝突と同様

・具体的なプラント状態は特定しない（津波又は故意による大型航空機の衝突による影響に包絡）最終的なプラント状態

2.1－44

大規模損壊（重大事故を上回る状態）

・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失

・崩壊熱除去機能喪失
・高圧・低圧注水機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失
・ＬＯＣＡ時注水機能喪失
・ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失
・ＬＯＣＡ＋全交流動力電源喪失

・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失
・原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能
喪失

・外部電源喪失・過渡事象

・外部電源喪失・過渡事象
・通常／緊急停止等
・ＬＯＣＡ（設計基準事故）

・外部電源喪失・通常／緊急停止等

・外部電源喪失・過渡事象
・ＬＯＣＡ（設計基準事故）

設計基準事故等

（なし）

（なし）

積雪

（なし）

（なし）

・外部電源喪失

・外部電源喪失

全交流動力電源喪失に加えて，重大事故等対処設備である常設代替高圧電源装置が機能喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性があるものの，被害の様態から地震及び津波のシナリオに代表される事象として整理される

全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性がある

全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性がある

・原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ）
・計装・制御系喪失
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器バイパス・原子炉格納容器損傷
・原子炉建屋損傷
・原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失

全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性がある

・防潮堤損傷全交流動力電源喪失に加えて，代替電源である常設代替高圧電源装置等の重大事故等対処設備が機能喪失した場合は，放射性物質の放出に至る可能性がある・崩壊熱除去機能喪失
・高圧・低圧注水機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失
・ＬＯＣＡ時注水機能喪失
・ＬＯＣＡ＋崩壊熱除去機能喪失
・ＬＯＣＡ＋全交流動力電源喪失

重大事故又は重大事故に至るおそれがある事故

大規模損壊へ至る可能性のある自然災害・外部人為事象（1／2）

・原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ）
・計装・制御系喪失
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器バイパス・原子炉格納容器損傷
・原子炉建屋損傷

凍結

竜巻

地震と津波
の重畳

津波

地震

自然災害
外部人為事象第 2.1.4 表

2.1－45

津波又は故意による大型航空機の衝突と同様

故意による大型航空機の衝突と同様

衛星の落下

航空機落下

（なし）

森林火災

津波又は故意による大型航空機の衝突と同様

（なし）

火山の影響

大規模損壊（重大事故を上回る状態）

（なし）

（なし）

・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失

重大事故又は重大事故に至るおそれがある事故
設計基準事故等

・外部電源喪失

・外部電源喪失

・外部電源喪失・過渡事象

大規模損壊へ至る可能性のある自然災害・外部人為事象（2／2）

隕石

（なし）

落雷

自然災害
外部人為事象第 2.1.4 表

ａ. 外部事象の網羅的な抽出
国内外の基準を参考に，網羅的に外部事象を抽出・整理し自然災害 55 事象，外部人為事象 23
事象を抽出

ｂ. 個別の事象に対するプラントの安全性への影響評価（起因事象の特定）
設計基準又は観測記録を超えるような非常に過酷な状況を想定した場合の自然災害及び外部
人為事象によって，プラントの安全性が損なわれる可能性について評価を実施し，発生し得るプ
ラント状態（起因事象）を特定

ｃ. 特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある外部事象の選定
b.の影響評価により，特にプラントの安全性に影響を与える可能性がある自然災害9事象及び外部人為事象2事象を選定【自然災害】【外部人為事象】

・地震

・津波

・衛星の落下・竜巻

・凍結・航空機落下・積雪・落雷

・火山の影響・森林火災

・隕石

ｄ. 大規模損壊を発生させる可能性のある外部事象の検討
ｃ.で選定した事象について，それぞれで特定した起因事象・シナリオからプラントへ与える影響を評価し，大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害を検討する
また，重畳することが想定される自然災害として，地震と津波の重畳が発生した場合，地震による影響に対する対応が津波によって遅れる等，事故対応に影響を及ぼす可能性があることから，選定したそれぞれの単独事象と同様にプラントへの影響評価を実施する
評価の結果，大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害として，以下の3事象を代表として選定【自然災害】
・地震
・津波
・地震と津波の重畳

上記以外の自然災害及び外部人為事象については，大規模損壊に至ることはない事象又は大規模損壊に至ったとしても上記の3事象の自然災害又は「故意による大型航空機の衝突」に代表され，被害の様態から同様の手順で対応可能である

第 2.1.1 図

大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害の検討プロセスの概要

2.1－46

2.1－47

第 2.1.2 図

自然災害（地震）により生じ得るプラントの状況（1／8）

2.1－48

第 2.1.2 図

自然災害（津波）により生じ得るプラントの状況（2／8）

2.1－49

第 2.1.2 図

自然災害（竜巻）により生じ得るプラントの状況（3／8）

2.1－50

第 2.1.2 図

自然災害（凍結）により生じ得るプラントの状況（4／8）

2.1－51

第 2.1.2 図

自然災害（積雪）により生じ得るプラントの状況（5／8）

2.1－52

第 2.1.2 図

自然災害（落雷）により生じ得るプラントの状況（6／8）

2.1－53

第 2.1.2 図

自然災害（火山の影響）により生じ得るプラントの状況（7／8）

2.1－54

第 2.1.2 図

自然災害（森林火災）により生じ得るプラントの状況（8／8）

(3)大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対応操作
大規模損壊発生時の対応手順書については，以下のｃ．(a)項に示す 5 つの項目に関する緩和等の措置を講じるため，可搬型重大事故等対処設備による対応を考慮した多様性及び柔軟性を有するものとして整備する。
大規模損壊発生時の手順書による対応操作は，大規模損壊によって発電用原子炉施設が受ける被害範囲は不確定性が大きく，あらかじめシナリオ
設定した対応操作は困難であると考えられることから，施設の損壊状況等の把握を迅速に試みるとともに断片的に得られる情報，確保できる要員及び使用可能な設備により，大規模火災への対応，炉心の著しい損傷の緩和，
原子炉格納容器の破損緩和，使用済燃料プールの水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和，放射性物質の放出低減等のために効果的な対応操作を速やか，かつ臨機応変に選択及び実行する必要がある。
このため，発電用原子炉施設の状態を把握するためのチェックシート及び以下に示す項目を目的とした対応操作の優先順位付けや対策決定の判断をするための災害対策本部で使用する対応フロー等を大規模損壊時に対応する手順として整備する。また，この手順書については，大規模な自然災
害及び故意による大型航空機の衝突が発電用原子炉施設に及ぼす影響等，様々な状況を想定した場合における以下の事象進展の抑制及び緩和対策の実効性を確認し整備する。
＜炉心の著しい損傷を緩和するための対策＞
・ 炉心の著しい損傷防止のための原子炉停止及び原子炉への注水＜原子炉格納容器の破損を緩和するための対策＞
・ 炉心損傷回避及び著しい炉心損傷緩和が困難な場合の原子炉格納容器からの除熱並びに原子炉格納容器破損回避

2.1－55

＜使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策＞
・ 使用済燃料プールの水位異常低下時の使用済燃料プールへの注水＜放射性物質の放出を低減するための対策＞
・ 放射性物質放出の可能性がある場合の原子炉建屋への放水による拡散抑制＜大規模な火災が発生した場合における消火活動＞
・ 消火活動＜その他の対策＞
・ 対応に必要なアクセスルートの確保
・ 電源及び水源の確保並びに燃料給油
上記の各項目に対応する操作の一覧を第 2.1.5 表に示す。
大規模損壊発生時において，上記の大規模損壊時に対応する手順に基づく対応（火災対応を含む。）の優先順位に係る基本的な考え方及び優先順位に従った具体的な対応について以下に示す。

ａ．大規模損壊発生時の対応手順書の適用条件と対応フロー
大規模損壊発生時は，発電用原子炉施設の状況把握が困難で事故対応の判断ができない場合は，プラント状態が悪化した等の安全側に判断した措置をとるように対応フローを整備する。また，大規模損壊発生時に使用する手順書を有効，かつ効果的に使用するため，対応手順書において適用開始条件を明確化するとともに，対応フローを明示することにより必要な個別戦略への移行基準を明確化する。
(a)

大規模損壊発生の判断及び対応要否の判断基準
大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリ
2.1－56

ズムの発生について，緊急地震速報，大津波警報，外部からの情報連絡，衝撃音，衝突音等により検知した場合，中央制御室の状況，プラント状態の大まかな確認及び把握（火災発生の有無，建屋の損壊状況等）を行うとともに，大規模損壊の発生（又は発生が疑われる場合）の判断を原子力防災管理者又は当直発電長が行う。また，原子力防災管理者又は当直発電長が以下の適用開始条件に該当すると判断した場
合は，大規模損壊時に対応する手順に基づく事故の進展防止及び影響を緩和するための活動を開始する。
ⅰ)

大規模な自然災害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り発電用原子炉施設が以下のいずれかの状態となった場合又は疑われる場合
・ プラント監視機能又は制御機能の喪失によりプラント状態把握に支障が発生した場合（中央制御室の機能喪失を含む。）
・ 使用済燃料プールの損傷により水の漏えいが発生し，使用済
燃料プールの水位が維持できない場合
・ 原子炉冷却機能及び放射性物質閉じ込め機能に影響を与える可能性があるような大規模な損壊（建屋損壊に伴う広範囲な機能喪失等）がプラントに発生した場合
・ 大型航空機の衝突による大規模な火災が発生した場合
ⅱ)

原子力防災管理者が大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合 ※ⅲ)

当直発電長が大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合 ※※ 大規模損壊に対応する手順を活用した支援が必要と判断した場合とは，重大事故等発生時に期待する設備等が機能喪失し，2.1－57

事故の進展防止及び影響緩和が必要と判断した場合をいう。

(b)

大規模損壊発生時の対応フロー
大規模損壊時に対応する手順による対応実施を判断した後，発電用原子炉施設の被害状況を把握するための手段を用いて施設の損壊状況
及びプラントの状態等を把握し，把握した被害状況等から各個別戦略
における対応操作の必要性及び実施可否を判断することにより，事象進展に応じた対応操作を選定する。中央制御室の監視及び制御機能の喪失により，原子炉停止状況などのプラントの状況把握が困難な場合には，外からの目視による確認及び可搬型計測器による優先順位に従った内部の状況確認を順次行い，緩和措置を行う。また，中央制御室
又は緊急時対策所での監視機能の一部が健全であり，速やかな安全機
能等の状況把握が可能な場合には，外からの目視に加えて内部の状況
から全体を速やかに把握し，優先順位を付けて喪失した機能を回復又は代替させる等により緩和措置を行う。また，適切な個別戦略を速やかに選択できるように，対応フローに個別戦略への移行基準を明確化する。個別戦略実行のために必要な設備の使用可否については，大規模損壊時に対応するチェックシートに基づく当該設備の状況確認を実施することにより判断する。
（添付資料 2.1.10，2.1.11）

ｂ．優先順位に係る基本的な考え方
大規模損壊発生時には，環境への放射性物質の放出を低減することを最優先に考え，炉心損傷の潜在的可能性を最小限にすること，炉心損傷
を少しでも遅らせることに寄与できる初期活動を行うとともに，事故対応への影響を把握するため，火災の状況を確認する。また，確保できる
2.1－58

要員及び残存する資源等を基に有効，かつ効果的な対応を選定し，事故を収束させる対応を行う。
また，設計基準事故対処設備の機能喪失，大規模な火災の発生及び災害対策要員の一部が被災した場合でも対応できるようにする。
このような状況においても，可搬型重大事故等対処設備等を活用する
ことによって，「大規模な火災が発生した場合における消火活動」，「炉心の著しい損傷緩和」，「原子炉格納容器の破損緩和」，「使用済燃料プール
水位確保及び燃料体の著しい損傷緩和」及び「放射性物質の放出低減」の対応を行う。人命救助が必要な場合は原子力災害に対応しつつ，発電所構内の人員の協力を得て人命の救助を要員の安全を確保しながら行う。
さらに，環境への放射性物質の放出低減を最優先とする観点から，事故対応を行うためのアクセスルート及び操作場所に支障となる火災及び延焼することにより被害の拡大に繋がる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。
上記の火災への対応を含む優先順位に係る基本的な考え方に基づく，大規模損壊発生時の初動対応及び大規模火災への対応について，優先順位に従った具体的な対応を以下に示す。
(a)

大規模損壊が発生又は発生するおそれがある場合，原子力防災管理者又は当直発電長は事象に応じた以下の対応及び確認を行う。

ⅰ)

事前の予測ができない自然災害（地震）又は大型航空機の衝突その他のテロリズムが発生した場合
中央制御室が機能している場合は，当直発電長が，地震発生時は緊急地震速報及び地震に伴う警報等により，大型航空機の衝突その他のテロリズム発生時は，衝撃音，衝突音，外部からの通報等により事象を検知し，被災状況，運転状況の確認を行い，原子力防災管
2.1－59理者へ状況報告を行うとともに，要員の非常招集及び外部への通報連絡を行う。
中央制御室が機能していない場合又は当直発電長から原子力防災
管理者へ連絡がない場合は，原子力防災管理者が，地震発生時は緊
急地震速報等により，大型航空機の衝突その他のテロリズム発生時
は，衝撃音，衝突音，外部からの通報等により事象を検知し，中央制御室へ状況の確認，連絡を行うとともに，要員の非常招集及び外部への通報連絡を行う。
なお，外部からの通報等により，大型航空機の衝突その他のテロ
リズムの予兆情報を事前に入手した場合は，事前対応として大規模損壊発生時の影響を緩和するため，原子炉停止操作等の必要な措置を行う。
ⅱ)

事前の予測ができる自然災害（津波）が発生した場合
大津波警報が発表された場合，当直発電長は原子炉停止操作を開始するとともに，原子力防災管理者への連絡及び所内一斉放送による所内関係者への避難指示並びに関係各所への連絡を行う。連絡を受けた原子力防災管理者は，第 2 波，第 3 波の津波襲来等の情報収集及び海面状態の監視を行う。また，緊急時対策所へ要員の非常招集及び外部への通報連絡を行う。

(b)

原子力防災管理者は，非常招集した各要員から発電用原子炉施設の被災状況に関する情報を収集し，大まかな状況の確認及び把握（火災発生の有無，建屋の損壊状況，アクセスルート損傷状況）を行う。原
子力防災管理者が発電用原子炉施設の被害状況を把握するためのチェックシートを用いた状況把握が必要と判断すれば，大規模損壊時に対2.1－60応する手順に基づく対応を開始する。

(c)

災害対策本部は，以下の項目の確認及び対応を最優先に実施する。
・中央制御室との連絡及びプラントパラメータの監視機能確認（中央制御室と連絡が取れない場合等，当直発電長の指揮下で対応できない場合は，当直要員又は災害対策要員の中から運転操作に係る対応の責任者を定め対応に当たらせる）
・原子炉停止確認（原子炉が停止していない場合，原子炉停止操作を速やかに試みる）
・原子炉注水確認（原子炉への注水が確認できない場合，原子炉注水操作を速やかに試みる）
・放射線モニタ指示値の確認（モニタ指示値により事故，炉心及び使用済燃料プールの状況を推測する）
・火災の確認（火災が発生している場合は，事故対応への支障の有無を確認する）(d)

災害対策本部は，上記の確認及び対応を実施した後，詳細な状況を把握するため以下の項目を確認する。

ⅰ)

対応可能な要員の確認

ⅱ)

通信設備の確認ⅲ)

建屋等へのアクセス性確認
2.1－61

ⅳ)

施設損壊状態確認ⅴ)

電源系統の確認ⅵ)

常設設備の確認ⅶ)

可搬型設備，資機材等の確認

ⅷ)

水源の確認

(e)

災害対策本部は，(c)項，(d)項の確認と並行して以下の対応を実施する。
その際，対応の優先順位については，把握した対応可能な災害対策
要員数，使用可能な設備及び施設の状態に応じて選定する。

ⅰ)

発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合
プラント監視機能が喪失し，発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合においては，外観より施設の状況を把握するとともに，対応可能な要員の状況を可能な範囲で把握し，環境への放射性物質の放出を低減することを最優先に考え，(f)項に示す当面達成すべき目標に基づき優先して実施すべき対応操作とその実効性を総合的に判断して必要な緩和措置を実施する。また，監視機能を復旧させるため，代替電源からの電源供給により監視機能の復旧を試みるとともに，可搬型計測器等を用いて可能な限り継続的にプラントの状況把握に努める。発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合の概略フローを
第 2.1.3 図に示す。

ⅱ)

発電用原子炉施設の状況把握がある程度可能な場合プラント監視機能が健全である場合には，対応可能な要員の状況，
発電用原子炉施設の状況を可能な範囲で速やかに把握し，「 止める」，
2.1－62

「冷やす」，「閉じ込める」機能の確保を基本とし，状況把握が困難な場合と同様に環境への放射性物質の放出を低減することを最優先に考え，(f)項に示す当面達成すべき目標を設定し，必要な緩和措置を実施する。
なお，部分的にパラメータ等を確認できない場合は，代替電源からの電源供給による復旧，可搬型計測器等による確認を試みる。

(f)(e)項の対策の実施に当たっては，災害対策本部は，(c)項，(d)項の確認項目を基に，当面達成すべき目標を以下のとおり設定し，必要な緩和措置を実施する。

ⅰ)

炉心損傷回避又は緩和
炉心が損傷していないこと，又は炉心損傷しているものの原子炉
圧力容器が健全であることが確認された場合は，原子炉注水等の炉
心損傷回避又は緩和の措置を優先的に行う。
プラント監視機能が喪失し，発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合においては，外観から原子炉建屋が健全であることや周辺の線量率が正常であることが確認できた場合は，第一義目的として原子炉注水等の炉心損傷回避又は緩和のための措置を優先的に行う。

ⅱ)

原子炉格納容器破損回避又は緩和
原子炉圧力容器が破損するまでにⅰ)項の措置による速やかな原子炉注水が困難である場合は，事象の進展に伴いペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融炉心冷却等の炉心損傷後における原子炉格納容器破損回避又は緩和のための措置を優先的に行う。

ⅲ)

使用済燃料プール水位確保及び燃料体の損傷回避及び緩和

2.1－63

使用済燃料プール水位低下が確認された場合又は使用済燃料プー
ル冷却機能の喪失が確認された場合は，使用済燃料プール水位確保及び燃料体の著しい損傷回避又は緩和のための措置を行う。
プラント監視機能が喪失し，発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合は，外観から原子炉建屋が健全であることが確認できた場合
は，使用済燃料プール内の燃料体への対応として使用済燃料プール
水位確保及び燃料体の著しい損傷回避又は緩和のための措置を行う。
ⅳ)

放射性物質の放出低減
炉心損傷及び原子炉格納容器の損傷が確認された場合は，放射性物質の放出低減のための措置を行う。
プラント監視機能が喪失し，発電用原子炉施設の状況把握が困難な場合においては，外観から原子炉格納容器や使用済燃料プールへの影響が懸念されるほどの原子炉建屋の損傷が確認され，周辺の線量率が上昇している場合は，放射性物質の放出低減のための措置を行う。

これらの目標は，複数の目標を同時に設定するケースも想定される。
その場合の優先順位は，環境への放射性物質放出等の影響緩和を最優先として，プラントの事象進展により決定する。また，プラントの事象進展に応じて，設定する目標も随時見直していくこととする。

(g)(c)項から(e)項の各対策の実施に当たっては，重大事故等対策におけるアクセスルートの確保の考え方を基本に被害状況を確認し，早急に復旧可能なルートを選定し，ホイールローダ等を用いてがれき等の撤去作業を実施することでアクセスルートの確保を行う。また，事故
2.1－64対応を行うためのアクセスルート及び各影響緩和対策の操作に支障となる火災並びに延焼することにより被害の拡散につながる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。

2.1－65

第 2.1.5 表

大規模損壊発生時の対応操作一覧（1／7）

対応操作
炉心の著しい損傷を緩和するための対策

原子炉再循環ポン
プ停止による原子
炉出力抑制

ほう酸水注入原子炉水位低下による原子炉出力抑制
制御棒挿入

高圧代替注水系による原子炉注水

原子炉隔離時冷却系による注水継続

ほう酸水注入系又は制御棒駆動水圧系による進展抑制

内容技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 1 項（1.1）

原子炉緊急停止（原子炉スクラ
ム）ができない事象（以下「ＡＴＷＳ」という。）が発生した
場合に，代替原子炉再循環ポン
プトリップ機能又は原子炉再循
環ポンプ手動停止により，原子炉出力を抑制する。
ＡＴＷＳが発生した場合に，ほう酸水を注入することにより原子炉を未臨界とする。
ＡＴＷＳが発生した場合に，原子炉圧力容器内の水位を低下させることにより原子炉の出力を抑制する。
ＡＴＷＳが発生した場合に，原子炉手動スクラム又は代替制御
棒挿入機能による制御棒全挿入が確認できない場合，手動操作により，制御棒を挿入する。
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉 ・第 3 項，4 項
心スプレイ系の故障又は全交流 （1.2），（1.13）
動力電源喪失及び常設直流電源
系統の喪失により原子炉注水ができない場合，中央制御室又は現場手動での高圧代替注水系の起動により，原子炉の冷却を行う。
原子炉隔離時冷却系が全交流動
力電源喪失により原子炉注水を継続できない場合，代替電源を接続し，原子炉注水を継続する。
原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系及び高圧代替注水系
による原子炉注水で原子炉水位維持ができない場合，重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水注入系及び制御棒駆動水圧系により原子炉へ注水する。

2.1－66

第 2.1.5 表

大規模損壊発生時の対応操作一覧（2／7）

対応操作
炉心の著しい損傷を緩和するための対策

原子炉減圧操作

逃がし安全弁用可搬型蓄電池接続による減圧

非常用逃がし安全
弁駆動系による減圧

高圧窒素ガス供給
系（非常用）による窒素確保

低圧代替注水内

容

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，低圧で注水可能な設備による原子炉への注水を行うために，逃がし安全
弁，タービン・バイパス弁，原
子炉隔離時冷却系により原子炉を減圧する。
常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が喪失し，原子炉の減圧ができない場合，逃がし安全弁の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，原子炉を減圧する。
非常用逃がし安全弁駆動系により逃がし安全弁（逃がし弁機能）の電磁弁排気ポートに窒素を供給することで，逃がし安全弁（逃がし弁機能）を開放して原子炉を減圧する。

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項（1.3）

逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な逃がし安全弁機
能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの供給圧力が喪失した場合に，高圧窒素ガス供給系（非常用）により逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保し，原子炉を減圧する。
残留熱除去系（低圧注水系）及 ・第 3 項，4 項（1.4）,（1.13）
び低圧炉心スプレイ系の故障等により原子炉注水ができない場
合には，低圧代替注水系（常設），
代替循環冷却系，低圧代替注水系（可搬型），消火系及び補給水系により原子炉へ注水する。

2.1－67

第 2.1.5 表

大規模損壊発生時の対応操作一覧（3／7）

対応操作
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策

緊急用海水系による除熱

代替残留熱除去系
海水系による除熱

代替格納容器スプレイ

格納容器圧力逃がし装置による減圧及び除熱

代替循環冷却系による減圧及び除熱

ペデスタル（ドライウェル部）への注水

内

容

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項（1.5）

残留熱除去系海水系の機能喪失
又は全交流動力電源喪失により
最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合には，緊急用海水系により最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。
緊急用海水系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合には，代替残留熱除去
系海水系により最終ヒートシン
ク（海洋）へ熱を輸送する。
残留熱除去系（格納容器スプレ ・第 3 項，4 項
イ冷却系）の故障等により原子（1.6）
炉格納容器内の冷却ができない
場合には，代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設），代替循環冷却系，代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型），消火系及び補給水系により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。
炉心の著しい損傷が発生した場 ・第 3 項，4 項
合において，原子炉格納容器の(1.7)ｓ
過圧破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧破損を防止するため，代替
循環冷却系により原子炉格納容
器内の圧力及び温度を低下させる。
炉心の著しい損傷が発生した場 ・第 3 項，4 項
合において，ペデスタル（ドラ（1.8）
イウェル部）の床面に落下した
溶融炉心を冷却するため，格納容器下部注水系（常設），格納容器下部注水系（可搬型），消火系
及び補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。

2.1－68

第 2.1.5 表

大規模損壊発生時の対応操作一覧（4／7）

対応操作
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策

可搬型窒素供給装置により原子炉格
納容器内を不活性化

格納容器圧力逃がし装置による水素
及び酸素排出

可燃性ガス濃度制
御系による水素濃度制御

原子炉建屋ガス処
理系による水素排出

原子炉建屋原子炉
棟内の水素濃度監
視内

容

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素による水素爆発を防止するため，可搬型窒素供給装置により原子炉格
納容器内を不活性化する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水
反応及び水の放射線分解により原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素による水素爆発を防止するため，格納容器圧力逃がし装置により水素及び酸素を原
子炉格納容器外に排出する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水
反応及び水の放射線分解により原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素による水素爆発を防止するため，可燃性ガス濃度制
御系にて水素及び酸素を再結合する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉建屋原
子炉棟内に漏えいした場合に，原子炉建屋ガス処理系により水素を排出し，原子炉建屋原子炉
棟内での水素の滞留を防止する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉建屋原
子炉棟内に漏えいした場合に，原子炉建屋水素濃度にて原子炉
建屋原子炉棟内の水素濃度を監視する。

2.1－69

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項（1.9）

・第 3 項，4 項（1.10）

第 2.1.5 表

大規模損壊発生時の対応操作一覧（5／7）

対応操作
使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策

燃料プール代替注
水

燃料プールスプレ
イ

代替燃料プール冷
却系による使用済
燃料プール冷却
放射性物質の放出を低減するための対策大気への拡散抑制

海洋への拡散抑制

内容

使用済燃料プールの冷却機能若
しくは注水機能の喪失，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいが発生した場合，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型
代替注水中型ポンプ，補給水系
及び消火系により使用済燃料プールへ注水し，使用済燃料プー
ル内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプにより使用済燃料プールへスプレイし，燃料損傷を緩和し，臨界を防止
し，及び放射性物質の放出を低減する。
使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合，代替燃料プール
冷却系により，使用済燃料プー
ルを冷却する。
炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合，可搬型代替注水
大型ポンプ及び放水砲により，大気への拡散抑制を行う。
放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場合は，汚濁防止膜及び放射性物質吸着材により海洋への拡散抑制を行う。

2.1－70

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項（1.11）,（1.13）

・第 3 項，4 項（1.12）

第 2.1.5 表

大規模損壊発生時の対応操作一覧（6／7）

対応操作対応に必要な
アクセスルー
トの確保

アクセスルートの確保

大規模な火災が発生した場合における消
火活動

消火活動

電源確保

常設代替交流電源
設備による非常用
所内電気設備及び
代替所内電気設備への給電

可搬型代替交流電源設備による非常用所内電気設備又は代替所内電気設
備への給電

可搬型代替直流電
源設備による直流
125V 主 母 線 盤 ２
Ａ・２Ｂへの給電

内容

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 1 項，2 項(2.1)

大規模損壊発生時に可搬型設備や要員の移動に使用するアクセ
スルート上にがれき等によって障害が発生した場合，がれき撤去等のアクセスルートの確保の活動を行う。
大規模な火災又はアクセスルー ・第 2 項(2.1)
トの確保において障害となる火災が発生した場合，可搬型代替
注水大型ポンプ，放水砲，可搬型代替注水中型ポンプ，放水銃，
化学消防自動車又は水槽付消防
ポンプ自動車による泡消火並びに延焼防止のための消火を実施する。
外部電源が喪失した場合，常設 ・第 3 項，4 項(1.14)，(1.15)
代替交流電源設備から代替所内
電気設備に給電するとともに，非常用ディーゼル発電機から非常用所内電気設備への給電ができない場合は，代替所内電気設
備から非常用所内電気設備へ給電する。
常設代替交流電源設備又は代替
所内電気設備である緊急用Ｍ／
Ｃから非常用所内電気設備への給電ができない場合は，可搬型
代替交流電源設備から非常用所
内電気設備へ給電する。また，
常設代替交流電源設備から代替
所内電気設備への給電ができな
い場合は，可搬型代替交流電源
設備から代替所内電気設備へ給電する。
外部電源喪失及び非常用ディー
ゼル発電機の故障により直流
125V 充電器Ａ・Ｂの交流入力電源が喪失し，所内常設直流電源設備である直流 125V 蓄電池２Ａ・２Ｂの枯渇により直流 125V
主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電ができない場合は，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源
設備により直流 125V 主母線盤
２Ａ・２Ｂへ給電する。

2.1－71

電源確保

第 2.1.5 表

大規模損壊発生時の対応操作一覧（7／7）

対応操作

内 容

可搬型代替直流電
源設備による緊急用 125V 主母線盤への給電

代替電源等による
計測，監視

水源確保

代替淡水貯槽への補給

西側淡水貯水設備
への補給

燃料給油

燃料給油

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項(1.14)，(1.15)

代替所内電気設備から緊急用直流 125V 充電器への交流入力電源が喪失し，緊急用 125V 蓄電池の枯渇により緊急用 125V 主母
線盤への給電ができない場合
は，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を組み合わせた可搬型代替直流電源設備により緊急用 125V 主母線盤へ給電する。
監視する計器に供給する電源が喪失し，監視機能が喪失した場
合に，蓄電池，代替電源（交流，直流）より給電し，当該パラメータの計器により計測又は監視する。 また，計器電源が喪失した場合に，電源（乾電池）を内蔵した可搬型計器を用いて計測又は監視する。
重大事故等の収束のために代替 ・第 3 項，4 項（1.13）
淡水貯槽を使用する場合は，可搬型代替注水中型ポンプにより代替淡水貯槽へ補給し，注水を継続する。
重大事故等の収束のために西側
淡水貯水設備を使用する場合
は，可搬型代替注水大型ポンプにより西側淡水貯水設備へ補給
し，注水を継続する。
可搬型重大事故等対処設備等への給油が必要な場合，タンクローリにより，可搬型設備用軽油
タンクの軽油を可搬型重大事故等対処設備等へ給油する。

2.1－72

・第 1 項(1.14)

大規模な損壊が発生
プラント状態の確認（最優先事項）
・中央制御室との連絡及びプラントパラメータの監視機能確認
・原子炉停止確認（c）・放射線モニタ指示値の確認
・火災の確認（g）・アクセスルート確保，消火 ※（e） ・可搬型計測器によるパラメー

タ確認・対応可能な要員の確認
・通信設備の確認
・建屋等へのアクセス性確認（d）・施設損壊状態確認
・電源系統の確認
・可搬型設備，資機材等の確認
・常設設備の確認
・水源の確認※対応要員数，可搬型設備，常設設備を含めた残存する資源等を確認し，最大限の（e） 努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定する 。

ホイールローダ等によるがれき等の撤去作業，事故対応を行うためのアクセスルート及び各影響緩和対策の操作に支障となる火災並びに延焼することにより被害の拡散につながる可能性のある火災の消火活動を優先的に実施する。

大規模火災への対応

炉心損傷の緩和，格納容器破損の緩和

第2.1.3図

使用済燃料
プール水位確保及び燃料体の
損傷緩和

放射性物質
の放出低減

大規模損壊発生時の対応全体概略フロー（プラント状況把握が困難な場合）

2.1－73

電源・水源
確保，
燃料給油

ｃ．大規模損壊発生時に活動を行うために必要な手順書
大規模損壊が発生した場合に対応する手順については，（a）項に示す
5つの項目に関する緩和等の措置を講じるため，可搬型重大事故等対処設
備による対応を考慮した多様性及び柔軟性を有するものとして整備する。
また，(b)項から(n)項の手順等を基本に，共通要因で同時に機能喪失す
ることのない可搬型重大事故等対処設備等を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合でも対応できるように現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラント
パラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
また，大規模損壊に特化した手順を(o)項に示す。
なお，プラントパラメータの採取手段の優先順位は，採取に時間を要しない中央制御室等の常設計器等の使用を第一優先とし，監視機能の喪失により採取できない場合は，中央制御室内の計器盤内にて可搬型計測器等の使用を第二優先とする。中央制御室内でパラメータが採取できない場合は，現場の常設計器又は可搬型計測器を使用して採取する。
第2.1.6表から第2.1.18表に機能喪失を想定する設計基準事故対処設
備と整備する手順を，第2.1.19表に大規模損壊に特化した手順を示す。

(a)

5つの活動又は緩和対策を行うための手順書

イ．大規模な火災が発生した場合における消火活動に関する手順等
大規模損壊発生時に大規模な火災が発生した場合における消火活動として，故意による大型航空機の衝突による大規模な航空機燃料火災を想定し，放水砲等を用いた泡消火についての手順書を整備するとと2.1－74

もに必要な設備を配備する。また，地震や津波のような自然現象において，施設内の油タンク火災等の複数の危険物内包設備の火災が発生した場合にも対応が可能なように多様な消火手段を整備する。
手順については，(l)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
大規模な火災が発生した場合における対応手段の優先順位は，放水砲等を用いた泡消火について速やかに準備するとともに，早期に準備が可能な化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車による泡消火並
びに延焼防止のための消火を実施する。
地震により建屋内部に火災が発生した場合において，屋外に配備する可搬型重大事故等対処設備は火災の影響を受けないと考えられるため，これらの設備を中心とした事故対応を行うことが可能である。なお，当該の対応において，可搬型重大事故等対処設備の常設配管への接続場所又は系統構成のために操作が必要な弁等の設置場所において火災が発生している場合は，消火活動を速やかに実施し，接続箇所までのアクセスルート等を確保する。具体的には，次の手順で対応を行う。
①アクセスルートに障害がない箇所があれば，その箇所を使用する。
②複数ある接続箇所へのいずれのアクセスルートにも障害がある場
合，最も確保しやすい接続箇所へのアクセスルートを優先的に確保する。
③①又は②で接続箇所へのアクセスルートを確保した後，予備として他の接続箇所1箇所へのアクセスルートを確保する。
消火活動を行うに当たっては，火災発見の都度，次に示す区分の消
火活動の優先度に基づき消火対象を判定し，優先度の高い火災より順次消火活動を実施する。
2.1－75

(1)アクセスルート・活動場所の確保のための消火①アクセスルート確保②車両及びホースルートの設置エリアの確保（初期消火に用いる化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動
車等）

(2)

原子力安全の確保のための消火③重大事故等対処設備が設置された建屋，放射性物質内包の建屋④可搬型重大事故等対処設備の屋外接続箇所及び設置エリアの確保⑤可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲の設置エリア並びにホースルートの確保(3)

火災の波及性が考えられ，事故収束に向けて原子力安全に影響を与える可能性がある火災の消火⑥可搬型重大事故等対処設備の複数の屋外接続箇所の確保(4)

その他火災の消火(1)から(3)以外の火災は，対応可能な段階になってから，可能な範囲で消火する。
建屋内外ともに上記の考え方を基本に消火するが，大型航空機衝突による建屋内の大規模な火災時は，入域可能な状態になってから消火活動を実施する。
2.1－76

ロ．炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等
炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順については，(b)項から(f)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
炉心の著しい損傷を緩和するための対策が必要な場合における対応
手段は次のとおりとする。
・原子炉停止機能が喪失した場合は，原子炉手動スクラム，原子炉
再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制，ほう酸水注入，代替制
御棒挿入機能による制御棒挿入又は原子炉水位低下による原子炉
出力抑制を行う。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，高圧炉心スプレイ
系及び原子炉隔離時冷却系の故障により原子炉の冷却が行えない
場合に，高圧代替注水系により原子炉を冷却する。全交流動力電
源喪失及び所内常設直流電源設備喪失により原子炉の冷却が行えない場合は，常設代替直流電源設備より給電される高圧代替注水系による原子炉の冷却又は高圧代替注水系の現場起動により原子炉を冷却する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に注水機能が喪失している状態において，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に期待している
注水機能が使用できる場合は，逃がし安全弁による原子炉減圧操作を行う。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において原子炉の冷却を行う
場合は，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）又は
低圧炉心スプレイ系を使用する。これらの系統により原子炉の冷
2.1－77

却が行えない場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系又は補給水系により原子炉を冷却する。

ハ．原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順について
は，(c)項から(j)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
原子炉格納容器の破損を緩和するための対策が必要な場合における対応手段は次のとおりである。
・残留熱除去系海水ポンプの故障等又は全交流動力電源喪失により
最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合には，緊急用海水系と合わせて残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系，格納容器スプレイ冷却系又は原子炉停止時冷却系）により最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が故障又は全交流動力
電源喪失により機能喪失した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），代替循環
冷却系，消火系又は補給水系により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置又は代替循環冷
却系により，原子炉格納容器内の減圧及び除熱を行う。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，ＭＣＣＩによる原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器下部注水系（常設），
2.1－78

格納容器下部注水系（可搬型），消火系又は補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
・原子炉格納容器内に水素が放出された場合においても水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉運転中の原子炉格納容器内は不活性ガス（窒素）置換により原子炉格納容器内
雰囲気を不活性化した状態になっているが，炉心の著しい損傷が発生し，ジルコニウム－水反応並びに水の放射線分解による水素及び酸素の発生によって可燃限界を超えるおそれがある場合は，可燃性ガス濃度制御系により水素又は酸素の濃度を抑制する。可燃性ガス濃度制御系が使用できない場合等においては，可搬型窒
素供給装置により原子炉格納容器への窒素注入を行うことで酸素濃度を抑制し，さらに酸素濃度が上昇する場合においては，格納容器圧力逃がし装置により水素及び酸素を原子炉格納容器外に排出する。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした場合に，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するため，水素濃度を監視するとともに，原子炉建屋ガス処理系による水素排出を行う。

ニ．使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等
使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順については，(k)項，(m)項及び(n)項に該当する手順等を含むものとして整備する。
使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい
2.1－79

損傷を緩和するための対策が必要な場合における対応手段は次のとおりとする。
・使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料プール水位・温度，使用済燃料プールエリア放射線モニタ及び使用済燃料プー
ル監視カメラを使用する。
・使用済燃料プールの注水機能の喪失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は，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポ
ンプ，可搬型代替注水中型ポンプ，補給水系又は消火系により使用済燃料プール注水を行うことで，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽する。
・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維持が行えない場合は，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプによる使用済燃料プールス
プレイにより，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減させる。
・燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系による使用済燃料プール
冷却機能が喪失した場合，代替燃料プール冷却系により使用済燃料プールの除熱を実施する。

ホ．放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順等
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール
内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，放射性物質の放出を低減するための対策に関する手順については，(l)項及び(m)項に該
2.1－80当する手順等を含むものとして整備する。
放射性物質の放出を低減するための対策が必要な場合における対応
手段は次のとおりとする。
・原子炉建屋から直接放射性物質が拡散する場合，可搬型代替注水
大型ポンプ及び放水砲により原子炉建屋へ放水し，大気への放射性物質の拡散を抑制する。
・その際，放水することで放射性物質を含む汚染水が発生するため，汚濁防止膜及び放射性物質吸着材を設置することにより，汚染水の海洋への拡散抑制を行う。

(b)

「1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，原子炉を冷却するための設計基準事故対処設備が有する機能は，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による注水機能である。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉を冷却する対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室
における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプ
ラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視に
2.1－81

て確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時における原
子炉を冷却するための手順の例を次に示す。（第2.1.6表参照）
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系による冷却機能が喪失した場合，中央制御室又は現場手動による高圧代替注水系の起動により原子炉の冷却を行う。
・全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内常設直流電源設備により給電している
場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に代替交流
電源設備（常設又は可搬型）又は代替直流電源設備（常設又は可搬型）により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保して原子炉へ注水する。
・高圧炉心スプレイ系の機能喪失又は全交流動力電源喪失時において，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系により原子炉圧力容
器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合には，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系による原子炉へのほう酸水注入を実施する。
・原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系及び高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持できない場合で，非常用交流電源設備により電源及び冷却水を確保し，復水貯蔵タンクを水源とした制御棒駆動水圧系
による原子炉への注水を実施する。

2.1－82

第 2.1.6 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順（1.2）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／11）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原
子炉注水）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能） ※４

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器所内常設直流電源設備 ※２・125V系蓄電池 Ａ系

重大事故等 対処設 備

主要設備

原子炉隔離 時冷却 系による 原子 炉注水

設計基準事 故対処 設備

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－83

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／11）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原
子炉注水）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

高圧炉心スプレイ系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能） ※４

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※２・高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機
・高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備 ※２・軽油貯蔵タンク・高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機 燃料移送ポンプ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

高圧炉心ス プレイ 系による 原子 炉注水

設計基準事 故対処 設備

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－84

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／11）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

常設高圧代替注水系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能） ※４

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

関連設備

サプレッション・プール
高圧代替注水系（蒸気系）配管・
弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・
弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
トレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※２・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備※２
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※２・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※２
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

高圧炉心スプレイ系ポンプ

中央制御室からの高圧代替注水系起動

フロントライン系故障

原子炉隔離時冷却系ポンプ整備する手順書※１

対応設備

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－85

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／11）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

常設高圧代替注水系ポンプ
高圧代替注水系タービン止め弁
逃がし安全弁（安全弁機能） ※４

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・
ストレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備 ※２
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※２・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※２・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

中央制 御室 からの 高圧代替 注水 系起動

サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力
電源）

整備する手順書 ※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－86

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／11）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

常設高圧代替注水系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能） ※４

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・
ストレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁
原子炉圧力容器重大事故等 対処設 備

主要設備

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

現場で の人 力操 作 に よる 高 圧代 替 注水 系起 動

サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力
電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－87

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／11）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能） ※４

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※２・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替交流電源設備 による原 子炉 隔離時冷却 系への 給電

サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力
電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－88

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／11）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能） ※４

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備 ※２
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※２・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※２・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替直流電 源設備 による原 子炉 隔離時冷却 系への 給電

サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力
電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－89

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／11）（監視及び制御）分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
高圧代替注水系系統流量
サプレッション・プール水位
可搬型計測器

重大事故等 対処設 備

関連設備

常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力常設高圧代替注水系ポンプ入口
圧力高圧代替注水系タービン入口圧
力
高圧代替注水系タービン排気圧力

重大事故等 対処設 備

主要設備

監視及び制 御監視及び制 御－整備する手順書 ※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－90対応手段，対処設備，手順書一覧（9／11）（重大事故等の進展抑制）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

ほう酸水注入ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能） ※４

重大事故等 対処設 備

関連設備

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※２・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設 備

主要設備

ほう酸水注 入系に よる原子 炉注 水（ほう酸 水注入 ）重大 事故等 の進展 抑制

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－91

対応手段，対処設備，手順書一覧（10／11）（重大事故等の進展抑制）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

ほう酸水注入ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能） ※４

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

自主対策設 備純水系

重大事故等 対処設 備

関連設備

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※２・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※２・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※２・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備
ほう 酸水 注 入系に よる 原子 炉注 水（継続 注 水）

重大 事故等 の進展 抑制－

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－92

対応手段，対処設備，手順書一覧（11／11）（重大事故等の進展抑制）
分類

対応
手段

逃がし安全弁（安全弁機能） ※４

主要設備
関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策設 備

復水貯蔵タンク
制御棒駆動水圧系配管・弁補給水系配管・弁重大事故等 対処設 備

制御棒駆動 水圧系による原 子炉 注水

重大 事故等 の進展 抑制

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

自主対策設 備

制御棒駆動水ポンプ－

整備する手順書 ※１

対応設備

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員による操作不要の設備である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－93(c)「1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基準対象
施設が有する原子炉の減圧機能は，逃がし安全弁による減圧機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための対処設備及び手順を整備する。
また，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，原子炉冷却材
圧力バウンダリの損傷箇所を隔離することで原子炉冷却材の漏えいを抑制する。なお，損傷箇所が隔離できない場合は，逃がし安全弁による減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，
建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉冷却圧力バウンダリを減圧するための手順の例を次に示す。（第2.1.7表参照）
・低圧で原子炉へ注水可能な系統又は低圧代替注水系による原子炉
注水準備が完了した後，逃がし安全弁の手動操作により原子炉を
2.1－94減圧する。
・常設直流電源喪失により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が喪失し，原子炉の減圧ができない場合，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備及び逃がし安全弁用可搬型蓄電池により逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させ原子炉を減圧する。
・逃がし安全弁作動の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ
及び自動減圧機能用アキュムレータの供給圧力が喪失した場合に，高圧窒素ガス供給系（非常用）により逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させ原子炉を減圧する。
・全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失により逃がし安全弁による原子炉の減圧機能が喪失した場合に，代替電源により逃がし
安全弁の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁の機能を復旧することで原子炉を減圧する。

2.1－95

第2.1.7表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順（1.3）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／21）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

過渡時自動減圧機能
逃がし安全弁（自動減圧機能） ※３
自動減圧機能用アキュムレータ

重大事故等 対処設 備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
非常用交流電源設備 ※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

重大事故等対処設 備

主要設備

原子炉減圧 の自動 化

フロントラ イン系 故障時

自動減圧系

整備する手順書※１

対応設備

－ ※２

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－96

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／21）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

逃がし安全弁（自動減圧機能）
自動減圧機能用アキュムレータ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

重大事故等 対処設 備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
所内常設直流電源設備 ※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※４・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備
手動による 原子炉 減圧（逃がし 安 全弁に よる減圧 ①）

フロントラ イン系 故障時

自動減圧系

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－97

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／21）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

逃がし安全弁（逃がし弁機能）
逃がし弁機能用アキュムレータ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

重大事故等 対処設 備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
所内常設直流電源設備 ※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※４・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備
手動による 原子炉 減圧（逃がし安 全弁に よる減圧 ②）

フロントラ イン系 故障時

自動減圧系

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－98

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／21）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

原子炉隔離時冷却系ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等
重大事故等対策要領

自主対策設備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁重大事故等対処設備

関連設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・
弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・
弁
所内常設直流電源設備※４・125V系蓄電池 Ａ系
常設代替直流電源設備 ※４・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備
手動による 原子炉 減圧（原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵タンク循環運転による減圧）

フロントライン系故障時

自動減圧系整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－99

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／21）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

タービン・バイパス弁
タービン制御系

自主対策設 備関連設備

主蒸気系配管・弁自主対策設 備主要設備

手 動 に よ る 原 子炉 減 圧（タービン ・バイ パス弁に よる 減圧）

フロントラ イン系 故障時

自動減圧系

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－100

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）
自動減圧機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
・緊急用電源切替盤

重大事故等対処設備

主要設備

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

サポート系故障時

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－101

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）
自動減圧機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
・緊急用電源切替盤
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

サポート系故障時

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－102

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
逃がし安全弁（自動減圧機能）※６
自動減圧機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ

重大事故等対処設備

主要設備

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復

サポート系故障時

所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－103

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ
逃がし安全弁（自動減圧機能）

重大事故等対処設備

関連設備

自動減圧機能用アキュムレータ
主蒸気系配管・クエンチャ
非常用窒素供給系配管・弁重大事故等対処設備

主要設備

非常用窒素供給系による窒素確保

サポート系故障時－対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－104

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等
重大事故等対策要領

関連設備

自動減圧機能用アキュムレータ
主蒸気系配管・クエンチャ
非常用窒素供給系配管・弁重大事故等対処設備

可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保

サポート系故障時

可搬型窒素供給装置（小型）

重大事故等対処設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）－

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－105

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ
逃がし安全弁（逃がし弁機能）※５

重大事故等対処設備

関連設備

非常用逃がし安全弁駆動系配管・弁主蒸気系配管・クエンチャ
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧

サポート系故障時－対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－106

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

非常用窒素供給系
非常用逃がし安全弁駆動系

重大事故等 対処設備

主要設備

逃がし 安全 弁の背 圧対策

サポート系 故障時

－

対応
手段

－ ※７

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－107対応手段，対応設備，手順書一覧（13／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）
自動減圧機能用アキュムレータ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気配管・クエンチャ
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

所内常設直流電源設備のうち蓄電池及び充電器（常設直流電源）

代替直流電源設備による復旧①

サポート系故障時

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－108対応手段，対応設備，手順書一覧（14／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

逃がし安全弁（逃がし弁機能）
逃がし弁機能用アキュムレータ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

所内常設直流電源設備のうち蓄電池及び充電器（常設直流電源）

代替直流電源設備による復旧②

サポート系故障時

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－109

対応手段，対応設備，手順書一覧（15／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）
自動減圧機能用アキュムレータ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料補給設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

所内常設直流電源設備のうち蓄電池（常設直流電源）

代替交流電源設備による復旧①

サポート系故障時

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－110対応手段，対応設備，手順書一覧（16／21）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

逃がし安全弁（逃がし弁機能）
逃がし弁機能用アキュムレータ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「急速減圧」等

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

所内常設直流電源設備のうち蓄電池（常設直流電源）

代替交流電源設備による復旧②

サポート系故障時

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機等（全交流動力電源）

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－111

対応手段，対応設備，手順書一覧（17／21）（原子炉格納容器破損の防止）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

逃がし安全弁（自動減圧機能）
自動減圧機能用アキュムレータ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
所内常設直流電源設備 ※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※４・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備
炉心損傷時における高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱の防止①

原子炉格納容器破損の防止－

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－112

対応手段，対応設備，手順書一覧（18／21）（原子炉格納容器破損の防止）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

逃がし安全弁（逃がし弁機能）
逃がし弁機能用アキュムレータ

自主対策設備主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
主蒸気系配管・クエンチャ
所内常設直流電源設備 ※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※４・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

関連設備

炉心損傷時における高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱の防止②

原子炉格納容器破損の防止－

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－113

対応手段，対応設備，手順書一覧（19／21）（インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）
自動減圧機能用アキュムレータ
高圧炉心スプレイ系注入弁
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
低圧炉心スプレイ系注入弁
残留熱除去系Ａ系注入弁
残留熱除去系Ｂ系注入弁
残留熱除去系Ｃ系注入弁

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」等

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
所内常設直流電源設備※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替交流電源設備
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料補給設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応①

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時

－

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－114

対応手段，対応設備，手順書一覧（20／21）（インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

高圧炉心スプレイ系注入弁
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
低圧炉心スプレイ系注入弁
残留熱除去系Ａ系注入弁
残留熱除去系Ｂ系注入弁
残留熱除去系Ｃ系注入弁

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」等
重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

関連設備

主蒸気系配管・クエンチャ
所内常設直流電源設備※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替交流電源設備
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料補給設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備

逃がし安全弁（逃がし弁機能）
逃がし弁機能用アキュムレータ

重大事故等対処設備

主要設備

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応②

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時

－

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－115

対応手段，対応設備，手順書一覧（21／21）（インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

高圧炉心スプレイ系注入弁
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
低圧炉心スプレイ系注入弁
残留熱除去系Ａ系注入弁
残留熱除去系Ｂ系注入弁
残留熱除去系Ｃ系注入弁

重大事故等対策要領

自主対策設備主蒸気系配管・弁

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「二次格納施設制御」等

重大事故等対処設備

関連設備

所内常設直流電源設備※４・125V系蓄電池 Ａ系
・125V系蓄電池 Ｂ系
常設代替直流電源設備※４
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替交流電源設備
可搬型代替直流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料補給設備※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備

タービン・バイパス弁
タービン制御系

重大事故等対処設備

主要設備

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応③

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時－

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：過渡時自動減圧機能は，運転員による操作不要の減圧機能である。
※3：逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｂ及びＣが対象である。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：逃がし安全弁（逃がし弁機能）Ａ，Ｇ，Ｓ及びＶが対象である。
※6：逃がし安全弁（自動減圧機能）2個が対象である。
※7：選定される重大事故等の環境条件においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，あらか
じめ供給圧力を設定している。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－116

(d)

「1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，原子炉を冷却するための設計基準事故対処設備が有する機能は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による注水機能である。
また，原子炉を長期的に冷却するための設計基準事故対処設備が有する機能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除去機能である。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉を冷却する対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時における原子炉を冷却するための手順の例を次に示す。（第2.1.8表参照）
・残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ及び低圧炉心スプレイ系
ポンプが故障により原子炉注水ができない場合は，低圧代替
2.1－117注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉へ注水する。

2.1－118

第2.1.8表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順（1.4）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／34）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原
子炉注水）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備

残留熱除去 系（低 圧注水系 ）に よる原子炉 注水

設計基準事 故対処 設備

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－119

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／34）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原
子炉注水）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

低圧炉心スプレイ系ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スト
レーナ・スパージャ
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

低圧炉心ス プレイ 系による 原子 炉注水

設計基準事 故対処 設備－

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－120

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／34）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原
子炉除熱）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系配管・弁再循環系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

残留熱除去 系（原 子炉停止 時冷 却系）によ る原子 炉除熱

設計基準事 故対処 設備

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－121

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／34）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備

低圧炉心スプレイ系
ポンプ

低圧代替注 水系（ 常設）に よる 原子炉注水

フ ロントラ イン 系 故障

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－122

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／34）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

可搬型代替注水中型ポンプ※３
可搬型代替注水大型ポンプ※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対処設備

関連設備

西側淡水貯水設備※３
代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージ
ャ
残留熱除去系Ｃ系配管・弁ホース
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対処設備

主要設備

低圧炉心スプレイ系
ポンプ

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

フロントライン系故障

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

整備する手順書 ※１

対応設備

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－123

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／34）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設 備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

代替循環冷 却系に よる原子炉注水①

フロントラ イン系 故障

低圧炉心スプレイ系
ポンプ

代替循環冷却系ポンプ

重大事故等 対処設 備

残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－124対応手段，対応設備，手順書一覧（7／34）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設 備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

代替循環冷 却系に よる原子 炉注 水②

フロントラ イン系 故障

低圧炉心スプレイ系
ポンプ

代替循環冷却系ポンプ

重大事故等 対処設備

緊急用海水ポンプ ※２
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ストレーナ ※２

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－125

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／34）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設 備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

代替循環冷 却系に よる原子 炉注 水③

フロントラ イン系 故障

低圧炉心スプレイ系
ポンプ

代替循環冷却系ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等 対処設 備

残留熱除去系熱交換器

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－126

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／34）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

自主対策設 備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※４・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

低圧炉心スプレイ系
ポンプ

消火系による原子炉注水

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－127

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／34）（原子炉運転中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

復水移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

自主対策設 備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

低圧炉心スプレイ系
ポンプ

補給水系に よる原 子炉注水

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－128

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／34）（原子炉運転中のサポート系故障時）

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系 故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注水 系 ） 復 旧 後 の 原 子 炉 注 水 ①

分類

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－129

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／34）（原子炉運転中のサポート系故障時）

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
緊急用海水ポンプ ※２
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系 故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注水 系 ） 復 旧 後 の 原 子 炉 注 水 ②

分類

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－130

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／34）（原子炉運転中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等 対処設 備

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

主要設備

残留熱除去系海水系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油補給設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去 系（低 圧注水系 ）復 旧後の原子 炉注水 ③

サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－131対応手段，対応設備，手順書一覧（14／34）（原子炉運転中のサポート系故障時）

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スト
レーナ・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油補給設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

残留熱除去系海水系

低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポ ート 系 故 障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

低圧炉心ス プレイ 系復旧後 の原 子炉注水①

分類

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－132

対応手段，対応設備，手順書一覧（15／34）（原子炉運転中のサポート系故障時）

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スト
レーナ・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油補給設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

残留熱除去系海水系

低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）
緊急用海水ポンプ ※２
緊急用海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポ ート 系 故 障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

低圧炉心ス プレイ 系復旧後 の原 子炉注水②

分類

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－133

対応手段，対応設備，手順書一覧（16／34）（原子炉運転中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設 備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スト
レーナ・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

関連設備

低圧炉心ス プレイ 系復旧後 の原 子炉注水③サポート系 故障

残留熱除去系海水系

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等 対処設 備

低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－134

対応手段，対応設備，手順書一覧（17／34）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等対処設備

関連設備

代替淡水貯槽※３
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－135

対応手段，対応設備，手順書一覧（18／34）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

可搬型代替注水中型ポンプ ※３
可搬型代替注水大型ポンプ ※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

関連設備

西側淡水貯水設備 ※３
代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ
残留熱除去系Ｃ系配管・弁ホース
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

低圧代替注 水系（ 可搬型） によ る残存溶融 炉心の 冷却

溶融炉心が 原子炉 圧力容器 内に 残 存す る場 合

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－136

対応手段，対応設備，手順書一覧（19／34）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替循環冷 却系による残存 溶融 炉心の冷却①

溶融炉心が 原子炉 圧力容器 内に 残 存す る場 合

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－137

対応手段，対応設備，手順書一覧（20／34）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
緊急用海水ポンプ ※２
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替循環冷 却系による残存 溶融 炉心の冷却②

溶融炉心が 原子炉 圧力容器 内に 残 存す る場 合

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－138

対応手段，対応設備，手順書一覧（21／34）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設 備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替循環冷 却系に よる残存 溶融 炉心の冷却 ③

溶融 炉心が 原 子炉 圧力容器 内に 残 存す る場 合

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等 対処設 備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器－

整備する手順書 ※１

対応設備

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－139

対応手段，対応設備，手順書一覧（22／34）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領

自主対策設 備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※４・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

消火系による残存溶融炉心 の冷 却

溶融炉心が 原子炉 圧力容器 内に 残 存す る場 合－

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－140

対応手段，対応設備，手順書一覧（23／34）（溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

復水移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領

自主対策設備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等対処設備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

補給水系による残存溶融炉心の冷却

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合－

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－141

対応手段，対応設備，手順書一覧（24／34）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備

低圧代替注 水系（ 常設）に よる 原子炉注水

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－142対応手段，対応設備，手順書一覧（25／34）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

可搬型代替注水中型ポンプ ※３
可搬型代替注水大型ポンプ ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

西側淡水貯水設備 ※３
代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ
残留熱除去系Ｃ系配管・弁ホース
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

低圧代替注 水系（ 可搬型） によ る原子炉注 水

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－143

対応手段，対応設備，手順書一覧（26／34）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

代替循環冷却系による原子炉注水①

フロントライン系故障

代替循環冷却系ポンプ

重大事故等対処設備

残留熱除去系海水ポンプ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－144

対応手段，対応設備，手順書一覧（27／34）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

代替循環冷却系による原子炉注水②

フロントライン系故障

代替循環冷却系ポンプ

重大事故等対処設備

緊急用海水ポンプ※２
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ストレーナ※２

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－145

対応手段，対応設備，手順書一覧（28／34）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

自主対策設 備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

代替循環冷 却系に よる原子炉注水③

フロントラ イン系 故障

代替循環冷却系ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等 対処設 備

残留熱除去系熱交換器

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－146

対応手段，対応設備，手順書一覧（29／34）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

自主対策設 備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※４・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

消火系による原子炉注水

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－147

対応手段，対応設備，手順書一覧（30／34）（原子炉運転停止中のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

復水移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

自主対策設 備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備 ※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

補給水系に よる原 子炉注水

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－148対応手段，対応設備，手順書一覧（31／34）（原子炉運転停止中のサポート系故障時）非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」等
残留熱除去系配管・弁再循環系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書 ※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系 故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残留熱除去 系（原 子炉停止 時冷 却系）復旧 後の原 子炉除熱 ①

分類

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－149

対応手段，対応設備，手順書一覧（32／34）（原子炉運転停止中のサポート系故障時）非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」等
残留熱除去系配管・弁再循環系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
緊急用海水ポンプ ※２
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書 ※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系 故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残留熱除去 系（原 子炉停止 時冷 却系）復旧 後の原 子炉除熱 ②

分類

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－150

対応手段，対応設備，手順書一覧（33／34）（原子炉運転停止中のサポート系故障時）

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

自主対策設 備残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

重大事故等 対処設 備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」等
重大事故等対策要領

残留熱除去系配管・弁再循環系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書 ※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系 故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ） 復 旧 後 の 原 子 炉 除 熱 ③

分類※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－151

対応手段，対応設備，手順書一覧（34／34）（原子炉運転停止中のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

原子炉冷却材浄化系ポンプ
原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」等

自主対策設 備原子炉冷却材浄化系配管・弁給水系配管・弁

重大事故等 対処設 備

原子炉圧力容器
再循環系配管・弁自主対策設 備主要設備

原 子炉 冷 却 材 浄 化 系に よ る 進展 抑 制

サポート系 故障－

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－152

(e)

「1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する
機能は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プ
ール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系海水系による除熱機能である。
これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ輸送するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩和するため，共通要因で同時に機能喪失することのな
い可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラント
パラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順の例を次に示す。（第 2.1.9 表参照）
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール
冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポンプが故障により最終
ヒートシンクへ熱を輸送できない場合には，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系により最終ヒートシンクへ熱を輸
2.1－153

送する。
・残留熱除去系海水系の機能喪失又は全交流動力電源喪失により
最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合には，緊急用海水系により最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する手段を確保する。緊急用海水系と合わせて残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系又は格納容器スプレイ冷却系）により最終ヒートシンク（海洋）へ熱を輸送する。なお，
全交流動力電源喪失により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポンプが起動できない場合には，常設代替交流電源設備により緊急用メタルクラッド開閉装置（以下「Ｍ／Ｃ」という。）を受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ
Ｃ

２Ｃ又はＭ／

２Ｄへ電源を供給することにより残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プール冷却系及び格納容器スプ
レイ冷却系）を復旧する。

2.1－154

第2.1.9表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順（1.5）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／11）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原
子炉除熱）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

残留熱除去系ポンプ ※２
残留熱除去系海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ

重大事故等 対処設備

関連設備

残留熱除去系海水系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用取水設備
・貯留堰
・取水路
非常用交流電源設備 ※６・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設備

主要設備

残留熱除去 系（原子 炉停止時 冷 却系）によ る原子炉 除熱設計基準事 故対処設 備

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢減圧冷却｣等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－155

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／11）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用するサプレッション・プール水の除熱）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

残留熱除去系ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ

重大事故等 対処設備

関連設備

サプレッション・プール
残留熱除去系海水系配管・弁
非常用取水設備
・貯留堰
・取水路
非常用交流電源設備 ※６・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

残 留 熱 除 去 系（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却系） に よる サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 の 除 熱設計基準事 故対処設 備

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－156

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／11）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉格納容器内の除熱）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

残留熱除去系ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ

重大事故等 対処設備

関連設備

サプレッション・プール
残留熱除去系海水系配管・弁
原子炉格納容器
非常用取水設備
・貯留堰
・取水路
非常用交流電源設備 ※６・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

残留熱除去 系（格納 容器スプ レ イ冷却系） による原 子炉格納 容 器 内の除熱設計基準事 故対処設 備

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－157

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／11）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する除熱）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器

重大事故等 対処設備

関連設備

残留熱除去系海水系配管・弁
非常用取水設備
・貯留堰
・取水路
非常用交流電源設備 ※６・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

重大事故等対処設備

主要設備

残留熱除去 系海水系 による冷 却 水（ 海水） の確保

設計基準事 故対処設 備

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－158

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／11）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

格納容器圧力逃がし装置 ※４

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等

重大事故等 対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※６・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※６
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※６・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大 事故等 対処設備

主要設備

格納容器圧 力逃がし 装置によ る 原子炉格納 容器内の 減圧及び 除 熱①（第一 弁を使用 した場合 ）フロントラ イン系故 障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プ
ール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポ
ンプ

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－159

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／11）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

格納容器圧力逃がし装置 ※４

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等

重大事故等 対処設備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※６・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※６
・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※６・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備主要設備

格納容器圧 力逃がし 装置によ る 原子炉格納 容器内の 減圧及び 除 熱②（第一 弁バイパ ス弁を使 用 した場合）

フロントラ イン系故 障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プ
ール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポ
ンプ

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－160

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／11）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

第一弁（Ｓ／Ｃ側）
第一弁（Ｄ／Ｗ側）
耐圧強化ベント系一次隔離弁
耐圧強化ベント系二次隔離弁

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等

重大事故等 対処設備

関連設備

遠隔人力操作機構
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁
原子炉建屋ガス処理系配管・弁
原子炉格納容器
真空破壊弁
常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※６・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大 事故等 対処設備

主要設備

耐圧強化ベント系に よる原子炉 格納容器内 の減圧及 び除熱① （ 第一弁を使 用した場 合）

フロントラ イン系故 障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プ
ール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポ
ンプ

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－161

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／11）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

自主対策設 備第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁
第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁

重大事故等 対処設備

耐圧強化ベント系一次隔離弁
耐圧強化ベント系二次隔離弁

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等
遠隔人力操作機構
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁
原子炉建屋ガス処理系配管・弁
原子炉格納容器
真空破壊弁
常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※６・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等 対処設備

関連設備

耐 圧 強 化 ベ ン ト 系に よ る 原 子 炉 格納 容 器 内 の 減 圧 及 び 除 熱 ② （ 第一 弁 バ イ パス 弁 を 使 用 し た 場 合）

フロントラ イン系故 障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プ
ール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポ
ンプ

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－162

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／11）（フロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

遠隔人力操作機構 ※４

重大 事故等 対処設備

主要設備

遠隔人力操 作機構による現場 操 作

フロントラ イン系故 障

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，サプレッション・プ
ール冷却系及び格納容器スプレイ冷却系）ポ
ンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢ＰＣＶ圧力制御｣等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－163対応手段，対応設備，手順書一覧（10／11）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

緊急用海水ポンプ
緊急用海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ ※２
残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）ポンプ ※３
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ ※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等

重大事故等 対処設備

関連設備

緊急用海水系配管・弁残留熱除去系海水系配管・弁
非常用取水設備
・ＳＡ用海水ピット
・海水引込み管・ＳＡ用海水ピット取水塔
・緊急用海水ポンプピット
・緊急用海水取水管
常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ

重大 事故等 対処設備

主要設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

緊急用海水 系による 除熱

サポート系 故障

残留熱除去系海水系

整備する手順書 ※１

対応設備

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－164

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／11）（サポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）ポンプ ※２
残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）ポンプ ※３
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ ※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢Ｓ／Ｐ温度制御｣等
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設備

関連設備

残留熱除去系海水系配管・弁
緊急用海水系配管・弁ホース
非常用取水設備
・ＳＡ用海水ピット
・海水引込み管・ＳＡ用海水ピット取水塔
常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※５

重大 事故等 対処設備

主要設備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

代替残留熱 除去系海 水系によ る 除熱

サポート系 故障

残留熱除去系海水系

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－165

(f)

「1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）による原子炉格納容器内の除熱機能である。
この機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処設備及び手順を整備する。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合においても原子炉格納容器内の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，
建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉格納容器内を冷却するための手順の例を次に示す。（第2.1.10表参照）
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プ
ール冷却系）ポンプが故障により機能喪失した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可2.1－166

搬型），代替循環冷却系，消火系及び補給水系により原子炉格納容器内を冷却する。
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プ
ール冷却系）が全交流動力電源喪失により使用できない場合には，常設代替交流電源設備により緊急用Ｍ／Ｃを受電した後，緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ

２Ｃ又はＭ／Ｃ

２Ｄへ電源を供給するとともに，残留熱除去系海水ポンプ，緊急用海水ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプで冷却水を確保することにより，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）を復旧する。
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プ
ール冷却系）が残留熱除去系海水系機能喪失により使用できない
場合には，緊急用海水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプで冷却水を確保することにより，残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系及びサプレッション・プール冷却系）を復旧する。

2.1－167

第2.1.10表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順（1.6）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／36）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉格納容器内の除熱）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」
等

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備 ※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備

残留熱除去 系（格 納容器ス プレ イ冷却系） による 原子炉格 納容 器内の除熱設計基準事 故対処 設備

－

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－168対応手段，対応設備，手順書一覧（2／36）（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用するサプレッション・プール水の除熱）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」
等

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
非常用交流電源設備 ※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

残留熱除去 系（サ プレッシ ョン ・プール冷 却系） によるサ プレ ッション・ プール 水の除熱

設計基準事 故対処 設備

－

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－169

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／36）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大 事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」
等
サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替 循環冷 却系に よる サプ レッ ション・プ ール水 の除熱①

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－170

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／36）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※２
緊急用海水ストレーナ ※２

重大 事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」
等
サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替循環冷 却系に よるサプ レッ ション・プ ール水 の除熱②

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－171

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／36）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等 対処設 備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

主要設備
※２

重大事故等 対処設 備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ

関連設備

代替 循環冷 却系に よる サプ レッ ション・プ ール水 の除熱③

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」
等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－172

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／36）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大 事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」
等
サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替循環冷 却系に よる原子炉格 納容器内の 除熱①

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－173

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／36）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※２
緊急用海水ストレーナ ※２

重大 事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」
等
サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替循環冷 却系に よる原子 炉格 納容器 内の 除熱②

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－174

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／36）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等 対処設 備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

主要設備
※２

重大事故等 対処設 備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ

関連設備

代替循環冷 却系に よる 原子 炉格 納容器 内の 除熱③

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」
等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－175

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／36）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁
残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレ
イヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替格納容 器スプ レイ冷却 系（ 常設）によ る 原子 炉格納容 器 内 の冷却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」
等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－176

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／36）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

可搬型代替注水中型ポンプ ※３
可搬型代替注水大型ポンプ ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

西側淡水貯水設備 ※３
代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁
残留熱除去系配管・弁・スプレイヘ
ッダ
ホース
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替格納容 器スプ レイ冷却 系（ 可搬型）に よる原 子炉格納 容器 内の冷却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」
等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－177

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／36）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」
等
重大事故等対策要領

自主対策設 備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレ
イヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備 ※４・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

消火系による原子炉格納容 器内の冷却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－178

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／36）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

復水移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」
等
重大事故等対策要領

自主対策設 備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレ
イヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備 ※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

補給水系に よる原 子炉格納 容器 内の冷却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－179

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／36）（炉心損傷前のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

ドライウェル内ガス冷却装置送風機
ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイル

重大事故等 対処設 備

関連設備

原子炉格納容器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

自主対策設 備主要設備

ドライウェ ル内ガ ス冷却装 置に よる原子炉 格納容 器内の除 熱

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｄ／Ｗ温度制御」
等※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－180

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／36）（炉心損傷前のサポート系故障時）

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大事故等対処設 備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」
等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系 故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残 留 熱 除 去 系（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 ） 復 旧 後 の 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 除 熱 ①

分類※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－181

対応手段，対応設備，手順書一覧（15／36）（炉心損傷前のサポート系故障時）

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※２
緊急用海水ストレーナ ※２

重大事故等対処設 備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」
等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系 故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残 留 熱 除 去 系（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 ） 復 旧 後 の 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 除 熱 ②

分類※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－182

対応手段，対応設備，手順書一覧（16／36）（炉心損傷前のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等対処設 備

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

主要設備

残留熱除去系海水系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」
等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去 系（格 納容器ス プレ イ冷却系） 復 旧後 の原子炉 格納 容器内の除 熱③サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－183

対応手段，対応設備，手順書一覧（17／36）（炉心損傷前のサポート系故障時）

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大事故等対処設 備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」
等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系 故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残留熱除去 系（サ プレッシ ョン ・プール冷 却系） 復旧後の サプ レッション ・プー ル水の除 熱①

分類※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－184

対応手段，対応設備，手順書一覧（18／36）（炉心損傷前のサポート系故障時）

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※２
緊急用海水ストレーナ ※２

重大事故等対処設 備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」
等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系 故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残留熱除去 系（サ プレッシ ョン ・プール冷 却系） 復旧後の サプ レッション ・プー ル水の除 熱②

分類※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－185

対応手段，対応設備，手順書一覧（19／36）（炉心損傷前のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等対処設 備

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

主要設備

残留熱除去系海水系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」
等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去 系（サ プレッシ ョン ・プール冷 却系） 復旧後の サプ レッション ・プー ル水の除 熱③サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－186

対応手段，対応設備，手順書一覧（20／36）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

代替循環冷 却系に よるサプ レッ ション・プ ール水 の除熱①

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手
順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－187

対応手段，対応設備，手順書一覧（21／36）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※２
緊急用海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

代替循環冷 却系に よるサプ レッ ション・プ ール水 の除熱②

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手
順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－188

対応手段，対応設備，手順書一覧（22／36）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等 対処設 備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

主要設備

代替 循環冷 却系に よる サプ レッ ション・プ ール水 の除熱③

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手
順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－189

対応手段，対応設備，手順書一覧（23／36）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

代替循環冷 却系に よる原子 炉格 納容器内の 除熱①

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
不測事態「ＡＭ初期対応」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－190対応手段，対応設備，手順書一覧（24／36）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※２
緊急用海水ストレーナ ※２

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

代替循環冷 却系に よる原子 炉格 納容器 内の 除熱②

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
不測事態「ＡＭ初期対応」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－191

対応手段，対応設備，手順書一覧（25／36）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

主要設備

重大事故等 対処設 備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備関連設備

代替循環冷 却系に よる原子 炉格 納容器 内の 除熱③

フロントラ イン系 故障

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大事故等 対処設 備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
不測事態「ＡＭ初期対応」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－192

対応手段，対応設備，手順書一覧（26／36）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁
残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレ
イヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替格納容 器スプ レイ冷却 系（ 常設）によ る 原子 炉格納容 器 内 の冷却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
不測事態「ＡＭ初期対応」等
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－193

対応手段，対応設備，手順書一覧（27／36）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

可搬型代替注水中型ポンプ ※３
可搬型代替注水大型ポンプ ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

西側淡水貯水設備 ※３
代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁
残留熱除去系配管・弁・スプレイヘ
ッダ
ホース
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替格納容 器スプ レイ冷却 系（ 可搬型）に よる原 子炉格納 容器 内の冷却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手
順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－194

対応手段，対応設備，手順書一覧（28／36）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手
順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

自主対策設 備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレ
イヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備 ※４・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

消火系による原子炉格納容 器内の冷却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－195

対応手段，対応設備，手順書一覧（29／36）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

復水移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手
順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

自主対策設 備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁・スプレ
イヘッダ
原子炉格納容器
非常用交流電源設備 ※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

補給水系に よる原 子炉格納 容器 内の冷却

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－196対応手段，対応設備，手順書一覧（30／36）（炉心損傷後のフロントライン系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

ドライウェル内ガス冷却装置送風機
ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイル

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

関連設備

原子炉格納容器
非常用交流電源設備※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

自主対策設 備主要設備

ドライウェ ル内ガ ス冷却装 置に よる原子炉 格納容 器内の除 熱

フロントラ イン系 故障

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系
及びサプレッション・プール冷却系）
ポンプ

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－197

対応手段，対応設備，手順書一覧（31／36）（炉心損傷後のサポート系故障時）

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大 事故等 対処設 備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手
順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系 故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残 留 熱 除 去 系（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 ） 復 旧 後 の 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 除 熱 ①

分類

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－198

対応手段，対応設備，手順書一覧（32／36）（炉心損傷後のサポート系故障時）

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※２
緊急用海水ストレーナ ※２

重大 事故等 対処設 備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手
順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系 故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残 留 熱 除 去 系（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 ） 復 旧 後 の 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 除 熱 ②

分類

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－199

対応手段，対応設備，手順書一覧（33／36）（炉心損傷後のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大 事故等 対処設 備

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

主要設備

残留熱除去系海水系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手
順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去 系（格 納容器ス プレ イ冷却系） 復 旧後 の原子炉 格納 容器内の除 熱③サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－200

対応手段，対応設備，手順書一覧（34／36）（炉心損傷後のサポート系故障時）

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系海水ストレーナ ※２

重大 事故等 対処設 備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手
順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系 故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残留熱除去 系（サ プレッシ ョン ・プール冷 却系） 復旧後の サプ レッション ・プー ル水の除 熱①

分類

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－201

対応手段，対応設備，手順書一覧（35／36）（炉心損傷後のサポート系故障時）

残留熱除去系海水系

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※２
緊急用海水ストレーナ ※２

重大 事故等 対処設 備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手
順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等 対処設 備

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

関連設備

対応
手段

主要設備

サポート系 故障

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

残留熱除去 系（サ プレッシ ョン ・プール冷 却系） 復旧後の サプ レッション ・プー ル水の除 熱②

分類

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－202

対応手段，対応設備，手順書一覧（36／36）（炉心損傷後のサポート系故障時）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

重大 事故等 対処設 備

残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

主要設備

残留熱除去系海水系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手
順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去 系（サ プレッシ ョン ・プール冷 却系） 復旧後の サプ レッション ・プー ル水の除 熱③サポート系 故障

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－203

(g)

「1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる対処
設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷が生じた場合において原子炉格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重
大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，
現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順の例を次に示す。（第2.1.11表参照）
・炉心の著しい損傷が発生した場合，原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置又は代替循環冷却系により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる。

2.1－204

第2.1.11表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順（1.7）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／9）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ

関連設備

重 大 事 故 等 対 処 設備

（全交流動力電源）

フィルタ装置第一弁（Ｓ／Ｃ側）
第一弁（Ｄ／Ｗ側）
第二弁
第二弁バイパス弁
第二弁操作室遮蔽
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
差圧計
遠隔人力操作機構
圧力開放板
可搬型窒素供給装置
・窒素供給装置
・窒素供給装置用電源車
フィルタ装置遮蔽
配管遮蔽
移送ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ ※ ３
可搬型代替注水大型ポンプ ※ ３
西側淡水貯水設備 ※ ３
代替淡水貯槽 ※ ３
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配管・弁
原子炉格納容器
真空破壊弁
窒素供給配管・弁
第二弁操作室空気ボンベユニット（配管・弁）
移送配管・弁
補給水配管・弁常設代替交流電源設備 ※ ４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※ ４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※ ４・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※ ４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※ ４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重 大 事 故 等 対 処 設備

主要設備

ディーゼル発電機

格納容 器圧力逃がし装置による原子 炉格納容 器内の 減圧及び 除熱①

原子炉格納容器の過圧破損防止

外部電源系及び非常用整備する手順書 ※ １

対応設備（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－205

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／9）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
重 大 事 故 等 対 処 設備

関連設備

「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領

自主対策設備

淡水タンク ※ ３

自主対策設備（全交流動力電源）

格納容 器圧力逃がし装置による原子 炉格納容 器内の 減圧及び 除熱②

原子炉格納容器の過圧破損防止

ディーゼル発電機

可搬型窒素供給装置
・窒素供給装置
・窒素供給装置用電源車
フィルタ装置遮蔽
配管遮蔽
移送ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ ※ ３
可搬型代替注水大型ポンプ ※ ３
西側淡水貯水設備 ※ ３
代替淡水貯槽 ※ ３
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配管・弁
原子炉格納容器
真空破壊弁
窒素供給配管・弁
第二弁操作室空気ボンベユニット（配管・弁）
移送配管・弁
補給水配管・弁常設代替交流電源設備 ※ ４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※ ４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※ ４・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※ ４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※ ４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重 大 事 故 等 対 処 設備

主要設備

フィルタ装置第二弁
第二弁バイパス弁
第二弁操作室遮蔽
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
差圧計
遠隔人力操作機構
圧力開放板

第一弁（Ｓ／Ｃ側）バイパス弁
第一弁（Ｄ／Ｗ側）バイパス弁

外部電源系及び非常用整備する手順書 ※ １対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－206

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／9）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

遠隔人力操作機構
第二弁操作室遮蔽
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）差圧計

重 大 事故 等 対 処 設備

関連設備

第二弁操作室空気ボンベユニット（配管・弁）

重 大 事 故 等 対 処 設備

主要設備

遠隔人力操作機構による現場操作

原子炉格納容器の過圧破損防止－

整備する手順書 ※ １

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－207対応手段，対応設備，手順書一覧（4／9）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

可搬型窒素供給装置
・窒素供給装置
・窒素供給装置用電源車

重 大 事 故 等 対 処 設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順

不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配管・弁フィルタ装置常設代替交流電源設備 ※ ４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※ ４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※ ４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

書」
重 大 事 故 等 対 処 設備

関連設備

不 活 性 ガ ス （ 窒 素） に よ る 系 統 内 の 置 換

原子炉格納容器の過圧破損防止－

整備する手順書 ※ １

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－208対応手段，対応設備，手順書一覧（5／9）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

可搬型窒素供給装置
・窒素供給装置
・窒素供給装置用電源車

重 大 事 故 等 対 処 設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順

不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配管・弁
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※ ４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※ ４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

書」
重 大 事 故 等 対 処 設備

関連設備

原子炉格納容器負圧破損の防止

原子炉格納容器の過圧破損防止－

整備する手順書 ※ １

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－209

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／9）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
サプレッション・プール
緊急用海水ポンプ ※ ２
緊急用海水ストレーナ ※ ２

重 大 事 故 等 対 処 設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ

関連設備

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ス
プレイヘッダ
原子炉圧力容器
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※ ４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ

重 大 事 故 等 対 処 設備

（全交流動力電源）

主要設備

ディーゼル発電機

代替循環冷却系による原子 炉格納容 器内の 減圧及び 除熱①

原 子 炉 格 納 容 器の過 圧 破 損 防 止

外部電源系及び非常用整備する手順書 ※ １

対応設備（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－210対応手段，対応設備，手順書一覧（7／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※ １対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
サプレッション・プール
残留熱除去系海水ポンプ ※ ２
残留熱除去系海水ストレーナ ※ ２

重 大 事 故 等 対 処 設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ス
プレイヘッダ
原子炉圧力容器
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※ ４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ

重 大 事 故 等 対 処 設備

関連設備

代替循環冷却系による原子 炉格納容 器内の 減圧及び 除熱②

原 子 炉 格 納 容 器の過 圧 破 損 防 止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－211

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／9）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

重 大 事 故 等 対 処 設備

非常時運転手順書Ⅱ

可搬型代替注水大型ポンプ ※ ２

自主対策設備（全交流動力電源）

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
サプレッション・プール
主要設備

ディーゼル発電機（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・ス
プレイヘッダ
原子炉圧力容器
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※ ４・常設代替高圧電源装置
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
燃料給油設備 ※ ４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ「除熱－１」，「除熱－３」，
重 大 事 故 等 対 処 設備

関連設備

代替循環冷却系による原子 炉格納容 器内の 減圧及び 除熱③

原子炉格納容器の過圧破損防止

外部電源系及び非常用整備する手順書 ※ １

対応設備

「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－212

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／9）
分類

機能喪失を想定する対応

設計基準事故対処設備

手段

薬液タンク
蓄圧タンク加圧用窒素ガスボンベ

重 大 事故 等 対 処 設備

サプレッション・プール

自主対策設備主要設備
関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」

残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッダ
サプレッション・プール水ｐＨ制御装置
配管・弁常設代替直流電源設備 ※ ４・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※ ４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※ ４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設備サ プレ ッシ ョ ン ・プ ー ル 水 ｐ Ｈ 制御 装 置 に よ る 薬 液 注入

原子炉格納容器の過圧破損防止－

整備する手順書 ※ １

対応設備

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－213

(h)

「1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心・コンクリー
ト相互作用による原子炉格納容器の破損を防止するため，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却する対処設備及び手順を整備する。
また，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容器へ注水する対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても溶融炉心による原子炉格納容器の破損を緩和するため及び溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延させる又は防止するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，
建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順の例を次に示す。（第2.1.12表参照）
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却するため，格納容器
下部注水系（常設），格納容器下部注水系（可搬型），消火系及び補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
2.1－214

・炉心の著しい損傷が発生した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延又は防止するため，原子炉隔離
時冷却系，高圧代替注水系，低圧代替注水系（常設），低圧代替
注水系（可搬型），代替循環冷却系，消火系，補給水系及びほう酸水注入系により原子炉圧力容器へ注水する。

2.1－215

第2.1.12表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順（1.8）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
コリウムシールド

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁格納容器下部注水系配管・弁
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設 備

主要設備

格 納 容 器 下 部 注水 系 （ 常 設 ） に よ る ペ デス タ ル （ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ） へ の 注 水

ペ デスタル（ドラ イウ ェル 部） の床面に落 下した 溶融炉心 の冷 却

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－216

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

可搬型代替注水中型ポンプ ※３
可搬型代替注水大型ポンプ ※３
コリウムシールド

重大事故等 対処設 備

関連設備

西側淡水貯水設備 ※３
代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁格納容器下部注水系配管・弁ホース
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設備

主要設備

格納容器下 部注水 系（可搬 型） によるペデ スタル （ドライ ウ ェ ル部）への 注水

ペ デスタル （ドラ イウ ェル 部） の床面に落 下した 溶融炉心 の冷 却

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－217

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

コリウムシールド

重大事故等 対処設 備

ディーゼル駆動消火ポンプ

自主対策設 備主要設備
格納容器下部注水系配管・弁
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

自主対策設 備関連設備

消火系によ るペデスタル（ ドラ イウェル部 ）への 注水

ペ デス タ ル （ ド ラ イウ ェ ル 部 ） の 床 面 に 落 下し た 溶 融 炉 心 の 冷 却

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手
順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－218

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

コリウムシールド

重大事故等 対処設 備

復水移送ポンプ

自主対策設 備主要設備
格納容器下部注水系配管・弁
原子炉格納容器
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁
消火系配管・弁

自主対策設 備関連設備

補給 水 系に よ る ペ デス タ ル （ ド ラ イウ ェ ル 部 ） へ の 注水

ペ デスタル （ドラ イウ ェル 部） の床面に落 下し た 溶融炉心 の冷 却

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－219

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

原子炉隔離時冷却系ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール ※４
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※５・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

原子炉隔離 時冷却 系による 原子 炉圧力容器 への注 水

溶融炉心の ペデスタル（ド ライ ウ ェル部） の床面 への落下 遅延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－220

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

常設高圧代替注水系ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※５・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

高圧代替注 水系に よる原子 炉圧 力容器への 注水

溶融炉 心の ペ デス タ ル（ド ラ イ ウ ェル部） の床面 への落 下 遅 延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－221

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備

低圧代替注 水系（ 常設）に よる 原子炉圧力 容器へ の注水

溶融炉 心の ペ デス タ ル（ド ラ イ ウ ェル部） の床面 への落 下 遅 延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－222

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

可搬型代替注水中型ポンプ ※３
可搬型代替注水大型ポンプ ※３

重大事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
西側淡水貯水設備
代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁残留熱除去系Ｃ系配管・弁
低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャホース
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

関連設備

低圧代替注 水系（ 可搬型） によ る原子炉圧 力容器 への注水

溶融炉心の ペデスタル（ド ライ ウ ェル部） の床面 への落下 遅延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－223

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ ※２
残留熱除去系海水ストレーナ ※２
残留熱除去系熱交換器

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備

代 替 循 環 冷 却 系に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注水 ①

溶融炉心の ペデス タル（ドライ ウ ェル部） の床面 への落下 遅延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－224対応手段，対応設備，手順書一覧（10／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

代替循環冷却系ポンプ
緊急用海水ポンプ ※２
緊急用海水ストレーナ ※２
残留熱除去系熱交換器

重大事故等 対処設 備

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替循環冷 却系に よる原子 炉圧 力容器への 注水②

溶融炉心の ペデス タル（ドライ ウ ェル部） の床面 への落下 遅延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－225

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

重大事故等 対処設 備

主要設備
重大事故等 対処設 備

サプレッション・プール
代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ ※２

関連設備

代替循環冷 却系に よる原子 炉圧 力容器への 注水③

溶融炉心の ペデスタル（ド ライ ウ ェル部） の床面 への落下 遅延 ・防止

代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－226

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

ディーゼル駆動消火ポンプ

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

消火系による原子炉圧力容 器へ の注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

自主対策設 備

溶融炉心の ペデス タル（ド ライ ウ ェル部） の床面 への落下 遅延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－227

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

復水移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系Ｂ系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

補給水系に よる原 子炉圧力 容器 への注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁
消火系配管・弁

自主対策設 備

溶融炉心の ペデスタル（ド ライ ウ ェル部） の床面 への落下 遅延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

整備する手順書※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－228

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／14）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書※１

対応設備

ほう酸水注入ポンプ

重大事故等 対処設 備

関連設備

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポ
ンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

ほう酸水注 入系に よる原子 炉圧 力容器への ほう酸 水注入

溶融炉 心の ペ デス タ ル（ド ラ イ ウ ェル部） の床面 への落 下 遅 延 ・防止

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力電源）

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：サプレッション・プールから復水貯蔵タンクへの水源切替え手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－229

(i)

「1.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手

順等」
イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反応により発生する水素及び水の放射線分解により発生する水素と酸素の反応による水素爆発により原子炉格納容器が破損することを防止するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても水素爆発による原子炉格納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，
可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止す
るための手順の例を次に示す。（第2.1.13表参照）
・残留熱除去系又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱時において，原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素の反応による水素爆発を防止するため，可搬型窒素供給装置により原子炉格納容器内を不活性化する。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反
応により発生する水素及び水の放射線分解により発生する水素と酸素を格納容器圧力逃がし装置により原子炉格納容器外に排出2.1－230し，水素爆発による原子炉格納容器破損を防止する。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム－水反
応により発生する水素及び水の放射線分解により発生する水素と酸素が変動する可能性のある範囲にわたって水素濃度及び酸素濃度監視設備にて原子炉格納容器内の雰囲気ガスをサンプリング
し，水素濃度及び酸素濃度を測定し，監視する。

2.1－231

第2.1.13表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順（1.9）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／9）
分類

整備する手順書 ※１

対応設備

主要設備

不活性ガス系 ※２

原子炉格納容器－ ※３

重大事故等 対処設 備

関連設備

水素爆発に よる原 子炉格納 容器 の破損防止

－

対応
手段

不活性ガス 系によ る原子炉 格納 容器内の不 活性化

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備－ ※２※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－232

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型窒素供給装置
・窒素供給装置
・窒素供給装置用電源車

重大事故等 対処設 備

関連設備

不活性ガス系配管・弁
原子炉格納容器
燃料給油設備 ※６・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

可搬型窒素 供給装 置による 原子 炉格納容器 内の不 活性化

水 素 爆 発 に よる 原 子炉 格 納 容 器 の 破 損 防 止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－233

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

格納容器圧力逃がし装置 ※５

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

関連設備

フィルタ装置入口水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※６・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※６・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※６・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装置に よる 原 子炉 格 納 容 器 水 素爆 発 防 止

水素爆発に よる原 子炉 格納 容器 の破損防止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－234

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

可燃性ガス濃度制御系ブロワ
可燃性ガス濃度制御系加熱器
可燃性ガス濃度制御系再結合器
可燃性ガス濃度制御系冷却器

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領

自主対策設 備

可燃性ガス濃度制御系配管・弁重大事故等 対処設 備

関連設備

非常用交流電源設備 ※６・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ

自主対策設 備主要設備
可 燃 性 ガ ス 濃 度制 御 系 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 素 濃 度 制 御水素爆発に よる原 子炉格納 容器 の破損防止－

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－235

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

重大事故等 対処設 備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※６・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

格納容器 内 水 素濃 度（ＳＡ ） 及 び格納容器 内酸素 濃度（Ｓ Ａ）
による原子炉格納 容器内の水素 濃度及び酸 素濃度 監視

水素爆発に よる原 子炉格納 容器 の破損防止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－236

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／9）
分類

整備する手順書 ※１

対応設備

残留熱除去系海水ポンプ ※４
残留熱除去系海水ストレーナ ※４

主要設備
格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度

自主対策設 備

格納容器雰 囲気モ ニタによ る原 子炉格納容 器内の 水素濃度 及び 酸素濃度監 視①

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

非常用交流電源設備 ※６・２Ｃ 非常用ディーゼル
非常時運転手順書Ⅲ
発電機（シビアアクシデント）
・２Ｄ 非常用ディーゼル「放出」
発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
重大事故等対策要領
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要

関連設備

水素爆発に よる原 子炉格納 容器 の破損防止

－

対応
手段

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－237

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／9）
分類

整備する手順書 ※１

対応設備

緊急用海水ポンプ ※４
緊急用海水ストレーナ ※４

主要設備
格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度

自主対策設 備

格納容器雰 囲気モ ニタによ る原 子炉格納容 器内の 水素濃度 及び 酸素濃度監 視②

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

非常用交流電源設備 ※６・２Ｃ 非常用ディーゼル
非常時運転手順書Ⅲ
発電機（シビアアクシデント）
・２Ｄ 非常用ディーゼル「放出」
発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
重大事故等対策要領
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要

関連設備

水素爆発に よる原 子炉格納 容器 の破損防止

－

対応
手段

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※1：整備する手順の概要は「1.0について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－238

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度
可搬型代替注水大型ポンプ ※４

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

関連設備

非常用交流電源設備 ※６・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ

自主対策設 備主要設備

格納容器雰 囲気モ ニタによ る原 子炉格納容 器内の 水素濃度 及び 酸素濃度監 視③

水素爆発に よる原 子炉 格納 容器 の破損防止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「放出」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－239

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／9）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

格納容器圧力逃がし装置 ※５
格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

重大事故等 対処設 備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※６・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※６・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※６・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

代 替 電 源 設 備に よ り水 素爆 発 に よ る 原 子 炉 格納 容 器 の 破 損 を防止するた めの設 備への給 電

水素爆発に よる原 子炉格納 容器 の破損防止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：原子炉運転中は原子炉格納容器内雰囲気を不活性ガス系により常時不活性化している。
※3：不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置づけない。
※4：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。
※6：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－240

(j)

「1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手

順等」
イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉建屋原子炉棟に漏えいした場合においても，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための手順の例を次に示す。（第2.1.14表参照）
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟の水素濃度を原子炉建屋水素濃度により監視する。
・炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした場合に，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するため，原子炉建屋ガス
処理系による水素排出を行う。

2.1－241

第2.1.14表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順（1.10）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／4）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

非常用ガス処理系排風機
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系フィルタユニット
非常用ガス再循環系フィルタユニッ
ト

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

関連設備

非常用ガス処理系排気筒
非常用ガス処理系配管・弁
非常用ガス再循環系配管・弁
非常用交流電源設備 ※３・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※３・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※３・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備
原子炉建屋 ガス処 理系によ る水 素排出

水素爆発に よる原 子炉建屋 等の 損傷防止－

整備する手順書 ※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度制御設備である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－242対応手段，対応設備，手順書一覧（2／4）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

静的触媒式水素再結合器 ※２静的触媒式水素再結合器動作監視装
置

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

関連設備

原子炉建屋原子炉棟
常設代替交流電源設備 ※３・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※３・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※３・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※３・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※３・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源設備燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

静的触媒式 水素再 結合器に よる 水素濃度抑 制

水 素爆 発 に よる 原 子炉 建 屋 等 の 損 傷防 止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－243

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／4）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

原子炉建屋水素濃度

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

重大事故等 対処設 備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※３・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※３・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※３・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※３・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※３・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備
原子炉建屋 原子炉 棟内の水 素濃 度監視

水 素爆 発 に よる 原 子炉 建 屋 等 の 損 傷防 止－整備する手順書 ※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「水素」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－244

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／4）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

整備する手順書 ※１

対応設備

非常用ガス処理系排風機
非常用ガス再循環系排風機
静的触媒式水素再結合器動作監視装
置
原子炉建屋水素濃度

重大事故等 対処設 備

関連設備

常設代替交流電源設備 ※３・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※３・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※３・緊急用 125V 系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※３・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※３・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送
ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

主要設備

代替電源設 備によ り水素爆 発に よる 損傷を 防止
す る ため の 設備 へ の給 電

水 素爆 発 に よる 原 子炉 建 屋 等 の 損 傷防 止

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：静的触媒式水素再結合器は，運転員等による操作不要の水素濃度抑制設備である。
※3：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－245

(k)

「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
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当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料（以下「使用済燃料プール内の燃料体等」という。）を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための対処設備及び手順を整備する。
また，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当該使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止
し，放射性物質の放出を低減するための対応設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても使用済燃料プール内の燃料体等の著し
い損傷の進行を緩和し，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減する
ため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に使用済燃料プールを冷却するための手順の例を次に示す。（第2.1.15表参照）
2.1－246

・使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能喪失時，若しくは使用済燃料プールからの小規模な水の漏えい発生時に，常設低圧代替
注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン），補給水系及び消火系を使用した使用済燃料プール注水により冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する。
・使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に，常設低圧代
替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ，可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイにより使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，臨界を防止し，及び放射性物質の放出を低減する。
・使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合に，緊急用海水系又は可搬型代替注水大型ポンプで冷却水を確保することにより，代替燃料プール冷却系にて使用済燃料プールを冷却する。
（添付資料2.1.12）

2.1－247

第2.1.15表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順（1.11）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領

サイフォン防止機能 ※５
代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

関連設備

常 設 低 圧 代 替 注水 系ポ ン プ に よ る 代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系 （ 注 水 ラ イ ン ） を 使 用 し た使 用 済 燃 料 プ ー ル 注 水

使用済燃料 プール の冷却機 能又 は注水機能 の喪失 時，又は 使用 済燃料プー ルから の小規模 な水 の漏えい発 生 時

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－248対応手段，対応設備，手順書一覧（2／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型代替注水中型ポンプ ※３
可搬型代替注水大型ポンプ ※３

重大事故等対処設 備

主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
サイフォン防止機能 ※５
西側淡水貯水設備※３
代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁ホース
使用済燃料プール
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

関連設備

可搬型代替注水中型ポンプ又は可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ に よ る 代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系（注水ライ ン）を 使用した 使用 済燃料プー ル注水使 用 済 燃 料 プ ー ル の 冷 却機 能 又 は 注水 機 能 の喪 失 時，又 は 使 用 済 燃 料 プ ー ルか ら の 小 規 模 な 水 の 漏え い 発 生 時

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－249

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

復水移送ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領

自主対策設 備

復水貯蔵タンク
補給水系配管・弁重大事故等 対処設 備

関連設備

サイフォン防止機能 ※５
使用済燃料プール
非常用交流電源設備 ※４・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｃ 非常用ディーゼル発電
機 燃料移送ポンプ
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電
機 燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

補給水系に よる使 用済燃料 プー ル注水

使用済燃料 プール の冷却機 能又 は注水機能 の喪失 時，又は 使用 済燃料プー ルから の小規模 な水 の漏えい発 生 時

燃料プール冷却浄化系

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－250

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等

自主対策設 備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁・ホース

重大事故等 対処設 備

サイフォン防止機能 ※５
使用済燃料プール

自主対策設 備主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

消火系による使用 済燃料プ ール 注水（ 消 火 栓を 使 用 し た使 用 済 燃 料 プ ー ル 注 水 の 場 合 ）

使用済燃料 プール の冷 却機 能又 は注水機能 の喪失 時，又は使用済 燃 料プ ールから の小 規模な水 の 漏え い 発生 時

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－251

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領

自主対策設 備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク
消火系配管・弁

重大事故等 対処設 備

関連設備

サイフォン防止機能 ※５
残留熱除去系配管・弁残留熱除去系Ｂ系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁使用済燃料プール
非常用交流電源設備 ※４・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・２Ｄ 非常用ディーゼル発電
機 燃料移送ポンプ
・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策設 備主要設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

消火系によ る使用 済燃料プ ール 注水（残留 熱除去 系ラ イン を使 用した使用 済燃料 プール注 水の 場合）

使用済燃料 プール の冷 却機 能又 は注水機能 の喪失 時，又は 使用 済燃料プー ルから の小規模 な水 の漏え い発 生 時

燃料プール冷却浄化系

対応
手段※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－252

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

常設低圧代替注水系ポンプ
常設スプレイヘッダ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等

重大事故等 対処設 備

関連設備

サイフォン防止機能 ※５
代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁使用済燃料プール
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

主要設備

常設低圧代 替注水 系ポンプ によ る代替燃料 プール 注水系（常設スプ レイヘ ッダ）を 使用 した使用済 燃料プ ールスプ レイ

使用済燃料 プール から の大 量の 水の漏え い 発生 時

－

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－253

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※３
常設スプレイヘッダ

重大事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等※５

サイフォン防止機能
代替淡水貯槽 ※３
低圧代替注水系配管・弁代替燃料プール注水系配管・弁ホース
使用済燃料プール
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

関連設備

可搬型代替 注水大 型ポンプ によ る代替燃料 プール 注水系（常設スプ レイヘ ッダ）を 使用 した使用済 燃 料プ ールスプ レイ

使用済燃料 プール からの大 量の 水の漏えい 発生 時

－

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－254

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型代替注水大型ポンプ ※３
可搬型スプレイノズル

重大事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等

サイフォン防止機能
代替淡水貯槽 ※３
ホース
使用済燃料プール
燃料給油設備 ※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

※５

関連設備

可搬型代替 注水大 型ポンプ によ る代替燃料 プール 注水系（可搬型ス プレイ ノズル） を使 用した使用 済燃料 プールス プレ イ

使用済燃料 プール からの大 量の 水の漏えい 発生 時

－

対応
手段

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－255

対応手段，対応設備，手順書一覧（9／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

整備する手順書 ※１

対応設備

主要設備

漏えい緩和

使 用 済 燃 料 プ ー ル か ら の大 量 の 水 の 漏え い 発 生 時

－

対応
手段

シール材
接着剤
ステンレス鋼板
吊り降ろしロープ－ ※６

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－256

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

重大事故等 対処設 備

主要設備

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用） ※２
放水砲 ※２大気への拡 散抑制

重大事故等対策要領

ホース
燃料給油設備 ※４・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

関連設備

使 用 済 燃 料 プ ー ル か ら の大 量 の 水 の 漏え い 発 生 時－

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－257

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

使用済燃料プール温度

原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

関連設備

原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ

常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※４・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等 対処設 備

燃料取替フロア燃料プ
ールエリア放射線モニタ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

重大事故等 対処設 備

主要設備

燃料プール冷却浄化系
ポンプ入口温度

使用済燃料 プール の監視

重大 事故等 時にお ける使用 済燃 料プールの 監視

使用済燃料プール水位

整備する手順書 ※１

対応設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－258

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／14）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

対応
手段

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

重大 事故等 対処設 備

主要設備
代替電源に よる給 電

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※４・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

関連設備

重大事故等 時にお ける使用 済燃 料プールの 監視－

整備する手順書 ※１

対応設備※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－259

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／14）
分類

整備する手順書 ※１

対応設備

主要設備

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器
使用済燃料プール
緊急用海水ポンプ

緊急用海水ストレーナ
代替燃料プール冷却系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁スキマサージタンク
緊急用海水系配管・弁残留熱除去系海水系配管・弁
非常用取水設備
・ＳＡ用海水ピット
・海水引込み管・ＳＡ用海水ピット取水塔
・緊急用海水ポンプピット
・緊急用海水取水管
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

関連設備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

代替燃料プ ール冷 却系によ る使 用済燃料プ ール冷 却①

重 大 事 故 等 時に お け る 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 冷 却

燃料プール冷却浄化系

対応
手段

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する
設計基準対象施設

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－260

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／14）
分類

対応
手段

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器
使用済燃料プール

主要設備
可搬型代替注水大型ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール制
御」等
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

関連設備

代替燃料プール冷却系配管・弁
燃料プール冷却浄化系配管・弁スキマサージタンク
緊急用海水系配管・弁残留熱除去系海水系配管・弁ホース
非常用取水設備
・ＳＡ用海水ピット
・海水引込み管・ＳＡ用海水ピット取水塔
常設代替交流電源設備 ※４・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※４・可搬型代替低圧電源車
燃料給油設備 ※４・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移
送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対 策設 備

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）

代替燃料プ ール冷 却系によ る使 用済燃料プ ール冷 却②

重大 事故等 時にお ける使用 済燃 料プールの 冷却

燃料プール冷却浄化系

整備する手順書 ※１

対応設備

重大事故等 対処設 備

機能喪失を想定する
設計基準対象施設※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※5：サイフォン防止機能は，操作及び確認を必要としないため，手順書として整備しない。
※6：使用済燃料プール水の漏えい緩和に用いるための資機材と位置づける。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－261

(l)

「1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順

等」
イ．重大事故等対策に係る手順
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール
内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所敷地外への放射性物質の拡散を抑制するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても発電用原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑制するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に発電用原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑制するための手順の例を次に示す。（第2.1.16表参照）
・炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損のおそれ又は使用済
燃料プール内の燃料体等の著しい損傷のおそれがある場合，原子炉建屋への放水により大気への放射性物質の拡散抑制を行う。また，放水により放射性物質を含む汚染水が発生する場合，汚濁防止膜及び放射性物質吸着材により，海洋への拡散抑制を行う。
（添付資料 2.1.13）

2.1－262

第 2.1.16 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順（1.12）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／2）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対処設備

対応
手段

可搬型代替注水大型ポンプ（放水
用）
放水砲

ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※２

整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項について」にて整備する。
手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－263

自主対策設 備主要設備

海洋への放 射性物 質の拡散抑制 ②放射性物質吸着材

重大事故等 対処設 備

汚濁防止膜

重大事故等対策要領「大気への放射性物
質の拡散抑制」

自主対策設 備主要設備

ガンマカメラサーモカメラ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

海洋への放 射性物 質の拡散抑制 ①

※2

関連設備

大気への放 射性物 質の拡散抑制効 果の確 認

※1

主要設備

大 気 へ の 放 射 性物 質 の 拡散 抑 制

炉心の著し い損傷 及び原子 炉格 納容器の破 損
使用済燃料 プール 内の燃料 体等 の著しい損 傷－

整備する
手順書 ※１

対応設備

重大事故等対策要領「海洋への放射性物
質の拡散抑制」

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／2）
分類

機能喪失を想定する
設計基準対処設備

対応
手段

自主対策設 備化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車
泡消火薬剤容器（消防車用）
消火栓（原水タンク）

関連設備

燃料補給設備 ※２

防火管理要領

主要設備

化学消防自動車
水槽付消防ポンプ自動車
泡消火薬剤容器（消防車用）
防火水槽

自主対策設 備－関連設備

初期対応に おける 延焼防止 処置 ②

燃料補給設備 ※２

可搬型代替注水大型ポンプ（放水
用）
放水砲
泡混合器
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

関連設備

ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管
ＳＡ用海水ピット
燃料補給設備 ※２

整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項について」にて整備する。
手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整理する。
自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－264

重大事故等 対処設 備

主要設備

航空機燃料火災へ の泡消火

※2

主要設備

初 期対応に おける 延焼防止 処置 ①

原子炉建屋 周辺に おける航 空機 衝突による 航空機 燃料火災
※1

整備する
手順書 ※１

対応設備

重大事故等対策要領「航空機燃料火災への泡消火」

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要

(m)

「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
重大事故等が発生した場合において，設計基準事故の収束に必要な水源とは別に重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラントパラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時に事故の収束に必要となる水の供給手順の例を次に示す。（第2.1.17表参照）
・代替淡水貯槽を水源とした各種注水時において，可搬型代替注水
中型ポンプにより西側淡水貯水設備又は可搬型代替注水大型ポン
プにより淡水タンクから代替淡水貯槽へ補給する。なお，代替淡
水貯槽へ淡水を補給できない場合には，可搬型代替注水大型ポン
プにより海から代替淡水貯槽へ海水を補給する。
・西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる注水時において，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽
2.1－265

又は淡水タンクから西側淡水貯水設備へ補給する。なお，西側淡水貯水設備へ淡水を補給できない場合には，可搬型代替注水大型
ポンプにより海から西側淡水貯水設備へ海水を補給する。

2.1－266

第 2.1.17 表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順（1.13）

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関連設備

低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）による原子 炉注水

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

整備する手順書 ※ １

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発 電 用原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発 電 用原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領

サプレッション・プール

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」

関連設備

低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注水
（溶融炉心 のペデ スタル（ ドラ イウ ェル部 ）の床面への 落下遅 延・防止 ）代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （常設）
（原子炉冷 却材圧 力バウン ダリ 低圧時の原 子炉圧 力容器へ の注 水）

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等対策要領
関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－267

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

重大事故等
対処設備

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

整備する手順書 ※ １

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等

関連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

主要設備

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

関連設備

代替格納容 器スプ レイ冷却 系（ 常設）によ る
原子炉格納 容器内 の冷却（ 炉心 損傷後）関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ
コリウムシールド

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

格納容器下部注水 系（常設 ）に よる
ペデスタル （ドラ イウ ェル 部） への注水

代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （常設）
（原子炉格 納容器 下部への 注水 ）

－

主要設備

代 替 格納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ） に よ る
原子炉格納 容器内 の冷却（ 炉心 損傷前）

代替淡水貯 槽を水 源とした 対応 （常設）
（原子炉格 納容器 内の冷却）

サプレッション・プール

対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－268対応手段，対処設備，手順書一覧（3／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

整備する手順書 ※ １

関連設備

重大事故等
対処設備

主要設備

常 設 低 圧 代 替 注水 系ポ ン プ に よ る 代 替 燃 料 プ ー ル 注水 系
（注水ライ ン）を 使用した 使用 済燃料プー ル注水関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等－

重大事故等対策要領

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ
常設スプレイヘッダ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

常設低圧代 替注水 系ポンプ によ る代替燃料 プール 注水系（常設スプ レイヘ ッダ）を 使用 した使用済 燃料プ ールスプ レイ

代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （常設）（使用済燃 料プー ルへの注 水／スプレイ）

代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプ

関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－269

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

整備する手順書 ※ １

主要設備
関 連設備

重大事故等対策要領

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
フィルタ装置
格納容器圧力逃がし装置配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

関連設備

主要設備

低圧代替注 水系（ 可搬型） による残存溶融炉 心の冷 却

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等 重大事故等
対処設備
対処設備

関連設備
低圧代替注 水系（ 可搬型） によ る
原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷
却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原
子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

関連設備

代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （可搬型）（原子炉冷 却材圧 力バウン ダリ 低圧時の原 子炉圧 力容器へ の注 水）

サプレッション・プール

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

可搬型代替注水大型ポンプによるフィルタ装置
スクラビング水補給ライン接続口への送水時

主要設備

－

可搬型代替 注水大 型ポンプ によ る 送水代替淡水貯 槽を水源とした対応 （可搬型）（可搬型代 替注水 大型ポン プに よる 送水）

サプレッション・プール

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大 事故等 重大 事故等
対処設備
対処設備

可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口への送水時

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷
却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原
子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－270

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大 事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.8 原子炉格
納 容 器 下 部 の 溶 融 炉 心 を 冷 却す る た めの手順等」にて整備する。

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （可搬型）（原子炉格 納容器 内の冷却）

サプレッション・プール

対処設備

主要設備

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （可搬型）（原子炉冷 却材圧 力バウン ダリ 低圧 時の原子炉圧力 容器へ の注水）

サプレッション・プール

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－271

対応手段，対処設備，手順書一覧（6／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

重大事故等対策要領

格納容器圧力逃がし装置配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
コリウムシールド

重大事故等
対処設備

関連設備
関連設備

格納容器下部注水 系（可搬 型） による
ペデスタル （ドラ イウ ェル 部） への注水

代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （可搬型）（原子炉格 納容器 下部への 注水 ）－代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
フィルタ装置整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

フ ィ ルタ装 置スク ラ ビン グ 水 補 給

代替淡水貯槽を水源とした対応（可搬型）（フィルタ装置スクラビング水補給）

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.8 原子炉格
納 容 器 下 部 の 溶 融 炉 心 を 冷 却す る た めの手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－272

対応手段，対処設備，手順書一覧（7／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ

重大 事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

可 搬 型 代 替 注水 大 型ポ ン プ に よ る
代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系（ 注 水 ラ イ ン ）を使用した 使用済 燃料プー ル注 水

上記以外の関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
常設スプレイヘッダ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型スプレイノズル

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

可搬型代替注水大型ポンプによる可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ） 代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイを使用した使用済燃料プールスプレイ

代替淡水貯 槽を水 源とした対応 （可搬型）（使用済燃 料プー ルへの注 水／スプレイ）

－

対処設備

関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－273

対応手段，対処設備，手順書一覧（8／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
常設高圧代替注水系ポンプ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主
要
設
備

関連設備

高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注水（中央制御室からの高圧代替注水系起動）関連設備は「1.2 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 高 圧 時 に 発 電 用原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
常設高圧代替注水系ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

高圧代替注水系によるサプレッション・プールを水源とした原子炉注水（現場での人力操作による高圧代替注水系起動）

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉冷 却材圧 力バウン ダリ 高圧 時の原 子炉圧 力容器へ の注 水）

－

対処設備

関連設備は「1.2 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 高 圧 時 に 発 電 用原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関連設備

原子炉隔離 時冷却 系による
サプレッシ ョン・ プールを水源とした 原子炉 注水

サプレッション・プール
原子炉隔離時冷却系ポンプ

関連設備は「1.2 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 高 圧 時 に 発 電 用原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－274

対応手段，対処設備，手順書一覧（9／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
高圧炉心スプレイ系ポンプ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関連設備

高圧炉心ス プレイ 系による
サプレッシ ョン・ プールを
水 源 と し た 原 子 炉 注水

関連設備は「1.2 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 高 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
原子炉隔離時冷却系ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
常設高圧代替注水系ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉冷 却材圧 力バウン ダリ 高圧 時の原 子炉圧 力容器へ の注 水）

－

対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－275

対応手段，対処設備，手順書一覧（10／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

残留熱除去 系によ る
原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

残留熱除去 系によ る原子炉 注水（復旧後の 原子炉 注水①）

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

残留熱除去 系によ る原子炉 注水（復旧後の 原子炉 注水②）

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉冷 却材圧 力バウン ダリ 低圧時の原 子炉圧 力容器へ の注 水）

－

対処設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設 備残 留 熱 除 去 系に よ る 原 子 炉 注水
（復旧後の 原子炉 注水③）

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－276

対応手段，対処設備，手順書一覧（11／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

低圧炉心ス プレイ 系による
原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

低圧炉心スプレイ系による原子炉注水 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水（復旧後の原子炉注水②）（復旧後の原子炉注水①）

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉冷 却材圧 力バウン ダリ 低圧時の原 子炉圧 力容器へ の注 水）

－

対処設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設 備

低圧炉心スプレイ系による原子炉注水（復旧後の原子炉注水③）

サプレッション・プール
低圧炉心スプレイ系ポンプ（海水冷却）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－277

対応手段，対処設備，手順書一覧（12／48）
分類

対処設備

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設 備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱（復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）①）

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱（復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）②）

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉格 納容器 内の除熱 ）

－

対応
手段

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対策要領

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－278

対応手段，対処設備，手順書一覧（13／48）
分類

対処設備

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
による原子炉格納容器内の除熱（復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）①）

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉格 納容器 内の除熱 ）

－

対応
手段

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱（復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷前）③）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設備

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
による原子炉格納容器内の除熱（復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）②）

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－279

対応手段，対処設備，手順書一覧（14／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

主要設備

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

関連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

－

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」等

関連設備

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉格 納容器 内の除熱 ）残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱（復旧後の原子炉格納容器内の除熱（炉心損傷後）③）

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

整備する手順書 ※ １

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－280

対応手段，対処設備，手順書一覧（15／48）
分類

対処設備

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」等
重大事故等対策要領

関連設備

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉格 納容器 内の除熱 ）

－

対応
手段

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設備

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
によるサプレッション・プール水の除熱（復旧後の によるサプレッション・プール水の除熱（復旧後のによるサプレッション・プール水の除熱（復旧後のサプレッション・プール水の除熱（炉心損傷前）①） サプレッション・プール水の除熱（炉心損傷前）②） サプレッション・プール水の除熱（炉心損傷前）③）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－281

対応手段，対処設備，手順書一覧（16／48）
分類

対処設備

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」

関連設備

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉格 納容器 内の除熱 ）

－

対応
手段

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ（海水冷却）
残留熱除去系熱交換器

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設備

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
によるサプレッション・プール水の除熱（復旧後の によるサプレッション・プール水の除熱（復旧後のによるサプレッション・プール水の除熱（復旧後のサプレッション・プール水の除熱（炉心損傷後）①） サプレッション・プール水の除熱（炉心損傷後）②） サプレッション・プール水の除熱（炉心損傷後）③）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－282

対応手段，対処設備，手順書一覧（17／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

自主対策
設備

代替循環冷却系ポンプ整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷 却系に よる原子 炉注 水①

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

自主対策
設備

代替循環冷却系ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷 却系に よる原子 炉注 水②

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）

－

対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

自主対策
設備

代替循環冷却系ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設 備代替循環冷 却系に よる原子 炉注 水③

サプレッション・プール
残留熱除去系熱交換器

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－283

対応手段，対処設備，手順書一覧（18／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷 却系に よる
残存溶融炉 心の冷 却①

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷 却系に よる
残存溶融炉 心の冷 却②

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

主要設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等対策要領

自主対策
設備

代替循環冷 却系に よる
残存溶融炉 心の冷 却③

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」

重大事故等
対処設備

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）

－

対処設備

関 連設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－284

対応手段，対処設備，手順書一覧（19／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

主要設備

代替循環冷 却系に よるサプレッ ション・
プール水の除熱 炉心損傷前 ①

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

(

関連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

重大事故等
対処設備

主要設備

)

代替循環冷 却系に よるサプ レッ ション・
プール水の除熱 炉心損 傷前 ②

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」等

(

関連設備

)

－

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備

代 替 循 環 冷 却系に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル水 の除熱 炉心損傷 前 ③

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

(

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

)

関 連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－285

対応手段，対処設備，手順書一覧（20／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

主要設備

代替循環冷 却系に よるサプレッ ション・
プール水の 除熱 炉心損傷後 ①

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

(

関連設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備

)

代替循環冷 却系に よるサプ レッ ション・
プール水の 除熱 炉心損 傷後 ②()

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

重大事故等対策要領

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

重大事故等
対処設備

主要設備

代 替 循 環 冷 却系に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル水 の除熱 炉心損傷後 ③

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）－

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

(

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

)

関 連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－286

対応手段，対処設備，手順書一覧（21／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷 却系に よる
原子炉格納 容器内 の除熱 炉心 損傷前 ①

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

(
)

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷 却系に よる
原子炉格納 容器内 の除熱 炉心 損傷前 ②

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

重大事故等対策要領()

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替循環冷 却系に よる
原子炉格納 容器内 の除熱 炉心 損傷前 ③

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）－

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

(

関 連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

)※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－287

対応手段，対処設備，手順書一覧（22／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱 炉心損傷後 ①

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

(
)

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱 炉心損傷後 ②

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」()

重大事故等対策要領

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替循環冷 却系に よる
原子炉格納 容器内 の除熱 炉心 損傷後 ③

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）－

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

(

関 連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

)※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－288

対応手段，対処設備，手順書一覧（23／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代 替 循 環 冷 却系に よる
原子炉格納 容器内 の減圧及び除 熱①

関連設備は「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷 却系に よる
原子炉格納 容器内 の減圧及 び除 熱②

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」

関連設備は「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－３」，「放出」
重大事故等対策要領

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

代替循環冷 却系に よる
原子炉格納 容器内 の減圧及 び除 熱③

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）

－

対処設備

関連設備は「1.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－289

対応手段，対処設備，手順書一覧（24／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

(

主要設備
関連設備

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

)(

主要設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止 ②

関連設備

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

)(

主要設備

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順
書」

重大事故等
対処設備

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止 ③

サプレッシ ョン・ プールを 水源 とした対応（原子炉圧 力容器 への注水 及び 原子炉格納 容器内 の除熱）

－

重大事故等
対処設備

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止 ①

サプレッション・プール
代替循環冷却系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

関連設備

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

)※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－290対応手段，対処設備，手順書一覧（25／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

整備する手順書 ※ １

主要設備

重大事故等対策要領

主要設備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ
フィルタ装置

重大事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷
却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 低 圧時 に発 電 用 原
子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

関連設備

主要設備

低圧代替注 水系（ 可搬型） によ る
残存溶融炉 心の冷 却

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

格納容器圧力逃がし装置配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水中型ポンプによるフィルタ装置
スクラビング水補給ライン接続口への送水時低圧代替注 水系（ 可搬型） によ る
原子炉注水

西側淡水貯 水設備 を水源と した 対応（原子炉冷 却材圧 力バウン ダリ 低圧時の原 子炉圧 力容器へ の注 水）

サプレッション・プール

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大 事故等
対処設備

関 連設備

－

可搬型代替 注水中 型ポンプ によ る 送水

西 側 淡 水 貯 水 設 備 を水源とした対応（可搬型代替注水中型ポンプによる送水）

サプレッション・プール

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水中型ポンプによる高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続
口又は原子炉建屋西側接続口への送水時

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷
却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 低 圧時 に発 電 用 原
子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－291

対応手段，対処設備，手順書一覧（26／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ

重大 事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

関連設備

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.8 原子炉格
納 容 器 下 部 の 溶 融 炉 心 を 冷 却す る た めの手順等」にて整備する。

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）

西側淡水貯 水設備 を水源と した 対応（原子炉格 納容器 内の冷却）

サプレッション・プール

対処設備

主要設備

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

西側淡水貯 水設備 を水源と した 対応（原子炉冷 却材圧 力バウン ダリ 低圧 時の原子炉圧力 容器へ の注水）

サプレッション・プール

対応
手段

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－292

対応手段，対処設備，手順書一覧（27／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ
フィルタ装置整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

重大事故等対策要領
格納容器圧力逃がし装置配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ
コリウムシールド

重大 事故等対処設備

関連設備

上記以外の関連設備は「1.8 原子炉
格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水中型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水西側淡水貯 水設備 を水源と した 対応（使用済燃 料プー ルへの注水）－

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

西側淡水貯 水設備 を水源と した 対応（原子炉格 納容器 下部への 注水 ）－フィルタ装 置スク ラビング 水補 給

西 側 淡 水 貯 水 設 備 を水源とした対応（フィルタ装置スクラビング水補給）

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.11 使用済
燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」
にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－293

対応手段，対処設備，手順書一覧（28／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

整備する手順書 ※ １

自主対策
設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備

消火系による原子炉注水

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

自主対策
設備

主要設備
関連設備

消火系による残存溶融炉心 の冷 却

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンクディーゼル駆動消火ポンプ

自主対策
設備

主要設備

重大事故等対策要領

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」

関連設備

消火系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

ろ過水貯蔵 タンク 又は多目 的タ ンクを水源 とした 対応（原子炉冷 却材圧 力バウン ダリ 低圧時の原 子炉圧 力容器へ の注 水）

サプレッション・プール

対処設備

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－294

対応手段，対処設備，手順書一覧（29／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

自主対策
設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等

関連設備

重大事故等対策要領
関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

サプレッション・プール

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

自主対策
設備

関連設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

コリウムシールド

自主対策
設備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンクディーゼル駆動消火ポンプ

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応（原子炉格納容器下部への注水）

－

主要設備

消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応（原子炉格納容器内の冷却）

消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

整備する手順書 ※ １

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－295

対応手段，対処設備，手順書一覧（30／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク電動駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動消火ポンプ

関連設備

関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

原子炉隔離時冷却系ポンプ

高圧炉心スプレイ系ポンプ

重大事故等対策要領

自主対 策
設備

補給水系配管・弁

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等
対処設備

関連設備

原子炉圧力容器
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・スパージャ
非常用交流電源設備 ※５・高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機
・高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機 燃料移送ポンプ

自主対策 自主対策 重大事故等
設備
設備
対処設備

主要設備

復水貯蔵タンク

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

関連設備

原子炉圧力容器
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁・ストレーナ
所内常設直流電源設備 ※５・125V系蓄電池 Ａ系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等

自主対策 重大事故等
設備
対処設備

主要設備

高圧炉心ス プレイ 系による復水貯蔵タ ンクを 水源とし た原 子炉注水

復水貯蔵タ ンクを 水源とし た対 応
（原子炉冷 却材圧 力バウン ダリ 高圧 時の原 子炉圧 力容器へ の注 水）

原子炉隔離 時冷却 系による復水貯蔵タ ンクを 水源とし た原 子炉注水

復水貯蔵タンク

補給水系配管・弁

サプレッション・プール

整備する手順書 ※ １

自主対策
設備

主要設備

消火系による
使用済燃料 プール 注水

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした対応（使用済燃料プールへの注水）

－

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－296対応手段，対処設備，手順書一覧（31／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

復水貯蔵タンク
制御棒駆動水ポンプ

関連設備

関連設備は「1.2 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 高 圧 時 に 発電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

原子炉隔離時冷却系ポンプ

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

自主対策
設備
自主対策
設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

関 連設備

補給水系に よる原 子炉注水

復水貯蔵タンクを水源とした対応（原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水）

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順
書」

重大事故等
対処設備

関連設備

原子炉圧力容器
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）
配管・弁・ストレーナ
常設代替交流電源設備 ※５・常設代替高圧電源装置
可搬型代替交流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
常設代替直流電源設備 ※５・緊急用125V系蓄電池
可搬型代替直流電源設備 ※５・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策 重大事故等
設備
対処設備

主要設備

復水貯蔵タンク

補給水系配管・弁

サプレッション・プール

整備する手順書 ※ １

自主対策
設備

主要設備

原 子炉 隔 離 時冷 却 系 に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 （ 溶 融 炉 心 の ペ デ ス タ ル（ドライウ ェル部 ）の床面 への 落 下遅 延・ 防止）

復水貯蔵タンクを水源とした対応（原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の原子炉圧力容器への注水）

サプレッション・プール

制御棒駆動 水圧系
による原子 炉注水

－

対応
手段

重大事故等対策要領
関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－297

対応手段，対処設備，手順書一覧（32／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

整備する手順書 ※ １

自主対策
設備

関連設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

自主対策
設備

主要設備
関連設備

補給水系による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

主要設備

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

自主対策
設備

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

関連設備

自主対策
設備

関 連設備

補給水系による
原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）主要設備

補給水系による
原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）

復水貯蔵タ ンクを 水源とし た対 応
（原子炉格 納容器 内の冷却）

サプレッション・プール

主要設備

補給水系による
残存溶融炉心の冷却復水貯蔵タ ンクを 水源とし た対 応
（原子炉冷 却材圧 力バウン ダリ 低圧時の原子炉圧力 容器へ の注水）

サプレッション・プール

対処設備

関連設備は「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－298

対応手段，対処設備，手順書一覧（33／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

コリウムシールド

自主対策
設備

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」
にて整備する。

復水貯蔵タンク
復水移送ポンプ

関連設備

関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等
重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ
フィルタ装置

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順
書」

自主対策
設備

主要設備

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

自主対策
設備

主要設備

重大事故等対策要領
格納容器圧力逃がし装置配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策
設備

多目的タンク配管・弁

重大事故等
対処設備

関連設備

可搬型代替 注水中 型ポンプ 又は可搬型代替 注水大 型ポンプ によ る 送水淡水タンク を水源 とした対 応（可搬型代 替注水 中型ポン プ又は可搬型
代替注水大 型ポン プによる 送水 ）－補給水系に よる
使用済燃料 プール 注水

復水貯蔵タンクを水源とした対応（使用済燃料プールへの注水）－

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

復水貯蔵タ ンクを 水源とし た対 応
（原子炉格 納容器 下部への 注水 ）

－

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－299

対応手段，対処設備，手順書一覧（34／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備
多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

低圧代替注 水系（ 可搬型） によ る原子炉注水

海を水源と した対 応（原子炉冷 却材圧 力バウン ダリ 低圧時の原子炉圧力 容器へ の注水）

サプレッション・プール

可搬型代替 注水大 型ポンプによる送水

海を水源と した対 応（可搬型代 替注水 大型ポン プ
による送水 ）

サプレッション・プール

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等対策要領

自主対策
設備

多目的タンク配管・弁

重大事故等
対処設備

関連設備

格納容器圧力逃がし装置配管・弁ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ
フィルタ装置整備する手順書 ※ １

自主対策
設備

主要設備

フィルタ装 置スク ラビング 水補 給淡水タンク を水源とした対 応（フィルタ 装置ス クラビン グ水 補給）

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷
却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 低 圧 時 に発 電 用 原
子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－300

対応手段，対処設備，手順書一覧（35／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

可搬型代替注水大型ポンプ

重大 事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

関連設備

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－４」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.8 原子炉格
納 容 器 下 部 の 溶 融 炉心 を 冷 却す る た めの手順等」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）

海を水源と した対 応（原子炉格 納容器 内の冷却）

サプレッション・プール

主要設備

低圧代替注 水 系（ 可搬型） によ る
残 存溶融炉 心の冷 却

海を水源と した対 応（ 原 子炉 冷 却材 圧 力 バウ ン ダ リ 低 圧 時 の 原 子炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 ）サプレッション・プール

対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－301

対応手段，対処設備，手順書一覧（36／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

重大事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ

主要設備
関連設備

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.6 原子炉格
納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ
コリウムシールド

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－３ａ」，「注水－３ｂ」
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.8 原子炉格
納 容 器下 部 の溶 融炉 心を 冷 却す る ための手順等」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

可搬型代替 注水大 型ポンプ によ る代替燃料
プール注水 系（注 水ライン ）を 使用した
使用済燃料 プール 注水

海を水源と した対 応（ 使 用 済燃 料プ ー ル へ の 注 水 ／ ス プ レ イ）－

格納容器下部注水 系（可搬 型） による
ペデスタル （ドラ イウ ェル 部） への注水

海を水源と した対 応（原子炉格 納容器 下部への 注水 ）－代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）

海を 水源 と し た対 応
（ 原 子炉 格 納容 器 内の冷 却 ）サプレッション・プール

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等
重大事故等対策要領

上記以外の関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－302

対応手段，対処設備，手順書一覧（37／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

可搬型代替注水大型ポンプ
常設スプレイヘッダ

重大 事故等
対処設備

低圧代替注水系配管・弁ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

関連設備

上記以外の関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等
重大事故等対策要領

残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器

重大事故等
対処設備

関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

主要設備

重大事故等
対処設備

可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型スプレイノズル

関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「Ｓ／Ｐ温度制御」等

関連設備

残留熱除去 系海水 系による 冷却 水の確保

主要設備

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ

海を水源と した対 応（残留熱除 去系海 水 系によ る冷 却水の確保 ）

－

主要設備

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した
使用済燃料プールスプレイ

海を水源と した対 応（使用済燃 料プー ルへの注 水／ スプレイ）

－

対処設備

関連設備は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－303

対応手段，対処設備，手順書一覧（38／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

緊急用海水ポンプ
緊急用海水ストレーナ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系）ポンプ ※２
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ ※４
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）ポンプ ※４

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

関 連設備

関連設備は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「Ｓ／Ｐ温度制御」等
重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

関連設備

残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系）ポンプ ※２
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ ※４
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）ポンプ ※４

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

主要設備

関連設備は「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放
水用）
放水砲

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制

重大事故等対策要領「大気への放射性物
質の拡散抑制」
関連設備は「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放
水用）
放水砲
泡混合器
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機燃料火災への泡消火

海を水源と した対 応（航空機燃 料火災 への泡消 火）－

代替残留熱 除去系 海水系に よる
冷却水の確 保海を水源とした対応（大気への放射性物質の拡散抑制）

－

主要設備

緊急用海水 系によ る
冷却水の確 保海を水源と した対 応（ 最終ヒー トシン ク（ 海洋 ）へ の代替熱輸 送）

－

対処設備

重大事故等対策要領「航空機燃料火災への泡消火」
関連設備は「1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－304

対応手段，対処設備，手順書一覧（39／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機用海水ポンプ
２Ｃ Ｄ／Ｇ
２Ｄ Ｄ／ＧＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「減圧冷却」等
重大事故等対策要領

関連設備

関連設備は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機用海水ポンプ
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ

２Ｅ

自主対策
設備

Ｍ／Ｃ

重大事故等
対処設備

主要設備

重大事故等対策要領

関連設備

高圧炉心ス プレイ 系ディー ゼル 発電機海水 系によ る冷却水 の確 保
（高圧炉心 スプレ イ系ディ ーゼ ル発電機に よる
非常用所内 電気設 備への給 電）－

２Ｃ・２Ｄ 非常 用ディー ゼル 発電機海水 系又は 高圧炉心
スプレイ系 ディー ゼル発電 機海 水系による 冷却水 の確保（非常用交 流電源 設備によ る非 常用所 内電 気設備 への給電 ）海を水源と した対 応（２Ｃ・２Ｄ 非 常用ディ ーゼ ル発電機海 水系又 は
高圧炉心ス プレイ 系ディー ゼル 発電機海水 系によ る冷却水 の確 保）

－

対応
手段

関連設備は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－305

対応手段，対処設備，手順書一覧（40／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

整備する手順書 ※ １

主要設備
重大事故等
対処設備

２Ｃ Ｄ／Ｇ
２Ｄ Ｄ／ＧＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ

関連設備

重大事故等対策要領

関連設備は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器
使用済燃料プール
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等
重大事故等対策要領

関 連設 備

代替燃料プ ール冷 却系によ る
使用済燃料 プール冷却①

海を水源と した対 応（代替燃料 プール 冷却系に よる
使用済燃料 プール 冷却）－

２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系への代替送水による２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の電源給電機能の復旧

海を水源と した対 応（ ２Ｃ・ ２ Ｄ 非 常用 ディ ーゼ ル発電機海 水 系又 は
高 圧 炉 心ス プレ イ 系 デ ィ ー ゼ ル 発 電 機 海水 系へ の 代 替 送水 ）

－

対応
手段

関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－306

対応手段，対処設備，手順書一覧（41／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等
対処設備

代替燃料プール冷却系ポンプ
代替燃料プール冷却系熱交換器
使用済燃料プール

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

整備する手順書 ※ １

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「使用済燃料プール
制御」等
重大事故等対策要領

関連設備は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて整備する。

主要設備

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備
関連設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
原子炉制御「反応度制御」

関連設備は「1.1 緊急停止失敗時に発電 用 原 子 炉 を 未 臨 界に す る ため の 手 順等」にて整備する。

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入ポンプ

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

ほう酸水注 入系に よる
原子炉注水 （ほう 酸水注入 ）関連設備は「1.2 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 高 圧 時 に 発電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。

主要設備
関 連設備

ほう酸水注 入系に よる
原子炉注水 （継続 注水）

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入ポンプ

重大事故等
対処設備

ほう酸水貯蔵タン クを水源 とし た対応（原子炉圧 力容器 へのほう 酸水 注入）

－

対処設備

主要設備

代 替 燃 料 プ ー ル 冷 却 系に よ る
使用済燃料 プール 冷却②

海を水源と した対応
（ 代 替 燃 料 プ ー ル 冷 却 系に よ る
使用済燃料 プール 冷却）

－

対応
手段

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
重大事故等対策要領

関連設備は「1.2 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 高 圧 時 に 発電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」にて整備する。
なお，当該対応手段には，「純水系（自主対策設備）」を使用するため，自主的に整備する対応手段とする。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－307対応手段，対処設備，手順書一覧（42／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

ほう酸水貯蔵タンク
ほう酸水注入ポンプ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

関連設備

常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＡＭ設備別操作手順書」
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」

関連設備は「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」にて整備する。

西側淡水貯水設備
代替淡水貯槽
可搬型代替注水中型ポンプ

自主対策
設備

多目的タンク配管・弁

重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ

自主対策
設備

主要設備

淡水タンク を水源 とした可 搬型代替注水中型
ポンプ又は 可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯 槽への 補給

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備

西側淡水貯 水設備 を水源と した
可搬型代替 注水中 型ポンプ によ る
代替淡水貯 槽への 補給

代替淡水貯 槽へ水 を 補給す るた めの対応
（可搬型代 替注水 中型ポン プ又 は可搬型代 替注水 大型ポン プに よる
代 替 淡 水 貯 槽 へ の 補 給 （ 淡 水 ／ 海 水 ））

－

対処設備

主要設備

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入（溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止）

ほう酸水貯 蔵タン クを水源 とし た対応（ 原 子炉圧 力容器 へのほう 酸水 注入）

－

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－308対応手段，対処設備，手順書一覧（43／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対処設備

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

重大事故等対策要領

ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

代替淡水貯槽西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

重大事故等対策要領

ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

関連設備

代替淡水貯 槽を水 源とした 可搬 型代替注水 大型ポ ンプによ る
西側淡水貯 水設備 への補給

西側淡水貯 水設備 へ水を補 給す るための対 応（可搬型代 替注水 大型ポン プに よる西側淡 水貯水 設備
へ の 補 給 （ 淡 水 ／ 海 水 ））－海を水源と し た可 搬型代替 注水 中型ポンプ 又は可搬型代替 注水大 型ポンプ によ る代替淡水 貯槽へ の補給

代替淡水貯 槽へ水 を 補給す る た めの対応
（可搬型代 替 注水 中型ポン プ又 は可搬型代 替 注水 大型ポン プに よる
代 替 淡 水 貯 槽 へ の 補 給 （ 淡 水 ／ 海 水 ））

－

対応
手段

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－309

対応手段，対処設備，手順書一覧（44／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大 事故等
対処設備
重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策
設備

主要設備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ

自主対策
設備

多目的タンク配管・弁－重大事故等対策要領

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

重大事故等
対処設備

主要設備

海を水源と し た可 搬型代替 注水 大型ポンプ による
西側淡水貯 水設備 への補給

西側淡水貯 水設備 へ水を補 給す るための対 応（ 可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ に よ る 西 側 淡 水 貯 水 設 備 へ の 補 給 （ 淡 水 ／ 海 水 ））淡水タンク を水源 とした可 搬型 代替注水大 型ポン プによる
西側淡水貯 水設備 への補給

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

整備する手順書 ※ １※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－310対応手段，対処設備，手順書一覧（45／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

重大事故等
対処設備
自主対策
設備

補給水系配管・弁重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

関連設備

高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ
非常用交流電源設備 ※５・高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機
・高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機用海水ポンプ
燃料給油設備 ※５・軽油貯蔵タンク・高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機 燃料移送ポン
プ

自主対策
設備

主要設備
サプレッション・プール

自主対策
設備

復水貯蔵タンク

重大事故等
対処設備

補給水系配管・弁

重大事故等
対処設備

関連設備

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
所内常設直流電源設備 ※５・125V系蓄電池 Ａ系

自主対策
設備

主要設備
サプレッション・プール－

高圧炉心ス プレイ 系による 原子 炉注水時の 水源の 切替え

水源を切り替える ための対 応（原子炉隔 離時冷 却系及び 高圧 炉心スプレ イ系の 水源の切 替え ）原 子炉 隔 離 時冷 却 系に よる 原 子 炉 注水 時の 水源 の 切 替 え

復水貯蔵タンク

整備する手順書 ※ １※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－311

対応手段，対処設備，手順書一覧（46／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

西側淡水貯水設備
代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ

重大事故等
対処設備
自主対策
設備

多目的タンク配管・弁重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策
設備

代替淡水貯槽
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ

関連設備

代替淡水貯 槽へ補給する水 源の 切替え（淡水タン クから 補給して いる 場合）

主要設備

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

代 替 淡 水 貯 槽へ 補 給す る 水 源 の 切 替 え（ 西 側 淡 水 貯水 設 備 から 補 給 し て い る 場 合 ）水源を切り替える ための対 応（淡水から 海水へ の切替え ）

－

対処設備

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－312

対応手段，対処設備，手順書一覧（47／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

代替淡水貯槽西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等
対処設備
自主対策
設備

多目的タンク配管・弁重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

自主対策
設備

西側淡水貯水設備
可搬型代替注水大型ポンプ

関連設備

西側淡水貯 水設備 へ補給す る水 源の切替え（淡水タン クから 補給して いる 場合）

主要設備

多目的タンク
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
純水貯蔵タンク

重大事故等
対処設備

関連設備

ホース
非常用取水設備 ※３・ＳＡ用海水ピット取水塔
・海水引込管・ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備 ※５・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備

西 側淡 水 貯 水 設 備 へ 補給 す る 水 源 の 切 替 え（代替淡水 貯槽か ら補給し てい る場合）

水源を切り替える ための対 応（淡水から 海水へ の切替え ）

－

対処設備

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－313

対応手段，対処設備，手順書一覧（48／48）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

サプレッション・プール
代替淡水貯槽
代替循環冷却系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ ※３
残留熱除去系海水ストレーナ※３

整備する手順書 ※ １

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

外部水源（ 代替淡 水貯槽） から 内部水源
（サプレッ ション ・プール）へ の切替え①

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」，「1.6 原子炉格納
容 器 内 の 冷 却 等 の た め の 手 順等 」 及 び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を 冷 却 す る た め の 手 順 等 」 にて 整 備 する。

サプレッション・プール
代替淡水貯槽
代替循環冷却系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ ※３
緊急用海水ストレーナ ※３

重大事故等
対処設備

主要設備
関連設備

外部水源（ 代替淡 水貯槽） から 内部水源
（サプレッ ション ・プール ）へ の切替え②

水源を切り替える ための対 応（外部水源 から内部水源へ の切 替え）

－

対処設備

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」，「1.6 原子炉格納
容 器 内 の 冷 却 等 の た め の 手 順等 」 及 び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を 冷 却 す る た め の 手 順 等 」 にて 整 備 す
る。

自主対策
設備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等対策要領

重大事故等
対処設備

主要設備
関 連設備

外部水源（ 代替淡 水貯槽） から 内部水源
（サプレッ ション ・プール ）へ の切替え③

サプレッション・プール
代替淡水貯槽
代替循環冷却系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）「注水－１」，「注水－２」，「注水－４」，「除熱－１」，「除熱－２」，「除熱－３」

関連設備は「1.4 原子炉冷却材圧力バ
ウ ン ダ リ 低 圧 時 に 発 電 用 原 子炉 を 冷 却するための手順等」，「1.6 原子炉格納
容 器 内 の 冷 却 等 の た め の 手 順等 」 及 び「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を 冷 却 す る た め の 手 順 等 」 にて 整 備 する。

※1：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※2：手順については「1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等」にて整備する。
※4：手順については「1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」にて整備する。
※5：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－314

(n)

「1.14

電源の確保に関する手順等」

イ．重大事故等対策に係る手順
電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中において原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するため，代替電源から給電するための対処設備及び手順を整備する。

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順
大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中において原子炉内燃料体の著しい損傷を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのな
い可搬型重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室における監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるように，現場にてプラント
パラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパラメ
ータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。
大規模損壊発生時の電源の確保手順の例を次に示す。（第2.1.18表
参照）
・非常用ディーゼル発電機の故障により非常用所内電源設備への交流電源の給電ができない場合，常設代替交流電源設備により代替
所内電気設備を介して非常用所内電気設備へ給電する。
・非常用ディーゼル発電機の故障により直流125V充電器２Ａ・２Ｂの交流入力電源が喪失し，直流125V蓄電池２Ａ・２Ｂの枯渇によ
2.1－315り直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへの給電ができない場合，常設代
替直流電源設備により緊急用直流125V主母線盤及び可搬型代替直流電源設備電源切替盤を介して直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂへ給電する。

2.1－316

第2.1.18表

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順（1.14）

対応手段，対応設備，手順書一覧（1／20）
対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

２Ｃ Ｄ／Ｇ
２Ｄ Ｄ／ＧＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ
２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機用海水ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢減圧冷却｣等

重大事故等 対処設 備

関連設備

軽油貯蔵タンク～２Ｃ 非常
用ディーゼル発電機燃料移送
ポンプ流路
２Ｃ 非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ～２Ｃ 非常用ディーゼル発電機 燃料
油デイタンク流路
２Ｃ 非常用ディーゼル発電
機 燃料油デイタンク～２Ｃ
Ｄ／Ｇ流路
軽油貯蔵タンク～２Ｄ 非常
用ディーゼル発電機燃料移送
ポンプ流路
２Ｄ 非常用ディーゼル発電
機 燃料移送ポンプ～２Ｄ
非常用ディーゼル発電機 燃
料油デイタンク流路
２Ｄ 非常用ディーゼル発電
機 燃料油デイタンク～２Ｄ
Ｄ／Ｇ流路

重大事故等対処設 備

主要設備
非常用交流 電源設 備による 非常 用所内電気 設備へ の給電（ １／ ２）

非常用交流 電源設 備による 非常 用所内電気 設備へ の給電－

整備する手順書 ※１

対応設備

重大事故等対策要領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－317

対応手段，対応設備，手順書一覧（2／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

軽油貯蔵タンク～高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機 燃料移送ポンプ～
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機 燃料油デイタンク
流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機 燃料油デイタンク～ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ 流路
２Ｃ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ～２Ｃ Ｄ／
Ｇ流路
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ～２Ｄ Ｄ／
Ｇ流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機用海水ポンプ～ＨＰ
ＣＳ Ｄ／Ｇ流路
２Ｃ Ｄ／Ｇ～Ｍ／Ｃ２Ｃ電路
２Ｄ Ｄ／Ｇ～Ｍ／Ｃ２Ｄ電路
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ～Ｍ／Ｃ
ＨＰＣＳ電路

重大事故等 対処設 備

関連設備

非常用交流 電源設 備による 非常 用所内電気 設備へ の給 電（ ２／ ２）

非 常用 交 流 電源 設 備 に よる 非 常 用 所 内電気 設備 へ の給 電

－

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）｢減圧冷却｣等
重大事故等対策要領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－318

対応手段，対応設備，手順書一覧（3／20）
整備する手順書 ※１

対応設備

常設代替高圧電源装置

重大事故等 対処設 備

主要設備

常設代替交 流電源 設備によ る非 常用所内電 気設備 への給電

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流電源喪失」

重大事故等 対処設 備

軽油貯蔵タンク～常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ流路
重大事故等対策要領
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ～常設代替高圧電源
装置流路
常設代替高圧電源装置～緊急用断路器電路
緊急用断路器～緊急用Ｍ／Ｃ
電路
緊急用Ｍ／Ｃ～Ｍ／Ｃ ２Ｃ
電路
緊急用Ｍ／Ｃ～Ｍ／Ｃ ２Ｄ
電路
重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概

関連設備

代 替 交 流 電 源 設 備 に よる 非 常 用 所 内電 気 設 備 へ の 給 電

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼル発
電機

対応
手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※１：整備する手順の概要は「1.0
要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－319

対応手段，対応設備，手順書一覧（4／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型代替低圧電源車

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流電源喪失」

重大事故等 対処設 備

関連設備

可搬型設備用軽油タンク～タンクローリ流路
タンクローリ～可搬型代替低圧電源車流路可搬型代替低圧電源車～可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）～Ｐ／Ｃ ２Ｃ電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）～Ｐ／Ｃ ２Ｄ電路
可搬型代替低圧電源車～可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）～Ｐ／Ｃ ２Ｃ電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）～Ｐ／Ｃ ２Ｄ電路

重大事故等 対処設備

主要設備

可搬型代替 交流電 源設備に よる 非常用所 内 電気設 備への給 電

代替交流電源設備 による非 常用 所内電気設 備への 給電

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼル発
電機

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対策要領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ池及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－320

対応手段，対応設備，手順書一覧（5／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機用海水ポンプ

２Ｅ

重大事故等対策要領

自主対策設 備Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ～Ｍ／Ｃ
２Ｅ電路
Ｍ／Ｃ ２Ｅ～Ｍ／Ｃ ２Ｃ
電路
Ｍ／Ｃ ２Ｅ～Ｍ／Ｃ ２Ｄ
電路

重大事故等 対処設 備

関連設備

軽油貯蔵タンク～高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機 燃料移送ポンプ～
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ流路
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ～Ｍ／Ｃ
ＨＰＣＳ電路自主対策設 備

Ｍ／Ｃ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

高圧炉心ス プレイ 系ディー ゼル 発電機によ る非常 用所内電 気設 備への給電

高圧炉心ス プレイ 系ディー ゼル 発電機によ る非常 用所内電 気設 備への給電

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼル発
電機

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－321

対応手段，対応設備，手順書一覧（6／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備整備する手順書 ※１

対応設備
手段

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ

重大事故等 対処設備

２Ｃ Ｄ／Ｇ
２Ｄ Ｄ／ＧＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ

主要設備

重大事故等対策要領

軽油貯蔵タンク～２Ｃ 非常
用ディーゼル発電機燃料移送
ポンプ流路
２Ｃ 非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ～２Ｃ 非常用ディーゼル発電機 燃料
油デイタンク流路
２Ｃ 非常用ディーゼル発電
機 燃料油デイタンク～Ｄ／
Ｇ ２Ｃ流路

重大事故等 対処設 備

関連設備

２Ｃ・２Ｄ 非常用 ディーゼ ル発 電機海水 系 又は高 圧炉心ス プレ イ系ディー ゼル発 電機海水 系へ の代替 送水 による ２Ｃ・２ Ｄ非 常
用ディーゼ ル発電 機又は高 圧炉 心スプレイ 系ディ ーゼル発 電機 の電源給電 機能の 復旧（１ ／２ ）２Ｃ・２Ｄ 非常用 ディーゼ ル発 電機海水 系 又は高 圧炉心ス プレ イ系ディー ゼル発 電機海水 系へ の代替 送水 による ２Ｃ・２ Ｄ非 常
用ディーゼ ル発電 機又は高 圧炉 心スプレイ 系ディ ーゼル発 電機 の電源給電 機能の 復旧

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機海水系
又は
高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機海水系

対応※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－322

対応手段，対応設備，手順書一覧（7／20）
分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備整備する手順書 ※１

対応設備
手段
軽油貯蔵タンク～２Ｄ 非常
用ディーゼル発電機燃料移送
ポンプ流路
２Ｄ 非常用ディーゼル発電
機 燃料移送ポンプ～２Ｄ
非常用ディーゼル発電機 燃
料油デイタンク流路
２Ｄ 非常用ディーゼル発電
機 燃料油デイタンク～Ｄ／
Ｇ ２Ｄ流路
軽油貯蔵タンク～高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機 燃料移送ポンプ～
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機 燃料油デイタンク
流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機 燃料油デイタンク～ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ 流路
２Ｃ Ｄ／Ｇ～Ｍ／Ｃ ２Ｃ
電路
２Ｄ Ｄ／Ｇ～Ｍ／Ｃ ２Ｄ
電路
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ～Ｍ／Ｃ
ＨＰＣＳ電路

重大事故等対策要領

自主対策設 備

可搬型代替注水大型ポンプ～
２Ｃ Ｄ／Ｇ流路
可搬型代替注水大型ポンプ～
２Ｄ Ｄ／Ｇ流路
可搬型代替注水大型ポンプ～
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ流路重大事故等 対処設 備

関連設備

２Ｃ・２Ｄ 非 常用 ディーゼ ル発 電機海水 系 又は高 圧炉心ス プレ イ系ディー ゼ ル発 電機海水 系へ の代
替 送水によ る ２Ｃ ・２Ｄ非 常用 ディーゼル 発電機 又は高圧 炉心 スプレイ系 ディー ゼル発電 機の 電源
給電機能の 復旧（ ２／２）

２Ｃ・２Ｄ 非 常用 ディーゼ ル発 電機海水 系 又は高 圧炉心ス プレ イ系ディー ゼ ル発 電機海水 系へ の代
替 送水によ る ２Ｃ ・２Ｄ非 常用 ディーゼル 発電機 又は高圧 炉心 スプレイ系 ディー ゼル発電 機の 電源
給電機能の復旧

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機海水系
又は
高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機海水系

対応※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－323

対応手段，対応設備，手順書一覧（8／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

125V 系蓄電池 Ａ系 ※２
125V 系蓄電池 Ｂ系 ※２
125V 系蓄電池 ＨＰＣＳ系 ※２
中性子モニタ用蓄電池 Ａ系 ※２

中性子モニタ用蓄電池

Ｂ系 ※

２

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流電源喪失」

重大事故等 対処設 備

関連設備

125V 系 蓄 電 池 Ａ 系 ～ 直 流
125V 主母線盤 ２Ａ電路
125V 系 蓄 電 池 Ｂ 系 ～ 直 流
125V 主母線盤 ２Ｂ電路
125V 系蓄電池 ＨＰＣＳ系～
直流 125V 主母線盤 ＨＰＣＳ
電路
中性子モニタ用蓄電池 Ａ系～直流±24V 中性子モニタ用分
電盤 ２Ａ電路
中性子モニタ用蓄電池 Ｂ系～直流±24V 中性子モニタ用分
電盤 ２Ｂ電路

重大 事故等 対処設 備

主要設備

所 内常設直 流電源 設備に よ る非 常用所 内電 気設備 へ の給 電

代替直流電 源設備 による非 常用 所内電気設 備への 給電

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼル発
電機
及びＨＰＣＳディー
ゼル発電機

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－324対応手段，対応設備，手順書一覧（9／20）
対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

可搬型代替低圧電源車
可搬型整流器

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」
重大事故等対策要領

重大事故等 対処設 備

関連設備

可搬型設備用軽油タンク～タンクローリ流路
タンクローリ～可搬型代替低圧電源車流路可搬型代替低圧電源車～可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）～可搬型整流器電路
可搬型代替低圧電源車～可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）～可搬型整流器電路
可搬型整流器～可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）～可搬型代替直流電源
設備用電源切替盤電路

重大 事故等 対処設 備

主要設備

可搬型代替 直流電 源設備に よる 非常用所 内 電気設 備への給 電（ １／２）

代替直流電 源設備 による非 常用 所内電気設 備への 給電

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機

整備する手順書 ※１

対応設備※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－325

対応手段，対応設備，手順書一覧（10／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型整流器～可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）～可搬型代替直流電源
設備用電源切替盤電路
可搬型代替直流電源設備用電
源 切 替 盤 ～ 直 流 125V主 母 線 盤
２Ａ電路
可搬型代替直流電源設備用電
源 切 替 盤 ～ 直 流 125V主 母 線 盤
２Ｂ電路

重大事故等 対処設 備

関連設備

可搬型代替 直流電 源設備に よる 非常用所 内 電気設 備への給 電（ ２／２）

代替直流電 源設備 による非 常用 所内電気設 備への 給電

２Ｃ・２Ｄ
非 常 用 ディ ー ゼ ル 発
電機

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

非常時運転手順書（事象ベース）「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」
重大事故等対策要領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－326

対応手段，対応設備，手順書一覧（11／20）
整備する手順書 ※１

対応設備

自主対策設 備

直流125V予備充電器

重大事故等 対処設 備

ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機用海水ポンプ

主要設備

重大事故等対策要領
軽油貯蔵タンク～高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機 燃料移送ポンプ～
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機 燃料油デイタンク
流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機 燃料油デイタンク～ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機用海水ポンプ～ＨＰ
ＣＳ Ｄ／Ｇ流路
ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ～Ｍ／Ｃ
ＨＰＣＳ電路Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ～ＭＣＣ
ＨＰＣＳ

重大事故等 対処設 備

関連設備

高圧炉心ス プレイ 系ディー ゼル 発電機によ る非常 用所 内電 気設 備への給電 （１／ ２）

高圧炉心ス プレイ 系ディー ゼル 発電機によ る非常 用所内電 気設 備への給電

２ Ｃ ・ ２Ｄ 非 常 用ディーゼル発電機
及びＭ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄ

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－327

対応手段，対応設備，手順書一覧（12／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

Ｍ Ｃ Ｃ Ｈ Ｐ Ｃ Ｓ ～ 直 流 125V
予備充電器電路
直 流 125V 予 備 充 電 器 ～ 直 流
125V主母線盤２Ａ電路
直 流 125V 予 備 充 電 器 ～ 直 流
125V主母線盤２Ｂ電路

重大事故等 対処設 備

関連設備

高圧炉心ス プレイ 系ディー ゼル 発電機に よ る非常 用所内電 気設 備への給 電 （ ２／ ２）

高圧炉心ス プレイ 系ディー ゼル 発電機によ る非常 用所内電 気設 備への給電

２Ｃ・２Ｄ
非 常 用 ディ ー ゼ ル 発
電機
及びＭ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄ

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対策要領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－328

対応手段，対応設備，手順書一覧（13／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

常設代替高圧電源装置
緊急用Ｍ／Ｃ

重大事故等 対処設備

主要設備

常設代替交 流電源 設備によ る代 替所内電気 設備へ の給電

重大事故等 対処設 備

軽油貯蔵タンク～常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ流路
非常時運転手順書（事象
常設代替高圧電源装置燃料移
ベース）
送ポンプ～常設代替高圧電源「外部電源喪失」
装置流路
常設代替高圧電源装置～緊急重大事故等対策要領
用断路器電路
緊急用断路器～緊急用Ｍ／Ｃ
電路
緊急用Ｍ／Ｃ～緊急用動力変
圧器電路
緊急用動力変圧器～緊急用Ｐ／Ｃ電路
緊急用Ｐ／Ｃ～緊急用ＭＣＣ
電路
緊急用ＭＣＣ～緊急用直流
125V充電器電路
緊急用ＭＣＣ～緊急用電源切替盤電路
重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概

関連設備

代替交流電 源設備 による代 替所 内電気設備 への給 電

非常用所内電気設備

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※１：整備する手順の概要は「1.0
要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－329

対応手段，対応設備，手順書一覧（14／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型代替低圧電源車
緊急用Ｐ／Ｃ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

可搬型代替 交流電 源設備に よる 代替所内電 気設備 への給電

重大事故等 対処設 備

可搬型設備用軽油タンク～タンクローリ流路
非常時運転手順書（事象
タンクローリ～可搬型代替低ベース）
圧電源車流路「外部電源喪失」
可搬型代替低圧電源車～可搬型代替低圧電源車接続盤（西重大事故等対策要領
側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）～緊急用Ｐ／Ｃ電路
可搬型代替低圧電源車～可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）～緊急用Ｐ／Ｃ電路
緊急用Ｐ／Ｃ～緊急用ＭＣＣ
電路
緊急用ＭＣＣ～緊急用直流
125V充電器電路
緊急用ＭＣＣ～緊急用電源切替盤電路
重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概

関連設備

代替交流電源設備 による代 替所 内電気設備 への給 電

非常用所内電気設備

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※１：整備する手順の概要は「1.0
要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－330

対応手段，対応設備，手順書一覧（15／20）
対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

緊急用125V系蓄電池 ※３
緊急用直流125V主母線盤

重大 事故等 対処設 備

主要設備

非常時運転手順書（事象
ベース）「全直流電源喪失」
緊 急 用 125V系 蓄 電 池 ～ 緊 急 用
直流125V主母線盤電路
緊 急 用 125V主 母 線 盤 ～ 緊 急 用
直流125VＭＣＣ電路
緊 急 用 125V主 母 線 盤 ～ 緊 急 用
直流125V計装分電盤電路
緊 急 用 125V直 流 Ｍ Ｃ Ｃ ～ 緊 急用電源切替盤電路
緊 急 用 直 流 125V計 装 分 電 盤 ～緊急用電源切替盤電路

重大事故等 対処設 備

関連設備

常設代替直 流電源 設備によ る代 替所内電気 設備へ の給電

代替直流電源設備 による代 替所 内電気設備 への給 電

非常用所内電気設備

整備する手順書 ※１

対応設備

重大事故等対策要領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ池及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－331対応手段，対応設備，手順書一覧（16／20）
対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

可搬型代替低圧電源車
可搬型整流器
緊急用直流125V主母線盤

非常時運転手順書（事象
ベース）「全直流電源喪失」

重大事故等 対処設 備

関連設備

可搬型設備用軽油タンク～タンクローリ流路
タンクローリ～可搬型代替低圧電源車流路可搬型代替低圧電源車～可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）～可搬型整流器電路
可搬型整流器～可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）～可搬型代替直流電源
設備用電源切替盤電路
可搬型代替低圧電源車～可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）～可搬型整流器電路

重大 事故等 対処設 備

主要設備
可搬型代替 直流電 源設備に よる 代替所 内電 気設備 への給電 （１ ／２）

代替直流電源設備 による代 替所 内電気設備 への給 電

非常用所内電気設備

整備する手順書 ※１

対応設備

重大事故等対策要領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ池及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－332

対応手段，対応設備，手順書一覧（17／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型整流器～可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）～可搬型代替直流電源
設備用電源切替盤電路
可搬型代替直流電源設備用電
源切替盤～緊急用直流125主母
線盤電路
緊 急 用 直 流 125V主 母 線 盤 ～ 緊
急用直流125VＭＣＣ電路
緊 急 用 直 流 125V主 母 線 盤 ～ 緊
急用直流125V計装分電盤
緊 急 用 直 流 125VＭ Ｃ Ｃ ～ 緊 急用電源切替盤電路
緊 急 用 直 流 125V計 装 分 電 盤 ～緊急用電源切替盤電路

重大事故等 対処設 備

関連設備

可 搬 型代 替 直 流 電 源 設 備 に よ る 代 替 所 内電 気設 備 へ の 給 電 （ ２ ／ ２）

代替直流電 源設備 による代 替所 内電気設備 への給 電

非常用所内電気設備

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

非常時運転手順書（事象ベース）「全直流電源喪失」
重大事故等対策要領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－333

対応手段，対応設備，手順書一覧（18／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ

重大 事故等 対処設 備

主要設備

重大事故等対策要領

可搬型代替設備用軽油タンク～タンクローリ流路
タンクローリ～各機器流路重大事故等 対処設 備

関連設備

可搬型設備用軽油 タンクか ら各機器への給 油

燃料給油設 備によ る各機器 への 給油

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼル発
電機

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－334

対応手段，対応設備，手順書一覧（19／20）

整備する手順書 ※１

対応設備

軽油貯蔵タンク
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

重大事故等対処設 備

主要設備

重大事故等対策要領

軽油貯蔵タンク～常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ流
路
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ～常設代替高圧電源
装置流路重大事故等 対処設 備

関連設備

軽油貯蔵タ ンクか ら常設代 替高 圧電源装置 への給 油

燃料給油設 備による各機器 への給油

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼル発
電機

対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V 系蓄電 Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ池及び中性子モニタ用蓄電池 Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－335

対応手段，対応設備，手順書一覧（20／20）
対応手段

分類

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

軽油貯蔵タンク
２Ｃ 非常用ディーゼル発電機 燃料移送ポンプ
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃料移送ポンプ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 燃
料移送ポンプ

重大事故等 対処設 備

関連設備

軽油貯蔵タンク～２Ｃ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ流路
２Ｃ 非常用ディーゼル発電機燃 料移送
ポンプ～２Ｃ 非常用ディーゼル発電機
燃料油デイタンク流路
２Ｃ 非常用ディーゼル発電機 燃料油デイタンク～２Ｃ Ｄ／Ｇ流路
軽油貯蔵タンク～２Ｄ 非常用ディーゼル
発電機 燃料移送ポンプ流路
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃料移送
ポンプ～２Ｄ 非常用ディーゼル発電機
燃料油デイタンク流路
２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 燃料油デイタンク～２Ｄ Ｄ／Ｇ流路
軽油貯蔵タンク～高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 燃料移送ポンプ流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 燃
料移送ポンプ～高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機 燃料油デイタンク流路
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料
油デイタンク～ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ 流路

重大 事故等 対処設 備

主要設備
軽油貯蔵タ ンク か ら２Ｃ・ ２Ｄ 非常用デ ィーゼ ル発電機 及び高圧炉心ス プレイ 系ディー ゼル 発電機への 給油

燃料給油設 備による各機器 への給油

２Ｃ・２Ｄ
非常用ディーゼル
発電機
及びＨＰＣＳディーゼ
ル発電機

整備する手順書 ※１

対応設備

重大事故等対策要
領※１：整備する手順の概要は「1.0 重大事故等対策における共通事項 重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について」にて整理する。
※２：125V Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系からの給電は，運転員による操作は不要である。
※３：緊急用 125V 系蓄電池からの給電は，運転員による操作は不要である。
：自主的に整備する対応手段を示す。

2.1－336

(o)

「2.1

可搬型設備等による対応手順等」

大規模損壊発生時に使用する設備と手順については，先に記載した（b）項から（n）項で示した重大事故等対策で整備する手順等を活用することで「炉心の著しい損傷を緩和するための対策」，「原子炉格納容器の破損を緩和するための対策」，「使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策」，「放射性物質の放出を低減させるための対策」及び「大規模な火災が発生した場合における消火活動」の措置を行う。
さらに，柔軟な対応を行うため上記の手順に加えて，以下の大規模損壊に特化した手順を整備する。（第2.1.19表参照）
イ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱手
順
大規模損壊では，炉心損傷後，放射線モニタ類の指示値の急激な上昇等から原子炉格納容器からの異常な漏えいを検知した場合や格納容器スプレイ機能を有する重大事故等対処設備が機能喪失した場合等を想定し，原子炉格納容器破損緩和や放射性物質の放出低減を目的とした格納容器圧力逃がし装置を用いた原子炉格納容器内の減圧及び除熱手順を整備する。
ロ．格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水手順
原子炉格納容器温度の上昇により原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいが発生する場合を想定し，水素漏えいを抑制するための格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水手順を整備する。
ハ．格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水手順
原子炉格納容器温度の上昇により原子炉格納容器トップヘッドフラ
2.1－337

ンジからの水素漏えいが発生する場合を想定し，水素漏えいを抑制するための格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水
手順を整備する。
ニ．原子炉建屋からの水素の排出手順
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出ができず，原子炉建屋水素濃度の上昇が継続する場合を想定し，ブローアウ
トパネルの開放（ブローアウトパネル閉止装置が閉止状態である場合
は，ブローアウトパネル閉止装置の開放）による原子炉建屋からの水素排出手順を整備する。
ホ．可搬型代替注水中型ポンプによる消火手順
化学消防車，水槽付消防ポンプ自動車，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）等を用いた火災時の対応が困難な場合を想定し，可搬型代
替注水中型ポンプを用いた消火手順を整備する。
ヘ．可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による使用済燃料プールへの注水手順
大規模な地震等により使用済燃料プールが損傷し，技術的能力「1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」にて水位が維持できない場合，ブローアウトパネルの開放（ブローアウトパネル閉止
装置が閉止状態である場合は，ブローアウトパネル閉止装置の開放）を行い，その開口部を介して，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による使用済燃料プールへの注水手順を整備する。
ト．可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による使用済燃料乾式貯蔵建屋への放水手順
大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリ
ズムにより使用済燃料乾式貯蔵設備に大規模な損壊が発生した場合を
2.1－338

想定し，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による使用済燃料乾式貯蔵建屋への放水手順を整備する。
チ．現場での可搬型計測器によるパラメータ計測，監視手順
中央制御室が機能喪失する場合を想定し，現場での可搬型計測器によるパラメータ監視手順を整備する。
これらの手順のうち，大規模な火災が発生した場合における消火活動に関する手順等については，ホ項が該当する。また，炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関する手順等については，チ項が該当する。原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関する手順等については，イ項からニ項及びチ項が該当する。放射性物質の放出を低減させるための対策に関する手順等については，ヘ項及びト項が該当する。

2.1－339

第 2.1.19 表
想定

大規模損壊に特化した手順(1／2)

対応手段

対応設備

格納容器圧力逃がし装置による
原子炉格納容器
内の減圧及び除熱手順

フィルタ装置第一弁（Ｓ／Ｃ側）
第一弁（Ｄ／Ｗ側）
第二弁
第二弁バイパス弁
圧力開放板
第二弁操作室遮蔽
第二弁操作室空気ボンベユニッ
ト（空気ボンベ）
差圧計
遠隔人力操作機構
可搬型窒素供給装置
フィルタ装置遮蔽
配管遮蔽
移送ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
代替淡水貯槽
不活性ガス系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁格納容器圧力逃がし装置配管・弁
原子炉格納容器
真空破壊弁
窒素供給配管・弁
第二弁操作室空気ボンベユニッ
ト（配管・弁）移送配管・弁
補給水配管・弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
燃料給油設備主要設備

対応手順

格納容器頂部注
水系（常設）による原子炉ウェル
への注水手順関連設備
主要設備

原子炉ウェルへの注水

格納容器頂部注
水系（可搬型）による原子炉ウェ
ルへの注水手順

2.1－340

関 連設備

原子炉格納容器温度の上昇により原子炉格納容器
トップヘッドフランジからの水素漏えいが発生す
る場合

原子炉ウェルへの注水

主要設備

原子炉格納容器温度の上昇により原子炉格納容器
トップヘッドフランジからの水素漏えいが発生す
る場合

原子炉格納容器内の減圧及び除熱関連設備

炉心損傷後，原子炉格納容器破損緩和又は放射性物質の放出低減を目的とした格納容器ベントを行う場合

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽低圧代替注水系配管・弁常設代替交流電源設備
燃料給油設備原子炉ウェル
格納容器頂部注水系配管・弁可搬型代替注水大型ポンプ
代替淡水貯槽低圧代替注水系配管・弁常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
燃料給油設備原子炉ウェル
格納容器頂部注水系配管・弁

整備する手
順書の分類

大規模損壊
時に対応す
る手順

第 2.1.19 表
想定

ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備消火

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による使用済燃料プールへの放水手順

2.1－341

主要設備

監視機能の回復

現場での可搬型計
測器によるパラメ
ータ計測，監視手
順ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備関連設備

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による使用済燃料乾式貯蔵設備への放水手順

燃料給油設備

ブローアウトパネル
ブローアウトパネル閉止装置 大規模損壊
可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ 時に対応す
る手順
（放水用）
放水砲

主要設備

使用済燃料乾式貯蔵設備への放水可搬型代替注水中型ポンプ
泡消火薬剤容器（消防車用）
放水銃

関連設備

放水砲による使用済燃料プール
への注水

可搬型代替注水中型ポンプによる消
火手順

整備する手
順書の分類

主要設備

中央制御室の機能喪失等により，中央制御室にて可搬型計測器の接続が不可能となった場合

ブローアウトパネル
ブローアウトパネル閉止装置
可搬型代替注水大型ポンプ
（放水用）
放水砲

関連設備

使用済燃料乾式貯蔵設備に大規模な損壊が発生した場合

原子炉建屋からの水素の排出手順

対応設備

主要設備

使用済燃料プールが損傷し，常設及び可搬設備による注水を行うが，水位が維持できない場合

原子炉建屋原子炉棟の水素排出

対応手順

関連設備

化学消防車，水槽付消防
ポンプ自動車，可搬型代
替注水大型ポンプ（放水用）等を用いた火災時の対応が困難な場合

対応手段

主要設備

格納容器圧力逃がし装置
による原子炉格納容器内の水素排出ができず，原子炉建屋水素濃度の上昇が継続する場合大規模損壊に特化した手順（2／2）

可搬型代替注水大型ポンプ
（放水用）
放水砲
泡混合器
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
ホース
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込管
ＳＡ用海水ピット
燃料給油設備

可搬型計測器ｄ．ｃ．項に示す大規模損壊への対応手順書は，万一を考慮し中央制御室の機能が喪失した場合も対応できるように整備するが，中央制御室での監視及び制御機能に期待できる可能性も十分に考えられることから，運転手順書を活用した事故対応も考慮したものとする。
ｅ．ｃ．項に示す大規模損壊への対応手順書については，地震，津波等の大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム
により発生する可能性のある大規模損壊への対応を考慮する。また，Ｐ
ＲＡの結果に基づく事故シーケンスグループの選定にて抽出しなかった
地震及び津波特有の事象として発生する事故シーケンス等について，当該事故により発生する可能性のある重大事故，大規模損壊への対応も考慮する。加えて，大規模損壊発生時に，同等の機能を有する可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故等対処設備及び設計基準事故対処設備が同時に機能喪失することなく，炉心注水，電源確保，放射性物質拡散抑制等の各対策が上記設備のいずれかにより達成できるように構成する。
(添付資料2.1.14，2.1.15)
ｆ．発電用原子炉施設において整備する大規模損壊発生時に対応する手順については，大規模損壊に関する考慮事項等，米国におけるＮＥＩガイドの考え方も参考とする。また，当該ガイドの要求内容に照らして発電
用原子炉施設の対応状況を確認する。
(添付資料2.1.16)

2.1－3422.1.2.2

大規模損壊の発生に備えた体制の整備

大規模損壊発生時の体制については，組織が最も有効に機能すると考えられる通常の災害対策本部の体制を基本としつつ，通常とは異なる対応が必要となる状況においても流動性を持って対応できるように整備する。
また，2.1.2.1項の大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うことを前提とし，中央制御室が機能喪失するような通常とは異なる体制で活動しなければならない場合にも対応できるように，重大事故等対策では考慮されていない大規模損壊に対する脆弱性を補完する手順書を用いた活動を行うための教育及び訓練の実施並びに体制の整備を図る。

(1)

大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練の実施
大規模損壊への対応のための災害対策要員への教育及び訓練については，
重大事故等対策にて実施する教育及び訓練に加え，大規模損壊発生時に対応する手順，資機材の取扱い等を習得するための教育及び訓練を実施する。
実施に当たり，各要員の役割に応じた任務を遂行するために必要となる力
量を習得及び維持できるように，以下の教育及び訓練を実施する。さらに，要員の役割に応じて付与される力量に加え，流動性をもって柔軟に対応できるような力量を確保していくことにより，本来の役割を担う要員以外の要員でも対応できるように教育の充実を図る。必要となる力量を第2.1.20
表に示す。

ａ．大規模損壊発生時に対応する手順，資機材の取扱い等を習得するための要素訓練を，訓練ごとに実施頻度を定めて実施する。
ｂ．重大事故等対応要員については，初動で対応する要員を最大限に活用する観点から，期待する要員以外の要員でも流動性を持って柔軟に対応
2.1－343

できるように，要員の役割に応じて付与される力量に加え臨機応変な配
置変更に対応できる知識及び技能を習得する等，担当する役割以外の教育及び訓練の充実を図る。
ｃ．原子力防災管理者及び副原子力防災管理者に対し，通常の指揮命令系
統が機能しない場合及び残存する資源等を最大限に活用しなければならない事態を想定した個別の教育及び訓練を実施する。
ｄ．大規模損壊発生時に対応する組織及びそれを支援する組織の実効性等を確認するための定期的な総合訓練を継続的に実施する。

2.1－344

第 2.1.20 表

大規模損壊発生時の対応に係る発電所要員の力量管理について

要員

必要な作業

災害対策要員・本部長，本部長代理，本部員○発電所における災害対策
活動の実施○事故状況の把握○対応判断○適確な指揮○各班との連携

災害対策要員・上記及び当直要員以外の要員○発電所における災害対策
活動の実施（統括／班長指示による）○関係箇所への情報提供○各班要員の活動状況把握○所掌内容の理解○対策本部との情報共有○各班との連携

当直要員○事故状況の把握○事故拡大防止に必要な運
転上の措置○除熱機能等確保に伴う措置○確実なプラント状況把握○運転操作○事故対応手順の理解

実施組織

支援組織

○復旧対策の実施
・資機材の移動，電源車による給電，原子炉への注水，使用済燃料プールへの
注水等
○消火活動
○事故拡大防止対策の検討○資材の調達及び輸送○放射線・放射能の状況把握○社外関係機関への通報・連絡

2.1－345

必要な力量○個別手順の理解○資機材の取扱い○配置場所の把握○事故状況の把握○各班との情報共有○個別手順の理解○資機材の取扱い(2)大規模損壊発生時の体制
発電用原子炉施設において重大事故等及び大規模損壊（大規模火災の発生を含む。）のような原子力災害が発生するおそれがある場合又は発生した
場合に，事故原因の除去並びに原子力災害の拡大防止及び緩和その他必要な活動を迅速かつ円滑に実施するため，所長（原子力防災管理者）は，災害対策本部体制を整備する。

ａ．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等及び大規模損壊のような原子力災害が発生した場合にも，速やかに対応を行う
ため，発電所構内に災害対策要員39名（当直要員7名，自衛消防隊11名を含む。）を常時確保した体制を整備する。
また，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生により，中央制御室（当直要員を含む。）が機能しない場合も想定し，あらかじめ定められた災害対策要員の役割を変更することで迅速な対応を可能とする。
ｂ．大規模損壊発生時において，災害対策要員として参集を期待されている社員寮，社宅等の要員の発電所へのアクセスルートは複数確保されており，当該要員はその中から通行可能なルートを選択し発電所へ参集する。なお，あらかじめ指名された発電所参集要員以外の要員は発電所外集合場所に参集し，災害対策本部の指示に従い対応する。
ｃ．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，大規模な自然災害が発生した場合においても，上記アクセスルートで社員寮，社宅等からの参集に期待できると想定されるが，万一，要員参集に時間を要する場
合であっても，要員が参集するまでの間，発電所構内に待機する災害対策要員により，事故対応を行えるように体制を整備する。
2.1－346(3)大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる指揮命令系統の確立についての基本的考え方
大規模損壊発生時には，通常の災害対策本部体制での指揮命令系統が機能しない場合も考えられる。このような状況においても，対応要員を確保するとともに指揮命令系統を確立できるように，大規模損壊発生時に対応するための体制を次の基本的な考え方に基づき整備する。

ａ．大規模損壊への対応要員を常時確保するため，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，発電所構内に常時確保する初動対応要員39名（当直要員7名，自衛消防隊11名を含む。）は，地震，津波等の大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムが発生した場合にも対応できるように，分散して待機する。また，地震，津波等の大規模な自然災害による待機場所への影響が考えられる場合は，屋外への退避及び高所への避難等を行う。なお，万一，待機場所となる建屋の一部が倒壊し，一部の初動対応要員が被災した場合は，発電所構内に分散待機する初動対応要員や発電所構内で勤務している他の要員を活用する等の措置を講じて対応する。
ｂ．地震，津波等の大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生により，通常の災害対策本部体制での指揮命令系統が機能しない場合も考慮し，原子力防災管理者の代行者（副原子力
防災管理者）をあらかじめ複数定めることで体制を維持する。
ｃ．大規模損壊等により炉心が損傷した場合において，原子炉格納容器の破損のおそれがある場合又は破損した場合，緊急時対策所，中央制御室
待避室及び二次隔離弁操作室に残る要員（以下「最低限必要な要員」と
2.1－347

いう。）以外を緊急時対策所で待機させるか発電所構外へ一時退避させる
かを判断する。プルーム放出時は，最低限必要な要員は，緊急時対策所，中央制御室待避室及び二次隔離弁操作室に留まり，プルーム通過後，活動を再開する。プルーム通過時は，最低限必要な要員以外の要員は発電所構外へ一時退避し，その後，災害対策本部長の指示により再参集する。
ただし，原子炉格納容器が破損している場合等，一時退避中に被ばくのおそれがある場合には，緊急時対策所に留まるものとする。
ｄ．大規模損壊と同時に大規模な火災が発生している場合，災害対策本部の指揮命令系統の下，自衛消防隊は消火活動を実施する。また，原子力
防災管理者が，事故対応を実施及び継続するために，放水砲等による泡消火の実施が必要と判断した場合は，災害対策本部の指揮命令系統の下，
放水砲等の対応を行う要員を消火活動に従事させる。これら大規模損壊発生時の火災対応については，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）には統括待機当番者（副原子力防災管理者）の指揮命令系統の下で消火活動を行う。

(4)

大規模損壊発生時の対応拠点
大規模損壊が発生した場合において，災害対策本部長を含む災害対策本部の要員が対応を行う拠点は，緊急時対策所を基本とする。また，代替可能なスペースとして，緊急時対策室建屋（免震構造）を状況に応じて活用する。
当直要員の拠点については，中央制御室が機能している場合は中央制御室とするが，中央制御室が機能していない場合や火災等により当直要員に危険が及ぶおそれがある場合は，施設の損壊状況及び対応可能な要員等を勘案し災害対策本部が適切な拠点を判断する。
2.1－348(5)大規模損壊発生時の支援体制の確立
ａ．本店対策本部体制の確立
大規模損壊発生時における本店対策本部の設置による発電所への支援
体制は，技術的能力審査基準1.0に基づき整備する支援体制と同様である。
ｂ．外部支援体制の確立
大規模損壊発生時における外部支援体制は，技術的能力審査基準1.0に基づき整備する外部支援体制と同様である。

2.1.2.3

大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備

大規模損壊の発生に備え，2.1.2.1項における大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うために必要な重大事故等対処設備及び資機材を配備する。
(1)

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ムへの対応に必要な設備の配備及び当該設備の防護の基本的な考え方
大規模損壊時において，可搬型重大事故等対処設備は，重大事故等対策で配備する設備の基本的な考え方を基に，同等の機能を有する設計基準事
故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失することのない
ように，外部事象の影響を受けにくい場所に保管する。また，大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの共通要因で，同時に複数の可搬型重大事故等対処設備が機能喪失しないように考慮する。

ａ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊等の影響を受けない場所に保管する。
ｂ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，津波により設計基準事故対処設
2.1－349

備又は常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失させないように基準津
波を一定程度超える津波に対して裕度を有する高所に保管する。
ｃ．屋外の可搬型重大事故等対処設備は，設計基準を一定程度超える竜巻
及び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を考慮
して，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備が設置されている原子炉建屋等から 100m 以上離隔を確保した上で，複数箇所に分散して保管する。
ｄ． 原子力建屋外から水又は電力を供給する可搬型重大事故等対処設備は，可搬型重大事故等対処設備同士の距離を十分に離して複数箇所に分散して保管するとともに，常設設備への接続口，アクセスルートを複数設ける。
ｅ．地震，津波，大規模な火災等の発生に備え，アクセスルートを確保するために，速やかに消火及びがれき撤去できる可搬型設備を当該事象による影響を受けにくい場所に保管する。

(2)

大規模損壊に備えた資機材の配備に関する基本的な考え方
大規模損壊発生時の対応に必要な資機材については，重大事故等対策で配備する資機材の基本的な考え方を基に高線量の環境，大規模な火災の発生及び外部支援が受けられない状況を想定し配備する。また，そのような状況においても使用を期待できるように，原子炉建屋から100m以上離隔をとった場所に分散して配備する。

ａ．全交流動力電源喪失が発生する環境で対応するために必要な照明機能を有する資機材を配備する。
ｂ．地震及び津波のような大規模な自然災害による油タンク火災又は故意
2.1－350

による大型航空機の衝突に伴う大規模な燃料火災の発生に備え，必要な消火活動を実施するために着用する防護具，消火薬剤等の資機材及び消火設備を配備する。
ｃ．炉心損傷及び原子炉格納容器破損による高線量の環境下において，事
故対応のために着用する全面マスク，タイベック，個人線量計等の必要な資機材を配備する。
ｄ．化学薬品等が流出した場合に事故対応を行うために着用するマスク，
長靴等の資機材を配備する。
ｅ．大規模な自然災害により外部支援が受けられない場合も事故対応を行
うための防護具，線量計，食料等の資機材を配備する。
ｆ．大規模損壊発生時において，災害対策本部と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信連絡手段を確保するため，多様な複数の通信連絡設備を配備する。
また，通常の通信連絡手段が使用不能な場合を想定し，無線連絡設備，携行型有線通話装置，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備を配備する。

2.1.3

まとめ

大規模な自然災害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り，東海第二発電所において，プラント監視機能の喪失，建屋の損壊に伴う広範囲な機能の喪失等の大規模な損壊が発生した場合の対応措置として，プラント内において有効に機能する運転員を含む人的資源，設計基準事故対
処設備，重大事故等対処設備等の物的資源及びその時点で得られる発電所構
内外の情報を活用することにより，様々な事態において柔軟に対応できる「手順書の整備」，「体制の整備」及び「設備・資機材の整備」を行う方針とす
2.1－351

る。
「手順書の整備」においては，大規模な火災が発生した場合及び中央制御室での監視・制御機能が喪失する場合も想定し，可搬型重大事故等対処設備による対応を考慮した多様性及び柔軟性を有するものとして整備する。
「体制の整備」においては，通常の指揮命令系統が機能しなくなる等の体制の一部が機能しない場合を考慮した対応体制を構築するとともに，要員に対して大規模損壊時に必要となる力量を習得及び維持するための教育・訓練を実施する。
「設備・資機材の整備」においては，可搬型重大事故等対処設備は，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失することのないように，構内の高所に分散配置するとともに，原子炉建屋等から離隔距離を置いて配備する。
大規模損壊への対応として整備する「手順書」,「体制」及び「設備・資機材」については，今後とも新たな知見や教育・訓練の結果を取り入れること
で，継続的に改善を図っていく。

2.1－352

添付資料 2.1.1
大規模損壊を発生させる可能性のある大規模な自然災害・外部人為事象の抽出プロセスについて

国内外の基準等で示されている外部ハザードを収集し，海外文献の考え方を参考にした選定基準に基づき，東海第二発電所において大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害・外部人為事象を抽出した。
(1)

外部ハザードの収集
自然災害の選定に当たっては，以下の資料を参考に網羅的に事象を収集した。自然現象及び人為事象を整理した結果を第 1 表及び第 2 表に示す。
① DIVERSE AND FLEXIBLE COPING STRATEGIES (FLEX) IMPLEMENTATION GUIDE(NEI-12-06 August 2012)②「日本の自然災害」国会資料編纂会 1998 年③Specific Safety Guide (SSG-3)“Development and Application of Level
1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants”, IAEA,
April 2010④「 実用 発 電用 原子 炉 及び その 附 属施 設の 技 術基 準に 関 する 規則 の 解釈」（制定：平成 25 年 6 月 19 日）⑤NUREG/CR-2300“PRA PROCEDURES GUIDE”,NRC, January 1983⑥「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（制定：平成 25 年 6 月 19 日）⑦ ASME／ ANS RA-Sa-2009 “Addenda to ASME／ ANS RA-S-2008 Standard forLevel

1 ／ Large

Early

ReleaseFrequency

Probabilistic

Risk

Assessment for Nuclear Power Plant Applications”⑧ B.5.b Phase2&3 Submittal Guideline (NEI-06-12 December 2006) 2011.5 NRC 公表

添付 2.1.1－1

⑨「外部ハザードに対するリスク評価方法の選定に関する実施基準：2014」
一般社団法人

日本原子力学会

添付 2.1.1－2

第1表

外部ハザードの抽出（自然現象）（1／2）

丸数字は，外部ハザードを抽出した文献を示す。
No

外部ハザード①②○

外部ハザードを抽出した文献等
③
④
⑤
⑥
⑦

1－1

極低温（凍結）

○

○

○

1－2

隕石

○

1－3

降水（豪雨（降雨））

○

○

1－4

河川の迂回

○

○

1－5

砂嵐（or 塩を含んだ嵐）

○

1－6

静振

○

1－7

地震活動

○

○

○

○

○

1－8

積雪（暴風雪）

○

○

○

○

○

1－9

土壌の収縮又は膨張

○

○

1－10

高潮

○

○

1－11

津波

○

○

○

○

○

1－12

火山（火山活動・降灰）

○

○

○

○

○

1－13

波浪・高波

○

○

1－14

雪崩

○

○

1－15

生物学的事象

○

1－16

海岸浸食

○

1－17

干ばつ

○

1－18

洪水（外部洪水）

1－19

○
○

○

○

○

○

⑨

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○
○

⑧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

風（台風）

○

○

○

○

○

○

○

○

1－20

竜巻

○

○

○

○

○

○

○

○

1－21

濃霧

○

○

○

1－22

森林火災

○

○

○

○

○

1－23

霜・白霜

○

○

○

○

○

1－24

草原火災

○

1－25

ひょう・あられ

○

○

○

○

○

○

1－26

極高温

○

○

○

○

○

○

1－27

満潮

○

○

○

○

1－28

ハリケーン

○

○

○

1－29

氷結

○

○

○

1－30

氷晶

○
○

○
○

○

○

○
○

添付 2.1.1－3

○
○

第1表

外部ハザードの抽出（自然現象）（2／2）

丸数字は，外部ハザードを抽出した文献を示す。
No

外部ハザード①②

外部ハザードを抽出した文献等
③
④
⑤
⑥
⑦
○

⑧

⑨

1－31

氷壁

1－32

土砂崩れ（山崩れ，がけ崩
れ）

○

1－33

落雷

○

1－34

湖又は河川の水位低下

○

1－35

湖又は河川の水位上昇

1－36

陥没・地盤沈下・地割れ

1－37

極限的な圧力（気圧高低）

○

1－38

もや

○

1－39

塩害，塩雲

○

○

1－40

地面の隆起

○

○

1－41

動物

○

○

1－42

地滑り

1－43

カルスト

○

1－44

地下水による浸食

○

1－45

海水面低

○

○

1－46

海水面高

○

○

1－47

地下水による地滑り○

1－48

水中の有機物○1－49

太陽フレア，磁気嵐

1－50

高温水（海水温高）

○

○

1－51

低温水（海水温低）

○

○

1－52

泥湧出

○

1－53

土石流（液状化）

○

○

1－54

水蒸気

○

○

1－55

毒性ガス

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

添付 2.1.1－4

○

○

○

第2表

外部ハザードの抽出（外部人為事象）

丸数字は，外部ハザードを抽出した文献を示す。
No

外部ハザード2－1

衛星の落下ﾊﾟｲﾌﾟﾗｲﾝ事故(ｶﾞｽなど)，
ﾊﾟｲﾌﾟﾗｲﾝ事故によるサイト
内爆発等
交通事故
（化学物質 流出含む）
有毒ガス
タービンミサイル
飛来物（航空機落下）工業施設又は軍事施設事故
船舶の衝突（船舶事故）
自動車又は船舶の爆発
船舶から放出される固体液
体不純物
水中の化学物質
プラント外での爆発
プラント外での化学物質の流出
サイト貯蔵の化学物質の流出
軍事施設からのミサイル
掘削工事
他のユニットからの火災
他のユニットからのミサイル
他のユニットからの内部溢
水
電磁的障害
ダムの崩壊
内部溢水
火災（近隣工場等の火災）

2－2
2－3
2－4
2－5
2－6
2－7
2－8
2－9
2－10
2－11
2－12
2－13
2－14
2－15
2－16
2－17
2－18
2－19
2－20
2－21
2－22
2－23

①

②

外部ハザードを抽出した文献等
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○
○
○
○
○
○

○
○
○

○

○
○
○

○
○
○
○

○

○
○
○

○
○
○
○

○

○
○
○

○

○

○

○
○
○
○

○

○
○

○
○

○

○

○
○

⑨

○

○

○
○
○
○
○
○
○
○

添付 2.1.1－5

○
○
○
○

○
○

○
○
○
○

○
○
○
○

(2)

各事象の影響度評価
各自然現象・外部人為事象について，想定される原子炉施設への影響（損傷・機能喪失モード）を踏まえ，非常に過酷な状況を想定した場合に考え得る起因事象について評価を行った。評価結果を第 3 表，第 4 表に示
す。

(3)

選定結果
(2)の各事象の影響度評価から，特にプラントの安全性に影響を与える可能性がある事象を下記のとおり選定した。
【自然現象】
・地震
・津波
・竜巻
・凍結
・積雪
・落雷
・火山の影響・森林火災
・隕石【外部人為事象】
・衛星の落下・航空機落下添付 2.1.1－6

添付 2.1.1－7

荷重

積雪
（暴風雪）
※詳細は添
付資料 2.1.4参照

8

荷重（堆積）

建屋屋上への積雪に伴う原子炉建屋（付属棟）損傷により中央制御室換気系が損
傷，機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。

建屋屋上への積雪に伴う原子炉建屋（原子炉棟）損傷により原子炉補機冷却系サージタンクが損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。

○

荷重（地震）

地震ＰＲＡの知見により，プラントの安全性に影響を与える可能性のある事象として選定する。

荷重

地震活動

7

－

津波(No.11)の評価に包絡される。

静振による設備の浸水
静振による海水の枯渇

静振

6

火山（No.12）の評価に包絡される。

砂塵，大陸からの黄砂による吸気口
の閉塞

砂嵐

5

○

－

－

事象の進展が遅く，設備等への影響緩和又は排除が可能である。

河川の迂回による敷地内浸水
工業用水の枯渇

浸水
渇水
閉塞
(吸気
等)
浸水
渇水

河川の迂回

－

○

○

選定
結果

降水による設備の浸水

4

安全施設の機能に影響が及ぶ規模の隕石等が衝突に至る事象は，極低頻度な事象
ではあるが，影響の大きさを踏まえて特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある事象として選定する。

荷重（衝突）
荷重（衝撃波）随伴津波による水没に伴う設備の浸水
津波（No.11）の評価に包絡される。

送電線が着氷により短絡し，「外部電源喪失」に至るシナリオ。

着氷による送電線の相関短絡

ヒートシンク（海水）の凍結

屋外のタンク及び配管内流体の凍結

復水貯蔵タンク・配管内流体の凍結により補給水系が喪失し，手動停止／サポー
ト系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
軽油貯蔵タンク内流体の凍結による非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への着氷による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
東海第二発電所周辺の海水が凍結することは考え難いため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

想定される起因事象等

自然現象 評価結果（1／14）

浸水

降水
（豪雨
（降雨））

浸水

荷重

電気的
影響

温度

3

1

隕石

極低温
（凍結）
※詳細は添
付資料 2.1.3
参照

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

2

自然現象

No.

第3表

添付 2.1.1－8

8

No.

積雪
（暴風雪）
※詳細は添
付資料 2.1.4
参照

自然現象

電気的
影響

荷重

着雪による送電線の相間短絡

荷重（堆積）

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

第3表

送電線が着雪により短絡し，「外部電源喪失」に至るシナリオ。

建屋屋上への積雪荷重に伴う原子炉建屋（廃棄物処理棟）損傷により気体廃棄物処理系が損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
建屋屋上への積雪荷重に伴うタービン建屋損傷によりタービン，発電機が損
傷，機能喪失し，過渡事象「非隔離事象」に至るシナリオ。
建屋屋上への積雪荷重に伴うタービン建屋損傷によりタービン補機冷却系サー
ジタンクが損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポー
ト系故障」に至るシナリオ。
超高圧開閉所等への積雪荷重による送電線，送受電設備の損傷に伴い機能喪失
し，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
復水貯蔵タンクへの積雪荷重により復水貯蔵タンクが損傷，補給水系が喪失
し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
非常用ディーゼル発電機吸気フィルタ及び排気ファンが積雪荷重により損傷
し，非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への着雪に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
残留熱除去系海水系ポンプモータが積雪荷重により損傷し，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系ポンプモータへの積雪荷重による損傷に伴う高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
非常用ディーゼル発電機海水系ポンプモータへの積雪荷重による損傷に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への着雪に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
補機冷却海水系ポンプモータが積雪荷重により損傷，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリ
オ。
循環水ポンプモータが積雪荷重により損傷，循環水ポンプが機能喪失，復水器
真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。

想定される起因事象等

自然現象 評価結果（2／14）

○

選定
結果

添付 2.1.1－9

自然現象

積雪
（暴風雪）
※詳細は添
付資料 2.1.4
参照

土壌の収縮
又は膨張

高潮

津波

No.

8

9

10

11

浸水
荷重
浸水
閉塞

荷重

閉塞
(給気等）

高潮による設備の浸水
荷重（衝突）
津波による設備の浸水
閉塞（海水系）

荷重（変位，傾斜）給気フィルタ等の閉塞

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

第3表

－
○

津波ＰＲＡの知見により，プラントの安全性に影響を与える可能性のある事象として選定する。

－

○

選定
結果

積雪又は吸込みにより非常用ディーゼル発電機給気口，吸気フィルタの閉塞に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への着雪に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
中央制御室換気系の給気口は，地面より約 5.6m，約 19m の 2 箇所に設置されており，堆積物による閉塞は考え難いため，シナリオの選定は不要である。
積雪又は吸込みにより残留熱除去系海水系ポンプモータ空気冷却器が閉塞，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
積雪又は吸込みにより高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系ポンプモータ
空気冷却器が閉塞，高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
積雪又は吸込みにより非常用ディーゼル発電機海水系ポンプモータ空気冷却器の閉塞に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への着雪に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
積雪又は吸込みにより補機冷却海水系ポンプモータ空気冷却器が閉塞，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
積雪又は吸込みにより循環水ポンプモータ空気冷却器が閉塞，循環水ポンプが機能喪失，復水器真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
施設荷重によって有意な圧密沈下・クリープ沈下は生じず，また，膨潤性の地質でもない。なお，安全上重要な施設は岩着や杭基礎であり，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
また本事象は，事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。
津波（No.11）の評価に包絡される。

想定される起因事象等

自然現象 評価結果（3／14）

添付 2.1.1－10

12

No.

火山
（火山活動・
降灰）※詳細は添付資料 2.1.6
参照

自然現象

荷重

荷重（堆積）

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

第3表

選定
結果

○

想定される起因事象等
建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴う原子炉建屋（原子炉棟）損傷により原子炉
補機冷却海水系サージタンクが損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴う原子炉建屋（付属棟）損傷により中央制御
室換気系が損傷，機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴う原子炉建屋（廃棄物処理棟）損傷により気体廃棄物処理系が損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴うタービン建屋損傷によりタービン，発電機が損傷，機能喪失し，過渡事象「非隔離事象」に至るシナリオ。
建屋屋上への降下火砕物の堆積に伴うタービン建屋損傷によりタービン補機冷却系サージタンクが損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サ
ポート系故障に至るシナリオ。
超高圧開閉所への降下火砕物の堆積による送電線，送受電設備の損傷に伴い機能喪失し，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
復水貯蔵タンクへの降下火砕物の堆積により復水貯蔵タンクが損傷，補給水系が喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
非常用ディーゼル発電機吸気フィルタ及び排気ファンが降下火砕物の堆積による損傷に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への降下火砕物の付着に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシ
ナリオ。
残留熱除去系海水系ポンプモータが降下火砕物の堆積により損傷，残留熱除去系
海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系ポンプモータへの降下火砕物の堆積による損傷に伴う高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。

自然現象 評価結果（4／14）

添付 2.1.1－11

12

No.

火山
（火山活
動・降灰）
※詳細は添
付資料 2.1.6
参照

自然現象

閉塞
(海水系)

荷重

海水ストレーナの閉塞

荷重（堆積）

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

第3表

選定
結果

○

想定される起因事象等
非常用ディーゼル発電機海水系ポンプモータへの降下火砕物の堆積による損傷に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線への降下火砕物の付着に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
補機冷却海水系ポンプモータが降下火砕物の堆積荷重により損傷，補機冷却海
水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
循環水ポンプモータが降下火砕物の堆積荷重により損傷，循環水ポンプが機能喪失，復水器真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
降下火砕物による残留熱除去系海水ストレーナ閉塞，又は熱交換器の伝熱管，海水ポンプ軸受の異常摩耗により残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
降下火砕物による高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ストレーナ閉塞，又は熱交換器の伝熱管，海水ポンプ軸受の異常摩耗により高圧炉心スプレイ系
が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシ
ナリオ。
降下火砕物による非常用ディーゼル発電機海水ストレーナ閉塞，又は熱交換器の伝熱管，海水ポンプ軸受の異常摩耗により非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線への降下火砕物の付着に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
降下火砕物による補機冷却系海水ストレーナ閉塞，又は熱交換器の伝熱管，海水ポンプ軸受の異常摩耗により補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
降下火砕物による循環水ポンプ潤滑水ストレーナ閉塞，又は熱交換器の伝熱管，海水ポンプ軸受の異常摩耗により循環水ポンプが機能喪失，復水器真空度
喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。

自然現象 評価結果（5／14）

添付 2.1.1－12

12

No.

火山
（火山活
動・降灰）
※詳細は添
付資料 2.1.6
参照

自然現象

腐食
電気的
影響

閉塞
(吸気等)

送電線が降下火砕物の付着により短絡，「外部電源喪失」に至るシナリオ。

降下火砕物の堆積又は吸込みにより非常用ディーゼル発電機吸気口，吸気フィル
タが閉塞，非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，「外部電源喪失」が同時発生
し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
中央制御室換気系の給気口は，地面より約 5.6m，約 19m の 2 箇所に設置されており，堆積物による閉塞は考え難いため，シナリオの選定は不要である。また，給気口へ降下火砕物の吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。
降下火砕物の堆積又は吸込みにより残留熱除去系海水系ポンプモータ空気冷却器
が閉塞，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシ
ナリオ。
降下火砕物の堆積又は吸込みにより高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
ポンプモータ空気冷却器が閉塞，高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／
サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
降下火砕物の堆積又は吸込みにより非常用ディーゼル発電機海水系ポンプモータ
空気冷却器が閉塞，非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線への降下火砕物の付着に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
降下火砕物の堆積又は吸込みにより補機冷却海水系ポンプモータ空気冷却器が閉塞，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サ
ポート系故障」に至るシナリオ。
降下火砕物の堆積又は吸込みにより循環水ポンプモータ空気冷却器が閉塞，循環
水ポンプが機能喪失，復水器真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリ
オ。
事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。

想定される起因事象等

自然現象 評価結果（6／14）

腐食成分による化学的影響
降下火 砕物の付着による 送電線 の相間短絡

給気フィルタ等の閉塞

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

第3表

○

選定
結果

添付 2.1.1－13

荷重

荷重

生物学的
事象

海岸浸食
干ばつ
洪水
(外部洪水)

風（台風）

竜巻
※詳細は添
付資料 2.1.3
参照

15

16
17

19

20

18

雪崩

14

浸水

電気的
損傷
渇水
渇水

閉塞
(海水系)

荷重

浸水

波浪・高波

13

○

竜巻（No.20）の評価に包絡される。
原子炉建屋は十分な厚さを有した鉄筋コンクリート造であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されていることから，極めて発生することが稀な設
計基準を超える風荷重を想定しても建屋の頑健性は維持できると考えられるため，シナリオの選定は不要である。
気圧差により原子炉建屋ブローアウトパネルが開放，原子炉棟の負圧維持機能が喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリ
オ。
風荷重及び気圧差荷重に伴うタービン建屋損傷によりタービン，発電機が損
傷，機能喪失し，過渡事象「非隔離事象」に至るシナリオ。
風荷重及び気圧差荷重に伴うタービン建屋損傷によりタービン補機冷却系サー
ジタンクが損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポー
ト系故障」に至るシナリオ。
風荷重及び気圧差荷重による送電線，送受電設備の損傷に伴い機能喪失し，「外部電源喪失」に至るシナリオ。

荷重（風）荷重（衝突）

荷重（風及び気圧差）－

津波（No.11）の評価に包絡される。

－

－
－

－

－

－

選定
結果

洪水による設備の浸水

津波（No.11）の評価に包絡される。
東海第二発電所敷地周辺には急傾斜地はなく，雪崩を起こすことは考え難いた
め，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
除塵装置により海生生物等の襲来への対策を実施しており，取水口及び海水ス
トレーナの閉塞は考え難いため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
貫通部のシール等，小動物の侵入防止対策を実施しており，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。
事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。

想定される起因事象等

自然現象 評価結果（7／14）齧 歯類（ネ ズミ等 ）によるケ ーブ
ル類の損傷
海岸浸食による海水の枯渇
工業用水の枯渇

取水口，海水ストレーナの閉塞

荷重（衝突）

波浪・高波による設備の浸水

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

自然現象

No.

第3表

添付 2.1.1－14

20

No.

竜巻
※詳細は添
付資料 2.1.3
参照

自然現象

荷重

荷重（風及び気圧差）

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

第3表

選定
結果

○

想定される起因事象等
主排気筒は風荷重に対して裕度を持った設計がなされていることから，極めて発生することが稀な設計基準を超える風荷重を想定しても排気筒の頑健性は維持できると考えられるため，シナリオの選定は不要である。
非常用ガス処理系配管及び排気筒は風荷重に対して裕度を持った設計がなされていることから，極めて発生することが稀な設計基準を超える風荷重を想定しても非常用ガス処理系配管及び排気筒の健全性は維持できると考えられるため，シナリオの選定は不要である。
風荷重により復水貯蔵タンクが損傷，補給水系が喪失し，手動停止／サポート
系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
気圧差により中央制御室換気系ファン，ダクト，ダンパが損傷，中央制御室換
気系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
風荷重による非常用ディーゼル発電機排気ファン，吸気フィルタ，消音器の損傷に伴い非常用ディーゼル発電機が機能喪失，送電線の風荷重に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
風荷重により残留熱除去系海水系が損傷，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
風荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が損傷，高圧炉心ス
プレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
風荷重により非常用ディーゼル発電機海水系が損傷，非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線の風荷重に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生
し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
風荷重により補機冷却海水ポンプが損傷，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
風荷重により循環水系が損傷，循環水ポンプが機能喪失，復水器真空度喪失
し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。

自然現象 評価結果（8／14）

添付 2.1.1－15

20

No.

竜巻
※詳細は添
付資料 2.1.3
参照

自然現象

荷重

荷重（衝突）

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

第3表

選定
結果

○

想定される起因事象等
飛来物の衝突，屋内への貫通により原子炉補機冷却系サージタンクが損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通により原子炉建屋ガス処理系／非常用ガス処理系
配管，非常用ガス処理系排気筒が損傷，原子炉建屋ガス処理系／非常用ガス処
理系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通によりほう酸水注入系が損傷，ほう酸水注入系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通により可燃性ガス濃度制御系が損傷，可燃性ガス
濃度制御系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通により中央制御室換気系が損傷，機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通により気体廃棄物処理系が損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
飛来物の衝突による送電線，送受電設備の損傷に伴い機能喪失し，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により排気筒が損傷し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により非常用ガス処理系配管及び排気筒が損傷し，過渡事象「計画外停止」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通によりタービン，発電機が損傷，機能喪失し，過渡事象「非隔離事象」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通によりタービン補機冷却系サージタンクが損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。

自然現象 評価結果（9／14）

添付 2.1.1－16

濃霧

20

21

自然現象

竜巻
※詳細は添
付資料 2.1.3
参照

No.

－

荷重

－

荷重（衝突）

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

第3表○

飛来物の衝突，屋内への貫通により原子炉補機冷却系熱交換器又はポンプが損
傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通によりタービン補機冷却系熱交換器又はポンプが損傷，機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
飛来物の衝突，屋内への貫通により主蒸気管が損傷，機能喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により復水貯蔵タンクが損傷，補給水系が喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により非常用ディーゼル発電機排気ファン，吸気フィルタ，消音器が損傷し，非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線の風荷重に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により残留熱除去系海水系が損傷，残留熱除去系海水系が機能喪失し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が損傷，高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により非常用ディーゼル発電機海水系が損傷，非常用ディーゼル
発電機が機能喪失し，送電線の風荷重に伴う短絡による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により補機冷却海水系が損傷，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
飛来物の衝突により循環水系が損傷，循環水ポンプが機能喪失，復水器真空度
喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
設備・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

－

選定
結果

想定される起因事象等

自然現象 評価結果（10／14）

添付 2.1.1－17

極高温

満潮

ハリケーン

氷結

氷晶

27

28

29

30

25

26

22

霜・白霜
草原火災
ひょう・
あられ

森林火災
※詳細は添
付資料 2.1.7
参照

23
24

自然現象

No.

電気的
影響
電気的
影響

－

浸水

－

荷重

－
－

閉塞
(吸気等)

温度

凍結（No.1）の評価に包絡される。
凍結（No.1）の評価に包絡される。

着氷－

日本の気候や一日の気温変化を考慮すると，設備等に影響を与えるほど極高温になることは考え難いため，設備・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
津波（No.11）の評価に包絡される。
日本がハリケーンの影響を受けることはないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシ
ナリオは考え難い。

－

－

－

－

－

－
－

○

選定
結果

竜巻（No.20）の評価に包絡される。

設備・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
敷地周辺に草原はないため，設備・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

ばい煙の吸込みにより中央制御室換気系給気フィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。

ばい煙の吸込みにより非常用ディーゼル発電機吸気フィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。

森林火災の輻射熱により送受電設備が損傷した場合，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
（敷地外）
想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，設備等が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができるため，シナリオの選定は不要である。
ばい煙のモータ空気冷却器給気口への侵入について，モータは空気を吸い込まない構造であり，また，空冷モータの冷却流路の口径は，ばい煙の粒径より広いことから閉塞し難いため，シナリオの選定は不要である。

想定される起因事象等

自然現象 評価結果（11／14）

着氷－

満潮による設備の浸水－

荷重（衝突）－－

給気フィルタ等の閉塞

輻射熱

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

第3表

添付 2.1.1－18

電気的
影響

渇水

浸水

湖又は河川
の水位低下

湖又は河川
の水位上昇

33

34

35

荷重

土砂崩れ
（山崩れ，
がけ崩れ）

32

落雷
※詳細は添
付資料 2.1.5
参照

電気的
影響

氷壁

31

湖又は河川の水位上昇による設備の浸水

工業用水の枯渇

誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷直撃雷屋内外計測制御設備に発生するノイズ

荷重（衝突）

着氷設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

自然現象

No.

第3表

洪水（外部洪水）（No.18）の評価に包絡される。

ノイズにより安全保護回路が誤動作した場合，「隔離事象」又は「原子炉緊急停止系誤動作」に至るシナリオ。
ノイズにより安全保護回路以外の計測制御系が誤動作した場合，「非隔離事象」，「全給水喪失」又は「水位低下事象」に至るシナリオ。
直撃雷による送電線，送受電設備の損傷に伴い機能喪失し，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
直撃雷により残留熱除去系海水ポンプモータが損傷，残留熱除去系海水系が機能喪失
し，「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
直撃雷により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ポンプモータが損傷，高圧炉心スプレイ系が機能喪失し，手動停止／サポート系喪失（手動停止）「計画外停止」に至るシナリオ。
直撃雷により非常用ディーゼル発電機海水ポンプモータが損傷，非常用ディーゼル発電機が機能喪失し，送電線の直撃雷による「外部電源喪失」が同時発生し，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
直撃雷により補機冷却海水系ポンプモータが損傷，補機冷却海水系が機能喪失し，サポート系喪失（自動停止）「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
直撃雷により循環水ポンプモータが損傷，循環水系が機能喪失，復水器真空度喪失し，過渡事象「隔離事象」に至るシナリオ。
誘導雷サージにより計測制御系が損傷した場合，計測・制御系喪失により制御不能に至るシナリオ。
海水を冷却源としていること，淡水は復水貯蔵タンク等に保管しており設備等への影響の緩和又は排除が可能であることから，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

東海第二発電所敷地周辺には土砂崩れを発生させるような地形はないため，設備の損
傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

東海第二発電所敷地周辺には氷壁を含む海水の発生，流氷の到達は考え難いため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

想定される起因事象等

自然現象 評価結果（12／14）

－

－

○

－

－

選定
結果

添付 2.1.1－19

36

荷重

荷重

動物

地滑り

カルスト

地下水によ
る浸食

41

42

43

44

荷重

物理的
損傷

地面の隆起

荷重

－
腐食

荷重

荷重

荷重（変位，傾斜）

荷重（変位，傾斜）

荷重（変位，傾斜）ケーブル類の損傷

荷重（変位，傾斜）－
塩害による腐食

気圧差（気圧高低）

荷重（変位，傾斜）設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

40

38
39

極限的な
圧力
(気圧高低)
もや
塩害・塩雲

陥没，地盤
沈下，地割
れ

37

自然現象

No.

第3表

地すべり地形分布図及び土砂災害危険箇所図によると，東海第二発電所の敷地及びその近傍には地滑りを起こすような地形は存在しないため，敷地内における地滑りによる設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
発電所敷地及び敷地周辺にカルスト地形は認められず，発電所の地質もカルストを形成する要因はないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
敷地には地盤を浸食する地下水脈は認められず，また，敷地内の地下水位分布は海に向
かってこう配を示しており，浸食をもたらす流れは発生しないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

生物学的事象（No.15）の評価に包絡される。

設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
事象の進展が遅く，設備等への影響の緩和又は排除が可能である。
東海第二発電所の敷地及びその近傍に活断層は分布していないことから，地震に伴う地殻変動によって安全施設の機能に影響を及ぼすような地盤の隆起は発生しないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

－

－

－

－

－

－
－

－

－

安全上重要な施設は岩盤に設置されており，地下水の流動等による陥没は発生しない。
また，敷地及びその近傍に活断層は分布していないことから，地震に伴う地殻変動によって安全施設の機能に影響を及ぼすような不等沈下・地割れは発生しないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
竜巻（No.20）の評価に包絡される。

選定結果想定される起因事象等

自然現象 評価結果（13／14）

添付 2.1.1－20

浸水

荷重

海水面高

46

47

－

温度

荷重

泥湧出
（液状化）

土石流

水蒸気

毒性ガス

52

53

54

55

51

閉塞
(吸気等)

－

荷重

毒性ガスの吸い込みによる吸気フィルタ等の閉塞－

荷重（衝突）

荷重（変位，傾斜）森林火災（No.22）の評価に包絡される。

安全上重要な施設の基礎地盤は岩盤又は液状化対策（地盤改良）済みの地盤であり，液状化に伴う地盤変状の影響を受けないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
東海第二発電所周辺には土石流が発生する地形，地質はないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
周辺での水蒸気の発生は考え難く，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

低温水により設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

－

－

－

－

－

－

－

磁気嵐に伴う送電線に誘導電流が発生し，その影響は，落雷（No.33）の評価に包絡される。

磁気嵐による誘導電流

高温水による海水系に影響するため，生物学的事象（No.15）の評価に包絡される。

－

生物学的事象（No.15）の評価に包絡される。

－－

津波（No.11）の評価に包絡される。
地滑り（No.42）の評価に包絡される。

－

選定
結果

津波（No.11）の評価に包絡される。

想定される起因事象等

自然現象 評価結果（14／14）

取水口，ストレーナの閉塞

高温水

閉塞
(海水系)
電気的
影響

温度

50

49

48

荷重（変位，傾斜）

海水面の低下による海水の枯渇
海水面の上昇による設備の
浸水

地下水によ
る地滑り
水中の有機
物
太陽フレア
磁気嵐
高温水
(海水温高)
低温水(海水温低)

渇水

海水面低

45

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

自然現象

No.

第3表

添付 2.1.1－21

有毒ガス

タービンミサイル

飛来物(航空機落下)

5

6

2

4

パイプライン事故（ガスなど），パイ
プライン事故によるサイト内爆発等

3

衛星の落下

1

交通事故（化学物
質の流出含む）

外部人為事象

No.

温度
ばい煙
有毒ガス

荷重

荷重

荷重（衝突）
荷重（衝突）
荷重（爆風圧）輻射熱
ばい煙による閉塞
ばい煙，有毒ガスの侵入

有毒ガスの侵入輻射熱
ばい煙による閉塞
ばい煙，有毒ガスの侵入

有毒ガス

ばい煙，有毒ガスの侵入

安全施設の機能に影響が及ぶ範囲に航空機が偶発的に落下する事象は，極低頻度な事象ではあるが，影響の大きさを踏まえて特にプラントの安全性に影響を与える可能性がある事象として選定する。

火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。
鉄道路線，主要道路，航路及び石油コンビナート施設は発電所から十分な離隔距離が確保されており，危険物を搭載した車両及び船舶を含む事故等による当該発電所への有毒ガスの影響はない。また，中央制御室換気系においては閉回路による再循
環運転も可能であるため，影響はない。
飛来物（航空機落下）（No.6）の評価に包絡される。

有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。

ばい煙による閉塞

温度
ばい煙
有毒ガス

火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。

プラント外での爆発（No.12）の評価に包絡される。

安全施設の機能に影響が及ぶ範囲に衛星が落下する事象は，極低頻度な事象ではあるが，影響の大きさを踏まえて特にプラントの安全性に影響を与える可能性のある事象として選定する。

輻射熱

荷重（爆風圧）荷重（衝突）

荷重（爆風圧）随伴津波による設備の浸水荷重（衝突）

ばい煙
有毒ガス

温度

荷重

浸水

荷重

想定される起因事象等

外部人為事象 評価結果（1／4）

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

第4表

○

－

－

－

－

○

選定
結果

添付 2.1.1－22

取水口の閉塞

温度
ばい煙
有毒ガス

閉塞
(海水系)

工事施設又は軍事施設事故

7

温度
ばい煙
有毒ガス

閉塞
(海水系)

船舶の衝突
（船舶事故）

自動車又は船舶の爆発

船舶から放出される固体・液体
不純物

水中の化学物質

8

8

9

10

11

閉塞
(海水系)

荷重

ばい煙
有毒ガス

閉塞
(海水系)

船舶の衝突
（船舶事故）

火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。
プラント外での爆発（No.12）の評価に包絡される。

ばい煙による閉塞
ばい煙，有毒ガスの侵入
荷重（衝突）
荷重（爆風圧）輻射熱
ばい煙による閉塞
ばい煙，有毒ガスの侵入
固体・液体不純物の放出による海水系ストレーナの閉塞
海水中に流出した化学物
質による海水系ストレー
ナの閉塞

船舶の衝突（船舶事故）（No.8）の影響に包絡される。

船舶の衝突（船舶事故）（No.8）の影響に包絡される。

火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

船舶の座礁により重油流出事故が発生した場合に，カーテンウォールにより低層から取水することによって，残留熱除去系海水系及び非常用ディーゼル発電機海水系の取水性に影響はない。

油漏えいによる海水スト
レーナの閉塞

発電所周辺の航路は十分な離隔距離が確保されているが，発電所周辺の航路を通行する輸送船が漂流した場合であっても，輸送船の喫水深さ 11.5m に対して，発電所
沖合約 900m での水深が約 11m であることから敷地に到達する可能性は低い。また，喫水の浅い小型船舶の漂流を想定した場合，敷地全面の防波堤に衝突して止まる可能性が高く，取水性に影響はない。
万が一，小型船舶や，港湾内に入港する船舶が事故によってカーテンウォール前面に到達した場合であっても，カーテンウォールにより取水路への侵入は阻害され，取水口の み口は広く閉塞する可能性は低いことから，取水性に影響はない。

火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

プラント外での爆発（No.12）の評価に包絡される。

荷重（衝突）
荷重（爆風圧）輻射熱
ばい煙による閉塞
ばい煙，有毒ガスの侵入

荷重想定される起因事象等

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

外部人為事象外部人為事象 評価結果（2／4）

No.

第4表

－

－

－

－

－

－

選定
結果

添付 2.1.1－23
掘削工事による配管・ケーブル類の損傷
輻射熱
ばい煙による閉塞
ばい煙,有毒ガスの侵入

物理的
損傷

温度
ばい煙
有毒ガス

荷重

掘削工事

他ユニットからの火災

他ユニットからの
ミサイル

16

17

18

荷重（衝突）

偶発的なミサイル到達は考え難いため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

荷重（衝突）
荷重（爆風圧）輻射熱

荷重

軍事施設からの
ミサイル

15

温度

有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

有毒ガスの侵入有毒ガス

敷地内で，地面の掘削工事を行う場合は，事前調査で埋設ケーブル・配管位置の確認を行うため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。敷地外で，地面の掘削工事を行う場合は，送電鉄塔の損傷の可能性があるが，複数回線が同時に損傷するシナリオは考え難い。
火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。
有意なミサイル源はないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。

有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

船舶の衝突（船舶事故）（No.8）の影響に包絡される。

サイト貯蔵の
化学物質の流出

火災（近隣工場等の火災）（No.23）の評価に包絡される。
有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

14

ばい煙による閉塞
ばい煙，有毒ガスの侵入
化学物質の流出による海水系ストレーナの閉塞
有毒ガスの侵入荷重（爆風圧）

プラント外での化学物質の流出12荷重

鹿島臨海地区石油コンビナート等特別防災区域は，東海第二発電所周辺で石油コン
ビナート等特別防災区域に指定されている唯一の区域であり，また，発電所から約50km 以上の距離があることから，爆発の影響が安全施設の安全機能に及ぼすおそれはない。
発電所周辺で爆発による影響が最も大きいと考えられるＬＮＧ基地（敷地北東方向
約 1.5km）での爆発を想定しても，飛来物及び爆風圧の影響が及ばない離隔距離を確保している。

想定される起因事象等

13

プラント外での爆発

荷重（衝突）

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

外部人為事象 評価結果（3／4）

ばい煙
有毒ガス
閉塞
(海水系)
有毒ガス

外部人為事象

No.

表4表

－

－

－

－

－

－

－

選定
結果

添付 2.1.1－24

23

ダムの崩壊

21

火災（近隣工場等
の火災）

電磁的障害

20

内部溢水

他ユニットからの
内部溢水

19

22

外部人為事象No.

有毒ガス（No.4）の影響に包絡される。

ばい煙，有毒ガスの侵入輻射熱
ばい煙による閉塞

温度

ばい煙
有毒ガス

内部溢水による設備の浸水

ダムの崩壊による浸水

過電圧

サージ及び誘導電流

東海発電所分も含めた屋外タンク及び貯槽類からの溢水を想定しても，東海第二発
電所の安全施設への影響がないことを確認したため，他のユニットからの内部溢水の影響による設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
安全保護回路は，日本工業規格（ＪＩＳ）等に基づき，ラインフィルタや絶縁回路の設置により，サージ・ノイズの侵入を防止するとともに，鋼製筐体や金属シール
ド付ケーブルの適用により電磁波の侵入を防止する設計としており，安全機能を損なうことはないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
敷地周辺の地形及び上流に位置している久慈川水系の竜神ダムの保有水量から判断して，ダムの崩壊が発生した場合においても，敷地が久慈川の洪水による被害を受けることはないため，設備の損傷・機能喪失が発生するシナリオは考え難い。
基準地震動を一定程度超える地震により，建屋内の耐震Ｂ，Ｃクラス機器等が損傷し大規模な溢水が発生することによって，原子炉建屋各階が浸水し，最下階に設置している設計基事故等対処設備の機能が喪失する可能性があるが，それより上層階に設置する設備は防護されることが期待される。また，建屋内の設備への浸水については，自然現象 津波（No.11）の評価に包絡される。
自然現象 森林火災（No.22）の評価に包絡される。
自然現象 森林火災（No.22）の評価に包絡される。

内部溢水による設備の浸
水

浸水

浸水

電気的
影響

浸水

想定される起因事象等

外部人為事象 評価結果（4／4）

設備等の損傷・機能喪失モードの抽出

表4表

－

－

－

－

－

選定
結果

添付資料 2.1.2
竜巻事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
竜巻事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評
価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷④竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞(2)

評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋，屋外及び屋内設置の設備等を評価対象設
備として選定した。ただし，屋内設備については，飛来物の建屋外壁貫通を考慮すると屋内設備に影響が及ぶ可能性が考えられるため，飛来物が直接衝突する壁は損傷し，そのひとつ内側の壁との間に設置されている設備等を対象とする。

添付 2.1.2－1

①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・主排気筒
・非常用ガス処理系
・復水貯蔵タンク・非常用ディーゼル発電機の付属設備（排気ファン，吸気フィルタ等）
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系＜屋内設備＞
・中央制御室換気系②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・主排気筒
添付 2.1.2－2

・非常用ガス処理系
・復水貯蔵タンク・非常用ディーゼル発電機の付属設備（排気ファン，吸気フィルタ等）
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系＜屋内設備＞
・原子炉補機冷却系
・非常用ガス再循環系／非常用ガス処理系
・ほう酸水注入系
・可燃性ガス濃度制御系
・中央制御室換気系
・気体廃棄物処理設備
・タービン補機冷却系
・タービン及び発電機
・原子炉補機及びタービン補機冷却系熱交換器，ポンプ・主蒸気管（主蒸気隔離弁以降の配管）③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷
・①及び②にて選定した設備等

添付 2.1.2－3

④竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞
・取水口

(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評
価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
・原子炉建屋
原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）は十分な厚さを有した鉄筋コンクリート造であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されていることから，極めて発生することが稀な設計基準を超える風荷重を想定しても建屋の頑健性は維持されると考えるため，シナリオの選定は不要である。
また，風荷重に加えて気圧差荷重が作用した場合であっても，風荷
重と気圧差荷重を組み合わせた荷重は，原子炉建屋設計時の地震荷重よりも小さいため，建屋の頑健性は維持されると考えるため，シナリ
オの選定は不要である。
ただし，ブローアウトパネル開放は，建屋内外の差圧による開放に至る場合に「計画外停止」に至るシナリオ。
・タービン建屋
タービン建屋については，建屋上層部は鉄骨造である。万が一，風荷重及び気圧差荷重による破損に至るような場合に，建屋最上階に設置しているタービンや発電機に影響が及び，「非隔離事象」に至るシナリオ。また，タービン補機冷却系サージタンクに影響が及び，「タービ
添付 2.1.2－4

ン・サポート系故障」に至るシナリオ。
＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
風荷重及び気圧差荷重により超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器に影響が及び「外部電源喪失」に至るシナリオ。
・主排気筒
主排気筒は風荷重に対して裕度を持った設計がなされていることから，発生することが極めて稀な設計基準を超える風荷重を想定しても排気筒の頑健性は維持されると考えるため，シナリオの選定は不要である。
・非常用ガス処理系
非常用ガス処理系配管及び排気筒は風荷重に対して裕度を持った設計がなされていることから，発生することが極めて稀な設計基準を超える風荷重を想定しても非常用ガス処理系配管及び排気筒の頑健性は維持されると考えるため，シナリオの選定は不要である。
・復水貯蔵タンク
風荷重及び気圧差荷重により復水貯蔵タンクが損傷した場合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機の付属機器
風荷重により非常用ディーゼル発電機の付属機器が損傷した場合，
非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・残留熱除去系海水系
風荷重により残留熱除去系海水系が損傷した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
添付 2.1.2－5

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
風荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機海水系
風荷重により非常用ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・補機冷却海水系
風荷重により補機冷却海水系ポンプが損傷した場合，タービン補機
冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
・循環水系
風荷重により循環水ポンプが損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。
＜屋内設備＞
・中央制御室換気系は，原子炉建屋（付属棟）内に設置されており風荷重の影響を受けないが，気圧差荷重によりダクト，ファン，ダンパ等の損傷が考えられる。中央制御室換気系が損傷した場合，中央制御室換気系が機能喪失し，「計画外停止」に至るシナリオ。なお，
それらの設備の損傷により中央制御室の換気が困難になった場合，
中央制御室の温度が上昇するが，即，中央制御室の機器へ影響が及
ぶことはなく，また，竜巻の影響は瞬時であり，竜巻襲来後の対応は十分可能であるため計測・制御系喪失により制御不能に至るシナリオの選定は不要である。

添付 2.1.2－6

②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び屋内外設備に対する飛来物の衝撃荷重により発生可能性のあるシナリオは以下のとおり。
＜建屋＞
飛来物が建屋外壁を貫通することにより，屋内設備に波及的影響を及ぼすことが考えられるが，発生可能性のあるシナリオについては，＜屋内設備＞で選定する。
＜屋外設備＞
・送受電設備
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・主排気筒
飛来物による衝突荷重により主排気筒が損傷した場合，「隔離事象」に至るシナリオ。
・非常用ガス処理系
飛来物による衝突荷重により非常用ガス処理系配管及び排気筒が損傷した場合，「計画外停止」に至るシナリオ。
・復水貯蔵タンク
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・非常用ディーゼル発電機の付属機器
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・残留熱除去系海水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。

添付 2.1.2－7

・非常用ディーゼル発電機海水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・補機冷却海水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・循環水系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
＜屋内設備＞
・原子炉建屋（原子炉棟）に設置している原子炉補機冷却系サージタ
ンクに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，原子炉補機冷却系が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ。非常用
ガス再循環系／非常用ガス処理系に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して機能喪失した場合，「計画外停止」に至るシナリオ。ほう酸水注入系に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して機能喪失した場合，「計画外停止」に至るシナリオ。可燃性ガス濃度制御系に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して機能喪失した場合，「計画外停止」に至るシナリオ。
・原子炉建屋（付属棟）に設置している中央制御室換気系に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，中央制御室換気系が機能喪失す
ることによる「計画外停止」に至るシナリオ。
・原子炉建屋（廃棄物処理棟）に設置している気体廃棄物処理設備に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，気体廃棄物処理系が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ。
・タービン建屋に設置しているタービンや発電機，タービン補機冷却系サージタンクに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，「 非隔離事象」に至るシナリオ。また，タービン補機冷却系が機能喪失す添付 2.1.2－8

ることによる「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。原子炉補機冷却系熱交換器又はポンプに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，「隔離事象」に至るシナリオ。タービン補機冷却系熱交換器又はポンプに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，「 ター
ビン・サポート系故障」に至るシナリオ。主蒸気管に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，「隔離事象」に至るシナリオ。

③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び屋内外設備に対する組合せ荷重により発生する可能性のあるシナリオについては，①，②に包絡される。

④竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞
竜巻により資機材，車両等が飛散した取水口周辺の海に入り取水口を閉塞させる可能性があるが，取水口は呑み口が広く，閉塞させるほどの資機材や車両等の飛散は考えられないことから考慮不要とする。

(4)

起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える風荷重，気圧差荷重
及び飛来物の衝撃荷重に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
建屋内外差圧の発生に伴う原子炉建屋ブローアウトパネルの開放によ添付 2.1.2－9

る計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
タービン建屋上層部は鉄骨造であり，風荷重に対して設計上の配慮はなされているものの，想定を超える風荷重が建屋に作用した場合，建屋が損傷してタービン，発電機及びタービン補機冷却系サージタンクに影響を及ぼす可能性は否定できないため，タービン建屋損傷に伴う非隔離事象，タービン・サポート系故障に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
＜屋外設備＞
超高圧開閉所や送受電設備が損傷した場合，風荷重に対して設計上の配慮はなされているものの，想定を超える風荷重に対しては発生を否定できないため，超高圧開閉所や送受電設備の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
復水貯蔵タンクが損傷した場合，補給水系が喪失し，計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機の付属機器が損傷した場合，非常用ディーゼ
ル発電機の機能喪失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力
電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
残留熱除去系海水系が損傷した場合，残留熱除去系の機能喪失による最終ヒートシンク喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，高圧炉
心スプレイ系の機能喪失による計画外停止に至るシナリオは考えられる
ため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，非常用ディーゼル発
添付 2.1.2－10

電機の機能喪失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
補機冷却海水系が損傷した場合，タービン補機冷却系喪失によるター
ビン・サポート系故障に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
循環水系が損傷した場合，復水器真空度喪失に伴う隔離事象に至るシ
ナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
＜屋内設備＞
中央制御室換気系が損傷した場合，中央制御室換気系が機能喪失し，計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
原子炉建屋，タービン建屋は，飛来物が建屋を貫通することにより，屋内設備に波及的影響を及ぼすが，＜屋内設備＞として起因事象を特定する。
＜屋外設備＞
超高圧開閉所や送電線が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に送受電設備の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
主排気筒が飛来物により損傷した場合，気体廃棄物処理系の機能喪失に伴う隔離事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ガス処理系配管及び排気筒が飛来物により損傷した場合，非常用ガス処理系の機能喪失による計画外停止に至るシナリオは考えられる
添付 2.1.2－11

ため，起因事象として特定する。
復水貯蔵タンクが飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に補給水系が喪失し，計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機の付属機器が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に非常用ディーゼル発電機の機能喪失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
残留熱除去系海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に残留熱除去系の機能喪失による最終ヒートシンク喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に高圧炉心スプレイ系の機能喪失による計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に非常用ディーゼル発電機の機能喪失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
補機冷却海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様にタービン
補機冷却系喪失によるタービン・サポート系故障に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
循環水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に復水器真空度喪
失に伴う隔離事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
＜屋内設備＞
添付 2.1.2－12

飛来物が原子炉建屋への衝突，貫通した場合，屋内設備の損傷の可能性を否定できないことから，原子炉補機冷却系の機能喪失に伴う隔離事
象，非常用ガス再循環系／非常用ガス処理系の機能喪失に伴う計画外停止，ほう酸水注入系の機能喪失に伴う計画外停止，可燃性ガス濃度制御系の機能喪失に伴う計画外停止，中央制御室換気系の機能喪失に伴う計画外停止，気体廃棄物処理系の機能喪失に伴う隔離事象に至るシナリオ
は考えられるため，起因事象として特定する。
飛来物がタービン建屋へ衝突，貫通した場合，(4)①と同様にタービン，
発電機の損傷に伴う非隔離事象，タービン補機冷却系の損傷に伴うター
ビン・サポート系故障，原子炉補機冷却系の損傷に伴う隔離事象，主蒸
気管の損傷に伴う隔離事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷(3)③のとおり，建屋及び屋内外設備に対する組合せ荷重により発生する可能性のあるシナリオについては，①，②に包絡されるため，起因事
象として特定不要であると判断した。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える竜巻事象に対し発生可能性のある起因事象として以下を選定した。
・原子炉建屋ブローアウトパネルの開放に伴う計画外停止
・原子炉補機冷却系の損傷に伴う隔離事象
・非常用再循環系／非常用ガス処理系の損傷に伴う計画外停止
添付 2.1.2－13

・ほう酸水注入系の損傷に伴う計画外停止
・可燃性ガス濃度制御系の損傷に伴う計画外停止
・中央制御室換気系の機能喪失に伴う計画外停止
・気体廃棄物処理系の機能喪失に伴う隔離事象
・タービン，発電機の損傷に伴う非隔離事象
・タービン補機冷却系の損傷に伴うタービン・サポート系故障
・主蒸気系の損傷に伴う隔離事象
・送電線の損傷に伴う外部電源喪失
・主排気筒の損傷に伴う隔離事象
・復水貯蔵タンクの損傷に伴う計画外停止
・非常用ディーゼル発電機の付属機器の損傷，かつ外部電源喪失の同時発生に伴う全交流動力電源喪失
・残留熱除去系海水系の損傷に伴う最終ヒートシンク喪失
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系の損傷に伴う計画外停止
・非常用ディーゼル発電機海水系の損傷，かつ外部電源喪失の同時発生に伴う全交流動力電源喪失
・補機冷却海水系の損傷に伴うタービン・サポート系故障
・循環水系の損傷に伴う隔離事象
上記起因事象については，いずれも運転時の内部事象や地震，津波レベル
１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，竜巻を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。

添付 2.1.2－14

添付資料 2.1.3
凍結事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
低温（凍結）事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事例や国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結②ヒートシンク（海水）の凍結③着氷による送電線の相間短絡(2)

評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す屋外設置の設備等を評価対象設備として選定した。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結・軽油貯蔵タンク及び非常用ディーゼル発電機用燃料移送系（以下「軽油貯蔵タンク等」という。）
・復水貯蔵タンク及び附属配管（以下「復水貯蔵タンク等」という。）②ヒートシンク（海水）の凍結
・取水設備（海水）添付 2.1.3－1

③着氷による送電線の相間短絡
・送電線

(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評
価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結・軽油貯蔵タンク等の凍結
低温によって軽油貯蔵タンク等の軽油が凍結するとともに，以下③に示す外部電源喪失が発生している状況下においては，非常用ディー
ゼル発電機デイタンクの燃料枯渇により「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・復水貯蔵タンク等の凍結
低温によって復水貯蔵タンク等の保有水が凍結した場合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシナリオ。

②ヒートシンク（海水）の凍結
低温によって東海第二発電所周辺の海水が凍結することは起こりえな
いと考えられるため，この損傷・機能喪失モードについては考慮しない。

③着氷による送電線の相間短絡
・送電線の地絡，短絡
送電線や碍子へ着氷することによって相間短絡を起こし，「 外部電源喪失」に至るシナリオ。

添付 2.1.3－2

(4)

起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える低温（凍結）事象に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンス
グループ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結・軽油貯蔵タンク等の凍結
燃料移送系が凍結するような低温事象は，事前に予測が可能であり，燃料移送系の循環運転等による凍結防止対策が可能であることから，
燃料移送系が凍結する可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
・復水貯蔵タンク等の凍結
復水貯蔵タンク等の保有水が凍結するような低温事象は，事前に予測が可能であり，復水貯蔵タンク等の循環運転等による凍結防止対策が可能であることから，保有水が凍結する可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。

②ヒートシンク（海水）の凍結(3)②のとおり，この損傷・機能喪失モードは考慮しないため，起因事
象として特定しない。
③着氷による送電線の相間短絡
・送電線の地絡，短絡
着氷に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超え
添付 2.1.3－3

る低温事象に対しては発生を否定できないため，送電線の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える低温事象に対し発生可能性のある起因事象として
外部電源喪失を特定したが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，凍結を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。

添付 2.1.3－4

添付資料 2.1.4
積雪事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
積雪事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評
価事例や国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①建屋天井や屋外設備に対する積雪荷重②着雪による送電線の相間短絡③給気フィルタ等の閉塞(2)

評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置（屋外に面した設備含む）の設備等を評価対象設備として選定した。
①建屋天井や屋外設備に対する積雪荷重＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・非常用ディーゼル発電機の附属機器（排気ファン，吸気フィルタ等）
添付 2.1.4－1

・復水貯蔵タンク
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系②着雪による送電線の相間短絡
・送電線③給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機の附属機器（給気口，吸気フィルタ）・中央制御室換気系（給気口）
・残留熱除去系海水系（モータ）・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（モータ）・非常用ディーゼル発電機海水系（モータ）・補機冷却海水系（モータ）・循環水系（モータ）(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評
価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①建屋天井や屋外設備に対する荷重＜建屋＞
・原子炉建屋
添付 2.1.4－2

原子炉建屋（原子炉棟）屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系サージタンクが物理的に機能喪失した場合，原子炉補機冷却系の機能喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。
原子炉建屋（付属棟）屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央制御室換気系が物理的に機能喪失した場合，
中央制御室換気系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
原子炉建屋（廃棄物処理棟）屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している気体廃棄物処理設備が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ。
・タービン建屋
タービン建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置しているタービンや発電機に影響が及び「非隔離事象」に至るシ
ナリオ。また，タービン補機冷却系サージタンクに影響が及び，「ター
ビン・サポート系故障」に至るシナリオ。
＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
超高圧開閉所屋上，特別高圧開閉所，変圧器が積雪荷重により崩落
し，送受電設備に影響が及び，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
・復水貯蔵タンク
復水貯蔵タンク天板が積雪荷重により崩落し，保有水が喪失した場
合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機の附属機器
積雪荷重により非常用ディーゼル発電機の附属機器が損傷した場合，
非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発
添付 2.1.4－3

生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・残留熱除去系海水系
積雪荷重により残留熱除去系海水系ポンプが損傷した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
積雪荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系ポンプが損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機海水系
積雪荷重により非常用ディーゼル発電機海水系ポンプが損傷した場
合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・補機冷却海水系
積雪荷重により補機冷却海水系ポンプが損傷した場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
・循環水系
積雪荷重により循環水ポンプが損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。

②着雪による送電線の相間短絡
送電線や碍子へ着雪することによって相間短絡を起こし，「 外部電源喪失」に至るシナリオ。

添付 2.1.4－4

③給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機附属機器の閉塞
積雪により非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリ
オ。
・中央制御室換気系給気口の閉塞
中央制御室換気系の給気口は，地面より約 5.6m，約 19m の２箇所に設置されており，堆積物による閉塞は考え難いため，シナリオの選定は不要である。
・海水ポンプモータ空気冷却器給気口の閉塞
積雪により残留熱除去系海水系ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシ
ンク喪失」に至るシナリオ。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
非常用ディーゼル発電機海水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリ
オ。
補機冷却海水系ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
循環水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，復水器真添付 2.1.4－5

空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。

(4)

起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える積雪事象に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ
抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①建屋天井や屋外設備に対する荷重
積雪事象が各建屋天井や屋外設備の許容荷重を上回った場合には，(3)項にて選定した各シナリオが発生する可能性はあるが，各建屋天井の崩落や屋外設備が損傷するような積雪事象は，積雪事象の進展速度を踏まえると除雪管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。

②着雪による送電線の相間短絡
着雪に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える
積雪事象に対しては発生を否定できないため，送電線の着雪による短絡を想定した場合，外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として選定する。

③給気フィルタ等の閉塞
積雪事象により非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞した場合には，(3)項にて選定したシナリオが発生する可能性がある
が，非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞するような積雪事象は，積雪事象の進展速度を踏まえると除雪管理が可能である
添付 2.1.4－6

ことから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事
故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。
また，モータ空気冷却器給気口が閉塞した場合には，(3)項で選定したシナリオが発生する可能性があるが，モータ空気冷却器給気口が閉塞するような積雪事象は，積雪事象の進展速度を踏まえると除雪管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える積雪事象に対し発生可能性のある起因事象として
外部電源喪失を特定したが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，積雪を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。

添付 2.1.4－7

添付資料 2.1.5
落雷事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という）の損傷・機能喪失モードの抽出
落雷事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評
価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①屋内外計測制御設備に発生するノイズ②直撃雷による設備損傷③誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷(2)

評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す屋内設置の設備及び屋外設置の設備を評価対象
設備として選定した。
①屋内外計測制御設備に発生するノイズ・計測制御系②直撃雷による設備損傷
・外部電源系・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
添付 2.1.5－1

・補機冷却海水系
・循環水系③誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷・計測制御系(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評
価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①屋内外計測制御系設備に発生するノイズ・計測制御系
ノイズにより安全保護回路が誤動作した場合，「隔離事象」又は「原子炉緊急停止系誤動作」に至るシナリオ。
ノイズにより安全保護回路以外の計測制御系が誤動作した場合，「非隔離事象」，「全給水喪失」又は「水位低下事象」に至るシナリオ。
②直撃雷による設備損傷
・外部電源系
直撃雷により外部電源系が損傷した場合，外部電源系の機能喪失による「外部電源喪失」に至るシナリオ。
・残留熱除去系海水系
直撃雷により残留熱除去系海水系が損傷した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
直撃雷により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至る
添付 2.1.5－2

シナリオ。
・非常用ディーゼル発電機海水系
直撃雷により非常用ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，外部電源喪失の同時発生を想定した
場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・補機冷却海水系
直撃雷により補機冷却海水系が損傷した場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
・循環水系
直撃雷により循環水系が損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。
③誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷・計測制御系
誘導雷サージにより計測制御系が損傷した場合，計測・制御系喪失により制御不能に至るシナリオ。

(4)

起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を上回る落雷に対する起因事
象発生可能性評価を実施し，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮
すべき起因事象の特定を行った。
①屋内外計測制御設備に発生するノイズ
落雷によって安全保護回路に発生するノイズの影響により誤動作する
可能性を否定できず，隔離事象又は原子炉緊急停止系誤動作に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
また，落雷によって安全保護回路以外の計測制御系に発生するノイズ
添付 2.1.5－3

の影響により誤動作する可能性を否定できず，非隔離事象，全給水喪失
又は水位低下事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
なお，上記事象以外の誤動作（ポンプの誤起動等）については，設備の機能喪失には至らず，かつ復旧についても容易であることから，起因事象としては特定しない。

②直撃雷による設備損傷
外部電源系に過渡な電流が発生した場合，機器には雷サージの影響を緩和するため保安器が設置されているが，落雷が発生した場合，外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
残留熱除去系海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプ
モータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定できない。
また，区分分離が実施された複数の系統に期待できるが，同時に機能喪失することを保守的に考慮し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオは考えられるため起因事象として特定する。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定できないことから，計画外停止に至るシナリオは考えられるため起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定できない。また，区分分離が実施された複数の系統に期待できるが，同時に機能喪失することを保守的に考慮し，全交流動力電源喪失に至るシ
ナリオは考えられるため起因事象として特定する。
添付 2.1.5－4

補機冷却海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定できない。また，
区分分離が実施された複数の系統に期待できるが，同時に機能喪失することを保守的に考慮し，タービン・サポート系故障に至るシナリオは考えられるため起因事象として特定する。
循環水ポンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定できないため，隔離事象に至るシナリオは考えられるため起因事象
として特定する。

③誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷
落雷による誘導雷サージを接地網に効果的に導くことができない場合には，電気盤内の絶縁耐力が低い回路が損傷し，原子炉施設の安全保護系機能が喪失する。しかし，安全保護回路はシールド付きケーブルを使用し，屋内に設置されているため，損傷に至る有意なサージの侵入はないものと判断されることから，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
なお，安全保護回路以外の計測制御系は，誘導雷サージの影響により損傷し，安全保護回路以外の計測・制御系喪失により制御不能に至る可能性を否定できない。制御不能となった場合は，非隔離事象，全給水喪
失又は水位低下事象に至る可能性は考えられるため，起因事象として特
定する。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える落雷事象に対し発生可能性のある起因事象として以下を特定した。
添付 2.1.5－5

・安全保護回路に発生するノイズの影響に伴う隔離事象又は原子炉緊急停
止系誤動作
・安全保護回路以外の計測制御系に発生するノイズの影響に伴う非隔離事
象，全給水喪失又は水位低下事象
・外部電源系の損傷に伴う外部電源喪失
・残留熱除去系海水系の損傷に伴う最終ヒートシンク喪失
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系の損傷に伴う計画外停止
・非常用ディーゼル発電機海水系の損傷，かつ外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失
・補機冷却海水系の損傷に伴うタービン・サポート系故障
・循環水系の損傷に伴う隔離事象
・安全保護回路以外の計測制御系の損傷に伴う非隔離事象，全給水喪失又は水位低下事象
上記起因事象については，いずれも運転時の内部事象や地震，津波レベル
１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，落雷を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断される。

添付 2.1.5－6

添付資料 2.1.6
火山事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
火山事象のうち，火山性土石流といった原子力発電所の火山影響評価ガ
イド（制定

平成 25 年 6 月 19 日

原規技発第 13061910 号

原子力規制委員会決定）（以下「影響評価ガイド」という。）において設計対応不可とされている事象については，影響評価に基づく立地評価にて原子力発電所の運用期間中に影響を及ぼす可能性がないと判断されている。よって，個々の火山事象への設計対応及び運転対応の妥当性について評価を行うため抽出した降下火砕物を対象に原子力発電所への影響を検討するものとする。
降下火砕物により設備等に発生する可能性のある影響について，影響評
価ガイドも参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①降下火砕物の堆積荷重②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡(2)

評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置（屋外に面した設備含む。）の添付 2.1.6－1

設備等を評価対象設備として選定した。
①降下火砕物の堆積荷重＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・非常用ディーゼル発電機の附属機器（排気ファン，吸気フィルタ等）
・復水貯蔵タンク・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機の附属機器（給気口，吸気フィルタ）・中央制御室換気系（給気口）
添付 2.1.6－2

・残留熱除去系海水系（モータ）・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（モータ）・非常用ディーゼル発電機海水系（モータ）・補機冷却海水系（モータ）・循環水系（モータ）④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響
・屋外設備全般⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡
・送電線

(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評
価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①降下火砕物の堆積荷重＜建屋＞
・原子炉建屋
原子炉建屋（原子炉棟）屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系サージタ
ンクが物理的に機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ。
原子炉建屋（付属棟）屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央制御室換気系が物理的に機能喪失した場合，中央制御室換気系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
添付 2.1.6－3

原子炉建屋（廃棄物処理棟）屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している気体廃棄物処理設備が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ。
・タービン建屋
タービン建屋屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置しているタービンや発電機に影響が及び，「非隔離事象」に至るシナリオ。また，タービン補機冷却系サージタンクに影響が及び，「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
超高圧開閉所屋上，特別高圧開閉所，変圧器が降下火砕物による堆積荷重により崩落し，送受電設備に影響が及び，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
・復水貯蔵タンク
復水貯蔵タンク天板が降下火砕物による堆積荷重により崩落し，保有水が喪失した場合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシ
ナリオ。
・非常用ディーゼル発電機の附属機器
降下火砕物による堆積荷重により非常用ディーゼル発電機の附属機器が損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・残留熱除去系海水系
降下火砕物による堆積荷重により残留熱除去系海水系ポンプが損傷した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク
添付 2.1.6－4

喪失」に至るシナリオ。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
降下火砕物による堆積荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機海水系ポンプが損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機海水系
降下火砕物による堆積荷重により非常用ディーゼル発電機海水系ポンプが損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・補機冷却海水系
降下火砕物による堆積荷重により補機冷却海水系ポンプが損傷した
場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
・循環水系
降下火砕物による堆積荷重により循環水ポンプが損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。

②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞
海水中への降下火砕物によって海水ストレーナが閉塞，熱交換器の伝熱管が閉塞及び海水ポンプ軸受が閉塞により異常摩耗した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」，高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発電機海水系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。非常用ディーゼル発電機海水系の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリ
添付 2.1.6－5

オ。補機冷却海水系の機能喪失による「タービン・サポート系故障」，循
環水系の機能喪失に伴う復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシ
ナリオ。

③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機附属機器の閉塞
降下火砕物の吸込み又は給気口への堆積により非常用ディーゼル発
電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・中央制御室換気系給気口の閉塞
中央制御室換気系の給気口は，地面より約 5.6m，約 19m の２箇所に設置されており，堆積物による閉塞は考え難いためシナリオの選定は不要である。また，吸気口へ降下火砕物の吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。
・海水ポンプモータ空気冷却器給気口の閉塞
降下火砕物の吸込み又は給気口への堆積により残留熱除去系海水系
ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
非常用ディーゼル発電機海水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源
添付 2.1.6－6

喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリ
オ。
補機冷却海水系ポンプの空気冷却器給気口が閉塞した場合，タービ
ン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリ
オ。
循環水ポンプの空気冷却器給気口が閉塞した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。

④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響
降下火砕物が屋外設備に付着することによる腐食については，屋外設
備表面には耐食性の塗装（エポキシ樹脂系等）が施されており腐食の抑制効果が考えられること，腐食の進展速度の遅さを考慮し，適切な保全管理が可能と判断したため，この損傷・機能喪失モードについては考慮しない。

⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡
降下火砕物が送電線や碍子へ付着し，霧や降雨の水分を吸収することによって，相間短絡を起こし「外部電源喪失」に至るシナリオ。

(4)

起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える降下火砕物に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグルー
プ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①降下火砕物の堆積荷重
降下火砕物の堆積が各建屋天井や屋外設備の許容荷重を上回った場合
添付 2.1.6－7

には，(3)①にて選定した各シナリオが発生する可能性はあるが，各建屋天井の崩落や屋外設備が損傷するような火山事象は，火山事象の進展速度を踏まえると除灰管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえな
いと考えられるため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞
海水系ストレーナの閉塞については，降下火砕物の粒径とストレーナ
目開きを比較すると，粒径の方が大きく，ストレーナ閉塞の可能性を否定できないが，海水ストレーナは切替及び清掃が可能であることから，機能喪失することは考えにくいため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
熱交換器の伝熱管，海水ポンプ軸受の異常摩耗については，降下火砕
物の硬度を考慮すると，海水中の降下火砕物によって熱交換器の伝熱管や海水ポンプ軸受の異常摩耗は進展しにくく，機能喪失することは考えにくいため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。

③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞
降下火砕物の吸込み又は給気口への堆積により非常用ディーゼル発電
機室の給気口，吸気フィルタを閉塞した場合には，(3)③にて選定したシナリオが発生する可能性があるが，非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞するような火山事象は，火山事象の進展速度を踏まえると除灰管理又はフィルタの交換が可能であることから，発生可能性
は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては特定不要
添付 2.1.6－8

であると判断した。
また，モータ空気冷却器給気口が閉塞した場合には，(3)③にて選定したシナリオが発生する可能性があるが，モータ空気冷却器給気口が閉塞するような火山事象は，火山事象の進展速度を踏まえると除灰管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。

④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響
降下火砕物が屋外設備に付着することによる腐食については，(3)④のとおり，この損傷・機能喪失モードは考慮しないため，起因事象として特定しない。

⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡
降下火砕物の影響を受ける可能性がある送受電設備は，発電所内外の広範囲に渡るため，全域における管理が困難なことを踏まえると設備等の不具合による外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事
象として特定する。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える火山事象に対し発生可能性のある起因事象として
外部電源喪失を特定したが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，火山事象を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。
添付 2.1.6－9

添付資料 2.1.7
森林火災事象に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

起因事象の特定構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出
森林火災により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評
価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷②ばい煙による設備等の閉塞(2)

評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置の設備等を評価対象設備として選定した。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，付属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・復水貯蔵タンク・非常用ディーゼル発電機の附属設備（排気ファン，吸気フィルタ等）
添付 2.1.7－1

・主排気筒・非常用ガス処理系
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系②ばい煙による設備等の閉塞・非常用ディーゼル発電機の附属設備（空気冷却器等）
・中央制御室換気系
・残留熱除去系海水系（モータ）・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（モータ）・非常用ディーゼル発電機海水系（モータ）・補機冷却海水系（モータ）・循環水系（モータ）・中央制御室換気系(3)

起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評
価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷＜建屋＞
森林火災の輻射熱による建屋への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離
添付 2.1.7－2

があることを考慮すると，建屋の許容温度を下回り，建屋が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による建屋影響について，24 時
間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
森林火災の輻射熱により送受電設備が損傷した場合，「 外部電源喪失」に至るシナリオ。
なお，送受電設備への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，敷地内の送受電設備が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊
による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができる。
・復水貯蔵タンク
森林火災の輻射熱による復水貯蔵タンクへの影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，復水貯蔵タンク水の最高使用温度を下回り，タンクが損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
・非常用ディーゼル発電機の附属設備
森林火災の輻射熱による非常用ディーゼル発電機の附属設備への影
添付 2.1.7－3

響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，非常用ディーゼル発電機の附属設備が受ける輻射強度は低いため，非常用ディー
ゼル発電機の附属設備が損傷することはない。また，森林火災の輻射
熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
・主排気筒
森林火災の輻射熱による主排気筒への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，主排気筒が受ける輻射強度は低いため，主排気筒が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
・非常用ガス処理系
森林火災の輻射熱による非常用ガス処理系排気筒及び配管への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，非常用ガス処理
系排気筒及び配管が受ける輻射強度は低いため，海水系が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在
している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることからシナリオの選定は不要である。
・残留熱除去系海水系／高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
添付 2.1.7－4

／非常用ディーゼル発電機海水系／補機冷却海水系／循環水系（以下「海水系」という。）
森林火災の輻射熱による海水系への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，海水系が受ける輻射強度は低いため，海水系が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。

②ばい煙による設備等の閉塞・非常用ディーゼル発電機の附属設備（空気冷却器等）の閉塞
非常用ディーゼル発電機を構成する機器の間隙は，ばい煙の粒径より広いことから閉塞し難いため，シナリオの選定は不要である。
・非常用ディーゼル発電機の附属設備（吸気フィルタ等）の閉塞
森林火災で発生するばい煙の非常用ディーゼル発電機吸気フィルタ
への吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。
・海水系ポンプモータ空気冷却器給気口の閉塞
海水系ポンプモータは外気を取込まない構造であり，また，空冷モータの冷却流路の口径は，ばい煙の粒径より広いことから閉塞し難い
ため，シナリオの選定は不要である。
・中央制御室換気系の閉塞
森林火災で発生するばい煙の中央制御室換気系吸気口への吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能で添付 2.1.7－5

あることからシナリオの選定は不要である。

(4)

起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，森林火災に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷＜建屋＞
森林火災の輻射熱による各建屋の損傷については，(3)①のとおり，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
＜屋外設備＞
森林火災の輻射熱により送電線が損傷する可能性が否定できないた
め，送電線の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。その他の屋外設備についての損傷のシ
ナリオについては，(3)①及び(3)②のとおり，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。

②ばい煙等による設備等の閉塞
森林火災のばい煙等による設備等の閉塞については，(3)②のとおり，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。

2.

事故シーケンスの特定
1.にて森林火災に対し発生可能性のある起因事象として外部電源喪失を特定したが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮している
ことから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
添付 2.1.7－6

よって，森林火災を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。

添付 2.1.7－7

添付資料 2.1.8
自然現象の重畳に対する事故シーケンス抽出

1.
(1)

設計基準を超える自然現象の重畳の考慮について
自然現象の重畳影響
自然現象の重畳評価については，損傷・機能喪失モードの相違に応じて，以下に示す影響を考慮する。
Ⅰ．各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース（例：積雪と降下火砕物による堆積荷重の増加）
Ⅱ．ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより影響が増長するケース（例：地震により浸水防止機能が喪失して浸水量が増加）Ⅲ－1．他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース（例：降水による降下火砕物密度の増加）
Ⅲ－2．他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース（例：斜面に降下火砕物が堆積した後に大量の降水により滑り，プラント周辺まで降下火砕物を含んだ水が押し寄せる状態。単独事象としては想定していない。）(2)

重畳を考慮する自然現象
添付資料2.1.1 大規模損壊を発生させる可能性のある大規模な自然災
害・外部人為事象の抽出プロセスによって収集した自然現象55事象のうち，添付資料2.1.1の第3表に示す評価結果から，以下の観点から除外した事象については，重畳影響について考慮不要と判断し，地震，津波，竜巻，凍結，積雪，落雷，火山の影響，森林火災の8事象に加え，単独事象においては除塵装置等に期待することで影響がないと判断した生物学的事象を加えた9事象を重畳影響として評価する。
添付 2.1.8－1

○東海第二発電所及びその周辺では発生しない（若しくは，発生が極めて稀）と判断した事象
No.2：隕石，No.9：土壌の収縮又は膨張，No.14：雪崩，No.24：草原
火災，No.28：ハリケーン，No.31：氷壁，No.32：土砂崩れ（山崩れ，がけ崩れ），No.42：地滑り，No.43：カルスト，No.44：地下水による浸食， No.53：土石流，No.54：水蒸気○単独事象での評価において設備等への影響がない（若しくは，非常に小さい）と判断した事象で，他の事象との重畳を考慮しても明らかに設備等への影響がないと判断した事象
No.4：河川の迂回，No.16：海岸浸食，No.17：干ばつ，No.21：濃霧，
No.23：霜・白霜，No.26：極高温，No.34：湖又は河川の水位低下，No.36：
陥没，地盤沈下，地割れ，No.38：もや，No.39：塩害・塩雲，No.40：
地面の隆起，No.51：低温水（海水温低），No.52：泥湧出（液状化）○影響が他の事象に包絡されると分類した事象（包絡する側の事象を評価することで，重畳影響も包絡される）
No.3：降水，No.5：砂嵐，No.6：静振，No.10：高潮，No.13：波浪・高波，No.18：洪水，No.19：風（台風），No.25：ひょう・あられ，No.27：
満潮，No.29：氷結，No.30：氷晶，No.35：湖又は河川の水位上昇，No.37：
極限的な圧力，No.41：動物，No.45：海水面低，No.46：海水面高，No.47：
地下水による地滑り，No.48：水中の有機物，No.49：太陽フレア・磁気嵐，No.50：高温水，No.55：毒性ガス確認した結果としては，重畳影響Ⅰ～Ⅲ－1については，以下に示す理由から，単独事象での評価において抽出されたシナリオ以外のシナリオが生じることはなく，重畳影響Ⅲ－2については，該当するケースは無かった。
Ⅰ．各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長す
添付 2.1.8－2

るケース
重畳により影響度合いが大きくなるのみであり，単独で設計基準を超える事象に対してシナリオの抽出を行っていることを踏まえると，
新たなシナリオは生じない。
Ⅱ．ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長するケース
単独の自然現象に対するシナリオの選定において，設計基準を超える事象を評価対象としているということは，つまり設備耐力や防護対策に期待していないということであり，単独事象の評価において抽出された以外の新たなシナリオは生じない。
Ⅲ－1．他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース
一方の自然現象の前提条件が，他方の自然現象により変化し，元の自然現象の影響度が大きくなったとしても，Ⅰ．と同様，単独で設計基準を超える事象に対してシナリオ抽出を行っているため，新たなシ
ナリオは生じない。

(3)

重畳影響評価まとめ
事故シーケンスの抽出という観点においては，上述のとおり，自然現象が重畳することにより，単独事象の評価で特定されたシナリオに対し新たなものが生じることはなく，自然現象重畳により新たに追加すべき事故シーケンスは発生しないものと判断した。

添付 2.1.8－3

添付2.1.8－4

荷重（衝突）

津波による設備の浸水

荷重（堆積）

閉塞（海水系） 海水系ストレーナの閉塞

荷重（堆積）

閉塞（海水系） 漂流物による取水口，海水ストレーナの閉塞

浸水

荷重（衝突）

閉塞（吸気等） 給気フィルタ等の閉塞

落雷

森林火災

竜巻

生物学的事象－

屋内外計測制御設備に発生するノイズ－－

給気フィルタ等の閉塞

閉塞（吸気等）
電気的影響（ノイズ）
電気的影響（直撃雷）
電気的影響（雷サージ）

誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷

－

輻射熱

温度

－

－

直撃雷

－

－

－

荷重（気圧差） 気圧差による荷重

風圧による荷重

荷重（風）荷重（飛来物） 飛来物による荷重

齧歯類（ネズミ等）によるケーブル類の損傷

電気的影響

－

－

降下火砕物の付着による送電線の相間短絡

電気的影響

閉塞（海水系） 取水口，海水ストレーナの閉塞－

腐食成分による化学的影響

腐食

－

－

－

－

－

－

－

－

－

着雪による送電線の相間短絡

雪の堆積による

荷重（堆積）

電気的影響－

地震による荷重

荷重（地震）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

Ⅱ

－

－

－

－

Ⅰ

Ⅰ

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅱ

Ⅱ

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

Ⅲ－１

Ⅲ－１

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

電気的影響

－

積雪（暴風雪）

荷重
（地震）

荷重
（堆積）

地震活動

着氷による送電線の相間短絡

電気的影響

極低温

屋外機器内部流体，ヒートシンク（海水）の凍結

温度

電気的影響

事象1

温度

設備の損傷・機能喪失モード

火山（火山活動・
閉塞（吸気等） 給気フィルタ等の閉塞
降下火砕物）

津波

積雪（暴風雪）

地震活動

極低温

自然現象

事象2

【凡例】
－：各自然現象が重畳した場合でも単独事象同士の影響評価より増長しない
Ⅰ：各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース
Ⅱ：ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長するケース
Ⅲ－１：他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース
Ⅲ－２：他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

Ⅲ－１

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

－

－

－

閉塞
（吸気等）

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

Ⅰ

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

荷重
（衝突）

第1表

－

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－

－

－

－

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－

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－

－

－

－

－

－

－

浸水

津波

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

閉塞
（海水系）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

Ⅲ－１

－

－

荷重
（堆積）

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

Ⅲ－１

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

閉塞
（吸気等）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

Ⅰ

－

－

－

－

－

－

－

－

閉塞
（海水系）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

腐食

火山（火山活動・降下火砕物）

自然現象の重畳確認結果

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

Ⅰ

－

電気的影響

－

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

－

Ⅰ

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

Ⅱ

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

電気的影響

生物学的事象
閉塞
（海水系）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅱ

Ⅰ

－

－

－

Ⅰ

－

－

荷重
（風）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅱ

Ⅰ

－

－

－

Ⅰ

－

－

荷重
（飛来物）

竜巻

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

荷重
（気圧差）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅲ－１

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

Ⅰ

－

－

－

－

－

閉塞
（吸気等）

森林火災

Ⅲ－１

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

温度

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

電気的影響
（ノイズ）

落雷

－

－

－

Ⅱ

Ⅱ

－

－

－

－

－

－

－

－

－

Ⅱ

－

－

－

Ⅱ

－

－

電気的影響
（直撃雷）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

電気的影響
（雷サー
ジ）

添付2.1.8－5

重畳事象(事象1×事象2）

極低温（電気的影響）×積雪（電気的影響）

極低温（電気的影響）×火山（電気的影響）

地震活動（荷重（地震））×津波（荷重（浸水））

地震活動（荷重（地震）)×津波（閉塞（海水系））

地震活動（荷重（地震））×竜巻（荷重（風））地震活動（荷重（地震））×竜巻（荷重（飛来物））

地震活動（荷重（地震）×落雷（電気的影響（直撃雷））

積雪（荷重（堆積））×地震（荷重（地震））

積雪（荷重（堆積））×津波（荷重（波力））

積雪（荷重（堆積））×火山（荷重（堆積））積雪（電気的影響）×極低温（電気的影響）

積雪（電気的影響）×火山（電気的影響）

積雪（閉塞（吸気等））×火山（閉塞（吸気等））

No.

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅲ－１

Ⅲ－１

Ⅱ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅲ－１

Ⅱ

Ⅰ

Ⅰ

影響

検討結果

事象の重畳 個別検討結果（1/4）

雪と降下火砕物の同時発生によって，フィルタ閉塞による非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→積雪及び降下火砕物については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（フィルタ交換作業）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

送電線への付着物の増加により，送電線の相間短絡による外部電源喪失が考えられる。
→各々の事象で外部電源喪失を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

送電線への付着物の増加により，送電線の相間短絡による外部電源喪失が考えられる。
→各々の事象で外部電源喪失を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

積雪荷重と降下火砕物堆積荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→積雪及び降下火砕物については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪，降下火砕物の除去）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

積雪荷重と津波波力の同時発生によって，建屋内浸水び屋外設備等の損傷が考えられる。
→津波単独で喪失する可能性のある機器として，建屋内浸水及び屋外設備等の損傷を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，積雪については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪）を講じることが可能である。

積雪荷重と地震による荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，積雪については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪）を講じることが可能である。

地震によって避雷設備が損傷した後の落雷によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，落雷については，排気筒が避雷導体となることによって，落雷電流を地中の設置網へ導く機能は確保される。

地震による荷重と竜巻による飛来物の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，竜巻については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置等）を講じることが可能である。

地震による荷重と竜巻の風荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

地震による取水口周辺の構造物の損傷と津波による漂流物の同時発生により，取水機能の喪失が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，海水ポンプを想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

地震によって浸水防護機能が喪失した後の津波によって，原子炉建屋内への浸水及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→津波単独での影響評価として，原子炉建屋内への浸水を想定しており，事象の重畳によって浸水高さに変化がないことから，新たに想定すべきシ
ナリオは発生しない。

送電線への付着物の増加により，送電線の相間短絡による外部電源喪失が考えられる。
→各々の事象で外部電源喪失を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

送電線への付着物の増加により，送電線の相間短絡による外部電源喪失が考えられる。
→各々の事象で外部電源喪失を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

第2表

添付2.1.8－6

積雪（閉塞（吸気等））×竜巻（荷重（風））積雪（閉塞（吸気等））×森林火災（閉塞（吸気等））

津波（荷重（衝突））×地震活動（荷重（地震））

津波（荷重（衝突））×竜巻（荷重（風））津波（荷重（衝突））×竜巻（荷重（飛来物））

火山（荷重（堆積））×地震（荷重（地震））

火山（荷重（堆積））×積雪（荷重（堆積））

火山（閉塞（吸気等））×積雪（閉塞（吸気等））

火山（閉塞（吸気系））×竜巻（荷重（風））火山（閉塞（吸気系））×森林火災（閉塞（吸気系））

火山（閉塞（海水系））×津波（閉塞（海水系））

火山（閉塞（海水系））×生物学的事象（閉塞（海水系））

火山（電気的影響）×極低温（電気的影響）

15

16

17

18

19

20

21

22

23

24

25

26

重畳事象(事象1×事象2）

14

No.

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅲ－１

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅲ－１

影響

検討結果

事象の重畳 個別検討結果（2/4）

送電線への付着物の増加により，送電線の相間短絡による外部電源喪失が考えられる。
→各々の事象で外部電源喪失を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

降下火砕物とクラゲ等の海生生物の同時発生によって，ストレーナ閉塞による取水機能の喪失が考えられる。
→地震等の単独で喪失する可能性のある機器として，海水ポンプを想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

降下火砕物と津波による漂流物の同時発生によって，取水機能の喪失が考えられる。
→津波単独で喪失する可能性のある機器として，海水ポンプを想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

降下火砕物と森林火災の同時発生によって，フィルタ閉塞の可能性が高まり非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→降下火砕物については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（フィルタ交換作業）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

降下火砕物と竜巻の同時発生によって，フィルタ閉塞による非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→竜巻単独で喪失する可能性のある機器として，交流電源設備の損傷を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，降下火砕物については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（降下火砕物の除去）を講じることが可能である。

降下火砕物と雪の同時発生によって，フィルタ閉塞による非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→降下火砕物及び積雪については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（フィルタ交換作業）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

降下火砕物堆積荷重と積雪荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→降下火砕物及び積雪については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪，降下火砕物の除去）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

降下火砕物堆積荷重と地震による荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震の想定において，原子炉建屋及び屋外設備の損傷を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，降下火砕物については，
事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（降下火砕物の除去）を講じることが可能である。

津波波力と竜巻による飛来物の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，竜巻については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置等）を講じることが可能である。

津波波力と竜巻の風荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，竜巻については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置等）を講じることが可能である。

津波波力と余震による荷重との同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震の想定において，原子炉建屋及び屋外設備の損傷を想定しており，新たに想定すべきシナリオを発生しない。

雪と森林火災の同時発生によって，フィルタ閉塞の可能性が高まり非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→積雪については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（フィルタ交換作業）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

雪と竜巻の同時発生によって，フィルタ閉塞による非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→竜巻単独で喪失する可能性のある機器として，交流電源設備の損傷を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，積雪については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪）を講じることが可能である。

第2表

添付2.1.8－7

火山（電気的影響）×積雪（電気的影響）

生物学的事象（閉塞（海水系））×地震（地震（荷重））

生物学的事象（閉塞（海水系））×津波（閉塞（海水系））

生物学的事象（閉塞（海水系））×火山（閉塞（海水系））

生物学的事象（閉塞（海水系））×竜巻（荷重（飛来物））

竜巻（荷重（風））×地震活動（荷重（地震）)

竜巻（荷重（風））×津波（荷重（衝突））竜巻（荷重（風））×津波（浸水）

竜巻（荷重（飛来物））×地震活動（荷重（地震）)

竜巻（荷重（飛来物））×津波（荷重（衝突））竜巻（荷重（飛来物））×津波（浸水））

森林火災（温度）×竜巻（荷重（風））森林火災（閉塞（吸気等））×積雪（閉塞（吸気等））

28

29

30

31

32

33

34

35

36

37

38

39

重畳事象(事象1×事象2）

27

No.

Ⅰ

Ⅲ－１

Ⅱ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅱ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅱ

Ⅰ

Ⅰ

Ⅱ

Ⅰ

影響

検討結果

事象の重畳 個別検討結果（3/4）

森林火災と雪の同時発生によって，フィルタ閉塞の可能性が高まり非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→積雪については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（フィルタ交換作業）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

竜巻の影響により，森林火災の輻射熱の影響が大きくなることによって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→竜巻の継続時間は短く風向は一定でないことから輻射熱の影響は限定的であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

竜巻による飛来物によって浸水防護機能が喪失した後の津波によって，原子炉建屋内への浸水及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→津波単独での影響評価として，原子炉建屋内への浸水を想定しており，事象の重畳によって浸水高さに変化がないことから，新たに想定すべきシ
ナリオは発生しない。また，竜巻については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置等）を講じることが可能である。

竜巻による飛来物と津波波力の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，竜巻については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置等）を講じることが可能である。

竜巻による飛来物と地震による荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，竜巻については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置等）を講じることが可能である。

竜巻の風荷重によって浸水防護機能が喪失した後の津波によって，原子炉建屋内への浸水及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→津波単独での影響評価として，原子炉建屋内への浸水を想定しており，事象の重畳によって浸水高さに変化がないことから，新たに想定すべきシ
ナリオは発生しない。

竜巻の風荷重と津波波力の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，竜巻については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置等）を講じることが可能である。

竜巻の風荷重と地震による荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

クラゲ等の海生生物と飛来物による除塵装置の機能喪失の同時発生によって，取水機能の喪失が考えられる。
→竜巻単独で喪失する可能性のある機器として，海水ポンプを想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

クラゲ等の海生生物と降下火砕物との同時発生によって，ストレーナ閉塞による取水機能の喪失が考えられる。
→地震等の単独で喪失する可能性のある機器として，海水ポンプを想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

クラゲ等の海生生物と津波による漂流物の同時発生によって，取水機能の喪失が考えられる。
→津波単独で喪失する可能性のある機器として，海水ポンプを想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

クラゲ等の海生生物と地震による除塵装置の機能喪失の同時発生によって，取水機能の喪失が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，海水ポンプを想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

送電線への付着物の増加により，送電線の相間短絡による外部電源喪失が考えられる。
→各々の事象で外部電源喪失を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

第2表

添付2.1.8－8

森林火災（閉塞（吸気等））×火山（閉塞（吸気等））

森林火災（閉塞（吸気系））×竜巻（荷重（風））落雷（電気的影響（直撃雷））×地震活動（荷重（地震））

落雷（電気的影響（直撃雷））×津波（荷重（衝突））

落雷（電気的影響（直撃雷））×竜巻（荷重（風））落雷（電気的影響（直撃雷））×竜巻（荷重（飛来物））

41

42

43

44

45

重畳事象(事象1×事象2）

40

No.

Ⅱ

Ⅱ

Ⅱ

Ⅱ

Ⅲ－１

Ⅰ

影響

検討結果

事象の重畳 個別検討結果（4/4）

落雷によって竜巻防護機能が喪失した後の竜巻によって，屋外設備等の損傷が考えられる。
→竜巻単独での影響評価として，原子炉建屋内への浸水を想定しており，事象の重畳によって浸水高さに変化がないことから，新たに想定すべきシ
ナリオは発生しない。

落雷によって竜巻防護機能が喪失した後の竜巻によって，屋外設備等の損傷が考えられる。
→竜巻単独での影響評価として，原子炉建屋内への浸水を想定しており，事象の重畳によって浸水高さに変化がないことから，新たに想定すべきシ
ナリオは発生しない。

落雷によって浸水防護機能が喪失した後の津波によって，原子炉建屋内への浸水及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→津波単独での影響評価として，原子炉建屋内への浸水を想定しており，事象の重畳によって浸水高さに変化がないことから，新たに想定すべきシ
ナリオは発生しない。

落雷と地震による荷重の同時発生によって，原子炉建屋及び屋外設備等の損傷が考えられる。
→地震単独で喪失する可能性のある機器として，原子炉建屋及び屋外設備を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。

森林火災と竜巻の同時発生によって，フィルタ閉塞による非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→竜巻単独で喪失する可能性のある機器として，交流電源設備の損傷を想定しており，新たに想定すべきシナリオは発生しない。また，森林火災については，予防散水を実施することで，影響が緩和可能である。

森林火災と降下火砕物の同時発生によって，フィルタ閉塞の可能性が高まり非常用ディーゼル発電機の機能喪失等が考えられる。
→降下火砕物については，事前の予測が可能であり，あらかじめ体制を強化して安全対策（フィルタ交換作業）を講じることが可能であり，重畳を想定したとしても大規模損壊には至らない。

第2表

添付資料2.1.9
ＰＲＡで選定しなかった事故シーケンス等への対応について

レベル１ＰＲＡより抽出された事故シーケンスのうち，有効な炉心損傷防止対策の確保が困難な事故シーケンスは以下のとおりである。

ａ．原子炉建屋損傷
ｂ．格納容器損傷
ｃ．原子炉圧力容器損傷
ｄ．原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ）
ｅ．計装・制御系喪失
ｆ．格納容器バイパス
ｇ．防潮堤損傷
ｈ．大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
ｉ．直流電源喪失＋原子炉停止失敗
ｊ．交流電源喪失＋原子炉停止失敗

以上の事故シーケンスのうち，ａ．～ｇ．の事故シーケンスについては，外部事象による建屋・原子炉格納容器等の大規模な損傷を想定していることから，
原子炉格納容器の閉じ込め機能に期待できない場合も想定されるシーケンスであるが，これらの全炉心損傷頻度への寄与割合は1％未満と小さく， 有意な頻度ではない。
また，これらの事象はプラントに及ぼす影響について大きな幅を有しており，影響が限定されるような小規模な事故の場合には，使用可能な炉心損傷防止対策や格納容器破損防止対策を柔軟に活用して，事故進展の緩和を図ることが可
添付 2.1.9－1

能である。万一，建屋全体が崩壊し，内部の安全系機器・配管の全てが機能喪失するような深刻な事故に至った場合でも，可搬型のポンプ・電源，放水砲等を駆使した対応により，臨機応変に影響緩和を試みることが可能であると考えられる。
ｈ．の事故シーケンスについては，ＬＯＣＡの破断面積が一定の大きさを超える場合，国内外の先進的な対策を考慮した場合であっても炉心損傷防止対策を講じることは困難であるが，原子炉格納容器の機能に期待できる事故シーケンスである。ｉ．～ｊ．の事故シーケンスについては，地震による直流電源又は交流電源の喪失と炉内構造物等の損傷による原子炉スクラムの失敗が重畳することにより炉心損傷に至る事故シーケンスであるが，地震によりスクラム信号が発信した場合は，現実的には炉内構造物等が損傷に至るおそれのある最大加速度による荷重を受けるより前に制御棒挿入が完了するものと考えられる。
なお，万一，地震による炉内構造物等の損傷により制御棒挿入が失敗し，更に直流電源喪失又は交流電源喪失が重畳した場合は，可搬型のポンプ・電源，放水砲等を駆使した対応により，臨機応変に影響緩和を試みることが可能であると考えられる。
また，内部事象レベル１．５ＰＲＡにより炉心損傷後に格納容器バイパスに至るものとして，以下の格納容器破損モードを抽出している。

ｋ．格納容器隔離失敗

本事象が発生した場合，大量の放射性物質の放出に至る可能性があるが，全格納容器破損頻度への寄与割合は0.1％以下と小さく，有意な頻度ではない。
また，本事象については，事象進展に伴う物理的な現象に由来するものではなく，炉心損傷時点で原子炉格納容器が隔離機能を喪失している事象であるこ
添付 2.1.9－2

とから，炉心損傷防止対策が有効である。
万一，本事象に至った場合においても，可搬型のポンプ・電源，放水砲等を駆使した対応により，臨機応変に影響緩和を試みることが可能であると考えられる。以上の事故シーケンス等への対応手順を第1表及び第2表に示す。

添付 2.1.9－3

添付 2.1.9－4ｃ．原子炉圧力容器損傷

ｂ．格納容器損傷

ａ．原子炉建屋損傷

事故シーケンスグループ

事象の想定

至る。

模破損による冷却材流路の閉塞により，炉心の除熱が困難となり炉心損傷に

ウンダリ配管の全周破断による原子炉注水機能の喪失や，炉内構造物の大規

大規模な損傷の場合，原子炉圧力容器の損傷により，原子炉冷却材圧力バいことを想定した事故シーケンスである。

することにより，原子炉注水を行った場合においても炉心損傷を回避できな

原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の損傷や，原子炉冷却材の流路閉塞が発生

原子炉圧力容器の支持機能喪失により，原子炉圧力容器に接続されているはできない。

この場合，原子炉格納容器が損傷しており，閉じ込め機能にも期待すること発生すると同時に，原子炉注水機能も喪失するため，炉心損傷に至る。なお，

時に構造損傷して，大規模なＬＯＣＡ（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ）が大規模な損傷の場合，原子炉格納容器内の配管及びＥＣＣＳ注入配管が同ても炉心損傷を回避できないことを想定した事故シーケンスである。

の構造物及び機器が広範囲にわたり損傷し，原子炉注水を行った場合におい原子炉格納容器が損傷することで，原子炉格納容器内の原子炉圧力容器等傷しており，閉じ込め機能にも期待することはできない。

損傷の二次的被害により，原子炉格納容器や原子炉格納容器の貫通配管が損配管が構造損傷して原子炉注水機能も喪失するため，炉心損傷に至る。建屋

ｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ）が発生すると同時に，建屋内の原子炉注水系

大規模な損傷の場合，建屋損傷時に，緩和できない大規模なＬＯＣＡ（Ｅ

いても炉心損傷を回避できないことを想定した事故シーケンスである。

等の構造物及び機器が広範囲にわたり損傷し，原子炉注水を行った場合にお2.2E－7

4.1E－9

1.5E－7（／炉年）

ＣＤＦ

各事故シーケンスの対応の扱い（1／3）

原子炉建屋が損傷することで，建屋内の原子炉格納容器，原子炉圧力容器

第1表

大規模損壊発生時の対応に含まれる。

大規模損壊発生時の対応に含まれる。

大規模損壊発生時の対応に含まれる。

対応手順

添付 2.1.9－5

ｇ．防潮堤損傷

ｆ．格納容器バイパスｅ．計装・制御系喪失

Ａ）

ｓｓｉｖｅ－ＬＯＣ

ンダリ喪失（Ｅｘｃｅｄ．原子炉冷却材圧力バウ

グループ

事故シーケンス
事象の想定定した事故シーケンスである。

が発生することで，敷地内の施設・設備が広範囲にわたり損傷することを想

津波による防潮堤の損傷により，大規模な敷地内及び原子炉建屋内の浸水ーケンスとして整理している。

る事象収束可能性の評価が困難なため，保守的に直接炉心損傷に至る事故シ

係る機器（電気品，計装品等）が機能喪失し，損傷の規模や影響緩和系によ炉格納容器外（原子炉建屋）へ流出し，原子炉建屋内の広範な影響緩和系にが流出する事象である。高温・高圧の原子炉冷却材が隔離不能な状態で原子炉格納容器外で破損すると同時に隔離弁が閉失敗することで，原子炉冷却材

格納容器バイパス事象は，常時開などの隔離弁に接続している配管が原子

故シーケンスである。

見では明確でないことから，保守的に直接炉心損傷に至ることを想定した事なくなる可能性があること，発生時のプラント挙動に対する影響が現在の知地震により計装・制御系が損傷した場合，プラントの監視及び制御ができケンスとして整理している。

保守的にＥｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ相当とし，炉心損傷に至る事故シー

ダリの損傷の規模や影響緩和系による事象収束可能性の評価が困難なため，を想定した事故シーケンスである。いずれの場合も原子炉冷却材圧力バウン

より原子炉格納容器内の原子炉冷却材圧力バウンダリ配管が損傷に至ることがし安全弁の開放失敗による原子炉圧力上昇又は地震による直接的な荷重に

3.3E－7

3.2E－8

3.7E－103.0E－10

（／炉年）

ＣＤＦ

各事故シーケンスの対応の扱い（2／3）

原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失については，地震によるスクラム後，逃

第1表

大規模損壊発生時の対応に含まれる。

大規模損壊発生時の対応に含まれる。

大規模損壊発生時の対応に含まれる。

大規模損壊発生時の対応に含まれる。

対応手順

添付 2.1.9－6

講じることが困難な事故シーケンスとして整理している。

停止失敗

ｊ．交流電源喪失＋原子炉

停止失敗

ことから，炉心損傷に至る事故シーケンスである。

が，直流電源又は交流電源の喪失によってほう酸水注入系が機能喪失に至るできない場合の代替の原子炉停止手段として，ほう酸水注入系を設けている

り，炉心損傷に至る事故シーケンスである。制御棒による原子炉停止に期待

直流電源又は交流電源の喪失と原子炉スクラムの失敗が重畳することによ維持に期待できる）（格納容器破損防止対策が有効に機能することで，原子炉格納容器機能のンターロックの追設等）は確認できなかったことから，炉心損傷防止対策を

心冷却失敗

1.4E－8

2.6E－8

1.4E－12（常設）による原子炉注水，代替循環冷却

傷を防止することができない事故シーケンスである。国内外の先進的対策を

炉心冷却失敗＋低圧炉る原子炉格納容器冷却，低圧代替注水系時の対応に含まれる。

源喪失が重畳した場合は，大規模損壊発生

入が失敗し，更に直流電源喪失又は交流電による炉内構造物の損傷により制御棒挿が完了するものと考えられるが，仮に地震による荷重を受けるより前に制御棒挿入

は，現実的には構造物・機器が最大加速度

地震によりスクラム信号が発信した場合の防止を図る。

性物質の異常な水準での敷地外への放出可能であり，原子炉格納容器破損及び放射原子炉格納容器雰囲気の冷却及び除熱が子炉格納容器除熱を実施することにより，系又は格納容器圧力逃がし装置による原代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によ

対応手順

大破断ＬＯＣＡの発生により原子炉圧力容器から多量の冷却材が失われて考慮しても，事象発生から極めて短時間のうちに多量の注水が可能な対策（イｉ．直流電源喪失＋原子炉

ＣＤＦ
（／炉年）

いく事象であり，極めて短時間のうちに多量の注水を開始しなければ炉心損

事象の想定

各事故シーケンスの対応の扱い（3／3）

ｈ．大破断ＬＯＣＡ＋高圧

事故シーケンスグループ

第1表添付 2.1.9－7

ｋ．格納容器隔離失敗

格納容器破損モード

炉心が損傷した時点で，原子炉格納容器の隔離に失敗しており，原子炉格納容器の事象の想定

なお，現状の運転管理として定期試験時及び原子炉起動前における原子炉格納容器策が有効である。

格納容器圧力の低下等により速やかに検知できる可能性が高いと考える。

による炉心損傷防止対

ただし，原子炉注水等

応に含まれる。

し管理しているため，仮に原子炉格納容器からの漏えいが存在する場合でも，原子炉

6.1E－10

大規模損壊発生時の対対応手順

生を防止する処置を実施している。また，出力運転中は原子炉格納容器内を窒素置換

隔離機能の確認や手順書に基づく確実な操作を実施しており，格納容器隔離失敗の発

（／炉年）

ＣＦＦ

炉心損傷後に格納容器バイパスに至る格納容器破損モードの対応の扱い

閉じ込め機能を喪失している事象を想定している。

第2表

添付資料 2.1.10

大規模損壊発生時の対応

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他テロリズム発生時の対応概要

大規模な自然災害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大規模損壊発生時には，プラントの監視及び制御機能の喪失や航空機墜落等による大規模火災等の発生が想定され，このような状況において，初動対応を行う上で最も優先すべきはプラントの状況を把握することである。
このため，事象が発生した場合，災害対策本部は，中央制御室の状況，大まかなプラント状況の確認，把握を可能な範囲で行った後，速やかに「プラント状態確認チェックシート」を用いて，具体的にプラント被災状況，対応可能要員の把握等を行う。
以下に，初期対応の概要，大規模損壊発生時対応フロー，プラント状態確認
チェックシートを示す。

添付 2.1.10－1

1.

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突時の対応概要(1)

対応の全体フロー概略（地震等の事前予測ができない事象の場合）

自然災害の発生（地震等の事前予測できない事象）

中央制御室における状況確認
発電長から原子力防災管理者等への連絡（発電長からの連絡がない場合は，中央制御室との連絡確認を行う）

災害対策要員の非常招集を開始

大まかなプラント状況の確認，把握・火災発生の有無
・建屋の損壊状況
・アクセスルート損傷の有無

大規模損壊時に対応する手順に基づく対応を開始「プラント状態確認チェックシー
ト」に基づく状況確認
・原子炉停止確認・放射線モニタ指示値の確認
・火災の確認等

アクセスルート確保，消火（アクセスルート上又は戦略に支障となる箇所にがれき，火災が発生している場合
は，優先的に火災の消火活動，がれきの除去等を行う）

初動対応フローに基づく事故対応の実施
最大限の努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定して個別の対応を実施する。

添付 2.1.10－2(2)対応の全体フロー概略（大津波警報の発表（事前予測ができる事象）の場合）

自然災害の発生（大津波警報の発表）

発電長は原子炉停止操作を開始し，所内関係者へ避難指示を出すとともに，原子力防災管理者等へ状況連絡を行う

災害対策要員の非常招集を開始

大まかなプラント状況の確認，把握・火災発生の有無
・建屋の損壊状況
・アクセスルート損傷の有無

大規模損壊時に対応する手順に基づく対応を開始「プラント状態確認チェックシー
ト」に基づく状況確認
・原子炉停止確認・放射線モニタ指示値の確認
・火災の確認等

アクセスルート確保，消火（アクセスルート上又は戦略に支障となる箇所にがれき，火災が発生している場合
は，優先的に火災の消火活動，がれきの除去等を行う）

初動対応フローに基づく事故対応の実施
最大限の努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定して個別の対応を実施する。

添付 2.1.10－3(3)対応の全体フロー概略（大型航空機の衝突の場合）

大型航空機の衝突発生○予兆情報，事前対応
外部からの通報等により，大型航空機衝突の予兆情報を入手した場合は，事前対応として原子炉停止
操作等の必要な措置を行う。

中央制御室における状況確認
発電長から原子力防災管理者等への連絡（発電長からの連絡がない場合は，中央制御室との連絡確認を行う）

災害対策要員の非常招集を開始

大まかなプラント状況の確認，把握・火災発生の有無
・建屋の損壊状況
・アクセスルート損傷の有無

大規模損壊時に対応する手順に基づく対応を開始「プラント状態確認チェックシー
ト」に基づく状況確認
・原子炉停止確認・放射線モニタ指示値の確認
・火災の確認等

アクセスルート確保，消火（アクセスルート上又は戦略に支障となる箇所にがれき，火災が発生している場合
は，優先的に火災の消火活動，がれきの除去等を行う）

初動対応フローに基づく事故対応の実施
最大限の努力によって得られる結果を想定して，当面達成すべき目標を設定し，そのために優先すべき戦略を決定して個別の対応を実施する。

添付 2.1.10－4(4)対応の全体フロー概略（テロリズムの発生の場合）

添付 2.1.10－5

添付 2.1.10－6【ステップ①－４】

Ａ

各機器の確認

建屋等へのアクセス
ルート確認

N

可搬型設備による事故対応の支障となる火災の発生あり※６【ステップ①－３】
Y

通信設備の確認

初期消火活動※６

可搬型設備の出動前準備対応可能な要員の確認【ステップ①－２】

パラメータ確認※３

プラント状態の確認（初期状態確認）
・原子炉停止確認※４
・原子炉注水状況確認※４・放射線モニタ指示値の確認※５
・火災の確認大規模損壊以外の対応「プラント状態確認チェックシー
ト」に基づく状況確認を開始※１

N

中央制御室との連絡確認※２
プラントパラメータの監視機能確認

Y

大規模な損壊が発生【ステップ①－１】【ステップ①】

初動対応フロー

※1 「プラント状態確認チェックシート」はその後適宜更新し，必要に応じ，災害対策本部の情報共有のために使用する※2 中央制御室と連絡が取れない場合等，発電長の指揮下で運転操作の対応ができない場合は，当直要員
又は災害対策要員より対応操作の責任者を定め対応に当たらせる※3 パラメータ監視機能喪失時は，可搬型代替計測器によるパラメータ確認作業を実施する
パラメータ確認は，原子炉圧力容器内の水位，原子炉圧力容器内の圧力，原子炉格納容器内の圧力，使用済燃料プールの水位を優先的に採取する※4 原子炉が停止していない場合，原子炉停止操作を速やかに試みる
原子炉への注水がない場合，原子炉注水操作を速やかに試みる※5 放射線モニタ指示値が確認できない場合，可搬型モ
ニタリング等による放射線量率の測定を実施する※6 可搬型設備保管場所周辺のアクセスルート上で火災が発生している場合，航空機衝突により原子炉建屋にて大規模な火災が発生している場合は初期消火活動を実施する「当面達成すべき目標」設定後は，「②消火戦略」
に従い，消火活動の優先度を判定し，順次消火活動を実施する

本フローに基づく判断は，原子力防災管理（夜間・休日の場合は，統括待機当番者（副原子力防災管理者））を含む災害対策本部が行う「プラント状態確認チェックシート」により被災状況を把握するとともに，判断フローに従った対応操作を試みる【活動原則】
災害対策要員の安全確保を最優先に活動する- 状況に適した装備の指示- 現場との連絡体制の確立- 環境の変化に応じ一時退避指示など緊急連絡の実施

添付 2.1.10－7Ｄ「放射性物質の放出低減」

回避又は緩和」「SFP水位確保及び燃料体の損傷緩和」「原子炉格納容器破損回避又は「炉心損傷回避又は緩和」

当面達成すべき目標

炉心損傷かつ原子炉格納容器損傷

又は使用済燃料プール冷却機能喪失

Ｂ

原子炉格納容器や使用済燃料プールへの影響が懸態の維持が確認できていない正常であるが，使用済燃料プール内燃料体の冷却状

原子炉建屋が健全（外観）であり，周辺の線量率が炉格納容器破損回避又は緩和」を目標とする※７

先し，速やかな原子炉注水が困難な場合は「原子・「炉心損傷回避又は緩和のための原子炉注水」を優正常

原子炉建屋が健全（外観）であり，周辺の線量率がプラント監視機能喪失時（外観から確認等）の線量率が上昇※７炉心損傷や原子炉圧力容器破損等に至るまでの時間については，事故進展解析結果等も参考とする
プラントの被災状況等により，原子炉注水が速やかに実施できないおそれがある場合には，安全側に判断し，「原子炉格納容器破損回避又は緩和」も当面達成すべき目標として設定する【原子炉格納容器内の圧力】【原子炉格納容器内の放射線量率】 念されるほどの原子炉建屋が損傷（外観）又は周辺【原子炉圧力容器内の水位】【使用済燃料プールの水位】【原子炉圧力容器内の圧力】

水の実施が困難※７

使用済燃料プール水位低下，【原子炉圧力容器内の水位】【原子炉圧力容器内の圧力】

しあり※７

原子炉圧力容器が破損するまでの速やかな原子炉注【原子炉圧力容器内の水位】

原子炉圧力容器破損前に速やかな原子炉注水の見通プラント監視機能健全時（【 】：確認パラメータ）

プラント状況

表 当面達成すべき目標設定の考え方て優先すべき戦略を決定する。複数の目標を設定する場合は，それぞれの目標における時間余裕と対応措置実施までの所要時間及び対応可能要員数より，優先すべき目標を選定する。

災害対策本部は, プラント状態確認チェックシートによる確認及びパラメータ確認によりプラント状況を把握し，環境への影響を最小限に抑えるための当面達成すべき目標を設定し【ステップ②】Ａ

添付 2.1.10－8

N

N

Y

Y

①アクセスルート
確保戦略

Y

Ｃ

Ｃ

N

Y

N

バ圧力

N

・サプレッション・チェン

・ドライウェル圧力格納容器内の圧力

バ雰囲気温度・サプレッション・チェン

・ドライウェル雰囲気温度

格納容器内の温度【確認パラメータ】※８

ものとみなす）ない場合，炉心損傷した

Y

Y⑩電源確保戦略

1.14

電源喪失

N

⑧使用済燃料プール
除熱戦略

1.11

Ｄ

N

1.12

※８確認パラメータが採取できない場合は，判断要素として代替できる他のパラメー
タを採取する。代替
パラメータも採取できない場合，間接的な手段（例，現場での可搬型線量計での確認，現場での目視による確認）にて確認する⑨放射性物質拡散抑制戦略

Y

放射性物質拡散抑制
戦略が必要な場合※９・使用済燃料プール監視カメラ

ジ）

線モニタ（高レンジ・低レン

N（SA 広域）・使用済燃料プール水位・温度・使用済燃料プール温度（SA）

使用済燃料プールの監視【確認パラメータ】※８

子炉への注水が確認でき

SFP水位維持

NＣ「放射性物質の放出低減」

・使用済燃料プールエリア放射

②消火戦略

Y

Y

⑦使用済燃料プール
注水戦略

1.11

SFP水位低下有Ｃ（【確認パラメータ】及び原・原子炉圧力容器温度

原子炉圧力容器内の温度

ニタ（S/C）

・格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）

・格納容器雰囲気放射線モ

格納容器内の放射線量率【確認パラメータ】※８

火災発見⑥格納容器除熱戦略

N

格納容器
除熱成功

⑤水素爆発防止戦略

Y

炉心損傷
発生
1.9，1.10

1.5，1.6
1.7，1.8

アクセスルート
確保要・原子炉圧力(SA)・原子炉圧力

原子炉圧力容器内の圧力料域）

・原子炉水位（広帯域・燃SA 燃料域）・原子炉水位（SA 広帯域・

原子炉圧力容器内の水位【確認パラメータ】※８・起動領域計装・平均出力領域計装

未臨界の監視【確認パラメータ】８７

Ｂ
当面達成すべき目標「原子炉格納容器破損回避又は緩和」「SFP水位確保及び燃料体の損傷回避又は緩和」

注)手順については，今後の訓練によって見直す可能性がある※９放射性物質拡散抑制戦略が必要な場合とは，以下のいずれかが該当する場合とする。
炉心損傷を判断した場合において，あらゆる注水手段を講じても原子炉への注水が確認できな
い場合
SFP水位が低下した場合において，あらゆる注水手段を講じても水位低下が継続する場合
大型航空機の衝突など，原子炉
建屋外観で大きな損傷を確認した場合④原子炉注水戦略

1.1，1.3
1.4，1.13

原子炉注水
成功③原子炉停止戦略

1.1

原子炉停止
成功

Ｃ

「炉心損傷回避又は緩和」【ステップ③】

【注意事項】
１．チェックシートには，災害対策本部長の指示に基づき確認した情報又は各作業班の担当者が必要に応じ確認した情報を記載する。
２．確認結果は，情報班に報告する。
３．情報班は，報告された確認結果を取りまとめ，本部内に情報共有する。
４．確認項目１．～３．項の確認を最優先に実施し，その後その他の確認項目の確認を行う。
５．建屋の損壊状況，周辺線量等，周囲の状況に十分注意しながらチェックし，
チェック困難な場合には「不明」とする。
６．動作可能及び使用可能は，外観，警報等で判断する。
７．プラント状態の確認は，複数名で実施する。
【ステップ①－１】

１．中央制御室との連絡及びパラメータの確認
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

日

状態

時

分

備考

1-1

中央制御室と連絡

連絡可能・連絡不可

1-2

中央制御室でのパラメータ確認

確認可能・確認不可

1-3

緊急時対策所でのパラメータ確認

確認可能・確認不可

２．原子炉停止，原子炉注水及びモニタ指示確認
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

日

状態

時

分

備考

2-1

原子炉停止

成功・失敗・不明
（確認日時
/
:

2-2

原子炉注水

成功・失敗・不明

2-3

エリアモニタ指示

上昇なし・上昇あり・不明

2-4

屋外モニタ指示上昇なし・上昇あり・不明）

３．火災の確認
確認者

確認日時

番号

項目

3-1

航空機燃料等による火災

3-2
3-3

上記以外の火災

月状態
火災あり・火災なし・不明

可搬型設備保管場所，接続口及び接続口までのアクセスルートに影響を与える火災

年

火災あり・火災なし・不明
火災あり・火災なし・不明

添付 2.1.10－9

日

時
備考

分

第1－1表プラント状態チェックシート（2／10）【ステップ①－２】

４．対応可能な要員の確認
確認者

確認日時

年

月

日

番号

項目※

4-1

原子力防災管理者（0名）

名

4-2

副原子力防災管理者（1名）

名

4-3

対応可能な当直要員数（7名）

名

4-4

対応可能な災害対策要員数（自衛消防隊を除く）
（20名）

名

4-5

対応可能な災害対策要員数（自衛消防隊）
（11名）

名

要員数

時

分

備考

※ カッコ内は夜間・休日（平日の勤務時間帯以外）において必要な要員として発電所内に確保している人数

５．通信設備の確認
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

状態

5-1

ＴＶ会議システム（原子力防災ネットワーク）

使用可能・使用不可・不明

5-2

ＴＶ会議システム（社内)

使用可能・使用不可・不明

5-3

一斉通報装置

使用可能・使用不可・不明

5-4

加入電話

使用可能・使用不可・不明

5-5

ＩＰ電話（有線系）

使用可能・使用不可・不明

5-6

ＩＰ電話（衛星系）

使用可能・使用不可・不明

5-7

保安電話（固定型）

使用可能・使用不可・不明

5-8

保安電話（携帯型）

使用可能・使用不可・不明

5-9

衛星電話（固定型）

使用可能・使用不可・不明

5-10

衛星電話（携帯型）

使用可能・使用不可・不明

5-11

無線連絡設備（固定型）

使用可能・使用不可・不明

5-12

無線連絡設備（携帯型）

使用可能・使用不可・不明

5-13

携行型有線通話装置

使用可能・使用不可・不明

5-14

ＩＰ－ＦＡＸ

使用可能・使用不可・不明

5-15

送受話器（ページング）

使用可能・使用不可・不明

5-16

ＳＰＤＳ

使用可能・使用不可・不明

5-17

社内ＬＡＮ

使用可能・使用不可・不明

5-18

ＦＡＸ

使用可能・使用不可・不明

添付 2.1.10－10

日

時
備考

分

第 1－1 表 プラント状態チェックシート（3／10）【ステップ①－３】

６．建屋等へのアクセス性確認
確認者

確認日時

年

番号

項目

6-1

中央制御室へのアクセス可能・不可・不明

6-2

原子炉建屋へのアクセス可能・不可・不明

6-3

タービン建屋へのアクセス可能・不可・不明

6-4

サービス建屋へのアクセス可能・不可・不明

6-5

復水貯蔵タンク外部接続口

可能・不可・不明

6-6

代替淡水貯槽可能・不可・不明

6-7

西側淡水貯水設備

可能・不可・不明

6-8

原子炉建屋東側接続口

可能・不可・不明

6-9

原子炉建屋西側接続口

可能・不可・不明

6-10

高所東側接続口

可能・不可・不明

6-11

高所西側接続口

可能・不可・不明

月

日

状態

時

分

備考

※建屋又は接続口の損壊状態を含め，事故対応への支障の有無の観点から確認する。

７．施設損壊状態確認
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

状態

7-1

原子炉建屋

損傷あり・損傷なし・不明

7-2

タービン建屋

損傷あり・損傷なし・不明

7-3

サービス建屋

損傷あり・損傷なし・不明

7-4

使用済燃料乾式貯蔵施設

損傷あり・損傷なし・不明

添付 2.1.10－11

日

時
備考

分

第1－1表プラント状態チェックシート（4／10）【ステップ①－４】８．電源系統の確認
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

状態

8-1

外部電源

受電中・停電中・使用不可・不明

8-2

高圧母線（２Ｅ）

受電中・停電中・使用不可・不明

8-3

非常用ディーゼル発電機（２Ｃ）

受電中・停電中・使用不可・不明

8-4

Ｍ／Ｃ ２Ｃ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-5

Ｐ／Ｃ ２Ｃ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-6

直流125V蓄電池２Ａ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-7

非常用ディーゼル発電機（２Ｄ）

運転中・待機中・使用不可・不明

8-8

Ｍ／Ｃ ２Ｄ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-9

Ｐ／Ｃ ２Ｄ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-10

直流125V蓄電池２Ｂ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-11

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

運転中・待機中・使用不可・不明

8-12

Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ

受電中・停電中・使用不可・不明明

8-13

直流125V蓄電池ＨＰＣＳ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-14

軽油貯蔵タンク

使用可能・使用不可・不明

8-15

常設代替高圧電源装置

使用可能・使用不可・不明

8-16

緊急用Ｍ／Ｃ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-17

緊急用Ｐ／Ｃ

受電中・停電中・使用不可・不明

8-18

緊急用直流125V蓄電池

受電中・停電中・使用不可・不明

8-19

緊急用電源切替盤

使用可能・使用不可・不明

添付 2.1.10－12

日

時
備考

分

第1－1表プラント状態チェックシート（5／10）

９．常設設備の確認（1／2）

【ステップ①－４】

確認者
番号

確認日時
項目

年

月

状態

9-1

高圧炉心スプレイ系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-2

原子炉隔離時冷却系

運転中・待機中・使用不可・不明

9-3

高圧代替注水系

運転中・待機中・使用不可・不明

9-4

低圧炉心スプレイ系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-5

残留熱除去系（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-6

残留熱除去系（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-7

残留熱除去系（Ｃ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-8

低圧代替注水系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-9

代替循環冷却系（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-10

代替循環冷却系（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-11

制御棒駆動水系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-12

ほう酸水注入系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-13

ほう酸水貯蔵タンク

使用可能・使用不可・不明

9-14

ほう酸水テストタンク

使用可能・使用不可・不明

9-15

給水系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-16

復水系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-17

消火系（ディーゼル駆動消火ポンプ）

9-18

消火系（電動消火ポンプ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-19

復水移送系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-20

純水移送系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-21

逃がし安全弁

使用可能・使用不可・不明

9-22

高圧窒素ガス供給系（非常用）使用可能・使用不可・不明

9-23

非常用逃がし安全弁駆動系使用可能・使用不可・不明

9-24

残留熱除去系海水系（Ａ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-25

残留熱除去系海水系（Ｂ）

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-26

緊急用海水系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-27

格納容器圧力逃がし装置

使用可能・使用不可・不明

運転中・停止中・使用不可・不明

添付 2.1.10－13

日

時
備考

分

第 1－1 表

プラント状態チェックシート（6／10）

９．常設設備の確認（2／2）
確認者
番号【ステップ①－４】

確認日時
項目

年

月

状態

9-28

耐圧強化ベント系

使用可能・使用不可・不明

9-29

ドライウェル冷却系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-30

タービンバイパス系

使用可能・使用不可・不明

9-31

原子炉補機冷却水系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-32

タービン補機冷却水系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-33

補機冷却海水系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-34

循環水系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-35

可燃性ガス濃度制御系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

9-36

静的触媒式水素再結合器

使用可能・使用不可・不明

9-37

燃料プール冷却系

9-38

代替燃料プール冷却系

運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明
運転中・停止中・電源なし・使用不可・不明

添付 2.1.10－14

日

時
備考

分

第1－1表プラント状態チェックシート（7／10）

１０．可搬型設備，資機材等の確認（1／3）

【ステップ①－４】(1)西側保管場所
確認者

確認日時

年

月

番号

項目

状態

10-1

可搬型代替注水大型ポンプ（原子炉注水等用）

使用可能・使用不可・不明

10-2

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

使用可能・使用不可・不明

10-3

可搬型代替注水中型ポンプ（原子炉注水等用）

使用可能・使用不可・不明

10-4

可搬型代替注水中型ポンプ（消火用）

使用可能・使用不可・不明

10-5

送水ホース 150A

使用可能・使用不可・不明

10-6

送水ホース 200A

使用可能・使用不可・不明

10-7

送水ホース 250A

使用可能・使用不可・不明

10-8

送水ホース 300A

使用可能・使用不可・不明

10-9

ホース展張車（消火用）

使用可能・使用不可・不明

10-10

ホース展張車（原子炉注水等用）

使用可能・使用不可・不明

10-11

ホース展張車（放水／代替ＲＨＲＳ用）

使用可能・使用不可・不明

10-12

放水砲

使用可能・使用不可・不明

10-13

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

使用可能・使用不可・不明

10-14

放水砲／泡消火薬剤運搬車

使用可能・使用不可・不明

10-15

放水銃

使用可能・使用不可・不明

10-16

水槽付消防ポンプ自動車

使用可能・使用不可・不明

10-17

泡消火薬剤容器（消防用）

使用可能・使用不可・不明

10-18

可搬型代替低圧電源車

使用可能・使用不可・不明

10-19

ケーブル

使用可能・使用不可・不明

10-20

可搬型ケーブル運搬車

使用可能・使用不可・不明

10-21

可搬型整流器

使用可能・使用不可・不明

10-22

可搬型整流器運搬車

使用可能・使用不可・不明

10-23

可搬型窒素供給装置

使用可能・使用不可・不明

10-24

可搬型窒素供給装置用電源車

使用可能・使用不可・不明

10-25

汚濁防止膜

使用可能・使用不可・不明

10-26

汚濁防止膜運搬車

使用可能・使用不可・不明

10-27

放射性物質吸着材

使用可能・使用不可・不明

10-28

小型船舶

使用可能・使用不可・不明

10-29

小型船舶運搬車

使用可能・使用不可・不明

10-30

ホイールローダ

使用可能・使用不可・不明

10-31

タンクローリ

使用可能・使用不可・不明

添付 2.1.10－15

日

時
備考

分

第1－1表プラント状態チェックシート（8／10）【ステップ①－４】

１０．可搬型設備，資機材等の確認（2／3）(2)南側保管場所
確認者

確認日時

年

月

番号

項目

状態

10-32

可搬型代替注水大型ポンプ（原子炉注水等用）

使用可能・使用不可・不明

10-33

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

使用可能・使用不可・不明

10-34

可搬型代替注水中型ポンプ（原子炉注水等用）

使用可能・使用不可・不明

10-35

送水ホース200A

使用可能・使用不可・不明

10-36

送水ホース250A

使用可能・使用不可・不明

10-37

送水ホース300A

使用可能・使用不可・不明

10-38

ホース展張車（原子炉注水等用）

使用可能・使用不可・不明

10-39

ホース展張車（放水／代替ＲＨＲＳ用）

使用可能・使用不可・不明

10-40

放水砲

使用可能・使用不可・不明

10-41

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

使用可能・使用不可・不明

10-42

放水砲／泡消火薬剤運搬車

使用可能・使用不可・不明

10-43

化学消防自動車

使用可能・使用不可・不明

10-44

泡消火薬剤容器（消防用）

使用可能・使用不可・不明

10-45

可搬型代替低圧電源車

使用可能・使用不可・不明

10-46

ケーブル

使用可能・使用不可・不明

10-47

可搬型ケーブル運搬車

使用可能・使用不可・不明

10-48

可搬型整流器

使用可能・使用不可・不明

10-49

可搬型整流器運搬車

使用可能・使用不可・不明

10-50

可搬型窒素供給装置

使用可能・使用不可・不明

10-51

可搬型窒素供給装置用電源車

使用可能・使用不可・不明

10-52

汚濁防止膜

使用可能・使用不可・不明

10-53

汚濁防止膜運搬車

使用可能・使用不可・不明

10-54

放射性物質吸着材

使用可能・使用不可・不明

10-55

小型船舶

使用可能・使用不可・不明

10-56

小型船舶運搬車

使用可能・使用不可・不明

10-57

ホイールローダ

使用可能・使用不可・不明

10-58

油圧ショベル使用可能・使用不可・不明

10-59

ブルドーザ

使用可能・使用不可・不明

10-60

タンクローリ

使用可能・使用不可・不明

添付 2.1.10－16

日

時
備考

分

第1－1表プラント状態チェックシート（9／10）

１０．可搬型設備，資機材等の確認（3／3）

【ステップ①－４】(3)予備機置場
確認者

確認日時

年

月

番号

項目

状態

10-61

可搬型代替注水大型ポンプ（原子炉注水等用）

使用可能・使用不可・不明

10-62

可搬型代替注水中型ポンプ（原子炉注水等用）

使用可能・使用不可・不明

10-63

ホース展張車（原子炉注水等用）

使用可能・使用不可・不明

10-64

ホース展張車（放水／代替ＲＨＲＳ用）

使用可能・使用不可・不明

10-65

可搬型代替低圧電源車

使用可能・使用不可・不明

10-66

可搬型高圧窒素供給装置

使用可能・使用不可・不明

10-67

放射能観測車

使用可能・使用不可・不明

10-68

ホイールローダ

使用可能・使用不可・不明

10-69

タンクローリ

使用可能・使用不可・不明

日

時

分

備考

(4)監視所付近
確認者

確認日時

年

月

番号

項目

10-70

水槽付消防ポンプ自動車

使用可能・使用不可・不明

10-71

化学消防自動車

使用可能・使用不可・不明

10-72

泡消火薬剤容器（消防用）

使用可能・使用不可・不明

日

状態

時

分

備考

(5)原子炉建屋内
確認者
番号

確認日時
項目

年

月

状態

10-73

可搬型スプレイノズル

使用可能・使用不可・不明

10-74

送水ホース65A

使用可能・使用不可・不明

10-75

高圧窒素ボンベ

使用可能・使用不可・不明

10-76

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

使用可能・使用不可・不明

添付 2.1.10－17

日

時
備考

分

第1－1表プラント状態チェックシート（10／10）【ステップ①－４】

１１．水源の確認
確認者

確認日時

年

月

番号

項目

状態

11-1

サプレッション・プール

使用可能・使用不可・不明

11-2

代替淡水貯槽

使用可能・使用不可・不明

11-3

西側淡水貯水設備

使用可能・使用不可・不明

11-4

復水貯蔵タンク

使用可能・使用不可・不明

11-5

ろ過水貯蔵タンク

使用可能・使用不可・不明

11-6

多目的タンク使用可能・使用不可・不明

11-7

純水タンク

使用可能・使用不可・不明

11-8

原水タンク

使用可能・使用不可・不明

添付 2.1.10－18

日

時
備考

分

添付資料2.1.11
大規模損壊発生時に使用する対応手順書及び設備一覧について

大規模損壊発生時に初動対応フローから選択する個別戦略の決定に当たっては，要員及び設備を含めた残存する資源から必要な手順等を確認し，有効な戦略を迅速かつ確実に選定する必要がある。
第1表に個別戦略において必要な対応操作，対応操作に必要な設備とその容量，準備開始から必要となるまでの時間，必要な要員数をまとめた表を示す。
また，第1図に大規模損壊発生時の対応手順書体系図を示す。

添付 2.1.11－1

添付 2.1.11－2「消火活動」「がれき撤去等」「状況確認とアクセスルート確保」

手順書等

（2.1）

（1.0）

（2.1）

（1.0）

準の該当項目

技術的能力に係る審査基（保管場所：西側保管場所，南側保管場所）

・放水砲（台数：2 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所）（容量：1,320m３/h/台，吐出圧力：1.2MPa，台数：2 台）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）（保管場所：西側保管場所）（容量：2,000L/min/台，吐出圧力：0.8MPa，台数：1 台）

・可搬型代替注水中型ポンプ（保管場所：西側保管場所，監視所付近）（容量：168m３/h/台，吐出圧力：0.85MPa，台数：2 台）・水槽付消防ポンプ自動車（保管場所：南側保管場所，監視所付近）

・化学消防自動車（容量：670L/min/台，吐出圧力：1.0MPa，台数：2 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所）

・ガス溶断機（台数：2 台）（保管場所：南側保管場所）

・油圧ショベル（台数：1 台）（保管場所：南側保管場所）

・ブルドーザ（台数：1 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）

・ホイールローダ（台数：5 台）

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

・取水箇所

・消火栓

－

－

－

水源

－

ダクト切断用廃棄物建屋排気は変動により所要時間

被災状況・規模

備考

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 1／ 11）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

消火戦略

②

確保戦略

アクセスルート

①

個別戦略

第 1表

－

40 分

1.44km/h

30 分

（目安）

所要時間

自衛消防隊員9名
重大事故等対応要員
8名

重大事故等対応要員
2名

重大事故等対応要員
2名

重大事故等対応要員
2名

（目安）

必要人員

添付 2.1.11－3「原子炉水位低下操作」

排水操作」「制御棒駆動水圧系の引抜配管ベント弁からの駆動水圧の差圧確保後の，制御棒手動挿入」「原子炉圧力容器内の圧力と制御棒駆動水圧系「スクラム個別スイッチによる制御棒挿入」

クラム弁開の場合）「スクラムリセット後手動スクラム操作」（ス「計器用空気系排気操作」

き抜き操作」（スクラム弁閉の場合）「スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ引（容量：1,576.5m３/h/台，揚程：196.6m，台数：1 台）・高圧炉心スプレイ系ポンプ

・原子炉隔離時冷却系ポンプ（容量：142m /h/台，揚程：869m，台数：1 台）

３・制御棒駆動水ポンプ（容量：46.3m３/h/台，揚程：823m，台数：2 台）・低圧復水ポンプ（容量：3,792m３/h/台，揚程：94.5m，台数：3 台）・高圧復水ポンプ（容量：3,792m３/h/台，揚程：365.8m，台数：3 台）（容量：2,157.5m３/h/台，揚程：762m，台数：2 台）

・電動機駆動原子炉給水ポンプ

－

－

－

－

－

－

－

「選択制御棒挿入機構の手動操作」

・ほう酸水貯蔵タンク（容量：19.5m３，台数：1 台）・ほう酸水ポンプ（容量：9.78m３/h/台，揚程：870m，台数：2 台）

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

－

（1.1）

準の該当項目

技術的能力に係る審査基「代替制御棒挿入機能の手動挿入操作」「ほう酸水注入操作」○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

手順書等

－

－

－

－

－

－

－

－

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・復水貯蔵タンク・復水貯蔵タンク・復水器

ンク

・ほう酸水貯蔵タ

水源

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

備考

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 2／ 11）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

原子炉停止戦略

③

個別戦略

第 1表

中央操作

982 分

329 分

128 分

中央操作

73 分

中央操作

中央操作

中央操作

中央操作

（目安）

所要時間

1名

当直要員（中操）

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）2名
当直要員（中操）2名
当直要員（現場）2名
当直要員（中操）2名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）2名
当直要員（中操）2名

当直要員（中操）
1名

（目安）

必要人員

添付 2.1.11－4

準の該当項目

技術的能力に係る審査基
主要な使用設備（保管場所，仕様等）

・復水貯蔵タンク・復水貯蔵タンク・復水移送ポンプ（容量：145.4m３/h/台，揚程：85.4m，台数：2 台）

・制御棒駆動水ポンプ（容量：46.3m３/h/台，揚程：823m，台数：2 台）・ほう酸水ポンプ（容量：9.78m３/h/台，揚程：870m，台数：2 台）「制御棒駆動水圧系による原子炉注水」「ほう酸水注入系による原子炉注水」

ンク

・ほう酸水貯蔵タ

・多目的タンク

ク

・ろ過水貯蔵タン・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・代替淡水貯槽「補給水系による原子炉注水」

・代替循環冷却系ポンプ（容量：200m３/h/台，揚程：200m，台数：1 台）・常設低圧代替注水系ポンプ（容量：200m３/h/台，揚程：200m，台数：2 台）・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・復水器

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・復水貯蔵タンク・ディーゼル駆動消火ポンプ（容量：260m３/h/台，揚程：90m，台数：1 台）（1.13）

（1.4）

（1.3）

（1.2）

・残留熱除去系ポンプ（容量：1,691.9m３/h/台，揚程：85.3m，台数：3 台）（容量：1,638.3m３/h/台，揚程：169.5m，台数：1 台）・低圧炉心スプレイ系ポンプ

・低圧復水ポンプ（容量：3,792m３/h/台，揚程：94.5m，台数：3 台）・高圧復水ポンプ（容量：3,792m３/h/台，揚程：365.8m，台数：3 台）（容量：2,157.5m３/h/台，揚程：762m，台数：2 台）

・電動機駆動原子炉給水ポンプ（容量：1,576.5m３/h/台，揚程：196.6m，台数：1 台）・高圧炉心スプレイ系ポンプ

水源「消火系による原子炉注水」「代替循環冷却系による原子炉注水」「低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」

水」「残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注「低圧炉心スプレイ系による原子炉注水」「給・復水系による原子炉注水」「高圧炉心スプレイ系による原子炉注水」○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント），非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領

手順書等

準備

60 分

中央操作

注水開始
継続注水

中央操作

105 分

56 分

中央操作

中央操作

中央操作

中央操作

中央操作

中央操作

（目安）

所要時間

－

－

－

－

－

－

－

－

－

備考

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 3／ 11）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

原子炉注水戦略

④

個別戦略

第 1表

当直要員（現場）2名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名
当直要員（中操）1名
当直要員（中操）1名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）2名
当直要員（中操）2名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）
1名

（目安）

必要人員

添付 2.1.11－5

備考
205 分 以内

（目安）

所要時間

（目安）

必要人員

備

・タービン・バイパス弁（台数：5 台）・高圧窒素ボンベ（本数：20 本）・逃がし安全弁用可搬型蓄電池（体数：2 体）・非常用逃がし安全弁駆動系「タービン・バイパス弁による減圧」「非常用窒素供給系による減圧」「逃がし安全弁用可搬型蓄電池による減圧」「非常用逃がし安全弁駆動系による減圧」

－

－

－

－

－

・原子炉隔離時冷却系ポンプ（容量：142m３/h/台，揚程：869m，台数：1 台）「原子炉隔離時冷却系による減圧」

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・復水貯蔵タンク

・海

－

－

－

－

－

－

きない場合

中央操作が実施で

－

－

120 分

56 分

281 分

中央操作

中央操作

中央操作

58 分

中央操作

中央操作

当直要員（中操）1名
当直要員（中操）1名
当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名
当直要員（中操）1名
当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
2名

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）1名

当直要員（現場）
3名
重大事故等対応要員
作で実施する場合 使用しない場合は
11名
535 分以内）
系統構成を現場操 （ホース運搬車を

205 分 以内

系統構成を中央操 （ホース運搬車を当直要員（中操）
1名作で実施する場合 使用しない場合は 重大事故等対応要員
・代替淡水貯槽
8名
535 分以内）・西側淡水貯水設

水源－・常設高圧代替注水系ポンプ（容量：136m３/h/台，揚程：872m，台数：1 台）・原子炉隔離時冷却系ポンプ（容量：142m３/h/台，揚程：869m，台数：1 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）（容量：2,000L/min/台，吐出圧力：0.8MPa，台数：5 台）・可搬型代替注水中型ポンプ（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）（容量：1,320m３/h/台，吐出圧力：1.2MPa，台数：3 台）

・可搬型代替注水大型ポンプ

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

・逃がし安全弁（台数：18 台（自動減圧機能付：7 台））（1.13）

（1.4）

（1.3）

（1.2）

準の該当項目

技術的能力に係る審査基「逃がし安全弁による原子炉減圧」「高圧代替注水系による原子炉注水」「原子炉隔離時冷却系による原子炉注水」

水」「低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注

手順書等

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 4／ 11）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

原子炉注水戦略

④

個別戦略

第 1表

添付 2.1.11－6

準の該当項目

技術的能力に係る審査基「ブローアウトパネル開放」「可燃性ガス濃度制御系起動」

ト」「格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベンの窒素注入」「可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器へ「原子炉格納容器内水素・酸素濃度監視」（1.10）（1.9）○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント），重大事故等対策要領

手順書等

－

－

・ブローアウトパネル

・ブローアウトパネル閉止装置

－

－

－

・再結合装置，ブロワ（容量：340Nm３/h/台，台数：2 台）・格納容器圧力逃がし装置（台数：1 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所）－－

・可搬型窒素供給装置（容量:200Nm３/h/台，台数：4 台）・窒素供給装置用電源車（台数 2 台）

－

－

水源

・格納容器雰囲気モニタ

・格納容器内酸素濃度（SA）

・格納容器内水素濃度（SA）

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

閉止状態の場合

ネル閉止装置がブローアウトパ－－

現場操作の場合－

使用する場合東側接続口を使用する場合西側接続口を－－

備考

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 5／ 11）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

略

水素爆発防止戦

⑤

個別戦略

第 1表

50 分

60 分

プ運転：180分）（ウォームアッ

中央操作

以内

210 分

中央操作

115 分

135 分

中央操作

中央操作

（目安）

所要時間

重大事故等対応要員
2名

重大事故等対応要員
2名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
3名
重大事故等対応要員
3名

重大事故等対応要員
6名

重大事故等対応要員
6名

1名

当直要員（中操）

（目安）

必要人員

添付 2.1.11－7

準の該当項目

技術的能力に係る審査基（1.6）

「耐圧強化ベントによる格納容器ベント」

ト」

・耐圧強化ベント

・格納容器圧力逃がし装置（台数：1 台）・復水移送ポンプ（容量：145.4m３/h/台，揚程：85.4m，台数：2 台）「補給水系による格納容器スプレイ」「格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベン・ディーゼル駆動消火ポンプ（容量：260m /h/台，揚程：90m，台数：1 台）

３・ドライウェル内ガス冷却装置（台数：5 台）

・代替循環冷却系ポンプ（容量：200m３/h/台，揚程：200m，台数：1 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）（容量：2,000L/min/台，吐出圧力：0.8MPa，台数：5 台）－－

現場操作の場合

－

－

－

－

－

－

－

場合

操作で実施する系統構成を現場場合操作で実施する系統構成を中央－－

備考

・復水貯蔵タンク・多目的タンク

ク

・ろ過水貯蔵タン－・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ・海備・西側淡水貯水設・可搬型代替注水中型ポンプ

・代替淡水貯槽（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）

・代替淡水貯槽・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

水源（容量：1,320m３/h/台，吐出圧力：1.2MPa，台数：3 台）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ（容量：200m３/h/台，揚程：200m，台数：2 台）・残留熱除去系ポンプ（容量：1,691.9m３/h/台，揚程：85.3m，台数：2 台）

主要な使用設備（保管場所，仕様等）「消火系による格納容器スプレイ」（1.13）「ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格

納容器除熱」（1.5）

「代替循環冷却系による原子炉格納容器除熱」

る格納容器スプレイ」「代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によ

格納容器スプレイ」「代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器除熱」「残留熱除去系による冷却又はスプレイによる○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領

手順書等

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 6／ 11）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

略

格納容器除熱戦

⑥-1

個別戦略

第 1表

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）
1名

（目安）

必要人員

中央操作

以内

210 分

中央操作

106 分

58 分

中央操作

中央操作

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名
当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
3名
重大事故等対応要員
3名
当直要員（中操）1名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）2名

当直要員（現場）
3名
重大事故等対応要員
使用しない場合は11名
535 分以内）（ホース運搬車を

205 分 以内

（ホース運搬車を当直要員（中操）
1名
使用しない場合は 重大事故等対応要員
8名
535 分以内）

205 分 以内

中央操作

中央操作

（目安）

所要時間

添付 2.1.11－8

準の該当項目

技術的能力に係る審査基
主要な使用設備（保管場所，仕様等）

注水」「格納容器頂部注水系（可搬型）によるウェル水」「格納容器頂部注水系（常設）によるウェル注「補給水系によるペデスタル注水」「消火系によるペデスタル注水」

タル注水」「格納容器下部注水系（可搬型）によるペデス

ル注水」「格納容器下部注水系（常設）によるペデスタ（1.13）（1.10）

（1.8）

（1.7）

（1.6）

（容量：1,320m /h/台，吐出圧力：1.2MPa，台数：3 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）

３・可搬型代替注水大型ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ（容量：200m３/h/台，揚程：200m，台数：2 台）・復水移送ポンプ（容量：145.4m３/h/台，揚程：85.4m，台数：2 台）・ディーゼル駆動消火ポンプ（容量：260m /h/台，揚程：90m，台数：1 台）

３（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）（容量：2,000L/min/台，吐出圧力：0.8MPa，台数：5 台）・海・代替淡水貯槽・代替淡水貯槽・復水貯蔵タンク・多目的タンク

ク

・ろ過水貯蔵タン・海備・西側淡水貯水設・可搬型代替注水中型ポンプ

・代替淡水貯槽（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）

・代替淡水貯槽

水源（容量：1,320m３/h/台，吐出圧力：1.2MPa，台数：3 台）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ（容量：200m３/h/台，揚程：200m，台数：2 台）○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント），非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領

手順書等

－

－

－

－

－

－

備考

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 7／ 11）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

略

格納容器除熱戦

⑥-2

個別戦略

第 1表

当直要員（中操）
2名

（目安）

必要人員

1名

当直要員（中操）

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
2名（ホース運搬車を当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
使用しない場合は8名
535 分以内）

205 分 以内

中央操作

103 分

54 分

（ホース運搬車を当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
使用しない場合は8名
535 分以内）

205 分 以内

中央操作

（目安）

所要時間

添付 2.1.11－9
・格納容器圧力逃がし装置（台数：1 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）（容量：2,000L/min/台，吐出圧力：0.8MPa，台数：5 台）

・海

備

－

－

・西側淡水貯水設・可搬型代替注水中型ポンプ

・代替淡水貯槽（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）

・復水貯蔵タンク・多目的タンク

ク

・ろ過水貯蔵タン・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・代替淡水貯槽・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

水源（容量：1,320m３/h/台，吐出圧力：1.2MPa，台数：3 台）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・復水移送ポンプ（容量：145.4m３/h/台，揚程：85.4m，台数：2 台）・ディーゼル駆動消火ポンプ（容量：260m /h/台，揚程：90m，台数：1 台）

３・代替循環冷却系ポンプ（容量：200m３/h，揚程：200m，台数：1 台）・常設低圧代替注水系ポンプ（容量：200m３/h/台，揚程：200m，台数：2 台）・残留熱除去系ポンプ（容量：1691.9m３/h/台，揚程：85.3m，台数：2 台）

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映するト」「格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベンる格納容器スプレイ」「代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によ

略（1.13）（1.8）（1.10）

格納容器除熱戦（1.6）

準の該当項目

技術的能力に係る審査基（1.7）

「補給水系による格納容器スプレイ」「消火系による格納容器スプレイ」「代替循環冷却系による格納容器スプレイ」

格納容器スプレイ」「代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるよる格納容器スプレイ」「残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に手順書等

現場操作の場合－系統構成を現
場操作で実施する場合

系統構成を中央操作で実施
する場合

－

－

－

－

－

備考

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 8／ 11）

⑥-2

個別戦略

第 1表

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）
1名

（目安）

必要人員

以内

210 分

中央操作

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
3名
重大事故等対応要員
3名

当直要員（現場）
3名
重大事故等対応要員
使用しない場合は11名
535 分以内）（ホース運搬車を

205 分 以内

（ホース運搬車を当直要員（中操）
1名
使用しない場合は 重大事故等対応要員
8名
535 分以内）

205 分 以内

106 分

58 分

中央操作

中央操作

中央操作

（目安）

所要時間

添付 2.1.11－10

技術的能力に係る審査基（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する（容量：1,320m /h/台，吐出圧力：1.2MPa，台数：3 台）型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプ）」

３・可搬型代替注水大型ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ（容量：200m３/h/台，揚程：200m，台数：2 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）（容量：1,320m３/h/台，吐出圧力：1.2MPa，台数：3 台）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・ディーゼル駆動消火ポンプ（容量：260m３/h/台，揚程：90m，台数：1 台）・復水移送ポンプ（容量：145.4m３/h/台，揚程：85.4m，台数：2 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）（容量：2,000L/min/台，吐出圧力：0.8MPa，台数：5 台）・可搬型代替注水中型ポンプ（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）（容量：1,320m３/h/台，吐出圧力：1.2MPa，台数：3 台）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ（容量：200m３/h/台，揚程：200m，台数：2 台）

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

ダ）を使用した SFP 注水（可搬型代替注水中「代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ

系ポンプ）」

ダ）を使用した SFP 注水（常設低圧代替注水「代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッル）を使用した SFP 注水」「代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズ（1.13）

ル注水戦略（1.11）（1.12）「消火系による SFP 注水」「補給水系による SFP 注水」

は可搬型代替注水大型ポンプ）」した SFP 注水（可搬型代替注水中型ポンプ又「代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した SFP 注水（常設低圧代替注水系ポンプ）」「代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用

準の該当項目
○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領

手順書等

・海

・代替淡水貯槽・代替淡水貯槽

原子炉建屋原子・海－－を使用する場合

炉棟大物搬入口を使用する場合

物処理棟東側扉

原子炉建屋廃棄場合

インを使用する

残留熱除去系ラる場合

消火栓を使用す

－

－

－

備考

・代替淡水貯槽・多目的タンク

ク

・ろ過水貯蔵タン

・復水貯蔵タンク・海備・西側淡水貯水設

・代替淡水貯槽・代替淡水貯槽

水源

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 9／ 11）

使用済燃料プー

⑦

個別戦略

第 1表

当直要員（中操）
1名

（目安）

必要人員

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
8名

当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
8名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名
当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
3名
重大事故等対応要員
1名

当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
使用しない場合は8名
535 分以内）（ホース運搬車を

205 分 以内

中央操作

以内

370 分

以内

435 分

105 分

60 分

55 分

（ホース運搬車を当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
使用しない場合は8名
535 分以内）

205 分 以内

中央操作

（目安）

所要時間

添付 2.1.11－11「放射性物質吸着材の設置」「汚濁防止膜の設置」

放水」「可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による○重大事故等対策要領「代替燃料プール冷却系による SFP 除熱」（1.12）（1.11）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所）

・放射性物質吸着材（配備数：2 組）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所）

・汚濁防止膜（配備数：2 組）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所）

・放水砲（台数：2 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所）（容量：1,320m３/h/台，吐出圧力：1.2MPa，台数：2 台）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・代替燃料プール冷却系（台数：1 台）－○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領「ライナーの補修」－－（1.13）「破断箇所手動隔離操作」「サイフォンブレーク」（保管場所：西側保管場所，南側保管場所）

・放水砲（台数：2 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所）（容量：1,320m３/h/台，吐出圧力：1.2MPa，台数：2 台）

・可搬型代替注水大型ポンプ

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

略抑制のための戦

放射性物質拡散⑨

ル除熱戦略

使用済燃料プー⑧

ル注水戦略（1.12）

使用済燃料プー準の該当項目

技術的能力に係る審査基（1.11）

放水」「可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による

手順書等

・海

・海

－

－

－

－

－

－

水源

－

－

－

－

－

－

－

－

備考

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 10／ 11）

⑦

個別戦略

第 1表

重大事故等対応要員
9名

21 時間
以内

以内

重大事故等対応要員
9名

重大事故等対応要員
8名

当直要員（中操）
1名

－

－

－

重大事故等対応要員
8名

（目安）

必要人員

190 分

以内

210 分

中央操作

－

－

－

以内

210 分

（目安）

所要時間

添付 2.1.11－12

125V 主母線盤又は直流２Ａ・２Ｂ受電」「可搬型代替直流電源設備による緊急用直流線盤受電」「常設代替直流電源設備による緊急用 125V 主母

へ受電」「可搬型代替交流電源設備による緊急用Ｐ／Ｃへ受電」「可搬型代替交流電源設備による非常用Ｐ／Ｃ

び非常用Ｍ／Ｃ受電（現場からの起動）」「常設代替交流電源設備による緊急用Ｍ／Ｃ及動）」び非常用Ｍ／Ｃ受電（中央制御室からの起「常設代替交流電源設備による緊急用Ｍ／Ｃ及○非常時運転手順書（事象ベース）

手順書等（1.14）

準の該当項目

技術的能力に係る審査基・可搬型整流器

・可搬型代替交流電源設備（台数：4 台）

・常設代替直流電源設備

・可搬型代替交流電源設備（台数：4 台）

・可搬型代替交流電源設備（台数：4 台）

・常設代替高圧電源装置（台数：5 台）・常設代替高圧電源装置（台数：5 台）

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

－

－

－

－

－

－

水源

－

－

－

－

－

－

備考

個 別 戦 略 フ ロ ー に お け る 対 応 手 順 書 等 及 び 設 備 一 覧 （ 11／ 11）

注）本資料は，訓練等の実績により見直す可能性があり，使用設備，所要時間，必要人員等は最終的に各手順書に反映する

電源確保戦略

⑩

個別戦略

第 1表

190 分

操作不要

160 分

180 分

88 分

87 分

（目安）

所要時間

2名
重大事故等対応要員
6名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）－

6名

2名
重大事故等対応要員

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）

6名

2名
重大事故等対応要員

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）

2名

2名
重大事故等対応要員

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
2名

（目安）

必要人員

添付 2.1.11－13

火災発生時の対応

品質保証規程

原子炉施設
保安規定

大規模損壊発生時の対応

火災防護計画

力量設定
管理要項

原子力災害対策
業務要項

運転管理
業務要項

大規模損壊編

重大事故編※１【 重 大 事 故 等 対 策 要 領 （ 大 規 模 損 壊 編 ）】大規模損壊対応の適用条件
大規模損壊発生時の体制
大規模損壊発生時の対応○予兆情報による事前対応（プラント停止，ＲＣＩＣ起動など）○事象発生直後の対応，達成すべき目標設定○個別戦略フローへの展開○個別手順による対応操作
・炉心損傷緩和・原子炉格納容器破損緩和
・使用済燃料プール水位確保，燃料損傷緩和・放射性物質放出低減
・大規模損壊に伴う火災への対応
・その他（アクセスルート確保）※２【 重 大 事 故 等 対 策 要 領 （ 重 大 事 故 編 ）】・重大事故対応の各個別戦略を実行するため，可搬型設備の準備等，事故状況に応じて運転員操作と連携した事故対応を行う。

プラント挙動への影響評価実施した緩和対策の効果の評価

緊急作業時における放射線管理，モニタリング

連携【警報処置手順書，非常時運転手順書，非常時運転手
順書Ⅱ，非常時運転手順書Ⅲの対応】
・個別の操作手順に基づき，大規模損壊対応の各個別戦略を実行するための運転員操作行う。

第 1図

大規模損壊発生時の対応手順書体系図※１：大規模損壊災害対策本部長又は発電長が適用条件を判断した場合に，重大事故等対策要領（大規模損壊編）を用いた緩和措置を講じる。
※２：個別戦略フローへの展開…使用可能な設備を加味し，初動対応フローに基づき事象進展に応じた対応を選定
個別手順による対応操作…上記により決定した対応操作を必要な各手順を用いて実施

発電用原子炉施設の火災防護
・火災防護の組織における責任と権限
・自衛消防隊の体制
・消火手順（ 大 規 模 損 壊 時 の 放 水 砲 等 を 用 い た 火 災 対 応 に つ い て は 「 重 大 事 故 等 対 策 要 領 （ 大 規 模 損 壊 編 ）」 に 定 め る ）原子炉施設保安教育手順書

教育・訓練計画手順書

重大事故等対策要領

アクシデントマネジメントガイド

災害対策要領非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

非常時運転手順書（事象ベース）

警報処置手順書

添付資料 2.1.12
使用済燃料プール大規模漏えい時の対応について

1.

使用済燃料プールにおける事故対応
使用済燃料プールに大規模漏えいが発生した場合における，優先順位に従った事故対応例について以下に示す。

(1)

使用済燃料プールからの漏えいが発生した場合は，中央制御室から操作が可能であり，速やかな操作が可能である常設低圧代替
注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用
した使用済燃料プール注水を行う。

(2)(1)に よ る 使 用 済 燃 料 プ ー ル 注 水 を 行 え な い 場 合 ，使 用 済 燃 料 プールへのアクセスが可能であれば，準備から注水開始までの時間
が 比 較 的 短 い 恒 設 設 備（ 補 給 水 系 ，消 火 系 ）に よ る 使 用 済 燃 料 プ ール 注 水 を 行 う 。な お ，消 火 系 に よ る 使 用 済 燃 料 プ ー ル へ の 注 水 は ，
消火系による消火を必要とする火災が発生していないことが確認できた場合に実施する。

(3)(2)に よ る 使 用 済 燃 料 プ ー ル へ の 注 水 が 行 え な い 場 合 ，可 搬 型 代
替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水を
行う。

(4)

(1)，(2)，(3)に よ る 使 用 済 み 燃 料 プ ー ル 注 水 に よ り ，使 用 済 燃
料プール水位の維持ができない場合，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した
使用済燃料プールスプレイを行う。

添付 2.1.12－1

(5)(4)に よ る 使 用 済 燃 料 プ ー ル ス プ レ イ が 行 え な い 場 合 ，使 用 済 燃料プールへのアクセスが可能であれば，可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用
した使用済燃料プールスプレイを行い，困難な場合は，可搬型代
替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイを行う。

(6)

また，使用済燃料プールへの注水により使用済燃料プール水位の 維 持 が で き な い 場 合 ， (4) 又 は (5) の 使 用 済 燃 料 プ ー ル ス プ レ イと並行して，使用済燃料プールの漏えいを緩和するため，あらか
じめ準備している漏えい緩和のための資機材を用いた手段により，使用済燃料プール内側からの漏えい緩和を行う。

(7)(1) ～ (5) の 操 作 に よ る 建 屋 内 部 か ら の 使 用 済 燃 料 プ ー ル へ の 注
水，スプレイにより使用済燃料プールの水位上昇が確認できない
場合，可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲等を用いた建屋外部からの使用済燃料プールへの放水を行う。

添付 2.1.12－2

2.

重大事故を想定した使用済燃料プールの監視対応フロー
使用済燃料プールの水位が低下①

使用済燃料プールの状況，周辺環境の把握

使用済燃料プール水漏えい緩和対策，漏えい率評価の実施

NO

常設代替注水系ポンプは使
用可能か？

YES③
補 給 水 系 ，消 火 系 ※ １ ，可 搬 型 代 替 注 水 大 型
ポンプ，可搬型耐耐注水中型ポンプによる
注水②
常設低圧代替注水系ポンプ
による注水

NO

使用済燃料
プール水位は維持可能か？

YES④
使用済燃料プールへの
スプレイ※２

使用済燃料プールへの注水
継続※１：重大事故等へ対処するために消火が必要な火災が発生していないこと※２：資機材等による漏えい緩和措置が有効な場合は実施する

第１図

使用済燃料プール水位低下時の監視対応フロー

第１表

水位
温度

各設備の監視機能

計器名称

①

②

③

④

使用済燃料プール水位（ＳＡ広域）

○

○

○

○

使用済燃料プール温度（ＳＡ広域）

○

○

○

－※3

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

○

○

○

－※3

○

○

○

－※3

－

－

○

○

○

○

○

－※3

使用済燃料プールエリア放射線モ
空間線量率ニタ（低レンジ）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）

状態監視

使用済燃料プール監視カメラ※３：使用済燃料プールからの漏えいにより，使用済燃料プールの水位が使用済燃料ラック上端の位置を超えて低下する場合，水位の低下量に応じて計測できなくなる場合がある。

添付 2.1.12－3

3.

使用済燃料プールへの必要スプレイ流量について
使 用 済 燃 料 プ ー ル へ の 注 水（ 代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系 等 に よ る 注 水 ）によっても使用済燃料プール水位を維持できないような漏えいが生じた場合に実施する使用済燃料プールスプレイ戦略について，使用済燃料プール内に保管されている照射済燃料の冷却に必要なスプレ
イ流量を算出する。

(1)

評価条件
・使用済燃料プール内の冷却水が流出して照射済燃料が全露出している状態を想定する。
・崩壊熱除去に必要なスプレイ流量を算出する。
・ ス プ レ イ 水 の 温 度 は 保 守 的 に 見 積 も っ て も 35℃ で あ る が ， 顕 熱冷却による効果は考慮せずに，保守的に飽和水（大気圧における）と仮定する。
・想定する崩壊熱は，第 2 表，第 3 表及び第 4 表に示すとおり，
原 子 炉 運 転 中（ 運 転 開 始 直 後 ）と 原 子 炉 停 止 中（ 全 炉 心 燃 料 取 出後）の 2 ケースとする。

(2)

必要注水量の評価式
使用済燃料プールへの必要注水量は，崩壊熱による使用済燃料
プールの保有水の蒸発量に等しいとして扱い，以下の式で評価した。評価結果を第 5 表に示す。
Δ Ⅴ ／ Δ ｔ ＝ Ｑ ×10 ３ ×3,600／ （ hfg×ρ ）ΔⅤ／Δｔ： 必 要 注 水 量 ［ m ３ ／ h］

Ｑ

： 崩 壊 熱 ［ MW］

hfg： 飽 和 水 蒸 発 潜 熱 ［ kJ／ kg］（ ＝ 2,257kJ／ kg）

ρ： 注 水 密 度 ［ kg／ m ３ ］（ ＝ 958kg／ m ３ ）添付 2.1.12－4

第 2表

崩壊熱評価条件
原子炉運転中原子炉停止中照射期間／１サイクル

14 ヶ 月14 ヶ 月冷却期間／１サイクル

13 ヶ 月

13 ヶ 月停止期間※１30 日

30 日

1,48 6 体 ※ ２

1,48 6 体 ※ ３－764 体 ※ ３運転開始直後原子炉停止 9 日後※４

使用済燃料体数
定検時取出燃料体数
評価日※ １：過 去 の 定 期 検 査 に お け る 発 電 機 解 列 か ら 併 入 ま で の 期 間 の 実 績 よ り
も短い日数を設定した。
※ ２：使 用 済 燃 料 プ ー ル の 最 大 貯 蔵 量（ 2 ,25 0 体 ）か ら １ 炉 心 分 の 燃 料（ 7 64
体 ） を 除 い た 体 数 （ 1 ,486 体 ） が 貯 蔵 さ れ て い る も の と す る 。
※ ３ ： 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 最 大 貯 蔵 量 （ 2 ,25 0 体 ） の 燃 料 が 貯 蔵 （ 前 サ イ
ク ル ま で 原 子 炉 に 装 荷 さ れ て い た 取 出 燃 料 （ 76 4 体 ） ＋ 使 用 済 燃 料（ 1, 486 体 ）） さ れ て い る も の と す る 。
※ ４：過 去 の 全 燃 料 取 出 完 了 日 の 実 績 を 踏 ま え 余 裕 を 見 た 日 数 を 設 定 し た 。

添付 2.1.12－5

第3表

燃料取出スキーム（原子炉運転中）

使用済燃料プール
貯蔵燃料

冷却期間

燃料体数

崩壊熱
(MW)

8 サイクル冷却済燃料

8×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

142 体

0.047

7 サイクル冷却済燃料

7×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

168 体

0.059

6 サイクル冷却済燃料

6×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

168 体

0.064

5 サイクル冷却済燃料

5×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

168 体

0.072

4 サイクル冷却済燃料

4×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

168 体

0.085

3 サイクル冷却済燃料

3×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

168 体

0.110

2 サイクル冷却済燃料

2×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

168 体

0.161

1 サイクル冷却済燃料

1×（ 13 ヶ月＋30 日）＋30 日

168 体

0.283

定検時取出燃料

30 日

168 体

1.214

1,486 体2.095

合計（使用済燃料及び定検時取出燃料）

添付 2.1.12－6

第4表

燃料取出スキーム（原子炉停止中）

使用済燃料プール
貯蔵燃料

冷却期間

燃料体数

崩壊熱
(MW)

9 サイクル冷却済燃料

9×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

142 体

0.045

8 サイクル冷却済燃料

8×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.056

7 サイクル冷却済燃料

7×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.059

6 サイクル冷却済燃料

6×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.065

5 サイクル冷却済燃料

5×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.073

4 サイクル冷却済燃料

4×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.086

3 サイクル冷却済燃料

3×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.112

2 サイクル冷却済燃料

2×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.165

1 サイクル冷却済燃料

1×（13 ヶ月＋30 日）＋9 日

168 体

0.293

定検時取出燃料 5

9日

92 体

1.089

定検時取出燃料 4

9日

168 体

1.893

定検時取出燃料 3

9日

168 体

1.800

定検時取出燃料 2

9日

168 体

1.714

定検時取出燃料 1

9日

168 体

1.608

2,250 体9.058

合計（使用済燃料及び定検時取出燃料）

第5表

東海第二発電所において必要なスプレイ流量

崩壊熱

原子炉運転中原子炉停止中2.1［MW］

9.1［MW］

3.49［m３ ／h］

15.08［m３ ／h］

約 15.4［gpm］

約 66.4［gpm］

必要なスプレイ流量

添付 2.1.12－7

(3)

まとめ
東海第二発電所の使用済燃料プール内にある照射済燃料の冷却に必要なスプレイ流量を評価した。
この結果，使用済燃料プールの熱負荷が最大となるような組合せで照射
済燃料を貯蔵した場合でも，崩壊熱除去に必要なスプレイ流量は約15.1m３／hとなった。
東海第二発電所で配備する可搬型スプレイ設備（使用済燃料プールスプ
レイノズル（3 台），可搬型代替注水大型ポンプ）の流量は約 50m３ ／h であり，使用済燃料プール内にある照射済燃料はスプレイにより冷却可能である。また，NEI06-12 の使用済燃料プールスプレイ要求において示されている必要流量 200gpm（約 45.4m３ ／h）を上回る流量になっている。

添付 2.1.12－8

4.

使用済燃料プール水の大規模漏えい時の未臨界性評価
東海第二発電所の使用済燃料プールでは，ボロン添加ステンレス鋼製ラッ
クセルを平成 6 年 11 月に設置し，現在に至るまで燃料を貯蔵している。使用
済燃料プールには，通常は限られた体数の新燃料と照射済燃料を貯蔵するが，臨界設計では，新燃料及びいかなる燃焼度の照射済燃料を貯蔵しても十分安
全側の評価を得るように，炉心装荷時の無限増倍率が 1.30 となる燃料を用いて評価している。また，使用済燃料プール水温，ラック製造公差，ボロン
添加率，ラックセル内燃料配置それぞれについて最も結果が厳しくなる状態で評価している。未臨界性評価の基本計算条件を第 6 表に，ラック形状が確保された状態を前提とした計算体系を第 2 図に示す。
仮に使用済燃料プール水が大規模漏えいし，使用済燃料プールのスプレイ設備が作動する状態となった場合には，使用済燃料プールの水密度が減少することにより，ラックセル内で中性子を減速する効果が減少し，実効増倍率を低下させる効果が生じる。一方，ラックセル間では水及びラックセルによる中性子を吸収する効果が減少するため，隣接ラックへの中性子の流れ込みが強くなり，実効増倍率を増加させる効果が生じる。
低水密度状態を想定した場合の使用済燃料プールの実効増倍率は上記の 2
つの効果のバランスにより決定されるため，ラックの材質・ピッチの組合せ
によっては通常の冠水状態と比較して未臨界性評価結果が厳しくなる可能性がある。
そこで，東海第二発電所の使用済燃料プールにおいて水密度を一様に 1.0～0.0g／cm ３ と変化させて実効増倍率を計算したところ，中性子の強吸収体であるラックセル中のボロンの効果により，実効増倍率を増加させる効果がある隣接ラックへの中性子の流れ込みが抑制されることから，第 3 図に示す
とおり，水密度の減少に伴い実効増倍率は単調に減少する結果が得られた。
添付 2.1.12－9

ボロンは共用期間中に中性子を吸収し，中性子の吸収体としての効果が低下することが考えられるが，仮に共用期間を 60 年としても効果の低下はごくわずかである。このため，水密度が減少する事象が生じた場合でも未臨界は維持されることとなる。
なお，解析には，米国オークリッジ国立研究所（ＯＲＮＬ）が米国原子力規制委員会（ＮＲＣ）の原子力関連許認可評価用として作成したモンテカル
ロ法に基づく３次元多群輸送計算コードであり，米国内及び日本国内の臨界安全評価に広く使用されているＳＣＡＬＥシステムを用いた。

添付 2.1.12－10

第6表

未臨界性評価の基本計算条件
項目

燃料種類

燃料仕様

仕様
９×９燃料（Ａ型）※１

U235 濃縮度wt％

ペレット密度

理論密度の 97％

ペレット直径0.96 ㎝

被覆管外径1.12 ㎝

被覆管厚さ

0.71 ㎜

燃料有効長

3.71m

ラックタイプキャン型

ラックピッチ㎜

材料

ボロン添加ステンレス鋼

使用済燃料ラック
ボロン濃度

wt％

※２

㎜

板厚
内のり

㎜

※１：未臨界性評価用燃料集合体（ k∞＝1.3 未燃焼組成，Gd なし）※２：ボロン濃度の解析使用値は，製造公差下限値とする。

添付 2.1.12－11

第2図

角管型ラックの計算体系

第3図

実効増倍率の水密度依存性

添付 2.1.12－12

5.

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）について代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）によるスプレイは，使用済
燃料プールにアクセスすることなくスプレイできるように，スプレイヘッダ
1 台を使用済燃料プール近くに常時設置する。本スプレイヘッダ 1 台は，燃料損傷を緩和するとともに，スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により，環境への放射性物質放出を可能な限り低減することが可能な設計とする。

添付 2.1.12－13

添付資料 2.1.13放水砲の設置位置及び使用方法等について

1.
(1)

放水砲による具体的なプラント事故対応
放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への消
火活動の具体的な対応例
ａ．放水砲の使用の判断
次のいずれかに該当する場合又はそのおそれがある場合は，放水砲を使用する。
・原子炉格納容器への注水及びスプレイが低圧代替注水系格納容器ス
プレイ流量，低圧代替注水系格納容器下部注水流量により確認で
きず，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力の上昇が確認され，原子炉格納容器の破損のおそれがあると判断した場
合・原子炉建屋水素濃度が 2vol％に到達した場合，原子炉格納容器内の水素排出のため格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベントによる水素排出ができず，原子炉建屋水素濃度の上昇が継続することにより，ブローアウトパネル（ブローアウトパネル閉止装置使用後については，ブローアウトパネル閉止装置）を開放す
る場合
・代替燃料プール注水系による使用済燃料プールスプレイが実施できない場合，又は使用済燃料プールスプレイを実施しても水位が維持できない場合・プラントの異常によるモニタリング・ポスト等の指示値の有意な変動の確認により，原子炉格納容器及び原子炉建屋の破損があると判断した場合添付 2.1.13－1

添付資料 2.1.13
・航空機燃料火災が発生した場合
ｂ．放水砲の設置位置の判断
放水砲の設置位置として，大気への放射性物質の拡散抑制の場合はあらかじめ設置位置候補を複数想定しているが，現場からの情報（風向き，損傷位置（高さ，方位））等を勘案し，災害対策本部長が総合的に判断して，適切な位置からの放水を重大事故等対応要員へ指示する。
また，消火活動の場合は，火災の状況（アクセスルート含む）等を勘案し，設置位置を確保したうえで，適切な位置から放水する。
ｃ．放水砲の設置位置と原子炉建屋（原子炉格納容器又は使用済燃料プール）への放水可能性
前述のとおり，放水砲は状況に応じて適切な場所に設置する。原子炉
建屋中心から約 80m の範囲内に放水砲を仰角 65°（泡消火放水の場合
は，原子炉建屋中心から約 50m の範囲内に放水砲を仰角 75°）で設置
すれば，原子炉建屋トップ（屋根トラス）まで放水することができることから，原子炉格納容器又は使用済燃料プールへの放水は十分に可能である。
また，海水取水箇所については複数箇所を想定するとともに，ホースの敷設ルートについても，その時の被害状況や火災の状況を勘案して柔軟な対応ができるよう複数の敷設ルートを確保し，複数のアクセスルー
トを想定した手順及び設備構成とする。
なお，大気への放射性物質の拡散抑制の場合は，放射性物質を含む汚染水が一般排水路を通って雨水排水路集水桝から海へ流れることを想定し，汚濁防止膜を設置することにより海洋への放射性物質の拡散抑制を行う。

添付 2.1.13－2

2.
(1)

放水砲の設置位置について
海水放水（放射性物質拡散抑制）の場合

図1

放水砲設置位置（海水放水の場合）

添付 2.1.13－3

図2

射程と射高の関係（海水放水，放水砲設置位置Ａからの場合）

添付 2.1.13－4

図3

射程と射高の関係（海水放水，放水砲設置位置Ｂからの場合）

添付 2.1.13－5

図4

射程と射高の関係（海水放水，放水砲設置位置Ｃからの場合）

添付 2.1.13－6

図5

射程と射高の関係（海水放水，放水砲設置位置Ｄからの場合）

添付 2.1.13－7

(2)泡消火放水（航空機燃料火災）の場合

図6

放水砲設置位置（泡消火放水の場合）

添付 2.1.13－8図7

射程と射高の関係（泡消火放水，放水砲設置位置Ｅからの場合）

添付 2.1.13－9図8

射程と射高の関係（泡消火放水，放水砲設置位置Ｆからの場合）

添付 2.1.13－10図9

射程と射高の関係（泡消火放水，放水砲設置位置Ｇからの場合）

添付 2.1.13－11

3.

放水砲の放射方法について
放水砲の放射方法としては，噴射ノズルを調整することで直状放射と噴霧
放射の切替えが可能であり，直状放射はより遠くまで放水できるが，噴霧放
射は直状放射よりも，より細かい水滴径が期待できる。
放射性プルーム放出時には，放水砲により放水した水により，放射性プルームに含まれる微粒子状の放射性物質が除去されることが期待できるが，微粒子状の放射性物質の粒子径は，0.1μm～0.5μm と考えられ，この粒子径の微粒子の水滴による除去機構は，水滴と微粒子の慣性衝突作用（水滴径0.3mmφ 前後で最も衝突作用が大きくなる）によるものであり，噴霧放射を活用することで，その衝突作用に期待できる。また，水滴と微粒子の相対速度を大きくし，水の流量を大きくすることで除去効果の増大が期待できる。
したがって，プルーム放出時の放水砲の放射方法としては，以下のとおり
とする。

(1)

原子炉建屋（原子炉格納容器又は使用済燃料プール）の破損箇所が確認できる場合原子炉建屋損壊部に向けて放水し，噴射ノズルを調整することにより噴霧放射で損壊箇所を最大限覆うことができるように放射する。
(2)

原子炉建屋（原子炉格納容器又は使用済燃料プール）の破損箇所が不明な場合
原子炉建屋の中央に向けて放水する。
なお，直状放射でしか届かない場合においても，到達点では霧状になっていることから（図 10 参照），放射性物質の除去に期待できる。

添付 2.1.13－12

全景
図 10

到達点での状態
直状放射による放水（放水訓練）

添付 2.1.13－13

添付資料2.1.14
竜巻に対する可搬型重大事故等対処設備の離隔について

竜巻に対する設備の防護対策については，竜巻被害幅を考慮し設計基準事故
対処設備，常設重大事故等対処設備及び可搬型重大事故等対処設備が同時に機能喪失しないよう，可搬型重大事故等対処設備を原子炉建屋等から十分に離隔した保管場所に配置するとともに，当該設備同士も十分に距離をとって配置することとしている。

(1)

竜巻被害幅の考え方
可搬型重大事故等対処設備の分散配置検討においては，日本国内で観測された最大の竜巻であるＦ３竜巻を超えるＦ４竜巻による評価を行った。
評価に用いたパラメータは第 1 表に示すとおり。

第1表
最大風速
Ｖ Ｄ （m／s）
116※１

評価竜巻のパラメータ

移動速度
Ｖ Ｔ （m／s） ※２

最大接線風速Ｖ Ｒｍ （m／s） ※２

最大接線風速半径Ｒ ｍ （m） ※２

17.4

98.6

30

※１：Ｆ４竜巻風速 93～116m／s の最大値を採用※２：原子力発電所の竜巻影響評価ガイドに従い設定

ランキン渦による竜巻モデルでは，渦の中心が速度Ｖ Ｔ で移動し，渦の中心から渦外周までは回転速度が一定であり，接線方向の風速は半径に比例し増加することを仮定する。第 1 図にランキン渦による風速分布の概念
図を，第 2 図にＦ４竜巻中心からの距離と風速の関係を示す。

添付 2.1.14－1

VD=V Rm＋VT
風速

進行方向

Rm=30m

距離

VT

VRm
第1図

ランキン渦による風速分布の概念図

140
風速
風速（m/s）

120
100
80
60
40
20
0
0

50

100

150

200

250

300

350

400

450

500

550

600

竜巻中心からの距離（m）

第2図

Ｆ４竜巻中心からの距離と風速

被害幅については，竜巻による可搬型重大事故対処設備設備等の浮き上がりに伴う損傷及び飛来物の衝突による損傷を想定し，これらの設備等が浮き上がる風速となる竜巻の領域を被害幅と見なす。

(1)

可搬型重大事故等対処設備等が被害を受ける幅について
可搬型重大事故等対処設備等の浮き上がりについては，浮き上がりやす
添付 2.1.14－2

い（空力パラメータが大きい）タンクローリを，飛来物による損傷は，設計飛来物である鋼製材について，各々評価を行った。
浮き上がりの評価方法は，参考 1 に示すとおり，ランキン渦モデルに対し，タンクローリの空力パラメータより浮き上がりの生じる風速を求め，竜巻の中心からの距離を算出した。
タンクローリの空力パラメータ 0.0050 より算出された，浮き上がりの生じる距離は約 48m であった。タンクローリの浮き上がりに伴う被害幅を，当該距離を半径とした円と考え，約 96m とする。
飛来物による損傷については，鋼製材の空力パラメータ 0.0065 より算出された，浮き上がりの生じる距離は約 55m であった。鋼製材が浮き上がり設備を損傷させる被害幅を，同様に浮き上がりの生じる距離を半径とした円と考え，約 110m とする。
第 3 図に示すとおり，上記の被害幅のうち大きい方となる，直径 110mの竜巻の中心が原子炉建屋内に設置している非常用ディーゼル発電機を通過すると想定し，原子炉建屋内に設置している非常用ディーゼル発電機が機能喪失に至った場合においても，分散配置する可搬型代替低圧電源車が防護されると期待できることから，喪失した当該機能の回復措置を講じることが可能である。

添付 2.1.14－3

第3図

竜巻被害幅の範囲と可搬型重大事故等対処設備の位置関係

第 2 表に，東海第二発電所の竜巻影響評価において用いた設計飛来物と可搬型重大事故等対処設備の代表的な空力パラメータを示す。

添付 2.1.14－4

第2表
名

飛来物源の空力パラメータ等

称【設計飛来物】鋼製材
可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替低圧電源車
可搬型ケーブル運搬車
放水砲
タンクローリ
ホイールローダ
大型ポンプ用送水ホース展張車（300A）
可搬型代替注水中型ポンプ
中型ポンプ用送水ホース展張車

サイズ（m）[長さ×幅×高さ]
4.2×0.3×0.2
11.995×2.49×3.47
6.88×2.2×2.94
7.01×2.2×2.72
4.48×1.92×2.03
5.91×2.2×2.46
6.895×2.55×3.11

質量
（kg）
135
22,700
7,760
7,270
3,020
4,350
9,815

空力パラメータ
CDA/m（m ２ /kg）
0.00650.00240.00360.00370.00480.00500.0032

8.44×2.49×3.32

21,9300.00188.3×2.49×3.58
8.255×2.49×3.63

14,92015,4700.00270.0026

第 4 図及び第 5 図は，それぞれの竜巻の規模（最大風速 100m／s 及び 116m／s）に対し，空力パラメータと飛来物の位置関係（初期位置）を表したものであり，上記に示す各飛来物源の空力パラメータがグラフの線から下部の領域となるような位置に存在すれば，当該資機材等が浮き上がることはない。
例えば，風速 100m／s を超えるような 116m／s の竜巻が発生した場合においても，タンクローリであれば，竜巻中心から約 48m 程度離れていれば浮き上がることはない評価となる。
なお，設計飛来物を超える運動エネルギ及び貫通力を持つ資機材等について
は，飛来物発生防止対策を実施することとしている。
以上より，設計竜巻を超える風速 116m／s の竜巻が東海第二発電所を通過する場合を想定しても，可搬型重大事故等対処設備，並びに原子炉建屋に設置している常設重大事故等対処設備及び設計基準事故対処設備が同時に機能喪失す
ることはない。

添付 2.1.14－5

0.1
0.09

浮き上がりあり空力パラメータ (m2/kg)

0.08
0.07

最大風速100m/sの竜巻

0.06

最大風速116m/sの竜巻

0.05
0.04
0.03
（第 5 図で拡大）

0.02

浮き上がりなし

0.01
0
0

50

100

150

200

250

竜巻中心からの飛来物の位置 (m)第4図

空力パラメータと竜巻中心からの飛来物の位置（その１）

0.016
最大風速100m/sの竜巻

空力パラメータ (m2/kg)

0.014

最大風速116m/sの竜巻

0.012
0.01
0.008
0.00650.006

0.00500.004
0.002
鋼製材：約55m

タンクローリ：約48m

0
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

竜巻中心からの飛来物の位置 (m)第5図

空力パラメータと竜巻中心からの飛来物の位置（その２）添付 2.1.14－6

参考１

ランキン渦モデルによる浮き上がり速度の算出

y
ｒ

Vｒｏｔ

Vθ
Ｖ θ：竜巻の接線方向風速

Vｒ

Ｖ ｒ ：竜巻の周方向風速
Ｖ Ｖ ：竜巻の鉛直方向風速

Rｍx

Ｖ ｔ ：竜巻の移動速度
Ｖ ｒｏ ｔ ：竜巻の旋回風速Vｔ

Ｖ Ｒｍ ：竜巻の最大旋回風速
Ｖ Ｄ ：竜巻の最大風速
ｒ：竜巻中心からの飛来物の位置
Ｒ ｍ ：竜巻の旋回風速が最大となる半径（＝30m）CD A（空力パラメータ）
m

2g
VV VD

2

VV

2

が成立すれば，物体は浮き上がることとなる。したがって，前ページの第 4 図及び第 5 図において，折れ線から下部の領域に空力パラメータがあれば当該の物体は浮き上がらないことを意味す
る。

4

VV

3 5
Vrot

Vrot

r
V Rm
Rm
Rm
V Rm
r

(if 0 ≦ r ≦ R m )(if R m ≦ r )ここでＶ Ｒｍ はｒ =Ｒ ｍ のときのＶ ｒｏｔ であり，Ｖ ｒｏｔ の最大値。そのとき，最大風速Ｖ
Ｄ

は，

VD

V Rm

Vt

VRm

0.15V D

添付 2.1.14－7

添付 2.1.15－1

消火戦略

②

ト確保戦略

アクセスルー①

個別戦略「消火活動」「がれき撤去」ート確保」「状況確認とアクセスル

手順書等

（2.1）

（1.0）

（2.1）

（1.0）

当項目

る審査基準の該技術的能力に係

保管場所）

・放水砲（台数：2 台）（保管場所：西側保管場所，南側

所：西側保管場所，南側保管場所）／h／台，吐出圧力：1.2MPa，台数：2 台）（保管場

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）（容量：1,320m３

場所，南側保管場所，予備機置場）

吐出圧力：0.8MPa，台数：5 台）（保管場所：西側保管・可搬型代替注水中型ポンプ（容量：2,000L／min／台，

所，監視所付近）

圧力：0.85MPa，台数：2 台）（保管場所：西側保管場

・水槽付消防ポンプ自動車（容量：168m３／h／台，吐出所付近）

1.0MPa，台数：2 台）（保管場所：南側保管場所，監視・化学消防自動車（容量：670L／min／台，吐出圧力：（保管場所：西側保管場所，南側保管場所）

・ガス溶断機（台数：2 台）所）

・油圧ショベル（台数：1 台）（保管場所：南側保管場

・ブルドーザ（台数：1 台）（保管場所：南側保管場所）

所，南側保管場所，予備機置場）

・ホイールローダ（台数：5 台）（保管場所：西側保管場（保管場所，仕様等）

・取水箇所

・消火栓

－

－

－

－

断用

排気ダクト切新廃棄物建屋

時間は変動

模により所要被災状況・規

備考

－

40 分

1.44km／h

30 分

（目安）

所要時間

×：基準津波を満足しない設備に期待する手順△：基準津波を満足する設備に期待する手順

水源×：基準地震動を満足しない設備に期待する手順△：基準地震動を満足する設備に期待する手順

自衛消防隊員9名
重大事故等対応要員
8名

重大事故等対応要員
2名

重大事故等対応要員
2名

重大事故等対応要員
2名

（目安）

必要人員

○

○

○

○

衝突

航空機

○

○

○

○

地震

○

○

○

○

津波

○

○

○

○

竜巻

・燃料補給

確保

・アクセスルート

－

－

－

必要な手順

手順成立のために

×：原子炉建屋を通過する竜巻で機能が喪失する

×：損傷する可能性が高い設備に期待する手順△：衝突箇所によって使用可能である設備に期待する手順

主要な使用設備

航空機衝突に対する各対応操作の適用性の評価○：衝突箇所に対して多重性を有している設備に期待する手順
地震に対する各対応操作の適用性の評価○：基準地震動に対して一定程度裕度を有する設備に期待する手順
津波に対する各対応操作の適用性の評価○：基準津波に対して一定程度裕度を有する設備に期待する手順
竜巻に対する各対応操作の適用性の評価○：原子炉建屋を通過する竜巻でも機能が維持される

外部事象に対する対応操作の適合性について

添 付 資 料 2.1.15

添付 2.1.15－2

略

原子 炉 停 止戦

③

個別戦略

当項目

る審査基準の該技術的能力に係挿入」

確保後の，制御棒手動

圧系駆動水圧の差圧

圧力と制御棒駆動水「原子炉圧力容器内のチによる制御棒挿入」「スクラム個別スイッ合）（スクラム弁開の場

手動スクラム操作」「スクラムリセット後

作」「計器用空気系排気操ラム弁閉の場合）

引き抜き操作」（スク

弁継電器用ヒューズ「スクラム・パイロットの手動操作」「選択制御棒挿入機構の手動挿入操作」「代替制御棒挿入機能「ほう酸水注入操作」（1.1）○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

手順書等

－

－

－

－

－

－

－

・ほう酸水貯蔵タンク（容量：19.5m３，台数：1 台）

870m，台数：2 台）・ほう酸水ポンプ（容量：9.78m３／h／台，揚程：

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

ンク

－

－

－

－

－

－

－

・ほう酸水貯蔵タ

水源

－

－

－

－

－

－

－

－

備考

329分

128分

中央操作

73分

中央操作

中央操作

中央操作

中央操作

（目安）

所要時間

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）
1名

（目安）

必要人員

△

△

△

△

△

△

△

△

衝突

航空機

×

○

○

×

○

○

○

○

地震

△

○

○

○

○

○

○

○

津波

○

○

○

○

○

○

○

○

竜巻

－

－

－

－

－

－

－

－

必要な手順

手順成立のために

添付 2.1.15－3

略

原子炉停止戦③

個別戦略「原子炉水位低下操作」

らの排水操作」

引抜配管ベント弁か「制御棒駆動水圧系の

手順書等

（1.1）

の該当項目

係る審査基準技術的能力に－

水源

・復水貯蔵タンク

揚程：196.6m，台数：1 台）・高圧炉心スプレイ系ポンプ（容量：1,576.5m３／h／台，・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

869m，台数：1 台）・原子炉隔離時冷却系ポンプ（容量：142m３／h／台，揚程：・制御棒駆動水ポンプ（容量：46.3m３／h／台，揚程：823m，・復水貯蔵タンク
台数：2 台）

台数：3 台）・低圧復水ポンプ（容量：3,792m３／h／台，揚程：94.5m，・高圧復水ポンプ（容量：3,792m３／h／台，揚程：365.8m，・復水器
台数：3 台）台，揚程：762m，台数：2 台）

・電動機駆動原子炉給水ポンプ（容量：2,157.5m３／h／－

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

－

－

－

－

備考

中央操作

982分

（目安）

所要時間

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）2名
当直要員（現場）
2名

（目安）

必要人員

△

△

△

△

△

衝突

航空機

○

○

×

×

×

地震

△

○

×

×

○

津波

○

○

×

×

○

竜巻

・電源の確保・電源の確保・電源の確保－必要な手順

手順成立のために

添付 2.1.15－4

略

原子 炉 注水 戦

④

個別戦略

の該当項目

係る審査基準技術的能力に主要な使用設備（保管場所，仕様等）

炉注水」「補給水系による原子注水」「消火系による原子炉

る原子炉注水」「代替循環冷却系によ水」

設）による原子炉注「低圧代替注水系（常水」水系）による原子炉注「残留熱除去系（低圧注による原子炉注水」「低圧炉心スプレイ系

炉注水」「給・復水系による原子

による原子炉注水」「高圧炉心スプレイ系（1.13）

（1.4）

（1.3）

（1.2）

水源

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・多目的タンク

ク

・ろ過水貯蔵タン・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・代替淡水貯槽・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・復水移送ポンプ（容量：145.4m３／h／台，揚程：85.4m，・復水貯蔵タンク
台数：2 台）

90m，台数：1 台）・ディーゼル駆動消火ポンプ（容量：260m３／h／台，揚程：200m，台数：1 台）

・代替循環冷却系ポンプ（容量：200m３／h／台，揚程：200m，台数：2 台）・常設低圧代替注水系ポンプ（容量：200m３／h／台，揚程：85.3m，台数：3 台）・残留熱除去系ポンプ（容量：1,691.9m３／h／台，揚程：・低圧炉心スプレイ系ポンプ（容量：1,638.3m３／h／台，・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ
揚程：169.5m，台数：1 台）

台数：3 台）・低圧復水ポンプ（容量：3,792m３／h／台，揚程：94.5m，・高圧復水ポンプ（容量：3,792m３／h／台，揚程：365.8m，・復水器
台数：3 台）台，揚程：762m，台数：2 台）

・電動機駆動原子炉給水ポンプ（容量：2,157.5m３／h／

揚程：196.6m，台数：1 台）・高圧炉心スプレイ系ポンプ（容量：1,576.5m３／h／台，・復水貯蔵タンク○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント），非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領

手順書等

－

－

－

－

－

－

－

－

備考

105分

56分

中央操作

中央操作

中央操作

中央操作

中央操作

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）
1名

（目安）

（目安）

中央操作

必要人員

所要時間

△

△

△

△

△

△

△

△

衝突

航空機

×

×

○

○

○

○

×

○

地震

△

△

○

○

○

○

×

△

津波

×

×

○

○

○

○

×

○

竜巻

・電源の確保－・電源の確保・電源の確保・電源の確保・電源の確保・電源の確保・電源の確保必要な手順

手順成立のために

添付 2.1.15－5

原子炉注水戦略④

個別戦略

原子炉注水」「高圧代替注水系によるよる原子炉注水」「原子炉隔離時冷却系に型）による原子炉注水」「低圧代替注水系（可搬

原子炉注水」「ほう酸水注入系によるる原子炉注水」「制御棒駆動水圧系によ

手順書等

・復水貯蔵タンク

水源

吐出圧力：0.8MPa，台数：5 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）（1.4）（1.13）

程：872m，台数：1 台）・常設高圧代替注水系ポンプ（容量：136m３／h／台，揚程：869m，台数：1 台）・原子炉隔離時冷却系ポンプ（容量：142m３／h／台，揚・可搬型代替注水中型ポンプ（容量：2,000L／min／台，所，南側保管場所，予備機置場）

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・復水貯蔵タンク・海・西側淡水貯水設備

合施できない場

中央操作が実－－い場合は535分

する場合

58分

中央操作

中央操作

以内）

車を使用しな（ホース運搬場操作で実施

系統構成を現205 分 以内以内）

い場合は535分

する場合

出圧力：1.2MPa，台数：3 台）（保管場所：西側保管場（ホース運搬205 分 以内

60分

車を使用しな

系統構成を中

準備

継続注水

中央操作

中央操作

（目安）

所要時間

央操作で実施・代替淡水貯槽

ク

注水開始

－

備考

・可搬型代替注水大型ポンプ（容量：1,320m３／h／台，吐台数：2 台）・ほう酸水ポンプ（容量：9.78m３／h／台，揚程：870m， ・ほう酸水貯蔵タン

823m，台数：2 台）

・制御棒駆動水ポンプ（容量：46.3m３／h／台，揚程：

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

（1.3）

（1.2）

当項目

る審査基準の該技術的能力に係△△

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
2名

△

○

○

△

△

△

衝突

航空機

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）1名

当直要員（現場）
3名
重大事故等対応要員
11名

当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
8名

当直要員（現場）2名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）
1名

（目安）

必要人員

○

○

○

○

○

×

○

×

地震

○

○

○

○

○

○

○

△

津波

○

○

○

○

○

○

○

○

竜巻

－

－

－

・燃料補給

・アクセスルート の
確保

・燃料補給

・アクセスルート の確保

・電源の確保・電源の確保・電源の確保な手順

手順成立のために必要

添付 2.1.15－6

略

原子 炉 注水 戦④

個別戦略

駆動系による減圧」「非常用逃がし安全弁型蓄電池による減圧」「逃がし安全弁用可搬

よる減圧」「非常用窒素供給系にによる減圧」「タービン・バイパス弁による減圧」「原子炉隔離時冷却系

原子炉減圧」「逃がし安全弁による手順書等（1.13）

（1.4）

（1.3）

（1.2）

の該当項目

係る審査基準技術的能力に・非常用逃がし安全弁駆動系

・逃がし安全弁用可搬型蓄電池（体数：2 体）・高圧窒素ボンベ（本数：20 本）・タービン・バイパス弁（台数：5 台）

869m，台数：1 台）・原子炉隔離時冷却系ポンプ（容量：142m３／h／台，揚程：・逃がし安全弁（台数：18 台（自動減圧機能付：7 台））

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

－

－

－

－

－

－

水源

－

－

－

－

－

－

備考

120分

56分

281分

中央操作

中央操作

中央操作

（目安）

所要時間

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）
1名

（目安）

必要人員

△

△

△

△

△

△

衝突

航空機

×

○

○

×

○

○

地震

○

○

○

○

○

○

津波

○

○

○

○

○

○

竜巻

－

－

－

－

－

－

な手順

手順成立のために必要

添付 2.1.15－7

略

水素爆発防止戦

⑤

個別戦略

当項目

る審査基準の該技術的能力に係
主要な使用設備（保管場所，仕様等）

放」「ブローアウトパネル開起動」「可燃性ガス濃度制御系

ト」

置による 格納容器 ベン「格納容器圧力逃がし装の窒素注入」

よる原子 炉格納容 器へ「可搬型窒素供給装置に酸素濃度監視」「原子炉格納容器内水素・（1.10）（1.9）

・ブローアウトパネル閉止装置

・ブローアウトパネル台）

・再結合装置，ブロワ（容量：340Nm３／h／台，台数：2

・格納容器圧力逃がし装置（台数：1 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所）

・窒素供給装置用電源車（台数 2 台）台）

・可搬型窒素供給装置（容量：200Nm３／h／台，台数：4・格納容器雰囲気モニタ

・格納容器内酸素濃度（SA）

・格納容器内水素濃度（SA）○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント），重大事故等対策要領

手順書等

－

－

－

－

－

－

－

－

－

水源

の場合

置が閉止状態

パネル閉止装ブローアウト

－

－

場合

現場操作の

－

使用する場合東側接続口を使用する場合西側接続口を

－

－

備考

50分

60分

プ運転：180 分）（ウォームアッ

中央操作

以内

210 分

中央操作

115分

135分

中央操作

中央操作

（目安）

所要時間

重大事故等対応要員
2名

重大事故等対応要員
2名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
3名
重大事故等対応要員
3名

重大事故等対応要員
6名

重大事故等対応要員
6名

当直要員（中操）
1名

（目安）

必要人員

△

△

△

△

△

△

△

△

衝突

航空機

○

○

×

○

○

○

×

○

地震

○

○

○

○

○

○

○

○

津波

○

○

○

○

○

○

○

○

竜巻

－

－

・電源の確保

－

－

－

－

－

な手順

手順成立のために必要

添付 2.1.15－8

戦略格納 容 器 除熱

⑥-1

個別戦略

の該当項目

係る審査基準技術的能力に主要な使用設備（保管場所，仕様等）

容器スプレイ」「補給水系による格納器スプレイ」「消火系による格納容

炉格納容器除熱」

冷却装置による原子「ドライウェル内ガス

熱」

る原子炉格納容器除「代替循環冷却系によイ」

よる格納容器スプレ

イ冷却系（可搬型）に「代替格納容器スプレる格納容器スプレイ」

イ冷却系（常設）によ「代替格納容器スプレ

除熱」

よる原子炉格納容器

冷却又はスプレイに「残留熱除去系による－85.4m，台数：2 台）・復水移送ポンプ（容量：145.4m３／h／台，揚程：

程：90m，台数：1 台）・復水貯蔵タンク・多目的タンク・ディーゼル駆動消火ポンプ（容量：260m３／h／台，揚 ・ろ過水貯蔵タンク

・ドライウェル内ガス冷却装置（台数：5 台）

200m，台数：1 台）

・代替循環冷却系ポンプ（容量：200m３／h／台，揚程：

－

－

－

－

合

現場操作で

系統構成を

（1.13）

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・海水

合

実施する場

中央操作で

系統構成を

－

－

備考

実施する場

側保管場所，南側保管場所，予備機置場）

台，吐出圧力：0.8MPa，台数：5 台）（保管場所：西・西側淡水貯水設備

・代替淡水貯槽・代替淡水貯槽・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

水源

（1.6）

（1.5）

・可搬型代替注水中型ポンプ（容量：2,000L／min／

管場所，南側保管場所，予備機置場）

吐出圧力：1.2MPa，台数：3 台）（保管場所：西側保・可搬型代替注水大型ポンプ（容量：1,320m３／h／台，

程：200m，台数：2 台）・常設低圧代替注水系ポンプ（容量：200m３／h／台，揚程：85.3m，台数：2 台）・残留熱除去系ポンプ（容量：1,691.9m３／h／台，揚○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領

手順書等

106分

58分

中央操作

中央操作

分以内）

い場合は535

車を使用しな（ホース運搬205 分 以内分以内）

い場合は535

車を使用しな（ホース運搬205 分 以内

中央操作

中央操作

（目安）

所要時間

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名
当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）2名

当直要員（現場）
3名
重大事故等対応要員
11名

当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
8名

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）
1名

（目安）

必要人員

△

△

△

△

○

○

△

△

衝突

航空機

×

×

×

○

○

○

○

○

地震

△

△

○

○

○

○

○

○

津波

×

×

○

○

○

○

○

○

竜巻

・電源の確保－・電源の確保・電源の確保・アクセスルートの確保
・燃料補給

・アクセスルートの確保
・燃料補給

・電源の確保・電源の確保な手順

手順成立のために必要

添付 2.1.15－9

る格納容器ベント」「耐圧強化ベントによ（1.13）

（1.6）

ベント」

戦略

（1.5）

装置による格納容器の該当項目

係る審査基準技術的能力に

格納 容 器除 熱「格納容器圧力逃がし

手順書等

⑥-1

個別戦略

・耐圧強化ベント

・格納容器圧力逃がし装置（台数：1 台）

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

－

－

－

水源

－

場合

現場操作の

－

備考

中央操作

以内

210 分

中央操作

（目安）

所要時間

△

△

当直要員（現場）
3名
重大事故等対応要員
3名
当直要員（中操）
1名

△

衝突

航空機

当直要員（中操）
1名

（目安）

必要人員

○

○

○

地震

○

○

○

津波

○

○

○

竜巻

－

－

－

な手順

手順成立のために必要

添付 2.1.15－10

戦略格納 容 器除 熱

⑥-2

個別戦略

の該当項目

係る審査基準技術的能力に主要な使用設備（保管場所，仕様等）

・海水

・西側淡水貯水設備

・代替淡水貯槽・代替淡水貯槽

水源

吐出圧力：1.2MPa，台数：3 台）（保管場所：西側保管場所，南側保管場所，予備機置場）（可搬型）によるウェ

ル注水」

程：200m，台数：2 台）・常設低圧代替注水系ポンプ（容量：200m３／h／台，揚85.4m，台数：2 台）・復水移送ポンプ（容量：145.4m３／h／台，揚程：

程：90m，台数：1 台）・海水・代替淡水貯槽・代替淡水貯槽・復水貯蔵タンク・多目的タンク・ディーゼル駆動消火ポンプ（容量：260m３／h／台，揚 ・ろ過水貯蔵タンク

・可搬型代替注水大型ポンプ（容量：1,320m３／h／台，（1.13）（1.10）

（1.8）

（1.7）

（1.6）

側保管場所，南側保管場所，予備機置場）

台，吐出圧力：0.8MPa，台数：5 台）（保管場所：西・可搬型代替注水中型ポンプ（容量：2,000L／min／

管場所，南側保管場所，予備機置場）

吐出圧力：1.2MPa，台数：3 台）（保管場所：西側保・可搬型代替注水大型ポンプ（容量：1,320m３／h／台，

程：200m，台数：2 台）・常設低圧代替注水系ポンプ（容量：200m３／h／台，揚「格納容器頂部注水系

注水」（常設）によるウェル「格納容器頂部注水系

スタル注水」「補給水系によるペデタル注水」「消火系によるペデス

スタル注水」（可搬型）によるペデ「格納容器下部注水系

タル注水」（常設）によるペデス「格納容器下部注水系○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント），非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領

手順書等

－

－

－

－

－

－

備考

分以内）

い場合は 535

車を使用しな（ホース運搬205 分 以内

中央操作

103 分

54 分

分以内）

い場合は 535

車を使用しな（ホース運搬205 分 以内

中央操作

（目安）

所要時間

当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
8名

当直要員（中操）1名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名
当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名

当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
8名

当直要員（中操）
2名

（目安）

必要人員

○

△

△

△

○

△

衝突

航空機

○

○

×

×

○

○

地震

○

○

△

△

○

○

津波

○

○

×

×

○

○

竜巻

・燃料補給

・アクセスルートの確保

・電源の確保・電源の確保－・アクセスルートの確保
・燃料補給

・電源の確保な手順

手順成立のために必要

添付 2.1.15－11

ベント」

装置による格納容器「格納容器圧力逃がしイ」

よる格納容器スプレ

イ冷却系（可搬型）に「代替格納容器スプレ（1.13）（1.8）（1.10）

（1.7）

（1.6）

の該当項目

係る審査基準技術的能力に戦略

容器スプレイ」「補給水系による格納器スプレイ」「消火系による格納容

る格納容器スプレイ」「代替循環冷却系による格納容器スプレイ」

イ冷却系（常設）によ「代替格納容器スプレイ」

よる格納容器スプレ

器スプレイ冷却系）に「残留熱除去系（格納容

手順書等

格納 容 器除 熱

⑥-2

個別戦略

・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

・代替淡水貯槽・ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

水源・格納容器圧力逃がし装置（台数：1 台）側保管場所，南側保管場所，予備機置場）

台，吐出圧力：0.8MPa，台数：5 台）（保管場所：西・可搬型代替注水中型ポンプ（容量：2,000L／min／

管場所，南側保管場所，予備機置場）

吐出圧力：1.2MPa，台数：3 台）（保管場所：西側保・可搬型代替注水大型ポンプ（容量：1,320m３／h／台，

85.4m，台数：2 台）・復水移送ポンプ（容量：145.4m３／h／台，揚程：

程：90m，台数：1 台）

・海水

－

－

・西側淡水貯水設備

・代替淡水貯槽・復水貯蔵タンク・多目的タンク・ディーゼル駆動消火ポンプ（容量：260m３／h／台，揚 ・ろ過水貯蔵タンク

200m，台数：1 台）

・代替循環冷却系ポンプ（容量：200m３／h，揚程：

程：200m，台数：2 台）・常設低圧代替注水系ポンプ（容量：200m３／h／台，揚程：85.3m，台数：2 台）・残留熱除去系ポンプ（容量：1691.9m３／h／台，揚主要な使用設備（保管場所，仕様等）

場合

現場操作の

－

合

実施する場

現場操作で

系統構成を

合

実施する場

中央操作で

系統構成を

－

－

－

－

－

備考

以内

210 分

中央操作

分以内）

い場合は 535

車を使用しな（ホース運搬205 分 以内

分以内）

い場合は 535

車を使用しな（ホース運搬205 分 以内

106 分

58 分

中央操作

中央操作

中央操作

（目安）

所要時間

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
3名
重大事故等対応要員
3名

当直要員（現場）
3名
重大事故等対応要員
11名

当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
8名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名
当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
2名
重大事故等対応要員
6名

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）2名

当直要員（中操）
1名

（目安）

必要人員

△

△

○

○

△

△

△

△

△

衝突

航空機

○

○

○

○

×

×

○

○

○

地震

○

○

○

○

△

△

○

○

○

津波

○

○

○

○

×

×

○

○

○

竜巻

－

－

・燃料補給

・アクセスルート
の確保

・燃料補給

・アクセスルートの確保

・電源の確保－・電源の確保・電源の確保・電源の確保な手順

手順成立のために必要

添付 2.1.15－12

係る審査基準技術的能力に主要な使用設備（保管場所，仕様等）

管場所，南側保管場所，予備機置場）

用したSFP注水（可搬（1.12）（1.13）

使用 済 燃料 プール注水戦略注水」

ズル）を使用したSFP

系（可搬型スプレイノ「代替燃料プール注水水」「 消 火 系 に よ る SFP 注（1.11）

水」

・復水貯蔵タンク・海水・西側淡水貯水設備

・代替淡水貯槽・代替淡水貯槽

水源

管場所，南側保管場所，予備機置場）

吐出圧力：1.2MPa，台数：3 台）（保管場所：西側保・可搬型代替注水大型ポンプ（容量：1,320m３／h／台，

程：90m，台数：1 台）・海水・代替淡水貯槽・多目的タンク・ディーゼル駆動消火ポンプ（容量：260m３／h／台，揚 ・ろ過水貯蔵タンク

85.4m，台数：2 台）・復水移送ポンプ（容量：145.4m３／h／台，揚程：

側保管場所，南側保管場所，予備機置場）

水大型ポンプ）」「補給水系によるSFP注台，吐出圧力：0.8MPa，台数：5 台）（保管場所：西プ又は可搬型代替注

・可搬型代替注水中型ポンプ（容量：2,000L／min／

吐出圧力：1.2MPa，台数：3 台）（保管場所：西側保系（注水ライン）を使型代替注水中型ポン

・可搬型代替注水大型ポンプ（容量：1,320m３／h／台，

程：200m，台数：2 台）・常設低圧代替注水系ポンプ（容量：200m３／h／台，揚「代替燃料プール注水プ）」

低圧代替注水系ポン用したSFP注水（常設

系（注水ライン）を使「代替燃料プール注水の該当項目○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領

手順書等

⑦

個別戦略

以内
側扉を使用す以内
入口を使用する場合

370 分
子炉棟大物搬

原子炉建屋原

る場合

435 分

105 分

60 分

55 分

分以内）

い場合は535

車を使用しな（ホース運搬205 分 以内

中央操作

（目安）

所要時間

棄物処理棟東原子炉建屋廃する場合

ラインを使用残留熱除去系する場合

消火栓を使用

－

－

－

備考

当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
8名

当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
8名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名
当直要員（中操）1名
当直要員（現場）
3名
重大事故等対応要員
1名

当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
8名

当直要員（中操）
1名

（目安）

必要人員

○

△

△

○

△

衝突

航空機

○

×

×

○

○

地震

○

△

△

○

○

津波

○

×

×

○

○

竜巻

・アクセスルート
の確保
・燃料補給

－

・電源の確保・アクセスルートの確保
・燃料補給

・電源の確保な手順

手順成立のために必要

添付 2.1.15－13（1.12）（1.13）

代替注水大型ポンプ）」

使用 済 燃料 プール注水戦略系によるSFP除熱」

ール除熱戦略－・代替燃料プール冷却系（台数：1 台）「代替燃料プール冷却使用 済 燃料 プ（1.11）○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース），重大事故等対策要領－－（保管場所：西側保管場所，南側保管場所）

・放水砲（台数：2 台）所，南側保管場所）

出圧力：1.2MPa，台数：2 台）（保管場所：西側保管場

・可搬型代替注水大型ポンプ（容量：1,320m３／h／台，吐所，南側保管場所，予備機置場）⑧「ライナーの補修」

作」「破断箇所手動隔離操「サイフォンブレーク」

よる放水」

ポンプ及び放水砲に「可搬型代替注水大型（1.11）型ポンプ又は可搬型

出圧力：1.2MPa，台数：3 台）（保管場所：西側保管場

水（可搬型代替注水中

200m，台数：2 台）・常設低圧代替注水系ポンプ（容量：200m３／h／台，揚程：

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

・可搬型代替注水大型ポンプ（容量：1,320m３／h／台，吐の該当項目

係る審査基準技術的能力にダ）を使用したSFP注系（常設スプレイヘッ「代替燃料プール注水系ポンプ）」

水（常設低圧代替注水ダ）を使用したSFP注系（常設スプレイヘッ「代替燃料プール注水

手順書等

⑦

個別戦略

・海

・海

－

－

－

－

・代替淡水貯槽・代替淡水貯槽

水源

－

－

－

－

－

－

－

備考

中央操作

－

－

－

以内

210 分

分以内）

い場合は535

車を使用しな（ホース運搬205 分 以内

中央操作

（目安）

所要時間

当直要員（中操）
1名

－

－

－

重大事故等対応要員
8名

当直要員（中操）
1名
重大事故等対応要員
8名

当直要員（中操）
1名

（目安）

必要人員

△

－

－

－

○

○

△

衝突

航空機

○

－

－

－

○

○

○

地震

○

－

－

－

○

○

○

津波

○

－

－

－

○

○

○

竜巻

・電源の確保－－－・アクセスルートの確保
・燃料補給

・アクセスルートの確保
・燃料補給

・電源の確保な手順

手順成立のために必要

添付 2.1.15－14

の戦略

設置」

「放射性物質吸着材の「汚濁防止膜の設置」

よる放水」

放射 性 物質 拡散抑 制 のた めポンプ及び放水砲に「可搬型代替注水大型○重大事故等対策要領

手順書等

⑨

個別戦略

（1.12）の該当項目

係る審査基準技術的能力に（保管場所：西側保管場所，南側保管場所）

・放射性物質吸着材（配備数：2 組）所，南側保管場所）

・汚濁防止膜（配備数：2 組）（保管場所：西側保管場

側保管場所）

・放水砲（台数：2 台）（保管場所：西側保管場所，南

管場所，南側保管場所）

吐出圧力：1.2MPa，台数：2 台）（保管場所：西側保・可搬型代替注水大型ポンプ（容量：1,320m３／h／台，

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

・海

－

－

水源

－

－

－

備考

以内

21 時間

以内

190 分

以内

210 分

（目安）

所要時間

重大事故等対応要員
9名

重大事故等対応要員
9名

重大事故等対応要員
8名

（目安）

必要人員

○

○

○

衝突

航空機

○

○

○

地震

○

○

○

津波

○

○

○

竜巻

・アクセスルートの確保

・アクセスルートの確保

・アクセスルート
の確保
・燃料補給

な手順

手順成立のために必要

添付 2.1.15－15

電源確保戦略

⑩

個別戦略

の該当項目

係る審査基準技術的能力に盤又は直流２Ａ・２Ｂ受電」

よる緊急用直流125V主母線「可搬型代替直流電源設備にる緊急用125V主母線盤受電」「常設代替直流電源設備によよる緊急用Ｐ／Ｃへ受電」「可搬型代替交流電源設備による非常用Ｐ／Ｃへ受電」「可搬型代替交流電源設備に動）」

Ｍ／Ｃ受電（現場からの起る緊急用Ｍ／Ｃ及び非常用「常設代替交流電源設備によの起動）」

Ｍ／Ｃ受電（中央制御室からる緊急用Ｍ／Ｃ及び非常用「常設代替交流電源設備によ（1.14）○非常時運転手順書（事象ベース）

手順書等

・可搬型整流器

・可搬型代替交流電源設備（台数：4 台）

・常設代替直流電源設備

・可搬型代替交流電源設備（台数：4 台）

・可搬型代替交流電源設備（台数：4 台）

・常設代替高圧電源装置（台数：5 台）・常設代替高圧電源装置（台数：5 台）

主要な使用設備（保管場所，仕様等）

－

－

－

－

－

－

水源

－

－

－

－

－

－

備考

190分

操作不要

160分

180分

88 分

87 分

（目安）

所要時間

2名
重大事故等対応要員
6名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）－

2名
重大事故等対応要員
6名

2名
重大事故等対応要員
6名
当直要員（中操）1名
当直要員（現場）

2名
重大事故等対応要員
2名
当直要員（中操）1名
当直要員（現場）

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）2名

当直要員（中操）1名
当直要員（現場）

（目安）

必要人員

○

△

○

○

△

△

衝突

航空機

○

○

○

○

○

○

地震

○

○

○

○

○

○

津波

○

○

○

○

○

○

竜巻

・ ア クセ ス ル ー トの
確保
・燃料補給

－

・ ア クセ ス ル ー トの
確保
・燃料補給

・ ア クセ ス ル ー トの
確保
・燃料補給

－

－

手順

手順成立のために必要な添付資料2.1.16
米国ガイド（NEI06-12及びNEI12-06）で参考とした事項について

大規模な自然災害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大規模損壊についての前提条件を設定するに当たり，米国における大規模自然災害への対応ガイド（NEI12-06）及び航空機テロへの対応ガイド（NEI06-12）も参考にしている。
これらガイドラインは以下のような内容である。（第1図）【大規模損壊を発生させる可能性のある事象】

事前想定

喪失する
機能
及び
状況

予兆

設備の
防護

その他

大規模な自然災害

故意による大型航空機の衝突

2011 年の福島第一原子力発電所での事故を受けて米国において検討が進められているNEI 12-06 の考え方を参考とする。

2001 年の同時多発テロを受けた
航空機テロへの対応ガイドのNEI
06-12 の考え方を参考とする。

・サイト特有の外部ハザードを特定し，当該ハザードの設計基準外レベルを想定する。
・大規模地震又は津波による長期交流電源喪失（ELAP）及び最終ヒートシンク喪失（LUHS）の同時発生により，格納容器破損（炉心損傷）が発生する可能性がある。

・故意による大型航空機の衝突による大規模な火災・爆発により
広範囲なエリアが損傷する。
・機器のみならず中央制御室での運転員（当直員）によるプラン
ト監視・制御機能や機器への接近性が喪失する。
・格納容器破損により，放射性物質が放出される可能性がある。
・使用済燃料プールの破損により，水位が維持できなくなる可能性及び放射性物質が放出される可能性がある。

・事前の予兆がない災害と予兆を検知できる災害に分けられる。
予兆を検知できる場合には事前に安全措置を講じるための時間
的裕度がある。
・サイト特有の外部事象に対して，可搬型重大事故等対処設備
を適切に設置及び防護する。
・大規模自然災害は，複数号機に同時に発生する。
・発電所周辺にも大きな被害をもたらす大規模自然災害が発生した場合には，外部からの支援が一定期間受けられない。

第1図

・事前の予兆がなく突発的に発生する。
・損傷箇所から100m 以内の屋外設備等については，機能喪失している可能性がある。

－

米国ガイド（NEI06-12及びNEI12-06）の概要

添付 2.1.16－1

添付資料2.1.17
大規模損壊発生時に必要な可搬型重大事故等対処設備等の配備及び防護の状況について

大規模損壊を発生させる可能性のある大規模な自然災害(地震，津波，竜巻)
及び故意による大型航空機の衝突が発生した場合に備えた重大事故等対処設備
等の配備及び防護について，対応状況を第1表に示す。
なお，これらの対応については，2.1.2.3(1)に示す「大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応に必要な設備の配備及び当該設備の防護の基本的な考え方」に基づく。

添付 2.1.17－1

第1表

大規模損壊発生時の可搬型重大事故等対処設備等の配備及び防護の状況○大規模地震災害に対する考慮事項

対応状況

機器の防護・

機 器 の保 管場 所の 考

機能確保

慮

基準地震動を一定程度超える地震動を考慮し，（ 保 管場 所の 耐震 性

地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化等）

及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の・ 屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，不足，地下構造物の損壊等の影響を受けない場
所に分散して保管する。
・ 保管場所周辺に，損壊により影響を及ぼすおそれのある建屋，鉄塔，煙突，タンク等の構造物がないことを確認している。
機器の配備

機 器 の輸 送手 段の 確

・ 想定さ れる 重大事 故等 の 対処に 必要 な可搬型

保

重大事 故等 対処設 備の ア クセス ルー トについ

（ 輸 送経 路の 障害 のては，複数ルートが確保されている。また，地考慮）

震に伴い，アクセスルートに隣接する低耐震建屋等の倒壊によるがれき，周辺斜面の崩壊による流入土砂等を考慮し，ホイールローダ等の重機も配備している。

機 器 の接 続箇 所へ のアクセス性の確保

・ 恒設ラ イン 等への 接続 箇 所を複 数設 置しており，これらの接続箇所は分散して配置する。
・ 各々の接続箇所までのアクセスルートは，それぞれ別ルートで確保されている。

添付 2.1.17－2

○大規模津波
災害に対する考慮事項

対応状況

機器の防護・

機 器 の保 管場 所の 考・ 屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，

機能確保

慮

基準津波を一定程度超える津波を考慮し，津波（ 津 波よ りも 高い 位の影響を受けない高台に分散して保管する。

置の保管）
機器の配備

機 器 の輸 送手 段の 確

・ 想定さ れる 重大事 故等 の 対処に 必要 な可搬型

保

重大事 故等 対処設 備の ア クセス ルー トについ

（ 輸 送経 路の 障害 の考慮）ては，複数ルートが確保されている。また，津波によるがれき等を考慮し，ホイールローダ等の重機も配備している。

機 器 の接 続箇 所へ の・ 恒設ラ イン 等への 接続 箇 所を複 数設 置しており，これらの接続箇所は分散して配置する。

アクセス性の確保

・ 各々の接続箇所までのアクセスルートは，それぞれ別ルートで確保されている。

○大規模竜巻
災害に対する考慮事項

対応状況

機器の防護・

機 器 の保 管場 所の 考・ 屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，

機能確保

慮

関連する常設重大事故等対処設備，設計基準事（保管場所の分散）

故 対処 設備 と同 時に 影響を 受け ない 場所 に 分散して保管する。

機器の配備

機 器 の輸 送手 段の 確・ 想 定さ れる 重大 事故 等の対 処に 必要 な可 搬 型

保重 大事 故等 対処 設備 のアク セス ルー トに つ い（ 輸 送経 路の 障害 のては，複数ルートが確保されている。また，竜考慮）

巻によるがれき等を考慮し，ホイールローダ等の重機も配備している。

機 器 の接 続箇 所へ のアクセス性の確保

・ 恒設ラ イン 等への 接続 箇 所を複 数設 置しており，これらの接続箇所は分散して配置する。
・ 各々の接続箇所までのアクセスルートは，それぞれ別ルートで確保されている。
・ 竜巻に よる プラン トへ の 被害は 短時 間と考えられることから，強風中におけるアクセス性確保は不要と考えられる。

添付 2.1.17－3

○故意による大型航空機の衝突災害に対する考慮事項

対応状況

機器の防護・

機 器 の保 管場 所の 考

機能確保

慮

故意による大型航空機の衝突を考慮し，原子炉（ 頑 健性 のあ る構 造

建 屋 か ら 100m以 上の 離 隔距 離 を 確保 す ると と物 内 での 保管 ，原 子

もに， 関連 する屋 外の 常 設重大 事故 等対処設

炉 建 屋 か ら の 100m離備，設計基準事故対処設備から100m以上の隔離

隔）距離を確保した上で分散して保管する。

機器の配備

機 器 の輸 送手 段の 確

・ 屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，・ 想定さ れる 重大事 故等 の 対処に 必要 な可搬型

保

重大事 故等 対処設 備の ア クセス ルー トについ

（ 輸 送経 路の 障害 のては，複数ルートが確保されている。また，故考慮）

意によ る大 型航空 機の 衝 突によ るが れき等を考慮し，ホイールローダ等の重機も配備している。
・ 大規模な燃料火災が発生した場合には，原子炉
建 屋 か ら 100m以 上離 れ た場 所 に 配置 し てい る
化学消 防自 動車等 の泡 消 火設備 によ り消火活動を行い，アクセスルートを確保する。

機 器 の接 続箇 所へ のアクセス性の確保

・ 恒設ラ イン 等への 接続 箇 所を複 数設 置しており，これらの接続箇所は分散して配置する。
・ 各々の接続箇所までのアクセスルートは，それぞれ別ルートで確保されている。

添付 2.1.17－4

添付資料2.1.18
重大事故等と大規模損壊対応に係る体制整備等の考え方

重大事故等と大規模損壊との対応内容を整理し，その相違部分を踏まえた体制の整備等の考え方を以下に取りまとめた。

１．重大事故等への対応
重大事故等の発生に対して，炉心の著しい損傷防止あるいは原子炉格納容器の破損防止，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷防止及び原子炉運転停止中における燃料体の著しい損傷防止を目的に発電所の体制及び発電所を支援するための体制を整備している。重大事故等発生時に組織として適切な対応を行うためには，事故対応に必要となる重大事故等対処設備の取扱
いと手順の策定が重要である。そこで重大事故等対処設備に係る事項について，切替えの容易性及びアクセスルートの確保を図り，復旧作業に係る事項について，予備品等の確保及び保管場所等の整備を行っている。また，支援に係る事項，教育及び訓練の実施並びに手順の整備に係る事項を，通常業務の組織体制における実務経験を活かした体制で対応できるよう整備している。

２．大規模損壊への対応
大規模損壊に至る可能性のある事象は，基準地震動及び基準津波等の設計基準又は観測記録を超えるような規模の自然災害並びに故意による大型航空
機の衝突その他のテロリズムを想定しており，計装・制御系の喪失，大規模なＬＯＣＡ，原子炉格納容器の損傷等のプラントが受ける影響並びに中央制
御室の機能喪失（当直要員を含む），夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における参集要員の遅延，大規模な火災の発生等の被害の程度が，重大添付 2.1.18－1

事故等に比べて広範囲で不確定なものとなる。
このことから，発電所施設の被害状況等の把握を迅速に行うとともに得られた情報及び残存する資源等の活用により，「炉心の著しい損傷の緩和」，「原子炉格納容器の破損緩和」，「使用済燃料プールの水位確保及び燃料体の著しい損傷の緩和」又は「発電所外への放射性物質の放出低減」を目的とした効果的な対応を速やかかつ臨機応変に選択し実行することで事象進展の抑制及び緩和措置を図る。

３．重大事故等と大規模損壊への対応の違い２項に示すとおり，大規模損壊時は重大事故等に比べてその被害範囲が広範囲で不確定なものであり，重大事故等のように損傷箇所がある程度限定された想定に基づく事故対応とは異なる。そのため，発電所施設の被害状況等の把握を迅速に行うとともに得られた情報及び残存する資源等の活用により，効果的な対応を速やか，かつ臨機応変に選択し実行する。
大規模損壊発生時は，共通要因で機能喪失することのない可搬型重大事故等対処設備を活用した手順等で対応することにより，炉心損傷緩和，原子炉
格納容器破損緩和等の措置を図る。

４．対応の違いを踏まえた大規模損壊対応に係る体制の整備の考え方
３項で示した対応の違いはあるものの，被害状況等の把握を迅速に行うとともに得られた情報及び残存する資源等の活用に対応するには，通常業務の組織体制における実務経験を活かすことができる重大事故等に対応するための体制が最も有効に機能すると評価できる。運用面においても重大事故等に対応するための体制で引き続き対応することは，迅速な対応を求められる大規模損壊対応に適している。
添付 2.1.18－2

このように，大規模損壊対応に係る体制の整備として重大事故等に対応するための体制で臨むことは有効である。
ただし，中央制御室（当直要員を含む）の機能喪失及び重大事故等の対応で期待する重大事故等対処設備の一部が使用できない等の大規模損壊時の特徴的な状況においても，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）も含めて流動性を持って柔軟に対応できるよう体制を整備する。
このため，大規模損壊発生時の体制は第1図から第4図に示す重大事故等対応のための体制を基本としつつ，大規模損壊対応のために必要な体制，要員，教育及び訓練，外部からの支援等に関して，以下のとおり差異内容を考慮すべき事項として評価し，付加分を整備，充実内容として整備する。
なお，下記事項における技術的能力1.0と2.1に関する考え方の相違点について項目ごとに別紙に整理する。

(1)

体制の整備
ａ．大規模損壊として考慮すべき事項
・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における参集要員の参集
遅延・中央制御室（当直要員を含む）の機能喪失
ｂ．整備，充実内容
・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においては，統括待機当番者（副原子力防災管理者）が指揮を執る。統括待機当番者（副原子力防災管理者）がその職務を遂行できない場合には，現場統括待機者が代行する。
・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，大規模な自然災害が発生した場合には，要員参集までに時間を要する可能性が添付 2.1.18－3

あるが，発電所構内に常時確保する災害対策要員により，参集要
員が参集するまでの当面の間は，事故対応が行えるよう体制を整備する。
・中央制御室（当直要員を含む）が機能しない場合においても，災害対策要員にて対応が可能な体制を整備する。

(2)

要員の配置
ａ．大規模損壊として考慮すべき事項
・中央制御室（当直要員を含む）の機能喪失
ｂ．整備，充実内容
・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）における統括待機当番者（副原子力防災管理者）を含む災害対策要員は，分散して待機する。

(3)

教育及び訓練ａ．大規模損壊として考慮すべき事項
・通常の指揮命令系統が機能しない場合への対応
・初動で対応する要員を最大限に活用する観点から，臨機応変な配
置変更に対応できる知識及び技能を習得するなど，流動性を持って柔軟に対応可能にすること
ｂ．整備，充実内容
・原子力防災管理者及び副原子力防災管理者に対し，通常の指揮命
令系統が機能しない場合及び残存する資源等を最大限に活用しなければならない事態を想定した個別の教育及び訓練を実施する。
・大規模損壊時に対応する手順及び資機材の取扱い等を習得するた
添付 2.1.18－4

めの教育を定期的に実施する。
・重大事故等対応要員については，役割に応じて付与される力量に加え，被災又は想定より多い要員が必要となった場合において，優先順位の高い緩和措置の実施に遅れが生じることがないよう，本来の役割以外の教育及び訓練の充実を図る。
具体的には，大規模損壊発生時，まずアクセスルート確保作業を行った上で，原子炉注水又は放水砲の対応が想定されるため，それらの活動を担当する庶務班班員と保修班班員の初動対応要員
については流動性を持って活動できるよう教育・訓練を実施する。
・自衛消防隊に含まれる協力会社社員並びに給水確保等に当たる協力会社社員については，それぞれの活動に必要な力量を付与できるよう，業務委託契約に基づいた教育・訓練を実施する。
・大規模損壊発生時に対応する組織とそれを支援する組織の実効性等を確認するための総合的な訓練を定期的にかつ継続的に実施する。
（第1表，第2表，第3表，第4表参照）(4)

手順
ａ．大規模損壊として考慮すべき事項
・大規模な火災の発生
・重大事故等に比べて広範囲で不確定な被害・重大事故等時では有効に機能しない設備等が大規模損壊のような状況下では有効に機能する場合も考えられるため，事象進展の抑添付 2.1.18－5

制及び緩和に資するための設備等の活用
ｂ．整備，充実内容
・大規模な火災が発生した場合における消火活動に関する手順として，故意による大型航空機の衝突による航空機燃料火災を想定
し，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車によるアクセス
ルート消火の手順に加え，技術的能力1.12で整備する可搬型代替
注水大型ポンプ及び放水砲を活用した手順を整備する。また，多様な消火手段として，可搬型代替注水中型ポンプによる高所放水の手順を整備する。
・大規模損壊対応に特化した手順として，現場での可搬型計測器によるパラメータ監視手順を整備する。

(5)

本店対策本部体制の確立
・大規模損壊発生時における本店対策本部の設置による発電所への支援体制は，技術的能力1.0で整備する支援体制と同様である。

(6)

外部支援体制の確立
・大規模損壊発生時における外部支援体制は，技術的能力1.0で整備する外部支援体制と同様である。

(7)

可搬型重大事故等対処設備の保管場所とアクセスルート
・大規模損壊発生時において可搬型重大事故等対処設備は，同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能喪失することのないよう外部事象の影響を受けにくい場所に保管する。
添付 2.1.18－6

(8)資機材の配備・大規模損壊発生時の対応に必要な資機材については，重大事故等対策で配備する資機材の基本的な考え方を基に高線量の環境，大規模な火災の発生及び外部支援が受けられない状況を想定し配備する。

添付 2.1.18－7

第1図

災害対策本部体制
添付 2.1.18－8

添付 2.1.18－9

第2図

災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

添付 2.1.18－10

第3図

災害対策本部の初動体制から全体体制への移行

添付 2.1.18－11

第4図

災害対策本部の要員（プルーム通過時）

添付 2.1.18－12

災害対策要員・可搬型代替注水中型ポンプ及び放水銃による消火対応・各作業班の活動・各作業班の連携
・災害対策本部の意思決定
・本店本部との連携
・通常の指揮命令系統が機能しない場合の対応（要員の損耗の考慮）

可 搬 型 代 替注 水 中 型ポ ンプ 及 び 放水銃による消火対応の習得

大 規 模 損 壊発 生 時 に対 応す る 組 織と そ れ を 支援 す る 組織 の実 効 性 等の確認

現場でのパラメータ
計測訓練

可搬型代替注水中型
ポンプによる消火対
応訓練

大規模損壊対応訓練※教育訓練に使用する教育及び訓練の名称，頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性がある。

重大事故等対応要員（庶務班，保修班）

・可搬型計測器による現場でのパラメータ
計測及び監視大規模損壊時に，中央制御室が喪失した場合に，現場でパラメータを計測する技術の習得

大規模損壊対応教育（指揮，状況判断）重大事故等対応要員（保修班，運転班）

防災管理者，副防災
管理者

・大型航空機の衝突により中央制御室（当直要員を含む）が喪失した場合の初動対応の指揮，状況判断
・残存する資源・設備が限定される場合の対応の優先順位

大 規 模 損 壊時 に 通 常の 指揮 命 令 系
統 が 機 能 しな い 場 合及 び残 存 す る
資 源 等 を 最大 限 に 活用 しな け れ ばな ら な い 事態 を 想 定し た対 応 の 習
得

対象者

内容

目的

大規模損壊対応に関する教育及び訓練

教育訓練名

第1表

1 回/年以上

1 回/年以上

1 回/年以上

1回/年以上

時間･頻度

第2表

庶務班及び保修班に対する知識及び技能の流動性対応可能とする現場作業
アクセス
給水
電源
ルート確保
確保
確保
拡散抑制

主たる役割
庶務班
（初動対応要員2名，参集要員13名）
保修班（初動対応要員10名，参集要員4名）・アクセスルート確保
・拡散抑制

◎

○

○

給水確保 ※

○

◎

○

電源確保

○

○

◎

◎

主たる役割（分散待機により，全員が被災することはない。）○

主たる役割に加えて付帯する役割（主たる役割者とともに作業を行う。）※

原子炉注水作業を想定

第3表

協力会社社員の活動範囲（初動対応要員）
消火活動

自衛消防隊

第4表

○

協力会社社員の活動範囲（参集要員）

庶務班（拡散抑制）※

拡散抑制

給水確保 ※○○

水源への補給作業を想定

添付 2.1.18－13

別紙
技術的能力 1.0 と技術的能力 2.1 の体制整備に関する考え方の相違点について（1／2）
項目
体制の整備
（要員の配
置）

教育及び訓練手順

本店対策本部体制

技術的能力1.0

技術的能力2.1

重大事故等に対応するための体制
・重大事故等対策を実施する実施
組織及びその支援組織の役割分 を基本とし，更に以下の事項を考慮
担及び責任者を定め，効果的な することで体制の充実を図る
重大事故等対策を実施し得る体 ・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，大規模な自然災制を整備
害が発生した場合には，要員参集・実施組織について，必要な役割までに時間を要する可能性があるの分担を行い重大事故等対策がが，発電所構内に常時確保する災円滑に実施できる体制を整備
害対策要員により，参集要員が参・災害対策本部における指揮命令
集するまでの当面の間は，事故対系統の明確化応が行えるよう体制を整備
・中央制御室（当直要員を含む）が機能しない場合においても，災害対策要員にて対応が可能な体制を整備
重大事故等対策にて実施する教育
・運転員，実施組織，支援組織に対して必要な教育及び訓練を計 及び訓練に以下の事項を加えること
で教育及び訓練の充実を図る
画的に実施
・年１回の実施頻度では力量維持 ・大規模損壊時に対応する手順及び資機材の取扱い等を習得するためが困難と判断される教育及び訓の教育及び訓練を実施
練については，年２回以上に見・流動性を持って柔軟に対応できる
直す
よう重大事故等対応要員が流動性
・要員の各役割に応じて，重大事を持って対応できるよう教育及び故等発生時のプラントの挙動に訓練を計画的に実施関する知識の向上を図るとともに，定期的に知識ベースの理解 ・原子力防災管理者及び副原子力防災管理者に対し，通常の指揮命令向上に資する教育の実施
系統が機能しない場合及び残存す・悪条件（高線量下，夜間，悪天る資源等を最大限に活用しなけれ候（降雨，降雪，強風等）及びばならない事態を想定した個別の照明機能低下等）を想定した要教育及び訓練の実施
素訓練の実施・大規模損壊発生時に対応する組織とそれを支援する組織の実効性等を確認するための定期的な総合訓
練を継続的に実施
・技術的能力1.1～1.19で整備した ・技術的能力1.2～1.14で整備した手順等により，炉心損傷防止，手順に加え，大規模損壊への対応
原子炉格納容器破損防止等に対で整備した手順等により炉心損傷
応緩和，原子炉格納容器破損緩和等に対応
・発電所への本店の支援体制とし ・大規模損壊発生時の本店の支援体て本店総合災害対策本部の設置
制は，技術的能力1.0と同様

添付 2.1.18－14

技術的能力 1.0 と技術的能力 2.1 の体制整備に関する考え方の相違点について（2／2）
項目
外部支援

可搬型重大事
故等対処設備の保管場所とアクセスルー
ト
資機材の配備

技術的能力1.0

技術的能力2.1

・プラントメーカ及び協力会社から重大事故等発生後の現場操作対応等を実施する要員の派遣や事故収束に向けた対策立案等の技術支援や要員の派遣等について，必要な支援が受けられる体制を整備
・原子力事業所災害対策支援拠点の整備・想定される14事象の自然現象及び7事象の人為事象のうち，保管場所とアクセスルートに大きな影響を及ぼす可能性があるものとして地震を考慮
・事故発生後7日間は，外部からの支援がなくても継続した事故対応が維持できるよう必要数量を発電所内に確保・技術的能力1.0での原子力災害発生時における外部支援体制と同様
・技術的能力1.0と同様に，発電所において非常事態が宣言された場
合に，原子力事業所災害対策支援
拠点を整備

・保管場所とアクセスルートに大きな影響を及ぼす可能性があるもの
として，大規模地震，大規模津波，大規模竜巻，及び故意による大型航空機の衝突を考慮・配備する資機材については，大規模損壊発生時における活動を考慮しても対応要員数等から技術的能力1.0で整備する数量で対応可能
・保管場所についても分散していることから技術的能力1.0での整備事項と同様添付 2.1.18－15

添付資料2.1.19
大規模損壊の発生に備えて配備する資機材について

大規模損壊発生時に想定される以下のａ．～ｄ．の環境下等において，災害対策要員等が事故対応を行うために必要な資機材を第 1 表に示すとおり配備する。
ｅ．の資機材については，緊急時対策所建屋及び中央制御室において必要数を配備することとしており，詳細を第 2 表に示す。
ｆ．の資機材については，詳細を第 3 表に示す。

ａ．全交流動力電源喪失が発生する環境で対応するために必要な照明機能を有する資機材を配備する。
ｂ．地震及び津波のような大規模な自然災害による油タンク火災，又は故意による大型航空機の衝突に伴う大規模な航空機燃料火災の発生に備え，必要な消火活動を実施するために着用する防護具，消火薬剤等の資機材
及び消火設備を配備する。
ｃ．炉心損傷及び原子炉格納容器破損による高線量の環境下において，事故対応のために着用する全面マスク，タイベック，個人線量計等の必要な資機材を配備する。
ｄ．化学薬品等が流出した場合に事故対応するために着用するマスク，長靴等の資機材を配備する。
ｅ．大規模な自然災害により外部支援が受けられない場合も事故対応を行うための防護具，線量計，食料等の資機材を配備する。
ｆ．大規模損壊発生時において，災害対策本部と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信連絡手段を確保するため，多様な複数の通信連絡設備を配備する。
添付 2.1.19－1

また，通常の通信連絡手段が使用不能な場合を想定し，無線連絡設
備，携行型有線通話装置，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワー
クに接続する通信連絡設備を配備する。

添付 2.1.19－2

第1表

重大事故等及び大規模損壊の発生に備えた資機材リスト（1／2）
品 名

保管場所

規程類※

ａ．全交流動力電源喪失発生時の環境で対応するために必要な照明機能を有する資機材
ヘッドライトＬＥＤライトランタン

中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室
廃棄物処理操作室
緊急時対策所建屋

災害対策用常備資機材
整備基準

中央制御室

ｂ．大規模火災時に消火活動を実施するために着用する防護具及び消火薬剤等の資機材
耐熱服

消防服

泡消火薬剤

空気呼吸器

中央制御室
監視所
化学消防自動車に積載
水槽付消防ポンプ自動車に積載
監視所
事務本館
チェックポイント
中央制御室
可搬型設備保管場所
監視所付近
化学消防自動車に積載
水槽付消防ポンプ自動車に積載
監視所
事務本館
チェックポイント

災害対策用常備資機材
整備基準

ｃ．高線量の環境下において事故対応するために着用するマスク及び線量計等の資機材
タイベック
靴下
帽子
綿手袋
ゴム手袋
全面マスク
チャコールフィルタ
アノラック
長靴
胴長靴

緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室

遮蔽ベスト

緊急時対策所建屋

自給式呼吸用保護具

中央制御室

災害対策用常備資機材
整備基準

緊急時対策所建屋
中央制御室※ 記載する社内規程については，今後運用を踏まえた検討により変更となる可能性がある。
バックパック

添付 2.1.19－3

第1表

重大事故等及び大規模損壊の発生に備えた資機材リスト（2／2）
品 名

個人線量計
ＧＭ汚染サーベイメータ
電離箱サーベイメータ

保管場所
緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室

緊急時対策所エリアモニタ

緊急時対策所建屋

可搬型モニタリング・ポスト ※2

緊急時対策所建屋

ダストサンプラ

緊急時対策所建屋
中央制御室

規程類※１

災害対策用常備資機材
整備基準

ｄ．化学薬品等が流出した場合に事故対応するために着用するマスク及び長靴等の資機材
緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋
化学防護手袋中央制御室
災害対策用常備資機材
緊急時対策所建屋
化学防護長靴整備基準
中央制御室
緊急時対策所建屋
防毒マスク
中央制御室
吸収缶（塩素，塩化水素，アン 緊急時対策所建屋
中央制御室
モニア等）
※1 記載する社内規程については，今後運用を踏まえた検討により変更となる可能性がある。
※2 緊急時対策所の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
化学防護服

添付 2.1.19－4

第2表

外部支援を受けるまでの期間を想定した事故対応を行うための防護具，線量計，食料等の資機材(1)

放射線防護資機材及びチェンジングエリア用資機材（緊急時対策所建屋）
ａ．放射線防護具類（緊急時対策所建屋）
品 名

配備数※

根拠

タイベック

1,155 着110 名（要員数）×7 日×1.5 倍

靴下2,310 足110 名（要員数）×7 日×2 倍（2 足を 1 セットで使用）
×1.5 倍帽子

1,155 個110 名（要員数）×7 日×1.5 倍

綿手袋

1,155 双110 名（要員数）×7 日×1.5 倍

ゴム手袋

2,310 双

全面マスク

330 個

チャコールフィルタ

2,310 個

アノラック

462 着

長靴

132 足

胴長靴

12 足

遮蔽ベスト

15 着

バックパック

66 個

110 名（要員数）×7 日×2 倍（2 双を 1 セットで使用）
×1.5 倍110 名（要員数）×2 日（3 日目以降は除染にて対応）
×1.5 倍110 名（要員数）×7 日×2 個（2 個を 1 セットで使用）
×1.5 倍44 名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7 日×1.5 倍
44 名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2 倍（現場での交替を考慮）×1.5 倍（基本再使用，必要により除染）
4 名（重大事故等対応要員 4 名：放水砲対応）×2 倍（現場での交替を考慮）×1.5 倍（基本再使用，必要により除染）
10 名（重大事故等対応要員 10 名：放水砲，アクセスル
ート確保，電源確保，水源確保対応）×1.5 倍（基本再使用，必要により除染）
44 名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×1.5 倍※ 今後，訓練等で見直しを行う。

添付 2.1.19－5

ｂ．放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）（緊急時対策所建屋）
名 称

数量※１

根

拠

個人線量計

330 台

110 名（要員数）×2 台（交替時用）×1.5 倍

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台

身体の汚染検査用に 3 台＋2 台（予備）

電離箱サーベイメータ

5台

現場作業等用に 4 台＋1 台（予備）

緊急時対策所エリアモニタ

2台

加圧判断用に 1 台＋1 台（予備）

可搬型モニタリング・ポ
スト ※２

2台

加圧判断用に 1 台＋1 台（予備）ダストサンプラ2台

室内のモニタリング用に 1 台＋1 台（予備）※1※2

今後，訓練等で見直しを行う。
緊急時対策所の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。

ｃ．薬品防護具類（緊急時対策所建屋）
名 称

数量※

根

拠

化学防護服
化学防護手袋装備品一式を 1 セットとして配備する。
化学防護長靴30 セット

防毒マスク（10 名（庶務班）＋8 名（保修班）＋2 名（放射線管理班））×1.5 倍吸収缶（塩素，塩化水素，
アンモニア等）※ 今後，訓練等で見直しを行う。

添付 2.1.19－6

ｄ．チェンジングエリア用資機材（緊急時対策所建屋）
名 称

数量※

根

拠

バリア

8個

各エリア間の 5 個×1.5 倍＝7.5 個→8 個

簡易シャワー

1式

エリアの設営に必要な数量

簡易水槽

1個

エリアの設営に必要な数量

バケツ

1個

エリアの設営に必要な数量

水タンク

1式

エリアの設営に必要な数量

可搬型空気浄化装置

3台

2 台×1.5 倍

はさみ，カッター

各3本

設置作業用，脱衣用，除染用の 3 本

筆記用具

2式

サーベイエリア用，除染エリア用の 2 式

養生シート

4巻

105.5 m２（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）
÷90 m２ ／巻×1.5 倍≒4 巻

粘着マット

3枚

2 枚（設置箇所数）×1.5 倍

脱衣収納袋

9個

9 個（設置箇所数

難燃袋

525 枚

50 枚／日×7 日×1.5 倍

難燃テープ

12 巻

クリーンウェス

31 缶

吸水シート

924 枚

修繕しながら使用）

57.54 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）÷30m／巻×1.5
倍＝11.5→12巻
110 名（要員数）×7 日×8 枚（マスク，長靴，両手，身体の拭き取りに各 2 枚）÷300（枚／缶）×1.5 倍＝30.8→31 缶
簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
110 名（要員数）×7 日×4 （1 回除染する際の排水量）÷5 （シート 1 枚の給水量）×1.5 倍※ 今後，訓練等で見直しを行う。

添付 2.1.19－7

ｅ．その他資機材（緊急時対策所建屋）
名 称

保管数

考え方
故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備1個も含め，2台を保有する。
故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備 1 個も含め，2 台を保有する。

酸素濃度計

2台

二酸化炭素濃度計

2台

大型モニタ

1式

要員が必要な情報を共有するため。

一般テレビ（回線，機器）1式

報道や気象情報等を入手するため。

社内パソコン1式

飲食料

・2,310 食
・1,540 本

社内情報共有に必要な資料・書類を作成するため。
プル－ム通過中に災害対策本部から退出する必要がないよう，災対要員の1日分以上の食料及び飲料水を災害対策本部内に保管する。
・110名（災対要員数）×7日×3食
・110名（災対要員数）×7日×2本（1.5 ／本） ※プル－ム通過中に災害対策本部から退出する必要
簡易トイレ
1式がないよう，連続使用可能な簡易トイレを配備する。
交替要員を考慮し要員数の約2倍
よう素剤
1,760 錠・110名（災対要員数）×（初日：2錠＋2日目以
降：1錠×6日）×2交替※ 飲料水 1.5 容器での保管の場合（要員 1 名当たり 1 日 3 を目安に配備）

添付 2.1.19－8

(2)中央制御室等に保管する放射線管理用資機材及びチェンジングエリア
用資機材等
ａ．放射線防護具類（中央制御室 ※１）
数量※２

根

タイベック

17 着

11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍＝16.5→17 着

靴下

34 足

11 名（中央制御室要員数）×2 倍（2 足を 1 セットで使用）×1.5 倍＝33 足→34 足

帽子

17 個

11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍＝16.5→17 個

綿手袋

17 双

11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍＝16.5→17 双

ゴム手袋

34 双

11 名(中央制御室要員数)×2 倍（2 双を 1 セットで使用）1.5 倍＝33 双→34 双

全面マスク

17 個

11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍＝16.5→17 個

チャコールフィルタ

34 個

11 名（中央制御室要員数）×2 個（2 個を 1 セットで使用）×1.5 倍＝33 個→34 個

アノラック

17 着

11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍＝16.5→17 着

長靴

9足

胴長靴

9足

自給式呼吸用保護具

9式

バックパック

17 個

名 称

※1
※2

拠

6 名（運転員（現場）3 名＋重大事故等対応要員 3 名：屋内現場対応）×1.5 倍
6 名（運転員（現場）3 名＋重大事故等対応要員 3 名：屋内現場対応）×1.5 倍
6 名（運転員（現場）3 名＋重大事故等対応要員 3 名：屋内現場対応）×1.5 倍
11 名（中央制御室要員数）×1.5 倍＝16.5→17 個

運転員等は交替のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所建屋より防護具類を持参する。
今後，訓練等で見直しを行う。

ｂ．放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）（中央制御室）
名 称

数量※

根

拠

個人線量計

33 台

11 名（中央制御室要員数）×2 台（交替時用）×1.5 倍

ＧＭ汚染サーベイメータ

3台

身体の汚染検査用に 2 台＋1 台（予備）

電離箱サーベイメータ

3台

現場作業等用に 2 台＋1 台（予備）ダストサンプラ2台

室内のモニタリング用に 1 台＋1 台（予備）※ 今後，訓練等で見直しを行う。

添付 2.1.19－9

ｃ．薬品防護具類（中央制御室）
名 称

数量※

根

拠

化学防護服
化学防護手袋装備品一式を 1 セットとして配備する。
化学防護長靴9 セット（3 名（運転員（現場））＋3 名（重大事故等対応要員（運転操作）））×1.5 倍防毒マスク
吸収缶（塩素，塩化水素，
アンモニア等）※ 今後，訓練等で見直しを行う。

ｄ．チェンジングエリア用資機材（中央制御室）
名 称

数量※

根

拠

テントハウス

7張エリアの設営に必要な数量

バリア

6個

各エリア間の 4 個×1.5 倍

簡易シャワー

1式

エリアの設営に必要な数量

簡易水槽

1個

エリアの設営に必要な数量

バケツ

1個

エリアの設営に必要な数量

水タンク

1式

エリアの設営に必要な数量

可搬型空気浄化装置

2台

1 台×1.5 倍＝1.5→2 台

はさみ，カッター

各3本

設置作業用，脱衣用，除染用の 3 本

筆記用具

2式

サーベイエリア用，除染エリア用の 2 式

養生シート

2巻

44.0 m２（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）
÷90 m２ ／巻×1.5 倍＝1.5→2 巻

粘着マット

2枚

1 枚(設置箇所数)×1.5 倍＝1.5→2 枚

脱衣収納袋

8個

8 個(設置箇所数，修繕しながら使用)

難燃袋

84 枚

8 枚／日×7 日×1.5 倍

難燃テープ

12 巻

クリーンウェス

5缶

吸水シート

93 枚

58.4 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）÷30m／巻×1.5
倍＝11.7→12巻
11 名（中央制御室要員数）×7 日×2 交替×8 枚（マスク，長靴，両手，身体の拭き取りに各 2 枚）÷
300 枚／缶＝4.1→5 缶
簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
11 名（中央制御室要員数）×7 日×4 （1 回除染す
る際の排水量）÷5 （シート 1 枚の給水量）×1.5
倍＝92.4→93 枚※ 今後，訓練等で見直しを行う。

添付 2.1.19－10

ｅ．飲食料（中央制御室）
名 称

配備数※

考え方

飲食料等
・食料
・飲料水(1.5 リットル)

・231 食・154 本・ 11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員
1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日×3 食・ 11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員
1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日×2 本

簡易トイレ

1式

－

よう素剤

176 錠

11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1
名＋運転対応要員 3 名）×（初日：2 錠＋2 日目
以降：1 錠／1 日×2 交替×6 日）※今後，訓練等で見直しを行う。

ｆ．その他資機材（中央制御室）
名 称

数量※

4台
（予備 1 台）※今後，訓練等で見直しを行う。

可搬型照明（ＳＡ）

考え方
チェンジングエリア運用に必要な数量

添付 2.1.19－11

第3表
(1)

通信連絡設備の確保

発電所内の通信連絡設備

通信種別

発電所内

主要施設
携行型有線通話装置

携行型有線通話装置 ※送受話器（ページング）

送受話器（ページング）

中央制御室
緊急時対策所建屋

無線連絡設備（固定型）

中央制御室
緊急時対策所建屋

無線連絡設備（携帯型）

緊急時対策所建屋

無線連絡設備(2)

発電所内外の通信連絡設備

通信種別

主要施設
固定電話機
電力保安通信用
電話設備

ＰＨＳ端末
ＦＡＸ

発電所内外
衛星電話設備（固定型）
衛星電話設備テレビ会議システム
（社内）

(3)

中央制御室

中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋
中央制御室
緊急時対策所建屋

衛星電話設備（携帯型）

緊急時対策所建屋

テレビ会議システム（社内）

緊急時対策所建屋

発電所外の通信連絡設備

通信種別

主要施設

統合原子力防災
ネットワークに接続する通信連絡設備
発電所外

テレビ会議システム（有線系，衛星系）
ＩＰ電話（有線系，衛星系）
ＩＰ－ＦＡＸ（有線系，衛星系）

緊急時対策所建屋

加入電話

緊急時対策所建屋

加入ＦＡＸ

緊急時対策所建屋

専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）緊急時対策所建屋

緊急時対策所建屋

緊急時対策所建屋

加入電話設備

専用電話設備添付 2.1.19－12

（１）洪水・敷地の地形及び表流水の状況から判断して，敷地が洪水による被害が生じることはない。
（２）風（台風）・敷地付近で観測された最大瞬間風速は44.2m／sである。風荷重の影響については，竜巻の影響に包絡される。
・風荷重による変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して安全対策（飛散防止措置の確認等）を講じることが可能である。
（３）竜巻
・竜巻防護設備及び竜巻防護設備に波及的影響を及ぼし得る設備は，風速100m／sの竜巻から設定した荷重に対して，飛来物防護対策設備等によって防護されている。
・風荷重及び飛来物の衝突による変圧器等の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。飛来物の衝突による海水ポンプの損傷により最終ヒートシンク喪失が発生し非常用ディーゼル発電機の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。また，最終ヒートシンク喪失及び全交流動力電源喪失により，使用済燃料プールの冷却機能が喪失する可能性がある。全交流動力電源喪失に加えて代替電源設備が機能喪失した場合は，大規模損壊に至る可能性がある。その他，飛来物等によりアクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。

外部からの衝撃による損傷の防止
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の 実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則
基準に関する規則
第六条 安全施設は，想定される自然現象（地震及び津波を 第七条 設計基準対象施設が想定される自然現象（地震及び津波を除く。）によりその安全性を損なうおそれがある除く。次項において同じ。）が発生した場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。
場合は，防護措置，基礎地盤の改良その他の適切な措置を講じなければならない。
２ 重要安全施設は，当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない。
「外部からの衝撃による損傷の防止」の大規模損壊における対応状況

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（1／11）

添付資料2.1.20

添付 2.1.20－1

添付 2.1.20－2

外部からの衝撃による損傷の防止
・可搬型重大事故等対処設備は，互いに可能な限り離隔をとって分散配置していることから，全てが同時に影響を受ける
可能性は小さい。
（４）凍結・敷地付近で観測された最低気温は―12.7℃である。屋外機器で凍結のおそれがあるものは保温等の凍結防止対策を講じている。
・送電線や碍子への着氷による相間短絡の発生に伴う外部電源喪失の可能性がある。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して安全対策（加温等の凍結防止対策）を講じることが可能である。
（５）降水・敷地付近で観測された日最大1時間降水量は81.7mmである。発電所構内は，基準降水量（127.5mm／h）に対して，構内排水路で集水し海域へ排出を行う設計とする。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して安全対策（一般排水路の点検・清掃等）を講じることが可能である。また，降水による影響としては，津波の影響に包絡さ
れる。
（６）積雪
・敷地付近で観測された月最深積雪は32cmである。安全施設は，建築基準法で定められた敷地付近の垂直積雪量30cmに対して設計している。
・送電線や碍子への着雪による相間短絡の発生に伴う外部電源喪失の可能性がある。その他，積雪によりアクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して安全対策（除雪）を講じることが可能である。
（７）落雷
・設計基準雷撃電流は220kAである。
・雷害防止対策として，建築基準法に基づき高さ20mを超える排気筒等へ避雷設備を設置し，避雷導体により接地網と接続する。接地網は，雷撃に伴う構内接地系の接地電位分布を平坦化することから，安全保護系等の設備に影響を与えることはなく，安全に大地に導くことができる。

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（2／11）

添付 2.1.20－3

外部からの衝撃による損傷の防止
・雷サージの影響による外部電源喪失，海水ポンプの損傷により最終ヒートシンク喪失が発生し，これに伴い非常用ディーゼル発電機の機能喪失により，全交流動力電源喪失に至る可能性がある。
（８）地滑り・原子炉施設の設置位置及びその付近の地盤は，地形，地質・地質構造等から，安全施設の安全機能に影響を及ぼすような地滑り等が生ずることはないと考えられる。
（９）火山の影響
・敷地において想定される降下火砕物の堆積厚さは50cmである。
・送電線や碍子への降下火砕物の付着による相間短絡の発生に伴う外部電源喪失の可能性がある。その他，降下火砕物の堆積により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
・事前の予測が可能であることから，プラントの安全性に影響を与えることがないよう，あらかじめ体制を強化して安全対策（降下火砕物の除去）を講じることが可能である。
（１０）生物学的事象
・安全施設は，海生生物に対して，取水口に除塵機能を設けている。また，ネズミ等の小動物に対しては，ケーブル貫通部等の開口部には小動物が侵入しない対策を施していることから影響はない。
・大量のクラゲ等の海生生物の来襲により，海水ポンプに影響を与える可能性がある場合は，運転手順により発電所を安全に停止できる運用としている。
（１１）森林火災
・影響評価に基づいた防火帯幅を確保した設計とする。
・送電鉄塔，送電線の損傷に伴う外部電源喪失の可能性がある。その他，森林火災の延焼により，アクセスルートの通行に支障を来し，重大事故等対策に影響を及ぼす可能性がある。
・森林火災が拡大するまでの時間的余裕は十分あることから，予防散水する等の必要な安全対策を講じることができる。
（１２）高潮・安全施設は高潮の影響を受けないように設置することから，影響はない。

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（3／11）

添付 2.1.20－4（１）航空機落下・発電用原子炉施設への航空機落下確率は「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価について」（平成21・06・
25 原院第1号）等に基づき評価した結果，防護設計の要否判断基準である10 －７ 回／炉・年を超えないため，航空機落下による防護については設計上考慮する必要はない。なお，当事象が万が一発生した場合でも，故意による大型航空機の衝突と同様の対応を行う。
（２）ダムの崩壊
・ダムの崩壊により安全施設の安全機能を損なうような河川はないことから，影響はない。
（３）爆発・石油コンビナート等，爆発により安全施設の安全機能を損なうような爆発物の製造及び貯蔵設備はない。
（４）近隣工場等の火災・石油コンビナート等，火災により安全施設の安全機能を損なうような施設はない。

外部からの衝撃による損傷の防止
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の 実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則
基準に関する規則
３ 安全施設は，工場等内又はその周辺において想定される ２ 周辺監視区域に隣接する地域に事業所，鉄道，道路その他の外部からの衝撃が発生するおそれがある要因がある
発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそ場合には，事業所における火災又は爆発事故，危険物をれがある事象であって人為によるもの（故意によるもの
搭載した車両，船舶又は航空機の事故その他の敷地及びを除く。）に対して安全機能を損なわないものでなけれ敷地周辺の状況から想定される事象であって人為によるばならない。
もの（故意によるものを除く。）により発電用原子炉施設の安全性が損なわれないよう，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。
３ 航空機の墜落により発電用原子炉施設の安全性を損なう
おそれがある場合は，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。
「外部からの衝撃による損傷の防止」の大規模損壊における対応状況

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（4／11）

添付 2.1.20－5

外部からの衝撃による損傷の防止
・敷地内に存在する危険物貯蔵施設の火災については，火災による輻射熱を受けた場合でも外部火災防護施設の建屋等の表面温度が許容温度以下となる設計とする。
・航空機墜落による火災については，火災による輻射熱を受けた場合でも外部火災防護施設の建屋等の表面温度が許容温度以下となる設計とする。
・二次的影響（ばい煙等）については，発電所敷地内に存在する危険物貯蔵施設の火災及び航空機墜落による火災に伴う火災に伴うばい煙等発生時の二次的影響に対して，外気を取り込む換気空調設備，外気を設備内に取り込む機器及び室内の空気取り込む機器に分類し，影響評価行い，必要な場合は対策を行う設計とする。
（５）有毒ガス
・石油コンビナート等の有毒物質を貯蔵する固定施設はなく，陸上輸送等の可動施設についても幹線道路や航路から安全施設は離れているため，有毒ガスを考慮する必要はない。
（６）船舶の衝突
・一般航路は発電所から離隔距離が確保されている。海水取水口は防波堤内に設けられており，取水口と防波堤の位置関係を考慮すると，船舶の衝突を考慮する必要はない。
・船舶の座礁により重油等の流出が発生した場合は，取水路への重油の流入を防止し取水機能に影響を与えないようオイ
ルフェンスを設置する措置を講じる。
（７）電磁的障害
・サージノイズや電磁波の侵入があり，これらは計測制御回路に対して影響を及ぼすおそれがあるが，安全保護回路は，
日本工業規格（JIS）等に基づき，ラインフィルタや絶縁回路の設置により，サージノイズの侵入を防止する設計とする。

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（5／11）

添付 2.1.20－6

火災による損傷の防止
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の 実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則
基準に関する規則
第十一条 設計基準対象施設が火災によりその安全性が損な第八条 設計基準対象施設は，火災により発電用原子炉施設
われないよう，次に掲げる措置を講じなければならなの安全性が損なわれないよう，火災の発生を防止するこい。
とができ，かつ，早期に火災発生を感知する設備（以下
一 火災の発生を防止するため，次の措置を講ずること。
「火災感知設備」という。）及び消火を行う設備（以下イ 発火性又は引火性の物質を内包する系統の漏えい防止そ「消火設備」といい，安全施設に属するものに限る。）の他の措置を講ずること。
並びに火災の影響を軽減する機能を有するものでなければならない。
ロ 安全施設（設置許可基準規則第二条第二項第八号 に規定する安全施設をいう。以下同じ。）には，不燃性材料
又は難燃性材料を使用すること。ただし，次に掲げる場
合は，この限りでない。
（１） 安全施設に使用する材料が，不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」という。）である場合（２） 安全施設の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，安全施設における火災に起因して他の安全施設において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合
ハ 避雷設備その他の自然現象による火災発生を防止するための設備を施設すること。
ニ 水素の供給設備その他の水素が内部に存在する可能性がある設備にあっては，水素の燃焼が起きた場合においても発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう施設すること。
ホ 放射線分解により発生し，蓄積した水素の急速な燃焼に

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（6／11）

添付 2.1.20－7

火災による損傷の防止
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の 実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則
基準に関する規則
よって，発電用原子炉施設の安全性を損なうおそれがある場合には，水素の蓄積を防止する措置を講ずること。
二 火災の感知及び消火のため，次に掲げるところにより，早期に火災発生を感知する設備（以下「火災感知設備」という。）及び早期に消火を行う設備（以下「消火設備」という。）を施設すること。
イ 火災と同時に発生すると想定される自然現象により，その機能が損なわれることがないこと。
ロ 消火設備にあっては，その損壊，誤作動又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉施設の安全性が損なわれることがないこと。
三 火災の影響を軽減するため，耐火性能を有する壁の設置
その他の延焼を防止するための措置その他の発電用原子炉施設の火災により発電用原子炉を停止する機能が損なわれることがないようにするための措置を講ずること。
第五十二条 重大事故等対処施設が火災によりその重大事故第四十一条 重大事故等対処施設は，火災により重大事故等等に対処するために必要な機能が損なわれないよう，次に対処するために必要な機能を損なうおそれがないよう，に掲
火災の発生を防止することができ，かつ，火災感知設備及げる措置を講じなければならない。
び消火設備を有するものでなければならない。
一 火災の発生を防止するため，次の措置を講ずること。
イ 発火性又は引火性の物質を内包する系統の漏えい防止その他の措置を講ずること。
ロ 重大事故等対処施設には，不燃性材料又は難燃性材料を使用すること。ただし，次に掲げる場合は，この限りで設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（7／11）

添付 2.1.20－8

火災による損傷の防止
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の 実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則
基準に関する規則
ない。
（１） 重大事故等対処施設に使用する材料が，代替材料である場合（２） 重大事故等対処施設の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，重大事故等対処施設における火災に起因して他の重大事故等対処
施設において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合
ハ 避雷設備その他の自然現象による火災発生を防止するための設備を施設すること。
ニ 水素の供給設備その他の水素が内部に存在する可能性がある設備にあっては，水素の燃焼が起きた場合においても重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないよう施設すること。
ホ 放射線分解により発生し，蓄積した水素の急速な燃焼によって，重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがある場合には，水素の蓄積を防止する措置を講ずること。
二 火災の感知及び消火のため，火災と同時に発生すると想定される自然現象により，火災感知設備及び消火設備の機能が損なわれることがないように施設すること。

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（8／11）

添付 2.1.20－9・基準地震動を一定程度超える地震により，耐震性の低い機器については損傷し，潤滑油等を火災源として火災が発生する可能性が考えられる。
・常設重大事故等対処設備は当該機器が有する基準地震動に対する裕度まで損傷することはなく，火災は発生しないと考えられることから，当該設備自体については防護できると考えられる。なお，操作対象弁等へのアクセスルート確保のため，火災発生時には消火器等により消火活動を行い接近する。
・消火が不可能となるような大規模火災が発生した場合，建屋内の常設重大事故等対処設備は損傷することが考えられるが，この場合においても屋外に配備している可搬型重大事故等対処設備は使用可能であると考えられるため，建屋内の火災が鎮火した後に操作対象弁等へアクセスすることで対応が可能である。

火災による損傷の防止
火災による損傷防止のうち「影響の低減」の大規模損壊における対応状況

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（9／11）

添付 2.1.20－10２ 設計基準対象施設は，発電用原子炉施設内の放射性物質 ２ 設計基準対象施設が発電用原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器又は配管の破損により当該容器を含む液体を内包する容器又は配管の破損によって当該又は配管から放射性物質を含む液体があふれ出るおそれ
容器又は配管から放射性物質を含む液体があふれ出た場がある場合は，当該液体が管理区域外へ漏えいすること
合において，当該液体が管理区域外へ漏えいしないものを防止するために必要な措置を講じなければならない。
でなければならない。
設計基準対象施設の要求であり，大規模損壊では対象外である。

・基準地震度を一定程度超える地震により，建屋内の耐震Ｂ，Ｃクラス機器等が損傷し大規模な溢水が発生することによって原子炉建屋各階が浸水する可能性がある。この場合，最下階に設置している設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の機能が一部喪失する可能性があるが，それより上層階に設置する設備については防護されることが期待できる。また，屋外に配備している可搬型重大事故等対処設備による注水・給電が可能であり，常設及び可搬型重大事故等
対処設備が同時に機能喪失することはない。

溢水による損傷の防止等
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の 実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則
基準に関する規則
第九条 安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発 第十二条 設計基準対象施設が発電用原子炉施設内における生した場合においても安全機能を損なわないものでなけ
溢水の発生によりその安全性を損なうおそれがある場合ればならない。
は，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない。
「溢水による損傷の防止等」（内部溢水）の大規模損壊における対応状況

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（10／11）

添付 2.1.20－11・タービンミサイルについては，蒸気タービン及び発電機破損防止対策を行うことにより，蒸気タービン及び発電機の破損事故の発生確率を低くするとともに，ミサイルの発生を仮に想定しても安全施設の損傷確率を低くすることによって，発電用原子炉の安全を損なう可能性を極めて低くする設計とする。
・再循環ポンプは，原子炉再循環配管破断を想定しても，ポンプミサイルが生じないように，破壊限界に対し十分な強度を持つ設計とする。
・安全施設のうち，独立性を要求されているものは，各系統相互の離隔距離又は障壁によって分離し，ある区分で発生した飛散物が他の区分の構築物，系統及び機器に影響を与えず，かつ，ある区分の内部発生飛散物による配管の破損，機器の故障等の二次的影響が他の区分に波及しないこと，及び1区分の損傷により安全機能が喪失されない設計とする。
・仮に建屋内でミサイルが発生し重大事故等対処設備の損傷に至った場合においても屋外に配備している可搬型重大事故等対処設備にて対応が可能である。

安全施設
設計基準対象施設
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の 実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則
基準に関する規則
第十五条
第十二条
５ 安全施設は，蒸気タービン，ポンプその他の機器又は配 ４ 設計基準対象施設に属する設備であって，蒸気タービ
ン，ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物に管の損壊に伴う飛散物により，安全性を損なわないものより損傷を受け，発電用原子炉施設の安全性を損なうこでなければならない。
とが想定されるものには，防護施設の設置その他の損傷防止措置を講じなければならない。
「安全施設及び設計基準対象施設の機能」（内部飛来物）の大規模損壊における対応状況

設計基準対象施設に係る要求事項に対する大規模損壊における対応状況（11／11）

添付資料 2.1.21
大規模損壊発生時における放射線防護に係る対応について

大規模損壊発生時，現場作業等を行う要員は，個人線量計を装着し，緊急作業従事者は緊急作業に係る線量限度（100mSv 又は 250mSv）※ ，緊急作業従事者
でない者は通常の線量限度（50mSv／年，100mSv／5 年）を超えないように確認を行う。また，放射性物質の放出後，放射性物質濃度の高い場所で作業を行う
場合は，全面マスク等の放射線防護具を装着する。
※ 大規模損壊発生時，原子力災害対策特別措置法第 10 条通報の一部及び第 15 条宣言を行う前は 100mSv，行った後は 250mSv が，緊急作業従事者全員に適用される。
なお，大規模損壊初動対応においては，当直発電長又は放射線管理班長が，プラント状況（炉心損傷の可能性，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール
からの漏えいの有無等）を考慮し，大気に放出された放射性物質が大規模損壊
対応に影響を与える可能性がある場合，放射線防護具類の着用を指示する。
以下に，大規模損壊対応及び消火活動対応に必要な装備品について整理する。

1.

大規模損壊対応時に着用する装備品について
大規模損壊対応時に着用する装備品として，第 1 表にプラント対応時の装備品，第 2 表に火災対応時の装備品を示す。また，第 3 表に緊急作業に係る線量限度を示す。

添付 2.1.21－1

第1表

プラント対応時の装備品
着用基準

名称
炉心損傷の徴候 あり

炉心損傷の徴候 なし

個人線量計

着用

綿手袋・ゴム手袋

着用

タイベック

着用（緊急を要する作業を除く）

アノラック・長靴又は胴長靴

同左
管理区域内で身体汚染のおそれがある場合に着用管理区域内で身体汚染のおそれがある場合に着用管理区域内で身体汚染のおそれが湿潤環境下での作業時に着用ある湿潤状況下での作業を行う場
合に着用

遮蔽ベスト
全面マスク
自給式呼吸用保護具

移動を伴わない高線量環境下での作業時に着用

同左

着用（高湿度環境下での作業時は管理区域内で身体汚染のおそれが自給式呼吸用保護具を着用）ある場合に着用

高湿度環境下での作業時に着用

同左

第2表

火災対応時の装備品
着用基準

名称
炉心損傷の徴候 あり
個人線量計

着用

全面マスク

着用（空気呼吸器着用時除く）

空気呼吸器
消防服

同左

内部被ばく，酸欠等のおそれがある場合に着用火災近くで作業を行う場合に着用

第3表

炉心損傷の徴候 なし

管理区域内で身体汚染のおそれがある場合に着用
同左
同左

緊急作業に係る線量限度
緊急作業に係る線量限度

実効線量100mSv 又は 250mSv（緊急作業従事者に選定された者）（女子については，妊娠不能と診断された者に限る。）

添付 2.1.21－2

2.

放射線防護具等の携行について
大規模損壊対応において，現場作業等を行う要員は，各箇所に配備されている装備品一式を携行し，当直発電長又は放射線管理班長の指示により必要な放射線防護具類の着用を行う。
なお，個人線量計については，被ばく管理のため必ず着用し，各対応を行
う。

(1)

配備箇所
・中央制御室・緊急時対策所(2)

携行品一式
・放射線防護具：綿手袋，ゴム手袋，タイベック，全面マスク

火災対応時の装備品について

3.

大規模損壊時の消火活動の装備品については，中央制御室又は緊急時対策所等に配備する消防服等の必要な装備品を着用し消火対応を行う。
(1)

装備品
・個人線量計・全面マスク，空気呼吸器，自給式呼吸用保護具
・消防服

4.

大規模損壊対応時の留意事項
現場作業等を行う要員は，個人線量計を着用するとともに，適示，線量を確認し，自身の被ばく状況を把握する。
現場作業等を行う要員は，被ばく管理のため，消火活動時の滞在箇所，滞在時間及び被ばく線量等の情報を確認・記録する。
添付 2.1.21－3

予期せぬ放射線量の上昇が確認された場合は，その場を一時的に離れ，発電所災害対策本部（発電所災害対策本部設置前であれば，副原子力防災管理者又は発電長）の指示により対応する。

添付 2.1.21－4