資料番号：SA技-16-1 改2

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表

2018年2月28日
日本原子力発電株式会社【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

1.15 事故時の計装に関する手順等

1.15 事故時の計装に関する手順等
＜

目 次 ＞

1.15.1 対応手段と設備の選定

＜

目次 ＞

1.15.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方(2) 対応手段と設備の選定の結果(2) 対応手段と設備の選定の結果

a.

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

パラメータを計測する計器の故障時に発電用原子炉施設の状態を把握するための手段及びａ．パラメータを計測する計器の故障時に原子炉施設の状態を把握するための対応手段及び設備

記載表現の相違

設備b.

原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器へのｂ．原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水

注水量を監視するパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に発電用原子炉施設の状量を監視するパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に原子炉施設の状態を把握す

態を把握するための手段及び設備るための対応手段及び設備

c.

計測に必要な計器電源が喪失した場合の手段及び設備

ｃ．計測に必要な計器電源が喪失した場合の対応手段及び設備d.

重大事故等時のパラメータを記録する手段及び設備

ｄ．重大事故等時のパラメータを記録する対応手段及び設備

e.

手順等

ｅ．手 順 等

記載表現の相違

1.15.2 重大事故等時の手順等

1.15.2 重大事故等時の手順

1.15.2.1 監視機能喪失

1.15.2.1 監視機能喪失時の手順

記載表現の相違(1) 計器故障時の手順

記載表現の相違(1) 計器の故障

ａ．他チャンネルによる計測

記載方針の相違

ｂ．代替パラメータによる推定

・具体的な項目を記載

ｃ．重大事故等時の対応手段の選択(2) 計器の計測範囲(把握能力)を超えた場合(2) 計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の手順a.

代替パラメータによる推定

ａ．代替パラメータによる推定b.

可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視

ｂ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視
ｃ．重大事故等時の対応手段の選択

1.15.2.2 計測に必要な電源の喪失(1) 全交流動力電源喪失及び直流電源喪失

1.15.2.2 計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順

常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電

記載表現の相違(1) 全交流動力電源喪失及び直流電源喪失

a. 所内蓄電式直流電源設備からの給電b.

記載方針の相違

設備の相違
ａ．常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電

・東二は全ての代替電源設備を

c. 可搬型直流電源設備又は直流給電車からの給電

ｂ．可搬型代替直流電源設備からの給電

記載しておらず，電源喪失に伴d.

可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視ｃ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視い使用する代替電源設備のみ

e.

重大事故等時の対応手段の選択

ｄ．重大事故等時の対応手段の選択を記載（常設代替直流電源設備

1.15.3 重大事故等時のパラメータを記録する手順

1.15.2.3 重大事故等時のパラメータを記録する手順

である緊急用直流 125V 系蓄電

1.15.4 その他の手順項目にて考慮する手順

1.15.2.4 その他の手順項目にて考慮する手順

池は，最初から計器電源として期待しているため）。

1

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
1.15 事故時の計装に関する手順等【要求事項】

東海第二発電所
1.15 事故時の計装に関する手順等【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、計測機器（非常用のものを含む。）

発電用原子炉設置者において、重大事故等が発生し、計測機器（非常用のものを含む。）の故障により当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測の故障により当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握する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握する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。

れていること。

【解釈】

【解釈】

１

１

「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測すること「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合においても当該パラメータを推定するために有効な情報を把握するが困難となった場合においても当該パラメータを推定するために有効な情報を把握するために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措ために必要な手順等」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための手順等をいう。なお、「当該重大事故等に対処するために監視することが置を行うための手順等をいう。なお、「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ」とは、事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止

必要なパラメータ」とは、事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を意味する。

対策を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を意味する。

ａ）設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態の把握能力を明確化するこａ）設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態の把握能力を明確化すること。
（最高計測可能温度等）
ｂ）発電用原子炉施設の状態の把握能力（最高計測可能温度等）を超えた場合の発電用原と。（最高計測可能温度等）
ｂ）発電用原子炉施設の状態の把握能力（最高計測可能温度等）を超えた場合の発電用原子炉施設の状態を推定すること。

子炉施設の状態を推定すること。

ⅰ）原子炉圧力容器内の温度、圧力及び水位を推定すること。

ⅰ）原子炉圧力容器内の温度、圧力及び水位を推定すること。

ⅱ）原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を推定すること。

ⅱ）原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を推定すること。

ⅲ）推定するために必要なパラメータについて、複数のパラメータの中から確からしⅲ）推定するために必要なパラメータについて、複数のパラメータの中から確からしさを考慮し、優先順位を定めておくこと。
ｃ）原子炉格納容器内の温度、圧力、水位、水素濃度及び放射線量率など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計測又は監視及び記録ができること。
ｄ）直流電源喪失時に、特に重要なパラメータを計測又は監視を行う手順等（テスター又は換算表等）を整備すること。
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障等により，当該重大事故等に対処

備考

さを考慮し、優先順位を定めておくこと。
ｃ）原子炉格納容器内の温度、圧力、水位、水素濃度及び放射線量率など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計測又は監視及び記録ができること。
ｄ）直流電源喪失時に、特に重要なパラメータを計測又は監視を行う手順等（テスター又は換算表等）を整備すること。
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障等により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合に，当該パラメータ するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合に，当該パラメータの推定に有効な情報を把握するため，計器の故障（検出器の測定値不良，ケーブルの断線等）時の対 の推定に有効な情報を把握するため，計器の故障時の対応，計器の計測範囲を超えた場合への対応， 記載表現の相違
応，計器の計測範囲を超えた場合への対応，計器電源の喪失時の対応，計測結果を記録する手順等を 計器電源の喪失時の対応，計測結果を記録する手順等について説明する。
整備する。

2

記載方針の相違赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

1.15.1 対応手段と設備の選定

備考

1.15.1 対応手段と設備の選定(1) 対応手段と設備の選定の考え方(1) 対応手段と設備の選定の考え方

重大事故等時において，炉心損傷防止対策，格納容器破損防止対策等を実施するため，発電用原子炉施設の状態を把握することが重要である。当該重大事故等に対処するために監視する

重大事故等時において，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を実施するため，発電用原子炉施設（以下「原子炉施設」という。
）の状態を把握することが重要である。

ことが必要なパラメータを，技術的能力に係る審査基準（以下「審査基準」という。）1.1〜

当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータとして，技術的能力に係る1.15 の手順着手の判断基準及び操作手順に用いられるパラメータ並びに有効性評価の判断及び審査基準（以下「審査基準」という。）の手順着手の判断基準及び操作手順に用いられるパラメー

確認に用いるパラメータを抽出する（以下「抽出パラメータ」という。）。

タ並びに有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータを抽出する。

なお，審査基準1.16〜1.19 の手順着手の判断基準及び操作手順に用いられるパラメータにつ記載方針の相違
・以後，同様の内容は記載省略。
記載方針の相違
記載表現の相違
記載箇所の相違

いては，炉心損傷防止対策，格納容器破損防止対策等を成功させるための手順ではないため，・東二は後段で説明（P4）

各々の手順において整理する。
抽出パラメータのうち，当該重大事故等の炉心損傷防止対策，格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータ※1

抽出されたパラメータ（以下「抽出パラメータ」という。
）のうち，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態を直接監視す（以下「主要パラメータ」という。）及び主要パラメータを計測するための重大事故等対処設るパラメータ※１（以下「主要パラメータ」という。）及び主要パラメータを計測するための重大備を選定する。

事故等対処設備を選定する（第 1.15−1 図）。

※1：原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水

記載表現の相違

記載内容の相違※1：原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水 ・パラメータの位置付けに合わ

量，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び放射線量率，未臨界の維持又は量，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び放射線量率，未臨界の維持又は監視，最終ヒートシンクの確保，格納容器バイパスの監視，水源の確保，原子炉建屋内の確認，最終ヒートシンクの確保，格納容器バイパスの監視，水源の確保，原子炉建屋内の水素濃度,原子炉格納容器内の酸素濃度，使用済燃料プールの監視。

水素濃度，原子炉格納容器内の酸素濃度，使用済燃料プールの監視
抽出パラメータのうち，原子炉施設の状態を直接監視することはできないが，電源設備の受電

せ，選定フロー図と紐づけ。

記載箇所の相違（P4）状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態により原子炉施設の状態を補 ・選定フローに沿って，ここで助的に監視するパラメータ（以下「補助パラメータ」という。）に分類し，第 1.15−4 表に整理す 補助パラメータを説明。
る。また，補助パラメータのうち，重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準とし 記載方針の相違て用いるパラメータについては，重大事故等対処設備とする。

・重大事故等対処設備の補助パ
ラメータを定義付けし，後段の表と紐づけた内容を追記。

なお，重大事故等対処設備の運転・動作状態を表示する設備（ランプ表示灯等）については， 記載箇所の相違（P4）
各条文の「設置許可基準規則」第四十三条への適合方針のうち，(2)操作の確実性（「設置許可基 ・東二は前段で説明
準規則」第四十三条第一項二）にて，適合性を整理する。
記載表現の相違

また，計器の故障，計器の計測範囲（把握能力）の超過及び計器電源喪失により，主要パラ

また，計器の故障，計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合及び計器電源喪失により，主要メータを計測することが困難となった場合において，主要パラメータの推定に必要なパラメー

パラメータを計測することが困難となった場合において，主要パラメータを推定するために必要

タ（以下「代替パラメータ」という。）を用いて対応する手段を整備し，重大事故等対処設備

なパラメータ（以下「代替パラメータ」という。
）を用いて推定する対応手段及びその他想定するを選定する（第1.15.1 図，第1.15.2 図）（以下「機能喪失原因対策分析」という。）。

故障に対応する対応手段を整備し，重大事故等対処設備を選定する（以下「機能喪失原因対策分 ・機能喪失原因対策分析を基に析」という。）。機能喪失原因対策分析の結果を第 1.15−2 図に示す。

さらに，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等，想定される重大

さらに，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び放射線量率等，想定される重大3

記載表現の相違
分析した内容と引用する図が分かるように記載。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所事故等の対応に必要となるパラメータの記録手順及びそのために必要となる重大事故等対処設

事故等の対応に必要となるパラメータの記録手順及びそのために必要となる重大事故等対処設

備を選定する。抽出パラメータのうち，発電用原子炉施設の状態を直接監視することができな備を選定する。

備考
記載箇所の相違いパラメータについては，電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の・東二は前段で説明（P3）

設備の運転状態により発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータ（以下「補助パラメータ」という。）に分類し，第1.15.4 表に整理する。なお，重大事故等対処設備の運転・動作状態を表示する設備（ランプ表示灯等）については，各条文の設置許可基準規則第四十三条への適合状況のうち，(2)操作性（設置許可基準規則第四十三条第一項二）にて，適合性を整理する。
重大事故等対処設備のほかに，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※2を選

重大事故等対処設備の他に，柔軟な事故対応を行うための対応手段及び自主対策設備※２を選定

定する。

する。

※2

※2

自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況におい自主対策設備：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有て使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有

効な設備。

効な設備。

選定した重大事故等対処設備により，審査基準だけでなく，設置許可基準規則第五十八条及び選定した重大事故等対処設備により，審査基準だけでなく，「設置許可基準規則」第五十八条及技術基準規則第七十三条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅されてび「技術基準規則」第七十三条（以下「基準規則」という。）の要求機能を満足する設備が網羅さいることを確認するとともに自主対策設備との関係を明確にする。

れていることを確認するとともに，自主対策設備との関係を明確にする。
抽出パラメータは，審査基準 1.1〜1.15 の手順着手の判断基準及び操作手順に用いるパラメー
タ並びに有効性評価の判断及び確認に用いる全てのパラメータより抽出する。

記載箇所の相違
・柏崎は前段で説明（P3）なお，審査基準 1.16〜1.19 の手順着手の判断基準及び操作手順に用いられるパラメータにつ 記載表現の相違
いては，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるための直接的な手順ではな ・審査基準 1.16〜1.19 を対象
いため，各々の手順において整理する。

にしていないことを分かるよに記載。

主要パラメータは以下のとおり分類する。
・重要監視パラメータ
主要パラメータのうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも1 つ以上有するパラメータをいう。
・有効監視パラメータ

主要パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要監視パラメータ
主要パラメータのうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器（少なくとも 1 つ以上保有）により計測するパラメータをいう。
・有効監視パラメータ

主要パラメータのうち，自主対策設備の計器のみで計測されるが，計測することが困難と

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

で計測されるパラメータをいう。

代替パラメータは以下のとおり分類する。
・重要代替監視パラメータ

代替パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要代替監視パラメータ4

記載表現の相違赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備としての要求事

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備としての要求事
項を満たした計器を少なくとも1 つ以上有するパラメータをいう。
・有効監視パラメータ項を満たした計器（少なくとも 1 つ以上保有）により計測するパラメータをいう。
・常用代替監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータが自主対策設備の計器のみで計測されるパラメータを主要パラメータの代替パラメータが自主対策設備の計器のみで計測されるパラメータを
いう。

備考

いう。

記載表現の相違
運用の相違
・東二は有効効監視パラメータと差別化（玄海同様）。以下関連箇所を「※１」で表す。

また，主要パラメータ及び代替パラメータを計測する設備を以下のとおり分類する。

また，主要パラメータ及び代替パラメータを計測する設備を以下のとおり分類する。

主要パラメータを計測する計器は以下のとおり。

主要パラメータを計測する計器は以下のとおり。

・重要計器

・重要計器
重要監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設

重要監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設
備として位置付ける計器をいう。
・常用計器

備としての要求事項を満たした計器をいう。
・常用計器
主要パラメータを計測する計器のうち，重要計器以外の自主対策設備の計器をいう。

主要パラメータを計測する計器のうち，重要計器以外の自主対策設備の計器をいう。
代替パラメータを計測する計器は以下のとおり。
・重要代替計器代替パラメータを計測する計器は以下のとおり。
・重要代替計器
重要代替監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対重要代替監視パラメータを計測する計器のうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備として位置付ける計器をいう。
・常用代替計器記載表現の相違

処設備としての要求事項を満たした計器をいう。

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

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

重要計器及び重要代替計器の系統概要図を第 1.15−3 図に示す。
なお，主要パラメータが重大事故等対処設備で計測できず，かつその代替パラメータも重大事

記載方針の相違
記載箇所の相違

故等対処設備で計測できない場合は，重大事故等時に発電用原子炉施設の状況を把握するため，・東二は後段で説明（P6）主要パラメータを計測する計器の１つを重大事故等対処設備としての要求を満たした計器へ変更する。
以上の分類により抽出した重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを第1.15.2表に以上の分類により抽出した重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを第 1.15−2 表に示す。あわせて，設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握する能力を明確示す。あわせて，設計基準を超える状態における原子炉施設の状態を把握する能力を明確化する化するために，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測範囲，個数，耐震性及びために，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測範囲，個数，耐震性及び電源設

非常用電源からの給電の有無についても整理する。

備からの給電元についても第 1.15−2 表に整理する。
有効監視パラメータを計測する常用計器及び常用代替監視パラメータを計測する常用代替計器の計測範囲，個数及び電源並びに代替パラメータを計測する重要代替計器を第 1.15−5 表に示す。

整理した結果を踏まえ，原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び整理した結果を踏まえ，原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原5

記載表現の相違
記載方針の相違赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータの値が計測範囲を超えた場合，発電用原子炉施

子炉格納容器への注水量を監視するパラメータの値が計測範囲を超えた場合，原子炉施設の状態

設の状態を推定するための手段を整備する。

を推定するための手段を整備する。

重大事故等の対処に必要なパラメータを計測又は監視し，記録する手順等を整備する。

備考

重大事故等の対処に必要なパラメータを計測又は監視し，記録する手順等を整備する。
なお，主要パラメータが重大事故等対処設備で計測できず，かつその代替パラメータも重大事

記載箇所の相違

故等対処設備で計測できない場合は，重大事故等時に原子炉施設の状況を把握するため，主要パ ・柏崎は前段で説明（P5）
ラメータを計測する計器の１つを重大事故等対処設備としての要求を満たした計器へ変更する。
(2) 対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，監視機能の喪失として計器故障及び計器の計測範囲（把握能力）(2) 対応手段と設備の選定の結果
機能喪失原因対策分析の結果，監視機能の喪失として計器故障及び計器の計測範囲（把握能力）を超過した場合を想定する。また，全交流動力電源喪失及び直流電源喪失による計器電源の喪失

を超えた場合を想定する。また，全交流動力電源喪失及び直流電源喪失による計器電源の喪失を 記載表現の相違を想定する。

想定する。
監視機能及び計器電源の喪失原因と対応手段の検討及び審査基準，基準規則要求により選定し記載方針の相違た対応手段とその対応に使用する重大事故等対処設備と自主対策設備を以下に示す。
なお，機能喪失の想定，重大事故等対処設備，自主対策設備及び整備する手順についての関係
を第 1.15−1 表に示す。
a.

パラメータを計測する計器の故障時に発電用原子炉施設の状態を把握するための手段及びａ．パラメータを計測する計器の故障時に原子炉施設の状態を把握するための対応手段及び設備

設備(a) 対応手段(a) 対応手段

重大事故等の対処時に主要パラメータを計測する計器が故障した場合，発電用原子炉施重大事故等の対処時に主要パラメータを計測する計器が故障又は計器の故障が疑われる設の状態を把握するため，多重化された計器の他チャンネル※3の計器により計測する手段

場合，原子炉施設の状態を把握するため，多重化された同一計器の他チャンネル※３の計器に・東二は計器故障が疑われる場

及び代替パラメータを計測する計器により当該パラメータを推定する手段がある（第より計測する手段及び代替パラメータを計測する計器により当該パラメータを推定する手合も対応（玄海同様）。

1.15.3表）。

段がある。なお，主要パラメータのうち，重要監視パラメータ及び有効監視パラメータを計

記載表現の相違

運用の相違

測する計器が故障した場合に使用する重要代替監視パラメータを第 1.15−3 表に示す。
※3 チャンネル：単一故障を想定しても，パラメータの監視機能が喪失しないように，1※3 チャンネル：単一故障を想定しても，パラメータの監視機能が喪失しないように，1つのパラメータを測定原理が同じである複数の計器で監視しており，

つのパラメータを測定原理が同じである複数の計器で監視しており，多重化された監視機能のうち，検出器から指示部までの最小単位をチ

多重化された監視機能のうち，検出器から指示部までの最小単位をチャンネルと呼ぶ。

ャンネルと呼ぶ。

他チャンネルによる計測に使用する計器は以下のとおり。

他チャンネルによる計測に使用する設備は以下のとおり。

・主要パラメータの他チャンネルの重要計器

・主要パラメータの他チャンネルの重要計器

・主要パラメータの他チャンネルの常用計器・主要パラメータの他チャンネルの常用計器

代替パラメータを計測する計器は以下のとおり。

代替パラメータを計測する設備は以下のとおり。

・重要代替計器・重要代替計器・常用代替計器・常用代替計器6

記載表現の相違

記載表現の相違赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

東海第二発電所(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

機能喪失原因対策分析の結果により選定した，主要パラメータを計測する計器の故障時に機能喪失原因対策分析の結果により選定した主要パラメータを計測する計器の故障時に，発電用原子炉施設の状態を把握するための設備のうち，当該パラメータの他チャンネルの重原子炉施設の状態を把握するための設備のうち，当該パラメータの他チャンネルの重要計器

要計器は重大事故等対処設備として位置付ける。代替パラメータによる推定に使用する設備

は，重大事故等対処設備として位置付ける。

のうち，重要代替計器は重大事故等対処設備として位置付ける。

備考

代替パラメータによる推定に使用する設備のうち，重要代替計器は，重大事故等対処設備

記載方針の相違として位置付ける。
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。
以上の重大事故等対処設備により，主要パラメータを把握することができる。また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・主要パラメータの他チャンネルの常用計器及び常用代替計器

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，主要パラメータを把握することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・主要パラメータの他チャンネルの常用計器及び常用代替計器

耐震性又は耐環境性はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能なことから代替手段として有効である。
b.

耐震性又は耐環境性はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することがｂ．原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水

水量を監視するパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に発電用原子炉施設の状態量を監視するパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に原子炉施設の状態を把握すを把握するための手段及び設備るための対応手段及び設備

重大事故等の対処時に当該パラメータが計測範囲を超えた場合は，発電用原子炉施設の状

記載表現の相違

可能なことから，重要計器及び重要代替計器を計測する代替手段として有効である。

原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注(a) 対応手段

記載方針の相違(a) 対応手段
重大事故等の対処時に当該パラメータが計測範囲（把握能力）を超えた場合は，原子炉施態を把握するため，代替パラメータを計測する計器により必要とするパラメータの値を推定

設の状態を把握するため，代替パラメータにより推定する手段及び可搬型の計測器（可搬型 記載方針の相違する手段及び可搬型の計測器により計測する手段がある。

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

設計方針の相違用）及び可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水・東二の可搬型計測器は，仕様

量）計測用）（以下「可搬型計測器」という。））により計測する手段がある。

毎に記載（玄海同様）。柏崎は温代替パラメータによる推定に使用する設備は以下のとおり。

代替パラメータによる推定に使用する設備は以下のとおり。

度計測用の１種類のため，仕様・重要代替計器・重要代替計器毎の記載はなし。以下関連箇所

・常用代替計器・常用代替計器を「※２」で表す。

可搬型の計器による計測に使用する設備は以下のとおり。

可搬型の計測器による計測に使用する設備は以下のとおり。

・可搬型計測器

・可搬型計測器(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備

機能喪失原因対策分析の結果により選定した，主要パラメータの値が計器の計測範囲を超機能喪失原因対策分析の結果により選定した主要パラメータの値が計器の計測範囲（把握

えた場合に，発電用原子炉施設の状態を把握するための設備のうち，重要代替計器及び可搬能力）を超えた場合に，原子炉施設の状態を把握するための設備のうち，重要代替計器及び型計測器は重大事故等対処設備として位置付ける。

可搬型計測器は，重大事故等対処設備として位置付ける。

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これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要7記載方針の相違赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
求される設備が全て網羅されている。

る。
以上の重大事故等対処設備により，当該パラメータを把握することができる。また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・常用代替計器以上の重大事故等対処設備により，当該パラメータを把握することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・常用代替計器

耐震性又は耐環境性はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能なことから代替手段として有効である。
c.

備考

計測に必要な計器電源が喪失した場合の手段及び設備(a) 対応手段監視する計器に供給する電源（以下「計器電源」という。）が喪失し，監視機能が喪失し耐震性又は耐環境性はないが，監視可能であれば原子炉施設の状態を把握することが記載表現の相違

可能なことから，重要代替計器を計測する代替手段として有効である。
ｃ．計測に必要な計器電源が喪失した場合の対応手段及び設備(a) 対応手段監視する計器に供給する電源（以下「計器電源」という。）が喪失するおそれがある場合 運用の相違た場合に，代替電源（交流，直流）から給電し，当該パラメータの計器により計測又は監視に，代替電源（交流，直流）として常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置，可 ・東二は計器電源の喪失が疑わする手段がある。

搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車並びに可搬型代替直流電源設備である

れる場合から対応（玄海同様）。

可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から給電し，当該パラメータの計器により計測又は記載方針の相違

監視する手段がある。
また，計器電源が喪失した場合に，電源（乾電池）を内蔵した可搬型の計測器を用いて計また，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測器を用いて計測

測又は監視する手段がある。計器の電源構成図を第1.15.4図に示す。

又は監視する手段がある。計器の電源構成図を第 1.15−5 図に示す。

代替電源（交流）からの給電に使用する設備は以下のとおり。

代替電源（交流）からの給電に使用する設備は以下のとおり。

・常設代替交流電源設備

・常設代替高圧電源装置

・第二代替交流電源設備

・可搬型代替低圧電源車

記載表現の相違

設備の相違

・可搬型代替交流電源設備
代替電源（直流）からの給電に使用する設備は以下のとおり。

代替電源（直流）からの給電に使用する設備は以下のとおり。

・所内蓄電式直流電源設備

・可搬型代替低圧電源車

・可搬型直流電源設備

・可搬型整流器

・直流給電車及び可搬型代替交流電源設備
可搬型の計測器による計測又は監視する設備は以下のとおり。
・可搬型計測器(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備
機能喪失原因対策分析の結果により選定した，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電
源設備，所内蓄電式直流電源設備，可搬型直流電源設備，可搬型計測器は，重大事故等対処

可搬型の計測器による計測又は監視に使用する設備は以下のとおり。
・可搬型計測器(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備
機能喪失原因対策分析の結果により選定した常設代替高圧電源装置，可搬型代替低圧電源

設備の相違

車及び可搬型整流器並びに可搬型計測器は，重大事故等対処設備として位置付ける。

設備として位置付ける。
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。
以上の重大事故等対処設備により，主要パラメータを把握することができる。また以下

これらの機能喪失原因対策分析の結果により選定した設備は，審査基準及び基準規則に要記載方針の相違求される設備が全て網羅されている。
以上の重大事故等対処設備により，主要パラメータを把握することができる。

の設備は，プラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため,自主対策設備として

8

設備の相違

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・第二代替交流電源設備
耐震性は確保されていないが，常設代替交流電源設備と同等の機能を有することから，健全性が確認できた場合において，重大事故等の対処に必要となるパラメータの監視が可能となることから代替手段として有効である。
・直流給電車
給電開始までに時間を要するが，給電可能であれば重大事故等の対処に必要となるパラメータの監視が可能となることから代替手段として有効である。
d.

重大事故等時のパラメータを記録する手段及び設備(a) 対応手段

ｄ．重大事故等時のパラメータを記録する対応手段及び設備(a) 対応手段

重大事故等時において，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率

重大事故等時において，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び放射線量率

等，想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パラ

等，想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメ

メータを記録する手段がある。

ータを計測又は監視及び記録する手段がある。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを記録する設備は以下のとおり。
・安全パラメータ表示システム（SPDS）
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，データ伝送装置，緊急時対策支援システ
ム伝送装置及びSPDS表示装置により構成される。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視及び記録する設備は以下のとおり。

記載方針の相違・要求条文に合わせ，計測又は監視を含めて記載。

・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，データ伝送装置，緊急時対策支援システ
ム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置により構成される。
・データ表示装置

設備の相違
・東二はＭＣＲで監視するデー
タ表示装置（可搬型）を重大事
故等対処設備に位置付けて使用するため。以下，関連箇所を「※３」で表す。

また，重大事故等時の有効監視パラメータが使用できる場合は，パラメータを記録する手段がある。

また，重大事故等時に有効監視パラメータ及び常用代替監視パラメータが使用できる場合

運用の相違（※１による）は，パラメータを記録する手段がある。

有効監視パラメータを記録する設備は以下のとおり。

有効監視パラメータ及び常用代替監視パラメータを記録する設備は以下のとおり。

・ 安全パラメータ表示システム（SPDS）

・プロセス計算機

設備，運用の相違

・放射線管理計算機
・記録計
なお，その他の記録として，警報発生及びプラントトリップ状態を記録する手段がある。

なお，その他の記録として運転日誌，警報状態及びプラントトリップ状態を記録する手段がある。

その他のパラメータを記録する設備は以下のとおり。

その他のパラメータを記録する設備は以下のとおり。

・プロセス計算機・プロセス計算機

9

設備の相違

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
重要監視パラメータは，原則，安全パラメータ表示システム（SPDS）へ記録するが，監視東海第二発電所

備考

重要監視パラメータは，原則，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）へ記録するが， 運用の相違が必要な時に現場に設置する計器，複数の計測結果を使用し計算により推定する監視パラメ

可搬型計測器によるパラメータの測定の値，複数の計測結果を使用し計算により推定するパ・東二は現場記録がないため。

ータ（計測結果を含む）の値は，記録用紙に記録する手順を整備する。

ラメータの値は，記録用紙に記録する手順を整備する。

記載内容の相違(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを記録する設備である安全パラメータ
表示システム（SPDS）は，重大事故等対処設備として位置付ける。
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。

(b) 重大事故等対処設備と自主対策設備
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを記録する設備である安全パラメータ
表示システム（ＳＰＤＳ）は，重大事故等対処設備として位置付ける。
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。

以上の重大事故等対処設備により，重要な監視パラメータを記録することができる。また，以上の重大事故等対処設備により，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び以下の設備は，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,自主対策設備と放射線量率等，想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータを計測又は監視及び記して位置付ける。あわせて，その理由を示す。

録することができる。

記載方針の相違

また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策
設備として位置付ける。あわせて，その理由を示す。
・プロセス計算機・プロセス計算機
・放射線管理計算機

設備，運用の相違

・記録計
耐震性を有していないが，設備が健全である場合は重大事故等の対処に必要となる監視パラメータの記録が可能なことから代替手段として有効である。

耐震性を有していないが，設備が健全である場合は重大事故等の対処に必要となる有設備，運用の相違

効監視パラメータ及び常用代替監視パラメータの記録が可能なことから，安全パラメー
タ表示システム（ＳＰＤＳ）の代替手段として有効である。

e.

手順等

ｅ．手 順 等

上記の「a. パラメータを計測する計器の故障時に発電用原子炉施設の状態を把握するため

上記の「ａ.パラメータを計測する計器の故障時に原子炉施設の状態を把握するための対応の手段及び設備」，「b. 原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及手段及び設備」，「ｂ.原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子び原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に発炉格納容器への注水量を監視するパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に原子炉施電用原子炉施設の状態を把握するための手段及び設備」，「c. 計測に必要な計器電源が喪失設の状態を把握するための対応手段及び設備」，「ｃ.計測に必要な計器電源が喪失した場合のした場合の手段及び設備」及び「d. 重大事故等時のパラメータを記録する手段及び設備」に対応手段及び設備」及び「ｄ.重大事故等時のパラメータを記録する対応手段及び設備」によりより選定した対応手段に係る手順を整備する。

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，運転員及び緊急時対策要員の対応として事故時運転操作手順書(徴候ベー

これらの手順は，運転員等※４，重大事故等対応要員及び災害対策要員の対応として「非常時ス)，AM 設備別操作手順書及びアクシデントマネジメントの手引きに定める(第1.15.1 表)。

運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」，「非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）」，「ＡＭ設備別操作
手順書」及び「重大事故等対策要領」に定める（第 1.15−1 表）。
※4 運転員等：運転員（当直運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）をいう。

10

運用，体制の相違

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

1.15.2 重大事故等時の手順等

1.15.2 重大事故等時の手順

1.15.2.1 監視機能喪失

1.15.2.1 監視機能喪失時の手順(1) 計器の故障
主要パラメータを計測する計器が，故障により計測することが困難となった場合，当該パラメータを推定する手段を整備する(第1.15.3 表)。

備考(1) 計器故障時の手順
主要パラメータを計測する計器が，故障により計測することが困難となった場合又は計器の故運用の相違障が疑われる場合，当該パラメータを推定する手段を整備する。なお，代替パラメータによる主 ・東二は計器故障が疑われる場
要パラメータの推定方法を第 1.15−3 表に示す。

合も対応（玄海同様）。

ａ．他チャンネルによる計測

記載方針の相違

主要パラメータを計測する多重化された重要計器が，チャンネル故障により計測することが・東二は他チャンネルによる計困難となった場合に，主要パラメータの他チャンネルの重要計器による計測を行う手順を整備 測と代替パラメータにより推する。

定する手段（項目）を別けて記載。

a.

手順着手の判断基準
重大事故等に対処するために発電用原子炉施設の状態を把握するために必要な重要監視パ(a) 手順着手の判断基準
主要パラメータを計測する多重化された重要計器のチャンネル故障が発生した場合。

ラメータを計測する重要計器が故障した場合※１。
※1：重要計器の指示値に，以下のような変化があった場合
・通常時や事故時に想定される値から，大きな変動がある場合・複数ある計器については，それぞれの指示値の差が大きい場合
・計器信号の喪失に伴い，指示値が計測範囲外にある場合
・計器電源の喪失に伴い，指示値の表示が消滅した場合
b.

操作手順
計器の故障の判断及び対応手順は，以下のとおり。
①運転員は，発電用原子炉施設の状態を把握するために必要な重要監視パラメータについて，他チャンネルの重要計器がある場合には，当該計器により当該パラメータを計(b) 操作手順
主要パラメータの他チャンネルの重要計器による計測手順の概要は以下のとおり。

記載方針の相違①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に主要パラメータの他チャンネルの・東二は他チャンネルによる計重要計器による計測を指示する。

測の手順のみを記載。後段で代測する。

②運転員等は，主要パラメータの他チャンネルの重要計器の指示値を読み取る。

替パラメータによる推定する

また，当該パラメータの常用計器が監視可能であれば確認に使用する。

③運転員等は，読み取った指示値が計測範囲内にあること及びプラント状況によりあらか

手順を別けて記載（P12）。

②運転員は，読み取った指示値が正常であることを，計測範囲内にあること及びプラン
ト状況によりあらかじめ推定される値との間に大きな差異がないことより確認する。

じめ推定される値との間に大きな差異がないことを確認する。
④運転員等は，読み取った指示値を発電長に報告する。

運用の相違③当該パラメータが計測範囲外，又はプラント状況によりあらかじめ推定される値との・東二は常用計器を確認するの間に大きな差異がある場合には，当直副長は，あらかじめ選定した重要代替監視パラ

は，重要代替計器による推定不メータの計測を運転員に指示する。

可の場合に限る。

④運転員は，読み取った指示値を当直副長に報告する。なお，常用代替計器が使用可能であれば，併せて確認する。
⑤当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ重要代替監視パラメータ11赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考の指示値から主要パラメータの推定を依頼する。
⑥緊急時対策本部は，当直長に主要パラメータの推定結果を報告する。
c.

操作の成立性
上記の計測及び推定は，中央制御室運転員１名で対応が可能である。
速やかに作業ができるように，推定手順を整備する。

d.

代替パラメータでの推定方法
主要パラメータを計測する計器の故障により，主要パラメータの監視機能が喪失した場合
は，代替パラメータによる推定を行う。

(c) 操作の成立性
上記の計測は，中央制御室運転員等１名で対応が可能である。また，計測手順を整備する

記載方針の相違

ため，速やかに対応できる。
ｂ．代替パラメータによる推定
主要パラメータを計測する計器の故障により主要パラメータの監視機能が喪失した場合又運用の相違

は計器の故障が疑われる場合は，代替パラメータである重要代替計器又は常用代替計器による・東二は計器故障が疑われる場推定を行う。

合も対応（玄海同様）。

計器が故障するまでの発電用原子炉施設の状態及び事象進展状況を踏まえ，関連するパラメ

計器が故障するまでの原子炉施設の状態及び事象進展状況を踏まえ，関連するパラメータをータを複数確認し，得られた情報の中から有効な情報を評価することで，発電用原子炉施設の複数確認し，得られた情報の中から有効な情報を評価することで，原子炉施設の状態を把握す

状態を把握する。

る。

推定に当たっては，使用する計器が複数ある場合，代替パラメータと主要パラメータの関連推定に当たっては，推定に使用する計器が複数ある場合，代替パラメータと主要パラメータ

性，検出器の種類，使用環境条件等，以下に示す事項及び計測される値の不確かさを考慮し，の関連性，検出器の種類及び使用環境条件を考慮し，使用するパラメータの優先順位をあらか

記載方針の相違

使用するパラメータの優先順位をあらかじめ定める。

じめ定める。

・東二は不確かさを考慮する事
項は，代替パラメータによる推定手順の説明の後に記載（P13〜14）。

(a) 手順着手の判断基準
主要パラメータを計測する計器の故障により主要パラメータの監視機能が喪失した場合
又は計器の故障が疑われる場合。

記載方針の相違・東二は代替パラメータによる対応手段を個別に記載。

(b) 操作手順
主要パラメータの重要代替計器又は常用代替計器による推定手順の概要は以下のとおり。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に主要パラメータの重要代替計器による計測を指示する。
②運転員等は，主要パラメータの重要代替計器の指示値を読み取る。
③運転員等は，読み取った指示値を発電長へ報告する。
④発電長は，指示値が計測範囲外又はプラント状況によりあらかじめ推定される値との間に大きな差異がある場合は，常用代替計器の確認を運転員等に指示する。
⑤発電長は，災害対策本部長へ重要代替計器の指示値から主要パラメータの推定を依頼する。
⑥災害対策本部長は，重大事故等対応要員に重要代替計器の値から主要パラメータの推定を指示する。

12

運用の相違
・東二は常用計器を確認するのは，重要代替計器による推定不可の場合に限る。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考⑦重大事故等対応要員は，主要パラメータの推定結果を災害対策本部長へ報告する。
⑧災害対策本部長は，発電長に主要パラメータの推定結果を報告する。
(c) 操作の成立性
上記の推定は，中央制御室運転員等１名で対応が可能である。また，推定手順を整備するため，速やかに対応できる。
具体的な推定方法については，第 1.15−3 表に整理する。なお，代替パラメータによる主記載箇所の相違

要パラメータの推定ケースは以下のとおり。

・柏崎は後段で説明（P14）。柏

・同一物理量（温度，圧力，水位，流量，放射線量率，水素濃度及び中性子束）から推定す崎との差異はそこで説明。

るケース
・水位を水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力から推定するケース
・流量を注水先又は水源の水位変化を監視することにより推定するケース・圧力から原子炉圧力容器又は原子炉格納容器の水位を推定するケース
・原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいを水位，圧力等の傾向監視により推定するケー
ス
・圧力又は温度を水の飽和状態の関係から推定するケース
・水素濃度が燃焼するおそれのある状態であるかを推定するケース・装置の作動状況により水素濃度を推定するケース
・制御棒の位置指示により未臨界を推定するケース・プラントの状態により最終ヒートシンクの確保を推定するケース
・使用済燃料プールの状態を同一物理量（温度），あらかじめ評価した水位と放射線量率の相関関係及びカメラによる監視により，使用済燃料プールの水位又は必要な水遮蔽が確保されていることを推定するケース
・デブリの冠水状態を温度により推定するケース
また，推定に当たっては，以下に示す事項及び計測される値の不確かさを考慮する。
・基準配管に水を満たした構造の計器で計測するパラメータについては，急激な原子炉減圧・基準配管に水を満たした構造の計器で計測するパラメータについては，急激な原子炉減圧等により基準配管の水が蒸発し，不確かな指示を示すことがある。そのような状態が想定

等により基準配管の水が蒸発し，不確かな指示を示すことがある。そのような状態が想定される場合は，関連するパラメータを複数確認しパラメータを推定する。なお，原子炉水される場合は，関連するパラメータを複数確認し，パラメータを推定する。なお，原子炉

位及び原子炉圧力を除き，基準配管の水位変動に起因する不確かさを考慮する必要はな

水位及び原子炉圧力を除き，基準配管の水位変動に起因する不確かさを考慮する必要はな

い。

い。

・常用代替計器が監視機能を維持している場合，重大事故等の対処に有効な情報を得ること

・自主対策設備である常用代替計器が監視機能を維持している場合，重大事故等の対処に有ができる。ただし，環境条件や不確かさを考慮し，重要計器又は重要代替計器で測定され効な情報を得ることができる。ただし，常用代替計器で計測されるパラメータの値は，環るパラメータの値との差異を評価し，パラメータの値，信頼性を考慮した上で使用する。

境条件や不確かさを考慮し，重要計器又は重要代替計器で測定されるパラメータの値との13

記載内容の相違赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

差異を評価し，信頼性を考慮した上で使用する。
・重大事故等時に最も設置雰囲気の環境が厳しくなるのは，炉心損傷及び原子炉圧力容器が・重大事故等時に最も設置雰囲気の環境が厳しくなるのは，炉心損傷及び原子炉圧力容器が破損した状況であるため，原子炉格納容器内の圧力，温度，放射線量率等が厳しい環境下破損した状況であるため，原子炉格納容器内の圧力，温度，放射線量率等が厳しい環境下においても，その監視機能を維持できる重要代替計器を優先して使用する。また，重大事においても，その監視機能を維持できる重要代替計器を優先して使用する。また，重大事

故等発生時と校正時の状態変化による影響を考慮する。

故等時と校正時の状態変化による影響を考慮する。

・圧力のパラメータと温度のパラメータを水の飽和状態の関係から推定する場合は，水が飽・圧力のパラメータと温度のパラメータを水の飽和状態の関係から推定する場合は，水が飽和状態でないと不確かさが生じるため，計器が故障するまでの発電用原子炉施設の状況及和状態でないと不確かさが生じるため，計器が故障するまでの原子炉施設の状況及び事象

び事象進展状況を踏まえ，複数の関連パラメータを確認し，有効な情報を得た上で推定す進展状況を踏まえ，複数の関連パラメータを確認し，有効な情報を得た上で推定する。

記載方針の相違る。
・推定に当たっては，代替パラメータの誤差による影響を考慮する。

・推定に当たっては，代替パラメータの誤差による影響を考慮する。
東二の推定方法を再喝（P13）。

代替パラメータによる主要パラメータの推定ケースは以下のとおりであり，具体的な推定方法については，第1.15.3表に整理する。
・同一物理量（温度，圧力，水位，放射線量率，水素濃度及び中性子束）により推定するケース

具体的な推定方法については，第 1.15−3 表に整理する。なお，代替パラメータによる主要パラメータの推定ケースは以下のとおり。

ただし，比較し易いように内容に合わせて記載順を変更。

・同一物理量（温度，圧力，水位，流量，放射線量率，水素濃度及び中性子束）から推定するケース

・水位を注水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力により推定するケース

・水位を水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力から推定するケース

・流量を注水源又は注水先の水位変化を監視することにより推定するケース

・流量を注水先又は水源の水位変化を監視することにより推定するケース

・除熱状態を温度，圧力，流量等の傾向監視により推定するケース・プラントの状態により最終ヒートシンクの確保を推定するケース

設備・運用の相違
・東二はフィルタ装置のｐＨ計・必要なpHが確保されていることを，フィルタ装置水位の水位変化により推定するケース

を自主対策設備の位置付けとしているため記載なし。
・圧力又は温度を水の飽和状態の関係により推定するケース

・圧力又は温度を水の飽和状態の関係から推定するケース

設備の相違
・東二はＰＣＶ圧力と注水量に・注水量を注水先の圧力から注水特性の関係により推定するケース

相関性がないため。
運用の相違
・原子炉格納容器内の水位を格納容器内圧力(D/W)と格納容器内圧力(S/C)の差圧により推定・圧力から原子炉圧力容器又は原子炉格納容器の水位を推定するケース

・東二はＲＰＶとＰＣＶの圧力から水位を推定するケースを

するケース

纏めて記載
・未臨界状態の維持を制御棒の挿入状態により推定するケース

・制御棒の位置指示により未臨界を推定するケース

・あらかじめ評価したパラメータの相関関係により酸素濃度を推定するケース

・水素燃焼するおそれのある状態であるかを推定するケース・装置の作動状況により水素濃度を推定するケース・装置の作動状況により水素濃度を推定するケース

運用の相違

・エリア放射線モニタの傾向監視により格納容器バイパス事象が発生したことを推定するケ・原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいを水位，圧力等の傾向監視により推定するケー・東二は格納容器バイパスの監

ース

ス

14

視を複数のパラメータを組み

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
合わせてプラント状態及び冷却材漏えい事象を監視するため関連パラメータを記載。
運用の相違

・原子炉格納容器への空気（酸素）の流入の有無を原子炉格納容器内圧力により推定するケ・東二は「水素燃焼するおそれースのある状態であるかを推定するケース」に纏めて記載。
設備の相違

・使用済燃料プールの状態を同一物理量（温度及び水位），あらかじめ評価した水位と放射・使用済燃料プールの状態を同一物理量（温度），あらかじめ評価した水位と放射線量率の相・柏崎はヒートサーモ式ＳＦＰ

線量率の相関関係及びカメラの監視により，使用済燃料プールの水位又は必要な水遮蔽が関関係及びカメラによる監視により，使用済燃料プールの水位又は必要な水遮蔽が確保さ

水位計を多重化しているため。

確保されていることを推定するケース

れていることを推定するケース

・原子炉圧力容器内の圧力と原子炉格納容器内の圧力（S/C）の差圧により原子炉圧力容器の満水状態を推定するケース
・デブリの冠水状態を温度により推定するケース

・東二はＲＰＶ破損後のペデス
タル内水位管理に温度計で冠水状態を推定する手段を設定。

e.

重大事故等時の対応手段の選択

ｃ．重大事故等時の対応手段の選択

主要パラメータを計測する計器が故障した場合の，対応手段の優先順位を以下に示す。

主要パラメータを計測する計器が故障した場合の，対応手段の優先順位を以下に示す。

主要パラメータを計測する多重化された重要計器が，計器の故障により計測することが困難

主要パラメータを計測する多重化された重要計器が，計器の故障により計測することが困難となった場合に，他チャンネルの重要計器により計測できる場合は，他チャンネルの重要計器となった場合に，他チャンネルの重要計器により計測できる場合は，他チャンネルの重要計器により主要パラメータを計測する。

により主要パラメータを計測する。

他チャンネルの重要計器の故障により，計測することが困難となった場合は，他チャンネルの常用計器により主要パラメータを計測する。

他チャンネルの重要計器の故障により，計測することが困難となった場合は，他チャンネルの常用計器により主要パラメータを計測する。

主要パラメータを計測する計器の故障により，主要パラメータの監視機能が喪失した場合

主要パラメータを計測する計器の故障により，主要パラメータの監視機能が喪失した場合又は，第1.15.3表にて定める優先順位にて代替計器により代替パラメータを計測し，主要パラメ

は計器の故障が疑われる場合は，第 1.15−3 表にて定める優先順位にて重要代替計器を優先

記載表現の相違ータを推定する。

し，次に常用代替計器により代替パラメータを計測し，主要パラメータを推定する。

・東二は代替パラメータの優先順位を具体的に記載。

(2) 計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合(2) 計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の手順

原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水

計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合に，原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに記載表現の相違量を計測するパラメータのうち，パラメータの値が計器の計測範囲を超えるものは，原子炉圧力

原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量を代替パラメータにより推定する。また，推定す

記載内容の相違

容器内の温度及び水位，並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量である。なお，こるために必要な代替パラメータについては，複数のパラメータの中から確からしさを考慮し，第 ・東二は計測範囲を超えた場合

れらのパラメータ以外で計器の計測範囲を超えた場合には，可搬型計測器により計測することも

1.15−3 表に優先順位を定める。

可能である。可搬型計測器により計測可能な計器について第1.15.2 表に示す。

の推定方法と優先順位を表と紐づけて説明。

これらのパラメータのうち，パラメータの値が計器の計測範囲を超えるものは，原子炉圧力容

設備の相違

器内の温度と水位であり，その他のパラメータは計測範囲を超えない。なお，これらのパラメー ・東二は計測範囲を超えるのは
タ以外で計器の計測範囲を超えた場合には，可搬型計測器により計測することも可能である。可 ＲＰＶ温度・水位で，柏崎はそ15赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
搬型計測器により計測可能な計器について第 1.15−2 表，第 1.15−6 表に示す。

備考
れ以外に，復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）と復水補給水系流量（格納容器下部
注水流量）が対象。

・原子炉圧力容器内の温度
原子炉圧力容器内の温度を計測する計器の計測範囲は，0〜350℃である。原子炉の冷却機

・原子炉圧力容器内の温度
原子炉圧力容器内の温度を計測する原子炉圧力容器温度の計測範囲は，0〜500℃である。 記載内容の相違

能が喪失し，原子炉圧力容器内の水位が有効燃料棒頂部以下になった場合，原子炉圧力容器

重大事故等時において原子炉の冷却機能が喪失し，原子炉圧力容器内の水位が燃料有効長

温度の計測範囲を超える場合があるが，重大事故等時における損傷炉心冷却成否及び格納容頂部以下になった場合，原子炉圧力容器温度は計測範囲を超える場合がある。その場合，重器下部注水判断の温度は，300℃であり計測範囲内で判断可能である。

大事故等時における炉心損傷の判断基準は 300℃以上であり，また，損傷炉心の冷却失敗判 設備の相違

・東二は計器名称を記載。
（以下同様）

断及び原子炉圧力容器破損の徴候検知は原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達した運用の相違場合であり，計測範囲内で判断可能である。

・東二は有効性評価で説明しているＲＰＶ破損判断を補足。

また，原子炉圧力容器温度が計測範囲を超える（350℃以上）場合は炉心損傷状態と推定して対応する。

なお，原子炉圧力容器温度が計測範囲を超える（500℃以上）場合は，可搬型計測器により
原子炉圧力容器温度を計測する。

運用の相違
・東二は計測範囲を超えた場合
は，可搬型計測器で計測。

・原子炉圧力容器内の圧力・原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力容器内の圧力を計測する計器の計測範囲は，0 〜11MPa[gage]である。原子炉

原子炉圧力容器内の圧力を計測する原子炉圧力及び原子炉圧力（ＳＡ）の計測範囲は，0〜

圧力容器の最高使用圧力（8.62MPa）の1.2倍（10.34MPa[gage]）を監視可能であり，重大事

10.5MPa［gage］である。原子炉圧力容器の最高使用圧力（8.62MPa［gage］）の 1.2 倍（10.34MPa

故等時において原子炉圧力容器内の圧力は，計器の計測範囲内で計測が可能である。

［gage］）を監視可能であり，重大事故等時において原子炉圧力容器内の圧力は，計器の計測

設備の相違範囲内で計測が可能である。
・原子炉圧力容器内の水位・原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の水位を計測する計器の計測範囲は，蒸気乾燥器スカート下端を基準と原子炉圧力容器内の水位を計測する原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ広帯域）

して，−8000mm〜3500mmであり，原子炉水位制御範囲（レベル3〜8）及び有効燃料棒底部まの計測範囲は，蒸気乾燥器スカート下端を基準に−3,800 ㎜〜1,500mm である。また，原子炉で計測できるため，重大事故等時において原子炉圧力容器内の水位は，計器の計測範囲内で水位（燃料域）及び原子炉水位（ＳＡ燃料域）の計測範囲については，燃料有効長頂部を基計測が可能である。

準に−3,800 ㎜〜1,300mm である。
炉心の冷却状態を把握する上で，原子炉水位制御範囲レベル３〜８（蒸気乾燥器スカート

設備の相違

記載内容の相違

下端を基準に 300〜1,400mm）及び燃料有効長底部まで監視可能であり，原子炉圧力容器内の水位は，計器の計測範囲内で計測が可能である。
原子炉圧力容器内の水位のパラメータである，原子炉水位の計測範囲を超えた場合，高圧

重大事故等時において原子炉の冷却機能が喪失し，原子炉圧力容器内の水位が燃料有効長

代替注水系系統流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心注水系系統流量，復水補給水

頂部以下になった場合，原子炉水位は計測範囲を超える場合がある。その場合，高圧代替注系流量(RHR A 系代替注水流量)，復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量），残留熱除去

水系系統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原子炉隔系系統流量のうち，機器動作状態にある流量計から崩壊熱除去に必要な水量の差を算出し，離時冷却系系統流量，高圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプ直前まで判明していた水位に変換率を考慮することにより原子炉圧力容器内の水位を推定

レイ系系統流量のうち，機器動作状態にある流量計から崩壊熱除去に必要な水量の差を算出する。

し，直前まで判明していた水位に変換率を考慮することにより原子炉圧力容器内の水位を推16

記載内容の相違
設備の相違

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

定することが可能である。
また，発電用原子炉の満水確認は原子炉圧力(SA)と格納容器内圧力(S/C)の差圧により，原

また，原子炉の満水確認は，原子炉圧力又は原子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・チェ

子炉圧力容器内の水位が有効燃料棒頂部以上であることは原子炉圧力容器温度により監視

ンバ圧力の差圧により，原子炉圧力容器内の水位が燃料有効長頂部以上であることは原子炉可能である。

圧力容器温度により監視可能である。
原子炉冷却材喪失（大破断ＬＯＣＡ）又は炉心損傷後において原子炉水位不明と判断した

設備の相違

運用の相違

場合は，事象進展に応じ，原子炉水位Ｌ０までの水位回復判断を原子炉注水流量と必要注水・東二は有効性評価で説明して時間により，また，損傷炉心の冷却維持判断を崩壊熱相当以上の原子炉注水流量により，さいる原子炉水位不明時の対応

らに，損傷炉心の冷却失敗判断に原子炉圧力容器温度（下鏡部）を用いて，原子炉水位を推

を補足。

定する。
・原子炉圧力容器への注水量

・原子炉圧力容器への注水量
原子炉圧力容器の注水量を監視するパラメータは，高圧代替注水系系統流量，原子炉隔離

原子炉圧力容器への注水量を監視するパラメータは，高圧代替注水系系統流量，低圧代替時冷却系系統流量，高圧炉心注水系系統流量，復水補給水系流量(RHR A 系代替注水流量)，

注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，高復水補給水系流量(RHR B系代替注水流量)，残留熱除去系系統流量である。

圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量，低圧炉心スプレイ系系統流量である。

高圧代替注水系系統流量の計測範囲は，0〜300m3/h としており，計測対象である高圧代替3

高圧代替注水系系統流量の計測範囲は，0〜50Ｌ／s としており，計測対象である常設高圧

注水ポンプの最大注水量は，182m /h であるため，重大事故等時において計器の計測範囲内

代替注水系ポンプの最大流量は 38Ｌ／s であるため，重大事故等時において計器の計測範囲

での流量測定が可能である。

内での流量測定が可能である。
3

原子炉隔離時冷却系系統流量の計測範囲は，0〜300m /h としており，計測対象である原子

低圧代替注水系（常設）による低圧代替注水系原子炉注水流量の計測範囲は，0〜500m３／

炉隔離時冷却ポンプの最大注水量は，182m3/h であるため，計器の計測範囲内での流量測定

h（狭帯域は 0〜80m３／h）としており，計測対象である低圧代替注水系（常設）による原子が可能である。

炉圧力容器への注水時の最大流量は 378m３／h（狭帯域は 75m３／h）であるため，重大事故等

高圧炉心注水系系統流量の計測範囲は，0〜1000m3/h としており，計測対象である高圧炉
3

心注水ポンプの最大注水量は，727m /h であるため，重大事故等時において計器の計測範囲

時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
低圧代替注水系（可搬型）による低圧代替注水系原子炉注水流量の計測範囲は，0〜300m３／h（狭帯域は 0〜80m３／h）としており，計測対象である低圧代替注水系（可搬型）による内での流量測定が可能である。
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）の計測範囲は，0〜200m3/h（6 号炉），0〜
150m3/h（7 号炉）としており，計測対象である復水移送ポンプの最大注水量は300m3/h であ原子炉圧力容器への注水時の最大流量は 110m３／h（狭帯域は 75m３／h）であるため，重大事
故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
代替循環冷却系原子炉注水流量の計測範囲は，0〜150m３／h としており，計測対象であるるため，計器の計測範囲を超える場合がある。
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）の計測範囲を超えた場合，低圧代替注水系使
用時においては，水源である復水貯蔵槽の水位または注水先である原子炉圧力容器内の水位

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水時の最大流量は 100m３／h であるため，重大事故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。

変化により注水量を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定す

原子炉隔離時冷却系系統流量の計測範囲は，0〜50Ｌ／s としており，計測対象である原子る。代替循環冷却系使用時においては，注水先である原子炉圧力容器内の水位変化により注炉隔離時冷却系ポンプの最大流量は 40Ｌ／s であるため，計器の計測範囲での流量測定が可水量を推定する。

能である。
3

復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量)の計測範囲は，0〜350m /h としており，計測対

高圧炉心スプレイ系系統流量の計測範囲は，0〜500Ｌ／s としており，計測対象である高象である復水移送ポンプの最大注水量は，300m3/h であるため，計器の計測範囲内での流量

圧炉心スプレイ系ポンプの最大流量は 438Ｌ／s であるため，計器の計測範囲内での流量測測定が可能である。

定が可能である。

残留熱除去系系統流量の計測範囲は，0〜1500m3/h としており，計測対象である残留熱除3去ポンプの最大注水量は，954m /h であるため，計器の計測範囲内での流量測定が可能であ

残留熱除去系系統流量の計測範囲は，0〜600Ｌ／s としており，計測対象である残留熱除去系ポンプの最大流量は 470Ｌ／s であるため，計器の計測範囲内での流量測定が可能であ

17

設備の相違

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

る。

る。

低圧炉心スプレイ系系統流量の計測範囲は，0〜600Ｌ／s としており，計測対象である低圧炉心スプレイ系ポンプの最大流量は 456Ｌ／s であるため，計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
・原子炉格納容器への注水量

・原子炉格納容器への注水量
原子炉格納容器の注水量を監視するパラメータは，復水補給水系流量(RHR B 系代替注水

設備の相違

量，低圧代替注水系格納容器下部注水流量，代替循環冷却系格納容器スプレイ流量である。

流量)，復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)である。
格納容器スプレイに用いる復水補給水系流量(RHR B 系代替注水流量)の計測範囲は，0〜
3

原子炉格納容器の注水量を監視するパラメータは，低圧代替注水系格納容器スプレイ流

3

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の計測

350m /h としており，計測対象である復水移送ポンプの最大注水量は，300m /h であるため，範囲は，0〜500m３／h としており，計測対象である代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に計器の計測範囲内での流量測定が可能である。

よる格納容器スプレイ時における最大流量は 300m３／h であるため，重大事故等時において格納容器下部注水に用いる復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)の計測範囲は，0〜150m3/h（6 号炉），0〜100m3/h（7 号炉）としており，計測対象である復水移送ポンプの最3

大注水量は，300m /h であるため，計器の計測範囲を超える場合がある。
復水補給水系流量(格納容器下部注水流量)の計測範囲を超えた場合，水源である復水貯蔵槽の水位又は注水先である原子炉格納容器内の水位変化により注水量を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。

計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による低圧代替注水系格納容器スプレイ流量の計
測範囲は，0〜500m３／h としており，計測対象である代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ時における最大流量は 130m３／h であるため，重大事故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。
格納容器下部注水系（常設又は可搬型）による低圧代替注水系格納容器下部注水流量の計
測範囲は，0〜200m３／h としており，計測対象である格納容器下部注水系（常設又は可搬型）による格納容器下部注水時における最大流量は 80m３／h であるため，重大事故等時において計器の計測範囲内での流量測定が可能である。

a.

代替パラメータによる推定
重大事故等時において，計器の計測範囲を超過した場合，代替パラメータによる推定を行う
手順を整備する。

ａ．代替パラメータによる推定
重大事故等時において，原子炉圧力容器内の水位が計器の計測範囲を超えた場合に，重要代記載内容の相違

替計器を用いた代替パラメータによる推定を行う。また，原子炉水位不明と判断した場合は， 運用の相違
あらかじめ設定した判断パラメータにより推定を行う。

(a) 手順着手の判断基準
重大事故等時に，原子炉圧力容器内の水位，原子炉圧力容器又は原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータが計器の計測範囲を超過し，指示値が確認できない場合。
(b) 操作手順
計器の計測範囲超過の判断及び対応手順は，以下のとおり。

(a) 手順着手の判断基準
重大事故等時に，原子炉圧力容器内の水位が計器の計測範囲を超えて，指示値が確認できない場合。また，原子炉水位不明と判断した場合。

て，他チャンネルの重要計器がある場合には，当該計器により当該パラメータを計測す
る。

運用の相違

(b) 操作手順
原子炉圧力容器内の水位が計器の計測範囲を超えた場合の推定手順の概要は以下のとおり。

①運転員は，発電用原子炉施設の状態を把握するために必要な重要監視パラメータについ設備の相違①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に主要パラメータの重要代替計器による計測を指示する。
②運転員等は，原子炉注水系のうち，機器動作状態にある重要代替計器の流量計から指示

18

記載内容の相違赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
また，当該パラメータの常用計器が監視可能であれば確認に使用する。
②運転員は，読み取った指示値が正常であることを，計測範囲内にあること及びプラント
状況によりあらかじめ推定される値との間に大きな差異がないことより確認する。
③当該パラメータが計測範囲外にある場合には，当直副長は，あらかじめ選定した重要代替監視パラメータの計測を運転員に指示する。
④運転員は，読み取った指示値を当直副長に報告する。なお，常用代替計器が使用可能であれば，併せて確認する。
⑤当直長は，当直副長からの依頼に基づき，緊急時対策本部へ重要代替監視パラメータの東海第二発電所

備考

値を読み取る。
③運転員等は，読み取った指示値を発電長に報告する。
④発電長は，災害対策本部長へ重要代替計器の指示値から主要パラメータの推定を依頼する。
⑤災害対策本部長は，重大事故等対応要員に重要代替計器の値から主要パラメータの推定を指示する。
⑥重大事故等対応要員は，主要パラメータの推定結果を災害対策本部長へ報告する。
⑦災害対策本部長は，発電長に主要パラメータの推定結果を報告する。

指示値から主要パラメータの推定を依頼する。
⑥緊急時対策本部は，当直長に主要パラメータの推定結果を報告する。
原子炉水位不明と判断した場合の推定手順の概要は以下のとおり。

運用の相違①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員等に事象進展に応じて設定した，判断パラメータによる計測を指示する。
②運転員等は，あらかじめ設定した判断パラメータの指示値を読み取る。
③運転員等は，読み取った指示値を発電長に報告する。
(c) 操作の成立性
上記の計測及び推定は，中央制御室運転員１名で対応が可能である。
速やかに作業ができるように，推定手順を整備する。
b.

可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視
重大事故等時において，主要パラメータが計器の計測範囲を超過した場合，可搬型計測器
による計測を行う手順を整備する。

(c) 操作の成立性
上記の推定は，中央制御室運転員等１名で対応が可能である。また，推定手順を整備する

記載方針の相違

ため，速やかに対応できる。
ｂ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視
重大事故等時において，原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータの値が計器の計測範

運用の相違

囲を超えた場合で，重要代替計器の故障等により代替パラメータによる推定が困難となった場

・東二は計測範囲を超えた場合合に，重要監視パラメータ又は重要代替監視パラメータの可搬型計測器による計測を行う手順の対応手段は，他チャンネルにを整備する。あわせて，可搬型計測器によるパラメータの監視においては，計測範囲，測定場

より計測する手段又は代替パ所を明確にするとともに，換算表等を定めた手順を整備する。

ラメータにより推定する手段
で対応することとしており，前(a) 手順着手の判断基準
重大事故等時に，主要パラメータが計器の計測範囲を超過し，指示値が確認できない場合。

(a) 手順着手の判断基準
重大事故等時に，原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に，代替パラメータによる推定が困難となった場合。

段で計測範囲を超えないと言っている（P15）パラメータを可搬型計測器で計測する手順には設定していない。

(b) 操作手順（現場での計測の場合）
可搬型計測器によるパラメータ計測の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第
1.15.5図に示す。
①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可搬型計測器によるパラメータの計測開始を指示する。

(b) 操作手順
可搬型計測器による計測手順の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第 1.15−6
図に示す。
①発電長は，手順着手の判断基準に基づき，災害対策本部長に可搬型計測器によるパラメータの計測を依頼する。

19

運用の相違
・東二は可搬型計測器を重大事

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所②災害対策本部長は，重大事故等対応要員に可搬型計測器による計測開始を指示する。

②現場運転員C 及びD は，可搬型計測器を使用する前に電池容量を確認し，残量が少ない
場合は予備乾電池と交換する。

備考
故等対応要員にて計測。

③重大事故等対応要員は，必要な資機材を携帯し，中央制御室まで移動する。移動後，中央制御室保管の可搬型計測器を使用する前に電池容量を確認し，残量が少ない場合は予備の乾電池と交換する。

③現場運転員C 及びD は，原子炉建屋地下１階又はタービン建屋地下中2 階（6 号炉）のあらかじめ定めた端子台にて，測定対象パラメータの信号出力端子と可搬型計測器を接④重大事故等対応要員は，可搬型計測器を手順に定められた端子台に接続し，測定を開始する。

続し，測定を開始する。
④現場運転員C 及びD は，可搬型計測器に表示される計測結果を読み取り，結果を中央制
御室運転員A 及びB に報告する。

⑤重大事故等対応要員は，可搬型計測器に表示された計測値を読み取り，換算表等を用いて工学値に換算し，換算結果を記録用紙に記録する。

⑤中央制御室運転員A 及びB は，現場運転員C 及びD からの計測結果を換算表により工学値に換算し，記録する。
⑥重大事故等対応要員は，計測結果を発電長に報告する。その後，災害対策本部長へ報告する。
(c) 操作の成立性
上記の現場対応は1測定点当たり，中央制御室運転員2名，現場運転員2名にて実施し，作業開始を判断してから所要時間は約18分で可能である。また，中央制御室での計測の場合，中央制御室運転員2名にて実施し，作業開始を判断してから所要時間は約10分で可能である。

(c) 操作の成立性
上記の操作対応は１測定点当たり，重大事故等対応要員 2 名にて実施し，作業開始を判断してから計測するまでの所要時間は 63 分以内と想定する。
重大事故等対応要員が中央制御室までの移動に要する時間を 53 分とし，可搬型計測器 1

運用の相違
・東二は緊急時対策所からの移動時間が必要なため，計測開始までの所要時間を要する。

測定点当たり 10 分としている。2 測定点以降，連続で接続する場合は 10 分追加時間となる。
円滑に作業ができるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。

円滑に作業ができるように，アクセスルートを確保するとともに，作業環境（作業空間，
温度等）に支障がないことを確認し，放射線防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
ｃ．重大事故等時の対応手段の選択
原子炉圧力容器内の温度及び水位が計器の計測範囲を超えて，監視機能が喪失した場合の対応手段の優先順位を以下に示す。
原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータである原子炉圧力容器温度が計器の計測範囲を超えた場合は，他チャンネルにより，原子炉圧力容器内の温度を計測する。他チャンネルも同様に計測範囲を超えた場合は，代替パラメータにより推定する。
原子炉圧力容器温度が計器の計測範囲を超えた場合で，かつ代替パラメータにより推定できない場合は，可搬型計測器により原子炉圧力容器温度を計測する。なお，可搬型計測器による計測においては，原子炉圧力容器破損の徴候検知及び損傷炉心の冷却失敗を判断する原子炉圧
力容器温度（下鏡部）を優先する。
原子炉圧力容器内の水位を監視するパラメータである原子炉水位が計器の計測範囲を超えた場合は，原子炉注水系のうち，機器動作状態にある重要代替計器の流量計から，原子炉水位を推定する。
原子炉水位不明時は，原子炉圧力容器内が満水状態であることを，原子炉圧力又は原子炉圧20記載方針の相違
・東二は他の対応手段に合わ
せ，優先順位を記載。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

力（ＳＡ）とサプレッション・チェンバ圧力の差圧により推定する。また，事象進展に応じた
判断パラメータにより，原子炉水位を推定する。
1.15.2.2 計測に必要な電源の喪失(1) 全交流動力電源喪失及び直流電源喪失

1.15.2.2 計測に必要な計器電源が喪失した場合の手順

記載表現の相違(1) 全交流動力電源喪失及び直流電源喪失

全交流動力電源喪失，直流電源喪失等により計器電源が喪失した場合に，代替電源（交流，直全交流動力電源喪失又は直流電源喪失により計器電源が喪失するおそれがある場合に，代替電流）から計器へ給電する手順及び可搬型計測器により，重要監視パラメータ及び重要代替監視パ

源（交流，直流）から計器へ給電する。さらに，計器電源が喪失した場合に，可搬型計測器にラメータを計測又は監視する。

より，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視する。

a.

記載内容の相違

所内蓄電式直流電源設備からの給電設備・運用の相違

全交流動力電源喪失が発生した場合に，所内蓄電式直流電源設備からの給電に関する手順

・東二は最初から計器電源としは，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

て期待している所内常設直流

なお，所内蓄電式直流電源設備からの給電により計測可能な計器について第1.15.2表に示

電源設備及び常設代替直流電す。

源設備を代替電源の位置付けで記載しない。

b.

常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電

ａ．常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電
全交流動力電源喪失が発生した場合に，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置

は可搬型代替交流電源設備からの給電に関する手順は，「1.14 電源の確保に関する手順等」

又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車からの給電に関する手順は，「1.14にて整備する。

電源の確保に関する手順等」にて整備する。

c.

全交流動力電源喪失が発生した場合に，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又可搬型直流電源設備又は直流給電車からの給電
全交流動力電源喪失が発生し，直流電源が枯渇するおそれがある場合に，可搬型直流電源

ｂ．可搬型代替直流電源設備からの給電
全交流動力電源喪失が発生し，直流電源が枯渇するおそれがある場合に，可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器からの給電に関する手順は，「1.14備する。

源の確保に関する手順等」にて整備する。

d.

設備又は直流給電車からの給電に関する手順は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視電

ｃ．可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視代替電源(交流，直流)からの給電が困難となり，中央制御室でのパラメータ監視が不能とな代替電源（交流，直流）からの給電が困難となり，計器電源が喪失し，中央制御室でのパラった場合に，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち，手順着手の判断基準及メータ監視が不能となった場合に，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち，び操作に必要なパラメータを可搬型計測器で計測又は監視を行う手順を整備する。

手順着手の判断基準及び操作に必要なパラメータを可搬型計測器で計測又は監視を行う手順

記載内容の相違を整備する。
可搬型計測器による計測対象の選定を行う際，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合

可搬型計測器による計測対象の選定を行う際，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合

は，いずれか１つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視する。同一の物理量について複数は，いずれか１つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視する。また，同一の物理量についのパラメータがある場合は，いずれか１つの適切なパラメータを選定し計測又は監視する。

て複数のパラメータがある場合は，いずれか１つの適切なパラメータを選定し計測又は監視する。

なお，可搬型計測器により計測可能な計器について第1.15.2表に示す。

なお，可搬型計測器により計測可能なパラメータについて第 1.15−2 表，第 1.15−6 表に示す。

21

記載内容の相違赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(a) 手順着手の判断基準
計器電源が喪失し，中央制御室でパラメータ監視ができない場合。
(b) 操作手順（現場での計測の場合）
可搬型計測器によるパラメータ計測の概要は以下のとおり。また，タイムチャートを第東海第二発電所

備考(a) 手順着手の判断基準
計器電源が喪失するおそれがあり，中央制御室でのパラメータ監視が困難となる場合。

運用の相違(b) 操作手順「1.15.2.1(2)ｂ． 可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視」と同様。

1.15.5図に示す。

記載方針の相違・東二は前段と同一の可搬型計①当直副長は，手順着手の判断基準に基づき，運転員に可搬型計測器によるパラメータの測器による操作手順は繰り返

計測開始を指示する。

し記載しない。

②現場運転員C 及びD は，可搬型計測器を使用する前に電池容量を確認し，残量が少ない
場合は予備乾電池と交換する。
③現場運転員C 及びD は，原子炉建屋地下１階又はタービン建屋地下中2 階（6 号炉）のあらかじめ定めた端子台にて，測定対象パラメータの信号出力端子と可搬型計測器を接続し，測定を開始する。
④現場運転員C 及びD は，可搬型計測器に表示される計測結果を読み取り，結果を中央制
御室運転員A 及びB に報告する。
⑤中央制御室運転員A 及びB は，現場運転員C 及びD からの計測結果を換算表により工学値に換算し，記録する。
(c) 操作の成立性
上記の現場対応は1測定点当たり，中央制御室運転員2名，現場運転員2名にて実施し，作(c) 操作の成立性「1.15.2.1(2)ｂ． 可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視」と同様。

記載方針の相違
・同上

業開始を判断してから所要時間は約18分で可能である。また，中央制御室での計測の場
合，中央制御室運転員2名にて実施し，作業開始を判断してから所要時間は約10分で可能である。
円滑に作業ができるように，移動経路を確保し，防護具，照明及び通信連絡設備を整備する。
e.

重大事故等時の対応手段の選択
全交流動力電源喪失，直流電源喪失等により，計器電源が喪失した場合に，計器に給電する対応手段の優先順位を以下に示す。
全交流動力電源喪失が発生した場合には，所内蓄電式直流電源設備から計測可能な計器に給電される。

ｄ．重大事故等時の対応手段の選択
全交流動力電源喪失又は直流電源喪失により計器電源が喪失した場合に，計器に給電する対応手段の優先順位を以下に示す。
全交流動力電源喪失が発生した場合は，代替電源（交流）の常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から計測可能な計器に給電する。なお，常設代替交流電源設備を優先して給電する。

所内蓄電式直流電源設備から給電されている間に，常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から計器に給電する。
常設代替交流電源設備，第二代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が困常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が困難となった場合で，直流22設備・運用の相違

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所難となった場合で直流電源が枯渇するおそれがある場合は，可搬型直流電源設備又は直流給電

電源が枯渇するおそれがある場合は，代替電源（直流）の可搬型代替直流電源設備から計器に

車から計器に給電する。

給電する。

代替電源(交流，直流)からの給電が困難となった場合は，可搬型計測器により重要監視パラ
メータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視する。
1.15.3 重大事故等時のパラメータを記録する手順
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータは，安全パラメータ表示システム（SPDS）により，計測結果を記録する。

備考

代替電源（交流，直流）からの給電が困難となった場合は，可搬型計測器により重要監視パ
ラメータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視する。
1.15.2.3 重大事故等時のパラメータを記録する手順
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータは，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
により，計測結果を記録する。安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）に記録されたパラメー 記載方針の相違
タの計測結果を，記録容量を超える前に定期的にメディア（記録媒体）に保存する。

ただし，複数の計測結果を使用し計算により推定する主要パラメータ(使用した計測結果を含む)の値，現場操作時のみ監視する現場の指示値及び可搬型計測器で計測されるパラメータの値

ただし，複数の計測結果を使用し計算により推定する主要パラメータ（使用した計測結果を含む）の値及び可搬型計測器で計測されるパラメータの値は，記録用紙に記録する。

は，記録用紙に記録する。

運用の相違
・東二は手順 1.15 において現場で監視するパラメータがな
いため記載していない。

主要パラメータのうち記録可能なものについて，自主対策設備であるプロセス計算機により計測結果，警報等を記録する。

主要パラメータのうち記録可能なパラメータについて，自主対策設備であるプロセス計算機， 設備・運用の相違
放射線管理計算機及び記録計により計測結果，警報等を記録する。

・東二は自主対策設備に放射線管理計算機及び記録計を設定

有効監視パラメータの計測結果の記録について整理し，第1.15.5表に示す。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測結果並びに有効監視パラメータ及び記載方針の相違

常用代替監視パラメータのうち記録可能なパラメータの計測結果の記録について整理し，第 1.15

・東二は有効監視パラメータ以−6 表に示す。

外の記録手段を表にまとめ記載。

(1) 手順着手の判断基準
重大事故等が発生した場合。
(2) 操作手順
重大事故等が発生し，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測結果を記録する(1) 手順着手の判断基準
重大事故等が発生した場合。
(2) 操作手順
重大事故等が発生し，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測結果を記録する

手順の概要は以下のとおり。

手順の概要は以下のとおり。

a.

ａ．安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）による記録

安全パラメータ表示システム（SPDS）による記録
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，常時記録であり，非常用電源又は代替電源から給安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち緊急時対策支援システム伝送装置は，非常電可能で，14日間の記録容量を持っている。重大事故等時のパラメータの値を継続して確認で用所内電源である非常用ディーゼル発電機又は代替電源設備である緊急時対策所用発電機かきるよう，記録された計測結果が記録容量を超える前に定期的にメディア(記録媒体)に保存す

ら給電可能で，2 週間分（1 分周期）の記録容量を持っている。重大事故等時のパラメータの値る。

を継続して確認できるよう，記録された計測結果が記録容量を超える前に定期的にメディア

記載方針の相違（記録媒体）に保存する手順の概要は以下のとおり。系統概要図を第 1.15−4 図に示す。
①災害対策要員は，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）に記録されたパラメータの計測結果を，緊急時対策支援システム伝送装置の記録容量を超える前に，緊急時対策所建屋

23

記載方針の相違・具体的な操作手順を記載。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

内で定期的にメディア（記録媒体）に保存し，保管する。
②災害対策要員は，メディア（記憶媒体）に保存したのに合わせ，パラメータの計測結果を緊急時対策所で印刷し，記録を保存する。
b.

現場指示計の記録

運用の相違

現場運転員は，現場操作時に監視する手順着手の判断基準及び操作に必要なパラメータの現・東二は現場確認による記録は

場指示計がある場合には，記録用紙へ記録する。

ない。
ｂ．代替パラメータの記録
重大事故等対応要員は，「1.15.2.1(1) ｂ. 代替パラメータによる推定」又は「1.15.2.2(1)

記載方針の相違
・代替パラメータによる記録手ａ. 代替パラメータによる推定」で得られた複数の代替パラメータの計測結果を使用し計算に 順を記載。
より推定したパラメータの値を記録用紙に記録する。
c.

可搬型計測器の記録
中央制御室運転員は，「1.15.2.1(2)b. 可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視」又はｃ．可搬型計測器の記録
重大事故等対応要員は，「1.15.2.1(2) ｂ. 可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視」 運用の相違
又は「1.15.2.2(1) ｄ. 可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視」で得られた可搬型計測計測されたパラメータの値を記録用紙に記録する。

器で計測されたパラメータの値を記録用紙に記録する。

d.

「1.15.2.2(1) d. 可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視」で得られた可搬型計測器でプロセス計算機の記録(a) 発電日誌
プロセス計算機が稼動状態にあれば，定められたプロセスの計測結果を定時ごとに自動で記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。
(b) 警報記録
プロセス計算機が稼動状態にあれば，プロセス値の異常な状態による中央制御盤の警報発
生時，警報の状態を記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。

ｄ．プロセス計算機の記録(a) 運転記録
プロセス計算機が稼動状態にあれば，定められたプロセスの計測結果を定時ごとに自動で記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。
(b) 警報記録
プロセス計算機が稼動状態にあれば，プロセス値の異常な状態による中央制御盤の警報発
生時，警報の状態を記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。

プラントの過渡変化による重要警報のファーストヒット警報発生時，その発生順序（シーまた，プラントの過渡変化による重要警報のファーストヒット警報発生時，その発生順序ケンス），トリップ状態，工学的安全施設作動信号及び工学的安全施設の作動状況を記録し，（シーケンス），トリップ状態，工学的安全施設作動信号及び工学的安全施設の作動状況を

中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。

記録し，中央制御室にて日ごとに自動で帳票印刷する。

(c) 事故時データ収集記録(c) 事故時データ収集記録

プロセス計算機が稼動状態にあれば，事象発生前後のプラント状態の推移を把握するたプロセス計算機が稼動状態にあれば，事象発生前後のプラント状態の推移を把握するため，定められたプロセス値のデータを自動で収集，記録し，運転員等は，中央制御室にて事め，定められたプロセス値のデータを自動で収集，記録し，運転員等は，中央制御室にて事象発生後に手動で帳票印刷する。

象発生後に手動で帳票印刷する。
運用の相違
ｅ．放射線管理計算機による記録
放射線管理計算機が稼働状態であれば，定められたプロセスの計測結果を任意で記録し，緊24・東二は記録計を自主対策設備の位置付けで設定。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

急時対策所にて手動で帳票印刷する。
ｆ．記録計による記録

運用の相違

記録計が稼働状態であれば，定められたプロセスの計測結果を自動で記録し，中央制御室にてチャート用紙に印字する。
(3) 操作の成立性
安全パラメータ表示システム（SPDS）による記録は，安全パラメータ表示システム（SPDS）の・東二は記録計を自主対策設備の位置付けで設定。

(3) 操作の成立性
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）による記録は，緊急時対策支援システム伝送装置の記載方針の相違

記録容量（14 日間）を超える前に，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所にて緊急時対策要員１名で記録容量（2 週間分）を超える前に，緊急時対策所にて災害対策要員 2 名で行う。室内での端末 ・記録対象を具体的に記載行う。室内での端末操作であるため，対応が可能である。

操作であるため，対応が可能である。

現場指示計及び可搬型計測器の記録は記録用紙への記録であり，運転員１名にて対応が可能である。
プロセス計算機による記録のうち，事故時データ収集記録の帳票印刷は，中央制御室内での端末操作であるため，運転員１名で対応が可能である。
1.15.4 その他の手順項目にて考慮する手順
審査基準1.9，1.10，1.14については，各審査基準において要求事項があるため，以下のとおり
各々の手順において整備する。
原子炉格納容器内の水素濃度監視に関する手順は「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」にて整備する。
原子炉建屋内の水素濃度監視に関する手順は「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」にて整備する。

運用の相違

可搬型計測器の記録は，中央制御室での記録用紙への記録であり，重大事故等対応要員 2 名にて対応が可能である。
プロセス計算機による記録は，自動で帳票印刷されるため，中央制御室にて運転員等 1 名で対応が可能である。
1.15.2.4 その他の手順項目にて考慮する手順
審査基準 1.9，1.10，1.11，1.14，1.19 については，各審査基準において要求事項があるため，以下のとおり各々の手順において整備する。
原子炉格納容器内の水素濃度監視に関する手順は「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」にて整備する。
原子炉建屋内の水素濃度監視に関する手順は「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」にて整備する。
使用済燃料プールの監視に関する手順は「1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等」 記載方針の相違にて整備する。

全交流動力電源喪失時の代替電源確保に関する手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

全交流動力電源喪失及び直流電源喪失時の代替電源確保に関する手順は「1.14 電源の確保に・東二はＳＦＰ監視装置の手順と紐づけ。

関する手順等」にて整備する。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）に関する手順は「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。

記載方針の相違
・東二はＳＰＤＳの手順と紐づけ。

25

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

26

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

27

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

28

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

29

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

31赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

32

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

33

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

34

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

35

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

36

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

37

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

38

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

39

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

40

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

41

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

42

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

43

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

44

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

45

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

46

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

47

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

48

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

49

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

50

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

51

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

52

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

53

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

54

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

55

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

56

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

57

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

58

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

59赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

60

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

61

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

62

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用の相違

63赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
記載方針の相違・東二は常用計器及び常用代替
計器について整理。

64

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
記載方針の相違・東二は全てのパラメータを対象に監視・記録について整理。

65

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
記載方針の相違・東二は全てのパラメータを対象に監視・記録について整理。

66

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
記載方針の相違・東二は全てのパラメータを対象に監視・記録について整理。

67

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
記載方針の相違・東二は全てのパラメータを対象に監視・記録について整理。

68

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
記載方針の相違・東二は全てのパラメータを対象に監視・記録について整理。

69

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
記載方針の相違・東二は全てのパラメータを対象に監視・記録について整理。

70

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
記載方針の相違・東二は計器を含め選定フローを記載

71

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
記載方針の相違
設備・運用の相違

72

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
記載方針の相違73赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違

74

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違

75

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違

76

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違

77

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違

78

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違

79

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：1.15 事故時の計装に関する手順等】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備・運用・体制の相違

80