資料1-2-1
柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0082
提出年月日
平成27年10月22日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉

可搬型重大事故等対処設備の配備台数について

平成27年10月
東京電力株式会社

1.

可搬型重大事故等対処設備の保有数の分類について
可搬型重大事故等対処設備の配備数は，「2n＋α」，「n＋α」，「n」設備に分類し，それらを屋外設備であれば荒浜側及び大湊側高台保管場所に，屋内設備であれば建屋内の複数箇所に，分散配置することにより多重化，多様化を図る設計とする。
(1)「2n＋α」の可搬型重大事故等対処設備
原子炉建屋外から水・電力を供給する可搬型代替交流電源設備（電源車）・可搬型代替注水ポンプ（消防車）・代替原子炉補機冷却系については，必要となる
容量を有する設備を 1 基あたり 2 セット及び予備を保有し，荒浜側及び大湊側
高台保管場所にそれぞれ分散配置する。
ただし，代替原子炉補機冷却系の予備は，その機能等を踏まえ，格納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置）とする。
(2)「n＋α」の可搬型重大事故等対処設備
負荷に直接接続する，高圧窒素ガスボンベについては，必要となる容量を有する設備を 1 基あたり 1 セット及び予備を保有し，原子炉建屋内にそれぞれ分散配置する。
(3)「n」の可搬型重大事故等対処設備
上記以外の可搬型重大事故等対処設備は，必要となる容量を有する設備を 1 基
あたり 1 セットに加え，プラントの安全性向上の観点から，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。
また，「ｎ」の屋外保管設備についても，共通要因による機能喪失を考慮し，
荒浜側及び大湊側高台保管場所に分散配置する。

2
n
＋
α

代替原子炉補機冷却系（予備は格納容器圧力逃がし装置）
消防車
電源車

高圧窒素ガスボンベ

n
＋
α
n

その他

図1

可搬型重大事故等対処設備の分類
1

2.

可搬型重大事故等対処設備の必要数の考え方について
1 基あたりの必要となる容量は，設置許可基準規則解釈 43 条 5(c)において「当該原子炉において想定する重大事故等において、炉心損傷防止及び格納容器破損防止等のために有効に必要な機能を果たすことができる容量」と示されている。ここで「想定する重大事故等」とは，同解釈 43 条 1 において「第３７条において想定する
事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンス
グループ」と示されていることから，重大事故等対策の有効性評価において想定しているプラント状態を考慮して必要となる容量を算出する必要がある。
一方，可搬型重大事故等対処設備は，その特性上，重大事故等発生後早期に使用することはできないため，重大事故等に対する初期対応は常設設備によって行うこととなる。従って，可搬型重大事故等対処設備は，重大事故等発生から一定時間経過後に常設設備に加えて使用する場合，もしくは更なる安全性向上のために常設設備のバックアップとして待機する場合に期待することとなる。この特性も勘案して必要となる容量を算出する必要がある。
また，設置許可基準規則第三章（重大事故等対処施設）においては，可搬型重大事
故等対処設備の設置を必須のものとして要求する条文と，必須ではないが当該設備の機能に期待することのできる設備の設置を要求する条文が存在する。この要求の相違も踏まえて必要となる容量を算出する必要がある。

有効性評価におけるプラン
ト状態

図2

可搬型設備の特性（即応性無し）

設置許可基準規則における
要求の相違

可搬型重大事故等対処設備の必要数算出における考慮事項

これらの点に着目して必要となる容量を算出した結果を以下に示す。

2

(1) 可搬型代替交流電源設備（電源車）
可搬型代替交流電源設備（電源車）については，原子炉建屋の外側から電力を供給する可搬型重大事故等対処設備であり，重大事故の防止及び影響緩和の観点から故
障時の影響が大きい重要な設備であることから，1.(1)に示す「2n＋α」の対象施設と考える。本設備の台数を表 5(1)に示す。
重大事故等対策の有効性評価において，本設備が担う交流電源の代替機能を要求す
るのは，外部電源ならびに非常用ディーゼル発電機による給電に失敗している状態，
もしくは建屋外の電動設備に給電する必要のある状態である。
前者の状態に対しては，早期の電源復旧が必須であることから，常設代替交流電源
設備による給電によって対応する。従って，低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）等への電源供給については，常設代替交流電源設備を期待し，本設備に期待するのは更なる安全性向上のためにバックアップとして待機する場合である。
後者の状態に対しては，可搬型代替交流電源設備（電源車）による給電を待つことが可能である。従って，代替原子炉補機冷却系への電源供給については，本設備を期待する。このとき，1 基あたり 2 台が必要となる。
なお，低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）等への電源供給と代替原子炉補機冷却系への電源供給を同時に行う状態として，格納容器過圧・過温破損シナリオにおける代替循環冷却の実施がある。このシナリオは初期対応における常設代替交流
電源設備からの給電に成功して初めて成立するものであるため，前述の通り，低圧代
替注水系（常設）（復水移送ポンプ）等への電源供給は常設代替交流電源設備からの給電とし，代替原子炉補機冷却系への電源供給は可搬型代替交流電源設備（電源車）
によって実施する。

常設代替交流電源設備

可搬型代替交流電源設備

低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）等【外部電源・非常用ディーゼル
発電機給電の代替】

代替原子炉補機冷却系

図3【建屋外の電動設備への給電】

重大事故等対策の有効性評価における給電対象

3

一方，設置許可基準規則第三章（重大事故等対処施設）において，代替電源設備を要求しているのは表 1 に示す 14 条文である。
表1

代替電源設備を要求している条文

条文

要求事項

45 条

可搬型代替直流電源設備（可搬型代替交流電源設備（電源車）及
び原子炉建屋内 AM 用直流 125V 充電器等にて構成される設備）

46 条

可搬型代替直流電源設備（同 45 条）

47 条

設計基準事故対処設備と独立した電源（常設または可搬型）

48 条

設計基準事故対処設備と独立した電源（常設または可搬型）

49 条

設計基準事故対処設備と独立した電源（常設または可搬型）

51 条

代替電源設備（常設または可搬型）

52 条

計測設備の代替電源設備（常設または可搬型）

53 条

計測設備の代替電源設備（常設または可搬型）

54 条

計測設備の代替電源設備（常設または可搬型）

57 条

可搬型代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設備（同 45 条）

59 条

代替交流電源設備（常設または可搬型）

60 条

代替交流電源設備（常設または可搬型）

61 条

代替交流電源設備（常設または可搬型）

62 条

通信連絡設備の代替電源設備（常設または可搬型）

このうち，可搬型代替交流電源設備を必須のものとして要求している条文は 45 条，
46 条，57 条である。なお，45 条における要求は，人力による原子炉隔離時冷却系等の起動及び十分な期間の運転継続が容易に行えることから６号及び７号炉については除外されるが，ここでは容量算定の観点から，当該要求も加味する。
45 条及び 57 条の可搬型代替直流電源設備に期待する場合は，高圧代替注水系による原子炉注水を継続しつつ，各種計測設備による状態監視を続けている状態である。
一方，46 条の可搬型代替直流電源設備に期待する場合は，減圧操作を行う場合であり，同時に 57 条の可搬型代替交流電源設備等に期待して低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を行いつつ，各種計測設備による状態監視を続けている状態である。
これらは同時に発生することなく，いずれも 1 基あたり 2 台以下の可搬型代替交
流電源設備（電源車）にて実施可能である。

45 条，57 条（直流）46 条，57 条（交流）・高圧代替注水系

・逃がし安全弁（減圧）・低圧代替注水系（常設）

・計測設備

・計測設備
図4

条文毎の給電対象
4

以上の有効性評価における必要数，ならびに条文毎の最大必要数から，必要となる
容量は 1 基あたり 2 台となる。上述の通り，本設備は「2n＋α」の対象施設となることから，2 セットを準備することが必要であるため，1 基あたり 2 台×2 セット＝4 台が必要となる。従って，６号及び７号炉合計で 8 台が必要数となる。

(2) 可搬型代替注水ポンプ（消防車）
可搬型代替注水ポンプ（消防車）については，原子炉建屋の外側から水を供給する
可搬型重大事故等対処設備であり，重大事故の防止及び影響緩和の観点から故障時の影響が大きい重要な設備であることから，1.(1)に示す「2n＋α」の対象施設と考える。本設備の台数を表 5(1)に示す。
重大事故等対策の有効性評価において，本設備が担う機能を要求するのは，注水・スプレイ機能を有する設計基準対象施設が機能喪失している状態，水源を補給する必要のある状態，もしくは各種重大事故等対処設備に給水する必要のある状態である。
炉心への注水・格納容器へのスプレイ機能を有する設計基準対象施設が機能喪失している状態に対しては早期の機能回復が必須であることから，低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）等の常設設備による注水・スプレイによって対応する。従って，本設備に期待するのは更なる安全性向上のためにバックアップとして待機する場合である。
使用済燃料プールへの注水機能を有する設計基準対象施設が機能喪失している状態に対しては，使用済燃料プールに貯蔵しうる燃料の崩壊熱と使用済燃料プール内の水量との関係から，可搬型代替注水ポンプ（消防車）による給水を待つことが可能である。従って，使用済燃料プールへの注水については，本設備を期待する。このとき，間欠使用ではあるが，1 基あたり 1 台が必要となる。
水源を補給する必要のある状態に対しては，設計基準対象施設である復水貯蔵槽が有する水量と各シナリオにおける水の使用量との関係から，可搬型代替注水ポンプ（消防車）による給水を待つことが可能である。従って，復水貯蔵槽への水源補給については，本設備を期待する。このとき，一時中断も可能ではあるが，1 基あたり 2台以下が必要となる。
各種重大事故等対処設備に給水する必要のある状態に対しては，早期の対応が必要となる設備がないことから，可搬型代替注水ポンプ（消防車）による給水を待つことが可能である。従って，格納容器圧力逃がし装置への給水・格納容器頂部への注水・格納容器下部への注水については，本設備を期待する。このとき，間欠使用ではあるが，1 基あたり 1 台が必要となる。

5

常設設備

可搬型代替注水ポンプ

炉心注水
格納容器スプレイ

使用済燃料プール注水（間欠）

可搬型代替注水ポンプ

可搬型代替注水ポンプ

復水貯蔵槽補給（一時中断可能）

格納容器圧力逃がし装置給水
格納容器頂部注水
格納容器下部注水（間欠）図5

重大事故等対策の有効性評価における給水対象

これらの可搬型代替注水ポンプによる給水は同時に実施する可能性もあるが，いず
れも間欠的に行うものであり，復水貯蔵槽に十分な淡水が貯蔵できた段階で淡水補給を一時中断することで対応可能である。水使用の観点から厳しいシナリオとなる
格納容器過圧・過温破損シナリオ（代替循環冷却を使用しない場合）の復水貯蔵槽の水量変化を図 6 に示す。
2500
復水貯蔵槽水量2000
低圧代替注水系（常設）により原子炉注水開始↓
代替格納容器スプレイ冷却系により格納容器スプレイ開始↓

水量 [ton]

1500

1000

格納容器スプレイ停止↓

500
復水貯蔵槽への補給開始
3（130m /h）
0
0

5

10

15

20

25

30

35

40

時間 [h]

水使用パターン①低圧代替注水系(常設)による原子炉注水
事象発生 70 分後から低圧代替注水系(常設)により注水する。
冠水後は，破断口～原子炉水位低(レベル 1)の範囲で注水する(約 90m 3/h)。
②代替格納容器スプレイ冷却系による代替格納容器スプレイ
原子炉水位が破断口～原子炉水位低(レベル 1)の範囲で，代替格納容器スプレイを実施(140m 3 /h)。
③淡水貯水池から復水貯蔵槽への移送
12 時間後から，淡水貯水池の水を防火水槽へ移送する。
防火水槽からは可搬型代替注水ポンプ 2 台を用いて 130m 3/h で復水貯蔵槽へ給水する。

図6

復水貯蔵槽の水量変化

6この復水貯蔵槽への補給に対して，使用済燃料プールへの注水は，仮に原子炉停止
中の重大事故等対策の有効性評価の想定事故１または２が発生したとしても，燃料有効長頂部まで水位が低下するまでの時間はいずれも 3 日以上であり，図 6 右端より後の復水貯蔵槽水位回復後に対応可能である。かつ，7 日間合計でも最大で約3,300m3（80m3 /h で注水した場合でも 2 日弱で注水可能）と十分余裕のできる使用量である。
格納容器圧力逃がし装置，格納容器頂部，格納容器下部への注水はいずれも一時的なものであり，かつ，いずれも数 100m3 程度と十分余裕のできる使用量である。
従って，前述の通り，復水貯蔵槽に十分な淡水が貯蔵できた段階で淡水補給を一時中断することでいずれも対応可能である。
一方，設置許可基準規則第三章（重大事故等対処施設）において，代替注水等設備を要求しているのは表 2 に示す 6 条文である。
表2

代替注水等設備を要求している条文

条文

要求事項

47 条

可搬型低圧代替注水設備

49 条

代替格納容器スプレイ冷却設備（常設または可搬型）

50 条

格納容器圧力逃がし装置の給水設備（常設または可搬型）

51 条

格納容器下部注水設備（常設または可搬型）

54 条

使用済燃料プールへの可搬型代替注水設備，可搬型スプレイ設備

56 条

水源からの移送設備（常設または可搬型）

このうち，可搬型代替注水等設備を必須のものとして要求している条文は 47 条，54条である。
47 条の可搬型代替注水設備に期待する場合は，低圧代替注水系（常設）等の常設設備による原子炉注水に失敗している状態であり，可搬型代替注水ポンプによる原子炉注水を続けている状態である。重大事故等発生時点においては期待できないものであり，かつ初期の低圧代替注水系（常設）等の常設設備による原子炉注水に成功しなければ燃料損傷防止・格納容器破損防止は成立しないことから，条文上要求されているものではあるが，更なる安全性向上のためのバックアップという位置付けとなる。このための必要数は 1 基あたり 2 台である。
一方，54 条の可搬型代替注水設備に期待する場合は，崩壊熱等によって徐々に減少する使用済燃料プール水位を維持するために間欠使用を行っている状態である。
このための必要数は 1 基あたり 1 台であり，前述の通り復水貯蔵槽への補給等と同時に発生しても復水貯蔵槽への補給を一時中断することで対応可能である。
54 条の可搬型スプレイ設備に期待する場合は，重大事故等対策の有効性評価の範疇を超える使用済燃料プールの損傷が発生し，注水による水位維持が出来ず，スプレ
イによる可能な限りの影響緩和を行っている状態である。可搬型スプレイヘッダを使用できる場合は当該設備を設置してスプレイを行うが，使用済燃料プールの損傷
7

の規模によっては可搬型スプレイヘッダの設置場所への据え付けが困難となるため，
そのような状態においては更なる信頼性向上策である常設スプレイヘッダを用いてスプレイを行う。いずれの場合においても可搬型スプレイ設備の台数を増やすことで影響緩和の程度を拡大することも可能であるが，必要数としては 1 基あたり最低 1
台で影響緩和が可能である。このような状態は，2.に記載の「第３７条において想定する（中略）使用済燃料貯蔵槽内における想定事故」には該当しないことから，前述の通り，「想定する重大事故等」を超える状態であり，大規模損壊に繋がる状態の一種となる。従って，必要数 1 セットに加えて設備の信頼度等を考慮した 1 基あたり 1台の予備を確保することとし，「2n＋α」の対象施設としての必要数算出においては，総数として包含されることを確認する。
以上の有効性評価における必要数，ならびに条文毎の最大必要数から，必要となる
容量は 1 基あたり 2 台となる。上述の通り，本設備は「2n＋α」の対象施設となることから，2 セットを準備することが必要であるため，1 基あたり 2 台×2 セット＝4 台が必要となる。この必要数は 54 条の可搬型スプレイ設備の必要数及び予備の 1 基あたり 2 台を総数として包含するものである。従って，６号及び７号炉合計で 8 台が必要数となる。

(3) 代替原子炉補機冷却系
代替原子炉補機冷却系については，タービン建屋の外側に設置した接続口を通じて
原子炉建屋内の残留熱除去系熱交換器との間で淡水を循環させるとともに，取水した海水を使用して車載熱交換器によって除熱を行うための可搬型重大事故等対処設備である。一方で，重大事故の防止及び影響緩和の観点からは，格納容器ベントの前に使用する設備であり，仮に故障した場合には格納容器ベントによって除熱機能を維持することが可能である。また，除熱設備という特徴から，注水や電源供給のための設備と異なり，初期対応においては不要であるため，現場状況等を考慮した対応が可能である。従って，除熱設備全体として 1.(1)に示す「2n＋α」の対象施設が有する設備数と同等の数を持てばよいと考える。本設備の台数を表 5(2)に示す。
重大事故等対策の有効性評価において，本設備が担う機能を要求するのは，海水を用いた除熱機能が喪失している状態である。前述の通り初期対応においては不要であり，一定時間経過後の除熱機能復旧の段階において，本設備に期待する。このとき，
1 基あたり 1 式（熱交換器ユニット 1 式及び海水ポンプ 2 台）が必要となる。
一方，設置許可基準規則第三章（重大事故等対処施設）において，代替除熱設備を要求しているのは表 3 に示す 2 条文である。

8

表3

代替除熱設備を要求している条文

条文

要求事項

48 条

炉心損傷前において，残留熱除去系が使用可能な場合，使用不可
能な場合の代替除熱設備（所内車載代替最終ヒートシンクシステ
ムなど）

50 条

炉心損傷後において，格納容器の圧力及び温度を低下させるための代替除熱設備（格納容器圧力逃がし装置など）

このうち，可搬型の代替除熱設備を必須のものとして要求している条文は 48 条である。
48 条の可搬型代替除熱設備に期待する場合は，海水を用いた除熱機能が喪失している状態である。このための必要数は 1 基あたり 1 式（熱交換器ユニット 1 式及び海水ポンプ 2 台）である。ただし，上述の通り，一定時間経過後に期待するものであり，常設代替除熱設備である格納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置）を用いても条文の要求である最終ヒートシンクへの熱輸送を達成することは可能である。
以上の有効性評価における必要数，ならびに条文毎の最大必要数から，必要となる
容量は 1 基あたり 1 式（熱交換器ユニット 1 式及び海水ポンプ 2 台）となる。上述の通り，本設備は格納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置）と相まって「2n＋α」の対象施設が有する設備数と同等の数を持てばよいと整理し，予備を格納容器圧力逃がし装置とすることで，本設備は 2 セット分を準備することが必要となる。従って，６号及び７号炉合計で 4 式が必要数となる。

(4) 高圧窒素ガスボンベ
高圧窒素ガスボンベについては，負荷に直接接続する可搬型重大事故等対処設備であり，1.(2)に示す「n＋α」の対象施設と考える。本設備の台数を表 5(3)に示す。
重大事故等対策の有効性評価において，本設備が担う機能を要求するのは，減圧機能を有する逃がし安全弁の作動機能が喪失している状態である。初期対応としてこのような状態になった場合，高圧注水機能が健全であれば早期の対応は不要であるが，高圧注水機能が機能喪失している状態が重畳した場合においては早期に機能回復させ，減圧・低圧注水を行う必要がある。しかしながら，早期機能回復は困難であることから，減圧機能の多重性・頑健性確保による機能喪失回避が必須である。従って，減圧機能の維持において，本設備に期待する。このとき，1 基あたり 5 本が必要となる。
一方，設置許可基準規則第三章（重大事故等対処施設）において，代替ボンベ等ガス供給設備を要求しているのは表 4 に示す 2 条文である。
9

表4
条文

代替ボンベ等ガス供給設備を要求している条文
要求事項

45 条

弁操作用の可搬型代替直流電源設備または代替ボンベ設備

46 条

減圧弁操作用の可搬型コンプレッサーまたは代替ボンベ設備

このうち，可搬型の代替ボンベ等ガス供給設備を必須のものとして要求している条文は 46 条である。
46 条の可搬型代替ボンベ設備に期待する場合は，減圧用の逃がし安全弁操作用のガスが喪失している状態である。上述の通り，初期対応として期待する設備ではない
ことから，条文上要求されているものではあるが，更なる安全性向上のためのバック
アップという位置付けとなる。このための必要数は 1 基あたり 5 本である。
以上の有効性評価における必要数，ならびに条文毎の最大必要数から，必要となる
容量は 1 基あたり 5 本となる。上述の通り，本設備は「n＋α」の対象施設となることから，1 セットを準備することが必要であるため，６号及び７号炉それぞれで 5 本ずつが必要数となる。

10

3.

可搬型重大事故等対処設備の予備数の考え方について(1) 可搬型代替交流電源設備（電源車）
可搬型代替交流電源設備（電源車）については，2.(1)の通り，必要となる容量は1 基あたり 2 台であり，「2n＋α」の対象施設となることから，６号及び７号炉合計で8 台が必要数となる。これに加えて，故障時のバックアップ及び保守点検による待機
除外時のバックアップを発電所全体で確保する。
本設備は，2 台以上同時に保守点検することのないよう運用することとしたうえで，
故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，６号及び７号炉合計で 1 台を確保する。
以上から，合計で 9 台保有する。

(2) 可搬型代替注水ポンプ（消防車）
可搬型代替注水ポンプ（消防車）については，2.(2)の通り，必要となる容量は 1基あたり 2 台であり，「2n＋α」の対象施設となることから，６号及び７号炉合計で 8台が必要数となる。これに加えて，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保する。
本設備は，2 台以上同時に保守点検することのないよう運用することとしたうえで，
故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，６号及び７号炉合計で 1 台を確保する。
以上から，合計で 9 台保有する。

(3) 代替原子炉補機冷却系
代替原子炉補機冷却系については，2.(3)の通り，必要となる容量は 1 基あたり 1式（熱交換器ユニット 1 式及び海水ポンプ 2 台）であり，格納容器ベント（格納容器
圧力逃がし装置）と相まって「2n＋α」の対象施設が有する設備数と同等の数を持つ
ことから，本設備としては 2 セット分を準備することとしており，６号及び７号炉
合計で 4 式が必要数となる。これに加えて，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保する。
本設備の故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとしては，2.(3)の通り，格納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置）が該当するものと整理しており，1 基あたり 1 式を確保する。
以上から，代替原子炉補機冷却系は合計で 4 式保有し，予備として格納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置）を合計で 2 式配備する。

11

(4) 高圧窒素ガスボンベ
高圧窒素ガスボンベについては，2.(4)の通り，必要となる容量は 1 基あたり 5 本であり，「n＋α」の対象施設となることから，1 セットを準備することが要求となるため，６号及び７号炉でそれぞれ 5 本ずつが必要数となる。
この 5 本ずつに加えて，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保する。
本設備は，高い信頼度を有する設備である。一方で，本設備は各原子炉建屋内に配置することから，バックアップについても建屋毎に配置することが適切である。従って，1 基あたり最大で 5 本同時に保守点検を実施する運用としたうえで，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，1 基あたり 5 本以上を確保する。
以上から，合計で 1 基あたり 10 本以上を確保することとし，余裕を見て 1 基あたり 25 本保有する。

4.

その他の可搬型重大事故等対処設備の台数について
その他の設備については，原子炉建屋の外側から水・電力を供給するものではなく，かつ負荷に直接接続する可搬型直流電源設備でもないことから，1.(3)に示す「n」の対象施設と考える。本設備の台数及び必要となる容量を表 5(4)に示す。
本設備は「n」の対象施設となることから，設置許可基準規則 43 条 3 項 1 号に定められる「十分に余裕のある容量を有する」ための予備台数を確保する。
また，がれき等によってアクセスルートの確保が困難となった場合に備えて配備しているホイールローダの配備数を表 6 に示す。

12

表5

主要可搬型設備(1)「２ｎ＋α」の可搬型設備
設備名

配備数

予備

保管場所
荒浜側

9台

4台
（2n=8）

1台

4台

5台

ケーブル（一式：40ｍ）

9式

4式（2n=8）

1式

4式

5式

ホース（一式：720ｍ）
・65A：560ｍ
・75A：160ｍ

備考

大湊側

可搬型代替交流電源設備（電源車）【６号及び７号炉共用】

可搬型代替注水ポンプ（消防車）【６号及び７号炉共用】

※

必要数

9台

4台
（2n=8）

1台

4台

5台

9式

4式
（2n=8）

1式

4式

5式

・ 必要数（1 基あたり2 台）の 2 セット，2基で合計 8 台
・ 故障時バックアップ及び保守点検待機除外時バックア
ップ 1 台（共用）・ 必要数（1 基あたり2 台）の 2 セット，2基で合計 8 台
・ 故障時バックアップ及び保守点検待機除外時バックア
ップ 1 台（共用）各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

(2)当該機能全体で「２ｎ＋α」を確保する可搬型設備

※

設備名

配備数

必要数

予備

６号炉代替原子炉補機冷却系
・熱交換器ユニット：1 式・海水ポンプ：2 台

2式

2式

ホース（一式：約 400ｍ、
口径 300A）

2式

７号炉代替原子炉補機冷却系
・熱交換器ユニット：1 式・海水ポンプ：2 台
ホース（一式：約 400ｍ、
口径 300A）

保管場所
荒浜側

大湊側

0式

1式

1式

2式

0式

1式

1式

2式

2式

0式

1式

1式

2式

2式

0式

1式

1式

備考
・ 必要数（1 基あたり 1式）の 2 セット，2 基
で合計 4 式・ 故障時バックアップ
及び保守点検待機除外時バックアップは
格納容器圧力逃がし装置（1 基あたり 1 式）
（代替除熱設備）にて確保

各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

(3)「ｎ＋α」の可搬型設備
設備名

※

配備数

必要数

予備

６号炉
高圧窒素ガスボンベ

25 本

5本

20 本
（5 本以
上）

７号炉
高圧窒素ガスボンベ

25 本

5本

20 本
（5 本以
上）

保管場所

6 号炉原子炉建屋 ・ 必要数 5 本（1 基あた
り）
25 本
・
故障時バックアップ（10 本・10 本・及び保守点検待機除
5 本で分散）外時バックアップ 5 本
7 号炉原子炉建屋
以上（1 基あたり）
25 本
余裕を見て 20 本配備（10 本・10 本・（1 基あたり）
5 本で分散）各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

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備考

(4)「ｎ」の可搬型設備
設備名

配備数

必要数

予備

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級消防車）【６号及び７号炉共用】

2台

1台

2式

6 号及び
7 号炉で
3台

ホース（一式：720ｍ）
・65A：560ｍ
・75A：160ｍ
６号炉可搬型窒素供給装置（格納容器圧力逃がし装置用）
７号炉可搬型窒素供給装置（格納容器圧力逃がし装置用）

保管場所
荒浜側

大湊側

1台

1台

1台

1式

1式

1式

1式

1台

6 号及び
7 号炉共
用1台

1台

1台

1台
1台

備考（必要数ｎの補足）
１台でスプレイが必要な
大規模な損壊が発生している１プラントの使用済
燃料プールのスプレイ冷却が可能。

号炉あたり１台で窒素供給が可能。

海水取水ポンプ【６号及び７号炉共用】

10 台

2台

8台

5台

5台

号炉あたり 1 台で注水等のための海水取水が可能。
なお，予備 8 台は６号炉及び７号炉代替原子炉補機
冷却系全 4 式として配備している海水ポンプと兼用。

取水口用汚濁防止膜（ｼﾙﾄﾌｪﾝｽ）（１箇所あたり）

約 200ｍ

約 80ｍ

約 120ｍ

約 100
ｍ

約 100
ｍ

１ 箇所 あたり 80ｍ で汚濁防止膜を設置可能。

放水口用汚濁防止膜（ｼﾙﾄﾌｪﾝｽ）【６号及び７号炉共用】

約 320ｍ

約 140ｍ

約 180ｍ

約 160
ｍ

約 160
ｍ

１箇所あたり 140ｍで汚濁防止膜を設置可能。

原子炉建屋放水設備【６号及び７号炉共用】
・大容量送水車：1 台
・放水砲：1 台
・泡原液搬送車：1 台

2式

1式

1式

1式

1式

ホース
・送水側一式：350ｍ、口径 300A
・吸込側一式： 80ｍ、口径 150A

2式

1式

1式

1式

1式

※

申請プラント数の半数以上の１式。
ただし，泡原液搬送車は，１台で１プラントの航空機火災発生時に対応が可能。

タンクローリー【発電所共用】

5台

4台

1台

3台

2台

４台で６号及び７号炉が運転中かつ１～５号炉が停止中の場合の給油作業を実施可能。

小型船舶【発電所共用】

2隻

1隻

1隻

1隻

1隻

１隻で海上モニタリングを実施可能。

可搬型モニタリングポスト【発電所共用】

15 台

13 台

2台

8台

7台

モニタリングポストの陸側代替測定用で 9 台，海側測定用で 4 台の合計 13 台で測定可能。コンテナ車内に保管。

可搬型気象観測装置【発電所共用】

2台

1台

1台

1台

1台

気 象 観測は 1 台 で測 定可能。
コンテナ車内に保管。

各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

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設備名

配備数

淡水貯水池から防火水槽へ送水配管【６号及び７号炉共用】（口径 150A のホース）
・第一送水配管：約 940ｍ
・第二送水配管：約 690ｍ

必要数

予備

備考
第一送水配管は No.14，No.15
防火水槽の両方に淡水を供給。
荒浜側の送水配管が約 2100ｍあるため，緊急時には活用可
能。

2 ライン

2 ライン

100ｍ

中央制御室

６号炉
大容量可搬型空調機

3台

2台

1台

中央制御室

７号炉
大容量可搬型空調機

3台

2台

1台

※

各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

表6
設備名

ホイールローダ※

６号及び７号炉合計４台で中央制御室内を隣接区画＋20Pa
以上＋40Pa 未満の範囲内で陽圧化することが可能。

アクセスルート確保のための可搬型設備
配備数

2台

保管場所
荒浜側高台

1台

備考

大湊側高台

1台

仮復旧が必要な場合には 1 台
でアクセスルートの確保が可能。残る 1 台は予備として配備。

保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

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