東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-1 改 82
提出年月日
平成 29 年 10 月 4 日

東海第二発電所「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設
置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について

平成 29 年 10 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

1.

重大事故等対策

下線部：今回提出資料

1.0

重大事故等対策における共通事項

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

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

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

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

1.11

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

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等

目−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テロリズムへの対応における事項

2.1

可搬型設備等による対応

目−2

1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

目

1.0.1
(1)

次

重大事故等への対応に係る基本的な考え方

1.0 1

重大事故等対処設備に係る事項

1.0-1

ａ.

切り替えの容易性

1.0 1

ｂ.

アクセスルートの確保

1.0 1

(2)

復旧作業に係る事項

1.0-2

ａ.

予備品等の確保

1.0 2

ｂ.

保管場所

1.0 3

ｃ.

アクセスルートの確保

1.0 3

(3)

支援に係る事項

1.0-4

(4)

手順書の整備、教育及び訓練の実施並びに体制の整備

1.0-4

ａ.

手順書の整備

1.0 4ｂ.

教育及び訓練の実施

1.0 5

ｃ.

体制の整備

1.0 5

1.0.2
(1)

共通事項

1.0-7

重大事故等対処設備に係る事項

1.0-7

ａ.

切り替えの容易性

1.0 7

ｂ.

アクセスルートの確保

1.0 9

(2)

復旧作業に係る事項

1.0-13ａ.

予備品等の確保1.0 14ｂ.

保管場所

1.0 151

ｃ.

アクセスルートの確保

1.0 15(3)

支援に係る事項

1.0-16(4)

手順書の整備、教育及び訓練の実施並びに体制の整備

1.0-19ａ.

手順書の整備

1.0 19ｂ.

教育及び訓練の実施

1.0 27ｃ.

体制の整備

1.0 34

2

添付資料

目次
下線部：今回提出資料

添 付 資 料 1.0.1

本来の用途以外の用途として使用する重大事故等に対処するための設備に係る切り替えの容易性について

添 付 資 料 1.0.2

可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスル
ートについて添 付 資 料 1.0.3

予備品等の確保及び保管場所について

添 付 資 料 1.0.4

復旧作業に必要な資機材及び外部からの支援について添 付 資 料 1.0.5

重大事故等対策に係る文書体系について

添 付 資 料 1.0.6

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について

添 付 資 料 1.0.7

有効性評価における重大事故時の対応手順について

添 付 資 料 1.0.8

大津波警報発令時の原子炉停止操作等について

添 付 資 料 1.0.9

重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練について

添 付 資 料 1.0.10

重大事故等発生時の体制について

添 付 資 料 1.0.11

重大事故等発生時の発電用原子炉主任技術者の役割について

添 付 資 料 1.0.12

福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応について

添 付 資 料 1.0.13

災害対策要員の作業時における装備について添 付 資 料 1.0.14

技術的能力対応手段と有効性評価
技術的能力対応手段と手順等

添 付 資 料 1.0.15

比較表

関連表

格納容器の長期にわたる状態維持に係わる体制の整
備について

3

添 付 資 料 1.0.16

重大事故等発生時における東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の影響について

4

添付資料 1.0.1

東海第二発電所

本来の用途以外の用途として使用する
重大事故等に対処するための設備に係る切り替えの容易性について

5

目

次

1．

切り替えの容易性について

1.0.1-1

表1

対応手順の抽出1.0.1-2

6

1．

切り替えの容易性について
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備については，通常時に使用する系統から弁操作等により速やかに重大事故時に対処する系統に切り替えるために必要な手順を運転手順書に整備する。

本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために切り替え操作を必要とする重大事故等対処設備について，1.1〜1.19 までの技術的能力の対応手順から，以下の条件を満たすものを表 1 により選定する。
①重大事故等対処設備を用いる手順。
②当該重大事故等対処設備が，設計基準対象施設としての機能（本来の用途）を有する。
③当該重大事故等対処設備が，設計基準対象施設として使用する場合と異なる用途として，重大事故等に対処するために使用する。
④重大事故等時に切り替え操作を必要とする。

表 1 の選定から，該当する重大事故等対処設備の切り替え操作がないことを確認した。

1.0.1-17

表1No

対応手順の抽出（1／13）
項目

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

1.0.1-2

1.1

注１
注２

対応手順

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

設計基準対象施設としての機能（注２）

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

切替操作
（注４）

本項対象

対象設備
（）は手順書記載条文

切替方法

×
○
×
○
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○
×
×
○
○
○
○
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―

原子炉手動スクラム
代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入
選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制
原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制
自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止
ほう酸水注入原子炉水位低下による原子炉出力抑制
制御棒手動挿入
原子炉隔離時冷却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
中央制御室からの高圧代替注水系起動
現場手動操作による高圧代替注水系起動代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
原子炉水位の監視又は推定
常設高圧代替注水系ポンプの作動状況確認
原子炉水位の制御
ほう酸水注入系による原子炉注水
制御棒駆動水圧系による原子炉注水
手動による原子炉減圧（逃がし安全弁による減圧）
手動による原子炉減圧（原子炉隔離時冷却系による減圧）
手動による原子炉減圧（タービン・バイパス弁による減圧）
代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧
常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
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
高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保
可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保
代替直流電源設備による復旧
代替交流電源設備による復旧
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を防止する手順
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，−：設備を用いない手順○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

8

表1
No

対応手順の抽出（2／13）
項目

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.0.1-3

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

注１
注２

対応手順

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

設計基準対象施設としての機能（注２）

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

切替操作
（注４）

本項対象

対象設備
( )は手順書記載条文

切替方法

○
○
○
○
○
×
×
×
○
○
○
○
○
×
×
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―
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―
―
―
―
―
―

残留熱除去系（低圧注水系）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
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）
代替循環冷却系による原子炉注水
消火系による原子炉注水
補給水系による原子炉注水
残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水
低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水
低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却
消火系による残存溶融炉心の冷却補給水系による残存溶融炉心の冷却残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱
残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保
格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱
フィルタ装置スクラビング水補給
格納容器内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置スクラビング水移送
フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄
耐圧強化ベント系による格納容器内の減圧及び除熱
格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
フィルタ装置スクラビング水補給
格納容器内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置スクラビング水移送
フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保
代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，−：設備を用いない手順○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

9

表1
No

1.6

1.0.1-4

1.7

注１
注２

対応手順の抽出（3／13）
項目

原子炉格納容器
内等の冷却のための手順等

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

対応手順

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱
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
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）
代替循環冷却系による格納容器内の除熱消火系による格納容器内の冷却補給水系による格納容器内の冷却
ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱
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
格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱
フィルタ装置スクラビング水補給
格納容器内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置スクラビング水移送
フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄
代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱
サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入
格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
フィルタ装置スクラビング水補給
格納容器内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換
フィルタ装置スクラビング水移送
フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄
第二弁操作室空気ボンベユニットによる第二弁操作室の正圧化○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，−：設備を用いない手順○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

設計基準対象施設としての機能（注２）

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

切替操作
（注４）

本項対象

対象設備
( )は手順書記載条文

切替方法

○

○

×

→

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―

―

○

○

×

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×

―

―

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―
―
―

10

表1
No

対応手順の抽出（4／13）
項目

1.0.1-5

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

注１
注２

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

対応手順

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

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
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（淡水／海水）
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）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
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
消火系による原子炉圧力容器への注水
補給水系による原子炉圧力容器への注水
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
不活性ガス系による格納容器内の不活性化
可搬型窒素供給装置による格納容器内の不活性化
格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出
可燃性ガス濃度制御系による格納容器内の水素濃度制御
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視
代替電源設備による給電
格納容器頂部注水系（常設）による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（淡水／海水）
原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による水素の排出○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，−：設備を用いない手順○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

設計基準対象施設としての機能（注２）

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

切替操作
（注４）

本項対象

対象設備
( )は手順書記載条文

切替方法

○

×

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○

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―
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―

―
―
―
―
―
―

11

表1
No

1.11

対応手順の抽出（5／13）
項目

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.0.1-6
1.12

注１
注２

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

対応手順

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

設計基準対象施設としての機能（注２）

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

切替操作
（注４）

本項対象

対象設備
( )は手順書記載条文

切替方法

○

×

→

→

×

―

―

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
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（淡水／海水）補給水系による使用済燃料プール注水
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）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）
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（淡水／海水）
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（淡水／海水）
使用済燃料プール漏えい緩和
可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動
代替電源による給電
代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保
可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水（海水）の確保
可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置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○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，−：設備を用いない手順○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

○

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12

表1
No

1.0.1-7

1.13

注１
注２

対応手順の抽出（6／13）
項目

対応手順

重大事故等の収束に必要となる
水の供給手順等

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水（水源：代替淡水貯槽）
低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却（水源：代替淡水貯槽）
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）（水源：代替淡水貯槽）
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）（水源：代替淡水貯槽）
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）（水源：代替淡水貯槽）
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（水源：
代替淡水貯槽）
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（水源：代替淡水貯槽）
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（水源：代替淡水貯槽）
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送水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（水源：代替淡水貯槽）
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（水源：代替淡水貯槽）
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）（水源：代替淡水貯槽）
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）（水源：代替淡水貯槽）
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）（水源：代替淡水貯槽）
フィルタ装置スクラビング水補給（水源：代替淡水貯槽）
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（水源：代替淡水貯槽）
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（水源：代替淡水貯槽）
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（水源：代替淡水貯槽）
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（水源：代替淡水貯槽）
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）
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）
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

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

設計基準対象施設としての機能（注２）

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

切替操作
（注４）

本項対象

対象設備
( )は手順書記載条文

切替方法

○
○

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○

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―

○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，−：設備を用いない手順○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

13

表1
No

1.0.1-8

1.13

注１
注２

対応手順の抽出（7／13）
項目

対応手順

重大事故等の収束に必要となる
水の供給手順等

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
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）（水源：サプレッション・プール）
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）（水源：サプレッション・プール）
残留熱除去系による原子炉注水（水源：サプレッション・プール）
低圧炉心スプレイ系による原子炉注水（水源：サプレッション・プール）
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（水源：サプレッション・プール）
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（水源：サプレッション・プール）
代替循環冷却系による原子炉注水（水源：サプレッション・プール）
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却（水源：サプレッション・プール）
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)（水源：サプレッション・プール）
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)（水源：サプレッション・プール）
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（水源：サプレッション・
プール）
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）（水源：サプレッション・プール）
北側淡水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（水源：北側淡水池）
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（水源：北側淡水池）
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）（水源：北側淡水池）
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）（水源：北側淡水池）
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）（水源：北側淡水池）
フィルタ装置スクラビング水補給（水源：北側淡水池）
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（水源：北側淡水池）
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（水源：北側淡水池）
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（水源：北側淡水池）

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

設計基準対象施設としての機能（注２）

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

切替操作
（注４）

本項対象

対象設備
( )は手順書記載条文

切替方法

○

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○

×

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×

―

―

○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，−：設備を用いない手順○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

14

表1
No

1.0.1-9

1.13

注１
注２

対応手順の抽出（8／13）
項目

対応手順

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

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（水源：北側淡水池）
高所淡水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（水源：高所淡水池）
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（水源：高所淡水池）
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）（水源：高所淡水池）
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）（水源：高所淡水池）
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）（水源：高所淡水池）
フィルタ装置スクラビング水補給（水源：高所淡水池）
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（水源：高所淡水池）
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（水源：高所淡水池）
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（水源：高所淡水池）
消火系による原子炉注水（水源：ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）
消火系による残存溶融炉心の冷却（水源：ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）
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）（水源：ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）
消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）（水源：ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）
消火系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）（水源：ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（水源：ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）
消火系による使用済燃料プール注水（水源：ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンク）
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
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
制御棒駆動水圧系による原子炉注水（水源：復水貯蔵タンク）
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）（水源：復水貯蔵タンク）
補給水系による原子炉注水（水源：復水貯蔵タンク）
補給水系による残存溶融炉心の冷却（水源：復水貯蔵タンク）
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）（水源：復水貯蔵タンク）

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

設計基準対象施設としての機能（注２）

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

切替操作
（注４）

本項対象

対象設備
( )は手順書記載条文

切替方法

○

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○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，−：設備を用いない手順○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

×

→

→

→

×

―

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―

15

表1
No

1.0.1-10

1.13

注１
注２

対応手順の抽出（9／13）
項目

対応手順

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

補給水系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷前）（水源：復水貯蔵タンク）
補給水系による原子炉格納容器内の冷却（炉心損傷後）（水源：復水貯蔵タンク）
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（水源：復水貯蔵タンク）
補給水系による使用済燃料プールへの注水（水源：復水貯蔵タンク）
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送水フィルタ装置スクラビング水補給（水源：淡水タンク）
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（水源：海）低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（水源：海）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）（水源：海）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）（水源：海）
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）（水源：海）
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（水源：海）
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（水源：海）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（水源：海）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（水源：海）残留熱除去系海水系による冷却水の確保（水源：海）緊急用海水系による冷却水の確保（水源：海）代替残留熱除去系海水系による冷却水の確保（水源：海）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（水源：海）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（水源：海）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（水源：海）代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却（水源：海）非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」（水源：ほう酸水貯
蔵タンク）
ほう酸水注入系による原子炉注水（水源：ほう酸水貯蔵タンク）

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

設計基準対象施設としての機能（注２）

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

切替操作
（注４）

本項対象

対象設備
( )は手順書記載条文

切替方法

×
×
×
×
×
×
○
○
○

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○

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→

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→

×

―

―

○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，−：設備を用いない手順○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

○

×

→

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○

○

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→

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―

○

○

○

×

×

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―

16

表1
No

1.13

1.0.1-11

注１
注２

対応手順の抽出（10／13）
項目

対応手順

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

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）（水源：ほう酸水貯蔵タンク）
北側淡水池を水源とした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
淡水タンクを水源とした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
高所淡水池を水源とした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
海を水源とした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
代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる北側淡水池への補給
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北側淡水池への補給
高所淡水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる北側淡水池への補給
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる北側淡水池への補給
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高所淡水池への補給
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高所淡水池への補給
北側淡水池を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる高所淡水池への補給
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる高所淡水池への補給
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（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）
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（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）
代替淡水貯槽へ補給する水源の切替え（淡水から海水への切替え）
北側淡水池へ補給する水源の切替え（淡水から海水への切替え）
高所淡水池へ補給する水源の切替え（淡水から海水への切替え）
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

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

設計基準対象施設としての機能（注２）

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

切替操作
（注４）

本項対象

対象設備
( )は手順書記載条文

切替方法

○

○

×

→

×

―

―

○
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○
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○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，−：設備を用いない手順○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

17

表1
No

対応手順の抽出（11／13）
項目

1.0.1-12

1.14

電源の確保に関する手順等1.15

事故時の計装に関する手順
等

注１
注２

対応手順

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

設計基準対象施設としての機能（注２）

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

切替操作
（注４）

本項対象

対象設備
( )は手順書記載条文

切替方法

○
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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
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
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
非常用ディーゼル発電機海水系及び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
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
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
常設代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
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
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
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
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
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
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
可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給
タンクローリから各機器への給油
燃料補給設備による常設代替高圧電源装置への給油
他チャンネルによる計測
代替パラメータによる推定（計器故障時）
代替パラメータによる推定（計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合）
可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視
所内常設直流電源設備又は常設代替直流電源設備からの給電
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
可搬型代替直流電源設備からの給電
可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視
重大事故等時のパラメータを記録する手順○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，−：設備を用いない手順○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

18

表1
No

対応手順の抽出（12／13）
項目

1.0.1-131.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

注１
注２

対応手順

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

設計基準対象施設としての機能（注２）

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

切替操作
（注４）

本項対象

対象設備
( )は手順書記載条文

切替方法

○

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中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の運転手順等
交流動力電源が正常な場合の運転手順等
中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の運転手順等
全交流動力電源が喪失した場合の運転手順
中央制御室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順
中央制御室の照明を確保する手順
中央制御室待避室の照明を確保する手順
データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータの監視手順
中央制御室待避室の準備手順
中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順
衛星電話設備（可搬型）（待避室）による通信連絡手順
その他の放射線防護措置等に関する手順等
チェンジングエリアの設置及び運用手順
モニタリング・ポストによる放射線量の測定
可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定
放射能観測車による放射性物質の濃度の測定
可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の代替測定
可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定
モニタリング・ポストのバックグラウンド低減
可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策
敷地外でのモニタリングにおける他の機関との連携体制
気象観測設備による気象観測項目の測定
可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定
モニタリング・ポストの電源を代替電源設備から給電する手順○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，−：設備を用いない手順○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

19

表1
No

対応手順の抽出（13／13）
項目

1.0.1-14

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する
手順等

注１
注２

対応手順

重大事故等対処
設備を用いる手順（注１）

設計基準対象施設としての機能（注２）

設計基準対象施設と異なる用途
（注３）

切替操作
（注４）

本項対象

対象設備
( )は手順書記載条文

切替方法

緊急時対策所非常用換気空調設備運転手順
緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順
緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順
緊急時対策所エリアモニタ設置手順
可搬型モニタリング・ポストを設置する手順
緊急時対策所加圧設備への切替準備手順
緊急時対策所加圧設備への切替手順
緊急時対策所加圧設備運転中の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順
緊急時対策所加圧設備の停止手順
ＳＰＤＳによるプラントパラメータ等の監視手順
対策の検討に必要な資料の整備
通信連絡に関する手順
緊急時対策所にとどまる要員
放射線管理用資機材及びチェンジングエリア用資機材の維持管理
チェンジングエリアの設置及び運用手順
飲料水，食料等の維持管理
緊急時対策所用発電機による給電
緊急時対策所用発電機（予備）起動手順
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を行うための対応手順
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対応手順
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の対応手順
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対応手順
代替電源設備から給電する対応手順

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―

○：重大事故等対処設備を用いる手順，×：自主対策設備を用いる手順，−：設備を用いない手順○：設計基準対象施設としての機能を有するもの△：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替必要
×：設計基準対象施設としての機能を有さないもので切替不要
注３ ○：設計基準対象施設と異なる用途で用いるもの，×：設計基準対象施設と同じ用途で用いるもの
注４ ○：重大事故等時に切替操作を要するもの，×：重大事故等時に切替操作を要さないもの→：前項目の選定条件で除外

20

添付資料 1.0.3

東海第二発電所

予備品等の確保及び保管場所について

21

＜目

次＞

１．重要安全施設

1.0.3-1

２．予備品等の確保

1.0.3-1

３．予備品等の保管場所

1.0.3-2

第 1.0.3-1 表

重要安全施設一覧

第 1.0.3-2 表

予備品及び予備品への取替えのために必要な機材 1.0.3-6

第 1.0.3-1 図

予備品等の保管場所

補足１

予備品の確保等の考え方

1.0.3-4

1.0.3-7

1.0.3-822

「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」のうち，「1.0 共通事項（2）復旧作業に係る要求事項 ①予備品等の確保」において，重要安全施設の適切な予備品等を確保することが規定されている。
「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」（以下「設置許可基準規則」という。）第二条において，「重要安全施設とは，安全施設のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものをいう。」とされている。
また，設置許可基準規則第十二条の解釈において「安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの」の機能が示されている。
ここでは，これら重要安全施設のうち，重要安全施設の取替え可能な機器及び部品等に対する予備品及び予備品への取替のために必要な機材等の選定及び保管場所について記載する。

１．重要安全施設
上記の設置許可基準規則第十二条の解釈の表に規定された安全機能の重要度が特に高い安全機能に対応する具体的な系統・設備を第 1.0.3-1 表に示す。

２．予備品等の確保
重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処設備にて実施す
ることにより，事故収束を行う。
事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に基づき重要安全施設の取替
え可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために
1.0.3-123

必要な予備品を確保する。
・短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
・単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，復旧するための対策を検討し実施することとするが，放射線の影響，その他の作業環境条件の観点を踏まえ，復旧作業の成立性が高い設備を復旧する。
上記の方針に適合する系統として海水ポンプ室に設置している設備である
残留熱除去系海水系，ディーゼル発電機海水系は自然災害の影響を受ける可能性があるため対象機器として選定し，予備品として保有することで復旧までの時間が短縮でき，成立性の高い作業で機能回復できる機器であり，機械的故障と電気的故障の要因が考えられる残留熱除去系海水系ポンプ電動機，ディーゼル発電機海水系ポンプ電動機を予備品として確保する。確保する予備品については，保全計画に基づく定期的な機能確認を行う。
なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器の拡大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行うとともに，そのために必要な予備品の確保に努める。
また，予備品の取替え作業に必要な資機材として，がれき撤去のためのホイールローダ等，予備品取替時に使用する重機としてクレーン等，夜間の対応を想定した照明機器等及びその他作業環境を想定した資機材を確保する。
（第 1.0.3-2 表）

３．予備品等の保管場所
1.0.3-224

予備品等については，地震による周辺斜面の崩落，敷地下斜面のすべり，津波による浸水の外部事象の影響を受けにくい場所に重要安全施設との位置的分散を考慮し保管する。
保管場所については，可搬型重大事故等対処設備と同じであり，保管場所
及び屋外アクセスルートの対策概要については，添付 1.0.2 可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについての「2.概要 2.1 保管場所及びアクセスルート」に記載する。
なお，予備品復旧場所へのアクセスルートについては，第 1.0.3-1 図に示すアクセスルートから複数のルートを確保してアクセスし，予備品の保管場所から復旧作業場所へ予備品を移動させて復旧する。
また，保管場所及びアクセスルートの点検管理については，「添付 1.0.2
可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて」で記載している「保管場所及びアクセスルート等の点検について」と同じ点検管理を実施する。

1.0.3-325

第 1.0.3-1 表
安全機能（設置許可基準規則第12条）
原子炉の緊急停止機能
未臨界維持機能

重要安全施設一覧
系統・設備

原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
原子炉停止後における除熱のため崩壊熱除去機能原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機能
原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能

事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内低圧時における注水機能
事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における減圧系を作動させる機能
格納容器内又は放射線物質が格納容
器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能
格納容器の冷却機能
格納容器内の可燃性ガス制御機能
非常用交流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用直流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用の交流電源機能

制御棒及び制御棒駆動系
制御棒及び制御棒駆動系
ほう酸水注入系
逃がし安全弁（安全弁としての開機能）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機能）
残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却モード）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機能）
高圧炉心スプレイ系
自動減圧系（逃がし安全弁）により原子炉を減圧し，低圧炉心スプレイ
系，残留熱除去系（低圧注水モード）により原子炉へ注水を行う
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水モード）
高圧炉心スプレイ系
自動減圧系（逃がし安全弁）

原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス
再循環系，非常用ガス処理系）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
可燃性ガス濃度制御系
非常用電源系（交流）
非常用所内電源系（直流電源系統）
ディーゼル発電機設備

1.0.3-426

安全機能（設置許可基準規則第12条）
非常用の直流電源機能
非常用の計測制御用直流電源機能
補機冷却機能系統・設備

冷却用海水供給機能
原子炉制御室非常用換気空調機能
圧縮空気供給機能

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の隔離機能
原子炉格納容器バウンダリを構成す
る配管の隔離機能
原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動させるものを除く）の発生機能
工学的安全施設に分類される機器若
しくは系統に対する作動信号の発生
機能
事故時の原子炉の停止状態の把握機
能
事故時の炉心冷却状態の把握機能
事故時の放射能閉じ込め状態の把握
機能

事故時のプラント操作のための情報
の把握機能

※

直流電源設備
計測制御用電源設備
残留熱除去系海水系 ※ 及びディーゼル発電機海水系 ※残留熱除去系海水系 ※ 及びディーゼル発電機海水系 ※中央制御室換気系
逃がし安全弁及び自動減圧機能のア
キュムレータ並びに主蒸気隔離弁のアキュムレータ
原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁
原子炉格納容器バウンダリ隔離弁
安全保護系（スクラム機能）

安全保護系（非常用炉心冷却系作動，
主蒸気隔離，原子炉格納容器隔離，
原子炉建屋ガス処理系作動）
起動領域計装原子炉スクラム用電磁接触器の状態
監視設備及び制御棒位置監視設備
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
原子炉圧力計装
原子炉格納容器圧力計装
サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器エリア放射線量率計
装
原子炉圧力計装
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
原子炉格納容器圧力計装
サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器水素濃度計装
原子炉格納容器酸素濃度計装
主排気筒放射線モニタ計装

予備品（第1.0.3-2表 １．予備品）を保管する系統

1.0.3-527

第1.0.3-2 表

予備品及び予備品への取替のために必要な機材

１．予備品
名称
残留熱除去系海水系ポンプ用電動機
非常用ディーゼル
発電機海水系
ポンプ用電動機仕様

数量 ※保管場所 ※

三相誘導電動機2台

南側保管場所（T.P.＋25m）

三相誘導電動機1台

南側保管場所（T.P.＋25m）

仕様

数量 ※

保管場所 ※

２．がれき撤去用重機
名称

ホイールローダ

バケット容量2.0ｍ ３

2台

ブルドーザ

けん引力
23t

1台

油圧ショベル

バケット容量0.16ｍ ３1台

南側保管場所（T.P.＋25m）
西側保管場所（T.P.＋23m）
南側保管場所（T.P.＋25m）
西側保管場所（T.P.＋23m）
南側保管場所（T.P.＋25m）

３．予備品取替時に使用する重機
数量 ※

名称

仕様

予備電動機交換用
クレーン
予備電動機運搬用
トレーラー

最大吊り上げ荷重
220t
積載荷重
20t

1台
1台

保管場所 ※
南側保管場所（T.P.＋25m）
南側保管場所（T.P.＋25m）

４．作業用照明名称

ヘッドライト
充電式ＬＥＤ
スティックライト
バッテリーライト（床置きタイプ）
※

仕

様

数

量※

乾電池式

10 個

充電式

4個

充電式

4個

保管場所 ※
緊急時対策所（T.P.＋23m）
緊急時対策所（T.P.＋23m）
緊急時対策所（T.P.＋23m）

数量，保管場所については，今後の検討により変更となる可能性がある。

1.0.3-628

第 1.0.3-1 図

予備品等の保管場所

1.0.3-729

補足１

予備品の確保等の考え方

１．残留熱除去系及びディーゼル発電機の復旧に関する予備品の確保等について

東海第二発電所では，アクシデントマネジメント活動の一環として行われる復旧活動に際して，プラントの安全性確保に必要な機能を持つ系統・機器を復旧させる手順を「アクシデントマネジメント故障機器復旧手順ガイドラ
イン」にて整備している。本ガイドラインには，事故収束を安定的に継続するために有効である残留熱除去系（以下「ＲＨＲ系」という。）及びディー
ゼル発電機（以下「ＤＧ」という。）の復旧手順も盛り込まれており，ＲＨ
Ｒ

Ａ系，Ｂ系の全ての除熱能力が喪失あるいは低下したとき，またはＤＧ

全台の発電能力が喪失あるいは低下したとき，「ＲＨＲ系基本復旧手順フロ
ーチャート」及び「ＤＧ基本復旧手順フローチャート」により異常のある系統を判断し，「機器別故障原因特定マトリクス」にて故障個所の特定を行い，故障個所に応じた「復旧手順」にて復旧を行う構成としている。しかしながら，すべての系統・機器の故障モードを網羅して予備品を確保することは効率的ではないので，以下の方針に基づき重要安全施設の取替可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品を確保する。

・短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
1.0.3-830

・単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，復旧するための対策を検討し実施することとするが，放射線の影響，その他の作業環境条件の観点を踏まえ，復旧作業の成立性が高い設備を復旧する。

上記の方針に適合する系統としてＲＨＲ系海水系及びＤＧ海水系を選定し，予備品を保有することで復旧までの時間が短縮でき成立性の高い作業で機能回復できる機器として，ＲＨＲ系海水ポンプ電動機及びＤＧ海水系ポンプ電動機を予備品として確保する。
確保する予備品については，保全計画に基づく定期的な機能確認を行う。

なお，ＲＨＲ系については，防潮堤等の津波対策及び原子炉建屋内の内部
溢水対策により区分分離されていること，更にＲＨＲ系は３系統あることから，東日本大震災のように複数のＲＨＲ系が同時浸水により機能喪失することはないと考えられるが，ある１系統のＲＨＲ系の電動機が浸水し，当該のＲＨＲ系が機能喪失に至った場合においても，他系統のＲＨＲ系の電動機を接続することにより復旧する手順を準備する。

２．予備品を用いた復旧作業について
重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処設備にて対応することにより事故収束を行うことから，必要な作業については当社のみで実施できるようにしている。
一方，予備品を用いたＲＨＲ系海水ポンプ電動機及びＤＧ海水系ポンプ電1.0.3-931

動機の復旧作業は上記に該当せず，協力企業の支援による実施を考えている。
しかしながら，本復旧作業は事故収束後のプラントの安定状態を継続する上で有効であることから，当社社員のみで対応できるように訓練等を通じて復旧手順の整備や作業内容把握，総合研修センターにおいて予備品の類似機器を用いた分解点検や組立作業訓練等を通じて現場技能向上への取り組みを継続的に実施していく。

1.0.3-1032

添付資料 1.0.4

東海第二発電所

復旧作業に必要な資機材及び外部からの支援について

33

＜目

次＞

１．事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材

1.0.4-1（１）重大事故発生後 7 日間の対応

1.0.4-1（２）重大事故等発生後 7 日間以降の対応

1.0.4-2

２．プラントメーカ及び協力会社による支援

1.0.4-2（１）プラントメーカによる支援
ａ．支援体制

1.0.4-3
1.0.4-3（２）協力会社による支援

1.0.4-4

ａ．放射線測定，管理業務等の支援体制

1.0.4-4

ｂ．緊急時に係る設備の修理・復旧等の支援体制

1.0.4-4

ｃ．要員等の輸送に係る支援体制

1.0.4-5ｄ．燃料調達に係る支援体制

1.0.4-5

ｅ．消火活動に係る支援体制

1.0.4-6

ｆ．注水活動に係る支援体制

1.0.4-6

３．原子力事業者による支援

1.0.4-6

４．その他組織による支援

1.0.4-8

５．原子力事業所災害対策支援拠点

1.0.4-10

第 1.0.4-1 表

発電所構内に確保している燃料（事象発生後７日間の対応）

1.0.4-13

第 1.0.4-2 表

放射線防護資機材等（緊急時対策所）

1.0.4-14

第 1.0.4-3 表

チェンジングエリア用資機材（緊急時対策所）

1.0.4-16

第 1.0.4-4 表

その他資機材等（緊急時対策所）

1.0.4-17

第 1.0.4-5 表

原子力災害対策活動で使用する資料（緊急時対策所）1.0.4-18

34

第 1.0.4-6 表

放射線防護資機材等（中央制御室）

1.0.4-19

第 1.0.4-7 表

チェンジングエリア用資機材（中央制御室）

1.0.4-22

第 1.0.4-8 表

事業者間協力協定に基づき貸与される
原子力防災資機材

第 1.0.4-9 表

1.0.4-24

原子力事業所災害対策支援拠点における必要な資機材，
通信機器の整備状況等

1.0.4-25
1.0.4-26

第 1.0.4-1 図飛行場外離着陸場の位置

第 1.0.4-2 図

原子力災害発生時における発電所外からの支援体制 1.0.4-27

第 1.0.4-3 図

防災組織全体図

第 1.0.4-4 図

原子力事業所災害対策支援拠点

別紙 1

原子力事業所災害対策支援拠点について

1.0.4-28
体制図

1.0.4-29
1.0.4-30

35

１．事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材（１）重大事故発生後 7 日間の対応
東海第二発電所では，重大事故等が発生した場合において，当該事故等に対処するためにあらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備，予備品，燃料等）により，事故発生後7日間における事故収束対応を実施する。あらかじめ用意された手段のうち，重大事故等対処設備については，技術的能力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段等」から1.19「通信連絡に関する手順等」にて示す。
発電所内に保有する燃料量については，第1.0.4-1表に示すとおり，保守的に事故発生後7日間連続して運用する条件で算出した重大事故等に対処するために必要となる燃料量を上回る。
放射線管理用資機材及びチェンジングエリア用資機材，その他資機材，原子力災害対策活動で使用する資料の数量とその考え方については，第1.0.4-2表〜第1.0.4-7表に示すとおり，外部からの支援なしに事
故発生後7日間の活動に必要な資機材等を緊急時対策所等に配備している。重大事故等発生時において，現場作業では作業環境が悪化していることが予想され，災害対策要員は環境に応じた放射線防護具を着用する必要がある。災害対策要員は，添付資料1.0.13「災害対策要員の作業時における装備について」に示す着用基準に従い，これらの資機材の中から必要なものを装備し，作業を実施する。東海第二発電所では，第1.0.4-2表〜第1.0.4-7表に示す緊急時対策所，中央制御室の資機材を，常時配備する。
重大事故等の対応に必要な水源については，北側淡水池及び高所淡水池，等の淡水源に加え最終的に海水に切り替えることにより水源が枯渇することがないよう手順を整備することとしている。具体的には，技術
1.0.4-1

36

的能力1.13「重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて示す。

（２）重大事故等発生後 7 日間以降の対応
重大事故等発生後 7 日間以降の事故収束対応を維持するため，重大事故等発生後 6 日間後までに，あらかじめ選定している候補施設の中から原子力事業所災害対策支援拠点（以下「支援拠点」という。）を選定し，発電所の事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材等を支援できる体制を整備している。また，発電所内に配備している重大事故等対処設備に不具合があった場合の代替手段，資機材及び燃料を支援できるよう，社内
で発電所外に保有している重大事故等対処設備と同種の設備（通信連絡設
備，放射線測定装置等），食糧その他の消耗品も含めた資機材，予備品及び燃料等について，継続的な重大事故等対策を実施できるよう事象発生後
6 日後までに支援できる体制を整備している。
さらに現在，他の電力事業者と，原子力災害発生時における設備及び資機材の融通に向けた検討を進めており，各社が保有する主な設備及び資機
材のデータベースを整備中である。

２．プラントメーカ及び協力会社による支援
重大事故等発生時における外部からの支援については，プラントメーカ，
協力会社等から重大事故等発生後に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，協議・合意の上，支援計画を定め，東海第二発電所の技術支援に関するプラントメー
カ及び協力会社との覚書を締結し，重大事故等発生後に必要な支援が受けられる体制を整備している。
1.0.4-237

また，プラントメーカ及び協力会社等からの支援については，作業現場の放射線量を考慮して支援を受けることとする。
なお，プラントメーカ及び協力会社から支援を受ける場合に必要となる資機材については，あらかじめ緊急時対策所に確保している資機材の余裕分を活用するのと合わせ，必要に応じて資機材の追加調達を本店総合災害対策本部に要請して調達する。

（１）プラントメーカによる支援
重大事故等発生時における当社が実施する事態収拾活動を円滑に実施するため，プラントの状況に応じた事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援を迅速に得られるよう，プラントメーカ（日立ＧＥニュークリ
ア・エナジー株式会社）との間で支援体制を整備するとともに，平常時より必要な連絡体制を整備している。

ａ．支援体制（平時体制）
・緊急時の技術支援のため，本店とプラントメーカ社員（部長クラス）と平時より連絡体制を構築。
（緊急時体制）・原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）10条第1項又は15条第1項に定める事象（おそれとなる事象が発生した場合も含む）が発生した場合に技術支援を要請。適宜，通報訓練を実施しいく。
・緊急時に状況評価及び復旧対策に関する助言，電気・機械・計装設
備，その他の技術的情報の提供等により当社を支援。
1.0.4-338

・技術支援については，本店総合災害対策本部のみならず，必要に応じて発電所災害対策本部でも実施可能。
・中長期対応として，事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援体
制の更なる拡充をメーカと協議する。

（２）協力会社による支援
重大事故等発生時における当社が実施する事態収拾活動を円滑に実施するため，事故収束及び復旧対策活動の協力が得られるよう，協力会社と支援内容に関する覚書等を締結し，支援体制を整備するとともに，平常時より必要な連絡体制を整備している。
協力会社の支援については，重大事故等発生時においても支援を要請できる体制であり，協力会社要員の人命及び身体の安全を最優先にした
放射線管理を行う。また，事故対応が長期に及んだ場合においても交代要員等の継続的な派遣を得られる体制とする。

ａ．放射線測定，管理業務等の支援体制
原子力災害発生時における放射線測定，管理業務の実施について，
協力会社と覚書を締結している。

ｂ．緊急時に係る設備の修理・復旧等の支援体制
原子力災害発生時における，以下に示す設備の修理・復旧等の作業に関する支援協力について協力会社と覚書を締結している。
（Ⅰ）電気設備，機械設備及び計装設備の応急復旧に関する事項（Ⅱ）事態収拾現場の照明等の作業環境確保に関する事項（Ⅲ）放射線測定，放射線作業管理に関する事項
1.0.4-4

39

（Ⅳ）水質分析に関する事項（Ⅴ）建物，構築物等の応急復旧に関する事項（Ⅵ）通信設備等の応急復旧に関する事項（Ⅶ）その他受託業務全般に関する事態収拾に必要な事項

ｃ．要員等の輸送に係る支援体制
東海第二発電所で原子力災害が発生した場合又は，発生のおそれがある場合，要員の運搬及び資機材の輸送について支援を迅速に得られるよう，協力会社と協定等を結んでいる。
支援拠点に集まった発電所の事故収束対応を維持するために必要な燃料，食糧その他の消耗品を含めた資機材，予備品について，継続的な重大事故等対策の実施を妨げないよう発電所に適宜輸送する。
ヘリコプターによる空輸を実施する場合には，東京ヘリポート（東京都江東区）（所要時間：約１時間）及びつくば市内のヘリポート（茨城県つくば市）（所要時間：約３０分）に常駐のヘリコプターを優先して使用する契約を締結しており，発電所構内の飛行場外離着陸
場間を往復する。災害時における発電所近隣の飛行場外離着陸場として東海村内の１か所（当社敷地内）と，発電所構内の飛行場外離着陸場の１か所について，協力会社から東京航空局へ飛行場外離着陸許可
申請書を提出し，許可を得ている。第1.0.4-1図に飛行場外離着陸場の位置を示す。

ｄ．燃料調達に係る支援体制
東海第二発電所に重大な災害が発生した場合又は発生のおそれがある場合における燃料調達手段として，当社と取引のある燃料供給会社
1.0.4-540

の油槽所等と燃料の優先調達の契約を締結する。
また，東海第二発電所の備蓄及び近隣からの調達を強化している。

ｅ．消火活動に係る支援体制
東海第二発電所の構内（建物内含む）で火災が発生した場合の消火活動に関する支援について協力会社と契約を結んでいる。
なお，消火活動としては平時より，東海第二発電所で訓練を実施す
るとともに，24時間交代勤務体制が取られているため，迅速な初動活動が可能である。

ｆ．注水活動に係る支援体制
東海第二発電所に重大な災害が発生した場合に，原子炉や使用済燃料プール注水活動の支援について協力会社と契約を結んでいる。
なお，可搬型代替注水ポンプ等の取扱いについては平時より，東海
第二発電所で訓練を実施するとともに，24時間交代勤務体制が取られているため，迅速な初動活動が可能である。

３．原子力事業者による支援
上記のプラントメーカや協力会社等からの支援のほか，原子力事業者で「原子力災害時における原子力事業者間協力協定」を締結し，他の原子力事業者による支援を受けられる体制を整備している。第 1.0.4-2 図に原子力災害発生時における発電所外からの支援体制を示す。

（目的）
国内原子力事業所（事業所外運搬を含む。）において，原子力災害が発
1.0.4-641

生した場合，協力事業者が発災事業者に対し，協力要員の派遣，資機材の貸与その他当該緊急事態応急対策の実施に必要な協力を円滑に実施
し，原子力災害の拡大防止及び復旧対策に努める。

（発災事業者による協力要請）
・各社の原子力事業者防災業務計画に定める警戒事象が発生した場合，発災事業者は速やかにその情報を他の原子力事業者に連絡する。
・発災事業者は，原災法10条に基づく通報を実施した場合，ただちに他の協定事業者に対し，協力要員の派遣及び資機材の貸与に係る協力要請を行う。
（協力の内容）協力事業者は，発災事業者からの協力要請に基づき，原子力事業所災害対策が的確かつ円滑に行われるようにするため，以下の措置を講ずる。
・環境放射線モニタリングに関する協力要員の派遣
・周辺地域の汚染検査及び汚染除去に関する協力要員の派遣
・第1.0.4-8表に示す資機材の貸与

他（支援本部の活動）
・幹事事業者
発災事業所の場所ごとに，あらかじめ支援本部幹事事業者，支援本
部副幹事事業者を設定している（当社東海第二発電所が発災した場合は，それぞれ東京電力株式会社，中部電力株式会社としている）。
幹事事業者は副幹事事業者と協力し，協力要員及び貸与された資機材の受入と協力に係る業務の基地となる原子力事業所支援本部（以下1.0.4-742

「支援本部」という。）を設置し，運営する。なお，幹事事業者が被災するなど業務の遂行が困難な場合は，副幹事事業者が幹事事業者の任に当たり，幹事事業者以外の事業者の中から副幹事事業者を選出することとしている。また支援期間が長期化する場合は，幹事事業者，副
幹事事業者を交代することができる。

・支援本部の運営について
発災事業者は，協力を要請する際に，候補地の中から支援本部の設
置場所を決定し伝える。当社は，あらかじめ支援本部候補地を6箇所程度設定している。
支援本部設置後は，緊急事態応急対策等拠点施設（オフサイトセン
ター）に設置される原子力災害合同対策協議会と連携を取りながら，
発災事業者との協議の上，協力事業者に対して具体的な業務の依頼を実施する。

４．その他組織による支援
原子力事業者は，福島第一原子力発電所の事故対応の教訓を踏まえ，原子力災害が発生した場合に多様かつ高度な災害対応を可能とする原子力緊急事
態支援組織を設立することとし，平成 25 年 1 月に，原子力緊急事態支援センター（以下「支援センター」という。）を共同で設置した。
支援センターは，平成 28 年 3 月に体制の強化及び資機材の更なる充実化を図り，平成 28 年 12 月より美浜原子力緊急事態支援センター（以下「美浜支援センター」という。）として本格的に運用を開始した。
美浜支援センターは，発災事業者からの原子力災害対策活動に係る要請を受けて以下の内容について支援する。
1.0.4-843なお，美浜支援センターにおいて平時から実施している，遠隔操作による災害対策活動を行うロボット操作技術等の訓練には当社の災害対策要員も参加し，ロボット操作技術の習得による原子力災害対策活動能力の向上を図っている。

（発災事業者からの支援要請）
発災事業者は，原災法10条に基づく通報後，原子力緊急事態支援組織の支援を必要とするときは，美浜支援センターに原子力災害対策活動に係る支援を要請する。

（美浜支援センターによる支援の内容）
美浜支援センターは，発災事業者からの支援要請に基づき，美浜支援センター要員の安全が確保される範囲において以下の業務を実施することで，発災事業者の事故収束活動を積極的に支援する。
・美浜支援センターから原子力事業所災害対策支援拠点（以下「後方支援拠点」という。）までの，美浜支援センター要員の派遣や資機材の搬送。
・後方支援拠点から発災事業所の災害現場までの資機材の搬送。
・発災事業者の災害現場における放射線量をはじめとする環境情報収集の支援活動。
・発災事業者の災害現場における作業を行う上で必要となるアクセスル
ートの確保作業の支援活動。
・支援組織の活動に必要な範囲での，放射性物質の除去等の除染作業の支援活動。

1.0.4-944

美浜支援センターの支援体制は以下のとおり。
（事故時）
・原子力災害発生時，事故が発生した事業者からの出動要請を受け，要員及び資機材を美浜支援センターから迅速に搬送する。
・事故が発生した事業者の指揮の下，協働で遠隔操作可能なロボット等を用いて現場状況の偵察，空間線量率の測定，がれき等屋外障害物の除去によるアクセスルートの確保，屋内障害物の除去や機材の運搬等
を行う。
（平常時）
・緊急時の連絡体制（24時間体制）を確保し，出動計画を整備する。
・ロボット等の操作訓練や必要な資機材の調達・維持管理を行う。・訓練等で得られたノウハウや経験に基づく改良を行う。
（要員）
・21名
（資機材）
・遠隔操作資機材（小型・中型ロボット，無線重機，無線ヘリコプタ
ー）・現地活動用資機材（放射線防護用資機材，放射線管理・除染用資機材，作業用資機材，一般資機材）
・搬送用車両（ワゴン車，大型トラック，（重機搬送車両），中型トラッ
ク）

５．原子力事業所災害対策支援拠点
福島第一原子力発電所事故において，発電所外からの支援に係る対応拠点としてＪヴィレッジを活用したことを踏まえ，東海第二発電所においても同
1.0.4-1045

様な機能を配置する候補地点をあらかじめ選定し，必要な要員及び資機材を確保する。
候補地点の選定に当たっては，原子力災害発生時における風向及び放射性物質の放出範囲等を考慮し，東海第二発電所からの方位，距離（約 20km 圏内外）が異なる地点を複数選定する。
別紙 1 に，支援拠点の候補地を記した地図を示す。東海第二発電所原子力
事業者防災業務計画においては，日本原子力発電株式会社 地域共生部（茨城事務所）（茨城県水戸市），東京電力パワーグリッド株式会社 茨城総支社日立事務所別館（茨城県日立市），東京電力パワーグリッド株式会社 茨城総支
社別館（茨城県水戸市），東京電力パワーグリッド株式会社 常陸大宮事務所（茨城県常陸大宮市），株式会社日立製作所

電力システム社日立事業所（茨城県日立市），株式会社日立パワーソリューションズ

勝田事業所（茨城県

ひたちなか市）を支援拠点の候補地として定めている。
原災法 10 条に基づく通報の判断基準に該当する事象が発生した場合，本店対策本部長は，原子力事業所災害対策の実施を支援するための発電所周辺の拠点として支援拠点の設置を指示し，支援拠点の適任者を指名する。また，
本店対策本部長は，外部支援計画を策定して支援拠点の責任者に実行を指示するとともに，発電所の災害対応状況，要員及び資機材の確保状況等を踏まえて，効果的な支援ができるように適宜見直しを行う。
支援拠点の責任者は，外部支援計画に基づき，また，災害対応状況等を踏まえながら，支援拠点の設置場所及び活動場所を，放射性物質が放出された
場合の影響，周囲の道路状況等を踏まえた上で決定し，発電所，本店及び関係機関と連携をして，発電所における災害対策活動の支援を実施する。第
1.0.4-3 図に防災組織全体図を，第 1.0.4-4 図に支援拠点の体制図を示す。
また，支援拠点で使用する主な原子力関連資機材は地域共生部 茨城事務所
1.0.4-1146

等にて確保しており，定期的に保守点検を行い，常に使用可能な状態に整備している。第 1.0.4-9 表に原子力事業所災害対策支援拠点における必要な資機材，通信機器の整備状況等を示す。
なお，資機材の消耗については，発電所内であらかじめ用意された資機材により，事故発生後 7 日間は事故収束対応が維持でき，また，事象発生後６日間までに外部から支援を受けられる計画としている。

1.0.4-1247

第 1.0.4-1 表
燃料タンク

軽油貯蔵タンク

1.0.4-13
可搬型設備用軽油タンク

緊急時対策所用発電機
燃料油貯蔵タンク

発電所構内に保有する燃料（事象発生後 7 日間の対応）
必要量※

約 755.5kL(以下の合計)
・非常用ディーゼル発電機(2 台)
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h(運転時間)×2 台(運転台数)＝約 484.0kL
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機(1 台)775.6L/h(燃料消費率)×168h(運転時間)×1 台(運転台数)＝約 130.3kL
・常設代替高圧電源装置(2 台)
420.0L/h(燃料消費率)×168h(運転時間)×2 台(運転台数)＝約 141.2kL
約 189.0kL(以下の合計)
・可搬型代替低圧電源車
0.110kL/h(燃料消費率)×168h(運転時間)×2 台(運転台数)＝約 37.0kL
・可搬型代替注水大型ポンプ(注水用)0.218kL/h(燃料消費率)×168h(運転時間)×2 台(運転台数)＝約 73.3kL
・可搬型代替注水大型ポンプ(放水用)0.218kL/h(燃料消費率)×168h(運転時間)×1 台(運転台数)＝約 36.6kL
・その他
約 42.1kL
0.411kL/h(燃料消費率)×168h＝約 70kL

※重大事故等の対応において，保守的に 7 日間運転した場合の燃料消費量

容量

備考

約 800kL(約 400kL/基×2 基)・重大事故等対策の有効性評価
で，最大の燃料消費量
・記載の燃料消費率は定格出力での消費率

約 210kL(約 30kL/基×7 基)・重大事故等対処時に，可搬型
代替低圧電源車，可搬型代替
注水大型ポンプ，可搬型窒素供給装置，重機，消防設備等を全て使用した場合の燃料消費量・重大事故等対策の有効性評価
で期待する設備を含めた必要量・記載の燃料消費率は定格出力での消費率

約 150kL(約 75kL/基×2 基)・記載の燃料消費率は定格出力
での消費率

48

第 1.0.4-2 表

放射線防護資機材等（緊急時対策所）○放射線防護具類品

配備数 ※1

名
緊急時対策所中央制御室 ※2

タイベック

1,155着 ※3

17 着 ※15

靴下2,310足 ※4

34 足 ※16

帽子

1,155個 ※5

17 個 ※17

綿手袋

1,155双 ※6

17 双 ※18

ゴム手袋2,310双 ※7

34 双 ※19

全面マスク

330個 ※8

17 個 ※17

チャコールフィルタ

2,310個 ※934 個 ※20

アノラック

462着 ※10

17 着 ※15

長靴

132足 ※11

9 足 ※21胴長靴

12足 ※129 足 ※21遮蔽ベスト

15着 ※13――9 式 ※2266個 ※1417個 ※17自給式呼吸用保護具
バックパック※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 運転員等は交替のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参する。
※3 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155着※4 110名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,310足※5 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155個※6 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155双※7 110名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,310双※8 110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個※9 110名（要員数）×7日×2倍(2個を1セットで使用)×1.5倍＝2,310個※10 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＝462着※11 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（現場での交代を考慮）
×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※12 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）=12足※13 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）=15着※14 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＝66個※15 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17着

1.0.4-14

49

※16
※17
※18
※19
※20
※21
※22

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
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17個
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17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
11名(中央制御室要員数)×2倍（2個を1セットで使用）×1.5倍=33個→34個
6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9足
6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9式

・放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【緊急時対策所】
全体体制（1日目），東海第二発電所の緊急時対策要員数は110名であり，緊急時対策
所の災害対策本部本部員及び各作業班要員47名，現場要員55名（うち自衛消防隊11名を含む。）及び発電所外での活動を行うオフサイトセンターへの派遣要員8名で構成されている。このうち，現場要員から自衛消防隊員を除いた44名は，1日に4回現場に行くことを想定する。また，全要員は，12時間に1回交替することを想定する。
プルーム通過以降（2日目以降）について，現場要員から自衛消防隊員を除いた44名
は，1日に2回現場に行くことを想定する。なお，全要員は，12時間に1回交替することを想定するが，発電所外へ移動する際の防護具類は，発電所外から発電所に向かう際に着用した防護具類を再使用するため，交替時の防護具類は考慮しない。
タイベック等（帽子，綿手袋）の配備数は，以下のとおり，上記を踏まえ算出した必要数を上回っており妥当である。
44名×4回＋110名×2交替＋44名×2回×6日＝924 ＜ 1,155
靴下及びゴム手袋は二重にして使用し，チャコールフィルタは2個装着して使用する。
靴下等の配備数は，以下のとおり，必要数を上回っており妥当である。
(44名×4回＋110名×2交替＋44名×2回×6日)×2＝1,848 ＜ 2,310
全面マスクは，再使用するため，必要数は交替を考慮して220個（要員数分×2倍）であり，配備数（330個）は必要数を上回っており妥当である。
アノラック，長靴，胴長靴，遮蔽ベスト，自給式呼吸用保護具及びバックパックの配備数は，それぞれ想定する使用者数を上回るよう設定しており妥当である（※10〜15参照）。

○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）品

名

配備数 ※1
緊急時対策所

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリング・ポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ2台 ※7

2 台 ※7

※1
※2
※3
※4

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。
110名（要員数）×2台（交替時用）×1.5倍＝330台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）＝5台

1.0.4-1550

※5

現場作業等用に4台＋1台（予備）＝5台※6

加圧判断用に1台＋１台（予備）＝2台※7

室内のモニタリング用に1台＋1台（予備）＝2台※8 11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交替時用）×1.5 倍＝33 台※9 身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）＝3台※10 現場作業等用に2台＋1台（予備 ） ＝3台○薬品防護具類品

名

配備数 ※1※2

緊急時対策所中央制御室

30セット ※2，3

9 セット ※2，4

化学防護服
化学防護手袋
化学防護長靴
防毒マスク
吸収缶（塩素，塩化水素，アンモニア等）
※1
※2
※3
※4

今後，訓練等で見直しを行う。
装備品一式を1セットとして配備する。
（10名（庶務班）＋8名（保修班）＋2名（放射線管理班））×1.5倍 （基本再使用，必要により除染） ＝30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（基本再使用，必要により除染）=9セット

1.0.4-1651

第1.0.4-3表

チェンジングエリア用資機材（緊急時対策所）○チェンジングエリア用資機材
数量 ※１

名称
エ リ ア設
営用

消耗品

バリア

8個 ※2

簡易シャワー

1式 ※3

簡易水槽

1個 ※3

バケツ

1個 ※3

水タンク

1式 ※3

可搬型空気浄化装置

3台 ※4

はさみ，カッター

各3本 ※5

筆記用具

2式 ※6

養生シート

4巻 ※7

粘着マット

3枚 ※8

脱衣収納袋

9個 ※9

難燃袋

525枚 ※10

難燃テープ

12巻 ※11

クリーンウェス

31缶 ※12吸水シート

924枚 ※13※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 各エリア間の5個×1.5倍＝7.5個→8個※3 エリアの設営に必要な数量※4 2台×1.5倍＝3台※5 設置作業用，脱衣用，除染用の3本※6 サーベイエリア用，除染エリア用の2式※7 105.5 m2（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90 m2／巻×1.5倍≒4巻※8 2枚(設置箇所数)×1.5倍＝3枚※9 9個(設置箇所数 修繕しながら使用)※10 50枚／日×7日×1.5倍＝525枚※11 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※12 110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※13 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＝924枚

1.0.4-1752

第 1.0.4-4 表○緊急時対策所
名 称
酸素濃度計

二酸化炭素濃度計

大型モニタ
一般テレビ（回線，機器）
社内パソコン

その他資機材等（緊急時対策所）

仕様等
仕様等
・検知範囲：0.0〜40.0vol％・表示精度：±0.1vol％・電源：乾電池（単四：2本）
測定可能時間：約3000時間 ※2・検知原理：ガルバニ電池式
・管理目標：19vol%以上（鉱山保安法施行規則を準拠）
仕様等
・検知範囲：0.0〜5.0vol％・表示精度：±3.0％F.S
・電源：乾電池（単三：4本）
測定可能時間：約12時間 ※2・検知原理：NDIR（非分散型赤外線）・管理目標：1.0vol%以下（鉱山保安法施行規則を準拠）
要員が必要な情報を共有するため報道や気象情報を入手するため

保管数
2台 ※1

2台 ※1

1式
1式

社内情報共有に必要な資料・書類を作成す
1式
るため。
飲食料
プルーム通過中に災害対策本部から退出す
2,310食る必要がないよう，災対要員の1日分以上の 1,540本
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） ※3
簡易トイレ
プルーム通過中に災害対策本部から退出す一式る必要がないように，連続使用可能な簡易トイレを配備する。
よう素剤
交代要員考慮し要員数の約2倍
1,760錠・110名（災対要員数）×（（初日：2錠＋2日目以降：1錠×6日）×2交代※1 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。
※2 乾電池切れの場合，予備を稼働させ，乾電池交換を実施する。
※3 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）

1.0.4-18

53

第 1.0.4-5 表

原子力災害対策活動で使用する資料（緊急時対策所）

１．組織及び体制に関する資料

資

料

名

（１）原子力発電所施設を含む防災業務関係機関の緊急時対応
組織資料① 東海第二発電所原子力事業者防災業務計画② 東海第二発電所原子炉施設保安規定③ 災害対策規程④ 東海第二発電所災害対策要領⑤ 東海発電所・東海第二発電所防火管理要領⑥ 東海第二発電所非常時運転手順書（２）緊急時通信連絡体制資料① 東海第二発電所災害対策要領② 東海・東海第二発電所災害・事故・故障・トラブル時の通報連絡要領２．放射能影響推定に関する資料
３．事業所外運搬に関する資料（１）気象観測関係資料①気象観測データ（２）環境モニタリング資料① 空間線量モニタリング配置図② 環境試料サンプリング位置図③ 環境モニタリング測定データ（３）発電所設備資料① 主要系統模式図② 原子炉設置（変更）許可申請書③ 系統図④ 施設配置図⑤ プラント関連プロセス及び放射線計測配置図⑥ 主要設備概要⑦ 原子炉安全保護系ロジック一覧表（４）周辺人口関連データ① 方位別人口分布図② 集落別人口分布図③ 周辺市町村人口表（５）周辺環境資料① 周辺航空写真② 周辺地図（2万5千分の１）③ 周辺地図（5万分の１）④ 市町村市街図（１）全国道路地図（２）海図（日本領海部分）（３）ＮＦＴ−３２Ｂ型核燃料輸送物設計承認書

1.0.4-1954

第 1.0.4-6 表

放射線防護資機材等（中央制御室）○放射線防護具類品

配備数 ※1

名
緊急時対策所中央制御室 ※2

タイベック

1,155着 ※3

17 着 ※15

靴下2,310足 ※4

34 足 ※16

帽子

1,155個 ※5

17 個 ※17

綿手袋

1,155双 ※6

17 双 ※18

ゴム手袋2,310双 ※7

34 双 ※19

全面マスク

330個 ※8

17 個 ※17

チャコールフィルタ

2,310個 ※934 個 ※20

アノラック

462着 ※10

17 着 ※15

長靴

132足 ※11

9 足 ※21胴長靴

12足 ※129 足 ※21遮蔽ベスト

15着 ※13――9 式 ※2266個 ※1417個 ※17自給式呼吸用保護具
バックパック※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 運転員等は交替のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参する。
※3 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155着※4 110名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,310足※5 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155個※6 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155双※7 110名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,310双※8 110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個※9 110名（要員数）×7日×2倍(2個を1セットで使用)×1.5倍＝2,310個※10 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＝462着※11 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（現場での交代を考慮）
×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※12 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）=12足※13 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）=15着※14 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＝66個※15 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17着

1.0.4-20

55

※16
※17
※18
※19
※20
※21
※22

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
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17個
11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17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
11名(中央制御室要員数)×2倍（2個を1セットで使用）×1.5倍=33個→34個
6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9足
6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9式

・放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【中央制御室】
中央制御室には初動対応に必要な数量を配備することとし，初動対応以降は交代要員
が中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参することで対応する。
中央制御室の要員数は11名であり，運転員等（中央制御室）4名と運転員（現場）3名，情報班員1名，重大事故等対対応要員3名で構成されている。このうち，運転員等（現場）は，1回現場に行くことを想定する。また，全要員の交替時の防護具類を考慮する。
タイベック等（帽子，綿手袋及びアノラック）の配備数は，以下のとおり，上記を踏まえ算出した必要数を上回っており妥当である。
11名×1回（交替時）＋3名×1回（現場）＝14 ＜ 17
靴下及びゴム手袋は二重にして使用し，チャコールフィルタは2個装着して使用する。
靴下等の配備数は，以下のとおり，必要数を上回っており妥当である。
（11名×1回（交替時）＋3名×1回（現場））×2倍＝28 ＜ 34
全面マスク及びバックパックは，再使用するため，必要数は11個であり，配備数（17個）は必要数を上回っており妥当である。
長靴，胴長靴及び自給式呼吸用保護具は，それぞれ想定する使用者数を上回るよう設定しており妥当である（※23，24参照）。

○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）
配備数 ※1
品

名

緊急時対策所

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリング・ポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ2台 ※7

2 台 ※7

※1
※2
※3
※4
※5

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。
110名（要員数）×2台（交代時用）×1.5倍=330台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）
現場作業等用に4台＋1台（予備）=5台※6

加圧判断用に1台+１台（予備）＝2台

1.0.4-2156

※7

室内のモニタリング用に1台+1台（予備）=2台※8 11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交代時用）×1.5 倍=33 台※9 身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）=3台※10 現場作業等用に2台＋1台（予備 ） =3台○薬品防護具類品

名

配備数 ※1※2

緊急時対策所中央制御室

30セット ※2，3

9 セット ※2，4

化学防護服
化学防護手袋
化学防護長靴
防毒マスク
吸収缶（塩素，塩化水素，アンモニア等）
※1
※2
※3
※4

今後，訓練等で見直しを行う。
装備品一式を1セットとして配備する。
（10名（庶務班）＋8名（保修班）＋2名（放射線管理班））×1.5倍 （基本再使用，必要により除染） ＝30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（基本再使用，必要により除染）=9セット

○飲食料等
品

配備数 ※1

名

飲食料等
・食料

231 食 ※2

・飲料水（1.5 リットル）

154 本 ※3

簡易トイレ

１式

ヨウ素剤

176 錠 ※4

※1
※2
※3
※4

今後，訓練等で見直しを行う。
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＝
231 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＝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）×（初日 2 錠＋
2 日目以降 1 錠／1 日×2 交代）＝154 錠

1.0.4-2257

第 1.0.4-7 表

チェンジングエリア用資機材（中央制御室）○チェンジングエリア用資機材
名
エリア設
営用

消耗品

称

数

量 ※1

テントハウス

7 張 ※2バリア

6 個 ※3

簡易シャワー

1 式 ※2簡易水槽

1 個 ※2バケツ

1 個 ※2水タンク

1 式 ※2

可搬型空気浄化装置

2 台 ※4

はさみ，カッター

各 3 本 ※5

筆記用具

2 式 ※6

養生シート

2 巻 ※7粘着マット

2 枚 ※8脱衣収納袋

8 個 ※9難燃袋

84 枚 ※10

難燃テープ

12 巻 ※11

クリーンウェス

5 缶 ※12吸水シート

93 枚 ※13※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 エリアの設営に必要な数量※3 各エリア間の4個×1.5倍＝6個※4 1台×1.5倍＝1.5→2台※5 設置作業用，脱衣用，除染用の3本※6 サーベイエリア用，除染エリア用の2式※7 44.0 m2（床，壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90m2／巻×1.5倍＝1.5→2巻※8 1枚（設置箇所数）×1.5倍＝1.5→2枚※9 8個（設置箇所数，修繕しながら使用）※10 8枚／日×7日×1.5倍＝84枚※11 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※12 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※13 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（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

1.0.4-23

58

○その他
名称
可搬型照明（ＳＡ）

数量 ※

根拠

4台（予備1台含む）

チェンジングエリアの運用に必要な数量※今後，訓練等で見直しを行う

1.0.4-24

59

第 1.0.4-8 表

事業者間協力協定に基づき貸与される原子力防災資機材項

目

汚染密度測定用サーベイメータ
ＮａＩシンチレーションサーベイメータ
電離箱サーベイメータ
ダストサンプラー
個人線量計（ポケット線量計）
高線量対応防護服
全面マスク
タイベックスーツ
ゴム手袋
遮へい材
放射能測定用車両
Ｇｅ半導体式試料放射能測定装置
ホールボディカウンタ
全α測定装置可搬型モニタリングポスト
原子力災害が発生した場合，又は発生するおそれがある場合には，発災事業者からの要請に基づき，必要数量が貸与される。

1.0.4-25

60

第 1.0.4-9 表

原子力事業所災害対策支援拠点における必要な資機材，
通信機器の整備状況等

原子力事業所災害対策支援拠点に配備する 原子力防災関連資機材は以下のとおり。
通常は，保管場所に記載されている箇所で保管しているが，原子力事業所災害対策支援拠点を開設する際，搬入することとしている 。
○非常用通信機器
資機材
数量
保管場所
携帯電話
5台
地域共生部（茨城事務所）
携帯電話（災害優先）5台
地域共生部（茨城事務所）
衛星携帯電話1台地域共生部（茨城事務所）
衛星ファクシミリ
1台
地域共生部（茨城事務所）
○計測器類
資機材
汚染密度測定用（β線）サーベイメータ
バックグラウンド線量当量率サーベイ
メータ
線量当量率サーベイメータ
電子式個人線量計

数量
5台
1台

保管場所
地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）

1台
126台

地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）

資機材
入構管理証発行機
放射線防護教育資料

数量
1式
100部

保管場所
地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）○放射線障害防護用器具
資機材
汚染防護服（タイベック等）
ダスト・マスクチャコールフィルタ

数量
756組
189個
1,512個

保管場所
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）

数量
1台

保管場所
地域共生部（茨城事務所）○出入管理○非常用電源資機材
移動式発電機○その他資機材
資機材

数量
保管場所
安定よう素剤
1,512錠
地域共生部（茨城事務所）
除染用機材（シャワー設備等） ※１
1式/数量2
地域共生部（茨城事務所）
養生シート
1式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
※２
非常用食料
−
−
資機材輸送用車両
1台
地域共生部（茨城事務所）
燃料（軽油） ※２
−
−
テント類
１式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
作業服
１式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
照明器具
１式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫※１：原子力緊急事態支援組織による集中管理資機材として必要時に提供を受ける。
※２：最寄りの小売店より調達する。

1.0.4-26

61

第 1.0.4-1 図飛行場外離着陸場の位置

62

1.0.4-27

東海第二発電所
災害対策本部本店
総合災害対策本部

原子力事業所
協定，覚書に基づき速やかに要請

災害対策支援拠点
・出入り管理・放射線管理（個人線量管理，汚染管理・除染）等

協力会社による支援「環境モニタリング，要員輸送，燃料調達，復旧工事の実施」
プラントメーカーによる支援「機器の詳細情報の提供，復旧対策案の提供」

美浜原子力緊急事態支援センターによる支援「遠隔操作可能な資機材の搬送，要員の派遣
及びアクセスルート確保作業の支援等」

本図で示した組織以外の原子力関連の機関やその他の産業などにも支援要請を行い，支援を受ける。

他の原子力事業者による支援「原子力災害合同対策協議会と連携し発災事業者へ協力」

・空路（ヘリコプター）による要員輸送等の実施
・なお，事象発生後７日間は発電所構内に配備している資機材，
燃料等による事故対応が可能

第 1.0.4-2 図

原子力災害発生時における発電所外からの支援体制

1.0.4-28

63

本店

総合災害対策本部
報告
指示・支援

支援

原子力事業所
災害対策支援拠点

要請

資機材，要員等の支援
東海第二発電所

災害対策本部

第 1.0.4-3 図

防災組織全体図

1.0.4-29

64

本店対策本部長
（社長）

後方支援班
班長

統括管理

原子力事業所災害対策支援拠点の運営

後方支援班
副班長

後方支援班班長の補佐

後方支援班

後方支援業務１．状況把握・拠点選定・運営
２．資機材調達・受入
３．輸送計画の作成
４．調達資機材の作成
５．要員の入退管理
６．要員・資機材の放射線管理
７．住民避難行動等状況把握
８．スクリーニング計画の作成
９．避難住居要請対応計画作成
１０．国、自治体と連携した汚染検査，除染計画作成

第 1.0.4-4 図

原子力事業所災害対策支援拠点

1.0.4-30

体制図

65

別紙１
原子力事業所災害対策支援拠点について
１．日本原子力発電（株）地域共生部
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城事務所

茨城県水戸市笠原978-25
南西 約20km
商業ビル（鉄骨鉄筋コンクリート造7階建5階 執務室床面積
約350m２ ）非常用ディーゼル発電機（3.1kVA） 1台
・電話（携帯電話，衛星系）
・ＦＡＸ（衛星系）
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

２．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器
その他

非常用電源
非常用通信機器
その他

非常用電源
非常用通信機器
その他

５．（株）日立製作所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

別館

茨城県水戸市南町2-6-2
南西 約15km
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース等，総床面積約2,400m２ ），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

４．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成

別館

茨城県日立市神峰町2-8-4
北北東 約15km
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース等，総床面積約1,300m２ ），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

３．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成

日立事務所

常陸大宮事務所

茨城県常陸大宮市下町1456
西北西 約20km
事務所建屋（鉄筋コンクリート造3階建 執務室，会議スペース等，総床面積約2,900m２ ），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，達可能な小売店等から調達。

電力システム社日立事業所
茨城県日立市会瀬町4丁目2
北北東 約15km
体育館（約4,900m２ ），グランド施設（2面，約28,000m
２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

1.0.4-3166

６．（株）日立パワーソリューションズ
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

勝田事業所

茨城県ひたちなか市堀口832-2
南西 約10km
工場施設（上屋あり，約2,700m２ ），グランド施設（約16,000m２ ）・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

東京電力パワーグリット(株)茨城総支社 日立事務所別館

地図は国土地理院地図より引用(株)日立製作所
電力システム社日立事業所

東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 常陸大宮事務所

20km

10km

東京電力パワーグリッド(株)東海第二発電所(株)日立パワーソリューションズ
勝田事業所

日本原子力発電(株)地域共生部 茨城事務所

図

原子力事業所及び原子力事業所災害対策支援拠点の位置

1.0.4-32

67

添付資料 1.0.9

東海第二発電所
重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練について

68

＜目

次＞

1．基本となる教育・訓練

1.0.9−1

2．当直に対する教育及び訓練

1.0.9−7

3．当直を除く実施組織に対する教育及び訓練

1.0.9−8

4．支援組織に対する教育及び訓練

1.0.9−9

5．教育及び訓練計画の頻度の考え方

1.0.9−9

6．教育及び訓練の効果の確認についての整理

1.0.9−9

7．実務経験によるプラント設備への習熟

1.0.9−11

8．初期消火対応要員（当社社員以外）の教育訓練参加について

1.0.9−11

9．本店の総合災害対策本部要員の教育及び訓練について

1.0.9−12

第 1.0.9−1 表

重大事故等対策に関する教育（当直の主な教育内容）
第 1.0.9−2 表

重大事故等対策に関する教育（災害対策要員（当直を除く）の主な教育内容）
第 1.0.9−3 表

重大事故等対策に関する訓練

第 1.0.9−4 表

重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）
第 1.0.9−5 表

教育及び訓練計画の頻度の考え方について

第 1.0.9−6 表

重大事故等に係る発電所要員の力量管理

第 1.0.9−7 表

1.0.9−13

1.0.9−15
1.0.9−17

1.0.9−25
1.0.9−60

について

1.0.9−61

プラント設備への習熟のための保守点検活動

1.0.9−62

補足 1

要員の力量評価及び教育訓練の有効性評価について

1.0.9−63

補足 2

社外評価に対するフィードバックについて

1.0.9−65

69

災害対策要員は，常日頃から重大事故等時の対応のための教育及び訓練を実施することにより，事故対応に必要な力量の習得を行い，重大事故等時においても的確な判断のもと，平常心をもって適切な対応操作が行えるように準備している。また，教育及び訓練については，保安規定及び保安規定に基づく社内規程に基づいて実施しており，事故時操作の知識及び技術の向上に努めている。
福島第一原子力発電所事故以降は，事故の教訓を踏まえた緊急安全対策を整備し，全交流動力電源喪失時における初動活動に備え各種訓練を継続的に実施してきている。具体的には，電源確保及び給水確保の訓練，瓦礫撤去のための訓練等を必要な時間内に成立することの確認も含め，継続的に実施している。
これらの教育及び訓練は，必要な資機材の運搬，操作手順に従い行うことを基本とし，更に各機器の取扱いの習熟化を図っている。
新規制基準として新たに要求された重大事故等対策に係る教育及び訓練については，保安規定及び保安規定に基づく社内規程に適切に定め，知識・技能の向上を図るために定められた頻度，内容で実施し，必要に応じて手順等の改善を図り実効性を高めていくこととしており，教育及び訓練の状況は以下のとおりである。なお，教育及び訓練の結果を評価し，継続的改善を図っていくこととし，各項で参照する表に記載の教育及び訓練についても，今後必要な改善，見直しを行っていくものである。

1．

基本となる教育・訓練（第1.0.9−1〜3表参照）
災害対策要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，アクシデントマネジメントの概要について教育するとともに，役割に応じて重大事故等時の原子炉施設の挙動
1.0.9-1

70

等の教育を実施する。
これら基本となる教育を踏まえ，原子炉施設の冷却機能の回復のために必
要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，手順や資機材の取扱い方法等の要素訓練を年1回以上実施する。
また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための発電所総合訓練を年1回以上実施する。

(1)

基本教育（第1.0.9−1表，第1.0.9−2表参照）

ａ．防災教育緊急事態応急対策等，原子力防災対策活動に関する知識を深めるための教育を実施している。
・「原子力防災体制，組織及び地域防災計画に関する知識」
災害対策要員に対して，原子力防災組織の構成，各班の職務を踏まえて，各自が実施すべき活動について教育する。
・「放射線防護に関する知識」
災害対策要員に対して，放射線の人体に及ぼす影響，放射線防護等に関する知識について教育する。
・「放射線及び放射性物質の測定機器並びに測定方法を含む防災対策上の諸設備に関する知識」
災害対策要員のうち広報班を除く要員に対して，測定機器の用途，
測定方法，機器の取扱いに関する知識について教育する。

ｂ．アクシデントマネジメント教育
アクシデントマネジメントに関する教育については，実施組織となる
当直への教育については勿論であるが，技術支援組織としてシビアアク
1.0.9-2

71

シデント時に中央制御室での対応をバックアップする災害対策要員及び実施組織として現場で活動する災害対策要員の知識レベルの向上を図る
ことも重要である。そのため，重大事故等時の原子炉施設の挙動に関する知識の向上を図るとともに，要員の役割に応じて定期的に知識ベ一スの理解向上を図る。具体的には，教育内容に応じて以下のとおり基礎的知識，応用的知識に分かれ，それぞれ対象者を設定している。
・基礎的知識：アクシデントマネジメントに関する基礎的知識
・応用的知識：事故時における原子炉施設の挙動，プラント状況に合致した機能別設備を活用したアクシデントマネジメン
トの専門的知識(2)

訓練
保安規定に定める非常事態に対処するための総合的な訓練として，発電所総合訓練を実施している。発電所総合訓練の具体的な要領は，原子力災害対策特別措置法に基づき定めている東海第二発電所原子力事業者防災業
務計画に従い実施している。
発電所総合訓練は，原子力防災管理者の指揮のもと，原子力防災組織が原子力災害発生時に有効に機能することを確認するために実施する。
また，訓練項目ごとに訓練対象者の力量向上のために実施する要素訓練，及び本店等と合同で行う原子力防災訓練があり，それぞれ計画に基づいて実施する。
訓練においては，重大事故等対策における中央制御室での操作，及び動作状況確認等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作について，必要な要員数及び想定時間にて対応できるよう，教育及び訓練により効率的か
つ確実に実施できることを確認する。
1.0.9-372

なお，重大事故等対策に使用する資機材及び手順書については，担当箇所にて適切に管理しており，訓練の実施に当たっては，これらの資機材及び手順書を用いて実施し，訓練より得られた改善点等を適宜反映することとしている。
訓練の具体的な内容について，以下に示す。

ａ.要素訓練（第1.0.9−3，4表参照）
教育訓練項目と該当する手順書，対象者及び訓練名を第1.0.9−3表に整理する。
第1.0.9−3表に示す災害対策要員の教育訓練の詳細内容は，技術的能力と訓練の関係を示した第1.0.9−4表に示すとおりである。新規制基準で示される重大事故等対策における技術的能力審査基準に対応する各手
順に対する力量の維持，向上を図るために実施すべき事項を第1.0.9−4
表に整理している。
原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，実施組織の要員に対し，重大事故等対策に関する教育として手順の内容理解（作業の目的，事故シーケンスとの関係等）や資機材の取扱い方法等の習得を図るため要素訓練等を年1回以上実施する。
なお，現場作業にあたる災害対策要員が，作業に習熟し必要な作業を確実に完了できるよう，当直（中央制御室及び現場）と連携して一連の活動を行う訓練を計画的に取り入れる。
要素訓練は，現場対応の指揮，発電所災害対策本部との連絡等を行う
指揮者，現場対応者等のチームで行い，各人の事故対応能力の向上，役割分担の確認等を行う。また，力量評価者を置き，原子力災害発生時に1.0.9-473

対応できるよう確実に力量が確保されていることを，定期的に評価する。
訓練は，訓練毎の訓練対象者全員が原則として実際の設備，活動場所で実施することとするが，実際の設備を使用するとプラントに影響を及ぼす場合（例:実際の充電中の電源盤への電源ケーブルの接続を実施すると，
電気事故又は感電が発生する）は，訓練設備を用いた訓練を実施する。
(a)

訓練内容は，様々な場合を想定し実施する。活動エリアの放射線量の上昇が予測される場合には放射線防護具（タイベック，全面マスク）を着用して活動を行うなど，悪条件（高線量下，夜間，悪天候（降雨，
降雪又は強風等）及び照明機能低下等）を想定し，必要な防護具等を着用した訓練も実施する。
これらの訓練内容を網羅的に盛り込んだ教育訓練内容を設定することにより，円滑かつ確実な災害対策活動が実施できる要員を継続的に確保する。
今後も悪条件（高線量下，夜間，悪天候（降雨，降雪又は強風等）
及び照明機能低下等）を想定し，必要な防護具等を着用した訓練を取り入れた上で計画的に訓練を行い，重大事故等対処に係る保安規定変更が施行され運用が開始されるまでには，必要な訓練対象者に対し訓練が実施され力量が確保されている状態に体制整備を実施する。
(b)

アクシデントマネジメント訓練により，アクシデントマネジメント

ガイドを使用して，事故状況の把握，事象進展防止及び影響緩和策の判断を実施し，発電所災害対策本部が中央制御室の当直を支援できることを確認している。また，災害対策本部対応訓練，原子力緊急事態
支援組織（以下「緊急事態支援組織」という。）対応訓練，通報訓練，
緊急被ばく医療訓練，モニタリング訓練，避難誘導訓練により，各要
素の活動が確実に実施できることを確認するとともに，これらを組み
1.0.9-574

合わせて実施する総合訓練において，重大事故等の発生を想定した場合においても発電所災害対策本部が総合的に機能することを確認している。

ｂ.発電所総合訓練
組織全体としての力量向上を図るために年1回以上の発電所総合訓練を実施する。各要素訓練を組み合わせ，組織内各班の情報連携や組織全体の運営が適切に行えるかどうかの検証を行う。

ｃ.原子力防災訓練
本店等と合同で行う原子力防災訓練においては，当社経営層も参加し，本店災害対策本部における活動の指揮命令及び情報収集等の活動訓練を実施することにより，原子力災害発生時における発電所と本店等のコミュニケーションの強化を図っている。
また，原子力防災訓練では，適宜，オフサイトセンターや自治体等への情報提供等の連携，原子力事業所災害対策支援拠点の立ち上げ，他の原子力事業者との連携（協力要請等），社外への情報提供（模擬記者会見訓練）等にも取り組んでいる。
具体的には，オフサイトセンターへ実際に対応要員を派遣し，発電所
災害対策本部との情報連携の訓練や，自治体関係者ヘの電話連絡及びファクシミリ装置を用いた文書の同時送信による情報提供を行う訓練，原子力事業所災害対策支援拠点へ実際に派遣される要員自らが拠点を立ち上げる訓練，他の原子力事業者への連携では発電所が発災した場合の支援本部幹事事業者である東京電力ホールディングス株式会社へ実際に協力要請を行う連携訓練，本店等において社外へのプラントの状況の説明
1.0.9-675

等を行う模擬記者会見訓練等を行っている。
発電所総合訓練及び原子力防災訓練に使用する事故シナリオは，炉心損傷等の重大事故を想定したシナリオを用いて発電所災害対策本部の各
活動との連携が確実に実施できていることを，全体を通して確認している。
また，東海発電所との同時被災等のシナリオも取り込み，発電所災害対策本部の各活動が輻輳しないことも確認している。
訓練に当たっては，事象進展に応じて訓練者が対応手段を判断していくシナリオ非提示型の訓練を実施し，対応能力を強化するとともに，これまでも地震及び津波による外部電源喪失だけでなく，様々な自然災害
や外部事象等に対応して実施しており，今後も計画的に実施する。

(3)

その他の教育及び訓練
緊急事態支援組織に対する協力要請等の対応訓練を年1回実施し，緊急事

態支援組織への出動要請，資機材の搬入及び資機材を使用した操作訓練を実際に行うことにより，対応及び操作の習熟を図る。更に緊急事態支援組
織に災害対策要員を定期的に派遣し，遠隔操作が可能なロボットの操作訓
練及び保修訓練等を行い操作の習熟を図る。

2．

当直に対する教育及び訓練（第1.0.9−1表，第1.0.9−3表参照）
当直に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，重大事故等時の原子炉施設の挙動等の教育を実施する。また，知識の向上と実効性を確認するため，自社のシミュレー
タ又はＢＷＲ運転訓練センターにてシミュレーション可能な範囲において，対応操作訓練を実施する。
1.0.9-776

第1.0.9−1表に示すシミュレータ訓練は，従来からの設計基準事象ベース，
設計基準外事象ベースの訓練に加え，国内外で発生したトラブル対応訓練，
中越沖地震の教訓を反映した地震を起因とした複合事象の対応訓練，福島第一発電所事故の教訓から全交流動力電源喪失を想定した対応訓練等，原子力安全への達成には当直の技術的能力の向上が重要であるとの観点から随時拡充し，実施している。また，重大事故等が発生した時の対応力を養成するため，手順にしたがった監視，操作において判断に用いる監視計器の故障や動作すべき機器の不動作等，多岐にわたる機器の故障を模擬し，関連パラメー
タによる事象判断能力，代替手段による復旧対応能力等の運転操作の対応能力向上を図っている。今後も重大事故等時に適切に対応できるよう，シミュ
レータ訓練を計画的に実施していく。
また，同一直の当直全員で連携訓練を定期的に実施することで，事故時に当直発電長の指揮のもとに，チームワークを発揮して発電用原子炉施設（以下「原子炉施設」という。）の安全を確保できるように，指示，命令系統の徹
底，各人の事故対応能力の向上，役割分担の再確認等を行っている。

3．

当直を除く実施組織に対する教育及び訓練（第1.0.9−2表，第1.0.9−3

表参照）
災害対策要員のうち当直を除く実施組織の要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，役割に応じてアクシデントマネジメントの概要について教育するとともに，重大事故等時の原子炉施設の挙動等の教育を実施する。
これら基本となる教育を踏まえ，原子炉施設の冷却機能の回復のために必
要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，手順や資機材の取り扱い方法等の個別訓練を年1回以上実施する。
1.0.9-877また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための発電所総合訓練を年1回以上実施する。

4．

支援組織に対する教育及び訓練（第1.0.9−2表，第1.0.9−3表参照）
災害対策要員のうち支援組織の要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて支援組織の位置付け，実施組織との連携及び資機材等に関する教
育に加え，役割に応じた要素訓練を実施する。また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための総合訓練を年1回以上実施する。

5．

教育及び訓練計画の頻度の考え方（第1.0.9−5表参照）
各要員に対し必要な教育及び訓練を年1回以上実施し，教育及び訓練の有効性評価を行い，力量の維持及び向上が図れる実施頻度に見直す。
・各要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。各要員の役割に応じた教育及び訓練を年1回以上，毎年繰り返すことにより，各手順及び操作を習熟し，力量の維持及び向上を図る。
・各要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評価を行い，年1回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育及び訓練について
は，年2回以上の実施頻度に見直す。

6．

教育及び訓練の効果の確認についての整理（第1.0.9−6表参照）
各要員が必要な教育及び訓練を計画的に実施し，力量の維持及び向上が図られていることを確認することにより，教育及び訓練内容が適切であることを確認する。力量を有していると確認された要員は，管理リストへの反映により管理する。
1.0.9-978

(1)

要員の力量管理並びに教育及び訓練の有効性評価
教育及び訓練の効果については，各要員が必要な教育及び訓練を計画的に実施し，力量の維持及び向上が図られていることをもって確認する。
・各要員が社内規程に従い，確実に教育及び訓練を実施していることの確認を行う。
・各要員の力量の評価は，教育の履歴及び訓練における対応操作の評価結果で行い，各要員の力量の維持及び向上が図られていることを確認する。合わせて，必要な力量を有した要員を確保できているか確認す
ることにより教育及び訓練の有効性評価を行う。
・教育及び訓練の有効性評価は，教育及び訓練計画書へ反映する。
なお，訓練により必要な力量を有していないと判断された場合，例えば所定の時間内に必要な操作を適切に完了できない場合等は，その要員を災害対策要員から外し，再度，必要な教育及び訓練を実施することにより，力量の確実な維持・向上を図ることとしている。

(2)

対応能力の向上総合訓練における評価の信頼性向上を図るため，ＷＡＮＯ（世界原子力発電事業者協会）の「達成目標と基準」の評価項目を取り入れた災害対策要員の訓練評価シートを整備する。訓練参加者以外の者を評価者として配置し，評価者が訓練評価シートを用いて訓練参加者の対応状況を確認し，評価する。総合訓練実施後は，訓練参加者及び評価者で訓練を振返り，反省点，課題等を集約する等，訓練の実施結果を確認し，その中から改善が必要な事項を抽出し，手順，資機材，教育及び訓練計画への反映を行う。
また，ＷＡＮＯピアレビュー等により，教育及び訓練を含む取り組みについて，社外の原子力発電所経験者から客観的な評価も取り入れている。
1.0.9-10797．

実務経験によるプラント設備への習熟（第1.0.9−7表参照）
当直及び保修室員は，計画的に実施する教育及び訓練の他，実務経験を通じてプラント設備への習熟を図っている。
当直は，通常時に実施する項目を定めた手順書に基づき，設備の巡視点検，定期試験及び運転に必要な操作を行うことにより，普段から設備についての習熟を図る。
保修室員は，設備の点検において，保守実施方法をまとめた社内規程に基づき，現場に立ち，巡視点検，分解機器の状況確認，組立状況確認及び試運転の立会確認を行うとともに，工事要領書の内容確認及び作業工程検討等の
保守点検活動を行うことにより，普段から設備についての習熟を図る。また，研修施設にてポンプ，弁設備の分解点検，調整，部品交換等の実習を社員自らが実施することにより技能及び知識の向上を図る。
なお，予備品を用いた残留熱除去系海水ポンプ用電動機及びディーゼル発電機海水ポンプ用電動機の復旧作業は，協力企業の支援による実施としているが，本復旧作業は事故収束後のプラント安定状態を継続する上で有効であることから，直営訓練等を通じて復旧手順の整備や作業内容把握，研修施設
において予備品の類似機器を用いた分解点検や組立作業訓練等を通じて現場技能向上への取り組みを継続的に実施する。

8．

初期消火対応要員（当社社員以外）の教育及び訓練参加について
初期消火対応要員のうち，当社社員以外の協力企業社員は，個別に締結している業務委託契約に基づいて必要な教育訓練を行うこととしている。このため，初期消火対応要員も当社が作成した教育訓練プログラムに従い，必要な教育を受け，当社が実施する要素訓練及び総合訓練に参加することにより，必要な力量の維持及び向上を図ることとしている。
1.0.9-1180

9．

本店の総合災害対策本部要員の教育及び訓練について
本店の総合災害対策本部要員に対しては，原子力防災対策活動及び重大事

故等の現象について理解するための教育を行う。また，発電所の災害対策本部への支援，社内外の情報収集及び災害状況の把握，情報発信，関係組織への連絡など本店の活動に関する訓練を役割に応じて行い，必要な力量の維持及び向上を図る。

1.0.9-1281教育名

第 1.0.9−1 表 重大事故等対策に関する教育（当直の主な教育内容）
（1／2）
目的
内容

対象者

頻度

1.0.9-13

異常時対応訓練（指揮，状況判断）異常時に指揮者として適切な指揮，状況判断が出来るよう，異常時操作の対応（判断・指揮命令）及び警報発生時の監視項目について理解する。

・異常時操作の対応（判断，指揮命令含む）
・警報発生時の監視項目･当直発電長，･当直副発電長

異常時対応訓練（中央制御室内対応）

異常時に中央制御室において適切な処置がとれるように，警報発生時の対応及び異常時操作の対応について理解する。
役割に応じた活動に要する資機材等に関する知識の習得

・原子炉の起動停止に関する操作と監視項目
・各設備の運転操作と監視項目
・警報発生時の対応操作（中央制御室）
・異常時操作の対応（中央制御室）

3年間で30時間･当直発電長，以上･当直副発電長，（他項目も含･当直運転員（運転員Ⅰ）む）

異常時対応訓練（現場機器対応）

・原子炉の起動停止の概要
異常時に現場において適切な処置が・各設備の運転操作の概要（現場操作）とれるように，警報発生時の対応及び・警報発生時の対応操作（現場操作）
異常時操作の対応について理解する。
・異常時操作の対応（現場操作）

シミュレータ訓練Ⅰ（ファミリー訓練）

異常事象対応時（設計基準外事象含む）の連携措置の万全を図る。

シミュレータ訓練Ⅱ

警報発生時及び異常事象時（設計基準外事象含む）対応の万全を図る。

シミュレータ訓練Ⅲ

警報発生時及び異常事象時（設計基準外事象含む）対応の万全を図る。

※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

・運転操作の連携訓練
自社シミュレータ又はＢＷＲ運転訓練セン
ターにて行う訓練【重大事故等の対応を含む】※
・起動停止・異常時・警報発生時対応訓練
自社シミュレータ又はＢＷＲ運転訓練セン
ターにて行う訓練【重大事故等の対応を含む】※
・起動停止，異常時・警報発生時の対応・判断・指揮命令訓練
自社シミュレータ又はＢＷＲ運転訓練セン
ターにて行う訓練【重大事故等の対応を含む】※･当直発電長，･当直副発電長，･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）･当直発電長，･当直副発電長，3年間で15時間･当直運転員（運転員Ⅰ， 以上
運転員Ⅱ）･当直運転員（運転員Ⅰ）

3年間で9時間
以上･当直発電長，･当直副発電長

3年間で9時間
以上

82

教育名

第 1.0.9−1 表 重大事故等対策に関する教育（当直の主な教育内容）
（2／2）
目的
内容

対象者

頻度

・原子力災害対策特別措置法及び関係法令の概要
・原子力事業者防災業務計画の概要
・防災体制，防災組織及び活動
・緊急時活動レベル（ＥＡＬ）･当直発電長，･当直副発電長，･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

1 回／年

・放射線の人体に及ぼす影響に関すること
・線量限度等，被ばく管理に関すること・放射線防護に関すること･当直発電長，･当直副発電長，･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

1 回／年

・防災関係設備に関すること･当直発電長，･当直副発電長，･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

1 回／年

アクシデントマネジメ アクシデントマネジメントに関するント教育（基礎的知識） 基礎的知識の習得

・アクシデントマネジメントの概要
・津波アクシデントマネジメントの概要※･当直発電長，･当直副発電長，･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

1 回／年

事故時における原子炉施設の挙動，プ
アクシデントマネジメ ラント状況に合致した機能別設備をント教育（応用的知識） 活用したアクシデントマネジメントの専門的知識の習得

・代表的な事故シナリオの流れとプラント挙動・機能別の設備のプラント状況にあった優先順位･当直発電長，･当直副発電長

1 回／年・当直の活動・各作業班との連携・当直の意思決定【重大事故等を想定し，上記を実施】※･当直発電長，･当直副発電長，･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

1 回／年

防災教育
（原子力防災体制，組織及び地域防災計画に関する知識）

・発電所員として必要な基礎知識の理解
・原子力災害に関する知識を習得し，原子力防災活動の円滑な実施に資
する。

防災教育
・放射線安全の観点から放射線の人体（放射線防護に関するに及ぼす影響，放射線防護等に関す知識）
る知識の理解1.0.9-14

防災教育（放射線及び放射性物
質の測定機器並びに測定方法を含む防災対策
上の諸設備に関する知
識）

発電所総合訓練・機器の用途，測定方法，機器の取扱
い方法の理解想定した原子力災害への対応，各作業班や組織間の連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮できることを確認する。

※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

83

教育名

第 1.0.9−2 表 重大事故等対策に関する教育（災害対策要員（当直を除く）の主な教育内容）
（1／2）
目的
内容
対象者

頻度

1.0.9-15

防災教育（原子力防災体制，組織及び地域防災計画に関する知識）

・発電所員として必要な基礎知識の・原子力災害対策特別措置法及び関係法令の理解
概要
・原子力災害に関する知識を習得し， ・原子力事業者防災業務計画の概要
原子力防災活動の円滑な実施に資・防災体制，防災組織及び活動する。
・緊急時活動レベル（ＥＡＬ）

・本部員
・運営支援組織・技術支援組織
・実施組織（初期消火対応要員を除く）

1 回／年

防災教育
（放射線防護に関する知識）

・放射線安全の観点から放射線の人体に及ぼす影響，放射線防護等に関する知識の理解・放射線の人体に及ぼす影響に関すること
・線量限度等，被ばく管理に関すること・放射線防護に関すること

・本部員
・運営支援組織・技術支援組織
・実施組織

1 回／年

・防災関係設備に関すること・運営支援組織（広報班を除く班長及び班員）
・技術支援組織（班長,
班員及び重大事故等対応要員（放射線測定
対応））
・実施組織（班長，初期消火対応要員及び重大事故等対応要員（拡散抑制対応，アクセス
ルート確保対応,電源確保対応，給水確保対
応）
）

1 回／年

防災教育
（放射線及び放射性物
質の測定機器並びに測定方法を含む防災対策
上の諸設備に関する知識）・機器の用途，測定方法，機器の取扱い方法の理解※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

84

教育名

第 1.0.9−2 表 重大事故等対策に関する教育（災害対策要員（当直を除く）の主な教育内容）
（2／2）
目的
内容
対象者

1.0.9-16

・アクシデントマネジメントの概要
・津波アクシデントマネジメントの概要※

・本部員
・運営支援組織・技術支援組織
・実施組織（初期消火対応要員を除く）1 回／年

事故時における原子炉施設の挙動，プ
ラント状況に合致した機能別設備を活用したアクシデントマネジメントの専門的知識の習得

・代表的な事故シナリオの流れとプラント挙動・機能別の設備のプラント状況にあっ
た優先順位

・本部長
・本部長代理・技術支援組織（本部員，班長，班員）

1 回／年

想定した原子力災害への対応，各作業班や組織間の連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮できることを確認する。

・各作業班の活動・各作業班の連携・本部の意思決定・本店本部との連携【重大事故等を想定し，上記を実施】※

・災害対策要員

1 回／年

・通報訓練

・運営支援組織（情報班）

アクシデントマネジメ
ント教育（基礎的知識）アクシデントマネジメントに関する基礎的知識の習得

アクシデントマネジメ
ント教育（応用的知識）発電所総合訓練

その他訓練

頻度

あらかじめ定められた機能を発揮できるようにするために資機材操作を含めて行い，機能毎の対応能力向上を図る。

・モニタリング訓練
・避難誘導訓練・緊急時被ばく医療訓練※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

・技術支援組織（放射線管理班）・運営支援組織（庶務班（総務））・運営支援組織（庶務班（保健安全）
・技術支援組織（放射線
管理班）

1 回／年

85

教育訓練項目

常設代替高圧電源装置による給電

第 1.0.9−3 表 重大事故等対策に関する訓練（1／9）
教育訓練に使用する手順書
対象者○非常時運転手順書（事象ベース）
・常設代替交流電源設備による緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ，２Ｄ受電○重大事故等対策要領
・常設代替高圧電源装置起動手順

1.0.9-17

電源確保

可搬型代替低圧
電源車による給電○非常時運転手順書（事象ベース）①可搬型代替交流電源設備によるＰ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電②可搬型代替交流電源設備による緊急用Ｐ／Ｃ，Ｍ
ＣＣ給電○重大事故等対策要領
・可搬型代替低圧電源車起動手順
非常用高圧母線
電源融通○非常時運転手順書（事象ベース）
・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ受
電

常設代替高圧電源装置，可搬型
代替低圧電源車
等への燃料補給○重大事故等対策要領①タンクローリへの補給手順②タンクローリからの給油手順③燃料補給設備の確認手順

当直

要素訓練名称及び頻度

・常設代替高圧電源設備による非常用所内電気
設備への給電：1回／年

重大事故等対応要員 ・常設代替高圧電源装置（現場起動）による給電
（電源確保
：1回／年
対応）

当直

①可搬型代替低圧電源車による非常用所内電気
設備への給電：1回／年②可搬型代替低圧電源車による代替所内電気設
備への給電：1回／年

重大事故等
対応要員
・可搬型代替低圧電源車起動操作：1回／年
（電源確保
対応）
当直

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源融通：1 回／年

重大事故等 ①可搬型設備用軽油貯蔵タンクからタンクロー
対応要員
リへの補給：1回／年（アクセス ②タンクローリから各機器への給油：1回／年
ルート確保 ③燃料補給設備による常設代替高圧電源装置へ対応）の給油：1回／年※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

86

1.0.9-18

第 1.0.9−3 表 重大事故等対策に関する訓練（2／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度○非常時運転手順書（事象ベース）
・Ｄ／Ｇ ２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ海水・Ｄ／Ｇ ２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ海水系
当直系への代替送水準備：1回／年への代替送水
非常用ディーゼ
ル発電機等冷却
重大事故等
・非常用ディーゼル発電機等冷却系海水系ホース
水確保○重大事故等対策要領
対応要員
接続：1回／年
・可搬型代替注水大型ポンプによる送水（給水確保
・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年
対応）○非常時運転手順書（事象ベース）
・所内常設直流電源設備による非常用直流母線へ
蓄電池による給・125V Ａ系及びＢ系蓄電池による直流125V主母線
当直の給電：1回／年
電盤２Ａ及び２Ｂ受電
電源確保○非常時運転手順書（事象ベース）①可搬型代替直流電源設備による直流125V主母①可搬型代替直流電源設備による直流125V主母線
線盤２Ａ及び２Ｂ受電：1回／年
盤２Ａ及び２Ｂ受電
当直②可搬型代替直流電源設備による緊急用直流②可搬型代替直流電源設備による緊急用直流125V
可搬型代替直流
125V主母線盤受電：1回／年
主母線盤受電電源設備による
給電
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員
・可搬型代替直流電源設備による給電：1回／年
・可搬型代替低圧電源車起動手順
（電源確保
対応）
○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
原子炉の停止当直・現場操作による制御棒手動挿入：1回／年
・現場操作による制御棒挿入（手動）○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①高圧代替注水系現場起動による原子炉注水
高圧の原子炉へ①高圧代替注水系現場起動による原子炉注水
当直（可搬型計測器に関する取扱い含む）
：1回／年
の注入操作
②ＳＬＣによる原子炉注水②ＳＬＣによる原子炉注水：1回／年①代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
炉心損傷緩和圧：1回／年①代替減圧手段による原子炉の減圧
当直②ＳＲＶ駆動源確保（高圧窒素ガスボンベ切替，②ＳＲＶによる原子炉減圧（駆動源確保）
可搬型窒素供給装置（小型））：1回／年
原子炉の減圧
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員 ・可搬型窒素供給装置（小型）の起動操作：1回・可搬型窒素供給装置（小型）による送気
（給水確保
／年
対応）
※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

87

1.0.9-19

第 1.0.9−3 表 重大事故等対策に関する訓練（3／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
当直②消火系による原子炉注水③ＣＳＴ系による原子炉注水
低圧の原子炉への注入操作
重大事故等○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
対応要員①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
（運転操作
対応）
重大事故等
○重大事故等対策要領
対応要員
低圧の原子炉へ①可搬型代替注水大型ポンプによる送水
の注入操作
（給水確保
②連絡配管閉止フランジの切替え
炉心損傷緩和
対応）
重大事故等
最終ヒート
○重大事故等対策要領
対応要員
シンクへの
・可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保
（給水確保
熱輸送
対応）
○非常時運転手順書Ⅱ
当直・二次格納施設制御
インターフェイ
スシステムＬＯ
重大事故等
ＣＡ発生時の対○非常時運転手順書Ⅱ
対応要員
応・二次格納施設制御（運転操作対応）※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

要素訓練名称及び頻度①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水：
1回／年②消火系による原子炉注水：1回／年③ＣＳＴ系による原子炉注水：1回／年①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水：
1回／年①可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年②連絡配管閉止フランジの切替え

・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年
・現場手動操作による漏えい箇所隔離：1回／年・現場手動操作による漏えい箇所隔離：1回／年88

1.0.9-20

第 1.0.9−3 表 重大事故等対策に関する訓練（4／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェ
ンバ側）の現場操作による格納容器減圧②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による格納容器減圧
当直③フィルタ装置スクラビング水移送④フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄⑤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⑥消火系による格納容器スプレイ⑦ＣＳＴ系による格納容器スプレイ
格納容器内の
炉心損傷緩和○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
減圧・除熱・冷（続き）①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェ
却
重大事故等ンバ側）の現場操作による格納容器減圧対応要員②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現（運転操作
場操作による格納容器減圧対応）③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
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員①可搬型代替注水大型ポンプによる送水（給水確保②連絡配管閉止フランジの切替え対応）③可搬型窒素供給装置による送気
（電源確保
対応）
※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

要素訓練名称及び頻度①②格納容器圧力逃がし装置の現場操作による格納容器減圧：1回／年③フィルタ装置スクラビング水移送：1回／年④フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄：1回／年⑤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：1回／年⑥消火系による格納容器スプレイ：1回／年⑦ＣＳＴ水系による格納容器スプレイ：1回／年①②格納容器圧力逃がし装置の現場操作による格納容器減圧：1回／年③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：1回／年①可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年②連絡配管閉止フランジの切替え：1回／年③可搬型窒素供給装置の起動操作：1回／年89

教育訓練項目

格納容器内の減圧・除熱・冷却

1.0.9-21

格納容器破損防止

原子炉圧力容器への注水

第 1.0.9−3 表 重大事故等対策に関する訓練（5／9）
教育訓練に使用する手順書
対象者○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェ
ンバ側）の現場操作による格納容器減圧②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による格納容器減圧
当直③消火系によるペデスタル（ドライウェル部）注水④ＣＳＴ系によるペデスタル（ドライウェル部）注水⑤フィルタ装置スクラビング水移送⑥フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員①可搬型代替注水大型ポンプによる送水（給水確保②連絡配管閉止フランジの切替え対応）③可搬型窒素供給装置による送気
（電源確保
対応）
○非常時運転手順書Ⅲ①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェ
重大事故等ンバ側）の現場操作による格納容器減圧対応要員②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現 （運転操作
場操作による格納容器減圧対応）③格納容器圧力逃がし装置第二弁操作室空気ボン
ベユニットによる第二弁操作室の正圧化○非常時運転手順書Ⅲ①消火系による原子炉圧力容器への注水②ＣＳＴ系による原子炉圧力容器への注水○重大事故等対策要領①可搬型代替注水大型ポンプによる送水②連絡配管閉止フランジの切替え

当直

要素訓練名称及び頻度①②格納容器圧力逃がし装置による格納容器
ベント：1回／年③消火系によるペデスタル（ドライウェル部）注
水：1回／年④ＣＳＴ系によるペデスタル（ドライウェル部）
注水：1回／年⑤フィルタ装置スクラビング水移送：1 回／年⑥フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄：1回／年①可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年②連絡配管閉止フランジの切替え：1回／年③可搬型窒素供給装置の起動操作：1回／年①②格納容器圧力逃がし装置による格納容器
ベント：1回／年③格納容器圧力逃がし装置第二弁操作室の準備及び運用：1回／年①消火系による原子炉圧力容器への注水：1回／年②ＣＳＴ系による原子炉圧力容器への注水：1回
／年

重大事故等
対応要員 ①可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年（給水確保 ②連絡配管閉止フランジの切替え：1回／年
対応）※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

90

1.0.9-22

第 1.0.9−3 表 重大事故等対策に関する訓練（6／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
重大事故等
対応要員
水素爆発による
○重大事故等対策要領（給水確保
格納容器の破損
・可搬型窒素供給装置による送気
対応）
防止
（電源確保
格納容器破損
対応）
防止
重大事故等
（続き）
○重大事故等対策要領
対応要員
水素爆発による①原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による原（給水確保
原子炉建屋等の子炉建屋ベント対応）
損傷防止②可搬型代替注水大型ポンプによる送水
（電源確保
対応）
○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①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
当直ール注水②消火系による使用済燃料プール注水
使用済燃料プー 使用済燃料③ＣＳＴ系による使用済燃料プール注水
ル水位維持及び プールへの注水○重大事故等対策要領
燃料損傷緩和及びスプレイ①可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プー
重大事故等
ル注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使対応要員
用済燃料プールスプレイ（給水確保②可搬型代替注水大型ポンプによる送水対応）③使用済燃料プール漏えい緩和○重大事故等対策要領
重大事故等
発電所外への
放射性物質放出①大気への放射性物質の拡散抑制
対応要員
放射性物質の緩和②海洋への放射性物質の拡散抑制
（拡散抑制
拡散抑制
対応）
※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

要素訓練名称及び頻度

・可搬型窒素供給装置の起動操作：1回／年①原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による
原子炉建屋ベント：1回／年②可搬型代替注水大型ポンプ設置：1回／年①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：1回／年②消火系による使用済燃料プール注水：1回／年③ＣＳＴ系による使用済燃料プール注水：1回／
年①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：1 回／年②可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年③使用済燃料プール漏えい緩和：1 回／年①放水砲による拡散抑制：1 回／年②汚濁防止膜による拡散抑制：1 回／年

91

教育訓練項目
代替淡水貯槽
への補給

水源確保

淡水貯水池
への補給

送水

1.0.9-23

アクセスルートの確保

事故時の計装その他対策

第 1.0.9−3 表 重大事故等対策に関する訓練（7／9）
教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員
・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年
・可搬型代替注水大型ポンプ手順
（給水確保
対応）
重大事故等
○重大事故等対策要領
対応要員
・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年
・可搬型代替注水大型ポンプ手順
（給水確保
対応）
○重大事故等対策要領①可搬型代替注水大型ポンプによる送水
重大事故等②代替淡水貯槽水源手順対応要員 ・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年③淡水貯水池水源手順（給水確保 ・ホース取扱訓練：1回／年④淡水タンク水源手順
対応）⑤海水源手順○重大事故等対策要領
重大事故等 ・瓦礫撤去（ホイールローダ）
：1回／年
・瓦礫撤去
対応要員
（アクセスルート確保対応）○重大事故等対策要領
重大事故等 ①可搬型計測器によるパラメータ計測：1回／年①可搬型計測器による測定手順
対応要員②メディアへの保存手順（電源確保 ②メディア（記録媒体）への保存：1回／年
対応）○重大事故等対策要領
・ＳＰＤＳデータ表示装置操作：1回／年
情報班
・ＳＰＤＳ操作手順
班員○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
・中央制御室退避室正圧化

中央制御室の居住性の確保○重大事故等対策要領
・チェンジングエリア設営手順

・中央制御室退避室の正圧化：1回／年
当直
重大事故等 ・中央制御室チェンジングエリアの設置
対応要員
：1回／年
（放射線
測定対応）

※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

92

教育訓練項目

緊急時対策所等の居住性の確保

第 1.0.9−3 表 重大事故等対策に関する訓練（8／9）
教育訓練に使用する手順書
対象者

1.0.9-24○重大事故等対策要領
・チェンジングエリア設置手順

放射線管理 ・緊急時対策所チェンジングエリアの設置：1回
班 班員／年○重大事故等対策要領
・緊急時対策所エリアモニタ設置手順○重大事故等対策要領①緊急時対策所非常用換気設備起動手順②緊急時対策所加圧設備準備手順③緊急時対策所加圧設備切替準備手順④緊急時対策所加圧操作手順⑤緊急時対策所加圧停止操作手順⑥酸素濃度及び二酸化炭素濃度測定手順⑦緊急時対策所用発電機（予備）起動手順

放射線管理
・緊急時対策所エリアモニタ設置：1回／年
班 班員①緊急時対策所非常用換気設備運転操作：1回／年②③④⑤緊急時対策所加圧設備準備及び運転操
作：1回／年
庶務班
班員⑥緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度
測定手順：1回／年⑦緊急時対策所用発電機（予備）起動操作：1回／年①放射能観測車による放射能濃度測定：1回／年②可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度測定：1回／年
重大事故等対応要員 ③小型船舶取扱い：1回／年（放射線 ④可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定：1回／年
測定対応）⑤可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換：
1回／年○重大事故等対策要領①放射能観測車取扱手順②可搬型放射能測定装置取扱手順③小型船舶取扱手順④可搬型モニタリング・ポスト設置手順⑤可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換手順

その他対策

要素訓練名称及び頻度

環境モニタリン
グ○重大事故等対応要領
・モニタリング・ポスト検出器保護カバー交換手順

保修班
班員※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・モニタリング・ポスト検出器保護用カバー交
換：1回／年

93第 1.0.9−3 表 重大事故等対策に関する訓練（9／9）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度
重大事故等
対応要員
○重大事故等対策要領
気象条件の測定・可搬型気象観測設備取扱い：1 回／年
・可搬型気象観測設備取扱手順
（放射線
測定対応）
○防火管理要領
その他対策
自衛消防隊 ・消防操法：1 回／年（続き）
・消防自動車による消火手順
重大事故等
消火活動
○重大事故等対策要領
対応要員
・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1 回／年・航空機燃料火災への泡消火
（拡散抑制
対応）
※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9-25

94

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（1／35）
技術的能力審査基準

手順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

1.1.2.1(1)
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉
制御「スクラム」（原
子炉出力）

対象者

当直

頻度※１

社内規定（手順等）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

手順書項目

主な活動内容・中央制御室操作による制御棒挿入（自動・手動）・手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラム操作
・原子炉モード・スイッチ「停止」
位置切替操作−・中央制御室操作による制御棒挿入（自動・手動）・中央制御室操作による反応度制
御（自動・手動）・ＳＬＣによる反応度制御
・ＲＨＲによるＳ／Ｐ冷却

1.0.9-26

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

1.1.2.1(2)
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉
制御「反応度制御」

・現場操作による制御棒挿入（手動）
当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・代替制御棒挿入機能による制御
棒挿入操作（自動・手動）・選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制操作（自動・手動）・原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制操作（自動・手動）・自動減圧系の起動阻止スイッチ
による原子炉出力急上昇防止操
作
・ほう酸水注入操作
・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・プール冷却操作
・原子炉水位低下による原子炉出
力抑制操作
・制御棒手動挿入
・スクラム・パイロット弁継電
器用ヒューズ引き抜き操作
・中央制御室からの手動操作による制御棒挿入操作
・制御棒手動挿入
・スクラム・パイロット弁計器
用空気系の排気操作
・スクラム個別スイッチの操作
・制御棒駆動水圧系引抜配管ベント弁からの排水操作

必要
人数

1名

2名

2名

95

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（2／35）
技術的能力審査基準

手順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

1.2.2.1(1)原子炉隔離時冷却系
による原子炉注水
1.2.2.1(2)高圧炉心スプレイ系
による原子炉注水
1.2.2.2(1)ａ．
中央制御室からの高圧代替注水系起動
1.2.2.3(1)ａ．
中央制御室からの高圧代替注水系起動

1.0.9-27

1.2.2.3(1)ｂ．
現場手動操作による高圧代替注水系起動

1.2.2.4(2)
常設高圧代替注水系
ポンプの作動状況確認対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

手順書項目
・ＲＣＩＣによる原子炉注水・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

1名

・高圧炉心スプレイ系による原子
炉注水操作

1名

・高圧代替注水系による原子炉注
水・中央制御室からの高圧代替注水
系起動操作

2名

・高圧代替注水系による原子炉注
水・中央制御室からの高圧代替注水
系起動操作

2名

・可搬型計測器に関する取扱い

・中央制御室での可搬型計測器接続及び計測・可搬型計測器を使用した常設高
圧代替注水ポンプの監視及び原
子炉水位確認・現場手動操作による高圧代替注
水系起動操作・中央制御室での可搬型計測器接続及び計測・可搬型計測器を使用した常設高
圧代替注水ポンプの監視・中央制御室での可搬型計測器接続及び計測・可搬型計測器を使用した原子炉
水位確認
・ほう酸水注入系による原子炉注
水操作
・ほう酸水貯蔵タンク純水補給操
作・制御棒駆動水圧系による原子炉
注水操作

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・高圧代替注水系現場起動による原子炉注水・可搬型計測器に関する取扱い

・可搬型計測器に関する取扱い
1.2.2.4(3)原子炉水位の制御
1.2.2.5(1)ａ．
ほう酸水注入系による原子炉注水当直
当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

−
1 回／年

1.2.2.5(1)ｂ．
・非常時運転手順書Ⅱ
制御棒駆動水圧系に当直（徴候ベース）
よる原子炉注水※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・ＳＬＣによる原子炉注水
・ＳＬＣによる原子炉注水
・ＣＲＤによる原子炉注水

−

必要
人数

・原子炉隔離時冷却系による原子
炉注水操作

・ＨＰＣＳによる原子炉注水

当直

主な活動内容

1名

4名

1名

1名

1名
2名
1名

96

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（3／35）
技術的能力審査基準
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手順

1.3.2.1(1)ａ．
手動による原子炉減圧

1.3.2.2(1)ａ．
常設代替直流電源設
備による逃がし安全
弁機能回復
1.3.2.2(1)ｂ．
可搬型代替直流電源
設備による逃がし安
全弁機能回復1.0.9-28

1.3.2.2(1)ｃ．
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
1.3.2.2(2)ａ．
非常用窒素供給系による窒素確保

対象者

社内規定（手順等）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

−

−

−

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・重大事故等対策要領

主な活動内容・代替減圧手段による原子炉の減圧・逃がし安全弁による原子炉減圧
操作
・原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵
タンク循環運転による原子炉減
圧操作
・タービン・バイパス弁による原
子炉減圧操作・常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復操作
・逃がし安全弁による原子炉減圧
操作・可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復操作
・逃がし安全弁による減圧操作

・ＳＲＶによる原子炉減圧（電源確保）

・ＳＲＶによる原子炉減圧（電源確保）

・ＳＲＶによる原子炉減圧（電源確保）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

手順書項目

−

当直

当直
1.3.2.2(2)ｂ．
可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確
保

頻度※１

1 回／年
1 回／年

1 回／年

※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・ＳＲＶによる原子炉減圧（駆動源確保）
・ＳＲＶによる原子炉減圧（駆動源確保）
・ＳＲＶによる原子炉減圧（駆動源確保）
・可搬型窒素供給装置（小型）による送気・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操作
・逃がし安全弁による減圧操作
・可搬型計測器を使用した原子炉
圧力確認
・不活性ガス系から高圧窒素ガス
供給系（非常用）への切替操作
・警報確認
・高圧窒素ガス供給系（非常用）
高圧窒素ガスボンベ切替操作
・可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保に伴う系統構成
・可搬型窒素供給装置（小型）の取扱い
・ホ−スの運搬・逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源への窒素供給

必要
人数

1名

1名

1名

1名

1名
2名
2名

2名

97

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（4／35）
技術的能力審査基準

手順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（続き）

1.3.2.3
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を防止する手順

対象者

社内規定（手順等）

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

頻度※１

手順書項目

主な活動内容・代替減圧手段による原子炉の減圧・逃がし安全弁による原子炉減圧
操作

−

1名

・二次格納施設制御

1.3.2.4
インターフェイスシ
ステムＬＯＣＡ発生時の対応手順当直

当直

1.0.9-29

重大事故等対応要員（運転操作対応）
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

1.4.2.1(1)
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水1.4.2.1(2)低圧炉心スプレイ系
による原子炉注水
1.4.2.1(3)
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による
原子炉除熱

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

−

1 回／年
1 回／年

・二次格納施設制御
・二次格納施設制御
・ＲＨＲ（低圧注水系）による原
子炉注水

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−・ＲＨＲ（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱
・ＲＨＲ（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱−・低圧代替注水系（常設）による
原子炉注水

1.4.2.2(1)ａ．(a)・非常時運転手順書Ⅱ
低圧代替注水系（常当直（徴候ベース）設）による原子炉注水※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

必要
人数

・ＬＰＣＳによる原子炉注水・漏えい箇所隔離操作
・隔離不可時，原子炉スクラム等
操作
・原子炉減圧及び注水操作
・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・プール冷却操作
・現場手動操作による漏えい箇所
隔離操作
・現場手動操作による漏えい箇所
隔離操作
・残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

・低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱に伴う系統構成
・低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作

2名

3名
1名

1名

1名
1名
2名

2名

98

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（5／35）
技術的能力審査基準

手順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（続き）

1.4.2.2(1)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）対象者

社内規定（手順等）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

重大事故等対応要員（運転操作対応）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

頻度※１

1.0.9-30

手順書項目

主な活動内容・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
注水・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
注水（淡水／海水）確認
・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）
・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
注水（淡水／海水）に伴う系統構成・代替循環冷却系による原子炉注水操作

−

1 回／年

1 回／年

・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
注水・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
注水・可搬型代替注水大型
ポンプによる送水

1.4.2.2(1)ａ．(c)
代替循環冷却系による原子炉注水
1.4.2.2(1)ａ．(d)消火系による原子炉
注水

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・代替循環冷却系による原子炉注水・消火系による原子炉
注水・消火系による原子炉
注水・消火系による原子炉
注水操作
・消火系による原子炉
注水に伴う系統構
成

必要
人数

1名

3名

3名

8名

2名
1名
2名

99

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（6／35）
技術的能力審査基準
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
（続き）

手順

対象者
当直

1.4.2.2(1)ａ．(e)補給水系による原子炉注水

1.0.9-31

1.4.2.2(2)ａ．(a)残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水
1.4.2.2(2)ａ．(b)低圧炉心スプレイ系
復旧後の原子炉注水
1.4.2.2(3)ａ．(a)低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉
心の冷却

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−
1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直
1.4.2.2(3)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉
心の冷却（淡水／海水）

頻度※１

社内規定（手順等）

1 回／年

−

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

手順書項目
・ＣＳＴ系による原子炉注水・補給水系による原子炉注水操作

・ＣＳＴ系による原子炉注水・連絡配管閉止フランジの切替え

・補給水系による原子炉注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え

・ＲＨＲ（低圧注水系）による原
子炉注水・残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水操作

・ＬＰＣＳによる原子炉注水・低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水操作・低圧代替注水系（常設）による
原子炉注水

・低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）確認・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・代替循環冷却系による原子炉注
水操作−

・可搬型代替注水大型ポンプによる送水
重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

1.4.2.2(3)ａ．(c)
代替循環冷却系によ・非常時運転手順書Ⅱ
当直る残存溶融炉心の冷（徴候ベース）
却※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

−

主な活動内容・代替循環冷却系による原子炉注
水

必要
人数
1名
2名
6名

1名

1名

2名

1名

8名

2名

100

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（7／35）
技術的能力審査基準
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
（続き）

手順

対象者

1.4.2.2(3)ａ．(d)消火系による残存溶
融炉心の冷却

当直
当直
当直

1.4.2.2(3)ａ．(e)補給水系による残存
溶融炉心の冷却1.0.9-32
1.4.2.3(1)原子炉運転停止中の
原子炉注水

当直

頻度※１

社内規定（手順等）
・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

−
1 回／年
−
1 回／年

手順書項目
・消火系による原子炉注水・消火系による原子炉注水操作

・消火系による原子炉注水・消火系による原子炉注水に伴う
系統構成
・補給水系による原子炉注水操作

・ＣＳＴ系による原子炉注水・ＣＳＴ系による原子炉注水・連絡配管閉止フランジの切替え

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

重大事故等対応要員（運転操作対応）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・低圧代替注水系（可搬型）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
・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水
重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

主な活動内容・代替循環冷却系による原子炉注
水・補給水系による原子炉注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え
・低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）確認・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・代替循環冷却系による原子炉注
水操作

必要
人数
1名
2名
1名
2名
6名
2名

1名

3名

3名

8名

2名

101

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（8／35）
技術的能力審査基準
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
（続き）

手順

当直
1.4.2.3(1)原子炉運転停止中の
原子炉注水
（続き）

1.4.2.3(2)ａ．(a)残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱1.0.9-33

1.4.2.3(2)ａ．(b)原子炉冷却材浄化系による進展抑制1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

対象者

1.5.2.1(1)
残留熱除去系海水系
による冷却水（海水）
の確保

当直
当直
当直

頻度※１

社内規定（手順等）
・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

−
1 回／年
−
1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

−

当直
当直

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−−・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
1 回／年※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

主な活動内容・消火系による原子炉注水・消火系による原子炉注水操作

・消火系による原子炉注水・消火系による原子炉注水に伴う
系統構成
・補給水系による原子炉注水操作

・ＣＳＴ系による原子炉注水・ＣＳＴ系による原子炉注水・連絡配管閉止フランジの切替え
・ＲＨＲ（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱
・ＲＨＲ（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱
・原子炉冷却材浄化系による原子炉冷却材の除熱
・原子炉冷却材浄化系による原子炉冷却材の除熱・ＲＨＲＳによる冷却水確保−−
1.5.2.2(1)ａ．(a)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

手順書項目

・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・補給水系による原子炉注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉注水操作
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱に伴う系統構成
・原子炉冷却材浄化系による原子炉冷却材の除熱操作
・原子炉冷却材浄化系による原子炉冷却材の除熱に伴う系統構成
・残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保操作

・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準備操作
・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操作
・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操作（遠隔人力操作機構使用）

必要
人数
1名
2名
1名
2名
6名
1名
2名
1名
2名

1名

1名

3名

102

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（9／35）
技術的能力審査基準
1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための
手順等
（続き）

手順
1.5.2.2(1)ａ．(a)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（続き）

1.5.2.2(1)ａ．(b)フィルタ装置スクラ
ビング水補給対象者

重大事故等対応要員（運転操作対応）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

頻度※１

社内規定（手順等）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・重大事故等対策要領

1 回／年

手順書項目

主な活動内容・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・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操作（遠隔人力操作機構使用）

1 回／年

・可搬型窒素供給装置による送気

1.0.9-34

1.5.2.2(1)ａ．(c)原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

・可搬型窒素供給装置による送気
1.5.2.2(1)ａ．(d)フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年・フィルタ装置スクラビング水移送当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1.5.2.2(1)ａ．(e)フィルタ装置スクラ
ビング水移送−

1 回／年※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・フィルタ装置スクラビング水移
送

必要
人数

3名

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・フィルタ装置スクラビング水補給に伴う系統構成
・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移
送操作・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄操作
・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成

8名

4名

4名

1名

2名

103

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（10／35）
技術的能力審査基準

手順

1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等（続き）

1.5.2.2(1)ａ．(e)フィルタ装置スクラ
ビング水移送（続き）

1.5.2.2(1)ｂ．
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

1.0.9-35

1.5.2.3(1)ａ．
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

1.5.2.3(1)ｂ．
代替残留熱除去系海水系による冷却水（海
水）の確保

対象者

重大事故等対応要員（給水確保対応）

頻度※１

社内規定（手順等）

・重大事故等対策要領

手順書項目

主な活動内容・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・フィルタ装置スクラビング水移送ライン系統構成
・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操作

1 回／年

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

重大事故等対応要員（運転操作担当）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

−

1 回／年

※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・耐圧強化ベント系（サプレッション・チェンバ側）（ドライウェ
ル側）による原子炉格納容器減圧・耐圧強化ベント系（サプレッション・チェンバ側）（ドライウェ
ル側）による原子炉格納容器減圧・耐圧強化ベント系（サプレッシ（ドライウェ
ョン・チェンバ側）
ル側）による原子炉格納容器減圧・緊急用海水系による冷却水確保

・代替残留熱除去系海水系による冷却水確保
・可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保

必要
人数

8名

1名

・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に伴う系統構成
・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に伴う系統構成
・緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作・代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保操作
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプによる代替残留熱除去系海水系への送水に伴う系統構成

3名

3名

2名
2名

8名

104

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（11／35）
技術的能力審査基準
1.6
原子炉格納容器内等の冷却のための手順
等

手順

対象者

社内規定（手順等）

1.0.9-36

1.6.2.1(1)
当直・非常時運転手順書Ⅱ
残留熱除去系（格納容（徴候ベース）器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器
内の除熱
1.6.2.1(2)
当直・非常時運転手順書Ⅱ
残留熱除去系（サプレ（徴候ベース）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
1.6.2.2(1)ａ．
当直・非常時運転手順書Ⅱ
代替循環冷却系によ（徴候ベース）
る原子炉格納容器内の除熱
1.6.2.2(1)ｂ．(a)当直・非常時運転手順書Ⅱ
代替格納容器スプレ（徴候ベース）
イ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

必要
人数
1名

頻度※１

手順書項目

主な活動内容−・ＲＨＲ（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器スプレイ

・残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）による原子炉格納容
器内の除熱操作−・ＲＨＲによるＳ／Ｐ冷却・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・プール水の除熱操作

1名−

・代替循環冷却系による格納容器
スプレイ

・代替循環冷却系による格納容器
内の除熱操作

2名−

・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内の
冷却操作

1名

105

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（12／35）
技術的能力審査基準

手順1.6
原子炉格納容器内等の冷却のための手順等（続き）

1.0.9-37

1.6.2.2(1)ｂ．(b)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（淡水／
海水）対象者

社内規定（手順等）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

重大事故等対応要員（運転操作対応）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

頻度※１

手順書項目

主な活動内容・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
器スプレイ

・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（淡水／海水）に伴う系
統構成
・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（淡水／海水）確認
・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（淡水／海水）に伴う系
統構成
・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（淡水／海水）に伴う系
統構成
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・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（淡水／海水）に伴う系
統構成
・消火系による原子炉格納容器内の冷却操作
・消火系による原子炉格納容器内の冷却に伴う系統構成
・補給水系による原子炉格納容器
内の冷却操作・補給水系による原子炉格納容器内の冷却に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え操
作

−

1 回／年

1 回／年

・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
器スプレイ
・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
器スプレイ
・可搬型代替注水大型ポンプによる送水

重大事故等対応要員（給水確保対応）

1.6.2.2(1)ｂ．(c)
消火系による原子炉
格納容器内の冷却当直
当直
当直

1.6.2.2(1)ｂ．(d)補給水系による原子炉格納容器内の冷却当直・重大事故等対策要領

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

−
1 回／年
−
1 回／年

重大事故等対応要員
1 回／年
・重大事故等対策要領（給水確保対応）※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・消火系による原子炉格納容器ス
プレイ
・消火系による原子炉格納容器ス
プレイ
・ＣＳＴ系による原子炉格納容器
スプレイ
・ＣＳＴ系による原子炉格納容器
スプレイ・連絡配管閉止フランジの切替え

必要
人数

1名

3名

3名

8名

1名
2名
1名
2名
6名

106

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（13／35）

1.0.9-38

技術的能力審査基準

手順1.6
原子炉格納容器内等の冷却のための手順
等（続き）

1.6.2.2(1)ｃ．(a)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
1.6.2.2(2)ａ．(a)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
1.6.2.2(2)ａ．(b)
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
1.6.2.3(1)ａ．(a)代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱
1.6.2.3(1)ｂ．(a)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
1.6.2.3(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）

対象者

社内規定（手順等）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

頻度※１

−

−

手順書項目

主な活動内容・ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器冷却・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操
作・ＲＨＲ（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器スプレイ

・残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱操作

・ＲＨＲによるＳ／Ｐ冷却・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・プール水の除熱操作

−

−

−

−

・代替循環冷却系による格納容器
スプレイ

・代替循環冷却系による格納容器
内の除熱操作・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内の冷却操作

・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ス
プレイ

・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（淡水／海水）に伴う系
統構成
・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（淡水／海水）確認

必要
人数
1名

1名

1名

2名

1名

1名

107

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（14／35）
技術的能力審査基準
1.6
原子炉格納容器内等の冷却のための手順
等
（続き）

手順
1.6.2.3(1)ｂ．(b)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（淡水／海水）（続き）
1.6.2.3(1)ｂ．(c)
消火系による原子炉
格納容器内の冷却対象者

重大事故等対応要員（給水確保対応）

当直
当直
当直

1.0.9-39

1.6.2.3(1)ｂ．(d)補給水系による原子炉格納容器内の冷却当直
重大事故等対応要員（給水確保対応）

頻度※１

社内規定（手順等）

・重大事故等対策要領

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
・重大事故等対策要領

手順書項目

主な活動内容・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・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（淡水／海水）に伴う系
統構成
・消火系による原子炉格納容器内の冷却操作
・消火系による原子炉格納容器内の冷却に伴う系統構成
・補給水系による原子炉格納容器
内の冷却操作・補給水系による原子炉格納容器内の冷却に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え操作・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操
作

1 回／年

−
1 回／年
−
1 回／年
1 回／年

1.6.2.3(1)ｃ．(a)・非常時運転手順書Ⅱ
ドライウェル内ガス
当直（徴候ベース）
冷却装置による原子炉格納容器内の除熱
1.6.2.3(2)ａ．(a)残留熱除去系（格納容・非常時運転手順書Ⅱ
当直
器スプレイ冷却系）復（徴候ベース）
旧後の原子炉格納容
器内の除熱
1.6.2.3(2)ａ．(b)
残留熱除去系（サプレ・非常時運転手順書Ⅱッション・プール冷却
当直（徴候ベース）系）復旧後のサプレッ
ション・プール水の除熱※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

−

−

−

・消火系による原子炉格納容器ス
プレイ
・消火系による原子炉格納容器ス
プレイ
・ＣＳＴ系による原子炉格納容器
スプレイ
・ＣＳＴ系による原子炉格納容器
スプレイ・連絡配管閉止フランジの切替え
・ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器冷却・ＲＨＲ（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器スプレイ

・残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱操作

・ＲＨＲによるＳ／Ｐ冷却・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・プール水の除熱操作

必要
人数

8名

1名
2名
1名
2名
6名

1名

1名

1名

108

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（15／35）
技術的能力審査基準

手順

対象者

社内規定（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

当直
1.7.2.1(1)ａ.
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

1.0.9-40

頻度※１

手順書項目

主な活動内容必要人数−

・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）による原子炉格納容器減圧・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準備操作
・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操作

1名

・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による原子炉格納容器減圧・第二弁操作室空気ボンベユニッ
トによる第二弁操作室の正圧化
操作
・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・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（現場操作）準備操作

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）
1 回／年

重大事故等対応要員（運転操作対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

1.7.2.1(1)ｂ.
第二弁操作室の正圧化

重大事故等対応要員（運転操作対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

1.7.2.1(1)ｃ.
フィルタ装置スクラ
ビング水補給重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

3名

・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（現場操作）操作
3名

・第二弁操作室空気ボンベユニッ
トによる第二弁操作室の正圧化
操作
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・フィルタ装置スクラビング水補給に伴う系統構成

3名

8名

109

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（16／35）
技術的能力審査基準

手順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
（続き）

1.7.2.1(1)ｄ.
原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換対象者

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

頻度※１

社内規定（手順等）

・重大事故等対策要領

手順書項目

主な活動内容・可搬型窒素供給装置による送気・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・原子炉格納容器内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移
送操作・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄操作
・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成

1 回／年

・可搬型窒素供給装置による送気
1.7.2.1(1)ｅ.
フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

1.0.9-41

1.7.2.1(1)ｆ．
フィルタ装置スクラ
ビング水移送

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年・フィルタ装置スクラビング水移送当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

−

当直

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

1 回／年

・フィルタ装置スクラビング水移
送・可搬型代替注水大型ポンプによる送水
重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

必要
人数

4名

4名

1名

2名

8名

110

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（17／35）
技術的能力審査基準

手順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
（続き）

1.7.2.1(2)
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1.7.2.1(3)サプレッション・プー
ル水ｐＨ制御装置による薬液注入1.8.2.1(1)ａ．
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

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

1.0.9-42

1.8.2.1(1)ｂ．
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（淡水／海水）
1.8.2.1(1)ｂ．
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（淡水／
海水）
（続き）

対象者

社内規定（手順等）

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直

頻度※１

−

−

−

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

手順書項目

主な活動内容・代替循環冷却系による原子炉格
納容器除熱

・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操作

・サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入

・サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入操作

・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）注水・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）への注水操作

・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）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（淡水／海水）に伴う系統構成
・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（淡水／海水）
確認
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・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（淡水／海水）に伴う系統構成−

・可搬型代替注水大型ポンプによる送水
重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

必要
人数
2名

1名

2名

1名

8名

111

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（18／35）
技術的能力審査基準

手順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（続き）

1.8.2.1(1)ｃ．
消火系によるペデス
タル（ドライウェル部）への注水
1.8.2.1(1)ｄ．
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水対象者

社内規定（手順等）

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直

当直

当直

1.0.9-43

1.8.2.2(1)ａ．
原子炉隔離時冷却系
による原子炉圧力容
器への注水

・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Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

頻度※１

手順書項目

主な活動内容・消火系によるペデスタル（ドライウェル部）注水・消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水操作

1 回／年

・消火系によるペデスタル（ドライウェル部）注水−・ＣＳＴ系によるペデスタル（ドライウェル部）注水・消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に伴う系
統構成
・補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水操作

1 回／年

・ＣＳＴ系によるペデスタル（ドライウェル部）注水−

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

当直

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）−

1.8.2.2(1)ｂ．
・非常時運転手順書Ⅲ
高圧代替注水系によ当直（シビアアクシデン
る原子炉圧力容器へ
ト）の注水
1.8.2.2(1)ｃ．
・非常時運転手順書Ⅲ
低圧代替注水系（常当直（シビアアクシデン設）による原子炉圧力ト）
容器への注水
※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・連絡配管閉止フランジ切替え
・ＲＣＩＣによる原子炉注水−−・補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ切替え
・原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水操作

・高圧代替注水系による原子炉注
水・高圧代替注水系による原子炉圧
力容器への注水操作

・低圧代替注水系（常設）による
原子炉注水

・低圧代替注水系（常設）による
原子炉圧力容器への注水操作

必要
人数
1名

2名

1名

2名
6名
1名

1名

2名

112

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（19／35）
技術的能力審査基準
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（続き）

手順

1.8.2.2(1)ｄ．
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）

1.8.2.2(1)ｅ．
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

1.0.9-44

1.8.2.2(1)ｆ．
消火系による原子炉
圧力容器への注水対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

手順書項目

主な活動内容当直

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）−・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・代替循環冷却系による原子炉圧
力容器への注水操作

・可搬型代替注水大型ポンプによる送水
重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直

当直

当直
1.8.2.2(1)ｇ．
補給水系による原子炉圧力容器への注水

当直
重大事故等対応要員（給水確保対応）

・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Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・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Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・重大事故等対策要領

1 回／年

−

・代替循環冷却系による原子炉注
水・消火系による原子炉注水−・消火系による原子炉注水
1 回／年
・ＣＳＴ系による原子炉注水−・ＣＳＴ系による原子炉注水
1 回／年
1 回／年

1.8.2.2(1)ｈ．
・非常時運転手順書Ⅲ
ほう酸水注入系によ当直（シビアアクシデン
る原子炉圧力容器へ
ト）のほう酸水注入
※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

−

必要
人数
1名

8名

2名

・消火系による原子炉圧力容器へ
の注水操作

1名

・消火系による原子炉圧力容器への注水に伴う系統構成

2名

・補給水系による原子炉圧力容器への注水操作1名

・補給水系による原子炉圧力容器への注水に伴う系統構成

2名

・連絡配管閉止フランジ切替え

・連絡配管閉止フランジ切替え

・ＳＬＣによる原子炉注水

・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操作

6名

1名

113

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（20／35）
技術的能力審査基準
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

手順

1.9.2.1(1)ｂ．
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

1.9.2.1(2)ａ．
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格
納容器内の水素及び
酸素の排出

対象者

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

当直

頻度※１

社内規定（手順等）

・重大事故等対策要領

手順書項目

主な活動内容・可搬型窒素供給装置による送気・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・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に伴う
系統構成
・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及び酸素の排出準備操作
・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及び酸素の排出操作・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

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

1.0.9-45

1.9.2.1(2)ｂ．
可燃性ガス濃度制御
・非常時運転手順書Ⅲ系による原子炉格納当直（シビアアクシデン
ト）
容器内の水素濃度制
御1.9.2.1(3)ａ．
格納容器内水素濃度
・非常時運転手順書Ⅲ（ＳＡ）及び格納容器
当直（シビアアクシデン
内酸素濃度（ＳＡ）にト）
よる原子炉格納容器
内の水素濃度及び酸素濃度監視
1.9.2.1(3)ｂ．
格納容器雰囲気モニ・非常時運転手順書Ⅲタによる原子炉格納当直（シビアアクシデン
容器内の水素濃度及ト）
び酸素濃度監視
※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

−

・格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器水素ガス・酸素
ガスの排出

・可燃性ガス濃度制御系による水
素濃度制御
−

−

−

必要
人数

4名

1名

1名

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度計測

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
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名

・格納容器雰囲気モニタによる水素濃度及び酸素濃度計測

・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名

114

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（21／35）
技術的能力審査基準

手順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

1.10.2.1(1)
原子炉建屋ガス処理
系による水素排出1.10.2.1(2)ａ．
原子炉建屋原子炉棟
内の水素濃度監視
1.11.2.1(1)ａ．
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

1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等

対象者
当直

当直

当直

1.0.9-46

当直

1.11.2.1(1)ｂ．
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（淡水／海水）当直

社内規定（手順等）
・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Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

主な活動内容−・原子炉建屋ガス処理系による水素排出

・原子炉建屋ガス処理系による水
素排出操作

1名

・原子炉建屋水素濃度計測

・原子炉建屋原子炉棟内の水素濃
度監視

1名

−

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

手順書項目−

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・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

・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
プール注水操作・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

・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（淡水／海水）に伴う系統構成
・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（淡水／海水）確認
・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（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・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（淡水／海水）に伴
う系統構成

−

1 回／年

・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
・可搬型代替注水大型ポンプによる送水

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

必要
人数

頻度※１

1名

1名

2名

8名

115

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（22／35）
技術的能力審査基準
1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等
（続き）

手順

1.11.2.1(1)ｃ．
補給水系による使用済燃料プール注水

1.11.2.1(1)ｄ．
消火系による使用済
燃料プール注水【消火栓を使用した
場合】

1.0.9-47

1.11.2.1(1)ｄ．
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場合】

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

手順書項目

主な活動内容当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−・ＣＳＴ系による使用済燃料プール注水

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年・ＣＳＴ系による使用済燃料プール注水

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−・消火系による使用済
燃料プール注水

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・消火系による使用済
燃料プール注水

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−・消火系による使用済
燃料プール注水

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・消火系による使用済
燃料プール注水・補給水系による使用済燃料プール注水操作・補給水系による使用済燃料プール注水に伴う系統構成
・消火系による使用済
燃料プール注水操
作・消火系による使用済
燃料プール注水に伴う系統構成・消火系による使用済
燃料プール注水操
作・消火系による使用済
燃料プール注水に伴う系統構成・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
プレイ操作

1.11.2.2(1)ａ．
常設低圧代替注水系
ポンプによる代替燃
・非常時運転手順書Ⅱ
料プール注水系（常設
当直（徴候ベース）
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ
※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。反映−

・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

必要
人数
1名

2名

1名

4名

1名

2名

1名

116

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（23／35）
技術的能力審査基準

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等
（続き）

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1.0.9-48

手順書項目

主な活動内容・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・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（淡水／海水）に伴う系統構成
・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（淡水／海水）確認
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）
・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（淡水／海水）に伴う系統構成−

1.11.2.2(1)ｂ．
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（淡水／海水）・可搬型代替注水大型
ポンプによる送水

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1 回／年

必要
人数

1名

8名

117

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（24／35）
技術的能力審査基準
1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等
（続き）

手順

1.11.2.2(1)ｃ．
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（淡水／海水）1.11.2.2(2)ａ.
使用済燃料プール漏
えい緩和

1.0.9-49

1.11.2.3(1)ａ．
使用済燃料プール監
視カメラ用空冷装置
起動
1.11.2.4(1)ａ.(a)代替燃料プール冷却系による使用済燃料
プール冷却
1.11.2.4(1)ａ.(b)
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

1.11.2.4(1)ａ.(c)
代替燃料プール冷却系として使用する可搬型代替大型ポンプによる冷却水（海水）
の確保

対象者

当直

頻度※１

社内規定（手順等）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）−

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

手順書項目

主な活動内容・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

・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（淡水／海水）確認・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・建屋内ホース敷設・可搬型スプレイノズル設置
・使用済燃料プールの監視・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

・使用済燃料プール監視・使用済燃料プール漏えい緩和
・使用済燃料プール監視

−

−

1 回／年

・代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却・代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却操作

・緊急用海水系による冷却水確保

・緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作・緊急用海水系の起動操作
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール冷却系に使用する冷却水（海水）確保に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプの取り扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保に伴う系統構成

・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール冷却系に使用する冷却水（海水）の確保
・可搬型代替注水大型ポンプによる送水

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・使用済燃料プール漏えい緩和措置・使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置起動操作

必要
人数

1名

8名

1名
4名

1名

1名

1名

1名

8名

118

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（25／35）
技術的能力審査基準
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

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

1.0.9-50

1.12.2.1(1)ａ．
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び 重大事故等対応要員
1 回／年
・重大事故等対策要領
放水砲による大気へ（拡散抑制対応）の放射性物質の拡散抑制
1.12.2.1(2)ａ．
汚濁防止膜による海 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年（拡散抑制対応）
洋への放射性物質の拡散抑制
1.12.2.1(2)ｂ．
放射性物質吸着材に 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
よる海洋への放射性（拡散抑制対応）
物質の拡散抑制1.12.2.2(1)ａ．
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車
自衛消防隊
・防火管理要領
1 回／年
及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置
1.12.2.2(2)ａ．
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
水砲，泡混合器及び泡1 回／年（拡散抑制対応）
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※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・大気への放射性物質の拡散抑制

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・放水砲の取扱い・海洋への放射性物質の拡散抑制

必要
人数

8名

・汚濁防止膜の運搬，設置
9名

・海洋への放射性物質の拡散抑制

・放射性物質吸着材の運搬，設置
9名

・消防自動車による消火手順

・航空機燃料火災への泡消火

・化学消防自動車，水槽付消防ポ
ンプ自動車の取扱い（消火活動）
・泡消火薬剤の補給

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・放水砲の取扱い
・泡消火薬剤の混合

9名

8名

119

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（26／35）
技術的能力審査基準
1.13
重大事故等の収束に必要となる水の供給
手順等

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

1.0.9-51

1.13.2.1(2)ａ．
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 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
送水（給水確保対応）（可搬型代替注水大型ポンプを使用する
場合）
1.13.2.1(4)ａ．
淡水貯水池を水源と重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
した可搬型代替注水（給水確保対応）
大型ポンプによる送水
1.13.2.1(7)ａ．
淡水タンクを水源と重大事故等対応要員
した可搬型代替注水・重大事故等対策要領
1 回／年（給水確保対応）
大型ポンプによる注水1.13.2.1(8)ａ．
海を水源とした可搬 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
型代替注水大型ポン（給水確保対応）
プによる送水
※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・代替淡水貯槽水源手順
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・淡水貯水池水源手順
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・淡水タンク水源手順
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・海水源手順・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接
続）

必要
人数

8名

8名

8名

8名

120

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（27／35）
主な活動内容必要人数

・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・中央制御室での監視

2名

・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）技術的能力審査基準

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

手順書項目

1.13
重大事故等の収束に必要となる水の供給
手順等（続き）

1.13.2.2(1)ａ．
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）

当直

・重大事故等対策要領

1 回／年

1.13.2.2(2)ａ．
淡水貯水池 B（A）から淡水貯水池 A（B）
への補給
1.13.2.2(2)ｂ．
可搬型代替注水大型
ポンプによる淡水貯水池への補給（淡水／海水）

1.0.9-52

1.13.2.3(2)淡水から海水への切替
1.14電源の確保に関する
手順等
1.14.2.1(1)ａ．
常設代替交流電源設
備による非常用所内
電気設備への給電重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

当直

・重大事故等対策要領

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・中央制御室での監視・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・常設代替高圧電源装置の起動
・緊急用Ｍ／Ｃ受電・非常用Ｍ／Ｃ受電

1 回／年

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

−

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年（電源確保対応）※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・常設代替交流電源設備起動・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／Ｃ受電
・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ受電・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ受電・常設代替高圧電源装置起動手順

・非常用Ｍ／Ｃ受電準備及び受電確認
・常設代替高圧電源装置の現場操
作

8名

2名

8名

2名

8名

2名

2名
2名

121

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（28／35）
技術的能力審査基準
1.14
電源の確保に関する
手順等
（続き）

手順
1.14.2.1(1)ｂ．
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

1.14.2.1(2)高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機（常用Ｍ／Ｃ ２Ｅ経由）による非常用所内電気設備への給電

1.0.9-53

1.14.2.1(3)
非常用又は高圧炉心
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非常用又は高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発
電機の電源供給機能の復旧
1.14.2.2(1)ａ．
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

1.14.2.2(1)ｂ．
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

対象者
当直
当直
重大事故等対応要員（電源確保対応）

頻度※１

社内規定（手順等）
・非常時運転手順書（事象ベース）
・非常時運転手順書（事象ベース）
・重大事故等対策要領

−
1 回／年
1 回／年

手順書項目

主な活動内容・可搬型代替交流電源設備による
Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・可搬型代替交流電源設備による
Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・可搬型代替低圧電源車起動手順

・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電準備
・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電準備
及び受電確認・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・給電ケーブルの取扱い
・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電準備
・ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの起動
・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄへの受電準備及び受電確認
・Ｄ／Ｇ ２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣ
Ｓ Ｄ／Ｇ海水系への代替送水
準備・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電

当直・非常時運転手順書（事
象ベース）

−

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電

当直・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

・Ｄ／Ｇ ２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣ
Ｓ Ｄ／Ｇ海水系への代替送水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

−

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・125VＡ系及びＢ系蓄電池による
直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電
・125VＡ系及びＢ系蓄電池による
直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
・可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
・可搬型代替低圧電源車起動手順

・125VＡ系及びＢ系蓄電池による
直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電確認
・直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ
不要負荷切り離し・可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電準備及び受電確認
・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・可搬型整流器の取扱い
・給電ケーブルの取扱い

必要
人数
2名
2名
6名

2名

2名

2名

8名

2名

2名

2名

6名

122

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（29／35）
技術的能力審査基準

手順

対象者

1.14
電源の確保に関する
手順等
（続き）
当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

−

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

−

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

−

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

1.14.2.3(1)ａ．
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

1.0.9-54

1.14.2.3(1)ｂ．
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

1.14.2.3(2)ａ．
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

頻度※１

社内規定（手順等）※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・常設代替交流電源設備起動・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／Ｃ受電
・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／Ｃ，Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受
電・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電
・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電
・常設代替高圧電源装置起動手順

・常設代替高圧電源装置の起動
・緊急用Ｍ／Ｃ，Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ
受電

・可搬型代替交流電源設備による
緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電・可搬型代替交流電源設備による
緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
・可搬型代替低圧電源車起動手順
・常設代替直流電源設備による緊
急用直流 125V 主母線盤受電・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電

必要
人数

2名

・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電及び受電確認
・常設代替高圧電源装置の現場操
作・可搬型代替交流電源設備による
緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電・可搬型代替交流電源設備による
緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電確認
・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電及び受電確認
・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・給電ケーブルの取扱い
・常設代替直流電源設備による緊
急用直流 125V 主母線盤受電確
認・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電及び受電確認

2名
2名
2名

2名

6名
2名

2名

123

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（30／35）
技術的能力審査基準
1.14
電源の確保に関する
手順等
（続き）

手順

1.14.2.3(2)ｂ．
可搬型代替直流電源
設備による代替所内
電気設備への給電対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

当直

・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

重大事故等対応要員（電源確保対応）

・重大事故等対策要領

1 回／年

手順書項目

主な活動内容・可搬型代替直流電源設備による
緊急用直流 125V 主母線盤受電・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電

・可搬型代替直流電源設備による
緊急用直流 125V 主母線盤受電及び受電確認・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電及び受電確認
・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・可搬型整流器の取扱い
・給電ケーブルの取扱い
・タンクローリの取扱い（補給作業）

・可搬型代替低圧電源車起動手順

1.0.9-55

1.14.2.4(1)
重大事故等対応要員
可搬型設備用軽油タ（アクセスルート・重大事故等対策要領
1 回／年
ンクからタンクロー
確保対応）
リへの補給
1.14.2.4(2)
重大事故等対応要員
タンクローリから各（アクセスルート・重大事故等対策要領
1 回／年
機器への給油確保対応）
1.14.2.4(3)・非常時運転手順書（事
軽油貯蔵タンクから
1 回／年
当直
象ベース）
常設代替高圧電源装置への給油※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・タンクローリへの補給手順

・タンクローリからの給油手順

・軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油手順

・タンクローリの取扱い（給油作
業）

必要
人数

2名

6名

2名

2名

・軽油貯蔵タンク出口弁切替操作
1名

124

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（31／35）
技術的能力審査基準
1.15
事故時の計装に関す
る手順等

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

1.0.9-56

1.15.2.1(1)
当直・重大事故等対策要領−
計器故障時の手順
1.15.2.1(2)ａ．
計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の当直
・重大事故等対策要領−
手順（代替パラメータによる推定）
1.15.2.1(2)ｂ．
計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合の 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
手順（可搬型計測器に（電源確保対応）
よるパラメータ計測又は監視）
1.15.2.2(1)ｄ．
計測に必要な電源が喪失した場合の手順 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年（可搬型計測器によ（電源確保対応）
るパラメータ計測又は監視）
1.15.2.3
重大事故等時のパラ 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
メータを記録する手（電源確保対応）順※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目
・計器故障時の手順
・計器の計測範囲を超えた場合の手順

主な活動内容・他チャンネルによる計測
・代替パラメータによる推定
・代替パラメータによる推定

必要
人数
1名

1名

・可搬型計測器による測定手順

・可搬型計測器の取扱い
2名

・可搬型計測器による測定手順

・可搬型計測器の取扱い
2名

・メディアへの保存手順

・メディア（記録媒体）への保存
・可搬型計測器での計測値の記録
用紙への記録2名

125

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（32／35）
技術的能力審査基準
1.16
原子炉制御室の居住性等に関する手順等

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

1.0.9-57

1.16.2.1(1)ａ．
中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び当直・非常時運転手順書Ⅲ−
非常用ガス再循環系の運転手順等（交流動
力電源が正常な場合）
1.16.2.1(1)ｂ．
中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系
当直・非常時運転手順書Ⅲ
−の運転手順等（全交流
動力電源が喪失した
場合）
1.16.2.1(2)中央制御室の酸素及当直・非常時運転手順書Ⅲ−
び二酸化炭素の濃度
測定と濃度管理手順
1.16.2.1(3)中央制御室の照明を当直
・非常時運転手順書Ⅲ−確保する手順1.16.2.1(4)中央制御室待避室の
当直
・非常時運転手順書Ⅲ−
照明を確保する手順
1.16.2.1(5)
データ表示装置（待避当直・非常時運転手順書Ⅲ−室）によるプラントパ
ラメータの監視手順
1.16.2.1(6)中央制御室待避室の
当直
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
準備手順
※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・中央制御室換気系起動（閉回路
循環運転）
・非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系起動・中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動及び動作状況確認
・通常建屋換気系の隔離状態確認

・中央制御室換気系起動（閉回路
循環運転）
・非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系起動・中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動及び動作状況確認
・通常建屋換気系の隔離状態確認

・中央制御室酸素及び二酸化炭素
測定手順
・中央制御室換気系起動（外気取入れ運転）・中央制御室用可搬型照明設置手順・中央制御室の酸素及び二酸化炭
素測定
・中央制御室換気系外気取入れ運
転・中央制御室への可搬型照明設置

・中央制御室退避室用可搬型照明
設置手順

・中央制御室退避室への可搬型照
明設置・データ表示装置（退避室）設置
手順

・中央制御室退避室へのデータ表
示装置（退避室）設置

・中央制御室退避室正圧化

・中央制御室退避室の正圧化

必要
人数

2名

2名

2名

1名

1名

1名

1名

126

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（33／35）
技術的能力審査基準
1.16
原子炉制御室の居住性等に関する手順等
（続き）

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

1.0.9-58

1.16.2.1(7)中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素
当直・非常時運転手順書Ⅲ−の濃度測定と濃度管
理手順
1.16.2.1(8)
衛星電話設備（可搬当直・非常時運転手順書Ⅲ−型）（待避室）による通信連絡手順1.16.2.1(9)その他の放射線防護
当直・非常時運転手順書Ⅲ−措置等に関する手順
等
1.16.2.3(1)
重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
チェンジングエリア（放射線測定対応）の設置及び運用手順
1.17
1.17.2.1(2)
監視測定等に関する 可 搬 型 モ ニ タ リ ン
重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
手順等
グ・ポストによる放射（放射線測定対応）
線量の測定及び代替測定
1.17.2.1(3)
放射能観測車による 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
放射性物質の濃度の （放射線測定対応）
測定
1.17.2.1(4)可搬型放射能測定装 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
置による放射性物質 （放射線測定対応）の濃度の代替測定
1.17.2.1(5)ａ．〜ｃ．
可搬型放射能測定装重大事故等対応要員置等による放射性物
・重大事故等対策要領
1 回／年（放射線測定対応）
質の濃度及び放射線量の測定※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・中央制御室退避室酸素及び二酸
化炭素測定手順・中央制御室退避室酸素及び二酸
化炭素濃度管理手順

・中央制御室の酸素及び二酸化炭
素測定
・中央制御室退避室の酸素及び二酸化炭素濃度管理（退避室） ・中央制御室退避室への衛星電話
・衛星電話設備（可搬型）設置手順
設備（可搬型）（退避室）の設置

・放射線防護具着用手順

必要
人数

1名

1名

・全面マスクの着用−

・チェンジングエリア設営手順

・チェンジングエリア設営
2名

・可搬型モニタリング・ポスト設
置手順

・可搬型モニタリング・ポストの取扱い
2名

・放射能観測車取扱手順

・放射能観測車の取扱い
2名

・可搬型放射能測定装置取扱手順

・可搬型放射能測定装置の取扱い
2名

・可搬型放射能測定装置取扱手順

・可搬型放射能測定装置の取扱い
2名

127

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（34／35）
技術的能力審査基準
1.17
監視測定等に関する
手順等
（続き）

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

1.0.9-59

1.17.2.1(5)ｄ．
可搬型放射能測定装置等による放射性物 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
質の濃度及び放射線 （放射線測定対応）
量の測定のうち海上
モニタリング
1.17.2.1(6)モニタリング・ポスト
保修班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年のバックグラウンド低減対策
1.17.2.1(7)可 搬 型 モ ニ タ リ ン 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
グ・ポストのバックグ （放射線測定対応）
ラウンド低減対策
1.17.2.1(8)放射性物質の濃度の 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
測定時のバックグラ （放射線測定対応）
ウンド低減対策
1.17.2.2(2)
可搬型気象観測設備 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
による気象観測項目 （放射線測定対応）
の代替測定
1.18
1.18.2.1(1)ａ．
緊急時対策所の居住 緊急時対策所非常用
庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
性等に関する手順等
換気空調設備運転手
順
1.18.2.1(1)ｂ．
緊急時対策所加圧設庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
備による空気供給準
備手順
1.18.2.1(1)ｃ．
緊急時対策所内の酸庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
素濃度及び二酸化炭
素濃度の測定手順※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

手順書項目

主な活動内容・小型船舶取扱手順
・可搬型放射能測定装置取扱手順

・小型船舶の取扱い
・可搬型放射能測定装置の取扱い

必要
人数

4名

・モニタリング・ポスト検出器保護用カバー交換手順

・モニタリング・ポストの検出器
保護用カバー交換・可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換手順

・可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換・可搬型放射能測定装置遮蔽手順

・可搬型放射能測定装置遮蔽

2名

2名

2名
・可搬型気象観測設備取扱手順

・可搬型気象観測設備設置
2名

・緊急時対策所非常用換気設備起動手順

・緊急時対策所非常用換気設備起動・緊急時対策所加圧設備準備手順

・ボンベ出口圧力確認
・警報バイパス・酸素濃度及び二酸化炭素濃度測定手順

・酸素濃度及び二酸化炭素濃度の
測定

1名

2名

1名

128

第 1.0.9−4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（35／35）
技術的能力審査基準
1.18
緊急時対策所の居住性等に関する手順等
（続き）

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

手順書項目

1.0.9-60

1.18.2.1(2)ａ．
・緊急時対策所エリアモニタ設置
緊急時対策所エリア
放射線管理班 班員
・重大事故等対策要領
1 回／年
手順
モニタ設置手順・緊急時対策所加圧設備切替準備
1.18.2.1(3)ａ．
放射線管理班 班員
1 回／年
手順
緊急時対策所加圧設・重大事故等対策要領
庶務班 班員備への切替準備手順
1.18.2.1(3)ｂ．
・緊急時対策所加圧操作手順
緊急時対策所加圧設庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年備への切替手順
1.18.2.1(3)ｃ．
・酸素濃度及び二酸化炭素濃度測
緊急時対策所加圧設
定手順
備運転中の酸素濃度
庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
及び二酸化炭素濃度の測定手順
1.18.2.1(3)ｄ．
・緊急時対策所加圧停止操作手順
緊急時対策所加圧設庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
備の停止手順1.18.2.2(1)・ＳＰＤＳ操作手順
ＳＰＤＳによるプラ
情報班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
ントパラメータ等の監視手順
1.18.2.3(2)ｂ．
・チェンジングエリア設置手順
チェンジングエリア
放射線管理班 班員
・重大事故等対策要領
1 回／年の設置及び運用手順
1.18.2.4(2)ａ．
・緊急時対策所用発電機（予備）
緊急時対策所用発電
庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年への切替手順機（予備）起動手順※1 「−」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

主な活動内容必要人数

・緊急時対策所エリアモニタ設置
1名
・可搬型モニタリング・ポストの監視強化
・加圧設備の操作要員配置
・緊急時対策所加圧操作

各
1名
2名

・酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定
1名

・緊急時対策所加圧停止操作
2名
・ＳＰＤＳデータ表示装置監視
1名
・チェンジングエリアの設置
2名
・緊急時対策所用発電機（予備）
起動

2名

129

項目

教育・訓練の計
画

1.0.9-61

要素訓練

発電所総合訓練頻度

第 1.0.9−5 表 教育及び訓練計画の頻度の考え方について教育・訓練の方針

教育・訓練の内容

1 回／年

・原子炉施設保安規定に基づく手順書で計画の策定方針を規定する。

・重大事故等対策に関する知識向上のための教
育・訓練等

1回／年以上・各要員に対し必要な教育及び訓練項目を年1回以上実施し，評価することにより，力量が維持されていることを確認する。
・各要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。各要員の役・給水活動及び電源復旧活動等の各項目の教育・割に応じた教育及び訓練を年1回以上，毎年繰り返すことに訓練
より，各手順を習熟し，力量の維持及び向上を図る。
・各要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評
価を行い，年1回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育又は訓練については，年2回以上の実施頻度に見直す。

1回／年以上・想定した原子力災害への対応，各機能や組織間の連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮できることを総合的に確認する訓練を年1回以上実施し，評価することにより，災害対策要員の実効性等を確認する。

・災害対策要員の実効性等を総合的に確認。

130

要員
災害対策要員・本部長，本部長代理，本部員

第 1.0.9−6 表 重大事故等に係る発電所要員の力量管理について
必要な作業
必要な力量
主要な教育・訓練○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

主要な効果（力量）の確認方法○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練

○防災教育の実施状況，総合訓練の結果から効果（力量）の確認を行う。

1.0.9-62

災害対策要員・上記以外の要員○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○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○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練
○シミュレータ訓練○事故を収束できること，適切に操作を実施できることをシミ
ュレータ訓練の結果，防災教育等の実施状況から効果（力量）の確認を行う。

実施組織○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○個別手順の理解○資機材の取扱い○配置場所の把握○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練
○各班機能に応じた要素訓練○必要な活動ができることを各
班機能に応じた要素訓練の結果，総合訓練の結果，防災教育の実施状況から効果（力量）の確認を行う。

支援組織○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○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○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練
○各班機能に応じた要素訓練○防災教育の実施状況，要素訓
練の結果から効果（力量）の確
認を行う。

131

対象者
入社１年目
原子力技術系社
員（全員）

主な活動

第 1.0.9−7 表 プラント設備への習熟のための保守点検活動
保守点検活動の内容（例）

現場実習

・入社後、原子力発電所の仕組みや放射線の基礎等の知識を学んだ後、発電所の運転業務（直業務）の研修を受け、系統設備の概略や現場パトロール（機器配置）を習熟する。

力量設定管理要項

巡視点検

・巡視点検を1回以上／日で実施。
・必要により簡易な保守を実施。

運転管理業務要項

運転操作・プラント起動又は停止時の運転操作及び機器の状態確認
・非常用炉心冷却設備等の定期的な起動試験に係る運転操作
及び機器の状態確認。

運転管理業務要項

保守管理

・設備ごとに担当者を定め，プラント運転中の定期的な巡視，及びプラント起動停止時や試運転時に立会い，異常有無等の状態を確認。
・設備不具合時等に設備の状況を把握し，原因の特定及び復旧方針を策定。

保守管理業務要項

工事管理（調達管理）

・各設備の定期的な保守点検工事あるいは修繕工事等において，当社立会のホールドポイントを定めて，設備毎の担当者が分解 保守管理業務要項
点検等の現場に立会い，設備の健全性確認を行うとともに，作 力量設定管理要項
業の安全管理等を実施。

教育訓練

・保修部門配属後，研修施設において，基本的な設備（制御弁，ポンプ，モータ，手動弁，遮断器，検出器，伝送器，制御器等）の分解点検や組み立て及び点検調整等の実習トレーニングを
力量設定管理要項
行い，現場技能を習得している。
・ＯＪＴを主体に専門知識の習得を図ることで，技術に堪能な人
材を早期に育成している。

当直

1.0.9-63
保修室員

社内規程

132

補足 1
要員の力量評価及び教育訓練の有効性評価について

1.

要員の力量評価（表 1，表 2，表 3 参照）
各要員の評価は，社内規程にて力量基準を設定し，力量評価を行うこととする。
力量評価の方法は，訓練毎に設定した判定基準を満たした訓練を有効なものとし，その訓練における各要員の対応状況を評価する。評価は，当該訓練で既に力量を有している者を評価者として配置し，評価者が評価対象の要員の対応状況を確認し，表3に示す力量水準に照らして力量レベルを判定していくこととする。

2.

教育訓練の有効性評価
教育訓練の有効性は，要素訓練毎に必要人数を満たしているか否かを確認する
ことで評価を行うこととする。有効性の評価方法は，各要員の力量評価を訓練毎に集約し，必要な力量を有した要員を確保できているか確認することにより行い，その結果，必要な力量を有した要員が確保できていない場合には，教育訓練の実
施頻度，内容等を見直すこととする。

1.0.9-64133

表1 要素訓練評価の例

表2

訓練担当と力量水準の例

1.0.9-65
表3

評価水準の例134

補足 2
社外評価に対するフィードバックについて

原子力安全に対する発電所における種々の訓練及び活動の有効性を評価する第三者機関として，ＷＡＮＯ（世界原子力発電事業者協会）及びＪＡＮＳＩ（原子力安全推進協会）がある。
ＷＡＮＯは，種々の訓練及び活動について，世界中の原子力発電所の経験を踏まえ，各分野の世界最高水準（エクセレント）の振る舞いを事業者に提供している。
各発電所は４年毎にピアレビューを受け，種々の訓練及び活動と世界最高水準との差（ギャップ）をＡＦＩ（Area For Improvement；改善提言）として受け，計画的に改善活動を行う。
東海第二発電所では，2014 年 2 月 19 日〜2014 年 3 月 5 日に，ＷＡＮＯピアレビュ ー を 受 け た 。 こ の 時 に 受 け た Ａ Ｆ Ｉ に つ い て ， Ｗ Ａ Ｎ Ｏ Performance
Improvement Guideline 等を参考に改善を進め，その後，当社が公表している自主的かつ継続的安全性向上の取組みと合わせて計画的に改善に取組んでいる。2016
年 6 月 13 日〜2016 年 6 月 17 日には，ＷＡＮＯフォローアップピアレビューを受け，当社の改善の方向性及び進捗状況について確認を受けた。
一方，ＪＡＮＳＩについても，ＷＡＮＯと同様の考え方で１０分野（運転，保修，放射線防護，火災防護，緊急時対応，組織・管理体制等）について，定期的な発電所のピアレビューを行っており，ＡＦＩを提示することで，各発電所の種々の訓練
及び活動の改善を促している。
東海第二発電所では，これまでにＪＡＮＳＩピアレビューは受けていないが，他発電所と同様に，再稼働前及び再稼働以降も定期的にＷＡＮＯ及びＪＡＮＳＩのピ
アレビューを受けることで，継続的に種々の訓練及び活動の改善を行っていく。
1.0.9-66

135

添付資料 1.0.10

東海第二発電所
重大事故等発生時の体制について

136

＜目

1.

次＞

重大事故等対策に係る体制の概要

1.0.10-1(1) 体制の特徴

1.0.10-2(2) 災害対策要員の確保に関する基本的な考え方

1.0.10-3(3) 重大事故等対策における判断者及び操作者について

1.0.10-42.

1.0.10-5

東海第二発電所における重大事故等対策に係る体制について(1) 災害対策本部の体制概要

1.0.10-5

a. 災害対策本部長（所長）及び本部長代理の役割

1.0.10-5

b. 災害対策本部の構成

1.0.10-5

c. 災害対策要員が活動する施設

1.0.10-9
1.0.10-10(2) 災害対策本部の要員招集
a. 当直要員

1.0.10-10

b. 発電所構内等に常駐している災害対策要員（当直要員除く） 1.0.10-11
c. 発電所外から発電所に参集する災害対策要員

1.0.10-12(3) 通報連絡1.0.10-14(4) 災害対策本部内の情報共有について

1.0.10-15

a. プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有

1.0.10-15

b. 指示・命令，報告

1.0.10-16

c. 本店対策本部との情報共有

1.0.10-16(5) 交代要員の考え方

1.0.10-17(6) プルーム通過前後の体制の移行

1.0.10-18

3.

1.0.10-19

発電所外における重大事故等対策に係る体制について(1) 本店対策本部

1.0.10-20
1.0.10-2

137a. 本店対策本部の体制概要

1.0.10-20

b. 本店対策本部設置までの流れ

1.0.10-21

c. 広報活動

1.0.10-21(2) 原子力事業所災害対策支援拠点

1.0.10-22(3) 中長期的な体制

1.0.10-22

第 1.0.10-1 表 防災体制の区分と緊急時活動レベル（ＥＡＬ）

1.0.10-24

第 1.0.10-2 表 所長（原子力防災管理者）不在時の代行順位

1.0.10-26

第 1.0.10-1 図 災害対策本部体制

1.0.10-27

第 1.0.10-2 図 災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

1.0.10-28

第 1.0.10-3 図 災害対策本部の初動体制から全体体制への移行

1.0.10-29

第 1.0.10-4 図 災害対策本部の要員（プルーム通過時）

1.0.10-30

第 1.0.10-5 図 中央制御室の当直要員等の体制（運転中）

1.0.10-31

第 1.0.10-6 図 中央制御室の当直要員等の体制（停止中）

1.0.10-32

第 1.0.10-7 図 発電所における非常事態宣言と災害対策要員の非常招集

1.0.10-33

第 1.0.10-8 図 プルーム通過前後の災害対策要員の動き

1.0.10-34

第 1.0.10-9 図 一斉通報装置による災害対策要員の非常招集連絡1.0.10-35

第 1.0.10-10 図 災害対策要員の非常招集の流れ

1.0.10-36

第 1.0.10-11 図 緊急時対策所災害対策本部内における各作業班，
本店対策本部との情報共有イメージ

1.0.10-37

第 1.0.10-12 図 重大事故等発生時の支援体制（概要）

1.0.10-38

第 1.0.10-13 図 本店対策本部の組織及び職務

1.0.10-39

第 1.0.10-14 図 本店における態勢発令と災害対策要員の非常招集（非常召集の連絡経路）
第 1.0.10-15 図 全面緊急事態発生時の情報発信体制
1.0.10-3

1.0.10-40
1.0.10-41

138

第 1.0.10-16 図 原子力事業所災害対策支援拠点の体制

1.0.10-42

別紙１ 自衛消防隊の体制について

1.0.10-43

別紙２ 緊急時対策所における主要な資機材一覧

1.0.10-54

別紙３ 重大事故等発生時における災害対策要員の動き

1.0.10-55

別紙４ 災害対策要員による通報連絡について

1.0.10-56

別紙５ 原子力事業所災害対策支援拠点について

1.0.10-58

別紙６ 発電所構外からの災害対策要員の参集について

1.0.10-60

補足１ 発電所が締結している医療協定について

1.0.10-83

1.0.10-4

1391.

重大事故等対策に係る体制の概要
発電所において，重大事故等を起因とする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，原子力災害の拡大の防止，その他必要な活動を円滑に行うため，原子力防災管理者（所長）は，事象に応じて警戒事態又は原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）第
10 条第 1 項に基づく特定事象等の重大事故等発生の場合には非常事態を宣言し，所長を災害対策本部長とする発電所警戒本部又は発電所災害対策本部（以下「災害対策本部」という。）を設置する。（第 1.0.10-1 図）
また，発電所において警戒事態又は非常事態の宣言を受けた本店は，本店
警戒事態又は本店非常事態を発令し，本店警戒本部又は本店総合災害対策本部（以下「本店対策本部」という。）を設置する。
原子炉施設に異常が発生し，その状況が原災法第 10 条第１項に基づく特定事象である場合の通報，非常事態の宣言，災害対策本部の設置等について
は，原災法第 7 条に基づき作成している東海第二発電所原子力事業者防災業
務計画（以下「防災業務計画」という。）及び関連する社内規程に定めている。
防災業務計画には，災害対策本部の設置，原子力防災要員を置くこと，及びこれを支援するため本店対策本部を設置することを規定している。これらの組織により全社として原子力災害事前対策，緊急事態応急対策，及び原子力災害中長期対策を実施できるようにしておくことで，原災法第 3 条で求められる原子力事業者の責務を果たしている。
原子炉施設の異常時には，災害対策本部の対応が事象収束に対して有効に機能するように，保安規定及び社内規程において，防災訓練等を通じて平時から機能の確認を行う。
本資料では，重大事故等発生時，即ち，原災法第 10 条第 1 項に基づく特定事象が発生して，東海第二発電所に災害対策本部を設置し，本店に本店対
1.0.10-1

140

策本部を設置した場合における体制について示す。

(1)

体制の特徴
原子力防災組織は，災害対策本部長，災害対策本部長代理，本部員及び発電用原子炉主任技術者で構成される「本部」と，7つの作業班で構成され，役割分担に応じて対処する。
災害対策本部において，指揮命令は基本的に災害対策本部長を最上位に置き，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。また，プラント状況や各班の対応
状況についても各本部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。
あらかじめ定めた手順に従って運転班（当直）が行う運転操作や復旧操作については，当直発電長の判断により自律的に実施し，運転本部員に実施の報告が上がってくることになる。
東海第二発電所において組織している災害対策本部体制について，以下に説明する。

ａ．災害対策本部の構成
災害対策本部体制は緊急時対策所に構築され，以下の要員（災害対策要員）で構成される。
・災害対策本部長：原子力防災管理者（所長）
・災害対策本部長代理：副原子力防災管理者
・発電用原子炉主任技術者
・本部員：担当班の統括
各班は基本的な役割，機能毎に以下の班を構成し，それぞれの本部
1.0.10-2

141

員の指揮の下，活動を実施する。
①情報班
②広報班
③庶務班
④技術班
⑤放射線管理班⑥保修班⑦運転班
各班の必要要員規模は，対応すべき事故の様相又は事故の進展や収束の状況により異なるが，プルーム通過の前・中・後でも要員の規模を拡大・縮小しながら円滑な対応が可能な組織とする。

(2)

災害対策要員の確保に関する基本的な考え方
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等が発生した場合でも速やかに対策を行えるよう，発電所構内に必要な要員を常時確保する。また，火災発生時の初期消火活動に対応するため，初期消火要員についても発電所に常時確保する。
重大事故等の対応で，高線量下における対応が必要な場合においても，社員で対応できるよう要員を確保する。病原性の高い新型インフルエンザ
や同様に危険性のある新感染症等が発生し，所定の要員に欠員が生じた場
合は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）を含め要員の補充を行うとともに，そのような事態に備えた体制に係る管理を行う。
必要な要員の補充の見込みが立たない場合は，原子炉停止等の措置を実施し，確保できる要員で，安全が確保できる原子炉の運転状態に移行する。
また，あらかじめ定めた連絡体制に基づき，夜間及び休日（平日の勤務時
1.0.10-3142

間帯以外）を含めて必要な要員を非常招集できるよう，定期的に通報連絡訓練を実施する。

(3)

重大事故等対策における判断者及び操作者について

ａ．判断者の明確化
発電所の重大事故等対策の災害対策活動に関する一切の業務は，災害対策本部のもとで行い，かつ，災害対策本部において行う対策活動
を本店対策本部は支援する。
運転班（当直）が行う運転操作や復旧操作については，あらかじめ定めた手順に従って当直発電長の判断により実施する。一方，あらか
じめ定めた手順によらない操作及び対応については，原子炉施設の運転に関し保安の監督を職務とする発電用原子炉主任技術者の助言を踏
まえ，災害対策本部長が最終的に判断する。
また，国及び自治体等の関係機関及び社外の支援組織との連携に係る対応の判断は，本店対策本部長が行う。
隣接する東海発電所との同時発災により各発電所での対応が必要な事象が発生した場合，災害対策本部は各発電所の状況や使用可能な設
備，事象の進展等の状況を共有し，東海発電所長及び東海第二発電所長を兼務する災害対策本部長が対応すべき優先順位の最終的な判断を行う。

ｂ．操作者の明確化
各種手順書は，使用主体に応じて，運転員が使用する運転手順書と，災害対策要員（運転員を除く）が災害対策本部で使用する手順等を整備する。
1.0.10-4143ただし，使用目的によっては，相互の手順の完遂により機能を達成する場合があることを踏まえ，重大事故等対処設備の操作に当たっては，
中央制御室と災害対策本部の間で緊密な情報共有を図りながら行うこと
とする。

2.

東海第二発電所における重大事故等対策に係る体制について(1)

災害対策本部の体制概要

ａ．災害対策本部長（所長）及び本部長代理の役割
所長は，災害対策本部長として原子力防災組織を統括管理するとともに，必要な要員を招集し状況の把握に努め，原子力災害の発生又は拡大の防止のために必要な応急措置を行う。
所長が不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，副原子力防災管理者がその職務を代行する。（第 1.0.10-2 表）
また，重大事故等の発生時には複数の事象が同時に進行することを想定
し，災害対策本部長の助成や，災害対策本部長の指示を受けて，原子力オ
フサイトセンターでの対応及び重大事故等の応急措置等に係る特定の課題を迅速に確認及び各班に具体的な対応を指示する本部長代理を 3 名配置する。

ｂ．災害対策本部の構成(a) 災害対策本部
災害対策本部は，実施組織及び支援組織に区分される。さらに，支援組織は，技術支援組織及び運営支援組織に区分される。
実施組織は，当直，重大事故等の現場活動を行う重大事故等対応要員
及び初期消火活動を行う自衛消防隊から構成される。重大事故等対応要1.0.10-5144

員は，庶務班，保修班及び運転班で構成され，各班には班員に対して必要な指示を行う本部員と班員に対して具体的な作業指示や作業状況を本部に報告を行う班長を配置する。
支援組織のうち技術支援組織は，技術班，放射線管理班，保修班及び運転班から構成され，各班には班員に対して必要な指示を行う本部員と班員に対して具体的な作業指示や作業状況の報告を行う班長を配置する。
支援組織のうち運営支援組織は，情報班，広報班及び庶務班から構成
され，各班には班員に対して必要な指示を行う本部員と班員に対して具体的な作業指示や作業状況の報告を行う班長を配置する。（第 1.0.10-1
図〜第 1.0.10-6 図）
災害対策本部（全体体制）110 名は，当社社員と自衛消防隊の消火担当及び給水確保対応にあたる協力会社社員（13 名）で構成される。
なお，災害対策本部の初動対応要員 39 名については、自衛消防隊の消火担当（7 名）の要員以外を当社社員で構成する。

＜実施組織＞
当直：事故の影響緩和・拡大防止に関する運転上の措置，初期消火活動等
重大事故等対応要員：役割別に各班に分かれる。
庶務班：アクセスルート確保（2名）
放射性物質の拡散抑制対策に伴う措置（14名）
自衛消防隊による初期消火活動（11名）
保修班：事故の影響緩和・拡大防止に関する対応（2名）
給水確保に伴う措置（8名）
1.0.10-6145

電源確保に伴う措置（6名）
運転班：事故の影響緩和・拡大防止に関する運転上の措置（3名）
重大事故等対応要員のうち庶務班及び保修班の要員は，実施組織が行う各災害対策活動を相互に助勢して実施できる配置とし，対応する必要がある災害対策活動に対処可能な体制とする。
火災発生時には，火災の発生場所に応じて当直あるいは守衛が初期消火を行い ， 要請を受けた自衛消防隊が初期消火を引き続いて実施する。
また，平日（勤務時間中）と平日夜間及び休日では初期消火の対応要領が異なるが，どちらの場合においても，迅速かつ適切に初期消火活動を行うことができる。（別紙 1）＜技術支援組織＞
技術班：事故状況の把握・評価，プラント状態の進展予測・評価，事故拡大防止対策の検討及び技術的助言等（3 名）
放射線管理班：影響範囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置等に関する技術的助言，二次災害防止に関する措置等（3 名）発電所内外の放射線・放射能の状況把握（4 名）
保修班：事故の影響緩和・拡大防止に関する対応指示，不具合設備の応急復旧及び技術的助言，放射性物質の汚染除去等（5 名）
運転班：プラント状態の把握及び災害対策本部へのインプット，事故の影響緩和・拡大防止に関する対応指示及び技術的助言等（3 名）＜運営支援組織＞
情報班：事故に関する情報収集・整理及び連絡調整，本店対策本部及び社外機関との連絡調整等（5 名）
1.0.10-7

146広報班：発生した事象に関する広報，関係地方公共団体の対応，報道機
関等の社外対応，発電所内外へ広く情報提供等（4 名）
庶務班：災害対策本部の運営，防災資機材の調達及び輸送（4 名）
社外関係機関への連絡（6 名）
所内警備，避難誘導（3 名）
医療(救護)に関する措置，二次災害防止に関する措置（3 名）(b) 災害対策要員
災害対策要員は重大事故等に対処するために必要な指示を行う本部
要員，各作業班員，現場にて対応を行う重大事故等対応要員，当直要
員及び自衛消防隊(初期消火要員)で構成する。

(c) 災害対策本部設置までの流れ
発電所において，重大事故等の原子力災害が発生するおそれがある
場合，原子力防災管理者（所長）は直ちに警戒事態を宣言するとともに本店発電管理室長へ報告する。原子力防災管理者は速やかに発電所
警戒本部を設置し，災害対策本部体制を構成する災害対策本部要員に対し非常招集を行う。
さらに，発電所において，原災法第 10 条第 1 項に定める特定事象等を含む重大事故等の原子力災害が発生した場合，原子力防災管理者（所長）は直ちに非常事態を宣言するとともに本店発電管理室長へ報告する。原子力防災管理者は速やかに災害対策本部を設置し，災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対し非常招集を行う。
なお，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，当直発電長から事象の発生の連絡を受けた原子力防災管理者（所長）は，当直
1.0.10-8147発電長に災害対策本部の要員の招集を指示し，通報連絡要員が一斉通報システムを用いて災害対策要員の非常招集を行う。
（ 第 1.0.10-7 図）

ｃ．災害対策要員が活動する施設
重大事故等が発生した場合において，災害対策本部における実施組織
及び支援組織が関係箇所との連携を図り迅速な対応により事故対応を円滑に実施するために，以下の施設及び設備を整備する。これらは，重大事故等発生時において，初期に使用する施設及び設備であり，これらの施設又は設備を使用することによって発電用原子炉の状態を確認し，必要な発電所内外各所へ通報連絡を行い，また重大事故等への対応における各班，要員数を踏まえ数量を決定し，防災訓練において，適切に活動を実施できる数量であることを確認する。（別紙 3）(a) 支援組織の活動に必要な施設及び設備
重大事故等対応に必要なプラントのパラメータを確認するための安全パラメータ表示システム（以下「ＳＰＤＳ」という。），発電所内
外に通信連絡を行い関係箇所と連携を図るための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−電話機，ＩＰ−ＦＡＸ），衛星電話設備及び無線連絡設備等を備えた緊
急時対策所を整備する。

(b) 実施組織の活動に必要な施設及び設備
中央制御室，緊急時対策所及び現場との連携を図るため，携行型
有線通話装置，無線通話設備及び衛星電話設備等を整備する。また，電源が喪失し照明が消灯した場合でも，迅速な現場への移動，
操作及び作業を実施し，作業内容及び現場状況の情報共有を実施で1.0.10-9148

きるようヘッドライト及びランタン等を配備する。

(2)

災害対策本部の要員招集
平日の勤務時間帯に警戒事態又は非常事態が発生した場合，送受話器（ページング），所内放送等にて発電所構内の災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対して非常招集を行い，災害対策本部を設置した上で活動を実施する。東海第二発電所では，中長期的な対応も交替できるよう運転員以
外の発電所職員についてもほぼ全員が災害対策要員となっており，平日の勤務時間中での要員確保は可能である。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に警戒事態又は非常事態が発生した場合，一斉通報システムにて災害対策本部体制を構成する災害対策要員に対し非常招集を行うとともに，災害対策本部体制が構築されるまでの間については，当直要員及び発電所構内に常駐している災害対策要員を主体とした初動体制を確立し，迅速な対応を図る。
また，発電所構内に常駐している災害対策要員のうち運転班の要員は，
原則中央制御室に参集する。その他の参集する要員は，緊急時対策所に参集する。
以下に，発電所構内の要員数が少なくなる夜間及び休日（平日の勤務時
間帯以外）における非常事態発生時の体制について記載する。この時期に
お い て も ， 重 大 事 故 等 発 生 時 に 適 切 に 対 応 を 行 う こ と が で き る 。（ 第1.0.10-3 図，第 1.0.10-5 図，第 1.0.10-6 図，第 1.0.10-7 図，第 1.0.108 図，第 1.0.10-9 図）

ａ．当直要員
原子炉運転時における中央制御室の当直要員は，当直発電長 1 名，当1.0.10-10149

直副発電長 1 名及び当直運転員 5 名の計 7 名／直を配置している（第1.0.10-5 図）。また，原子炉運転停止中 ※1 における当直要員は，現場対応操作を考慮して，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名及び当直運転員 3名の計 5 名／直を配置している(第 1.0.10-6 図)。
※1 原子炉の状態が冷温停止（原子炉冷却材温度が 100℃未満）及び燃料交換の期間

重大事故等発生時には，当直発電長が重大事故等対策に係る運転操作に関する指揮・命令・判断を行い，当直副発電長は当直発電長を補佐する。中央制御室で運転操作を行う当直運転員及び現場で対応する当直運
転員は，当直発電長指示のもと重大事故等対策の対応を行うために整備された手順書に従い事故対応を行う。当直発電長は適宜，災害対策本部と連携し重大事故等対応操作の状況を報告する。
原子炉運転停止中の当直要員の数は，原子炉運転時の当直要員の数より少ないが，当直内の各役割及び指揮命令系統は維持される。
なお，当直要員の勤務形態は，通常サイクル5班2交替で運用しており，重大事故等発生時においても，中長期での運転操作等の対応に支障が出ることがないよう，通常時と同様の勤務形態を継続することとしていること，及び重大事故等の対応に当たっては有効性評価を考慮して中央制御室の当直運転員2名及び現場運転員6名（現場の当直運転員3名と重大事故等対応要員のうち運転操作対応3名（2人1組3チーム））の体制を整えている。また，特定の作業に当たり被ばく線量が集中しないよう配慮する運用としていることから，特定の現場運転員に作業負荷や被ばく線量が集中することはない。

ｂ．発電所構内に常駐している災害対策要員（当直要員除く）
1.0.10-11150夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）には，発電所構内に常駐している災害対策要員（当直要員除く）が，緊急時対策所で初動対応を行う。
初動対応の全体を指揮する統括待機当番者 1 名の下に，現場を指揮する現場統括待機者 1 名，外部通報・連絡及び情報収集を行う要員 2 名 ※2 ，現場対応を行う庶務班，運転班及び保修班の要員 26 名（内訳：アクセス
ルート確保要員 2 名，初期消火要員 11 名，運転操作要員 3 名，電源・給水確保要員 10 名）及び放射線測定等を行う放射線管理班要員 2 名の合計
32 名が非常招集を受けて参集し，災害対策本部の初動体制を確立する。
重大事故等の応急対応については，必要な対応を実施可能な要員を確保することとし，これを初動体制の各班の機能及び要員数により対応可能としている。このため，特定の現場要員に作業負荷や被ばく線量が集中することはない。（第 1.0.10-2 図）※2：情報班員のうち１名が中央制御室に常駐し初動対応を行う。

ｃ．発電所外から発電所に参集する災害対策要員(a) 非常招集により参集する要員
災害対策本部の要員については，発電所員約 260 名のうち，約 130 名が発電所から 5km 圏内に居住している。（平成 28 年 7 月現在）
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合に，災害対策要員の所在や参集ルート等を踏まえて参集時間と参集する
災害対策要員数を評価した。その結果，要員の参集開始時間を招集連絡の 30 分後とすることや，要員の参集手段を徒歩移動とするという保守的な条件においても，重大事故等の発生の 2 時間後には約 110 名が参集すると評価される。この評価結果は，東海第二発電所で抽出される全ての事故シナリオにおいて，外部からの参集要員に要求される参集時間及1.0.10-12151

び要員数を十分に達成できる。（別紙 6）
参集した要員は災害対策本部の初動体制に加わることで，災害対策本部は初動体制から全体体制に移行する。統括待機当番者は，災害対策本部長の参集後には，本部長代理となる。また，初動体制における情報班，
保修班，放射線管理班，庶務班及び運転班は，参集した要員による班員数が増加により，長期の現場応急対応を円滑かつ確実に実施することが可能となる。さらに，参集した要員により，中長期的な対応等を検討する技術班が全体体制の中で設置される。なお，残りの要員は交代要員として待機する。（第 1.0.10-2 図）(b) 非常招集の対象者
発電所外から参集する災害対策本部の要員は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においても，拘束当番として 71 名を確保する。
確保する拘束当番者の選定にあたっては、対象者の居住場所を考慮して選定する。他操作との流動性が少ない特定の力量を有する参集要員（運転員）については，参集の確実さを向上させるために，あらかじめ
発電所近傍に待機させる運用とする。また，各作業班において作業に必要な有資格者（各種主任技術者や大型車両及びクレーンなどの免状）が配置されているよう選定する。

(c) 非常招集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場
合に，発電所外にいる災害対策要員を速やかに非常招集するため，「一
斉通報システム」，「通信連絡手段」等を活用し災害対策要員の非常招集を行う。（第 1.0.10-9 図）
1.0.10-13152東海村周辺地域で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，非常招集の連絡がなくても支障がない限り発電所緊急時対策所又は発電所
外集合場所（第三滝坂寮）に参集する。なお，地震等により家族及び自宅などが被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合
は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
招集する災害対策要員のうち，あらかじめ指名されている発電所参集要員である災害対策要員は，直接に発電所緊急時対策所に参集する。
あらかじめ指名された発電所参集要員以外の要員は，発電所外の集合場所に参集し，災害対策本部の指示に従い対応する。
発電所外の集合場所に参集した要員は，災害対策本部と非常招集に係る以下の確認，調整を行い，発電所に集団で移動する。
（第 1.0.1010 図）① 発電所の状況（設備及び所員の被災等）② 参集した要員の確認（人数，体調等）③ 重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④ 発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤ 気象及び災害情報等

(3)

通報連絡
原子力警戒事態又は非常事態が宣言された場合の通報連絡は情報班が行うが，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の場合，発電所に常駐する当直発電長又は通報連絡要員が，内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事，東海村村長，原子力防災専門官，原子力緊急時支援・研修センター及びその他定められた通報連絡先に，所定の様式によりＦＡＸを用いて一斉送信することにより，複数地点への連絡を迅速に行う。（別紙 4）
1.0.10-14

153

ａ．各通報連絡先に対しては，あらかじめ指名された通報連絡当番者が電話により，ＦＡＸの着信確認又はＦＡＸを送信した旨を連絡する。
ｂ．その後，災害対策要員の招集により通報連絡要員を確保し，更なる時間短縮を図る。

(4)

災害対策本部内の情報共有について
災害対策本部内及び本店対策本部との基本的な情報共有方法は，以下のと お り で ある 。 今 後 の訓 練 等 で有 効 性 を 確認 し 適 宜見 直 し て いく 。（第1.0.10-11 図,第 1.0.10-13 図）ａ．プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有①情報班は，通信連絡設備を用い当直発電長又は情報班員からプラント状況を逐次入手し，ホワイトボード等に記載するとともに，主要な情報を災害対策本部に報告する。
②技術班は，ＳＰＤＳデータ表示装置によりプラントパラメータを監視し，状況把握，今後の進展予測及び中期的な対応・戦略を検討する。
③各作業班は，適宜，入手したプラント状況，周辺状況，重大事故等への対応状況をホワイトボード等に記載するとともに，適宜ＯＡ機器（パーソナルコンピュータ等）内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。
④災害対策本部長は，本部と各作業班の発話，情報共有記録をもとに全体の状況把握，今後の進展予測・戦略検討に努めるとともに，プラン
ト状況，今後の対応方針について災害対策本部内に説明し，状況認識，対応方針の共有化を図る。
⑤災害対策本部長は，定期的に対外対応を含む対応戦略等を災害対策本部要員と協議し，その結果を災害対策本部内の全要員に向けて発話し，
1.0.10-15

154全体の共有を図る。
⑥情報班を中心に，災害対策本部長，災害対策本部長代理，各本部員の発話内容をＯＡ機器内の共通様式に入力し，発信情報，意思決定，指示事項等の情報を記録・保存し，情報共有を図る。

ｂ．

指示・命令，報告①災害対策本部内において，指揮命令は基本的に災害対策本部長を最上位に置き，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。また，プラント状況や各班の対応状況についても各本部員より適宜報告されるため，常に綿密な情報の共有がなされる。
②災害対策本部長は，各本部員からの発話，報告を受け，適宜指示・命令を出す。
③各本部員は，配下の各作業班長から報告を受け，各班長に指示・命令を行うとともに，重要な情報を災害対策本部内で適宜発話し情報共有する。また，災害対策本部長に報告する。
④各作業班長は，各班員に対応の指示を行うとともに，班員の対応状況等の情報を入手し，情報を整理した上で本部員へ報告する。
⑤情報班を中心に，災害対策本部長，災害対策本部長代理，各本部員の指示・命令，報告，発話内容をホワイトボード等への記載，並びにＯ
Ａ機器内の共通様式に入力することで，災害対策本部内の全要員，本店対策本部との情報共有を図る。

ｃ．本店対策本部との情報共有
災害対策本部と本店対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，
1.0.10-16155

通信連絡設備，ＯＡ機器内の共通様式を用いて行う。

(5)

交代要員の考え方
平日の勤務時間帯に警戒事態又は非常事態が宣言された場合，送受話器（ページング），所内放送等にて発電所構内の災害対策本部体制を構成す
る災害対策要員及び発電用原子炉主任技術者に対し非常招集を行う。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の場合，当直要員 7 名及び発電所構内に宿直している重大事故等に対処する災害対策要員 32 名にて初期対応を実施する（第 1.0.10-2 図，第 1.0.10-8 図）。それ以外の災害対策要員及び発電用原子炉主任技術者は，一斉通報システムにより非常招集される。（第 1.0.10-9 図） ※4※4 (2)災害対策本部の要員招集 c.発電所外から発電所に招集する災害対策要員を参照

非常招集の対象となる発電用原子炉主任技術者又は代行者については，召集連絡を受けた後，速やかに災害対策本部に駆けつけられるよう，東海村又は隣接市町村に配置する。
発電用原子炉主任技術者は，参集途上であっても通信連絡手段（衛星電話設備（携帯型）等）を携行することにより，災害対策本部からプラントの状況及び対策の状況等を確認あるいは情報連絡を受けることができる。
また，初動対応者の交代を考慮し，主要な本部要員，班長，発電用原子炉主任技術者の交代要員は，発電所に比較的早期に参集できるように配慮する。
平日の勤務時間帯，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）のいずれの場合も，参集する災害対策要員は，時間の経過とともに必要とする人員（110 名：第 1.0.10-1 図）以上になる。このため，長期的対応に備えて，
1.0.10-17156対応者と待機者を人選する（第 1.0.10-9 図）。
必要人数を発電所に残し，残りは発電所外（原子力事業所災害対策支援
拠点，自宅等）で待機する。対応者は，基本的には 12 時間（目途）ごとに待機要員と交替することで長期的な対応にも対処可能な体制を構築する。
なお，プルーム通過時には，必要な活動に対して交替要員を考慮した最小限の要員を緊急時対策所，中央制御室及び現場（原子炉建屋付属棟 3 階）に合計 70 名が待機する。
緊急時対策所には 64 名（内訳：主要な本部員・班長，発電用原子炉主任技術者の災害対策対応 23 名とその交替要員 23 名，中央制御室から退避
4 名，現場から退避 14 名）が待機し，中央制御室待機室には同様に 3 名（内訳：当直 3 名）が待機し，現場（原子炉建屋付属棟 3 階）にも同様に
3 名（内訳：重大事故等対応要員である運転班員 3 名）が待機する。なお，
プルーム通過中は，現場作業は行わないが，緊急時対策所の各班の機能は維持される。（第 1.0.10-4 図）。

(6)

プルーム通過前後の体制の移行

ａ．プルーム通過前
緊急時対策所の災害対策本部の体制は，格納容器ベントに伴うプルームの通過に備え，プルーム通過前に災害対策本部の体制を変更する。プルー
ム通過時においても緊急時対策所に必要な災害対策要員を残し，それ以外の災害対策要員は事前に原子力事業所災害対策支援拠点に一時退避する。
中央制御室の運転員及び情報班員は,プルーム通過中の監視に必要な要員を除き緊急時対策所に退避する。中央制御室で監視にあたる運転員は，
中央制御室待避室を正圧化させてプルームの通過に備える。
また，格納容器破損ベント対応のため二次隔離弁操作室で操作にあたる
1.0.10-18

157

運転班要員も、プルーム通過前に二次隔離弁操作室に移動し，同操作室を正圧化させてプルーム通過に備える。

ｂ．プルーム通過後の作業再開の判断
プルーム通過後の作業再開に係る判断は、可搬型モニタリング・ポスト
等の指示が急激に低下し，指示が安定したことをもってプルームの通過を判断する。

ｃ．プルーム通過後
プルームの通過が判断され次第，緊急時対策所の空調を正圧化状態から空気浄化モードに移行し，緊急時対策所のチェンジングエリアの運用を再開する。二次隔離弁操作室に待機していた運転班要員の緊急時対策所の帰還は，チェンジングエリアの運用再開後を原則とするが，チェンジングエ
リアの運用開始前に帰還する必要がある場合には，緊急時対策所内に更衣が可能なエリアを設け，放射線防護具の脱衣及び汚染検査を行うことで，緊急時対策所への帰還は可能である。
プルーム通過前に緊急時対策所に退避していた中央制御室の運転員及び情報班員は，プルーム通過後，中央制御室のチェンジングエリアの運用が再開され次第中央制御室に移動する。また，原子力事業所災害対策支援
拠点に退避していた災害対策要員は，災害対策本部の体制をプルーム通過
時の体制から重大事故等時の対応体制に移行させるのに合わせ，発電所に要員を招集する。

3.

発電所外における重大事故等対策に係る体制について
発電所において原子力警戒事態又は非常事態が宣言された場合，本店対策
1.0.10-19

158

本部及び原子力事業所災害対策支援拠点において，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援する体制を構築する。（第 1.0.10-12 図）
以下に発電所外における体制について示す。
(1)

本店対策本部

ａ．本店対策本部の体制概要(a) 本店対策本部長（社長）の役割
社長は，本店対策本部長として統括管理を行い，全社大での体制にて原子力災害対策活動を実施するため本店対策本部長としてその職務を行う。なお，社長が不在の場合は，あらかじめ定めた順位に従い，本店対策本部の副本部長がその職務を代行する。

(b) 本店対策本部の構成
本店対策本部は，重大事故等の拡大防止を図り，事故により放射性物
質を環境に放出すること防止するために，特に中長期の対応について災害対策本部の活動を支援する。
重大事故等の応急対応を実施する災害対策本部の各班を支援するた
めに ，本店対策本部には対応する各班を設置するとともに，災害対策本部が事故対応に専念できるように，社内外の情報収集及び災害状況の把握，報道機関への情報発信，原子力緊急事態支援組織等関係機関への連絡，原子力事業所災害対策支援拠点の選定・運営を行う各班を設置する。
また，他の原子力事業者等への応援要請やプラントメーカ等からの対策支援対応等，技術面・運用面で支援する体制を整備する。
（第 1.0.1013 図）
情報班：事故に関する情報の収集，災害対策本部への指導・援助及び本店対策本部内での連絡調整，社外関係機関との連絡・調整
1.0.10-20

159及び法令上必要な連絡，報告等
庶務班：通信施設の確保，要員の確保，応援計画案の作成及び各班応
援計画の取り纏め等
広報班：報道機関等の対応，広報関係資料の作成，応援計画案の作成等
技術班：原子炉・燃料の安全に係る事項の検討，発電所施設・環境調
査施設の健全性確認，災害対策本部が行う応急活動の検討，応援計画案の作成等
放射線管理班：放射線管理に係る事項の検討，個人被ばくに係る事項の検討，応援計画の作成等
保健安全班：緊急被ばく医療に係る事項の検討，応援計画案の作成等

ｂ．本店対策本部設置までの流れ
発電所において原子力警戒事態又は非常事態が宣言された場合，発電管理室長は，本店対策本部組織の要員を非常招集する。（第 1.0.10-14図）発電管理室長は，発電所に災害対策本部が設置された場合，社長を本部長とする本店対策本部を設置する。なお，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，本店対策本部体制が構築されるまでの間については，本店近傍で待機している宿直者 2 名にて初期対応を行う。

ｃ．広報活動原子力災害発生時における広報活動については，原災法第 16 条第１項に基づき設置される原子力災害対策本部（全面緊急事態発生時の場合）と連携することとしており，原子力規制庁緊急時対応センター（ＥＲＣ）
及び緊急事態応急対策等拠点施設（オフサイトセンター）との情報発信体制を構築し，災害対策本部と連携し対応を行う。（第 1.0.10-15 図）
1.0.10-21

160

また，近隣住民を含めた広範囲の住民からの問い合わせについては，相談窓口等で対応を行い，記者会見情報等についてはホームページ等を活用し，情報発信する。

(2)

原子力事業所災害対策支援拠点
発電所において非常事態が宣言された場合に，発電所外から 7 日間支援を受けなくとも災害対応が実施できるように，発電所構内には，災害対応が可能な資機材として，必要な数量の食料，飲料水，防護具類（不燃
布カバーオール，ゴム手袋，全面マスク等），燃料を配備している。
一方で，災害対応が更に長期化する可能性を考慮し，発電所外からの支援体制として，以下のとおり原子力事業所災害対策支援拠点を整備する。
本店対策本部長（社長）は，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援するため，原子力災害対策特別措置法第 10 条通報後に，原子力事
業所災害対策支援拠点の設営を庶務班長に指示する。
庶務班長は，あらかじめ選定している施設の候補の中から放射性物質が放出された場合の影響等を考慮した上で原子力事業所災害対策支援拠点を指定する。（別紙 5）また，原子力事業所災害対策支援拠点へ必要な要員を派遣するとともに，原子力事業所災害対策支援拠点を運営し，発電所における重大事故等対策に係る活動を支援する。
原子力事業所災害対策支援拠点へ派遣された要員は，現地責任者の指揮のもと，後方支援業務を行う。（第 1.0.10-16 図）(3)

中長期的な体制
重大事故等発生後の中長期的な対応が必要になる場合に備えて，本店対
1.0.10-22

161

策本部が中心となって社内外の関係各所と連係し，適切かつ効果的な対応を検討できる体制を整備する。
具体的には，プラントメーカ（日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社）及び協力会社から，重大事故等発生後に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，協議・合意の上，東海第二発電所の技術支援に関するプラントメー
カとの覚書を締結し，重大事故等発生後に必要な支援が受けられる体制を整備する。

1.0.10-23

162

第 1.0.10-1 表
防災体制

警戒事態

非常事態

緊急事態
の区分

警戒事態

施設敷地
緊急事態
（原災法
第10条事
象）

異常・緊急時の情勢○原子力防災管理者（所長）が，警戒事象（右の事象の種類参照）の発生について連絡を受け，又は自ら発見したとき。
○原子力規制委員会より，警戒事態とする旨の連絡があったとき。

○原子力防災管理者（所長）が，特定事象（右の事象の種類参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき。

防災体制の区分と緊急時活動レベル（ＥＡＬ）
施設の状況

事象の種類

その時点では公衆への放射線による影響やそのおそれが緊急のものではないが，原子力施設における異常事
象の発生又は，
そのおそれがある状態が発生(AL11)原子炉停止機能の異常のおそれ(AL21)原子炉冷却材の漏えい(AL22)原子炉給水機能の喪失(AL23)原子炉除熱機能の一部喪失(AL25)全交流電源喪失のおそれ(AL29)停止中の原子炉冷却機能の一部喪失(AL30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失のおそれ(AL42)単一障壁の喪失又は喪失可能性(AL51)原子炉制御室他の機能喪失のおそれ(AL52)所内外通信連絡機能の一部喪失

原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性のある事象が発生(SE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(SE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(SE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(SE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の放出(SE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の放出(SE06)施設内（原子炉外）臨界事故のおそれ(SE21)原子炉冷却材漏えいによる非常用炉
心冷却装置作動(SE22)原子炉注水機能喪失のおそれ(SE23)残留熱除去機能の喪失(SE25)全交流電源の30 分以上喪失(SE27)直流電源の部分喪失

163

1.0.10-24(AL53)重要区域での火災・溢水による安全機能の一部喪失のおそれ○外的事象（自然災害）
・大地震の発生，大津波警報の発令，竜巻等の発生○外的事象
・原子力規制委員会委員長又は委員長代理が警戒本部の設置を判断した場合○その他原子力施設の重要な故障等
・原子力防災管理者が警戒を必要と認める原子炉施設の重要な故障等(SE29)停止中の原子炉冷却機能の喪
失(SE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失(SE41)格納容器健全性喪失のおそれ(SE42)２つの障壁の喪失又は喪失可能性(SE43)原子炉格納容器圧力逃し装置の使用(SE51)原子炉制御室の一部の機能喪
失・警報喪失(SE52)所内外通信連絡機能のすべての喪失(SE53)火災・溢水による安全機能の一部喪失(SE55)防護措置の準備及び一部実施が必要な事象の発生

防災体制

非常事態

緊急事態
の区分

全面緊急
事態
（原災法
第15 条事象）

異常・緊急時の情勢○原子力防災管理者（所長）が，原災法第15条第1項に該当する事象（右の事象の種類参照）の発生について通報を受け，又は自ら発見したとき，若しくは内閣総理大臣が原
災法第15条第2項に基づく
原子力緊急事態宣言を行
ったとき。

施設の状況

原子力施設において，公衆に放射線による影響をもたらす可能性が高い事象が発生

事象の種類(GE01)敷地境界付近の放射線量の上昇(GE02)通常放出経路での気体放射性物質の放出(GE03)通常放出経路での液体放射性物質の放出(GE04)火災爆発等による管理区域外での放射線の異常放出(GE05)火災爆発等による管理区域外での放射性物質の異常放出(GE06)施設内（原子炉外）での臨界事故(GE11)原子炉停止機能の異常(GE21)原子炉冷却材漏えい時における非常用炉心冷却装置による注水不能(GE22)原子炉注水機能の喪失(GE23)残留熱除去機能喪失後の圧力制御機
能喪失※EAL：Emergency Action Level AL：Alert SE：Site area Emergency GE：General Emergency

164

1.0.10-25(GE25)全交流電源の1 時間以上喪失(GE27)全直流電源の５分以上喪失(GE28)炉心損傷の検出(GE29)停止中の原子炉冷却機能の完
全喪失(GE30)使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失・放射線放出(GE41)格納容器圧力の異常上昇(GE42)２つの障壁喪失及び１つの障壁の喪失又は喪失可能性(GE51)原子炉制御室の機能喪失・警報喪失(GE55)住民の避難を開始する必要がある事象発生第 1.0.10-2 表

所長（原子力防災管理者）不在時の代行順位

代行順位

役職

1

所長代理

2

副所長

3

次長

4

各室長

1.0.10-26

165

第 1.0.10-1 図

災害対策本部体制

1.0.10-27

166

第1.0.10-2図

災害対策本部の初動体制及び全体体制の構成

167

1.0.10-28

第 1.0.10-3 図

災害対策本部の初動体制から全体体制への移行

168

1.0.10-29

第 1.0.10-4 図

災害対策本部の要員（プルーム通過時）

169

1.0.10-30

事故時体制

【当直側】

当直発電長
当直副発電長

当直運転員

中央制御室

・操作の判断・運転員への指揮・命令

・発電長補佐・監視・操作・現場の運転員への指示

当直運転員

現場

当直運転員※1

当直運転員※1

当直運転員※1

・現場対応操作・火災時の対応(初期消火等) ※2

現場支援体制【災害対策本部側】

重大事故等対応要員(運転操作対応)※1

重大事故等対応要員(運転操作対応)※1

重大事故等対応要員(運転操作対応)※1※１：重大事故等対応時は発電長の指示の下，現場の運転員及び災害対策要員の 2 人以上で 1 組のチームを組み，現場対応を行う。
※２：重大事故等の対応発生時は，それを優先する。
：火災時の対応要員

第 1.0.10-5 図

中央制御室の当直要員等の体制（運転中）

170

1.0.10-31

・現場支援対応

事故時体制

【当直側】

当直発電長

当直副発電長

当直運転員

当直運転員※1

中央制御室・操作の判断・運転員への指揮・命令

・発電長補佐・監視・操作・現場の運転員への指示

当直運転員※1

・現場対応操作・火災時の対応(初期消火等) ※2

現場支援体制【災害対策本部側】

重大事故等対応要員(運転操作対応)※１

重大事故等対応要員(運転操作対応)※１

重大事故等対応要員(運転操作対応)※１※１：重大事故等対応時は発電長の指示の下，現場の運転員及び災害対策要員の 2 人以上で 1 組のチームを組み，現場対応を行う。
※２：重大事故等の対応発生時は，それを優先する。
：火災時の対応要員

現場

第1.0.10-6図

中央制御室の当直要員等の体制（停止中）171

1.0.10-32

・現場支援対応

発見者

報告

当直発電長

原子力防災管理者【夜間及び休日】

指示

指示（発電所警戒本部設置時）

報告

発電管理室長【勤務時間帯】

指示（発電所災害対策本部設置時）

招集（電話連絡等）

通報連絡要員

初動対応要員（発電所等に常駐）

一斉通報システム

送受話器，
所内放送

災害対策要員（一斉通報システム登録者）
招集（電話連絡等）

災害対策要員（一斉通報システム登録者以外）

発電所災害対策本部
非常招集※ 原子力警戒事態発令の場合，「発電所災害対策本部」は「発電所警戒本部」に読み替える。

第 1.0.10-7 図

発電所における非常事態宣言と災害対策要員の非常招集

1.0.10-33

172

第 1.0.10-8 図

プルーム通過前後の災害対策要員の動き

173

1.0.10-34

【一斉通報システムの概要】○ 一斉通報システムによる対策要員の招集
通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報装置に事故故障の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。

通報連絡要員（当直発電長）一斉通報装置
音声入力

事故事象，緊急招集等
の音声情報

各災害対策
要員
携帯電話

※ 発電所周辺地域（東海村）で震度６弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策
要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。

第 1.0.10-9 図

一斉通報装置による災害対策要員の非常招集連絡1.0.10-35

174

非常招集の連絡

非常招集のための準備

非常招集の実施○非常招集の開始○重大事故等が発生した場合，一斉通報システ ○参集する災害対策要員の指名と参集場所の・発電所構内及び発電所近傍に常駐する初動対指定
ム等により招集の連絡を行う。
応要員は，発電所緊急時対策所に参集，又は[初動対応要員（発電所構内及び発電所近傍に常駐）] ①発電所参集要員（拘束当番）の災害対策要員
災害対策本部の指示により現場対応を行う。
《事象発生，招集連絡》：発電所緊急時対策所（災害対策本部）※
当直発電長(連絡責任者)②発電所参集要員（拘束当番）以外の災害対策 ・あらかじめ指名されている発電所参集要員
通報連絡要員（拘束当番）である災害対策要員（本部長，要員：発電所外参集場所（第三滝坂寮）※※中央制御室常駐1名
本部長代理，各本部要員，各班長及び各班の・統括待機当番(本部長代理)：1名※災害対策本部と無線連絡設備等により連絡を取り合う。
要員）は，直接発電所に向け参集を開始する。
・現場統括当番(本部長代理又は本部員)：1名○発電所外集合場所と災害対策本部間の通信・情報班員(通報連絡要員)：1名
設備の配備及び連絡担当（庶務班員）の指名 ・あらかじめ指名された発電所参集要員（拘束※当番）以外の災害対策要員は，発電所外集合《発電所参集時の確認項目》
・重大事故等対応要員(現場要員):15名※放射線管理要員を除く
場所（第三滝坂寮）に参集し，災害対策本部
・発電所の状況（設備及び所員の被災等）
・消火活動要員：11名※ ※火災時現場出動と参集に係る情報確認を行い，災害対策本部
・参集した要員の確認（人数，体調等）
・放射線管理要員：2名からの要員派遣の要請に従い，集団で発電所・防護具（汚染防護服，マスク，線量計等）に移動する。
・持参品（通信連絡設備，照明機器等）[参集要員（自宅，寮等からの参集）]○非常招集中の連絡・気象，災害情報等《非常招集連絡》・所長（本部長）は，無線連絡設備，携帯電話○発電所参集ルートの選定
通報連絡要員又は当直発電長
等により，災害対策要員の参集状況等につい・あらかじめ定めた参集ルートの中から，気象，（一斉通報システム）て適宜確認を行う。
災害情報等を踏まえ，最適なルートを選定す○緊急時対策所への参集る。
災害対策要員※・災害対策要員（本部長，本部長代理，各本部○発電所参集手段の選定※発電所緊急時対策所又は発電所外集合場所(第三滝坂寮)に参集する。
要員，各班長及びその他必要な要員）は，発・参集ルートの道路状況や気象状況を勘案し最発電所周辺地域で震度6弱以上の地震が発生
電所の緊急時対策所に参集し，本部長又は本適な手段（自動車，自転車，徒歩等）を選定すした場合は，災害対策要員は自主的に参集する
部長代理の指揮のもとに活動を開始する。
る。

第1.0.10-10図

災害対策要員の非常招集の流れ

175

1.0.10-36

本店対策本部
通信連絡設備

ＯＡ機器

災害対策本部

伝令

伝令

東海第二 中央制御室

発話(注 ) 緊 急 時 対 策 所 災 害 対 策 本 部 内 の 配 置 に つ い て は ， 今 後 訓 練 等の結果を踏まえた検討により変更となる可能性がある。

第 1.0.10-11 図

緊急時対策所災害対策本部における各作業班，本店対策本部との情報共有イメージ

1.0.10-37

176

第 1.0.10-12図

重大事故等発生時の支援体制（概要）

1.0.10-38

177

第 1.0.10-13 図

本店対策本部の組織及び職務

1.0.10-39

178

第 1.0.10-14 図

本店における態勢発令と災害対策要員の非常招集（非常招集の連絡経路）

1.0.10-40

179

（例）全面緊急事態発生時の情報発信体制（フェーズ１：原子力緊急事態宣言後の初期の対応段階）【中央，現地，原子力事業者の情報発信体制，役割分担】① 迅速かつ適切な広報活動を行うため，初動段階の事故情報等に関する中央での記者会見については原則として官邸に一元化。
官邸での記者会見に向けた情報収集及び記者会見の準備に つ い て は ，内 閣 府 政 策 統 括 官（ 原 子 力 防 災 担 当 ）が 指 定
す る 内 閣 府（ 原 子 力 防 災 担 当 ）職 員 及 び 規 制 庁 長 官 が 指 定する規制庁職員の統括の下，官邸チーム広報班その他の官 邸 チ ー ム 主 要 機 能 班（ プ ラ ン ト 班 ，放 射 線 班 ，住 民 安 全
班 等 ）， 関 係 省 庁 ， 原 子 力 事 業 者 等 が 連 携 。
② オフサイトセンターでの情報発信に関しては，内閣府副大 臣（ 又 は 内 閣 府 大 臣 政 務 官 ）及 び 現 地 本 部 事 務 局 長 又 は
現 地 本 部 事 務 局 次 長 （ 広 報 官 ）（ 現 地 に 到 着 し て い な い 場
合 は ，現 地 広 報 班 長 ）等 が 必 要 に 応 じ て 記 者 会 見 を 行 う もの と す る 。そ の 際 ，事 故 の 詳 細 等 に 関 す る 説 明 の た め ，原子力事業者に対応を要請。
③ 原子力事業所における情報発信に関しては，原子力事業者 と 連 携 し て ，特 に 必 要 と さ れ る 時 は ，規 制 庁 長 官 が 指 定
す る 規 制 庁 職 員 が ，記 者 会 見 を 行 う も の と す る 。そ の 記 者
会見の情報については，官邸チーム広報班及びＥＲＣチーム広報班に共有。
ま た ，フ ェ ー ズ の 進 展 に 応 じ て 地 方 公 共 団 体・住 民 等 と コ
ミュニケーションをとって作業を進める。
（原子力災害対策マニュアル：原子力防災会議幹事会

第 1.0.10-15 図

平 成 28 年 12 月 7 日 一 部 改 訂 よ り 抜 粋 ）全面緊急事態発生時の情報発信体制

180

1.0.10-41

本店対策本部長
（社長）

統括管理

後方支援班
班長

原子力事業所災害対策支援拠点の運営

後方支援班
副班長

後方支援班班長の補佐

後方支援班

後方支援業務１．状況把握・拠点選定・運営
２．資機材調達・受入
３．輸送計画の作成
４．調達資機材の作成
５．要員の入退管理
６．要員・資機材の放射線管理
７．住民避難行動等状況把握
８．スクリーニング計画の作成
９．避難住居要請対応計画作成
１０．国，自治体と連携した汚染検査，除染計画作成

第 1.0.10-16 図

原子力事業所災害対策支援拠点の体制

1.0.10-42

181

別紙１
自衛消防隊の体制について
１．自衛消防隊の体制（１）自衛消防隊の編成
東海第二発電所（以下「東二」という。）の構内（東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備）において火災が発生した場合，発電所構内に常駐している当直守衛員及び当直運転員が，自衛消防隊（内訳：自衛消防隊長 1名，自衛消防副隊長 1 名及び消火担当 7 名）を編成し，初期消火活動を行う。（図 1，表 1）
また，火災発生時は，施設防護グループマネージャーが当直守衛員消防隊を出動させ初期消火活動を行う。
管理権原者（災害対策本部長）
所 長

施設防護グループマネージャー（庶務班長）

自衛消防隊長 *1
自衛消防副隊長 *2

当直守衛員
消防隊 *3

当直運転員
消防隊 *4

注：（ ）内は，災害対策本部設置後の体制を示す。
*1 現場指揮者(夜間及び休日は宿直当番者対応)*2 現場連絡責任者(夜間及び休日は宿直当番者対応)*3 構内全域における初期消火活動等*4 東二の管理区域及び周辺防護区域内における初期消火活動等

図１

自衛消防隊の編成

1.0.10-43

182

表１

初期消火活動のための要員と主な役割

初期消火活動の要員

消火活動における
担当（人数）

主な役割

当直発電長
当直守衛員

通報連絡責任者（1 名）

・消防機関への通報
・所内関係者への連絡及び出動指示

当直運転員
当直守衛員

連絡担当
（1 名）

・火災現場への移動及び状況確認
・現場状況の所内関係者への伝達
・可能な範囲での初期消火

自衛消防隊長（技術系管理職）

現場指揮者
（1 名）

・出動の準備／火災現場への移動
・火災状況の把握
・現場状況の所内関係者への伝達
・火災現場での消火活動の指揮

自衛消防副隊長（管理職）

現場連絡責任者
（1 名）

当直守衛員

消火担当
（7 名）

・消防機関への情報提供。
・消防機関の現場誘導
・出動の準備／火災現場への移動
・消防自動車，消火器，消火栓等による消火活動（２）火災発生時の消火活動要員の動き
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）と，平日勤務時間帯における火災
発生時の消火活動に係る要員の動きを，表 2 に示す。夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の時間帯は廃止措置消防隊が不在であるが，現場の監視及び消火活動は十分に対応可能である。また，火災活動に必要な資機材は必要に応じて，東二及び他施設とは別配置としている。以下に詳細を記載する。

ａ．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，また，当直守衛員は東海発電所管理区域及び屋外全般を所掌として，
1.0.10-44

183

火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。
b. 平日勤務時間帯
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，廃止措置室消防隊が東海発電所管理区域を所掌とし，当直守衛員が屋外全般を所掌として，火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。

自衛消防隊は，隊長と副隊長（夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）は，訓練により力量を確保している宿直当番者）及び当直守衛員７人により構成される。当直守衛員７人により，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を同時に使用した消火活動が可能である。
当直要員及び当直守衛員が，各々の所掌において火災を発見した場合は，上記のとおり初期消火対応及び公設消防への連絡を行うとともに，当直要員と当直守衛員の間で迅速に情報共有する。

1.0.10-45

184

表2

火災発生時の消火活動要員の動き
本部体制
の所属

時系列
夜間及び休日（平日勤務時間帯を除く）

1

※３

2

東一
内部
・
屋外

MCR〜
火災現場
火災現場

消火
対応

現場指揮
本部

●

※５

火災現場
監視所
監視所〜
火災現場

●

●

●

庶務班（防災）

8

※３

東一
内部
・
東二
内部
・
屋外

MCR

当直要員

廃止措置
室消防隊

1

東二
内部

初動対応
自衛消 公設消
現場 119 自衛消 初期 防隊到 防の現 初動 全体
確認 通報 防隊出 消火 着後 場誘導 体制 体制
動要請
運転
●
●
対応
移行
●
●
※４

庶務班（防災）

自衛消防副隊長(現場連絡責任者,１名)
当直守衛員※１（消火担当,7名）
当直守衛員(通報連絡責任者)
当直守衛員(連絡担当)

1

活動場所

当直要員

自衛消防隊 （宿泊当番）

初期消火活動要員

災害対策本部体制（３９名）の要員―

当直発電長(通報連絡責任者)
当直運転員(連絡担当)
自衛消防隊長(現場指揮者)

所掌

対応
継続
●

※６

（不在）
本部体制
の所属

時系列
平日勤務時間帯

1
1

東二
内部

※３

東一
内部
・

8

東二
内部
・
屋外

火災現場
消火
対応

現場指揮
本部

屋外

●

※５

火災現場
監視所

2

全体
体制

監視所〜
火災現場
本部

●
●

●

庶務班（防災）

自衛消防副隊長(現場連絡責任者,１名)
当直守衛員※１（消火担当,7名）
当直守衛員(通報連絡責任者)
当直守衛員(連絡担当)
廃止措置 Gr マネージャー

1

初動対応
自衛消 公設消
現場 119 自衛消 初期 防隊到 防の現確認 通報 防隊出 消火 着後 場誘導
動要請
運転
MCR
●
●
対応
移行
MCR〜
●
※４
火災現場 ●

活動場所

当直要員

自衛消防隊 （宿泊当番）

初期消火活動要員

災害対策本部体制（３９名）の要員

当直発電長(通報連絡責任者)
当直運転員(連絡担当)
自衛消防隊長(現場指揮者)

所掌

対応
継続
●

※６

上
1
●
●
記
対応
※３
1
●
●
室消防隊 Gr 員
東一
要
継続
(廃止措置
火災現場
※７
※２ 内部
員
4
●
管理 Gr) Gr 員
外※１ 自衛消防隊のうち当直守衛員（7 名）は消防車操作の力量を有する※２ 廃止措置室消防隊のうち Gr 員の要員数は変動する場合あり※３ 東一：東海発電所を示す※４ 当直発電長及び当直運転員は中央制御室にてプラント運転対応に移行※５ 自衛消防隊長：火災現場で消火活動の指揮，自衛消防副隊長以下 8 名：火災現場等で消火対応

1.0.10-46

185※６ 通報連絡責任者：監視所で連絡の指揮，連絡担当：他火災の連絡業務に備える※７ 廃止措置室消防隊は東Ⅰの火災現場で消火対応実施（３）消火活動用資機材及び水源
東二及び他施設（東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備）の消火活動用資機材の種類，水源及び配備，設置場所を以下に示す。
消火栓及び消火器は東二，東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備に各々設
置し，消防用自動車は東二，東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の共用として配備している。
なお、各消火用資機材の水源は東二重大事故等対処設備ではないため，これらの消火活動用資機材を用いた消火活動は東二重大事故等対応に影響しない。

・屋外消火栓（水源：防火水槽及び原水タンク）：共用として設置
・屋内消火栓（水源：ろ過水タンク及び多目的タンク）：東二，東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備に各々設置
・消火器：東二，東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備に各々設置

・化学消防自動車（１台）及び水槽付消防ポンプ自動車（１台）：
共用として配備

２．重大事故等発生時における複数同時火災時の対応（１）概要
東二敷地内において同時に複数個所で火災が発生した場合（東海発電所
及び使用済燃料乾式貯蔵設備を含む）は，災害対策本部の確立前は，当直発
電長は火災によるアクセルルート及び重大事故等対応に及ぼす影響等を考慮して消火活動の優先度を判断し，自衛消防隊を出動させ消火活動にあたる。災害対策本部の確立後においては，当直発電長からの報告を受けた災害対策本部長が上記と同様の観点から消火活動の優先度を判断する。
東二敷地内において同時に複数個所で火災が発生した場合（東海発電所
及び使用済燃料乾式貯蔵設備を含む）の対応の例として，東二の建屋内部の2 か所での同時火災のケース（以下「建屋内同時火災」という。）と，東二敷地内（建外）の 2 か所での同時火災のケース（以下「屋外同時火災」という。）について以下に示す。
1.0.10-47

186

（２）建屋内同時火災
ａ．前提条件・重大事故等の対応中に，東二建屋内で原因を特定しない同時火災が発生することを想定する。
・建屋内同時火災が発生した場合，当直運転員は初期消火活動にあたる。
しかし，自衛消防隊が消火現場に到着して当直運転員から消火活動を交替する場合や，火災によるアクセルルートや重大事故等対応に及ぼす影響の程度によっては，当直発電長の判断により，当直運転員が重大事故等の現場対応操作を優先する。
・建屋内の火災であるため，消火活動は建屋内の消火器，消火栓を使用する。

ｂ．対応及び体制
東二の建屋内同時火災の対応フローを図2に，初期消火体制を図3に示す。
当直発電長は，火災の状況を含めプラント状況の把握や災害対策本部との連絡を行うとともに，現場指揮所設置までの当直運転員が行う初期消火活動の指揮を執る。
自衛消防隊長は，災害対策本部（庶務班長）の指示を受け，速やかに現場指揮所を設置するとともに，設置後は消火活動を指揮する。指揮権の委譲の際には，当直発電長と現場対応者（当直運転員等）から両方の火災状況の説明を受ける。その後は，一方の火災現場に現場指揮及び連絡を担当する担当者を配置し，適宜状況報告を受け両方の火災対応の指揮を執るとともに，災害対策本部との連絡を行う。
消火体制について，初期消火要員として当直発電長から指名された当直運
転員等が自衛消防隊で初期消火対応を行い，その後は自衛消防隊で2班を編成し消火活動に当たる。消火活動は，自衛消防隊長及び自衛消防隊員6名の計7名の体制で対応可能であり，必要により現場指揮所と火災現場の連絡担当を配置する。

1.0.10-48

187【中央制御室（当直発電長）】
・建屋内で同時火災を検知【現場（当直発電長）】
・建屋内での同時火災を確認【中央制御室（当直発電長）】
・当直運転員へ現場確認を指示【中央制御室】
・当直発電長は当直運転員（及び自衛消防隊）への初期消火対応指示
・通報連絡要員（又は当直発電長）
は自衛消防隊に出動要請

火災現場

緊急時対策所【初期消火対応(当直運転員)】
・火災現場での状況確認
・延焼防止対応【災害対策本部（災害対策本部長）】
・自衛消防隊に出動指示【自衛消防隊長】
・火災現場に移動

発電所監視所【自衛消防隊】
・隊員(6 名)を 2 班に編成する
・火災現場(2 か所)に移動【現場指揮所（自衛消防隊長）】
・火災対応を指揮する現場指揮所を設置（火災対象建屋入口部）⇒現場指揮所の設置後は，当直発電
長は，現場指揮権を自衛消防隊長に委譲する【初期消火対応（自衛消防隊）】
・火災現場に到着（2 か所）
・初期消火活動図３

建屋内同時火災の対応フロー

1.0.10-49

188

火災発生連絡【中央制御室】
当直発電長

初期消火活動（指示）【緊急時対策所】

【現場】
当直運転員

災害対策本部（運転班）
火災状況（情報伝達）

災害対策本部
（庶務班）

指揮・命令

自衛消防隊長（自衛消防隊）

情報共有

自衛消防隊
（連絡担当 1 名）※１

自衛消防隊
（連絡担当 1 名）※１

自衛消防隊
（消火担当 2 名）※２

自衛消防隊
（消火担当 2 名）※２

※１ 現場指揮対応※２ 自衛消防隊員 2 名一組での消火対応となるが，消火器及び屋
内消火栓での消火活動であるため，十分対応可能

図３

建屋内同時火災発生時の初期消火体制

1.0.10-50

189

（２）屋外同時火災
ａ．前提条件・東二敷地内の屋外で，重大事故等の対応中に発電所敷地内で現場操作を妨げるような火災が同時に2箇所で発生することを想定する。
・消火活動は重大事故等対応のための活動である前提とし，化学消防自動車
及び水槽付消防ポンプ自動車を用いる。
・火災状況や火災規模により，上記の消防用自動車に加えて可搬型代替注水
中型ポンプを使用する場合は，可搬型代替注水中型ポンプは自主の消火設備として活用する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いる消火活動が必要な場合は，庶務班及び保修班の現場要員を消火活動の要員として活用し，初期消火要員の消火活動には影響を与えない。

ｂ．外部火災での対応及び体制
屋外同時火災の対応フローを図4に，初期消火体制を図5に示す。
屋外同時火災における消火活動は，自衛消防隊長が指揮を執る。敷地内2か所での同時火災に対しての消火活動は，常時待機している自衛消防隊（当直守衛員消防隊7名）と自衛消防隊長等の2名（現場指揮者及び現場連絡責任者）の計9名で対応可能である。
なお，庶務班や保修班の現場操作を前提として，可搬型代替注水中型ポンプを用いて消火活動を行う場合は，庶務班及び保修班の現場要員6名で消火活動を行う。この場合，現場要員は，消火活動の終了次第，災害対策本部の判断により速やかに原子炉等への給水作業等に戻る。

1.0.10-51

190

1.0.10-52

191

火災現場

指揮・命令

自衛消防隊長

自衛消防隊 4 名
（化学消防自動車）※１

庶務班長

自衛消防隊 3 名
（水槽付消防ポンプ自動車）※２

庶務班・保修班 6 名（可搬型代替注水
中型ポンプ）※３※1 筒先担当 1 名，機関操作 1 名，泡消火薬剤補充員 2 名※2 筒先担当 1 名，筒先担当補佐 1 名，機関操作 1 名※3 対応が必要な場合

図５

緊急時における発電所敷地内の同時火災発生時の初期消火体制

1.0.10-53

192

別紙２
緊急時対策所における主要な資機材一覧
緊急時対策所に配備している主要な資機材については以下のとおり。
〇通信連絡設備
通信種別
主要設備
台数※３
（固定型）
4台
電力保安通信用
※２
※１
（携帯型）
約40台
電話設備
発電所内外

（固定型)
（携帯型) ※２
（固定型）
（携帯型）※２

衛星電話設備発電所内

無線連絡設備
無線連絡設備

送受話器
携行型有線通話装置※２

7台
12台
2台
20台

3台
4台
2台
9台

テレビ会議システム（社内）
加入電話※１
発電所外
1式
テレビ会議システム
統合原子力防災
7台
IP 電話
ネットワークに3台接続する通信連絡設備
IP-FAX※１ 通信事業者回線に接続されており，発電所外への連絡も可能。
※２ 予備の充電池と交換することにより７日間以上継続して使用が可能。
※３ 台数は，予備を含む（台数については，今後訓練等を踏まえた検討により変更となる可能性がある）。
〇必要な情報を把握できる設備
通信種別

主要設備

台数

発電所内外 安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

1式

発電所内

1式

ＳＰＤＳデータ表示装置

〇照明設備
通信種別

主要設備

台数

発電所内

ＬＥＤライト

20個

発電所内

ランタン

20個

発電所内

ヘッドライト20個

1.0.10-54

193

別紙３
重大事故等発生時における災害対策要員の動き

重大事故等発生時における災害対策要員の動きについては以下のとおり。
・平日の勤務時間中においては災害対策要員のほとんどが事務本館で執務しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に集合する。
・夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）は，初動対応要員（本部要員，現場要員）が免震機能を持つ建物や耐震を考慮した建物に待機しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に集合する。

図１

緊急時対策所までの参集ルート

1.0.10-55

194

別紙４
災害対策要員による通報連絡について
重大事故等が発生した場合，発電所の通報連絡責任者が，内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事及び東海村村長並びにその他定められた通報連絡先への通報連絡を，ＦＡＸを用いて一斉送信するとともに，その着信を確認する。また通報連絡後の総合原子力防災ネットワークの情報連絡の管理を一括して実施する。
① 発電所の通報連絡責任者は，特定事象発見者から事象発生の連絡を受けた
場合は，原子力防災管理者へ報告するとともに，他の通報対応者と協力し通報連絡を実施する。
② 重大事故等（原子力災害対策特別措置法第 10 条第 1 項に基づく通報すべき事象等）が発生した場合の通報連絡は，内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事，東海村村長並びにその他定められた通報連絡先に，ＦＡＸを用いて一斉送信することで，効率化を図る。
③ 内閣総理大臣，原子力規制委員会，茨城県知事，東海村村長に対しては，電話でＦＡＸの着信の確認を行うとともに，その他通報連絡先へもＦＡＸを送信した旨を連絡する。
④ これらの連絡は，災害対策本部の通報連絡要員（6 名）が分担して行うこと
により時間短縮を図る。
⑤ その後，緊急時対策要員の招集で，参集した庶務班の要員確保により，更なる時間短縮を図る。
⑥ 発電所から通報連絡ができない場合は，本店から通報先にＦＡＸを用いて通報連絡を行う。

1.0.10-56

195

⑦ 原子力規制庁への情報連絡は，統合原子力防災ネットワークを活用する。
⑧ 通報連絡の体制，要領については，手順書を整備し運用を行う。

特定事象発見者（当直発電長）東海村周辺の市町通報連絡要員６名

茨城県警察本部，ひたちなか西警察署
東海地区交番
ひたちなか・東海広域事務組合消防本部，
東海消防署，日立市消防本部

原子力防災管理者

水戸労働基準監督署
茨城海上保安部原子力保安検査官
原子力防災専門官：原災法に基づく通報先：ＦＡＸ送信：電話等での着信確認

茨城県沿海地区漁業協同組合連合会，
久慈町漁協組合，久慈町丸小漁協組合，磯崎
漁協組合

内閣官房
内閣府政策統括官付
消防庁

図１ 原子力災害対策特別措置法第 10 条第１項等に基づく通報連絡先

1.0.10-57

196

別紙５
原子力事業所災害対策支援拠点について
１．日本原子力発電（株）地域共生部 茨城事務所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県水戸市笠原978-25
南西 約20km
商業ビル（鉄骨鉄筋コンクリート造7階建5階 執務室床面積約350m２）
非常用ディーゼル発電機（3.1kVA） 1台
・電話（携帯電話，衛星系）
・ＦＡＸ（衛星系）
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

２．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社 日立事務所 別館
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県日立市神峰町2-8-4
北北東 約15km
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース
等，総床面積約1,300m２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

３．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社 別館
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県水戸市南町2-6-2
南西 約15km
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース
等，総床面積約2,400m２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

４．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社 常陸大宮事務所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県常陸大宮市下町1456
西北西 約20km
事務所建屋（鉄筋コンクリート造3階建 執務室，会議スペース
等，総床面積約2,900m２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，達可能な小売店等から調達。

５．（株）日立製作所 電力システム社日立事業所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県日立市会瀬町4丁目2
北北東 約15km
体育館（約4,900m２），グランド施設（2面，約28,000m２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

1.0.10-58

197

６．（株）日立パワーソリューションズ 勝田事業所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城県ひたちなか市堀口832-2
南西 約10km
工場施設（上屋あり，約2,700m２），グランド施設（約16,000m
２）・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

地図は国土地理院地図より引用

東京電力パワーグリット(株)茨城総支社 日立事務所別館(株)日立製作所
電力システム社日立事業所

東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 常陸大宮事務所

東海第二発電所

20km
10km
東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 別館(株)日立パワーソリューションズ
勝田事業所

日本原子力発電(株)地域共生部 茨城事務所

図１

原子力事業所及び原子力事業所災害対策支援拠点の位置

1.0.10-59

198

別紙６
発電所構外からの災害対策要員の参集について
１．要員の参集の流れ
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に重大事故等が発生した場合，発電所構外にいる災害対策要員への情報提供及び非常招集を速やかにするために，「一斉通報システム」を活用する。（図 1）○一斉通報システムによる災害対策要員の招集
通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報システムに事故故障の内容及び招集情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。
一斉通報システム

通報連絡要員（当直発電長）

各災害対策
要員

事故事象，緊急招集等の
音声情報
携帯電話

音声入力

図１

一斉通報システムの概要

また，発電所周辺地域（東海村）で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，各災害対策要員は，社内規程に基づき自主的に参集する。
地震等により家族，自宅等が被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
発電所参集要員（拘束当番）である災害対策要員は，直接発電所へ参集する。
発電所参集要員（拘束当番）以外の参集要員は，発電所外参集場所となる第三滝坂寮に集合し，発電所外参集場所で災害対策本部と参集に係る以下①〜⑤の情報確認及び調整を行い，災害対策本部からの要員派遣の要請に従い，集団で発電所に移動する。（図 2）① 発電所の状況（設備及び所員の被災等）② 参集した要員の確認（人数，体調等）③ 重大事故等対応に必要な装備（汚染防護具，マスク，線量計等）④ 発電所への持参品（通信連絡設備，照明機器等）⑤ 気象及び災害情報等
２．災害対策要員の所在について
東海村の大半は東二から半径 5km 圏内であり，発電所員の約 5 割が居住している。さらに，東海村周辺のひたちなか市，那珂市など東二から半径 5〜10km
圏内には，発電所員の約 2 割が居住しており，概ね東二から半径 10km 圏内に発電所員の約 7 割が居住している。（図 2）（表 1）

1.0.10-60

199

図2
表1
居住地
居住者数

東二とその周辺

居住地別の発電所員数（平成 28 年 7 月時点）

東海村
（半径 5km 圏内）
133 名
（52%）

東海村周辺地域
ひたちなか市など（半径 5〜10km 圏内）
58 名
（23%）

その他の地域（半径 10km 圏外）
64 名
（26%）

３．発電所構外からの災害対策要員の参集ルート
３．１ 概要発電所構外から参集する災害対策要員の主要な参集ルートについては，図 3に示すとおりである。

1.0.10-61200図 3 主要な参集ルート
東二が立地する東海村は比較的平坦な土地であり，発電所構外の拠点となる要員の集合場所（第三滝坂寮）から発電所までの参集ルートは，通行に支障となる地形的な要因の影響が少ない。また，木造建物の密集地域はなくアクセスに支障はない。このため，参集要員は通行可能な道路等を状況に応じて選択して参集できる。
この他の参集に係る障害要因としては，地震による橋梁の崩壊，津波による参集ルートの浸水が考えられる。
地震による橋梁の崩壊については，参集ルート上の橋梁が崩壊等により通行ができなくなった場合でも，迂回ルートが複数存在することから，参集は可能である。なお，地震による参集ルート上の主要な橋梁への影響については，平成 23 年の東北地方太平洋沖地震においても，実際に徒歩による通行に支障はなかった。
参集ルートが津波により浸水した場合には，アクセス性への影響を未然に回
1.0.10-62201

避するため，大津波警報発生時には，基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（図 3 に示す，ひたちなか市（那珂湊方面）及び日立市の比較的海に近いルート）は使用せず，これ以外の参集ルートを使用して参集する。
大規模な地震が発生し，発電所で重大事故等が発生した場合には，住民避難の交通渋滞が発生すると考えられるため，交通集中によるアクセス性への影響回避のため，参集ルートとしては可能な限り住民避難の渋滞を避けることとし，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。
３．２ 津波による影響が考えられる場合の参集ルート
東海村津波ハザードマップ（図 4）によると，東海村中心部から東二までの参集ルートへの影響はほとんど見られない（川岸で数 10cm 程度）が，大津波警報発令時は，津波による影響を想定し，海側や新川の河口付近を避けたルートにより参集する

1.0.10-63202図 4 茨城県（東海村）の津波浸水想定図（抜粋）
また，東二では，津波ＰＲＡの結果を踏まえ，基準津波を超えて敷地に遡上する津波に対して影響を考慮する必要がある。敷地に遡上する津波の遡上範囲の解析結果（図 5）から，発電所周辺に浸水する範囲が認められるが，東海村中心部から東二の敷地までの参集ルートに津波の影響がない範囲が確認できることから，津波の影響を避けたルートを選択することにより参集することは可能である。

図5

敷地に遡上する津波の遡上範囲想定図

３．３ 住民避難がなされている場合の参集について
全面緊急事態に該当する事象が発生し，住民避難が開始されている場合には，住民の避難方向と逆方向に移動することが想定される。
発電所へ参集する要員は，原則，住民避難に影響のないよう行動し，自動車による参集ができないような場合は，自動車を避難に支障のない場所に停止した上で，徒歩等により参集する。
1.0.10-64

203３．４ 発電所構内への参集ルート
東二の敷地周辺の参集ルートについては，以下に示す敷地の特徴を踏まえて，複数の参集ルートを設定している。
・東二への参集に当たっては必ず国道 245 号線を通過することから，同国
道の交通状態及び道路状態によるアクセス性への影響を受けないように，
同国道を通行する距離を短くするとともに，できるだけ多くの参集ルートを設定し，更に各参集ルートの構内への進入場所をできるだけ離す
・敷地入口近傍にある 275kV 及び 154kV の送電鉄塔の倒壊による障害を想定し，鉄塔が倒壊しても影響を受けない参集ルートを設定する
・敷地高さを踏まえ，敷地を遡上する津波によっても影響を受けずに緊急時対策所に到達できる参集ルートを設定する
この考え方に基づき，発電所構外から発電所構内への参集ルートとして，正門ルート（通常時のルート）の他に，南側ルート，南西側ルート，西側ルート
及び北側ルートを設定する。（図 6，図 7）
各参集ルートの考慮すべき外的事象を表 2 に示す。また，送電鉄塔の倒壊時における通行の考え方を，別紙補足１に示す。
災害対策要員が参集する際は，各参集ルートの状況を踏まえて安全に通行できるルートを選定する。
なお，正門ルート及び代替正門ルートを通行できない場合は，隣接する他機関の敷地内を通行する南側ルート，南西側ルート，西側ルート及び北側ルート
を介して災害対策要員が発電所に参集する。このため，他機関とは，通行に係る運用及び参集ルートに影響する障害物の撤去等に係る運用について，あらか
じめ取り決めることとしている。
３．５ 緊急時対策所への参集ルート
平日の勤務時間帯においては，災害対策要員の多くは事務本館で執務しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に参集する。
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においては，初動対応要員が事務本館等での執務若しくは発電所構内に設けた待機場所に待機しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所に参集する。
事務本館及び発電所構内に設けた待機場所から緊急時対策所までの主な参集ルートを，図 8 に示す。

1.0.10-65

204

図６

発電所構内への参集ルート

1.0.10-66

205

図７

発電所周辺の送電線路と発電所への参集ルート

1.0.10-67

206

図８

緊急時対策所までの参集ルート

1.0.10-68

207

表2
参集ルート
（国道 245 号線からの進入ﾙｰﾄ→構内への進入ﾙｰﾄ）

各参集ルートの特徴を踏まえた要員参集の適合性考慮すべき外的事象による参集ルートへの影響の可能性
送電鉄塔
津波浸水※２の倒壊※１

要員参集の適合性（対応）
災害発生後１日程度以内

災害発生後１週間程度<凡例> ○：影響の可能性なし（通行可能），△：影響の可能性あり（状況に応じて通行可否を判断する）※１：参集ルートの幅の一部あるいは全幅が，送電鉄塔の倒壊範囲と重複すると評価される場合は△とした。
※２：参集ルートの一部が，敷地を遡上する津波により浸水する範囲の評価結果（T.P.+8m）と重複する場合は△とした。

208

1.0.10-69

４．夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の要員参集条件及び参集時間について実際に実施した参集訓練等で得られた結果及び各種のハザードを考慮した参集条件を保守的に設定し，これを用いて災害対策要員の参集時間を以下に評価した。
４．１ 評価条件a)自宅等を出発するまでの時間
事象発生後に，予め拘束当番に指名されており発電所に参集する災害対策
要員は，災対本部からの招集連絡を受けて，発災 30 分後に自宅を出発するものとする。（図 7）（約 10 分）

（発災 30 分後）

自宅出発

※

要員受信

災

招集連絡

発

※ 出発の支度は，招集連絡を受けてから約 20 分を要すると保守的に想定

図９ 要員の招集から自宅出発までの概要
b)移動手段・移動速度
徒歩による移動とする。参集訓練実績をもとに移動速度を 4.0km／時（67m／分）※３とする。なお，参考として，自転車で参集する場合を想定し，同様の考え方で移動速度を 12km／時（200m／分）とする。（別紙補足 2）※３ 参集訓練の実績 4.8km／時（80m／分）に対して保守的に 4.0km／時（67m／分）とする。自転車は，訓練実績を踏まえて保守的に「12km／時（200m／分）」とする。

c)参集ルート
参集する災害対策要員は，津波による浸水を受ける発電所周辺の浸水エリ
アを迂回したルートで参集する設定とした。
４．２ 参集に要する時間と災害対策要員数
事象発生時には，発電所敷地内に既に待機している初動対応要員（39 名）
を除く，予め拘束当番に指名されている災害対策要員（71 名）を含む全ての災害対策要員※４が発電所に参集する。
※４ 発電所に参集する要員数は，全ての災害対策要員（約 255 名，平成 28 年 7 月時点，
表 1 参照）から初動対応要員(39 名)を差し引いた 216 名となる。拘束当番である災害対策要員（71 名）は，216 名の内数である。

参集する災害対策要員が，東二の敷地に参集する（発電所構外の拠点となる集合場所を経由しない）までの所要時間と参集する災害対策要員数の関係を表 3 に示す。
1.0.10-70

209

表3

参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係（平成 28 年 7 月時点）
参集する災害対策要員数
参集に係る所要時間

徒 歩（4.0km／h）

60 分以内参考徒 歩（4.8km／h）

自転車（12km／h）

4名

12 名

126 名

90 分以内

100 名

112 名

176 名

120 分以内

128 名

132 名

200 名

表 3 より，予め拘束当番に指名されており発電所に参集する災害対策要員（71 名）は，事象発生後 120 分には参集すると考えられる。また，参集ルー
トの状況により自転車で参集できる場合には，更に短時間での参集が可能となる。
上記の参集に係る所要時間は，事象発生時に，構外から参集する災害対策要員に求められる参集時間（最短で約 3 時間，可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給）と比較して十分に早い。（別紙補足 3，別紙補足 4）
参集する災害対策要員は，参集ルート上に建物等の倒壊他により通行が困難な状態を確認した場合には，それを避けた別の参集ルートを通行する。この場合，参集時間に影響すると考えられるが，表 3 の評価結果は，以下に示す保守的な条件設定に基づく評価結果であるため，実際の参集性には影響はない。
・災害対策要員は発災 30 分後（招集連絡を受信してから 20 分後）に出発することしているが，実態は数分で出発可能である。
・移動手段は，発電所周辺の道路の通行に支障があることを想定し，道路の状況に応じて参集ルートを選べる徒歩による移動とした。
・移動速度は参集訓練の実績（4.8km／h）に対し，保守的に 4.0km／h とした。
・参集ルートは，発電所周辺には複数の道路があることから，主要な幹線道路を用いた主要参集ルートが通行できない場合でも比較的近い場所を
迂回参集ルートとして通行することが可能である。このため，迂回参集
ルートは主要参集ルートと比較して移動距離及び移動時間はあまり変わらない。（別紙補足 5）

1.0.10-71

210

別紙補足１
鉄塔倒壊時のアクセスについて
１．鉄塔の倒壊とアクセスルートについて発電所周囲には 275kV 及び 154kV の送電線鉄塔が設置されており，送電線及び送電鉄塔は参集ルート上を横断又は参集ルートに近接している。
送電線の脱落及び断線，あるいは送電線鉄塔が倒壊した場合においても，垂れ下がった送電線又は倒壊した送電線鉄塔に対して十分な離隔距離を保って通行すること，又は複数の参集ルートからその他の適切な参集ルートを選択することで，発電所へ参集することは可能である。
２．送電鉄塔の倒壊時に通行する参集ルート
送電鉄塔の倒壊等が発生した際に通行する参集ルートについては，倒壊した送電鉄塔の場所及び損壊状況に応じて，その他の複数の参集ルートから，
以下の事項を考慮して，確実に安全を確保できる適切な参集ルートを選定し通行する。
・大津波警報発生の有無
・倒壊した送電鉄塔及び送電線の損壊状態及び送電線の停電状況
・上記以外の倒壊物による参集ルートへの影響状況

1.0.10-72

211２．１ 275kV No.2 送電鉄塔が倒壊した場合発電所進入道路を阻害することになる，275kV No.2 送電鉄塔の南側への倒壊又は 154kV No.5 鉄塔の北側への倒壊が起きても，275kV No.2 鉄塔を迂回することでアクセスすることは可能である。（図１）

図１

送電鉄塔倒壊時のアクセスルート（代替正門ルート）

1.0.10-73

212

２．２ 154kV No.3 送電鉄塔が倒壊した場合
西側ルートは，国道 245 号から２箇所の入口があるため，154kV No.3 送電鉄塔が倒壊しても，影響を受けない入口からアクセスすることは可能。また，
154kV No.3 送電鉄塔を迂回した場合は，JAEA 敷地内を通行して南西側ルー
トよりアクセスすることも可能である。（図２）

図２

鉄塔倒壊時のアクセスルート（西側ルート）

1.0.10-74

213

２．３ 154kV No.2〜4 送電鉄塔が倒壊した場合
154kV No.1〜4 送電鉄塔が全て西側へ倒壊して国道 245 号の通行を阻害しても，発電所周囲の別の道に迂回することで 154kV 送電鉄塔の倒壊の影響を避けて発電所進入道路へアクセスすることは可能。（図３）

図３

鉄塔倒壊時のアクセスルート（別ルート(国道 245 号迂回)）1.0.10-75

214

２．４ 154kV No.2〜4 送電鉄塔が倒壊した場合
275kV No.2 鉄塔の南側への倒壊又は 154kV No.5 鉄塔の北側への倒壊が発生し，かつ 154kV No.1〜4 送電鉄塔が全て西側へ倒壊して国道 245 号の通行を阻害している場合，津波警報が発生していない状況であれば，標高の低い箇所を辿る北側及び南側ルートを用いてアクセスすることが可能である。
（図４）

図４

鉄塔倒壊時のアクセスルート（北側，南側ルート）

1.0.10-76

215

３．倒壊した送電鉄塔の影響について
自然災害により送電鉄塔が倒壊した事例を以下に示す。

強風による送電鉄塔の倒壊事例①※1

強風による送電鉄塔の倒壊事例②※1

地震による斜面の崩落に伴う送電鉄塔の倒壊事例※2

津波による隣接鉄塔の倒壊に伴う送電鉄塔の倒壊事例※2【出典】※1 電力安全小委員会送電線鉄塔倒壊事故調査ワーキンググループ報告書(H14.11.28)※2 原子力安全・保安部会・電力安全小委員会電気設備地震対策ワーキンググループ報告書(H24.3 月)

いずれの自然災害においても，送電鉄塔は鉄骨間の間隙を保って倒壊していることが確認できることから，災害対策要員は，送電線の停電など安全を確認した上で，倒壊した送電鉄塔の影響を受けていない箇所を，離隔を保って迂回するルートで鉄塔の近傍を通過することが可能である。

1.0.10-77

216

別紙補足２
参集訓練の実施結果
１．概 要
重大事故等が発生した場合において，発電所外から参集する災害対策要員の参集性を評価するため参集訓練を実施した。参集する要員は，居住地及び年齢など種々の組み合わせを考慮して選定し，発電所まで参集する時間を実際に計測して，移動速度を算出した。
この結果から，発電所外から参集する災害対策要員の参集するための保守的な移動速度を設定した。
２．参集訓練の実施
参集訓練の実施にあたっての条件と実施結果を以下に示す。
２．１ 参集訓練の実施概要
・移動経路は発電所の東側を除いた，北側，西側，及び南側で２ルートの合計４ルートを設定して実施。
・移動速度の計測は，移動手段を徒歩として実施。但し，南側のルートの計
測では，自転車での速度の計測も実施。
・各コースとも２名/組で実施し，年齢層によるバラツキをなくすため，各組の合計年齢が同じようになるように設定（各組で 80 歳〜100 歳）。
２．２
No.

参集訓練の実施結果
表１ 参集訓練の実施結果（平成 27 年 9 月 29 日実施）
対象者

実際の
移動距離

移動手段

参集
時間※1

1

A,B

16.4km

徒歩

200 分

2

C,D

11.5km徒歩

3E,F

11.8km徒歩

4G,H

12.3km

徒歩

5

I,J

自転車

6

I,J

12.3km(往路)
12.3km(復路)

自転車

平均移動速度

実際の
移動速度

備

考

主に発電所の北側から参集4.9km/h
するルート(82m/min)
主に発電所の西側から参集4.6km/h
122 分するルート(76m/min)
主に発電所の南側のうち内4.9km/h
146 分
陸側から参集するルート(81m/min)
主に発電所の南側のうち海5.9km/h
125 分
側から参集するルート(98m/min)
主に発電所の南側のうち海12.7km/h
58 分
側から参集するルート(212m/min)
主に発電所の南側のうち海12.3km/h
60 分
側から参集するルート(205m/min)
徒 歩：5.0km/h(83m/min)
自転車：12.5km/h(208m/min)※１ 休憩・ロスタイムを含む時間

1.0.10-78

217

３． 参集訓練の評価
表１参集訓練の結果より，徒歩での移動速度は 83m/min（5.0km/h）と算出されるが，これより本訓練の評価用歩行速度は 80m/min（4.8km/h）で設定した。
また，上記の参集性の評価にあたっては，測定結果に交通事情や道路条件及び道路上に発生した障害によって発生する迂回に要する時間を考慮し，保守的に参集に係る移動速度を 67m/min（4.0km/h）とした。
なお，自転車を用いた移動速度は 208m/min（12.5km/h）と評価でき，参集に自転車を用いれば参集に係る所要時間は更に短縮できることを確認した。
４． 参集訓練の様子
参集訓練の様子を図１に示す。

北側ルート

南側(内陸側)ルート

南側(海側)ルート（徒歩）南側(海側)ルート（自転車）図１

参集訓練の様子

1.0.10-79

218

別紙補足３

図1

各事故シナリオにおける参集要員に求める主な対応と参集時間

1.0.10-80219

別紙補足４

図1

全交流電源喪失（ＴＢＰ）の作業と所要時間

220

1.0.10-81

別紙補足５

参集ルートに対する迂回参集ルートの移動距離及び移動時間の影響

東二の構外の拠点（第三滝坂寮）から東二の敷地までの参集ルートを，広範囲に複数設定した場合に，各参集ルートの移動距離と所要時間を以下に比較した。

図1

発電所の構外拠点から発電所敷地までの参集ルート及び迂回参集ルート
表1

図 1 の参集ルート及び迂回参集ルートの移動距離及び所要時間
所要時間

ルート

距離
（ｍ）

移動速度：4km／h（参考）
移動速度：4.8km／h

参集ルート①

3,180

47 分 28 秒

39 分 45 秒

参集ルート②

3,630

54 分 11 秒

45 分 23 秒

迂回参集ルート①

3,150

47 分 1 秒

39 分 23 秒

迂回参集ルート②

2,980

44 分 29 秒

37 分 15 秒

迂回参集ルート③

3,215

47 分 59 秒

40 分 12 秒

迂回参集ルート④

3,230

48 分 13 秒

40 分 23 秒

参集ルートと迂回参集ルートについて，距離の差は最大で 650m，所要時間の差は最大で 9 分 42 秒である。参集に係る所要時間と災害対策要員数の関係の結果（本文表 3）を踏まえると，迂回参集ルート所要時間の増加による要員参集結果への影響は少ない。

1.0.10-82

221

補足１
発電所が締結している医療協定について
東二で は ，自 然 災 害 が 複 合 的 に 発 生 し た 場 合 等 を 想 定 し ，よ り 多くの医療機関で汚染傷病者の診療が可能なように体制を整備しておくことが必要であると考えている。
現 時 点 で ，茨 城 東 病 院 ，日 立 総 合 病 院 ，水 戸 赤 十 字 病 院 ，水 戸 医療 セ ン タ ー ， 筑 波 大 学 附 属 病 院 な ど ， 茨 城 県 内 外 に あ る 10 か 所 の病院と放射性物質による汚染を伴う傷病者の診療に関する覚書を締結しており，汚染傷病者の受入態勢を確保している。

1.0.10-83222添付資料 1.0.11

東海第二発電所
重大事故等発生時の発電用原子炉主任技術者の役割について

223

＜目

次＞

１．発電用原子炉主任技術者の選任

1.0.11-1

２．発電用原子炉主任技術者の職務等

1.0.11-1

３．重大事故等対策における発電用原子炉主任技術者の役割

1.0.11-2

224

１．発電用原子炉主任技術者の選任(1) 社長は，発電用原子炉主任技術者及び代行者を，発電用原子炉主任技術者免状を有する者であって，以下のa.からd.のいずれかの業務に通算して３年以上従事した経験を有する者の中から選任する。
a. 原子炉施設の工事又は保守管理に関する業務
b. 原子炉の運転に関する業務
c. 原子炉施設の設計に係る安全性の解析及び評価に関する業務
d. 原子炉に使用する燃料体の設計又は管理に関する業務(2) 発電用原子炉主任技術者は，原子炉毎に選任する。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，管理職（能力等級特３級以上又は役割ラン
ク３号以上）から選任する。
(4) 代行者は，管理職（能力等級特４級以上又は役割ランク４号以上）から選任する。
(5) 発電用原子炉主任技術者は，本店発電管理室に所属し，発電所に駐在して，発電用原子炉主任技術者の職務を専任する。
(6) 発電用原子炉主任技術者が職務を遂行できない場合は，代行者と交代する。ただし，職務を遂行できない期間が長期にわたる場合は，(1)項から(3)項に基づき，発電用原子炉主任技術者を選任し直す。
(7) これらの体制を整備していても，万一，発電用原子炉主任技術者及び代行者が不在となった場合は，原子炉主任技術者の資格を有している者を常に把握していることから，速やかに発電用原子炉主任技術者を選任し，選任後30日以内に原子力規制委員会へ届け出る。

２．発電用原子炉主任技術者の職務等(1) 発電用原子炉主任技術者は，原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実
1.0.11-1

225

に行うことを任務とし，次の職務を遂行する。
a. 原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ指示する。
b. 保安規定に定める事項を，所長の承認に先立ち確認する。
c. 保安規定に定める各職位からの報告内容等を確認する。
d. 保安規定に定める記録の内容を確認する。
e. 保安規定に定める報告（第１２１条第１項）を受け事態を確認し，その確認した正確な情報を自らの責任において社長に直接報告する。
f. 保安の監督状況を定期的及び必要に応じて社長に直接報告する。
g. 原子炉施設保安委員会及び原子炉施設保安運営委員会に必ず出席する。
h. その他，原子炉施設の運転に関する保安の監督に必要な職務を行う。
(2) 原子炉施設の運転に従事する者（所長を含む。）は，発電用原子炉主任
技術者がその保安のためにする指示に従う。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，自らの原子炉施設の保安活動を効果的に実施するため，所内会議（原子炉施設保安運営委員会，発電所上層部によるミーティング等）への参加，現場パトロールを通じて，発電所の情報収集を行う。また，電気主任技術者及びボイラー・タービン主任技術者と相互の職務について情報を共有し，意思疎通を図る。

３．重大事故等対策における発電用原子炉主任技術者の役割(1) 発電用原子炉主任技術者は，平常時のみでなく，重大事故等が発生した
場合においても，原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実，かつ，最優先に行うことを任務とする。
a. 重大事故等が発生した場合の災害対策本部において，発電用原子炉主1.0.11-2

226

任技術者の職務に支障をきたすことがないよう，独立性を確保して配置する。
b. 発電用原子炉主任技術者は，重大事故等が発生した場合において，原
子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ指示し，災害対策本部の本部長（所長）は，その指示を踏まえ方針を決定する。
（a） 発電用原子炉主任技術者は，災害対策本部等から得られた情報に基づき重大事故等の拡大防止又は事象緩和に関し，保安上必要な場合
は，運転に従事する者（所長を含む。）へ助言及び指示する。
（b） 発電用原子炉主任技術者は，保安上必要な場合の助言及び指示を行うに当って，災害対策本部の要員及び本店対策本部の要員等から意見を求めることができる。
(2) 発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改正）に当たって，保安上必要な事項について確認を行う。
a. 発電用原子炉主任技術者が，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改正）における保安上必要な事項等について確認を行っている。このため，運転員及び災害対策本部の実施組織の要員等が手順書どおりに
重大事故等対策の対応を行う場合には，発電用原子炉主任技術者からの指示を受けることなく対応可能である。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に
重大事故等が発生した場合，発生連絡を受けた後，災害対策本部に参集し，原子炉施設の運転に関する保安の監督を誠実に行う。
a. 発電用原子炉主任技術者が，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等の発生連絡を受けた後，発電所に非常招集できる体制，運用を整備する。
1.0.11-3

227

(a) 重大事故等の発生連絡を受けた後，速やかに災害対策本部に駆けつけられるよう，早期に非常召集が可能なエリア（東海村又は隣接市町村）に発電用原子炉主任技術者又は代行者を配置する。
b. 発電用原子炉主任技術者は，参集途上であっても通信連絡設備（衛星電話設備（携帯型）等）を携行することにより，災害対策本部からプラントの状況，対策の状況等の情報連絡が受けられるとともに自ら確認することができる。
なお，通信連絡設備（衛星電話設備（携帯型）等の整備は，技術の進
歩に応じて，都度改善を行う。
c. 発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改正）における保安上必要な事項等について予め確認していることから，定められた手順書と異なった対応が必要となった場合であっても，必要の都度，プラントの状況等を把握し，原子炉施設の運転に関し保安上必要な指示を行うことができる。

1.0.11-4

228

添付資料 1.0.12

東海第二発電所
福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応について

229

目

次

1.

はじめに

2.

東京電力福島第一原子力発電所における事故対応の

3.

1.0.12-1

運用面の問題点及び対策

1.0.12-1

その他の取り組み

1.0.12-7230

1. はじめに
東日本大震災における福島第一原子力発電所事故については，全交流電源の喪失，常設直流原電の喪失とともに安全系の機器又は計測制御機器の多重故障
等のこれまでに経験したことがない事象が発生した。過酷環境において原子炉を冷却するために種々の対応が行われ，この対応において得られた様々な知見や国内外の各機関が指摘した問題点及び教訓が，東京電力をはじめ，国内外の各機関によって整理・指摘され，対策が提言されている。
これらの指摘及び提言は，重大事故等対処設備の整備強化等の設備面の対策だけでなく，重大事故等対処設備の活用のための手順書の整備，教育・訓練の充実及び運転操作を補助する資機材の充実についても挙げられている。
上記内容とは別に，東海第二発電所（以下「東二」という）については，東日本大震災時において原子炉を安全に停止したが，その対応の中からも様々な知見及び教訓が得られており，今後の対策計画に反映すべき事項がある。
本項では，これらの指摘及び提言を踏まえ，重大事故等対処設備の活用に関する運用面の課題を整理し，東二での対策及び取組について述べる。今後も，福島第一原子力発電所事故により得られる新たな知見や対策が得られ次第，適宜，対策実施可否について検討し，対応必要な課題については対策を講じていく。

2．東京電力福島第一原子力発電所における事故対応の運用面の問題点及び対策(1)課題の抽出要領
重大事故等対処設備の運用面の課題の抽出に当たっては，以下の報告書に記載された指摘又は提言から，東二において対応すべき対策を抽出した。

1.0.12-1

231

第 1.0.12-1 表

重大事故等対処設備の運用面の課題を抽出した報告書

報告書名称
1

2

3

4

5

東京電力株式会社福島第一原子力発
電所事故調査委員会報告書
東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会

最終報告書

福島原発事故独立検証委員会

調査・検証報告書
福島原子力事故調査委員会

最終報

告書
福島第一原子力発電所における原子力事故から得た教訓

機関

報告年月

国会事故調

２０１２年６月

政府事故調

２０１２年７月

民間事故調

２０１２年２月

東京電力

２０１２年６月

ＩＮＰＯ（原子力発電運転協会）

２０１２年８月

上記の各報告書には、内容が同様あるいは類似の指摘及び提言があるため，抽出された指摘及び提言を分類化し，東二におけるこれまでの対応を踏まえて、対応すべき課題を選定した。
各報告書の指摘及び提言には，深層防護の考え方に基づく重大事故等対処設
備の多重化や多様化等の設備対応の強化が含まれているが，これらのハード対策は，他の説明資料にて対策方針が示されているため本資料には記載しない。
本資料では，別紙 1 に示すように，指摘及び提言の対応方針が確立し，且つ，他資料に記載していない運用面に関する課題を抽出した。
抽出した課題は「手順書の整備」「訓練の充実」「資機材の充実」に分類化することができ，その対策と合わせて以下に整理した。

(2)抽出された課題と対策抽出された課題と東二における対策について，「手順書の整備」「訓練の充実」「運転操作を補助する資機材の充実」の観点に整理した。その対策と合わせて以下に示す。
1.0.12-2

232

ａ．手順書の整備
第 1.0.12-2 表

手順書の整備に関する課題と対策

課題

対策

1 ・全電源喪失状態となった場合の ・全電源喪失時の手順を整備し，非常用復水器（ＩＣ）の操作や，重大事故等にも対応できる手順

その後の確認作業についてのマニを整備する。

ュアルがなかった。
このため，系統確認や運転操作に対し迅速に対応できていなかった。
2 ・事故時の運転手順書は，電源があ ・電源機能が喪失した場合でも，ることを前提としていた。

重要なパラメータについては確

このため，事故時の徴候ベース認できるよう可搬型の計測器をの手順書からシビアアクシデント

使用したパラメータの確認手順

手順書への移行も，電源があるこを整備する。

とを前提とした計器パラメータ管理であった。
故に，シビアアクシデント手順
書は，全電源喪失等の事態では機能できない実効性に欠いたものであった。

1.0.12-3233

b．訓練の充実
第 1.0.12-3 表

訓練の充実に関する課題と対策

課題

対策

1 ・運転訓練センターにおける重大 ・運転訓練センター及び社内総合
事故等対応の運転員の教育・訓研修センターにおける運転員の練は，直流電源が確保され中央訓練においては，シミュレータ

制御室の制御盤が使える前提でを 用 い て全 交流 動 力電 源 の 喪あった。このため，常設直流電源

失，常設直流電源の喪失等でのが喪失した条件での重大事故等

重大事故等の状態を想定し，重は対象としていなかった。

大事故等対処設備を使用した訓練を実施することにより，実効

2 ・運転訓練センターにおける運転性のある訓練を行う。

員の教育訓練は重大事故等対応の内容を「説明できる」ことが目標の机上教育に留まっており，実効性のある訓練となっていなかった。
3 ・防災訓練を１年に１回の頻度で ・訓練参加者に対して，事前に訓練しか実施していなかった。

シナリオを伝えない訓練を実施

このため，防災訓練の経験者することにより，実効的な緊急の増加が僅かであり，チームと時対応能力の向上に努める。

しての対処能力の向上には至っ ・福島第一原子力発電所事故から得られた知見，その他の各種知ていなかった。

見を基にした新規制基準の適合申請において想定した事故シナ
リオ及び対処策を用いて，定期的な訓練を計画・実施する。
・高頻度に防災訓練及び要素訓練を行うことより，訓練経験者を拡大し，交替要員を含めたチーム 全 体 の対 処能 力 の向 上 を 図る。

1.0.12-4234

【実施状況】a) 運転訓練センターにおける運転員の訓練実績（平成２４年４月〜平成２９年８月）
・社内総合研修センター（シミュレータ）における運転班の訓練：６９回（累計の参加人数５４１名）
・社外施設（シミュレータ）における運転
操作員の訓練：５７回（累計の参加人数
９７名）（上記２つの訓練は，いずれも電源機能等喪失，重大事故等の発生を想定し，シミュレータを用いて対処操作を検討・評価する。）
シミュレータを用いた運転操作訓練の状況（写真は社外施設での実施状況，電源喪失時を想定）
b) 発電所における訓練実績（平成２４年９月〜平成２９年１月の累計）
・総合防災訓練：５回（災害対策本部を設置し訓練を実施，現場の実模擬操作と連動した訓練）
・災害対策本部対応訓練：１２回（平成２７年度下期から実施）
・個別訓練 ：８２０回（累計の参加人数４，３８２名）（可搬型代替注水大型ポンプの操作及びホース接続，消防車及び可搬式動力ポンプの操作，代替高圧電源装置及び移動式低圧電
源車の操作とケーブル敷設，ホイールローダ運転操作 他）

総合防災訓練の状況
移動式高圧電源車の訓練の状況（写真は発電所災害対策本部，災害対策 （写真は過酷環境を想定した服装に本部対応訓練においても同様の状況）
よる，電源ケーブルを接続作業）

可搬型代替注水大型ポンプの訓練の状況（写真はホースを接続するクランプ部の接続作業）
1.0.12-5

235

c．運転操作を補助する資機材の充実
第 1.0.12-4 表

運転操作を補助する資機材の充実に関する課題と対策
課題

対策

1 ・電源喪失によって，中央制御室で ・電源喪失時により，中央制御室の計装設備の監視及び制御であの既存の計装設備への交流電る中央制御室の機能，発電所内の源が停止した場合にも，速やか

照明，ホットライン以外の通信手に直流電源を供給し，監視を継段を失った。

続及び制御が可能な構成とす

このため，有効なツールや手順書る。また，重大事故等対応に必がない中で，現場の運転員たちに要な新規に設置する計装設備

よる臨機の判断，対応に依拠せざは直流電源による給電とする。

るを得ず，手探りの状態での事故 ・電源喪失時でも，現場及び災害対応となった。

対策本部との通信機能を確保するため，無線連絡設備や衛星電話設備等による通信手段を確保する。
・電源喪失時でも，中央制御室で実効的な活動ができるように，
ヘッドライト，ランタン，ＬＥＤライト等の照明設備を配備する。
・発電所内の通信手段を確保するため，携行型有線通話装置，送受話器，無線連絡設備，衛星電話設備等を配備する。

1.0.12-6

236

3．その他の取り組み
2．項で述べた東京電力福島第一原子力発電所事故における事故対応の運用面の問題点及び対策のほかに，東日本大震災時における東二での対応から得られた知見及びこれまでの運転経験を踏まえて，重大事故等の発生時に適切な対処を講じるために，以下について取り組む。

(1)東日本大震災時における東二での対応から得られた知見と今後の取組み
東二は，東日本大震災の発生時（平成２３年３月１１日１４時４６分）には，定格熱出力一定運転中（第２５運転サイクル）であったが，地震による
蒸気タービンに係る警報（同日１４時４８分，タービン軸振動高）の発報によって原子炉自動スクラム（全制御棒全挿入）となった。
地震により全ての外部電源（275kV 系２回線，154kV 系１回線）が喪失したことにより，非常用ディーゼル発電機３台が自動起動した。その後の津波の来襲によって，非常用ディーゼル発電機２Ｃは海水ポンプの水没により使用不可となったが，被水対策を講じていた海水ポンプを用いて，非常用ディーゼル発電機２Ｄ及び高圧炉心冷却系非常用ディーゼル発電機より所内各設備への給電を継続した。
原子炉冷却は，主蒸気逃がし安全弁を間欠に手動で開操作しながら，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注入系を用いて，原子炉水位を維持しながら実施した。原子炉温度は順調に低下し，地震の約３日後に外部電源の一部が復旧（154 系１回線）した後は，残留熱除去系による原子炉冷却に切り替えて原子炉冷却を継続し，平成２３年３月１５日０時４０分に原子炉は冷温停止状態となった。
この期間の対応について関係者に聞き取りした結果を整理し，得られた知見と，今後，取組むべき事項を以下に整理した。
1.0.12-7

237

第 1.0.12-5-1 表

東二の対応から得られた知見と今後の取組み（中央制御室）得られた知見取組み（対策）1 ・常用電源の喪失によりＩＴＶが使 ・津波監視及び使用済燃料プー用できず，建屋内外の状況確認に時ル監視のためのＩＴＶ電源は間を要した。

非常用電源からの供給とする。

2 ・プラント状況に応じた迅速な運転 ・平時より，情報連絡要員を中央操作・対応を行うため，プラント状

制御室に待機させ，重大事故等

況の把握のための，災対本部と発電発生時には，初動対応時からプ長の間の連絡は極力短時間とすべ

ラントや中央制御室の状況をき。

災害対策本部に報告させることにより，必要な情報を迅速に共有する。

第 1.0.12-5-2 表

東二の対応から得られた知見と今後の取組み（現場操作･作業）得られた知見取組み（対策）1 ・電源関連のトラブルが発生した場 ・種々の不具合を想定して，災害
合には，ＭＣＲにおける監視や遠隔対策本部及び運転助成員に包操作が不可能となるため，屋外巡視

括的な要員を確保する。

や現場操作に多くの人数を配置する必要が生じる。
2 ・現場作業が複数進行すると連絡が ・現場から制御室に連絡する場
合には，連絡相手を名指しして交錯した。

連絡するとともに，３way コミュニケーションを徹底する（訓練を重ねて体得する）。

1.0.12-8238

3 ・地震直後に複数の箇所で溢水が発 ・手書きできるタグを非常時用生したため，隔離のため弁を閉としに準備しておく。

たが，弁開閉状態を現場掲示するタ
グが不足し，一部の弁については開閉状態の現場管理ができなかった。
（運転操作が落ち着いた後に，操作者への聞き取りにより弁隔離状況を整理した）
・タグ管理を行うシステムが停電し使用できなかった。

第 1.0.12-5-3 表

東二の対応から得られた知見と今後の取組み（訓練強化等）得られた知見取組み（対策）1 ・地震時対応訓練，火災対応訓練を ・今後も地震時対応訓練及び火行っていたため，巡視のポイント

災対応訓練を継続的に実施す（スロッシングの発生源となり得ることで，運転対応要員の共通る箇所，上階からの巡視，電源盤の認識を維持・向上させる。

確認等），対応措置や安否確認の作業・報告がスムーズに行えた。

(2)手順書の整備
a)手順書の整備によるヒューマンエラー防止対策の取組み
従来から，当社は手順書を整備し，運転操作ミス（誤操作）の防止に取り組んでいる。重大事故等発生時における対処に係る運転操作に当たって，運転操作ミスの防止に係る重要性がさらに高まることから，今後は，重大事故等対処設備の運転操作に関わる事項の整備に当たっては，第 1.0.12-6 表に記載した事項について考慮する。

1.0.12-9239

第 1.0.12-6 表ヒューマンエラー防止のための対策

1 設計基準事故を超える事故に対し，的確かつ柔軟に対処できるよう，必要な手順書類を整備する。
2 適切な判断を行うために必要となる情報の種類，入手方法及び判断基準を整備する。
3 事象の進展状況に応じて手順書類がいくつかの種類に分けられる場
合には，別の手順書に移行する判断基準を明確にし，手順書間の関係を明確にする。
4 運転員が操作する際には，操作指示者が確認した上で了解し実施する。また，必要なステップ毎に適切な職位がダブルチェックする。

b)その他
上記 a)のほかに，重大事故等時における手順書について，第 1.0.12-7 表の観点も追加して整備する。
第 1.0.12-7 表

その他考慮する事項

1 炉心損傷及び格納容器破損を防ぐために最優先すべき操作等（ホウ酸注入，海水注入，格納容器ベント）の判断基準をあらかじめ明確化し，発電長の判断により迅速な操作ができるようにする。
2 重大事故等時に運転操作する設備，監視する計器及び通信連絡設備等については，その他の設備等と識別化しておく。

(3) 運用面での改善
従来，東二では重大事故等の発生時に迅速・的確な事故対応ができるように，原子力防災訓練等の事故対応の教育・訓練を実施している。また，発電所員の事故対応意識の向上のため，安全文化醸成活動を継続的に実施している。このような，運用面での取り組みについて，第 1.0.12-8 表に関する事項について今後に改善を行う。
1.0.12-10240

第 1.0.12-8 表
1

運用面における今後の改善

原子力防災訓練においては，シナリオ非提示型の訓練の実施，社内関係箇所とのＴＶ会議システム等を用いた情報連携等を取り入れ，より実践的な訓練を実施する。

2

フルスコープシミュレータを用いた運転員と災害対策本部員との連携訓練を行う。また，災害対策本部員の図上訓練として災害対策
本部対応訓練を高頻度で繰り返し実施する。

3

休日・夜間に非常招集可能な体制の整備等，重大事故等対策に要する体制の構築，整備を行う。

4

淡水による原子炉圧力容器への注水等ができない場合に海水を使用する手順を社内規程に定めておくなど，原子力災害発生時において発電長が躊躇なく判断できる社内規程を整備する。

5

地震の揺れに対する防護のため，中央制御室盤に地震時対応用手摺りの取付けなど，地震を念頭においた対策を実施する。

6

外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるようにホイルローダ等をあらかじめ配備し，運転操作を習得する。また，事故時に要求される特殊技量（重機の操作等）を有した要員を確保するために，大型自動車，重機等の免許等について社員の資格取得を進める。

7

マスク着用等，様々な環境を想定した現場の対応訓練を実施する。

8

本部長，班長について，複数名の人員を配置することで，事故対応が長期間に及んでも交代で対応することができ，常により最適な判断が下せるようにする。

9

放射線管理上の強化として，可搬型モニタリングポスト等の設置に必要な災害対策要員の確保，社員に対して放射線計測器の取扱研修を行いモニタリング要員の育成，緊急時対策所への電子式個人線量計の配備を実施する。
緊急時対策所入口にチェンジングプレースを設置し，外部から放射性物質を持ち込まない環境を整備するとともに，総合訓練時に設置訓練を行う。

10 原子力緊急事態支援組織との連携を図る訓練を行い，資機材（ロボット等）の迅速な輸送に関する訓練を適宜実施する。

1.0.12-11

241

別紙 1
福島第一原子力発電所の事故に係る重大事故等対処設備の運用面の課題の抽出について
1.抽出要領本資料における福島第一原子力発電所の事故に係る重大事故等対処設備の運用面の課題の抽出の概要を以下に示す。
指摘及び提言事項の抽出は，各部門（運転，設備，安全，放管等）の担当が実施し，その結果は発電部門内で議論・共有されている。
調査対象
1

機関

報告書名称
東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故調査委員会
報告書（2012 年 6 月）

国会事故調

2

東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会
最終報告書（2012 年 7 月）

政府事故調

3

福島原発事故独立検証委員会 調査・検証報告書（2012 年
2 月）

民間事故調

4

福島原子力事故調査委員会

東京電力

5

福島第一原子力発電所における原子力事故から得た教訓（2012 年 8 月）

最終報告書（2012 年 6 月）

ＩＮＰＯ
（原子力発電運転協会）

東海第二発電所に係る指摘及び提言事項を抽出

約 800 項目
抽出した指摘及び提言事項について、内容が類似の事項を統合

約 200 項目
統合した指摘及び提言事項のうち，対応が明確である事項を抽出
ただし，以下に示すような他の説明資料で記載される事項は対象外とした（他の説明資料で記載されるため対象外とした内容の例）
・設備及び資機材の整備に係る事項
・設備及び資機材の整備に伴って対応する事項（手順書を整備すること，整備した手順書を用いた訓練を行うこと等）
・発電所の災害対策本部及び本店の災害総合対策本部の体制や要員の活用等に係る事項
・その他（他の説明資料で記載される内容）

本資料の下記の 3 表に集約
・第 1.0.12-2 表 手順書の整備に関する課題と対策
・第 1.0.12-3 表 訓練の充実に関する課題と対策
・第 1.0.12-4 表 運転操作を補助する資機材の充実に関する課題と対策

1.0.12-12242

添付資料 1.0.16

東海第二発電所
重大事故等発生時における
東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の影響について

243

＜目

１．概

次＞

要

1.0.16-1

２．東海発電所からの影響

1.0.16-1

２．１

東海発電所との同時発災による東二重大事故等対応への影響２．２

1.0.16-1

東海発電所の廃止措置作業で使用する資機材及び発生する廃材等による影響評価

1.0.16-8

３．使用済燃料乾式貯蔵設備からの影響

1.0.16-10

４．評価結果1.0.16-11

第1.0.16-1表

東海発電所における想定事象と可能性のある影響･･･1.0.16-13

第1.0.16-2表

火災発生時の消火活動要員の動き･････････････････1.0.16-14

第1.0.16-3表

東海発電所の廃止措置作業で使用する資機材又は発生する廃材等に対する想定事象と可能性のある影響･･････1.0.16-15

第1.0.16-4表

自然現象等による貯蔵容器への影響･･･････････････1.0.16-16

第1.0.16-5表

原子炉等の重大事故等対応に影響を与える可能性のある貯蔵設備の想定事象とその影響･･････････････････････1.0.16-17

第1.0.16-1図東海第二発電所 原子炉建屋と重大事故等対応に必要な屋外重大事故等対処設備，アクセスルート，東海発電所
及び貯蔵設備との位置関係･･････････････････････1.0.16-18

第1.0.16-2図

東海発電所の構造と黒鉛（減速材）の世知状況･････1.0.16-19

第1.0.16-3図

敷地遡上津波のシミュレーション結果（最大浸水深分布）
1.0.16-20

添付1

東海発電所の原子炉建屋損壊時における黒鉛による線量影響について･････ 1.0.16-21

添付2

東海発電所に貯蔵中の黒鉛の火災による東二重大事故等対応への影響について･････

添付3

津波波力及び貯蔵建屋外部からの漂流物の衝突による貯蔵建屋への衝突について･････････

添付4

1.0.16-30
1.0.16-27

貯蔵建屋内で発生する漂流物による貯蔵容器への影響について244

･････ 1.0.16-30
添付5

貯蔵建屋内への津波浸入時の貯蔵容器浸水による密封機能への影響･････ 1.0.16-33

添付6

貯蔵建屋部材が外部への損壊流出物となる可能性について･････ 1.0.16-34

245

１．概

要

東海第二発電所（以下「東二」という。）の原子炉及び使用済燃料プール（以下「原子炉等」という。）において重大事故等が発生した場合に，東二と同じ防潮堤内の敷地に設置している東海発電所（廃止措置中，核燃料搬出済
み。）においても建屋損壊，機器損傷，火災等が発生すると想定し，これらの事象が発生した場合でも東二重大事故等対応が成立することを確認する。
また，東二敷地内に設置している使用済燃料乾式貯蔵設備 ＊（以下「貯蔵設備」という。）についても，東二の原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等による使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「貯蔵建屋」という。）への影響及び貯蔵設備が東二の原子炉等の重大事故等対応に与える影響を検討する。

＊ 貯蔵設備は，貯蔵建屋，貯蔵建屋に付随する設備（天井クレーン等），使用済燃料乾式貯蔵容器（以下「貯蔵容器」という。），貯蔵容器支持構造物及び監視装置で構成される。

２．東海発電所からの影響
２．１

東海発電所との同時発災による東二重大事故等対応への影響（１）想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東二で重大事故等が発生した場合に，東二の重大事故等対応に影響を与える可能性のある東海発電所で同時に発生する事象としては，基準地震動
Ｓ Ｓ ，基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地遡上津波」という。）
による建屋倒壊，機器損傷及び，火災等が考えられる。
東海発電所において発生が想定される事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性を検討した結果を第1.0.16-1表に示す。

1.0.16-1

246

（２）作業環境による影響評価
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋及びその他各建屋が設置されている敷地は東二敷地に隣接しており，また，東二重大事故等対応を行うためのアクセスルートの一部は，東海発電所の敷地周辺に設定されている。
これらの位置関係を第1.0.16-1図に示す。また，東海発電所については，廃止措置工事中であるが，2017年9月現在，原子炉構造物の解体は未着手であり，また，原子炉内には黒鉛（総数：30,000本，総重量：約1600t）が保管されている。東海発電所の概要と原子炉内の状況を第1.0.16-2図に示す。
第1.0.16-1表のとおり，東海発電所の建屋倒壊による，東二の原子炉建屋構造への影響及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートへの影響について以下に確認した。

ａ．基準地震動及び敷地遡上津波による影響に関する評価
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋及びその他各建屋は，東二原
子炉建屋及びその他重大事故等に係る設備から約100m以上離れている。
このため，万が一建屋が損壊しても東二原子炉建屋の構造に影響しない。
東海発電所の原子炉建屋，タービン建屋，及び固化処理建屋並びに幾つかの屋外施設（変圧器等）は，東二重大事故等対処設備へのアクセス
ルート（最も近い場所）に近い場所に位置している。万が一これらの建屋及び機器が損壊した場合には発生したがれきや機器等によりアクセス
ルートへの限定的な影響が考えられるため，保有している重機（ホイールローダ）を用いてがれきを撤去するなどの対応により，アクセスルー
トを確保する。
なお，東海発電所の原子炉建屋頂部に設置している排気筒については，
1.0.16-2

247

万が一損壊しても，東二の原子炉建屋への構造に影響しないように，短尺化する。

ｂ．放射線環境に関する評価
ａ．において東二原子炉建屋への離隔距離が少ない東海発電所の各建屋が万が一倒壊した場合における東二重大事故等対応への影響を，放射線環境の観点から検討した。
東海発電所の原子炉構造物及び原子炉内の保管物のうち放射能量が多く，機器自体の燃焼によって放射性物質の飛散が想定されるものとして黒鉛が挙げられる。黒鉛は，原子炉内において拘束シリンダー及びカバ
ープレートで固定されており，原子炉容器で密閉化されている。さらに，
一次生体遮蔽壁，二次生体遮蔽壁及び原子炉建屋にて覆われている。黒鉛の設置状況を第1.0.16-2図に示す。
このように黒鉛は多数の容器及び壁等によって覆われていることから，
基準地震動Ｓｓ及び敷地遡上津波によっても原子炉建屋外に流出することはないと考えられる。
万が一，原子炉容器，一次生体遮蔽，二次生体遮蔽及び原子炉建屋の全てが損壊した場合においても，アクセスルートの線量率は，添付1に示すとおり，保守的に評価しても，直接ガンマ線による線量率は0.02mSv／
h，スカイシャインによる線量率は0.005mSv／hと評価される。いずれの線量率においても，東二の重大事故等対応及び東二重大事故等対処設備
へのアクセスルートに影響を及ぼすものではない。
東海発電所（原子炉構造物以外）の各建屋の線量率分布については，
燃料取扱建屋，使用済燃料冷却池建屋，放射性廃液処理建屋，固化処理
1.0.16-3

248

建屋及びチェックポイント建屋の一部に高線量率の範囲があるが，最高でも約0.15mSv／hであり，万が一，建屋が損壊して放射線影響を与える
建屋構造物や物品が流出しても，東二重大事故等対応及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートに対する放射線環境による影響はない。

ｃ．まとめ
ａ．及びｂ．の検討結果より，基準地震動Ｓ Ｓ により東海発電所の建屋が万が一損壊しても，離隔距離の観点から，東二原子炉建屋の構造に影響を及ぼすことはなく，また，東二の重大事故等対応に支障を来すことはない。
また，敷地遡上津波により東海発電所の屋外施設が流出しても，東二重大事故等対処対応に係るアクセスルートに対する影響も限定的であり，保有している重機を用いてがれき等を撤去することにより，東二重大事
故等対応に支障を来すことはない。
更に，基準地震動Ｓｓや敷地遡上津波により東海発電所の炉内構造物
や建物が万が一損壊しても，東二重大事故等対応及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートに対する放射線環境による影響はない。

（３）資源に対する影響評価
a．黒鉛の火災
東海発電所で発生する火災の想定事象のひとつに，黒鉛の火災が挙げられる。黒鉛の燃焼が持続すると大規模な火災となる可能性がある。このため，黒鉛の燃焼に関して，廃止措置期間中（解体工事時を含む）における黒鉛の保管場所（原子炉内）の環境における黒鉛の着火及び燃焼
1.0.16-4249

の持続性に関する検討を行った。
原子力発電技術機構による調査結果を基に検討した結果，添付2に示すとおり，黒鉛が着火及び燃焼が持続するための環境（650度以上を維持，燃焼を助長する酸素の供給等）が長期間形成されることはないことから，大規模な火災は発生しないと考えられる。
ゆえに，黒鉛による火災が発生した場合には，以下のb．に示す火災対応と同様の対応を行う。

ｂ．その他施設での火災
東海発電所で火災が発生した場合における，必要な消火活動要員，消火活動用資機材及び消火活動用水源による東二重大事故等対応への影響について，以下に検討した。
ａ）消火活動要員に関する評価
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）と，平日勤務時間帯における火災発生時の消火活動に係る要員の動きを，第1.0.16-2表に示す。夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）の時間帯は廃止措置室消防隊が不在であるが，現場の監視及び消火活動は十分に対応可能である。また，火災活動に必要な資機材は必要に応じて，東二及び他施設とは別配置としている。以下に詳細を記載する。

(ⅰ) 夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，また，当直守衛員は東海発電所管理区域及び屋外全般を所掌として，火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
1.0.16-5250初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。

(ⅱ) 平日勤務時間帯
東二当直要員は東二管理区域（建屋内外）及び周辺防護区域を所掌とし，廃止措置室消防隊が東海発電所管理区域を所掌とし，当直守衛員が屋外全般を所掌として，火災発生時には初期消火対応及び公設消防への連絡を行う。
初動対応において出動要請を受けた自衛消防隊は，初期消火に引き続いて消火対応を行い，公設消防の到着後は公設消防の指揮下で消火対応を行う。

自衛消防隊は，隊長と副隊長（夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）
は，訓練により力量を確保している宿直当番者）及び当直守衛員７人により構成される。当直守衛員７人により，化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を同時に使用した消火活動が可能である。
当直要員及び当直守衛員が，各々の所掌において火災を発見した場合は，上記のとおり初期消火対応及び公設消防への連絡を行うとともに，当直要員と当直守衛員の間で迅速に情報共有する。

重大事故等発生時において複数個所の同時火災が確認された場合は，災害対策本部の確立前は，当直発電長は火災によるアクセスルート及び重大事故等対応に及ぼす影響等を考慮して消火活動の優先度を判断し，1.0.16-6251

自衛消防隊を出動させ消火活動にあたる。災害対策本部の確立後においては，当直発電長からの報告を受けた災害対策本部長が上記と同様の観点から消火活動の優先度を判断する。

以上より，東二当直要員，当直守衛員及び自衛消防隊は，元々，災害対策本部体制に所属しており，また，発電所敷地内の火災の消火対応を十分に行うことができることから，東二重大事故等対応には影響しない。

ｂ）消火活動用資機材に関する評価
東二及び他施設（東海発電所及び貯蔵設備）の消火活動用資機材の種類，
水源，配備及び設置場所を以下に示す。
消火栓及び消火器は東二，東海発電所及び貯蔵設備に各々設置し，消防用自動車は東二，東海発電所及び貯蔵設備の共用として配備している。
なお，各消火用資機材の水源は東二重大事故等対処設備ではないため，
これらの消火活動用資機材を用いた消火活動は東二重大事故等対応に影響しない。
・屋外消火栓（水源：防火水槽及び原水タンク）：共用として設置

・屋内消火栓（水源：ろ過水タンク及び多目的タンク）：東二，東海発電所及び貯蔵設備に各々設置
・消火器：東二，東海発電所及び貯蔵設備に各々設置

・化学消防自動車（１台）及び水槽付消防ポンプ自動車（１台）：共用として配備

1.0.16-7

252

ｃ．まとめ以上より，東ニ敷地内の他施設（東海発電所及び貯蔵施設）で火災が発生した場合でも，消火活動に必要な資源は東二重大事故等対応には影
響しない。

２．２

東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材等による影響評価（１）想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東二と同じ敷地内において，東海発電所では廃止措置作業を行っている。
東海発電所の廃止措置作業が東二重大事故等対応に影響を与える可能性を検討した結果を第1.0.16-3表に示す。

（２）作業環境による影響評価
東海発電所の廃止措置作業に用いる資機材（クレーン，ユニック車，トラック等）は，基準地震動Ｓ Ｓ 及び敷地遡上津波により容易に転倒しないよ
うに設置し，また，資機材及び廃材（鉄骨等）が荷崩れしないように固縛する。万が一，基準地震動Ｓｓにより資機材及び廃材が転倒又荷崩れした
場合でも，屋外の重大事故等対処設備を損壊させない位置及びアクセスル
ートに必要な通行幅5mを確保できる位置に配置する。特に，クレーンについては，作業により一時的にアームを伸ばした状態で転倒した場合にアクセスルートとして必要な通行幅5mを確保できない場合は，複数のアクセス
ルートのうち通行可能なルートを使用する。
また，東海発電所の廃止措置作業における資機材及び廃材は，敷地遡上
津波によるアクセスルートへの影響を回避するため，資機材については，
使用時以外はアクセスルートからできるだけ離れた場所に保管し，廃材も1.0.16-8253アクセスルートからできるだけ離れた場所に保管する。万が一，資機材及び廃材が流出してアクセスルートへの限定的な影響が確認された場合には，保有している重機（ホイールローダ）を用いて資機材及び廃材を撤去することでアクセスルートを確保する。
さらに，東海発電所の廃止措置作業に用いる資機材は，竜巻により容易に転倒しないように設置し，また，資機材及び廃材等が荷崩れしないように固縛する。あるいは建屋内に収納又は敷地外から搬出する。万が一，竜巻により資機材及び廃材が転倒又は荷崩れした場合は，発生したがれき等
によりアクセスルートへの限定的な影響が考えられるため，保有している重機（ホイールローダ）を用いてがれき等を撤去することで，アクセスル
ートを確保する。
さらに，竜巻の襲来が予想される場合には，速やかに作業を中断するとともに，建屋搬入口の閉止，クレーンのアームを降ろす，資機材及び廃材については想定（設計）竜巻飛来物以外の物が飛来物とならないように固縛，ネット付設等，車両については退避，固縛等の必要な措置を講じる。

（３）運用対策の実施
東二重大事故等対応に影響を与えないためには，上記３．（２）に記載
した東海発電所の廃止措置作業で使用する資機材又は発生する廃材に対する運用管理が必要である。これらの運用管理については，確実に実施するために手順として原子炉施設保安規定に規定し，ＱＭＳ規程に基づき実施する。

1.0.16-9254

３．使用済燃料乾式貯蔵設備からの影響（１）東二原子炉等との同時被災時の貯蔵設備への影響
原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等により，貯蔵設備が同時に被災するような場合の影響として，貯蔵容器の安全機能（除熱機能，密封機能，遮蔽機能及び臨界防止機能）の喪失が考えられる。そこで，原子炉等との同時被災により貯蔵容器に影響を与えると考えられる自然現象等と，それらによる貯蔵容器への影響を第1.0.16-4表のとおり検討した。
地震については，基準地震動Ｓ Ｓ による貯蔵建屋の損壊や貯蔵容器の転倒は発生せず，貯蔵容器の安全機能への影響はないことを確認している。
また，その他の自然現象（地震及び津波を除く），外部人為事象，内部火災
及び内部溢水が発生しても貯蔵容器の安全機能に影響はない。
以上から，貯蔵容器に影響を与えると考えられる事象として，敷地遡上津波を想定した。
敷地遡上津波による，浸水量評価結果を第1.0.16-2図に示す。解析の結果，給気口がある貯蔵建屋長壁面の最大浸水深は4mであり，地上4.6mの高さに設けられた給気口からは浸入しないものの，大物搬入口扉と床面の隙間等から貯蔵建屋内に浸入する可能性がある。また，貯蔵建屋への津波波力の作用，貯蔵建屋への漂流物の衝突の可能性はあるが，貯蔵建屋が損壊することはない（添付1）。貯蔵建屋内への津波による浸水により，貯蔵建
屋内の部材が漂流物となる可能性はあるが漂流物が貯蔵容器に衝突しても密封機能に影響はない（添付2）。さらに，保守的に貯蔵容器の水没を仮定
しても密封機能への影響はない（添付3）。
貯蔵建屋が健全で給排気口による空気の自然対流が確保されるため，貯1.0.16-10255蔵容器の安全機能のうち，除熱機能は確保される。貯蔵容器の形状が維持されるため，密封境界も遮蔽材も健全であり，密封機能及び遮蔽機能は確保される。貯蔵容器内部のバスケット（仕切板）の形状が維持されるため，臨界防止機能は確保される。
上記の検討結果より，原子炉等において重大事故等が発生することを想定する自然現象等によって貯蔵設備が同時に被災する場合においても，貯蔵容器の安全機能に影響がないことを確認した。
以下に，このような状況が発生した場合でも，貯蔵設備が東二の原子炉等の重大事故等対応に影響を与えないことを確認する。

（２）貯蔵設備の想定事象と東二重大事故等対応に影響を与える可能性
東二の原子炉等の重大事故等対応に影響を与える可能性のある貯蔵設備の想定事象とその影響の検討結果を第1.0.16-5表に示す。

（３）作業環境による影響評価
貯蔵建屋及び東二の原子炉等の重大事故等対処設備は第1.0.16-1図に示すとおり，敷地内に設置されている。ここでは第1.0.16-4表に基づき，貯蔵設備が重大事故等対処設備に影響を与えるかを検討した。
敷地遡上津波によって貯蔵設備が原子炉建屋に与える影響を評価した結果，敷地遡上津波によって貯蔵建屋部材が損壊し，外部への流出物が生じた場合でも，発生した流出物による影響はないことを確認した（添付4）。

４．評価結果上記２．〜３．の評価及び対策により，東海発電所及び貯蔵設備が東二原
1.0.16-11256

子炉等と同時に被災しても，東二重大事故等の対応については影響を与えないことを確認した。

1.0.16-12257

第1.0.16-1表

作業環境

影響評価項目
物的
損壊
影響
流出物

間接的
影響

火災

溢水，
漏洩

資
源

東海発電所における想定事象と可能性のある影響
想定事象
可能性のある影響
・基準地震動Ｓ Ｓ 等による東 ・東海 発電 所の 建屋 の 損
海発電所の建屋倒壊
壊により，東二原子炉建・敷地に遡上する津波によ
屋の構造に影響を及ぼる東海発電所の屋外機器のす。
流出・東海 発電 所の 建屋 の 損
壊及び原子炉内の黒鉛・地震等による東海発電所の流出により，屋外の東の屋外可燃物施設の損壊に二重大事故等対処設備
より発生する火災
が損傷又はアクセスル
・地震等による東海発電所
ートが通行不可となる。
の屋外タンク（水系，薬品系，油系）の損傷により発 ・損壊した建屋（がれき）及び原子炉内の黒鉛の生する溢水，漏洩流出により，線量場が増加し，東二重大事故等対処作業に影響を及ぼす。
・ 東 海 発 電 所 で 発 生 す る 火 ・原子 炉内 の黒 鉛の 燃 焼
災 ※1
及びその他施設の火災により，東二重大事故等対応に必要な資源（要員，資機材，水源，電源）が確保不可となる。

※1：東海発電所は核燃料が全て搬出済みであるため，全交流動力電源喪失，使用済燃料冷
却池スロッシング，使用済燃料冷却池崩壊熱除去機能喪失，使用済燃料冷却池漏洩，核燃料露出（高線量場発生）は想定事象に含めない。

1.0.16-13258

第1.0.16-2表

火災発生時の消火活動要員の動き
本部体制
の所属

時系列
夜間及び休日（平日勤務時間帯を除く）

当直運転員

1

MCR〜
火災現場

※４

※３

1

8

東一
内部
・
東二
内部
・
屋外
※３

2

東一
内部
・
屋外

火災現場
消火
対応

現場指揮
本部

※５

●

火災現場
監視所
監視所〜
火災現場

●
●

●

庶務班（防 災）

廃止措置
室消防隊

MCR

庶務班（防 災）

自衛消防隊
宿直当番者
(技術系管理職)
自衛消防隊
宿直当番者
(管理職)
当直守衛員 ※１
（7 名）
当直守衛員
(通報連絡責任者)
当直守衛員(連絡担当)

東二内部

初動対応
自衛 公設消現場 119 自衛消 初期 消防 防の現 初動 全体
確認 通報 防隊出 消火 隊到 場誘導 体制 体制
着後
動要請
運転
●
●
対応
●
● 移行

当直要員

1

活動場所

当直要員

当直発電長

自衛消防隊

初期消火活 動要員

災害対策本部体 制（３９名 ）の要員
―

所掌

対応
継続
●

※６

（不在）
本部体制
の所属

時系列
平日勤務時間帯

所掌

当直運転員

1

自衛消防隊長

1

※１

当直守衛員
（7 名）

※３

東一
内部
・

8

東二
内部
・
屋外

火災現場
現場指揮
本部

消火
対応
※５

火災現場

●

庶務班（ 防災）

自衛消防副隊長

東二
内部

全体
体制

当直要員

1

自衛消防隊

初期消火活 動要員

災害対策本 部体制（１１０名）の要員

当直発電長

初動対応
自衛 公設消現場 119 自衛消 初期 消防 防の現確認 通報 防隊出 消火 隊到 場誘導
着後
動要請
運転
MCR
●
●
対応
移行
MCR〜
●
※４
火災現場 ●
活動場所

当直守衛員
監視所
●
●
対応
(通報連絡責任者)
2 屋外
継続
当直守衛員
監視所〜
※６
●
●
(連絡担当)
火災現場
上
本部
●
●
廃止措置 Gr マネージャー 1
記
対応
※３
1
●
●
室消防隊 Gr 員
東一
要
継続
(廃止措置
火災現場
※７
※２ 内部
員
4
●
管理 Gr) Gr 員
外
※１：自衛消防隊のうち当直守衛員（7 名）は消防車操作の力量を有する※２：廃止措置室消防隊のうち Gr 員の要員数は変動する場合あり※３：東一：東海発電所のこと※４：当直発電長及び当直運転員は中央制御室にてプラント運転対応に移行※５：自衛消防隊長：火災現場で消火活動の指揮，自衛消防副隊長以下 8 名：火災現場等で消火対応※６：通報連絡責任者：監視所で連絡の指揮，連絡担当：他火災の連絡業務に備える※７：廃止措置室消防隊は東Ⅰの火災現場で消火対応実施

1.0.16-14259

第1.0.16-3表

東海発電所廃止措置作業で使用する資機材又は発生する廃材等に対する想定事象と可能性のある影響

作業環境

影響評価項目
想定事象
可能性のある影響
物的損壊
・ 基 準 地 震 動 Ｓ Ｓ 等 に よ る ・屋外の東二重大事故等
影響流出物
東海発電所廃止措置作業
対処設備が損傷又はに用いる機材（クレーン
アクセスルートが通等）の転倒又は資材・廃材
行不可となる。
（鉄骨等）の荷崩れ・敷地に遡上する津波による東海発電所廃止措置作業に用いる機材（クレーン・廃材（鉄骨等）の流出
・竜巻による東海発電所廃止措置作業で使用する資機材及び発生する廃材等の転倒，荷崩れ，飛来1.0.16-15

260

第 1.0.16-4 表

自然現象等による貯蔵容器への影響

自然現象又は
外部人為事象等

貯蔵容器への影響

地震（基準地震動Ｓ Ｓ ）・貯蔵建屋の損傷がなく，貯蔵容器の支持架台も健全であることから，貯蔵容器の安全機能に影響はない。

津波（敷地遡上津波）・津波波力及び貯蔵建屋外部からの漂流物の衝突による貯蔵建屋の損壊はないことを確認している（添付 1）。
・貯蔵建屋内の漂流物により貯蔵容器の安全機能に影響はないことを確認している（添付 2）。
・貯蔵建屋内への津波による浸水により，貯蔵容器の密封機能に影響はないことを確認している（添付 3）。

・豪雨,暴風,森林火災,積雪,火山降灰等の自然現象により，送電自然現象
線損傷による外部電源喪失，又は貯蔵容器及び監視設備水没のシ（地震及び津波を除
ナリオが考えられるが，貯蔵容器の安全機能は電源喪失に影響さく）れないことから，貯蔵容器の安全機能への影響はない。
・航空機落下，ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災等について
は，原子炉建屋から貯蔵建屋まで 100m 以上の離隔距離があるこ
外部人為事象とにより同時被災しないこと，また，立地的要因により設計上考慮する必要がないこと等から影響はない。
・貯蔵建屋内において，電気室及び出入管理室の制御盤・電気盤，また，トレーラエリアと電気室・出入管理室の 2 階部に常時待機している天井クレーンの減速用の潤滑油が可燃物であり，火災発生の可能性がある。
・しかし，火災区域であるキャスク貯蔵エリアは，電気室及び出内部火災
入り管理室とコンクリート壁で隔てられ，電気室・出入管理室（及び天井クレーン）から 10m 以上離隔距離があること，また，電気室の制御盤等の可燃物や天井クレーンの潤滑油が発火したとしても火災継続時間は短く，さらに，貯蔵容器自体は不燃材で構成されていることから，火災により貯蔵容器の安全機能への影響はない。
・貯蔵容器は自然冷却により使用済燃料の崩壊熱を除去しており，内部溢水により電源喪失が生じても除熱機能に影響はない。
内部溢水
また，貯蔵容器が水没しても，津波の影響評価に包絡され貯蔵容器の密封機能に影響を与えない。

1.0.16-16

261

第 1.0.16-5 表

原子炉等の重大事故等対応に影響を与える
可能性のある貯蔵設備の想定事象とその影響想定事象想定される影響

作業環境

影響評価項目
損壊，貯蔵建 敷地遡上津波による貯蔵建
物的屋外部 屋の大物搬入口扉，遮蔽扉 重大事故等対処設備の損傷
影響
への流 及びガラリ等の流出
出1.0.16-17262

第 1.0.16-1 図東二原子炉建屋と重大事故等対応に必要な屋外の重大事故等対処設備，アクセスルート，東海発電所及び貯蔵設備との位置関係

1.0.16-18

263

第 1.0.16-2 図

東海発電所の構造と黒鉛（減速材）の設置状況
1.0.16-19

264

第 1.0.16-3 図

敷地遡上津波のシミュレーション結果（最大浸水深分布）

1.0.16-20

265

添付 1
東海発電所の原子炉建屋損壊時における黒鉛による線量影響について

１．概要
東海発電所は廃止措置中であるが，原子炉内構造物の解体は未着手であり，また，黒鉛が原子炉容器内に保管されている。しかし，黒鉛は原子炉容器内において拘束シリンダー及びカバープレートにより固定されており，また原
子炉容器の外側には，一次生体遮蔽，二次生体遮蔽及び原子炉建屋と，多数の壁に覆われている。このため，大規模な自然災害によって東海発電所の原
子炉建屋等が損壊しても，原子炉内構造物及び黒鉛が原子炉建屋外に流出す
ることはないと考えられる。
しかし，原子炉建屋及び原子炉容器の損壊の場所及び程度によっては，東海発電所の原子炉建屋外に線量影響を及ぼす可能性があることから，以下に，放射能量が最も多い黒鉛による線量影響（直接ガンマ線及びスカイシャイン
ガンマ線による線量率）を算出し，東二の重大事故等対応への影響について検討した。

２．線量率の計算条件
直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の共通の計算条件を以下に示す。
（１）線源と評価点の位置関係
黒鉛（線源），ガンマ線の飛程，及び線量率を算出する評価点の関係を図 1に示す。評価点は，東海発電所の原子炉建屋から最も近いアクセスルートまでの距離を保守的に 100m と設定した。また，黒鉛は原子炉容器内にあるため，実際は地上 6m 程度の高さにあるが，保守的に，評価点（地上 1m 高さ）
1.0.16-21266

と同じ高さにあるものとした。黒鉛（線源）の形状は，実際の保管状態の全黒鉛の形状（半径：7m，高さ：4.08m）とし，その中心部からガンマ線が放出されるとした。
散乱
散乱

スカイシャイン線による影響（散乱を考慮）散乱

線源寸法（実機）
・半径：700cm
・高さ：408.3cm

直接線による影響

黒鉛
（線源）

評価点

100

図1

黒鉛（線源）と評価点の位置関係（２）線源
黒鉛の線源核種及び放射能は，東海発電所廃止措置計画認可申請書（平成23 年度申請）の記載値のうち，ガンマ線放出核種として表 1 に示す核種を用いた。
表1

黒鉛の線源核種及び放射能

核種
Mn54
Co60
I129
Cs134
Cs137
Eu152
Eu154

放射能（Bq）
8.10E+7
3.10E+13
2.20E+4
4.00E+93.80E+10
8.20E+7
2.30E+111.0.16-22267

（３）計算コード
直接線による線量率は「３次元遮蔽計算プログラム Pre/GAN-D」を用いて計算した。また，スカイシャイン線による線量率は「散乱ガンマ線計算プロ
グラム Pre/GAM-S」を用いて計算した。

３．結論（線量率の算出結果）
原子炉容器，一次生体遮蔽，二次生体遮蔽及び原子炉建屋の全てが損壊した場合におけるアクセスルートの線量率は，直接ガンマ線による線量率は0.02mSv/h，スカイシャインによる線量率は0.005mSv/hと評価される。
いずれの線量率においても，東二の重大事故等対応及び東二重大事故等対処設備へのアクセスルートに影響を及ぼすものではない。

1.0.16-23

268

添付 2
東海発電所に貯蔵中の黒鉛の火災による東二重大事故等対応への影響について

１．概要
東海発電所の原子炉容器内部には，炉心を構成する黒鉛（30,000 体，総重量約 1,600t）が貯蔵されている。万が一，この黒鉛が大規模な火災によって放射性物質を大気中に放出すると，東二の重大事故等対応への影響が懸念される。
黒鉛の燃焼性に関しては，財団法人
水炉等改良技術確証試験

原子力発電技術機構による研究「軽実用発電用原子炉廃炉設備確証試験に関する調査報告書」（平成 11 年度）が行われていることから，本研究結果を踏まえて、
黒鉛の燃焼性の観点から，東二重大事故等対応への影響について考察した。

２．黒鉛の燃焼性に関する研究
以下に原子力発電技術機構による研究結果の概要を示す。
（１）黒鉛の燃焼が持続する条件（Schweitzer の条件）
大規模な黒鉛火災が発生するには，黒鉛の燃焼が持続することが必要である。この条件は以下のとおりとされている。
①黒鉛が 650 度以上に加熱されていること。また，黒鉛自体の燃焼熱又は外部の熱源により 650 度以上が維持されていること。
②燃焼に必要な酸素（空気）が供給されること。ただし，供給される酸素によって黒鉛の燃焼生成物が除去されることは必要であるが，黒鉛の表面が燃焼に必要な温度（650 度）以下となるほどの冷却が起こらないこと。
③酸素と黒鉛の配置が燃焼に適したものであること。
1.0.16-24

269

（２）黒鉛の燃焼試験
黒鉛の着火及び燃焼の持続に必要な条件を調査するため，原子力発電技術
機構において以下の試験が実施されている。
ａ．直接加熱試験
廃止措置工事等の各種工事にて鋼材溶断に用いるプラズマトーチ（火炎
温度：約 5,000 度〜約 10,000 度）を黒鉛に直接あてて，黒鉛の燃焼性を調査した。また，ドロス ※ を黒鉛に滴下させ同様に燃焼性を調査した。
試験の結果，プラズマトーチによる過熱により黒鉛は白色発光するものの，着火及び自己発熱による燃焼の持続は見られなかった。また，黒鉛は，ドロスの滴下によって過熱して赤色化することもなく，着火及び自己発熱
による燃焼の持続は見られなかった。

※

金属の熱加工時に，溶けた材料が溶融物となって付着したもの。金属の溶融物であるため，発生時は約 1200 度と考えられる。

ｂ．間接加熱試験
原子炉内の雰囲気温度が約 1,500 度（原子炉容器の鋼材が溶解しない程度の高温を想定）となった場合の黒鉛の燃焼性について調査を実施した。
調査の結果，雰囲気が約 1,500 度であっても，黒鉛の着火及び自己発熱
による燃焼の持続は見られなかった。

３．東海発電所の黒鉛による大規模な火災発生の可能性
東海発電所の廃止措置期間中（解体工事中）における黒鉛燃焼に係る環境
条件と燃焼の持続性に関して以下に表 1 に整理した。

1.0.16-25270

表 1 黒鉛燃焼に係る環境条件と燃焼の持続性
環境条件
燃焼の持続性（評価結果）
1

・原子炉容器や炉内構造物の熱的 ・上記 2.a 直接加熱試験により，黒切断する場合には，切断用トーチ
鉛 は 着火 及 び 燃 焼 が 持 続 しな いやドロスが 650 度を超える可能性
ことを確認した。
がある。
[参考]2(1)の①2・炉心は，黒鉛がチャンネル構造 ・黒鉛の配置は，通気性が確保され（通気性を確保）されているが， ている。
[参考]2(1)の③
燃 焼 に 必 要 な 酸 素 を 換 気 流 ま た ・しかし，左記理由により，万が一，は 自 然 循 環 以 外 で 供 給 す る 仕 組 黒鉛が燃焼しても，原子炉内の空みはない。
気の対流は換気流程度であって，・また，原子炉からの配管は出入口 自然循環が起こることはない。
ともに閉止しており，原子炉内で[参考]2(1)の②は，炉心冷却材の入口側と出口側 ・以上より，十分な酸素が救急されが完全に分離されている。
ることはなく，燃焼は持続しない。
・以上より，燃焼に必要な十分な酸素がチャンネルを介して供給されることはない。

表 1 より，解体工事中において，黒鉛が着火することはなく，万が一，着火した場合でも燃焼が継続することはないと評価される。
これより，黒鉛による大規模火災は発生せず、万が一，火災が発生しても，他の施設での火災と同様の対応を行うことにより，東二の重大事故等対応及び重大事故等対処設備へのアクセスルートに及ぼすことはないと評価される。

1.0.16-26

271

添付 3
津波波力及び貯蔵建屋外部からの漂流物の衝突による貯蔵建屋への影響について

津波波力及び貯蔵建屋外部からの漂流物による衝突荷重を評価し，貯蔵建屋の壁面の保有水平せん断耐力に裕度があることをもって，貯蔵建屋が倒壊しないことを確認する。評価に用いる貯蔵建屋寸法等を第1-1図に示す。
津波波力及び貯蔵建屋外部からの漂流物による衝突荷重は，それぞれ「津波避難ビル等の構造上の要件の解説（平成24年2月，国土交通省国土技術政策総合研究所他）」（以下「国交省解説」という。）及び「道路橋示方書・同解説（平成14年3月，日本道路協会）」に基づき，以下のとおり評価する。

【津波による建屋壁面の衝突荷重Q（津波波力＋漂流物による衝突荷重の和）】
Q＝Qz＋F２ ＝ ρg２ahz B・dz１

F２ より，

Q＝ 1 ρgB{（2ahz２ -z２ ２ ）-（2ahz１ -z１ ２ ）}×（1-β）×10−３ ）＋F２ （kN）
2
ここで，Qz：構造設計用の進行方向の津波波力（kN）
m＊１，短壁面

B：当該部分の受圧面の幅（m）（長壁面m＊１）

a：水深係数（＝3）（国交省解説において推奨される最大値）
h：設計浸水深（m）（貯蔵建屋における敷地遡上津波の進行波高さ（設計浸水深）は，長壁において4m，短壁において6mと評価される）
z１：受圧面の最小高さ（m）（1階面

m＊１，2階m＊１）

1.0.16-27272

m＊１， 2階面

z２：受圧面の最高高さ（m）（1階面

m ＊１ ，ただしahと比べ小さい方とする）（z1，z 2はEL.8.3mを基準面z＝0とした）
ρ：海水の密度（kg／m３ ）（1,030㎏／m ３ ）g ：重力加速度（m／s２ ）（9.80665m／s２ ）β：開口割合（給排気口面積の壁面の面積に対する割合）
m ＊１ ／給気開口×5給気開口

m＊１×

開口面積（1階面）：

m２＝

開口割合（1階面）：給気開口面積／長壁面積＝0.2026→

m ＊１ ）

β（1階面）＝0.20とする
m ＊１ ／排気開口×5排気開口＝75m ２m＊１×

開口面積（2階面）：

m＊１×

m２／（

＝

開口割合（2階面）：排気開口面積／長壁面積
＝

m＊１×

m２／（

＝0.1218→m ＊１ ）

β（2階面）＝0.12とする

F２：貯蔵建屋外部からの漂流物衝突荷重（kN）（0.1×50t＊２ ×g×V＝490kN）
V ：津波流速（m／s）（10m／s） ＊３＊１：工事計画認可申請書記載値及び使用済燃料貯蔵設備増強工事 建屋構造
計算書（平成11年9月）に基づく値＊２：設計上考慮する漂流物（浚渫台船44t）に余裕を考慮した値＊３：敷地遡上津波暫定評価に基づく値（8.5m／s（長壁面）及び5.2m／s（短壁面））に余裕を考慮した値

上記Qを貯蔵建屋壁面の保有水平せん断耐力と比較した結果，第1-1表のとおり裕度が1を超えており，長壁も短壁も倒壊しない。
1.0.16-28

273

第 1-1 表
貯蔵建屋壁面

貯蔵建屋壁面が敷地遡上津波により受ける衝突荷重
津波の設計
浸水深h（m）

Q（MN）

2階面

6

10.1

1階面

6

43.0

2階面

4

2.0

1階面

4

31.8

保有水平せん断耐力（MN） ＊１

裕度 ＊２

短壁

長壁

＊１：工事計画認可申請書記載値及び使用済燃料貯蔵設備増強工事 建屋構造
計算書（平成11年9月）に基づく値＊２：裕度＝保有水平せん断耐力／Q

（ガラリ）
開口部

2 階面ｚ ２＝
１階面ｚ ２ ，
2 階面ｚ １
＝

（ガラリ）
遮蔽扉

設計浸水深 h＝4

設計浸水深 h＝6

単位：m
第 1-1 図貯蔵建屋寸法等

1.0.16-29

274

添付 4
貯蔵建屋内で発生する漂流物による貯蔵容器への影響について

敷地遡上津波については，解析の結果，給気口がある貯蔵建屋長壁面の最大
浸水深4mであるため，地上4.6mの高さに設けられた給気口からは浸水しないと考えられるものの，大物搬入口扉と床面の隙間等から貯蔵建屋内に浸入する可能性がある。貯蔵建屋内に浸水した後は，敷地遡上津波の貯蔵建屋外壁における津波流速以上の速度にはならないと考えられるが，貯蔵建屋外側から内側への方向における敷地遡上津波の速度としては，貯蔵建屋外壁における速度にて貯蔵建屋内での漂流物の貯蔵容器への衝突評価を行う。評価は貯蔵容器の外表面への衝突により影響を受ける部位のうち，二次蓋への衝突を想定し，衝突による発生応力を評価する。
貯蔵建屋内で発生する漂流物としては，津波が直接衝突する，外面に設置された大物搬入口扉，出入口扉，ガラリ（給気口），また，貯蔵建屋内に浸入後は遮蔽扉，検査台，放射線エリアモニタ等が考えられる。このうち，重量が大きく衝突した場合の影響が大きいものとして，①大物搬入口扉，②遮蔽扉及び③ガラリ（給気口）を選定した ＊１ 。貯蔵建屋の各部材の設置位置を第2-1図及び第2-2図に示す。漂流物の衝突荷重は添付1同様，「道路橋示方書・同解説（平成14年3月，日本道路協会）」に基づき以下に示すとおり評価する。

＊１：出入口扉，検査台，放射線エリアモニタ等は比較的軽量又は床等に固定されていることから，貯蔵建屋内の漂流物とはなりにくいか衝突時の影響が小さいと考えられる。

1.0.16-30275

【貯蔵建屋内で発生した漂流物の衝突荷重による圧縮応力σ】
蓋部の発生応力σは，機械工学便覧基礎編a3，材料力学表5-1のケース2より，蓋部の最大応力は，蓋端部であり，次式で評価される。
２

σ＝0.75×

P・a
ｈ

２

（MPa）

F：貯蔵建屋内で発生する漂流物衝突荷重

F＝0.1×W×g×V×10−６ （MN）

W：漂流物重量（kg）
g：重力加速度（m／s２ ）（9.80665m／s ２ ）V：津波流速（m／s）（10m／s） ＊２
P：蓋に掛かる等分布荷重

P＝F／A

A：二次蓋の断面積：m２ma：二次蓋ボルト中心半径：h：二次蓋厚さ：（MPa）m＊２：敷地遡上津波暫定評価に基づく値（8.5m／s（長壁面）及び5.2m／s（短壁面））に余裕を考慮した値

一方，二次蓋の許容応力は，密封シール部以外よりも許容応力が保守的な密封シール部のMPa（一次膜＋一次曲げ応力強さ）を適用する。

評価結果を第2-1表に示す。貯蔵容器の二次蓋に漂流物が衝突した場合の発生応力はいずれの漂流物も許容応力を十分下回っていることから，貯蔵容器の安全機能に影響はない。

1.0.16-31

276

第2-1表貯蔵建屋内で発生する漂流物の衝突荷重による圧縮応力

漂流物① 大物搬入口扉② 遮蔽扉③ ガラリ（給気口）
合計（①〜③）

重量
（t）
7.0
40
0.81
48

二次蓋部発生応力（圧縮）（MPa）
0.3
1.3
0.1
1.7

許容応力
（MPa）

ガラリ(排気口)ガラリ(給気口)コンクリート
仕切り壁
遮蔽扉

第 2-1 図第 2-2 図貯蔵建屋鳥瞰図

貯蔵建屋 1 階床面図
1.0.16-32

277

添付 3
貯蔵建屋内への津波浸入時の貯蔵容器浸水による密封機能への影響

第3-1図に貯蔵容器全体と蓋部詳細を示す。
貯蔵建屋付近の設計浸水深4〜6mの遡上津波が貯蔵建屋内へ浸入し，床面から6mの高さに水面を形成する場合,貯蔵容器は高さ約5.7mであるため，水没する。
貯蔵容器は，最高使用圧力1.0MPaとして内圧を高め1次蓋の耐圧試験を行い，内外圧力差1.0MPaまで耐えられることを確認しており，ガスケット部は水深約100mまで密封機能を維持できる。水没の場合は外圧のほうが高い状態だが，ガスケットにかかる応力は円周方向に垂直であることは同じであり，耐圧試
験結果が適用できると考えられることから,貯蔵建屋内への津波浸入による密封機能に影響はない。
耐圧試験されている一次蓋のガスケ
ットは，蓋と上部フランジ及び一次
蓋上のバルブカバーに設けられ，貯蔵容器の密封境界を形成している。
二次蓋にもガスケットはあり，密封
監視境界を形成している。

約 5.7mバスケット(仕切板)（ガスケット）

密封監視境界（赤線部）（負圧）

第 3-1 図

貯蔵容器の蓋部詳細
1.0.16-33

278

添付 4
貯蔵建屋部材が外部への損壊流出物となる可能性について

給気口がある貯蔵建屋長壁面における最高浸水深は4mであり，給気口下端高さ4.6mより低いことから，津波は大物搬入口と床面の隙間等からゆっくりと浸水するものと考えられる。したがって，貯蔵建屋の内側から外側へ向かう方向の水の速度はほとんどないものと考えられ，貯蔵建屋で敷地遡上津波によって損壊し漂流物となった扉等の部材が外部へ流出する可能性としては，引き波によるものが考えられる。
襲来する津波により損壊した貯蔵建屋の扉等の部材は，床等に転倒した後，引き波による抗力が地面と部材との摩擦力を上回った場合，移動し流出すると考える。
貯蔵建屋内で発生する漂流物として，添付2と同様に，①大物搬入口扉，②遮蔽扉及び③ガラリ（給気口）について検討した結果，いずれも流出しにくいが，①及び③については，アクセスルートに流出した場合においても，保有している重機（ホイールローダ）を用いて撤去する等の対応により，アクセスルートを確保する。②については，厚さが貯蔵建屋からアクセスルートまでの敷地遡上津波の設計浸水深である0.4mよりも厚いこと及び金属製で海水に沈むことから，静摩擦係数を考慮すると，アクセスルートまでは移動しない。
したがって，敷地遡上津波によって貯蔵建屋部材が損壊し，外部への流出物が生じた場合でも，発生した流出物による影響はないことを確認した。

1.0.16-34

279