東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-2 改 19
提出年月日
平成 29 年 8 月 3 日

東海第二発電所

重大事故等対処設備について（補足説明資料）

平成 29 年 8 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。

下線部：今回提出資料
目次39 条39-1 重大事故等対処設備の分類
39-2 設計用地震力39-3 重大事故等対処施設の基本構造等に基づく既往の耐震評価手法の適用性と評価方針について
39-4 重大事故等対処施設の耐震設計における重大事故と地震の組合せについて
添付資料－１ 重大事故等対処施設の網羅的な整理について

41 条
41-1 重大事故等対処施設における火災防護に係る基準規則等への適合性について
41-2 火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類について
41-3 火災による損傷の防止と行う重大事故等対処施設に係る火災区域・火災区画の設定について
41-4 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災感知設備について
41-5 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の消火設備について
41-6 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災防護対策について

目-1

共通
共-1 重大事故等対処設備の設備分類及び選定について
共-2 類型化区分及び適合内容
共-3 重大事故等対処設備の環境条件について
共-4 可搬型重大事故等対処設備の必要数，予備数及び保有数について
共-5 可搬型重大事故等対処設備の接続口の兼用状況について
共-6 重大事故等対処設備の外部事象に対する防護方針について
共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について
共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について

44 条
44-1 SA 設備基準適合性 一覧表
44-2 単線結線図
44-3 配置図
44-4 系統図
44-5 試験及び検査
44-6 容量設定根拠
44-7 その他設備
44-8 ＡＴＷＳ緩和設備について
44-9 ＡＴＷＳ緩和設備に関する健全性について

45 条
45-1 SA 設備基準適合性 一覧表
45-2 単線結線図
45-3 配置図目-2

45-4 系統図
45-5 試験及び検査
45-6 容量設定根拠45-7 その他の原子炉冷却時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設備について
45-8 原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁（HO 弁）に関する説明書

46 条
46-1 SA 設備基準適合性 一覧表
46-2 単線結線図
46-3 配置図
46-4 系統図
46-5 試験及び検査
46-6 容量設定根拠46-7 接続図
46-8 保管場所図46-9 アクセスルート図
46-10 その他設備
46-11 過渡時自動減圧機能について
46-12 過渡時自動減圧機能に関する健全性について

47 条
47-1 SA 設備基準適合性 一覧表
47-2 単線結線図
47-3 配置図目-3

47-4 系統図
47-5 試験及び検査
47-6 容量設定根拠
47-7 接続図
47-8 保管場所図47-9 アクセスルート図
47-10 その他設備
47-11 その他

48 条
48-1 SA 設備基準適合性 一覧表
48-2 単線結線図
48-3 計測制御系統図
48-4 配置図
48-5 系統図
48-6 試験及び検査
48-7 容量設定根拠
48-8 その他の最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備について

49 条
49-1

SA 設備基準適合性 一覧表

49-2

単線結線図

49-3

配置図

49-4

系統図

49-5

試験及び検査目-4

49-6

容量設定根拠

49-7

接続図

49-8

保管場所図

49-9

アクセスルート図49-10 その他設備
49-11 その他

50 条
50-1 SA 設備基準適合性 一覧表
50-2 単線結線図
50-3 計装設備系統図
50-4 配置図50-5 系統図
50-6 試験及び検査
50-7 容量設定根拠50-8 接続図
50-9 保管場所図50-10 アクセスルート図
50-11 その他設備

51 条
51-1

SA 設備基準適合性 一覧表

51-2

単線結線図

51-3

配置図

51-4

系統図
目-5

51-5

試験及び検査51-6

容量設定根拠51-7接続図

51-8

保管場所図

51-9

アクセスルート図

51-10 ペデスタル（ドライウェル部）底部の構造変更について
51-11 その他設備

52 条
52-1 SA 設備基準適合性 一覧表
52-2 単線結線図
52-3 配置図
52-4 系統図
52-5 試験及び検査
52-6 容量設定根拠52-7 計装設備の測定原理
52-8 水素及び酸素発生時の対応について

53 条
53-1 SA 設備基準適合性 一覧表
53-2 単線結線図
53-3 配置図53-4 系統図
53-5 試験及び検査
53-6 容量設定根拠
目-6

53-7 その他設備

54 条
54-1

SA 設備基準適合性 一覧表

54-2

単線結線図

54-3

配置図

54-4

系統図

54-5

試験及び検査54-6

容量設定根拠

54-7

接続図

54-8

保管場所図

54-9

アクセスルート図54-10 その他の燃料プール代替注水設備について
54-11 使用済燃料プール監視設備
54-12 使用済燃料プールサイフォンブレーカの健全性について
54-13 使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

55 条
55-1 SA 設備基準適合性 一覧表
55-2 配置図55-3 系統図
55-4 試験及び検査
55-5 容量設定根拠55-6 接続図55-7 保管場所図目-7

55-8 アクセスルート図
55-9 その他設備

56 条
56-1 SA 設備基準適合性 一覧表56-2 配置図56-3 系統図
56-4 試験及び検査
56-5 容量設定根拠56-6 接続図56-7 保管場所図56-8 アクセスルート図
56-9 その他設備

57 条
57-1 SA設備基準適合性一覧表
57-2 配置図
57-3 系統図
57-4 試験及び検査
57-5 容量設定根拠57-6 アクセスルート図
57-7 設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備のバウンダリ系統図
57-8 可搬型代替低圧電源車接続に関する説明書
57-9 代替電源設備について
57-10 全交流動力電源喪失対策設備について
目-8

58 条
58-1

SA 設備基準適合性 一覧表

58-2単線結線図

58-3配置図

58-4系統図58-5試験及び検査

58-6

容量設定根拠58-7

主要パラメータの代替パラメータによる推定方法について

58-8

可搬型計測器について

58-9

主要パラメータの耐環境性について

58-10 パラメータの抽出について

59 条
59-1 SA 設備基準適合性一覧
59-2 単線結線図
59-3 配置図
59-4 系統図
59-5 試験及び検査性59-6 容量設定根拠59-7 保管場所図59-8 アクセスルート図
59-9 原子炉制御室について（被ばく評価除く）
59-10 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

目-9

60 条
60-1 SA 設備基準適合性一覧表
60-2 単線結線図
60-3 配置図60-4 試験及び検査
60-5 容量設定根拠60-6 保管場所図60-7 アクセスルート図60-8 監視測定設備について

61 条
61-1 SA 設備基準適合性 一覧表
61-2 単線結線図
61-3 配置図
61-4 系統図
61-5 試験及び検査性61-6 容量設定根拠
61-7 保管場所図61-8 アクセスルート図
61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）
61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

62 条
62-1 SA 設備基準適合性 一覧表62-2 単線結線図
目-10

62-3 配置図
62-4 系統図
62-5 試験及び検査
62-6 容量設定根拠
62-7 アクセスルート図
62-8 設備操作及び切替に関する説明書

目-11

55-1

SA 設備基準適合性一覧

55-1-11

東海第二発電所
第55条:工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

第号

環境条件における健全性

1

SA 設備基準適合性一覧表（可搬）

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用），汚濁防止膜

類型化区分

屋外Ｄ

荷重(有効に機能を発揮する)―

海水

海水を通水又は海で使用Ⅰ他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)―

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線関連資料

55-2 配置図，55-6 接続図

第操作性

現場操作

Ｂ号

2第55-3 系統図，55-6 接続図

第ポンプ

Ａ号

項

1関連資料

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
試験・検査(検査性，系統放水砲，泡混合器，泡消火薬剤容器（大3 構成・外部入力)型ポンプ用），汚濁防止膜

その他

Ｍ

関連資料

55-4 試験・検査説明資料

第切り替え性（本来の用途として使用）

対象外号

4第号

悪影響防止

5関連資料
系統設計

55-3 系統図
通常時は隔離又は分離Ａｂ(考慮対象なし)

対象外その他(飛散物)第第関連資料43

655-3 系統図

号

条

設置場所

現場操作
55-2 配置図，55-6 接続図

可搬SAの容量

その他設備

第関連資料

ＡａＣ号

1関連資料

55-5 容量設定根拠

第可搬SAの接続性

常設設備と接続しない

対象外

号

2

関連資料

55-2 配置図，55-6 接続図

第常設設備と接続しない

対象外号

異なる複数の接続箇所の3 確保
関連資料

55-2 配置図，55-6 接続図

第号

第（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

―

関連資料

55-2 配置図，55-6 接続図

保管場所

屋外（共通要因の考慮対象設備なし）

第項

3設置場所
4Ｂｂ号

5

関連資料

55-2 配置図

第アクセスルート

屋外アクセスルートの確保

Ｂ号

6第号

共通要因故障防止7

関連資料
環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災

55-7 アクセスルート図
同一機能の設備なし

対象外

サポート系なし

対象外

サポート系要因
関連資料

本文55-1-2

2

55-2

配置図

55-2-13

：取水箇所：可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）設置場所

第 55-2-1 図

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），泡混合器

及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）配置図

55-2-24

：放水砲設置場所（例）第 55-2-2 図

放水砲配置図55-2-35

第 55-2-3 図

汚濁防止膜配置図

55-2-46

55-3

系統図

55-3-17

原子炉建屋原子炉棟

第 55-3-1 図

大気への拡散抑制

55-3-2

概略系統図

8

第 55-3-2 図

海洋への拡散抑制

概略系統図（汚濁防止膜）55-3-39

第 55-3-3 図

航空機燃料火災への泡消火

55-3-4

概略系統

10

55-4

試験及び検査55-4-111

第 55-4-1 図

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）・放水砲
55-4-2試験系統

12

第 55-4-2 図

汚濁防止膜

55-4-3

外観図

13

梱包状態例

展張状態例
第 55-4-3 図

汚濁防止膜外観写真

55-4-414

55-5

容量設定根拠55-5-115

名称

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

量m３ ／h／個

1,338（注１）（約 1,380（注２））

全揚程最 高 使 用 圧 力
最 高 使 用 温 度
原 動 機 出 力

MMPa[gage]℃kW／個125（注１）（約 135（注２））

容1.460847
注1：要求値を示す

機器仕様に関する注記

注 2：公称値を示す【設 定 根 拠】
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等著しい損傷に至った場合において発電所外への放射性物質の拡散を抑制すること，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するため，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は以下の機能を有する。
大気への拡散抑制として使用する可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において，工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために設置する。
その際，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，海を水源として，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）でＳＡ用海水ピットより取水し，可搬型ホースにより放水砲と接続でき，原子炉建屋原子炉棟屋上へ放水できる設計とする。可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，設置場所を任意に設定でき，複数の方向から原子炉建屋原子炉棟屋上へ向けて放水できる設計とする。
航空機燃料火災への泡消火として使用する可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災を消火するために設置する。
その際，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，海を水源として，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）で取水箇所（海水）より取水し，可搬型ホースにより放水砲と接続でき，送水ポンプで送水することで，泡原液を可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）に投入し混合しながら原子炉建屋原子炉棟屋上又は周辺に放水できる設計とする。
なお，保有個数は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）1 セット１個，保守点検用又は故障時のバックアップ用として予備２個の合計３個を保管する。但し，予備については，可搬型代替注水大型ポンプと兼用する。

55-5-216

1.容量
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，大気への拡散抑制又は航空機燃料火災への泡消火として使用するため，原子炉建屋原子炉棟屋上又は原子炉建屋周辺に放水する必要があるが，容量設定に当たっては，高所（原子炉建屋原子炉棟屋上）への放水を考慮して設定した。なお，原子炉建屋原子炉棟屋上（地上高約 56m）へ網羅的に放水するために必要となる，放水砲への送水
圧力，流量は 1.0MPa[gage]，1,338m ３ ／h 以上である。

第 55-5-1 図 射程と射高の関係（ノンアスピレートノズル）※本曲線は，実放射計測のデータから割り出した理論値（平均値）であり，射程は無風時を想定している。（帝国繊維株式会社）

公称値については，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）に要求される最大容量 1,338m ３ ／h を満足するものとして，ポンプ特性から容量約 1,380m ３ ／h とする。
2.全揚程
ホースの敷設は，放水砲によって複数方向（タービン建屋と接している北側以外の方向）から放水ができること，並びに，複数の取水箇所から取水できるとともに，その時の被害状況や火災の状況を勘案して柔軟な対応ができるよう複数のルートが選択できるよう設定する。
なお，取水箇所の選定としては，ホース敷設長さや津波に対する頑健性を55-5-317考慮すると，防潮堤内側のＳＡ用海水ピットから取水することを第一優先として考える。
ホース敷設の圧力損失の評価は，ホース敷設ルートが保守的になるＳＡ用海水ピットから取水し，敷地北側を経由して，原子炉建屋南側からの放水を想定した場合の圧力損失を以下に示す。
放水砲必要圧力約102m

ホース・機器圧損

約20m

敷地高さの影響

約3m

合 計

約

125m

以上より，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）に要求される最大揚程は，約125mとなる。
公称値については，要求される最大揚程を満足するものとして135mとする。
2. 最高使用圧力(1.4MPa[gage])
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，供給ラインを考慮しポンプ吐出圧力を制限していることから，その制限値である1.4MPa[gage]を最高使用圧力とする。
3. 最高使用温度(60℃)
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の最高使用温度は，供給ラインを考慮し接続するホースの最高使用温度である60℃とする。
4. 原動機出力

847kW

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の原動機については，メーカー設計値である847kW とする。

55-5-418

２．原子炉建屋への放水の網羅性について
原子炉建屋への放水は，大気への放射性物質拡散抑制のための放水，及び，泡消火放水があるが，原子炉建屋への放水の網羅性について検討する。
原子炉建屋は，原子炉建屋原子炉棟屋上の高さ（地上高 56m），付属棟屋上の高さ（地上高 22.5m）と高さに違いがあることから，放水方向によって，射程距離が異なる（第 5-2～5 図参照）。以下に射程距離を整理する。
①原子炉建屋南東側から北西向きの放水②原子炉建屋東側から西向きの放水第 55-5-2 図

原子炉建屋断面図（西－東）55-5-519

第 55-5-3 図

原子炉建屋断面図（南－北）

55-5-620

第 55-5-4 図

原子炉建屋南東側から北西向きの放水（放水方向Ａ，Ｂ，Ｃ）

第 55-5-5 図原子炉建屋東側から西向きの放水（放水方向Ｄ，Ｅ）

55-5-721

上記の検討から，放水範囲を第 5-6 図に示したとおり，原子炉建屋原子炉棟屋上部に対する，放水の網羅性は確保されている。

第 55-5-6 図

放水範囲図

55-5-822

名称放水砲最 高 使 用 圧 力
MPa[gage]
1.0
最 高 使 用 温 度℃80
【設 定 根 拠】
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等著しい損傷に至った場合において発電所外への放射性物質の拡散を抑制すること，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するため放水砲は，以下の機能を有する。
放水砲は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために設置する。
系統構成は，大気への拡散抑制として，放水砲は，可搬型ホースにより海を水源とする可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と接続することにより，原子炉建屋原子炉棟屋上へ放水できる設計とする。可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，設置場所を任意に設定でき，複数の方向から原子炉建屋原子炉棟屋上へ向けて放水できる設計とする。
航空機燃料火災への泡消火として，放水砲は，ホースにより海を水源とする可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）に接続し，泡消火薬剤と混合しながら，原子炉建屋周辺へ放水できる設計とする。
１．最高使用圧力（1.0MPa[gage]）
放水砲を重大事故時において使用する場合の最高使用圧力は，メーカー設計値の 1.0MPa[gage]とする。
２．最高使用温度（80℃）
放水砲を重大事故時等において使用する場合の最高使用温度は,メーカー設計値の 80℃とする。

55-5-923

名幅称mm

汚濁防止膜
約 40約2高さ【設 定 根 拠】
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等著しい損傷に至った場合において発電所外への放射性物質の拡散を抑制するため汚濁防止膜は，以下の機能を有する。
汚濁防止膜は，敷地内から海洋への伝搬経路である雨水排水路に設置された雨水排水路集水桝 10 箇所に設置することで，大気への放射性物質の拡散を抑制するため放水砲による放水を実施した場合において，放水によって取り込まれた放射性物質の海洋への拡散を抑制できる設計とする。
また，汚濁防止膜の設置は，放射性物質拡散抑制機能の信頼性向上のため，それぞれの雨水排水路集水桝に対して二重に 2 本設置（合計 20 本）することとし，予備は破れ等の破損時のバックアップ用として設置数と同数である 20 本を確保する。なお，汚濁防止膜の保守点検は外観検査であり，保守点検中でも使用可能であることから，予備には保守点検用を考慮しない。
１．幅
重大事故時等に雨水排水路集水桝に設置する汚濁防止膜の幅は，雨水排水路集水桝の幅が約 2m であることから，雨水排水路集水桝 1 箇所に対し 1 本あたり約 2m とする。（汚濁防止膜の確保数は，1 本あたり幅約 2m の 2 本を二重に設置し，10 箇所に設置することから幅約 40m となる。）
２．高さ
重大事故時等に雨水排水路集水桝に設置する汚濁防止膜の高さは，排水深さを考慮し，雨水排水路集水桝底部まで届く高さである約 2m とする。

55-5-1024

名称泡混合器
最高使用圧力MPa[gage]
1.73
最高使用温度℃60【設 定 根 拠】
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するため
泡混合器は，以下の機能を有する。
泡混合器は，航空機燃料火災に対応するため，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）に接続することで，泡消火剤を混合して放水できる設計とする。
泡混合器の保有数は，航空機燃料火災に対応するため，１個と故障時のバックアップ用として１個の合計２個を保管する。
１．最高使用圧力泡混合器を重大事故当時において使用する場合の最高使用圧力は，原子炉建屋原子炉棟屋上（地上高約 56m）への放水が可能な圧力（1.0MPa[gage]）以上を満足する値である，メーカーが規定する 1.73MPa[gage]とする。
２．最高使用温度
泡混合器の最高使用温度は，供給ラインを考慮し接続するホースの最高使用温度である 60℃とする。

55-5-1125

名称３

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
約155

容量m
基数基
泡 消 火 薬 剤 量m３【設 定 根 拠】
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するための泡消火薬剤の保有量については以下のとおりとする。
泡原液の容量は，空港に配備されるべき防災レベル等について記載されている，国際民間航空機関（ICAO）発行の空港業務マニュアル（第 1 部）（以下，「空港業務マニュアル」という。）を基に設定する。
設定にあたっては，空港業務マニュアルで離発着機の大きさにより空港カテゴリーが定められており，最大であるカテゴリー10 を適用する。また，保有している泡消火薬剤は，1％水成膜泡消火薬剤であり，空港業務マニュアル
では性能レベル B に該当する。
空港カテゴリー10 かつ性能レベル B の泡消火薬剤に要求される混合水溶液の放射量は 672m ３ ／h であり，発泡に必要な水の量は 32.3m ３ ／min である。
必要な泡消火薬剤原液は,32.3m ３ ×1％＝323L に対して，空港業務マニュア
ルでは 2 倍の量 323L×2=646L を保有することが規定されている。
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災においては，燃料の漏えいが拡大する可能性があることから，泡消火薬剤の保有量は空港業務マニュアルで定められた規定量に余裕を考慮し，672m ３ ／h を上回る 1,500m
３／h で 20 分放射できる量である 5,000L，予備として 5,000L を保有することとする。
なお，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）の保有数は， 約 1m ３ 容器を 5 基，予備として 約 1m３ 容器を 5 基の計 10 基保有する。

55-5-1226

55-6

接続図

55-6-127

第 55-6-1 図

ホース敷設例

55-6-228汚染水の流出経路及び対策概要
１．発生する汚染水とその流出経路
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するため，原子炉建屋への放水により発生した汚染水は，屋上から建屋雨水路を経由して，構内の雨水排水路に導かれ，雨水排水路集水桝を経由し，海洋に至る。
２．放射性物質の拡散抑制対策
１．のとおり，放水により発生した汚染水は，雨水排水路に導かれ雨水排水路集水桝を経由して，海洋に導かれる。よって，放射性物質の海洋への拡散抑制のため，雨水排水路集水桝に汚濁防止膜を設置する。
海洋への拡散抑制対策の概要を第 6-2 図に示す。

55-6-329

第 55-6-2 図

汚濁防止膜の設置位置図

55-6-430

55-7

保管場所

55-7-131

第55-7-1図

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用），汚濁防止膜の保管場所

55-7-232

55-8

アクセスルート図

55-8-133

第 55-8-1 図

保管場所及びアクセスルート図

55-8-234

55-9

その他設備

55-9-135

1．その他設備
1.1

航空機燃焼火災に対する延焼防止処置

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合に，初期対応における泡消火及び延焼防止を実施する。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
本系統は，使用可能な淡水源がある場合は，消火栓（原水タンク），防火水槽又は淡水貯水池を水源とし，使用可能な淡水源がない場合は，海水を使用する。
航空機燃料火災状況を確認し，安全距離を確保した場所に化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を配置し，取水箇所から吸水する。続いて化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ自動車を起動し，泡消火による初期対応（延焼防止）を実施する。

第 55-9-1 図

化学消防自動車による初期消火55-9-236