東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-1 改 91
提出年月日
平成 29 年 10 月 11 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

重大事故等発生時及び大規模損壊発生時の対処に係る基本方針【要求事項】
発電用原子炉施設において，重大事故に至るおそれがある事故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。以下同じ。）
若しくは重大事故（以下「重大事故等」と総称する。）が発生した
場合又は大規模な自然災害若しくは故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊が発生した場合における当該事故等に対処するために必要な体制の整備に関し，原子炉等規制法第４３条の３の２４第１項の規定に基づく保安規定等において，以下の項目が規定される方針であることを確認すること。
なお，申請内容の一部が本要求事項に適合しない場合であっても，その理由が妥当なものであれば，これを排除するものではない。
【要求事項の解釈】
要求事項の規定については，以下のとおり解釈する。
なお，本項においては，要求事項を満たすために必要な措置のうち，手順等の整備が中心となるものを例示したものである。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は，以下の解釈において規定する内容に加え，設置許可基
準規則に基づいて整備される設備の運用手順等についても当然含まれるものであり，これらを含めて手順書等が適切に整備されなければならない。

1.0−1

1

また，以下の要求事項を満足する技術的内容は，本解釈に限定されるものではなく，要求事項に照らして十分な保安水準が達成できる技術的根拠があれば，要求事項に適合するものと判断する。

1.0−2

2

東京電力（株）福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえた重大事故等対策の設備強化等の対策に加え，重大事故に至るおそれがある
事故若しくは重大事故が発生した場合又は大規模な自然災害若しくは故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉
施設の大規模な損壊が発生した場合における以下の重大事故等対処設
備に係る事項，復旧作業に係る事項，支援に係る事項及び手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備を考慮し当該事故等に対処するために必要な手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備等運用面での対策を行う。
「 1.

重大事故等対策」について手順を整備し，重大事故等の対応

を 実 施 す る 。 「 2.

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突 そ の 他 の テ ロ リ ズ ム へ の 対 応 に お け る 事 項 」の「 2.1に よ る 対 応 」は「 1.

可搬型設備等

重 大 事 故 等 対 策 」の 対 応 手 順 を 基 に ，大 規 模 な 損壊が発生した場合の様々な状況においても，事象進展の抑制及び緩和を行うための手順を整備し，大規模な損壊が発生した場合の対応を実施する。
また，重大事故等又は大規模損壊に対処し得る体制においても技術
的 能 力 を 維 持 管 理 し て い く た め に 必 要 な 事 項 を ，「 核 原 料 物 質 ，核 燃 料
物質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定等において規定する。
重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置については，技術的能力の審査基準で規定する内容に加え，設置許可基準規則に基づいて整備 す る 設 備 の 運 用 手 順 等 に つ い て も 考 慮 し た 表 1.0.1に 示 す「 重 大 事 故等対策における手順書の概要」を含めて手順書等を適切に整備する。
整備する手順書については「重大事故の発生及び拡大の防止に必要
1.0−3

3

な 措 置 を 実 施 す る た め に 必 要 な 技 術 的 能 力 1.1か ら 1.19」に て 補 足 す る 。

1.0−4

4

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 9

重大事故等対処設備に係る事項

1.0-9

ａ.

切り替えの容易性

1.0 9

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 13ｂ.

保管場所

1.0 14ｃ.

アクセスルートの確保

1.0 14(3)

支援に係る事項

1.0-15(4)

手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備

1.0-16ａ.

手順書の整備

1.0 16ｂ.

教育及び訓練の実施

1.0 21ｃ.

体制の整備

1.0 22

1.0.2
(1)

共通事項

1.0-30

重大事故等対処設備に係る事項

1.0-30ａ.

切り替えの容易性

1.0 30ｂ.

アクセスルートの確保

1.0 31(2)

復旧作業に係る事項

1.0-37ａ.

予備品等の確保

1.0 37ｂ.

保管場所

1.0 38
1.0−5

5

ｃ.

アクセスルートの確保

1.0 38(3)

支援に係る事項

1.0-39(4)

手順書の整備，教育及び訓練の実施並びに体制の整備

1.0-43ａ.

手順書の整備

1.0 43ｂ.

教育及び訓練の実施

1.0 51ｃ.

体制の整備

1.0 57

1.0−6

6

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

重大事故等への対応に係る文書体系

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対応時の手順について

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

比較表

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
1.0−7

7

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

1.0−8

8

添付資料 1.0.5

東海第二発電所
重大事故等への対応に係る文書体系

9

＜目

次＞

1.0.5−1

１．重大事故等への対応に係る文書体系

第 1.0.5−1 表

実用炉規則各条文と保安規定各条文に対する手順の関係

第 1.0.5−1 図

1.0.5−4

品質マネジメントシステム文書体系図（重大事故等発生時等に係る文書）

1.0.5−510１．重大事故等への対応に係る文書体系
実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（以下「実用炉規則」という。）第９２条（保安規定）において，重大事故等発生時及び大規模損壊発生時（以下「重大事故等発生時等」という。）における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備について保安規定に定めることを要求されていることから，東海第二発電所原子炉施設保安規定（以下「保安規定」という。）
第１７条の５（重大事故等発生時における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備）及び第１７条の６（大規模損壊発生時における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備）に，以下の内容を新たに規定することとしている。

・重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な要員の配置
・重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な要員に対する毎年 1 回以上の教育及び訓練
・重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な資機材の配備
・重大事故等発生時等における原子炉施設の保全のための活動を行うために必要な事項（炉心の著しい損傷を防止するための対策に関すること，原子炉格納容器の破損を防止するための対策に関すること，使用済燃料貯蔵
設備に貯蔵する燃料体の損傷を防止するための対策に関すること，原子炉停止時における燃料体の損傷を防止するための対策に関すること，大規模な火災が発生した場合における消火活動に関すること，炉心の損傷を緩和するための対策に関すること，原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること，使用済燃料プールの水位を確保するための対策及び燃料
1.0.5−1

11

の損傷を緩和するための対策に関すること，放射性物質の放出を低減する
ための対策に関すること）

当該条文に対する具体的な規定内容については，下部規程（二次文書，三次文書）に以下のとおり展開し，実効的な手順構成となるよう整備している。
手順書は，通常時からプラントを運転監視している運転員が事故収束のために用いる手順書と，災害対策本部が使用する手順書の二種類に整理している。

運転員が使用する手順書は，保安規定第１４条(手順の作成)に基づき「警報処置手順書」，「非常時運転手順書（事象ベース）」及び「非常時運転手順書
Ⅱ（徴候ベース）」，保安規定第１１０条（原子力防災資機材等）に基づき「非常時運転手順書（シビアアクシデント）」を作成し，それぞれ具体的な対応を定めている。これらは，第 1.0.5−1 図に示すとおり二次文書である「運転管理業務要項」に繋がる三次文書として整理している。
また，災害対策本部が使用する手順書は，保安規定第９章非常時の措置（第１０８条〜第ｌｌ７条）に基づく二次文書「原子力災害対策業務要項」に繋がる三次文書として，「災害対策要領」，「アクシデントマネジメントガイド」
及び「重大事故等対策要領」を定める。
なお，運転員が使用する手順書と災害対策本部が使用する手順書は，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り，相互の手順書は関連付けされる。

上記，運転員及び災害対策本部の要員が必要な力量を確保するために，二次文書「力量設定管理要項」及び三次文書「教育・訓練計画手順書」，「原子炉施設保安教育手順書」に必要な措置を定める。
1.0.5−212実用炉規則各条文と保安規定各条文に対する手順の関係を第 1.0.5-1 表に示す。また，第 1.0.5−1 表に示す重大事故等発生時等に係る社内規程類に関する二次文書及び三次文書の体系を第 1.0.5−1 図に示す。

1.0.5−313

第 1.0.5−1 表

実用炉規則

実用炉規則各条文と保安規定各条文に対する手順の関係

実用炉規則に規定する内容

保安規定

保安規定に規定する内容

社内規程（二次文書）

第九十二条第１項
第九号
第九十二条第１項
第十九号

発電用原子炉施設の運転に関すること

第１４条

手順の作成

「運転管理業務要項」

非常の場合に講ずべき処置に関すること

重大事故等発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整
備に関すること
大規模損壊発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整
備に関すること

原子力防災組織
原子力防災組織の要員
原子力防災資機材等
通報経路
原子力防災訓練
通報
非常事態の宣言
応急措置
非常時における活動
非常事態の解除
重大事故等発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備
大規模損壊時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整
備「運転管理業務要項」「原子力災害対策業務要項」「力量設定管理要項」

第九十二条第１項
第二十二号

第１０８条
第１０９条
第１１０条
第１１１条
第１１２条
第１１３条
第１１４条
第１１５条
第１１６条
第１１７条
第１７条の５

第九十二条第１項
第二十三号

第１７条の６14

1.0.5−4「運転管理業務要項」「原子力災害対策業務要項」「力量設定管理要項」

三次文書

二次文書
東海第二発電所
原子炉施設保安規定

警報処置手順書

運転管理業務要項

非常時運転手順書（事象ベース）

品質保証規程非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

原子力災害対策業務要項

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

災害対策要領アクシデントマネジメントガイド

重大事故等対策要領

力量設定管理要項

教育･訓練計画手順書

原子炉施設保安教育手順書

第 1.0.5−1 図

品質マネジメントシステム文書体系図（重大事故等発生時等に係る文書）

15

1.0.5−5

添付資料1.0.6

東海第二発電所

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について

16

目

次

1.

手順書の体系について......................................1.0.6-1

2.

手順書の概要について......................................1.0.6-1

2.1

運転手順書...............................................1.0.6-2(1)

警報処置手順書..........................................1.0.6-2(2)

非常時運転手順書（事象ベース）..........................1.0.6-2(3)

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）........................1.0.6-3(4)

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）................1.0.6-5

2.2

災害対策本部で使用する手順書.............................1.0.6-6(1)

災害対策要領............................................1.0.6-6(2)

アクシデントマネジメントガイド..........................1.0.6-6(3)

重大事故等対策要領......................................1.0.6-7

2.3

運転手順書の判断者・操作者の明確化.......................1.0.6-7(1)

判断者の明確化..........................................1.0.6-7(2)

操作者の明確化..........................................1.0.6-7

3． 運転手順書間のつながり，移行基準について..................1.0.6-8(1)

警報処置手順書から他の運転手順書への移行................1.0.6-8(2)

非常時運転手順書（事象ベース）から他の運転手順書への移行......1.0.6-8(3)

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）から他の運転手順書への移行......1.0.6-9

(4)
4.
(1)

災害対策要領の導入......................................1.0.6-9
運転員の対応操作の流れについて............................1.0.6-9「止める」の対応........................................1.0.6-9

17

(2)

「冷やす」の対応........................................1.0.6-10(3)「閉じ込める」の対応....................................1.0.6-10

5． 重大事故時の対応及び手順書の内容について..................1.0.6-11

添付１

炉心損傷開始の判断基準について

別紙１

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」対応
フロー図

別紙２

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧

別紙３

ＥＯＰ フローチャート

別紙４

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方

別紙５

ＥＯＰ 操作等判断基準一覧

別紙６

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧

別紙７

ＳＯＰ フローチャート

別紙８

ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方

別紙９

ＳＯＰ 操作等判断基準一覧

別紙１０ 重大事故等対策要領概要
別紙１１ ＥＯＰ／ＳＯＰ フローチャート凡例

18

1.

手順書の体系について
東海第二発電所では，プラントに異常が発生した場合等において，重大事故への進展を防止するため，「警報処置手順書」，「非常時運転手順書（事象ベース）」及び「非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）」を整備している。
また，重大事故に至る可能性が高い場合あるいは重大事故に進展した場合に備えて「非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）」，「災害対策要領」「アクシデントマネジメントガイド」及び「重大事故等対策要領」を整備する。
事故発生時における手順書の機能体系は以下のとおり。

図1

2.

手順書機能体系の概要図

手順書の概要について
手順書は使用主体に応じて，運転員が使用する手順書（以下「運転手順書」という。），災害対策要員が使用する手順書に分類して整備する。
1.0.6-119

以下，運転手順書及び災害対策要員が使用する手順書の概要を示す。
2.1

運転手順書

(1)

警報処置手順書
中央制御室及び現場制御盤に警報が発生した際に，警報発生原因の除去
あるいはプラントを安全な状態に維持するために必要な対応操作を定めた手順書。
中央制御室及び現場制御盤の警報発生時に適用する。
手順書に記載しているパラメータの確認や対応処置等を実施することで，故障・事故の徴候の把握及び事故の収束・拡大防止を図る。

(2)

非常時運転手順書（事象ベース）
単一の故障等で発生する可能性のある異常又は事故が発生した際に，事故の進展を防止するために必要な対応操作を定めた手順書。
主な運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故発生時等の対応をあらか
じめ手順化しており，当該手順で対応できると判断した場合に使用し，発生事象が収束するまでの間適用する。
非常時運転手順書（事象ベース）（以下「ＡＯＰ」という。）は，事象毎に事故の想定，操作のポイント，対応フロー図，対応手順等で構成される。
ＡＯＰの一例として，全交流動力電源が喪失した時に，電源喪失が継続している間の対応操作を定めた，ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」の対応フロー図及び操作等判断基準一覧を別紙１，２に示す。
（別紙１，２）

1.0.6-220

(3)非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
事故の起因事象を問わず，ＡＯＰでは対処できない複数の設備の故障等
による異常又は事故が発生した際に，重大事故への進展を防止するために必要な対応操作を定めた手順書。
プラントの徴候（パラメータの変化）に応じた対応操作を示した手順書であり，設計基準事故に加え設計基準を超えるような設備の多重故障時等にも適用する。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）（以下「ＥＯＰ」という。）は，目的に応じて「原子炉制御」，「格納容器制御」，「二次格納施設制御」，「使用済燃料プール制御」，「不測事態」及び「ＡＭ初期対応」に分類した各手順を視覚的に認識できるようにした「フローチャート」，フローチ
ャート中の操作を実施する際に使用する「ＥＯＰＡＭ設備別操作手順書」

により構成される。
また，ＥＯＰには，「ＥＯＰＡＭ設備別操作手順書」が使用可能なタ

イミングを明示する。
事故時には，原子炉の未臨界維持，炉心損傷防止，格納容器の健全性確保等に関するパラメータを確認し，各手順の導入条件が成立した場合には，その手順に移行し対応処置を実施する。
ＥＯＰによる対応中は，原子炉制御・格納容器制御・二次格納施設制御・
使用済燃料プール制御等の対応が同時進行する状況を想定して，対応の優
先順位をあらかじめ定めており，格納容器が破損するおそれがある場合を除き，原子炉側から要求される操作を優先することを原則としている。
各手順のフローチャート，目的及び基本的な考え方及び操作等判断基準
一覧を別紙３，４，５に示すとともに，「ＥＯＰＡＭ設備別操作手順書」の一覧を別紙６に示す。
1.0.6-321

（別紙３，４，５，６）
ａ．ＥＯＰフローチャート
(a)

原子炉制御

ⅰ)

目的：原子炉未臨界，炉心損傷防止ⅱ)

手順書：スクラム，反応度制御，水位確保，減圧冷却(b)

格納容器制御ⅰ)

目的：格納容器の健全性確保

ⅱ)

手順書：ＰＣＶ圧力制御，Ｄ／Ｗ温度制御，Ｓ／Ｐ温度制御，
Ｓ／Ｐ水位制御，ＰＣＶ水素濃度制御(c)ⅰ)

二次格納施設制御
目的：二次格納施設への漏えい拡大防止，二次格納施設の健全性
確保

ⅱ)
(d)

手順書：二次格納施設制御
使用済燃料プール制御

ⅰ)

目的：使用済燃料プール内の燃料損傷防止・緩和ⅱ)

手順書：使用済燃料プール制御

(e)

不測事態

ⅰ)

目的：予期せぬ事象により特殊操作が必要となった場合の対応

ⅱ)

手順書：水位回復，急速減圧，水位不明(f)ⅰ)

ＡＭ初期対応目的：非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）への移行判断
及び非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）への円滑な移行

ⅱ)

手順書：ＡＭ初期対応

1.0.6-422

(4)非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
ＥＯＰで対応する状態から更に事象が進展し炉心損傷に至った際に，事故の拡大を防止し影響を緩和するために必要な対応操作を定めた手順書。
炉心が損傷し，原子炉圧力容器及び格納容器の健全性を脅かす可能性のあるシビアアクシデント事象に適用する。
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）（以下「ＳＯＰ」という。）
は，炉心損傷後に実施すべき対応操作の内容を視覚的に認識できるようにした「フローチャート」，フローチャート中の操作を実施する際に使用する「ＥＯＰＡＭ設備別操作手順書」にて構成される。

各手順のフローチャート，目的及び基本的な考え方並びに操作等判断基
準一覧を別紙７，８，９に示す。
（別紙７，８，９）
ａ．ＳＯＰフローチャート(a)

ＡＭ操作方針の全体流れ図

(b)

注水−１

「損傷炉心への注水」

(c)

注水−２

「長期の原子炉水位の確保」(d)

注水−３ａ「ＲＰＶ破損前のペデスタル（ドライウェル部）
初期注水」

(e)

注水−３ｂ「ＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェル部）注水」

(f)

注水−４

「長期のＲＰＶ破損後の注水」

(g)

除熱−１

「損傷炉心冷却後の除熱」

(h)

除熱−２

「ＲＰＶ破損後の初期格納容器スプレイ」

(i)

除熱−３

「ＲＰＶ破損後の除熱」

(j)

放出

「ＰＣＶ破損防止」(k)

水素「Ｒ／Ｂ水素爆発防止」
1.0.6-523

2.2

災害対策本部で使用する手順書(1)

災害対策要領
重大事故，大規模損壊等が発生した場合又はそのおそれがある場合に，緊急事態に関する災害対策本部の責任と権限及び実施事項を定めた要領。
災害対策本部は，所長が本部長となり，重大事故等対策を実施する実施
組織及びその支援組織を構成し，それぞれの機能毎に責任者を定め，役割分担を明確にし，効果的な重大事故対策を実施しえる体制としている。詳細は，添付資料1.0.10に示す。

(2)

アクシデントマネジメントガイド
プラントで発生した事故・故障等が拡大した際の，炉心損傷の防止ある

いは炉心が損傷した場合における影響緩和のために実施すべき措置を判断，選択するための情報を定めたガイドで，技術支援組織が使用する。
アクシデントマネジメントガイド（以下「ＡＭＧ」という。）は，プラント状態（炉心損傷有無，炉心冷却成否，ＲＰＶ破損有無等）に応じた操作の全体像を示した「ＡＭストラテジ選択フローチャート」に基づき注水
ストラテジ及び除熱ストラテジ等が選択され，個別のストラテジに従って，「確認ガイド」及び「操作ガイド」を参照して，事故収束へ移行させる構成とする。
技術支援組織は，確認ガイドを用いてプラント状態を可能な限り正確に把握し，操作ガイドに記載された各操作の有効性についてプラントへの影
響を含めて判断し，運転員に対する支援活動を実施する。また，ＳＯＰで判断しえる事象進展を超えた場合についても，確認ガイド，操作ガイドを用いて事故収束に有効なプラント操作を検討し，運転員に操作内容を指示
1.0.6-624

する。この場合，運転員は，その指示に従って操作を実施する。
プラントへの影響を配慮するため，操作実施時のパラメータ挙動予測，
影響評価するべき項目，監視パラメータ等を操作ガイドに整備する。

(3)

重大事故等対策要領
自然現象や大規模損壊等により，多数の恒設の電源設備・注水設備等が使用できない場合に，運転員のプラント対応に必要な支援を行うため，可搬型設備等によるプラント対応支援を定めた要領で災害対策要員が使用する。
また，残留熱除去系，非常用ディーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄの復旧作業が難行する場合に応急的に実施する「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」を整備する。重大事故等対策要領の概要を別紙１０に示す。
（別紙１０）

2.3

運転手順書の判断者・操作者の明確化(1)

判断者の明確化
運転手順書に従い実施される事故時のプラント対応の判断は，発電長が行う。
一方，災害対策本部で実施される事故時のプラント対応の判断は，災害対策本部長が行う。

(2)

操作者の明確化
手順書は，運転員が使用するものと災害対策要員が使用するものと，使用主体によって整備している。
1.0.6-725

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
場合があることから，重大事故等対処設備の操作にあたっては，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。

3.

運転手順書間のつながり，移行基準について
運転手順書を事故の進展状況に応じて適切に使用可能とするため，運転手
順書間の移行基準を示す。
また，事故対応中は複数の運転手順書を並行して使用することを考慮して，手順書間で対応の優先順位が存在する場合は併せて示す。

(1)

警報処置手順書から他の運転手順書への移行
警報処置手順書で対応中にスクラム等のＥＯＰ導入条件が成立した場合
は，ＥＯＰへ移行する。
警報処置手順書に基づく対応において，ＥＯＰ導入条件に至らないＡＯ
Ｐ事象に進展した場合は，ＡＯＰへ移行する。

(2)

非常時運転手順書（事象ベース）から他の運転手順書への移行
ＡＯＰ対応中に以下のＥＯＰ導入条件が成立した場合は，ＥＯＰへ移行する。
ａ．ＥＯＰ導入条件（いずれかに該当した場合）(a)

原子炉を手動スクラム若しくは自動スクラムが発生（スクラム失敗を含む）した場合(b)

ＥＯＰにおける格納容器制御導入条件が成立した場合(c)

ＥＯＰにおける二次格納施設制御導入条件が成立した場合(d)

ＥＯＰにおける使用済燃料プール制御導入条件が成立した場合

ｂ．ＥＯＰ移行後のＡＯＰの使用について
ＥＯＰ導入条件が成立した場合はＡＯＰからＥＯＰへ移行するが，原
1.0.6-826

子炉スクラム時の確認事項，タービン・発電機側の対応操作等，ＡＯＰに具体的内容を定めている初動対応についてはＡＯＰを参照する。
(3)

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）から他の運転手順書への移行
ＥＯＰ対応中に以下のＳＯＰ導入条件が成立した場合，炉心損傷と判断
し，ＳＯＰに移行する。
ａ．ＳＯＰ導入条件(a)

原子炉停止後の経過時間とＰＣＶ内γ線線量率の関係から炉心損傷と判断された場合(b)

格納容器雰囲気放射線モニタ（以下「ＣＡＭＳ」という。）が使用不可能の場合，原子炉圧力容器表面温度から炉心損傷と判断された場合。

(4)

災害対策要領の導入
発電所において災害対策本部が設置される際に導入される。詳細は，添付資料1.0.10に示す。

4.

運転員の対応操作の流れについて
運転中の異常な過渡変化及び事故が発生した場合，運転員は「止める」，「冷やす」，「閉じ込める」の原則に基づきプラント対応操作を実施する。

(1)「止める」の対応
異常や事故発生時に作動する原子炉スクラム信号を確認し，原子炉の停止を確認する。自動で原子炉スクラムしない場合には，手動によるスクラ
ム操作を実施し，原子炉の停止を確認する。
制御棒の挿入と中性子束の低下状況を確認することにより，原子炉の停止を判断する。
1.0.6-927

(2)「冷やす」の対応
原子炉停止後も炉心では崩壊熱による余熱が発生していることから，この熱を除去するため，給復水系又は非常用炉心冷却系により原子炉への注水手段を確保する。
原子炉水位を所定の水位（Ｌ−３〜Ｌ−８）に維持することにより，炉心が冷却されていることを判断する。

(3)「閉じ込める」の対応
放射性物質が環境へ放出されていないことを確認する。また，格納容器が隔離されていることを確認することにより，閉じ込めが機能していることを判断する。

これらプラント対応の原則をベースに，運転員は，運転手順書を用いて炉心の損傷防止，格納容器破損防止を目的とした対応操作の判断を以下の流れで行う。

異常な過渡変化の発生時，警報処置手順書により初期対応を行う。
警報処置手順書に基づく対応において，ＥＯＰ導入条件に至らないＡＯＰ
事象に進展した場合は，ＡＯＰに移行し対応を行う。警報処置手順書又はＡＯＰで対応中に，スクラム等のＥＯＰ導入条件が成立した場合には，ＥＯＰに移行し対応を行う。

原子炉スクラムに至る事故が発生した場合，ＥＯＰでは事故直後の操作として原子炉自動スクラムを確認する。自動スクラムしていない場合には，手1.0.6-1028

動により原子炉をスクラムする。
その後は，原子炉水位，原子炉圧力，タービン・電源の各制御を並行して行うとともに，原子炉の未臨界維持，炉心の冷却確保・損傷防止，原子炉格
納容器の健全性確保等の対応を行うため，パラメータ（未臨界性，炉心の冷却機能，原子炉格納容器の健全性）を常に監視し，個別の導入条件が成立す
れば，徴候毎に用意した手順に移行する。

ＥＯＰによる対応で事故収束せず炉心損傷に至った場合は，ＳＯＰに移行
し，炉心損傷後の原子炉圧力容器破損防止及び格納容器破損防止のための対応を行う。

運転手順書に基づく安全確保が不可能又はそのおそれがある場合，発電長は災害対策本部に支援を要請し，災害対策本部長は災害対策要員による可搬型設備等も含めた使用可能な設備を最大限活用した対応処置を実施する。

5.
①

重大事故時の対応及び手順書の内容について
海水を炉心へ注水する事態等においても，財産保護より安全性を優先するという方針の下，発電長が迷うことなく判断できるよう，あらかじめ原
子炉施設保安運営委員会で判断基準を審議・確認し，運転手順書に定める。

②

有効性評価で示した重要事故シーケンス等は，全て本手順書体系にて対応できるように整備する。併せて，有効性評価で示した判断基準や監視パ
ラメータについても本手順書体系の中で整備する。
詳細は添付資料1.0.7及び添付資料1.0.14に示す。

1.0.6-1129

③

重大事故等に対処するために把握することが必要なパラメータのうち，原子炉施設の状態を直接監視するパラメータ（以下「主要なパラメータ」という。）を整理するとともに，主要なパラメータが故障等により計測不能な場合に，当該パラメータを推定する手順及び可搬型計測器により計測する手順を運転手順書及び災害対策本部で使用する手順書に整備する。
なお，具体的なパラメータ，監視計器，手順等については，「1.15事故時の計装に関する手順等」で整備する。

④

これらの手順を有効かつ適切に使用し，プラントの状態に応じた対応を行うために，運転員及び災害対策要員は，常日頃から対応操作について教育・訓練等を実施し，手順の把握，機器や系統特性の理解及び原子炉の運転に必要な知識等の習得，習熟を図る。

1.0.6-1230

添付１
炉心損傷開始の判断基準について

炉心損傷に至るケースとしては，注水機能喪失により原子炉水位が燃料有効
長頂部（以下「ＴＡＦ」という。）以上に維持できない場合において，原子炉水位が低下し，炉心が露出し冷却不全となる場合が考えられる。
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）では，原子炉への注水系統を十分に確保できず原子炉水位がＴＡＦ未満となった際，ＣＡＭＳを用いて，ドライウェル
又はウェットウェルのγ線線量率の状況を確認し，図１に示す設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放出量に相当する指示値の10倍以上となった
場合を，炉心損傷の判断としている。
炉心損傷等により燃料被覆管から原子炉内に放出される希ガス等の核分裂生成物が逃がし安全弁等を介して格納容器内に流入する事象進展を踏まえて，格納容器内のγ線線量率の値の上昇を，運転操作における炉心損傷の判断及び炉心損傷の進展割合の推定に用いているものである。
また，福島第一原子力発電所の事故時に原子炉水位計，ＣＡＭＳ等の計器が使用不能となり，炉心損傷を迅速に判断できなかったことに鑑み，ＣＡＭＳに頼らない炉心損傷の判断基準について検討しており，その結果，ＣＡＭＳの使
用不能の場合は，「原子炉圧力容器温度：300℃以上」を炉心損傷の判断基準として手順に追加する。
原子炉圧力容器表面温度は，炉心が冠水している場合には，ＳＲＶ動作圧力（安全弁機能の最大8.31MPa[gage]）における飽和温度約299℃を超えることな
く，300℃以上にはならない。一方，原子炉水位の低下により炉心が露出した場
合には過熱蒸気雰囲気となり，温度は飽和温度を超えて上昇するため，300℃以上になると考えられる。上記より，炉心損傷の判断基準を300℃以上としている。
1.0.6-1331

なお，炉心損傷判断はＣＡＭＳが使用可能な場合は，当該計器にて判断を行う。

1.0.6-1432

（1） ドライウェルのγ線線量率（2）ウェットウェルのγ線線量率

図１

ＳＯＰ導入条件判断
1.0.6-15

33

別紙１
別紙１

1.0.6-別紙 1-1

赤数字：操作内容の判断は別紙２参照

34

別紙２（1/7）

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧
制御項目

275kV 系
電源喪失

対応時の判断項目

1-1

154kV 系使用可能判断のための確認項目

・154kV 系電圧

操作手順

1.0.6-別紙 2-1

35

別紙２（2/7）

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 2-2

2-1

非常用 D/G 等 1 台以上
・非常用 D/G 運転状態
起動，電圧確立2-2・非常用 D/G 運転状態
起動非常用 D/G 自動・D/G 遮断機表示灯
併入成功
・非常用各母線電圧154kV 系
電源喪失

操作手順

36

別紙２（3/7）

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 2-3

3-1

・全交流電源喪失
常設代替交流電源設
・常設代替交流電源設備の運転状
備起動中
態

3-2

可搬型代替交流電源 ・緊急用 P/C
設備使用可能・可搬型代替交流電源設備の状態

全交流電源
喪失
（外部電源
喪 失 か つD/G 全 台 起
動失敗）

操作手順

37

別紙２（4/7）

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 2-4

全交流電源
喪失
（外部電源
喪 失 か つD/G 全 台 起動失敗）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

3-3

P/C 2C 又は 2D 受電・P/C 2C
・P/C 2D

3-4

緊急用 P/C 受電

・緊急用 P/C

操作手順

38

別紙２（5/7）

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 2-5

全直流電源
喪失

対応時の判断項目

判断のための確認項目

4-1

常設代替直流電源設
・常設代替直流電源設備の状態
備使用可能

4-2

可搬型代替直流電源
・可搬型代替直流電源設備の状態
設備使用可能4-3

直流 125V 主母線盤 2A
・直流 125V 主母線盤 2A 又は 2B
又は 2B 受電

操作手順

39

別紙２（6/7）

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 2-6

全直流電源
喪失

対応時の判断項目

判断のための確認項目

4-4

緊急用直流 125V 主母
・緊急用直流 125V 主母線盤
線盤受電

4-5

P/C 2C 又は 2D 受電・P/C 2C
・P/C 2D

4-6

緊急用 P/C 受電

・緊急用 P/C

操作手順

40

別紙２（7/7）

ＡＯＰ「外部電源喪失」「全交流電源喪失」「全直流電源喪失」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

・275kV 系電圧・154kV 系電圧

1.0.6-別紙 2-7

5-1

外部電源復旧5-2

非常用 D/G 又は常設
・非常用 D/G の状態
代替交流電源設備復・常設代替交流電源設備の状態
旧

非常用交流
電源復旧

操作手順

41

別紙３（1/15）

1.0.6-別紙 3-1

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

42

別紙３（2/15）

1.0.6-別紙 3-2

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

43

別紙３（3/15）

1.0.6-別紙 3-3

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

44

別紙３（4/15）

1.0.6-別紙 3-4

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

45

別紙３（5/15）
別紙３（5/15）

1.0.6-別紙 3-5

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

46

別紙３（6/15）

1.0.6-別紙 3-6

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

47

別紙３（7/15）

1.0.6-別紙 3-7

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

48

別紙３（8/15）

1.0.6-別紙 3-8

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

49

別紙３（9/15）

1.0.6-別紙 3-9

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

50

別紙３（10/15）

1.0.6-別紙 3-10

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

51

別紙３（11/15）

1.0.6-別紙 3-11

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

52

別紙３（12/15）

1.0.6-別紙 3-12

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

53

別紙３（13/15）

1.0.6-別紙 3-13

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

54

別紙３（14/15）

1.0.6-別紙 3-14

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

55

別紙３（15/15）

1.0.6-別紙 3-15

赤数字：操作内容の判断は別紙５参照

56

別紙４（1/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「スクラム」

・原子炉を停止する。

（ＲＣ）

・十分な炉心冷却状態を維持

導入条件

脱出条件

基本的な考え方する。
・原子炉を冷温停止状態まで冷却する。
・格納容器制御・二次格納施
設制御・使用済燃料プール
制御への導入条件を監視する。（原子炉がスクラムし原子炉制御ない場合を含む。）

1.0.6-別紙 4-1

57別紙４（2/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「反応度制御」・スクラム不能異常過渡事象（ＲＣ／Ｑ）

発生時に，原子炉を安全に

導入条件

脱出条件

基本的な考え方

原子炉制御停止させる。

1.0.6-別紙 4-2

58

別紙４（3/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「水位確保」

・原子炉水位を TAF 以上に回

（ＲＣ／Ｌ）

復させ，安定に維持する。

導入条件

1.0.6-別紙 4-3

脱出条件

基本的な考え方59別紙４（4/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「減圧冷却」
（ＣＤ）

目的

導入条件

脱出条件

基本的な考え方・原子炉水位を L-1 以上に維持しつつ，原子炉を減圧し，冷温停止状態へ移行させ
る。

原子炉制御
1.0.6-別紙 4-4

60

別紙４（5/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「ＰＣＶ圧力制御」

・PCV 圧力を監視し，制御す（ＰＣ／Ｐ）

導入条件

脱出条件

基本的な考え方る。

格納容器制御「Ｄ／Ｗ温度制御」（ＤＷ／Ｔ）

・D/W の空間温度を監視し，制御する。

1.0.6-別紙 4-5

61別紙４（6/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「Ｓ／Ｐ温度制御」

・S/P 水温度及び空間部温度（ＳＰ／Ｔ）

格納容器制御「Ｓ／Ｐ水位制御」（ＳＰ／Ｌ）

導入条件

脱出条件

基本的な考え方を監視し，制御する。

・S/P 水位を監視し，制御する。

1.0.6-別紙 4-6

62別紙４（7/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「Ｓ／Ｐ水位制御」

・S/P 水位を監視し，制御す（ＳＰ／Ｌ）「ＰＣＶ水素濃度
制御」

導入条件

脱出条件

基本的な考え方る。

・PCV 内の水素及び酸素濃度を監視し，制御する。

（ＰＣ／Ｈ）
格納容器制御1.0.6-別紙 4-7

63別紙４（8/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「二次格納施設

目的

導入条件

脱出条件

基本的な考え方・原子炉建屋内での原子炉冷二次格納施設制御

制御」

却材圧力バウンダリ漏えい（ＳＣ／Ｃ）の拡大防止，原子炉建屋の健全性確保。
・原子炉建屋内外部への放射能放出の制限使用済燃料プール制御「使用済燃料プール
制御」

・使用済燃料プール内燃料の損傷防止・緩和（ＳＦ／Ｃ）

1.0.6-別紙 4-8

64別紙４（9/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「水位回復」

目的

導入条件

脱出条件

基本的な考え方・原子炉水位を回復する。

（Ｃ１）

不測事態
1.0.6-別紙 4-965

別紙４（10/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「急速減圧」

目的

導入条件

脱出条件

基本的な考え方・原子炉を速やかに減圧する。

（Ｃ２）

不測事態
1.0.6-別紙 4-10

66

別紙４（11/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「急速減圧」

目的

導入条件

脱出条件

基本的な考え方・原子炉を速やかに減圧する。

（Ｃ２）
（続き）

不測事態
1.0.6-別紙 4-11

67

別紙４（12/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称「水位不明」
（Ｃ３）

目的

導入条件

脱出条件

基本的な考え方・原子炉水位が不明な場合に原子炉の冷却を確保する。

不測事態
1.0.6-別紙 4-1268

別紙４（13/13）

ＥＯＰ 目的及び基本的な考え方
運転操作手順書名称

目的「ＡＭ初期対応」

・ＳＯＰへの移行を円滑にす

（Ｃ４）

導入条件

脱出条件

基本的な考え方るために初期対応操作を行う。

不測事態
1.0.6-別紙 4-13

69

別紙５−１（1/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目
・スクラム警報
・全制御棒挿入状態
・中性子束「減少」

1-1

自動スクラム成功

1-2

・全制御棒全挿入位置又は「02」ポジション
全制御棒全挿入又は ・全制御棒炉心状態表示ユニット「02」ポジション
・4ROD 表示・CRT 表示・プロコン（制御棒位置表示）

原子炉
出力

操作手順

1.0.6-別紙 5-1-1

70別紙５−１（2/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-1-2

2-1

原子炉水位

・原子炉水位2-2

・給復水系の運転正常
給復水系（H/W 含む）
・H/W 水位正常
正常・給水制御系正常

原子炉
水位

操作手順

71

別紙５−１（3/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

原子炉
水位

1.0.6-別紙 5-1-3

原子炉
圧力対応時の判断項目

判断のための確認項目

2-3

原子炉水位連続監視，調整 L-3〜L-8 に ・原子炉水位維持

3-1

MSIV 開・MSIV 開閉表示灯

3-2

EHC 圧力制御正常

・タービンバイパス弁の追従状況

復水器使用可能・LPCP 正常・CWP 正常・O/G 系正常・グランドシール（HS 含む）正常

3-3

操作手順

72

別紙５−１（4/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目
・原子炉圧力・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度

3-4

SRV 開固着なし

3-5・原子炉圧力SRV による原子炉圧
・SRV 開閉表示灯
力調整
・SRV 排気管温度

原子炉
圧力

操作手順

1.0.6-別紙 5-1-4

73

別紙５−１（5/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-1-5

4-1

所内電源有

・常用 6.9kV 母線電圧

4-2MSIV 開・MSIV 開閉表示灯

4-3

EHC 圧力制御正常

・タービンバイパス弁の追従状況

復水器使用可能・LPCP 正常・CWP 正常・O/G 系正常・グランドシール（HS 含む）正常

タービン
・電源

4-4

操作手順

74

別紙５−１（6/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

モニタ
確認

対応時の判断項目

5-1

モニタ確認

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-1-6

・MS モニタ・スタックモニタ・SGTS モニタ
・O/G モニタ・LDS モニタ
・モニタリングポスト
・その他放射線モニタ

操作手順

75

別紙５−１（7/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-1-7

格納容器
制御への
導入

対応時の判断項目

判断のための確認項目

6-1

D/W 圧力 13.7kPa[gag・D/W 圧力e]以上

6-2

D/W HVH 戻り温度
65℃（局所 66℃）
以上

6-3

S/P 水温度（バルク）・S/P 水温度（バルク）
32.0℃以上

6-4

S/P 空間部温度（局・S/P 空間部（局所）温度
所）82.0℃以上

6-5

S/P 水位＋16.7 ㎝
以上

・S/P 水位6-6S/P 水位−4.7 ㎝
以下

・S/P 水位

6-7

MSIV 全閉後 12 時間
・MSIV 閉時刻以内に冷温停止でき
・原子炉冷却材温度
ない場合

・D/W HVH 戻り温度
・D/W 局所温度

操作手順

76

別紙５−１（8/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

二次格納
施設制御
への導入

1.0.6-別紙 5-1-8

使用済燃
料プール
制御への
導入

対応時の判断項目

判断のための確認項目

7-1

・ECCS 機器室周囲温度・換気差温
原子炉冷却材圧力バ度
ウンダリ漏えい警報 ・LDS 論理作動状況
発生・放射線モニタ指示
・火災報知設備8-1

使用済燃料プール
温度高警報 50℃以上

8-2

使用済燃料プール水
位低警報 NWL −142 ・使用済燃料プール水位㎜以下

・使用済燃料プール温度

操作手順

77

別紙５−１（9/9）

ＥＯＰ「スクラム（ＲＣ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-1-9

復旧対応時の判断項目

判断のための確認項目

9-1

MSIV 開・MSIV 開閉表示灯

9-2

MSIV 開可能・復水器使用可能・隔離信号の有無

9-3

PLR ポンプ運転中・PLR ポンプ運転状態
・炉心流量

操作手順

78

別紙５−２（1/6）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

1-1

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-2-1

原子炉出力 3％以上

・原子炉出力タービン運転中・タービン主要弁の開閉状態
・タービントリップ警報
・タービンの回転速度

反応度
制御
ＲＣ／Ｑ
1-2

操作手順

79

別紙５−２（2/6）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-2-2

2-1

中性子束振動発生の・原子炉出力有無

2-2

S/P 水温ＳＬＣ・原子炉出力・S/P 水温操作手順

80

別紙５−２（3/6）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-2-3

3-1

原子炉出力

・原子炉出力3-2

原子炉隔離

・MSIV 開閉状態
・タービンバイパス弁開閉状態

3-3

水位 L-3〜L-8 に維持・原子炉水位

水位

操作手順

81

別紙５−２（4/6）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

4-1

復水器使用可能・LPCP 正常・CWP 正常・O/G 系正常・グランドシール（HS 含む）正常

4-2

タービンバイパス弁 ・原子炉圧力にて原子炉圧力を・MSIV 開閉状態
一定に維持
・タービンバイパス弁開閉状態

5-1

給水を絞り，原子炉 ・原子炉出力
出力 3％未満を維持 ・原子炉水位する（下限 L-2 まで） ・給水制御系

5-2

水位 L-1＋500 ㎜〜
・原子炉水位
1500 ㎜に維持

圧力

1.0.6-別紙 5-2-4
水位低下

操作手順

82

別紙５−２（5/6）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-2-5

減圧対応時の判断項目

判断のための確認項目

6-1

タービンバイパス弁にて減圧し，水位・原子炉圧力L-1＋500 ㎜〜1500 ㎜ ・原子炉水位
に維持

6-2

SRV（ADS）2 弁開にして減圧し，水位
・原子炉圧力L-1＋500 ㎜〜1500 ㎜ ・原子炉水位
に維持

6-3

SRV（ADS）1 弁ずつ順
次開放し，水位
・原子炉圧力L-1＋500 ㎜〜1500 ㎜ ・原子炉水位
に維持

操作手順

83

別紙５−２（6/6）

ＥＯＰ「反応度制御（ＲＣ／Ｑ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-2-6

ＲＣ／Ｑ
水位不明

対応時の判断項目

7-1

判断のための確認項目

SRV（ADS）2 弁開にし・原子炉圧力て炉心冠水最低圧力
・原子炉水位まで注水維持操作手順84

別紙５−３（1/2）

ＥＯＰ「水位確保（ＲＣ／Ｌ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-3-1

1-1

水位 L-3〜L-8 に維持 ・原子炉水位

1-2

水位下降中

水位

・原子炉水位

操作手順85

別紙５−３（2/2）

ＥＯＰ「水位確保（ＲＣ／Ｌ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1-3

ECCS 及び給復水系作 ・ECCS の作動状況
動せず
・給復水系の作動状況

1-4

水位 L-1 以上維持可能

水位
1.0.6-別紙 5-3-2・原子炉水位

操作手順86

別紙５−４（1/2）

ＥＯＰ「減圧冷却（ＣＤ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-4-1

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1-1

復水器使用可能・LPCP 正常・CWP 正常・O/G 系正常・グランドシール（HS 含む）正常

1-2

減圧手段選択・原子炉圧力・S/P 水温度

減圧

操作手順

87

別紙５−４（2/2）

ＥＯＰ「減圧冷却（ＣＤ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

・原子炉水位
・原子炉圧力・RHR の状態

1-3

RHR SDC 起動

水位

2-1

水位 L-1〜L-8 に維持 ・原子炉水位

1.0.6-別紙 5-4-2

減圧

操作手順

88

別紙５−５（1/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-5-1

1-1

・D/W 圧力N2 又は空気漏えいに ・D/W 温度
よるか・D/W 酸素濃度
・N2 使用量1-2

水位 L-1 未満経験

ＰＣＶ
圧力制御

・原子炉水位記録計・警報記録（アラームタイパ）

操作手順

89

別紙５−５（2/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

1-3

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-5-2

水位 L-0 以上維持

・原子炉水位

炉心損傷の有無

・ＳＯＰ対象領域判定図
・CAMS による γ 線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・RPV 表面温度

ＰＣＶ
圧力制御

1-4

操作手順

90

別紙５−５（3/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

S/P 圧力 13.7kPa[gag・S/P 圧力e]〜98.0kPa[gage]

1.0.6-別紙 5-5-3

S/P 圧力 98.0kPa[gag・S/P 圧力e]〜245kPa[gage]
ＰＣＶ
圧力制御

2-1

S/P 圧力 245kPa[gage・S/P 圧力]〜279kPa[gage]

S/P 圧力 279kPa[gage・S/P 圧力]〜310kPa[gage]

操作手順

91

別紙５−５（4/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

2-2

判断のための確認項目

24 時間以内に S/P 圧
力 13.7kPa[gage] 未 ・S/P 圧力
満1.0.6-別紙 5-5-4

ＰＣＶ
圧力制御

2-3

炉心損傷の有無

・ＳＯＰ対象領域判定図
・CAMS によるγ線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・RPV 表面温度

操作手順

92

別紙５−５（5/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

2-4

原子炉
満水

3-1

S/P 圧力 279kPa[gage・S/P 圧力]以下維持可能1.0.6-別紙 5-5-5

ＰＣＶ
圧力制御

RHR が PCV スプレイに使用できない場合
は代替格納容器スプ
・S/P 圧力
レイ冷却系（常設）・RHR の運転状態
起動・代替格納容器スプレイ冷却系
・開始 S/P 圧力（常設）の状態
279kPa[gage]・停止 S/P 圧力
217kPa[gage]

操作手順

93

別紙５−５（6/6）

ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御（ＰＣ／Ｐ）」操作等判断基準一覧
制御項目

ＰＣＶ
ベント

対応時の判断項目

4-1

炉心損傷の有無判断のための確認項目

・ＳＯＰ対象領域判定図
・CAMS によるγ線線量率
・原子炉停止後の経過時間

1.0.6-別紙 5-5-6・RPV 表面温度

操作手順

94

別紙５−６（1/1）

ＥＯＰ「Ｄ／Ｗ温度制御（ＤＷ／Ｔ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

D/W 局所温度 66℃
未満・D/W 局所温度
・D/W HVH 戻り温度

D/W 局所温度 90℃
到達・D/W 局所温度

D/W 局所温度 171℃
近接・D/W 局所温度

D/W 局所温度 171℃
以上

・D/W 局所温度

1-2

D/W 空間部温度制限

・原子炉圧力・D/W 空間部温度

1-3D/W スプレイ起動

・D/W 局所温度
・D/W HVH 戻り温度

1-1
1.0.6-別紙 5-6-1

Ｄ／Ｗ
温度制御

操作手順

95

別紙５−７（1/2）

ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ温度制御（ＳＰ／Ｔ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-7-1

Ｓ／Ｐ
温度制御
（水温）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1-1

S/P 水温度・S/P 水温度

1-2

24 時間以内に 32℃未・S/P 水温度
満に冷却可能1-3

S/P 熱容量制限

・原子炉圧力・S/P 水温度

操作手順

96

別紙５−７（2/2）

ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ温度制御（ＳＰ／Ｔ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-7-2

Ｓ／Ｐ
温度制御
（空間部）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

2-1

S/P 空間部温度

・S/P 空間部温度2-2S/P 水温度 49℃以上

・S/P 水温度

2-3

S/P 熱容量制限

・原子炉圧力・S/P 水温度

操作手順

97

別紙５−８（1/3）

ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ水位制御（ＳＰ／Ｌ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-8-1

Ｓ／Ｐ
水位制御
（高）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

S/P 水位＋16.7 ㎝
以上

・S/P 水位

S/P 水位＋26.7 ㎝
到達・S/P 水位

S/P 水位＋5.5m
到達・S/P 水位

S/P 水位＋6.0m
近接・S/P 水位

S/P 水位＋6.5m
到達・S/P 水位

S/P 水位 EL 32.4m
到達・S/P 水位・D/W 水位高高表示灯

1-1

操作手順

98

別紙５−８（2/3）

ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ水位制御（ＳＰ／Ｌ）」操作等判断基準一覧
制御項目

Ｓ／Ｐ
水位制御
（高）

対応時の判断項目

1-2

判断のための確認項目

24 時間以内に＋16.7
・S/P 水位㎝未満

S/P 水位−4.7 ㎝以下 ・S/P 水位
1.0.6-別紙 5-8-2

2-1
Ｓ／Ｐ
水位制御
（低）

2-2

S/P 水位−14.7 ㎝
到達・S/P 水位

S/P 水位−50 ㎝以下

・S/P 水位24 時間以内に−4.7
・S/P 水位
㎝超過

操作手順

99

別紙５−９（1/1）

ＥＯＰ「ＰＣＶ水素濃度制御（ＰＣ／Ｈ）」操作等判断基準一覧
制御項目

ＰＣＶ
水素濃度
制御
ＰＣ／Ｈ

対応時の判断項目

1-1

判断のための確認項目

水素濃度 3.4vol％以・PCV 水素濃度上

操作手順

1.0.6-別紙 5-9-1

100別紙５−１０（1/3）

ＥＯＰ「二次格納施設制御（ＳＣ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5.10-1

1-1

漏えい箇所自動隔離
・漏えい箇所の隔離失敗

1-2

漏えい箇所遠隔手動
・漏えい箇所の隔離
隔離失敗

二次格納
施設制御
ＳＣ／Ｃ

操作手順

101

別紙５−１０（2/3）

ＥＯＰ「二次格納施設制御（ＳＣ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5.10-2

二次格納
施設制御

対応時の判断項目

1-3

判断のための確認項目

低圧で原子炉へ注水
・復水系の起動状態可能な系統 1 系統以・ECCS の起動状態
上起動

操作手順

102

別紙５−１０（3/3）

ＥＯＰ「二次格納施設制御（ＳＣ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

2-1

漏えい箇所隔離成功

判断のための確認項目

・漏えい箇所の隔離

1.0.6-別紙 5.10-3

二次格納
施設制御
（急速減
圧より）
2-2

炉心損傷の有無

・ＳＯＰ対象領域判定図
・CAMS による γ 線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・RPV 表面温度

操作手順

103

別紙５−１１（1/4）

ＥＯＰ「使用済燃料プール制御（ＳＦ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

1.0.6-別紙 5-11-1

1-1

・使用済燃料プール冷却系の状態
使用済燃料プール冷・RHR 系統の状態
却系統の運転状態
・代替燃料プール冷却系の状態

1-2

・使用済燃料プール冷却系の状態
使用済燃料プール冷・RHR 系統の状態
却系統の復旧・代替燃料プール冷却系の状態

1-3

使用済燃料プール水
・使用済燃料プール水温度
温度低下中

使用済燃
料プール
制御
（水温）

判断のための確認項目

操作手順

104

別紙５−１１（2/4）

ＥＯＰ「使用済燃料プール制御（ＳＦ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-11-2

1-4

使用済燃料プール温・使用済燃料プール水温度度 100℃到達

1-5

使用済燃料プール水
・使用済燃料プール水温度
温 50℃未満

使用済燃
料プール
制御
（水温）

操作手順

105

別紙５−１１（3/4）

ＥＯＰ「使用済燃料プール制御（ＳＦ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

使用済燃料プール水
1.0.6-別紙 5-11-3

2-1
使用済燃
料プール
制御
（水位）

2-2

位が戻り配管下端位置（NWL−230mm）以
上維持可能

・使用済燃料プール水位

使用済燃料プール水
位 が 戻 り 配 管 下 端 ・使用済燃料プール水位（NWL−230mm）未満

操作手順

106

別紙５−１１（4/4）

ＥＯＰ「使用済燃料プール制御（ＳＦ／Ｃ）」操作等判断基準一覧
制御項目

使用済燃
料プール
制御
（水位

対応時の判断項目

2-3

判断のための確認項目

使用済燃料プール水
位低警報（NWL−142
・使用済燃料プール水位㎜）を超えて維持可能

操作手順

1.0.6-別紙 5-11-4

107

別紙５−１２（1/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-12-1

1-1

低圧で原子炉へ注水
・復水系の起動状態可能な系統 2 系統以・ECCS の起動状態
上起動

1-2

水位下降中 or 上昇中 ・原子炉水位

水位回復
Ｃ１

操作手順

108

別紙５−１２（2/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-12-2

2-1

炉 圧 1.03MPa[gage]
・原子炉圧力
以上

2-2

水位上昇中

水位
下降中

・原子炉水位

操作手順109

別紙５−１２（3/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-12-32-3低圧で原子炉へ注水
・復水系の起動状態可能な系統 1 系統以・ECCS の起動状態
上起動

2-4

低圧代替注水系起動

水位下降中・低圧代替注水系（常設）の起動
状態

操作手順

110

別紙５−１２（4/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

3-1

1.0.6-別紙 5-12-4

水位上昇中

判断のための確認項目

・原子炉水位RCIC 又は高圧代替注・RCIC の運転状態
水系作動中
・高圧代替注水系の運転状態

3-2

TAF 継続時間の確認

・原子炉水位・最長許容炉心露出時間
・原子炉停止後の時間
・TAF 継続時間

3-3

TAF 未満・原子炉水位

操作手順

111

別紙５−１２（5/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

水位
上昇中

対応時の判断項目

3-4

ECCS1 系統以上
起動判断のための確認項目

・ECCS の起動状態

操作手順

1.0.6-別紙 5-12-5

112

別紙５−１２（6/6）

ＥＯＰ「水位回復（Ｃ１）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-12-6

（急速減
圧より）

対応時の判断項目

判断のための確認項目

4-1

原子炉水位 L-0 以下

・原子炉水位4-2

再冠水維持
低圧注水系 1 系統
以上運転

・低圧注水系の運転状態

4-3

スプレイ冷却維持
HPCS 又は LPCS 運転

・HPCS の運転状態
・LPCS の運転状態

操作手順

113

別紙５−１３（1/3）

ＥＯＰ「急速減圧（Ｃ２）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-13-1

・原子炉圧力・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度

1-1

ADS 全弁順次開放（ADS 7 弁開放）

1-2

・原子炉圧力ADS＋SRV の合計 7 弁
・SRV 開閉表示灯
まで追加開放・SRV 排気管温度

急速減圧
Ｃ２

操作手順

114

別紙５−１３（2/3）

ＥＯＰ「急速減圧（Ｃ２）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-13-2

急速減圧
Ｃ２

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1-3

・原子炉圧力ADS 又は SRV 1 弁以上
・SRV 開閉表示灯
開放・SRV 排気管温度

1-4

代替減圧手段・RCIC の運転状態

1-5

減圧可能

・原子炉圧力

操作手順

115

別紙５−１３（3/3）

ＥＯＰ「急速減圧（Ｃ２）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

1-6

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-13-3

水位判明

・原子炉水位D/W 空間部温度制限

・水位不明判断曲線
・原子炉圧力・D/W 空間部温度

急速減圧
Ｃ２
1-7

操作手順

116

別紙５−１４（1/7）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-14-1

1-1

低圧で原子炉へ注水
・復水系の起動状態可能な系統 1 系統以・ECCS の起動状態
上起動

1-2

低圧代替注水系起動

注水確保

・低圧代替注水系（常設）の起動
状態

操作手順

117

別紙５−１４（2/7）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-14-2

注水確保

対応時の判断項目

1-3

判断のための確認項目

低圧で原子炉へ注水
・復水系の復旧可能な系統，低圧代・ECCS の復旧
替注水系（常設）復・低圧代替注水系（常設）の復旧
旧

操作手順

118

別紙５−１４（3/7）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

1 弁以上開判断のための確認項目
・原子炉圧力・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度

1.0.6-別紙 5-14-3

2-1

SRV

2-2

MD RFP 又は HPCS 注入 ・MD RFP の運転状態
不能
・HPCS の運転状態

満水注入

操作手順

119

別紙５−１４（4/7）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-14-4

満水注入

対応時の判断項目

2-3

減圧注水維持判断のための確認項目

・原子炉圧力・原子炉水位

操作手順

120

別紙５−１４（5/7）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-14-5

2-4・復水系の運転状態
低圧で原子炉へ注水・ECCS の運転状態
可能な系統 1 系統の・原子炉圧力
みで満水
・S/P 圧力2-5低圧で原子炉へ注水可能な系統を 1 系統
ずつ順次起動して満水

満水注入

・復水系の運転状態
・ECCS の運転状態
・原子炉圧力・S/P 圧力操作手順

121

別紙５−１４（6/7）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-14-6

満水注入

対応時の判断項目

判断のための確認項目

2-6・原子炉圧力SRV 開個数を減らし ・S/P 圧力（最少 1 弁）満水・SRV 開閉表示灯
・SRV 排気管温度

2-7

他の代替確認方法に・原子炉圧力て原子炉満水を確認
・SRV 排気管温度
する。

2-8

・原子炉圧力ADS 弁を 7 弁開とし・原子炉水位て代替注水系を起動
・SRV 開閉表示灯
し原子炉水位をでき・SRV 排気管温度
るだけ上昇させる。
・代替注水系の起動状況

操作手順

122

別紙５−１４（7/7）

ＥＯＰ「水位不明（Ｃ３）」操作等判断基準一覧
制御項目

水位計
復旧

対応時の判断項目

3-1

判断のための確認項目

・原子炉水位
最長許容炉心露出時・最長許容炉心露出時間
間内に水位判明
・原子炉停止後の時間

操作手順

1.0.6-別紙 5-14-7

123

別紙５−１５（1/3）

ＥＯＰ「ＡＭ初期対応（Ｃ４）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-15-1

ＡＭ初期
対応
Ｃ４

1-1

対応時の判断項目

判断のための確認項目

注水系統を起動・原子炉への注水系統の起動状態

操作手順

124

別紙５−１５（2/3）

ＥＯＰ「ＡＭ初期対応（Ｃ４）」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 5-15-2

1-2

原子炉水位 L-1 未満・原子炉水位

1-3

原子炉水位
BAF＋20％到達

・原子炉水位

炉心損傷開始確認

・CAMS によるγ線線量率
・原子炉停止後の経過時間
・RPV 表面温度

ＡＭ初期
対応
Ｃ４

1-4

操作手順

125

別紙５−１５（3/3）

ＥＯＰ「ＡＭ初期対応（Ｃ４）」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 5-15-3

ＡＭ初期
対応
Ｃ４

対応時の判断項目

判断のための確認項目

2-1

RHR が PCV スプレイに使用できない場合
は代替格納容器スプ
・S/P 圧力
レイ冷却系（常設）・RHR の運転状態
起動・代替格納容器スプレイ冷却系
・開始 S/P 圧力（常設）の状態
465kPa[gage]・停止 S/P 圧力
400kPa[gage]

3-1

代替循環冷却系原子
・代替循環冷却系の運転状態
炉注水流量
・代替循環冷却系原子炉注水流量・100m3 /h

3-2

格納容器圧力・温度 ・S/P 圧力低下確認
・格納容器内温度

操作手順

126

別紙６（1/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目
常設代替交流電源設備起動

項目概要
MCR にて，常設代替交流電源設備を起動する。

常設代替交流電源設備による常設代替交流電源設備の起動を確認し，緊急用 M/C を受電する。
緊急用 M/C 受電
常設代替交流電源設備による交流電源負荷抑制のため，非常用母線負荷の遮断器「切」，動的負荷の自動起動防止
緊急用 M/C から M/C 2C 又はのため CS を「切」又は「切保持」とし，緊急用 M/C から M/C 2C 又は 2D を受電する。
2D 受電
電源確保

1.0.6-別紙 6-1

交流電源負荷抑制のため，非常用母線負荷の遮断器「切」，動的負荷の自動起動防止
HPCS D/G による M/C 2C 又はのため CS を「切」又は「切保持」とし，HPCS D/G から M/C 2E を経由して M/C 2C 又
2D 受電
は 2D を受電する。
交流電源負荷抑制のため非常用母線負荷の遮断器「切」，動的負荷の自動起動防止の可搬型代替交流電源設備によため CS を「切」又は「切保持」とし，可搬型代替交流電源設備が P/C 2C 及び 2D 連絡
る P/C 2C 及び 2D 受電
母線に受電されていることを確認後，P/C 2C 及び 2D を受電する。
125V A 系及び B 系蓄電池によ
自動受電開始から 8 時間以降に直流電源負荷抑制のため，電源負荷の遮断器「切」とる直流 125V 主母線盤 2A 及びし，交流電源復旧までの延命処置をする。
2B 受電
可搬型代替交流電源設備によ 負荷の MCCB を「切」とし，可搬型代替直流電源設備の起動を確認後，可搬型代替直流る直流 125V 主母線盤 2A 及び 電源設備用電源切替盤及び直流 125V 主母線盤 2A 及び 2B の MCCB を「入」とし，直流
2B 受電
125V 主母線盤 2A 及び 2B を受電する。

127

別紙６（2/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

常設代替交流電源設備による常設代替交流電源設備により非常用母線を受電し，直流 125V 充電器 A 及び B を受電す
直流 125V 主母線盤 2A 及び 2Bる。
受電
可搬型代替交流電源設備によ可搬型代替交流電源設備により非常用母線を受電し，直流 125V 充電器 A 及び B を受電る直流 125V 主母線盤 2A 及び
する。
2B 受電

電源確保

1.0.6-別紙 6-2

常設代替交流電源設備による常設代替交流電源設備により緊急用 M/C，P/C，MCC を受電する。
緊急用 M/C，P/C，MCC 受電
可搬型代替交流電源設備によ可搬型代替交流電源設備により緊急用 P/C，MCC を受電する。
る緊急用 P/C，MCC 受電
緊急用 125V 蓄電池の延命処置として直流電源負荷抑制のため，電源負荷の遮断器「切」
常設代替直流電源設備による及び 125V A 系，B 系蓄電池の遮断器を開放後，緊急用直流 125V 主母線盤，可搬型代
直流 125V 主母線盤 2A 及び 2B
替直流電源設備用電源切替盤及び直流 125V 主母線盤 2A 及び 2B の MCCB を「入」とし，受電
直流 125V 主母線盤 2A 及び 2B を受電する。
常設代替直流電源設備による常設代替直流電源設備の起動を確認後，常設代替直流電源設備用電源切替盤及び緊急緊急用直流 125V 主母線盤受用直流 125V 主母線盤の MCCB を「入」とし，緊急用直流 125V 主母線盤を受電する。
電
可搬型代替直流電源設備によ可搬型代替直流電源設備の起動を確認後，可搬型代替直流電源設備用電源切替盤及びる緊急用直流 125V 主母線盤
緊急用直流 125V 主母線盤の MCCB を「入」とし，緊急用直流 125V 主母線盤を受電する。
受電128別紙６（3/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

電源確保

可搬型代替直流電源設備によ 負荷の MCCB を「切」とし，可搬型代替直流電源設備の起動を確認後，可搬型代替直流る直流 125V 主母線盤 2A 及び 電源設備用電源切替盤及び直流 125V 主母線盤 2A 及び 2B の MCCB を「入」とし，直流
2B 受電
125V 主母線盤 2A 及び 2B を受電する。
D/G 2C，2D 及び HPCS D/G 海
D/G 2C，2D 及び HPCS D/G 海水系への代替送水により，非常用 D/G の機能を回復する。
水系への代替送水

反応度制御

1.0.6-別紙 6-3

SLC による反応度制御

SLC ポンプを起動し，ほう酸水注入により反応度を制御する。

制御棒挿入による反応度制御

手動スクラムスイッチ，原子炉モードスイッチ，代替制御棒挿入機能（自動・手動），選択制御棒挿入機構（自動・手動）及び現場操作による制御棒挿入により反応度を制
御する。

129

別紙６（4/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

RCIC による原子炉注水

RCIC を起動し，原子炉へ注水する。

HPCS による原子炉注水

HPCS を起動し，原子炉へ注水する。

高圧代替注水系による原子炉
高圧代替注水系を起動し，原子炉へ注水する。
注水
LPCS による原子炉注水

LPCS を起動し，原子炉へ注水する。

原子炉注水

1.0.6-別紙 6-4

RHR（低圧注水系）による原子
RHR（低圧注水系）により原子炉へ注水する。
炉注水
CRD による原子炉注水

CRD ポンプを起動し，原子炉へ注水する。

SLC による原子炉注水

SLC ポンプを起動し，原子炉へ注水する。

高圧代替注水系の現場起動に高圧代替注水系を現場で起動し，原子炉へ注水する。
よる原子炉注水
低圧代替注水系（常設）によ低圧代替注水系（常設）を起動し，原子炉へ注水する。
る原子炉注水低圧代替注水系（可搬型）に 系統構成を行い，低圧代替注水系（可搬型）の起動を確認し，原子炉への注水を確認
よる原子炉注水する。
代替循環冷却系による原子炉
代替循環冷却系を起動し，原子炉へ注水する。
注水
消火系による原子炉注水

消火系を起動し，原子炉へ注水する。

CST 系による原子炉注水

CST 系を起動し，原子炉へ注水する。

130

別紙６（5/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧

原子炉減圧

1.0.6-別紙 6-5

手順項目

項目概要

SRV による原子炉減圧（電源確保）

常設代替高圧電源装置，常設代替直流電源設備，可搬型代替低圧電源車，可搬型代替直流設備のいずれかにより，弁の駆動電源を確保し，SRV を操作し原子炉を減圧する。

SRV による原子炉減圧（駆動源確保）代替逃がし安全弁駆動装置，窒素発生装置，予備の高圧窒素ガスボンベのいずれかにより，弁の駆動源を確保し，SRV を操作し原子炉を減圧する。

代替減圧手段による原子炉の減圧

RCIC，高圧代替注水系又は CUW により，原子炉を減圧する。

RHR（サプレッション・プール冷 RHR（サプレッション・プール冷却系）による原子炉減圧により，温度が上昇するサ
却系）による S/P 冷却
プレッション・プール水を冷却する。

131

別紙６（6/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

代替格納容器スプレイ冷却系
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により格納容器へスプレイし，格納容器の冷（常設）による格納容器スプレ
却をする。
イ

1.0.6-別紙 6-6

格納容器冷却

代替格納容器スプレイ冷却系
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により格納容器へスプレイし，格納容器の（可搬型）による格納容器スプ冷却をする。
レイ
RHR（格納容器スプレイ冷却系） RHR（格納容器スプレイ冷却系）により格納容器へスプレイし，格納容器の冷却をすによる格納容器スプレイ
る。
代替循環冷却系による格納容器
代替循環冷却系により格納容器へスプレイし，格納容器の冷却をする。
スプレイ
CST 系による格納容器スプレイ

CST 系により格納容器へスプレイし，格納容器の冷却をする。

消火系による格納容器スプレイ

消火系（常設）により格納容器へスプレイし，格納容器の冷却をする。

ドライウェル内ガス冷却装置に
ドライウェル内ガス冷却装置の起動により格納容器内の冷却をする。
よる格納容器冷却132別紙６（7/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

格納容器圧力逃がし装置（サプ
格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェンバ側）により格納容器を減圧す
レッション・チェンバ側）による。
る格納容器減圧

1.0.6-別紙 6-7

格納容器減圧

格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）による格納容器減 格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）により格納容器を減圧する。
圧
耐圧強化ベント系（サプレッション・チェンバ側）による格納 耐圧強化ベント系（サプレッション・チェンバ側）により格納容器を減圧する。
容器減圧
耐圧強化ベント系（ドライウェ
耐圧強化ベント系（ドライウェル側）により格納容器を減圧する。
ル側）による格納容器減圧
格納容器圧力逃がし装置（サプ
格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェンバ側）の遠隔手動弁操作設備をレッション・チェンバ側）の現現場で手動操作し，格納容器を減圧する。
場操作による格納容器減圧
格納容器圧力逃がし装置（ドラ
格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の遠隔手動弁操作設備を現場で手動操イウェル側）の現場操作による作し，格納容器を減圧する。
格納容器減圧(現場操作)133

別紙６（8/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

フィルタ装置スクラビング水補 フィルタ装置水位が通常水位を下回り,下限水位に到達する前に，フィルタ装置へ水張りを実施する。
給格納容器圧力逃がし装置を使用する際，サプレッション・プール水ｐＨ制御装置にサプレッション・プール水ｐＨ
よる薬液注入により格納容器内が酸性化することを防止し，サプレッション・プー
制御装置による薬液注入
ル水中によう素を捕捉することで，よう素の放出量を低減する。
格納容器減圧

1.0.6-別紙 6-8

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント停止後，水の放射線分解によって発格納容器内の不活性ガス（窒素
生する可燃性ガス濃度の上昇を抑制するため，可搬型窒素供給装置により不活性ガガス）置換ス（窒素ガス）に置換を実施する。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント停止後，排気中に含まれる可燃性ガ
フィルタ装置の不活性ガス（窒ス及び使用後に水の放射線分解により発生する可燃性ガスによる爆発を防止するた素ガス）置換め，フィルタ装置を不活性ガス（窒素ガス）に置換する。
フィルタ装置スクラビング水移 フィルタ装置の水の放射線分解により発生する水素の蓄積を防止するため，フィル
タ装置のスクラビング水をサプレッション・プールへ移送を実施する。
送フィルタ装置のスクラビング水移送後，フィルタ装置排水ラインの水の放射線分解
フィルタ装置スクラビング水移により発生する水素の蓄積を防止するため，スクラビング水移送ラインを可搬型代
送ライン洗浄替注水大型ポンプにより洗浄し，残留水をサプレッション・プールに排水する。
中央制御室退避室正圧化

炉心損傷後において格納容器圧力逃がし装置を使用する際に，退避する中央制御室
退避室を空気ボンベユニットにより加圧し，中央制御室退避室の居住性を確保する。

134別紙６（9/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

1.0.6-別紙 6-9

格納容器下部注水

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 格納容器下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
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 格納容器下部注水系（可搬型）によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
ル部）注水
消火系（常設）によるペデスタ
消火系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
ル（ドライウェル部）注水CST 系によるペデスタル（ドラCST 系によりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。
イウェル部）注水135

別紙６（10/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

格納容器圧力逃がし装置による格納容器圧力逃がし装置により格納容器内の水素ガス・酸素ガスを排出し，格納容
格納容器水素ガス・酸素ガスの器内の水素濃度を制御する。
排出
水素対策

FCS による水素濃度制御

FCS により格納容器内の水素濃度を制御する。

格納容器内雰囲気モニタ系によ格納容器内雰囲気モニタ系により水素濃度及び酸素濃度を計測する。
る水素濃度及び酸素濃度計測

1.0.6-別紙 6-10

代替格納容器内雰囲気モニタ系
による水素濃度及び酸素濃度計 代替格納容器内雰囲気モニタ系により水素濃度及び酸素濃度を計測する。
測
原子炉建屋水素濃度計測

原子炉建屋水素濃度計により水素濃度を監視する。

136

別紙６（11/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

代替燃料プール注水系（注水ライン）による常設スプレイヘッ 代替燃料プール注水系（注水ライン）により常設スプレイヘッダを使用して使用済
ダを使用した使用済燃料プール 燃料プールへ注水する。
注水

使用済燃料プール注水

1.0.6-別紙 6-11

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）による常設スプ 代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）により常設スプレイヘッダを使用し
レイヘッダを使用した使用済燃 て使用済燃料プールへ注水する。
料プール注水代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）による可搬型 代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）により可搬型スプレイノズルを使
スプレイノズルを使用した使用 用して使用済燃料プールへ注水する。
済燃料プール注水
代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）による可搬型 代替燃料プール注水系（可搬型）により可搬型スプレイノズルを使用して使用済燃
スプレイノズルを使用した使用 料プールへスプレイする。
済燃料プールスプレイ
消火系による使用済燃料プール
消火系により使用済燃料プールへ注水する。
注水
CST 系による使用済燃料プール
CST 系により使用済燃料プールへ注水する。
注水137

別紙６（12/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

低圧代替注水系（常設）による代替燃料プール注水系（注水ラ 低圧代替注水系（常設）により代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用して使イン）を使用した使用済燃料プ 用済燃料プールへ注水する。
ール注水

使用済燃料プール注水

1.0.6-別紙 6-12

低圧代替注水系（常設）による代替燃料プール注水系（常設ス 低圧代替注水系（常設）により代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使
プレイヘッダ）を使用した使用 用して使用済燃料プールへ注水する。
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（注水 可搬型代替注水大型ポンプにより代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用してライン）を使用した使用済燃料 使用済燃料プールへ注水する。
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（常設 可搬型代替注水大型ポンプにより代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を
スプレイヘッダ）を使用した使 使用して使用済燃料プールへ注水（淡水／海水）する。
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 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）型スプレイノズル）を使用した を使用して使用済燃料プールへ注水（淡水／海水）する。
使用済燃料プールスプレイ

138別紙６（13/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

使用済燃料プール冷却

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）による常設スプ 代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）により常設スプレイヘッダを使用し
レイヘッダを使用した使用済燃 て使用済燃料プールへスプレイし，使用済燃料プールを冷却する。
料プールスプレイ
代替燃料プール冷却系による使代替燃料プール冷却系により使用済燃料プールを冷却する。
用済燃料プール冷却

除熱1.0.6-別紙 6-13

RHR（原子炉停止時冷却系）によ
RHR（原子炉停止時冷却系）により原子炉を除熱する。
る原子炉除熱
代替循環冷却系による格納容器
代替循環冷却系により格納容器を除熱する。
除熱139

別紙６（14/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

冷却水確保

残留熱除去系海水系による冷却残留熱除去系海水系により，RHR の冷却水を確保する。
水確保
緊急用海水系による冷却水確保

緊急用海水系により，RHR の冷却水を確保する。

1.0.6-別紙 6-14

代替残留熱除去系海水系による代替残留熱除去系海水系により，RHR の冷却水を確保する。
冷却水確保

140

別紙６（15/15）

ＥＯＰ ＡＭ設備別操作手順書一覧
手順項目

項目概要

中央制御室換気系起動（閉回路 通常換気系隔離を確認し，中央制御室換気系（閉回路循環運転）を起動（自動・手
循環運転）
動）する。

中央制御室居住性確保

1.0.6-別紙 6-15

非常用ガス処理系及び非常用ガ 通常換気系隔離を確認し，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系を起動（自動・ス再循環系起動手動）する。
中央制御室酸素及び二酸化炭素
中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度を測定する。
測定
中央制御室換気系起動（外気取 中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度測定から中央制御室換気系起動（外気取入れ
入れ運転）運転）を行う。
中央制御室用可搬型照明設置

中央制御室に可搬型照明を設置する。

中央制御室退避室用可搬型照明
中央制御室退避室に可搬型照明を設置する。
設置
データ表示装置（退避室）設置 中央制御室退避室にデータ表示装置（退避室）を設置する。
中央制御室退避室酸素及び二酸
中央制御室退避室の酸素及び二酸化炭素濃度測定を測定し，濃度を管理する。
化炭素測定及び管理
衛星電話設備（可搬型）（ 退避室）
中央制御室退避室に衛星電話設備（可搬型）（退避室）を設置する。
設置
放射線防護具着用

中央制御室運転員等の放射線防護具装備について定める。

141

別紙７（1/11）

1.0.6-別紙 7-1

142別紙７（2/11）

1.0.6-別紙 7-2

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照

143

別紙７（3/11）

1.0.6-別紙 7-3

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照

144

別紙７（4/11）

1.0.6-別紙 7-4

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照

145

別紙７（5/11）

1.0.6-別紙 7-5

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照

146

別紙７（6/11）

1.0.6-別紙 7-6

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照

147

別紙７（7/11）
別紙７（7/11）

1.0.6-別紙 7-7

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照

148

別紙７（8/11）

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照
1.0.6-別紙 7-8

149別紙７（9/11）
別紙７（9/11）

1.0.6-別紙 7-9

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照

150

別紙７（10/11）

1.0.6-別紙 7-10

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照

151

別紙７（11/11）

赤数字：操作内容の判断は別紙９参照

1.0.6-別紙 7-11152

別紙８（1/4）

ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方
ストラテジ名称

注水-1「損傷炉心への注水」

目的

移行条件

基本的な考え方・炉心損傷後，最初に実施されるストラテジであり，損傷炉心へ注水することによって損傷炉心の冷却を行い，RPVの破損を回避する。

注水-2
・原子炉の水位を長期的に確保「長期の原子炉水位の確する。
保」

1.0.6-別紙 8-1

153

別紙８（2/4）

ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方
ストラテジ名称

目的

移行条件

基本的な考え方・注水-1「損傷炉心への注水」
導入と同時に導入されるス
トラテジであり，炉心損傷
注水-3a
後，あらかじめペデスタル「ＲＰＶ破損前のペデス（ドライウェル部）に水を注タル（ドライウェル部）
水することで，放出されるデ
初期注水」
ブリの冷却性向上及びペデスタル（ドライウェル部）の床面コンクリートの浸食抑制を図る。
・注水-1「損傷炉心への注水」
又は注水-2「長期の原子炉水位の確保」において RPV が破
注水-3b
損し，ペデスタル（ドライウ「ＲＰＶ破損後のペデスェル部）にデブリが流出した
タル（ドライウェル部）
可能性のある場合，デブリの注水」
冷却を行うためペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。

・注水-3b「ＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェル部）
注水」から，RPV 破損後の原注水-4
子炉への注水を継続するこ「長期のＲＰＶ破損後のとで格納容器への放熱を抑注水」制するとともに，デブリの冷却を行うためペデスタル（ドライウェル部）注水を継続する。

1.0.6-別紙 8-2

154

別紙８（3/4）

ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方
ストラテジ名称

目的

移行条件

基本的な考え方・注水-1「損傷炉心への注水」
で原子炉水位が確保できた
場合に，注水-2「長期の原子除熱-1
炉水位の確保」と並行して格「損傷炉心冷却後の除
納容器の除熱を行い,格納容熱」
器の健全性を維持する。

・注水-1「損傷炉心への注水」
又は注水-2「長期の原子炉水除熱-2位の確保」において RPV が破「ＲＰＶ破損後の初期格損し，格納容器が過温破損す
納容器スプレイ」
るおそれがあるため，格納容器スプレイを実施する。
・注水-3b「ＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェル部）
注水」及び除熱-2「ＲＰＶ破損後の初期格納容器スプレイ」において，RPV 破損後の除熱-3
ペデスタル（ドライウェル「ＲＰＶ 破損後の除熱」
部）注水及び格納容器スプレ
イを行い，PCV 圧力の低下を確認後，注水-4「長期のＲＰ
Ｖ破損後の注水」と並行して格納容器の除熱を行い，格納容器の健全性を維持する。

1.0.6-別紙 8-3

155

別紙８（4/4）

ＳＯＰ 目的及び基本的な考え方
ストラテジ名称

目的

放出「ＰＣＶ 破損防止」

・注水-1「損傷炉心への注水」
導入と同時に導入されるス
トラテジであり，格納容器の健全性を適宜確認する。
・除熱-1「損傷炉心冷却後の除熱」，除熱-3「ＲＰＶ破損後の除熱」において，S/P 水位が 6.5m に到達した場合，PCV
圧力が上昇し PCV 破損に至る可能性がある場合，PCV ベントを行う。また，PCV からの異常な漏えいを認知した場
合，PCV からの漏えい影響を抑制するため，PCV ベントを行う。
・PCV 水素濃度及び酸素濃度を監 視 し ， PCV 酸 素 濃 度 が4.3vol ％ 以 上 に 上 昇 し て き
た場合は PCV ベントを行い，水素及び酸素を放出することにより PCV 破損を防止する。

水素「Ｒ/Ｂ 水素爆発防止」

・注水-1「損傷炉心への注水」
導入と同時に導入されるス
トラテジであり，R/B の水素濃度を監視するとともに，
R/B ベントを行い，R/B の水
素爆発を防止する。

移行条件

1.0.6-別紙 8-4

基本的な考え方156

別紙９−１（1/4）

ＳＯＰ「注水−１：損傷炉心への注水」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-1-1

初期注水

対応時の判断項目

1-1

原子炉圧力 0.69MPa[gage]未満判断のための確認項目

・原子炉圧力

操作手順

157

別紙９−１（2/4）

ＳＯＰ「注水−１：損傷炉心への注水」操作等判断基準一覧
制御項目

初期注水

対応時の判断項目

1-2

高圧注水系統使用可能判断のための確認項目

・高圧注水系統の状態

操作手順

1.0.6-別紙 9-1-2

158別紙９−１（3/4）

ＳＯＰ「注水−１：損傷炉心への注水」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-1-3

1-3

低圧注水系統使用可能

1-4

原 子 炉 水 位 BAF ＋・原子炉水位
20％到達

・低圧注水系統の状態

初期注水

操作手順

159

別紙９−１（4/4）

ＳＯＰ「注水−１：損傷炉心への注水」操作等判断基準一覧
制御項目

ウェル注
水

対応時の判断項目

2-1

D/W雰囲気温度
190℃以上判断のための確認項目

・D/W 雰囲気温度

1.0.6-別紙 9-1-4・原子炉圧力・原子炉水位・制御棒位置指示
・制御棒駆動機構温度指示値
・RPV 下鏡部温度指示値
RPV 破損の判定

3-1

RPV 健全・格納容器下部水温・D/W 圧力・D/W 雰囲気温度
・ペデスタル（D/W 部）雰囲気
温度
・S/P 水温・D/W 水素濃度

操作手順

160

別紙９−２（1/3）

ＳＯＰ「注水−２：長期の原子炉水位の確保」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-2-1

長期の原
子炉水位
の確保

対応時の判断項目

1-1

原子炉水位確認可能判断のための確認項目

・原子炉水位操作手順

161

別紙９−２（2/3）

ＳＯＰ「注水−２：長期の原子炉水位の確保」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-2-2

1-1

原子炉水位確認可能（続き）

・原子炉水位

1-2

RHR 使用不可・RHR の状態

長期の原
子炉水位
の確保

操作手順

162

別紙９−２（3/3）

ＳＯＰ「注水−２：長期の原子炉水位の確保」操作等判断基準一覧
制御項目

RPV 破損の1.0.6-別紙 9-2-3

判定―

対応時の判断項目

判断のための確認項目

2-1

RPV 健全・原子炉圧力・原子炉水位・制御棒位置指示
・制御棒駆動機構温度指示値
・RPV 下鏡部温度指示値
・格納容器下部水温・D/W 圧力・D/W 雰囲気温度
・ペデスタル（D/W 部）雰囲気
温度
・S/P 水温・D/W 水素濃度2-2

代替循環冷却移行
不可・代替循環冷却系の状態

操作手順

163

別紙９−３（1/1）

ＳＯＰ「注水−３ｂ：ＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェル部）注水」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-3-1

ペデスタ
ル（ドライ
ウェル部）
注水

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1-1

デブリ堆積高さ
0.2m 以上

・デブリ堆積高さ
・格納容器下部水温

1-2

ペデスタル（ドライ ・ペデスタル（ドライウェル部）
ウェル部）水位 0.5m
水位未満
・格納容器下部水温

操作手順

164

別紙９−４（1/3）

ＳＯＰ「注水−４：長期のＲＰＶ破損後の注水」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-4-1

原子炉
注水

1-1

RPV ヘッドスプレイ
・RHR（A）系の状態
使用可能

ウェル注
水

2-1

D/W雰囲気温度
190℃以上・D/W 雰囲気温度

操作手順

165

別紙９−４（2/3）

ＳＯＰ「注水−４：長期のＲＰＶ破損後の注水」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

3-1

RHR 使用不可・RHR の状態

3-2

代替循環冷却移行
不可・代替循環冷却系の状態

―

操作手順

1.0.6-別紙 9-4-2

166別紙９−５（1/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-5-1

1-1

RHR 使用不可・RHR の状態

1-2

代替循環冷却系
運転中・代替循環冷却系運転状態

損傷炉心
冷却後の
除熱

操作手順

167

別紙９−５（2/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-5-2

損傷炉心
冷却後の
除熱

対応時の判断項目

1-3

判断のための確認項目

PCV 圧力 465kPa[gage・PCV 圧力]以上又は PCV 温度・PCV 温度
171℃以上操作手順

168

別紙９−５（3/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-5-3

1-4

代替循環冷却系起動・代替循環冷却系運転状態

1-5

PCV 温度 171℃以上

・PCV 温度

1-6

代替循環冷却系格納容器スプレイ停止条 ・PCV 圧力
件到達

損傷炉心
冷却後の
除熱

操作手順

169

別紙９−５（4/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-5-4

1-6

代替循環冷却系格納容器スプレイ停止条
・PCV 圧力
件到達
（続き）

2-1

PCV 圧力 465kPa[gage ・PCV 圧力]以上又は PCV 温度 ・PCV 温度
171℃以上

損傷炉心
冷却後の
除熱

操作手順

170

別紙９−５（5/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-5-5

2-2

PCV 温度 171℃以上

2-3

PCV 圧力 400kPa[gage・PCV 圧力]まで低下

・PCV 温度

損傷炉心
冷却後の
除熱

操作手順

171

別紙９−５（6/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

3-1

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-5-6

FCS 起動可能

・FCS の状態

4-1

RHR による除熱達成

・RHR 系の運転状態
・PCV 圧力・PCV 温度

4-2

S/P 水位 5.5m 到達

・S/P 水位

損傷炉心
冷却後の
除熱

操作手順

172

別紙９−５（7/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-5-7

4-3

S/P 水位 6.4m 到達

・S/P 水位

4-4S/P 水位 6.5m 到達

・S/P 水位

損傷炉心
冷却後の
除熱

操作手順

173

別紙９−６（1/1）

ＳＯＰ「除熱−２：ＲＰＶ破損後の初期格納容器スプレイ」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-6-1

ＲＰＶ破
損後の初
期格納容
器スプレ
イ

対応時の判断項目

1-1

PCV 圧力・温度低下中判断のための確認項目

・PCV 圧力・PCV 温度操作手順

174

別紙９−７（1/7）

ＳＯＰ「除熱−３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-7-1

1-1

RHR 使用不可・RHR の状態

1-2

代替循環冷却系
運転中・代替循環冷却系運転状態

ＲＰＶ破
損後の除
熱

操作手順

175

別紙９−７（2/7）

ＳＯＰ「除熱−３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-7-2

損傷炉心
冷却後の
除熱

対応時の判断項目

1-3

判断のための確認項目

PCV 圧力 465kPa[gage・PCV 圧力]以上又は PCV 温度・PCV 温度
171℃以上

操作手順
・PCV 圧力が 465kPa[gage]以上又は PCV 温
度が 171℃以上の場合は，代替循環冷却系をテストライン運転から格納容器スプレ
イ運転に切り替える。
・PCV 圧力 465kPa[gage]以上の場合；代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
150m3/h，PCV 温度 171℃以上の場合；代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
250m3/h。両方のスプレイ制御が同時に導 入 さ れ る 場 合 は流 量 の 多い 250m 3/h
でスプレイを行う。
・PCV 圧力が 465kPa[gage]未満及び PCV 温
度が 171℃未満である場合は RHR の状態を
確認する。

176

別紙９−７（3/7）

ＳＯＰ「除熱−３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-7-3

1-4

代替循環冷却系起動・代替循環冷却系運転状態

1-5

PCV 温度 171℃以上

・PCV 温度

1-6

代替循環冷却系格納容器スプレイ停止条 ・PCV 圧力
件到達

ＲＰＶ破
損後の除
熱

操作手順

177

別紙９−７（4/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

1-6

判断のための確認項目

代替循環冷却系格納容器スプレイ停止条
・PCV 圧力件到達（続き）

1.0.6-別紙 9-7-4

ＲＰＶ破
損後の除
熱
2-1

PCV 圧力 465kPa[gage ・PCV 圧力]以上又は PCV 温度 ・PCV 温度
171℃以上

操作手順

178

別紙９−７（5/7）

ＳＯＰ「除熱−１：損傷炉心冷却後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-7-5

2-2

PCV 温度 171℃以上

2-3

PCV 圧力 400kPa[gage・PCV 圧力]まで低下

・PCV 温度

ＲＰＶ破
損後の除
熱

操作手順

179

別紙９−７（6/7）

ＳＯＰ「除熱−３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

3-1

1.0.6-別紙 9-7-6

ＲＰＶ破
損後の除
熱

判断のための確認項目

FCS 起動可能

・FCS の状態

4-1

RHR による除熱達成

・RHR の運転状態
・PCV 圧力・PCV 温度

4-2

S/P 水位 5.5m 到達

・S/P 水位操作手順

180

別紙９−７（7/7）

ＳＯＰ「除熱−３：ＲＰＶ破損後の除熱」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-7-7

4-3

S/P 水位 6.4m 到達

・S/P 水位

4-4S/P 水位 6.5m 到達

・S/P 水位

ＲＰＶ破
損後の除
熱

操作手順

181

別紙９−８（1/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-8-1

1-1

S/P 水位 6.5m 到達

・S/P 水位1-2

RHR 又は代替循環
冷却系起動

・RHR の状態
・代替循環冷却系の状態

ＰＣＶ
ベント

操作手順

182

別紙９−８（2/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-8-2

ＰＣＶ
ベント

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1-3

PCV スプレイ停止条
・PCV 圧力件到達

1-4

S/P 水温 100℃未満

1-5

FCS 使用可能及び運 ・FCS の状態
転制限圧力以下・PCV 圧力・S/P 水温操作手順

183

別紙９−８（3/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目

1.0.6-別紙 9-8-3

ＰＣＶ
水素・酸素
濃度制御

対応時の判断項目

判断のための確認項目

2-1

FCS 起動可能

・FCS の状態

2-2

FCS 運転制限圧力
以下・PCV 圧力2-3

PCV 酸素濃度
3.5vol％以上

・PCV 酸素濃度

操作手順

184

別紙９−８（4/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-8-42-4PCV 酸素濃度
4.0vol％以上

・PCV 酸素濃度

2-5

PCV 酸素濃度
4.3vol％以上

・PCV 酸素濃度

2-6S/P 水温 100℃未満

・S/P 水温

ＰＣＶ
水素・酸素
濃度制御

操作手順

185

別紙９−８（5/5）

ＳＯＰ「放出：ＰＣＶ破損防止」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

2-7

判断のための確認項目

FCS 使用可能及び運 ・FCS の状態
転制限圧力以下・PCV 圧力

1.0.6-別紙 9-8-5

ＰＣＶ
水素・酸素
濃度制御
2-8

RHR 又は代替循環
冷却系の復旧・RHR の状態
・代替循環冷却系の状態

操作手順
・FCS が使用可能であり PCV 圧力が FCS 運転
制限圧力以下である場合は，FCS を起動
し，濃度・流量関係図に従い再循環流量を調整する。
・FCS 運転制限圧力を越え運転できない場合
は，PCV ベントを継続する。
・RHR 又は代替循環冷却系を復旧し，可搬型
窒素供給装置による窒素注入を D/W から
S/C 窒素注入へ切替る。
・RHR 又は代替循環冷却系が起動できない場
合は，PCV ベントを継続する。

186

別紙９−９（1/1）

ＳＯＰ「水素：Ｒ／Ｂ水素爆発防止」操作等判断基準一覧
制御項目

対応時の判断項目

判断のための確認項目

1.0.6-別紙 9-9-1

1-1

R/B 水素濃度 2vol％
・R/B 水素濃度
到達

1-2R/B 水素濃度 3vol％
・R/B 水素濃度
到達

Ｒ／Ｂ水
素爆発防
止

操作手順

187

別紙１０

重大事故等対策要領概要

分編①
重大事故等対策要領

重大事故編【重大事故等対策要領（重大事故編）】
・重大事故対応の各個別戦略を実行するため，可搬型設備の準備等，事故状況に応じて運転員操作と連携した事故対応を行う。

分編②
1.0.6-別紙 10

大規模損壊編【重大事故等対策要領（大規模損壊編）】
大規模損壊対応の適用条件
大規模損壊発生時の体制
大規模損壊発生時の対応○予兆情報による事前対応（プラント停止，ＲＣＩＣ起動など）○事象発生直後の対応，達成すべき目標設定○個別戦略フローへの展開○個別手順による対応操作
・炉心損傷緩和・原子炉格納容器破損緩和
・使用済燃料プール水位確保，燃料損傷緩和・放射性物質放出低減
・大規模損壊に伴う火災への対応
・その他（アクセスルート確保）

188

別紙１１（1/3）
ＥＯＰ／ＳＯＰ フローチャート凡例

1.0.6-別紙 11-1

189

別紙１１（2/3）
ＥＯＰ／ＳＯＰ フローチャート凡例

1.0.6-別紙 11-2

190

別紙１１（3/3）
ＥＯＰ／ＳＯＰ フローチャート凡例

1.0.6-別紙 11-3

191

添付資料 1.0.7

東海第二発電所

有効性評価における重大事故対応時の手順について

192

目

次

１．運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
１．１

高圧・低圧注水機能喪失

１．２

高圧注水・減圧機能喪失

１．３

全交流動力電源喪失

１．３．１

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

１．３．２

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

１．３．３

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

１．４

崩壊熱除去機能喪失

１．４．１

取水機能が喪失した場合

１．４．２

残留熱除去系が故障した場合

１．５

原子炉停止機能喪失

１．６

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

１．７

格納容器バイパス（インターフェースシステムＬＯＣＡ）

１．８

津波浸水における注水機能喪失

２．重大事故２．１

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

２．２

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

２．３

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

２．４

水素燃焼

２．５

溶融炉心・コンクリート相互作用

目-1

193

３．使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故
３．１

想定事故１

３．２

想定事故２

４．運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
４．１

崩壊熱除去機能喪失

４．２

全交流動力電源喪失

４．３

原子炉冷却材の流出

４．４

反応度の誤投入※重大事故等の対策は全て自動で作動するため，手順による対応は不要。

目-2

194

1.1 高圧・低圧注水機能喪失
特 徴
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（原子炉冷却材喪失
事故を除く。
）の発生後，高圧及び低圧注水機能が喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，
原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない
場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
また，低圧注水機能喪失を想定することから，併せて残留熱除去系の機能喪失に伴う崩壊熱除去
機能喪失を想定する。

基本的な考え方
原子炉減圧後に低圧の注水機
能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場
へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止

1.0.7-1.1-1を図る。

対応手順概要ａ．原子炉スクラムの確認
ｂ．高圧注水機能喪失の確認
ｃ．高圧代替注水系の起動操作
ｄ．低圧注水機能喪失の確認
ｅ．高圧・低圧注水機能の回復
操作
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
ｇ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
ｉ．原子炉水位の調整操作
ｊ．代替循環冷却系の起動操作
ｋ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による
納容器冷却
ｌ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱（サプレッション・チェンバ側）
ｍ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
ｎ．タンクローリによる燃料補給操作
Ｏ．使用済燃料プールの冷却操作

解析上の対応手順の概要フロー195

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.1-2

196詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書「給水流量全喪失」事象発生

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

原子炉水位低（レベル３）信号により 原子炉がスクラムする。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉 の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水 喪失していることから，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系が自動起動するが，高圧注水機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
原子炉 水位を原子炉水位低（レベル 3）〜原子炉水位高（レベル 8）に維持できないことか
ら「水位確保」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-3

197

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

プ ラン ト状 態を 的確 に 把握
し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
高圧注水機能喪失により，原
子炉への注水ができず，原子炉水位低下が継続する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）以上維持可能でないことを確認し，「水位回復」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-4

198詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉水位低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル１）
で残留熱除去系（低圧注水系）
及び低圧炉心スプレイ系が自動起動するが，低圧注水系機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
低圧注水機能喪失判断後，低圧代替注水系（常設）の起動準備を開始する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）到達後，更に低下傾向であることを確認し，
低圧代替注水系（常設）を起動する。
低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し「急速減圧」へ移行する。

重大事故等対応要領

1.0.7-1.1-5

199

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し，逃がし安全弁 7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原 子炉水位計正 常を確 認後「水位回復」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-6200詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉減圧により,低圧代替
注水系（常設）による注水が開始され，原子炉水位が上昇する
ことを確認する。
原子炉水位が燃料有効長頂部未満でないことを確認し「水位確保」に移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-7

201

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

低圧代替注水系（常設）により，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し「スクラムに移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7-1.1-8

A202詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

低圧注水機能喪失により，残留熱除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし
安全弁からの排気によりサプレッション・チェンバ圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。

非常時運転手順書（徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

サプレッション・チェンバ圧

E

力の監視を行う。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-9

203詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

サプレッション・チェンバ圧

E

力が 279kPa[gage]以上となったことを確認し，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）により，格納容器スプレイを行う。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-10

204詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

外部水源を使用した代替格納容器スプレイにより，サプレッ
ション・プール水位が上昇する。
サプレッション・プール水位が＋16.7 ㎝以上であることを確
認し，「Ｓ／Ｐ水位制御」に移行する。
サプレッション・プール水位の監視を行い，＋5.5m 以上にて格納容器ベント準備操作を実施する。
また，サプレッション・プー
ル水位の上昇が継続することに非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ水位制御」

Fより＋6.5m 以上となったことを確認し，代替格納容器スプレイを停止する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-11

205

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

サプレッション・チェンバ圧

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

E

力を監視し，310kPa[gage]に到達したことを確認したら，格納容器ベントを実施する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.1-12

206

1.2 高圧注水・減圧機能喪失
特 徴
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（原子炉冷却材喪失
事故を除く。
）の発生後，高圧注
水機能が喪失するとともに，原子炉減圧機能も喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容
器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続
し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。

基本的な考え方
代替の原子炉減圧機能により原子炉を減圧し低圧注水機能を用いて原子炉へ注水することに
よって炉心損傷の防止を図とともに，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

1.0.7-1.2-1

対応手順概要ａ．原子炉スクラムの確認
ｂ．高圧注水機能喪失の確認
ｃ．高圧代替注水系の起動操作
ｄ．高圧注水機能の回復操作
ｅ．低圧炉心スプレイ系等の自動起動の確認ｆ．原子炉自動減圧の確認
ｇ．原子炉水位の調整操作
ｈ．残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）によるサプレッション・プール
冷却ｉ．使用済燃料プールの冷却

解析上の対応手順の概要フロー207

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.2-2

208詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「給水流量全喪失」事象発生
原子炉水位低（レベル３）信
号によ り原子炉がスクラムする。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて原子 炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給 水喪失していることから，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系が自動起動するが，高圧注水機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
原子炉水位を原 子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持できないことか
ら「水位確保」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.2-3

209詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

プ ラント 状 態を 的 確に 把握
し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
高圧注水機能喪失により，原
子炉への注水ができず，原子炉水位低下が継続する。
高圧注水機能喪失により原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）以上維持可能でないことを確認し，「水位回復」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.2-4

210詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

プラント状態を的確に把握し，作動すべきものが作動していない場合は手動作動させる。
原子炉水位低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル１）
で残留熱除去系（低圧注水系）
及び低圧炉心スプレイ系は自動起動するが，減圧機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
低圧で原子炉へ注水可能な系
統 1 系統以上起動していることを確認し，「急速減圧」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.2-5

211詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

原子炉水位異常低下（レベル

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D１）以下の状態が 10 分継続し，かつ残留熱除去ポンプ又は低圧
炉心スプレイ系ポンプが起動している場合，逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）が作動し，逃がし安全弁 2 弁による原子炉
減圧が開始される。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認し，「水位回復」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.2-6

212詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

原子炉減圧により,残留熱除非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

去系（低圧注水系）及び低圧炉
心スプレイ系による注水が開始
され，原子炉水位が上昇することを確認する。
原子炉水位が燃料有効長頂部未満でないことを確認し，「水位確保」に移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.2-7

213詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

低圧注水系及び低圧炉心スプ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

レイ系により，原子炉水位が原
子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7-1.2-8

A214詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

逃がし安全弁の排気により，非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

サプレッション・プール水温度が上昇する。
サプレッション・プール水温度が 32℃以上であることを確認
し，「Ｓ／Ｐ温度制御」に移行する。
「Ｓ／Ｐ温度制御」にてサプ
レッション・プール冷却操作を行う。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

E
重大事故等対策要領

1.0.7-1.2-9

215

1. 3

1. 3. 1

1. 0. 7- 1. 3. 1- 1

216

1. 0. 7- 1. 3. 1- 2

217

(

)

A

2

3
8

1. 0. 7- 1. 3. 1- 3

218

(

1. 0. 7- 1. 3. 1- 4

)

A

219

B

A

1. 0. 7- 1. 3. 1- 5

220

A

C

1. 0. 7- 1. 3. 1- 6

221

7

1. 0. 7- 1. 3. 1- 7

222

A
13. 7kPa[ gage]279kPa[ gage]

1. 0. 7- 1. 3. 1- 8

223

1.3 全交流動力電源喪失
1.3.2 全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）
特 徴
原子炉の出力運転中に全交流
動力電源喪失に加えて，直流電源喪失又は原子炉隔離時冷却系の故障が重畳することを想定する。
これに伴い，電動の原子炉注水機
能及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失することで全ての原子炉
注水機能が喪失する。このため，
原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない
場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。

基本的な考え方
代替の直流電源供給機能及び交流動力電源が不要な代替の原
子炉注水機能を用いた原子炉注
水により原子炉水位を維持し，その後，原子炉減圧を実施し可搬型の原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図る。また，可搬型の格納容器冷却機能を用いて格納容器冷却を実施するとともに，代替の交流電源供給機能により交動力流電源を復旧し，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行う
ことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要1.0.7-1.3.2-1ａ．原子炉スクラム及び全電源喪失の確認
ｂ．高圧代替注水系の起動操作
ｃ．原子炉水位の調整操作（高圧代替注水系）
ｄ．電源確保操作対応
ｅ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
ｆ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
ｇ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
ｈ．タンクローリによる燃料補
給操作
ｉ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却ｊ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
ｋ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
ｌ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
ｍ．残留熱除去系による原子炉
注水及び格納容器除熱ｎ．使用済燃料プールの冷却事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」に含まれる事故
シーケンスグループのうち，「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却
失敗）」「全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 失敗＋高圧炉心冷却
失敗）」「全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 失敗＋逃がし安全弁
再閉鎖失敗＋HPCS 失敗）」は，手順上同じであることから，「全交
流動力電源喪失（外部電源喪失＋
直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗）」を代表して記載する。

解析上の対応手順の概要フロー224

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.3.2-2

225詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「全交流動力電源喪失，直流電源喪失」発生
最初に「原子炉出力」制御にて原子 炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
原 子炉水 位は 継 続し て 低下
し，原子炉水位異常低（レベル２）で原子炉隔離時冷却系が起動するが，高圧炉心スプレイ系
は全交流動力電源喪失のため起動しない。
原 子炉水 位を 原 子炉 水 位低
（レベル３）〜原子炉水位高（レベル 8）に維持できないことか
ら「水位確保」制御へ移行する。
「タービン・電源」制御にて
所内電源喪失を確認する事により，ＡＯＰ「電源喪失」へ移行
し対応する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.2-3226詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「電源喪失」

A

全交流動力電源が喪失していることから，常設代替高圧電源
装置を起動し，緊急用母線を受電する。また，全直流電源が喪失していることから，常設代替
直流電源設備により所内直流電源設備を復旧する。
その後，非常用交流電源の復旧を適宜行う。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.2-4227詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「電源喪失」

A

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.2-5

228詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

プ ラン ト状 態を 的確 に 把握
し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
高圧注水機能喪失により，原
子炉への注水ができず，原子炉水位低下が継続する。
高圧注水機能喪失により原子炉水位 が原子炉水 位異常 低下（レベル１）以上維持可能でないことを確認し，「水位回復」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.2-6229

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

プラン ト状態を的確に把握し，作動すべきものが作動していない場合は手動作動させる。
原子炉水位低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル１）
で残留熱除去系（低圧注水系）
及び低圧炉心スプレイ系が自動起動するが，低圧注水系機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
低圧注水機能喪失判断後，低圧代替注水系（常設）の起動準備を開始する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）到達後，更に低下傾向であることを確認し，
低圧代替注水系（常設）を起動する。
低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し，「急速減圧」へ移行する。

重大事故等対応要領

1.0.7-1.3.2-7230詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し，逃がし安全弁 7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後，「水位回復」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.2-8

231詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉減圧により,低圧代替
注水系（常設）による注水が開始され，原子炉水位が上昇する
ことを確認する。
原子炉水位が燃料有効長頂部未満でないことを確認し，「水位確保」に移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.2-9232詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

低圧代替注水系（常設）により，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7-1.3.2-10

A233詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書

格 納容器 冷却 機 能 がな い た

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

Aめ，原子炉格納容器の圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧
力の監 視を行う。サプレッシ
ン・チェンバ圧力 279kPa[gage]

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

以上となったことを確認し，格E

納容器スプレイを行う。
非常用母線復旧以降，原子炉
水位低（レベル３）まで低下したら，残留熱除去系による原子炉注水を再開し，原子炉水位高（レベル８）まで上昇したら，格納容器スプレイを再開することを繰り返す。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.2-11234

1.3 全交流動力電源喪失
1.3.3 全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
特 徴

解析上の対応手順の概要フロー

原子炉の出力運転中に全交流
動力電源喪失により，電動の原子
炉注水機能が喪失するとともに，逃がし安全弁 1 弁が開固着することで原子炉圧力が低下し，蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系も停止することで全ての原子炉注水機能が喪失することを想定する。
このため，逃がし安全弁を介して原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。

基本的な考え方逃がし安全弁 1 弁開固着によって蒸気駆動の原子炉注水機能が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間は蒸気駆動の原子炉注水機能を用いた原子炉注水により原子炉水位を維持し，その後，原子炉減圧を実施
し可搬型の原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図る。また，可搬型の格納容器冷却機能を用いて格納容器冷却を実施するとともに，代替交流電源設備により交流電源を復旧し，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要ａ．原子炉スクラム，全交流動
力電源喪失及び逃がし安全
弁開固着の確認ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
ｄ．早期の電源回復不能の確認
ｅ．電源確保操作対応
ｆ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
ｉ．タンクローリによる燃料補給操作
ｊ．直流電源の負荷切離操作
ｋ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納スプレイ
冷却系（可搬型）による格
納容器冷却
ｌ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
ｍ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備
操作
ｎ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
ｏ．残留熱除去系による原子炉
注水及び格納容器除熱ｐ．使用済燃料プールの冷却

235

1.0.7-1.3.3-1

非常時運転手順書

全体対応フロー

1.0.7-1.3.3-2236

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「全交流動力電源喪失」発生
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。
続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
原 子炉水 位は 継 続し て 低下
し，原子炉水位異常低（レベル２）で原子炉隔離時冷却系が起動するが，高圧炉心スプレイ系
は全交流動力電源喪失のため起動しない。
原 子炉水 位を 原 子炉 水 位低
（レベル３）〜原子炉水位高（レベル 8）に維持できないことから「水位確保」制御へ移行する。
「タービン・電源」制御にて
所内電源喪失を確認する事により，ＡＯＰ「電源喪失」へ移行し対応する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.3-3237

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「電源喪失」

A

全交流動力電源が喪失していることから，常設代替高圧電源
装置を起動し，緊急用母線を受電する。
その後，非常用交流電源の復旧を適宜行う。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.3-4

238

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「電源喪失」

A

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.3-5239

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

プ ラン ト状 態を 的確 に 把握
し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
逃がし安全弁会固着により原子炉圧力が低下するため，原子炉隔離時冷却系が停止し，高圧
注水機能喪失により，原子炉への注水ができず，原子炉水位低下が継続する。
高圧注水機能喪失により原子炉水位 が原子炉水 位異常 低下（レベル１）以上維持可能でないことを確認し，「水位回復」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.3-6240詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

プラン ト状態を的確に把握し，作動すべきものが作動していない場合は手動作動させる。
低圧注水系機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
低圧注水機能喪失判断後，低圧代替注水系（可搬型）の起動準備を開始する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）到達後，更に低下傾向であることを確認し，低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水準備操作を行う。
低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了 していることを確認
し，「急速減圧」へ移行する。

重大事故等対応要領

1.0.7-1.3.3-7

241詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

低圧代替注水系（可搬型）が準備完了していることを確認し，逃がし安全弁 7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後，「水位回復」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.3-8242詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉減圧により,低圧代替
注水系（可搬型）による注水が開始され，原子炉水位が上昇する
ことを確認する。
原子炉水位が燃料有効長頂部未満でないことを確認し，「水位確保」に移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.3-9243詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

低圧代替注水系（可搬型）により，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7-1.3.3-10

A244

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書

格 納容器 冷却 機 能 がな い た

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

Aめ，原子炉格納容器の圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧力の監視を行う。サプレッシン・
チェンバ圧力 279kPa[gage]以上

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」となったことを確認し，格納容E器スプレイを行う。
非常用母線復旧以降，原子炉
水位低（レベル３）まで低下した
ら，残留熱除去系による原子炉注水を再開し，原子炉水位高（レベル８）まで上昇したら，格納容器スプレイを再開することを繰り返す。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.3.3-11245

1.4 崩壊熱除去機能喪失
1.4.1 取水機能が喪失した場合
特 徴
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の発生後，高圧注水機能等により炉心冷却には成功するが，取水機能の喪失により崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，炉心の崩壊
熱により発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器に流入し格納容器圧力が上昇すること
で，緩和措置が取られない場合には，炉心損傷より先に格納容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。

基本的な考え方原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，代替の海水取水機能を用いて最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行う
ことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要ａ．原子炉スクラムの確認
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

1.0.7-1.4.1-1ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
ｄ．取水機能喪失の確認
ｅ．残留熱除去系海水系の回復
操作
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
ｇ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
ｉ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
ｊ．緊急用海水系を用いた海水
通水操作
ｋ．緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱ｌ．使用済燃料プールの冷却操
作

解析上の対応手順の概要フロー246

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.4.1-2

247

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「EOP」
原子炉制御「スクラム」

A「給水流量全喪失」事象発生
原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水喪失により原子炉スク
ラム後も原子炉水位は低下し，原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持不可能のため，「水位確保」へ移行する。
「タービン・電源」制御にて
所内電源喪失を確認する事により，ＡＯＰ「電源喪失」へ移行
し対応する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.1-3

248

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「EOP」
原子炉制御「水位確保」

B

原子炉水位異常低下(レベル２)にて原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉隔離時冷却系により注水が開始され，原子炉水位が上昇することを確認する。
プ ラント 状 態を 的 確に 把 握し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
原 子炉水 位 を原 子 炉水 位 低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「EOP」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7-1.4.1-4A249

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

取水機能喪失により，残留熱

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，サプレッション・プール水温度が上昇する。
サプレッション・プール水温度が 32℃以上であることを確認
し，「Ｓ／Ｐ温度制御」に移行する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

C

サプレッション・プール水温度を継続監視し，サプレッション・プール水熱容量制限図の運
転禁止領域に入ったことを確認した場合は，「急速減圧」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.1-5250詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

低圧代替注水系（常設）を起
動後，逃がし安全弁を手動開放
し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後，「Ｓ／Ｐ温度制御」へ移行する。

重大事故等対策要領

p1.0.7-1.4.1-6

251詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

取水機能喪失により，残留熱除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の
排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，格納容器圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し，非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

E「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧力の監視を行い，サプレッション・
チェンバ圧力が 279kPa[gage]以上となったことを確認し，緊急用
海水系を使用した残留熱除去系
による格納容器スプレイ操作を行う。
以降，原子炉水位低（レベル３）まで低下したら，残留熱除去系による原子炉注水を再開し，原子炉
水位高（レベル８）まで上昇した
ら，格納容器スプレイを再開する
ことを繰り返す。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.1-7

252

1.4 崩壊熱除去機能喪失
1.4.2 残留熱除去系が故障した場合
特 徴
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の発生後，高圧注水機能等により炉心冷却には成功するが，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，炉心の崩壊熱により発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器に流入し格納容器圧力が上昇する
ことで，緩和措置が取られない場
合には，炉心損傷より先に格納容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで，炉心損傷に至る。

基本的な考え方原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，代替の残留熱除去機能を用いて最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要1.0.7-1.4.2-1ａ．原子炉スクラムの確認
ｂ．高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
ｄ．崩壊熱除去機能喪失の確認
ｅ．残留熱除去系の回復操作
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））ｉ．代替循環冷却系の起動操作
ｊ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による
格納容器冷却ｋ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱（サプレッション・チェンバ側）
ｌ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
ｍ．タンクローリによる燃料補給操作
ｎ．使用済燃料プールの冷却

解析上の対応手順の概要フロー253

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.4.2-2

254

詳細手順説明
操作補足事項非常時運転手順書

解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「給水流量全喪失」事象発生
原子炉水位低（レベル３）信
号に より原子炉がスクラ ムする。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて原 子炉の停止状態を確 認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水喪失により原子炉スク
ラム後も原子炉水位は低下し，原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持できないため，「水位確保」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.2-3

255

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

原子炉水位異常低下（レベル２）にて原子隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動
し，注水が開始され，原子炉水位が上昇することを確認する。
原 子炉水 位 を原 子 炉水 位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7-1.4.2-4A256詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

残留熱除去系の機能喪失によ

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

り，崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の
排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，サプレッション・
プール水温度が上昇する。
サプレッション・プール水温度が 32℃以上であることを確認
し，「Ｓ／Ｐ温度制御」に移行す

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

Cる。
サプレッション・プール水温度を継続監視し，サプレッション・プール水熱容量制限図の運
転禁止領域に入ったことを確認した場合は，「急速減圧」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.2-5257

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

低圧代替注水系（常設）を起
動後，逃がし安全弁 7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。また，
原子炉減圧に伴い原子炉隔離時
冷却系が停止することを確認する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後，「Ｓ／Ｐ温度制御」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.2-6258

詳細手順説明
非常時運転手順書

解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム（ＲＣ）」

操作補足事項残留熱除去系の崩壊熱除去機能が喪失していることから，逃Aがし安全弁からの排気によりサ
プレッション・チェンバ圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage] 以 上 で あ る こ と を 確 認
し，「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧

事故時対応手順書(徴候ベース)「EOP」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

力の監視を行う。

E
重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.2-7259

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

サプレッション・チェンバ圧

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

E

力が 279kPa[gage]以上となったことを確認し，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）により，格納容器スプレイを行う。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.2-8260詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

外部水源を使用した代替格納

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイにより，サプレッション・プール水位が上昇する。
サプレッション・プール水位が＋16.7 ㎝以上であることを確
認し，「Ｓ／Ｐ水位制御」に移行する。
サプレッション・プール水位の監視を行い，＋5.5m 以上にて格納容器ベント準備操作を実施

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ水位制御」

Fする。
また，サプレッション・プー
ル水位の上昇が継続することにより＋6.5m 以上となったことを確認し，代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器
スプレイを停止する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.2-9261

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

代替格納容器スプレイ冷却系

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

E（常設）による格納容器スプレ
イ停止 により，サプレッショ
ン・チェンバ圧力が上昇する。
サプレッション・チェンバ圧
力が 310kPa[gage]到達したことを確認し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを実施する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.4.2-10

262

1.5 原子炉停止機能喪失
特 徴
運転時の異常な過渡変化の発
生後，炉心冷却には成功するが，原子炉停止機能が喪失することを想定する。このため，原子炉は臨界状態が継続し，原子炉出力が高い状態が維持されることから，炉心で発生した蒸気が格納容器に流入し格納容器圧力が上昇することで，緩和措置が取られない
場合には，炉心損傷より先に格納
容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。

基本的な考え方
代替の原子炉停止機能を用いて原子炉出力を抑制し，原子炉注
水機能を用いて原子炉水位を適切に維持することにより炉心損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要1.0.7-1.5-1ａ．原子炉停止機能喪失の確認
ｂ．高圧炉心スプレイ系の自動起動確認等
ｃ．自動減圧系等の作動阻止操作
ｄ．ほう酸水注入系の起動操作
ｅ．残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）による格納容器除熱ｆ．原子炉水位の調整操作
ｇ．使用済燃料プールの冷却

解析上の対応手順の概要フロー263

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.5-2264詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

最初に「原子炉出力」制御に

Aて原 子炉の停止状態を確 認する。
原子炉スクラムに失敗しているため「反応度制御」へ移行する。
また，「格納容器制御導入」を継続監視するが，以降は「反応度制御」を優先する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.5-3265詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「反応度制御」原子炉冷却材再循環ポンプのB

停止確認又は手動により停止させる。
ドライウェル圧力高(13.7kPa[gage])信号と原子炉水位レベ
ル 1 信号が検出され 120 秒経過
後，自動減圧系が作動し，非常用炉心冷却系による多量の注水による反応度投入防止のため自動減圧系等の作動阻止を行う。
「ＳＬＣ」操作
ほう酸水注入系を起動し，原子炉にほう酸水を注入すること
で，原子炉出力を低下させる。
逃がし安全弁の排気により，サプレッション・プール水温が上昇することから，残留熱除去
系によるサプレッション・プー
ル水冷却を行う。
また，サプレッション・プー
ル水温が 106℃近接にてＲＣＩ
Ｃを停止する。
「ＣＲ」操作代替制御棒挿入機能，スクラ
ムテストスイッチ，ヒューズ引
き抜き，制御棒手動挿入等により，制御棒を挿入する。

ほう酸水の全量注入完了又は制御棒 02 ポジション以下まで
挿入完了後，「スクラム」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.5-4266

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「反応度制御」「水位」操作Ｂ

主蒸気隔離弁の閉止により給水全喪失に至るが，格納容器圧
力 13.7kPa[gage]で原子炉隔離
時冷却系，高圧炉心注水系が自動起動し，原子炉注水が確保される。原子炉出力が高い場合は，原子炉への注水量を調整し，原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）付近まで低下させることで，原子炉出力を低下させる。

「圧力」操作
逃がし安全弁にて，原子炉圧力を一定に維持する。

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7-1.5-5

A

267

1.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失
特 徴
原子炉の出力運転中に原子炉
冷却材圧力バウンダリを構成す
る配管に中小破断ＬＯＣＡが発生した後，高圧注水機能及び低圧
注水機能が喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，破断箇所からの原子炉冷却材の流出により，原子炉圧力容器内の保有水量が減少し原子炉水位が低下することから，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。また，低圧注水機
能喪失を想定することから，併せて残留熱除去系機能喪失による崩壊熱除去機能喪失を想定する。

基本的な考え方
原子炉減圧後に低圧の注水機
能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし
場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

1.0.7-1.6-1

対応手順概要ａ．原子炉スクラム及びＬＯＣ
Ａ発生の確認ｂ．高圧注水機能喪失の確認
ｃ．高圧代替注水系の起動操作
ｄ．低圧注水機能喪失の確認
ｅ．高圧・低圧注水機能の回復
操作
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
ｇ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の注水準備操作
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
ｉ．原子炉水位の調整操作
ｊ．代替循環冷却系の起動操作
ｋ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による
格納容器冷却ｌ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱（サプレッション・チェンバ側）
ｍ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
ｎ．タンクローリによる燃料補給操作
ｏ．使用済燃料プールの冷却

解析上の対応手順の概要フロー268

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.6-2269

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」「冷却材喪失事故」発生

Ａ

最初に「原子炉出力」制御にて原 子炉の停止状態を確 認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
外部電源喪失により，給水機能が喪失していることから，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心スプレイ系が自動起動するが，高圧注水機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
原 子炉水位を原子炉水 位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持できないことか
ら「水位確保」制御へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-3270詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

プ ラント 状 態を 的 確に 把握
し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
高圧注水機能喪失により，原
子炉への注水ができず，原子炉水位低下が継続する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）以上維持可能でないことを確認し，「水位回復」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-4271

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

原子炉水位低下が継続し，原C

子炉水位異常低下（レベル１）
で低圧注水系及び低圧炉心スプ
レイ系が自動起動するが，低圧
注水系機能喪失により，原子炉への注水が不可となる。
低圧注水機能喪失判断後，低圧代替注水系（常設）の起動準備を開始する。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）到達後，更に低下傾向であることを確認し，
低圧代替注水系（常設）を起動する。
低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し「急速減圧」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-5272

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「速減圧」

Ｄ

低圧代替注水系（常設）が起動していることを確認し，逃がし安全弁 7 弁を手動開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後「水位回復」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-6

273

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉減圧により,低圧代替
注水系（常設）による注水が開始され，原子炉水位が上昇する
ことを確認する。
原子炉水位が燃料有効長頂部未満でないことを確認し「水位確保」に移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-7274

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

低圧代替注水系（常設）によBり，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し「スクラム」へ移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7-1.6-8

A275詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

低圧注水機能喪失により，残非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

留熱除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし
安全弁からの排気によりサプレッション・チェンバ圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。

Ｅ

サプレッション・チェンバ圧力の監視を行う。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-9276

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

Ｅ

サプレッション・チェンバ圧
力が 279kPa[gage]に到達した
ら，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止し，代替格納容器スプレイを実施する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-10277

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

外部水源を使用した代替格納容器スプレイにより，サプレッ
ション・プール水位が上昇する。
サプレッション・プール水位が＋16.7 ㎝以上であることを確
認し，「Ｓ／Ｐ水位制御」に移行する。
サプレッション・プール水位の監視を行い，＋5.5m 以上にて格納容器ベント準備操作を実施

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ水位制御」

する。

F

また，サプレッション・プー
ル水位の上昇が継続することにより＋6.5m 以上となったことを確認し，代替格納容器スプレイを停止する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-11278

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

サプレッション・チェンバＥ

圧力を監視し，310kPa[gage]に到達したことを確認したら，格納容器ベントを実施する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.6-12279

1.7 格納容器バイパス(インターフェイスシステムＬＯＣＡ)
特 徴
原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統において，高圧
設計部分と低圧設計部分を分離するための隔離弁の誤開等により，低圧設計部分が過圧されて破損し，原子炉冷却材が格納容器外へ漏えいすることを想定する。このため，破断箇所からの原子炉冷却材の流出により，原子炉圧力容器内の保有水量が減少し原子炉
水位が低下することから，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。

基本的な考え方
健全な原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図るとともに，原子炉を減圧することにより原子炉冷却材の流出の抑制を図り，漏えい箇所を隔離することによって格納容器外への原子炉冷却材の流出の停止を図る。また，最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送することによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

1.0.7-1.7-1

対応手順概要ａ．ＩＳＬＯＣＡの発生
ｂ．原子炉スクラムの確認
ｃ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
ｄ．ＩＳＬＯＣＡ発生の確認
ｅ．中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作
ｆ．低圧炉心スプレイ系の起動
操作
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
ｈ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（
常設）の起動準備操作
ｉ．原子炉水位の維持操作
ｊ．中央制御室における残留熱除去系の弁の閉止操作
ｋ．残留熱除去系（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
ｌ．現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作
ｍ．原子炉水位の調整操作
ｎ．使用済燃料プールの冷却

解析上の対応手順の概要フロー280

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.7-2281

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

原子炉水位低（レベル３）信

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

号により 原子炉がスクラムする。そのため，「スクラム」にて対応する。
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉 の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水 喪失していることから，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系が自動起動するが，高圧炉心スプレイ系
が同区分の区画であるため機能喪失を仮定する。
原子炉 水位を原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持できないことか
ら「水位確保」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.7-3282

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

原子炉水位の低下，原子炉冷却材圧力バウンダリ漏えいに関する警報及び指示の上昇を確認
し，「二次格納施設制御」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.7-4283

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

インターフェースＬＯＣＡを

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
二次格納施設制御

B

判断した場合は，破損箇所を特定し隔離する。
速やかな破損箇所の隔離が不能な場合は低圧注水系 1 系統以
上又は低圧代替注水系（常設）を起動し，原子炉を急速減圧する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.7-5284

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

低圧で原子炉へ注水可能な系

C

統を起動し，逃がし安全弁 7 弁
を手動 開放し原子 炉を減 圧する。原子炉減圧後は，原子炉圧
力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原 子炉 水位 計正 常を 確 認後
「二次格納施設制御」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.7-6285

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

原子炉の減圧に伴い，サプレ
ッション・プール水温度が上昇する。サプレッション・プール
水温度 32℃を超える場合は，残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却を実施する。

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース) 「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

1.0.7-1.7-7D286

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
二次格納施設制御

原子炉冷却材の流出が継続しEているため，原子炉水位を原子
炉水位異常低下（レベル２）〜
原子炉水位低（レベル３）で維持するように制御する。
漏えい箇所の隔離が成功した
場合，原子炉水位を原子炉水位
低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し「水位確保」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.7-8

287

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

低圧代替注水系（常設）によEり，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し「スクラムに移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7-1.7-9

A288

1.8 津波浸水における注水機能喪失
特 徴
基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」という。
）により取水機能及び原子炉注水機能が喪失することを想定する。このため，原子炉
圧力制御に伴い原子炉圧力容器
内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下
し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。

基本的な考え方敷地に遡上する津波に対する
津波防護対策を実施した設備を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場への熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

対応手順概要ａ．原子炉スクラムの確認
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

1.0.7-1.8-1ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
ｄ．早期の電源回復不能の確認
ｅ．電源確保操作対応
ｆ．高所において可搬型代替注
水大型ポンプを用いた低圧
代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
ｉ．タンクローリによる燃料補給操作
ｊ．直流電源の負荷切離操作
ｋ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却
ｌ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
ｎ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
ｏ．緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱ｐ．使用済燃料プールの冷却

解析上の対応手順の概要フロー289

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-1.8-2290

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A「敷地に遡上する津波」の到達及び「給水流量全喪失」「全交
流動力電源喪失」事象発生。
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水喪失により原子炉スク
ラム後も原子炉水位は低下し，
原子炉水低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持不可能のため，「水位確保」へ移行する。
「タービン・電源」制御にて
所内電源喪失を確認する事により，ＡＯＰ「電源喪失」へ移行
し対応する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.8-3291

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「電源喪失」

全交流動力電源が喪失しているこAとから，常設代替高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電する。その後，非常用交流電源の復旧を行う。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.8-4292

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

B

原子炉水位異常低下(レベル２)にて原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉隔離時冷却系により注水が開始され，原子炉水位が上昇することを確認する。
プ ラント 状 態を 的 確に 把 握し，作動すべきものが自動で作動していない場合は手動作動させる。
原 子炉水 位 を原 子 炉水 位 低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８）に維持可能であることを確認し，「スクラム」に移行する。
「スクラム」にて原子炉水位の連続監視を行う。

重大事故等対策要領

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

1.0.7-1.8-5

A293詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

取水機能喪失により，残留熱

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，サプレッション・プール水温度が上昇する。
サプレッション・プール水温度が 32℃以上であることを確認
し，「Ｓ／Ｐ温度制御」に移行する。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
格納容器制御「Ｓ／Ｐ温度制御」

C

サプレッション・プール水温度を継続監視し，サプレッション・プール熱容量制限に到達した場合は，「急速減圧」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.8-6294

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

低圧代替注水系（可搬型）準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
不測事態「急速減圧」

D

備完了を確認後，逃がし安全弁
を手動 開放し原子炉を減圧する。
原子炉減圧後は，原子炉圧力とドライウェル空間部温度の相関関係から，原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後，「Ｓ／Ｐ温度制御」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.8-7295

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

取水機能喪失により，残留熱除去系の崩壊熱除去機能も喪失していることから，逃がし安全弁の
排気及び原子炉隔離時冷却系の排気により，格納容器圧力が上昇する。
ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]以上であることを確認し，非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

E「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
サプレッション・チェンバ圧力の監視を行い，サプレッシン・チ
ェンバ圧力が 279kPa[gage]以上となったことを確認し，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，非常用母線復旧後は緊急用海水系を使用した残留熱除去系による格納容器スプレイ操作を行う。

重大事故等対策要領

1.0.7-1.8-8

296

2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)
2.4 水素燃焼
特 徴(2.1)
発電用原子炉の運転中に異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，格納容器内へ流出した高温の原子炉冷却材や溶融炉心の崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気，ジルコニウム−水反応等によって発生した非凝縮性ガス等の蓄積によって，格納容器圧力及び温度が徐々に上昇し，格納容器の過圧・過温により格納容器破損に至る。
(2.4)
ジルコニウム−水反応，水の放射線分
解，金属腐食及び溶融炉心・コンクリート
相互作用等により発生する水素によって格納容器内の水素濃度が上昇し，水の放射線分解により発生する酸素によって格納容器内の酸素濃度が上昇する。このため，緩和措置がとられない場合には，格納容器
内の水素と酸素が反応することによって激しい燃焼が生じ，格納容器の破損に至る。

基本的な考え方1.0.7-2.1-1(2.1)
損傷炉心の冷却のための常設低圧代替
注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）及び代替循環冷却系による原子炉注
水，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
格納容器冷却並びに代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置による格納容器
除熱によって格納容器の破損及び放射性物質の異常な水準での敷地外への放出を
防止する。
(2.4)
窒素置換による格納容器内雰囲気の不活性化及び格納容器内への窒素供給によって，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を可燃限界未満に維持し，格納容器の破損を防止する。また，溶融炉心・コンクリー
ト相互作用による水素発生に対しては「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」のとおり，コリウムシールドの設置及びペデスタル（ドライウェル部）への注水によって水素発生を抑制する。

対応手順概要ａ．原子炉スクラム，ＬＯＣＡ発生及び全交流動力電源喪失の確認
ｂ．原子炉への注水機能喪失の確認
ｃ．炉心損傷確認
ｄ．早期の電源回復不能の確認
ｅ．常設代替高圧電源装置による緊急用
母線の受電操作並びに常設低圧代替
注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納
容器冷却操作及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作
ｆ．電源確保操作対応
ｇ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動準
備操作
ｈ．常設代替高圧電源装置による非常用
母線の受電操作ⅰ．原子炉建屋ガス処理系及び中央制御
室換気系の起動操作
ｊ．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
ｋ．緊急用海水系による海水通水操作
ｌ．代替循環冷却系による原子炉注水操
作及び格納容器除熱操作
ｍ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容下部水位確保操作
ｎ．水素濃度及び酸素濃度監視設備の起動操作
ｏ．サプレッション・プールｐＨ制御装置による薬液注入操作
ｐ．使用済燃料プールの冷却操作
ｑ．可搬型窒素供給装置を用いた格納容
器内窒素供給操作
ｒ．タンクローリによる燃料補給操作

事故シーケンスグループ「水素燃焼」は「雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)」の「代替循環冷却を使用する
場合」と同じ手順である。

解析上の対応手順の概要フロー297

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-2.1-2298

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-2.1-3299

詳細手順説明
操作補足事項非常時運転手順書

解析上の対応手順の概要フロー「冷却材喪失事故，全交流動力電

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A源喪失」発生原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。そのため，ＥＯＰ「スクラム」へ移行して対応するが，その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操
作はＡＯＰ「電源喪失」で対応する。

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-4300

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

最初に「原子炉出力」制御に

Aて原子炉の 停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
冷却材喪失，全交流動力電源

非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
格納容器制御「ＰＣＶ圧力制御」

喪失によりドライウェル圧力がＢ上昇するため，「ＰＣＶ圧力制御」に移行する。
原子炉への注水機能が喪失するため，原子炉水位 L-0 以上維持が不可となる。その後，CAMS
γ線線量率により炉心が損傷したことを確認し，「ＡＭ初期対応へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-5

301詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書(事象ベース)「ＡＯＰ」「電源喪失」

全交流動力電源が喪失していAることから，常設代替高圧電源
装置を起動し，緊急用母線を受電する。その後，非常用交流電源の復旧を行う。

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-6

302

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「ＡＭ初期対応」

C

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電後，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ及び低圧代
替注水系（常設）による原子炉
注水を実施する。
その後，原子炉圧力−D/W 空
間部温度により「水位不明判断
曲線」水位不明であることを確認する。
原子炉注水流量を一定流量で継続し，原子炉水位 L-0 到達までの必要注水時間経過後，崩壊熱相当の注水流量に変更する。
これにより，損傷炉心冷却成功となる。
また，代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）の一時停止操作を実施し，非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）へ移行する。
なお，運転手順においては，
原子炉注水及び格納容器スプレ
イ操 作を優先して実施す るた
め，原子炉圧力容器の健全性確認は非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）にて実施する。

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-7

303詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
注水-1「損傷炉心への注水」

低圧代替注水系（常設）によDる原子炉注水を継続し，炉心を冠水させるとともに，注水-3a「Ｒ ＰＶ破損前のペデス タル（ドライウェル部）初期注水」）
を並行して実施する。
原子炉圧力容器の健全性確認
後，注水-2「長期の原子炉水位の確保」，除熱-1「損傷炉心冷却後の除熱」に移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-8304

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
E
注水-3a「ＲＰＶ破損前のペデスタル（ドライウェル部）初期注水」

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）注水操作を実施する。
（注水-1「損傷炉心への注水」と並行操作）
ペデスタル（ドライウェル部）
床面から 1.0m まで注水し，注水-1「損傷炉心への注水」へ移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-9305

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
除熱-1「損傷炉心冷却後の除熱」

原子炉格納容器圧力がF

465kPa[gaga]に 到達後は，S/P
水位が 6.5m に到達するまで代替格納容器スプレイの間欠運転を実施する。
なお，運転手順においては，
適宜代替循環冷却系への移行可否を判断するが，ここでは緊急用海水系の通水準備未完を想定し，代替格納容器スプレイを継続するものとする。

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-10306

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
除熱-1「損傷炉心冷却後の除熱」※代替循環冷却を使用する場合

緊急用海水系による海水通水F操作が完了し，代替循環冷却に移行可能となった場合は，代替
循環冷却運転を実施し，原子炉
注水及び格納容器除熱を開始する。

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-11

307

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
放出「ＰＣＶ破損防止」※代替循環冷却を使用する場合

代替循環冷却運転開始後，格G

納容器内水素濃度及び酸素濃度を継続監視し，格納容器内が可燃限界に到達することを防止するため，格納容器ベント並びに可燃性ガス濃度制御系の復旧を行う。

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-12308

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
除熱-1「損傷炉心冷却後の除熱」※代替循環冷却を使用しない場合

代替循環冷却が実施できないＧ

場合は，代替格納容器スプレイの間欠運転を継続し，S/P 水位が 6.5m に到達した時点で，放出「ＰＣＶ破損防止」に移行する。

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-13309

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
事故時対応手順書(シビアアクシデント)「SOP」
放出「ＰＣＶ破損防止」※代替循環冷却を使用しない場合

外部水源による代替格納容器

G

スプレイを停止し，格納容器ベントを実施する。

重大事故等対策要領

1.0.7-2.1-14

310

2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用
2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
特

徴

(2.2)
発電用原子炉の運転中に異常な過渡変化又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，原子炉圧力が高い状態で原子炉圧力容器が破損し，溶融炉心，水蒸気，水素等が急速に放出され，格納容器雰囲気が直接加熱されることにより，急速に格納容器圧力が上昇する等，格納容器に熱的・機械的な負荷が発生して格納容器の破損に至る。
(2.3)
発電用原子炉の運転中に異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）
又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，溶融炉心と原
子炉圧力容器外の水が接触して一時的な格納容器圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネルギが大きい場合に構造物が破壊され格納容器の破損に至る。
(2.5)
発電用原子炉の運転中に異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）
又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，原子炉圧力容
器内の溶融炉心が格納容器へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応によって，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートが侵食され，格納容器の構造部材の支持機能を喪失し，格納容器の破損に至る。

基本的な考え方１.0.7-2.2-1(2.2)
溶融炉心，水蒸気，水素等の急速な放出に伴い格納容器に熱的・機械的な負荷が加えられることを防止するため，原子炉圧力容器破損までに原子炉を減圧することによって，格納容器の破損を防止する。
(2.3)
ペデスタル（ドライウェル部）の水位を約1mに維持し，溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のプール水への伝熱による，水蒸気発生に伴う格納容器圧力の上昇を抑制することにより，格納容器の破損を防止する。また，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下するまでに，ペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確保するとともに，長期的には，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことにより，格納容器の破損を防止する。さらに，格納容器内における水素燃焼を防止するため，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至るまでに，格納容器内へ窒素供給することによって，格納容器の破損を防止する。
(2.5)
ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設置するとともに，通常運転中にあらかじめペデスタル（ドライウェル部）に約1mの水位で水張りを実施したうえで，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下するまでに，ペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確保し，また，溶融炉心の落下後は，溶融炉心への注水によって溶融炉心を冷却することにより，溶融炉心・コンクリート相互作用による水素ガス発生を抑制するとともに格納容器の破損を防止する。また，長期的には，最終的な熱の逃がし場
へ熱の輸送を行うことにより，格納容器の破損を防止する。さらに，格納容器内における水素燃焼を防止するため，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至るまでに，格納容器内へ窒素供給することによって，格納容器の破損を防止する。

対応手順概要ａ．原子炉スクラム及び全交流動力電源喪失の確認
ｂ．原子炉への注水機能喪失の確認
ｃ．早期の電源回復不能の確認
ｄ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
ｅ．電源確保操作対応
ｆ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
ｇ．高圧注水機能喪失の確認
ｈ．常設高圧代替注水系ポンプを用いた高圧代替注水系の起動操作
ｉ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
ｊ．原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気系の起動操作
ｋ．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
ｌ．緊急用海水系による海水通水操作
ｍ．代替循環冷却系による格納容器除熱操作
ｎ．炉心損傷確認
ｏ．逃がし安全弁（自動減圧機能）2 弁による原子炉急速減圧操作
ｐ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保操作
ｑ．水素濃度及び酸素濃度監視設備の起動操作
ｒ．サプレッション・プールｐＨ制御装置による薬液注入操作
ｓ．格納容器下部水温の継続監視
ｔ．原子炉圧力容器破損の判断
ｕ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作
ｖ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）
による溶融炉心への注水操作
ｗ．代替循環冷却系による原子炉注水及び格納容器除熱操作
ｘ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器圧力制御操作
ｙ．使用済燃料プールの冷却操作
ｚ．可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内窒素供給操作
ａａ．タンクローリによる燃料補給操作

事故シーケンスグループ「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」及び「溶融炉心・コンクリート相互作用」は「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じ手順である。

解析上の対応手順の概要フロー311

非常時運転手順書 全体対応フロー

１.0.7-2.2-2312

非常時運転手順書 全体対応フロー

１.0.7-2.2-3313

詳細手順説明
操作補足事項非常時運転手順書

解析上の対応手順の概要フロー「給水全喪失事故，全交流動力電

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A源喪失」発生原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。そのため，ＥＯＰ「スクラム」へ移行して対応するが，その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操
作はＡＯＰ「電源喪失」で対応する。

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-4314

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「水位確保」

最初に「原子炉出力」制御にBて原子 炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また，「格納容器制御導入」を継続監視する。
原子炉水位を L-3〜L-8 に維持できないため，「水位確保」へ移行する。
原子炉への注水機能が喪失しているため，低圧代替注水系（常設）準備を実施する。また，原子炉水位 L-1 以上維持が不可となるため，「水位回復」へ移行する。

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-5315詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書(事象ベース)「ＡＯＰ」「電源喪失」

全交流動力電源が喪失していAることから，常設代替高圧電源
装置を起動し，緊急用母線を受電する。その後，非常用交流電源の復旧を行う。

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-6316

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「水位回復」

C

原子炉への注水機能が喪失しているため，原子炉水位低下が継続する。
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電後，低圧代替注
水系（常設）による原子炉注水を試みるが，失敗する。
※格納容器破損防止対策の有効性を確認する観点から原
子炉圧力容器が破損する事象とするため，低圧代替注
水系（常設）による原子炉
注水には期待しない。
原子炉注水手段を確保できな
いため，「ＡＭ初期対応」へ移行する。

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-7317

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書

原子炉水位低下が継続し，原非常時運転手順書Ⅱ (徴候ベース)「ＥＯＰ」
不測事態「ＡＭ初期対応」

D

子炉水位が燃料有効長底部から
燃料有効長の 20%高い位置に到達した時点で逃がし安全弁 2 弁による原子炉急速減圧操作を実施する。
その後，CAMS γ線線量率により炉 心が損傷したことを 確認
し，非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）へ移行する。

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-8318

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
注水-1「損傷炉心への注水」

E

注水-3a「ＲＰＶ破損前のペデスタル（ドライウェル部）初期
注水」へ移行する。
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）注水操作を実施する。
ペデスタル（ドライウェル部）
床面から 2.2m まで注水し，注水-1「損傷炉心への注水」へ移行
する。

注水-3a
「ＲＰＶ破損前のペデスタル（ドライウェル部）初期注水」

F
重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-9319

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
注水-1「損傷炉心への注水」

E

原子炉圧力容器の健全性確認を実施し，原子炉圧力容器が破損したことを確認する。
これにより，除熱-2「ＲＰＶ破損後の初期格納容器スプレ
イ」及び注水-3b「ＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェル部）
注水」へ移行する。

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-10

320詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
除熱-2「ＲＰＶ破損後の初期格納容器スプレイ」

原子炉圧力容器破損確認後，代替格 納容器スプレイ冷却系

H（常設）による格納容器スプレ
イ操作を実施する。
格納容器スプレイを継続し，格納容器圧力上昇傾向が低下傾向に転じ，格納容器圧力が465kPa[gage]に到達した後，格納容器スプレイ流量低下操作を実施する。
格納容器スプレイ流量低下操作実施後，注水-4「長期のＲＰ
Ｖ破損後の注水」及び除熱-3「ＲＰＶ破損後の除熱」へ移行する。

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-11

321詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
注水-3b「ＲＰＶ破損後のペデスタル（ドライウェル部）注水」

原子炉圧力容器破損確認後，格納容器下部注水系（常設）にH

よるペデスタル（ドライウェル部）注水操作を実施する。
ペデスタル（ドライウェル部）
注水を継続し，格納容器圧力上昇傾向が低下傾向に転じ，格納容器圧力が 465kPa[gage]に到達した後，ペデスタル（ドライウェル部）注水流量低下操作を実施する。
ペデスタル（ドライウェル部）
注水流量低下操作実施後，注水-4「長期のＲＰＶ破損後の注水」
及び除熱-3「ＲＰＶ破損後の除熱」へ移行する。

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-12322

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
非常時運転手順書Ⅲ (シビアアクシデント)「ＳＯＰ」
除熱-3「損傷炉心冷却後の除熱」

除熱-2「ＲＰＶ破損後の初期

I

格納容器スプレイ」操作実施後，代替循環冷却運転へ移行できな
い場合は，代替格納容器スプレ
イの間欠運転を実施する。
緊 急用海 水系 の 準備 が 完了
し，代替循環冷却に移行可能となった場合は，代替循環冷却運転を実施し，原子炉注水及び格納容器除熱を開始する。

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-13323

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項

事故時運転操作手順書
事故時対応手順書(シビアアクシデント)「SOP」
放出「ＰＣＶ破損防止」

代替循環冷却運転開始後，格I

納容器内水素濃度及び酸素濃度を継続監視し，格納容器内が可燃限界に到達することを防止するため，格納容器ベント並びに可燃性ガス濃度制御系の復旧を行う。

重大事故等対策要領

１.0.7-2.2-14324

3.1 想定事故１
特 徴
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することを想定する。このため，使用済燃料
プール水温が徐々に上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃料プール水位が緩慢に低下することから，緩和措置が取られない場合には，使用済燃料
プール水位の低下により燃料が露出し，燃料損傷に至る。

基本的な考え方
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）を使用して使用済燃料プールへ注水することによって，燃料損傷の防止を図る。また，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）を使用して使用済燃料プール
水位を維持する。

対応手順概要1.0.7-3.1-1

ａ．使用済燃料プール冷却機能喪失の確認
ｂ．使用済燃料プール注水機能喪失の確認
ｃ．使用済燃料プール水位，温度監視
ｄ．使用済燃料プール冷却機能の回復操作
ｅ．使用済燃料プール注水機能の回復操作
ｆ．常設低圧代替注水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
使用済燃料プールへの注水
操作ｇ．
可搬型スプレイノズルの準備
ｈ．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への注
水準備
ｉ．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への注水ｊ．タンクローリによる燃料補給操作

解析上の対応手順の概要フロー325

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-3.1-2

326

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

外電喪失により，使用済
燃料プールの冷却系が停止し，かつ非常用ディーゼル
発電機が起動するが，使用済燃料プールの冷却系の起動に失敗し，使用済燃料プールの冷却機能が喪失する。
可搬型代替注水大型ポン

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
使用済燃料プール制御「水温，水位」

プによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
使用した注水により使用済
燃料プールの水位を回復する。その後は，使用済燃料
プールの冷却系を復旧しつ
つ，蒸発量に応じた水量を補給することで，使用済燃料プール水位を維持する。

重大事故等対策要領

1.0.7-3.1-3327

3.2 想定事故 2
特 徴
使用済燃料プールの冷却系の配管破断によるサイフォン現象
等により使用済燃料プール内の水の小規模な漏えいが発生するとともに，使用済燃料プール注水機能が喪失することを想定する。
このため，使用済燃料プール水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，燃料は露出し，燃料損傷に至る。

基本的な考え方
静的サイフォンブレーカによる使用済燃料プール水の漏えいの停止や，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への注水によって，燃料損傷の防止を図る。また，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）を使用して使用済燃料プール
水位を維持する。

1.0.7-3.2-1

対応手順概要ａ．使用済燃料プール水位低下の確認
ｂ．使用済燃料プール注水機能喪失の確認
ｃ．使用済燃料プール水位，温度監視
ｄ．使用済燃料プール注水機能の復旧操作
ｅ．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への注
水準備
ｆ．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への注水ｇ．タンクローリによる燃料補給操作

解析上の対応手順の概要フロー328

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-3.2-2329

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書
非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
原子炉制御「スクラム」

A

外電喪失により，使用済
燃料プールの冷却系が停止
し，かつ燃料プール冷却浄化系配管の破断が発生し，サイフォン現象により使用済燃料プール水位が低下する。その後，静的サイフォ
ンブレーカにより漏えいが防止される。

非常時運転手順書Ⅱ(徴候ベース)「ＥＯＰ」
使用済燃料プール制御「水温，水位」

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）を使用した注水により使用済燃料プールの水位を回復する。その後は，使用済燃料プールの冷却系を復旧しつつ，蒸発量に応じた水量を補給することで，使用済
燃料プール水位を維持する。

重大事故等対策要領

1.0.7-3.2-3

330

4.1 崩壊熱除去機能喪失
特 徴

解析上の対応手順の概要フロー

原子炉の運転停止中に残留熱除去系の故障により，崩壊熱除去
機能が喪失することを想定する。
このため，燃料の崩壊熱により原
子炉冷却材が蒸発し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下が継続し，燃料が露出すること
で燃料損傷に至る。

基本的な考え方原子炉注水機能を用いて燃料損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって原子炉除熱を行う。

対応手順概要ａ．運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止
確認
ｂ．作業員への退避指示
ｃ．崩壊熱除去機能の回復操作
ｄ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状
態維持
ｅ．待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水ｆ．原子炉保護系母線の受電操
作
ｇ．残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）による原子炉冷却ｈ．使用済燃料プールの冷却操
作

331

1.0.7-4.1-1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-4.1-2

332

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

操作補足事項非常時運転手順書

残留熱除去系の故障及び非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「停止時異常事象対応手順」

外部電源喪失が発生し，崩壊熱除去機能が喪失する。
原子炉水温が上昇する
が，原子炉注水系統による原子炉圧力容器へ注水を実施し，原子炉水位を回復する。
その後，待機中または復
旧した残留熱除去系（原子炉停止時冷却）を運転する。
非常時運転手順書（事象
ベース）「停止時異常事象対応手順」にて対応する。

重大事故等対策要領

1.0.7-4.1-3

333

4.2 全交流動力電源喪失
特 徴

解析上の対応手順の概要フロー

原子炉の運転停止中に全交流
動力電源が喪失することにより，原子炉注水機能及び崩壊熱除去
機能が喪失することを想定する。
このため，燃料の崩壊熱により原
子炉冷却材が蒸発し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下することから，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，燃料が露出すること
で燃料損傷に至る。

基本的な考え方
代替の交流動力電源供給機能からの給電により原子炉注水機能を確保し，原子炉注水を行うことによって，燃料損傷の防止を図る。また，代替の交流動力電源設
備からの給電により最終的な熱の逃がし場への熱輸送を行うことによって原子炉除熱を行う。

対応手順概要ａ．全交流動力電源喪失の確認
ｂ．作業員への退避指示
ｃ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
ｄ．電源確保操作対応
ｅ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
ｆ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操
作
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状
態維持
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））ｉ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
ｊ．原子炉保護系母線の受電操
作
ｋ．残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）による原子炉除熱ｌ．使用済燃料プールの冷却操
作

334

1.0.7-4.2-1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-4.2-2335

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書
非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「停止時異常事象対応手順」

操作補足事項
全交流動力電源が喪失
するが，代替の交流動力電
源供給機能からの給電により，原子炉注水機能と原子炉除熱機能を回復する。
非常時運転手順書（事象
ベース）「停止時異常事象対応手順」及び「電源喪失」
にて対応する。

非常時運転手順書（事象ベース）「ＡＯＰ」「電源喪失」

重大事故等対策要領

1.0.7-4.2-3

336

4.3 原子炉冷却材の流出
特 徴

解析上の対応手順の概要フロー

運転停止中に原子炉冷却材圧
力バウンダリに接続された系統
から，運転員の誤操作等により系外への原子炉冷却材の漏えいが発生することを想定する。このため，原子炉冷却材の流出に伴い，保有水量が減少することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下が継続し，燃料損傷に至る。

基本的な考え方原子炉注水機能を用いて燃料損傷の防止を図るとともに最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって原子炉除熱を行う。

対応手順概要ａ．原子炉冷却材流出の確認
ｂ．作業員への退避指示
ｃ．待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水ｄ．原子炉冷却材漏えい箇所の隔離

337

1.0.7-4.3-1

非常時運転手順書 全体対応フロー

1.0.7-4.3-2

338

詳細手順説明
解析上の対応手順の概要フロー

非常時運転手順書

操作補足事項残留熱除去系（停止十冷却系）切替え操作において，非常時運転手順書Ⅱ（事象ベース）「ＡＯＰ」「停止時異常事象対応手順」

原子炉水位低下を確認。
切替え後に運転する残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作を実施
し，原子炉水位の上昇を確認する。
原子炉冷却材流出箇所を隔離する。
非常時運転手順書（事象
ベース）「停止時異常事象対応手順」にて対応する。

重大事故等対策要領

1.0.7-4.3-3

339